（２）放射性廃棄物処理処分の研究開発
イ)低レベル放射性廃棄物処理処分
陸地処分については,日本原子力研究所による放射性同位元素を用いた放射性核種の地中挙動に関する試験,(財)原子力環境整備センターによるモニタリング手法開発のための調査研究等が行われている。
海洋処分については,関係省庁,(財)原子力環境整備センター等において,試験的海洋処分の実施に関し所要の調査研究が進められている。
ロ)高レベル放射性廃棄物処理処分
(i)固化処理技術開発
固化処理については,世界的に主流となっているホウケイ酸ガラスによる固化処理技術に最重点をおいて,研究開発が進められている。動力炉・核燃料開発事業団においては,昭和65年度の運転開始を目標に,固化プラントを建設し,固化処理技術の実証を行うとともに,この建設計画と整合性をとって,貯蔵プラントの建設を行うこととしている。固化処理技術の開発を進めるにあたっては,実験室規模の試験と実規模の試験,コールド試験とホット試験を組み合わせて行っており,動力炉・核燃料開発事業団においては,昭和53年度からの模擬廃液を用いた実規模でのガラス固化処理の試験,昭和57年度からの高レベル放射性物質研究施設(CPF)における,実廃液を用いた実験室規模でのガラス固化処理の試験の成果を踏まえ,現在,固化プラントの建設準備を進めている。
なお,無機材質研究所においては,無機材質の高レベル放射性廃棄物処理処分への利用に関する基礎的研究を,また,大阪工業技術試験所においてはガラス固化処理に関する基礎的研究を進めている。
(ii)地層処分研究開発
高レベル放射性廃棄物の地層処分は,これまでの「有効な地層の選定」(第1段階)の成果を踏まえ,今後,「処分予定地の選定」(第2段階),「処分予定地における処分技術の実証」(第3段階)及び「処分施設の建設・操業・閉鎖」(第4段階)という4段階の手順で進めることとしている。
第2段階においては,国の重要プロジェクトとして,①地層処分技術の確立を目指した研究開発,②地層環境等の適性を評価するための調査及び③処分予定地の選定を実施することとされている。このうち①の研究開発は,日本原子力研究所,地質調査所等との適切な役割分担の下に,動力炉・核燃料開発事業団を中核推進機関として推進することとされている。また②の調査は,動力炉・核燃料開発事業団が実施することとされ,③の処分予定地の選定は処分事業の実施主体に行わせることとされている。なお,処分事業の実施主体は,国が,今後の研究開発及び調査の進展状況を見極めた上で,適切な時期に具体的に決定することとされている。
このような方針を受け,科学技術庁原子力局は,昭和61年11月,「地層処分研究開発5ケ年計画」をとりまとめ,当面,5ケ年間(昭和62～66年度)において推進すべき研究開発課題,実施スケジュール等を示したところである。
動力炉・核燃料開発事業団は中核推進機関として,開発プロジェクトの推進を担当しており,同事業団は,我が国の地質環境等に関し,文献調査等を進めるとともに,岩石の特性に関する試験,核種の吸着性に関する試験等の天然バリアに関する試験,人工バリア材料の開発,ガラス固化体からの熱的,放射線的影響等の人工バリアに関する試験等を進めている。
また,経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)のストリパ国際協同研究,カナダ原子力公社(AECL)やベルギー原子力研究センター(CEN)との国際共同研究等の国際協力を積極的に進めている。これらの技術開発と並行して,日本原子力研究所においては,処理処分の各段階の安全評価手法の整備を図るため,ガラス固化体の特性,処分条件下での放射性物質の挙動等の基礎的な試験研究を行っており,昭和57年度からは廃棄物安全試験施設(WASTEF)において放射性物質を用いた試験を進めているほか,シンロック等ガラス固化以外の新固化技術,群分離消滅処理,海洋底下処分等に関する基礎的研究を進めている。また,地質調査所においてば,地層処分の岩体に与える影響等について,専門的知見に基づき,基礎的研究を進めている。
ハ)TRU廃棄物処理処分
再処理工場の運転およびプルトニウム燃料の製造等に伴って発生するTRU(Trans-Uranium:超ウラン)廃棄物は,放射能レベルは低く,発熱量も少ないものの,長半減期のアルファ崩壊放射性核種を含むものであり,また,放射性廃棄物の性状も多様で,種類も多い。このため,その低減化を図るためベータ・ガンマ廃棄物との区分管理技術,減容・除染技術の開発を行うとともに,安定な形態への固化技術及び高レベル放射性廃棄物処分の研究開発を参考とした処分技術の開発を,動力炉・核燃料開発事業団及び日本原子力研究所で行っている。
目次へ 第２章 第８節へ