ンタトピックス
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ⅠS

11
次目OO

再処理廃棄物の処理・貯蔵 ・処分技術の現状
センタ一のう ごき

再処理廃棄物の 処理・貯蔵 ・処分技術の 現状@

装ロ

環 再使用されるが、 いずれは放射性廃棄物となる。

はじめに再処理工場では、 原子力発電所で 燃焼した使用

また、再処理の各工程に 於ける 王" 要式
壮 置 、 支援済燃料から、 再利用に供するためウランとプルトニウムを分離する。 世界的に豊富な 実績があ る溶媒抽出法の全体フローを 第 l 図に示す。 処理の対象 であ る使用済燃料は、 某 l 表の様に新燃料Ⅰト置、 浄化装置などの 補修交換物品も 放射性物質が付着、 混入しており 放射性廃棄物として 排出されン 当たり約 31.6PBqる。

第 l 表 使用済燃料集合体の 仕様 (PWR の一例)
炉取出し後 3 年冷却したⅡ0OOMWD 照射燃料(8.54x 1O 、 色 ) の放射能を持っており、 その殆どが放射性廃棄物となる。 再処理工程では、 燃料の溶解剤(硝酸 )、 ウラン、プルトニウムの 抽出 剤 (TBP)、 有機希釈 剤 ( ドについての新燃料ウランl トン当たりの諸元

デカンなど ) 、 希釈剤の洗浄剤 (炭酸 ソ一グ など )の化学薬品が使用されている。 それらの一部は 循三回
巨使用済燃料集合体
添加

回収

再処理 庵 乗物処理・貯蔵・処分

化学薬品

第 ]図

囲

燃料再処理と 再処理廃棄物の 関係* 矩取り出し後llW午時の値O

本 報では、 すでに本格的な 軽水炉燃料の 再処理に十数年の実績を 持ち、 かつ、 軽水炉専用プラン
トも数年にわたり 操業しそこでの 発生廃棄物にづく技術の習熟と 処理技術の開発によって 発生廃棄物の大幅な 減量が可能なことを 示唆していると思われる。

ついても整理して 公表しているフランス CO

また、 この COGEMA

社のう・アーグ 再処理工場からの 廃棄物を中心に、再処理廃棄物の 処理・貯蔵 ・処分技術の 現状はついて報告する。

社の統計は、 ピュレックス法による再処理によって発生する放射性廃棄物に関する代表例であ り、 使用済燃料の 仕様、 再処理工程、 処理能力などの 違いによって 異なった 統計になると考えられる。

GEMA

2. 再処理廃棄物の 種類と発生量

第 2 図は 、 ラ ・アーグ再処理工場における 各エ

一般に、 放射性廃棄物は、 主に管理上の 理由から種々の方法で 分類されている。 即ち、 放射性濃度 (高レベル廃棄物、 低レベル廃棄物など ) 、 放廃棄物、 な 廃棄物など ) 、 放
出 放射線の線 質 (P,m
射性元素の種類 (FP 廃棄物、 TKrl 廃棄物など ) 、程で発生する 生 廃棄物とその 処理の経路を 示したものであ る。使用済燃料は、 プール中で湿式貯蔵されたのち再処理工程に 取り込まれ、 英断工程、溶解・清澄工程を 経て溶液に溶解した 燃料とハル・エンドピース (被覆管 勇断片と燃料集合体端末

放射能の寿命 (長寿命廃棄物、 短寿命廃棄物な ビ ) 、片 ) が分離される。 ハル・エンドピースは、 洗浄

発熱性 (発熱性廃棄物、 非発熱性廃棄物 ) 、 固化
方法 (ガラス固化体、 セメント固化体など ) などを尺度として 分類されている。 本 報では、 便宜的に高レベル廃棄物、 TRU 廃棄物、 低レベル廃棄物 と分類して報告を 進める。

されたのちセメント 固ィヒ される。 燃料溶解 液は、抽出され、抽出域 湾がFP 廃液となる。 FP 廃液は、 蒸発濃縮して硝酸を回収し、 高レベル廃液として 貯蔵 されたのちガラス 固化される。 抽出分離されたウラン

第 2 表は、 フランス COGEMAFP 分離工程でウラン・プルトニウムが社のう・アーグとプルトニウムは、再処理工場からの 放射性廃棄物の 分類と発生量であ る。 固化体の種類によって 廃棄物を分類しているが、 ガラス固化体が 高レベル廃棄物であ るのは間違いないとして、 ハル・エンドピースセメント
固化体とアスファルト 固化体は概ね TRU 廃棄物
であ り、 アスベストセメント 固ィぴ本とファイバー
コンクリート 固化体は、 TRU 廃棄物か低レベル廃棄物に分類されることになろ、つこの発生量の 統計で注目に 値する点は、 設計4百より実績が、 さらに 1991 年実績より将来計画が 遥かに少量になっている 点であ り、 これは経験に 基
第2表
固化体の種類
廃棄物

COG

ガラス固化体三U . Pu 分離工程でウランを抽出してプルトニウムと 分離され、 各々の精製工程を経て最終製品となる。
これらの工程において、 使用される各種装置機器の運転保守によって 発生する補修・ 交換部品は雑固体廃棄物となり、 付着放射能が 計測されたのち、 放射能と形状に 応じて区別されセメント 固化される。 また、 洗浄液などの 廃液は、 蒸発処理され、 蒸発残湾のスラッジは現在アスファルト 固化されている。 COGEMA社では、 このアスファ
ルト固化に供するスラッジを 高レベル廃液と 一緒にガラス固化する 方法を開発中であ り、 1995 年別

MA 社 う ・アーグ再処理施設からの 放射性廃棄物
セメント固化体

主に核分裂生成物主 ケド，ピース

アスファルト固化体

アスベストセメン ファイバーコンク
ト固化体

蒸発濃縮スラッジ 運転保守廃棄物
圧縮減 容なし@

O

リート固化体運転保守廃棄物(圧縮減容あ り )竹雄固体廃棄物
船脚縮ン

品革甜ヰ

ル ．エンドピース

洗浄Ⅰ

団
P溶液 (VHLW)
回濃縮@固化

セメン

丑口口品舖

‑皿

ガラス固化

スラツジ @LW)

一 一Pll

分離Ⅰ@

アスファル固化

措塞

精製U精製

皿

最終製品

第 2 図 使用済燃料再処理によって 発生する廃棄物( フランス COGEMA社の例)

一降は アスファルト 固化体は発生しない 計画となっている。

これらの廃棄物を 収納する容器は、 廃棄物の施設内取扱、 貯蔵及び施設覚輸送の 安全性、 効率性を考慮した材料及び 形状となっている。 第 3 図にCOGEMA 社の容器の例を 示した。

HB83@

H1708i

1‑4130 一
ル ・エンドピースセメンtフランス COG

三ガラス固化体容器

固化体容器

アヌ ブリ 叶 固化体容器

3 . 再処理廃棄物の 処理技術
Ⅲ 高レベル廃棄物

高レベル廃棄物には、 使用済燃料の 放射能のうち、 核分裂生成物、 TRU 元素の 99% 以上、 抽出銭 の ウラン、 プルトニウムなどが 含まれている。
その結果として、 40 種類以上の元素、 nlo 以上の
綱 ノ核種及び 70 以上の ぱ 核種が存在しその

第 3図

放射能

MA 社の廃棄物容器の 例

は経時的に減衰するが、 長期にわたって 潜在的危険性は大きい。 初期の 5 、いて、 それぞれの技術的背景の 基に多くの固化法が開発された。
一般に、 固化法は固化体組成と 固化方法によって特徴付けることが 出来る。 組成は非晶質と 結晶

6 百年の潜在的危険性には "。Sr 、 脇Cs などの 月 y 核種が主要な放射性物

質であ り、 それ以降は "PL@ 、 "An,l などの TRU元素が主要な核種となる。
高レベル廃棄物は、 代表的溶媒抽出法のピュレックス法による 再処理では、 使用済燃料Ⅰトン 当質に大別され、 将 末技術の一つとしてのシ ンロッ

ク固化法が結晶質固化体として 開発中であ るが、現在の世界的主流は 非晶質固化体であ る ホウ ケイ酸 ガラス固化体とする 方法であ る。一方、 固化技術についても 多くの方法が 研究開発された。 フラたり 0 ． 5 一1.0m, の硝酸酸性水溶液として 排出されるので、 安全管理及び 効率的管理の 上から物理的化学的に安定な 固形物にするのは 不可避であ る。
高レベル廃棄物固化の 技術開発の歴史は、 1950年代までさかのぼることが 出来、 アメリカ、 カナンスで開発された AVM(マルクールのガラス固化施設) 方式では、 ロータルキルン 型仮焼炉を用いて廃液を蒸発、 仮焼 して粉体 とし、 誘導加熱方式の金属製溶融炉中でガラスと 混合、 溶融したのグ、 イギリス、 フランス、 旧ソ連、 旧西ドイッ、インド、 ベルギⅠ 日本、 オーストラリア 等におO

13.9

一 O
lo

4.9
9.@

l0

11. 1

力
"y・"
融
ヒゴ容固ィスラ力︶
液例

勺丁Vレ団
喜美

理工場のガラス 固化施設 R7、 T7・・

4. @

ぜ0@
・11 一 14.5

社のう・アーグ 再処@反 暁。C=1100

45. 1

TRU 酸化物

10処理能力 (高レベル廃液換算)

回

ち 、 溶融ガラスを 容器に注入してガラス 固化体を・循環十一列処理

ソカ作製するもので、 COGEMAノでl4酸ィヒ物(動燃事と令尊誘ク""
こ妾 ノ通電

ラセ才
直料付法

キ川レ

4.R一 Ⅱ

組成
要Cao
KP

q3.

・

3

一系統当たり6及びイギリス
Ruo:

BNFU 社セラフィールド 再処理工場のガラス 固化[?.5Pdo
0,2固化プラン

月二回) で採用されている。 動燃事業団東海の TV"F( 東海ガラス固化施設 ) では、 廃液を仮 焼せずに直接供給し、 電極による直接通電加熱方式のセラミッ容器注入の効率

トク製溶融炉で 蒸発溶融して 容器に注入する。 この二つの方式が 現在の世界を 代表する 案 規模技術であ る。
第 3 表に、 動燃事業団の TV,F と COGEMIA社のR7 の主な仕様をまとめた。 高レベルガラス 固化法は、 高濃度の放射性核種を 含む多元素混合の 廃棄物を高温溶融して、 すべて安定なガラス 固化体とする技術であ り、 多くの開発要素が 含まれる技術であ るが、 多年の技術開発によって 実用段階に到達したものであ る。
第 4 図は、 TVF

ロータⅡ

一列処理

体 Al, O,
主 Naz O

施設 WA"A"P (ウィン ズ ケールガラス

C0GE ㍉I,A社の R7

たし固化
Bz｛aR

動燃のTVF

仕様項目
前処理

溶融温度
オフガス処理方式
Si02

第4図

一@
接@@"
施化
国枝
ス社

Ⅰガラ
Vの綿維 ガラス供給系

壮丁MA集団日CO動事G
燃第3表Pdo

容器注入 量0‑12推定り80.2Pdn36.5

第 5 図 ガラス固化溶融炉における 物資収支の例

生や 圧のために溶融炉内で貝"分ラスから十片山し す・相して蓄積する 可能性を持っており、 ガラス溶融技術開発の課題の 一つになっていたものであの心臓部であ るセラミック 溶融炉の鳥敵国であ る。廃液を繊維ガラスに 含浸させて供給し、 オフガス系への 放射性物質の 飛散を低減させるとか、 溶融炉の底部に 傾斜を付けて 均質な溶融ガラスが 流出するようにするなどの エ 大がされている。 また、 第 5 図は、 廃棄物に含まれる白金族元素がガラス 溶融中にどのような 挙動をとるかを示している。 元来、 ルテニウムは 揮発性元素としてオフガス 処理系に負荷をかける 元素でる。

この図から、 ルテニウムが 若干揮発するものの 溶融炉からの流出効率はすべて 99% 以上という良い結果を示している。
作製されたガラス 固化体は数十年間の 冷却貯蔵ののち、 地層深く処分される 計画であ る。 その環境下において、 含有廃棄物を 閉じ込めている 固化体の性能がどの 程度であ るかを調べる 試験、 例えば地下水にガラス 固化体中の放射性物質がどの 程度溶け出るかを 調べる浸出試験など、 及び固化体

あ る一方、 パラジウム、 ロジウムとともに 溶融；O第 6 図 再処理フロントエンドの 廃棄物処理 (COGEMA社 う ・アーグエ 場の例)

からの放射性物質の 漏洩に関連した 諸物性の測定
ほついても試験研究が 進んでおり、 貯蔵 持、 処分時の安全評価に 必要なデータが 蓄積されている。
(2@ TRU 廃棄物
使用済燃料には、 第 l 表に示したよ に放射能うで 10% 以上の長寿命のな 放射体を含んでおり、

このば放射倖が重要な混入放射性物質であ るような放射性廃棄物は、 TRU 廃棄物 ね廃棄物) として管理したほうが 安全上効率的であ る。
再処理廃棄物のうち TRU 廃棄物となる 可能，性のあ るものは、 ハル・エンドピース、 洗浄液などを蒸発濃縮したスラッジ、 廃液浄イヒ 系からの 廃樹

脂 、 抽出剤の希釈 剤 として使用した

ドデカンなどの廃 溶媒、 運転保守時に 発生する装置・ 機器の交換部品、 フィルタ、衣類、紙などの 雑 固体廃棄物な第 7図

な方法が開発され 使用されている。 第 7 図は ドイ
ツア開発された 軟質・硬質固体廃棄物と 液体廃棄どがあ る。

TRtJ 廃棄物を固形化する

セメント固化技術の 一例

方法としては、 現在セメント固化が 主流であ る。 セメント固化には、物を ヱ クストルータの 中でセメントと 連続的に混液体とか 粉 体を均質に混合して 固化Ⅰ
本 とするセメ合セメント 固ィヒ する装置の例であ る。
セメント固化の 他に、 固化媒体としてアスファ、ノト均質固化と固体廃棄物の 表面をセメントで 被覆してしまうセメント 充填固化とがあ る。第 6 図

ルト ( ビチューメン ) 、 プラスチック(ポリエステは、 COGEMA社 う ・アーク再処理工場のフロントエンドのフローを 図示したものであ る。 この中ル、ヱポキシ など )、 ガラスを用いた 固化法、ケイ酸塩、 アルミン酸塩などとアルカリ 水で混合し高温にハル・エンドピースのセメント高圧下で反応固化する 水勢固化、 1000 トンにも達同7 ヒ及びオフガ

ス処理系統など 廃棄物処理関連装置も 示されている。 する圧力で圧縮して 固化する高圧圧縮固化、 金属
セメント同 7ヒ技術においても、 各国でいろいろ廃棄物を高温溶融して 固化する溶融固化等があ る。
O第 4 表 代表的な 丁 Ru 廃棄物固化処理技術(開発中も含む )冷却空気 出 コシャフト

第8図

日本原 燃 六ヵ所の返還ガラス 固化体貯蔵施設

4 . 貯蔵 技術

Ⅲ 高レベル廃棄物
高レベル廃棄物、 即ちガラス固化体の 貯蔵技術

さらに、 それらの固化処理をする 前処理として、破砕、 焼却、 ペレット固化などがあり、 これらのについては、 歴史的に水冷式プール 貯蔵 、 空冷式前処理と組み 合わせて固化処理される 場合もあ る。
第 4 表にTRU 廃棄物の代表的な 固 処理技術と 適用可能な廃棄物の 例をまとめた。 種々の高処理廃棄物をどの 処理法によって 処理するかは、 処理効率も含めた 技術の達成度とともに、 処理された廃棄体 がその後どのように 管理されるかを 考慮する必要があ ろう。 言い換えれば、 固化法の選択

ヴォルト貯蔵 、 密閉式キャスク 貯蔵 などが提案されてきた。
第 8 図に、 昨年着工された 日本原燃㈱六ヵ所有処理・廃棄物事業所の 返還ガラス固化体貯蔵 施設の鳥敵図を示す。 この施設は、 間接自然空冷方式
であ り、 地下ヴォル は二系統あ り、 一系統8(M本の立て置き二重曹ピットがあ り、 9 体のガラス 固は、 固化体の貯蔵 、 輸送、 処分の全過程についてィヒの安全性、 効率性を考慮して 選択するのが 肝要と考えられる。
㈹ 低レベル廃棄物
再処理廃棄物のうち、 ぱ 核種の混入が 無視できて、卿核種が、 主要放射性物質であ る低レベル廃棄物は、 TRrn 廃棄物と区別して 管理することの間隙を、 固化体中の放射性物質の 崩壊熱 によるドラフト効果によって 下から上に流れ 間接的に冷卸 することになっている。
第 5 表に、 ガラス固化体の 貯蔵方式とそれを 採用している貯蔵 施設をまとめた。 直接強制空冷 方式は、 固化体容器の 外側に直接接触している 冷却ができる。 これは、 廃棄物の潜在的危険性が 持続

空気をフィルタを 通してフロアで 強制的に排出すする期間、 測定が容易な 同 7 核種を指標に 管理しておけば安全が 確保できるからであ る。実際には、汚染 線源の種類と量によって 再処理施設内を 区域を分け、 そこからの発生廃棄物を 区別するなどしるものであ る。 また、 キャスク貯蔵 は、輸送と貯蔵 両用の容器 (キャスク ) に入れたまま 貯蔵する方式であ る。
㈹ その他の廃棄物

ィヒトⅠ本を各ピットに貯蔵 できる。 冷却空気は二重管TRRU 廃棄物、 低レベル廃棄物のている。

いずれにしても 低レベル廃棄物の 発生量 と固ィヒ処理法は、 TRrI 廃棄物のそれと 重複するので、ここでは省略する。

貯蔵 は、 すでに実用段階であ り、 作業者の安全を 守り、 いかに効率よく貯蔵 するとの観点から 貯蔵施設は設計さね 、 運転されている。

O第5表

ガラス固化体の 貯蔵方式と施設の 例

での主要な研究課題は、 地下における 固化f本 と周辺環境との反応、 地下水、 放射性元素の 動き、 岩(計画中も含む )イ

貯蔵方式

盤の構造強度などについての採用施設の@タ @未だ 、 高レベル廃棄物と TRU日
本 動燃東海一時貯蔵施設
間接自然空冷貯蔵 イギリスセラフィールド貯蔵施設
日分している国はない。

本 六ケ所返還ガラス固化体

第 B 表に IAEA

ゴアレーベン
貯蔵施設

ドスイス

ビューレンリンゲン
返還
廃棄物貯蔵施設

再処理廃棄物の 管理に関連した 今後の課題

6,

Ⅲ 廃棄物低減と 廃棄物処理技術の 高度化
使用済燃料の 再処理工程は、

U . Pu の分離を目白として開発されたものであ ることから、 発生廃棄物の処理・ 貯蔵 ・処分を考慮すれば、 工程な

5 . 処分技術開発の 現状

何低レベル廃棄物については、 我が国でも埋設処高レベル廃棄物、 TRU

ほ ついては、 地層深くでの関連会選定の現状をまとめた。 これを概観すると 本格的な処分は、 21 世紀にずれ込みそうな 気配であ る。

六ケ所再処理工場貯蔵施分が開始された。

る。 しかし、廃棄物を本格的に 処議の資料を基に、 世界の国々の 地層処分場サイト貯蔵施設

キヤ スク貯蔵試験と、 それらの 試

験 技術の開発及び 測定技術の開発であ直接強制空冷貯蔵 フランス ラ・アーグ貯蔵施設
ベルギ一 モル返還廃棄物貯蔵施設(300 一 1000m)

廃棄物どに改良する 余地はあ るものと考えられる。 特に処分する

TRlJ 廃棄物の発生量と 含有放射能を 低減する努

力は、 COGEMA 社などで既になされているが、今後もさらにこの 傾向は進むものと 思われる。 また、 発生した廃棄物の 処理技術の高度化も、 それ以降の効率的管理には重要であ ろ 、つ地層処分の考えが 主流であ る。 スウェーデン、 スイス、 ベルギ一などにおいて 地下実験所を 開設し、色々な種類の 地層を用いて 処分場開設技術及びその 安全性に関連した 試験研究を行っている。

そこ

第 6 表 各国における 地層処分場選定の 進捗状況
国

廃棄物種類

名

ベルギー

r.r.W

lLW/H]LW
カナダ

サイト名

特性評価 建設 操業開始

一MolSF,

フィンランド LLW/ILW

ヒプ

予備調査
サイト選定作業
実施中 一
実施中
終了
終了 (候補サイトと共存)
終了

終了 (共存サイト2)
終了 (共存サイト")
実施中

0l ㎞ @oto
Loviisa

終了

一

終了
終了

終了
終了

1967

来冬

了

1986

SF

終了

Hu 爪/ILW

終了

実施中，
実施中，
終了
終了
終了

AsseiUR

HLW

戸
亡
終了

(,orleben

実施中

HLW

終了、

スウェーデン LLW

終了
実施中

終了 (共存サイト')

Forsmark

終了""""

LLW/ILW
LLW/ILW
日本

スイス

SF
LLW

イギリス
アメリ；

来冬Ⅰ
糸冬Ⅰ

口。

Konrad

実施中

Ⅰ

実施中

LLW/ILW
L/ILW/TRU

終了

実施中

Sellafield

HLW/SF

終了

亡
終了

Ynr.Ca「，「，W ノ fHI,W ノ sSF

糸冬 斤
実施中

終了

糸冬Ⅰ

ⅥⅡ PP992終了

終了

終了

実施中

一一

Ⅰ

1992

一一承冬

了

一

一

LLW;
低レベル廃棄物、ILW ; 中 レベル廃棄物、HLW; 高レベル廃棄物、SF : 使用済燃料
注 1 ; カナダは処分概俳の環境評価が完了してからサイト選定作業を始める予定である。
注 2 ; 発電所サイトに共存。
注 3 : フランスは、 2 サイトの選定を実施中。
Asse には地下研究施設として
l9f67 年一 78 年に12.3 万木の低レベル廃棄物、1972 一 78 年に1,.300本の中レベ
注 4 ; ドイツのル廃棄物を廃棄している。
注 5 ; 第 Ⅰ段階 (有効な地層の選定) を 1984 年に終了した。

O

㈲ 廃棄体含有放射能測定技術の 高度化
は 放射倖によって 汚染された廃棄物中のの燃料サイクルとして、 国民的合意が 得られるよ

うに一段と効率的かつ 具体的な燃料サイクルの 構

ぱ 放射倖含有量は、 廃棄物発生工程における 測定値など築が必要と考えをべ ー スに決められている。 しかし、 常に品質管

なお、 本調査をまとめるに 当たって、 以下の資料などを参考にした。

理の行き届いた 工程からの廃棄物とは 限らず、 二重チェックの 意味からも含有 は 放射体の量を 簡便な非破壊測定によって 精度良く評価できるようになれば、 より効率的な 管理が可能となろう。
㈲ 廃棄物処分を 取り込んだ効率的燃料サイクルの構築
高レベル廃棄物及び TRU 廃棄物の処分に 関しては、 多方面の課題が 多く、 それらの検討に 予想以上の時間が 掛かり、 関連の研究開発にもあ る程度の期間が必要な 状況であ る。 しかし、廃棄物処分が実施されてはじめて 燃料サイクルは 完結するものであ るだけに、 廃棄物処分を 取り込んだ一連

OlAEA

O 同上
O 同上
O 同上

ろォ t る。

TR シリーズ No.176 (1977)
N0 ．Ⅰ 87 ( 979N0 ． 229 ( 983ⅠⅠⅠⅠ

No326@ (1991)
OIAEA SM ‑261/45 (1983)
OM.Bonedict 他者、 清瀬 訳 燃料再処理と 放射性廃棄物管理の 化学工学 (1983)

ORECOD,g1 報 文集 (1991)
0 その他

動燃事業団、 日本原 燃 、 COC,RMA
発行のパンフレット 類など。

社

(田代 晋吾)センタ一の うごき
原 研 ・動燃・雪中肋との 業務連絡会議
平成 4 年 10月 13日(火 ) 開催し、 平成 4 年度に推進する 調査研究の内容等につき 説明しました。
平成 4 年度調査研究受託状況

平成 4 年度の事業として、 平成 4 年 9 月 1 日以降 12 月末までの間に 、 次の受託契約が 行われました。
調査研究課題

委託者
科学技術庁

電力各社等

l 契約年月日・低レベル放射性廃棄物最終貯蔵 システム安全性実証試験
・放射性廃棄物発生量低減 什 システム確立調査・放射性廃棄物埋設施設の 確率論的評価手法に 係る調査研究・アルファ廃棄物処分基準整備調査
・放射性廃棄物の 処理処分に関する 広報

4. 9. 17
4. 9. 17・放射性廃棄物の 処理処分に関する 広報ビデオの 作成

4.12.14・

雑 固体廃棄物の 処分方策に関する 研究4. 10・

14. 10 5・

4. 10 19・

4. 9 . 18，各種バリア 性能への影響要因評価に 関する研究・金属等廃棄物の 再利用基準整備に 関する研究
・低レベル放射性廃棄物の 確認に関する 研究4. 9. 18

日本原子力研究所 ・高レベル放射性廃棄物等の 海洋底下処分における 安全評価の調査

4, 9. 16

動燃事業団

・

4. 11.26

・放射性廃棄物処分におけるモニタリンバの 調査研究駈囲5一号
莉‑3003O

法門
丁5人5円
0Ⅰ
目
原032子
4力‑日田ⅡⅠ
財〒編集発行4. 10 124. 11. 5せ