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報告書

プルトニウム利用に関する海外動向の調査(98)

太田垣 隆夫*

JNC TJ1420 99-002, 138 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-002.pdf:3.87MB

欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1998年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けおよび関発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。

口頭

バックエンドにおける核不拡散・核セキュリティに関する検討,1; 全体概要

須田 一則; 久野 祐輔

no journal, , 

原子力のバックエンドに係る新たな選択肢として使用済燃料の直接処分の検討が行われている。本検討では、海外の動向を踏まえて日本のバックエンドにおける核不拡散・核セキュリティ上の課題と将来的な対応方策について検討する。

口頭

バックエンドにおける核不拡散・核セキュリティに関する検討,4; 使用済燃料におけるプルトニウム濃度の比較

須田 一則; 小鍛治 理紗; 田崎 真樹子; 玉井 広史; 久野 祐輔*

no journal, , 

原子力のバックエンドに係る新たな選択肢として使用済燃料の直接処分の検討が行われている。本報告では、ガラス固化体の保障措置の終了、核物質の魅力度等の議論を踏まえ、軽水炉、高温ガス炉及び高速炉の使用済燃料中におけるプルトニウムの濃度について比較し、保障措置の観点から使用済燃料の直接処分について検討した。

口頭

バックエンドにおける核不拡散・核セキュリティに関する検討,3; 保障措置の終了とプルトニウムの回収困難性

田崎 真樹子; 須田 一則; 玉井 広史; 小鍛治 理紗; 久野 祐輔*

no journal, , 

プルトニウム専焼炉の使用済燃料の保障措置終了の可能性を検討するため、ガラス固化体等の測定済廃棄物における保障措置の終了基準及びその考え方をもとに、プルトニウム専焼炉の使用済燃料のプルトニウムの回収困難性について分析を行った。

口頭

バックエンドにおける核不拡散・核セキュリティに関する検討,2; 米国の核物質の魅力度評価に関する分析

小鍛治 理紗; 田崎 真樹子; 須田 一則; 玉井 広史; 久野 祐輔*

no journal, , 

米国DOEの保障措置終了のための規定と核物質の魅力度の分類に関する検討を行った。米国DOEによる廃棄物中のプルトニウムを希釈処分した実績を踏まえ、米国DOEの保障措置終了に係る規定と核物質の魅力度に関する考え方を検討した結果、日本の保障措置の終了に係る検討についても参考となる結果を得ることができた。

口頭

バックエンドにおける核不拡散・核セキュリティに関する検討,5; 研究成果のまとめ

須田 一則; 小鍛治 理紗; 田崎 真樹子; 玉井 広史; 久野 祐輔*

no journal, , 

使用済燃料の直接処分を含むバックエンドにおける核不拡散・核セキュリティについて、米国エネルギー省の核物質の廃棄に係る保障措置・核セキュリティ対応の調査・分析、ガラス固化体における保障措置の終了とプルトニウムの回収困難性に係る調査・分析、及び使用済燃料におけるプルトニウム濃度の比較を実施した。

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