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報告書

第9回原子力技術に関する国際会議(ICONE-9)におけるアスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明結果及び高レベル放射性物質研究施設(CPF)における小型遠心抽出機の開発に関する報告

三浦 昭彦; 根本 慎一*

JNC-TN8200 2001-005, 54 Pages, 2001/08

JNC-TN8200-2001-005.pdf:5.85MB

東海事業所で実施したアスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明活動で得られた知見及び高レベル放射性物質研究施設(CPF)用小型遠心抽出機開発について、フランス・ニースで開催された「第9回原子力技術に関する国際会議(ICONE-9)」で報告を行い、海外の原子力関係機関等へ周知するとともに、再処理技術及びリサイクルに関する最新の技術情報等の調査を行った。

報告書

プルトニウム利用に関する海外動向の調査(99)

太田垣 隆夫*

JNC-TJ1420 2000-004, 159 Pages, 2000/03

JNC-TJ1420-2000-004.pdf:4.82MB

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1999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 フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス、およびブルトニウムの一部をリサイクルしようとする動きが最近見られるスウェーデン、といった欧州の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と開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 世界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。

報告書

Geochemical Site-Selection Criteria for HLW Repositories in Europe and North America

Savage, D.*; Arthur, R. C.*; 笹本 広; 柴田 雅博; 油井 三和

JNC-TN8400 2000-003, 56 Pages, 2000/01

JNC-TN8400-2000-003.pdf:1.96MB

欧州(ベルギー、フィンランド、フランス、ドイツ、スペイン、スウェーデン、スイスおよびイギリス)や北米(カナダおよびアメリカ)における高レベル廃棄物処分のプログラムでは、処分場のサイト選定において、社会的・経済的な観点だけでなく、地質工学的な観点も重視されている。本報告書では、これら諸外国で進められている廃棄物処分のプログラムをもとに、特に地球化学的な観点で、サイト選定における技術的要件をまとめた。その結果、サイト選定における地球化学的な観点での技術的要件は、諸外国のサイト選定プログラムにおいては、地質工学的な観点での技術的要件に付随する程度のものであった。また、サイト選定において、地球化学的な観点で技術的要件を考慮している国々では、定性的な記述に留められているものの、人工バリアの安定性や核種移行に影響を与える要因に焦点をおいていることが判った。しかしながら、地球化学的条件の長期的安定性や核種移行挙動を支配する地球化学的特性については、明確には記述されていなかった。この様な定性的評価のアプローチは、サイト候補地のスクリーニングには適しているかもしれない。一方、(安全評価の)シナリオで考慮する時間スケールを超える様な長期的な地球化学的変化を支配する最も重要なサイト特性についての理解を深めれば、サイトの適性という観点からサイト候補地をランク付けすることができるかもしれない。

報告書

短期海外出張報告書、放射性廃棄物ビチューメン固化処理プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップ参加報告及び発表資料

加川 昭夫

JNC-TN8200 2000-001, 40 Pages, 1999/10

JNC-TN8200-2000-001.pdf:0.79MB

1999年6月29日から7月2日までチェコ近郊のRez原子力研究所で、放射性廃棄物のビチューメン固化プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップが開催された。ワークショップの目的は、ビチューメン固化処理プロセスの実用的経験、新しいビチューメン固化処理技術の研究、開発及び実証、ビチューメン固化処理プロセスの安全性評価、中間貯蔵及び最終処分環境でのビチューメン固化体の安全性と適合性に関する情報交換である。本ワークショップでは、27件の研究成果の発表と討議が行われた。当方の発表題目は、「Influence of chemical and radiolytic degradation of bitumen on disposal」であり、機構におけるビチューメン固化体の処分に向けての研究成果を発表した。一方、他研究機関におけるビチューメン固化体の長期安定性に関する情報の収集を行った。また、ワークショップ終了後、チェコ、ベルギー、フランス、イギリスの原子力施設の見学を行った。本報告は、当方が発表し、聴講したセッションのビチューメン固化体の長期間の評価に関する報告と施設訪問の概をまとめたものである。

報告書

海外出張報告 アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明結果に関す技術会議

重留 義明; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 三浦 昭彦; 佐藤 嘉彦; 小山 智造

JNC-TN8200 99-001, 128 Pages, 1999/07

JNC-TN8200-99-001.pdf:92.69MB

再処理施設安全対策班では、アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明作業を続けた結果、その原因を特定するに至り、この内容を"International Workshop on the Safety andPerformance Evaluation of Bituminization Processes for Radioactive Wastes"(1999年6月29日$$sim$$7月2日、チェコ共和国Rezにて開催)にて報告した。また、現在もアスファルト固化処理を継続しているベルギー、フランス両国の関係者とさらに詳細な議論を行うため、両国を訪問し、技術会議を実施した。また最新の再処理施設の情報を得るため、COGEMA(フランス)及びBNFL(イギリス)の再処理プラントを訪問した。

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。

報告書

海外出張報告$$sim$$アスファルト固化処理施設火災爆発事故に関するベルゴプロセスとの専門家会議$$sim$$-アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明・再発防止に関する調査・検討-

中村 博文; 船坂 英之; 藤田 秀人; 小山 智造

PNC-TN8600 97-007, 109 Pages, 1997/11

PNC-TN8600-97-007.pdf:16.76MB

アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止対策班では、平成9年3月11日に東海再処理施設のアスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故に関する原因究明に当たって、今回の事故と類似したベルギー王国のユーロケミック再処理工場に設置されたユーロビチュームプラント(中レベル廃液のアスファルト固化処理施設)で発生した火災事故(1981年12月15日)に関する火災の原因物質、廃液に関する熱分析の測定値、事象の推移について詳細に調査するため、現在ユーロビチュームプラントを運転しているベルゴプロセス社へ出向き、ベルギーで発生した火災事故の経験及び情報を調査・入手してアスファルト固化処理施設で発生した火災・爆発事故の原因究明に資することにした。調査に当たっては、原因究明班から4名がベルギーに出張し、これに動燃パリ事務所の金子所長等も加わり4日間に渡ってベルゴプロセスの専門家と会議を持った。会議では、ユーロビチュームプラントで発生した事故及びアスファルト固化処理施設火災爆発事故詳細な情報を交換した上で、今回の事故原因に関する推定について議論した。なお、ユーロビチュームプラントで発生した事故に関する未入手の資料についても今回入手することができた。

報告書

各国で実施されている人工バリア材,特に廃棄物ガラスの原位置試験に関する文献調査

三ツ井 誠一郎; 青木 里栄子*

PNC-TN8420 97-013, 24 Pages, 1997/10

PNC-TN8420-97-013.pdf:1.24MB

岩盤地下水中での人工バリア材、特に廃棄物ガラスの耐久性を評価する目的で、各国で原位置試験が実施されている。今回、アメリカ、イギリス、カナダ、スウェーデン、日本、ベルギーにおける原位置試験の現状を把握するため、文献調査を実施し、調査表としてまとめた。アメリカ、イギリス、スウェーデンでは一つの試験孔に異なった種類の材料を入れて試験しているが、この方法では環境条件が非常に複雑になり、材料の変質挙動を評価するのは困難である。原位置試験を行う場合は環境条件の長期安定性、それに加えて環境条件の制御可能な室内試験の重視などを考慮すべきである。

報告書

海外における人工バリアシステムの概念

秋好 賢治

PNC-TN1420 95-023, 30 Pages, 1995/12

PNC-TN1420-95-023.pdf:1.14MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発を進めている欧米各国における、人工バリアシステムおよび最終処分場の概念等について、1995年11月までの時点に刊行された文献資料に基づき取りまとめた。調査対象は、以下の11カ国である。(1)米国(2)ドイツ(3)ベルギー(4)スイス(5)スウェーデン(6)フィンランド(7)カナダ(8)英国(9)フランス(10)スペイン(11)オランダ

報告書

海外出張報告 第11回KfK/PNC高レベル廃棄物管理会議

河村 和広; 虎田 真一郎; 安藤 康正

PNC-TN8600 93-003, 269 Pages, 1993/02

PNC-TN8600-93-003.pdf:8.79MB

第11回KfK/PNC高レベル廃棄物管理会議をドイツ、カールスルーエ原子力センター及びベルギー、PAMELAガラス固化施設で開催した。本会議は、PNCとKfKとの協力協定に基づいて、毎年日本とドイツで交互に開催されているものである。昨年KfKで開催予定の会議は、双方の日程調整がつかず開催できなかったため、第11回の今回は、一昨年以降の双方の進捗状況について情報を交換した。PNC側からは、TVFの紹介、大型メルタの確証試験結果、ガラス固化体特性について発表し、KfK側からは、WAK再処理施設廃液固化試験結果、中国向けメルタの製作、米国ハンフォード1/10スケールメルタ試験状況について発表があった。さらに、メルタ運転、設計、白金族元素挙動、ガラス品質について詳細な議論を行った。またWAK廃液の固化試験のために運転されている高炉底勾配メルタ(K-6′)及び同じ建屋内に設置されたハンフォードメルタ、INE施設内で製作中の中国向けメルタ(K-W3)を見学した。KfKでは、これまで蓄積した技術を基に、国際的な研究開発ビジネスを展開するという方法でメルタ技術開発力を維持・強化している。今後の技術情報の入手は、KfKと第3者との契約のために制約されることが考えられる。契約先である中国、米国の技術者は、KfKの試験に参加しており、PNCからも協定に基づく技術者の受入れ、試験への参加は可能とのことである。PAMELAガラス固化施設は、1991年10月にユーロケミー再処理工場廃液のガラス固化処理を終了し、現在メルタの解体作業を行っている。今回の訪問では、メルタ解体現場の見学と技術打合せを行い、解体技術及び固化体品質に関する情報を収集した。本会議では、メルタ技術等を中心に、今後のTVF運転及び大型メルタ設計を進める上で有益な情報を得ることができた。

報告書

海外出張報告-ベルギー・モル原子力研究所研修報告

北野 光昭

PNC-TN8600 92-011, 77 Pages, 1992/12

PNC-TN8600-92-011.pdf:3.72MB

ベルギーモルにあるSCK/CEN(Studiecentrum voor Kernenergie/Centre d'Etude de l'Energie Nucleaire)に、1990年5月26日から1991年4月30日までの約11ヶ月間、廃棄物管理技術の調査習得を目的として長期出張した。モル研究所では、低レベル廃棄物(イオン交換樹脂、セメント固化体)溶解試験及び実ガラス固化体の浸出試験の研修を受けた。 純水と鉄(Fe/SUB2(SO/SUB4)SUB3)を使用してイオン交換樹脂の溶解試験を行った結果、99.7%以上の溶解率が得られた。また、実ガラス固化体の浸出試験では、COGEMAガラスについてMCC-1法及びMCC-5法による浸出試験を実施した。

報告書

TRU固化体等品質保証海外技術調査研究報告書

福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄

PNC-TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09

PNC-TN8420-92-017.pdf:3.28MB

平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。

報告書

海外出張報告-ベルギー・モル研究所

芦田 敬

PNC-TN8600 92-007, 77 Pages, 1992/02

PNC-TN8600-92-007.pdf:5.69MB

本報告書は、1991年3月から7月までの間、動燃事業団とベルギー・モル研究所との共同研究の一環としてベルギー・モル研究所において実施した核種移行試験の成果をまとめたものである。地下試験施設において1988年から継続しているトリチウム移行試験のサンプリング及び分析を実施し、計算コードを用いた解析結果との比較を行った。その結果、解析結果と実験値は良い一致を示していた。また、地上試験施設において、2種類の東濃鉱山の砂岩(垂直方向コアと水平方向コア)を用いて収着性核種(SUP134/Cs)の遅延係数測定試験を開始した。出張期間中は、遅延係数の取得までは至らず、トリチウムを用いた透水係数の測定で終了した。2種類の砂岩の透水係数を比較すると、水平方向コアのほうが垂直方向コアよりも約2倍大きな値であり、岩石の異方性が見られた。モル研究所は、トレーサとして放射性核種を使用できる地下試験設備を有しているので、今後とも共同研究を継続して貴重なデータを取得する必要があると考える。

報告書

高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに関する各国の現状

藤田 朝雄

PNC-TN8420 90-001, 66 Pages, 1990/02

PNC-TN8420-90-001.pdf:1.66MB

本報は,地層処分の研究を積極的に進めている諸外国(アメリカ,イギリス,フランス,西ドイツ,カナダ,スウェーデン,スイス,ベルギー)の基本計画や,基準・指針,地層処分の概念,処分場の仕様,地下研究施設等の地層処分システムの現状を我が国の地層処分システムの研究開発を行っていくうえでの参考資料としてまとめたものである。

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