JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　54 件中 1件目～20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (IV); $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m,166g}$$Ho reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1086 - 1099, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2525327
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

During the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive wastes are generated from structural materials. When considering the disposal or reuse of such wastes, accurate neutron capture cross-sections are required to evaluate the amounts of radioactive nuclides among the wastes. The present work selected $$^{165}$$Ho among nuclides included in the list for clearance levels in decommissioning, and measured the thermal-neutron capture cross-sections for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 166g}$$Ho reactions by the neutron activation method. The thermal cross-section measurements were performed with the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor under the 5-MW operation and the thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. In this work, a value of 2.79$$pm$$0.04 barn was obtained for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho reaction, and 61.2$$pm$$0.6 barn for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho reaction. The combination of these cross-sections presented 64.0$$pm$$0.6 barn, which supports the recent evaluated data of 64.69 barn and 64.4$$pm$$1.2 barn within the limit of uncertainties.

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.617 - 630, 2025/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：2 パーセンタイル：83.88(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Feasibility study of reactor radiation photon spectroscopy in Fugen for nuclear decommissioning

冠城 雅晃; 宮本 勇太; 森 教匡; 岩井 紘基; 手塚 将志; 黒澤 俊介*; 田川 明広; 高崎 浩司

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.308 - 316, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2417786
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Nuclear decommissioning has recently accelerated, particularly following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Holdings. $$gamma$$-ray/X-ray (radiation photon) spectroscopy provides information on the types of radionuclides with radiation photon emissions. Radiation photon spectroscopy in a control rod guide tube positioned at the center of Fugen was conducted. Fugen is a prototype advanced thermal reactor with 165 MWe electric power generation that is being decommissioned. The dose rates measured in a control rod guide tube positioned at the center of the reactor were 4.1 - 9.1 Gy/h. The dose rate considerably increased at a position close to a tank that contained $$^{60}$$Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying $$^{60}$$Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and $$^{94}$$Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2427244
 被引用回数：2 パーセンタイル：47.49(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

福島第一原子力発電所廃炉作業への貢献とソースターム予測技術向上におけるFP挙動に関する技術課題に対する取り組み

勝村 庸介*; 高木 純一*; 宮原 直哉*; 内田 俊介*; 駒 義和; 唐澤 英年; 三輪 周平; 佐藤 志彦; 永井 晴康; 倉田 正輝; et al.

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 67(2), p.128 - 132, 2025/02

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.2_128

本研究専門委員会では、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)事故後の核分裂生成物(FP)挙動を予測可能な技術に高めて廃炉作業に貢献することと、1F事故進展事象の把握で得られた情報をソースターム(ST)の予測技術の向上に反映させ、原子炉安全の一層の向上に繋げることを目標とした活動を実施している。最初の2年間は、1F廃炉における燃料デブリやFP挙動の予測、およびST予測精度向上に必要な、今後取り組むべき技術課題を摘出した。2023年度からは、本専門委員会を延長し、取り組むべき技術課題に対応した3つのワーキンググループを結成し、技術課題の解決に向けた検討を進めている。本報告では2023年度の活動での検討内容について報告する。

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347
 被引用回数：3 パーセンタイル：62.63(Nuclear Science & Technology)

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうち$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$Inを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

報告書

JMTR原子炉施設に残存する放射化汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.3$$times$$10$$^{18}$$Bq (原子炉停止直後)、2.7$$times$$10$$^{16}$$Bq (21年後)、1.0$$times$$10$$^{16}$$Bq (40年後)、2.4$$times$$10$$^{15}$$Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.3$$sim$$0.4% (10$$sim$$13t)、L2が0.0$$sim$$0.4% (0$$sim$$14t)、L3が1.0$$sim$$1.2% (32$$sim$$39t)、CLが98.0$$sim$$98.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。

論文

日本原子力学会「2016年秋の大会」核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会、企画・合同セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」概要報告

中村 詔司

核データニュース(インターネット), (115), p.18 - 23, 2016/10

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf115/No115-05.pdf

本件は、日本原子力学会2016年秋の大会(平成28年9月7日(水) 13:00$$sim$$14:30 (L会場))において、核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会の合同で開催された企画セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」についての概要を報告するものである。セッションでは、廃止措置に向けた課題、九州大学で進めている実験施設の廃止措置の状況、廃止措置に伴う放射化量評価に資する核データライブラリの現状について等の発表があり、それらの発表内容をまとめている。

報告書

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9$$times$$10$$^{14}$$Bqとなった。

論文

IAEA及び国内機関におけるクリアランスの最近の検討状況

大越 実

デコミッショニング技報, (31), p.32 - 44, 2005/03

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_31.pdf

国際原子力機関(IAEA)は、2004年に、規制除外,規制免除及びクリアランスの概念の適用に関する安全指針(RS-G-1.7)を出版した。IAEAは、本安全指針において、クリアランスに適用可能な放射能濃度値を提案した。原子力安全委員会は、本安全指針の出版を受けて、これまでにとりまとめたクリアランスレベルについて、RS-G-1.7等に示された新たな技術的知見等を取り入れて再評価を実施した。また、行政庁においては、原子力安全委員会のクリアランスにかかわる検討結果をもとに、制度化に向けた検討を進めている。さらに、日本原子力学会は、原子力事業者が実施すべきクリアランスレベルの検認に関する技術的な事項を検討し、規格としてとりまとめつつある。本稿においては、これら諸機関の検討状況の概要を述べるとともに、クリアランスの定着に向けた検討課題とその解決に向けた基本的な考え方について述べる。

報告書

JRR-2の解体,1

中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光

JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB

JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。

報告書

黒鉛減速炉における中性子照射黒鉛の炭素14(共同研究)

藤井 貴美夫; 松尾 秀人*

JAERI-Review 2002-034, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Review-2002-034.pdf:3.34MB

日本原子力発電(株)東海発電所などの黒鉛減速ガス冷却炉では多量の黒鉛材料が減速材や反射材として使用されている。この種の原子炉の廃止措置にあたっては運転期間中に炉心黒鉛材料中に生成した半減期の極めて長い炭素14の濃度を把握し、必要であれば、その濃度を低減する技術を開発することが、処理処分の観点から重要な課題の一つとされている。東海発電所は平成10年3月に営業運転を終了し、廃止措置のための種々の検討が行われている。照射黒鉛の取り扱い技術の開発は重要な検討課題の一つであり、中でも炉心黒鉛を処分するためには炭素14の濃度が問題となることが指摘されている。この問題を解決するための研究の一環として炭素14に関連する文献調査を行った。本報告書は炭素14の挙動や分離技術を主として調査した公開文献の概要を整理したものである。また、本文中で述べていない関連文献は、付録として調査文献リストを掲載した。

報告書

平成13年度研究炉部年報; 運転・利用と研究・技術開発

研究炉部

JAERI-Review 2002-033, 215 Pages, 2002/12

JAERI-Review-2002-033.pdf:16.19MB

本報告書は、平成13年度における当部の業務を記したものであり、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉部においては、具体的な業務として、原子炉施設の運転保守・整備,照射利用,中性子ビーム実験利用に加えて、新燃料,使用済燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理,ラジオアイソトープ製造及び関連する研究・技術開発等を行っている。また、開発途上国との間で、原子炉施設の運転管理,利用技術,安全解析及びラジオアイソトープの製造技術に関する指導等の国際協力を実施している。以上のほか、利用の便を考慮し、付録として研究炉部の組織,業務,研究成果等も集録した。

報告書

平成12年度研究炉部年報; 運転・利用と研究・技術開発

研究炉部

JAERI-Review 2001-048, 216 Pages, 2002/02

JAERI-Review-2001-048.pdf:17.83MB

本報告書は、平成12年度における当部の業務を記したものであり、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉部においては、具体的な業務として、原子炉施設の運転保守・整備,照射利用,中性子ビーム実験利用に加えて、新燃料,使用済燃料及び水-ガスの管理を含む技術管理,ラジオアイソトープ製造及び関連する研究・技術開発等を行っている。また、開発途上国との間で、原子炉施設の運転管理,利用技術,安全解析及びラジオアイソトープの製造技術に関する指導等の国際協力を実施している。以上のほか、利用の便を考慮し、付録として研究炉部の組織,業務,研究成果等も収録した。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

報告書

平成11年度研究炉部年報; 運転・利用と研究・技術開発

研究炉部

JAERI-Review 2000-036, 263 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2000-036.pdf:19.89MB

本報告書は、平成11年度における当部の業務を記したものであり、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉部においては、具体的な業務として、原子炉施設の運転保守・整備,照射利用,中性子ビーム実験利用に加えて、新燃料,使用済燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理,ラジオアイソトープ製造及び関連する研究・技術開発等を行っている。また、主として開発途上国との間で、原子炉施設の運転管理,利用技術,安全解析及びラジオアイソトープの製造技術指導等の国際協力を実施している。以上のほかに、利用の便を考慮し、付録として研究炉部の組織,業務,研究成果等も集録した。

論文

Evaluation of methodology on radioactive inventory estimation in the Japan power demonstration reactor decommissioning program

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.367 - 371, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874908

JPDRを対象とした放射能インベントリの評価においては、放射化放射能の計算及び測定による評価、汚染放射能の測定による評価を行い、得られた情報を、解体廃棄物の放射能レベルに応じた処理処分方式の決定、廃棄物容器の遮へい設計、作業者被ばく線量の予測等解体計画の立案と遂行のために活用した。放射化放射能は、計算によって十分良い精度で評価できるものの、複雑形状の構造物、生体遮へい体の深部等では測定データの活用が有効であった。本報告では、放射能インベントリ評価の方法と結果、及びそれらから得られた知見等を述べる。

報告書

平成10年度研究炉部年報; 運転・利用と研究・技術開発

研究炉部

JAERI-Review 99-032, p.232 - 0, 2000/02

JAERI-Review-99-032.pdf:11.62MB

研究炉部は、JRR-3M及びJRR-4の各施設を運転管理し、利用に供するとともに、JRR-2の廃止措置、関連する研究・技術開発を実施している。本報告書は、平成10年度における当部の業務を記したものであり、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉部においては、具体的な業務として、原子炉施設の運転保守・整備、照射利用、中性子ビーム実験利用に加えて、新燃料、使用済み燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理、関連する研究・技術開発等を行っている。また、JRR-2の廃止措置及び開発途上国との間で原子炉施設の運転管理、照射技術、安全解析を中心に国際協力を実施している。以上のほかに、利用の便を考慮し、付録として研究炉部組織、業務、研究成果等も集録した。

論文

Design concept of disposal systems for highly activated waste

大越 実; 阿部 昌義; 吉森 道郎; 坂井 章浩

Proc. of Waste Management'98 (CD-ROM), 5 Pages, 1998/00

日本では、全ての放射性固体廃棄物は、埋設処分をすることが基本となっている。しかしながら、原子炉の運転及び廃止措置に伴って発生する、高放射化廃棄物についてはその具体的な処分方針が決定されていない。これらの放射性廃棄物の安全かつ合理的な処分方策の確立に資するため、高放射化廃棄物の発生量及び放射能量の推定、大型処分容器及び処分施設の概念設計並びに安全解析を行った。その結果、放射能レベルに応じて3種類の鋼板または鋳鉄製処分容器を用いた場合に、19基のPWRと23基のBWRの運転及び廃止措置に伴って発生する高放射廃棄物を収納した廃棄物パッケージの総容積は約27,000m$$^{3}$$、重量は約196,000トンとなった。また、トンネル型処分施設とサイロ型処分施設について概念設計を行い、その安全性を評価した結果、いずれの施設においても安全に高放射化廃棄物を処分できる見通しが得られた。

論文

Near surface disposal of very low level waste generated from reactor decommissioning and related safety requirements

大越 実; 吉森 道郎; 阿部 昌義

Planning and Operation of Low Level Waste Disposal Facilities IAEA-SM-341/70, 0(0), p.416 - 425, 1997/00

将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このため、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生した廃棄物を東海研の敷地内において埋設し、試験を行っている。本講演においては、原子力安全委員会等が定めた安全確保の考え方等を紹介すると共に、本廃棄物埋設施設の概要、操業経験、モニタリング計画、周辺環境への影響評価解析結果等について報告する。

54 件中 1件目～20件目を表示