第2章 核燃料サイクル
7,放射性廃棄物の処理処分対策

(2)放射性廃棄物処理処分の研究開発

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,1992年度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,①地層処分技術の確立を目指した研究開発,②地質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。
 地層処分の研究開発の推進に当たっては国民的理解を得つつ進めることの重要性がますます認識されて来ており,このような観点から,今後の地層処分の研究開発の一層の進展を図るために,原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会において所要の検討が行われ,地層処分の研究開発を進めていく上で,重点的に推進すべき研究開発項目とその進め方について,1989年12月に報告書がとりまとめられた。
 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おり,研究開発を以下のように進めている。

(イ)多重バリアシステムの長期にわたる性能の評価研究(性能評価研究)
 地下深部の地層の性状や地下水の動き及び人工バリア材と地層や地下水との化学反応等について,これらを支配する法則を見出し,これに基づく解析モデルと信頼性の高いデータを用いた解析によって,多重バリアシステムによる長期的安全確保の仕組みを理論的・科学的に明らかにする性能評価研究を進めている。

(ロ)人工バリア技術の研究開発
 人工バリアの材料の特性を把握するとともに,人工バリアが工学的に製作可能であることを示すため,人工バリアを構成するオーバーパック等の試作開発を進めている。

(ハ)我が国の地質環境の天然バリア効果についての調査
 地質環境に係る調査研究は,地域を特定することなく日本列島全体を対象として,地質環境に関するデータの収集を行っている。
 また,地質環境の長期的な安定性を評価する上で必要とされる断層等に関する調査を進めている。
 同時に,これらの調査を実施する上で必要とされる調査技術,調査機器の開発を進めている。
 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。
 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って短半減期または非放射性の核種に変換することにより,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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