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論文

Dioxin decomposition/elimination technology using electron beams

小嶋 拓治; 廣田 耕一; 田口 光正; 箱田 照幸; 瀧上 眞知子

Proceedings of 25th JAIF-KAIF Seminar on Nuclear Industry, p.193 - 201, 2003/00

電子ビームによる排煙中ダイオキシンの分解除去技術を温度200$$^{circ}$$C排煙流速1,000 m$$^{3}$$N/hの実ごみ排煙を用いて開発した。照射前後のダイオキシン毒性等価濃度比として求めた分解率は、線量15kGy以上で90%以上であった。この処理条件では、日本におけるダイオキシン対策特別措置法の基準値を満たすことができる。ダイオキシンの分解機構を解明するとともに、分解生成物が外因性内分泌撹乱物質様活性の観点から無毒性になっていることを確認した。

論文

Electron-beam treatment of PCDD/Fs in the flue gas from a municipal solid waste incinerator

廣田 耕一; 箱田 照幸; 田口 光正; 瀧上 眞知子*; 小嶋 拓治

Proceedings of 9th International Conference on Radiation Curing (RadTech Asia '03) (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00

流量1,000m$$^{3}$$/hN,温度200度の条件で、ダイオキシン類を含むごみ燃焼排煙に電子ビームを照射した。その結果、吸収線量の増加に伴いダイオキシン類の分解率が高くなり、14kGyでその値は90%に達した。また、ダイオキシンとフランの分解挙動について考察を行った。

報告書

Reactor physics activities in Japan; July, 1992 $$sim$$ July, 1993

炉物理研究委員会

JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-254.pdf:1.27MB

本報告は、1992年7月$$sim$$1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。

論文

Application of an advanced incineration technique to spent solvent treatment for improving the waste management

内山 軍蔵; 前田 充; 千田 充久*; 藤根 幸雄; 桐島 健二*; 平林 輝彦*

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD '94, Vol.3, 0, p.1 - 15, 1994/00

液中燃焼法、リン酸ビスマス共沈法及び膜分離法などから構成される新しい廃溶媒処理プロセスを提案した。同プロセスはTRU廃棄物の固定化及び減容化を考慮したプロセスであり、その有効性を実験的に検討した。さらに同プロセスの大型再処理施設(800トン/年)への実用化性を評価するため、取得実験データを用いて廃溶媒処理施設の概念設計検討を行った。さらにそれらの結果をもとに、TRU廃棄物等の発生量評価及び経済性予備評価を行った。

報告書

Reactor physics activities in Japan; June 1991 $$sim$$ July 1992

炉物理研究委員会

JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-209.pdf:1.43MB

本報告は、1991年6月$$sim$$1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。

論文

日本原子力研究所東海研究所における可燃性固体廃棄物の焼却処理について

内藤 和夫; 平山 勝嘉; 川上 泰

NGK原子力技報, 0(3), p.4 - 13, 1991/03

NGK原子力技報は、日本ガイシ(株)が発行している雑誌であり、主にこの会社に関係した廃棄物処理について記載したものである。今回、日本ガイシ(株)は、乾式焼却処理装置の納入実績のある原研やRI協会などの非電力における焼却処理の特集を行う予定である。このため、当研究所に投稿の依頼があり、東海研究所での焼却処理装置の開発経過及び処理実績などをまとめた。その主な内容は、次のとおりである。(1)東海研究所での放射性廃棄物処理方法の概要、(2)これまでに設置した3基の焼却処理装置の概要、(3)セラミックフィルタを用いた乾式排ガス処理装置の開発試験および乾式焼却装置の処理実績、(4)今後の焼却処理の課題

報告書

Core design study for hybrid type trans-uranium nuclides incineration plant, Part 1; Concept

高田 弘; 神野 郁夫; 滝塚 貴和; 赤堀 光雄; 西田 雄彦; 金子 義彦

JAERI-M 90-131, 18 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-131.pdf:0.59MB

原子力エネルギーが環境保全の観点からクリーンであるという社会的理解を得るために必要なことの一つに放射性廃棄物処理の技術を確立することがある。ここでは、大強度陽子加速器により駆動される超ウラン元素消滅プラントの炉心設計研究を行なった。標準炉心は、Am-Cm-Pu-YとNp-Pu-Zrの金属燃料とタングステンターゲットより成り、液体ナトリウムで冷却されている。この炉心では、100万キロワット電気出力の軽水炉7.6基分の超ウラン元素を消滅する能力があることが示された。また、燃料体が1000MWD/tonの燃焼度に耐えると仮定すると、初期炉心に装荷した$$^{237}$$Npの中、36%が消滅されることになる。この間の反応度の変動は5.3%$$Delta$$k/kであり、十分臨界未満に保たれる。

報告書

触媒燃焼によるイオン交換樹脂の減容処理,第3報; 総括反応速度の把握

矢幡 胤昭; 木下 弘毅*; 平田 勝

JAERI-M 90-075, 68 Pages, 1990/05

JAERI-M-90-075.pdf:1.7MB

酸化銅触媒を備えた流動層式焼却システム開発の一環として、今回はスケールアップのための工学データの取得を目的に実験を行なった。本実験では、常温および高温における流動化開始速度を実測し、理論式の適用性を評価した。また、イオン交換樹脂を燃焼する際の最適温度条件および流速条件を把握すると共に、得られた見かけの反応速度定数を用いることにより、焼却炉の処理能力を評価できる見通しを得た。今後は、この評価手法の連続処理への拡張および触媒反応部における運転条件の把握を行っていく予定であるが、今回得られた諸データは大型装置の設計および運転条件の設定に大きく寄与するものと考えられる。

論文

Incineration method for plutonium recovery from alpha-contaminated organic compounds

矢幡 胤昭

Inorg.Chim.Acta, 140, p.279 - 282, 1987/00

Puに汚染した有機性廃棄物からPuを回収するための焼却法を調べた。有機物を高温で焼却し回収したPuは一般に不溶性となるため低温焼却が必要である。従って、エポキシ樹脂、イオン交換樹脂等Puに汚染される有機物を模擬試料に用いて熱分解し、酸素濃度の関係、温度条件、熱分解生成物の成分分析を行い低温焼却条件を求めた。その結果固体有機物では600$$^{circ}$$C、液体では500$$^{circ}$$Cまでに熱分解又は気化が生じる。エポキシ樹脂の燃焼は酸素濃度の影響が大きいが、イオン交換樹脂は含水量が大きく、酸素濃度の影響は少ない。熱分解生成物は炭化水素、遊離炭素、水素等であり、可燃物質であるが酸素拡散が不十分だとススやタールが発生する。酸素濃度を高め、触媒使用温度を調べ、燃焼効率の向上を計った。またイオン交換樹脂から発生するSOxは触媒毒となるがCa(OH)$$_{2}$$添加で固定し連続処理条件を求めた。

論文

放射性固体廃棄物の焼却処理装置におけるトリチウム水の挙動

加藤 清; 内藤 和夫

Radioisotopes, 29(10), p.484 - 489, 1980/00

日本原子力研究所東海研究所における放射性廃棄物の焼却処理装置は、1966年に設置され、所内外から発生する可燃性固体廃棄物を焼却処理してきた。この焼却炉の排ガス系は、スプレースクラバ、電気集じん器、布フィルタおよびHEPAフィルタの除じん装置からなる。 この装置を用いてトリチウム水で汚染させた可燃性廃棄物の焼却試験を行い、除じん系におけるトリチウム水の挙動を調べた。 この試験結果によると、焼却した廃棄物中のトリチウム水は、主にスプレースクラバで85%が捕集され、その他の除じん装置では凝縮水として6%が捕集された。さらに残りの9%のトリチウム水はスタックから放出されることがわかった。

報告書

ENDLを用いたアクチニド核種の高速炉用25群断面積セットの作成

向山 武彦; 小山 謹二; 黒井 英雄

JAERI-M 8310, 124 Pages, 1979/06

JAERI-M-8310.pdf:3.65MB

Evaluated Nuclear Data Library(ENDL)をソース・データとして、アクチニド28核種についての高速炉用25群断面積セットを作成した。対象とした核種は、Th-232、V-233、-234、-235、-236、-237、Pu-238、-239、-240、-241、-242、-243、Cm-242,-243,-244、-245、-246、-247、-248、Bk-249、Cf-249、-250、-251、-252、-252および擬似核分裂生成物1種である。

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