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天然バリア研究室
JAERI-Research 98-066, 62 Pages, 1998/11
JAERI-Research-98-066.pdf:2.44MB
日加放射性廃棄物処分安全研究フェーズ2協力に基づき、放射性核種移行に関する研究計画を実施した。1993年度から5年計画で開始した本協定では、切り出し岩盤核種移行実験、地下水中における長寿命核種の化学形研究、同位体水文地質学的研究、及び地下水流解析モデルの開発を実施している。計画の初年度(第1計画年:1994年3月から1994年9月)は、切り出し岩盤核種移行試験のため、地下240mの実験坑道の壁面から実験用亀裂岩盤試料を取り出す準備を進めると共に、地下水中における長寿命核種の化学形研究、同位体水文地質学的研究、及び地下水流解析モデルの開発における文献調査を行い、第2計算年以降の準備を進めた。
阿部 昌義
デコミッショニング技報, (18), p.2 - 16, 1998/08
IAEAが1991年から進めているRADWASS計画は、放射性廃棄物管理の安全基準について国際的な調和と斉一を目的としたもので、安全原則、安全要件及び安全指針の階層構造の下に安全基準文書が数十件出版されることになっている。既に出版された6件の文書のうち、最上位に位置する安全原則では9項目の原則が示されており、その内容は使用済燃料・廃棄物安全合同条約にも反映されている。1996年1月から、RADWASS文書出版までの検討体制及び手順が変更されるとともに、文書内容も安全規制に関するものに主眼がおかれるように見直され、安全合同条約との関係が強く意識されるようになった。浅地中処分の安全要件及び安全評価指針が間もなく出版される予定であり、そのほか処分前管理の安全要件、廃止措置の安全指針なども検討が進んでいる。報告では、これら主要文書の概要について解説している。
峯尾 英章; 松村 達郎; 竹下 功; 西沢 市王; 杉川 進; 辻野 毅*
Nuclear Technology, 117(3), p.329 - 339, 1997/03
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Nuclear Science & Technology)NUCEFは、TRU(超ウラン)元素を用いた実験を行う大型の複合研究施設である。施設で発生するTRU廃棄物に対する合理的な管理は非常に重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体廃棄物は、主として臨界実験のための核燃料調製設備及びホットセル(
セル)やグローブボックスで行われる再処理やTRU廃棄物管理の実験から発生する。NUCEFにおけるTRU廃棄物管理は区分管理を基としており、廃棄物の減容及び液体廃棄物に含まれるTRU元素の再利用を最大限に行おうとするものである。廃棄物管理システムの確立には、固体廃棄物の区分管理のための測定技術、濃縮廃液からのアメリシウム回収及び安定化技術、並びに有機廃液及びその他の廃液の減容技術の開発が必要である。これらの技術は、NUCEFで行われる研究開発の成果を応用して開発される。
辻野 毅
RANDECニュース, (25), P. 1, 1995/04
新長計における方針、原研における技術開発の現状をのべ、今後の技術開発として必要な項目と伴に発生廃棄物低減化、処分、再利用、システム整合性など将来的視点についてまとめた。
峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功; 辻野 毅; 松村 達郎; 西沢 市王; 杉川 進
Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.708 - 715, 1995/00
NUCEFはTRU元素を用いる研究施設であり、1995年初めにホット運転を開始した。施設で発生するTRU廃棄物の管理は重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体の放射性廃棄物の発生源は、主に臨界実験のための核燃料調整設備及び再処理プロセスや再処理に係るTRU廃棄物管理の研究を行うセル及びグローブボックスである。NUCEFのTRU廃棄物管理は、分別管理を基本とし、試薬類のリサイクル及びTRU元素の再利用を最大限に行い、さらに高度な分離法や固化法により廃棄物の減容や廃棄物の有するリスクの減少を図ろうとするものである。将来、貯槽に貯蔵されている液体廃棄物からのTRU元素の分離及び固化、さらに固体廃棄物の弁別区分をNUCEFで行われる研究開発の成果を応用して行う予定である。
峯尾 英章; 柳澤 宏司; 松村 達郎
放射線化学, 0(60), p.47 - 50, 1995/00
原研に完成したNUCEFは、核燃料サイクルの再処理及び廃棄物分野に関する新しい総合的大型研究施設である。ここでは、これら両分野における安全性の向上、21世紀に向けた技術の高度化、技術基盤の強化を図る臨界安全性に関する研究、再処理プロセスや廃棄物の管理に関する研究が行われる。施設は実験棟A、B及び管理棟からなる。臨界安全性の研究では、実験棟Aの2つの臨界実験装置を用いて、ウランやプルトニウム硝酸溶液の臨界量の測定、ウラン硝酸溶液の臨界超過の過渡的特性の測定等が行われる。実験棟Bでは、遮蔽セル内で再処理プロセスの研究や高レベル放射性廃液に対する群分離の研究が行われる。また、TRU(超ウラン)廃棄物の処理処分及びTRU廃棄物固化体の高感度測定に関する研究や、再処理や廃棄物処理処分に係わる基礎研究が行われる。施設は様々な許認可の取得を完了し、今後、各研究は本格的に進められる。
環境技術課*
PNC TN9080 93-002, 26 Pages, 1992/12
大洗工学センター(以下「センター」という)の今後の業務展開の中で放射性廃棄物の管理を見通した場合、(1)「常陽」MK-III計画の遂行等による新型動力炉開発、(2)「もんじゅ」燃料等の照射後試験(PIE)を通し高性能燃料・材料の開発、(3)そのため燃材施設等ホット設備更新及び(4)原子炉施設及び核燃料施設の老朽化対応等、従来の「センター」の廃棄物処理計画になかった廃棄物が発生する。これらの廃棄物発生予測に対し、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)の有効利用を図りつつ将来の貯蔵量増大等に対応するためには、基本的には「センター」内で減容処理等の適切な前処理が不可欠である。これらの課題に対応するため、今回「センター」における放射性廃棄物管理の現状と今後の方策についてとりまとめた。
中野 朋之; 飛田 祐夫
PNC TN9420 92-008, 119 Pages, 1992/06
大洗工学センター各施設から発生する放射性固体廃棄物及び放射性液体廃棄物に効果的に管理し、センター内の研究開発及び施設運転の円滑な推進に資するため、平成3年末までの廃棄物処理・貯蔵の実績と平成4年度の廃棄物月別発生予定量と平成4年度以降10年間の廃棄物発生量を予測し、その処理・貯蔵推移から今後の課題と対応について整理した。平成4年度以降の廃棄物発生量の予測については、平成4年1月31日発信の業連3(環技)257で各部門に依頼し、平成4年4月1現在においてすでにプロジェクトが決定しているものを集約してとりまとめたものである。その結果、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)内貯蔵施設の満杯や、MK-3計画や施設のデコミ等によりWDFで処理不可能な大型機器の廃棄物(以後「超大型廃棄物」という)の増大と処理方法の確立されていないため「中廃」へ搬出できない廃棄物(以後「未処理廃棄物」という)の施設内貯蔵量の増加等の課題が生じてきた。このために、各施設への軽減が必要である。なお本報は、今後の事業計画の進展に伴い廃棄物発生者側と受入者側(環境技術課)が計画的に廃棄物の管理が出来るように毎年度見直しを図らっていくこととする。
22日動燃東海事業所および東京にて開催)坪谷 隆夫; 高橋 武士; 吉岡 正弘; 五十嵐 寛; 菖蒲 康夫
PNC TN8100 91-030, 278 Pages, 1991/04
本資料集は、第10回PNC/KfK高レベル廃棄物管理会議(1990年11月18日22日、動燃事業団の東海事業所および東京にて開催)において、双方から発表されたOHP資料をとりまとめたものである。KfK側の発表内容は、KfK-INEでの高レベル廃棄物に関する技関開発の概要、K-6'メルタの運転結果、オフガス処理設備の特性、メルタ内のシミュレーション結果、耐火物および電極材料と溶融ガラスの反応に関するものである。PNC側の発表内容は、ガラス固化技術開発の現状、モックアップ3号のメルタの運転経験および白金族元素の抜き出し性評価、Ru、Cs、Srおよび粉塵のオフガスへの移行評価ならびに準揮発性元素の模擬廃液仮焼時の揮発率評価、メルタ内のシミュレーション技術開発、新電極材料および新耐火物材料の開発に関するものである。
久保田 益充; 中村 治人
JAERI-M 85-066, 22 Pages, 1985/06
使用済核燃料の再処理に伴って発生する高レベル廃液を管理する一つの方法は、同廃液から、長寿命の超ウラン元素及び発熱量の大きいSr-90とCs-137を分離することである。現在までに、高レベル廃液からこれらの元素を回収するために溶媒抽出法とイオン交換法を主体とした群分離プロセスを開発してきた。また、このプロセスについて、動燃事業団の再処理工場から発生した高レベル実廃による試験を行い、その有効性を確認してきた。本報告書では、群分離技術の研究開発の成果と1984年に実施した群分離についての中間評価及び従来の対象元素に付け加えてNp-237とTc-99の回収を重点とした将来計画について述べる。
石原 健彦
原子力工業, 21(10), p.1 - 5, 1975/10
わが国の原子力開発が始まってから現在までの20年間における放射性廃棄物処理処分の問題の展開,成果,問題点を展望する。RI利用廃棄物から原子炉運転廃棄物へ、さらに再処理廃棄物へと段階をあがり、それらに対して一括処理処分事業がおこされさらに廃棄物処理処分センターがつくられようとしている事情を述べ、今後10年間のナショナルプロジェクトとして開発試験を進めることを提案する。
阪田 貞弘
Isotope News, (3), p.2 - 5, 1975/03
海外における放射性廃棄物対策の現状と動向について放射性同位元素に由来する放射性廃棄物を中心として記述するものである。処理技術、固化技術、処分、立地、責任制度と財政負担の各項目について概説した。
五十嵐 寛; 池田 貴儀; 米澤 稔; 中嶋 英充
no journal, ,
平成23年3月11日の東日本大震災による福島第一原子力発電所(福島第一)事故(以下、福島原子力事故)が発生して以来、事故やその後の対応等に関わる膨大な情報が政府、発電事業者、関係研究開発機関等から発信されてきている。これらの情報を事故により汚染された地域での放射線管理、福島第一の復旧と廃止措置、環境回復、避難計画策定、事故の再発防止等に役立てるためには、その情報の適切な保存・継承(以下、アーカイブズ)が求められる。また、このようなアーカイブズの活動は、日本国内のみならず国際的にも共通の知識として後世にわたって共有・活用する上で重要である。一方、最終処分まで見通した放射性廃棄物管理に関わる情報の保存についても重要と考えられている。本発表では、福島原子力事故関連情報のアーカイブ活動について、原子力機構で進めている福島アーカイブを中心とした事例を紹介するとともに、放射性廃棄物管理に関わる情報の保存に向け、これらの活動から汲み取ることができる教訓について検討した。
朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 松村 達郎; 千葉 豪*; 相楽 洋*; 竹下 健二*
no journal, ,
原子力利用において放射性廃棄物の発生は不可避であり、廃棄物処分における負荷の低減が求められる。一方、放射性廃棄物の基本的な特性は核燃料の仕様とその燃焼条件に依存する。多様性が予想、要求される原子力システムにおける放射性廃棄物の減容と有害度低減の実現には、核種分離や高速炉を含めた核燃料サイクル全体を俯瞰した横断的研究に基づくバックエンド対策からの提言が求められる。廃棄物処分の環境負荷と核燃料サイクル条件の関係に留意して、研究の全体像を紹介する。
三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
no journal, ,
使用済MOX燃料のガラス固化オプションの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO
燃料を混合再処理で発生するMOX-UO混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。解析の結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが明らかとなった。このことから、使用済MOX燃料の処理・処分においては、使用済UO燃料を混合させる技術オプションが、線量評価の観点からも成立することが示された。
鈴木 隆太; 吉岡 輝; 田村 健
no journal, ,
プルトニウムを含む放射性固体廃棄物(以下、「廃棄物」という)を点検するため、ドラム缶などの廃棄物容器(以下、「容器」という)を開封するには、セル等を用いた汚染拡大防止策を図る必要がある。セル等での点検は、点検対象の放射線量が高い場合等においては合理的な方法である。しかしながら、廃棄物は材質,Pu量,放射線量等が多種多様であるため、セル等での点検作業が必ずしも合理的とはいえない。廃棄物及び容器の状態に応じた汚染拡大防止策を採用し、廃棄物の点検作業を安全かつ効率的なものにすることが求められている。本件では、容器内部の汚染状況に着目し、容器の蓋を開けずに、容器内部の汚染の有無を確認する装置を開発した。本装置を用いることで、点検作業前に容器内部の汚染状況を確認し、その状況に適した汚染拡大防止策を採用することができ、より合理的な点検作業に繋がる。
線スカイシャイン線量評価朝倉 和基; 下村 祐介
no journal, ,
近年、計算機の性能が飛躍的に向上していることから、線量評価についてもモンテカルロ計算法が広く使用されている。許認可において利用実績がある代表的な汎用モンテカルロ計算コードとしては、米国製のMCNPと日本製のPHITSがある。PHITSは、MCNPと比べて利用実績が少ないものの、標準で3Dモデルの記述が可能なこと等、高い拡張性を有している。多種多様な放射性廃棄物を集中保管する施設においては、線量評価及び廃棄物の保管配置の設計に有効活用できる可能性がある。本発表では、PHITSの[t-point](ポイントタリー機能)を用いた、放射性廃棄物保管時の線スカイシャイン評価の結果及び今後の拡張性について考察した結果を報告する。
松村 達郎; 朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 千葉 豪*; 相楽 洋*; 竹下 健二*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の処分の問題は、原子力エネルギーの持続的な利用のために重要な課題である。長寿命で放射性毒性の高いMAを分離し核変換するP&T技術は、環境負荷を軽減させる可能性がある重要な技術である。使用済燃料の再処理から生じる高レベル廃棄物からMAを分離回収するMA分離プロセスは、P&T技術の実現に不可欠な技術の一つである。原子力機構は、MA分離プロセスに溶媒抽出技術を採用したSELECTプロセスの開発を進めてきた。分離性能の目標値は、放射毒性評価に基づく回収率99%及び核変換システムの性能評価に基づくMA製品純度95%と設定し、実高レベル廃棄液を用いた試験によって実証した。このSELECTプロセスは2つの工程で構成され、その第2工程ではMAとREを分離するため目標値に対して40段の抽出段数段階が必要であり、導入コストと運用コストが課題であった。そのため、本研究では処分場の環境負荷の評価に基づいた合理的な回収率を設定した。これをもとに、PARC-MAコードを用いて定量的な評価を行い、MA/RE分離工程における抽出段数及びMA生成物の純度を評価した。簡略化された現実的なMA分離プロセスの構成を明らかにできたと考えている。
朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 松村 達郎; 千葉 豪*; 相樂 洋*; 竹下 健二*
no journal, ,
多様な核燃料サイクル条件に基づくガラス固化体の地層処分の環境影響を評価し、MA分離割合に着目して、環境影響削減に効果的な核燃料サイクル条件の組合せを検討した。環境影響評価値は地層処分における廃棄物量と放射線影響、MAの分離・回収、回収MAの高速炉燃料利用について3領域、6クライテリアに分類し、多基準分析の手法を参照して算出した。クライテリアの重み配分に留意した環境影響評価値の比較を行い、核燃料サイクル諸条件組合せに関する分野横断的観点から、70 - 90%の簡素化MA分離の効果、影響、優位性を評価した。評価対象廃棄物はUO及びMOX燃料由来のガラス固化体とした。
