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谷 陸; 井上 里司*; 溝口 崇史*; 須田 翔哉; 中嶋 瞭太; 井上 秀毅*; 双石 就朗*; 大内 靖弘; 原賀 智子; 清水 修
JAEA-Technology 2025-018, 32 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-018.pdf:2.4MB
夏季の気温上昇に伴い、作業現場での熱中症発生件数が増加傾向にある。特に高温多湿環境下での業務においては、短時間の曝露でも重大な健康障害に至る事例が報告されている。また近年、職場における熱中症対策は法令上の義務として定められ、作業環境の管理および労働者の健康確保が求められている。これまで再処理特別研究棟では、作業前の体調確認および給水所の位置の工夫等を中心とした基本的な熱中症対策を実施してきた。しかし、作業環境温度の上昇傾向や作業時間の長時間化に伴い、従来の対策のみでは十分なリスク低減効果が得られない可能性が指摘されていた。今回、大型スポットクーラーの設置およびクールベストを導入し、作業環境および個人負荷の両面から作業環境の改善を図った。これらの対策導入前後において、温度・湿度・WBGT値等のデータを収集し、環境条件および作業者の快適性に与える影響を評価した。本報告書は、解体作業における熱中症発生リスクを低減するための具体的対策の効果を検証し、今後の作業環境改善につなげることを目的としている。
芳中 一行
JAEA-Review 2025-063, 50 Pages, 2026/03
JAEA-Review-2025-063.pdf:3.84MB
再処理施設の廃止措置において、通常、安全貯蔵期間が設けられない理由の一つにPu-241がAm-241に崩壊し工程設備内に蓄積することがある。東海再処理施設は、2007年に操業運転を終了してから18年が経過しており、最近の作業において、従前に比べるとAm-241の相対的割合が大きくなっていると考えられたため、作業の際に行われた
核種分析の結果の記録から、その傾向を調査することとした。なお、本調査においては、主要核種であるCs-137との相対的割合に着目し、その傾向を分析し、考察を加えている。調査の結果、各工程設備ともAm-241の相対的割合が増加傾向にあることが確認できたが、その増加の様相は各工程により異なる。使用済燃料受入貯蔵工程周辺作業では、濃縮ウラン貯蔵プール等への出し入れの際に除染行為を行っていること、Cs-137の溶解性が影響していると考えられ、近年では検出された核種の80%
90%に相当する割合がAm-241となるようなケースもあった。機械処理(せん断)工程周辺作業では、取り扱った使用済燃料中の組成に応じた増加傾向となっていると思われ、その全核種に対するAm-241の割合は大きいものでは40%を超えていた。ガラス固化処理工程周辺作業では、固化処理対象とした高放射性廃液の組成に応じた増加傾向になっていると思われ、その全核種に対するAm-241の割合は大きいものでもこれまでのところ10%を超えるものはなかった。低放射性廃液処理工程周辺作業では、廃液貯槽等の底部に沈殿している成分が影響していると思われ、Am-241は高い割合で検出される傾向があった。低放射性固体廃棄物の焼却処理工程周辺作業では、全体としては、取り扱った廃棄物に応じて検出される傾向にあると考えられるが、焼却炉内部壁面などで比較的高い割合でAm-241が検出された。
石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁; 五十嵐 誉廣
Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00434_1 - 24-00434_7, 2025/08
商用使用済核燃料再処理施設では、ZrとR-SUS304ULCの配管を、R-SUS304ULCとZrの間にTaを挟み爆着接合した継手により接合している。一方、Taは、再処理施設の機器の除染に使用されるNaOH水溶液中で水素発生により腐食する。このため、水素吸収による接合部の水素脆化が懸念される。しかし、このような継手の水素吸収挙動に関する研究は少なく、様々な除染条件下で継手が吸収する水素量を評価することは困難である。本研究では、水素吸収挙動に及ぼす浸漬環境の影響を調べるため、NaOH水溶液中への継手の浸漬試験を、水素吸収環境を調べるために電気化学測定を行った。その結果、接合部のTaへの水素吸収量は、浸漬時間にかかわらず、純Taに比べ減少した。また、R-SUS304ULCまたはZrと接続したTaのガルバニック電流測定により、NaOH溶液中では水素発生反応がR-SUS304ULCとZr表面に分離し、Taの水素吸収が抑制されていることが明らかとなった。
横内 優; 後藤 雄一; 久野 空翔; 鈴木 快昌; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 薄井 真人*; 小野瀬 拓*; 宮本 敏彦*; 森 英人*
日本保全学会第21回学術講演会要旨集, 4 Pages, 2025/07
廃止措置段階に移行している東海再処理施設分析所では、核燃料物質を取り扱うグローブボックス(GB)が約60基設置されている。このうち、半数以上は約20年以上に及ぶ長期使用に伴い、高経年化が進行している。今回、核燃料物質の保障措置分析に必要である表面電離型質量分析装置(TIMS)が装備されている特殊なGBについて撤去作業を実施した。本報告は、この作業における一連の撤去手法、作業日数、人工数並びに廃棄物の発生量について報告する。
竹内 正行; 高田 岳; 斉藤 慧太*; 近沢 孝弘*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.135 - 141, 2025/03
再処理工程の安定確保を図る上で、燃料溶解工程で発生するスラッジの管理は極めて重要な項目の一つである。清澄工程でより高いスラッジ捕集性能を得るために、遠心清澄機とフィルタ技術を組み合わせた新たな清澄システムの開発を進めてきた。本研究では、新たな清澄システム全体のスラッジ捕集性能を工学規模で評価した。その結果、システム全体のスラッジ捕集性能はすべての試験条件を通じて99.5%以上であり、極めて高い性能を示した。また、遠心清澄機でのスラッジ捕集性能は試験条件に依存し、87%から98%であった。本研究の成果はこの新たな清澄システムがスラッジ捕集性能を大幅に向上させるための有望な技術の一つであることを示した。
佐野 恭平; 爲田 惟斗; 阿久澤 禎; 加藤 颯真; 高野 祐吾*; 秋山 和樹
JAEA-Technology 2024-018, 68 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-018.pdf:4.73MB
東海再処理施設の高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)は、再処理工程から発生した高放射性固体廃棄物を貯蔵する施設であり、湿式セル(ハル貯蔵庫)では使用済燃料をせん断・溶解して残った燃料被覆管(ハル)・燃料端未部(エンドピース)等を収納したハル缶、使用済みのフィルタ類・汚染機器類を貯蔵しており、乾式セル(予備貯蔵庫及び汚染機器類貯蔵庫)では分析試料のサンプリングを行った際の廃ジャグ等を収納した分析廃棄物用容器を貯蔵している。東海再処理施設の廃止措置に向け、HASWSは廃棄物の取出し設備を有していないため、取出し設備の検討を進めており、ハル貯蔵庫においては、英国の廃止措置において使用実績がある水中作業用小型ロボット(水中ROV)と、海洋分野にて海底に沈んだ物品の浮上げや運搬に用いられている水中リフタを活用した湿式貯蔵廃棄物の取出し方法を検討している。水中ROVと水中リフタの機能を組み合わせた取出し方法の成立性を確認するために、水中ROVと水中リフタ各々に要求する機能を確認する「単体試験」、水中ROVと水中リフタを組み合わせて水中で廃棄物を移動する「組合せ試験」、ハル貯蔵庫を模擬した環境にて廃棄物の回収を行う「総合試験」の順に、より実環境に近づけていくステップで廃棄物の取出しに向けた試験を実施した。本試験により、廃棄物の取出しに必要となる廃棄物に付属するワイヤの切断、廃棄物への水中リフタの取付け、廃棄物の開口部下までの移動、移動した廃棄物への回収吊具の取付けの各作業を一連で行うことができ、水中ROVと水中リフタを用いた湿式貯蔵廃棄物の取出し方法の成立性を確認した。
石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁; 五十嵐 誉廣
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 5 Pages, 2024/11
商用使用済核燃料再処理施設では、ZrとR-SUS304ULCの配管を、R-SUS304ULCとZrの間にTaを挟み爆着接合した継手により接合している。一方、Taは、再処理施設の機器の除染に使用されるNaOH水溶液中で水素発生により腐食する。このため、水素吸収による接合部の水素脆化が懸念される。しかし、このような継手の水素吸収挙動に関する研究は少なく、様々な除染条件下で継手が吸収する水素量を評価することは困難である。本研究では、水素吸収挙動に及ぼす浸漬環境の影響を調べるため、NaOH水溶液中への継手の浸漬試験を、水素吸収環境を調べるために電気化学測定を行った。その結果、接合部のTaへの水素吸収量は、浸漬時間にかかわらず、純Taに比べ減少した。また、R-SUS304ULCまたはZrと接続したTaのガルバニック電流測定により、NaOH溶液中では水素発生反応がR-SUS304ULCとZr表面に分離し、Taの水素吸収が抑制されていることが明らかとなった。
佐藤 日向; 森 天海; 久野 空翔; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎
JAEA-Technology 2024-011, 56 Pages, 2024/10
JAEA-Technology-2024-011.pdf:2.5MB
廃止措置段階にある東海再処理施設においては、分離精製工場内の設備、機器の除染・解体に向け、工程内に残留するプルトニウムとウランを集約する工程洗浄を実施した。工程洗浄は3ステップに分けて段階的に実施し、今回、プルトニウム製品貯槽及びプルトニウム関連工程内に残留する低濃度のプルトニウム溶液を高放射性廃液貯槽へ送液する第2ステップと、硝酸ウラニル貯槽に保管するウラン溶液を脱硝し三酸化ウランの粉末とする第3ステップを2023年3月から開始し2024年2月に完了した。第2ステップ、第3ステップにおいては、各工程の状態の把握や核物質の計量管理を目的として、各工程からサンプリングした溶液試料のプルトニウム濃度分析、ウラン濃度分析とその同位体組成分析、酸濃度分析、三酸化ウラン粉末のウラン純度分析等を実施した。また、保障措置に対応するために、査察において収去された試料をIAEA等の保障措置分析施設へ輸送するための分析前処理等も実施した。本報では、これら工程洗浄の第2、第3ステップで実施した分析業務実績について報告する。
岡田 純平; 木村 典道*; 渡邉 一樹; 古内 雄太; 林 慶諭*; 内田 直樹
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
東海再処理施設(TRP)のクリプトン回収技術開発施設(KRF)では、オフガス中の放射性クリプトン(Kr)の回収及び貯蔵に係る技術開発を行ってきた。TRPの廃止措置において、KRFは除染及び解体を先行して行う施設であることから、その準備としてKRF内に残存していたKrガスを放出量を管理しながら放出するKr管理放出を実施した。本稿では、KRFにおける技術開発をレビューするとともにKr管理放出について報告する。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
廃止措置を進めている東海再処理施設では、工程洗浄が2024年2月に完了した。東海再処理施設は、主要工程に残存する核物質を含んでおり、工程洗浄では施設内の核物質をフラッシュアウトして硝酸溶液で洗浄することを目的とした。本稿では、この工程洗浄に関連する核物質の分析手法、実績等について報告する。
横内 優; 佐々木 俊一; 柳橋 太; 浅田 直輝; 小森 剛史; 藤枝 定男; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.1 - 4, 2024/08
廃止措置段階に移行している東海再処理施設では、使用済核燃料の再処理で発生した大量の高放射性廃液(HLLW)を高放射性廃液貯蔵場(HAW)に保管している。HLLWはガラス固化が完了するまで放射性物質のリスクがHAWに集中しており、地震などの自然災害によりHAWの冷却機能が損なわれる恐れがあるため、HAW及び配管トレンチ周辺地盤をコンクリートで置換し、耐震性を向上させる必要がある。本工事は、2020年7月から始まり、2024年3月に完了した。本報告書は、工事の概要と工事後の点検結果について述べる。
久保田 真彦*; Kim, S.-Y.*; Wu, H.*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 333(5), p.2413 - 2420, 2024/05
被引用回数：1 パーセンタイル：27.40(Chemistry, Analytical)To minimize the use of organic solvents and achieve a selective adsorption separation of minor actinides (MA(III)) and Ln(III), adsorbents consisting of SiO
-P particles impregnated with hexaoctylnitrilotriacetamide (HONTA) were prepared. Batch experiments were performed to evaluate the adsorption properties of the HONTA/SiO-P adsorbent for MA(III) and simulated fission products in HNO
solution. The uniform distribution of Eu(III) on the adsorbent was confirmed via particle induced X-ray emission analysis, and X-ray photoelectron spectroscopy revealed that EuNO was the adsorbed species. This study provides a simplified process for the separation of MA(III) using a HONTA/SiO-P packed column.
深澤 哲生*; 鈴木 晶大*; 遠藤 洋一*; 稲垣 八穂広*; 有馬 立身*; 室屋 裕佐*; 遠藤 慶太*; 渡邉 大輔*; 松村 達郎; 石井 克典; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.307 - 317, 2024/03
被引用回数：3 パーセンタイル：45.53(Nuclear Science & Technology)将来実用化されるMA分離変換技術を現在のHLLWに適用するため、柔軟な廃棄物管理システム(FWM)の開発を進めている。このFWMシステムは、MA分離変換技術が実現するまでの間、高レベル廃棄物(HLW)を顆粒体として貯蔵するシステムである。模擬HLLWからのロータリーキルンによる顆粒体製造と、現在のHLW貯蔵施設でのHLW顆粒体の一時貯蔵(約50年)のための基礎実験と予備的熱分析により、その主要プロセスの実現可能性をそれぞれ基本的に確認した。顆粒体製造実験では、ロータリーキルンによって比較的大きな粒子を製造できることが明らかになった。熱分析の結果、小さい直径のキャニスターを用いて、HLWよりも高い貯蔵密度で安全に貯蔵できることが示された。また、潜在的な放射性毒性及び処分場面積についてFWMシステムの有効性を評価し、FWMはこれらの要因を低減することができ、現行の再処理工場で発生するHLWの処分において大きなメリットがあることが示された。日本では軽水炉の燃料が長期間保管され、再処理工場の運転開始が間近とされているため、FWMシステムは高レベル放射性廃棄物処分の環境負荷低減に有効なシステムと考えられる。
竹内 正行
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(1), p.19 - 23, 2024/01
日本原子力研究開発機構で進めている高速炉用酸化物燃料サイクル技術開発として、燃料製造技術および再処理技術の現状と今後の方向性等について示した。各サイクル技術の開発段階は現状、技術成熟度が46に位置付けられると評価しており、技術全体の実用性を見通すためには、当面、より低いTRLにある技術の開発に重点化する必要がある。今後、実用化開発を推進するための課題として、プロジェクトの停滞によって大幅に減退している開発体制の再構築が急務である。
林 博和; 津幡 靖宏; 佐藤 匠
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(3), p.97 - 107, 2023/08
加速器駆動システムによるマイナーアクチノイド(MA)核変換技術開発において、高濃度MA含有窒化物燃料及びその再処理に関する研究開発が行われている。本研究では、燃料に含まれる超ウラン元素(TRU)の崩壊熱が乾式再処理プロセスに与える影響を評価するため、各物質の発熱量及びアルゴンガス雰囲気での各物質の温度上昇値を推定し、これらの計算結果及び各物質の制限温度の設定値を用いて、乾式再処理プロセスにおける各物質の取扱制限量を検討した。さらに、この検討結果を基に、直径26cm塩浴深さ13cmの溶融塩電解槽25基によって、ADS1基分の使用済MA燃料を200日間で処理することを提案した。また、TRUを回収したCd陰極から窒化物を製造する蒸留窒化工程については、直径4cm高さ4cmのCd陰極を4分割したCd-TRU合金を原料とすることを提案した。これらの物質量及び装置規模と台数に関する検討結果から、MA核変換用窒化物燃料の乾式再処理工学規模装置の実現性は高いことが示唆された。
西野 紗樹; 岡田 純平; 渡邉 一樹; 古内 雄太; 横田 知; 矢田 祐士; 草加 翔太; 諸角 詩央里; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-011, 39 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-011.pdf:2.51MB
2014年に廃止措置に移行した東海再処理施設は、2007年の運転停止時に再処理運転の再開を計画していたことから、分離精製工場(MP)等の一部機器には、核燃料物質(使用済燃料せん断粉末、低濃度プルトニウム溶液、ウラン溶液等)が残留していた。このため、廃止措置の開始に際しては、これらの核燃料物質を順次取り出す工程洗浄を計画し、第一段階として使用済燃料せん断粉末の取出しを実施した。これまで実施した使用済燃料のせん断処理により、分離精製工場(MP)のセル内には使用済燃料せん断粉末が滞留しており、2016年4月から2017年4月にかけてセル内の床面、せん断機及び分配器より使用済燃料せん断粉末の回収を保守の一環として実施した。なお、本作業は核燃料物質の取出しを目的としているものの、核物質防護上の理由から、核燃料物質量を記載していない。回収した使用済燃料せん断粉末の取出しは、核燃料物質を安全かつ早期に取り出すため、濃縮ウラン溶解槽において少量ずつバッチ式(回分式)で溶解し、その溶解液はウラン及びプルトニウムの分離操作を行わずに高放射性廃液貯蔵場(HAW)の高放射性廃液貯槽へ送液した。溶解液の送液後、硝酸及び水を用いて送液経路の押出し洗浄を実施した。本作業では、再処理運転を終了してから約15年ぶりに工程設備を稼働させたことから、ベテラン(熟練運転経験者)と若手を組み合わせた体制を整備し、設備点検及び教育訓練(モックアップ訓練)を入念に実施したことで、取出し作業を無事完遂した(2022年6月から同年9月実施)。なお、使用済燃料せん断粉末の取出しは、工程機器の一部を稼働させることから、廃止措置計画の変更認可申請を行い、原子力規制委員会の認可を受けた上で実施した。
渡邉 一樹; 木村 典道*; 岡田 純平; 古内 雄太; 桑名 英晴*; 大谷 武久; 横田 知; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-010, 29 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-010.pdf:3.12MB
クリプトン回収技術開発施設では、昭和63年から平成13年にかけて東海再処理施設の使用済燃料の再処理に伴いせん断工程及び溶解工程から発生するオフガスの一部を受入れ、オフガスからクリプトンガスを分離、精留する回収運転を実施し、所期の技術目標を達成した(クリプトン精製純度90%以上、回収率90%以上)。また、回収しクリプトン貯蔵シリンダに貯蔵していた放射性クリプトンガスの一部を用いて、平成12年から平成14年にかけて小型の試験容器を使用したイオン注入固定化試験を行い技術の成立性確認を行った。クリプトン貯蔵シリンダに残った放射性クリプトンガスについては今後使用する計画がないため、主排気筒からの放出量を管理しながら全量放出する放射性クリプトンガスの管理放出を計画し、令和4年2月14日から4月26日にかけて実施した。放射性クリプトンガスの管理放出では、再処理施設保安規定に定められている主排気筒からの最大放出率(3.7
10
GBq/min)より十分低い50GBq/minで管理し、クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスの全量放出(約7.110
GBq)を完了した。クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスを放出した後、窒素ガスを用いて放射性クリプトンガスの管理放出に使用した系統及びメインプロセス(メインプロセスに接続する枝管を含む全系統)の押出し洗浄を実施した。天候による遅延はあったものの機器の故障等の不具合が生じることなく当初目標とした令和4年4月下旬までに放射性クリプトンガスの管理放出を完了した。
山本 昌彦; 西田 直樹; 小林 大輔; 根本 良*; 林 宏幸*; 北尾 貴彦; 久野 剛彦
JAEA-Technology 2023-004, 30 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-004.pdf:1.94MB
日本原子力研究開発機構の東海再処理施設において核燃料物質の取り扱いに使用するグローブボックス用グローブ(以下、「グローブ」という。)は、内部規則にて使用期限が定められており、グローブボックスに取り付け後、異常の有無に係わらず最長4年で交換している。一方、グローブの材質は合成ゴムであることから、使用環境(使用頻度、薬品、放射線量等)によってその劣化度合は異なる。そこで、本件では使用環境毎にグローブを分類し、その物性値を測定すること等により、グローブの劣化状況に応じた使用可能年数の技術的評価手法を確立するとともに、グローブの使用可能な年数を推測した。外観上の異常もなく定期交換したグローブについて、測定した物性値は、新品のグローブの納品時に確認している受入基準値を満足し、新品のグローブと同等の物理的特性を有していることが分かった。このため、使用期限を迎えたこれらグローブは、新品のグローブの最長使用年数である4年を追加した合計8年間の使用が可能であると考えられた。また、グローブの物性値と使用年数をプロットして外挿線を作成した結果、使用年数8年における物性値は、過去にグローブの破損等が報告されている物性値よりも安全側の値を示し、非管理区域の倉庫にて8年及び23年間保管した長期保管グローブの物性値と有意な差は見られなかった。これらより、東海再処理施設におけるグローブの最長使用年数は8年と設定した。なお、グローブの点検頻度、項目は従来の実施内容から変更せず、異常が確認されれば使用年数に関係なく速やかに交換される管理であることから、使用年数を8年に延長した場合でもグローブ使用に伴う安全性の低下(リスクの上昇)は生じない。また、使用年数の延長に伴い、グローブの購入費、グローブ交換等の作業労力、廃棄物発生量を従来よりもそれぞれ約4割低減させることができ、定期のグローブ交換に伴う汚染発生のリスク、作業者の被ばくのリスクも低減され、グローブ管理の効率化・合理化が図られた。
深谷 裕司; 丸山 貴大; 後藤 実; 大橋 弘史; 樋口 英明
JAEA-Research 2023-002, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Research-2023-002.pdf:1.48MB
商用高温ガス炉使用済燃料の再処理に由来する廃棄物の処分に関する研究を行った。軽水炉の再処理と高温ガス炉の再処理では燃料の構造の違いによる大きな違いがあるため、軽水炉に対して制定された再処理の廃棄物処理に関する法律の高温ガス炉廃棄物への適用性を確認すべきである。そこで、技術の違いを比較するとともに、全炉心燃焼計算を用いて、黒鉛廃棄物の放射化量及び表面汚染による放射能濃度を評価することにより、再処理廃棄物について比較を行った。その結果、SiC残渣廃棄物は、特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律(2000年法律第117号)の第二種特定放射性廃棄物として軽水炉のハル・エンドピースと同様に地層処分されるべきことが分かった。黒鉛廃棄物については、軽水炉のチャンネルボックスと同様に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(1957年法律第166号)の第二種廃棄物としてピット処分による浅地中処分されるべきことが分かった。
原子力基礎工学研究センター; 燃料サイクル設計室; プルトニウム燃料技術開発センター; プラント技術イノベーション推進室; 高速炉サイクル研究開発センター; J-PARCセンター
JAEA-Review 2022-052, 342 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-052.pdf:18.05MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構が実施してきた分離変換技術に関する研究開発の現状について、特に第3期中長期計画期間(20152021年度)における研究開発成果を中心としてまとめたものである。分離技術に関しては溶媒抽出法と抽出クロマト法の研究開発を述べ、マイナーアクチノイド含有燃料技術に関して簡素化ペレット法を用いた酸化物燃料製造と、外部ゲル化法を用いた窒化物燃料製造および窒化物燃料の乾式再処理に関する研究開発成果をまとめた。核変換技術に関しては、高速炉と加速器駆動システムを用いた核変換技術に係る研究開発をまとめた。最後に今後の研究開発に必要な施設整備に言及した。
