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論文

Experimental investigation of decontamination factor dependence on aerosol concentration in pool scrubbing

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Science and Technology of Nuclear Installations, 2019, p.1743982_1 - 1743982_15, 2019/06

Because a pool scrubbing is important for reducing radioactive aerosols to the environment for a nuclear reactor in a severe accident situation, many researches have been performed. However, decontamination factor (DF) dependence on aerosol concentration was seldom considered. DF dependence in the pool scrubbing with 2.4 m water submergence was investigated by light scattering aerosol spectrometers. It was observed that DF increased monotonically as decreasing particle number concentration in a constant thermohydraulic condition. Two validation experiments were conducted to confirm the observed DF dependence. In addition, characteristics of the DF dependence in different water submergences were investigated experimentally. It was found the DF dependence became more significant in higher water submergence.

報告書

インキャン式高周波加熱を用いた焼却溶融設備の確証試験

菅谷 敏克; 堂野前 寧; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC-TN9410 2000-002, 149 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-002.pdf:23.51MB

建設計画を進めている固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)では、高線量$$alpha$$廃棄物である可燃物、PVC、ゴム、使用済イオン交換樹脂及び不燃物の処理方法として、「インキャン式高周波加熱」を用いた焼却溶融設備(セラミック製の廃棄物収納容器を高周波による誘導加熱で昇温し、容器内の廃棄物を対象物によって焼却・溶融する設備)を計画している。試験は、焼却溶融設備の設備設計の最適化を目的として、処理対象廃棄物に対する処理性能(処理能力、処理条件など)や運転条件及び処理中に発生するオフガス中の放射性核種の除去性能条件、また、焼却溶融後の生成物である溶融固化体の性状(核種、主要構成成分の均一性、固化体の強度など)の確認を行った。試験装置は、LEDFで実際に使用される規模の焼却溶融装置(パイロット装置)を用いた。また、放射性核種を使用したホット試験を要するものについては、実験室規模の機器を用いて行った。以下に、主な試験結果を要約する。(1)パイロット装置を用いて処理能力を確認した結果、可燃物・難燃物に対して6.7kg/h、樹脂に対して13.0kg/h、石膏以外の不燃物に対し30.0kg/hであった。また、このときの処理条件は幾つかのパラメータの中から選定し、運転温度については、可燃物・難燃物が1000$$^{circ}C$$、樹脂が1300$$^{circ}C$$、不燃物は1500$$^{circ}C$$、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300$$^{circ}C$$、吹き込み速度は約20m/sが最適であった。(2)焼却溶融設備に必要な処理量が得られる一日の運転時間を確認した結果、可燃物、PVCやゴムなどの焼却対象廃棄物の焼却時間は5時間、焼却前後のキャニスタ昇温、残燃時間は各30分必要であった。不燃物などの溶融時間は、焼却灰の保持時間と石膏の溶融時間を考慮して5時間、キャニスタ昇温時間30分が必要であった。(3)パイロット装置により焼却溶融炉からセラミックフィルターまでの系統除染係数を確認したところ、実廃棄物の主要非揮発性核種(Co、Cs、Ce)に対し、10の5乗以上であった。(4)実験室規模の機器を用いて、高温オフガス中の揮発性ルテニウムを除去する高温Ru吸着塔の設計条件を確認した結果、粒径0.8から1.7mmの鉄担持シリカゲルに対して、滞留時間3秒以上を確保することで、除染係数10の3乗が得られるとともに、吸着材寿命は約1年であることがわかっ

報告書

先進的再処理に関するリサイクルシステム評価に関する研究

山名 元*

PNC-TJ1604 98-002, 65 Pages, 1998/03

PNC-TJ1604-98-002.pdf:2.75MB

高速炉燃料サイクルにおける再処理技術のあり方を検討するための基礎情報として、核分裂生成物の除染目標について検討した。使用済みの高速炉炉心燃料に含まれる核分裂生成物のそれぞれの核種および元素について、空間線量への寄与、原子炉での中性子吸収効果、回収ウラン中での放射学的毒性、熱量、不純物量などの、相対評価指数を導入して、各元素に必要とされる除染係数を評価した。

報告書

キャニスタ材に対する放射性揮発物の付着性

冨樫 喜博; 田代 晋吾

JAERI-M 93-077, 12 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-077.pdf:0.54MB

ガラス固化体のキャニスタ材として用いられているステンレススチールに対する放射性廃棄物の付着挙動を調べるため、$$^{137}$$Csを用いた汚染及び除染実験を行った。その結果、放射性揮発物の付着による汚染の大部分は非固着性汚染であり、汚染時間の増加と共に非固着性汚染の割合が増加し、また、汚染温度の上昇と共に固着性汚染の割合が増加することが明らかとなった。さらに、SUS309SはSUS304Lに比べ汚染しやすいこと、試験片の表面あらさが平滑になるに従って汚染量が減少することが分かった。

論文

High pressure pool scrubbing experiment for a PWR severe accident

橋本 和一郎; 早田 邦久; 宇野 清一郎

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.740 - 745, 1991/00

TMI-2事故時には、加圧器内に冷却水が存在したため、炉内から発生したFPがプールスクラビング効果により有効に除去された。このような高温高圧条件下でのプールスクラビングは、蒸気発生器細管破断時にも2次側の水中で生じ得る可能性がある。このため、高温高圧下でのプールスクラビングの有効性に関する定量的データを得るための実験を実施した。実験には、プールスクラビング実験装置EPSIを用い、PWRのシビアアクシデント条件を模擬した高温高圧条件下で、ヨウ化セシウムエアロゾルのプールスクラビングに関するデータを取得した。この結果、ヨウ化セシウムのプールスクラビングによる除去効果は圧力6.1MPaの飽和条件下でも有効であり、ノズル水深1mにおいても十分高い除染係数値を得た。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; トリチウムの除去とモニタリング

吉田 浩; 松井 智明; 倉沢 利昌; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 梶本 与一; 後藤 孝徳; 渡部 孝三; 成瀬 雄二; 渡辺 斉

JAERI-M 83-204, 29 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-204.pdf:1.0MB

酸化リチウムのトリチウム増殖材としての性能を評価する研究の一環として、JRR-2(VT-10照射孔)を利用した酸化リチウムペレットの照射下トリチウム放出試験を実施した。試験期間は昭和58年5月~8月における4サイクルであり、この間のトリチウム生成量は約31Ci(観潮値)に達した。本試験では、比較的高濃度(定常値;約5$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$)のトリチウムガスを連続して取扱うため、作業者の被曝防止及び環境への放出低減化の観点から、実験装置のトリチウム回収・測定部をフード内に格納するとともに実験ガス中のトリチウムを捕集するためのトリチウム除去装置を設置している。本報告書は、照射下トリチウム放出試験に際して行ったトリチウム除去装置性能試験の結果並びにトリチウムのモニタリングの方法と結果についてまとめたものである。

報告書

放射性廃棄物焼却装置の性能試験

阿部 昌義; 関口 善利*; 大内 優*; 進士 義正; 三戸 規生

JAERI-M 9457, 41 Pages, 1981/04

JAERI-M-9457.pdf:2.09MB

大洗研究所に設置した放射性廃棄物焼却装置(低レベル$$alpha$$個体用)は排ガス浄化系にプレコート式の高温フィルタを備えたもので、今回焼却炉本体及び高温フィルタを主体に模擬廃棄物による燃焼特性並びに除じん性能試験を行った。さらに化学トレーサを用いた装置の除染効率を測定した。その結果、(1)灰の炉内残留率は95%と高い値が得られた、(2)高温フィルタの出すと捕集効率は99%程度であった、(3)系の圧力損失は十分小さい、(4)高温フィルタの昇温に多少の時間を要する、等がわかり、全体としてほぼ満足できる燃焼特性並びに運転性能が確認された。またCo、Sr、Cs及びPを塩化物及び酸化物の形態で化学トレーサとして用い、各部の定量結果から、(1)炉本体と高温フィルタとの組合せによる除染係数は10$$^{4}$$以上であること、(2)トレーサの炉内残留率は灰の残留率ほぼ一致することが明らかになった。

論文

水素およびメタンによるトリチウム除去システムの模擬実験

吉田 浩; 清水 徳; 沼田 和義; 奥野 健二; 成瀬 雄二

日本原子力学会誌, 23(12), p.923 - 929, 1981/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.1(Nuclear Science & Technology)

触媒酸化反応器および乾燥器を主要構成機器とするトリチウム除去システムの特性を把握するために、水素、メタンを用いてシステム模擬実験を行った。実験に使用したEngelhard社製の貴金属アルミナ系触媒の水分吸着量は、モレキュラーシーブ5Aの平衡吸着量の10%以上に達した。重水素の転換率は,空間速度1800~5100hr$$^{-}$$$$^{1}$$触媒層温度23$$^{circ}$$C~100$$^{circ}$$Cのとき99.99%以上であり、ガス流量、水素濃度、触媒層温度および吸着水の影響は認められなかった。メタンの転換率は、空間速度2000hr$$^{-}$$$$^{1}$$、触媒層温度350$$^{circ}$$C~500$$^{circ}$$Cにおいて99%以上であった。モレキュラーシーブ5Aを充填した乾燥器の水分除去率は、99.9998%に達した。除去システムの循環運転による重水素、メタンの除去速度は、高濃度域では転換率および換気回数をパラメータとする指数関数で推定できた。しかし、低濃度域では器壁からの吸脱着の影響が無視できなくなる。

報告書

Purexプロセスにおけるジルコニウムの分配

芝原 鉄朗*; 権田 浩三

PNC-TN841 80-03, 35 Pages, 1980/01

PNC-TN841-80-03.pdf:0.85MB

Purexプロセスにおけるジルコニウムの抽出器内濃度プロフィルを正しくシミュレーションし,プロセスでのジルコニウムの除染係数を正しく予想することは,プロセスの設計ならびに運転にきわめて重要である。ジルコニウムの分配実験例は数多く報告されているが,抽出器内濃度プロフィルを詳細にシミュレーションした例はない。本報告では,段効率について従来から採用されてきた抽出方向についての段効率に代えて逆抽出方向についての段効率を採用し,ジルコニウムの抽出器内の分配特性を検討した。その結果,ジルコニウムの逆抽出方向についての段効率を60%と仮定することによって,ジルコニウムの抽出器内での分配のシミュレーションが精度よく出来ることを確認できた。さらに,トリブチルりん酸(TBP)の分解生成物であるジブチルりん酸(HDBP)がプロセス中に存在する場合には,ジルコニウムがTBPとHDBPにそれぞれ分配すると仮定し,ジルコニウムの抽出器内での分配のシミュレーションを精度よく行うことができた。その結果,高燃焼度の燃料を再処理する場合のジルコニウムの抽出器内での分配および除染係数をより精度よくシミュレーションできるようになった。

報告書

トリチウム除去システムにおけるトリチウム水吸着塔の設計法に関する検討

木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二

JAERI-M 8648, 29 Pages, 1980/01

JAERI-M-8648.pdf:0.74MB

トリチウム除去システムの主要構成機器の1つであるトリチウム水吸着塔について設計法を確立するための予備的検討を行った。モレキュラーシーブを充填した吸着塔に関する設計計算の手順を詳細に述べ、代表的な条件に基づく設計例を示した。高い除染係数が得られ、かつ圧力損失の小さい高性能の吸着塔を設計するのに必要な重要事項を明らかにするために、いくつかのケーススタディを行った。また、トリチウム除去システムにおけるトリチウム水吸着塔の設計に関するいくつかの問題点を指摘した。

報告書

多孔質隔膜法によるクリプトン放出低減化プラントの概念設計

吉田 浩; 藤根 幸雄; 清水 徳; 斎藤 恵一朗; 大内 操; 水林 博; 岩田 功*; 成瀬 雄二

JAERI-M 8494, 291 Pages, 1979/10

JAERI-M-8494.pdf:7.21MB

再処理工場廃ガス処理を目的とした多孔質隔膜法によるクリプトン放出低減化プラントの概念設計を行った。即ち、2分割型拡散筒からなるHertz型カスケードを中心とした排ガス前処理系、第1カスケード系、貯蔵系、建家などを含むシステム全体の仕様(システム構成、エンジニアリングフローシート、主要構成機器の諸元、プラントレイアウト、建家、遮蔽、支援設備)および運転方法を明らかにし、種々の条件下におけるプラントの建設費および操業費を推定した。この結果、本法が技術的にも経済的にも液化蒸留法および溶媒吸収法に遜色のないことが明らかになった。

報告書

化学処理スラッジおよび蒸発缶濃縮液のビチューメン固化

福田 勝男; 西沢 市王; 勝山 和夫; 松元 章; 阪田 貞弘

JAERI-M 7373, 25 Pages, 1977/11

JAERI-M-7373.pdf:1.36MB

化学処理スラッジおよび蒸発缶濃縮液の処理を目的として1973年に設置した回分式のビチューメン固化装置を設置した。コールドおよぴホット試験で、スラッジおよび濃縮液の減容効果、装置の特性、ビチューメン固化体の物性について調べた。スラッジ(固形物含量;約6Wt%)および濃縮液(固形物含量;約10Wt%)をビチューメン固化することに伴う減容比は、それぞれ1/11.4および1/2以上が得られた。濃縮液中の放射性物質量はスラッジケーキの放射性物質量に対して約1/10$$^{5}$$、濃縮液に対して1/5$$times$$10$$^{4}$$であった。また、排ガス中に散逸した放射性物質量はスラッジ処理の場合、固化した全放射能に対して約1/10$$^{7}$$、濃縮液の場合約1/10$$^{6}$$であった。スラッジのビチューメソ中への混入量は40~45Wt%が適当であった。ビチューメン固化体からの放射性物質の浸出量は約1年間で化学処理スラッジの場合約0.01%、濃縮液と化学処理スラッジの混合固化体で約0.1であった。

論文

Determination of tritium concentration in fuel reprocessing liquid waste by vacuum freeze distillation

館盛 勝一

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(8), p.442 - 448, 1976/08

 被引用回数:1

各種の高濃度放射性物質を含む再処理廃液中のトリチウム濃度を求める方法を確立する事を目的として、凍結減圧蒸留法を検討した。蒸留によるトリチウム以外の放射性核種の除染係数およびトリチウムの同位体効果等を求めたところ、長寿命核分裂生成物の除染係数10$$^{5}$$以上、放射性ヨウ素についても溶液を中和することにより満足すべき結果を得た。トリチウムの濃縮挙動については理論的検討も行った。それらの結果をふまえて、原研再処理廃液中のトリチウム濃度を凍結減圧蒸留法と液体シンチレーション測定法により求め、0.13$$mu$$Ci-mlという結果を得た。この値は、最初に燃料中に存在したであろうトリチウム量の約65%であった。

報告書

フッ化物揮発法再処理における精製工程の研究開発

再処理研究室

JAERI-M 6592, 44 Pages, 1976/06

JAERI-M-6592.pdf:1.19MB

フッ化物理発法による燃料再処理研究の一環として、ウランおよびプルトニウムの混合酸化物ならびに非放射性核分裂生成物を含む高速炉炉模擬燃料によるフッ素化・精製実験をZ$$^{phi}$$および3$$^{phi}$$流動層を用いて行い、提案フローシートにおける核分裂生成物の挙動および問題点を把握することができた。ここでは、研究対象とした概念フローシートおよびその精製原理、プルトニウムおよびクランの精製工程の実験結果ならびに用いた工程分析法についてまとめた。

論文

Improvement of fission products decontamination through dibutyl phosphate masking in a Purex process

辻野 毅; 星野 忠也*; 青地 哲男

Ind.Eng.Chem.,Process.Des.Dev., 15(3), p.396 - 400, 1976/03

ピュレックスプロセスの共除染工程において、核分裂生成物(FP)の除染係数(DF)を向上させる目的で、非放射線ジルコニウムあるいはハフニウムイオンを添加する新しいプロセスを提案し、この原理をミニミキサーセトラーを用いるプロセス実験によって実証した。高速炉燃料を再処理する場合の溶媒の損傷(~2watt-hr/l-solv.)に相当するリン酸ニブチル(DBP)を加えた実験において、DFは、Zr-Nb、およびRu-Rhにおいてそれぞれ約4および2倍に上昇させることができた。これは主として、添加金属イオンによる「DBPのマスキング効果」によるものと推定され、非放射性HfはDFを向上させるだけでなく、水溶性中性子毒として、臨界制御にも用いることができる。

報告書

原子力施設における洗濯廃液の逆浸透処理,実験室規模実験

和達 嘉樹; 小島 克己*

JAERI-M 6337, 9 Pages, 1975/12

JAERI-M-6337.pdf:0.42MB

原子力施設における洗濯廃液の処理法として、酢酸セルロース半透膜を用いた逆浸透処理を実験室規模の装置により試験、検討した。その結果、合成洗剤(ドデシルベンゼンスルホン酸ナトリウム(DBS)と放射性汚染,($$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce)の双方が同時に効果的に除去され、半透膜の放射性汚染も少いことがわかった。また、放射性核種の除染係数の低下も半透膜の放射性汚染の増加も処理回数に依らず少いことを認めた。さらに、処理最適pHはおゝよそ5であること、および減容比は処理前のDBS濃度が1000ppmならば、約1/100となることを認めた。以上これらの結果から、逆浸透処理により原子力施設における洗濯廃液を能率よく処理することが可能と考えられた。

論文

原研東海研究所における放射性固体廃棄物焼却処理装置の排ガス除染性能

加藤 清; 内藤 和夫; 町田 忠司

保健物理, 9(2), p.81 - 86, 1974/02

原研東海研究所の放射性廃棄物焼却処理装置は、1966年に設置され、7年間定常運転が行なわれてきた。その間に、炉体をはじめとし、排ガスの除去装置であるスプレースクラバ、サイクロンおよび電気集 器などについて、数々の改造および補修が行なわれた。そこで、改造後の装置について、排ガス中の放射能の除染性能試験が行なわれた。除染装置の除染係数は、$$^{3}$$$$^{2}$$Pで汚染させた可燃性廃棄物を焼却し、その排ガス中の放射能濃度を測定することによって求められた。その結果、スプレースクラバで3.6$$times$$10および電気集塵器で7.0$$times$$10であった。また、焼却炉での残存係数は2.3$$times$$10であった。前回の除染性能試験(1966)で得られた布フィルタおよび高性能フィルタの除染係数は、それぞれ1.0$$times$$10$$^{2}$$および1.0$$times$$10$$^{3}$$を用いると、本焼却処理装置の総括除染係数は6$$times$$10$$^{9}$$となる。また、本試験において焼却した$$^{3}$$$$^{2}$$Pは、焼却灰に93%、スプレー水に5%、電気集塵器に0.5%、布フィルタに0.02%および煙道に0.3%分布していた。

論文

溶存Kr-85の脱離,1; 脱離方法とその効果

大塚 徳勝; 山本 忠利

日本原子力学会誌, 16(2), p.98 - 104, 1974/02

非密封の$$^{8}$$$$^{5}$$Krガスを液相化学反応用の内部線源として使用する照射装置では、照射終了後、反応液中に溶存している$$^{8}$$$$^{5}$$Krガスをその放射能濃度が許容レベル以下になるまで、脱離しなければならない。そこで反応容器の大きさが1l、$$^{8}$$$$^{5}$$Kr線源の量が290Ciの照射装置を用いて溶存$$^{8}$$$$^{5}$$Krの脱離実験を試み、特に脱離方法とその効果について検討を行なった。その結果、$$^{8}$$$$^{5}$$Krを含んだ反応液に熱サイクル処理法、N$$_{2}$$ストリッピング法、および自然放置法の三方法を併用すれば、全体の除染係数は10$$^{8}$$にも達し、充分その目的を達成することができることを確かめた。

論文

Separation of plutonium-238 from fission products by solvent extraction using HDEHP

吾勝 常勲

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(11), p.696 - 699, 1973/11

照射ネプツニウムから$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puが溶媒抽出法によって分離された。抽出剤としてHDEHPを用いると、Pu(IV)及び(VI)が任意濃度の硝酸溶液から抽出できる。得られた$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puは90%以上の収率で、0.5mgであった。FPs.に対する除染係数は10$$^{2}$$であった。

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