Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
松井 一秋*; 村野 徹; 蛭沢 重信*; 河本 治巳*
JNC TJ1420 2000-007, 241 Pages, 2000/03
核燃料サイクル開発機構(以下、機構という)は、地層処分研究開発の中核推進機関として、研究開発の成果の第2次取りまとめを西暦2,000年前までに行い、国民の理解と信頼を得るべく公表する計画を進めて来た。本評価取りまとめは、機構の第2次とりまとめにおいて予定されている「地層処分の背景」の作成にあたり、背景資料をまとめることを主目的に実施したが、取りまとめスケジユールを考慮して今年度は業務を2フェーズに分けて行った。1.[第1フェーズ」地層処分コンセプトの背景に係わる評価・昨年度までに調査・収集した情報及び諸外国の最新の動向等に基づいて内容の整理・取りまとめを行い、「第2次取りまとめ」別冊に反映可能な素案の最終版を作成した。(中間報告書)2.〔第2フェーズ]今後さらに必要になると考えられる個別の課題についての情報を収集・整理した。今年度は以下の2課題を設定し、分析・評価を進めた。(1)海外主要国の原子力/放射性廃棄物に関する学習教材と教育戦略の収集・調査海外主要国の廃棄物関係機関及び原子力学会を対象に、放射性廃棄物関連の教材と各国の教育方針に係る調査を行い、教材を収集するとともにその活用の概要をまとめた。(2)高レベル放射性廃棄物地層処分への代替方策:各国で検討された方策とその現状海外主要国および国際機関で検討されてきた地層処分代替策について、歴史的経緯と長期貯蔵の評価を含め最近の地層処分の補完策:オプションを巡る議論について文献等に基づき、調査し整理した。なお、取りまとめはタイミングが重要な意味を持つので、フェーズ1を中間報告に、また最終報告書にはフェーズ1およびフェーズ2の内容を合体してまとめた。
松井 一秋*; 村野 徹; 蛭沢 重信*; 河本 治巳*
JNC TJ1420 2000-006, 132 Pages, 1999/11
核燃料サイクル開発機構(以下、機構という)は、地層処分研究開発の中核推進機関として、研究開発の成果を平成4年9月に第1次取りまとめとして公表し、これを受け、更に技術的な信頼性を示すとともに、処分予定地選定、安全基準の策定に資する技術的拠り所とすべく、第2次取りまとめを西暦2,000年前までに行い、国民の理解と信頼を得るべく公表する計画である。第2次取りまとめは技術報告書群の色彩がつよく、限定された学術領域に係る情報の提供に主眼が置かれている。しかし1990年代に世界的な傾向として地層処分の技術的側面に加えて社会との係わりがクローズアップされてきており、一般の方々に地層処分研究開発成果を説明し、その理解をより容易にするためには地層処分のコンセプトか形成されて来た背景情報を合わせて示すことは重要であると考えられている。本「地層処分コンセプトの背景に係わる評価の取りまとめ」では、昨年度までに調査・収集した情報および諸外国の最新の動向等に基づいて、内容の整理・取りまとめを行い、第2次取りまとめで計画している背景情報の取りまとめに資するものである。具体的には、1.総論部分として高しレベル放射性廃棄物(HLW)処分問題の位置づけ、およびHLWの処分対策の考え方や安全評価の基本的事項等を実際的な面および論理的な面の両方の視点からとりまとめた。2.各論部分として、特に専門以外の人々が地層処分について考える際の疑問、懸念の中からたびたび話題になる10項目を取り上げて、事実情報の整理、専門家のコンセンサスのまとめ、国際的な議論、等の記述を中心にしたとりまとめを行った。
松井 一秋*; 村野 徹; 片野 孝*; 蛭沢 重信*
JNC TJ1400 99-024, 213 Pages, 1999/01
核燃料サイクル開発機構(以下、機構という)は、地層処分研究開発の中核推進機関として、研究開発の成果を平成4年9月に第1次取りまとめとして公表し、これを受け、更に技術的な信頼性を示すとともに、処分予定地選定、安全基準の策定に資する技術的拠り所とすべく、第2次取りまとめを西暦2,000年前までに行い、国民の理解と信頼を得るべく公表する計画である。本評価研究は、第2次とりまとめにおいて予定されている「地層処分の背景」の作成にあたり、参考になる資料をまとめることを目的に実施した。昨年度行った、国際的な場での議論に基づく専門家のコンセンサスや議論の内容及び諸外国の事例や検討例などの事実情報を中心にしたまとめ等に基づき以下の評価研究を実施した。1.地層処分が提唱され、研究開発が推進されてきた歴史を、実際的な面および論理的な面の両方の視点からとりまとめた。さらに、今日的な課題である環境問題の発生の歴史的経緯を辿るとともに、その中での高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の位置づけ等について考察した。2.HLWの処分対策として、・長期の安全対策の概念とイメージ、・地層処分コンセプトと対策を実現するにあたって考慮すべきクライテリア、・中心的な課題の一つであるが専門以外の人々にとっては理解の難しい安全評価と性能評価について考察した。さらに、日本の政策と海外の状況についても概観した。3.特に専門以外の人々が地層処分について考える際の疑問、懸念等の中からたびたび話題になる10項目を取り上げて、事実情報の整理、専門家のコンセンサスのまとめ、国際的な議論、等の記述を中心にしたとりまとめを行った。
村野 徹; 土田 達*
PNC TJ1521 96-001, 141 Pages, 1996/02
我が国の高レベル放射性廃棄物(HLW)処分対策は、地層処分を実際の処分対策として実施するための準備が開始され、新しい段階を迎えたと言える。地層処分の研究開発は、これに対応して、より具体的な処分対策の確立を指向することを要請されるものと思われる。処分対策にはまた、より広い国民的理解と、その確立過程における透明性が求められるものと考えられる。このような要請に応えるために、本調査研究では、1993年度以降、「日本の地層処分コンセプト」に加えて、「日本の地層処分クライテリア」の検討を行ってきた。今年度(1995)は、後者のテーマを集中的に取り上げ、(イ)NEAによる国際協力、すなわち、「環境および倫理という技術以外の観点からの地層処分の再検討」の成果と、(ロ)1993年以降の本調査研究の成果を総合すると、「日本の地層処分クライテリア」に対して、およそどのような要件が考えられるかについて考察と提言を行った。
村野 徹*; 佐藤 富男*
PNC TJ1521 92-001, 215 Pages, 1992/02
高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する研究開発が、広く国民的理解を得て、実際の処分対策として結実するためには、地層処分の技術的課題についての詳細な研究開発と並行して、日本に適した地層処分コンセプトについて、多角的検討が行われる必要がある。このような観点から、本調査研究の初年度(昭和63年)には、日本の地層処分コンセプトの一つとして、沿岸立地の地層処分、すなわち、沿洋海底下地層処分のコンセプトを提案した。本年度はその第4年目であり、同コンセプトの成立と評価に密接に関連する4つの課題を取り上げて検討を行った: (1)水理地質-海底炭鉱の調査結果の検討-、(2)土木工学-海底下の地下施設の施工技術の検討-、(3)地下空間利用の現状と動向の検討、(4)バタイユ報告書の検討。その結果、日本の沿岸海底下の水理地質的条件の実態等について有意な知見が得られるとともに、地層処分コンセプトの評価の根底にあるべき重要な視点を明確にすることができた。
村野 徹
PNC TN160 82-01, 0 Pages, 1982/01
昭和56年5月,動力炉・核燃料開発事業団は,国際ストリパ計画(InternationalStripaProject)の協定書に署名し,同プロジェクトに正式に参加した。このプロジェクトは,OECD/NEAが1975年以来推進している,高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する国際協力プログラムの一環である。今回,同協定にもとずき,現地で試験に参加するとともに,関連する調査を行った。この調査において,地層処分の研究開発における同プロジェクトの位置付けを明らかにすることを念頭においた。以下,調査結果を報告する。
村野 徹; 中田 啓; 牧野 明寛; 村野 徹*; 若林 宏明*; 吉井 康司*
PNC TN841 77-06, 76 Pages, 1976/03
核燃料加工や,再処理工程における臨界事故の防止は保安上重要である。したがって,臨界事故に至らしめない各種の安全装置の準備が必要である。一方,いくつかの事食の重なりで生ずる可能性のある事故を想定し,その過程を出来るだけ早期に検知して,真の臨界事故に至らしめない,あるいは万一の場合も被害を最小にすべき努力も必要である。このような見地より,臨界事故の過程について,可能性をしらべ,考えられる種々のモードについて,臨界事故警報システムの果すべき役割を検討する。具体的には臨界警報システムの一例として,動燃再処理工場に備えられるべきものの性能を弥生炉の非定常運転及び反応度パルス運転状態においてチェックした。
原 悌二郎*; 本山 茂二; 木下 睦*; 吉岡 信一*; 村野 徹; 五十嵐 孝行*; 石黒 秀治*; 北原 義久*
PNC TN841 71-33, 27 Pages, 1971/10
動燃東海事業所のプルトニウム燃料開発施設の本格的操業開始に伴い潜在的に存在する臨界事故に十分な対策を立てる必要が生じた。今回特に外部被ばく線量評価法について検討を加え基本的方針に関して考え方をまとめた。臨界事故時の被ばく者のスクリーニングはフィルムバッジ線量計内のインジウムの放射能をGMサーベイメータで測定することにより実施する。フィルムバッジを着用していなかったものは直接体内放射能をサーベイする。1,10,100remのスクリーニングレベルを考え,1rem以上の被ばく者から10cm3の血液を採取し,個人中性子線被ばく線量を求める。10rem以上の者は現場医師の診断を受け,また100remを超えた者は外部医療機関へ送る目安とする。ガンマ線被ばく線量はフィルムと熱ルミネセンス線量計を用いる。以上スクリーニング法および中性子線ガンマ線被ばく線量の算出法を重点的に検討した。ほかに臨界事故時線量計,ベルト式線量計,臨界事故時放射能測定装置および中性子線フルエンスの算出法についても検討を加えたので報告する。