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核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2022-048, 124 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-048.pdf:6.38MB
本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)の核燃料・バックエンド研究開発部門が実施した令和3年度(2021年4月1日
2022年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。使用済燃料の再処理に関する技術開発については、核燃料サイクル工学研究所東海再処理施設のガラス固化技術開発施設において、令和元年7月に発生したガラス溶融炉停止事象の対策を講じた結合装置の更新を行った。8月よりガラス固化処理を再開し、13本のガラス固化体を製造した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、核燃料サイクル工学研究所において、放射性廃棄物の固定化技術及び放射性廃液の固化・安定化技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術、環境研究及び遠心機の除染技術の開発を進めた。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Evaluation 2022-002, 172 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-002.pdf:71.95MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)」及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年9月7日に「原子力施設の廃止措置及び関連する放射性廃棄物の処理に関する技術開発」に関する第3期中長期目標期間の実施に対する事後評価及び第4期中長期目標期間の研究開発の計画に対する事前評価を廃止措置研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、廃止措置研究開発・評価委員会は、委員会において定められた評価方法に従い、第3期中長期目標期間(平成27年4月から令和4年3月)における研究開発の実績、及び第4期中長期目標期間(令和4年4月から令和11年3月)における研究開発の計画について、評価を行った。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2021-066, 143 Pages, 2022/03
JAEA-Review-2021-066.pdf:8.28MB
本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の核燃料・バックエンド研究開発部門が実施した令和2年度(2020年4月1日2021年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。使用済燃料の再処理に関する技術開発については、核燃料サイクル工学研究所東海再処理施設のガラス固化技術開発施設において、令和元年7月に発生したガラス溶融炉停止事象を踏まえ、新型溶融炉の開発を進めた。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、核燃料サイクル工学研究所において、放射性廃棄物の固定化技術及び放射性廃液の固化・安定化技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術、環境研究及び遠心機の除染技術の開発を進めた。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2020-075, 137 Pages, 2021/02
JAEA-Review-2020-075.pdf:8.42MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)の核燃料・バックエンド研究開発部門が実施した令和元年度(2019年4月1日2020年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。使用済燃料の再処理に関する技術開発については、核燃料サイクル工学研究所東海再処理施設のガラス固化技術開発施設において、高放射性廃液のガラス固化処理を開始したものの、ガラス溶融炉の停止事象のために処理を中断した。原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発については、核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室等、人形峠環境技術センターの濃縮工学施設等において、廃止措置及び準備等を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、核燃料サイクル工学研究所において、放射性廃棄物の固定化技術及び放射性廃液の固化・安定化技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術,環境研究及び遠心機の除染技術の開発を進めた。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2019-021, 149 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-021.pdf:9.51MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)の核燃料・バックエンド研究開発部門, 原子力科学研究部門原子力科学研究所, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所及び敦賀廃止措置実証部門が実施した平成30年度(2018年4月1日2019年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所では、平成30年6月に東海再処理施設の廃止措置計画の認可を取得した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, 軽水臨界実験装置(TCA), JRR-4, 過渡臨界実験装置(TRACY), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究所の重水臨界実験装置(DCA), 材料試験炉(JMTR), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設及び製錬転換施設等では、廃止措置及び準備等を継続した。人形峠環境技術センターのウラン濃縮原型プラントは、平成30年9月に廃止措置計画の認可を申請した。また、廃止措置の推進として解体費用簡易評価コード(DECOST)を用いて機構内施設の解体費用を算出し、廃止措置実施方針等へ反映した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理、減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究所においては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を平成31年3月に完了した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、試料採取技術及びレーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいては、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進め、クリアランス測定装置の性能評価を実施した。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2019-020, 153 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-020.pdf:10.84MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)のバックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門原子力科学研究所、大洗研究開発センターが実施した平成29年度(2017年4月1日2018年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所の東海再処理施設では、ガラス固化技術開発施設において高レベル放射性廃液の貯蔵に係るリスク低減として34本のガラス固化処理を実施した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, 軽水臨界実験装置(TCA), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究開発センターの重水臨界実験装置(DCA), 材料試験炉(JMTR), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設, 製錬転換施設, ウラン濃縮原型プラントでは、廃止措置及び準備等を継続した。原子力科学研究所のJRR-4及び過渡臨界実験装置(TRACY)は、平成29年6月に廃止措置計画の認可を取得した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理、減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究開発センターにおいては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、試料採取技術及びレーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進めた。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2019-019, 118 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-019.pdf:8.57MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)のバックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門原子力科学研究所、大洗研究開発センターが実施した平成27年度及び平成28年度(2015年4月1日2017年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所の東海再処理施設では、ガラス固化技術開発施設において高レベル放射性廃液の貯蔵に係るリスク低減として25本のガラス固化処理を実施した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, JRR-4, 過渡臨界実験装置(TRACY), 軽水臨界実験装置(TCA), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究開発センターの重水臨界実験装置(DCA), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設及び製錬転換施設等では、廃止措置及び準備等を継続した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理, 減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究開発センターにおいては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、レーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進めた。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Evaluation 2019-006, 122 Pages, 2019/08
JAEA-Evaluation-2019-006.pdf:8.35MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成30年3月29日改正)等に基づき、「核燃料物質の再処理に関する技術開発(ガラス固化技術)」、「原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発」及び「放射性廃棄物処理処分及び関連する技術開発」に関する中間評価を研究開発・評価委員会(バックエンド対策研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、バックエンド対策研究開発・評価委員会は、委員会にて評価方法を定め、「研究開発の進捗状況の妥当性」、「情勢変化に対応した研究開発の目的・目標・進め方など」、「効果・効用(アウトカム)の暫定的確認」の観点から中間評価を行い、妥当であると評価した。