次一目OO

カナダにおける放射性廃棄物の管理
センタ一の うごき

カナダにおける 放射性廃棄物の 管理

それらが人口の 少し地方に偏在しているため ，需九会社 (AECL) が， また同じく中心的なウラン 採鉱製錬事業体としてエルドラド 資源会社 (ERL)が設立されている。 連邦政府ではエネルギー・ 鉱
山・資源 省 (EMIR Canada) がこれらの監督にあ要の大い東部のオンタリオ ハ ・ケベック州なビ にたっている (図 1 )o

おいて， 原子力発電の 開発利用がすすめられていカナダ原子力会社が 中心となって 独自に開発した天然ウラン 重水減速冷却型原子炉 (CANDU 炉 )が， 1968 年以来主としてオンタリオ 州 (および ケl . カナダの原子力開発

カナダは豊富な 水力・石炭・ 石油・天然ガスおよびウラン資源をもつエネルギー 資源 国 であ るが，る。

ウランの確認埋蔵 量 (130 ドル/kg 以下のもの )は21 万トン て 世界第 4 位てあ るが，近年は 年 1 万

ベック 州 。

トン強の世界第 1 位の生産を続けており ，れ発電を続けている。 現在 18 基，1286 万 kW

わが国ニューブランスウィック 川 ) に建設さが運転中で。ぽかに建設中のものが 4 基， 352 万 kW あ る。
総発電量の 2/3 が水力発電により 供給されるなかへの主要なウラン 供給国 ともなっている。
カナダの原子力開発は 戦時中にはじよっていて ，1946 年には基本となる 原子力規制法が 定められて:‑ あ って。 1987 ヰには 15.1% が原子力発電に よいる。 それに従って 連邦政府の規制機関として 原
十力規制 庁 (あ るいは原子力管理 庁 ， AECB) が，連邦の中心的原子力開発事業体としてカナダ 原子供給された。

Oり

だけの量であ るので， わが国の約 1/2 の原子力発電 容量の国としては 大きな 値 となって い る。 またカナダ原子力会社がコバルト ‑60 線 源を大規模に 製造供給し， RT 等使用者が 5400 と多いことも 影響し2 . 放射性廃棄物の 発生

カナダにおける 放射性廃棄物問題の 特色の一つ
はウランの採鉱製錬からの 廃棄物問題の大きいことてあ り， いま一つは早くから 一貫して再処理を 行れない燃料の 使いすて 路線をとってきていることであ る。 いずれもカナダが 豊富なウラン 資源をもつ大生産国であ ることにかかわっている。
ウラン鉱倖は簡単な処理をして 城跡，湖沼等に堆積されており ，ているとみられる。

使用済然 料の再処理は 当面行わず， MW 年の単位発電量あ たり l40kg(U) だされる使用済燃料はすべてプール 貯蔵 され，全体でl 万トン近くになっている。 200(m
年には貯蔵 量が約 5 万トンに達すると推定されている。

これまでの蓄積量はオンタリオ州て 1.1 億トン，サス、カチ ワ ン 州て 0 ． 2 億トンに達し，このために7 ㎞の土地が使われている。 その発半量はウラン lke あ たり 0 ． 5 一 2 トンてあ り，現在3 . 放射性廃棄物管理の 方針と規制

年間 750 万トン づつふえ 続けている。 ラジウム・ラドン等のウラン 崩壊生成物の 約 85% がこの 鉱津に含まれており ， 極低レベル廃棄物に 属する。
低レベル廃棄物のこんご 40 年間の推定発生量
単純平均年間発生量を 表 1 に示す。 単に圧縮した

放射性廃棄物管理の 一次責任は，処分の 責任も含めて，廃棄物発生者の 負 う べきものとされ ，ただその責任を 負 う べき事業者が 存在しない場合には政府が残存責任を 負うことができるものとされと表 @ている。

その ょう な場合として。 過去のラジウム 生産からの廃棄物の 除去と処分， 自前の処分施設をつくれない小事業者の 廃棄物の処分，事業から 撤退したウラン鉱山会社等の 廃棄物の処分と 復旧作業，規制条項に従って 閉鎖された処分施設の 長期的管

カナダの低レベル 廃棄物発生予測
は 明一礼 凹年の推定発生量 (㎡ ，単純平均年間発生量。 ㎡ /年， 。 即 Ⅲドラム 不 /年 )原子力発電は ．目口口

核燃料製造
原子力研究と円 製造

15.00061.000l. 日理などがあ げられる。

3

口

これらの問題を 検討するため． 1982 年政府は；ナダ原子力会社本社内 (オタワ ) に低レベル放射性13.000とウラン製錬
雑 ウラン産業

4日． n
65. D
コ口

口

口

30.BOO

廃棄物管理 重 なっくらせた。 そこでは先ず エ ルド"

ラド資源会社のボートホープ

遥 リン酸肥料製造， 研磨材製造・マグネシウム・トリウム(オンタリオ 州 ) 「‑

堆積されているラジウム 生産廃棄物の 処分をとりあ げ， 1987 年には長期貯蔵 の報告をまとめ ，近く合金利用事に関するもの

一︵日鉱物・エネ レギ一 技術センター(CA Ⅱ M 三司

地質調査所

(GRC)

原子炉規制 局

原子力規制 庁

(A 巨 CB)一

ほかに原子炉の開発

重水製造にあ図 @廃棄物管理部

たる3工場とフレース

カナダの原子力開発・ 規制機関エルドラド資源会社))
日日 」

二王L 「

物質規制 局

ウラン鉱山*。A C )カ ナタ原子力会社三」燃料 ヴ イウル

チョークリハーホワイトシェレ

原子力研究所(C 円 N 」 )原子力研究所
WN 日日 )

施設 (OntaⅡ O)

Ⅲ製造

昭射 サ ーヒ

りO施設建設の見通しとなった。 管理室の諮問勧告の4 . 放射性廃棄物処理処分に 関する研究開発

性格をさらにすすめて 実務を行

中心的な原子力の 研究および重水・ RI の生産機関としてカナダ 原子力会社 (AECL) がつくられており，研究所としては 会社よりも 1 年早く 1945年に設立されたチョークリバー 原子力研究所 (CRう廃棄物管理系ビジネスセンターが 原子力会社のチョークッバ ー研究所に 1988 年設けられ， チョークリバー へ もちこ

まれる低レベル 廃棄物 (発電・採鉱製錬以覚の 大半 ) の処分の実務にあ たることとなった。
原子力規制の 法律 (1946年 ) と関連規則れ 9 町午 ，改正1985 年 ) は上ヒ 較的簡単であ って，具体的な規制方針 b よび指針は原子力規制庁の 参考資料として出されることになっている。 廃棄物に関し

Nr,と1962 モーに 設立されたホワイトシェル 原子力研究所 (W円， NRE)の 2 つ をもっている。

4‑ 1 チョークリバー 原子力研究所(CRNL)

この研究所は 首府オタワの 西コヒポ 0200kmにあ り，2 つの研究炉を 中心にして約 2400 名の職員がはたては 4 つの規制資料が ， 1985 年に 1 件， 1987 年にらいている。 CANDU。 ; 件と出されている。

が， 初期には カチ タにおける廃棄物研究の 中心て・基本となる規制資料 R‑104

炉 開発の中心となっている。 長期的にみた 放射。 のホワイトシェル 研究所のもあった。 しかし第 2性 廃棄物の処分についての 規制の目的，要件およ設立後は多くの 人員、 と経費を要する 高レベル関係はそちらへゆずり ，研究所自身のものだけてなく産業界・大学等からもちこまれる 低レベル廃棄物の 処理処分の研究と 実務にも力を 注いでいる。
固体廃棄物の 処理は一般に 圧縮梱包が主体であび指針 " (198, 年 ) は，先ず19 ㏄年に協議資料 C‑104として出され ，コメントを求めて 修正を加えた

ぅ

えで規制資料として 公表され発効となった。 それでは，処分施設からの 放射能の漏洩に 対し評価期
間 l 万年について 放射線による 個人の死亡リスクをモデル計算により 求め， l0‑6/ 年 以下であ れば処分してよいとされている。
規制資料 R‑71"核 ，燃料廃棄物の深地層処分の背景情報と規制要件 "(1985 年 ) が早く出され ，それに続く規制資料 R‑72" 高レベル放射性．廃棄物の地 卜 処分場の立地における 地質主的考察一規制

るが，研究所には 11OOkg バツチの 軌 分解焼却炉も備えられて い て，大字等から 集荷されたシンチレーション溶媒の 焼却も行われている。 焼却灰はアスファルト固化される。
現在，低レベル廃液は 20,000m,/ 年はど だされており ，最大許容濃度以下のものは分析確認の 後オタワ何に 放流されている。1974
年 には廃棄物処理センター (Ⅵ‑TC) が所内につく

指針 " は 2 年後の 1987 年に出された。 これらに よられ，圧縮梱包装置。 焼却炉， アスファルト 固化

り先ず処分の 概念が公聴会において 認められるこ

装置のぱか，廃液用に蒸発缶 (30.000m,/年 容量),とが必要であ り， その後で具体的なサイト 選定の逆浸透 膜 装置を備えている。 廃液は逆浸透処理の作業がはじめられる ヒいう手順が示されている。

のち蒸発濃縮されアスファルト 固化されるが ，現原子力会社が 地層処分の安全評価を 一般的な場合

在は逆浸透装置が 不調のため定常運転 は されていについて行った 結果については ，1981 一 85 年にわない。 またカナダ特有の 問題として CANDlJ 炉のたってエネルギー 鉱山資源 省，環境省，およびオ重水中に生成するトリチウムにンタリオ 州 環境局より成る 省庁間レビュー 委員会で検討されたが ，公聴会は1991 年以降と予定されに 吸着固定させ 除去する技術が 開発され， そのたており，後に 述べる地層研究も ‑ 般的研究のためヌすしては， チタンめの 小 プラントもつくられている。

規制資料 R‑85 "放射性物質の 処分に関する 認可

廃液処理施設の 稼動しない時には。 放流レベル以下の化学廃液は 所内の浸透 池 に放出され，土壌の吸着保持作用により 捕捉され。るようにされてい免除のための 要件" (1987年 ) は，放射性物質の 取る。 195.2 年の NR Ⅹ炉の事故の 際にも放射能レベル

扱に 2 8 個人の死亡リスクが 10" ゾ年 以下であ り，の高い廃液が 緊急措置として 所内の地中に 放出されたことがあ り，含まれていた 放射性核種について 地下水による 地中移行の状況が 追跡調査されており。 その移行がきわめて 遅いことが 確 められてのものであ る。

その放射線影響が 小人口に限られるな ， ば，処分にあ たり特別の認可を 免除されるい、もので，
ぅデミニミス(裾切りⅠ方針とも 言われている。

Ⅰ"

ノーフラスチックシーⅡノ@圭 tしコンクリー

日蓋ドレン

地下水位 (最高 )図2lRUS 型低レベル廃棄物処分施設の 概念図

サブ ・モデル
実験室及び経験的モデル

生物圏

フィー ル に研究解釈データ

くりがえしパラメータ分布

八詳細分析

一図3SYVAC コードによる 計算手順

図4

カナダの地質と 主要原子力施設

O一

いる。

低レベル固体廃棄物は 1946年から所内に 浅 地理設されており ，(% 戻し粘その施設にはトレンチ

現在は関連する 各種の工学試験が 平行してすすめられており。 この原型施設の 建設はl989年，使用は l99l年からと予定されている。 いずれその実証土覆い ), コンクリート 壁をもつトレンチ (埋 戻し

データをふまえて ，粘土覆い ), コンクリートバンカー (廃棄物ドラム

カチ タの国立低レベル 廃業物処分場がっくられる缶を収納し 埋 戻し粘土覆い ) なビ あ るが，次第に放射能の隔離貯蔵 性が高められてきている。 管理下の貯蔵 であ り地下水のモニタリンバが 行われてことになる。

4‑2

オンタリオ 州 南部の ビ こかに

ホワイトシェル 原子力研究所(WA,NR 助

は核分裂生成物を 溶かしこんだ 不 フェリン閃長岩

カナダ原子力会社の 第 2 の研究所で， マニトバ州の首都ウイニ ベバの東北 104km に所在する。有機質ガラス 塊25 個が地中に埋設され ， それからのセ材減速研究炉を 中心に約 1000 人の職員がはたらりシウム おょぴ ストロンチウムの 地下水に 2 8 浸出移行が追跡調査されている。
さらに有害寿命が 500 年以下の廃棄物についてており，約50% の人員と予算が 廃棄物管理の 研究開発にあ てられている。
ここでの重点は 高レベル廃棄物の 処分研究にお現在の貯蔵 方式を処分にきりかえていく計画が 1985

かれてはいるが ，低レベル廃棄物の 圧縮装置，研いる。 廃液の地中浸透調査とならんで，1960 年に年から検討され ，現在，原型処分施設の設計がす究炉からの 廃 有機材用の焼却炉，廃液の 蒸発装置，すめられている。 これは放射能の 危険性がなくな

濃縮廃液のプラスチック 固化装置． 貯蔵 施設 (地るまず隔離を続けるもので， 耐 浸入地下構造 (lRUS)

下水位が高 レ ため地表コンクリートバンカ 一 ) 等といわれる地アの 耐久性コンクリート 壕を地下水位の l m 以上 えの砂層中につくったものずあ るも備えている。 ただそれらの 研究面でのウエイトは小さい。

@2L

カナダはウラン 資源に恵まれ ，ぅト。 壕の底には吸着性の 緩衝 材 (砂 ，イライ

粘土． 斜プ チロル沸石の 混合物 ) を l m の厚さ

ブルトニウムを回収して利用する 必要はなく， ‑ 部で基礎的な 再は 500 年以上健全性を 保って人や植物処理研究は行っているものの ，一貫して使いす て路線を歩んできた。 そしてこの高レベルの 使用済燃料 (または再処理高レベル 廃棄物固化体 ) の処の根などが浸入することを 防ぐよ う にしている。

分にそなえて ，Ⅳ7f 年には連邦政府 (エネルギー・にしいて透水性を 高め．廃棄物が数 100 年間は ぱんど水に接することなく ，壁厚 0 ． 6m)とまた構造物 (蓋厚 l m,鉱山・資源 省 )とオンタリオ州政府との 間でカナダ核燃料廃棄物管理計画(CNF Ⅵ，h.TP)に関する政府間協力協定が 結ばれ， 原子力会社が 使用済燃料の施射能国定と最終処分の 技術開発を， またオ
ンタリオハ イドロ 電力会社 (OH)が使用済燃料の一時貯蔵 と輸送の技術開発をそれぞれ 担当して 行ぅこヒ とされた． 198T 年にはこの計画に 関する処分地を特定しな @,10 年 研究計画が政府に 2 0 認められ国家プロジェクトとしてその 推進がはかられることになった。 毎年プロジェクト 情報会議が開かれ， またプロジェクト 年報も原子力会社から出されている。 さらに 1979 キー にはこのための 技術 ぎ谷間委員会 (TAC)が字 講経験者によってつくられ ，T 生C 年報も出されている。
この国家プロジェクトの 原子力会社側の 研究の図

5 地下研究施設 UR」の構成

木嫁がホワイトシェル 研究所におかれ ，チョークリバー研究所では 低レベル廃棄物の 処理処分研究と実務の仕事がすすめられている。 ホワイトシ エ

ル では高レベル 廃棄物の地層処分に関する基礎研
突 として廃棄物固定化の 研究，地球科学的研究，および環境安全評価の 研究がすすめられている。

それらの成果を 内外に広く知らせ 国際協力を促進するために，従来 のプロジェクト 情報会議の ぱか
1982 年からは カ ナタ原子力学会主催の 放射，性廃棄物管理国際・会議がウィニ ベバ において 4 年毎に 開催されるよ う になった。

固定化研究では 使用済燃料の 特性測定， ガラス固化法等と固化体容器の 開発，処分施設のシーリング の研究などが 行われている。 環境安全評価 研れている。 ホワイトシェル 研究所が力を 注いで ぃ

日たm

Ⅰ‑
図6り

究 では地中 (輸送) 経路と大気中経路の 研究。 処
分 施設の閉鎖前安全評価と 閉鎖後安全評価が 行わる 閉鎖後の安全評価では， 処分場から放射性物質人問と環境にお ょが他国および生物圏をとおってブルース原子力発電所配置 図

ぼす影響の解析がすすめられている。

このための一@ モニタリンク 用折本清 へ

モニタリンバ 用 排 本管路

Ⅰ""。 J‑5:.a杓。

タイル・ホールミ

モニタリンク 用ノⅠ

排 本管路

回収可能なライナー口
不@7漂つ透@趺
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一

内部コンク
リート 筒
外壁コンク」 一ト 構造

クワド リセルアンカーボルト 及 び弔 上げ

図7

吸着材

(粘土 )ベアリンバ・パッド(コンクリートトレンチ，ロ モニタリンバ 用集 本棚

断面図

ブルース発電所の廃棄物貯蔵 施設

平面図

タイルホール
クワ ド リセル)｜一O@3)

確率論的評価コードとして SYVAC

その他のコードが開発され ，とくに変数をふやした
SYVALCなっている。 このURL では欧州諸国とわが 国による国際協力研究がはじめづれている。

改良コードについては 国際的にも 高 l、 評価があ たえられている。 これでは入力パラメータは 単純な数値でなく，分布関数ずあ たえられ，確率計算により被ばく線量が 棒グラフ形式で 求められる。
地球科学研究ではカナダ 楯状地の花 嵩岩 質の 深成 岩中に考えられている 処分場の土質力学的研究，小文地質学的研究，候補地層の 地質学的研究。 放射性物質の地中杉 i‑の予測計算などが 行われている。 カナダでははじめ 岩塩層への処分も 検鵠寸 されたが，国土の 東北部の大半をおお う先カンブリア
テ

5 . 原子力発電所の 放射性廃棄物管理
カナダの原子力発電所はすべて CANDU

炉 てあり， 原型炉タグラスポイント 2l 万 kWれ‑ が運転を ぱ
じめたのは 1968 年であ る (1985 年廃止 ) 。

それまではチョークリバ 一の研究 炉 をつかって原子炉廃棄物の処理技術の 研究開発がすすめられた。
オンタリオ川内の 2 つの原子力発電所 (8 基412万 kWれ‑の ピッ カノンバ，および 8 基 f643 万 kW, のブル
一ス )。

および建設中のダーリントン 発電所㎝ 基紀のカナダ楯状地が 注目され (図 4), その中ヘ マ

352 万 k ⅢW) からの低レベル 廃棄物は， それぞれ各グマがふきだして 深部で固化した 深成岩体への 地

サイトで，固体は 圧縮梱包処理され ，液体は戸過居処分が考えられ ，予備調査とボーリング 調査が行われた。 オンタリ

イオン交換処理され ，一時貯蔵の後は，すべてプルースの放射性廃棄物貯蔵 場 へ運ばれ集中貯蔵 さオ 州 だけで， 約 14.00 の深成岩 体 が調べられ，散地れることになっている。 0 ． 6ha の第 1貯蔵 場は満杯必要な円地をもとめて 広般 な区のボーリング 調査の結果， ホワイトシェル 研究ず ，現在は 16ha の第 2 貯蔵 揚 がつかわれている所から 14km はなれたう 一クデュボ ネット地区の380(図 6) 。 原子炉 l基から平均 l00m,/ぬ 0 州布地が選ばれた。 1980 年から詳細な 調査が行運ばれてきている。
この貯蔵サイトには廃棄物戚容処理施設 (R ⅥⅣRF)が付設されており ，圧縮梱包装置と 3000m,/ 年のわれ，地層処分に 関わる 原 位置試験を行う 地下 研究施設 (UR 」，図引の建設が 1983 年からはじめられ，現在地下440mに及ぶ URLが ぱ ，完成して・年の廃棄物が焼却炉を備えている。 貯蔵 施設 (図 7)にはコンいる。 忙だこれはサイトを 特定しない ‑ 般 研究のクリートトレンチ ，地中筒状のタイルホール ，放場であ り，実際の処分用地選定はこんごの 課題と射能レベルの 高いイオン交換樹脂用の 角型コンク

不透水性の土侯

グラウト施工クラウト施工覆土粘土層

プラスチック 敷布
ィ

地下水位

図8

ウラ、ノ釜宙宰 (尾鉱 ) の処分法
(ダム方式，埋め戻し方式

一一 水位の低い場合，高い場合)

リート箱 の クワド リセル， コンクリート 倉庫など

6 . ウラン 鉱 浬の処理処分
ウランの採鉱製錬からだされるがあ る。 最近照射・炉心コンポーネントを 地表 て 貯

微量のウラン ，蔵 するため 175 トンのコンクリート容器も開発されその崩壊生成物であ るラジウム等を 含んだ鉱石粉ナー。

末・製錬 残湾は ウラン 鉱津 あ るいは尾鉱とよばれ ，ケベック州のジェンティ発電所，ニューフラ

次第に注目をあ びるよ う になってきた。 かつては

ンスウイツク 州のポイントルプロ 一発電所の廃棄物も前処理後，サイト 内に貯蔵 されている。 フルースの貯蔵 廃棄物を含めこれらはすべて ，将来オンクリオ 州 南部につくられる 国の処分施設 (lRUS

他の金属の場合と 同じように鉱山周辺の 不用のくぼ 地 ．航跡，
あ るいは湖沼に 堆積され，残存ウラン 濃度が低く特に 放射性我酒とみなす 必要のないものとされていた。 それが近年の 調査により， ラ型 ) へ移送されることになっている。

、ジウム等による 長期間の放射綜、リスクが意外に 大リいことがわかり ，真剣に対策が考えられるようにに切断，溶融，シンタリング ，温式酸化，生物学 なった。
しかしその蓄積量は l. 田貴トンに達しており ，こ的消化等の新しい 技術を組みあ わせ，固体廃棄物の大量を安価確実に 処置する ヌ士策 には苦慮していの減 容 をはかるための 技術開発，キヤスク によるる 。 図 8 のように低レベル 廃棄物の浅 地 埋設に準使用済燃料の 地表貯蔵 試験等が行われている。 なじた方法が考えられ。 一次責任を問 い 得ない初期
お使用済燃料は 現在は各原子炉のブール 中に貯蔵の鉱 痒は ついては残存責任は 国が負って必要な 処さ 41 続けている。
分経費を支出する 方向で対策が 検討されている。
現在オンタリオハ イドロ 社を中心として ，さらセンタ一の うごき
昭和 63年度調査研究受託状況
昭和 63年 9 月以降昭和 63年 11月 30 日までの間に ， 次の受託契約が 行われました。

委託 元
科学技術庁

調査研究課題(柄 : 契約日7%考●低レベル放射性廃棄物の陸地処分 (浅地中処分) に関(63.10.12)
する調査研究原子炉施設以覚の原子力施設廃棄物を対象●低レベル施射@ 廃棄物施設貯蔵安全性実証試験

検査機器機能確認試験等(63.9.26)
返還TRU 廃棄物愛人システム等●海外再処理返還固化体吏人システム開発調査(63.9.26)●放射性廃棄物処理最適化調査(63.9.26) 放射性廃棄物処理、ンステムの最適化調査●原子炉廃止措置廃棄物処理処分方法調査 (63.9.26) 原子炉廃止措置に伴う特有廃棄物の処●放射，l%廃棄物処分高度化システム
確証試験●放射性廃棄物処理処分経済・性調査

669933

通商産業省●放射性廃棄物有効利用システム開発調査 (63.ll.l9)●ウラン廃棄物処理処分システム開発調査 (63.ll.l9)

分方式の検討等
改良止水システムの開発等
処理処分算用の算定，経済性評価シス
テムの整備等金属等廃棄物の有効利用システム検討、技術確証試験等
ウラン廃棄物の処理処分方策検討，技術確証試験等

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財〒Ⅱ編集発行