ンタトピックス
GEMENT@ CENTER@ TOPCS

次目O

海外における低レベル放射性廃棄物処分施設 (フィンランドvL 」処分場，スウェーデンS 「 Rl )RADWASSO

安全実施細目 「原子力施設からの物資のリサイクル及び再利用の際の規制除外原則の適用」について海外における 低レベル放射性廃棄物処分施設フィンランドV 」 し 処分場，スウェーデンS Ⅰ Rl
0 2 ケ 所の原子力発電所があⅡ
ソ] . はじめにお a)

原子力発電にともなって 発生する低レベル 放射性廃棄物等の 処分施設として・ 米国のバーンウェ電量の約 1/3 を生産している。 これらの原子力発電によって 発生する放射性廃棄物の 管理は， フル， リッチランド ，英国のドリッバ，ラ ・マンシエ などが八年‑にわたって運転されていィンランドの 原子力法にしたがって ，廃棄物の発生者であ る電力会社に 義務づけられている。 なかる。 最近， これらの施設に 加えて， スゥ エーデン，

でも，原子力発電所の 運転及び廃止措置にともな

フランスのり，全電力発フィンランド． フランス， スベイン て 新しい処分って発生する 中低レベル放射性廃棄物は ，原子力場の運転が開始された。 本号で紹介するスウエ 一発電所サイトに 処分する計画となっており

デ シ の SFRl

オルキル オト に中低レベル 放射性廃棄物処分場(1988 年 4 月連開 ) とフィンランドのV 」 し 処分場 (1992年 5 月連開 ) は，北欧の自然条件と立地条件を 考慮して設計，建設された 処分 施設であ り，中低レベル 放射性廃棄物を 中深度，まず，(V 」 し 処分場) が建設された。 一方， ロビ イーサの中低レベル 放射性廃棄物処分場は ， まだ計画段階であ る。の 岩盤中に処分している。
両者は図 1 に示すように(2) 処分場の運営者
VLL. 処分場は， TVO の一部門として 運営されている。 TVO は， フィンランドの 公営，民間の企業が出資して l9f69 年に設立した 電力会社で ， 出費額に応じて 電力を供給して。 る 。 全社員約 500

ボスニア湾を 隔てて，ほぼ向いあ って 立直している
ィV 」 し 処分場 ( フィンランド )(1) 背景現在， フィンランドには ，西部にTVO(産業電力会社 ) の オ ルキル オト (ひ kiluoto), 東部に名のうち， その ぽ とんどが オ ルキル オト 発電所 てIVO働いている。

(イマトラン電力会社 ) の ロビイーサ (Lo ㎡・O

レ

一ⅠlN"'@

125midヒ海
スウェーデンフィンランド

ボスニア湾

ノルウェー

ポリ
オルキル オト(VL 」処分場 )フ オ ルスマーク

C

オスロ
ストノ

●ヘルシンキ

クホルム●

，Ⅱ。 。

びガⅡ

コペンハーゲン

コシア

バルト海"コO

図@
表 @SFRl( フォルスマーク )オルキル オト 発電所 (TVOl ,TVOll)とVLJ 処分場 (オルキル オト ) の位置の分 容量は ，表Ⅰに示す ォ ルキル ォト 発電所の 2 基運転に伴う廃棄物発生量の 予測
廃棄物容器種類(本)

20 L ド ‑フム
Ⅱま夫製 コンテナー(1. 4m り@製 コン
テナⅡ 5. 8m り
コンクリー

容量合計

(容量m917,600
3,520( )‑616

一一一一一一一
竿首

一一一一一一一一一一一

一‑‑17,300‑ ‑ ‑‑‑‑‑‑‑
34,900‑ ‑‑一一一一一3,460

一一一一一一一一一一一一一一一一一

(容量㎡)

8f62

( ‑‑‑‑‑‑‑@(容量m り‑‑‑‑‑‑‑‑‑‑‑
171

年首を低レベル
放射性廃棄物放射性廃棄物
中 レベル

一一一一一992
5. 374

3,460

一一一る 。 原子炉の増設や 廃止措置によって 発生する 廃棄物増加分を 処分するためには ，サイロを増設する計画であ る。

一一6,980
6168621719928,834(4) サイトの状況
VLW 処分場が建設されている オ ルキル オト 島は ，起ィ 尺の緩やかな 島で，最高地で海抜l0m であ る。

島 とその周囲の 海底の土壌は ，氷河作用によって生成した 氷 礫土で最大の 厚さでⅠ0m で，大部分は(3) 処分場の規模
vLJ 処分場は ， 低レベル放射性廃棄物用の 岩3 一 5mの厚さであ る。 したがって，土壌中の 浅地中処分は考慮されなかった。 VLJ 処分場は島の西側の半島部中央の 地下に建設されており ，発電所からの距離は 700m であ る。 その深度は，サイ盤サイロ と中 レベル放射性廃棄物用のコンクリー
トサイロ各 l 基で構成されている。 前者の処分容量は， 200L(TVOI, TVOI1 いずれも 710MW)
40年間運転した 時に発生する 廃棄物量に相当すの 原子炉合 計

ドラムに換算して ， 24,800 本 ず ，後者は， 17,360 本，合計で42,160 本であ る。 この処

ロ上端で地表から約 60m,サイロ底部で 約 loomO(6) 対象廃棄物であ る。処分場の母岩は 石英閃緑岩の 一種のトナ
1

VLJ 処分場には．前記の 様に オ ルキル オト 発電

本 m 以下ず ，亀裂の隙間は，二次鉱物で充填さ所の運転に伴って 発生する廃棄物が 処分される。
低レベル放射性廃棄物用サイロ (岩盤サイロ ) にール岩であ る。 岩 中に存在する 亀裂の密度は ，ノ

れて @. る 。 母岩の透水係数は，最高で，ln‑ 。m/sであ る。

処分されるのは ，(5) 施設の概要ヒVLJ 処分場は，運搬坑道，クレーンホール ， 建設坑道。 コンクリートサイロ ，岩盤サイロ ，立坑から構成されている。 それらの配置を ，図2 に，概要の寸法を 表 2 に示す。
表 2

メンテナンス 廃棄物と称される

スクラツ プ金属， フィルター・カートリッジ ，衣類等であ る。 これらのぼ んどは，圧縮処理され， 2nnL ドラムに封入される。 非圧縮性の廃棄物は，鉄製またはコンクリート 製のコンテナに 封入される。 岩盤サイロに 処分される放射能量は ，現実的な見積もりで ， 2.OXlo,GBqであ る。 中 レ

ベル放射性廃棄物用サイロ( コンクリートサイロ ) に処分されるのは ，主に，廃 イオン交換樹脂

V 」 し 処分場の主要構造物の 寸法と蒸発田の濃縮 残潜で ， 200 」ドラムに封人され

概要寸法
直径23.6m, 高さ 33.6m
コンクリートサイロ 内生直径19.9m, 内生高さ32.3m

構造物岩盤サイロたビチューメン 固化体であ る。 コンクリートサイロに処分される 放射能量は。 保守的な見積もり

側壁厚さ0 hm
長さ 65.Om, 幅23.4m, 高さ 10.8ml
長さ 60.Om,断面積36.4m,

で， 2.4X1O,GBq,

長さ 665m, 勾配1/10
長さ 400m, 勾配1/7

核種ごとの濃度は ，表3 のよ・クレーンホール

立坑
運搬坑道
建設坑道

現実的な見積もりず ， 2.f6X

1O 。 GBq であ る。 中 レベル放射性廃棄物のう主要なになる。 保守的な見積もりと現実的な 見積もりのそれぞれて

立坑

，Co‑

運搬坑道
クレーンホール

運搬コンテナーM LW

サイロ

コンクリ ‑

岩盤サイロ
コンクリート 蓋

廃棄体
"イ/"

@
図2

V 」Ⅰ処分場のサイコ 配置Oトサイロ

60濃度は， 4.0X l0， Bq m, 2.0X 108Bq m,, Ⅲ
Ⅱ3 濃度は， 1.4X 10 0Bq m, 6.4X 10gBq m,,Csとノ・ノ

表5ノと‑137 濃度は， 4.9Xlo"Bq/m3

ヒ5.8X1O8Ba/m3

セメントて。

あ る。

ア

これらの 200L

トレーラ一で ，: 強度40MPa)l

耐硫酸塩セメント

ト・セメント 0 40‑0 43
上ヒ

骨材
添加剤
鉄筋

ドラムは， 16 本ずつコンクリー

ト製の蓋のない 容器に収納され ，材料の仕様

l コンクソート lK40‑ 1( ブ インランド規格

ノ・・最大．32mm

PARMITEX
A500H

(商品名)

(フィンランド規格)

クレーンホールに 搬入され，天井クレーンでサイロに定置される。 定置作業は， 中央制御室から ，遠隔操作で行われる。

クレーンホールⅠⅠOのイす天ロる
板︒ はな︐おドサ︐る
生り使メ盤破直い迷わ材のめ空てⅡ
鎖て見び損ト
とれ下︵閉しをひ元一まさ地ト︒
ヒみけ︐りに用 ︒
イにを水はコわ︐トしそフトら︐え間︐すト
図砕しッリを度存命盤発べ上内ム

イ牛条計設の叩イ mサら@びぶ
表 ひか計内は︐
容でたは設㏄ロ圧た許果れ建トに
水上鉄山 設ィ
水まを効わン上ン拷ト

サクTにトンの考
一コ日参エを介施設紹濃冊
Ⅱ托Ⅱ冊㏄托冊
Ⅱ托ヒq
し 現4246416651

射放ン分Ⅱ
上コ処
後るは検す

表の天井

m 。 43.0OOm,(8) 安全ぬ勒斤TVOが実施した VLJ 処分場の安全解析ではなわれ，最終的には， 90,000m，、 の処分が計画さ各種のシナリオに 基づいて解析が 行われだ。 その結果は，表6 のとおりで， いずれもフィンランドの基準を下回っている。 また，処分によって 発生する 10,000 年間の総線量預託は ，現実的シナリオ

全放射能 量 090% が処分される 重要な施設であ る
ので， その概要を紹介する。 コンクリートサイロの場合， 0 0Olman(図 4)

・れている。
SFRl

Sv で，安全基準 (約 lman

表6，直径 30m の岩盤空洞のな

尉好測．線量率

安全基準

側壁厚さ 0 ， 8m,(Sv,..
年)(Sv....
午)壁の間隙 1.0m は，粒状ベントナイトが低密度 て 。

l xm0充填されている。 内部は，厚さ20cm のコンクリ

保守性の大きい
標準シナリオ
現実的なシナリオ

一底版 厚さ l.0m であ る。岩盤と側ート壁で， 77 個のコンバートメントに 区画されて事故または擾乱発生のシナリオ
3 X Ⅰ 0" 。
5㎝午後コンク。 一 トサイロ崩壊シナリオ

3 . SFRl

は ， 高さ 70m,コンクリートサイロは砂 混合物 (ベントナイト l0%0) 層を基礎として 建鼓 されている。 その寸法は， 高さ 50m, 直径Ⅰ5m,VLJ 処分場の安全解析結果

シナリオ種類の施設の中で ，かに， 締 固められた厚さ l.5m の べン トナイト・S め を大幅に F 回っている。

Ⅱノであ る。今後，第 2 期の建設が行といる。 処分される廃棄物は ，主に廃イオン交換樹
脂で， コンクリートサイロⅠ基に 処分される放射能量は， 9.2X10( スウェーデン )。 GBq(Co ㎡ 0 1.8X10"GBq,CsSFRl は， 原子力発電所から 発生する中低レベ
ル放射性廃棄物の 処分場 して，SKB (スウェⅡ 37 4.9X10。 GBq)

1.2mXl.2mのコンクリート 製容器等に収納され ，ーデン核燃料・ 廃棄物管理会社 ) が建設し，運営セメント充填された 後， ボーラクレーン て 定置さする施設であれる。 コンパートメント 内部の充填は ，廃棄体をヒる。 建設場所は， フォルスマーク(Forsmarlk)原子力発電所の 沿岸 (水深 5‑6m)の海底下 (深度60m) であ る。現在，第 1 期の建3 段定置ごとに ，行ート製の毒が 打設され，上部の 空洞は，ベントナイト・ 砂混合物で埋め 戻され， 閉鎖される。
(藤原 麦 )

1 基と長さ 160m の岩盤

ボールト 6 基で，処分容量は ，低 粘性のセメントモルタルでなわれる。 サイロが満杯になった 後は， コンクリ設が終了し，廃棄物を 受け入れている。 その構成は， コンクリートサイロであ る。 これらは， 1.2mXそれぞれ， 17,000

イ@

サンクのSⅠ図ORADWASS

安全実施細目「原子力施設からの 物資のリサイクル 及び再利用の 際の規制除外原則の 適用」につし てIAEA

リサイクル量は 100 トン，再製品の 耐用年数はでは 1991 年放射性廃棄物安全基準策定計画 (日 ADWASS)

10 年間とし， その都度 20% がリサイクルされ ， 40が開始され，表 1 に示す予定

で Safety Series No.111 シリーズ策定のための年間 4 回繰り返される検討が進められている。

は100 トンスは 10 トンとし， 原料輸送，投入，炉このシリーズは 次の 4 レヒする。 溶融炉の処理容量ベルからなっている。の運転，鋳型圧入等の 中間製品と自動車， フライ

lll‑F
nll‑S

パン， スプーン等の 製品の製造過程の 作業従事者

安全原則 (Safety Fundamenta り安全基準 (Safety Standards)
lll‑G 安全指針 (Safety Guides)
lll‑P 安全実施 Mm 目 (Safety Practices)
これらの 内，解体廃棄物の 規制除外レベルについての安全実施細目「Ⅲ ‑P‑l.l
原子力施設からの物資のリサイクル 及び再利用の 際の規制除外原則の適用」が 1992 年 12 月に出版されたので 簡単・に紹介する。
規制除外原則については 既に lAEA

並びに製品の 使用者について 線量当量が計算されている。

このような基本ケース 以外に前提条件を 変え感度解析が行われている。 その結果得られた 規制除外レベルが表 2 中の値にまとめられている。 銅 ，鉛 等の金属材料については 計算されていないが 鉄鋼の評価に保守的な 値を使って。、 るので， これら他の金属のリサイクルにも 適用が可能であ ろうとSafetyされている。

Seriles No. Ⅱで定められている。

その原則を原子力施設の廃止措置に 伴って生じる 物資のリサイ
クル及び再使用に 適用する具体的方法を 示していその他のリサイクル 及び再使用についても 同様な手順で規制除外レベルが 計算され，表2 に示す値にまとめられている。
(中Ⅱiす おノ@)る 。

Ⅰし原子力施設からの 全リサイクル 量及び再利用量について， 国境を越えて ，

表2

クリティカルクルーフ。

及び人間集団を 考え，個人線量当量がln が Sv/ れ集団集積線量当量がlman

核種バルーフ 再使用の種類
リサイクル・

Sv,,yを超えないよぴ糸泉方 文身 寸 本
7
238TT, ,,。 PU

うにすることが 原則てあ る。

リサイクル及び 再使用の種類

ヒ

規制除外レベルについての 計算結果

しては，鉄鋼，24 。 Am

アルミニウム 及びコンクリートの 3 種の材料としての リサイクル並びに 部屋及び道具機器の2 種の60Co, 94Nb,

放射性核種としては ， 放出する主な 放射線から
ぱ線，

y 線，

"s‑Eu, ,4帖n"5Zn, ト 'Cs

非 v 線及びその他の 4 種類に分類さり上げられている ‑‑詐略，泉 放射体計算の手順として ，放射能濃度が lBq/e, 表
面汚染濃度が lBq/cm2 の汚染物をリサイクルス
は再使用するとして ，再生作業従事者及び 再製品の使用きの覚部放射線被ばく ，吸入被ばく ，摂取被ばく線量当量を 計算する。 その結果を使ってⅡが Sv ル又は l mang"Sr,@ ，2"Pu

その他"Cl ， "Ca ，"Fe ， "Ni

Sv/y となる放射能濃度又は 表"Tc

面汚染濃度を 求め規制除外レベルとしている。
次に，鉄鋼のりサイクルを 例にここで採用されている計算の 前提条件「ついて 説明する。

0． 3‑l Bq.gl十 Bq..99‑3Bq..90.2‑l

Bq.. ㎝ ，0.3‑ lBq. ぽ

部屋 (表面)
(体積)
道具。機器

0.7‑4

アルミニウムコンクリート

0． 3づ Bq..90． 3‑ 2 Bq.Cm,

嫡宗放射倖再使用が取り 上‑ 。 ブ， られている。

れ，表2 第 1 欄に示す lf 核種が耳x・錬金岡
アルミニウムコンクリート

規制除外レベル@ 面)(体積)@.道具機器鉄鋼@部屋

Bq.cm,
0.1‑0.@6Bq/g

・

1‑66Bq/cm'

Bq..910‑50@ Bq/crn2
10‑50@ Bq/g

アルミニウムコンクリート70‑200Bq..950‑300Bq..9

部屋 (表面)(体積)
道具機器

20‑70 Bq..910‑1OOBq..

40‑looBq/cm㎝，

7.10s‑2@WBqe
アルミニウムコンクリート1.1n3‑4Ⅱ 0。 Bq..9
か W0 。 ‑2 Ⅱ O,Bq..9

部屋 (表面)(体積)
道具機器

9@@@10'‑3@.103@Bo/cm，
9.102‑ 2.1O 。 Bq..95.10 ， ‑1.104Bq... ㎝ ，lO表 @111‑F@

RADWASS

1993.

整備スケジュール

2.

12現在

1

放射性廃棄物管理 (処理処分) の原則
l1l 一 S 一 lllll‑S‑2@

廃棄物管理国内

1@ 1

lll‑S‑3@ 1
浅地中処分

処分前管理

lll‑S‑4@2a

地層処分

システムの確立
111‑G‑l， l@ 1

廃棄物の区分

lll‑G‑2.1@2a@lll‑G‑3.1@

LILVf‑の収集と処分施設のサイ処理

lll‑G‑1.2@2a@

廃棄物管理国内計画立案と適用
lll‑G‑1.3@

1ト選定

lll‑G‑4.1@

1
処分施設のサイ選定
トlll‑G‑2.2@ 1

lll‑G‑3.2@ 2a@lll‑G‑4.2@

医療等の廃棄物の処分前管理

処分施設の設計
建設操業閉鎖処分施設の設計
建設操業閉鎖

3

原子力施設の廃理止措置lll‑G 巧 l 2b
管理サイトの選・炉の廃止措置

lll‑G‑5.22b
地表施設の廃止
鉱山閉鎖

lll‑G ㎡・ 2 2a
医療産業小研究施設の廃止措置
lll‑G 円 3 2b
核燃料サイクル
施設の廃止措置

2a@lll‑G‑2.3@ 2a@lll‑G‑3.3@ 2a@lll‑G‑4.3@ 2b

lll‑G‑5.3

LILW ん‑の 調整と貯蔵処分の安全評価

地層処分の安全評価

鉱津管理の安全lll‑G‑1.4@

廃棄物の安全管

lll‑G‑2.4@ 2b
H[.W の処理訴

理の品質保証

整貯蔵

lll‑G‑1.5@ 1
個体物質の蛙条

lll‑G ㎡・ l 2a
発電炉大型研究

定設計建設運転

廃棄物管理施設の 許認可

2b@lll‑S ㎡ 2b れlll‑S‑5 Ⅳ 2aU.,.Th鹿皮 @ の管

3評価・lll‑G イ 4 2a
原子力施設廃止措置の安全評価
・lll‑G‑2.4@ 2b

件規制除外

処分のための使用済，燃料の調整

lll‑G Ⅱ・ 5 2bl日使用施設事故
施設の環境修復

lll‑G‑1.6@ 3
廃棄物管理施設の 放出限度

lll‑G‑2.6@ 2blll‑G‑

処分前処理施設の 安全評価

汚染地域の除染勧告レベル

6.6

3lll‑G‑1.7@ 2a

放射性廃棄物音理語彙集
l一 P 一 l. ll

規制除外原則の再利用への適用

lll‑P‑1.2@

メⅠ

1

lll‑P‑2.1@ 3
排気．処理と換気

lll‑P‑3/4.1@ 3
廃棄物処分施設の長期安全評価モシステム

デルの検証

lll‑P‑2.2@

3lll‑P‑3/4.@2m‑p‑6.1@3原子力施設の安全貯蔵技術

lll‑P‑5.2
3
鉱産管理施設のモニタリンバ等

原子力施設の廃1ll‑ P Ⅱ・ 2

3

医療等の廃棄物

未処理廃棄物のの規制除外

井手 生有平

m‑p‑1.3@
3
廃棄物管理記録
保持m‑P‑2.3@3
廃棄物処理ブロセス管理

処分廃棄物受大れ要件

lll‑P‑4.3@ 3
地層処分廃棄物の 受入れ要件

lll‑P ヰ 3 2a
汚染地域の除染

lll‑P‑2.4@ 3
廃棄物パッケ一

lll‑P‑3.4@ 3
処分施設の評価

lll‑P‑4.4@ 3
処分施設の評価

Il1‑ ト 6.4

シナリオの選定

シナリオ選定モニタリンバ@

処分施設の閉鎖手順

lll‑P‑5.1
3
鉱山鉱倖 置場の閉鎖手順@面ジの試験

lll‑P‑3.3@

lll‑P‑3.5@

2b@3

操業中と閉鎖後の モニタリンバ
Sffi@ 、 ，S@

1@ :@Phase@I@(1991‑1994)，

2a : PhaseII@ (1995‑1996) 、2@b@:@PhaseII@ (1997‑1998)

3@ :@PhaseIII@ (1999‑)

止措置技術手順・レベルの設定法
3

レベルに応じたOセンタ一の動き
第 35 回

事理会

開催

平成 h 年 6 月 11 日 (金 ) 開催し，平成4 年度事業報告及び 決算が承認されました。

電力各社等との 業務連絡会議
平成 h 年 7 月 20 日 (火) 開催し平成 5 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 5 年度調査研究受託状況
平成 5 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。

せ委

青モ者

科学技術庁

通商産業省

調各社等

カ電編集発行

研究課

契約年月日題・廃棄体性能評価，天然バリア 安全性実証試験

5.

6. 215.

6. 21・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
・アルファ廃棄物処分基準整備調査

5.

6. 30

5.

8.

2・放射性廃棄物の 処理処分に関する 広報

5.

8.

2・原子力発電施設解体放射性廃棄物基準調査
・放射性廃棄物有効利用システム 開発調査

5.

8.

4

5.

8. 10・再処理技術高度化調査

5.

8.

11

TRU 廃棄物処理貯蔵 対策調査

5.

8.

11・ウラン廃棄物処理処分システム 開発調査

5.

8. 11・放射性廃棄物処理最適化調査

5.

8. 11・

l 動燃事業団

査・

TRU 廃棄物の品質保証方法に 関する研究

・

TRU 廃棄物の処理・ 処分システムに 関する研究

・放射性廃棄物処分におけるモニタリンバの調査研究

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
L 03‑3504‑l08@ (代表 )

了三

目ⅠAX

8 番 l0号制 5課ビル

03‑3504‑l297

やノO