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論文

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会の活動報告

齋藤 龍郎; 小林 愼一*; 財津 知久*; 下 道國*; 麓 弘道*

保健物理(インターネット), 55(2), p.86 - 91, 2020/06

ウラン廃棄物およびウランを含む鉱さい等廃棄物処分安全の考え方は、まだ完全には確立されていない。その理由は、子孫核種の放射能が蓄積し、数十万年以後に線量のピークが生じるウラン安全性評価の不確実性と、遠い将来発生するラドンによる被ばくである。我々「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」は、ウラン含有廃棄物と鉱さい等廃棄物に含まれる核種、U-235, U-238とその子孫の処分に関する安全事例を研究し、ICRPやIAEAなどの国際機関の考え方と比較しながら、処分の現状を総括的に議論し、不確実性及びラドン被ばくの取り組むべき重要な問題を提言した。

報告書

北米地域のウラン廃棄物処分に関する調査; 米国ユタ州,テキサス州及びカナダオンタリオ州における処分及び規制の現状

長谷川 信; 齋藤 龍郎; 財津 知久; 佐藤 和彦; 坂井 章浩; 麓 弘道*

JAEA-Review 2013-043, 42 Pages, 2013/12

JAEA-Review-2013-043.pdf:4.24MB
JAEA-Review-2013-043-appendix(CD-ROM).zip:10.55MB

ウラン廃棄物は、第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方(平成22年8月9日、原子力安全委員会決定)において、第二種廃棄物の埋設事業の処分対象外とされている。このため、国内においてウラン廃棄物に係る浅地中処分の制度化を検討する必要があるが、検討にあたっては、海外におけるウラン廃棄物処分の実績及び安全規制制度の情報を参考にすることが有効と考えられる。ウラン廃棄物の処分については各国とも時代とともに規制の考え方や事業が進展しており、既存の調査から得た情報の更新が必要である。さらに、劣化ウランの安全な浅地中処分のために米国連邦規則改定が進みつつあり、これに関連した最新の情報を収集して整理することが重要である。そのため、(1)「米国連邦規則の改定」、(2)「ウラン廃棄物の安全評価」、(3)「処分場設計」、(4)「ステークホルダーとのかかわり方」の4つの項目に注目し、米国とカナダにおけるウラン廃棄物の処分場等の処分実施主体及び規制機関を訪問し、施設調査及び聞き取り調査を行った。

論文

System chemical decontamination technology by the IF$$_{7}$$ gas

江間 晃; 杉杖 典岳; 財津 知久

Proceedings of 2007 ANS Topical Meeting on Decommissioning, Decontamination and Reutilization & Technology Expo (DD&R 2007) (CD-ROM), 3 Pages, 2007/09

ウランで汚染された機器をデコミッションするとき、解体プロセスと放射性廃棄物の処分プロセスが行われるが、これらプロセスは、膨大なコストを要する。そこで、これらのコストを最小化するため、われわれは、解体前にクリアランスレベルまで対象機器を除染する、新しい除染技術を開発している。

論文

Comprehensive cost estimation method for decommissioning

工藤 健治; 川妻 伸二; 林道 寛; 渡部 晃三; 富居 博行; 白石 邦生; 八木 直人; 福島 正; 財津 知久

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07

2001年12月の閣議決定にしたがい、2005年10月1日、日本原子力研究所(以下、原研)と核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は統合し、新たに日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)となった。この新しい法人は、総合的な原子力研究開発法人であり、政府関連法人の中で最も大きな法人となった。法人の主要な業務は、原子力の基礎研究開発、核燃料サイクル研究開発、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる技術開発、安全と核不拡散に関する寄与、などである。原子力機構には、JRR-2や常陽などの試験研究炉、ふげんやもんじゅなどの研究開発段階炉、人形峠ウラン濃縮原型施設や東海MOX燃料製造施設や東海再処理施設などの核燃料サイクル施設、その他JRTFやFMFなどのホットラボ施設がある。二法人統合準備の一環として、原研とサイクル機構は、これまでの施設解体や改修工事などの実績をもとに、総合的な廃止措置費用評価手法を共同で開発した。また、費用評価試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。本評価手法を用いた原研とサイクル機構における廃止措置費用の総計は、約6,000億円(約50億$)と試算した。

論文

原子力施設における廃止措置の費用評価手法

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 渡部 晃三; 斉木 秀男*; 川妻 伸二*; 林道 寛*; 財津 知久*

デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03

原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置にかかわる解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設,核燃料サイクル施設,研究施設等の約230施設について、共通条件の下で効率的に評価することができた。

論文

原子力施設における廃止措置の費用評価手法

富居 博行*; 松尾 浄*; 白石 邦生*; 渡部 晃三*; 斉木 秀男; 川妻 伸二; 林道 寛; 財津 知久

デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03

平成13年12月19日の「特殊法人等整理合理化計画」の閣議決定を受けて、平成14年1月29日に日本原子力研究所(以下、「原研」という。)と核燃料サイクル開発機構(以下、「サイクル機構」という。)との統合による新法人の役割・機能等について検討することを目的とした原子力二法人統合準備会議(以下、「統合準備会議」という。)の開催が決定された。原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置に係る解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設、核燃料サイクル施設、研究施設等の約230施設について、共通条件の下で試算することができた。また、試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。今後は、原子力施設の解体、改修工事の実績を反映し、費用評価の信頼性と精度向上を図って行く予定である。本報告では、本評価手法及び評価結果の概要を示した。

報告書

人形峠環境技術センターの将来構想(案)

安念 外典; 時澤 孝之; 高信 修; 高橋 誠; 財津 知久

JNC-TN6400 2004-003, 57 Pages, 2004/03

JNC-TN6400-2004-003.pdf:1.94MB

人形峠環境技術センター(以下「センター」という)は、前身となる原子燃料公社、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という)を通して、一貫してウランの取扱いに関する事業所として核燃料サイクルのアップストリームに関する技術開発を進めてきたが、平成10年の核燃料サイクル開発機構(以下「機構」という)発足以降、現在実施中の施設廃止措置を含む環境保全対策に事業をシフトした。機構は、遅くとも平成17年度には原研との廃止統合が決まっていることから、統合を機に、これまで果たしてきたセンターの役割をベースに、新法人における位置づけを新たな視点で整理するとともに、国の原子力研究開発の一翼を担う事業所として、センターの主要業務及び将来ビジョンを提示し共通認識を持つことが重要との認識のもとに本構想検討を行った。

報告書

人形峠環境技術センターにおける鉱山跡の措置に関する基本計画

時澤 孝之; 佐藤 和彦; 財津 知久

JNC-TN6410 2002-001, 208 Pages, 2002/04

JNC-TN6410-2002-001.pdf:22.31MB

人形峠及びその周辺には、核燃料サイクル開発機構の全身である原子燃料公社、動力炉・核燃料開発事業団によって、昭和30年代の初めから行われてきたウラン鉱山の採鉱・採鉱活動の結果生じた捨石たい積場あるいは鉱さいたい積場等の活動が終了した鉱山関連施設・設備が存在する。これらの施設は、現在、人形峠環境技術センターが適切に維持・管理しているが、ウラン資源開発が機構の整理業務に位置づけられたことから、これら施設・設備の跡措置を適切に進め、閉山に向けて適切な措置を行っていくこととなり、機構発足以来、機構内の関連する他事業所の協力も得て最適な措置方法とその安全性を評価するための試験計画について検討を重ね、「鉱山跡措置の基本計画(案)」をまとめた。人形峠環境技術センターでは、外部の専門家の方々に技術的かつ客観的な観点から助言指導、評価を頂くために、平成13年1月、原子力、放射線、鉱山、土木工学などの分野の第一線で活躍する専門家で構成した鉱山跡措置技術委員会をセンターに設置した。附議した計画(案)は、鉱山関連施設の跡措置全体の考え方、進め方をまとめた「鉱山跡の措置に関する基本計画(案)」と措置を進める上で必要な基本的なデータや知見を得る具体策を示した試験計画を平成12年3月に「方面捨石たい積場問題について(技術検討結果)」として提案した実証試験も含めた試験計画としてまとめた「実証試験計画(案)」の2つである。当委員会は現地視察も含めてこれまで4回開催され、多数の貴重なご意見を頂いた。ここに取りまとめた基本計画は、委員会の意見を反映してサイクル機構人形峠環境技術センターに設置したタスクフォースが取りまとめたものである。貴重なご意見を頂いた委員の皆さまにこの機会をお借りして心から謝意を表するものである。

報告書

第12回 PNC/KfK 高レベル廃棄物管理会議(1/2)-会議(1993年12月7日$$sim$$9日,動燃東海事業所にて開催)-

財津 知久*; 吉岡 正弘; 五十嵐 寛; 河村 和広; 捧 賢一; 二村 浩尓; 大内 仁

PNC-TN8100 94-002, 104 Pages, 1994/02

PNC-TN8100-94-002.pdf:3.08MB

動燃事業団と独KfKとの間に結ばれている高レベル廃棄物管理における協定の一環として、ガラス固化技術を中心とする廃棄物管理に関する会議が1993年12月7日から9日までの3日間、東海事業所において開催された。KfK側からはドイツにおける廃棄物管理状況、WAK廃液ガラス固化プラントの設計、ガラス溶融炉(K-6'、ESM運転における白金族元素挙動、ガラス溶融炉からオフガスへの元素移行、プロセス運転の制御システム、ガラスレベル検出方法、ガラス固化体品質保証について紹介があった。PNCからはTVFコールド試運転、白金族元素の挙動、熱流動解析、品質保証、新技術の概要等を紹介した。討論における双方の関心は、主にガラス溶融炉運転における白金族元素の挙動および品質保証であった。特にKfK側はTVFの施設および試運転結果に高い関心を示した。また会議の中でKfK一行はTVF施設を見学した。会議では発表に用いたOHP資料および最近の報告書および論文等を交換した。とくにKfKからはK-6'メルタの1990$$sim$$1993年の試験結果をまとめた400頁余りの報告書が提供された。

論文

動燃における核燃料施設デコミッショニング技術開発の現状

財津 知久; 飛田 裕夫*; 間野 正

デコミッショニング技報, (5), p.8 - 14, 1992/06

核燃料施設のデコミッショニングを実施するにあたっては、その特徴をふまえて、構築の拡大防止の為の包蔵性の確保、被ばく低減等による安全性向上、工期短縮、コスト低減等による経済性向上及び廃棄物の発生量低減、測定・仕分けによる廃棄物管理を合理的に進めていく必要がある。 動燃では過去の核燃料施設内装設備機器の解体撤去経験をふまえて、今後のデコミッショニングに向けて、測定技術開発、除染技術開発、解体技術かいはおつ、遠隔技術開発などの需要技術開発を進めてきているのでこれらの概要について、本報にて紹介する。

論文

ウエストバレー再処理工場のデコミッショニング

財津 知久; 飛田 祐夫

デコミッショニング技報, (4), p.17 - 24, 1991/11

米国・ウェストバレ-再処理工場のデコミッショニングに係わる実証プロジェクトは,1970年代初期まで運転された再処理工場において発生した高レベル廃液を最終処理分体として安全な形態に固化処理し,その後施設を安全撤去しようとするものである。この為に必要な設備類は既在のエリアを最大限に利用して設置することとしており,これまでに既在設備等除染,解体,撤去をほぼ終了し,廃液処理設備等の据付,試験運転を実施している。これまでに作業を通じて再処理施設のデコミッショニングに伴う遠隔および直接的な除染技術,放射線防護技術と作業者のトレ-ニング方法,計画や作業手順の立て方,放射線管理術等において大きな成果が得られている。本報では,これらについて報告する。

報告書

動燃事業団におけるナチュラルアナログ研究

財津 知久*; 落合 洋治*; 武田 精悦*

PNC-TN4410 89-004, 57 Pages, 1989/07

PNC-TN4410-89-004.pdf:3.29MB

放射性廃棄物の地層処分に関する研究の一環として、東海事業所環境技術開発部地層処分開発室は人工バリアに関するナチュラルアナログ研究を、中部事業所環境地質課は天然バリアに関するナチュラルアナログ研究を実施している。前者のテーマとしては廃棄物ガラスの安定性、パッケージを構成する金属の腐食、緩衝材(ベントナイト)の長期安定性、コンクリートの化学的変質がある。これらの研究はナチュラルアナログ(天然類似物)の分析だけでなく、環境条件の定量的把握および室内変質試験からなり、処分システムの性能評価に必要なモデルの開発・改良・確証に役立てることを目的としている。後者のテーマは、現在、東濃ウラン鉱床においてウランやラジウム等の核種の存在状態、遅延・移行現象等を地質環境との関連において解明することであり、これらの研究は天然バリアにおける核種の移行に関する長期にわたる現象やメカニズムの理解に役立つと期待される。

報告書

使用済核燃料の処分 KBS-3 要約

佐々木 憲明; 石黒 勝彦; 財津 知久*; 浅見 知宏*; 和田 光二*; 青瀬 晋一*; 山田 一夫*; 河村 和廣*

PNC-TN851 85-01, , 1985/11

PNC-TN851-85-01.pdf:3.12MB

ForsmarbsKraftgruppABとOKGABによって所有されているForsmark3とOskarshamn3の原子炉は,それぞれ1984年中と1984/85年の変わり目に稼動させることが計画されている。 これらの計画を履行するためには,炉に核燃料を装荷する前に,政府から特別の許可を得なければならないことがスウェーデン法により求められている。この様な許可の条件は,炉の所有者が使用済燃料を安全な方法で取扱い,処分ができることを論証することである。これを達成する手段が,スウェーデン核燃料供給会社のKBS部内で調査された。その結果が,Forsmark3とOskarshamn3炉の燃料装荷のための許可申請用参考資料である"使用済核燃料の処分-KBS3"という報告書にまとめられた。 KBS-3で述べられた処分場の設計と取扱い手順の要約がここでとりあげられている。処分とその長期にわたる安全性評価に力点が置かれている。この要約の最後にある22節では,安全性全般に関する結論をまとめている。 Stockholm1985年5月 スウェーデン核燃料供給会社(SKBF)KBS部

報告書

高レベル廃棄物固化体のHydrothermal安定性とバックフィル材との反応

佐々木 憲明; 財津 知久*

PNC-TN841 81-40, 122 Pages, 1981/06

PNC-TN841-81-40.pdf:5.9MB

高レベル廃棄物固化体として開発が進められている,ホウケイ酸ガラス,結晶化ガラス,焼結セラミック,スーパーカルサインについて,それらのHydrothermal安定性およびそれらとバックフィル材として推奨されているクライノティロライト(ゼオライト)またはCa‐モンモリロナイト(粘土)との地層処分環境下における反応を,高温高圧装置を用いて調ベた。4種類の固化体は,約200$$^{circ}C$$以下の温度では,Hydrothermal安定性に大きな相違はない。しかし,ホウケイ酸ガラスは300$$^{circ}C$$では完全に他の結晶に変質するし,焼結セラミックは200$$^{circ}C$$以上の温度で著しく変質するようになる。結晶化ガラスとスーパーカルサインは,300$$^{circ}C$$においても構造が良く保持されている。クライノティロライトとCa‐モンモリロナイトは,300$$^{circ}C$$以下のHydrothermal条件下では安定であるが,廃棄物固化体が存在すると,300$$^{circ}C$$,30MPaの条件下で,AnalcimeまたはOligoclaseへ変化する。そのとき,廃棄物固化体から水へ溶出するNa,Rb,Csが固定化され,それらの溶存量が著しく減少する。これらのバックフィル材は混合して用いると,Mo,U,Srの固定化にも有効であろう。クライノティロライトあるいはCa‐モンモリロナイトと廃棄物固化体との反応は,堆積岩中の鉱物反応の一過程と対応できる。このことは,処分場の開発にとって1つのNaturalAnalogsを得たことになるとともに,バックフィル材を選定していく上での方法論も示唆している。

報告書

高放射性廃液固化研究報告(XI)ポット式ガラス溶融試験 1978年7月$$sim$$1979年4月

角田 直己; 財津 知久*; 大場 正昭*; 永木 裕; 坂田 弘美*; 今井 孝一*; 佐々木 憲明

PNC-TN841 79-64, 51 Pages, 1979/07

PNC-TN841-79-64.pdf:0.06MB

高放射性廃液の脱硝濃縮液にガラスフリットの微粉を添加した後,金属製ポットメルター内でスラリー状態から直接ガラス溶融する方式について試験・評価を行った。まず基礎試験として,ルツボを用いて,スラリーがガラス化する速度を温度,容器内径およびスラリー中酸化物含有量の関係として数式化した。またスラリーがガラス化するまでに要する熱量を測定した。次いで,ポット内にスラリーを連続的に供給しながらガラス化させるライジングレベル法を試験した結果,特に微粉の飛び出しによるオフガス配管の閉塞およびポット内圧上昇が問題であることがわかった。これらの原因を明らかにするため,ポット内部を観察した。ポット内のガラス形成層のレベルは加熱ヒーターの電力変化パターンから推測できた。ライジングレベル式ポット溶融法と比較するため,スラリーのバッチ式ポット溶融実験も試みた。その結果,この方法は操作も簡単であり,オフガスへの微粉の飛び出し量も非常に少ない方法であることがわかった。さらに,CIB法流動床仮焼プロダクトのポット溶融も試みた。オフガス量が多い場合,プロダクト中の微粉が多量にオフガス系に飛び出し管閉塞を生じた。得られたガラスについては,密度,浸出率,熱膨張率,軟化点などの物性を測定した。

報告書

高レベル放射性廃液の固化処理工程におけるルテニウムの挙動と捕集法(文献調査)

角田 直己; 財津 知久*; 佐々木 憲明; 永木 裕

PNC-TN842 78-02, 113 Pages, 1978/11

PNC-TN842-78-02.pdf:2.05MB

高レベル放射性廃液の固化処理工程において,オフガス処理上ルテニウムの揮発は最も重大な問題の一つであり,各国ともそれを抑制する固化処理条件あるいはオフガス処理システムでの捕集法について詳細に研究しているようである。本報は,我国における固化処理技術の研究開発に資するため,ルテニウムの揮発,分解,沈着,捕集法および基礎物性などについて文献調査した結果をまとめたものである。

論文

放射性廃棄物対策の取り組み状況について

財津 知久

新金属工業, 47(376), 15- Pages, 

ウラン廃棄物を含む放射性廃棄物対策の取り組み状況として、以下の内容について紹介する。1.放射性廃棄物の発生と特徴2.放射性廃棄物対策に係る国の方針と規制基準等の整備状況3.放射性廃棄物対策にかかる国際動向4.放射性廃棄物処分に向けた取り組みの現状5.ウラン廃棄物対策

論文

Current R&D Status of Decommissioning Technologies for Nuclear Fuel Cycle Facilities in PNC

森下 喜嗣; 谷本 健一; 小室 敏也; 財津 知久

ICONE-5, , 

核燃料サイクル施設のデコミッショニングにおいては、その施設の特徴であるTRU,FP等の核種による汚染や機器設備の構造・寸法、材質等を考慮した効率的なデコミッショニング技術が必要である。本報では、(1)デコミッショニングに係わる放射線測定(放射線映像化技術)、除染(レーザー応用除染技術)、解体(プラズマジェット切断技術)、遠隔操作(小型遠隔操作ツール)の各要素技術。(2)デコミッショニング計画を効率的かつ最適に実施するために、人工数、被ばく線量、コスト等の評価指標をシミュレーションできるデコミッショニング評価システムについて、動燃事業団における核燃料サイクル施設のデコミッショニングに係わる研究開発の現状を報告する。

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