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報告書

エマルションフローを利用した液・液抽出法によるウラン廃液処理試験

菅田 信博; 大天 正樹; 遠藤 裕治; 吉田 英明; 美田 豊; 長縄 弘親; 永野 哲志; 柳瀬 信之

JAEA-Technology 2015-007, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-007.pdf:5.33MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮施設には、ウラン濃縮技術開発に使用した核不拡散に係わる機微情報を有する遠心分離機が存在している。この遠心機は希硫酸及び水による超音波洗浄等の湿式除染により部品表面へ付着した放射性物質を分離処理し、処理した廃液中のウランを除去することにより、廃液処理後に発生する澱物の放射能濃度を低減させることで、澱物処理が削減できるかの可能性を検討している。このため、平成19年度より原子力基礎工学研究部門と連携を図り、エマルションフロー法によるウラン抽出分離技術の開発を進めてきている。開発したエマルションフロー法を利用した試験装置について、希硫酸及び水の実廃液を用いた試験を行い、基礎試験で確認した性能が得られるかを検証した。

報告書

サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査結果(4) 1996年4月-2000年3月

片桐 裕実; 篠原 邦彦; 渡辺 均; 仲田 勲; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 中野 政尚; 森澤 正人*

JNC-TN8440 2000-003, 93 Pages, 2000/08

JNC-TN8440-2000-003.pdf:2.2MB

再処理施設から海洋へ放出される低レベル液体廃棄物による東海地先海域における放射能レベルの変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域において海水中の全$$beta$$放射能濃度、3H放射能濃度及び137Cs放射能濃度調査を実施した。サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年)7月から実施している。その結果、再処理施設排水に起因すると思われる放射能濃度の上昇は観測されなかった。また、1978年以降22年間にわたる環境影響詳細調査について検討した結果、再処理施設排水による海域全体の放射能レベルの変動は見られなかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(1999年度業務報告)

片桐 裕実; 篠原 邦彦; not registered; 清水 武彦; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2000-007, 141 Pages, 2000/06

JNC-TN8440-2000-007.pdf:3.02MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1999年4月から2000年3月までに間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

NUCEF放射性廃棄物の廃棄施設

小林 紀; 川村 隆一

JAERI-Tech 99-045, 141 Pages, 1999/06

JAERI-Tech-99-045.pdf:5.38MB

NUCEF内の放射性廃棄物の廃棄施設は、気体廃棄物の廃棄施設、液体廃棄物の廃棄設備、固体廃棄物の廃棄設備からなる。NUCEF内で発生する気体廃棄物は、フィルタ装置によって、十分に放射性気体廃棄物を処理して排出基準値以下の濃度で排気筒から排気する。また、液体及び固体の放射性廃棄物はそれらの性状に応じて、NUCEF内及び東海研究所内の放射性廃棄物処理施設で処理可能な物は処理を行った後、廃棄する。そのほかのものは本施設内で厳重かつ十分な維持・管理の下に貯蔵・保管を行う。本書は、これら放射性廃棄物の廃棄施設、設備の概要、設計条件、機器仕様等についてまとめたものである。

報告書

構造-機能変換能を有する化合物合成の研究-f元素抽出に適した構造の改良-2-

小夫家 芳明*

PNC-TJ1633 97-001, 40 Pages, 1997/03

PNC-TJ1633-97-001.pdf:2.0MB

軽水炉核燃料の再処理に伴って生ずる高レベル廃液中に存在する多数の金属イオンの抽出、分離技術を開発することを目標として、構造-機能変換能を有する新規ホスト化合物を合成し、金属イオンの捕捉特性を評価した。本年度はf元素の抽出に適した構造への改造を目指して、アニオン電荷を有するアート錯体から成る新規遷移金属イオン組織化ホストを調整し、捕捉能を検討した。オリゴエーテル鎖の両末端にサリチル酸エステルを加水分解して得られる酸をアルカリ存在下にウラニルイオンを用いて組織化した。本反応は特徴あるテンプレート反応であることを明らかにし、生成した疑クラウン環にフィットするストロンチウムは定量的に組織化ホストを与えた。その他のイオン(Ca、Ba、Na、Kなど)は過剰の金属塩を共存させることにより、それぞれの金属イオンをクラウン環内に取り込んだ錯体を合成した。単離したストロンチウム錯体なとを用いてNMR滴定法により金属イオン間の選択性を求めたところ、本ホスト錯体はアルカリ金属イオンも強く捕捉できるが、アルカリ土類金属イオンを特に選択的に捕捉し、その間では空孔径にフィットするストロンチウムを最も選択的に捕捉することを見いだした。またこの錯体の擬クラウン環は第2のウラニルイオン、あるいは3価金属であるランタンの強力な取り込み場として機能することも明らかとなった。更に本ホストの金属イオンに対する捕捉力は、Srに対しクリプタンドの50倍、Caに対してはクイーン2と同程度であることをこれら既存のホストとの競争取り込み実験により明らかにし、強力な金属イオン捕捉ホストであることを実証した。

報告書

再処理施設設置(変更)承認申請書 昭和59年8月

not registered

PNC-TN1700 93-008, 130 Pages, 1993/01

PNC-TN1700-93-008.pdf:2.46MB

2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。2. 再処理を行う使用済燃料の種類及び再処理能力3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 新型転換炉原型炉の使用済燃料の再処理を行うため。(2) 使用済燃料の貯蔵施設の貯蔵能力を増すため。(3) 軽水型原子炉及び新型転換炉原型炉の使用済燃料で照射後試験に供したもののうち試験燃料片の再処理を行うため。(4) 廃溶媒処理技術開発施設において廃溶媒のエポキシ固化の技術開発を行うため。(5) アスファルト固化技術開発施設において発生するアスファルト固化体などの貯蔵能力を増すため。(6) プルトニウム転換技術開発施設において,濃縮度20%未満の濃縮ウランを用いて技術開発を行うため。(7) 小型試験設備において,パルスカラムを用いて溶媒抽出工程の試験を行うため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。

報告書

再処理施設設置(変更)承認申請書 昭和55年3月

not registered

PNC-TN1700 93-002, 64 Pages, 1993/01

PNC-TN1700-93-002.pdf:0.91MB

2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出した再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-1のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理施設において発生するスラッジ及び廃溶媒の,それぞれの貯蔵能力を増すため第二スラッジ貯蔵場及び廃溶媒貯蔵場を新設する。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-2のとおりである。

報告書

アスファルト固化体,プラスチック固化体の健全性確認試験

藤田 秀人; 村山 保美; 日野田 正博; 芳中 一行

PNC-TN8410 92-234, 26 Pages, 1992/09

PNC-TN8410-92-234.pdf:0.49MB

再処理施設から発生する低放射性廃液及び廃溶媒は,それぞれ,アスファルト固化処理,プラスチック固化処理され,貯蔵施設に貯蔵保管されている。貯蔵保管中のこれらの固化体及び固化体パッケージの健全性を確認するため,固化体の硬度,圧縮強度,針入度,含水率等の基本物性及び固化体パッケージの外観観察,材厚測定を実施し固化処理時と貯蔵後の物性等を比較評価することにより変化のないことを確認した。

報告書

超ウラン元素抽出剤CMPOの生物学的安全性

小沢 正基; 根本 慎一; 駒 義和; 田中 正二*; 島田 康*; 古木 英一*; 小野 祥子*

PNC-TN8420 92-020, 22 Pages, 1992/08

PNC-TN8420-92-020.pdf:0.73MB

Octyl(pheny1)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphine oxide(CMPO)は,高レベル廃液に含まれるAmやCmなどの三価の超ウラン元素(TRU)を除去できる抽出剤である。このCMPOを用いたTRUの回収プロセスとしては,米国アルゴンヌ国立研究所(Argonne National Laboratory)で開発されたTRUEXと呼ばれるプロセスが知られており,動燃においては積極的な研究開発が進められている。CMPOの高レベル廃液に対する適用性を検討するために実高レベル廃液を用いた試験が行われ,抽出化学の分野で抽出機構の研究も行われている。しかし,TRUEXプロセスを工業レベルで実現するために必要である,溶媒そのものの安全性に関する報告はない。本報告はCMPOの安全性に関して評価した結果を示すものである。CMPOを雄マウスに経口・経皮投与し急性毒性を検討した結果,経口LD50値は3,000mg/kg以上,経皮LD50値は2,000mg/kg以上であった。CMPOの変異原性を細菌を用いた遺伝子突然変異検出系(Ames Test)および枯草菌を用いたDNA修復試験法(Rec Assay)を実施して調べた結果,CMPOの変異原性は陰性であることが明らかとなった。以上の試験の結果,CMPOに特徴的な毒性はなく,TBPと同様の取り扱いが可能であることが確認された。

報告書

大洗工学センターにおける放射性廃棄物の管理 -処理・貯蔵の実績と発生量予測-(平成4年度版)

中野 朋之; 飛田 祐夫

PNC-TN9420 92-008, 119 Pages, 1992/06

PNC-TN9420-92-008.pdf:3.71MB

大洗工学センター各施設から発生する放射性固体廃棄物及び放射性液体廃棄物に効果的に管理し、センター内の研究開発及び施設運転の円滑な推進に資するため、平成3年末までの廃棄物処理・貯蔵の実績と平成4年度の廃棄物月別発生予定量と平成4年度以降10年間の廃棄物発生量を予測し、その処理・貯蔵推移から今後の課題と対応について整理した。平成4年度以降の廃棄物発生量の予測については、平成4年1月31日発信の業連3(環技)257で各部門に依頼し、平成4年4月1現在においてすでにプロジェクトが決定しているものを集約してとりまとめたものである。その結果、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)内貯蔵施設の満杯や、MK-3計画や施設のデコミ等によりWDFで処理不可能な大型機器の廃棄物(以後「超大型廃棄物」という)の増大と処理方法の確立されていないため「中廃」へ搬出できない廃棄物(以後「未処理廃棄物」という)の施設内貯蔵量の増加等の課題が生じてきた。このために、各施設への軽減が必要である。なお本報は、今後の事業計画の進展に伴い廃棄物発生者側と受入者側(環境技術課)が計画的に廃棄物の管理が出来るように毎年度見直しを図らっていくこととする。

報告書

実廃液ガラス固化体の$$alpha$$加速試験(2)物性評価試験(動燃ー原研共同研究)

斉藤 誠美; 山田 一夫; 北野 光昭; 黒羽 光彦; 清宮 弘

PNC-TN8410 92-056, 43 Pages, 1992/03

PNC-TN8410-92-056.pdf:3.74MB

高レベル放射性廃液ガラス固化体の放射線に対する長期耐久性について知見を得るため、原研動燃共同研究によるアルファ加速試験を実施した。再処理工場の高レベル放射性廃液を使用してSUP244/Cmを添加したガラス固化体を作製し、アルファ線による放射線の影響を加速し、所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。試験に使用したSUP244/Cm添加実ガラス固化体の成分分析の結果、SUP244/Cmの濃度及びガラス組成はほぼ目標どおりであることが確認できた。この試料を使用して所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。光学顕微鏡及びEPMA観察の結果、加速年時で約1万1千年相当時においてもクラックの発生は見られなかった。また、約6千年及び1万1千年相当時における浸出試験により得られた浸出率はこれまで高レベル放射性物質研究施設において同条件で行った浸出試験結果と同オーダの値であった。これらの結果から、高レベル放射性廃液ガラス固化体は約1万1千年相当時においてもガラス固化体の物性に著しい変化は見られず、放射線に対して長期間にわたり耐久性を有することが確認できた。

報告書

高レベル廃液処理用ガラス溶融炉から発生するエアロゾル粒子の除去-高放射性廃液固化研究報告-

米谷 雅之; 池上 靖志; 高橋 武士; 前川 弘道

PNC-TN8410 91-026, 27 Pages, 1991/02

PNC-TN8410-91-026.pdf:0.49MB

環境技術開発部では、再処理において使用済み燃料から分離される高放射性廃液のガラス固化技術の開発を進めてきた。高放射性廃液はガラス原料とともに、ガラス溶融炉内で乾燥、仮焼され溶融ガラスになる。このとき、高放射性廃液の一部はエアロゾル粒子になりガラス溶融炉から発生する。エアロゾル粒子の環境への放出量を低減するためオフガス処理システムの開発を実施した。オフガス処理システムはサブマージド・ベッドスクラバ、ベンチュリスクラバ、吸収塔等で構成される。これら各装置のエアロゾル粒子の性能評価を、高レベル廃液ガラス固化技術開発施設(TVF)のコールドモックアップ試験設備を用いて行った。

論文

Development of collective dose assessment codes for a spent nuclear fuel reprocessing plant in Japan

外川 織彦; 本間 俊充

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. 1, p.253 - 258, 1991/00

核燃料再処理施設の平常運転時に大気及び海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を推定する計算手法を開発した。気体廃棄物評価のための2つの計算コードATRENO及びTERFOC-Nは、大気における核種の輸送・拡散、陸域生態圏における核種の移行及び集団線量を推定する。液体廃棄物評価のための計算コードシステムDSOCEANでは日本近海を分割したボックス間の核種の移行を考慮するボックスモデルを用いている。システムはそれぞれボックス間の海水交換率、核種の年間平均濃度、集団線量を推定する3つの連結された計算コードから成る。本報告では、各計算コードの特徴を記述し、モデルプラントへの適用例を示す。

論文

Collective dose assessment methodology for a spent nuclear fuel reprocessing plant

外川 織彦; 本間 俊充

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.351 - 360, 1991/00

核燃料再処理施設の平常運転時に大気及び海洋へ放出される放射性核種による集団線量を推定する計算手法を開発した。気体廃棄物評価のための2つの計算コードATRENO及びTERFOC-Nは、大気における核種の輸送・拡散、陸域生態圏における核種移行及び集団線量を推定する。液体廃棄物評価用の計算コードシステムDSOCEANは、日本近海を分割したボックス間での核種移行を考慮するボックスモデルを用いている。システムはボックス間の核種交換率、各ボックスの核種濃度、集団線量をそれぞれ推定する3つの連結された計算コードから成る。本コードシステムの性能を評価するため、日本の海岸におけるモデルサイトから放出される気体及び液体廃棄物による集団線量が試算された。重要な核種及び被曝経路が同定された。本報告では、各計算コードの特徴を記述し、システムの適用例を示す。

報告書

高レベル放射性廃液のガラス固化に用いた小型セラミックメルタのホットセル内での遠隔解体

清宮 弘; 山田 一夫; 黒羽 光彦; 斉藤 誠美; 富川 裕文; 斉藤 徹*; 萩谷 慎一*

PNC-TN8410 90-082, 90 Pages, 1990/09

PNC-TN8410-90-082.pdf:6.81MB

東海事業所の高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高レベル放射性廃液ガラス固化試験に使用してきたガラス溶融炉の解体をホットセル内で遠隔操作により行なった。ガラス溶融炉は、金属性のケーシング及び電鋳レンガ等から構成されている。ケーシング部はプラズマ切断法により、レンガ部はブレーカなど遠隔操作型に改良した治具類を用い解体した。解体は、特に大きな問題もなくプラズマ切断機、解体治工具類のホットセル内での使用についての知見を得るとともに、解体条件等を把握できた。今回の経験は、プラズマ切断機等によるセル内でのガラス溶融炉の解体技術の確立に大いに役立つものと考えられる。

報告書

高レベル放射性廃液ガラス固化体のクロム酸化物の析出

斉藤 誠美

PNC-TN8410 90-059, 19 Pages, 1990/06

PNC-TN8410-90-059.pdf:0.78MB

各国ガラス固化体組成を参考に調整した高レベル放射性廃液ガラス固化体を製作し、固化体の均質性等の物性を確認するための試験を実施した。製作したガラス固化体は、化学分析、放射能分析、X線回折、EPMA観察を行った。再処理工場高放射性廃液貯蔵場の272V32貯槽廃液を使用して、TVF標準組成を目標として製作した固化体は、Cr/SUB2/O/SUB3の含有率が約0.9%となり、Cr酸化物等の析出が見られた。他の貯槽については見られなかった。腐食生成物高含有高レベル放射性廃液をTVFにおいてガラス固化する場合、Cr酸化物等が析出することが予想され、ガラス溶融炉の運転及び固化体物性への影響を確認することが望ましい。また、腐食生成物高含有高レベル放射性廃液を他の廃液と混合して、腐食生成物濃度を調整することも考えられる。

報告書

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術の開発 昭和63年度研究成果要旨集

佐々木 憲明; 湯佐 泰久*

PNC-TN8410 89-041, 88 Pages, 1989/06

PNC-TN8410-89-041.pdf:2.11MB

環境工学開発部廃棄物処分技術開発室の昭和63年度に行った業務成果の要旨を作成した。要旨は各研究開発テーマ毎に,1.目的,2.実施内容,3.主な成果,4.今後の予定,にわけて作成した 昭和63年度に実施した廃棄物処分技術開発業務は, 1)ガラス固化ホット試験 2)地層処分における研究開発の体系の研究 3)性能評価研究 4)人工バリアの開発 5)核種の侵出に関する研究 6)核種の移行に関する研究である。 その他,米国バッテルパシフィックノースウェスト研究所との共同研究,緩衝材大型試験設備や地層処分システム工学研究施設(ENTRY)の概要と建設計画についてもまとめた。

論文

研究機関および教育機関から集荷されたRI無機液体廃棄物の核種と放射能

吉森 道郎; 松下 幹夫*; 服部 洋司良

保健物理, 24, p.271 - 275, 1989/00

研究、教育、医療機関等で利用される放射性同位元素は、所期の目的を達すると廃棄物となり、日本アイソトープ協会によって集荷される。このRI廃棄物の集荷量は年々増加する傾向にあり、処理量をかなり上回った状態が続いているため、RI廃棄物の処理処分についての方策が強く望まれている。そのためにはRI廃棄物の性状等を把握しておくことが必要である。本報では、日本アイソトープ協会が集荷したRI廃棄物の中で、無機の液体廃棄物についての核種、放射能等のデータを過去5年間(1984~1988年)にわたって集計整理した結果得られた特徴と処理処分の対策などについて述べる。

報告書

高レベル放射性廃液の流動床仮焼技術開発(1)

角田 直己; 佐々木 憲明; 永木 裕

PNC-TN841 80-22, 104 Pages, 1980/04

PNC-TN841-80-22.pdf:6.4MB

高レベル放射性廃液を,ガラス固化体に交換するプロセスにおいて,前処理方法としての流動床仮焼法の技術的評価を行う目的で,内径4インチの小型流動床仮焼装置を用いて,模擬廃液の仮焼試験を行った。試験ではまず,動燃再処理工場で発生する高レベル放射性廃液の組成を,ORIGENコードを用いて推定し,その値から模擬廃液を合成した。次いで,主要な化合物についての熱分析や模擬廃液のルツボ仮焼により,仮焼の特性を把握した後,流動化を阻害するNaNO/SUB3の影響を除くために,種々の添加物について効果を調べた。模擬廃液の仮焼試験は(1)造粒法(2)飛び出し法(3)コーディング法の3方法について,主に仮焼炉の操作性や運転条件を把握することを目標として行った。その結果,溶融シリカを流動媒体とし,添加物として硝酸アルミニウムを用いるコーディング法が最も優れていることがわかった。なお,仮焼試験に先だち,各種の流動媒体の流動性を,ガラス製流動化試験装置により把握した。装置上の問題点としては,(1)廃液スプレーノズルの閉塞(2)オフガス中の微粉の処理(3)仮焼炉からの流動媒体抜き出しラインの閉塞が重要であり,ホットセル内での自動遠隔運転や保守に対して技術開発を要することを指摘した。

報告書

放射性廃棄物のアスファルト固化処理 ベンチスケール試験装置によるアスファルト固化処理試験

瀬川 猛*; 星野 忠也*; 宮尾 英彦*; 武藤 英世*; 山本 正男; 水野 隆吉*; 岩崎 泰三*

PNC-TN841 74-14, 48 Pages, 1974/06

PNC-TN841-74-14.pdf:1.39MB

伝熱面積0.1m2の堅型薄膜蒸発機を用いたベンチスケールのアスファルト固化処理試験装置を製作し,現在建設中の再処理工場での発生が予想される中レベル廃液の蒸発濃縮液と低レベル廃液の化学沈殿スラッジの模擬廃液を用いて実験を行なった。蒸発濃縮廃液の化学主成分である硝酸ナトリウムはアスファルトと酸化還元反応を起こす。この酸化還元反応は発熱反応であるため火災の危険性があるが,アスファルト固化処理温度を200$$^{circ}C$$以下にコントロールすることにより充分防止できる。また,凝縮水のpH測定から,pHの低下により酸化還元反応を検出できる。化学沈殿スラッジ(炭酸カルシウムスラッジ)に対しては良好な作動状況であった。トレーサとして89Sr,103Ru,141Ce添加した模擬蒸発濃縮廃液を用いて実験を行なった結果,供給液に対する除染係数は凝縮液について3.1$$times$$103,1.8$$times$$104,9.4$$times$$104,オフガスについて6$$times$$104,1$$times$$105,1.1$$times$$105であった。装置の洗浄に用いられるトリクロルエチレンは回収再使用が可能であり,廃溶剤の処理処分は問題ない。*外来研究員(バブコック日立KK)

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