Presentation title (on one or two lines)

高速炉技術に対する評価のまとめ 2

資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた

使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1

使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1 発表の概要 核燃料サイクルにおける高速炉の意義 軽水炉使用済み燃料 高速炉使用済み MOX 燃料の特性比較と高速炉 MOX 燃料の課題 MOX 燃料再処理の現状 我が国における高速炉 MOX 燃料再処理技術開発の現状 高速炉燃料再処理の人材育成と技術伝承の課題

開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科 教授 大江 俊昭 氏 講義 課題1 放射性廃棄物処分の安全評価解析の基礎 Ⅰ 浅地中ピット処分の事例分析 Ⅱ 地層処分の事例分析 課題2 放射性廃棄物処分の安全評価

RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FUNDING AND RESEARCH CENTER TOPICS 213.12.NO.18...... Ⅰ 成果等普及活動の実施状況 25 2 2 Ⅱ 25 1 17 1:3 18: 2 3 1 2 3 HLW 25 3 3 Ⅲ 開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科

原子炉の原理と構造

使用済燃料と高レベル放射性廃棄物問題 目次 使用済み 燃料ー再処理か直接処分か使用済み燃料の組成放射性廃棄物の区分と発生個所高レベル放射性廃棄物の減衰と 処分 原子力発電所における廃棄物の処理方法高レベル放射性廃棄物の処理 処分プルサーマル問題を考える核種転換 ( 消滅処理 ) とは何か核種転換 ( 消滅処理 ) の展望 評価ー Made by R. Okamoto (Emeritus Prof.

1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合

1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合の実効線 務従事者 区域外の 区域外の 量係数 量係数 の呼吸す 空気中の 水中の濃 る空気中 濃度限度

<4D F736F F F696E74202D BD8A6A8EED8F9C8B8E90DD94F582CC90DD E707074>

多核種除去設備について 平成 24 年 3 月 28 日 東京電力株式会社 1. 多核種除去設備の設置について 多核種除去設備 設置の背景 H24.2.27 中長期対策会議運営会議 ( 第 3 回会合 ) 配付資料に一部加筆 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク

Microsoft Word 　原子力パーク　本文　070518　ATT04326.doc

5.1 革新型原子炉 5.1.1 原子力パーク 1. 序 多量の2 酸化炭素の放出は地球温暖化や異常気象を引き起こしている 原子力はこれを解決できる手段として殆ど唯一のものとして注目されているが これからの放出量は開発途上国からのものが重要になると指摘されている これらの国では大規模な電力網が無かったり 水や熱といった電気に比べ遠隔輸送が困難なものを必要としたりしている場合が多々ある これらの要求に応えるためには小型長寿命原子炉が適切と考えられる

A23 A24 A25 A26 A27 A28 A38 A39 燃料再処理 A40 A41 A42 A43 第 3 日 休 憩 総合講演 報告 3 日本型性能保証システム 燃料再処理 A29 A30 A31 A32 A33 A34 A35 燃料再処理 A36 A37 燃料再処理 A44 A45 A4

2010 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2010 年 9 月 15 日 17 日 第 1 日 発表 10 分, 討論 5 分 燃料再処理 A01 A02 A03 A04 A05 A06 A07 休 憩 総合講演 報告 1 計量保障措置分析品質保証 燃料再処理 A08 A09 A10 A11 A12 燃料再処理 A13 A14 A15

第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38

2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17

もんじゅ研究計画

- 125 - 将来のための有用な技術 フランスでは 2 種類の高速中性子炉を選択 : ナトリウム冷却 : 基本路線 ASTRID プロジェクト 統合された技術の実証 600 MWe 第 4 世代原子炉 ガス冷却 : 将来のための方策 ALLEGRO プロジェクト : 中欧の多国間協力による プロジェクト CEA も連携 PAGE 3 ASTRID と燃料サイクルの計画 フランス政府へ 2012 報告書

Requirements for Science & Technology in the 21st Century Utilization to Harmonization Industrial Revolution Diversification of resources Mass consump

Simultaneous Satisfaction of Resource Demand and Environmental Protection within the Confines of Assets of Nuclear Fission Reaction Requirements for Science & Technology in the 21st Century Utilization

<93FA92F6955C2E6D6364>

E AN 2 JCO ATM 25320 0 m 100 m JR EV WC EV WC EV WC D101 1 D202 5 D201 WC WC 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 会 費 定 員 会場への移動 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 対 象 会 費 定 員 2010 年 3 月 29 日 ( 月 ) 2 月 8 日 ( 月 )

新規な金属抽出剤

新規な金属イオン抽出剤 (MIDA) 貴金属の簡便な回収法に利用 日本原子力研究開発機構 基礎工学研究センター 佐々木祐二 原子力機構では使用済み燃料中の有用金属の回収を目的として 様々な分離技術の開発を行っています 発電前発電後 (An, 含む ) せん断 溶解分離 U, Pu 精製 U 精製 再処理工場へ ウラン燃料 Pu 精製 核変換 高レベル廃液 燃料再処理 (PUREX) 中間貯蔵 U,

IS(A3) 核データ表 ( 内部転換 オージェ電子 ) No.e1 By IsoShieldJP 番号 核種核種半減期エネルギー放出割合核種番号通番数値単位 (kev) (%) 核崩壊型 娘核種 MG H β-/ce K A

IS(A3)- 284 - No.e1 核種核種半減期エネルギー放出割合核種通番数値単位 (kev) (%) 1 1 1 MG-28 20.915 H 29.08 27.0000 β-/ce K Al-28 2 1 2 MG-28 20.915 H 30.64 2.6000 β-/ce L Al-28 3 2 1 SC-44M 58.6 H 270.84 0.0828 EC/CE CA-44 4 2

16-40.indd

2009 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2009 年 3 月 23 日 25 日 炉材料 A05 A06 A07 A08 学生連絡会 第 17 回会員総会 第 1 日 第 41 回日本原子力学会学会賞 贈呈式 特別講演 炉材料 A01 A02 A03 A04 第 1 日 休憩 炉材料 A09 A10 A11 A12 A13

< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2013 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 9 月 3 日 5 日 第 1 日 理事会セッション 休憩 B04 B05 核融合中性子工学 B06 B07 特別講演 原子力安全部会セッション 第 2 日 総合講演 報告 4 市民および専門家の意識調査 分析 原子力発電部会 第 24 回全体会議 原子力発電部会セッション

03J_sources.key

Radiation Detection & Measurement (1) (2) (3) (4)1 MeV ( ) 10 9 m 10 7 m 10 10 m < 10 18 m X 10 15 m 10 15 m ......... (isotope)...... (isotone)......... (isobar) 1 1 1 0 1 2 1 2 3 99.985% 0.015% ~0% E

日程表 mcd

2011 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2011 年 9 月 19 日 22 日 特別シンポジウム 特別講演 第 1 日 第 2 日 理事会からの報告と会員との意見交換 第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A01 A02 A03 A04 原子力青年ネットワーク連絡会 第 12 回全体会議 男女共同参画委員会セッション 核化学,

1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e

No. 1 1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e I X e Cs Ba F Ra Hf Ta W Re Os I Rf Db Sg Bh

2_R_新技術説明会（佐々木）

% U: 6.58%, Np, Am:.5%, Pu:.% 5.8% Cs 6.5% Sr %.9%Mo 8.74% Tc.9% TODA C 8 H 7 C 8 H 7 N CH C CH N CH O C C 8 H 7 O N MIDOA C 8 H 7 DOODA NTA + HN(C 8 H 7 ) + H O DCC + SOCl + HN(C 8 H 7 ) + Cl TODA (TODA)

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び

高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd All rights reserved.

高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd. 2018. All rights reserved. 目次 1. 日立の原子力ビジョンと新型炉開発 2. 軽水冷却高速炉について 3. 金属燃料 Na 冷却高速炉について

目次 分離変換技術とは 分離変換を組み込んだ核燃料サイクル 海外の高速炉開発実績と現在の開発状況 フランスの高速炉開発 ( 概要 ) フランスの核燃料サイクル戦略 ( 分離オプション ) フランスの技術実証炉 ASTRID について フランスの技術実証炉 ASTRID の開発計画 高速炉開発で連携日

自由民主党資源 エネルギー戦略調査会放射性廃棄物処分に関する小委員会 フランスにおける 高速炉 (ASTRID) について 日本原子力研究開発機構 佐賀山豊 平成 26 年 3 月 12 日 目次 分離変換技術とは 分離変換を組み込んだ核燃料サイクル 海外の高速炉開発実績と現在の開発状況 フランスの高速炉開発 ( 概要 ) フランスの核燃料サイクル戦略 ( 分離オプション ) フランスの技術実証炉

<955C8E D342E6169>

2011年春の年会 福井大学文京キャンパス 交通案内 ①私鉄えちぜん鉄道 福井駅 福大前西福井駅 約10分 片道150円 時刻表 http://www.echizen-tetudo.co.jp/ 下り 三国港駅行き にご乗車ください ②京福バス JR 福井駅前 10のりば 福井大学前 約10分 片道200円 時刻表 http://bus.keifuku.co.jp/ ③空港連絡バス 小松空港 福井駅

<30345F D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2015 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2015 年 9 月 9 日 11 日 発表 10 分, 質疑応答 5 分 第 1 日 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A01 A02 A03 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A04 A05 A06 A07 休憩 教育委員会セッション 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A08 A09 A10

チームリーダー向け

原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ 若手原子力研究プログラム事後評価総合所見 研究開発課題名 : 硫化反応を用いる核燃料再処理法の基礎研究 研究代表者 ( 研究機関名 ): 桐島陽 ( 国立大学法人東北大学 ) 再委託先研究責任者 ( 研究機関名 ): 逢坂正彦 ( 独立行政法人日本原子力研究開発機構 ) 研究期間及び予算額 : 平成 21 年度 ~ 平成 22 年度 (2 年計画 ) 18 百万円項目要約

日本原子力学会 2015 年春の年会 日程表 2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 茨城大学日立キャンパス JR JR 11 10 21 22 23 24 EV EV 日 時 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 ) 19:00~20:30 場 所 会 費 定 員 交 通 展示期間 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 場 所

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 29 年 8 月 1 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

MOX MOX MOX

1 4 2 OECD 130$/kg 400 1 2001 64,000 60 235 0.7 238 235 3 5 235 238 235 2 1 99 99 ( 4.1.1.1) 60 1 2 MOX MOX MOX 238 3 3 (http://www.fepc.or.jp/menu/nuclear/nuclear8.html ) MOX PUREX 4.1.2.1 3 4cm 4 5 6

本レポートは独立行政法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です 本レポートの入手並びに著作権利用に関するお問い合わせは 下記あてにお問い合わせ下さい なお 本レポートの全文は日本原子力研究開発機構ホームページ ( より発信されています 独立

JAEA-Data/Code 2012-018 福島第一原子力発電所の燃料組成評価 Estimation of Fuel Compositions in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant September 2012 西原健司岩元大樹須山賢也 Kenji NISHIHARA, Hiroki IWAMOTO and Kenya SUYAMA 原子力基礎工学研究部門核工学

Microsoft Word - 表紙.doc

文部科学省 革新的原子力システム技術開発 公募事業 平成 19 年度 強い核拡散抵抗性を有する Pu を生成する革新的原子炉技術開発 成果報告書 ( 概要版 ) 東京工業大学 本報告書は電源開発促進対策特別会計法に基づく文部科学省からの委託研究として 東京工業大学が実施した平成 19 年度 強い核拡散抵抗性を有する Pu を生成する革新的原子炉技術開発 の成果を取り纏めたものです したがって 本報告書の複製

Microsoft Word - ...c.iI_-3.doc

核データニュース,No.92 (2009) 核データ部会 シグマ 特別専門委員会合同企画セッション (3) 臨界安全からみた核データに対する要求 原子力機構 ( 現文部科学省 ) 須山賢也 1. 核データと臨界安全の関係核燃料サイクル施設の建設や運転が活発に行われていた1950 年代から60 年代に英米露で少なからぬ臨界事故が発生したこともあり 当時から事前の臨界安全性評価に資するための技術開発は積極的に行われてきた

別紙 平成 25 年末における我が国の分離プルトニウム管理状況 1. 分離プルトニウムの保管状況 ( ) 内は平成 24 年末の報告値を示す (1) 国内に保管中の分離プルトニウム量 単位:kgPu 再 施設名 ( 独 ) 日本原子力研究開発機構再処理施設 日本原燃株式会社再処理施設 合計 処 理

第 31 回原子力委員会資料第 3 号 我が国のプルトニウム管理状況 平成 26 年 9 月 16 日内閣府原子力政策担当室 1. 趣旨我が国は NPT( 核兵器不拡散条約 ) を遵守し 全ての原子力活動をIAEA( 国際原子力機関 ) の保障措置の下に置いている その上で 特にプルトニウムに関しては その利用の透明性の向上を図ることにより国内外の理解を得ることが重要であるとの認識に基づいて 平成

JAEA-Data/Code 2011-017 Preparation of Fast Reactor Group Constant Sets UFLIB.J40 and Kazuteru SUGINO, Tomoyuki JIN, Taira HAZAMA and Kazuyuki NUMATA January 2012 JFS-3-J4.0 Based on the JENDL-4.0 Data

Microsoft PowerPoint - ①-3_データ集(タンク推定・実測)r6

参考資料 -3 ALPS 処理水データ集 ( タンク群毎 ) 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 1 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 G3 エリア 以上は橙色 部分 62 核種告示比 ( 限度比総和 ) 推定 1 未満は水色 部分 Gr 9.00E+01 6.00E+01 2.00E+02 8.00E+02 1.00E+02 3.00E+01 9.00E+00 6.00E+04 62 核種告示比推定

36 th IChO : - 3 ( ) , G O O D L U C K final 1

36 th ICh - - 5 - - : - 3 ( ) - 169 - -, - - - - - - - G D L U C K final 1 1 1.01 2 e 4.00 3 Li 6.94 4 Be 9.01 5 B 10.81 6 C 12.01 7 N 14.01 8 16.00 9 F 19.00 10 Ne 20.18 11 Na 22.99 12 Mg 24.31 Periodic

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 28 年 7 月 27 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

( 裏 ) ( 注 )1 1 の欄は, 記入しないでください 2 核燃料等を取り扱う行為等 の欄は, 修正申告に係るものを で囲んでください 3 2 の欄は, 茨城県核燃料等取扱税条例付則第 4 条第 1 項の規定に該当する使用済燃料について記入してください 4 3 の欄は, 茨城県核燃料等取扱税条

様式第 2 号 ( 第 6 条第 3 項関係 ) 受付印 ( 表 ) 茨城県知事 修 正 申 告 備考 原力事業者の所在地 原子力事業者の名称 及び代表者氏名印 法人番号 年月日 殿 1 処 理事 この申告の担当部課名等部課名 核燃料等を取り扱う行為等 ( 修正申告に係るもの ) 修 正 申 告 額 項 担当者名 電話番号 通信日付印 核燃料等取扱税修正申告書 発信年月日 確認印 原子炉の設置核燃料の挿入使用済燃料の受入れ

北東アジア石油市場自由化の進展とその影響に関する調査¨

2030 までの世界の原子燃料需給展望 - 天然ウラン及びウラン濃縮役務の需要変動要因とその影響に関する分析 - 1 2030 2004 6.7 tu2030 8 10 tu 2 0.3% 0.2% 0.3% 0.2% 20% SWU 3 24% 4 1 2030 2 3 5 ( ) The Global Nuclear Fuel Market Supply and Demand 2005-2030

H1-H4

42 S H He Li H He Li Be B C N O F Ne Be B C N O F Ne H He Li Be B H H e L i Na Mg Al Si S Cl Ar Na Mg Al Si S Cl Ar C N O F Ne Na Be B C N O F Ne Na K Sc T i V C r K Sc Ti V Cr M n F e C o N i Mn Fe Mg

< D834F E8F74816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2014 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 3 月 26 日 28 日 休憩 標準委員会セッション2( システム安全専門部会 ) 総合講演 報告 2 水素安全対策高度化 第 3 日 原子力安全部会セッション 原子力発電部会 第 25 回全体会議 第 1 日 原子力発電部会セッション 標準委員会セッション 3( 原子力安全検討会,

Microsoft PowerPoint - 生成核種

原子炉内で生成される 放射性物質の種類 緊急的に作成した資料のため他のホームページなどから画像などを無断引用しています ご理解 ご容赦のほどお願い申し上げます 放射線ってよくわからない よくわからないから 得体が知れないから 怖い みなさまの 得たいが知れない怖さ を軽減する一助になればと思い 作成しています 235 Uに中性子が 1 個ぶつかると 235 Uは核分裂をする 放射性同位元素 放射性同位元素

科学技術・学術審議会 研究計画・評価分科会 原子力分野の研究開発に関する委員会 原子力研究開発作業部会（第6回）配付資料 ［資料6－3（4）］

参考資料 ; 海外の状況 ( 燃料サイクル技術 ) 19 1. フランスの状況 ATALANTE UP2 UP3 20 概 況 再処理 ラ アーグサイトで 2 基の再処理工場 (UP2-800 UP3) を操業中 ( 最大処理能力 :1,700t/y 2005 年処理実績 :1,112t) 1969 年から 1979 年にかけてラ アーグの再処理パイロットプラント (AT1) で 1974 年から

高レベル放射性廃棄物にはパラジウムやジルコニウムなどの有用な元素が含まれていて 藤田プログラムで はこれを回収し 分離イ核変換して再利用することを目指しています なかでも白金族元素のパラジウムは自 動車排ガス触媒などに使用される貴金属で これを回収して再利用できれば 資源の少ない日本にとって朗報 と

高レベル放射性廃棄物から取り出したパラジウムの再利用へ 生活環境に持ち出して使用できる残留放射能濃度を試算 概要 京都大学複合原子力科学研究所 高橋千太郎 特任教授 高橋知之 同准教授らのグループは 高レベル放射 性廃棄物から取り出した貴金属のパラジウム 106Pd 104Pd に微量混入する可能性のある放射性パラジウム Pd について 放射線管理区域から持ち出して通常の生活環境で使用しても安全といえるクリアランスレ

< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2014 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 9 月 8 日 10 日 第 1 日 倫理委員会セッション 社会 環境部会 第 31 回全体会議 社会 環境部会セッション 特別講演 理事会セッション 第 2 日 原子力安全部会セッション 休 憩 保健物理 環境科学部会セッション 放射線工学部会セッション 教育委員会セッション

2. 核燃料サイクルとは核燃料サイクルとは 天然に存在するウランやトリウム資源を核燃料として利用し 原子炉から取り出した使用済みの燃料を廃棄物として処理し処分するまでの全過程を指す 核燃料サイクルの概要を第 2 図に示す 濃縮ウランを燃料とする軽水炉の核燃料サイクルを例とすると 次の過程に分類される

1-1 原子力発電と核燃料サイクルの仕組み 1. はじめに日本の原子力は 1950 年代半ばに始まった 世界的な原子力平和利用と核兵器削減の重要性を謳った 有名なアイゼンハワー米大統領による演説 Atoms for Peace が国連総会で行われたのが1953 年のことである 日本は その2 年後の1955 年に 原子力基本法 を制定し 原子力の研究開発と推進体制の整備を開始した 1963 年 日本原子力研究所

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室 目次 事故リスクコスト試算の考え方 原子力損害賠償制度の概要 損害費用の試算方法 事故発生頻度の考え方 燃料サイクル施設 ( 再処理 MOX 燃料加工 ) の被害費用と事故発生頻度について

会場 F 会場 (40 人 ) 日時北九州国際会議場 31 会議室 10:00 中性子源, 中性子工学 9 月27 日( 木 ) 12:00 13:00 14:30 17:00 F01~08 医療用原子炉 加速器 / 中性子源, 中性子工学 F09~13 中性子源, 中性子工学 F14~17 ~16

9 月27 日( 木 ) 日本原子力学会 2007 年秋の大会 日程表 2007 年 9 月 27 日 ( 木 )~29 日 ( 土 ) A01~ P59 は論文番号 日時 9 月28 日( 金 ) 9 月29 日( 土 ) 会場 10:00 12:00 13:00 14:30 17:00 9:30 12:00 13:00 14:30 18:30 9:30 12:00 13:00 14:30 16:30

炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約

原子炉の炉心溶融 日本原子力研究開発機構安全研究センター工藤保 平成 23 年 6 月 6 日日中科学技術交流協会講演会 東電福島事故と中国の原子力安全 炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力

1. 2 A B B A B 0 y A + y B A Burner FP SRAC FP CBZ BurnupChainGenerator 197 FP BurnupChainGenerator 1

1 CBZ/BurnupChainGenerator 27 4 27 1 (n,g) (n,γ) (n,2n) U-235 (n,g) U-236 (n,2n) U-234 α β Cm-242 α 2 2 Pu-238 heavy nuclides 30 fission product, FP 1,000 ORNL ORIGEN ORIGEN UO 2 MOX MOX CBZ/Burner Burner

登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目

登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS0061 1995 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 210-0821 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目 25 番 20 号法人番号 7010005018674 研究開発課 Tel: 044-589-5494

参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 内容 常陽 の概要と特徴 常陽 の再稼働に向けた取組み 常陽 照射試験の国際的ニーズ 実証炉に向けた研究開発ニーズ 高速実験炉 常陽 の概要 [ 主要仕様等 ] 高速増殖炉の基本特性である増殖性能を確認した後 燃料 材料を開発する照射場として運転することを目的とした高速実験炉 運転履歴初臨界

IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 )

IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 ) のスペクトル表示や線量計算のため 428 の核種の核データを装填してある IsoShieldⅡ(Standard)

第28回原子力委員会　資料第3号

我が国のプルトニウム管理状況 平成 27 年 7 月 21 日内閣府原子力政策担当室 1. 概要 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

POWER & ENERGY SYSTEM

ISSN 1340-6671 POWER & ENERGY SYSTEM NEWSLETTER No.29 Oct 2004 POWER & ENERGY SYSTEM 図１ 革新的水冷却炉の概要 サイクルや高い転換比が実現できる 図 1 に現行軽水炉 BWR の炉心を変更し Pu の有効利用を 図るための設計例を示す 核分裂性 Pu の劣化を抑えるためには 水による中性子の減速をできる限り低く抑えて中性子のエネルギ

第39回原子力委員会　資料第1-1号

使用済燃料対策について 平成 27 年 11 月資源エネルギー庁 エネルギー基本計画 ( 抜粋 ) 3. 原子力利用における不断の安全性向上と安定的な事業環境の確立 原子力の利用においては いかなる事情よりも安全性を最優先することは当然であり 我が国の原子力発電所では深刻な過酷事故は起こり得ないという 安全神話 と決別し 世界最高水準の安全性を不断に追求していくことが重要である いかなる事情よりも安全性を全てに優先させ

<4D F736F F F696E74202D F95AA97A395CF8AB D2967B90E690B6816A205B8CDD8AB B83685D>

加速器駆動核変換システム 辻本和文 原子力基礎工学研究部門核変換工学技術開発グループ J-PARC 核変換セクション 日本原子力研究開発機構 平成 23 年 12 月 3 日核変換技術の展開 - 医用 RI 製造と核廃棄物処分 ( 大阪大学核物理研究センター ) 講演内容 放射性廃棄物処分と分離変換技術 核燃料サイクルと放射性廃棄物処分 高レベル放射性廃棄物の地層処分 分離変換技術 : 概要と意義

<4D F736F F D C DB88E968D805B985F935F82575D464958>

2 安全審査事項 論点 8 燃料健全性への影響 論点 8-1 ペレット中心温度 検討課題 MOX 燃料は, ウラン燃料よりペレットの融点が低下し, 熱伝導率も小さくなり, 燃料中心温度が上昇する傾向にある 燃料の健全性を保つことはできるのか 過去に本県や他道県に寄せられた意見 プルトニウムは, ウランのようには簡単に実験が行えず, データが決定的に不足しており, 事故時の評価が十分に行われているとは思えない

福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析

福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析 平成 27 年 10 月 1 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

e - カーボンブラック Pt 触媒 プロトン導電膜 H 2 厚さ = 数 10μm H + O 2 H 2 O 拡散層 触媒層 高分子 電解質 触媒層 拡散層 マイクロポーラス層 マイクロポーラス層 ガス拡散電極バイポーラープレート ガス拡散電極バイポーラープレート 1 1~ 50nm 0.1~1

Development History and Future Design of Reduction of Pt in Catalyst Layer and Improvement of Reliability for Polymer Electrolyte Fuel Cells 6-43 400-0021 Abstract 1 2008-2008 2015 2 1 1 2 2 10 50 1 5

<4D F736F F F696E74202D E9E82CC945297BF82A982E782CC95FA8ECB90AB95A88EBF95FA8F6F205B8CDD8AB B83685D>

シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質放出 工藤保 日本原子力研究開発機構 第二回溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ 平成 23 年 11 月 4 日 はじめに 1/3 1 原子炉 : 燃料中への放射性物質の蓄積 TMI-2 事故等 多重防護 しかしながら 事故の防止 事故影響の低減 シビアアクシデント条件下におけるソースターム評価研究が多く行われる 放射性物質 燃料からの放射性物質の放出

第1章 原子力新時代を迎える世界 ーの導入に努めると同時に 原子力発電の利用を推進するエネルギー政策を採用している ２ 世界に広がる原子力発電の拡大の流れ 原子力発電は 燃料となるウランを海外から輸入しているが ①ウラン資源は特定の地域 に偏在せず政情の安定した国々から産出されていること ②燃料の備蓄が容易であること ③これらの輸入制約が発生しても相当長期にわたって原子力発電所の運転の継続が可能で

Microsoft PowerPoint _01_FvH Reprocessing Waste Volume and Toxicity, Tokyo, 4 June2019 rev. 1翻訳作業rev2.pptx

再処理と高速炉は地下処分の使用済み燃料の危険を減らせるか? ( それほどは ) フランク フォンヒッペルプリンストン大学 科学 世界安全保障プログラム 東京 2019 年 6 月 4 日 再処理と MOX 利用は廃棄物や処分場の体積 容積を減らさない 廃棄物パッケージ体積 (m 3 )/ 使用済燃料 1 トン 3.5 Volume of packaged waste (m 3 ) per ton of

RN201602_cs5_0122.indd

ISSN 1349-1229 No.416 February 2016 2 SPECIAL TOPIC113 SPECIAL TOPIC 113 FACE Mykinso 113 SPECIAL TOPIC IUPAC 11320151231 RI RIBFRILAC 20039Zn30 Bi83 20047113 20054201283 113 1133 Bh107 20082009 113 113

研究炉に関わる研究環境と課題

補足説明資料 京都大学臨界集合体実験装置 (KUCA) で使用する高濃縮ウラン燃料の撤去について 平成 30 年 8 月 京都大学複合原子力科学研究所 京都大学研究用原子炉 :KUR (Kyoto University Research Reactor) タンク型の軽水冷却軽水減速熱中性子炉 ( 最大熱出力 :5,000kW) 濃縮度約 20% の MTR 型燃料を使用 一般研究 材料照射 放射性同位元素生産

東海フォーラム-ガラス固化開発

第 11 回東海フォーラム ガラス固化技術開発の現状 平成 28 年 2 月 24 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センターガラス固化技術開発部 永井崇之 ガラス固化技術開発施設 (TVF : Tokai Vitrification Facility) 報告内容 はじめに 燃料に含まれる元素 使用済核燃料の再処理プロセス ガラス固化技術の開発経緯 ガラス固化技術が選ばれた理由

元素分析

: このマークが付してある著作物は 第三者が有する著作物ですので 同著作物の再使用 同著作物の二次的著作物の創作等については 著作権者より直接使用許諾を得る必要があります (PET) 1 18 1 18 H 2 13 14 15 16 17 He 1 2 Li Be B C N O F Ne 3 4 5 6 7 8 9 10 Na Mg 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 Al Si P

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 Copyright CHUBU Electric Power Co.,Inc. All Rights Reserved. 1

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 1 INDEX 01 02 廃止措置施設における保障措置について 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置中の保障措置について 03 04 廃止措置に係る DIQ 対応 その他 2 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉 廃止措置の概要 3 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置計画

持続可能な原子力政策とは? 福島事故を踏まえたグローバルな視点からの一試案 1

持続可能な原子力政策とは? 福島事故を踏まえたグローバルな視点からの一試案 1 日本の電力システムは福島原発事故以来危機的状況にあるが 原発再稼働と再生エネルギー拡大で多様性かつ持続可能性を高めることができる Thousand TWh 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 日本の発電量構成と二酸化炭素原単位 Japan electricity generation by source and

放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は 原子力発電や 使用済燃料のリサイクルなどに伴って発生する ( 放射線を出す ) 放射性物質を含む廃棄物 です 原子力発電所の運転に伴って発生する放射性廃棄物 ラン

2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は

RAA-05(201604)MRA対応製品ver6

M R A 対 応 製 品 ISO/IEC 17025 ISO/IEC 17025は 試験所及び校正機関が特定の試験又は 校正を実施する能力があるものとして認定を 受けようとする場合の一般要求事項を規定した国際規格 国際相互承認 MRA Mutual Recognition Arrangement 相互承認協定 とは 試験 検査を実施する試験所 検査機関を認定する国際組織として ILAC 国際試験所認定協力機構

1 海水 (1) 平成 30 年 2 月の放射性セシウム 海水の放射性セシウム濃度 (Cs )(BqL) 平成 30 年 平成 29 年 4 月 ~ 平成 30 年 1 月 平成 25 ~28 年度 ~0.073 ~ ~0.

平成 3 0 年 4 月 9 日 福島県放射線監視室 周辺海域におけるモニタリングの結果について (2 月調査分 ) 県では の廃炉作業に伴う海域への影響を継続的に監視 するため 海水のモニタリングを毎月 海底土のモニタリングを四半期毎に実施 しております ( 今回公表する項目 ) 海水 平成 30 年 2 月採取分の放射性セシウム 全ベータ放射能 トリチウム 放射性ストロンチウム (Sr-90)

MP-AES ICP-QQQ Agilent 5100 ICP-OES Agilent 5100 (SVDV) ICP-OES (DSC) 1 5100 SVDV ICP-OES VistaChip II CCD Agilent 7900 ICP-MS 7700 / 10 7900 ICP-MS ICP-MS FTIR Agilent 7900 ICP-MS Agilent Cary 7000 (UMS)

2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N

2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

(Microsoft Word -

ウラン鉱 1. ウラン鉱の種類ウラン鉱の主要な鉱石は次ぎのものである [1] (a りん灰ウラン鉱 (autunite, Ca(UO 2 2 (PO 4 2 12H 2 O( ウラン及びカルシウムの含水りん酸塩 (b ブランネル石 (brannerite, (U,Ca,Ce(Ti,Fe 2 O 6 ( チタン酸ウラン (c カルノー石 (carnotite, K 2 (UO 2 2 (VO 4 2

第 12 回原子力機構報告会 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減の実現に向けて - 照射済燃料からのMA 分離技術への挑戦 - 平成 29 年 11 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速炉研究開発部門次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 竹内正行

第 12 回原子力機構報告会 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減の実現に向けて - 照射済燃料からのMA 分離技術への挑戦 - 平成 29 年 11 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速炉研究開発部門次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 竹内正行 報告内容 (1) 放射性核種の分離変換研究の意義と効果 (2) MA の分離技術と主な研究成果 (3) 高速炉を利用した

平成２０年度　第３回線量低減検討会

BWR/PWR 水化学管理指針の概要 日本原子力学会水化学部会第 16 回定例研究会 平成 24 年 6 月 1 日中国電力株式会社 BWR/PWR 水化学管理指針 策定の目的 p2 水化学が果たすべき役割 使命 構造材料の腐食損傷抑制 燃料健全性の監視 被ばく線源の低減 放射性廃棄物の低減 事故の影響の最小化 安全注入系のほう酸水濃度の管理 格納容器スプレー系のアルカリ濃度の管理 (PWR( PWR)

IAEA（国際原子力機関）の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 -

平成 20 年 2 月 19 日第 3 回東海フォーラム IAEA( 国際原子力機関 ) の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 - 独立行政法人日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター技術部次長高橋三郎 1 原子力開発を支える 4 つの車輪 核不拡散 原子力 核物質防護 情報公開 保障措置 安全確保 人類の豊かな生活へ 2 核不拡散 ( 核物質防護と保障措置 ) 核物質防護

研究開発の位置づけ エネルギー基本計画 ( 平成 26 年 4 月閣議決定 ) 高レベル放射性廃棄物の最終処分に向けた取り組みの抜本強化のための方策として 地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価 反映するとともに 幅広い選択肢を確保する観点から 直接処分など代替処分オ

地層処分研究開発 評価委員会 資料 21-3-5(H27.2.5) 使用済燃料の直接処分研究開発の進捗状況 平成 27 年 2 月 5 日 バックエンド研究開発部門核燃料サイクル工学研究所基盤技術研究開発部 0 研究開発の位置づけ エネルギー基本計画 ( 平成 26 年 4 月閣議決定 ) 高レベル放射性廃棄物の最終処分に向けた取り組みの抜本強化のための方策として 地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価

試験研究炉の状況について

第 12 回東海フォーラム 研究炉の運転再開への 取組みについて 平成 29 年 7 月 6 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所長湊和生 原子力科学研究所の沿革 1956 1965 1975 1985 1995 2005 2015 2017 日本原子力研究所発足 東海研究所設置 我が国初の原子炉 JRR-1 臨界 JRR-2 臨界 JRR-3 臨界 我が国初の原子力発電に成功

PowerPoint プレゼンテーション

何故 原子力は必要か? Why Nuclear energy is necessary? ImPACT 核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減 資源化 Reduction and Resource Recycle of High Level Radioactive Waste with Nuclear Transmutation 藤田玲子 Reiko FUJITA 科学技術振興機構 Japan

海外における高レベル放射性廃棄物 処理 処分の取組み事例について 平成 26 年 2 月 18 日 公益財団法人原子力環境整備促進 資金管理センター 1

海外における高レベル放射性廃棄物 処理 処分の取組み事例について 平成 26 年 2 月 18 日 公益財団法人原子力環境整備促進 資金管理センター 1 ご説明内容 各国での放射性廃棄物の地層処分の取組状況 スウェーデン フィンランド フランス ドイツ 米国での高レベル放射性廃棄物対策 高レベル放射性廃棄物の処分概念 まとめ 2 各国での放射性廃棄物の地層処分の取組状況 事業段階国名地層処分計画の状況

平成２２年度プルサーマル燃料再処理確証技術開発成果報告書(2-28経産提出後の気付事項修正版)

経済産業省委託事業 平成 22 年度プルサーマル燃料再処理確証技術開発 成果報告書 平成 23 年 2 月 独立行政法人日本原子力研究開発機構 本報告書は 経済産業省からの委託として 独立行政法人日本原 子力研究開発機構が実施した 平成 22 年度プルサーマル燃料再処 理確証技術開発 の成果を取りまとめたものです 目 次 1 はじめに 1.1 技術開発の目的 1.2 技術開発計画 2 国内外の使用済

矢ヶ崎リーフ1.indd

U 鉱山 0.7% U 235 U 238 U 鉱石 精錬 What is DU? U 235 核兵器 原子力発電濃縮ウラン濃縮工場 2~4% 使用済み核燃料 DU 兵器 U 235 U 236 再処理 0.2~1% 劣化ウラン (DU) 回収劣化ウランという * パーセント表示はウラン235の濃度 電子 原子 10-10 m 10-15 m What is 放射能? 放射線 陽子中性子 原子核 1

Microsoft PowerPoint ウランとプルトニウム.pptx

ウランとプルトニウム 広島平和記念資料館の知り合いから ウランとプルトニウムの違いを小学生にもわかるように教えてほしい との質問が資料館ボランティアさんから来ているので知恵を貸してほしい との依頼があった 原爆材料という観点から話をまとめてみた 2018 年 12 月 4 日今中哲二京都大学複合原子力科学研究所 1 広島原爆リトルボーイ ( 長さ 3m 直径 0.7m 重さ

日韓プルトニウムシンポジウム 日本の再処理・プル利用

日韓プルトニウムシンポジウム 日本の再処理 プル利用 再処理は資源問題ではない再処理に経済性がない廃棄物の減容化にもつながらない根本的解決は再処理の廃止 2018.11.26 伴英幸 (BAN Hideyuki) 原子力資料情報室 (CNIC) 再処理政策の変遷 1956 年自主的な核燃料サイクルと高速増殖炉の開発が目標とされたが 今日 もんじゅが廃炉となり増殖炉開発は放棄されている 使用済燃料は全量再処理することが方針とされている

<4D F736F F F696E74202D BB8A7790EA96E588CF88F589EF5F93FA97A CE93635F E >

日本原子力学会 水化学部会 第 32 回定例研究会 有機酸を利用した炉内構造物 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2018/03/20 ( 株 ) 日立製作所 目次 1. 炉内構造物 一次系配管の化学除染技術 1-1. 廃止措置における化学除染の目的 1-2. 化学除染技術 (HOP 法 ) の特徴 1-3. HOP 法の実機適用実績 2. 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2-1. 使用済イオン交換樹脂の概要

Microsoft PowerPoint プレゼン資料（基礎）Rev.1.ppt [互換モード]

プレゼン資料 腐食と電気防食 本資料は当社独自の技術情報を含みますが 公開できる範囲としています より詳細な内容をご希望される場合は お問い合わせ よりご連絡願います 腐食とは何か? 金属材料は金や白金などの一部の貴金属を除き, 自然界にそのままの状態で存在するものではありません 多くは酸化物や硫化物の形で存在する鉱石から製造して得られるものです 鉄の場合は鉄鉱石を原料として精錬することにより製造されます

第3回モンテカルロシミュレーション研究会報告

2005 10 1 JNC (JAPAN ATOMIC ENERGY AGENCY), JAEA) JAEA http://www.jaea.go.jp/index.shtml JAEA 11 p.40 TCA Tanktype Critical Assembly JRR-3Japan Research Reactor-3 JRR-4Japan Research Reactor-4 FCA Fast

平成 21 年度資源エネルギー関連概算要求について 21 年度概算要求の考え方 1. 資源 エネルギー政策の重要性の加速度的高まり 2. 歳出 歳入一体改革の推進 予算の効率化と重点化の徹底 エネルギー安全保障の強化 資源の安定供給確保 低炭素社会の実現 Cool Earth -1-

平成 21 年度資源エネルギー関連概算要求について 21 年度概算要求の考え方 1. 資源 エネルギー政策の重要性の加速度的高まり 2. 歳出 歳入一体改革の推進 2006 3. 予算の効率化と重点化の徹底 エネルギー安全保障の強化 資源の安定供給確保 低炭素社会の実現 Cool Earth -1- エネルギー対策特別会計 ( 経済産業省分 ), 一般会計 ( 資源エネルギー庁分 ) -2- エネルギー安全保障の強化

スライド 1

α 線 β 線 γ 線の正体は? 放射能 放射線 放射性物質? 210 82 Pb 鉛の核種 原子番号は? 陽子の数は? 中性子の数は? 同位体とは? 質量数 = 陽子数 + 中性子数 210 82Pb 原子番号 = 陽子数 同位体 : 原子番号 ( 陽子数 ) が同じで質量数 ( 中性子数 ) が異なる核種 放射能と放射線 放射性核種 ( 同位体 ) ウラン鉱石プルトニウム燃料など 放射性物質 a

振動充填燃料の粒子焼結試験実施計画書

C JNCTJ8410 2004-006 2004 3 ( ) UPRISE Nd 250mL 0.2 mol Nd Nd (FP)DF DOBA DOiBA NN'-2--1.6 mol/l NN'- -1.7 mol/l NN'-1.5 mol/l DOBA 1mol/L 3.5mol/L 2 NN'--1.7 mol/l NN' -1.5 mol/l ZrRu Ce DF 150 100 Sr

182 No. 61 RDF m 13 RDF RDF 中国の石油精製工場で爆発 m 中国の染料用化学製品工場で爆発 t km

181 事故 災害ニュース化学災害ニュース No.61 WWW http //riodb.ibase.aist. go.jp/riscad/ 1. 2. 3. 4. 5. 6. 運送会社の整備工場で火災 1. 2009 7 4 21 30 6. 2 20 1 1 000 2 1, 18 インドの爆薬工場で爆発 1. 2009 7 5 19 00 10 100 6. 10 100 20 2 紙製品梱包工場で火災

2 及び 3 号機 PCV - 試料の性状 分析内容 PCV 内部調査 (2 号機 2013 年 8 月 3 号機 2015 年 10 月 ) にて採取された (LI- 2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した ICP-AES を用いた元素分析も実施した 3 H

廃棄物試料の分析結果 (2 及び 3 号機原子炉格納容器内 1 号機タービン建屋内 スラッジ 1 号機原子炉建屋オペレーティングフロアボーリングコア ) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 2017 年 2 月 23 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発

Microsoft Word - 23_特集1_吉田先生.rev1.doc

炉物理の研究 第 号 ( 年 月 ) 崩壊熱 東京都市大学 吉田 正 I. はじめに 核燃料が化石燃料と異なる重要な点は 燃焼 つまり原子炉の運転が停止したあとも 一定の割合で発熱を続ける点にある 熱した鉄の棒は水につけて冷やせば その後水中から取り出しても常温のままとどまる しかし 原子炉の燃料棒は水につけて冷やせば一旦は温度が下がるものの 水から取り出せば継続する発熱のため またじわじわと昇温が始まる

<93648CB C982A882AF82E98AC28BAB934B8D878B5A8F70>

1 / 6 SANYO DENKI TECHNICAL REPORT No.12 November-2001 特集 松崎昭憲 Akinori Matsuzaki 阿藤聡 Satoshi Atoh 近年 地球温暖化 環境汚染 資源枯渇などの地球環境負荷を低減し 環境にやさしい製品が求められてきている それに伴って 製品アセスメントを実施し 環境負荷の評価および環境に対する影響を低減するための設計は 当然の責務となってきている

資料3-1東京工業大学における核不拡散・核セキュリティに関する研究と　人材育成（パワーポイント資料）（東京工業大学説明資料）

資料 3-1 科学技術 学術審議会研究計画 評価分科会原子力科学技術委員会核不拡散 核セキュリティ作業部会 ( 平成 28 年 6 月 23 日 ) 東京工業大学における 核不拡散 核セキュリティに関する研究と人材育成 東京工業大学 グローバル原子力安全 セキュリティ エージェント教育院 齊藤正樹 1 報告内容 1. 平和と持続的発展に向けた軍事転用困難なプルトニウムの研究 (1) プルトニウムの核拡散抵抗性

natMg+86Krの反応による生成核からのβ線の測定とGEANTによるシミュレーションとの比較

nat Mg+ 86 Kr の反応による生成核からの β 線の測定と GEANT によるシミュレーションとの比較 田尻邦彦倉健一朗 下田研究室 目次 実験の目的 nat Mg+ 86 Kr 生成核からの β 線の測定 @RCNP 実験方法 実験結果 GEANT によるシミュレーション 解析 結果 まとめ 今後の課題 実験の目的 偏極した中性子過剰 Na アイソトープの β-γ-γ 同時測定実験を TRIUMF

原子力に関する特別世論調査 の概要 平成 21 年 11 月 26 日 内閣府政府広報室 調査概要 調査対象 全国 20 歳以上の者 3,000 人 有効回収数 ( 率 ) 1,850 人 (61.7%) 調査期間 平成 21 年 10 月 15 日 ~10 月 25 日 調査方法 調査員による個別

原子力に関する特別世論調査 の概要 平成 21 年 11 月 26 日 内閣府政府広報室 調査概要 調査対象 全国 20 歳以上の者 3,000 人 有効回収数 ( 率 ) 1,850 人 (61.7%) 調査期間 平成 21 年 10 月 15 日 ~10 月 25 日 調査方法 調査員による個別面接聴取 調査目的 原子力に関する国民の意識を調査し, 今後の施策の参考とする 調査項目 1 原子力発電に関する認知度