�Bサイクル廃棄物の処理処分
　再処理施設や燃料加工施設などの核燃料サイクル関連施設から発生する放射性廃棄物（以下「サイクル廃棄物」といいます。）は、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、再処理施設やＭＯＸ燃料加工施設から発生する超ウラン（ＴＲＵ）核種を含む放射性廃棄物、ウラン燃料加工施設やウラン濃縮施設から発生するウラン廃棄物に大別されます。

　（　略　）

(ロ)ＴＲＵ核種を含む廃棄物の処理処分
　ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物については、廃棄物を直接的に発生する再処理事業者やＭＯＸ燃料加工事業者と、その発生に密接に関連する原子力発電を行う電気事業者が、当該廃棄物の帰属や処分に関する責任を当事者間において明確にします。その結果を踏まえ、処分の責任を有する者は、実施スケジュール、実施体制、資金の確保等について検討を進めることとします。また、その処分については、約１ギガベクレル／トンの値を廃棄物に含まれる全アルファ核種の一応の区分目安値（以下「区分目安値」といいます。）として設定し、これより全アルファ核種の放射能濃度が低いものと高いものに区分します。アルファ核種の放射能濃度が区分目安値よりも低く、かつベータ・ガンマ核種の放射能濃度も比較的低いものについては、浅地中処分が可能と考えられるため、その具体化を図ることとします。アルファ核種の放射能濃度が区分目安値よりも高く、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられるものについては、高レベル放射性廃棄物処分方策との整合性を図りつつ、民間再処理事業等が本格化する時期を考慮し、１９９０年代末を目途に具体的な処分概念の見通しが得られるよう技術的検討を進めることとします。処分の責任を有する者は、その検討結果等を総合的に勘案し、処分方策の具体化を検討することとします。
　動力炉・核燃料開発事業団は、日本原子力研究所の協力を得て、処分技術の研究開発を進めることとします。また、電気事業者等はＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の発生に関する自らの責任を十分踏まえた役割を果たすことが必要です。

あ

ＩＡＥＡ（International Atomic Energy Agency）：
　世界の平和、健康及び繁栄のための原子力の貢献を促進、増大することを目的に、国際連合の提唱により、１９５７年７月に設立された専門機関。保障措置の実施など原子力が軍事目的に利用されないようにすることのほか、技術援助や科学者、技術者の訓練などをその主な業務としている。

アスファルト固化：
　アスファルトを濃縮廃液と混合し、廃液中の固形分を微粒子にして分散・固化させる方法。分散・固化の段階で水分は蒸発する。

ＲＩ：
　放射性同位元素(Radioisotope)のこと。元素のうち原子番号が同じで原子核の質量数の異なるものを同位元素という。同位元素の中で放射性を有するものを放射性同位元素という。

ＲＩ廃棄物：
　放射性同位元素を使用した施設、医療機関や医療検査機関などから発生する、放射性同位元素を含む廃棄物。主な廃棄物は、プラスチックの試験管、注射器、ペーパータオル、手袋などである。法律上は、「放射線障害防止法」、「医療法」、「薬事法」、「臨床検査技師法」により規制を受ける施設より発生した廃棄物を指す。

α（アルファ）核種：
　α線（「放射線」を参照）を放出する放射性核種。α核種のほとんどが、ウラン及びそれ以上の重さを持つ核種、又はそれらが順次壊れることによってできた核種であり、半減期が長いものが多い。

い

一応の区分目安値：
　α核種濃度約１ＧＢｑ／ｔ（現行の政令濃度上限値と同じ値）。

か

拡散：
　水などの流体媒質内にある物質は、その物質の不規則な運動（動き）によって、濃度の高い領域から低い領域へと移動する。この現象を拡散といい、流体の移動に伴って起こる物質移動（移流）と区別される。

核分裂生成物：
　ウランやプルトニウムの核分裂に伴って生じた核種のこと。大部分が放射性であり、その半減期は１秒以下のものから数百万年に及ぶものまで幅広い。

ガラス固化体：
　再処理の過程において使用済燃料から分離された高レベル放射性廃液が、ガラス繊維と一緒に高温で加熱されることにより水分を蒸発させるとともにガラス化し、ステンレス性の容器に閉じ込められて物理的・化学的に安定な形態になったもの。放射性物質を安定な形態に保持し、地下水に対する対浸出性に優れる。

緩衝材：
　人工バリアの構成要素の１つで、候補材料はベントナイト混合土である。地下水の浸入と放射性核種の溶出・移行を抑制する機能の他、物理的な緩衝性（クッション）や化学的緩衝性により地下水の水質変化を抑制する機能が期待されている。

き

規制除外・規制免除：
　放射線による被ばくが、被ばく管理の観点から考慮する必要がないほど十分小さければ、放射線障害の防止の観点からは規制を行う必要がなく規制から除外、免除されるという概念。exemption、exclusion、clearanceなどの用語でＩＡＥＡなどで検討されている。

け

結晶質岩系：
　地層処分研究における岩石媒体の分類の一つで、マグマが冷えて固まった岩石（火成岩）や、岩石が熱・圧力によって構造が変化してできた岩石（変成岩）を指す。地下水が岩石の割れ目の中を選択的に移動する亀裂性媒体であるとされる。

研究所等廃棄物：
　原子炉等規制法による規制の下で、試験研究炉などを設置した事業所並びに核燃料物質などの使用施設などを設置した事業所から発生する放射性廃棄物。試験研究炉の運転に伴い発生する放射性廃棄物は、原子力発電所から発生する液体や固体の廃棄物と同様なものである。その他は、核燃料物質などを用いた研究活動に伴って発生する雑固体廃棄物が主なものである。
　また、試験研究炉の運転、核燃料物質などの使用などを行っている研究所などにおいては、併せてＲＩが使用されることも多く、原子炉等規制法及び放射線障害防止法の双方の規制を受ける廃棄物も発生している。

こ

コンクリートピット処分：
　廃棄物を浅地中処分する１つの形態で、地表を掘削したのち、コンクリート製の箱を設置してその中に廃棄体を定置し、モルタルなどで充填するもの。原子炉等規制法においては、原子炉施設から発生する放射性物質を含む廃棄体を対象として、処分場跡地に居住した場合などを考慮し、コンクリートピット浅地中処分が可能な放射性核種の濃度上限値が設定されている。

さ

再処理施設：
　使用済燃料を、再び燃料として利用できるウラン、プルトニウムと、高レベル放射性廃棄物に分離し、ウラン又はウラン−プルトニウム混合物を回収する施設。

し

試験研究用原子炉：
　研究所や大学などにおいて、発電以外の目的で設置された原子炉。

支持層：
　建築物を支持することができる一定の支持力のある地盤。ここでは高層建築物の荷重を支えることができる支持層を想定。

実用発電用原子炉：
　電気事業者などにより、発電を目的として設置された原子炉。

Ｓｖ（シーベルト）：
　人体が放射線を受けた結果生ずる影響に着目した線量の単位。

充填材：
　人工バリアの構成要素の１つで、廃棄体を定置した後、処分施設との隙間を充填するために用いられる。候補材料は、セメントを用いた材料が挙げられる。

処分容器：
　放射性廃棄物を処分する際に用いる容器。六ヶ所低レベル放射性廃棄物埋設センターに現在埋設されている廃棄物の場合には２００�gドラム缶が用いられている。廃棄物の形態や外部放射線量によって、より大きなサイズの処分容器や、遮へい機能を持つ処分容器の利用が考えられる。

人工バリア：
　埋設された廃棄物から生活環境への放射性物質の漏出の防止及び低減を期待して設けられる緩衝材、コンクリートピットなどの人工構築物、廃棄物の固型化材料、及び処分容器。

す

素掘り処分：
　コンクリートピットなどの人工バリアを設けず、素掘りの溝状などの空間に廃棄物を定置して埋設する処分方法。原子炉等規制法においては、原子炉施設から発生するコンクリートなどの放射性廃棄物を対象として処分場跡地に居住した場合などを考慮し、素掘り処分が可能な放射性核種の濃度上限値が設定されている。

せ

セメント固化：
　廃棄物を容器に固型化する方法として、セメントを固型化材料として用いる方法。

浅地中処分：
　低レベル放射性廃棄物の処分のうち、地表付近（数十ｍ程度まで）で行われる処分のこと。ＩＡＥＡの定義によれば、地下数ｍの素掘りトレンチ処分、コンクリートピット処分、地下数十ｍの岩洞への処分を含む処分概念である。これに対して、地層処分は、地下数百ｍへの処分概念について用いられている。

線源：
　ガンマ線の照射用や放射線測定器の校正用標準物質として、一定量の放射性物質を金属容器などに封入したものなど。代表的な線源としては、癌の治療に用いる^６０Ｃｏの線源が挙げられる。用途により含有される放射性核種の量は大きく異なり、１０ｇの線源１つで１０^１２Ｂｑに達するものから、^１９２Ｉｒのように１０^７Ｂｑ程度のものまである。

た

堆積岩系：
　地層処分研究における岩石媒体の分類の一つで、海底や河床などに運ばれた堆積物や火山の噴出物などが固まってできた岩石を指す。地下水が岩石の粒子の間を均一に移動する多孔質媒体であるとされる。

ち

地層処分：
　人間の生活環境から十分離れた安定な地層中に、適切な人工バリアを構築することにより処分の長期的な安全性を確保する処分方法。

チャンネルボックス：
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心を構成する燃料集合体の外とう管

て

ＴＲＵ核種（Transuranium）を含む放射性廃棄物：
　再処理施設及びＭＯＸ燃料加工施設から発生する低レベル放射性廃棄物で、ウランより原子番号の大きい人工放射性核種（ＴＲＵ核種）を含む廃棄物。ＴＲＵ核種には、^２３７Ｎｐ(半減期：２１４万年)、^２３９Ｐｕ(半減期：２万４千年)、^２４１Ａｍ(半減期：４３２年)のように半減期が長く、α線を放出する放射性核種が多い（「放射線」、「α核種」を参照）。

天然バリア：
　人工構築物または埋設された廃棄物の周囲に存在し、埋設された廃棄物から漏出してきた放射性物質の生活環境への移行の抑制などが期待できる土壌や地層など。

と

透水性：
　岩盤などにおける水の流れやすさ。水が流れにくいことを、透水性が低いと言う。

動水勾配：
　地下水の流れを起こす水圧差。一定の距離当たりの水圧差で表される。この値が大きいほど地下水を流す力が大きいことを示す。

は

廃棄体：
　放射性廃棄物を、ドラム缶にセメント固化するなど、十分安定化処理するか又は容器に封入し、最終的に埋設可能な形態にしたのもの。

廃銀吸着材：
　使用済の銀吸着材。

ハル・エンドピース：
　集合体をせん断するときに取り除かれる使用済燃料集合体の末端部分をエンドピース、使用済燃料を切断して硝酸に溶解した後に溶け残った被覆管の断片をハルという。

半減期：
　放射性核種の量が半分になるまでの時間。半減期は、放射性核種によって定まっており、半減期は、放射性核種によって数十億年以上といった長いものから、百万分の１秒以下の短いものまで種々ある。

ひ

被ばく線量：
　体外にある放射線源あるいは体内に摂取された放射性物質から個人が受ける放射線の影響。

へ

Ｂｑ（ベクレル）：
　放射性核種が崩壊して放射線を出す特性の単位。１Ｂｑは、放射性核種が崩壊する数が１秒につき１個であるときの量。１Ｃｉ（キューリー）＝３.７×１０^１０Ｂｑ

βγ核種：
　β線及びγ線（「放射線」を参照）又はそのいずれかを放出する放射性核種。低レベル放射性廃棄物に含まれる放射性物質の大部分はβγ核種であり、比較的短い半減期を持つ核種が多い。

ベントナイト混合土：
　凝灰岩などが風化して生成した粘土鉱物の一種であるベントナイトを土と混合したもの。ベントナイトは、水に浸すと膨張する性質があり、水を通しにくい。

ほ

放射化：
　物質に中性子が照射されることによって、物質を構成する原子の一部が放射線を放出する性質を持つ原子に変わること。

放射線：
　不安定な原子核が自然に壊れて別の原子核になるときに放出される高速の粒子又は波長のごく短い電磁波。主にα線、β線、γ線からなる。放射線が人体に与える影響や物を透過する能力は、その種類とエネルギーによって異なる。それぞれの放射線を放出する放射性核種をα核種、β核種、γ核種と呼ぶ。
　放射線の特性を活用し、非破壊検査、がんの治療、血液検査、滅菌処理、トレーサー利用などで、放射線や放射性物質が利用されている。一方、放射線は、受けた放射線量に応じてがんなどの発生確率が増えるなど、人体への影響を考慮する必要があるので、原子力の利用に当たっては、一般公衆及び放射線業務従事者に対する放射線被ばく管理が重要である。

α線：	原子核から放出されるヘリウム原子核(陽子２個、中性子２個からなる)。α線は、空気中を数ｃｍ程度しか飛ばないため、衣服の表面でα線が吸収され、外部からの放射線の被ばく(外部被ばく)による影響はほとんどない。しかし、α核種の場合、呼吸や食物により体内に放射性物質を摂取し、放射性物質が肺や骨などの組織に沈着などして人体の細胞や組織への影響を及ぼす(体内被ばく)ことによる被ばくの寄与が大きい。このため、主にα線を放出するウランやＴＲＵ核種（参照「ＴＲＵ核種（Transuranium）を含む放射性廃棄物」）については、内部被ばくを避けることが重要である。
β線：	原子核から放出される高速の電子。物を透過する能力はα線とγ線の中間であり、人体は、外部被ばく、内部被ばくの両方の影響を受ける。β線を放出する核種の場合、放出するβ線のエネルギーが低い１４Ｃや３Ｈなどは、外部被ばくよりも体内被ばくによる影響を避けることが重要となる。エネルギーの高いβ線を放出する９０Ｓｒなどは内部被ばくに加え外部被ばくを避けることも必要となる。
γ線：	原子核からα線やβ線が出たあとに残ったエネルギーが電磁波(光の仲間)の形で出てくるもの。物を透過する能力が高く、この放射線を止めるには鉛板や分厚いコンクリート壁を必要とする。外部被ばく、内部被ばくによる人体内への影響があるため、両者を避けることが重要である。

放射線遮へい：
　外部被ばくを与える中性子線、γ線やエネルギーの高いβ線を遮ること、又は遮るためのもの。

ボーリング調査：
　地下の地質、水質、資源などを調べるために、直径数ｃｍの穴を掘削して行う調査。調査孔から水などをくみ上げて行う調査、掘削した岩石などを試料とする調査などがある。

ボーリングコア：
　ボーリングによって取り出された岩石や土壌の試料。これを用いて地質の調査や、地層の力学的特性の調査などを行う。

も

ＭＯＸ（モックス；MixedOxide）燃料加工施設：
　ウラン−プルトニウム混合酸化物燃料の成型加工施設。主な工程としては、ウランとプルトニウムを所定の割合で混合し、焼き固め、被覆管に充填して燃料集合体に加工することなど。

り

リスク：
　放射線被ばくによる有害な影響の生じる確率。ある線量の被ばくを受ける確率と、その被ばくによる健康への重大な影響を引き起こす確率との積で表される。

ろ

炉内構造物：
　原子炉圧力容器内の炉心を構成する部材の総称。燃料集合体、制御棒などを直接に支持または拘束する構造物。

１．目的
　今後の原子力開発利用を円滑に進めていくためには、平成６年６月に原子力委員会が定めた「原子力の研究、開発及び利用に関する長期計画」に基づき、社会的理解を得てバックエンド対策を推進していくことが重要であり、原子力開発利用の長期的見通しも背景に据えつつ、バックエンド対策を推進していく具体的な方策について調査審議するため、原子力バックエンド対策専門部会（以下、「専門部会」という。）を設置する。
　なお、放射性廃棄物対策専門部会は廃止する。

２．審議事項
（１）高レベル放射性廃棄物の処理処分に係る技術的事項
（２）ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の処理処分に関する事項
（３）ウラン廃棄物の処理処分に関する事項
（４）ＲＩ廃棄物及び研究所等廃棄物の処理処分に関する事項
（５）原子力施設の廃止措置に関する事項
（６）その他、原子力バックエンド対策に関する重要事項

３．構成員
　別紙のとおりとする。

４．その他
　専門部会の下に、必要に応じて、分科会を置くものとする。また、専門部会は、必要に応じ、専門部会構成員以外の者からの意見を聞き、あるいは、報告を受けるものとする。

１．設置の目的
　原子力バックエンド対策専門部会における、再処理施設やＭＯＸ燃料加工施設等から発生するＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の処理処分に関する事項の審議に資するため、「ＴＲＵ廃棄物分科会」を設置する。

２．分科会の構成員
　原子力バックエンド対策専門部会の部会長が、別途指名する。

３．その他
　ＴＲＵ廃棄物分科会は、その検討状況を、適宜原子力バックエンド対策専門部会に報告するものとする。