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論文

Impacts of C-uptake by plants on the spatial distribution of $$^{14}$$C accumulated in vegetation around a nuclear facility; Application of a sophisticated land surface $$^{14}$$C model to the Rokkasho reprocessing plant, Japan

太田 雅和; 堅田 元喜; 永井 晴康; 寺田 宏明

Journal of Environmental Radioactivity, 162-163, p.189 - 204, 2016/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:71(Environmental Sciences)

陸面$$^{14}$$Cモデル(SOLVEG-II)を用いて、植生の炭素取り込みが原子力施設周辺の植生への炭素14($$^{14}$$C)の蓄積に及ぼす影響を評価した。SOLVEG-II、気象モデルおよび大気拡散モデルを結合したモデル計算を、2007年の六ヶ所再処理工場(RRP)の試験運転中の$$^{14}$$CO$$_{2}$$移行に適用した。RRP周辺の水田における白米中$$^{14}$$C比放射能の計算値は観測値と一致した。RRPからの$$^{14}$$CO$$_{2}$$連続放出を仮定した数値実験の結果から、収穫時の稲の$$^{14}$$C比放射能と大気中$$^{14}$$C比放射能の年平均値が異なることが示され、これは大気中$$^{14}$$CO$$_{2}$$濃度の季節変動と稲の成長に起因したものであった。$$^{14}$$CO$$_{2}$$放出を日中に限定したところ、日中の光合成による高い$$^{14}$$CO$$_{2}$$取り込みの効果によって、夜間に放出を限定した場合に比べて稲の$$^{14}$$C蓄積が顕著に増加した。以上より、長期連続あるいは日内の短期$$^{14}$$CO$$_{2}$$放出時の$$^{14}$$Cの経口摂取による被ばく評価では、各々、植物の成長段階と光合成を考慮する必要があることがわかった。

論文

Study on gaseous effluent treatment for dissolution step of spent nuclear fuel reprocessing

峯尾 英章; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 内山 軍蔵

Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00

29及び44GWdt$$^{-1}$$の使用済燃料の溶解をベンチスケール試験装置において行い、放出される放射性ヨウ素及び炭素14の挙動を調べた。銀シリカゲル吸着剤による溶解オフガス中ヨウ素129の除染係数は36,000以上と測定され、吸着剤が有効に働くことを確認した。ヨウ素129の移行率を測定したところ、溶解液へ0.57%,ヨウ化物として残渣に2.72%,残りがオフガスへ移行することがわかり、ヨウ素131トレーサを用いた既往の試験結果にほぼ一致した。KIO$$_{3}$$によるヨウ素追い出し法が通常のNO$$_{2}$$による追い出し法より効果的であることを示した。また、キュリウム244等の自発核分裂によるヨウ素131生成量は燃焼度に依存した。溶解時に二酸化炭素となった炭素14は溶解中にKr-85などの希ガス放出とほぼ同時にオフガス中へ放出され、その挙動は酸濃度に依存する可能性が示唆された。炭素14放出量から生成源の窒素14の新燃料中濃度は数ppmと推定され、既往の報告の範囲内であった。

報告書

安全研究成果の概要(平成10年度-核燃料サイクル分野)

not registered

JNC-TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01

JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB

平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度$$sim$$平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

論文

Study on gaseous effluent treatment during dissolusion tests of spent fuel

峯尾 英章; 木原 武弘; 高橋 昭*; 八木 知則; 中野 雄次*; 木村 茂; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 渡辺 眞樹男; 亀井 一成; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposium '99 (Waste Manegement '99) (CD-ROM), 6 Pages, 1999/03

銀シリカゲル(AgS)吸着材によるヨウ素129の吸着容量を燃焼度8000MWd/tの使用済燃料1.5kgの溶解試験において測定した。また炭素-14のKOH水溶液による除去を同じ試験において行った。この試験は、燃焼度45,000MWd/tまでの使用済燃料を用いる一連の試験の第一段階である。ヨウ素-129は溶解時及び2段階からなるヨウ素追い出し操作時に発生した。AgSカラムで捕集されたヨウ素-129は約210kBqで、ORIGEN計算により推定される本使用済燃料1.5kgからのヨウ素-129発生量の約62%に相当した。これまでの試験結果から、ヨウ素-129は、溶解槽とAgSカラムとの間の配管表面に付着したと示唆された。一方、炭素-14の溶解時における全捕集量は約2MBqで、数ppmの窒素-14が新燃料に含まれていたことが示唆された。

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(III)

not registered

PNC-TJ1309 98-001, 161 Pages, 1998/02

PNC-TJ1309-98-001.pdf:5.01MB

本報告は、昨年度に引き続き環境中に存在する核燃料サイクルに深く関連した長半減期放射性核種の分析定量法とそのレベルに関する調査研究結果をとりまとめたものである。本調査研究は1995年度から1997年度の3ケ年間で行われ、最終年度としての本年度は、学会から最新情報を入手すると共に、分析法の妥当性を確認する手法の一つであるクロスチェックを、海底土試料中の$$alpha$$核種分析について実施した。本報告書には、以下の項目の内容が記載されている。(1)環境における放射性核種の挙動(2)放射性核種の分析法(3)学会からの情報収集(4)クロスチェック($$alpha$$核種分析)

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(II)

not registered

PNC-TJ1309 97-001, 112 Pages, 1997/03

PNC-TJ1309-97-001.pdf:3.5MB

本報告書は、昨年度に引き続き環境中に存在する核燃料サイクルに深く関連した長半減期放射性核種の分析定量法とそのレベルに関する調査研究結果をとりまとめたものである。特に、本年度は、研究の最終段階にあたる分析法の確認手法の一つであるクロスチェックを、日常食中の自由水トリチウム分析及び木片試料中のC-14分析について実施した。本報告書には、以下の項目の内容が記載されている。(1)国内および国際学会(日本、オーストリア、ロシア、フランス、中国)からの情報収集(2)液体シンチレーション測定に関する最近の話題・光子($$gamma$$線)/電子($$beta$$線)-排除アルファ液体シンチレーション(PERALS)スペクトロメトリー・トリチウム分析におけるバックグランド計数の変動(3)分析精度とクロスチェク・炭素-14分析・トリチウム分析

報告書

ガラス固化技術開発施設放射線管理業務報告(平成5年4月$$sim$$平成7年12月 管理区域立ち上げから使用前検査合格まで)

石田 順一郎; 二之宮 和重; 大西 俊彦; 堀越 義紀; 長谷川 憲一

PNC-TN8440 96-008, 183 Pages, 1996/03

PNC-TN8440-96-008.pdf:12.79MB

ガラス固化技術開発施設は、平成4年4月に施設が竣工し、同年5月からコールド試運転を行い、平成6年9月2日に管理区域を設定した。その後、平成7年1月31日からホット試験運転(HT-95-1)を開始したが、同年2月22日に溶融炉ガラス流下停止事象が発生したため同年3月1日に試験運転を終了し、引き続き本事象に係わる復旧作業を行い、同年8月31日に復旧作業が全て終了した。同年9月18日からホット試験運転(HT-95-2)を開始し、同年10月26日に最終使用前検査(線量当量率等の検査)を受検し、翌日ホット試験運転(HT-95-2)が無事終了した。同年12月1日に使用前検査合格証が交付された。管理区域設定からホット試験運転(HT-95-2)終了までの間、個人被ばく管理及び作業環境管理において特に問題はなかったが、排気監視において第2付属排気筒から14Cが放出基準値未満であるものの検出下限値を若干上回る放出が確認された。本報告書は、ガラス固化技術開発施設の放射線管理について、管理区域立ち上げから使用前検査合格まで実施した業務の経緯、定常放射線管理、作業管理、排気の監視及び管理区域立ち上げ時の改善等について取りまとめたものである。

報告書

易溶性核種の挙動及びアスファルトの微生物分解挙動に関する研究(研究概要)

九石 正美*; 池田 泰久*; 熊谷 幹郎*; 林 孔華*; 川上 泰*

PNC-TJ1564 96-002, 19 Pages, 1996/03

PNC-TJ1564-96-002.pdf:0.57MB

TRU廃棄物には、地下水に対して溶けやすい長半減期核種のヨウ素129及び炭素14が含まれているものも存在するため、これらの核種の移行の遅延を期待できる緩衝材の検討を行った。また、TRU廃棄物の一つであるアスファルト固化体の長期耐久性評価の観点から地下水環境を想定した溶出特性の検討と微生物の存在にる分解挙動について評価を行った。実施項目は以下の5項目である。(1)処分環境(強還元及び高pH)での天然鉱物や無機イオン交換体への核種吸着実験TRU廃棄物処分を想定した環境下において天然鉱物や無機イオン交換体へのヨウ素吸着実験を行った。(2)性能評価に使用できるヨウ素及び炭素の移行パラメータの検討放射性ヨウ素及び炭素を含有するTRU廃棄物を処分した場合の処分システムの性能評価を行うためのヨウ素及び炭素の移行パラメータを調査した。(3)アスファルト固化体からのヨウ素の浸出挙動の検討硝酸塩47.5%、CsI2.5%を含む模擬アスファルト固化体を作製し、浸出試験を実施した。浸出液には、蒸留水系及び処分環境を模擬したpHが12程度の液を使用した。(4)アスファルトを最も劣化させ易い微生物の検討分離した菌株と既存の菌株を用いて、好気条件下で微生物によるアスファルトの各画分とアスファルトそのものの分離実験を行った。(5)アスファルトの微生物分解に関するシナリオの検討微生物の生育環境、増殖に必要な栄養分、及び各バリアに対する影響を総合的に考察し、地層処分中に起こりうる生物的なプロセスを追求した。これらの知見に基づいて、微生物によるアスファルト分解に関するシナリオを作成した。

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(1)

樋口 英雄*

PNC-TJ1309 96-001, 113 Pages, 1996/03

PNC-TJ1309-96-001.pdf:3.42MB

本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、核燃料サイクルとも関連した環境中の長半減期放射性核種の分析法並びにそれらのレベルを調査した結果をとりまとめたものである。本報告書は以下の項目の内容が記載されている。(1)トリチウム人体代謝モデルの検証に環境データを用いる際の問題点(2)二酸化炭素吸収剤を用いる環境中の14C測定法(3)99Tc分析のための95mTcトレーサーの製造(4)放射性降下物の最近の状況(5)環境試料中の241Pu分析(6)環境試料中の242、243、244Cm分析(7)$$alpha$$線放射体測定のための収率トレーサー(8)クロスチェックについて

論文

大気-土壌-植生複合系での水および放射性核種移行に関する研究

山澤 弘実; 天野 光

原子力工業, 42(8), p.49 - 53, 1996/00

放射線リスク評価・低減化分野で、原研は「大気拡散モデルの局地適用性研究」の分担課題の下で放射性核種の大気拡散を評価するモデルの開発を進めてきた。H8年度からの第2期計画では、「陸域環境における放射性核種の移行に関する動的モデルの開発」の全体課題の下、原研は「大気-土壌-植生複合系での水および放射性核種移行に関する研究」を分担する。この中では、複合系内の水循環モデルを開発するとともに、トリチウム及びC14の環境中循環動態を解明することを目標とする。

報告書

オフガス中の14C分析法開発(II)ガスクロマトグラフ質量分析法による基礎試験

茨目 幸雄*; 檜山 敬; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 95-010, 40 Pages, 1995/03

PNC-TN8410-95-010.pdf:1.35MB

使用済燃料再処理工程における剪断・溶解オフガス中の14C化合物の連続オフガスモニタ(インライン計測)を開発している。高感度であり、濃度変化に追随可能な方法としてガスクロマトグラフ質量分析法を選定し、その実用化をはかるため、分析システムを試作し、コールドでの性能評価試験を実施している。分析対象を化学形14CO2(m/e46)とすると、実オフガス中にはm/e46分析の妨害因子として、14CO2と同重体である多量のNO2および酸素の安定同位体18Oを構成元素とする12C16O18O等がある。高濃度NO2と空気中のCO2を分離用ガスクロマトグラフの段階で分離可能なカラムの選定および、その性能確認試験を実施した。NO2とCO2の分離は、実験濃度範囲において可能であることを確認したが、使用したNOX ガスに含まれるNO・N2Oの影響が大きいことが判明した。安定同位体18Oがm/e46のバックグランドを上昇させ、分析対象14CO2としての定量下限を上げてしまう事象には、分離カラム毎に空気中の12C16O18Oを繰り返し測定し、その変動幅の3$$sigma$$をとることで14CO2の定量下限を検討し、porapakTで0.149ppm、シリカゲルで0.212ppmとなった。

報告書

TRU廃棄物処分における核種挙動研究(2)

not registered

PNC-TJ1564 95-001, 171 Pages, 1995/03

PNC-TJ1564-95-001.pdf:5.35MB

TRU廃棄物処分では、地下水に対して可溶性で、長半減期核種のヨウ素129及び炭素14が性能評価上重要な核種である。そのためこれら核種を浸出しにくい固化体及び移行の遅延を期待できる緩衝材の開発を行なう必要がある。本研究では、固化体及び緩衝材を開発することを目的として調査及び実験検討を行い、以下のような成果を得た。(1)核種の閉じ込め性能の高い固化体及びそれらの製造方法の調査・検討1)高レベル廃棄物で検討されている金属やセラミックのオーバーパックをTRU廃棄物にも適用することは可能である。高レベル廃棄物に較べ熱や放射線の影響は軽減される。2)TRU廃棄物の固化体の研究はコンクリートに関するものが最も多い。3)ヨウ素の閉じ込め性能の高い固化体には、低温でガラス化できるLPD法やゾル・ゲル法、直接AgIをガラス化する超イオン伝導ガラスなどが示唆された。4)14Cの閉じ込めには、炭化物系セラミックス(SiC)の合成が非常に安定な固化体を形成しうることが示唆された。(2)処分環境下(還元雰囲気)での天然鉱物や無機イオン交換体への吸着実験1)鉱物a.Serpentine、b.Chrisotileを含むSerpentine、c.Chrisotile及び酸化物試料としてd.酸化マグネシウムとe.水酸化ニッケルについて還元雰囲気下でヨウ素の吸着実験を行った。その結果、還元雰囲気下でも吸着することが確認された。2)ZPCはいずれもpH=10以上の高い値を示した。3)緩衝材粘土中の14Cの拡散速度はIやTcに較べて遅い。原因は14Cの化学形態である。4)カルサイトへの14Cの同位体交換は、HCO3-の吸着とカルサイトの再結晶反応があった。(3)拡散遅延が期待できる緩衝材の調査・検討1)緩衝材中の拡散を遅延する方法には、不溶性沈澱を作る方法がある。2)無機イオン交換体の添加により、拡散を遅延させる方法もある。3)高圧密ベントナイト中ではイオン排斥によりヨウ素の拡散は遅延される。4)有機物を含む粘土は含まない粘土に較べて拡散速度が極端に低下しすることから、有機物とヨウ素のなんらかの相互作用が考えられている。(4)ヨウ素等のハロゲン元素胚胎地層の調査・検討1)茂原のヨウ素胚胎地層は、海成起源物質の死骸が沈澱堆積してできたものである。2)ヨウ素が拡散して消失しなかった原因は、地層構造や泥岩層の

報告書

TRU廃棄物処分システムの予備的性能評価(1)-人工バリアからの核種の放出率による検討-

三原 守弘; 吉川 英樹; 油井 三和

PNC-TN8410 94-241, 53 Pages, 1994/07

PNC-TN8410-94-241.pdf:1.34MB

平成3年7月に原子力委員会は、「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」を公表し、その中でTRU廃棄物の処分を1990年代後半までに見通しが得られるよう検討を行う必要があることを述べている。以上の状況を踏まえ、本報告書では、TRU廃棄物の特性を考慮し、暫定的に設定した処分システムにて予備的な性能評価試算を行い、今後の研究課題の摘出及びそれらの優先順位付けを行った。主な結果は、以下のとおりである。(1)C-14やI-129等の地下水に対して可溶性かつ非吸着性の核種が人工バリアからの放出率を支配する重要な核種となるため、これらの核種の遅延機構の研究を行う必要がある。(2)硝酸塩及び有機物の存在により核種の溶解度が上がることが示唆された。よって硝酸塩及び有機物の存在下における信頼性の高い熱力学データの取得、拡散係数及び分配係数の取得を行う必要がある。(3)可溶性核種の人工バリアからの放出率については、固化体中のインベントリに依存するためインベントリを把握する必要がある。また、本試算ではデータ不足等により考慮しなかったが重要と考えられる研究としては人工バリア材の長期安定性、ガスの発生・移行、微生物影響調査研究等が挙げられる。今後、これらの研究を進めながら処分システムの構築を行う必要がある。

報告書

長半減期放射性核種の定量法に関する調査研究(2)

not registered

PNC-TJ1545 94-002, 139 Pages, 1994/03

PNC-TJ1545-94-002.pdf:4.33MB

本報告は、環境中での核燃料サイクルに関連した長半減期放射性核種の分析定量法の調査研究を、昨年度に引き続き行った。最近の分析技術の現状調査では、特に63Niと79Seを付け加えた。他の長半減期核種では、昨年度調査報告を補強する形で、トリチウム、プルトニウム、テクネチウム、炭素の4元素について、環境試料での物理・化学形態別分析法に焦点を絞って調査した。また、バックグラウンド値について、トリチウムとプルトニウムについて調査を行った。更に、天然放射性核種については、系列核種間の放射非平衡が常に観測されているので、その原因研究の現状を調査しまとめた。

報告書

カルシウム型ベントナイトに対する核種の収着特性に関する研究 成果報告書

向井 悟*; 滝 洋*; 土井 英雄*

PNC-TJ1214 94-008, 137 Pages, 1994/03

PNC-TJ1214-94-008.pdf:1.9MB

本研究では、人工バリア材料中の核種移行を評価する上で重要なべントナイトに対する核種の収着特性に着目して、以下に示す研究を実施した。(1)カルシウム型、及びナトリウム型ベントナイトに対する核種の分配係数の文献調査を行って、その結果をまとめた。(2)分配係数測定試験のための試料として、ナトリウム型及びカルシウム型純粋モンモリロナイトを用いた。ベントナイトの主要構成鉱物であるモンモリロナイトを、ベントナイト原石から精製抽出した。このナトリウム型純粋モンモリロナイトをカルシウム型化させた。また、天然環境でのカルシウム型ベントナイト、及びナトリウム型ベントナイトを採取した。これらのベントナイトについて、化学成分、鉱物組成の分析を行ない、試料の性状を確認した。(3)大気下において、ナトリウム型、及びカルシウム型ベントナイトと蒸留水の平衡液を調製し、これらの平衡液を用いて、各ベントナイトに対する核種(Cs,Np,C,I,Se)の分配係数をバッチ法(固液比1:50)にて得ることができた。

報告書

第14回分析技術報告会 報告書

檜山 敬; 大内 義房; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC-TN8450 93-005, 14 Pages, 1993/06

PNC-TN8450-93-005.pdf:1.25MB

本報告書は、平成5年5月25日、東海事業所図書・研修合同棟において開催された第14回分析技術報告会の内容をとりまとめたものである。この報告会は昭和58年に第1回目を開催して以来、各事業所分析部門の「技術情報交換」「分析業務の効率化と技術の向上」及び「分析に携わる技術者の教育」を目標にほぼ毎年継続してきたものであり、探鉱部門から廃棄物処理処分技術開発に至る原子力サイクル全般に係わる巾広い分野から全事業所に渡り、報告案件を集めるもので、今回も東海事業所を初め、大洗工学センター、中部事業所、もんじゅ建設所から、14件の報告がなされた。

報告書

長半減期放射性核種の定量法に関する調査研究

not registered

PNC-TJ1545 93-004, 122 Pages, 1993/03

PNC-TJ1545-93-004.pdf:4.76MB

本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、環境中での核燃料サイクルとも関連した長半減期放射性核種の分析定量法を調査した結果をとりまとめたものである。各核種につき既に汎用化されている従来法はもとより、放射能測定を伴わない質量分析器を最終検出器とする最新の分析定量法についても、サーベイした。また、幾つかの核種については、分析対象物質毎に試料の前処理を詳しく記述し、実際の分析に役立つよう配慮した。

報告書

FBR燃料溶解オフガス中の14C分析

長谷 文昌; 市毛 良明; 菅沼 隆; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 92-063, 38 Pages, 1992/03

PNC-TN8410-92-063.pdf:0.92MB

FBR燃料再処理工程中で留意すべき放射性核種にSUP14/Cがある。SUP14/Cは軟ベータ線核種であるが,半減期が長いこと及び炭素が生体構成元素であることから、再処理施設の安全評価上注目すべき核種である。しかしFBR燃料再処理工程におけるSUP14/Cについては、まだ十分な知見が得られておらず、高レベル放射性物質研究施設(CPF)におけるSUP14/C分析法の確立及びSUP14/Cの挙動評価が課題となっている。今回、FBR燃料溶解時にオフガスとして放出されるCO/SUB2形態のSUP14/Cを対象とて分析法を検討した。分析法は、環境レベルでの微量SUP14/C分析法として実績のある炭酸カルシウム沈殿固定-過塩素分解-液体シンチレーション計測法をベースとし、CPFにおけるホット分析に実用するために、オフガス中に共存するFP核種からのCO/SUB2分離捕集法及び非ハロゲン試薬を用いた前処理法並びに分析廃液の低減などを検討した。またここで検討した分析法に基づきFBR燃料溶解時に発生するCO/SUB2形態のSUP14/Cを定量したので報告する。本検討試験における主要な成果は以下の通りである。1.溶解オフガス中のCO/SUB2捕集において、硝酸銀の洗気ピン及び水の洗気ピンを前段に設置することによりヨウ素等のFP核種を除去し、NaOHの洗気ピンでCO/SUB2を回収した。さらに、残留するSUPl37/Cs等FP核種については前処理操作を行うことで、これらをSUP14/C測定に影響がない程度まで除去し、SUP14/Cを精度よく分析することができた。2.測定試料調製のための前処理操作において、沈殿固定剤として用いるCaCl/SUB2を 非ハロゲン系のBa(NO/SUB8)SUB2に、酸分解剤として用いるHCIO/SUB4を硝酸に変更しても前処理操作が可能であることを明らかにした。3.常温燃料MK-IIC型特殊燃料1ピンの溶解時に発生するオフガス中のCO/SUB2形態のSUP14/Cは1.1$$sim$$1.7MBqであることがわかった。尚、本法における定量値の変動係数は約15%であった。

報告書

動燃における安全研究の成果(昭和61年度$$sim$$平成2年度)(環境放射能分野)

not registered

PNC-TN1410 92-035, 111 Pages, 1992/01

PNC-TN1410-92-035.pdf:3.8MB

環境放射能分野の安全研究は、(1)環境線量に関する研究、(2)環境から人への放射性物質の移行に関する研究、(3)線量算定モデル及び国民の被ばくの算定に関する研究(4)安全評価研究の4分野で構成されている。本報告書は、平成2年度までの環境放射能分野にかかわる安全研究の5年間の成果について、「動燃における安全研究の成果 (昭和61年度$$sim$$平成2年度)(環境放射能分野)」として、とりまとめを行ったものである。

報告書

FBR新型燃料評価研究第2ステップ計画書(燃料開発会議新型燃料分科会)

高橋 邦明

PNC-TN8020 91-003, 49 Pages, 1990/12

PNC-TN8020-91-003.pdf:1.18MB

新型燃料開発は,平成2年3月末をもって第1ステップを終了し,FBR新型燃料評価研究報告書(第1ステップ)(PNC ZN8410 90-075)をまとめた。第2ステップは,対象を窒化物,金属燃料に絞り,平成2年4月より平成5年3月迄の3年間の計画で研究開発を進め,平成3年度後半及び平成4年度末にそれぞれ中間チェック・アンド・レヴュー及び第2ステップのまとめを実施する。本計画書は,(1) 炉心設計・安全研究(2) 照射試験(3) 照射挙動(4) 転換(5) 燃料製造(6) 再処理(7) 廃棄物(8) 経済性,安全性,実現性の各総合評価の各研究テーマ毎の研究開発実施計画を新型燃料分科会においてとりまとめたものである。

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