トピックス
目次

フランスにおける放射・性廃棄物の処分一正として 低レベル廃棄物について

表紙

フランスにおける 放射性廃棄物の 処分
一 主として低レベル 廃棄物について 一

l . はじめに牡フ

フランスは，原子力発電設備容量として 44GWe
持っ世界第 2 位の国であ る。 また燃料サイクルを 持つ数少 ぃ 国の一つずもあ り，核兵器所有国としての歴史も 古く， これらを支援するための 研究開発機関も充実している。
このような事情から ，放射性廃棄物の発生量も多い。 初期には， 原子力庁 (CEA) のマルクール施設からの廃棄物を 地中海に投棄することを 考えたり (結局は実施しなかったが ), 経済協力開発機構 (OECD) の欧州原子力機関 (ENEA, 現在をは， NEA)が実施した 1967 年と 1969 年の大西洋共同投棄に参加するな

ビ，低レベル廃棄物の 処分に海洋投棄を指向していた。 しかし l969 年に ，ラ・アーグ再処理工場に ，原子力庁の廃棄物のうちの低 い レベル廃棄物の 少量を，粘土質土壌中に 掘削した素掘りトレンチに 埋設することを 開始して以来， 浅層埋設による処分に 頼っている。

以来， ラ ・アーグの浅膚埋設 場は ，後述するチュムりや モノリスのような 処分用構築物を 採用すると共に， フランス唯一の 処分場として 受け入れ量の増加，受け入れ廃棄物の 種類の拡大を 計って来た。 制度的にも， ラ ・アーグ再処理工場から 分離して， ラ ・マンシ ユ 貯蔵 センクー

ockagede la Manche,CSM)(CentreSt‑となり，基本原子力施設Gnstallationsnuclairesdebase,INB)の一つとして，原子力発電所等と 並んで・ INR66言う固有番号を 持つ施設となっている。 この間に，
色と運営主体は， 当初の原子力庁から ，1979 午に新設された国立放射性廃棄物管理機関移管された。

(ANDRA)に12 万 m, の面積を持つ CSM は， 1985 午には受け入れ量が．
30 万 m, (200 リットルドラム 缶換算で lRo 万本 ) に達しており ，現在，年間の受け入れ 量が 3万 m, (200 リットルドラム 缶換算 ず 15 万本 ) 程度なので， l990 年には約 40 万 m, と 言われている 容量担する。 特殊な施設の 建設費も発生者負担となる。

が 満杯になることが 確実視されている。
198.M
年に搬入された 廃棄体は ，約81600 個であり，その87% が200 スは 100 リットルドラム缶， 1.5

2. 処分場計画% が 2.5 乃至 5m, 及び lonW,の金属製容器， 6%が2

1983 年夏， べ 一タ・ガンマ 廃棄物 (低中 レベルm, のコンクソートブロックで ，残りの5.5%はフイ廃棄物), アルファ廃棄物，高レベル廃棄物に大ル タ エレメントてあ ったと言 う 。

なお，]985 年の搬入体積量は ， 30828m,いることから ，別した固体及び 固化廃棄物の 陸地処分について ，総額約70 億フランに上る 処分場建設計画と ，約47億フランでこれを 支援する研究開発計画とが 原子力庁から発表されだ。 邦貨換算約 3000 億円のこのとされてドラム缶の搬入数は 圧倒的に多い

ものの体積量にすれば 4 割強に過ぎず ，体積量の過半は大型容器の 型態で搬入されたことが 判る。
フランスの原子力の 特徴は，国営の色彩が濃いことであ る。 当初， ドゴール政権 の強力な施策により，原子力庁が 国防面も含めて 一元的に進めていたことは， 良く知られている。
原子力発電の 実用化段階になっても ，発電炉は国営電力会社乃至電力公社と 言ってよ い KDF

計画において ，発表時の建設計画は ，1988 一 1989 年

a

新法 層 埋設 場 の連開

b

高レベル廃棄物集中貯蔵 施設の連 開1992 一 1993 年cが所ぜ1989 年

地下実験室の 連開dアルファ廃棄物貯蔵 施設

詳細未定

e

高レベル廃棄物処分実証施設

詳細未定

詳細未定
f 海洋投棄有運営しており ，燃料サイクルずは 原子力庁からを含み，1984年から1999
年までの16年間を予定し分離・独立した COGEMA
等， い わゆる CEA グループが主要施設を 所有，運営する 体制となっている。 ている。
研究開発計画は ，原子力庁の総括の下，原子力殊に放射性廃棄物の 面では， 日本でのラジオア庁の研究機関の 他，地質鉱山研究局 ，エコール・イソト一 プ使用事業所等に 対応する， 中小規模のポリテクニックや ，パソ鉱山大学等も 動員し， そ民間事業所等からの 廃棄物は，最寄りの原子力庁の実施に当っては 原子力安全高等会議 (CSSN) の所属研究機関や 公共的性格の 機関が引受けて 処理承認を必要とする 大計画であ って，1983 午から 1999
し ，その後は， これらの機関からの 廃棄物として取り扱われるのが ，慣例となっている。

年までの 17 年間を予定している。

l979年Ⅱ同 7 日の命令によって ，国立放射性廃棄物管理機関 (ANDRA) が原子力庁の 中に設立され，下記の 業務を行うことになった。

下の 7 項目とされている。

aa

べ 一タ・ガンマ 廃棄物ヒアルファ 廃棄物の測定，処理，固化包装の改善
b CSM の閉鎖に当っての 排水と回収の 検討
c
地層処分候補地層 (花 南君，片岩，岩塩，泥岩等) の特性把握
d 処分条件下における 処分廃棄物の 長期耐久性の検討

処分場の管理 : ただし第三者を 使 う ことも差支えない。
b 新規処分場の 計画と開設 (必要な検討や 研
究 ， ならびに 将 未発生量の考慮を 含む。)
c
廃棄物発生者から @ る 際の廃棄 体仕様 (技術基準) の準備
d 廃棄物の長期管理と 処分に関する 研究調査，実証等
弓e

その重点は， 以e

人L バリア及び天然バリアの 特性把握と，相互作用の検討

法令等の立案に 関する所掌官庁への 援助。

等， フランスの全放射性廃棄物の 長期管理に責任を持っためのものである。 ANDRA が責任を持つ 部分は，廃棄物発生者が廃棄物を処理して ANDRAの引取り仕様に 合致する廃棄 体 とするまでを除いた部分であ り，処分も含むのが原則であ る。ANDRAの処分場操業に 係わる費用は ，廃棄物発生者が負f放射性核種移行を 抑制する機構の 評価

宮処分場の実現，運用，閉鎖を可能にする 産業的方式の確立，特に 地層処分を対象とする。
上記建設計画に 含まれている 新漬層 埋設場 には2 ケ 所が予定されており ，このために，総額約 70億フラン中の 約 3[W億 フランが， これに充当される。
2 予定埋設 場 のうち。 1985 年 9 月には，パリの東約 150km の ス レネ (Soulaines, 図 l 参照 ) が候Oぜ神地として発表されたが ，れる確率が高い。 輸送の面ずの 1985 年の実績では ，その連開は 1990 年と言われ，計画発表時の 1988 一1989 年からは遅れる 見鉄道貨車で 13,920m,,通しであ る。 この候補地に 設ける埋設 場は ，少くてとも 30 年間は操業させないとしているのでれぞれ搬入され ，輸送量は2.4X107， 1990

トラックで 9,558m,,7,350m, がラアーグプラントからそし直接に，そトン一 km であ年頃のCSM の受入れ停止，廃棄物発生施設の 増加(例えば原子力発電設備容量は 今後60GWe を越える計画), 少くとももう 一つの埋設場の 新設等を係が 2,680m,,考慮すると， 2 万 m,/ 年 x30 年 二 60 万 m, 程度か，その他の RW 利用等が 1,0OOm, 強 となっている。

ったと言 う 。 なお，発生源別の 搬入量は，原子力発電所が約 14,300m,, 再処理が 11,760m,, 研究関・フロントエンド 施設が 1,000m,強。

あ るいはそれ以上の 規模と推測される。
ラ ・マンシュセンタへの搬入量(l985年 )

表@

朝お m
発送 元自動車

鉄発電所
再処理研究所道@

直一接‑@10,858
2.78

ヵ

14,299
7.350

.759
2,676

278

765
1.051

13.9209.558

ab30.828lAEA 一 sSM 一 2289/4 による

a に示された搬入手段毎の 総量
0 百分率とから ，筆者が計算したもので ，概略値である。
c r直接 ‑ とは， ラ ・アーグフラントからの 物だけであ る
発送 元 毎の数値は，上記と，発生光

3. 低レベル廃棄物の 処分

フランスの特徴は ，公式には，地表貯蔵(Stock‑agedesu Ⅱace)と称しているよ う に，地表面上旧ノにチュムり (単数形は チユ ミ ュリ ス )l図フランスの処分場

200 リットルドラム 缶にして数百万本の 規模の埋設場を二つも 計画しているのは ，まず廃棄物発生量が多 い ことがあ るが， それに加えて ，廃棄物発生施設の地理的分布も 考慮しなければならないことによる。 沿海立地の原子力施設の多 い 日本と違って，北部海岸線を 除き内陸立地のフランスにあ っては，廃棄物を 発生あ るいは処理した 施設から 埋設場への廃棄物輸送は ，事実上，陸上輸送(主として自動車と 鉄道) に限定されてしまう。 このようなことから。 第二の新埋設場は 南部に設けらOと

言 う盛土塚の部分と，その直下のモノリス と 言 う 鉄筋コンクリート製の 直方体部分とを 立体的に組合わせた
構築物を用 い ，最高 300 年間管理監視を 続けた後に ，サイトを通常の用途に使用ずきるようにすることずあ る。
300 年以内に， 人間及び環境に 対する放射線や放射能による 障害が無視できるようになることが要請されるの ず ，処分される 廃棄物に含まれる 放射能のうち，半減期が3(W年程度を超える 長寿命核種の含有量は 低く制限される 一方， 短 寿命核種の含有量は比較的高い 物まで許容されることになり中 レベル廃棄物まで 受け入れられる。
別に，同一地表面の 上下に廃棄物を 収納することが出来るの ず ，単位面積当りの収納処分量が 多いと言う特性を持つ。

，

部 (SCSIN) から出された。 現在， 中部フランス東部のSoulainfeS力 ㍉l%補 地となっているが ， これも正式に処分場となれば ， この基本安全規則の 適用を受けるものと 考えられる。
一方，廃棄物発生者に 対しても，固体廃棄物の概念図を図 2 に示す。 特徴的なことは ，特殊コンクリートで 打設した平板基礎の 上に， モノリス，チュムリと上方に積み重なっていることと ，構築物内部と外部に ，それぞれ葉 水系統が 設けられていることてあ る。
この方式の利点は ，他国でも認められており，パッケージンバその 他に関する基本安全規則がそ

例えばアメリカでは ， いわゆる 素掘 リトレンチの代替方式の一つとして ，原子力規制委員会(NRC)が 1986年に，規制化対象候補として 公式に挙げての固有施設に 対して制定されている 例があ る。
原則として。 発生者は，各廃棄物パッケージについて，含有廃棄物のタイプと 特性及び放射能インベントリーを ，処分者側に示さねばならない。
各種の雑固体の 例では， セメント， 砂 ，水から成る媒質を用いて 同型化することになる。 この媒質の所要 特，性が示されており，例えば28 日強度 ず，．圧縮．
30ⅣIPa, 引張 4MPa 以上な ビと 示されていい る ほビ であ る。

3.l 規制のあ らましもともと原子力は 国画指と言 う 基本方針を ぅ けて，特に廃棄物関係では 省庁間協議委員会の 結論を内規の形で 適用し，技術基準等を 規則としないで実施して来たフランスも ，l980 年代の初期からる。雑 固体は，バスケット や 金属キヤニスタ 一に主に デクレ (decret) による規則制定へと 動いてⅡ来 た。
その最初の動きが。 浅層 埋設に関する 基本安全規則であ り，次にこれに 基づいて。 現在操業しているCSM に関する技術規準が ，原子力施設安全本限り完全に充填しなければならないし ，廃棄物の分布も出来る 限り均一としなければならない。 廃棄物をⅡ又納 したバスケットやキ ヤ ニスター と，金属ドラム缶との 間のセメント 厚さ及びパッケージ

アスファルト

又納され，容器内 て 固化される。 容器内は可能な被覆

鉄筋コンクリー地表

特殊コンクリートスラフ。

図2

処分用構築物と 廃棄体Oぜ外面は，パッケージの 機械的強度と ，放射性物質
土や岩のような 天然に存在するものによるものでの閉じ込めを 確実にするのに 十分で無ければならあ る。
ない。 また均質固体については ，水温，圧力，水 この規則における 廃棄物の長期貯蔵 (以下，処の交換頻度および 浸漬時間の関数として ，半減期分と呼ぶ ) は，操業，監視，通常化の3 段階から5 ヰ以上の主要な 含有核種についての 浸出試験の構成され，操業段階では 廃棄物を収納する 構築物結果を示さねばならない。 なビ とされている。の建設，収納作業，閉鎖が含まれており ，通常の雑 固体廃棄物を 収納した容器にセメントクラウ
原子力施設と 同じ人間及び 環境の防護が 適用されトを充填したパッケージでは ，空隙が残ることはる。監視段階は，処分した 廃棄物中の短中寿命 核避けられないことは 認識されており ，閉じ込めは種 が減衰する期間であ り， 閉じ込めシステムに 発容器によって 径 実にされると 言 ことが，CSM の生する可能性のあ る欠陥を監視して ，人間及び環技術規準にも 書かれている。
境に悪影響を 与える可能性のあ る放射性物質の 分散を予防し， さらに不注意な 人間の侵入に 対する
23 基本安全規則 1 2措置がこの期間中継続される。 監視段階の開始か
短 ・中寿命で低 中 レベル放射性固体廃棄物の 長ら遅くても 300 年以内に移行する 通常化段階ずは ，期 貯蔵 を目的とした 地表貯蔵 センタ一の安全性と人間及び環境に 対して著しいリスクが 無いレベル
基本概念の設定に 関して， 1982 年 11 同 8 日，産業にまで放射能が 減衰しているので ，サイトは通常研究省の原子力施設安全本部から 出された一般原の 用途に使用できるようになる。
則であ って， その後， l984年改訂されている。 こ以上のような 基本的な概念により ，処分される
こで言 地表貯蔵 あ るいは長期貯蔵 は，技術的には 浅膚埋設と同じであ る。
廃棄物中の長寿命核種の 濃度は， 極ねめて低いレベルに規制されなければならないことになる。
こ対象となる放射性廃棄物は ，半減期30年程度以下のべ一タ ・ガンマ放射性核種が 主な放射能成分のため，処分できる 放射@ 核種とその各々の 量が ，安全上まず優先して規制される。 これは， 操ずあ って。 それよりも長 い 寿命を持つ放射性核種は，極くわづ かしか含んでいないものずあ る。 そ業開始以降の 必要な全期間にわたって ，可能性が考えられるすべての 状況において ，放射性核種のして，固体廃棄物と 固 廃棄物だけが ， ここで規走 するセンタ一に 受け入れられる。
環境移行経路を 検討して決定される。 この際，放射性核種や廃棄物の 物理 学的形態，廃棄体の配これらの廃棄物は 処理され， 固化媒質で固化され，処分用の容器内の空間を 出来るだけ完全に 充置，廃棄物の固化方式等が 考慮される。
填する よう にし，有機液体を 除くとともに ，遊離
この基本安全規則では ，廃棄物中の長寿命核種
水を出来るだけ 少量にしなければならない。 さらとして，アルファ 放射体を採り 上げ，監視段階終了時点における ，処分廃棄体の総量についての 平に， この種の液体を 含んず い ると考えられる 廃棄均放射能濃度が 0 ． OlCi/ton のアルファ放射能を 超体 に隣接した廃棄体の 集合や，施設の構成材料にこの液体が悪影響を 与えないことが 確認されねばえてはならないとしている。 そして，個々の 廃棄ならない。 ただし，非常に 放射能の低 い 廃棄物は， 体 に対しては， 0 lo/ton 以下を原則とし ，例外う石うとィヒィヒ

・

原子力施設安全本部が 承認したレベル 以下であ れ的な場合ても 0 ． 5C/ton

ば， 固化せずに容器に 充填してもよい。
地表貯蔵 センター (以下，処分場と 呼ぶ ) には，3 種類の閉じ込めシステムが 存在する。 第 l は。てはならないとしている。

すと，固化していない 廃棄物は，特別の区画に処

廃棄物の物理化学的な 型 態 ，分することとし ，それに固化又は 不溶性化することを 加えて実現させるものずあ る。 第2 のものは，廃棄体を 収納する構築物， それに操業中あ るいは最後に 実施される閉鎖用の 材料を含む付加機構 によって構成される。 第 3 は，廃棄物を収納する 構築物が設置される 土地を構成する
ヒ0のアルファ放射能を 超え

廃棄 体と 構築物たっけての 規定の い

くっ かを示固化廃棄物と 混合して処分してはならない。 非固化廃棄物としてよ い のは，主として原子力以覚の 産業や病院な ビ から発生するものであ る。非 同7廃棄物は，寸法等の 安定性の点から，固化廃棄物とはその 長期的な挙動が 畢
ヒるのず ，特別E 域に処分することが 求められている

3.3

る

CSM

もの，操業の技術規準

CSMの運営者であ る ANDRA

CEAの中に設けられた 機関であ り， ス CSMは，政府機関であの 3 種が示されている。 原子力施設安全本部の 長に事前通知すべき 特殊同意手続は ， CSMが基

本安全規則の 制定以前に許可されたものであ るため，基本安全規則 1 .2 の中に，CSM に対するこの規則の適用方法は ，原子力施設安全本部 (SCSIN)が決定することになっておりで固定や補足的閉じ込めを 行うことを必要とする 廃棄物に対して適用されること。 廃棄体の放射能閉じ 込め能力は。 処分条件下における 年間放射能浸出 分 率が，安全報告書で人間への移行の 評価に用いた 値， 1gSR 年 2 月文書の形で， この技術規準が 定められた。
この技術規準のうちここでは ，廃棄物の処分に関する特殊規準の 紹介を行 ことにする。
廃棄物の性質として 基本安全規則の 内容に加えて，生物学的毒物を 含有する可能性のあ る物の受け入れ禁止。 その物理化学的な 状態に起因する 毒性リスクを持つ 廃棄物は，事双に 特殊検討されるを超えないこと ，などが記述されている。

廃棄体の受け 入れ放射能濃度の 最高値は， CSM固有の値として ，表2 のように規定されている。
Ci/tonをまず制限値の 表示単位には ， MBq/kg
用 い ，重量には，核種の保持機能を持つ 部分までを含めることが 示されている。 次に，

うと半減期 30 年程度以下のべ 一タ・ガンマ 核種a

べきこ と 。 処分条件下で ，廃棄体の成分相互間，の個々についての 制限 値 が表 2 の a に示され，スは 廃棄体構成部品とそれに 接触する他の 物質との間で，発熱化学反応が 自発的に起こる 可能性のあ る廃棄物は，受け 入れられないこと。 ただし，金属ナトリウム ナトリウ合金を 除いては，特殊検討の対象とし ，受け入れることもあ り得ること，などが追加されている。
廃棄物のコンデイショニンバの 目的として，処分用構築物の 安定性の保証と ，放射性核種の分散と 移行の可能性の 低減とが，監視期間にわたってこれよりも低 いか ，あるいは等しいことと ，bには，特殊安全性検討によるべきこと性核種の全放射能濃度がICi/ton 以下であCSMに許容される 放射性核種の 総量は，表 3 に示す よう に規定されている。
表2ぜ

ラマンシュの 廃棄体中の主要放射性核種の 許容最大値a

半減期 3n 年 程度以下のべ 一タ ・ガンマ核種 (処分時点 )

許容最大値

放射性核種

非固化物

@ ソトカ
固ィヒ@Ⅲ
印 Co舶 Srに，Cs放射性核種の 合計り

アルファ核種

しかも個々の 放射性核種濃度が ，表2 の a の非固化物の条件を 満足する廃棄物。
c

また， トリチウムについては，特殊検討によって ，制限値を超えた 受け入れが可能となることが 規定されている。

う

半減期30 年程度以下のべ 一タ・ガンマ 放射原則として 0.1までの廃棄物の 扱 い方，の 3 つが述べられている。

うb，，C Ⅴton 以下ずあ るが，これを超えた0.5Ci/ton

2 つの方法不溶性としたラジウム 含有廃棄物，アルファ核種についてはcが述べられている。 一つは，均質で非分散性の物質となるよ ，媒質と混合し 容器に可能な 限り完全に充填する 方法 (固化 ) ずあ り， もう一つは，不均質な廃棄物を ，非分散牲の固体とし，容器内の空隙を出来るだけ 完全に充損するよ バインダで固定する方法であ って， これは固化とは 区別されている。 後者にあ っては，放射性核種の 閉じ込めは，容器によって 確実にされるのであ り，場合によっては部分的な 固化や補助的な 容器も用いる。
容器に入れなくとも 良い廃棄物としてa核種が混在している 時の扱い方，解体廃棄物のように 3(@年 程度以上の半減期を持つべ一タ・ガンマ 核種を相当量含む 場合と求められている。 また作成法として ，ぜ(300 年 経過時点 )放射性核種

アルファぁ期中性核種の 全放射能濃度が ， 0 ． 005

Ⅲ Ra

G/ton 以下であ って ， 個々のアルファ 放射，性，，，丁

核種濃度が表 2 の b の非固化物の 条件を満す

放射性核種の 合計

O

許容最大値

(C7 トン )
固化体
0@

1o.

lⅡ

表3

ラマンシュでの 核種別処分
最大量 (操業段階終了時点 )固化体・

2@ 0X10'l nX 凹 3
7 2Xl0@0X 10'

放射 王 核種? nⅩ @0
B 0X@ Ⅰ

最大量り
固 ， C体l gX 印日 7 7X@0
非固化物

・

最末 量

放射 王 核種 ‑2X10'

1@ 6X1035X102@ sxiir'0X10'

2@ 5X10'6104. 高レベル廃棄物の 処分に関する 活動

0X10

フランス ず 可能牲 のあ る地層として。 原子力庁
は，花間岩 ，粘土，岩塩の3 つを挙げている。
1984 年までは，花間岩を 含む結晶質岩を 対象に

tl @X 印

"6Ra

1@ OX@1U

研究を進め， 1985 年からは，粘土と 岩塩に移行しSnS Ⅲの長の特別戸 言 によるものを 除く

処分用構築物 は ついては，廃棄体を 積み上げ，空隙に充填材を 充填する方式の チュムソと ，セメントで廃棄 体 と一本化したモノリスとから ，処分構築物が構成されることや ，構築物は排水を 集めるための溝を 設けた特殊コンクソートスラブ 上に設置すること 等が規定されている。 ドラム缶や金属性容器のような 劣化性外 被を持つ廃棄体であ って， その放射能濃度が 表 2 の固化体に示されている値を超える 廃棄物は， モノリスに処分しなければならないことなどが ，規定されている。
水及びその他の 外的要因に対する 構築物の防護に関するものとしては ，構築物は地下水屑をこわさ ないよ う 通気層 内に設ける。 Ⅱ対内を終えた構築物は ，適切な材料を用いた有効な 蓋をして，天水の影響を受けないようにする。

牡メIX・

3 0X10l
1*甲ノィ・

1@ 2X10

22 3X10'1

石核種とその 量は発生者側が 示すことになっており， CSM 側は。 放射能インベントリーをチェックする権限はあ るが，通常は 発生者の提示する 数 直を用いて操業管理しているよ う てあ る。

万一の浸透水は ，た。 ここで言 う 粘土は， 常識上の粘土だけを 意味するものではなく． 頁岩，泥岩等の堆積岩をも対象として含んでいろ。
結晶質岩 ずの試験研究は ，鉱山坑内ずの測定試
験， Auniat 山塊ずの 1000m 級 試錐等ずあ った。
l983 年の処分場計画によれば ， 1984 年から地下実験室のサイト 予備選定作業に 入り． 1gSf 年にはサイト選定， 1987 年に建設開始， 1989 年から地下実験室としての 供用が開始されることになっている。 そして，少くとも 1991 年 までは供用を 続け，巧く 行って， 1992 年から高レベルガラス 固化体の地層処分実証パイロットプラントのプロジェクトが開始されればよし ，そうでなければ。 さらに供用が継続されることも 考えられている。
高レベル廃棄物の 地層処分に関する 処分場計画は，やや遅れ気味で，現在は地下実験室のサイト予備選定作業の 段階にあ る よう に思われる。

特殊排水管路で 水密槽 に回収し，構築物から 排除される。 流出水は，検査や保守が容易に 行える 排
5. おわりに水路系で集める。 特殊排水管路及び 排水路系の排フランスの低レベル 廃棄物の処分は ， 日本の低水は ，重力によって4千えるようなものであ ること。
レベル廃棄物処分の概念に大きな 影響を持ち ， 特覆土と特殊排水管路とは 監視と定期保守の 対象』 とするべきこと ，等が規定されている。に青森県六ケ 所村で日本原 燃産業株式会社が 計画
3.4 その他している最終貯蔵 の概念や規制を 考える上で， 太いに参考となったものであ る。 第 2 サイトであ る
CSM の操業は，最初は 原子力庁の直営であ ったが，lnfraatome 社に部分的に 委託されるようになり ，ANDRAが所管するようになってからはに 大部分の業務をANDRA委託しているが ，STMス レネ， それに第 3 処分場と続く ，今後の発展に注目する必要があ ろう。
また，高レベル 廃棄物の処分にあ っては， 日本と同様，地下実験室の 建設計画，実証パイロットⅡ土

対外的にはが全責任を持つことになっている。

前述したよ う に， CSM 操業の技術規準ずは 受け入れ可能な廃棄体の 核種濃度と， 核種ごとの総量プラントの計画を 持っている。の 2 つが規定されている。 前者は， 発生者が用いかったフランスは ，る指標として 実際的であ り，後者はCSM 側が管理すべき指標と 云 う 性格を持っている。 廃棄体 の 含響を持つ国の 一つになると 忠 、 われる。

原子力分野では ，再処理以外には 余り関係がなO

日本にとって ，今後は強い 影(阪田貞 弘 )センタ一の うごき
第 22 回理事

第22 回理事会が，昭和 62 年 3 月 11 日 (水 ) に開催

全開催役

員 人退任事され，昭和62 年度の事業計画と 収支予算が承認されました。

また，理事の 退任に伴 う 役員の選任が 行われました。

門田正三藤波 恒雄

次に木理事会において 決定された役員人事と ，昭和 62 年度事業計画の 総論部分を紹介します。

新 任 (理事 非常勤)
藤 原 一 郎 (電源開発株式会社
伊 原 義 徳 ( 日本原子力研究所社 長)理事長)

昭和62年度 事業計画
当 センターは ， 低レベル放射性廃棄物の 陸地処分と海洋処分を 併せ行うという 国の基本方針に 従って， これらに関連する 試験研究を鋭意進めるとともに，高レベル 放射性廃棄物対策についても 調査研究を行ってきた。
昭和 62 年度において ，最近における 原子燃料サ
ィ クル基地構想、の進展及び海洋処分に関する 国
際 情勢の変化等を 勘案し ， 次の方針に基づいて 業務を推進するものとする。
1

放射性廃棄物の 陸地処分については ，青森県六ケ所村における 最終貯蔵 (廃棄物埋設 ) に関する計画を積極的に 支援するため ，引き続き最終貯蔵に関する安全性実証試験，環境モニタリ
ングに関する 総合調査， 安全評価手法に関す

11

放射性廃棄物の 海洋処分については ，国際的枠組の下，関係国の 懸念を無視して 行わないとの国の方針に 沿って対応することとし ，安全評価指針作成のための 調査研究等を 行 う 。

l11 高レベル放射性廃棄物等については，処理・貯蔵 ・処分の総合的なフィージビリティ 調査を

行 う ととい，，海外再処理返還固化体(高 レベル放射性廃棄物， TRU 廃棄物) の安全かつ確実な受 入 ・貯蔵システムを確立するため・ 機器を設計，製作し ，諸試験を行 う 。

また，海外再処

理返還固化体と TRU 廃棄物の処分に 関するフィ一し""ノ
リティ調査を 行う。
ヒなお，上記諸事業の 実施にあ たっては，各種のる研究等を行 う とともに，将来原子炉廃止措置に伴い発生が 予測される特有な 廃棄物の処理処分方法の検討，金属等有用廃棄物の 再利用方策委員会等を開催するとともにの検討等を行 う 。

成果等の普及を 行 う 。

，関係機関との 緊密な連携，協調を 図りつつ円滑な 推進に努めるものとする。 さらに， 情報の収集，蓄積を 図り，研究ぜンノ森美田号
0Ⅱ
4

注50
団叩﹂
財〒Ⅱ一丁

発
集編