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報告書

高減容処理施設の溶融設備における安全対策について; 溶融設備に係る意見交換会資料集

池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB

日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。

論文

放射性廃棄物のガラスによる固化

天本 一平

Journal of the Society of Inorganic Materials, Japan, 24(391), p.393 - 401, 2017/11

ガラスは非晶質であるため、組成を変化させることが容易であり、さまざまな特性を制御できる。例えばソーダ石灰ガラスに酸化ホウ素を添加したホウケイ酸塩ガラスは、耐熱性や強度の面で優れており、幅広い用途がある。原子力の分野においても、放射性廃棄物を不動化して長期安定化を図るため、ホウケイ酸塩ガラスが放射性廃棄物の固化媒体として用いられている。高レベル放射性廃棄物を充填したガラスをガラス固化体と呼んでいる。本稿は、放射性廃棄物の分類や処理方法、製造したガラス固化体の特性やその後の処分方法について述べており、さらにホウケイ酸塩ガラス以外の固化媒体についても紹介している。

論文

Recent activities in the field of nuclear waste management

北村 暁; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.448 - 450, 2015/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.26(Nuclear Science & Technology)

Journal of Nuclear Science and Technologyでは、放射性廃棄物処理、放射性廃棄物処分と環境、原子力施設の廃止措置技術など、放射性廃棄物処理処分に関する様々な分野を包含している。本報では近年の動向について紹介する。

論文

低減容処理灰化樹脂の均質・均一固化体製作技術調査

大谷 洋史; 水井 宏之; 東浦 則和; 坂東 文夫*; 遠藤 伸之*; 山岸 隆一郎*; 久米 恭*

平成25年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,16, P. 66, 2014/10

若狭湾エネルギー研究センターは、「ふげん」の受託研究として、イオン交換樹脂を減容安定化処理した後の残渣を用いたセメント混練固化に関する手法の調査及び試験を行い、以下の結果を得た。(1)粉砕による脱気処理を低減容処理灰化樹脂に施した上でセメント混練を行い、膨張の発生が無いことを確認するとともに、セメント混練固化体について各種試験を行い、均質・均一なセメント固化体が得られること及び強度条件も満足することを確認した。(2)脱気処理した低減容処理灰化樹脂を用いたセメント混練物に、化学混和剤(減水剤)を添加することで、流動性が25%以上増すことを確認した。(3)化学混和剤を添加したセメント混練固化体について各種試験を行い、均質・均一なセメント固化体が得られ、強度条件も満足することを確認した。(4)低減容処理灰化樹脂及びセメント混練固化体からの溶出試験を行い、各々、脱気処理及び化学混和剤添加による影響はないこと、セメント混練固化することによって溶出が抑制されることを確認した。以上の結果から、低減容処理灰化樹脂に対して粉砕による脱気処理及び化学混和剤の適用したセメント混練固化体は、廃棄体の技術要件を満たす見通しが得られた。

報告書

RI・研究所等廃棄物処分システムのための地質特性調査

萩原 茂*; 坂本 義昭; 武部 愼一; 小川 弘道; 中山 真一

JAERI-Review 2002-038, 107 Pages, 2002/12

JAERI-Review-2002-038.pdf:6.72MB

RI・研究所等廃棄物の処分においては、含まれる放射性核種の半減期と放射能濃度に応じた処分システムの構築が必要である。この処分システム構築のために、我が国の地球科学的な現象や地質構造の特徴を把握することが重要である。本調査では、日本列島の地質特性調査として、現在の日本列島の地球科学的特徴,その地質構成と生い立ちを、既存の文献等に基づいてまとめた。

報告書

第5回NUCEFセミナー講演報文集; 2001年2月27日, 東海研究所, 東海村

第5回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2001-015, 92 Pages, 2001/12

JAERI-Conf-2001-015.pdf:13.1MB

第5回NUCEFセミナーは、2001年2月27日原研東海研究所において開催された。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効果的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。本セミナーでは、研究分野をTRU基礎科学/廃棄物処理処分,臨界安全性及び核種分離/再処理に分類して口頭発表及びポスター発表を行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は36件(うち1件は基調講演),190名であった。本報文集はこれらの発表について、その概要をまとめたものである。

報告書

廃棄体の確認に向けたアスファルト固化体の製作履歴調査結果

古川 登; 近藤 利幸; 木村 之彦*

JNC-TN8440 2001-024, 210 Pages, 2001/08

JNC-TN8440-2001-024.pdf:24.99MB

本書は、将来、アスファルト固化体を地中処分することを前提にした、廃棄体技術基準の整備に向けた調査に反映させるため、固化体中の核種インベントリー、代表的な固化体選定に必要な過去のキャンペーンのグループ化、処分検討時の情報提供等、貴重な情報源として活用することを目的に作成した。作成にあたっては、施設の工程、固化体の組成、貯蔵実績などの固化体製作概要、過去のキャンペーンの試験内容、トピックスを基に製作された固化体の特性や放射性ヨウ素の放出低減化、放射性炭素の施設内移行挙動などを含め、過去の試験・運転内容等の履歴を包括的に把握できるように開発運転履歴をまとめ、今後の処分の動向を見据えた構成とした。アスファルト固化処理施設は、1982年4月(昭和57年)からコールド試験を開始し、5月4日よりホット試験、10月6日より固化処理技術開発運転を開始し、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故に至るまでの期間(16年間)で、低レベル放射性濃縮廃液を7,438m3処理し、29,967本のアスファルト固化体を製作した。事故により、アスファルト固化処理施設は使命を閉じるに至ったが、15年間で製作したアスファルト固化体は、将来の処分を検討する上で貴重な情報、データを保持しているとともに、処理技術とともに後世に継承する必要がある。なお、試験・運転により製作した固化体ドラム毎のS/B比、放射性核種濃度等に係るデータ類に関しては、「アスファルト固化体の製品データ集」として別冊にまとめたので、本書と対で活用されたい。

報告書

施設の解体・撤去に伴う廃棄物発生量積算評価-東海事業所及び人形峠環境技術センター-

菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎

JNC-TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07

JNC-TN8420-2001-008.pdf:4.4MB

サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。

報告書

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC-TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

LWTF液処理系プロセスにおける操作条件の妥当性評価試験-コールド工学試験装置による確認試験-

小林 師; 村田 栄一*; 澤幡 佳和*; 斎藤 晶*

JNC-TN8430 2001-002, 43 Pages, 2001/02

JNC-TN8430-2001-002.pdf:1.98MB

現在、東海再処理施設内で建設計画を進めている低放射性廃棄物処理技術開発施設(以下LWTF)の液処理系プロセスでは、低放射性廃液中の塩(NaNO3等)と放射性核種を分離し、それぞれ「硝酸塩蒸発固化体」、「スラリー蒸発固化体」として保管・貯蔵される。このプロセスにより、従来の「アスファルト固化法」に比べ、大きな減容比を得ることができる。本報では、このLWTF液処理系プロセスと同様の処理を工学規模の装置を用いて行い、過去の基礎試験結果から得られたLWTF運転上の設定値との比較を行った。その結果、LWTF液処理系プロセスにおける「ヨウ素不溶化・プレフィルタろ過工程」、「限外ろ過(I)工程」、「前処理工程」、「共沈・限外ろ過(II)工程」、「共沈・限外ろ過(III)工程」のそれぞれの工程において、LWTF運転上の設定値が妥当であることを確認した。

報告書

東濃鉱山における工学材料長期浸漬試験 -金属材料編-

濱 克宏; 谷口 直樹; 本田 明

JNC-TN7430 2000-002, 25 Pages, 2001/01

JNC-TN7430-2000-002.pdf:3.32MB

地下水中に金属材料が存在する場合の,地質環境への影響と金属材料の耐久性を評価する目的で,東濃鉱山坑内の花崗岩岩盤中において,非加熱条件での10年間の浸漬試験を実施した。平板状(30$$times$$30$$times$$2tmm)の金属試験片(軟鋼および工業用純チタン)を有孔の容器に入れ地下水に浸漬させた。本報告書では,金属材料の耐久性を調査するために,所定の期間後に回収した試験片の外観観察,軟鋼試験片についてはその重量変化の測定,各種方法による腐食形態および腐食生成物の観察・分析の結果を示す。主な結果は以下のとおりである。(1)軟鋼試験片の重量減少量から,10年間の平均腐食速度は4.36$$times$$10-3mm/yと求められた。(2)軟鋼試験片の腐食生成物は,緻密な皮膜状の物質の上に,多孔質な物質が堆積している形態であった。皮膜状の物質はマグネタイト等の2価の鉄を含む鉄酸化物,多孔質な物質はゲーサイトなどの3価の鉄を含む鉄酸化物でそれぞれ構成されることが分かった。(3)チタン試験片は試験開始時の研磨痕が保持されており,局部腐食等の発生は観察されなかった。

報告書

高感度吸光光度法を用いた高放射性廃液中の微量プルトニウム分析法の開発

実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明

JNC-TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12

JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB

再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、0$$sim$$11mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に0$$sim$$11mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度2$$sim$$4mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。

報告書

東濃鉱山における工学材料長期浸漬試験 -ガラス材料編-

濱 克宏; 三ツ井 誠一郎; 青木 里栄子*; 広瀬 郁朗

JNC-TN7430 2000-001, 47 Pages, 2000/12

JNC-TN7430-2000-001.pdf:4.09MB

地下水中にガラス材料が存在する場合の,地質環境への影響とガラス材料の耐久性を評価する目的で,東濃鉱山坑内の花崗岩岩盤中において,非加熱条件での10年間の浸漬試験を実施した。試験は,立方体および円柱形(外周をステンレス鋼で被覆)に切り出した試料をそれぞれ有孔の容器に入れ地下水に浸漬する方法(単独系),粘土を充填した有孔の容器に試料を包埋して地下水に浸漬する方法(共存系),また無孔の容器に地下水と試料を入れ坑道に静置する方法(静的浸漬試験)の3通りの条件で実施した。本報告書では,ガラス材料の耐久性を調査するために,所定の期間で回収した試料の重量変化の測定,試験期間が10年間の試料の各種方法によるガラス表面変質層の観察・分析結果を示す。主な結果は以下のとおりである。(1)試験開始時,試験終了時において地下水水質に有意な変化は認められなかった。(2)試料の重量減少量は試験期間にほぼ比例した。これは試験期間を通じて地下水の溶存ケイ酸濃度に大きな変化がなかったことに起因すると考えた。(3)立方体と円柱形の試料の重量減少量に差が認められた。これはステンレスの影響ではなく,ガラスの亀裂からの浸出に起因すると考えた。(4)共存系の重量減少量は単独系の8割程度であった。これは粘土に包埋した条件では試料近傍の溶存ケイ酸濃度が高いため溶解速度が低下したことが要因であると考えた。

報告書

平成12年度研究開発課題評価(中間評価)報告書 評価課題「深地層の研究施設における研究計画」-主に超深地層研究計画第2段階の計画案について-

研究開発評価委*

JNC-TN1440 2000-010, 145 Pages, 2000/11

JNC-TN1440-2000-010.pdf:6.19MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日、内閣総理大臣決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、「深地層の研究施設における研究計画」に関する中間評価を研究開発課題評価委員会(廃棄物処理処分課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、廃棄物処理処分課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価方法に従い、サイクル機構から提出された課題説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。

報告書

放射性殿物処理プロセスの評価検討

住友金属鉱山*

JNC-TJ6420 2000-005, 109 Pages, 2000/07

JNC-TJ6420-2000-005.pdf:3.16MB

核燃料サイクル開発機構人形峠環境技術センターで発生するウランを含むフッ化カルシウム澱物からウランを除去し、フッ素を安定化させるプロセスについて、塩酸系処理プロセス及び硝酸系処理プロセスにおける物質収支、建設費及び操業費の比較検討を行った。物質収支について、2次廃棄物の発生量を比較すると、硝酸系処理プロセス工程-3が最も少なく、次いで酸素系処理プロセス、硝酸系処理プロセス、硝酸系処理プロセス工程2、同工程-1の順であった。建設費は、塩酸系処理プロセスが最も安く、次いで硝酸系処理プロセス工程-3、同工程-2動向停-1の順であった。操業費は、硝酸系処理プロセス工程-3塩酸系処理プロセス工程-2、同工程-1の順であった。さらに、殿物を直接乾燥し、減容化するプロセスについても同様の評価を行った。直接乾燥・減容化処理プロセスは、低コストで減容できるという利点があるが、ウランを分離していないため、将来その必要性が発生した際には、ウラン分離費用が新たに必要となる。

報告書

第4回NUCEFセミナー講演報文集; 2000年2月18日,東海研究所,東海村

第4回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2000-012, 52 Pages, 2000/07

JAERI-Conf-2000-012.pdf:5.47MB

第4回NUCEFセミナーは、2000年2月18日原研東海研究所において開催された。本セミナーの目的はNUCEFに関連する核燃料サイクルバックエンド諸分野の研究者が討論、情報公開を行い、研究の効果的な推進、国内研究協力の推進に寄与する場を提供することである。本セミナーでは、研究分野を臨界安全、再処理及び群分離、廃棄物処理処分のテーマで行い、今回は特にJCO臨界事故の重大性を考慮し、臨界安全に関しては、JCO臨界事故の評価をテーマに線量評価を含めたテーマに行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は合計14件(うち1件は特別講演)及び148名(うち原研所外より60名)であった。本報文集はこれらの発表及び討論について、その概要をまとめたものである。

報告書

ニアフィールド水理/核種移行評価モデルの信頼性評価に関する研究; 概要版

野邊 潤*; 松本 昌昭*; 長坂 和佳*; 丸山 健太郎*

JNC-TJ8400 2000-005, 71 Pages, 2000/05

JNC-TJ8400-2000-005.pdf:4.0MB

本研究では、昨年度までに構築した連続体モデルによるニアフィールド多孔質岩盤中の水理/核種移行評価手法を用いて、地下水流動を特徴付けるパラメータを変化させた場合の解析を行うと共に、手法の拡張性を考慮した信頼性評価を行った。具体的には下記の項目を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手法を用いて、第二次取りまとめに即したパラメータ設定による解析、および入力フラックスの変化に伴う影響評価を行った。・一次元核種移行解析コード「MATRICS」における、逆ラプラス変換手法の違いによる適用性把握を行った。・多要素版MATRICS(以下、m-MATRICSとする)を用いて核種移行解析を行い、従来のMATRICSによる解析結果と比較し、不均質場における核種移行計算へのm-MATRICSの適用性の検討を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手順を統合化した環境の整備を行った。

報告書

微生物によるアスファルト劣化に関する実験的研究

嶺 達也*; 三原 守弘; 大井 貴夫; 林 孔華*; 川上 泰*

JNC-TN8430 2000-003, 33 Pages, 2000/04

JNC-TN8430-2000-003.pdf:1.3MB

TRU廃棄物には硝酸塩を含む低レベル濃縮廃液を固化したアスファルト固化体が含まれる。現在、これらのTRU廃棄物の処分方法として、セメント系材料の使用を想定した地層処分施設への埋設が検討されている。TRU廃棄物の処分研究においては、処分システムの安全性に影響を与える様々な要因の検討が進められている。この安全性に影響を与える要因の一つとして、これまでに、地下深部に存在する、あるいは処分施設建設時に持ち込まれる微生物によるアスファルトの劣化が挙げられている。本研究では、微生物によるアスファルト劣化に関する知見を得るために、中性領域で好気条件または嫌気条件において活性を有する微生物によるアスファルト劣化試験を実施し、アスファルトの重量減少に基づいてアスファルトの劣化量を測定した。また、好気条件では、上記の微生物を使用し、試験溶液のpHを高アルカリとして、セメント系材料の使用を想定した試験を実施した。それらの結果から微生物のアスファルト劣化速度を算出し、微生物によるアスファルト劣化が、想定される処分環境条件において生じるか否かを調査した。その結果、上記の微生物のうち、最もアスファルトを劣化しうる微生物を使用した場合においても、低酸素状態で高アルカリになると想定される処分環境でのアスファルト劣化速度は微生物に最適な環境におけるアスファルト劣化速度の1/300以下となるとの試算結果を得た。

報告書

海外出張報告 ICONE-8参加及び米国アルゴンヌ国立研究所における乾式技術調査報告

中村 博文; 鷲谷 忠博; 高田 岳

JNC-TN8420 2001-009, 48 Pages, 2000/04

JNC-TN8420-2001-009.pdf:0.58MB

ICONE(原子力工学国際会議)は、米国、日本、欧州の間で開催される原子力化学工学全般に渡る国際会議であり、今回は第8回目として、米国、ボルチモアで開催された。報告者らは、本学会の以下のセッションにおいて、再処理技術に関する最新の報告を行うと共に、パネル討論や乾式再処理技術等の技術報告の聴講を行った。・Track-5:"Non-reactor Safety and Reliability"のセッションにおける「Investigation of Safety Evaluation Method and Application to Tokai Reprocessing Plant (TRP)」(報告者:中村)・Track-9:"Spent Nuclear Fuel and Waste Processing" のセッションにおける「Structural Improvement on the continuous rotary dissolver」(報告者:鷲谷)・Track-2:"Aging and Modeling of Component Aging, Including Corrosion of Metals and Welds.. Passivation, passive films"のセッションにおける「Development of Evaporators Made of Ti-5% Ta Alloy and Zr ? Endurance Test By Mock-Up Unit」(報告者:高田)今回の学会では、米国、日本、フランス、カナダ他から総勢約650人が参加し、約700件の研究発表、7件の基調講演、8件の招待パネル討論が行われ、大変盛況であった。また、今回は2000年ということもあって、20世紀の原子力の評価と次世代の21世紀の原子力はどうあるべきかについて討議がなされた。また、アルゴンヌ国立研究所(ANL-E、ANL-W)を訪問し、乾式プロセスの研究者らと乾式プロセスに関する情報交換を行うとともに施設見学を行った。今回の訪問で、ANL法の乾式プロセスの情報を入手に加え、装置規模、開発環境、等を具体的に体感できたこと、また、直接、技術者と情報交換することで技術資料のみでは得られない現場サイドの技術情報を入手することができたことは非常に有意義であった。

報告書

一般廃棄物発生量低減対策検討会報告書

青木 勲; 綿引 政俊; 芳賀 哲也; 菊池 圭一; 須藤 勝夫; 綱嶋 康倫; 岡本 成利

JNC-TN8420 2000-005, 42 Pages, 2000/04

JNC-TN8420-2000-005.pdf:2.09MB

平成11年8月、東海事業所における一般廃棄物の100%リサイクル運動について、所長より提言がなされ、現在、環境保全・研究開発センターを中心にその取組みが展開されている。これを受け、プルトニウム燃料センターにおいては、プルセンターをコストミニマムに運営するにあたり、廃棄物の低減化についての問題意識の醸成を図りつつ、低減化の具体策等を検討することを目的に一般廃棄物発生量低減対策検討会を設置し、検討を進めてきた。本報告書は、廃棄物等の分類方法、処理フロー及び発生量等を調査した結果から明らかとなった問題点を整理し、廃棄物発生量低減化に向けた具体策、リサイクルに向けた具体策及びそれらを実施する際の課題等についてまとめたものである。廃棄物発生量の低減を実現するためには、従業員各個人の問題意識の醸成はもちろんのこと、プルセンターとして、廃棄物の低減化に向けた取組みを展開していくことが肝要であり、本報告書の対策案を可能な限り実施すべきであると考える。廃棄物発生量の低減化、リサイクルの推進等をプルセンター内従業員が行うことが、環境保全、社会的責任、コスト意識の醸成に繋がり、近い将来「一般廃棄物の100%リサイクル」が達成されると思われる。

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