ンワトピックス
GEMENT@CENTER@TOPう

S次

目

原子力発電施設の 廃止措置に伴Ⅰ

OO

廃棄物の処理・ 処分方策

センタ一のう こき

原子力発電施設の 廃止措置に伴 う
廃棄物の処理・ 処分方策
] . はじめにる 。

廃止す昔直に伴って発生する 廃棄物には、 炉心構成対等のように 非常に高 い レベルの放射化金属類

原子力発電施設 (原子炉 ) の寿命は一般に 30 一40年と考えられている。 使命を終えた 原子力発電施設 のその後の取扱いを 廃止措置から、 非常に低 い レベルにしか 汚染及び / スは放(デ コミッショ二ング) という。 廃止措置の内容としては、 運転を終了した原子炉等に 対して行われる 管理、 解体、放射性物質による 汚染の除去、 放射性廃棄物の 処

射ィヒ

していない金属、 コンクリート 等の廃棄物、ら に、汚染・放射 がほとんどなく 通常の金属・さィヒ

廃止措置には 実に様々の課題があ る。放射能を帯びた重厚長大な 機器、 建屋 等の安全で効率的な解体技術、 解体前スは 後に行われる 捺染技術、 非コンクリート 廃棄物と同様に 扱ってよい (放射性廃棄物としての 管理が、 その処理・処分を 考える上で必要とならない、 あ るいは重要とならない )と 考えられる廃棄物にいたる非常に多種多様なものがあ る。
これらの廃棄物の 処理・処分方法としても、 例
えば「 核原料物質、 核燃料物質及び 原子炉の規制に関する法律 (炉規法) 施行令」で指定された 廃棄物埋設に関する 濃度上限値を 上回る放射能レベ

常に低 い レベルから非常に 高 い レベルにわたる 放ルの高 い ものは遮へ い付きの容器に 封入して地下射線計測技術、 解体廃棄物の 処理処分技術、 金属等の再利用技術等の 開発・実証などが 挙げられる。
このように、 対象とする領域が 非常に幅広いことが廃止措置の 一つの特徴となっていると 考えられあ る程度の深度に、 濃度上限値を 下回る廃棄物は低レベルの廃棄物の 埋設施設に、 非常に放射能濃度の低い廃棄物は 素掘りのトレンチにそれぞれ 処分し、 放射性廃棄物に 当たらないものは、 一般産埋 、 運搬及び最終的な 処分があ る。

わが国の廃止措置の 基本方針は、 安全の確保を前提に地域社会との 協調を図りつつ 進め、 敷地を原子力発電用として 引き続き有効に 利用するために、最終的には解体撤去するものとされている。

O

業からの廃棄物と 同様に処分 スは 再利用するなどの方策が考えられている。
今回のトピックスでは、 これらのうち 特に廃棄使用済み燃料取り 出し・ 冷却・ 櫛田，運転中に発生した 放射性廃棄物の 処理処分一。一回。函。

状況、物の処理・処分方策に関する検討などの並びに、 今年の 4 月に放射性廃棄物安全基準部会かl非放射性廃棄物の 処理処分 l

原子力安全委員会に 報告され、 6 月に原子力 安全委員会決定された「低レベル 放射性固体廃棄物の 陸地処分の安全規制に 関する基準値について(第 2 次中間報告 ) 」に記述された、 「原子炉施設の 解体等に伴って 発生する放射性コンクリート 廃乗物事」の埋設に 関する放射能濃度の 上限値 につら

i放射性廃棄物の 処理 l

口

@放射性廃棄物の 処分 ll 敷地利用のための 作業Ⅰ

第 l 図 廃止措置の参照手順及びケーススタディの 範囲
1松尾清一、 「商業用原子力発電施設の 廃止措置のあ り方」、 原子力工業第初巻第 11 号 (1985) よりい て概要を報告する。
2 . 原子力発電施設の 廃止措置の標準工程

我が国の商業用原子力発電施設の 廃止措置の基本的な考え方については、 「商業用原子力発電施設の廃止措置のあ り方」 (総合エネルギ 一調査会原子ている。 その前提となった 廃止措置対象設備は、

力部会報告 : 昭和 60 年 7 月 ) に、 以下のように 示

原子炉津屋されている。
① 原子力発電施設の 廃止措置については、 原子力 委員会の「原子力開発利用長期計画(1982年6 月 ) 」にも示されているように、 安全の確保を前提に地域社会との 協調を図りつつ 進めるべきであ り、 さらに敷地を 原子力発電所用地として引き続き有効に 利用することが 重要であ る。
② 運転を終了した 原子力発電施設は、 最終的には 解体撤去することを 基本的な方針とする。
なお、 原子力発電施設の 解体撤去に当たっては、 引き続き使用できる 施設等の利用、 解体作業の効率化を 図るための技術開発、 廃棄物の合理 的な処理等を 図ることにより、 効率的に実施することが重要であ る。
③ 廃止措置に係る 対策の確立を 図るため、 上述の点を踏まえ、 標準工程を策定し、 これに基づき費用対策、 廃棄物の処分等の 課題の検討を 行っていくことが 重要であ る。
これに基づいて 策定された商業用原子力発電施設の廃止措置の 標準工程は、 以下のようなものであ る。
① 原子力発電施設の 規模、 炉型 等に関係なく 廃止措置方式は密閉管理一解体撤去方式とする。

屋及び排気筒の 範囲であ る。 また、 ケーススタデ
ィの作業範囲及び 参照された廃止措置の 手順を第l 図に示す。
原子力発電施設の 廃止措置の基本的な 方式としては、①密閉管理方式 : 使用済燃料等の 搬出、 系統捺染の後、 原子力発電所施設全体を 閉鎖して適切な 管理下におく方式、②遮へい隔離方式 : 使用済燃料等の 搬出、 系統除染の後、 原子炉建屋内の放射能の 高 い 部分を遮へぃ隔離 (開口部はコンクリート 等を充填して 封鎖)して、適切な管理下におき、 他の部分は解体撤去する方式、③解体撤去方式 : 使用済燃料等の 搬出、 系統除染の後、 原子力発電所施設のすべてを 解体撤去する方式の 3 方式 (第 2 図 ) 及びこれらの 適切な組み合わせが考えられるが、 我が国の国情等を 考慮した結果望ましい 方式として、 密閉管理から 解体撤去へ移行する 方式が望ましいと 結論されたものだが、 敷地利用の緊急性等の 特殊な事情があ る場合②せコ(べースマットは 除く。) 、ほついては原子炉設置者個々のタービン 建総合判断によって安全貯蔵 期間を変更するなどの 自由度を与えるものとなっている。
このような廃止措置を 実施するために 必要な対策 としては、 ①費用対策、 ②廃棄物処分対策、 ③技術開発が挙げられている。 ①の費用対策については、 平成元年 5 月 25 日通商産業省令第 30 号「原子炉等廃止措置引当金に 関する省令」によって 引密閉管理による 安全貯蔵 期間は 5 一llW年 程度す るのが適当であ る。とこれを導くために、 モデル原子力発電施設の 廃止 措置についての 費用、 作業者の被ばく 線量、 廃棄物発生量等を 算出するケーススタディが 行われOリ

第 l 表 廃止措置に関する 主要プロジェクトのスケジュール

解体前放射能低減技術確証試験
建屋残存放射能等評価技術確証試験[JPDR 解体実施試験等]原子炉解体技術開発
IPDR

解体実施試験

極 低レベル固体廃棄物合理的処分安全性実証試験

密閉管理方うた使用済み燃料等の 搬出
切な管理下に 置く方式。

系統 除 染の後

原子炉産屋

原子力発電施設全体を 閉鎖して 適
原子炉 建屋;;"。

@社" 子 """

企社

雷電 プ建

使用済み燃料等の 搬出．系統 除 染の後・原子炉津屋内の 放射能の高 い 部分
) して・適切な 管を遮へ い 隔離 (開口部はコンクリー @等を充填し封鎖する
理下に置き他の 部分は解体撤去する 方式。

開会 所ン会遮へい隔離方式

メp

カ

第 3 図 解体技術、 解体廃棄物処理処分技術に 関する研究開発体制
1秋山守、 「我が国における原子力施設の デ コミに関する研究開発 (英文 : 1991 年 SMIRT 会議講演原稿) 」による ]

原子炉違星
遮へい

目 蠕ヨ睦
口

基本的には第l 図の手順に沿った 研究開発が順次解体撤去方式進められてきていることがわかる。

去 する方式技術に関する 試験・研究が 主体であ ったが、 現在はほほ解体技術については 仕上げの段階にあ り、廃棄物の処理・ 処分に関する 試験・研究が 本格化している段階にあ ると考えられる

第 2 図 廃止措置方式の 概要
1松尾清一、 「商業用原子力発電施設の 廃止措置のあ り方」、 原子力工業第 31 巻第 11 号 (1985) より](第 l 表 ) 。

廃止措置によって 発生する廃棄物当金制度が整備され、 ②及び③については 専門機
関 による技術開発が 進められている

当初は、 解体(第 3 図 )。

商業用原子力発電施設の 廃止措置によって 発生する廃棄物は、 基本的には 建屋 ・設備のぬmf本物であ り、 その全体量は、 第 4 図に示すようなものとされている。 運転期間中に 発生する廃棄物と 特に異なる点は、 大量の廃棄物が ヒ較的短期間に集中して発生すること、 炉心構成対等の 放射能レベルの高 い 廃棄物がまとまって 発生すること 等であ る。
上

これらの機関によって 行われた調査・ 試験・研究・技術開発の 主要プロジェクトの 流れをみると、

O

@生廃棄放射 仕 ・放射性廃棄物 (金属・コンクリート )措置乗物 (金属・コンクリート

裁断圧縮

容器封人

施 i生貝子陸地 (海岸 )処分

裁断圧縮

容器村ス

(施設貯蔵)

合理的処分り用(陰架 ))一般処分 /利用(llooMW クラス

山芋密閉管理後解体

対対 能 レベル)

金 属
0.5%

日 Ⅴ R
コンクリート
0. l%

金

RWR
コ、ノ クリート

計

0.1%@

0.7%@

金 属
0.3%

PWR
コンクリート0.2%

金PWR
コンクリートけ仙一 3す土 r.. 以上のもの

廃止措置廃棄物

放射能レベル

BWR 約 54 万トン

l0‑PWR 約 5n 五 トン

l0" け ;/M, 以上のもの

0.6%@

放射能レベルl0" 。 ㌍ /,. 未満のもの

金3 7., 未満
市 二属(言文 %き ぽ lu)

計
0.6%

属

1.9%@

5.7%@

計
1.9%

0%@
PWR

BWR属

計
0.5%

コ ソ クリート

93.0%@

計

98.7%@

金属

6.1%@

コ / クリート計

91.5%@

97.6%

第 4 図 原子炉廃止措置 時 発生廃棄物処理処分基本フロー[太田邦弘 、 「原子炉廃止措置に 伴う廃棄物の 処理・処分」、 原子力工業第 31 巻 帯 11 号 よりコ

原子力発電所

運転期間中でも 設備の交換等によって 廃止措置 時に 発生するものと 同類の廃棄物が 発生することがあ り、 また、 陰架廃液、 気体フィルタ、 足場対等
運転期間中に 発生するものと 共通する廃棄物もある 。

廃止措置廃棄物の 大部分は汚染レベルが 極めて低く実質的に 汚染がな い ものと同様に 扱えるもの
また実際に汚染がないものに 分類される。 その 物量は、 濃度境界を 10‑4C Ⅴ士にとった場合、 PWR

せ、BWR を平均 すれば、約 98 重量拷 となる。現在の廃棄物埋設の 濃度上限 値等の検討状況を 参考に、

第5図

この濃度境界が 仮に 2 桁低 い10‑ 。 Ci/t に設定され[太田邦 弘 、たと想定しても、 同じく約 96 重量拷 がこのカテゴリに分類されると 推定される。

埋 ・処分」、
原子力工業第 31 巻帯11 号 より「

ィヒて 、廃止措置廃棄物再利用基本フロ一概念図「原子炉廃止措置に 伴う廃棄物の 処

この種の廃棄物の 処理処分技術に 関しては特4 . 廃止措置廃棄物の 処理処分に問題とされる 点はないと考えられるが、廃止措置によって 発生する物量の 大部分はサト
放射性廃棄物ないし 放射能汚染が 実質的にないと廃棄物が上 頓的短期間に 発生することから、 処分大量のヒ考えられるものであ る。 したがって、 それが廃棄物として扱われる 場合には、 原子力以覚の 一般産業から発生する 廃棄物と同様の 処分技術が適用できるものと考えられている。 また、 これらを廃棄場の確保及び 処分場までの 運搬に関する PA 問題に対する配慮が 必要と考えられる。 また、 一般産業から発生する 廃棄物と同様の 扱いでよいとする
際には、 汚染がないことを 確認しなければならないと考えられ、 大量に発生する 廃棄物の効率的な物としないで 積極的に再利用を 図ることも有効な確認システムが 必要であ る。

方策として考えられている(第 5 図 ) 。

したがっ

放射性廃棄物として 扱うべき物量についてはO

しゃ新型最終処分場

種をⅠ‑"

実効運転年数に「 PY)

レ

第6図‑
安全貯蔵 期間 (年 )運転停止

炉心シュラ ウド の放射 仕 放射能の変化

安定型最終処分場

遮へい容器

(鋳鉄 )
内容積Ⅰ い mxlmxlm)

第 7 図 廃棄物収納容器概俳図 (例 )[いずれも、 北川宏治、 「沸騰水型原子力発電所の廃止措置」原子力工業第 31 巻第11 号より
コ

2 一 4%

であ るが、レその大部分は 金属廃棄物であ り、 廃止措置によって発生する金属廃棄物に 対する割合では 25 一50%となる。 この中には、 原子炉の炉心構成対等の 放射能レベルの 高 い廃棄物があ り、 廃棄物埋設の 濃度上限値を超えていると 考えられる (第 6 図 ) 。

したがって、 濃度上限値を 超える廃棄物に 関する処分技術開発が 必要となり、 すでに日本原子力研究所 等で検討が開始されている。 しかし、 放射能レベルの高 い ものの物量自体は 相対的に小さく (放射性廃棄物として 扱 べき物量の 1 重量 拷程度) 、一

上述のとおり 廃止措置廃棄物のう、当面貯蔵 等で凌ぐこ とも考えられる。 貯蔵 等に 、当一たっては、 放射能レベルが 高 い ため、 遮へい け 容器に封入して 取り扱うことになる。 そのための容器の概念例を 第 7 図に示す。

I ,aTK‑iliJ: I

第 B 図 一般産業からの 廃棄物の最終処分場の術基準[厚生省生活衛生局水道環境部産業廃棄物対策室
編集「産業廃棄物処理ハンドブック」より

廃棄物埋設の 濃度上限値を 下回る廃棄物については、 日本原燃株式会社人 ケ所 埋設センターが 仝

年 12 月に操業を開始する 予定であ り、 廃棄物埋設方式による処分が 可能と考えられる。 また、 今般

コO技原子力安全委員会決定された、 容器に固聖化しないで処分できる 放射性廃棄物の 濃度上限値を 下回る廃棄物については、 放射能汚染が 実質的にほとんどないと考えてもよいほど 濃度が低 い ものもあり

第 2表、 一般産業からの 廃棄物の処分方式に 準じた処分が可能と考えられる

放射性物質の種類"C60CO

(第 8 図 )。

放射能汚染が 金属表面の汚染を 主体とするもの
であ れば、 徹底した捺染を 行うことによって 、「金属、 塩化ビニル等の不燃物、難燃物を容器に固聖化したもの及び解体等に伴って発生する金属製の大型機械等で容器に固聖化することが困難なもの」の放射能濃度上限値

63Mi

よ上限値 (Bq/t)
3.7xlnl0
1.llxl0l3
1.llxlol2

低 い濃度 ヵ テゴリの処分技術を 適用することが。 0Sr

7.4xln

り可能と考えられる。 しかし、 この場合も 、 特に複"'Cs

1.llxln

リ

雑 な形状の廃棄物については 捺染の確認が 課題となる。

アルファ線を・陸物質放出する赦身り寸げ主)1.
放射性廃棄物中にる放射性核種は、含有されるアルファ類似の手動を示し、線を放出す
被ばく経路 ぜ5 . 解体コンクリート 廃棄物等の埋設濃度上限 値

現在の炉 規法施行令に規定されている 廃棄物埋する放射@ 物質の値は、線量当量評価L 、 最も厳しい 抑Am の値を用いて上限値を設定した。
2. 。 。Co については、処分場管理期間中において処分設 に係る濃度上限 値は 、 原子炉施設から 発生し、容器に固 聖 化されたものを 3 象 としている。 これ
才は、 昭和 61 年 12 月に原子力安全委員会放射性廃棄物 安全規制専門部会によって 報告された「 低 レベ場周辺の一般公衆の被ばくに最も大きく寄与すると 考えられるスカイシャノン
放射線による線量当量を基に上限値を設定した。

ル 放射性固体廃棄物の陸地処分の安全規制に 関す(中間報告 ) i以下、 「第 1 次中間報告」という。) の検討結果を政令に 取り入れたものであ る。
したがって、 現在の法令上、 廃棄物埋設に 関す
6 基準が整備されている 廃棄物は、 原子炉施設から発生し、 容器に固 聖 化されたもののみであ る。
しかも、 容器に固 型ィヒ する際の技術基準は、 均質6 基準値についても 同じであるので、「アルファ線を放出する放射@物質」としてまとめた。
また、 アルファ線を放出」

以下はその概要を 示すものであ る。
Ⅲ 廃棄物のカテゴリ
検討対象の廃棄物のカテゴリは以下の 3 種類であ る。

① 原子炉施設において 発生する金属、 塩 ビニ
ル 等の不燃物、 難燃物 を固聖化材料を 用いて 容器に固理化したもの② 原子炉施設の 解体等に伴って 発生する金属製
ィヒ

スは 均一混合固化について 規定されているのみであ り、 現行の法令上廃棄物埋設が 可能なものは、濃縮廃液等の 均質ノ均一固化体のみであ った。
原子炉施設から 発生する 雑 固体廃棄物や、 解体に伴って発生するコンクリート 廃棄物等についての 大型機械等で、 容器に固聖化することが困難

また、 原子力施設の 解体等に当たって 発生する廃棄物の中には 放射能汚染が 実質的にない 廃棄物があ ると想定され、 これは放射性廃棄物には 該当しないことから、 放射性廃棄物と「放射性廃棄物でな い廃棄物」を区分するための 基本的な考え 方なもの
③ 原子炉施設の 解体等に伴って 発生する放射性コンクリート 廃棄物 (一体的に含まれる 鉄筋類を 含む。)
(2) 対象核種及び 濃度上限値
上記各廃棄物カテゴリについて、 濃度上限 値を設定すべき核種が 検討された。
上記①及び②のカテゴリの 廃棄物については、原子炉冷却材等の 付着による二次的な 汚染と中，l生子綜に 2 6 放射 汚染が考えられるが、 いずれも第 1 次中間報告で 検討対象とされた 核種の範囲でカバーされると 考えられた。 処分の方法、 処分後の管理期間等についても、 第 1 次中間報告の 想定と変わるものはなく、 したがって濃度上限値の 設定値及び対象核種は、 現行の政令に 規定されていほついてもこの 報告において 検討されている。

るものとまったく 同じとなるも埋設処分が可能となるように、Ⅰらの廃棄物

こ才

ほついての埋設濃度上限値の検討が、 原子力安全委員会放射性廃棄物安全基準専門部会において 行
われ、 平成 4 年 4 月 23 日に原子力安全委員会に 対して報告され、 6 月 1S 日に原子力安全委員会決定された。 (「低レベル放射性固体廃棄物の 陸地処分の安全規制に 関する基準値について (第 2 次中間報告 ) )ィヒ」

O(第 2 表 )。

甲Ⅰ

第 3表

第4表

B

「放射性コンクリート 廃棄物のうち、 容器に固聖化したもの」の 放射能濃度上限 値
放射生物質の種類︒

赦身

ム口

文身

類
種

「放射性コンクリート廃棄物のうち、容器に固理化していないもの」の放射能濃度上限値

放射能濃度 (Bq/t)

l。 C
*@Ca

*"Ca"N"Ni

7.2X10@。 0Srに 7Csl
用乍生｜

手練炉子原Ⅱ生@
物質
こつ身いて線放ァ2る
'Eul

*"'En

1.llXl0

リ

アルファ線を1.llXl0@放出する放射性物質* : 。 'Ca については、原子炉内の中性子線の作用によって放射化の汚染があったコンクリート廃棄物を含む場合にのみ適用する。

によって放射化の汚染があったコンクリート廃棄物を含む場合にのみ適用する。

上記③のカテゴリの 廃棄物、 すなわち解体放射性 コンクリート 廃棄物の大部分については、 原子炉施設の供用期間中の 使用状態等から 判断して、放射能濃度が 極めて低いと 考えられ、 物理的・化学的にも安定なものであ るため、 処分に当たってた。同様にⅡCa は、放射化の汚染があ ったコンクリ
一ト 廃棄物を含む 場合にのみ対象とされる。 この場合も、 処分の方法、 処分後の管理等については、第 1 次中間報告の 想定と変わるものはなく、 現行の濃度上限 値に"C@aの濃度上限 値が新たに追加さコンクリートピット 等の人工構築物を 設置するこれた形となるといと考えられる。 したがって、 放射能濃度が 極めて低いものについては、 解体時の形態のままで、も可能であ り、 処分後の管直接埋設処分するこ理 期間についても 第 1 次中間報告で 想定した者 理期間よりも短い 設定が可能と 考えられる。
この場合の対象核種は、 放射線防護上相対的に重要となる核種を 選定するという 考え方に基づいて選定された。
濃度が極めて 低く解体時の 形態のままで 直接埋設処分される 放射性コンクリート 廃棄物については、 現行濃度上限値の 対象核種 (,。 C 、 。 。 Co 、ヒり

0 集積によって 一般化を図ることが 重要とされている。

① 二次的な汚染を 考慮した場合
使用履歴、 設置状況等から、 放射性物質の 付着

Ni 、 "。 SI@、 WCs 及びアルファ 線を放出する 核種 )に加えて、， H 、 。 ， Ca 及ぴ "Eu の 3 核種が選定された。 ただし、 4.Ca 政理 52Euは、放射化の汚染があ浸透等による 二次的な汚染がな い ことが明らかで㏄

あ るもの・使用履歴、 設置状況から、 放射性物質の 付着、浸透等による 二次的な汚染部分が 限定されていることが明らかであ って、 当該汚染部分が 分離されった コンクリート 廃棄物を含む 場合にのみ対象とされる。 上限 値 設定の前提とされる(第 4 表 ) 。

容器に固 聖 化されたものと 同型化されないものとで対象核種が 異なるのは、 処分の方法及び 管理期間の想定が 異なることによる。
㈲ 放射性廃棄物でない 廃棄物の範囲以下の判断基準を 満足する廃棄物については 放
射 性廃棄物でないとする 見解が示された。 ただし、
ここで示されているのは 基本的な考え 方のみであ、 実際の区分けの 手順等に関しては 仝後の事例、 容器に固聖化することは 必ずしも必要ではな

処分の方法は、地中直接埋設で 処分後の管理期間も 50 年と短く 想、たもの定された。 結果として設定された 濃度上限 値は 、第 3 表に示すようなものとなり、 現行の濃度上限値 との上較では 2 一 3 桁程度低い値となっている。
上ヒ較的 濃度が高く容器に 固聖化する必要があ ると 考えられるコンクリート 廃棄物については、 現行濃度上限 値 03 象 核種に加えて。， Ca が選定され② 放射化の汚染を 考慮した場合
・十分なしやへい 体によりし ゃ へいされていた 等、施設の構造上、 中性子線による 放射 の影響を考慮する必要がないことが 明らかであ るもの
・計算等により、 中性子線による 放射化の影響が、一般的に存在する 同じ材質のものとの 間に有意な

ヒ

ィヒ

才O

差を生じさせていないと 評価されたもの
・計算等により、 中性子による 放射化の影響を 評
価し、 一般的に存在する 同じ材質のものとの 間に有意な差があ る部分が分離されたもの(山本正史 )

センタ一の うごき
第㏄回

理事会

開催

平成 4 年 6 月 12 日㈲開催し、 平成 3 年度事業報告及び 決算が承認されました。 また、 志岐 監事の退任に伴い、 後任に猪熊時久 氏 Ⅱ社 ) 日本電機工業全会長 ) が選任されました。
電力各社等との 業務連絡会議
平成 4 年 7 月 22 日㈱開催し、 平成 4 年度に推進する 調査研究の内容等にっき 説明しました。
平成 4 年度調査研究受託状況
平成 4 年 4 月 1 日以降 8 月末までの間に 、 次の受託契約が 行われました。

委 者青モ

科学技術庁

通商産業省

l調査研究課題

・放射性廃棄物の 海洋環境に対する 影響評価に関する 調査研究

4 .6 . 1

・天然バリア 安全性実証試験

4 . 6 . l6・廃棄体性能評価
・返還廃棄物の 輸入確認手法調査

4 . 7 .24

・放射性廃棄物処理最適 ヒ調査・放射性廃棄物処理処分経済性調査
・低レベル放射性廃棄物施設貯蔵 安全性実証試験

4 . 7 .2@

4 . @ . l2

ィ・TRU 廃棄物処理貯蔵 対策調査

・再処理技術高度 ヒ調査ィ・ウラン廃棄物処理処分システム 開発調査
・放射性廃棄物有効利用システム 開発調査
・低レベル放射性廃棄物処分可視画像 ヒ調査
・放射性廃棄物処分高度化システム 確証試験
ィ編集発行

契約年月日

財団法人

原子力環境整備センター〒 l05 東京都港区虎ノ 門 2T
丁日 L 03‑3504‑l08l
W代表 )8 番 l0 号第 l5 森 ビル
FAX 03‑3504‑l297目

4 . 7 .2@

4 . @ . 13
4 . @ . 13
4 . @ . 13
4 . @ . 13
4 . @ . 13
4 . @ . 13
4 . @ .31

lO