ンタトピック
GEMENT@ CENTER@ TOPCS

次目O
O

ウラン廃棄物の処理・処分研究の現状
各国の政策と計画

ウラン廃棄物の 処理・処分研究の 現状@リ廃棄物の分類方針 ]はじめにウラン廃棄物は ， lAEA の放射性廃棄物の含有廃棄物の 範時に属するが ，に従えば ク

分類「アルファ廃棄物は ， 主として再処理施設からこれを発生する超ウラン 元素を含むいわゆる明確に他の廃棄物と 区分する孝ぇ 方は海外にお い57存廃棄物に分けることができる。

㌧えられる。ては見られず，我が国独自の，我が国においても分類方法であからこの概念が 存在していた 訳ではなし
しかしながら

TRlI 廃棄物及びウラン 燃料加工施設等から 発生するをの 他
ィ 年 6 月 4 日Ⅰ原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会」
低レベル放射性廃棄物対策についてると考当初かなりの固昭和長期間にわたって 次第に輪郭が 形成されたと 思われる。 以下にその経緯を 主として原子力委員会 関[ ウラン廃棄物の 確立]「ウラン等を含む放射性廃棄物 : ウラン燃料 加エ 工場等で発生する 廃棄物に含まれるウラン 等は放射能も低いこと (表 l 参照) などから， この様な廃棄物の 処分の具体的なあ り方，放射性物質連の報告書により辿ってみ る

リ廃棄物を分類することの 必要性]
「現在のところ ， な 放射体を含むと 思われるも上ヒのは，すべて は 廃棄物として 扱われているが 天然としての特殊性を 考慮に入れる 必要のな い もののに存在するものおよび 人工核種があ っても， あ る範囲等については一定量以下のものは ，ア 並みの低レベルのな 廃棄物として 扱わずに p,廃棄物として 扱うことが科学的に妥当と考えられるの て ，るⅡ

こうした取扱いについて検討を進めていくことが 必要であ る。

， 丁 RU 核種を含む廃棄物とは別に検討を進めていくことが 適当と考えられョ

gf 66(Wヰ l0 同 7 日Ⅰ同上ロ

放ゑ寸性 廃棄物処理処分方策にっ。
べこの様にして ，以降は， 我が国の放射性廃棄物」

昭和 48 年 6 月 25 日Ⅰ原子力委員会環境・安全専門部会放射性廃 分野ではウラン 廃棄物が独立して 検討されている
葉物分科会報告書
本小論では，通産省から 委託を受け出センター

O表@

主な放射性核種の l 9 当たりの パ C@

しヒ

具体的な考え 方がまだ示されていない。 しかし，
これまずの 両 委員会の放射性廃棄物処分に 関する考え方を参照すれば 次の如く区分することができ放射能)

よう即ち， ウラン廃棄物は 半減期の極めて 長い ぱ放射性核種であ るという観点から 見ると，低レベル廃棄物に関する 区分概念よりも 丁 RU 廃棄物にほが 実施している ，ウラン廃棄物の 処理・処分研究は 類似の区分が 適切であ ると考えられる。 これにの一部を紹介する。

従えば，廃棄物中のウラン2 , ウラン廃棄物の 定義と区分般廃棄物と同様に 取り扱えるレベルを 示す「無 拘束限界値 (一般区分 値 )」と，それ以上では地層最も広義なウラン 廃棄物の定義としては ， 主た処分が必要なレベルをる 含有元素がウランであるような放射性廃棄物の総称であ ると り える。 しかし，実際に 核燃料サイクルにおけるウラン 廃棄物を考えてみると ， 例えば組成，共存物 ，濃度等非常に 多種，多様にわたっている。 そこで， ここでは含有元素のウランの種類に着目して 以下の如く分類・ 定義する。
Ⅲ天然ウラン 廃棄物 (CNU を含む )(2@ 縮 ウラン廃棄物 (ECGU を含む )㈹第4ヒ ウラン廃棄物(4@ 処理回収ウラン 廃棄物
各々の主な特徴を 表 2 に示す。
Ⅲ 目 3)については天然ウランの 延長として同等に取扱えるが・ (4)についてはウラン 以外の共存核種及びウラン同位体の 種類が多く。 別途検討するべきと考えられる。

濃度がそれ以下では 一示す「ウラン 廃棄物下限値 」により区分をすることができよう。 また，場合によっては 低レベル廃棄物における「極 伝 レベ
ル放射性廃棄物の 濃度上限 値 (特別区分 値 )」に相当する区分も 必要となろう。 我が国においてはTRU 廃棄物下限 値 として30nCi/e が検討されいるが， ウランについては 天然賦在元素のためより高いレベルを 考えることもできよう。 また， 無拘束 限界 値 に関しては，一ィ Ⅱとして，土壌中の ウラン 濃度 (約 1.8ppm) を基準とすることが 考え ろⅠタれる。 図 ] 及び表 3 に以上の概念と 諸外国におけ8 対応する区分値を 示す。
一方， 本 トピックス N0.24に解説されている，原子力安全委員会 2 9 見解が示された ，「放射性廃棄物でない 廃棄物」の区分を 導入することは ，実際の処分を 行 う 上では極めて 有用であ ると考 え

次に， ウラン廃棄物の 濃度区分については ， 凍られる。

手力委員会及び 原子力安全委員会のいずれからも
表 2 ウラン廃棄物の 定義と特徴
天然ウラン廃棄物

濃縮ウラン廃棄物

劣化ウラン廃棄物

再処理回収ウラン
廃棄物

同位体組成が天然に産す天然ウランに含まれてい 天然ウランに含まれてい再処理によ り 回収されたるものと同じ組成のウさ る同位体組成に 上ヒ 較 る 同位体組成に 上ヒ 較 ウランを含む廃棄物
古疋
義 ンを 含む廃棄物
し ，235TJ の割合を人工的 し ． 235rT の割合を人工的に 大きくしたウランを
含 に・小さくしたウランを
含
む 廃棄物
む廃棄物
ウラン鉱m
ウラン濃縮施設
ウラン@ 縮施設
再処理施設
主たる ウラン精錬施設
燃料再転換加工施設
発生施設 ウラン転換施設
燃料成形加工施設
ウラン濃縮施設

234.J
れ，2Fl,UU 99.2739%
0.7204%0.0057%，，，U 99.7% 以上程度，@",U 0.3% 以下程度
2"U O.005% 程度

2,8U""Uウラン系列核種

放射平衡にある 娘核種

放射平衡にある 娘核種""Th@"4""Pa23lTh の㏄組
ウラン同位体成共存核種

8U， "5U

95% 以上程度
5% 以下程度

0． ln% 程度
放射平衡にある 娘核種

23<u

""Th@

""Ph@ ""Th

""Ra@

""Bi@

234m

""Th@

Pa

'"Pa@

"'ThW

2"'Rnl

アクチニウム等 系列核種'"Ac@ ""Rn
231 T， 、h
227

T， 、h@"5pQ@Th""Pa

3 核種

3 核種

"i，ThW@

232TJ

99% 程度
l% 程度
微xa
里3 核種
微量のFP 及びTRU元素

Tc Ru Sb Np 等"'Pa

223Ra 等Oゼ及び使用済燃料の 再処理等の研究開発が 行われている。 従って， ウラン廃棄物が 継続的に相当量発生しているのは 燃料加工 4 社からと言える。 図 2に 燃料 力 エ 4 社におけるウランの 流れを示す。
Ⅱく[ウラン 無 拘束限界値l(一般区分値@

特 別区分 値

[ウラン廃棄物下限値l
ウラン濃度

図 @

ウラン廃棄物の 処分方法に応じた 濃度区分の 概念種類と分類 )ウラン燃焼加工施設で 発生する廃棄物は 気体，液体，固体の 3 種類があ るが， このうち気体及び大部分の液体は 規制値を下回るウラン 濃度にしたのち施設外に 放出されている。 上記以外の固体廃棄物及び一部の 液体廃棄物は 施設内にて焼却 スは保管される。 図 3 にその発生工程，表 4 に廃棄物

表3

諸外国における丁 RU 廃棄物下限 値

アメリカ

イギリス

loonCi/g

3Ci/m,の具体例を示す。

フランス
5 月 C /g，。， Pu,,4,Cm,
比重Ⅰの場合短半減期の核3 月 C Ⅴg

(濃縮 ‑ フッイヒ ウラン )個々の廃棄体loonCi/g

処分場全体平均

lonCi/g

種 を 除
TRU 核種のく蒸発(フツラニール溶液沈澱ろ過イヒウ

グ 濃度水分解)加(再転換工程 )乾燥(重 ウラン 酸 アンモン )ば

3 . 我が国におけるウラン 廃棄物の現状
くい焼・還元(二酸化ウラン粉末 )発生源 )粉末調整・プレス

我が国のウラン 廃棄物の発生源は ，商業的に稼働している施設を 持つ企業として 日本原燃㈱ け
ラン濃縮 ), 日本核燃料コンバージョン㈱(再転(二酸化ウランクリーンハレ
焼換加工 ), 日本 ニユ クリア・ ブ ユエル㈱，原子燃(被覆 管 )料工業㈱ (成形加工 ) 及び姉菱原子燃料㈱ (再転換 ・成形加工 ) があ り， このうちウラン 濃縮施設る。 他に，動力炉・物の発生量はは稼働開始 (平成僅かであ4 年 ) から日が浅くウラン
核燃料廃棄(燃料集合体部品 )結・ツト研)

削(二酸イヒ ウランハレ ツト )(燃棒)

開発事業団においてはウランの 精錬，転換。
濃縮原料

再転換加工UOz
海外製品燃料集合体

図3
N」

から

「BWR

白CO」

U6「」

成型加工

(一部 )

毎夕ト
「ⅠM 東海製造所

BWR 向l 熊取製造所

目WR 向Nから

MN「い主)

Ⅰ「nMNF

PWR

日本核燃料コンバージョン向株式会社

三菱原子燃料株式会社
日本二ユクリアブユエル株式会社

原子燃料工業株式会社
日本原林株式会社

図2

加工事業者四社におけるウランの流れO

ウラン燃料加工工程の 例(成型工程 )

なお， ここで行った 可燃物，焼却灰，スラッジ類，不燃性雑 固体及びフイルタ 一類とする大分類
法は燃料加工 4 社で共通して 実施されており ，② 焼却灰を直接科学分析する 方法
表 6 にアンケート 調査結果より 推定されたウラン廃棄物のウラン 濃度及びドラム 缶あ たりのウラン含有量を示す。 土壌中のウラン 濃度と上ヒ校 する

さらにこのいずれにも 属さないものは 無く，保管上もこれらの種類に 分類されている。
くと，種類により 異なるが概ね m02 一 W0 ， 倍 程度ずあり，大部分は 極めて低いレベルと 見られる。
表 6 ウラン濃度 (g‑u/k め 及びドラム缶当りのウラン含有量 (g‑u/ 本 )発生量 )ウラン廃棄物の 処理処分方策が 定まっていない
現時点では，発生廃棄物は 原則 してそのままの状態で保管されている。 例外的に保管容量を 減少させる目的で ，戚容率が高くかつ 後々の処理処分にとっても 手刷障害とならないと 考えられる可燃物の焼却，及び可燃物あ るいはフィルタ 一類の圧縮減容 が行われているが ，平成3 年度末の累積 在ヒ牛ザ

庫 量は 4 社合計で約 2 万 4 千本に達している。
また，将来的には ，図4 の発生量 U 呆管量) の4 . ウラン廃棄物の 処理技術

予測に示す通り ，増加を続け2nnn 年頃には保管 能

前項 て 述べた現状を 背景として， ウラン廃棄物力を超える見込みずあ る。
なお， ウラン廃棄物発生量と 燃料加工量は ，全体 的に見てば ぼ比例関ィ系にあ ると考えてよく 表 5に廃棄物種類ごとの 原単位を示す。
表 5 ウラン燃料加工 量 当たりのウラン 廃棄物発生原単位 (本 / 十一 u) 2002 ドラム缶換算

中のウラン捺染及び 回収を目的とした 処理技術の(1.36)(注 )研究が進められている。 本研究に当たっては ，ウラン廃棄物をその 特性を考慮して①スラッジ 類②焼却灰 ③フィルタ一類 ①不燃性 雑 固体 の4 つのカテゴ

ソ一に分け ， 各々の廃棄物を 処理する単位工程を 統合して全体システムとしている。
図 5 に全体システムのフロックフローを 示す。
全体的な工程の 構成は以下の 通りであ る。

1.78* 合計には可燃物は含まな

く前処理 )

まず，廃棄物を 受け入れたあ と乾燥，粉砕，分く

ウラン濃度ノ解等の前処理を 行 う 。 同時にウラン 濃度 (スは 表

ウラン廃棄物中のウラン 濃度について 現在採られている主な 測定法は以下の 通りてあ る。
① 廃棄物を充填したドラム 缶の外面から y 線量率を測定し 実験式によりウラン 濃度を推走 する方法

面汚染レベル ) を測定しこの 段階で無拘束限界 値以下のウラン 濃度にあ るものはそのまま 処分する。
くウラン陰架 )次いで，不燃性雑 固体以外の廃棄物については，硝酸を用いた 浸出捺染を行う。 不燃性雑 固体の除染は物理的，化学的及び 電気化学的に 行う。
くウラン回収，精製 )浸出液から溶媒 (TBP) によりウランを 抽出し累積木敬

たのち。

アンモニアガスを 吹き込み ADU(AmmoniumⅡ uranate)として一括して 回収・‑万本 ‑精製し，最終的にウラン 酸化物の形態にする。
ウラン陰架後の 廃棄物の回収Ⅰ
捺染済みの廃棄物については ，再度ウラン濃度
くを 測定し， レベルに応じて 次項で述べる 方法で処介 する。
9H

西暦年度

なお， 用し、 た硝酸，溶媒なピ は， 回収して百オllzoos

2000

ら

018@ててしれ係数が得

捺染以上

︐拷は ㎝ては果て結しのとまて又Ⅱ︒率

在口

0現︐︐@用する。

ラ2

予目,のの旦里
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ウム4

図｜ggg)3l3)3)

1995

Oケパ

"

『" 、。 " Ⅰ一"""
前処理設備

前処理設備

除染 処理設備

廃液処理設備

ウラン除去設備

洗浄設備

ウラン回収

mtiBMUtaiii

ウラン除去設備

中 '" 処

蜻型 設備

"設備

。 ""

洗浄設備

備@

回収 柑製 設備

ウラン回収設備

圧縮 収

康応処理設備

Ⅴ

乾燥設備

乾燥整備

固体廃棄物

固体廃棄物

処分‑‑‑%壷

処分「固体廃棄 牡処分二次 廃嚢(無 拘束 )

"L""
し 酸化物

図5

ウラン廃棄物処理全体システム

5 . ウラン廃棄物処分の 現状

我が国のウラン 廃棄物の処分については ，前項の処理技術等 i 併せて，各種の処分オプション・の詳細な検討が 行われている 段階であ る。 ここでは，地層処分を除き 我が国で適用の 可能性の高 い 処分方法の概念と ，海外での処分の 現状を示すのみに止める。
く概念ブロックフロー

クリートピット 処分並みの沃地中処分。

我が国での処分概念 )なお， これらの組合せも 考えられる。
海外の現状 )
・アメリカ : 一般産業廃棄物処分場，低レベル 放射性廃棄物処分場における 処分実績が 豊富。 基本的には素掘りトレンチによる処分。
く・イギリス : 一般産業廃棄物処分場 てぱとんビ のⅢ放射性廃棄物でない 廃棄物としての 処分処分を実施。 素 堀りトレンチによる処分が主体。

汚染されていないことが 明白な廃棄物，及び汚染されたものであ っても。 該当部位からの 捺・ドイツ

染 が証明される 廃棄物に行われる 一般産業廃棄物 並みの処分。
㈹上等の希釈を 考慮した極めて 簡易な処分
土壌中ウラン 濃度の自然界における 変動範囲

フな るよ@

できるだけ放射性廃棄物処分の対象となるものは 出さないのが 原則。 な実施。

ぉ，処分は深地中処分のみ

・スウ

F ヂノ : ウ ラハ 震度に応じて複数の 処分を実施 。 主流はウラン 鉱山跡地への 坑道処分。 一般廃棄物処分場での 処分も実施。

廃棄物と土壌等を 混合しそのまま埋設処分する。
㈹極 低レベル放射性廃棄物処分に 準ずる処分

・フランス : 低レベル放射性廃棄物として処分を実施。 コンクリートピットによる 処汚染レベルの 低 い 廃棄物に対して 行われる，素掘りトレンチ 処分並みの簡易な 浅 地中処分。

分。

(4@ レベル放射性廃棄物に 準ずる処分

・ベルギー : フランスと同様な 考え方に基づき 処原子力発電所の 低レベル放射性廃棄物の 処分

分 施設の建設を 計回中。

が行われている ， 六ケ所 廃棄物埋設施設のコン・スペイン : 同上O

・カナダ

コンクリートビット 中で長期間の 管応じて処分することが 求められている。 この方針

理貯蔵を実施。 低レベル放射性廃棄物としての処分施設の 建設を計画中。にそって，合理的な 処理処分を達成するためには ，残された多くの 技術的課題を 一つ一つ解消して いくことが必要てあ る。関係各位のご 協力を得て研6 . おわりに究 を一層推進して い き( 可吾 Ⅱ 青 マ白 )ウラン廃棄物は 国の方針として ，廃棄物特性にⅡ

各国の政策と 計画
19g1W
年 2 月開催の OECD/NEA
放射性廃棄物管理委員会 (R Ⅵ「ⅣIC) に各国及び機関の 代表から提の活動報告書が 完成した。 最近の主な試験としては，破砕帯 での溶質移行研究，緩衝 材 ノコンテナ一の相互作用研究，掘削による 岩盤への歪み 影響研究等があ げられる。

出された現状報告 " の 内容の主な点を 簡単に紹介する。
日本
原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会は低レベル放射性廃棄物管理については
地下施設 (IRUS)，

1992 年 8 月に「高レベル 放射性廃棄物対策について」ヒ1994 年には最初の IRUS

題する総合計画に 関する報告書を 発表した。

その主な内容は 官民の役割分担，実施主体，地層放射性廃棄物については1992 年 7 月に 沃地中処分可能な 廃棄物の区分目安値のの建設が認可されるであ る。

年Ⅰ 0 月に成立した。 CNEPA設定，予定

米国
包括的国家 ェ ネルギ一政策 法 (CNEPA)

処分手‑順， 深 地層の研究施設の 役割等についててあ る。TRU， 耐 侵入の予備安全評価が 行われておりが 1992ては ユ ッカマウンテ

ン 処分場に適用する 新しい放射線防護基準を公布

1990 年代末までに 処分方策を明確にするとの 方針するよう環境保護 庁 (EPA) に求めている。 新し等を主な内容とする 報告書を発表した。
原子力安全委員会放射性廃棄物安全基準専門部
会は 1992年 2 月原子炉施設の 解体廃棄物等の 浅地中処分に関する 基準を発表した。

ぃ 基準は約 3 年間の予定で 制定しなければならな

いが， まず，全米科学アカデミーが 線量基準や人間侵入の予測等の 検計を開始する。
環境修復及び 廃棄物管理計画 (EM) のうち。 環

動燃 団は 1992 年 9 月にこれまでの 高レベル放射境修復については ， 3,70(M サイト以上で 修復計画性廃棄物処分の 研究開発の成果をまとめた 技術朝吉書を公表した。
日本原燃は 1995 年 2 月運転開始に 向けて六ケ所村に海外再処理に 伴 い 返還される廃棄物の 管理施が進められており ，廃棄物管理については ，各種廃棄物の処理，貯蔵，処分計画が進められている。
廃棄物隔離パイロットプラント (WlPP) について
は，土地収用法が1992 年 10 月に成立し， それに伴設を建設中であ る。って新しい基準の 枠組みができ ，オーストラリアければならないため ， 第 Ⅰ試験フェースの 開始は5 年間行われた OECD/.NEA@

199 、， 年 8 月以降になる 予定てあ る。 ガラス固化施

国際協力研究アリ計画 (ARAP)

ゲータリバーナチュラルアナロク

設としてはサバンナリバーブラントがが1992 年 8 月に終了し間もなくホット運転に入る予定であ る。

ヵナダ

環境保護 庁 (EPA)(東周済 燃料の処分概念についてはって 1994 年初期に環境影響評価

それに対応しな， AECL

書 (EIS)によは 1992 年に W4,IPP 土地収用法

及 ぴ 包括的国家エネルギ 一政策伝が成立したことが環境より関係基準の 整備を行っている。

評価委員会に 提出され，関係者のコメント 及び 科学 評価グルー 列 SRG) の報告を受けて 1994 年末
または 1995 年初めに公開ヒアリンバが 開始される予定であ る。
地下研究施設は 1990 年 3 月に建設段階を 終了し

英国
原子力産業放射性廃棄物管理会社 (Nirex) は1991
年 7 月に中低レベル 放射性廃棄物の 深地層処分サて 運転段階に入っており ，Ⅰ992 年 12 月に及豊設 月支Ⅱ背山 は了㍉と よイト としてセラフィールドを 選定し， 1992 年 2 月に概念設計を 発表した。 当局への計画申請書の 提Oり遅れて， 1996 年末か 1997 年初めになせ画 (SKB RD&Dprogramme‑g2) を 1992 年 9 月に政府に提出した。 1993 年秋には決定される 予定であ る。 この計画によると ，処分場選定の手順として， まず， 限定量の燃料の 保管実証を行 。 実証期間中は回収可能条件を 確保する。 この保管実る 予定であ る。 なお，処分場地域の 特性調査のための岩盤特性調査施設 (RCF) の建設が計画されており， ここでは海水面下約 6R0m 深さの試掘 孔2 本の掘削を予定している。

うスイス
廃棄物処分の 長期安全規制基準(R‑ 21) の改訂証のため，現在の 施設に加えて ，封入プラント (バは予定 2 9 遅れているが 1993 年中には行われるだ、ソファ貯蔵 施設を含むろ ，1992 年 11 月に医療・研究施設等からの 廃棄物貯
蔵 施設がボールシェル 研究所 (PSI) に完成した，からの輸送施設及び 地下深部貯蔵 施設を設ける 予定としている。
各種処分概俳の 比較検討計画 (PASS) で ，銅/また， ベズノク 発電所に低レベル 放射性廃棄物中鉄 キャニスターを 使 い トンネルフロアの 垂直札 に間貯蔵 施設 ZWIBEZ処分する KBS‑3 の設計が良好であ るとの結論となった。

が ぽぼ 完成した。 ZWILAG

は，高レベル放射性廃棄物の 貯蔵 ，射性廃棄物の 処理等を行う

中低レベル放施設であ るが， 必要なすべての認可を 受けるのが 1994 年の見込みであり施設完成は 1997 年末になるものとされている。
低レベル放射性廃棄物の 処分サイトの 調査は地), 中間貯蔵 施設 (CLAB)エ ス ポ硬質 岩 研究施設の建設は1992 年中にトンネル掘削が長さ 1930m 深さ 250mまで進行した。

元の反対で遅れたが ，ボアドラ グレイブサイト て 。

同施設を使 国際協力研究に 我が国の動燃 団 ，宮中研 等を含め 7 機関が契約した。
原子炉廃棄物最終貯蔵 場 (SFR) のサイロ 内 処の調査は完了している。

4 候補サイトでの 調査に分についての 第 2 次安全解析 書 が当局で審査され ，基づき 199..作中期までには 選定作業を終了し ， 約サイロ 内 ずの 段 積みやコンクリートによる 充填等の多くの制限が 解除された。 しかし，情報の 保持，廃棄物中の有機物及び 錯化合物形成 剤 含有量の制限等が要求されている。

う1 午後にはサイトの申請ができるであ ろう。
高レベル放射性廃棄物及び 長半減期放射性廃棄物の処分については 北部地域での 10 年間以上にわたる結晶質岩地帯での 調査に基づき 1993 年中には総合システム 評価報告書 (Kristarlin‑I)が公表される予定であ る。堆積岩での処分については，スペイン

1992 年 10 月に エ ル ヵ ブリル中低レベル 放射，性廃11 月に最初の搬入

棄物処分場の 運転許可が下り ，ス

イス北東部の 粘土層が研究されており ，限定した地域ずの調査のための 候補サイトの 絞り込みを1993 年末までに行 予定であ る。

が行われた。

深地層処分の基礎概俳設計計画 (AGP‑project)において，花間岩及び 岩塩居処分の 2 つの処分概念についてサイトを 特定しない予備設計が 行われた。 サイト選定は 第 2 段階 (1990‑1994年 ) に入う

ドイツ

使用済燃料，高レベル 放射性廃棄物及びの 廃棄物の処分場としてゴアレーベンとコンラッドの2った。

つの処分場の 開発が進められている。 総ての種類の放射性廃棄物を 処分するゴアレーベンについて
は鉱山 沃 に基づく岩塩肩上部までの 掘削の許可が199.@
年末まで延長されている。 非発熱性廃棄物をCEC処分するコンラッド 処分場については 1986 年に申MIRAGE

請 が出され 1991 年にば公表され 約 290,000 人からコメントが寄せられた。
研究開発としては ，廃棄物と岩塩との 相互作用の研究，閉鎖技術の 開発， Pollux キヤスク での使用済燃料の 坑道内処分技術の 開発等が実施されNAWG

第 4 次CEC 研究計画 (1994‑1998年 ) を策定中であ る。
国際プロジェクトの 会合の開催状況(地中での核種移行研究 ) : 1992 年 4月， ブルッセル (ベルギⅡ。 オクロワーキンググループ及び 定期会合
(ナチュラルアナロバ月， トレド (スペイン ), アッ研究 ) : 1992 年 10
ゲータリバ一計画

最終会合及び 第 5 回ワーキンググループ(地中でのアクチニドと FP のている。
スウェーデンMIGRATI0N,93

核燃料廃棄物管理会社 (SKB) は
放射性廃棄物の 処分についての 第 3 次研究開発計年 12 月， チ ヤールストン (アメリカ )化学及び移行についての 第 4 回国際会議 )スウェーデンPEGASUSO

W地下貯蔵 施設でのガスの: 1993

影響 )

1993 年 2 月オスロで国際的影響評価計画の枠組み
っくる諮問グループ 会合が開催された。
国際協力プロバラム (CRP) の会合の開催状況: 19g1@
年
高レベル放射性廃棄物形態とパッケージ

1993 年 6 月， ケルン ( ドイツ), 全体会合
原子力施設の 解体研究開発第 4 回セミナー : 1993

な年 5 月， モル (ベルギ一 )lA 三 A

放射性廃棄物安全基準 (RADWASS) の「安全原則」については 放射性廃棄物管理諮問バループ (INWACSub‑ Group) ず 最終的検討がなされている。 規制除外基準は Safety Series No‑lll‑pⅡ・ 1 として発刊された。 その他， 4 つの「基準」
及び 3 つの「指針」が 1ggt@
年中に完成する 予定であ る。
ソビエトの放射，性廃棄物の海洋投棄の 影響調査のための航海調査にモナコ 研究所が参加した。

4 月。 ボンベイ ( インド ), 第 2 回会合

法地中処分施設の 人工バリアの 性能 : 1993 年 10 月，
エ ル カ ブリ ガ ( スペイン ), 第 2 回会合

法地中処分施設の 安全評価 : 1992 年 10 月， オーガ
スタ (米国 ), 第 2 回会合
199342

捺染及び解体終会合注) RWMC

月，東海村 ( 日本 ), 最(中小す @iおノて )に出席した原価村岡氏より入手

センタ一の動き
第 34 回理事会

開催

平成 5 年 3 月 5 日㈲第34 回理事会が開催され ，平成5 年度事業計画及び 収支予算の決議を 得ました
(主務大臣の承認は 平成 5 年 3 月 31 日付け ) 。

また，内田隆雄非常勤理事が 荒井利治氏 ( 日本ニュクリア・フュ エ ル㈱取締役社長 ), 岡部 實 非常
勤 監事が飯田孝姉 氏 ( 日本原子力発電㈱ 取締役社長 ) とそれぞれ交替されました。

特定公益増進法人であ ることの証明

平成 5 年 3 月 29 日付けで主務大臣から 特定公益増進法人の 証明を受けました。
平成 5 年度に推進する 調査研究等の 課題
当 センターは，平成 5 年度事業計画に 基づき。 科学技術庁から 8 件，通商産業省から llf 牛 ，電力各社
等から l.M件 ，動燃から 1 件，計35 件の調査研究等を 受諾するほか ，編集発行

財団法人原子力環境整備センター

2 件の自主研究を 実施する予定です。

〒 l05 東京都港区虎ノ 門 2 丁目 8 番 l0号第 lb森 ビル
03‑3504‑ 印8@ (代表 )「 AX03‑3504‑l297

丁ヒ」

O