7-4 放射性廃棄物の処分処分である1),2)。

1. はじめに原子力の平和利用によって発生する放射性廃棄物は多第2図に、高レベル放射性廃棄物の地層処分における人種多様である。このため、それらは、廃棄物に含まれる工バリアの概念を示す。高レベルの放射性物質は、ガラ放射性物質の種類やその放射能レベルを考慮した上で、スの中に分散して固められ、オーバーパックと呼ばれる安全かつ合理的な方法で適切に処分されなくてはならな金属製容器の中に封入され、さらにその金属製容器は低い。現在までに、海洋投棄、南極の氷床への処分、宇宙透水性の圧縮した粘土（ベントナイト）からなる緩衝材空間への投棄、地上での長期保管などが検討あるいは一で包み込まれる。このとき、ガラス固化体は、自身の極部実施されたが、国際条約による制約、経済性、技術的めて遅い溶解速度によって内部に取り込んでいた放射性不確実性、将来世代への高負担などを考慮した結果、地核種の地下水への放出を遅延させるバリア機能を有す中に適切な方法で処分することが最も合理的であると考る。また、オーバーパックは周辺岩盤によってもたらさえられている。第1図に我が国の放射性廃棄物の処分方法れる応力からガラス固化体を物理的に保護するとともの概念を示す。比較的高い放射能濃度であり、また半減に、ガラス固化体が地下水と接触することを所定の期間期の長い放射性核種を多く含む廃棄物は、地下300m以深防止する人工的なバリアとしての役割を担う。一方、緩の安定な地層に人工的なバリアを設けて処分される。こ衝材は、高い止水性を有するベントナイトが地下水を吸れを地層処分と呼ぶ。一方、地層処分対象外の放射性廃収し膨潤することでオーバーパックと周りの岩盤の隙間棄物は比較的浅い地中に埋設される。これは管理が可能を埋めるとともに、周りの岩盤の亀裂を充填する。これな期間内に放射能の減衰が期待できることから管理（型）は地下水の移行を抑制する他、周辺岩盤からの応力を緩処分と呼ばれ、放射性物質の種類やその放射能レベルに衝してオーバーパックならびにその中のガラス固化体を応じてトレンチ処分、ピット処分、余裕深度処分に分類物理的に保護することとなる。また、ベントナイトが有される。ここでは、それら処分方法の概要を紹介するとする高い化学的緩衝性はオーバーパックの腐食や放射性ともに、それぞれの処分における安全評価や現状などに核種の地下水への溶解を抑制する他、放射性核種に対すついて述べる。

る高い収着性が放射性核種の移行を抑制するバリアとして機能することとなる。これら人工バリアの機能に対して、地下処分場から地表までの岩盤もまた、放射性核種を収着するとともに、人工バリアを保護するなど、天然のバリアとして機能することが期待されている。

第1図

我が国の放射性廃棄物の処分方法の概念図

2. 地層処分

第2図 高レベル放射性廃棄物地層処分における人工バリアの概念

高レベル放射性廃棄物である使用済燃料やガラス固化体（ただし、現在の我が国の法律では後者のみを高レベル放射性廃棄物と定義している）、およびTRU廃棄物であ地層処分の処分形態は、廃棄体の発熱量によって異なる再処理後に残った燃料被覆管材料（ハル）や廃銀吸着る。すなわち、発熱量が高い高レベル放射性廃棄物は廃材などは、放射能濃度が高く、半減期の長い放射性核種棄体間の距離をある程度確保して埋設する必要がある。

を多く含むことから、長期間にわたって我々の安全を確一方、高レベル放射性廃棄物に比べて廃棄体の発熱量が保できる方法で処分されなくてはならない。これが地層低いTRU廃棄物では、廃棄体を集積して埋設できる2)。

（ 1 ）第3図にTRU廃棄物の地層処分の一例を示す。例示したケースでは、廃棄物が封入された金属製容器（廃棄体）

3. 低レベル放射性廃棄物の管理型処分
3.1 余裕深度処分を複数本まとめて大型の金属製容器（廃棄体パッケージ）

軽水炉の炉内構造物や制御棒、使用済樹脂など、低レに詰め、さらにこれを処分坑道内に設けた構造躯体に積

ベル放射性廃棄物の中でも放射能レベルの比較的高いもみ上げ処分する。その際、廃棄体パッケージ内の廃棄体のは、「処分された廃棄物に人間が接触することを避ける間の隙間をセメント材などで充填する。また、処分坑道ために、一般的であると考えられる地下利用に対して十内壁と構造躯体間の隙間を緩衝材で埋めることが考えら分余裕を持った深度」へ処分することになっている。これている。この場合、セメントなどの充填材や緩衝材がれが「余裕深度処分」である。余裕深度処分の概念図を人工バリアとして、また岩盤が天然バリアとして機能す

第4図に示す4)。処分空洞は、地表から50～100m程度の深るとされる。

度の放射性物質が移行しにくい地中に設けられる。この空洞にコンクリート製ピットを作り、放射性廃棄物をその内部に納めるとともに、ピット内部の廃棄体間の隙間をセメント系材料で充填する。一方、コンクリート製ピットの外側には低拡散層としてモルタルが、またさらにその外側に低透水層としてベントナイトが設置され、この低透水層と坑道内面間の隙間は埋め戻される。ここで、廃棄体、セメント系充填材、コンクリート製ピット、低拡散層ならびに低透水層が人工バリアとして、また地質第3図

TRU廃棄物の地層処分概念そのものが天然バリアとして機能することが期待されている。

地層処分の安全を長期にわたって確保するために、処分した放射性廃棄物が超長期間にわたって我々に害を及ぼす可能性について評価しておく必要がある。その一例
として、地殻変動等によって廃棄体と人間との間に十分な距離を確保できなくなるシナリオ（「接近シナリオ」）や、廃棄体から地下水に放射性核種が溶け出して地上に至るシナリオ（「地下水シナリオ」）が想定された1)。こうしたシナリオに含まれる諸現象をモデル化し、さらに関連のパラメータを具体的に考慮することで、安全性を定量的に予測するのが安全評価である。これにより、安定な地層に適切なバリアシステムを構築した処分システムが、接近シナリオと地下水シナリオのいずれにおいて第4図も安全基準を満たすことが確認される。

余裕深度処分の処分空洞断面の概略図4)

高レベル放射性廃棄物の地層処分は、フィンランドですでに処分地が決定し、地下特性調査施設の建設が始ま

管理型処分では、埋設した場所の管理を、埋設した廃っている。同国では、地下400ｍの結晶質岩の地層に使用棄体の放射能が減衰してそれが不要となるまで行われな済み燃料が処分される計画で、操業開始は2020年頃とさくてはならない。余裕深度処分の場合、その期間は数百れる。同じく、スウェーデンでも使用済み燃料の処分地年と想定されている。一方、その管理期間の終了後に対がすでに決定し、操業開始は2025年頃とされる。その他

しては、4つの区分のシナリオを想定した安全評価を行の国々でも地層処分の実施に向けた着実な動きがある。

い、それぞれのシナリオに対する「めやす（被曝線量）」

一方、我が国では、日本原子力研究開発機構が岐阜県瑞を満足することが求められている。このうち、発生の可浪市および北海道幌延町にそれぞれ地下研究施設を設

能性が高く、通常考えられる「基本シナリオ」では、例

け、前者では地層科学研究を、後者では地層科学研究にえば放射性核種が地下水を介して移行することを想定加えて地層処分技術の研究開発を実施している。また、（「基本地下水シナリオ」）しても、それによる被曝線量3)

原子力発電環境整備機構(NUMO) は実施主体として地が可能な限り低く抑えられていなければならない。この層処分事業を行うこととなっており、処分施設の設置可

めやすは10μSv/年とされている。また、気候変動や地質能性を調査する区域を2002年から全国の市町村を対象に環境の変化など、発生の可能性は低いが安全評価上重要公募しているが、2013年4月現在応募はない。

な変動要因を考慮した「変動シナリオ」では、300μSv/（ 2 ）年のめやすを満足しなくてはならい。さらに、火山活動

第7図にピット処分の概念図5)を示す。この処分では、や地震など発生の可能性が著しく低い自然現象を想定し浅い地中に鉄筋コンクリート製の構造物（ピット）を作た「稀頻度事象シナリオ」では10～100 mSv/年が、またり、そこに廃棄物を納めたドラム缶を埋設する。その際、トンネルの掘削などの偶発的な人為事象シナリオでは周構造体の上部および側部に水を通しにくいベントナイト

辺住民で1～10 mSv/年、作業者などの特定の接近者個人混合土を入れる他、ドラム缶の隙間をセメント系材料でで10～100 mSvと設定されている。

充填し、またピットの内側に水を通しやすい多孔質コン

このような処分としては、フィンランドおよびスウェ

クリート層を設けることで、ピット内に水が入りにくく、ーデンにおいて、地表から50～60 mの花崗岩層中に構築

また仮に水の浸入が発生しても、多孔質コンクリート層したコンクリートピットを有するサイロへの処分が実際を介して容易に排水され、廃棄体との水の接触が極力避に操業を開始している。一方我が国では、日本原燃㈱5)けられる構造としている。

が青森県六ヶ所村に調査坑を地表面から約100 m程度下まで掘削して試験空洞を設け、地質、地盤、地下水の調査・試験を行っている。第5図に調査イメージ図を、また第6図に試験空洞の写真を示す。

第7図

ピット処分の概念図5)

ピット処分では、廃棄物中の放射能が安全上問題のないレベルに減衰するまでの約300年間にわたって段階的な管理を続けることとなっている。埋設開始後の最初の第5図

余裕深度処分の調査イメージ図5)

約30年間はその第1段階であり、埋設設備によって放射性核種を確実に封じ込めることとしており、環境モニタリングならびに排水の監視、地下水中の放射性核種の監視を実施するとともに、覆土および埋設設備の修復等を行うこととなっている。また、第2段階である、第1段階終了後の約30年間は、埋設設備とその周辺の土壌等によって放射性核種の移行を抑制し、その漏出状況を監視する期間と位置づけ、埋設設備の修復は行わないものの、覆土の修復ならびに環境モニタリング等は引き続き行う。
一方、第3段階である、第1段階終了後の300年間は、周辺の土壌等によって放射性核種の移行を抑制することとしており、覆土の修復と環境モニタリングを引き続き行うとともに、掘削等の制限を実施する。

第6図

ピット処分の安全評価は、第1段階では埋設設備の修復

余裕深度処分の試験空洞写真5)が行われることから、放射性核種の漏出を考えずに、埋設作業時のスカイシャイン（処分施設内の廃棄体からの放射線が上空で散乱して地上に降り注ぐ現象）による被3.2 ピット処分曝線量を評価している。また、第2、3段階では、スカイ廃液やイオン交換樹脂、焼却灰などをセメント、アスシャインによる被曝の他、施設からの排気および排水（第ファルト、プラスチックなどでドラム缶に固化したもの2段階）、あるいは漏出（第3段階）を介した被曝を評価す

や、金属類、プラスチック、保温材、フィルター類などることとし、いずれも公衆の線量限度である1mSv/年にの固体状廃棄物をセメント系充填材でドラム缶に固化し対して十分低い値であることを確認するとしている。一た廃棄物で、放射能レベルの比較的低い廃棄物はピット方、管理期間終了後の安全評価は、一般的なケースとし処分される。て、沢水の利用や処分場敷地での居住、住宅施設の建設（ 3 ）工事も含めて10μSv/年を超えないこと、また発生頻度が3.3 トレンチ処分

小さいケースとして、埋設施設を掘り返した場合も想定

トレンチ処分は、低レベル放射性廃棄物のうち放射能して、その被曝線量が10μSv/年を著しく超えないことをレベルの極めて低いコンクリートや金属などの安定なも確認するとされている。のを対象としており、コンクリートピットなどの人工構

我が国では日本原燃㈱によって青森県六ヶ所村でピッ造物を設置しないで廃棄物を浅い地中に直接埋設する処

ト処分が1992年より実施されている（第8図）。現在、二分方法である。管理が必要な期間は50年程度とされていつの埋設施設（1号および2号）があり、それぞれ200リッる。この間、天然バリアの機能によって安全性を確保すトルドラム缶で約20万本の収容能力（処分場規模：約4る。

3万m ）を有する。ここでは、すでに原子力発電所の運転トレンチ処分の安全評価では、ピット処分と同様に、に伴って発生した24.1万本（2012年5月現在）の廃棄物を操業中のスカイシャインによる被曝が、公衆の線量限度受け入れている。また、将来的には、ドラム缶約300万本である1mSv/年に対して十分低い値であることを確認す3相当を埋設する計画（処分場規模：約60万m ）もある。

る。また管理期間終了後は、処分場敷地の再利用に伴う

なお、それら廃棄物に含まれる放射性核種の大半はCo-60被曝、処分施設から地下水へ放射性核種が漏出した際に（β、γ放出体、半減期5年）であり、これ以外に、Ni-63

河川水を利用することによる被曝などが10μSv/年を超え（β放出体、半減期100年）、H-3（β放出体、半減期12ないことを確認することとなっている。
我が国では、日本原子力研究所東海研究所（現在日本年）、Cs-137（β、γ放出体、半減期30年）、C-14（β放原子力研究開発機構原子力科学研究所：茨城県東海村）出体、半減期5,730年）などが含まれている。の動力試験炉JPDRの解体によって発生した非常にレベルの低いコンクリート等廃棄物（1,670トン）が、同所の敷地内に処分されている。第9図および第10図に、処分施設の断面図6)とその写真7)をそれぞれ示す。同処分場は、

第8図

日本原燃(株)低レベル放射性廃棄物埋設センター（ピット処分・青森県六ヶ所村）5)

海外の同様の施設としては、フランスのオーブ処分場（処分場規模：約100万m3）が1991年より、またスペインのエルカブリル処分場（処分場規模：約4.5万m3）が1992年より操業を開始している。

第9図

トレンチ処分実地試験施設断面図(日本原子力研究開発機構・茨城県東海村)6)

（ 4 ）

第10図

トレンチ処分実地試験施設(日本原子力研究開発機構・茨城県東海村)7)

地表から7mの深さに位置する地下水面に対して、地表か参考文献

ら深さ6mまでトレンチを掘り、その内部に3.5mの高さま

1) 核燃料サイクル開発機構、わが国における高レベル放で廃棄物を埋設している。また、その上部に透水性の低射性廃棄物地層処分の技術的信頼性－地層処分研究開

い覆土を設け、埋め戻している。施設には、地下水観測

発第2次取りまとめ－総論レポート、TN1400 99-020

孔、雨量計、浸透水量計、積算線量計を設置し、管理を(1999).
2) 電気事業連合会、核燃料サイクル開発機構、TRU廃棄行っている。
海外では、トレンチ処分を行っている施設として、米物処分技術検討書－第2次TRU廃棄物処分研究開発取国のバーンウェル処分場（処分場規模：約88万m3）、フ

りまとめ－、(JNC)TY1400 2005-002 (FEPC) TRU-TR2

ランスのモルヴィリエ処分場（処分場規模：約65万m3）などがある。

-2005-01(2005)
3)原子力発電環境整備機構HP（http://www.numo.or.jp/）
4) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター
HP（http://www.rwmc.or.jp/）
5) 日本原燃㈱HP（http://www.jnfl.co.jp/）
6) 阿部昌義ほか、デコミッショニング技報、15、50-58（1996）
7) 日本原子力研究開発機構埋設事業推進センターHP（http://www.jaea.go.jp/04/maisetsu/index.html）

北海道大学大学院工学研究院 小崎 完
（2013年4月30日）（ 5 ）