放射性廃棄物対策専門部会中間報告書／放射性廃棄物処理処分方策について

　当専門部会においては、低レベル放射性廃棄物及び極低レベル放射性廃棄物の陸地処分方策、並びに高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物処理処分方策について、年初より検討を行ってきたところである。

　本報告は、現在までの検討状況を整理し、中間的な取りまとめを行ったものである。

　原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会は、昭和57年６月に「低レベル放射性廃棄物対策について」をとりまとめ、関係各機関において、この方針に基づいて所要の対策が講じられてきたところである。

　その後、低レベル放射性廃棄物の処分に関しては、陸地処分の推進が従来にも増して早期に実現すべき状況に至っている。このため、低レベル放射性廃棄物の陸地処分に関し放射能レベルに応じた処分のあり方等について具体的検討を行うこととした。

　また、昭和57年６月に、原子力委員会において決定された原子力開発利用長期計画においては、極低レベル放射性廃棄物の合理的な処分方策を確立すべきことが明示されており、特に、近い将来必要となる原子炉の解体実施に当たっては、極低レベル放射性廃棄物が大量に発生することが予想されるところから、その合理的な処分方策についても具体化を図ることとした。

　このため、当専門部会は、新たに低レベル放射性廃棄物対策小委員会を設置し、年初よりこの問題に関する検討を行ってきたところである。本報告は、現在までの検討状況を整理し、中間的な取りまとめを行ったものである。

　（１）　原子力発電所等でいわゆる低レベル放射性廃棄物として発生する廃棄物については、現在のところ法令上、放射能レベルによる区分がないため、極めて放射能レベルが低いもの、あるいは放射性廃棄物であるとは実質的には認め難いものまで、全て、敷地内の施設に貯蔵されている。従って、その取り扱いを、安全性を前提としつつ放射能レベルに応じて合理的に行うため、低レベル放射性廃棄物と極低レベル放射性廃棄物とを区分する「特別区分値」の概念、及び放射性廃棄物と放射性廃棄物として扱う必要のないものを区分する「一般区分値」の概念を設ける必要がある。その際、各区分値は放射性物質の濃度等で示すことが実際的である。

　（２）　低レベル放射性廃棄物の陸地処分は、人間の廃棄物への接近等が可能であるという点で、海洋処分と大きく異なる。このため、陸地処分においては、放射性廃棄物に含まれる放射能が時間の経過に伴って減衰し、人間環境への影響が十分に軽減されるまでの間、以下のような放射能レベルに対応した管理を行う必要がある。即ち当初は、処分に先立って固化体、ピット等の人工バリアにより放射性物質を閉じ込める段階とする（この段階を「最終貯蔵」という。いわゆる敷地外施設貯蔵はこの段階に相当する）。次に、主として土壌等の天然バリアについての安全評価を行い、安全であることを確認して、人工バリアと天然バリアの組みあわせにより放射性物質の人間環境への移行を防止する段階へ移る（この段階及び次の段階が「処分」に相当する）。次いで、人間の特定の行為の禁止あるいは制約のみを行う段階（「軽微な管理」の段階）へと、順次管理の軽減を図り、最終的には、管理を必要としない状態に至る。

　（３）　最終貯蔵、処分の具体的方法としては、放射性廃棄物を安定な形態で収納したドラム缶等をコンクリートピット等に俵積みするなどし、砂等の充填材を注入した後、蓋をして盛り土を行う方法が代表的である。また、同様のバリア機能を確保できる場合には、廃坑等の地下空洞を利用することも有効と考えられる。

　なお、個別のサイトに搬入可能な放射性廃棄物の放射能総量を評価する必要がある。

　（４）　極低レベル放射性廃棄物は、処分の開始時において、既に管理の軽減を図れるものである。従って上記の低レベル放射性廃棄物の陸地処分における人間の特定の行為を禁止あるいは制約する段階が、極低レベル放射性廃棄物の処分の開始時に当たる。具体的には、コンクリート片等を素掘りのトレンチにそのまま埋め戻すこと等の簡易な処分が考えられる。また、一定の条件を付したうえで、コンクリート類は埋め立て材等として、金属配管類等は資材、素材等として再利用することが考えられる。

　（５）　廃棄物中の放射能濃度等が一般区分値を下まわるものは、放射性廃棄物としての取扱いを必要としないものである。

　（６）　なお、今年末を目途に最終貯蔵及び処分に係る実施主体等の責任のあり方等について検討を行う。

　いわゆる低レベル放射性廃棄物として、原子力発電所等の敷地内の施設に貯蔵されている固体状の放射性廃棄物は、現在のところ法令上放射性廃棄物の放射能レベルについての区分がないため、極めて放射能レベルが低いものまで、全て、放射性廃棄物として扱われている。また、貯蔵期間中に減衰によって放射能レベルが下がるものの他、将来原子炉等の解体によって発生する廃棄物を考えた場合、放射能レベルが極めて低い廃棄物ばかりか、放射性であるとは実質的には認め難い廃棄物が多量に発生することが予想されている。

　従って、今後の放射性廃棄物の処理処分方策を考えるに当たっては、これらの状況を勘案したうえで、放射能レベルに応じたより合理的な方策を定めて行く必要がある。このためには低レベル放射性廃棄物と極低レベル放射性廃棄物とを区分する「特別区分値」の概念、及び放射性廃棄物と放射性廃棄物として扱う必要のないものを区分する「一般区分値」の概念を設ける必要がある。

　その際各区分値は、放射性物質の濃度等で示されることが実際的である。

廃棄物の処分の流れ

　低レベル放射性廃棄物の陸地処分は、人間の廃棄物への接近、関与が可能という点で、海洋処分と大きな違いがある。このため、陸地処分においては、放射性廃棄物に含まれる放射能が時間の経過に伴って減衰し、人間環境への影響が十分軽減されるまでの間、固化体、ピット等の人工バリアと、土壌等の天然バリアを組みあわせ、放射能レベルに応じた管理を行うことによって、放射性廃棄物を安全に人間環境から隔離することを基本的考え方とする。

　廃棄物搬入後の管理の時間的流れは、基本的には以下の通りである。

　　（ⅰ）　人工バリアにより放射性物質のバリア外への漏出を防止し、所要の観測、測定（巡視点検、施設のモニタリング等）によって漏出の無いことを確認している段階。

　　（ⅱ）　人工バリア及び天然バリアによって放射性物質の移行を防止し、所要の観測、測定（周辺環境のモニタリング等）によって安全であることを確認している段階。

　　（ⅲ）　主に人間の特定の行為を禁止あるいは制約する管理のみを行う段階。

　このうち、（ⅰ）は人工バリアの閉じ込め機能で、放射性物質をバリア外に漏出させない段階（貯蔵の段階）であり、主として天然バリアについての評価を行って安全性を確認した後、そのままいわゆる処分の段階に至という意味で、原子力発電所等で現在行われている貯蔵に対し、「最終貯蔵」と呼ぶことができる。また、（ⅱ）については、人工バリアの劣化を考慮したとしても、土壌等の天然バリアの放射性物質移行遅延効果を適正に評価することにより安全性が確保できる段階であり、ここからいわゆる「処分」の段階に入る。

　なお、以上の管理は安全性の確認が行われれば（ⅰ）の段階を省略して（ⅱ）の段階から開始することが可能である。

　最終貯蔵及び処分の具体的方法としては、低レベル放射性廃棄物を安定な形態で収納したドラム缶等をコンクリートピット等に俵積みするなどし、砂等の充填材を注入した後、蓋をして盛り土を行う方法が代表的である。また、同様のバリア機能を確保できる場合には、廃坑等の地下空洞を利用することも有効と考えられる。

　なお、サイトに搬入する廃棄物については単位量当たりの濃度等のみならず、当該サイトの諸条件に基づく評価モデルを確立し、搬入可能な放射性廃棄物の放射能総量（キューリー）の評価を行う必要がある。

　低レベル放射性廃棄物の管理に当たっては、廃棄物搬入時に、例えば廃棄物の数、形状、放射線レベル等の確認を行った後、放射性崩壊による放射能の逓減に対応して、以下のように段階的に管理内容の軽減を図ることが合理的である。

　　（ⅰ）　最終貯蔵の段階は、固化体、ピット等の人工バリアの健全性を維持し、人工バリアによって放射性物質の閉じ込めを行う。この段階においては、人工バリアの閉じ込め機能が保たれていることをピット等のモニタリング等によって確認するとともに、その機能低下が認められた場合には修復を行う。

　　（ⅱ）　次段階への移行については、人工バリアの劣化を考慮して、主として天然バリアについての安全評価を行い、安全であることを確認した後行う。

　この段階では、人工バリアと天然バリアの組みあわせによって安全性を維持する。即ち、人工バリアの劣化によって放射性物質の漏出があった場合も、天然バリアの機能によって人間環境への移行を防止し、また、周辺環境における地下水等のモニタリング等を行って、安全であることを確認する。

　　（ⅲ）　放射能レベルが、さらに低減した段階においては、人間が侵入し放射性廃棄物に直接接触すること等を防止するため、主として特定の行為を禁止あるいは制約する管理のみを行う（「軽微な管理」の段階）。なお、その管理の程度は、一般公衆の立入り制限から、使用目的の制約、第３者への譲渡行為を制限するなど段階的に軽減する。

　　（ⅳ）　最終的には管理を不要とする。

　なお、以上の管理の軽減化については、サイトの一定区域ごとに行うことが考えられる。

　極低レベル放射性廃棄物は、将来の原子炉の解体等を考慮すれば、その発生量が飛躍的に増大することが予想されるが、その放射能レベルは極めて低いものである。従って低レベル放射性廃棄物に比べ、簡易な処分を行い、処分の開始時から低レベル放射性廃棄物における軽微な管理を行っても十分に安全性を確保できるものであり、また、一定の条件を付して再利用の道を開くことが、合理的であり、経済性の面からも極めて重要である。

　具体的処分の代表的な例としては、コンクリート片等を素掘りのトレンチにそのまま埋設すること等が考えられる。

　この場合の処分場は、経済性等の観点から、低レベル放射性廃棄物の場合とは、別個の場所とすることが考えられる。

　また、陸地処分以外の処分方法として、可燃性物質については、簡易焼却炉による焼却処分が考慮される。

　なお、極低レベル放射性廃棄物の処分についても、低レベル放射性廃棄物と同様、個別サイトの条件を折り込んだ評価モデルを確立し、搬入可能な放射性廃棄物の放射能総量（キューリー）を評価するものとする。

　例えば原子炉等の解体に伴って発生する大量のコンクリート類、除染によって極低レベルとなった、あるいは、発生時より極低レベルである金属配管類等の極低レベル放射性廃棄物は、用途を限定するなど、処分の場合と同程度に、人間の放射性廃棄物への直接的な関与を防止するための一定の条件を付して、再利用の道を開くことが可能である。

　具体的な再利用法としてはコンクリート類は、土地造成時の埋めたて材等として、また、金属配管類等は資材、素材等としての再利用が考えられる。

　極低レベル放射性廃棄物の管理に当たっては、以下のように処分の開始時から、人間の特定の行為を禁止し、あるいは制約する管理（低レベル放射性廃棄物における「軽微な管理」の段階に相当する）のみを行うことが合理的である。

低レベル放射性廃棄物の最終貯蔵から陸地処分に至る過程

極低レベル放射性廃棄物の陸地処分の過程

　　（ⅰ）　簡易な処分を前提とした安全評価を行い、安全であることを確認する。

　　（ⅱ）　放射性廃棄物を処分場に搬入する際には、例えば、量、放射線レベル等を確認する。

　　（ⅲ）　処分場においては、人間が侵入し、放射性廃棄物に直接接触することを防止するため、主として特定の行為を禁止、あるいは、制約する管理のみを行う。なおその管理の程度は一般公衆の立入り制限から、使用目的の制約、第３者への譲渡行為を制限するなど段階的に軽減する。

　　（ⅳ）　最終的には、管理を不要とする。

　一般区分値を下まわる廃棄物は、極くわずかの放射能は持つものの、その人間環境への放射線による影響が全く考慮に値しないものであり、放射性廃棄物としての取扱いを必要としないものである。

　当専門部会においては、以下の検討課題について、今年末に結論を得ることを目途に、今後も継続して審議を行うものとする。

　低レベル放射性廃棄物の処分については、昭和57年６月原子力委員会が定めた原子力開発利用長期計画において、事業者の責任において行うこととされているが、今後、最終貯蔵、処分の具体化に対応して、多数の異なる事業者の集中貯蔵等の場合など、その責任のあり方等に関する検討を進めるものとする。

　低レベル放射性廃棄物の最終貯蔵、処分等の推進にあたり必要なパブリックアクセプタンス対策等についても検討を行う。

　なお、当専門部会は放射性廃棄物の処分を考えるに当たり、放射性物質による汚染の度合についての基礎を与えるものとして、「一般区分値」及び「特別区分値」の概念を設け、それらに応じた処分と管理のあり方を明らかにしたところである。これら区分値の設定に係る基本的考え方及びその具体値の設定については、原子力安全委員会（放射性廃棄物安全規制専門部会）において審議が進められているところであり、この審議の方向を見究めつつ対処することが重要である。

　低レベル放射性廃棄物の処理処分方策を長期的な観点に立って策定するに当たっては、その発生量を把握することが肝要である。

　このため、当専門部会においては、昭和57年６月に低レベル放射性廃棄物の発生量予測を行ったところであるが、その後、その前提となるエネルギー需要は、従来程の成長が見込めない環境となっている。

低レベル放射性廃棄物発生量予測

従って、原子力発電による電力供給自体は、今後も着実に増加することが予想されるものの、その伸び率は、従来に比べ低下することが見込まれる。当専門部会においては、このようなエネルギー需要をめぐる環境変化に対応し、前回の低レベル放射性廃棄物発生量予測の見直しを行ったところである。

　即ち、原子力発電設備容量は、1990年で3,400万kW、2000年で6,200万kWとなるものと想定し、更に、今後の除染・減容技術の一層の進展を見込むと、低レベル放射性廃棄物の発生量は200lドラム缶換算で1990年には年間５万本弱、2000年には年間７万本強発生するものと予想され、累積量では1990年で約95万本、2000年には約155万本になるものと見込まれる。

　当専門部会は、昭和55年12月の「高レベル放射性廃棄物処処理分に関する研究開発の推進について」（以下「55年報告書」という。）において高レベル放射性廃棄物処理処分に係る研究開発の基本方針を示したところである。

　55年報告書においては、固化処理及び貯蔵技術の開発の指針としてホウケイ酸ガラスによる固化処理・貯蔵技術に重点を置くこと、及び地層処分研究開発に関して「可能性ある地層の調査」から「試験的処分」に至るまでの５段階に区分した開発方式を提唱した。

　このうち、固化処理及び貯蔵技術の開発については、これまでの研究開発成果の評価を行い、これを踏まえ開発スケジュール等所要の見直しを行うこととした。

　一方、処分技術については、昭和59年度が第１段階の最終年度に当たっており、地層処分について「可能性ある地層」の中から「有効な地層」の選定を行い、第２段階（有効な地層の調査）への橋渡しを行う年度として位置付けられている。従って、現在までの調査研究及び研究開発成果の評価を行い、併せてできる限り早期の処分技術の実証をめざして第２段階以降の研究開発等のあり方に関し、所要の検討を行うこととした。

　また、TRU（Trans Uranium：超ウラン）廃棄物については、当専門部会の昭和57年６月報告書（「低レベル放射性廃棄物対策について」）においてその処理処分の基本的考え方を示したところであるが、今後の発生量の増加を見越し、より一層TRU廃棄物の特性に応じた処理処分方策の確立を図ることとした。

　このため、当専門部会は、新たに高レベル放射性廃棄物対策小委員会を設置し、年初よりこれらの問題に関する検討を行ってきたところである。本報告は現在までの検討状況を整理し、中間的な取りまとめを行ったものである。

　使用済燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃棄物（以下「高レベル放射性廃棄物」という。）は、発生量自体は少いものの、極めて高い放射能を有し、また長半減期核種も含まれることから、その放射能が減衰して環境汚染あるいは放射線の影響のおそれが十分軽減されるまで、長期間にわたり人間環境から隔離する必要がある。

　このため安定な形態に固化し、処分に適する状態になるまで冷却のための貯蔵（以下「貯蔵」という。）を行い、その後地層に処分することを基本的な方針とする。この基本方針の具体化に当たっては、国の重要なプロジェクトとして国及び民間の総力を結集するものとする。

　（１）　我が国の高レベル放射性廃棄物処理処分の実施の具体化及びこれに係る研究開発の推進については、官民の研究機関の協力の下に動力炉・核燃料開発事業団（以下「動燃」という。）が中心的な役割を担って行う。また、安全性評価研究及び関連新技術開発に当たっては、日本原子力研究所（以下「原研」という。）が担当し、その主体的役割を果たすものとする。この他の研究機関における関連研究開発についても有機的連携の下に推進を図るものとする。

　（２）　固化処理及び貯蔵については、従来方針通りホウケイ酸ガラスによるガラス固化（以下「ガラス固化」という。）に最重点を置くものとし、研究成果を集大成し動燃における固化プラントの建設・運転を通じ1990年代前半を目途に処理技術の実証を図るとともに、処分に移行するまでの間の貯蔵に必要な貯蔵プラントを建設する。

　（３）　地層処分については地下数百メートルより深い地層（以下「深地層」という。）へ行うものとし、有効な地層の選定等、現在までの研究開発の成果を踏まえ、一層の研究開発の進展を図り2000年頃を目途に処分技術の早期実証を目指すものとする。

　なお、当面は処分の具体化に向けて、第１段階における基礎的研究を発展的に継続する他、複数地点における広域調査及びそれを踏まえた候補地点における精密調査並びに深地層における試験、地上における深地層を模擬した環境工学試験等を実施し、これらの成果について所要の評価を行った後、処分を行う予定地を選定する。

　（４）　再処理工場の運転、プルトニウムの利用等に伴い発生するTRU廃棄物については、当面、安全に貯蔵してゆくことで問題はない。しかし、将来的には発生量の増加が見込まれ、放射線レベルはさ程高くないものの長半減期核種を含み、その性状、種類が多様であること等の特徴を有しているため、その特性に応じた処理処分方策の確立を図ることが重要である。このため、関係機関の緊密な連携の下に処理処分の実施に向けて研究開発を行い、処理処分の具体化を図るものとする。

　（５）　国際協力に関しては、原子力利用を進める各国共通の課題について協力して解決を図る観点から、二国間及び多国間における研究協力を積極的に推進するものとする。

　（６）　高レベル放射性廃棄物処理処分方策の確立に関しては、研究開発等の進展に伴い、関連研究開発施設等の立地問題をはじめとして従来より一層、国民各層の広範な理解と協力を得て進めることが必要となっている。

　このため、国等による広報活動の一層の充実、電源三法制度等の積極的活用等を図るものとする。

　（７）　返還廃棄物対策、処理処分に関する国と民間の具体的役割分担等については、今年末頃までを目途に検討を行うこととする。

　高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物の処理処分に係る研究開発を円滑に進め、処理処分体制の早期確立を図っていくに当たっては、経済性・効率性の面から無用な重複を避けるとともに、各機関がその特性・専門領域を活かし明確な役割を定め、それに応じて緊密な協力の下に具体的な研究課題及び実施に当たっての課題を分担していくものとする。なお各機関における分担実施に当たっては、その効率的な協力運営を期するため、国は必要な調整機能の確保に配慮するものとする。

　処理・貯蔵・処分の研究開発、及び、処理・貯蔵・処分の実施に関する主要機関の役割は以下の通りである。

　　①　動力炉・核燃料開発事業団；動燃は東海再処理工場から発生する高レベル放射性廃棄物の発生者であり、また十分な技術的基盤を有することから、ガラス固化・貯蔵・処分の推進に係る研究開発の主体としてその中心的役割を担う。また、TRU廃棄物についても発生者の立場から研究開発を行う。

　　②　日本原子力研究所；原研は、原子力に関する中立的、基礎的研究の担い手として、高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物の固化・貯蔵・処分等に関する安全性評価に係る研究開発を行い評価手法を確立する。併せて新技術に関する研究開発を行う。

　　③　（財）電力中央研究所；電力中央研究所は電気事業者の当面の中心的課題である海外再処理に伴う返還廃棄物に主力を置いて研究開発を進める。

　　④　大学、国立研究所等；大学及び地質調査所等の国立試験研究所等は、それぞれの専門的知見に基づき、動燃、原研等の研究と緊密な連携をとりつつ、専門的分野における研究を行い、高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物処理処分の実現に貢献する。

　高レベル放射性廃棄物の処理・貯蔵については、動燃及び民間の再処理事業者が行うものとし、処分については、研究開発成果の蓄積を有し、また官民の協力を結集する上で必要な経験を有する公的機関である動燃が、中心的役割を担う。

　我が国における高レベル放射性廃棄物の固化処理技術開発は、55年報告書においてホウケイ酸ガラスによる固化処理に重点を置いて研究開発を進めることとしている。その後、動燃の高レベル放射性物質研究施設（CPF）及び原研の廃棄物安全試験施設（WASTEF）において、実廃液を用いた固化試験、安全性評価試験等がほぼ当初の予定通り行われている。これら両機関を中心とした研究開発の進展に伴い、ホウケイ酸ガラス固化は固化処理技術の主流としての地位を確立したものと評価される。従って、固化処理については今後ともガラス固化の実用化に最重点を置いて研究開発を継続することとし、その成果を集約して動燃において1990年の運転開始を目途に技術実証のための固化プラントを建設することとする。また、これと併行してガラス溶融炉の長寿命化・小型化等の高性能化を図るとともに、廃液前処理、オフガス処理、遠隔操作技術等に関し、より高度なプロセス技術の開発を行う。

　原研においては、ガラス固化体の長期健全性評価、衝撃特性評価等の安全評価及びその手法に係る研究開発を行う。

　以上の研究開発成果については、海外再処理に伴い1990年以降返還される可能性のある返還廃棄物の仕様の検討、及び民間再処理事業者の行う固化処理への活用を図るものとする。

　ガラス固化体は、それに含まれる放射性核種の崩壊熱が深地層の岩盤へ与える影響を緩和するため、使用済熱料として原子炉から取り出された後再処理を経てガラス固化され、深地層中へ搬入されるまでの間、30年間から50年間程度、冷却のため貯蔵する。

　貯蔵技術についてはこれまで順調な進捗を見ており、今後は、実用化に向けて除熱対策等を中心に熱等の利用の可能性も含めて、従来からの研究開発を一層推進する。

　動燃においては、固化プラント建設と平仄を合せて1992年操業開始を目途に貯蔵プラントを建設する。

　一方、原研においては、将来の処分に備えて、キャニスター等に係る安全性評価及びその手法に係る研究開発を行う。

　また、動燃の貯蔵プラント立地及び電気事業者が委託している海外再処理に伴う返還廃棄物に備えて、民間において早期に輸送体制の整備を行うとともに、併せて返還に伴う受入体制・施設の整備を行うこととする。

　現在実証段階にあり、固化処理技術の主流としての地位を確立しているホウケイ酸ガラスと比較して、処分時の耐久性等の面で、より優れている将来技術として期待されている新固化方式について、その研究開発を原研等において進める。当面、長期安定性及び高温領域における核種の耐浸出性に、より優れていると期待されるシンロック固化法について、原研を中心に豪州との研究協力を進め、その他セラミック固化法等についても各研究機関において調査研究を継続する。

　長半減期の核種を分離する群分離技術は、高レベル放射性廃棄物の管理の合理化、発生量の低減、資源の有効利用等に資する将来技術であり、当面、原研等において基礎研究を行うものとする。

　高レベル放射性廃棄物の処分に当たっては、その放射能が減衰して、環境汚染あるいは放射線の影響のおそれが十分軽減されるまで、長期間にわたり人間環境から隔離を行うことが必要である。この隔離の方法としては、従来方針通り地層処分によることとし、地下数百メートルより深い地層中へ処分を行い、天然バリアと人工バリアを組みあわせた多重バリアによることを基本的な概念とする。

　地層処分に係る研究開発は、55年報告書において段階的に順を追って進め、各段階の成果を踏まえて次に進むことを基本方針と定めている。これまでの研究開発は、このうちの第１段階として地層に関する調査を行い、地層処分の研究対象となり得る「可能性ある地層」の中から、地層特性の調査研究、人工バリアの研究等の成果を踏まえて我が国における「有効な地層」の選定を行うことを目的に進められてきた。この調査・研究については動燃・原研を中心に進められ、所要の成果を挙げたものと評価される。具体的には、我が国における「有効な地層」としては、未固結岩等の明らかに適性に劣るものは別として、岩石の種類を特定することなくむしろ広く考え得るものであることが明らかとなった。即ち、同一種類の岩石においても、それが賦存する地質条件によって地層処分に対する適性にはかなりの差が認められることから、岩石の種類を特定するのではなく、むしろその地質条件に対応して必要な人工バリアを設計することにより、地層処分システムとしての安全性を確保できる見通しが得られた。この結果、処分予定地等の選定に当たっては、自然的条件、社会的条件等に柔軟に対応する余地があるものと評価される。

　地層処分に係る研究開発手順として55年報告書では、開発段階を

の５段階に区分し、これらの手順は各開発段階の進捗に応じて順次見直しを行っていくこととしている。

　本報告書では、この趣旨を受けて、有効な地層の調査を開始するに当たり、第２段階以降についての見直しを行い、既に終了した第１段階も含め以下のような４段階の開発手順を採用することとした。即ち、55年報告書においては第２段階（有効な地層の調査）の終了時に試験地の選定を行うものとしているが、この試験地はその後の研究開発の結果が良好であれば処分地となり得るものであることから、今回検討の結果、概念をより明確化し、第２段階終了時には処分予定地の選定を行うものとした。また、55年報告書における第３段階（模擬固化体現地試験）は、コールド試験のみならず短半減期の放射性物質を使用した試験についても行い、処分技術の実証を図るものとする。更に第４段階の実固化体現地試験は第５段階の試験的処分との違いを見い出し難いことなどから、本報告書においては両者をまとめて第４段階とすることとした。今回新たに策定した第２段階以降の具体的内容は以下の通りであり、処分の実施とそれに向けての研究開発については動燃が、また、安全性評価手法の確立とそれに係る研究開発については原研が、それぞれ関係機関との緊密な連携をとりつつ行うものとする。特に、地質調査所は、地質に関する総合研究機関としての特性を生かして、専門的見地から動燃・原研の計画に必要な協力・支援・助言を行う。なお、開発手順の見直しについては各段階の進捗に応じて順次行うものとする。

　第２段階においては、第１段階における天然バリア及び人工バリアに関する研究、地展処分システム研究を発展的に継続する。併せて複数地点において、物理探査等の地表踏査を中心とする広域調査を行い、順次候補地点を選定し精密調査を行うとともに、深地層試験場を設け深地層での天然バリア及び人工バリアの試験を行い処分予定地の選定に資する。更に地上では、深地層の条件を模擬した環境工学試験施設において、各地点で採取したサンプルについてホット試験を行う。これらにおいては、次段階以降も引き続き試験を継続して、所要の手法の開発、評価データの蓄積・解析を行う。これらの総合評価の結果、処分予定地を選定するとともに、第３段階において必要な開発手法を策定する。

　第３段階では、第２段階で選定された処分予定地において、それまでの研究開発成果を踏まえて、深地層で模擬固化体を用いた天然バリア及び人工バリアに関する試験研究及び関連技術開発を行う。更に深地層において短半減期の放射性物質を使用した試験を行う他、深地層試験場等で並行的に行われている研究結果、技術開発の成果等を含めて総合的に処分技術及び処分システムを実証する。

　第４段階においては、順次本数を増やしながら実固化体を深地層へ搬入する。初期の間は、第３段階までの総合的な研究成果をもとに、回収可能性を保持しながら、人間環境への有意な影響がないことをモニタリングによって確認する段階として最終貯蔵を行う。この間、引き続き埋め戻し後のモニタリングのための補完的な技術開発を行い、最終的に閉鎖して処分に移行する。

　なお、第２段階における処分予定地の選定期間は、社会的な諸情勢如何によってはかなりの巾を必要とし、それに伴って第３段階、第４段階の開始時期はかなり変動し得るものである。また、実固化体の相当量が、冷却期間を経過して処分可能となる時期の予測についても巾があるが、当面2000年頃に処分技術の実証を行うことを目途として開発を進めることとする。

　第２段階においては、総合安全性評価モデルの作成、安全性評価コードの開発整備等を行うとともに、深地層試験場、環境工学試験施設等における試験により、評価コードに必要な入力データの整備及びコードの改良を進める。さらに、処分予定地の選定に当たっての安全性事前評価を行うとともに、フィールドモニタリング技術の開発を行う。

　第３段階においては、試験研究を継続するとともに、処分予定地におけるデータを収集し、総合安全性評価システムの整備改良を行ってシステムを実証し、第４段階への移行に際し、総合安全性評価を行うとともにフィールドモニタリング技術の開発を継続する。

　第４段階においては、最終貯蔵、処分等の安全性確認を行うものとする。

　第１段階の終了に伴い有効な地層の選定が行われたが、第２段階はこの有効な地層のうちから複数地点を取り上げ、経済的・社会的要因調査、地表踏査、必要によって試錐等を行う。これにより岩体規模等を調査し、精密調査地点の選定と深地層試験の場所選定を行う。

　広域調査によって順次選定された候補地点において、水理機構調査及び試錐、必要によって岩体の開削を行い、岩体規模、岩石特性等を調査することによって処分予定地の選定に資する。

　深地層試験場を設置し、深地層環境下において以下の調査研究を行い、処分予定地の選定に資するとともに次段階以降の研究・開発に必要な手法の開発、評価データの蓄積・解析を行うものとする。

　なお、本件については広く諸外国にも呼びかけ、国際プロジェクトとして行うことも考えられる。

　深地層における水理機構、岩石特性についての調査研究を行うとともに、地震動や岩体の掘削、熱等が天然バリアの包蔵性及び健全性に及ぼす影響等を調査する。

　深地層中に人工バリアを設置するに当たって適当な材料に関する研究、施工技術の開発を行い、その地層中での人工バリアの有効性及び健全性を評価する試験研究を行う。

　地層の処分環境を模擬した条件下で、廃棄物からの放射性核種浸出メカニズム、天然バリア及び人工バリアの隔離性能等を解明するための施設を設置し、地上建屋内でのホット試験を行い、処分予定地の選定に資する。

　総合安全性評価モデルの整備、改良等を行うとともに、これを構成する計算コードの開発を進める。評価コードに必要なデータの整備については、深地層試験場等を活用した岩盤フィールド試験、岩盤模擬試験、WASTEFにおけるホット試験等により行い、評価基準の整備に資する。あわせて処分予定地の選定に当たっての安全性事前評価を行う。また、フィールドモニタリング技術について開発を行う。

　さらに、地層処分の安全性向上のため、新人工バリア材に関する研究開発を行う。

　高レベル放射性廃棄物地層処分の将来技術の一つとして、海洋底における堆積層等への処分が考えられている。この海洋底下処分については、経済協力開発機構／原子力機関（OECD／NEA）等国際協力の場で、関連研究等についての情報交換を中心とした調査・研究を原研等において進めていくものとする。

地層処分に至る全体像

地層処分技術開発スケジュール

　超ウラン元素を短半減期核種に変換する消滅処理処分技術については、高レベル放射性廃棄物等の処分に係る将来技術であり、当面、原研等において基礎研究を行うものとする。

　超ウラン元素を含むTRU廃棄物は、現在は発生量、発生場所が限られており、当面は十分安全に貯蔵できるものの、今後、民間再処理工場の運転・プルトニウム燃料利用が本格化するにつれ、発生量の増加が見込まれるものであり、処理処分対策の推進が必要である。

　TRU廃棄物は、放射線レベルは低く、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く、現状における試算によれば高レベル放射性廃棄物に対し20倍程度とかなり発生量が多いという特徴を有している。

　従って、ベータ・ガンマ廃棄物と分別管理した上で、除染、減容等によって廃棄物の量を低減化し、放射線レベル等その性状にあった、かつ、長期間の人間環境からの隔離に適した固化形態とし、内部被ばくに対する考慮を払って処分を行うものとする。処分の形態としては、低レベル放射性廃棄物の陸地処分については、浅地中への処分、また高レベル放射性廃棄物については、深地層処分が基本方針となっているが、TRU廃棄物については、その特性を勘案すると、低レベル放射性廃棄物よりは深く、高レベル放射性廃棄物よりは浅い地層への処分も考えられる。

　TRU廃棄物については、高レベル放射性廃棄物に関する研究開発等の成果を参考としつつ、動燃は発生者の立場から、主として発生量の低減、減容等に関する研究開発を行い、原研は安全性研究及び新技術開発の面から、主として処理技術等の高度化、処分システム等の研究開発を行うものとする。

　高レベル放射性廃棄物の処理処分対策の確立は、原子力開発利用の推進を図る各国の共通の課題であり、情報交換、人材交流、研究分担等により、国際協力を進めることは、研究の活性化、経済的効果、パブリックアクセプタンス等の面で有効である。このため、二国間あるいは多国間の協力を積極的に進めていくものとする。

　具体的には、二国間協力に関し、動燃が進めている米国エネルギー省（USDOE）及び西独カールスルーエ研究所（KfK）との研究協力、原研が進めている米国原子力規制委員会（USNRC）及び豪州原子力委員会（AAEC）との研究協力等について、今後とも積極的に取り組むとともに、中国等の近隣諸国についても協力の対象としていくこととする。

　また、多国間協力としては、国際原子力機関（IAEA）、OECD／NEA等における国際的な基準の作成整備作業、共同研究プロジェクト等に対して積極的に参加していくこととする。

　高レベル放射性廃棄物処理処分方策の確立に関しては、研究開発等の進展に伴い、関連研究開発施設等の立地問題をはじめとして従来より一層、国民各層の広範な理解と協力を得て進めることが必要となっている。

　このため、国の施策、各研究機関の研究成果等が国民に広く理解されるよう国及び各研究機関等によるきめ細かな広報活動、フォーラムの開催等を積極的に行っていくものとする。その際、原子力のもつ難解さを単に理論的、技術的に説明するだけでなく、社会一般に理解しやすい説明を行うことが肝要である。

　また、立地推進の観点からは、電源三法制度等を地域振興のための方策として積極的に活用していくこととする。高レベル放射性廃棄物の処分の実施に当たっては、今後なお長期間にわたる研究開発が必要であり、特に候補地点における試験研究が重要である。従ってその円滑な実施を図るため、例えば、原子力発電所立地において行われている諸種の地域振興制度の適用を考慮する必要がある。

　このように、パブリックアクセプタンス（PA）は、高レベル放射性廃棄物対策を円滑に進めていくうえで大きな意味を持つが、PA達成に当たっては、社会的諸情勢を科学的、体系的に分析し、それを踏まえて総合的なPA対策を推進していくことが必要である。

　当専門部会においては、今後も今年末頃までを目途に、以下の２項目を中心に検討を継続することとしている。

　現在、電気事業者が英・仏２国に再処理を委託している使用済燃料については、今後、両国から廃棄物固化体の仕様の提示がなされた後、再処理を行うこととされており、1990年以降廃棄物の返還が行われる可能性がある。このため、現在、電気事業者を中心に返還廃棄物の仕様、受入れ体制等についての検討を進めるとともに、電力中央研究所等において所要の研究開発がなされている。当専門部会においては返還廃棄物の我が国への円滑な受入れを図る観点から、受入れ体制等について、所要の検討を行うこととする。

　原子力委員会が策定した原子力開発利用長期計画（昭和57年６月）では、高レベル放射性廃棄物の処理・貯蔵については再処理事業者が行い、国は技術の実証を行うものとされている。

　また、処分については長期にわたる隔離が必要であること等から、国が責任を負うこととされ、必要な経費については、発生者負担の原則によることとされているが、今後、処理処分方策の具体化を図っていくに当たっては、長期計画に述べられている責任等の内容についてその明確化を図ることが肝要であり、所要の検討を行なうこととする。

　なお、TRU廃棄物の処理・貯蔵・処分に係る官民の役割分担についても、併せて検討を行うものとする。