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ソビエト連邦における放射性廃棄物管理
廃棄物処分の長期放射線防護規準
センタ一のぅご

きソビエト連邦における 放射性廃棄物管理

l . 連邦とその原子力活動ブレーキをかけることになった。 国内の政治改革
もあ り、 原子力開発利用計画は 混乱と停滞を 余儀なくされている。

ソビエト連邦は 人口 2.8 億人ず、 世界の陸地の1/6 (2240 万冊 ) を占める大国であ り、 また世界有数のエネルギー資源 国 でもあ る。原油の生産量は世界の 22% を占めて第 1 位、 石炭は 16% で第 3 位、天然ガスは 38% で第 1 位を誇っている (1988年 ) 。
しかし生産地の 多くが需要地から 離れており、 社

発電国 であ る。 開発初期の炉を 別にして標準化が進んでおり、特有の黒鉛チャンネル 炉では100 万 kW

合体制の未整備もあ ってその供給は 円滑を欠いての RBMK‑l000

いる。

2 基、 加圧水型炉ては 44 万 kW の VVER‑440

一次エネルギー 消費は石油 29% 、 天然ガス 41% 、
石炭 27% 、 電力 3.1%(1987年 ) となっている。 1989

1989 年末現在で運転中の 発電炉は 50 基、 37B0 万

kWであ り、 米国、 フランスにつづく 第 3 の原子力が U4 基、 150 万 kW の RBMK‑l500

がが 8 基、

100 万 kW のVVER‑l000の 16 基が運転されている。

ぽかに中型の RRMK

炉 、 沸と う 木型炉および ナト

年 の全発電量は 世界第 2 位のl7200億 kWh で、 そリウム冷却高速 炉 があ る。 大事故を起した RRMKの 7B% が 火力、 13% が水力、 l2% が原子力による型 炉 はその後改良されたが、 仝後新設の計画はす

ものてあ る。
米国とならぶ 核軍事大国であ り、 1954午には世界 で最初に原子力発電所の運転をはじめたが、1979 年チェルノブイリ 原子力発電所において 大事
故を起し、 自国だけでなく 全世界の原子力活動にべて打ち切られており、 建設中の 19 基、 1900 万 W

はすべて VVER‑l000 型であ る。
連邦はそれを 構成する主要な 民族に従って l5 の共和国より成っているが、 原子力施設は 最大の ロンア共和国 (人口は全連邦の 51% 、 面積76%) と・O

少数の共和国に 所在するだけであ る。 運転中の原十力発電所は 約 2/3 (9 サイト、 約 30 基 ) がロシア共和国に、 約 1/3 (5 サイト、 約 15 基 ) がウクライ

等 をもっ同位体分離・ 再処理・同位体生産局や 核

ナ共和国 (人口は 2 位の 18% 、 面積 Qq@ 弱Y にあ

2 . 廃棄物管理にかかわる 規制

り、 他にバトル 3 国の一つのリトアニア 共和国に

原子力活動にかかわる 環境・保健関係の 基本は放射線安全基準 NRB‑76/B7 と放射性物質・電離放燃料サイクル 施設安全規制 局 が核燃料関係 局 のな・

かぞ 注目される。

1 発電所 2 基が、 カザフ共和国(面積 2 位 ) のカ
(図

射線取扱い衛生基本規則 OSP‑72/B7に定められている。 前者はICRP 勧告や内外の 研究成果に基これまで原子力の 管理は連邦 ず 一元化された 体制の下で行われてきたが、 最近は各共和国政府のづいて定められた 放射線の影響対策レベルに 関する基本法令であ り、 天然および人工の 放射性物質
その他の電離放射線 線源の生産・利用・ 貯蔵 にかかわるすべての 機関に適用されるものであ る。 年間の最大線量 (限度 ) の値のぽか、 各核種の年間許容摂取量、 大気中・水中の 許容濃度の値が 定め

スピ海沿いに 高速炸発電所が 運転されているl)。

発言が強まる 傾向にあ る。 1989 年には長らく 原子力開発利用の 中心となってきた 原子力利用国家委
員会 GKAE が原子力発電 省 その他と合併再編されて単一の原子力発電・ 産業省が設けられた。 各省と同格の国家委員会は 20 余 あ り、 国家保安委員会
KGB、 国家計画委員会 GOSPLAN

られている。

が有名であ る後者の放射線取扱い 衛生基本規則 (保健省) て 。
放射線源 にかかわる作業区分、 取扱い手続等がが、 2 つあ った安全監視国家委員会が 統合されては産業・原子力発電安全監視国家委員会が設けられ具体的に定められており、 放射性廃棄物の 処理処

原子力発電・ 産業省は原子炉・ 原子炉製造関係分。ついても規制されている。 許容濃度以上の 廃液、 比 放射能が一定値㏄では 2xl0‑ 。 Ci/kg 、た。
の 11 局 と核燃料・国防産業関係の 11 局 、

ひ では 2 Xl0‑7

および直

l X

フローピン・ラをこえる固体は 放射性廃棄物として 取扱わなけれ( レニンバラード ) 等をもつ核燃料ばならない。 液体廃棄物の 場合、 総廃棄量が許容
摂取量の水準をこえな い限り、 許容濃度の l0倍までの放射性廃液は 集水装置において 許容濃度以下

全ソ 無機材料研究所、ジウム研究所

Ci/kg 、 超 ウラン元素では、 y では l Xlo‑ ,9 当量ラジウム /kg)

一

轄の経済管理と 国際協力の 22局より成っている。

10‑ 8 Ci/kg(モスクワ ) 、

サイクル研究開発局、 産業複合体 マ ヤク (チェリアビンスク ) 、 電気化学工場( クラスノキルスク )

""
下
で
Ⅰ

の

き

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クラス クサ ルスク

ラトン処理処分 on

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チェリヤ

トロフクラー

ビンスク

ド原子炉 研物理研
Ⅰ ツ ボ木ロネジ原発
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オフニンスクエ ンコ高速

ソ
図

第 2基地
づ

キ シュティム・ マ ヤク基地

コ ンクラート@

ビエト連邦 ( ヨーロッパ部分 ) の主要原子力施設

OⅠ

エ (容量 lhoot ノ年 ) を行っており、 自給体制がでに希釈して排水することが 認められている。 これら放射性廃棄物の 集荷、 一時貯蔵 、 処理、 最終処

きている。 ウラン濃縮の 容量は 5,000 一 10.000分については 国立の集中的管理システムを 設けて

tSWU/ 年 以上あ り、 国内・東欧諸国の 需要を賄

そこにそれぞれの 地域を担当させることとしてい、 一部は西側諸国へも 輸出されている。

ぃる 。 現在全国に 34 の管理システム 網があ り、 原子

使用済燃料は 再処理して残存ウラン

プルト 二

一 プ (R け

ウムを回収利用するのが 国の方針てあ り、 そのための再処理工場 (400t/ 年 ) が 南 ウラルのチェリ

チェルノブイリ 原子力発電所の 事故を契機としアビンスク地区の キ シュティムの で ヤク基地にあ力発電所以覚の 主としてラジオアイソト
廃棄物の集中的管理にあ たっている。
て 活発な原子力論議を行ってきた連邦議会ではる。 はじめ軍事用プルトニウム 回収のため 1948 年‑

199(@年に， これまで技術的に 低 い 水準で行われてに建設されたが、 その後船舶動力炉、 高速 炉 およ

きた赦 引生 廃棄物管理を 見直して国内の 全廃棄物管理施設の点検を 行 い ．放射性廃棄物管理の 国家計画案 む 9l 年 6 月までにつくることを 求める決び研究 炉の ，燃料、
VVER‑440型発電炉燃料 (東ョ一
ロッパに輸出した 炉の燃料も含めて ) の再処理も行われるよ になった。RBMK 型炉は生成プルト

議が採択された。 そしてこの国家計画がきめられニウム量も少ないので 約 5lM年 冷却貯蔵 してから処ない限り、， 9l 年 l 月 以降新規の原子力計画をはじ理することとされている。 VVER‑l000

身

う

型炉からの

めること、 また廃棄物を 他共和国から 持ちこみ処

使用済燃料も 発生しており、 処理容量が不足する

分することが 禁止されることになった。 決議の法ためシベリア 中央部のクラス

律的立場は必ずしも 明らかでないが、 ソ連国内でも欧米諸国と 同様の課題をかかえているもののよてあ る。
原子力発電所についてはその 設計・運転に 関す
る保健省規則 SPAES‑79 があ る。原子力発電所か

l500t/ 年 規模の第 2 再処理工場をつくる 計画がたてられたが、 困難な経済情勢のため 現在は建設が 中止されている。 ただ使用済燃料の 貯蔵施設はほぼ完成して 受入れを待っている。 ソ連では原則としてプール 貯蔵方式が採用されているが、 輸送

ら環境へ放出される 放射能量は、 ln0 一 600 万 訓 の容器をつかった 乾式貯蔵 方式の検討も 行われてい発電所では不活性気体は 一昼夜平均 5OOCim 、 下、ョ

るう

ウ素0 ． OlCi 以下、液体では 1 ヵ月平均，
0Srl.5G

レと/ ヤ ルスク地区に。

l
じめ 使用済燃料からプルトニウムを 回収する

以よ。>SI,.1371.:9.5ICr.541v[n.60Co
各 l5Ci 以 T に保下、 11

ため沈殿 沃 による再処理工場がつくられたが、たなければならない。
放射性廃液は 所内の処理施設で 処理し、 許容濃イオン交換法にきりかえられ、 1970 年 @ にはン酸 トリブチル を使 うピユ レックス溶媒抽出施設

度の 10 倍以下であ り所内で再使用できない 場合にがっくられた。 ， 48 年以降 RBMKのみ、 非放射性下水や 水域へ排水することが 認め

産 炉 5 基がJlは?
大@られている。 廃液の処理から 生ずる濃縮 物 、 廃樹理がすすめられた。 ， 77 年からは VVER‑440

脂、 廃溶媒はタンクに 一時貯蔵 の後、 脱水されあるいはアスファルト ( またはセメント、 プラスチック) により固化され、 固体廃棄物とともにサイ
内またはサイト 外に特別に設けられた 処分施設の使用済燃料の 再処理がはじめられた。 なお現在は軍事生産 炉 はすべて閉鎖され、 それからの燃料の再処理も行われていない。

に埋設される。 処 9オ後はコンクリート 製の蓋をしで放射能レベルのちがち

あ

るいは覆土した 上にアスファルト 幻 荒し lm

地点で Y 綜、が2.8 ミリレム /hr り、 下になるよ

ょ

う

リ

し
し 力

ト

の

ま云

型類似の軍事生され、 その使用済燃料の 再処
発電炉

このような事情のため、 組成が マチマチ
ぅ

大量の放射性廃液が 発生のし蓄積されることになった。 しかも施設の 安全運に転と環境保護の 問題は充分に 追求されないままにしなければならない。

おかれた。

3 . 核燃料サイクル 事業とその廃棄物管理

1949 一 ， 52 年の間、 発生する大量の 中レベル廃液(1 一ln‑ 5ひ / ハが 近くのカラチャイ 湖 確固 26

ウラン資源国としてウラル 地域、 カザフ共和国
等でウラン鉱を 採掘製錬 し 、フ 地域、 中央シベ

ha 、 水量 1.4X1O

ウラル地域、 東カザ。 m,) に流しこまれた。 放出された

放射首邑量は
1 2X108C

ア等において 核燃料の製造 加O

Ⅱ 4 X10 。 8Bq) にのぼり、 そ095%0(2 Xl0 Ⅱ Bq)

は テ チヤ 川か ら オの後、所内でリサイクル 利用される。 濃縮廃液 (塩6 X10 ， ひは湖底の堆積土に 吸着され、分 200 一3009 ノ / 、

河 へと流出し肋材ていった。 放射性物質を 吸着した堆積土が 干 上 が(l X lo‑ %l X l0‑ 3一10‑ ひノ i) はろ 過‥

10‑4Ci ノ n )と共にタンクって乾燥 し 風で飛散するのを 防ぐため、 湖の埋め立て工事が 1995 年を目標にすすめられている。
またタンク貯蔵 中の高レベル 廃液には、 強い放射線と軌による 分解ガスの発生、 および沈殿によ置 がつくられ、 198f 年から運転されている。 同じ(400 一5000m,) に一時貯蔵 され、 のちアスファル
トまたはセメントで 固化される。 最初にレニンバ"フ一 ド 発電所に 5007 ノhr のアスファルト 固化装る局部過勤の 惧 れがあ ったが、 1957 年には冷却系タイプの同 7 装置が他の原子力発電所にも 設けらが 故障し過軌から 約 80m, の廃液の入っていたタンれている。 セメント固化装置は 現在 ツ ボ ボロ ネジ

クで化学爆発が 起った。 2 X106Ci(7発電所で建設中であビ

X10,6Bq)

る。固化体は所内のコンクリ

ぽ どの放射性物質が 放出され 15.000 ㎞に及ぶ地域

ート製ピットに 貯蔵 されている。 ただ地域暖房用が汚染されて、現在も 190 冊は禁猟区として 隔離され監視が続けられている。 南 ウラルの大惨事とい人の地域住民が 疎開さ
われるものずあ る。 10,20[@
せられたが死者は 発生しなかった。
その後、 高レベル廃液貯蔵 タンクは改造され、
波 面ガスの連続抽出、 タンク温度の 厳密な制御、
液 酸性度の連続制御による 沈殿析出防止等の 策がの中型原子炉 (建設中) では所内貯蔵 施設はつく
られず、 もよりの地域処分場へ 送ることになっている。

国内 4000 カ所以上で研究・ 産業および医療用に一 プ から発生する R@

使われたラジオアイソト

棄

物は、 全国 34 の地域ごとに 設けられている 地域処

理処分施設が 責任をもって 集荷廃棄にあ たっている。 モスクワの北々東約 100km のザゴ ルスクの郊覚

とられることになった。

に 1957 年につくられた 放射線安全中央ステーショ

一方、 液体にかわる 長期貯蔵 に適した安定な 固ンは、 その後各共和国体に転換する 技術の開発が、 米英諸国と ぽぼ 同じ( ロシア共和国は 15 地域に、

1950 年代から進められている。 固化形態としては

ウクライナ共和国は 6 地域にさらに 区分され ) に

リン酸ガラス と ホウケイ 酸 ガラスが選ばれ、 廃液つくられる地域集中管理システムの 処理処分施設
第 l 号となった。 現在はモスクワ 研究・生産協会
により運営され、 ラドン (RADON) の通称で知られている。 土地は粘土質砂層で、 地下水位は地下を一たん板焼してからガラスィヒ

する 2 段階 法と 、セラミックス 製溶融炉 中ず 1 段階 ず 脱水一板焼 一

ガラスを行なう方法が 追究された。 模擬廃液にノ hr 装置の試験が 約 l[W
年間行われた 後、
1987 年から 5007 ノhr 装置の運転がはじめられた。
ィヒよるlnn/， 88 年までの間に 約 1000m, の高レベル廃液

1O6Ci (1.4X10,7Bq))

ミキザ一

(3.9X

が処理され ltiotのガラス固化体がつくられた。 溶融ガラスは 2007

Ⅰ廃液

キヤ ニスタに匝がれ、冷却固化後は 3 本 づつ 金属円筒容器 (径0 ． f6,
血 、 高さ 3.4m)

でピット孔に貝ヂ

クス溶融炉は 、
利用し 高

・

固体
廃棄物

に入れて密封して 強制空冷下

蔵 されている。 なお現在セラミッ
中 レベル廃液を 添加溶融剤として

Ⅰ最上部アスファルト
舗装

キ レベル廃液を 同時処理するために 改

造中であ る。
4 . 原子炉および R@

設の廃棄物管理

・

タ

O

@
ノ
セ
分
処
処設
理 操作
ワ埋
ク物
ス棄

(宇 基 % 超高ん )(既 処分ピット )

図

主日

廃パ製

さ 一指

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︶ れル

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生さ ィ
究理 フ
Ⅱ姓系

加液一

原子力発電所の 運転により個中レベルの 廃棄物
万 kW. 年 あ たりが発生し、 固体廃棄物 (l[1025 一 40m 以深 であ り、 広さ 弼ha を占めている。 集

現在、 処分候補地層の 全国調査が行われており荷された固体廃棄物は 圧縮あ るいは焼却され、 廃液は原則として 沈殿処理され 沈殿はアスファルト
固化される。 濃縮物や固化体はコンクリート 壁でかこまれた 浅地処分施設に投入され、 満杯になれば廃液でねったバラウトが 注がれ全体が 一体化させられ、 のち覆土され 墳丘がつくられる (図 2)0
最近この方式を 打切り全部回収することが 伝えら

南 ウラルの結晶岩地域や 中央ボルガ、 カスピ海沿岸の岩塩 層 地域等、 原子力施設の 周辺が くによ調べられている (図引。 広大な国土の 中を大量の廃棄物を長距離輸送することは 安全上好ましくなく、 原則として発生箇所の 近くに適切な 処分用地を確保することに 努めている。 地層処分場が 実際に建設されるのはまだ 将来のことであ るので、れている。

近 地表部に一時貯蔵 前なっくって 貯え、 そこから許容濃度の 10 倍以下の処理ずみ 液は河川湖沼に放流されるが、 中央ボルガ平原のディミトロフバ
ラードの原子炉科学研究所その 他では、 地下の隔離された帯水層へ 廃液を注入処分する 方法が試みられた。米国と同様に 1950 年代から，80 年代にかけて 広般な試験研究が 行われたが、 現段階では安全信頼性が充分でないど 判断されている。

永久的処分場へ 移しかえることが 認められている ，化して超長期にわたる 貯蔵/ 処分を行 う のではな
れ長寿命核種を 群分離して別間に 処理あ るいは処分を行ない、 大半の廃棄物の 処分を上ヒ較的短期

5 . 高レベル廃棄物の 処分ェ コスロバキアの 原子力研究所と 協力してカーボ

再処理からの 高レベル廃液は 小容積のガラス 固化体にされ、 安全な沃地層に 処分される。 固化後ン ン 錯体溶媒をつかう 新分離法を確立し、ヒ再処理に際し 高レベル廃液を 一括的にガラス 固

間に終わらせることが 考えられてきた。 レニンバ
ラードにあ るフロービン・ラジウム 研究所では チ

hr の中型装置 (図 4)

により数 l0m, の高レベル廃液から純度 99% 以上の弗 Sr およびⅢ Cs の200 万 G
以上を分離することに 成功した。 さらにそのロケ

20 一 30 年間地表で冷却貯蔵 されるが、 沃地下に埋設 後も安全な放射線レベルに 減衰するまでモニタリングを継続し、 放射性核種が 生物圏へ移行する
・

5 i/

ット技術を使って 、 第Ⅰ段 800kg 、 第 2 段 2000kg 容

倶 れの生じた時には 取り出せるようにしておくこ

量の ゼ ニットおよびエネルギア・ロケットによりとが考えられている。

宇宙処分するときのコスト 試算も行っている。

結晶岩地帯

EESstaMiW

図3

地層処分候補地の 調査

ヱ 中部ボルガ地帯④ウクライナ
地帯ロバルト 楯状地ロトムスク地帯

O︒Ⅰ 斎はか

凝縮
器処

中和
槽

ルタ冷却塔

薄膜蒸発
Ⅰ
"

高レベル槽
廃液

炉

系

@
ミ
‑@x

図4

‑ ;g@元高レベル廃液㏄ 試験処理装置 ( フロービン研究所 Groml‑l 装置 )(石原健彦 )

リ

廃棄物処分の 長期放射線防護規準
19g(W年 l1 月に OECD/NEA

主催 て 規制関係者によへの放射性核種の 漏出限度を決めており、 後者の護及 び安全規準に 関するワークショッ プ」が開催

国 と考えてよい。
り 時間に関する 規準された。 そこでの各国代表の 報告及び討議に 基づき、 処分の長期放射線防護に 関する規準の 現状と処分後の経過時間を 安全規準の立場がら 議論する場合、 回)@x可能性の維持期間、 人工バリアに ょる「高レベル放射性廃棄物処分における 放射線防0 漏出の影響を 定量的に評価

各国 て 行なわれている 議論の車力向を紹介する。

る 閉じ込め期間およl . 規制の現状する期間 OOH, つが話題となる。 これらの期間 及 0

はぼ

1@ 個人 Q ばく線量あ るいはリスク 限度

それぞれの期間内ての 要件を法律 て 規制している

いずれの国も 現代社会ての 安全規準を将来にも適 m するとの原則では 一致しているものの、 具体のは米国のみてあ る。 その他の国では 処分概念のィ仁 成に当たっては ，考え方はまとめられているもの

的 適用方法には 多少の相違があ る。現代社会てのの法律では決めていない。

リスクをべ ー スとした ICRP

回収可能性を 維持する期間については、 米国
NRC が廃棄物を処分場に 定置後50 年の回収可能・性を維持することを求めている。 その他の国ずは

乙勧告のリスクあるい

は 被ばく線量限度をそのまま 適用している 国と環境の自然放射能レベルに 有意な変化を 与えないとものを上限の原則に置き変えて 適用している 国があ

制度的な管理期間は 法律 て 決めている国はない。

前者の国はフランス、 カナタ 、 英国、 スウェ一処分場を閉鎖し、 回収が実質的に 出来なくなって

デン、 スイス、 オランタ、 スベイン等てあ る。 そからについては、 米国を含め将来世代がモニタリのうちフランスは lCRP 勧告にあ る lmSv,, 午 その

ンク をし、 異常に対処しなければ 安全が保てない

値と 」、 その他の国は 廃棄物処分以覚の線 源の寄与を考え、 17¥0 の0 ． lmSv,

みト

年を処分に

フ, な処分てあ ってはならないとの原則 て d 致している。 しか」、何時の時点で 処分場を閉鎖する

割り当てている。 わが 回 ては地層処分についてのかについては 多くの議論があ る。 将来の世代に 負規準はない。
後者の国としてはドイツが 争 げられる。 自然放担 をてきるだけ 残さないとの 原則を守りつつ、 将
来世代の人類にも 処分方法について 良否を判断す

射 能の変動幅をべー スに0 ． 3mSV/

年の値を採用る 余地を残すべきであるとの考え方が 出てきて ぃ」ている。 米国は原子炉燃料製造に 必要なウランる 。 例えば、 将来技術の進歩が 期待されるので、鉱石中の自然放射能をべ ー スに処分場から 生態圏

50 一100 年間は回収可能性を 維持すべきであ るとOぜの議論がなされていることが、

スウェーデンの 代

処分場が ビ の種類に属するかを 判断し、 その類型のモデルを使うべきてあ るとの考え方から、 モテ。

表から紹介された。
閉じ込め期間については、 米国 NRC

がパッケー

ル の国際的な検討が 進められている。

3@ 人間の侵入

ジ (八エバリア ) に 2 8 閉じ込め期間を 天然バリ
ア 0 性能に応じて、 300 一 1,000 年間としている。

沃地層処分は 人類活動が及ばない 領域に処分す

その他の国は 法律ては規制していないが 処分担当
機関がまとめた 安全性評価に 関する報告書をみる
限りこの程度の 閉じ込め期間は 保証てきるよ 設ることにより 人間侵入の確率が 無視てきる程度にまで低めた処分概念ずあ るといってよい ，技術の進歩により、 人類が利用する 深 地層の深さは 時代とともに深くなることも 考えられ、 人間侵入を考えなくてよい 深さを決めることは 難しい。 深 地層

う

計さ nL ていることがうかがわれる。

漏出の影響の 定量的評価については、 表現は多少異なるもののいずれの 国も放射性核種の 生態圏への漏出による 影響が現代の 安全規準 (被ばく線

処分の深さは 200m

一 l,000mの深さであ り、 この深さに到達するボーリングには 相当の技術と 経費

量あ るいはリスク ) を超すものてあ ってはならなが必要であ る。従って、 個人が行う工事でこのよ

ギ 問の経過とともにいことを法律 て 決めている。 p.

程度であるとの見解がワークショップずも 話題となった。
掘削を行 技術のあ る人類は廃棄物を 発見し、 対策を講ずることは 容易に予測されるので、 深 地層
処分では人間侵入は 重要な評価シナリオではないう

データに不確実性が 増し、 被ばく線量あ るいはリ
スク評価の信頼性が 下がる。 そこて 、カナタ及びな深さに到達する 可能性は無視できるう

ドイツは被ばく 線量を評価する 期間を 10,000年間と決めている。 米国も 10,000 年間での漏出量を価することを 決めている。 その他の国は 評価期間に限度は設けていない。
言平との主張が多いように 感じた。

4)2 . 議論の動向

長期間経過後の 安全目標
現代の個人被ばく 線量限度を放射線防護規準として長期にも 適用しょうとすると 長期経過後の 個
人の被ばく線量を 評価しなければならない。 廃棄物を処分」、 長い期間経過後の 生態圏の状態および 人間社会の様子を 予測することは 困難で、 被ばく評価の信頼性が 低下する。 そこて、 別の尺度に
1@

発生確率の取扱い
一世代を考えればめったにおきない

自然現象等の事象についても、 長い期間について 考える場合には考慮する 必要があ る。 長期の評価で 用いるリ

スクは発生確率と 被ばく線量 (Sv) 及びlSv で人間が影響を受ける (死亡 ) 確率の積で決まる。 発生
確率を定量的に 表すことが困難な 場合が多く 、 実
際に評価する 場合には色々な エ 大がなされる。 例

えば、 フランスずは 安全性評価 ぞ 年間の発生確率

よった方がよいとの 考え万から人間社会や 生態圏の変化の影響を 受けない尺度として、 自然放射能を 1,10‑ 2,0 の 3 ランクに分けている。

スイス及びスウェーデンの 代表者からは、 ln‑3 以上はⅠとして取り扱い被ばく 線量のみで評価し、 ln", 一 10"7をべ ー スにしてはビラかとの 考え方があ る。
その一つとして、 北欧 5 ケ 田の規制関係者の 提の範囲ではリスクのみで 評価する方法が 提案さ nL 、

案があ る。岩石の風化による 岩石中に含まれる 自

また、 リスク限度は 一つの値を使うのてはなく、
自然界てのラドンによる 被ばく線量と 被ばく人ロとの関数を使った 分布関数を使うことを 検討して然の放射性核種の 生態圏への年間移動量をべ ー スに、 廃棄物からの 放射性核種の 移動量を規制しょうとの提案であ る。
既に、 ドイツの放射線防護規準および 米国EPAの高レベル放射性廃棄物の 処分規準は自然の 放射

ワークショップての 議論を聞いて、 長期の放射線防護規準には 社会的変化に 左右されない 自然の能をべ ー スにしており、 生態圏あ るいは人類社会

放射能をべ ー スにしようとの 動きがあ るように感には左右されない 規準と り える。

じられた。 このことは 長 半減期核種を 多く含んでいる高レベル 放射性廃棄物や TRlJ 廃棄物の処分の安全性を検討する 上で着目すべき 点ぞあ ると思

幼いるとの紹介があ った。

生態圏の類型化モデル
長期評価の生態圏モデルは 必ずしも当該処分 サ

われる。

・

ィト の現在の状態に 忠実であ る必要はなし。 むしろ、世界の生態系をひくつかの(中村治 大)種類分類し、 当該Oセンタ一の うごき
平成 2 年度調査研究受託状況
平成 2 年度の事業として 平成 2 年 12 月 1 日以降 2 月末までの間に ， 次の受託契約が 行われました。

委

託

者

契約年月日及び 主たる内容

調査研究課題
放射性廃棄物の 処理処分に関する

12. 3

広報素材の作成等

低レベル放射性廃棄物の 埋設とその段階的管理をテーマとするビデオソフト等を作成し ，知識の普及を 図る

科学技術庁
天然バリア安全性実証試験

3,

1 , 16天然 "リ

アの核種移行阻止能力を調査するための 試験方法等についての検討及び試験施設の 設計，建設
放射性廃棄物有効利用システム

開発

2t
l2.122,2.

2放射性廃棄物の 除 染 性能の評価手法
等及び製品化技術の 確証試験施設の
設計．建設

調査

通商産業省
ウラン廃棄物処理処分システム 開発

12‑192， @,ヮ‑

ウラン廃棄物の 処分技術に関するシ調査

ステムについての 検討及び処理技術

確証試験設備の 設計，製作

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