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太田 久仁雄; 阿部 寛信; 山口 雄大; 國丸 貴紀; 石井 英一; 操上 広志; 戸村 豪治; 柴野 一則; 濱 克宏; 松井 裕哉; et al.
JAEA-Research 2007-044, 434 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-044.pdf:54.58MBJAEA-Research-2007-044(errata).pdf:0.08MB
幌延深地層研究計画は、北海道幌延町で進めている堆積岩を対象とした深地層の研究施設であり、第1段階「地上からの調査研究段階」,第2段階「坑道掘削時の調査研究段階」,第3段階「地下施設での調査研究段階」の3段階で20年程度かけて進めているプロジェクトである。本計画では、「深地層の科学的研究」と「地層処分研究開発」の二つの分野の研究開発を進めている。本報告書は、深地層の科学的研究について、第1段階における調査研究の成果を取りまとめたものである。本報告書では、「研究所設置場所の選定プロセス」,「研究所設置地区及びその周辺における調査研究」,「深地層における工学技術の基礎の開発」、及び「地下施設建設に伴う周辺環境への影響調査」に関する具体的な調査内容と結果を示し、第1段階における調査研究の目標に対する達成度を評価するとともに、今後の課題を明らかにした。また、本報告書でまとめた成果は、地層処分技術の知識基盤として整備されるばかりでなく、処分事業と安全規制の両面を支える技術基盤の強化を図っていくうえで、有効に活用されるものである。
福島 操; 武田 精悦; 山崎 眞一; 石川 博久
JNC TN1400 2003-014, 65 Pages, 2004/02
JNC-TN1400-2003-014.pdf:47.43MB
サイクル機構で進めている高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発について、平成15年度を中心とした2つの深地層の研究施設計画やエントリー・クオリティーの進捗・成果や今後の展開を報告する。
舘 幸男; 福島 操; 茂田 直孝; 山崎 真一; 石川 博久; チャップマン*
JNC TN1400 2002-019, 36 Pages, 2003/02
JNC-TN1400-2002-019.pdf:11.59MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)が平成11年に公表した「第2次取りまとめ(サイクル機構、1999)」を技術的な拠り所として、平成12年には、「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律(以下、最終処分法)」の成立、実施主体である原子力発電環境整備機構(以下、原環機構)の発足、「高レベル放射性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方について(第1次報告)(原子力安全委員会、2000)」の公表など、処分事業や安全規制の大枠が整備され、わが国の地層処分計画は事業化段階へと踏み出した。今後は最終処分法に基づき、原環機構を主体とする処分事業が、概要調査地区の選定、精密調査地区の選定、最終処分施設建設地の選定と段階的に進められる。また、事業の進展にあわせて、安全審査基本方針、安全審査指針、処分場の技術基準といった安全規制に関連する指針・基準の策定が進められることになっている。概要調査地区の選定に向けた大きな一歩として、平成14年12月に原環機構により「高レベル放射性廃棄物の最終処分施設の設置可能性を調査する区域」の公募が開始され、「処分場の概要」や「概要調査地区選定上の考慮事項」などの資料が公開された。また、これに先立ち同年9月に原子力安全委員会より「高レベル放射性廃棄物処分の概要調査地区選定段階において考慮すべき環境用件について(原子力安全委員会、2002)」が公表された。サイクル機構では、わが国の地層処分計画が事業化段階へと進展した状況を踏まえ、新たな「全体計画(サイクル機構、2001)」を策定して研究開発を進めている。本稿では、サイクル機構の研究開発の役割と目標・課題など「全体計画」の概要と、新地層の研究施設計画を中心とした研究開発の進捗状況や今後の展開について報告する。
河田 東海夫; 福島 操; 野村 茂雄
ATALANTE2000, 0 Pages, 2000/00
実用化戦略調査研究Phase-Iにて候補として挙げられている先進再処理、燃料製造技術について各技術の課題と将来プラントにおける技術ポテンシャルをレビューした。さらにPhase-II以降の展開については技術の絞り込み評価により2015年実用化プラントの技術提供をめざす。
福島 操
PNC TN8410 92-238, 11 Pages, 1992/09
リサイクル機器試験施設は放射性廃棄物の保管廃棄施設に該当する施設ではないが,施設から直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による一般公衆の線量当量が十分に低くなるように,燃料一時保管架台と試験設備を収納する試験セルは建家地下の中央部に配置し,多重コンクリートの壁で取り囲んでいる。施設からのスカイシャインガンマ線の線量当量を評価し,十分に小さいことを確認した。ガンマ線の計算は点減衰核積分コードQADコードと点減衰核1回散乱法コードG33を用いた。施設上空100mで線量当量率を計算した。線源モデルは燃焼済炉心燃料(初期Pu富化度30wt%,燃焼度94,000mwd/t,冷却日数550日)の24本分とした。評価地点は主排気筒から370mの地点で行った。皮膚の組織線量当量を示した。
福島 操
PNC TN8410 92-237, 69 Pages, 1992/01
リサイクル機器試験施設(RETF)から発生する,ウランやプルトニウムを含む試験済溶液及び高放射性廃液は既設再処理施設の分離精製工場等で処理し,低放射性廃液と廃溶媒は既設再処理施設の廃棄物処理場等で処理し,せん断・溶解オフガス等の廃気は既設再処理施設の主排気筒から排出する設計である。RETF設置後の大気及び海洋への主要な放射性核種の年間放出放射能量の評価を行った。その結果,年間放出放射能量は,既設再処理施設の線量当量評価に用いている年間放出放射能量を上回るものではなく,既設再処理施設の線量当量評価に用いている大気及び海洋への主要な放射性核種の年間放出放射能量を変更する必要のないことを確認した。
福島 操
PNC TN8100 91-031, 19 Pages, 1991/10
資源の少ない我が国はU資源を有効に利用をはかってゆくために,Pu利用体系の確立を目指し,FBR,FBR再処理,MOX加工の技術開発を進めている。この体系において,FBR再処理はPuを供給するという重要な位置付けにあり,その技術をFBR実用化までに確立しておくことが必要である。我が国のFBR再処理の技術開発は動燃事業団を中心として,東海再処理工場の経験をベースに、昭和50年から自主技術で開発が進められて来た。この技術開発の現状及び今後の開発計画について説明するとともに,海外のFBR再処理の動向について説明する。
徳田 靖彦; 松島 英哉; 谷 賢; 福島 操
動燃技報, (74), p.1 - 19, 1990/06
動燃技報NO.74号に以下の概況を掲載する。1.新型転換炉の開発、2.高速増殖炉の開発、3.核燃料サイクルの開発、4.再処理技術の開発、5.ウラン資源・探鉱と技術開発、6.ウラン濃縮技術の開発
松本 憲一*; 宮原 顕治; 川口 昭夫; 浅妻 新一郎; 福島 操; 庄司 賢二; 野島 康夫; 木村 憲二; 池田 整; 渋谷 淳*; et al.
PNC TN8440 87-194, 82 Pages, 1987/08
IAEA廃棄物処理処分会議(1983年5月シアトル会議)における技術発表を行うにあたって、1982年12月までの東海再処理工場の廃棄物管理実績をまとめ、今後の教育用課内資料または、廃棄物処理全般に関する説明資料として使用する。
新谷 貞夫*; 安 隆己; 庄司 賢二; 福島 操; 栗田 和彦*; 渋谷 淳; 倉田 英男; 林 允之; 山本 正男
PNC TN8440 87-190, 35 Pages, 1987/08
再処理工場におけるTRU廃棄物の分類は、現在までの所良い結果を得ている。TRU廃棄物の発生量は、使用済燃料を処理している時よりも、保守補修作業等に伴う発生が著しい。発生元における廃棄物の減容及び分類について一層の協力が望まれる。同時にTRU廃棄物の管理及び処理処分に適切に対応するため、区域の見直し等の検討と調査を継続して行う。
山之内 種彦*; 新谷 貞夫*; 福島 操*; 野島 康夫*; 槇 彰*
PNC TN841 81-37, 100 Pages, 1981/03
トリチウムは,水素の同位体で12.36年の半減期を持ちベーター線を放出する核種であり,原子炉の運転中に一次冷却水中及び燃料中で生成される。燃料中で生成したトリチウムは,燃料の破損部分から冷却水中へ広散するが,その量は1%以下であり,大部分は使用済燃料中に含まれて再処理工場へ運ばれて来る。動燃再処理工場においては,1977年9月のJPDR燃料せん断開始以来,1980年末の使用前検査完了までに約80トンの国内の軽水炉(BWR,PWR)の使用済燃料の処理を行って来た。この処理を通して各工程のトリチウム量及びトリチウムの環境放出量の測定を行ない,そのデータをもとに再処理工場におけるトリチウムの挙動の検討を行った。その結果,次の点が明らかになった。(1)再処理工場のトリチウムのmainpathway(主たる経路)は,酸回収系であった。(2)環境へ放出されるトリチウムの燃料中での生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対する比率は,大気(BWR,PWR)が約1%,海洋がBWRの場合20
30%,PWRの場合3545%であった。(3)溶解工程以降で確認されたトリチウムの総量は燃料中の生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対してPWR燃料の場合約50%であり,残り約50%が確認できなった。(4)この50%の不足分は,計算コード及び原子炉の運転中にハルへ移行するトリチウムによるものと考えられる。米国の実験によれば,ハルへ移行するトリチウムの割合は燃料の線出力に依存し,数%90%と変動する。BWR燃料とPWR燃料処理時のトリチウムの環境放出量の差は,この線出力の違いによるものと考えられる。
國丸 貴紀; 太田 久仁雄; 阿部 寛信; 山口 雄大; 石井 英一; 操上 広志; 戸村 豪治; 柴野 一則; 濱 克宏; 松井 裕哉; et al.
no journal, ,
幌延深地層研究計画は、原子力政策大綱に示された深地層の研究施設計画の一つであり、堆積岩を対象として、独立行政法人日本原子力研究開発機構が北海道幌延町で進めているプロジェクトである。この計画では、「深地層の科学的研究」と「地層処分研究開発」を、第1段階「地上からの調査研究段階」,第2段階「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階」,第3段階「地下施設での調査研究段階」の3段階で20年程度をかけて進める。第1段階における調査研究は、2001年3月に開始し、2006年3月までの約5年間に渡って実施してきた。本報告書は、第1段階における調査研究によって得られた成果を網羅的に取りまとめたものである。この取りまとめは、第1段階目標に対して、その達成度を評価するとともに、今後の課題を明らかにし、第2段階以降における調査研究の方向性を具体化するうえで重要な意味を持っている。
真田 祐幸; 花川 敏幸; 太田 久仁雄; 阿部 寛信; 山口 雄大; 國丸 貴紀; 石井 英一; 操上 広志; 戸村 豪治; 柴野 一則; et al.
no journal, ,
幌延深地層研究計画における地上からの調査研究段階(第1段階)における深地層の工学技術の基礎の開発では、地表からの調査により得られた地質環境情報,地下施設内で実施される調査試験計画,現状の施工技術を考慮して、坑道の仕様・レイアウトを検討し、地下施設の建設・供用時において地下深部で遭遇するさまざまな現象を考慮した坑道の安全確保,坑内環境の維持のために必要となる対策工,施工管理方法について検討し、地下施設の設計・施工計画を策定した。また、地下施設建設に伴う周辺地質環境への影響調査として、調査研究や研究所設置に伴う環境への影響を把握し、その影響を最小限にとどめることを目的として、研究所設置地区を対象とした造成工事着手前の環境調査を実施するとともに、地下施設の建設開始後の継続的なモニタリングを実施した。
