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吉沼 明彦; 塩月 正雄; 中山 治郎
地層処分対象放射性廃棄物の品質マネジメント; 地層処分において必要と考えられる高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の機能と要件報告書(インターネット), 54 Pages, 2011/03
ガラス固化体を含む地層処分対象廃棄物の製造や処分等にかかわる日本原子力研究開発機構,日本原燃,電力会社,原子力発電環境整備機構は、地層処分対象廃棄物の品質マネジメント検討にかかわる協力に関する覚書を締結し、各社が有する地層処分対象廃棄物にかかわる技術開発等の技術情報を共有化し、地層処分対象廃棄物の品質マネジメントにかかわる検討を進めることとした。品質マネジメントの検討を進めるに際し、電力会社は地層処分対象廃棄物のうちガラス固化体について処分体として求められる要件等の検討を日本原子力学会に委託した。この検討結果を取りまとめた品質マネジメントの報告書については、日本原子力学会のホームページに掲載される予定であり、原子力機構から提供したガラス固化体にかかわる技術情報が公開となる。
地層処分において必要と考えられる高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の特性報告書吉沼 明彦; 塩月 正雄
地層処分対象放射性廃棄物の品質マネジメント地層処分において必要と考えられる高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の特性報告書/日本原子力学会「地層処分対象放射性廃棄物の品質マネジメント」特別専門委員会, 67 Pages, 2010/01
日本原燃との技術協力協定に基づく「環境保全技術協力に係る運営会議」において、原子力機構は日本原燃からガラス固化体を含む地層処分対象廃棄物の品質マネジメントの検討に必要な技術情報の提供にかかわる協力要請を受けた。本検討については、地層処分対象廃棄物の製造者,所有者,処分者等である日本原子力研究開発機構,日本原燃,電力会社,原子力発電環境整備機構による協議において情報を供給し、日本原子力学会の協力を得て検討を実施することとし、国内で製造される高レベルガラス固化体の地層処分にかかわる処分施設の設計,安全評価等を実施するうえで必要と考えられる高レベルガラス固化体の特性や、その特性の把握のために適切に録取されることが望ましい記録等について検討を行った。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ガラス固化技術開発施設(TVF: Tokai Vitrification Facility)は、1995年より東海再処理工場(TRP)での軽水炉使用済燃料再処理により発生した高放射性廃液のガラス固化処理を行ってきている。ガラス固化での中心となる装置は溶融炉であるが、溶融ガラスの腐食性によりその設計寿命は5年に設定されており、これに起因する溶融炉交換のために運転停止や解体廃棄物の発生が生じる。この問題を解決するためには、構造材料の長寿命化を図るとともに、白金族蓄積に対する対策技術開発が必須である。このため、原子力機構ではこれら目標を達成するための開発計画を立案し、高耐食性を有するとともに白金族を容易に排出するための温度制御が可能な溶融炉の開発を進めている。また、これにあわせ白金族の機械式除去技術の開発や、低温溶融技術開発,白金族の廃液からの除去技術開発を進めている。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of European Nuclear Conference 2007 (ENC 2007) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/09
東海再処理工場(TRP)では、平成17年度末に、約30年に渡る電力会社との再処理契約に基づく運転を完了し、平成18年度からは、「ふげん」のMOX使用済燃料を用いて技術開発のための試験運転を実施している。一方、TRPの運転に伴う高放射性液体廃棄物の処理は、平成7年よりガラス固化処理技術開発施設(TVF)にて行っており、今後さらに固化処理を継続する予定である。TVFでは、溶融炉が主たる装置であるが、現状では高温ガラスの腐食性のため、その設計寿命は5年間に制限されており、今後製造する固化体本数を考慮した場合、約10年後の溶融炉の交換が必要になる。また、溶融炉の運転では、白金族元素の円滑な抜き出しが安定運転のためには重要であり、今後、TVFの円滑な運転のために、既設溶融炉からの白金族元素の確実な抜き出しを確保するとともに、大幅な長寿命化及び白金族元素抜き出し性能向上を図った新型溶融炉の開発が必要となる。このため、JAEAでは、必要となる新技術の絞込みを行い、その開発計画を作成し、それに基づき精力的に開発を進めている。
Martin, A. J.*; 亀井 玄人; 塩月 正雄; 黒田 茂樹*
Proceedings of International Waste Management Symposium 2007 (WM '07) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03
日本の電気事業連合会と日本原子力研究開発機構は、高レベル廃棄物処分の研究成果を基盤としつつ、TRU廃棄物の安全な処分について、関係機関と研究開発を行ってきた。この研究協力(プロジェクトTRU-2)は、日本のTRU廃棄物処分の研究開発に一つの進展をもたらした。本論文は、このプロジェクトの概要を記すもので、鍵となる成果と幾つかの独創的方法論が示されている。
塩月 正雄; 青嶋 厚; 野村 茂雄
Proceedings of International Waste Management Symposium 2006 (WM '06) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/02
高レベル廃棄物処理方法として現在世界的に採用されているガラス固化溶融技術について、将来の高燃焼度軽水炉及びプルサーマルから発生する高レベル廃棄物並びにFBRサイクルから発生する高レベル廃棄物への適用性及び柔軟性を、各サイクルから発生する高レベル廃液の組成から評価した。各燃料サイクルから発生する高レベル廃棄物処理方法として、溶融条件等の改良や最適化を図ることにより、現行のガラス固化溶融技術を適用できる見通しがあり、加えてFBRサイクルにおいて開発中の新しい湿式再処理法においては、高レベル廃棄物の減容化が図れるものと考えられる。さらに、現在開発中の白金族元素対策等の技術開発が将来の燃料サイクルからの高レベル廃棄物のガラス固化処理においても重要であることが確認された。
Mathieson, J.*; Hooper, A. J.*; Alexander, W. R.*; 塩月 正雄; 亀井 玄人
Proceedings of International Waste Management Symposium 2006 (WM '06) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/02
2005年1月、英国オックスフォードにて、TRU/中レベル廃棄物の処分適合性の研究の進捗について検討するための国際ワークショップが開かれた。これは1996年スイス、1999年日本での開催に続き、3回目であった。これらの廃棄物は、高レベル廃棄物にくらべて廃棄体としてより複雑であるにもかかわらず、それと同等なほどにはこれまで注意が払われてこなかった。この報告書ではこのワークショップの成果概要をまとめるとともに、その位置づけと今後の研究の方向性を示された。このワークショップでは今後求められる重要な課題や、検討対象に伴う不確実性が認識されたものの、これらの廃棄物処分のためのセーフティケース構築にあたって解決不能な障害はないと結論された。
塩月 正雄; 黒田 茂樹*; 大井 貴夫; 本田 明; 三原 守弘; 小野 文彦*; 小澤 孝*; 塚本 政樹*
IAEA-CN-135/59, p.229 - 232, 2005/10
電気事業者とサイクル機構は協力して、TRU廃棄物処分研究の第2次とりまとめを実施している。この取りまとめの目的は、より信頼性の高い処分の安全性を示すとともに、将来の安全規制に資するものである。本報では、この第2次とりまとめの概要を紹介する。
Hooper, A.*; Mathieson, J.*; Alexander, W. R.*; 塩月 正雄
Proceedings of 10th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '05) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/09
TRU廃棄物及び中低レベル廃棄物処分に係わる研究開発の最新情報の共有化を図るため、本年1月に英国オックスフォードで開催された第3回TRU国際ワークショップにおいて得られた各国の主要な研究開発の動向と結論について総括した。
五十嵐 寛; 青木 和弘; 宮原 要; 塩月 正雄; 舘 幸男
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.467 - 472, 2002/06
高レベル放射性廃棄物の地層処分計画については、地層処分研究開発第2次とりまとめが提出された後、処分に関する法律の公布、処分実施主体の設立など、処分事業や安全規制の大枠が整備され、我が国の地層処分計画は事業化段階へと進化した。このような状況を踏まえ、今後の研究開発は、処分事業や安全規制の今後の展開とも整合をとりつつ進めていくことが重要となる。本発表では、事業化段階における今後の研究開発課題に加え、実際の地質環境への処分技術の適用性確認と長期挙動の理解を基本的な方向としたサイクル機構の研究開発の進め方、深地層研究施設計画の現状並びに最近の成果事例について報告する。
塩月 正雄; 間野 正; 塩月 正雄; 梅木 博之; 前川 恵輔
サイクル機構技報, (6), p.122 - 124, 2000/03
サイクル機構技報 No.6 概況 地層処分研究開発第2次取りまとめ
柴田 雅博; 塩月 正雄; 梅木 博之
Proceedings of Workshop on Use of Backhill, P. 178, 1998/00
我が国の高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物処分の研究開発プログラムを紹介するとともに、両処分システムにおいてbaskfill材(緩衝材)としての利用が検討されているベントナイトおよびコンクリート材料について、期待する役割、およびそれに関連する研究項目を示したものである。コンクリートに関しては、(1)セメントの化学的時間変化、(2)セメント環境を考慮した溶解度、吸着データベースの整備、(3)セメントからの高pH溶液の岩石への影響等が、ベントナイトに関しては、(1)セメント系材料との共存を考慮した長期安定性評価、(2)収着・拡散データベースの整備、(3)フィルトレーション効果、ガス透気性の確認等が研究の重要課題である。さらに、課題として、陰イオンを吸着する新たな材料の開発や、高pHがもたらすシステムの不確実性の低減の為の低pHコンクリートの開発がある。本報告は、既存の公開技術資料等を引用す
塩月 正雄; 山名 元
放射性廃棄物研究, 2(1&2), p.47 - 62, 1996/02
アクチニドリサイクルの目的のひとつである環境の観点から、アクチニド核種の回収による廃棄物の潜在的毒性低減の効果について地層処分システム等との関係から考察・整理を試みるとともに、回収すべき核種についての考察、核種回収率と潜在的毒性低減効果等との関係について解析評価を行った。
塩月 正雄; 山名 元; 中島 一郎
PNC TN9410 95-156, 85 Pages, 1995/05
アクチニドリサイクルの目的のひとつである環境の観点から、MA核種等の回収による廃棄物の潜在的毒性低減の効果について、地層処分システム等との関係から考察・整理を試みるとともに、リサイクル形態及び回収率と潜在的毒性低減効果及び六カ所浅地中濃度上限値との比較について解析評価を行った。廃棄物の潜在的毒性低減と廃棄物処理・処分技術とはそれぞれ独立した概念からなり、相互に組み合わされて一層の環境影響の低減に寄与することになると考えられる。このとき潜在的毒性低減効果は、最近の人工バリアを中心としたニアフィールド重視の地層処分研究の考え方と充分整合するものと考えることが可能であろう。また、原子力利用に伴い使用した天然ウラン鉱石等の持つ毒性と2100年までに現行のリサイクルシステムから発生する廃棄物中の蓄棲核種総量との比較評価により、回収すべき核種についての考察を試み、親核種としてのAm、pu及びCmの回収の重要性について明確化を図つた。さらに、数100年以降の長期的な潜在的毒性低減を現行サイクル廃棄物に比べて2ケタ程度低減する目標を実現するためには、MA回収率を99.9%程度、Pu.Uの回収率を99.9%以上に向上させなければならないことが明確になった。また、六カ所浅地中温度上限値との比較評価の結果から、全てのアクチニド核種を99.9%以上回収したとしても、
核種のみならず、FPや放射化核種の観点からも地層処分が不可欠であることが明らかになった。また、これらの環境への効果に対してはFBRの中性子スペクトルを硬くする効果やCm-Delay及び炉外冷却期間の効果は大きく影響しないことも合わせて確認できた。
塩月 正雄; 中島 一郎
Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (GLOBAL'95), p.163 - 168, 1995/00
先進的核燃料リサイクルの評価として,将来の原子力導入予測に基づいたマイナーアクチニド核種のマスバランス解析,廃棄物の長期的なハザード低減の観点からの回収核種と回収率に関する評価,及びMOXサイクルによる先進的核燃料リサイクルシステムに求められる技術要件等の評価を行った。アクチニドリサイクルによりMA核種の蓄積量は低いレベルで維持でき,2100年までに約80%の蓄積量低減効果を示す。またFBR炉心へのMA装荷割合は繰り返しリサイクルに伴い漸次低下する。廃棄物中のハザード低減には,MA核種のみならずPuの回収率を向上させるプロセスを目指すことが重要である。また,燃料製造側への負荷を下げるためには回収したCmを炉外にて崩壊させること,ならびに炉特性の観点から重希土類までMAから分離することが望まれる。
山名 元; 塩月 正雄; 平尾 和則; 鈴木 徹; 青山 卓史; 宇都 成昭; 山本 敏久
PNC TN9410 93-024, 75 Pages, 1993/01
21世紀中頃の将来社会を目標としたプルトニウムリイサクルシステム(先進リサイクルシステム)の姿についての検討を行った。まず先進リサイクルシステム検討の意義とその進め方を明らかにした。将来社会の姿(展望)についてのマクロな評価を行い,将来社会において望まれるプルトニウムリサイクルシステムの意義・理念・基本的なあり方などについての見解を具体化した。次に,先進リサイクルシステムの技術的なあり方(仕様)を具体化するために,現在開発を進めている原稿大型MOX路線の特性及びシステムの課題を安全性,サイクル内の技術的整合性,環境保全性など8つの重要な視点について体系化的に整理し明確にした。これより,「安全機能の一層の強化」,「廃棄物発生量と廃棄物への移行核種の本質的低減」,「多様化したエネルギーニーズへの対応」,「リサイクル性の円滑化」等を図るなど,新しいシステムに望まれる具体的な姿を明確化し,先進リサイクルシステムの技術理念をの具体化に反映させた。さらに,システムに望まれる姿の実現を期待される炉種別,燃料,再処理等の要素技術に関して広くレビューし,各技術の有する特性を整理した結果に基づき判断,選択を行った。この結果,現行のNa冷却型FBRサイクルを発展させ比較的近未来での実現を想定した4種類の「先行概念」,及び従来概念から脱却してより究極性をねらった5種類の「先進概念」の計9種類の具体的な新しいサイクルの概念を示した。
塩月 正雄
日本原子力学会誌, 33(5), p.410 - 446, 1991/00
本特集記事は,国内外におけるデコミッショニングの経験や技術開発動向と技術課題を抽出することを主眼としている。筆者は上記共同執筆者とともに第5章除染技術を担当し,主に以下の項目について執筆している。5.2(2)核燃料サイクル施設の汚染の特徴と除染..ベルギーユーロケミック再処処理工場・動燃東海再処理工場の経験及びR&D5.3(1)2)ストリパブルコーティング..動燃東海MOX転換施設の経験(2)1)電解研磨除染..WDF他のR&D 3)ブラスト除染..米国サバンチリバーガラス固化施設, 西独KfK,WDFのR&D,バンチリバーガラス固化施設,西独KfK,WDFのR&D 5)スラグ溶解除染..ドイツ,米国ORNL,動燃東海PWTFのR&D 以上
塩月 正雄*; 池田 諭志*; 宮尾 英彦*
PNC TN9430 89-003, 20 Pages, 1989/07
None
塩月 正雄*; 虎田 真一郎
PNC TN9600 88-004, 118 Pages, 1988/12
1.ANSトピカルミーティング"SPECTRUM"88' 本ミーティングはANS主催の廃棄物トピカルミーティングとしては84年,86年に続く国際会議であり,高レベル,中低レベル,除染・デコミ等に関し,約500名の登録参加者を集めて行われた。動燃からは高レベル廃液ガラス固化における溶融炉開発及び施設の除染・デコミ技術の2件を報告した。溶融炉技術については,同様の技術開発を実施中の米国,西独から多くの質問があり,これについては引き続きハンフォードの研究施設訪問に際しても議論を行うこととなった。 除染・デコミ技術に関しては,国際舞台にてPNCにおけるこれらのアクティビティを公式に発表することは初めての機会であり,米国,欧州等から数々の質問等があった。 2.関連施設訪問 2-1ハンフォードサイト〔ウエスチングハウス・ハンフォード(16日),バッテルノースウエスト研究所(19日)〕 ハンフォード実施中のガラス固化プロジェクト(HWVP)関係者と溶融炉技術について意見交換を行った。主要な論点はガラス固化におけるFP元素のうち,白金族元素の溶融ガラス中の挙動に関するもので,この問題については日本が一歩先にR&Dを実施していることから,その結果を参考にハンフォードでもR&Dを進めたい意向であった。また,バッテル研究所ではホットのガラス固化に使用したセルの除染及び機器撤去を来年より実施予定であり,その紹介を聞いたあと,PNCの溶融炉解体技術を紹介し,意見交換を行った。 2-2アイダホ国立研究所〔ウエスチングハウス・アイダホ(20日)EG&G(21日)〕 高レベル廃液の流動床仮焼プラント(NWCF)を見学後,仮焼体を将来固化するためのHIPによるセラミック固化処理技術開発について説明を受けた。ジルコニアを主成分とする仮焼体の組成を生かし,HIPでさらに減容するための小型コールド試験を実施していた。EG&Gでは,低レベル廃棄物の減容処理施設(WERF)及びTRU廃棄物貯蔵(RMWC),廃棄物ドラムの非破壊検査装置の説明を受けた。
間野 正*; 塩月 正雄*
PNC TN9510 86-002, 83 Pages, 1986/09
再処理工場の溶解工程から発生する被覆管、集合体部材(ハル・ハードウェア)は、未溶解燃料やFPで汚染され、さらに軽水炉用ジルカロイハルについてはトリチウムを吸蔵し、高速炉用ステンレスハルの場合には放射化された高線量のTRU廃棄物である。現在、これらは未処理の状態でハル缶と呼ばれるステンレス容器に収納され、高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)に保管されている。しかしながら、昭和65年頃にはHASWSの容量限界に到達すること(第2HASWSは昭和74年頃)およびTRU廃棄物対策の観点から、これらを減容し、安定な固化体に転換するための技術の開発が必要である。事業団においては、昭和55年から調査および基礎研究を続けてきたが、本格的な研究開発を始めるに当り、各国の研究開発の現状調査の一環として、先頃発行された標記のIAEAレポートを翻訳したものである。
