①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,(財)原子力環境整備センター等において,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,低レベル放射性廃棄物の再利用に関する技術開発,濃度上限値を上回る低レベル放射性廃棄物に関する処分技術の開発,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。
②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,1991年度頃の試験運転開始を目途に,ガラス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当たっては,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,1978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,1982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を進めている。
なお,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,(イ)地層処分技術の確立を目指した研究開発,(ロ)地層環境等の適性を評価するための調査及び(ハ)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(イ)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おり,少なくとも今後十数年以上の期間が必要と考えられている。また(ロ)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,(ハ)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が,具体的な場所については現段階においては全国的に全く白紙の状態である。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,原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会においては,研究開発の進め方等について審議が進められている。
動力炉・核燃料開発事業団は,日本における処分システムを構築することを目標においた第2段階における研究開発の中核推進機関として,各開発プロジェクトの推進を担当している。同事業団は,日本列島を対象として地質環境に関するデータを収集するとともに,これらデータを基に地層処分システムを確立するために必要な研究開発を以下のように進めている。
（イ）天然バリアに関する研究と地質環境特性の調査技術開発
地震動・断層運動が地質環境に与える影響を評価・予測する手法の開発を,地質調査所等専門研究機関と協力をしながら進める。
また,地下水の研究では,その水理特性の他,地球科学的性質等の研究を中心に進めている。そのために,各地での原位置試験を重点的に進めており,特に深部岩盤の水理特性が明らかにされつつある。
さらに,深部の地質環境特性を総合的に把握する技術の確立を目指し,調査機器と調査手法に関する技術開発を進めている。
（ロ）人工バリアに関する研究
人工バリアを構成するオーバーパック,緩衝材等について,人工バリアと地下水との相互作用の研究,オーバーパックの腐食の研究,ガラス及び放射性核種の溶解の研究等を進めている。
（ハ）地層処分システムに関する研究
多重バリアシステムが長期的にどのように変化し,その結果放射性核種がどのような挙動を示すかを明らかにする研究(性能評価研究)を進めている。
また,我が国の特徴を踏まえた処分場のレイアウトの設計,設計プログラム等の開発を進めている。
このように,動力炉・核燃料開発事業団では,我が国の地質環境等の特徴を踏まえた地層処分を確立するため,地質調査の成果と天然バリア,人工バリア等の研究との整合性をとりながら,処分研究を進めている。
なお,動力炉・核燃料開発事業団の貯蔵工学センター計画は,地層処分技術を確立するための深地層試験等の研究開発と高レベル放射性廃棄物等の貯蔵とを行う総合研究センターを目指したものであり,円滑な実施に配慮しつつ,その着実な推進を図っている。
また,経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)のストリパ国際共同研究,スイスの連邦放射性廃棄物全国貯蔵組合(NAGRA),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,1982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,核種分離・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。海洋底下処分については, OECD/NEAの海洋底下処分ワーキング・グループにおいて共同研究が進められており,日本原子力研究所が参加している。現在大西洋及び太平洋において調査中である。
また,地質調査所においては,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。
③TRU廃棄物処理処分
再処理工場の運転及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。
④核種分離・消滅処理技術開発
再処理施設において使用済燃料から分離される高レベル放射性廃棄物は,放射能が強く,発熱量が多い核分裂生成物(FP)と,放射能はそれほど強くはないが,半減期が極めて長い長半減期核種とを併せ含んだ廃棄物である。さらに,この廃棄物には,白金族元素(ルテニウム,ロジウム等)や,ラジオアイソトープとしての活用が期待できる核種(セシウム137,ストロンチウム90等)の有用物質が含まれている。
このような,高レベル放射性廃棄物の含有物の特徴に着目し,長寿命核種や白金族元素等を分離し,それぞれの特徴に応じて,処分や有効利用を行えば,高レベル放射性廃棄物の資源化と処分の効率化を図ることができ,さらに,分離した長寿命核種等については,核分裂,核破砕または光核反応などの核反応により短半減期または非放射性の核種に変換するものであり,一層,処分の効率化を図ることができることとなる。
核種分離技術及び消滅処理技術は,高レベル放射性廃棄物の最終処分の負担の軽減化と資源の有効利用を図るものであり,これらに関する基礎的研究開発を日本原子力研究所,動力炉・核燃料開発事業団を中心に進めている。
原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会では核種分離・消滅処理技術の研究開発の長期的取組みについて,1988年10月に報告書をとりまとめた。
また,経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)においても我が国が提唱した核種分離・消滅処理等に関わる科学技術情報交換の国際協力計画(通称:オメガ計画)が1989年6月から開始された。
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