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論文

General overview of the research project investigating the radionuclide solution behavior in mock mortar matrix modeled after conditions at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station

五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*

Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:41.06(Construction & Building Technology)

Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry.

論文

A Project focusing on the contamination mechanism of concrete after the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03

To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.

論文

New project on the analysis of contamination mechanisms of concrete at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか

Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03

For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.

論文

パルスパワー技術によるコンクリート瓦礫の除染・再利用に関する研究

坂本 浩幸*; 赤木 洋介*; 山田 一夫*; 舘 幸男; 福田 大祐*; 石松 宏一*; 松田 樹也*; 齋藤 希*; 上村 実也*; 浪平 隆男*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 17(2), p.57 - 66, 2018/05

福島第一原子力発電所の事故によって放射性セシウムによって汚染されたコンクリート瓦礫が発生しており、さらに、将来の原子炉の廃止措置に伴って多量の放射性コンクリート廃棄物が生じることが想定される。床や壁等のフラットな表面の除染には既存技術が有効であるが、コンクリート瓦礫に対する除染技術の適用性については課題がある。本研究では、パルスパワー放電技術の適用性可能性に着目して、汚染コンクリートの骨材とセメントペーストへの分離と、それぞれの放射能測定による基礎的な試験と評価を実施した。試験結果より、汚染コンクリートの骨材とセメントペーストへの分離によって、放射性コンクリートの除染と減容が達成される可能性が示された。

報告書

プルトニウムの岩石に対する収着データ; 還元環境,硝酸塩存在下におけるプルトニウムの凝灰岩に対する収着試験結果

須黒 寿康; 西川 義朗*; 小室 崇*; 加川 昭夫; 柏崎 博; 山田 一夫

JAEA-Technology 2007-058, 20 Pages, 2007/11

JAEA-Technology-2007-058.pdf:3.26MB

TRU廃棄物処分の安全評価上不可欠なプルトニウム(Pu)の凝灰岩に対する収着データを取得するための試験を実施した。試験は、処分環境が還元的であり、廃棄物に相当量の硝酸塩が含まれることを考慮し、極低酸素濃度(O$$_{2}$$$$leq$$1ppm),還元条件(還元剤:亜ジチオン酸ナトリウム)で硝酸ナトリウム濃度を変数(0$$sim$$0.5M)として凝灰岩(栃木県産大谷石)に対するバッチ式収着試験を行った。その結果、液固比0.1m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$の場合のKd値は約0.2$$sim$$0.7m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$、同様に液固比1m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$の場合のKd値は約1$$sim$$7m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$となった。しかし、ほとんどの試料が試験後の溶液中の$$alpha$$スペクトル分析において分析装置の検出下限値以下(10$$^{-13}$$mol/dm$$^{3}$$オーダー以下)であった。これは、本試験において液相に飽和水酸化カルシウム溶液を使用したため、炭酸カルシウム塩とPuが共沈したことにより、溶液中のPuの溶解度が制限されたものと推察した。

報告書

プルトニウム含有ガラス固化体からのプルトニウムの溶解挙動に関する研究

黒羽 光彦; 澁谷 朝紀; 山田 一夫; 油井 三和; 岡崎 充宏*; 乾 真一*

JNC TN8410 98-001, 35 Pages, 1998/10

JNC-TN8410-98-001.pdf:2.79MB

ガラス固化体からのプルトニウム(Pu)の溶解挙動の把握及び、Puの熱力学データの整備を目的としてPu含有ガラス固化体からのPuの浸出試験、Puの溶解度試験を実施した。浸出試験に先立ち239PuO2の溶解度試験を実施した。溶解度試験は、Puを過飽和として初期濃度を6.23$$times$$10-5mol/lに調整して行った。試験はいずれも大気下で実施した。溶解度試験では、全pH領域にわたってpHが増加するとPuの溶解度は減少した。これらの傾向は、これまで報告されている239PuO2(c)の溶解度とよく一致していた。また、既存のPuの熱力学データを用い、地球化学計算コードPHREEQEを用いて熱力学的解析を行った。本試験で得られた溶解度は高pH領域において計算値より高い値となった。浸出試験は、Puをドープしたガラス固化体を用い、MCC-3法に準拠してPu濃度のpH依存性を測定すると共に、熱力学的解析により、ガラス固化体表面でのPuの溶解度制限固相の推定を行った。浸出試験では、溶液中のPu濃度はpHに依存し、pH$$>$$6ではpHの増加に従ってPu濃度が10-6から10-9mol/lへ低下した。また、得られたPu濃度は、これまでに報告されている239Pu(OH)4(am)の溶解度と傾向が一致しており、pH$$>$$6ではPu含有ガラス固化体からのPuの溶解度を支配している固相は239Pu(OH)4(am)であることが示唆された。

報告書

示差熱分析(DTA)による廃棄物ガラスの転移温度測定 -高放射性廃液固化研究報告書-

大内 仁; 五十嵐 寛; 河村 和廣; 山田 一夫*; 鈴木 猛; 捧 賢一; 小田倉 誠美

PNC TN8410 97-044, 53 Pages, 1997/03

PNC-TN8410-97-044.pdf:1.36MB

期間1994年6月$$sim$$10月目的高レベルガラス固化体特性評価試験の一環として、CPF及びHTS設置のDTAにより模擬ガラス固化体の転移温度を測定してホット及びコールドの測定データの整合性を確認する。高レベルガラス固化体の熱的安定性を担保するための目的温度として転移温度が有る。この温度領域を越えると結晶化により固化体特性が劣化するので転移温度を把握し固化体温度を転移温度以下で管理する必要がある。一般的な転移温度の測定方法は固化体の熱膨張測定から求める方法であるが,試料の調整上測定が難しいため,簡便な方法としてDTAにより転移温度を測定している。標準試料等を用いて測定条件を合わせた上で模擬廃棄物ガラスを測定した結果以下のことがわかった。(1)TVF標準組成ガラス(PO798)の転移温度は,HTS測定平均値は494$$^{circ}C$$(3$$sigma$$:8.2$$^{circ}C$$),CPF測定平均値は495$$^{circ}C$$(3$$sigma$$:1. 8$$^{circ}C$$),装置間の差は1$$^{circ}C$$であった。これによりDTAによるホット及びコールド転移温度測定データが同等であることを確認した。(2)PO798の転移温度は熱膨張曲線から求めた495$$^{circ}C$$(3$$sigma$$:8.1$$^{circ}C$$)でありDTA測定値と良く一致した。(3)DTA測定から求めた高減容模擬ガラス(P1102)の転移温度は,510.5$$pm$$2.5$$^{circ}C$$(HTS,CPF装置の測定平均値)であった。

報告書

高レベル放射性廃液組成分析結果(2)

小田倉 誠美; 根本 一昭*; 山田 一夫; 石川 博久; 菊地 博*; 川崎 弘; 石黒 勝彦

PNC TN8410 97-015, 30 Pages, 1997/01

PNC-TN8410-97-015.pdf:2.02MB

再処理工場高放射性廃液貯蔵場に貯蔵されている高レベル放射性廃液のうち,ガラス固化技術開発施設でのガラス固化に備えて組成調整した272V31及び34貯槽の廃液組成を確認することを目的として,組成分析を行った。高レベル放射性廃液は,高放射性廃液貯蔵場から放射性廃液輸送溶液で高レベル放射性物質研究施設へ運搬し,ホットセル内での化学分析,放射能分析,EPMA観察,X線回折測定等により組成等を調べ,以下の結果を得た。(1)Na濃度は,ガラス固化した場合のNa2O濃度で9%程度であった。(2)核種濃度は,241Am以外はTVFの設計標準濃度と同程度か又は低濃度であった。241Amは,TVFの設計標準濃度より5$$sim$$10倍高い濃度であった。(3)元素濃度は,TVF設計標準濃度に比べ平均して0.6倍程度(アクチニドを除く)であった。(4)組成調整の主目的であったCrは,ガラス固化した場合約0.5%程度となる濃度であり,計画どおり調整されていた。(5)沈殿物は,泥状物質と10$$mu$$m以下の粒状,針状物質から構成され,主成分はP,Fe,Zr,Mo等であった。X線回折測定でZrMo2O7(OH)2(H2O)2が同定された。

報告書

鉛抽出法による有用金属回収試験-第4回ホット試験結果-

明珍 宗孝; 小杉 一正; 和田 幸男; 山田 一夫; 清宮 弘; 石川 博久

PNC TN8410 96-071, 86 Pages, 1996/03

PNC-TN8410-96-071.pdf:35.04MB

高レベル放射性物質研究施設(CPF)において有用金属回収試験(第4回ホット試験)を実施した。鉛抽出法と灰吹法を組み合わせた乾式元素分離法により不溶解残渣から白金族元素を回収する方法についての実証を行った。その結果、白金族元素を主成分とする合金粒を得た。

報告書

照射済燃料棒への熱電対再計装技術の開発; UO$$_{2}$$ペレット中心孔加工技術及び燃料棒組立技術

清水 道雄; 齋藤 順市; 大島 邦男; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 中川 哲也; 相沢 静男; 川又 一夫; 田山 義伸; 河村 弘; et al.

JAERI-Tech 95-037, 87 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-037.pdf:5.14MB

軽水炉燃料棒のPCI機構の解明には、出力変動時のペレットからのFPガス放出及びペレットの中心温度の情報が重要である。照射済燃料棒に中心孔を穿孔する技術開発は、バリウムフェライトペレットを充填した模擬試料を使用して種々の穿孔試験を行った。このとき、動力炉で生じたペレットの割れをそのまま保持した状態で穿孔することが重要であるため、穿孔の間は炭酸ガスでペレットを凍結し、ダイヤモンドドリルで穿孔した。これらの開発試験により、深さが54mmで直径が2.5mmの中心孔ができることを確認した。炉内確証試験は、1995年1月にJMTRに装荷して行った。本報告書は、UO$$_{2}$$中心孔加工技術及び燃料棒組立技術についてまとめたものである。

論文

Effects of alpha decay on the properties of actual nuclear waste glass

馬場 恒孝; 松本 征一郎; 村岡 進; 山田 一夫*; 斉藤 誠美*; 石川 博久*; 佐々木 憲明*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, p.1397 - 1404, 1995/00

ガラス固化体の放射線に対する長期耐久性に関する知見を得るため、動燃-原研共同研究による$$alpha$$加速試験を実施した。東海再処理工場の高レベル放射性廃液を使用して$$^{244}$$Cmを添加したガラス固化体を作製し、$$alpha$$崩壊による影響を加速し、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。$$^{244}$$Cm添加実ガラス固化体試料の成分分析から、Cm濃度及びガラス組成はほぼ目標どおりであること、加速年時で約6千年、1万1千年におけるEPMA観察からクラックの発生は見られず、浸出試験結果でもこれまでの類似組成試料について同条件で行ってきた試験結果と著しい差異がないこと、密度では約1万年相当時で約0.5%減少すること等の結果を得た。

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

PNC-Battelle PNL共同研究 TRU元素溶解度測定評価試験技術の習得-海外出張報告-

芦田 敬; 園部 一志; 山田 一夫

PNC TN8600 91-003, 38 Pages, 1991/06

PNC-TN8600-91-003.pdf:4.17MB

PNC(動燃事業団)-Battelle PNL共同研究の一環として,PNLスタッフの指導のもとでTRU元素の溶解度測定方法を習得した。溶解度測定試験に必要な技術として,トリウム等のTRU元素の固相の作製,エックス線回折,試験溶液のpH調整,酸化還元電位(Eh)測定,固液分離,分析前処理,酸化状態分析,データ解析等の一連の試験手法に関するものの他,雰囲気制御グローブボックスの運転方法等について,PNLの実験専門のスタッフ(Specialist)の指導を受け習得した。

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。

論文

Development of the Engineered Barriers for the Deep Geological Disposal of High-Level Radioactive Waste

佐々木 憲明; 石川 博久; 宮原 要; 山田 一夫; 湯佐 泰久

High Level Radioactive Waste Management 1990, p.675 - 682, 1990/00

None

報告書

東海事業所における地層処分研究開発の現状

佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 山田 一夫*; 園部 一志*; 他14名*

PNC TN8440 89-022, 29 Pages, 1989/11

PNC-TN8440-89-022.pdf:4.2MB

東海事業所では,地層処分研究開発のうち特に性能評価研究,処分技術の開発,廃棄対象物の研究を進めている。これらの主なテーマは以下に示すものである。I. 性能評価研究1. オーバーパックの腐食に関する研究2. 緩衝材の透水制限機能の研究3. ガラス及び核種の溶解,緩衝材中の核種移動の研究4. ナチュラルアナログ研究(その他5件)II. 処分技術の開発1. 地層処分システムの設計研究2. 人工バリアの研究開発III. 廃棄対象物の研究1. CPFにおけるガラス固化試験2. 高レベル放射性廃液からの鉛抽出法による白金族元素の回収本資料は,各テーマについて現在までに得られた主な成果及び今後の計画,外部発表,技術資料等についてまとめたものであり,併せて東海事業所の研究体制も示したものである。

論文

Study of the Performance of Solidified High-Level Waste Forms and Engineered Barriers under Reposit

原 啓二; 佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 山田 一夫; 宮原 要; 新井 隆

IAEA Research Co-ordination Meeting on the "Perfo, 0 Pages, 1989/00

None

報告書

放射性廃棄物の地層処分技術の開発 -昭和62年度業務報告-

佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 山田 一夫; 野高 昌之*; 三谷 広美*; 河村 和廣; 宮原 要; 新井 隆; 亀井 玄人; 広瀬 郁朗; et al.

PNC TN8440 88-018, 170 Pages, 1988/12

PNC-TN8440-88-018.pdf:11.35MB

本報告書は,環境工学開発部廃棄物処分技術開発室において,昭和62年度に実施した主な業務とその成果を,各研究開発の分野毎にまとめたものである。 1)オーバーバックの開発 炭素綱,純銅及びチタンに関して腐食試験を実施した。炭素綱及び純銅については,酸素が十分存在する条件下でのベントナイト共存腐食試験を行った。チタンについては,すきま腐食の発生試験を行った。 2)緩衝材の開発 国内産のN-型ベントナイトを用い,透水性試験方法の検討及び透水係数の測定を行った。 また,ベントナイトの熱変質に関する文献調査を行い,試験方法の検討を行った。 3)ガラス組成開発 日本原燃サービスのガラス固化施設用ガラス組成を設定し,その基本特性の測定を行い,動燃のガラス固化技術開発施設用ガラスと同様な特性を持っていることを確認した。 ガラス固化技術開発施設用ガラスについては,組成変動による特性の変化について検討を行った。 4)核種移行・浸出評価 実高レベルガラス固化体を用いた浸出試験を行い,TRU,EP核種の浸出量の測定を行った。また,この浸出液を用いて,岩石への核種の収着試験を行った。 核種移行試験としては,137C-,90S-を用い,ベントナイト中の拡散係数の測定試験を行った。 5)処分野外試験 東濃鉱山で人工バリア材の埋設試験を実施し,金属材料の腐食試験,模擬ガラスの浸出試験等を行った。また,東濃鉱山の地下水を用い,埋設試験条件に対応する室内試験を実施し,埋設試験結果との比較検討を行った。6)ナチュラルアナログ研究 天然ガラスの長期変質挙動の研究として,富士山の2種類の火山ガラス(砂沢,宝永スコリア)の変質について調査し,変質層と環境条件との関係を明らかにした。ベントナイト及びコンクリートについては,長期変質に関する文献調査を行った。7)地層処分システム設計研究 設計条件の整備,設計手法の選定,操業管理システムの調査及び経済性評価について,委託研究を実施した。8)地層処分システム性能評価研究 9)ホットガラス固化試験 10)TRU廃棄物処分技術開発等

報告書

スウェーデンにおける放射性廃棄物処分安全評価(KBS-3)要約

佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 石川 博久*; 山田 一夫*; 塚根 健一*; 河村 和廣*; 出光 一哉*; 宮原 要*

PNC TN8510 88-005, 294 Pages, 1988/08

PNC-TN8510-88-005.pdf:8.04MB

本資料は,スウェ-デンにおける使用済燃料の直接処分に関する安全性を立証した報告書(KBS-3)の要約である。スウェ-デンでは,1977年の通称「条件法」により,原子力発電所の運転開始に際し,再処理から発生する高レベル廃棄物または使用済燃料の処分が安全に行えることを立証することが義務づけられた。原子力発電業者は立証作業をスウェ-デン核燃料供給公社(SKBF)へ委託し,1977年から1983年にかけて3つの報告書(通称KBSレポ-ト)が作成された。この報告書は,放射性廃棄物処分の概念に関して,世界の先駆的な役割を果しており,処分の基本概念として,人工バリアと天然バリアを組み合わせた地層処分により,長期的に安全であることを立証している。この報告書の内容は,我が国の地層処分研究開発の第2段階前半で期待される成果に対しており,直接参考となるものである。今回,東海事業所環境工学開発部廃棄物処分技術開発室(WIS)で,KBSレポ-トの中で最新のものであるKBS-3レポ-トを要約しまとめた。この報告書が処分概念の理解と関連報告書等との比較の一助となれば幸いである。

報告書

Project Gewaehr 1985, スイスにおける放射性廃棄物管理; フィージビリティスタディと安全解析

山田 一夫*; 新井 隆*; 塚根 健一

PNC TN4510 88-006, 461 Pages, 1988/05

PNC-TN4510-88-006.pdf:46.01MB

放射性廃棄物は人類にとってとりわけ大きな脅威と受け取られることが多い。原子力利用の不可避 的な副産物である放射性廃棄物は人々に不安感を生じさせるが,これはその毒性から予想される反応を遙かに上回るものである。その理由は,原子力の平和利用をめぐる社会的政治的論争の中に求めるべきであろう。40年前,原子力はまず戦時中の軍事利用を通して人間に知られたため,多くの人々が 放射能や放射線効果という概念から人の住めない汚染区域という破局的印象や破壊力という恐怖感を連想することになったことを忘れてはならない。ほぼ30年にわたる原子力の平和利用に中で発生した廃棄物が中間貯蔵として管理されており環境に何の脅威も与えていないという事実に目を向ければ,これらの感情は客観的根拠を有していないと言える。それにもかかわらず,これらの感情は社会政治的実現となっている。放射性物質,とりわけ放射性廃棄物を深刻な脅威と受け止める発想から2つの分野での活動が生じた。まず世界的な科学技術研究が促進され,これにより他の多くの毒性と比べ放射性物質からの放射線の生物学的影響はよりよく理解されるようになった。また放射性物質の密閉,輸送,利用,そして一般に安全な取り扱いのための技術方法の開発が進められた。他方では,このような発想に基づく政治活動により,スイスを含め数カ国で放射性廃棄物の最終処分を要求する新たな立法措置が取られた。これは将来の世代にのしかかる責任を軽くするものとなるであろう。最終処分のための要件を設定するに当たって,この任務の性格が前人未到の分野を開拓するものであることが認識された。そもそも安全な最終処分というものが可能なものなのかという疑問が特に反原子力グループから提起された。このためスイス政府は,現在操業中および建設中の原子力発電所の操業担当機関から,最終処分の安全性とその可能性を示すためのプロジェクトを要請された。これは発電所操業ライセンスを1985年移行へも延長させるために必要である。この「プロジェクトGewaehr 1985」(=プロジェクト・ギャランティー)は放射性廃棄物貯蔵公社に委託されたが,これには3種類の任務が含まれていた。すなわち,科学的問題に取り組むこと,技術的解決策を系統づけること,実現化計画を作成すると,である。

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