http://www.asyura2.com/12/genpatu22/msg/462.html
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低レベル放射性廃棄物埋設センターの操業状況
http://dailydb.jnfl.jp/daily-stat/cgi/view_daily.cgi?4&201203
トピックス
【３月３０日公表 ２０１２年度第１回低レベル放射性廃棄物の輸送について】
４月１６日から１７日にかけて関西電力(株)美浜発電所から低レベル放射性廃棄物２００リットルドラム缶８８８本（輸送容器１１１個）を輸送する計画です。（１号埋設対象廃棄物２００本、２号埋設対象廃棄物６８８本）
【３月１５日公表 損傷させた廃棄体の再定置について】
＜今回のお知らせ＞
・ 取り出し作業中に損傷させた廃棄体について、損傷箇所を補修し、平成２４年３月１４日、１号埋設設備に再定置しました。
＜過去の経緯＞
・ 平成２１年６月２４日、１号埋設設備においてポーラスコンクリート板設置作業準備のため仮蓋を取り外したところ、廃棄体（ドラム缶）１本の一部が充てんしたモルタル面から浮き上がっていることを確認しました。（平成２１年６月２５日お知らせ済み）
・ 浮き上がっていた廃棄体１本について、平成２１年９月２６日、取り出し作業中に損傷させました（平成２１年９月２６日にお知らせ済み）が、既に取り出しを完了し、一時保管していました。その後、損傷させた箇所を補修して再定置する作業を行っていたものです。（平成２３年１２月１日にお知らせ済み）
【３月１２日公表 今年度第７回低レベル放射性廃棄物の輸送終了について】
３月１０日、２０１１年度７回目の低レベル放射性廃棄物の輸送を終了しました。
（輸送計画及び実績はこちら）
【３月７日公表 今年度第７回低レベル放射性廃棄物の輸送日程の変更について】
２月２０日に、中部電力（株）浜岡原子力発電所から低レベル放射性廃棄物２００リットルドラム缶１，２００本（輸送容器１５０個）を輸送する旨お知らせしておりましたが、荒天の影響により、関係者間で調整した結果、輸送日程か下記のとおり変更となりましたので、お知らせします。
＜輸送日程変更内容＞
・変更前 平成２４年３月８日（木）〜 ９日（金）
・変更後 平成２４年３月９日（金）〜１０日（土）
（後略・コピペ終わり）
を開けてみても、「受入れ数量」と「搬出元」は出ているが、どこへ持って行ったのか
は明記されていませんね。下のQ&A19に、
＞当社では全国の原子力発電所からの低レベル放射性廃棄物(ドラム缶)を受け入れており
とあるので、同社の敷地内にでも埋めてるんでしょうか？？
＃"社長の自宅、庭"ってわけにはいかないでしょうし＞多量だから
次、↓読みやすさを考慮し、適当に改行を入れます。
皆様からの主なご質問への回答
http://www.jnfl.co.jp/goiken/answer.html
【再処理工場の意義について】
Q1. 福島第一原子力発電所事故が発生し、原子力発電所の危険性が明らかになりました。原子力発電所が停止し、また、高速増殖炉もんじゅが見直しされている中で、再処理工場はいらないのではないですか。(2011年11月の質問)
A1. エネルギー資源に乏しいわが国において、安定的に電力を供給するためには、原子力も含めたベストミックスが不可欠です。その中で再処理を進める意義、その必要性については、資源確保の面と環境保全の面から、大きく2つあります。
まず、資源確保の面では、原子力発電所の運転で使い終わった使用済燃料を再処理することにより、有用な資源であるウランやプルトニウムを回収することができます。回収されるウランやプルトニウムを軽水炉で利用するだけでも２割強のウラン資源の節約になります。
次に、環境保全の面では、使用済燃料を再処理せずに、直接処分した場合、貴重なエネルギー資源であるウランやプルトニウムなどをそのまま捨ててしまうだけでなく、天然ウランのレベルまで放射能の毒性が低下するのに要する時間は軽水炉燃料サイクルの1万年に対して約10万年と、さらに長い期間になります。
また、再処理し、高レベル廃棄物をガラス固化体とすることにより、使用済燃料を直接処分する場合に比べて体積が1/3から1/4に低減でき、処分場の面積も約半分から2/3に低減することができます。
更に、エネルギー問題を解決するためには、高速増殖炉の技術開発も必要であると考えます。開発を進めている日本原子力研究開発機構(ＪＡＥＡ)が持つ技術は世界のトップクラスであり、こうした技術や人材を今すぐに捨て去っていいかどうかは冷静に議論すべきであると考えます。
わが国が技術立国として、10年、20年先も一流国であり続けるためには、原子力は今後も一定の役割を担うべきであり、また、頼らざるを得ないと考えています。「原子燃料サイクル」の意義も決して変わるものではありません。
【アクティブ試験の再開とストレステストの関連について】
Q2. なぜストレステストをクリアして国の了承を求めることをせずに、再処理工場の試験を再開したのですか。(2011年12月の質問)
A2. 現在、中断中のアクティブ試験は、使用前検査の一環であり、アクティブ試験の再開をストレステストと関連づける必要はないと考えています。
具体的には、当社再処理施設については現在使用前検査のための試験運転中であり、試験運転としては、ガラス固化設備に関連する試験を残すのみです。
したがって、今後の試験運転で使用する範囲などは非常に限定的であり、試験運転を行うことにより現在の施設の状態から大きく変わるものではないことから、運転再開の前後で施設の状況が大きく変わる原子力発電所と同様の扱いをする必要はないと考えています。
【ガラス固化体の製造本数について】
Q3. これまで六ヶ所村の再処理工場で作られたガラス固化体は何本ですか。 (2011年11月の質問)
A3. これまで１１９本のガラス固化体を製造しています。
【アクティブ試験の工程について】
Q4. 今後のアクティブ試験はどのように進めるのですか。(2012年1月の質問)
A4. 2008年12月からアクティブ試験を中断していましたが、1月4日からガラス固化設備に係るアクティブ試験の準備作業に取り掛かりました。1月4日から熱上げ準備作業に着手し、1月10日から熱上げを開始しました。熱上げ完了後は、模擬ビーズを用いてガラス固化設備の作動確認および模擬廃液を供給して事前確認試験に着手します。事前確認試験開始は1月下旬から2月上旬の予定です。
【東日本大震災に伴う原子燃料サイクル施設への影響について】
Q5. 今回（2011年3月11日）の地震で、原燃の施設は大丈夫だったのですか。福島のような地震や津波が発生しても大丈夫なのですか。六ヶ所も福島第一原子力発電所のようなことにならないのですか。(2011年3月の質問)
A5. 当社施設は高さ55メートル、海岸から5キロ離れていますので津波の影響はなく、地震による施設への影響もありませんでした。また、停電による電源喪失時には非常用電源で対応しています。
なお、当社施設はマグニチュード8.3まで耐えられるよう設計されていますが、今回の地震については、国の指導のもと、必要な対策を講じることになります。
【原子燃料サイクル施設の耐震性について】
Q6. 標高55メートルにあることから津波の心配はないとされていますが、再処理工場施設の耐震性はどうなっているのでしょうか。具体的な数値が確認できず心配しています。(2011年4月の質問)
A6. 六ヶ所村の再処理施設については、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（平成18年9月19日 原子力安全委員会決定）に照らして、施設の耐震安全性評価を実施しました。その評価結果については、原子力安全・保安院殿より、評価は妥当であるとの判断を頂き、また、2010年12月9日に原子力安全委員会より、原子力安全・保安院の審議結果は適切であるとの判断を頂いております。
この耐震安全性評価のうち、施設の耐震評価上、基準となる地震動（ゆれ）である基準地震動Ｓｓの設定においては、敷地に大きな影響を与えると予想される地震として
「想定三陸沖北部の地震」（プレート間地震）
「出戸西方断層による地震」（内陸地殻内地震）
「横浜断層による地震」（同上）
を選定し、これらの地震による敷地における地震動（ゆれ）の評価を行った上で、基準地震動Ｓｓを設定しています。
この基準地震動Ｓｓについては、敷地の地下125m（標高−70ｍ）の位置で最大加速度450ガル（ガルは加速度の単位、cm/s2）と設定しています。
なお、2011年3月11日に発生した平成23年東北地方太平洋沖地震時に、敷地の地下125mの位置（基準地震動Ｓｓの設定位置に相当）において観測された地震動（ゆれ）の大きさは約25ガルでした。
現在、当社施設については、特に異常もなく安全を確認しております。
【非常用ディーゼル発電機について】
Q7. 非常用発電機は何台あるのですか。また、それ以外の設備は用意されているのですか。(2011年4月の質問)
A7. 非常用発電機は再処理工場に5台、高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センターに1台、濃縮埋設事業所に2台の計8台あります。また、電源車は3台保有しています。
【電源確保に係る作業時間について】
Q8. 原燃のホームページにある「福島第一原子力発電所の事故を踏まえた再処理施設の安全対策」には、「電源車による電力供給(最長でも１６時間以内で対応)」と書かれていますが、なぜそんなに時間がかかるのですか。(2012年1月の質問)
A8. 電源車からの給電については、設備への給電確認や起動操作といった作業が必要であり、また夜間や冬季などの事情発生時の状況の違いなどを考慮して、１６時間以内に機能回復のための作業を実施することとしています。
【高レベル廃液の沸騰について】
Q9. 高レベル廃液が沸騰したらどうなるのですか。(2012年1月の質問)
A9. 全交流電源喪失時における電源車からの電力供給、さらに消防車等による冷却設備への注水により、高レベル廃液が沸騰に至ることは、まず考えられません。仮に沸騰すれば、蒸気に同伴する放射性物質は、平常時より増えますが、この蒸気は塔槽類オフガス処理設備から主排気筒まで１００ｍ以上のダクトの中で冷却され、配管の水分として大半が在留するため、特に外部へ放射性物質が大量に放出されることは考えられません。
なお、高レベル廃液を貯めている貯槽類で温度が上昇することを防止するための冷却機能については、冷却に必要な設備や冷却水を送る設備を多重化するなどの対策を講じています。
【貯槽等での水素発生について】
Q10. 貯槽等で水素が発生したらどうなるのですか。福島のようにならないのですか。(2012年1月の質問)
A10. 当社の水素発生は、福島第一原発のように1,000℃前後の高温下での水-ジルコニウム反応により大量の水素が発生するわけではなく、水の放射線分解によって水素と酸素のガスになることにより発生するため、発生のメカニズムが大きく異なります。(福島：ジルコニウムと水の反応、当社：放射線分解)
水素発生量については、当社工場全体で１日に百数十グラムであり、福島の事故と比較して極めて小さいため、福島第一原子力発電所で起こったような状況にはなりません。
なお、安全圧縮空気系により水素掃気用の圧縮空気を供給して、水素の滞留を防止する設計にしています。安全圧縮空気系の空気圧縮機は多重化しており、仮に空気圧縮機１台が故障しても水素掃気が可能です。安全圧縮空気系への電源は、通常は外部電源系統より給電していますが、外部電源系統(２系統)が停電した場合には非常用所内電源系統の非常用ディーゼル発電機(２系統)が自動起動し、この非常用ディーゼル発電機より給電されるようにしています。
また、さらなる安全対策として、エンジン付空気圧縮機１台を設置したことで、３台ある空気圧縮機が全台停止した場合でも電力を使わず圧縮空気を供給することができます。
【再処理工場での配管について】
Q11. 再処理工場の配管はむき出しになっているのですか。(2012年1月の質問)
A11. むき出しの配管もありますが、安全上重要な配管は強い地震に耐えられるように対策を施しています。
【使用済み燃料の貯蔵量について】
Q12. 原燃には原子力発電所の何基分の燃料が貯蔵されているのですか。これからもっと増えるのですか。(2011年3月の質問)
A12. 貯蔵されている使用済燃料は原子力発電所の約30基分に相当します。なお、使用済燃料貯蔵プールは貯蔵容量が3,000トンですので、使用済燃料を再処理しながら順次受け入れることになります。
【使用済み燃料プールについて】
Q13. 地震等により、使用済燃料プールの水がなくなった場合に燃料が溶けて施設周辺に放射性物質が出されることはないのですか。(2011年5月の質問)
A13. 再処理工場の使用済燃料プールについては、冷却機能喪失を防ぐために多重の安全対策を講じています。具体的に、外部から受電できなくなった場合は、非常用ディーゼル発電機(2台)で電源を確保します。また、非常用ディーゼル発電機が全て止まった場合は、敷地内にある貯水槽等の水を消防車や可搬式消防ポンプを使って注水することとしています。
※当社ホームページのトップ画面にある「福島第一原子力発電所の事故を踏まえ再処理施設の安全対策」を参照下さい。
【放射線量の測定について】
Q14. 放射線量の測定はしてもらえるのですか。(2011年4月の質問)
A14. 現在、当社では、当社事業に係る関係者以外の放射線量の測定は実施しておりません。
なお、青森県ホームページにて「福島県から青森県へ来られた方で放射線による健康影響に不安のある方に対する相談窓口の設置等について」が掲載されておりますので、そちらをご覧下さい。
【原子力災害に係る補償について】
Q15. 福島原発で発生しているような対処不能な事故に陥り、放射能汚染を引き起こした場合の青森県、日本、近隣国への補償についての考えをお聞かせください。(2011年5月の質問)
A15. 当社としては、そのような事故を起こさないよう安全対策に万全を期す考えであります。万が一、事故が起こったと仮定した場合、原子力損害賠償制度に基づき、責任を果たす所存であります。
【再処理工場から放出される放射性物質について】
Q16. 再処理工場が運転するとクリプトン85やトリチウムなどが大量に出るという話を聞きましたが、大丈夫なのですか。(2011年6月の質問)
A16. 再処理工場が運転を開始するとクリプトン85やトリチウム、炭素14等を放出します。
放出に起因する線量は1年間の気象海象条件に基づく拡散・希釈等を考慮して、年間0.022ミリシーベルトと評価されています。これは自然放射線による線量（年間2.4ミリシーベルト）の100分の1程度です。
放出にあたっては十分な拡散・希釈のできる高さ約150メートルの主排気筒、沖合3ｋｍ、水深44ｍの海洋放出間から放出します。
※当社ホームページのトップ画面にある「放射線について−放射線ＱＡシリーズ」を参照下さい。
【モニタリングの放射線加重係数について】
Q17. モニタリングのページに記載されている放射線加重係数が0.8ですが、1ではないのでしょうか。0.8とした根拠を差し支えなければ教えてください。(2011年5月、6月の質問)
A17. 原子力安全委員会が定めた『環境放射線モニタリング指針〔2008年3月(2010年4月一部改訂)〕』では、実効線量の推定値を求める際の係数を0.8（「緊急事態発生時の場合」は1.0）としております。
これに基づき、当社ホームページでは、一般的な環境条件である0.8を記載しております。
【モニタリングの検出限界値について】
Q18. ホームページの「環境モニタリングの放出状況」にND(検出限界値)とありますが、値はどのくらいなのですか。(2011年10月の質問)
A18. 検出限界値の数値については、それぞれの核種で定量下限値※があります。詳しくは、青森県の「原子燃料サイクル施設に係る環境放射線等モニタリング実施要領」に記載されています。(青森県庁のホームページをご覧下さい。)
※定量下限値とは、ある分析方法で分析種の定量が可能な最小量または最小濃度の値のこと。
【放射性物質の取り扱いについて】
Q19. 放射性物質(硝酸トリウム、酢酸ウラニル、二酸化ウラン)が見つかったのですが、原燃で引き取ってもらえないのですか。(2011年5月、10月、12月の質問)
A19. 当社では全国の原子力発電所からの低レベル放射性廃棄物(ドラム缶)を受け入れており、そのような放射性物質は受け入れていません。また、そのような放射性物質の処分は当社では行っていないため、文部科学省科学技術・学術政策局原子力安全課放射線規制室・原子力規制室にお問合せください。
(文科省リンク先：放射性物質を見つけたら直ちに連絡してください)
http://www.mext.go.jp/component/a_menu/science/anzenkakuho/micro_detail/__icsFiles/afieldfile/2011/11/29/1261275_1_1.pdf
【再処理工場の建設費について】
Q20. 当初、再処理工場の建設費は7600億円でしたが、現在は2兆1900億円になっています。3倍近くにまで膨張した理由を教えてください。(2011年8月の質問)
A20. 再処理工場の建設費の増加は、航空機落下衝突対策、耐震性確保対策、放出放射能量低減・保障措置対策等による設備の増加、物価上昇、工程変更に伴う人件費・その他経費の増加、などが主な要因です。
【ＭＯＸ工場の建設について】
Q21. ＭＯＸ燃料工場の建設はいつから始まるのですか。(2012年12月の質問)
A21. ＭＯＸ燃料工場については工事を再開したいと考えています。しかしながら、工事自体が掘削工事となりますので、雪の多い冬期はできません。従いまして準備を進め、実際の現場工事は2012年春から再開したいと考えています。
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（コピペ終わり）
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