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次目OO

インドにおける放射性廃棄物管理
センタ一のう ごき

インドにおける 放射性廃棄物管理

2 . インドの原子力路線と 主要施設

l . はじめに日本の約 9 倍の国土に 6.9 億人の人口をかかインドは他の 国とちがって 国内に豊富にあぇる

トるインドは，世界てもっとも 早くから原子力開発

リウム (埋蔵量 6.7 万トン) およびウラン (埋蔵をはじめた国に 属している。 1956 年にはアジア 最量 3.5 万トン ) を利用して自双のエネルギー㌧初の原子炉アプ サラ 1,0OOkW源をを自主開発して 運転確保することを 長期的目標としている。 そのためをはじめ， 1964 年には米ソ英仏の 強国につけず 再第 1 段階ではウラン 燃料を国産化しそれを 使 う 天処理工場 (30 トンノ年 ) の運転をはじめ． そこか然ウラン重水炉を 建設し発電とプルトニウム 生産ら得られたプルトニウムを 使って 1974 午には第 6をはかる。 これにはカナダの CANDU番目の国として 核爆発実験を 行 い 世界に衝撃をあたえた。 国際原子力機関においてわが 国な ビと 共導入が行われたが ，現在発電炉技術と 再処理プルトニウム生産技術は 確立されている。 第 2 段階はに ¥3,の (常任 ) 理事国の一つになっており ，開発途得られたプルトニウムを 使う高速増殖炉を 建設しヒロへの技術協力等において 活躍が著しい。

発電とプルトニウムの 生産を行うとともに ，初期の H. バーバ等の指導のもとにたてられた

独炉の技術の国産トリウムを照射し 再処理して新燃料物質ウラン自の自主開発路線を 歩んでおり，一人あ たりの国233 を生産するというもので ，現在はこの途中に民総生産が中国と 同程度 (約 300 米ドルノム・ 年 )あ る。 そして最終的には 第 3 段階としてウランずあ り， 原子力発電規模もあ まり大きくない。 現233 を使 増殖炉を建設し 発電とウラン ‑233生産をすすめることとしている。 自国の豊富なトリウ

在 6 基， 123 万 kW‑う

容量を有し世界第 20 位であ り，建設中の 4 基が加わっても 217 万 kW てあ る。

ム 資源に着目し ，一部は先進国の 技術を導入するO

ものの国産技術による 自力開発をすすめて ，トリ型炉であ る。 ラジャスタン 発電所 (23万 kW2基)

は カチタから導入されたが ，(23ウム増殖路線によって 永続的エネルギー 供給をはかろうという 意欲には原子力先進諸国にはない 新万 kW2

鮮なものがあ る。

在運転中の発電炉は 以上の 6 基 123 万 kW ずあ る。

政府には原子力 省 (DAE) があ り， 原子力委員会 (AEC)
1983 年に設けられた 原子力 規お l@(AERB) の指導を けている。 中心的研究機関とし建設中はカクラッパ ー (2 基 ), ナ ローラ (2 基 ) のぅイ基 ) からはすべて 国産となっている。 現

計94 万 kW てあ る。 これらの設計，建設，運転は原子力発電公社によって 行われている。とて ボンベイ郊覚のトロンベ

マドラス発電所にバーバ原子力研究

力ルパツ カムの原子力研究センタ 一には 1985 年

センター (BARC) をもち． また高速 炉 開発に重点をおくインディラガンジー 原子力研究センターが臨界になった 高速実験炉 FBTR

(熱 出力 4.3 万 kW,マドラス郊覚のカルパッカムに設けられている(図 l) 。
国の工業水準が 必ずしも高くな い ので必要な関連技術はこれらセンタ 一内で開発し 工場もかかえることが多く，研究所が 下請け工場もかかえこんだ研究産業複合体 (コンプレックス ) の様態を呈している。 原子力 省 のかかえる人員は 3 万人強 と多く，現在これらを 少しづつ公益企業化していくための組織改正がすすめられている。 例えば放射線，

クカムエ
@ ,
ド卸甜

アイソト一 プ 利用に関しては 放射線・アイソト 一
プ技術庁 (BRIT)が 1988 年につくられ ，原子力発電に関しては 原子力発電 庁 (NPB) から原子力発電公社 (NPC) への移行が 1987 年に行われている。すでにウラン ，燃料の製造についてはインドウ

ラン公社 (UCl) がつくられている。
原子力発電所は l969 年連関した タ ラブール発電所 (l6 万 kW

図@2 基 )がアメリカから 導入した 巳 WR

インドの主要な 原子力施設型であ るほかは，すべて 天然ウラン重水の CANDU
インド原子力計画

鉱浮 ポンド
低レベル

ヘ

処分

低レベル
イヒ学

処理

セメント 国イヒ

五地表
処分場

液体

イオン交換

喪場
地井
近処

アスファル
低レベル
低レベル

日 u.

U
再成形加工

中 レベル

メント
中 レベル

0廃棄物

高レベル

前処理

タンク貯蔵

カラス 固2図は 廃棄物@ヒインドの放射性廃棄物管理の 全体図
O@固 @し電気出力 1.2 万 kW) が運転中であ り，原型炉の 設計も行われている。
これらに必要な 燃料棒は ついては。 研究炉 用の出される。 このとき社会的経済的因子を 考慮して合理的に達成できる 限り放出量を 少くし人々に 対する被曝影響が 低くなるようにする。 処理によりウラン燃料， プルトニウム 燃料はトロンベイの 原

放射性物質を 濃縮された生成物と 固体廃棄物は 前

子力研究センター て ，処理されたのち 近 地表の工学的施設に 長期貯蔵 さまた発電炉用燃料は 1972 年れる。 再処理からだされる 高レベル廃棄物といる。

葉物は長期間安定な 固化体にかえられ 沃地層に処分される。 現在はまだその 途中の段階にあ り，実照射済み燃料の 再処理については ，研究炉 燃料w"廃からハイデラバードの 原子燃料工場 ア 製造されて用の 30 トンノ 年の施設がトロンベイの 原子力研究際の処分は行われていない。

センタ一にないて 1964 年連開し第 2 再処理工場 (100 トン/ 年 ) はクラプールにお採鉱製錬からだされるきわめて 放射能レベルの低 い 廃棄物以覚の 固体廃棄物 (および高レベル 液いて， また同規模 て プルトニウム 燃料 (1.6ke7体廃棄物 ) の発生実績と 2000 年における発生予想、発電炉燃料用の日@も再処理てきる 第 3 工場は力 んバツカムにおいて量を表 1 に示す。 原子力発電規模は 2000 年に 1000運転されている。

万 kW

これらのぽか 国内 8 ヵ所に重水製造工場をもち．

まで伸ばすことが 計画されており ，それに対応する推定量であ る。

またトリウムとともに 希土類元素を 分離回収する工場，測定用電 千機器の製造工場等も 傘下にかかえもつている。

処分されるかの 全体の流れを 図 2 に示す。

3 . 放射性廃棄物の 発生とその管理

4 . 個中レベル廃棄物の 処理これらの固体廃棄物および 液体廃棄物がインドの原子力計画のどこから 発生し， どのように処理

ウラン濃縮以覚の 燃料サイクルの 全分野にわた

国内 て ウラン鉱を採掘 し 製錬して天然ウラン 燃って手をひろげており ，放射線・アイソト 一 プの料をつくっているので。

利用もかなり 活発てあ る。 広い国土に多くの 人々をかかえており ，核燃料や放射性物質を 中心施設

液体および固体廃棄物が 問題になる。 製錬廃液には長寿命で有害なラジウムを 含むので石灰およびへ輸送することは 好ましくないとして ，塩化バリウムにより 沈殿除去したのち 放流されて中規模のまずその製錬工場からの原子力発電所，再処理工場等を 各地域に比較的数いろ。 水分を含んだ 製錬鉱津多く設ける政策をとっている。

廃棄物の貯蔵 ・処

くの自然のくぼ 地に放出されて 堆積されており ，分施設もオンサイトの 考えに従って い て 、 高レベ

上澄液は ラジウムや有害なマンガン 等が含まれてル廃棄物の最終処分施設だけが 唯一の中心施設になるものとみられている。

いないことを 確 めてから放流されている。

し(ティリンバ ) は近ム および希土類元素も 採掘精製されて 各種の塩の低中 レベルの廃棄物は 発生サイトにおいて 処理形で輸出されているが ，，ウムは現在は 少量しか必要とされず ，ぽ とんど放射・性物質を含まなくなったものは放出許容限度以下であるこ i を 確 めて環境 中へ 放廃棄物
表@

トリウ

原子炉燃料としてのその廃棄物もとくに問題となっていない。

インドの放射性廃棄物発生量 (m,)
1982

1985

2000

l 次 固体廃棄物

1 ,7001,850

107,000

低レベル濃縮 物

2,500

3,000

77,100

中 レベル廃棄物

650

800

19,900高レベル液体廃棄物

350

440

8,000

年

O

トリこれらの鉱山ではラドン。 トロンの呼吸による被曝のおそれがあ り，換気を十分に 行な ことが指導されている。 原子力研究所，発電所等ずは 放射性の気体，ダスト 等の発生の多い 場合にはサイ処理され l農 縞物 はセメント， アスファルトと混合されて固化される。 中 レベル廃液を 薄膜蓑 発装置ず 濃縮 し アスファルト 固化する方法が 広く行

クロン， 静電除去装置， 水溶液によるスクラバ 一

ラプールには 1202/hr の装置があ り，遮蔽セルの中ず 遠隔操作により 動かされている。 また廃液をァこうわれており， 図 3 にそのフローシートを 示す。 タ等が使われるが．一般には 配管， タンク等に貯留して放射能の 減衰をはかり 高性能フィルタで 濾過したのち排気搭から 大気中に放出されている。
月ド 放射性物質を 含む液体廃棄物が 原子力研究所・発電所等から 出され， それぞれの施設に 設けられている廃棄物処理場で 化学処理， イオン交換。
蒸発等によって 処理されている。 凝集沈殿剤としてはリン酸塩，水酸化物，フェロシアン 化合物等を用い， 放射能濃度を 1/200 以下にまでしている。

バミ キュライト等に 吸着させ， これをスチレン 系不撲和ポリエステルと 混合し固化させるバリア 含浸ポリマー (BlP) 法によって，放射線に 強い (5X108 ラドに耐える ) 固化体が得られ ，タラプール再処理工場では 80 万キュリー以上を 含む非発動性の タァ廃液が固化処理された。
固体廃棄物は 水圧ベイラにより 圧縮減容 され，また一部の可燃性固体は 焼却処理される。 ただ発 Ⅰ

イオン交換では 使いす て のできる べン トナイト や電 所も再処理工場も 比較的規模が 小さくて固体廃

バミ キュライトが 活用され，高価なイオン 交換樹

棄物の発生量が 多くな い の ず ，焼却炉を備えるこ

脂の使用はまだ 限られている。 蒸発処理 ず 注目さとは経済的ずないとみられている。 また再処理工れるのは内陸のラジャスタン 原子力発電所で 行わ場の " 放射能で汚染された 中低レベル固体廃棄物れている天日 蓑 発注てあ り，には小規模の 酸消化装置が 使われている。

そこずはこれにより廃液を蓑 発乾固させて放流をほヒんど 0 にすることに成功している。

5 . 低中 レベJレ 固体廃棄物の 長期貯蔵

沿岸立地のトロンベイ ，

低中 レベル固体は 現在は近地表の 工学的貯蔵 施設に長期貯蔵 されている。 その他の深海投棄， 中レベル廃棄物の 中地層処分等については 基礎的検討は行われたが ，現在とりあげる考えはない。

タラプール， カルパッ

カム等の原子力施設では 処理ずみの廃液は 海洋に放流されている。 最初の原子力センターずあ るト
ロンベイては 再処理施設をもっていることもあて，初期には 年 1 キュリー前後，

うちっ

m7CS.g0Sr

沃地貯蔵 は l9f60 年代早くにトロンベ

は 100 ミリキュリーオータ コ の放流が行われていずはじめられ， その後地質・ 気象条件のちがう 国内各施設で行われて改良され ，工学貯蔵 という状況に 達した。

@如止一""‑自︐一一ンク

図3イ

中 レベル廃液の 蒸発 一 アスファルト 固化プロセスOている。 初期に使われた 素掘りトレンチは 現在は武君。 凝灰岩から堆積岩の 砂岩。 粘土層までいろ

汚染の懸念あ る廃棄物用に 使われるだけで ，鉄筋いろてあ り。 地下水位は 0 ． 5 一 7m

コンクリートトレンチと 鋼板ライニンバの ク イル
ホールが専ら 使用されている。 また周辺境界との間には適当な 緩衝地帯を設け ，管理施設・ 支援施

さらに地下水のないもの (砂岩地層 ) まて多様てある。 これらのうち 砂岩 層 にあ って表土をもたない
ラジャスタン 発電所ではトレンチの 掘削が経済的

設 とは明確に隔離し ，廃棄物の区分施設，つめかにもな子ましくなく， また肥沃な平野にあ るナロ 一施設および陰架エリアを 設けている。 重要なこラ発電所では 放射性物質が 万一漏出した 場合のこぇから 6 一 8m,とは必要があ れば取りだせるように 貯蔵 してあ るとを考え， オンサイトの 法施貯蔵 施設はつくらず ，ことであ る。

別の施設のもとへ 送りだすこととした。

人口の多 い 広大な国土の 中を放射性廃棄物を 運び まわることは 好ましくなく ，原則として各原子力施設ごとにオンサイトの 浅地貯蔵施設をつくる1650こととしている。 各サイトの地質は 結晶質 岩 の玄口口既存の土中コ

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ク@lj

フラット一@ロココ
4'*fl@@gj,t;3>;yIJ̲̲
I,H‑>?
@ レンチ

・低中 レベル廃棄物埋設中の @レンチ

フ オーム

@ .lJ‑‑kトホーム

人口フラノクツコ

図4

レ

トロンベイの 低中 レベル廃棄物処分場(平面図)

4‑9W‑h@ @T ， L， + 。 ;@RCCBi:S。，
・・

カハ一ソトレンセメン@同 4卜したドラム缶づめの
2hmn

厚 スパンコンクリー

4.Rmn 厚 炭素銅板
鉄筋コンクリー

割り石底部

図5

代表的なトレンチとタイルホールのO構造 (宇佐mm)

ルは つくられ， 高さ 1.8m,トロンベ イ の低中 レベル廃棄物法施貯蔵 施設の径 33cm のインコネル 容

全体配置を図 4 に示す。 トレンチの大きさは l5X

器 (キヤニスタ ) に廃液を入れて 600C て恢焼 し1.65X3.6mたのち， 1100 一1200C深 となっているが ，l0X

3 X 4m 深のに 昇 温してホ タ ケ イ酸 ガラもの等もあ る。図 5 にトレンチおよびタイルホース粉末を添加し 溶融してポットに 流しこまれる。

ルの例を示す。 タイルホールは 薄 い 鋼板ライナー

0 ． 5 トン7 日の再処理からがされる 高 レベJり尭液600を備えており ，表面線量率100 レントゲン ノ hr 以上

47 日を l サイク J 50 時間 (給液204/hr) で処理し，のものや 0 放射能濃度の 高 い ものを入れるのに 使l0004 か引 25kg のガラス固化体 (廃棄物含有量 巧レわれる。 再処理施設をあ わせもっている 所が多 い拷 ) をつくつている。 発熱率 40W74,

ためか， わが国に上 べて放射線レベルの 高い廃棄

半連続処理ずあ りガラス製造能力は 4kg

物や " 放射能レベルの 高いものが 上ヒ較 的多いよう

ランスの AVMであ る。

年に運転をはじめ 世界第 2 位を ぽ こっている (図ヒ

密度 2.8 。
ノhr とフプラントの 約 1/4 ずあ るが， 19846) 。

ガラス固化体は 立孔方式の近地表貯蔵 施設に収6 . 高 レベJレ 廃棄物の処理と 貯蔵インドの天然ウラン 炉の燃焼 度は l 万 MWD/T以下と上ヒ較 的低く， 発電炉 4 基 約 100 万 kW
中規模再処理工場をもち ，められ，煙突 (径 3 m,l00m 高 ) による吸引空気ごとに(229,000m, ル ) により自然冷却され ， 25 年間 サ各工場ごとに 高レベル一べ ランスしながら 貯蔵 される。 この固体貯蔵 サ「廃棄物固ィヒ 施設 (廃棄物固定プラントⅠⅥ P とよぶ)ーべ ランス施設 (SSSF)

だけでなく固体貯蔵 サ ーべ ランス施設 (SSSF)

くトロンベイのガラス 固化体も 4X 納 されることともおくことにしている。 現在トロンベイに 研究炉燃料の再処理施設， カルパッカムに 高速炉燃料の再なっているには タラ プールだけでな(図 7)0

トロンベイのガラス 固化装置も同形式のもの て 。

処理施設が， また タラ プールに発電炉燃料の 再処

あ るが，処理能力は 約 1/2の400m,(液 ) / 午であ理工場が設けられている。

1990 年連開となっている。 カルパ ツ カムの装置はいずれもピュレックス法を採用している。

り1993 年連開るのざして 建設がすすめられている。

再処理から出される 高 レベJレ 廃液はステンレス

ナ ローラ発電所その 他につくられる 再処理施設に

鋼地下タンクに 8 〜 5 年間一時貯蔵 したのちガラも同様のガラス 固ィヒ 装置を設けることが 計画されス固化される。 最初のガラス 固ィヒ 装置は タ ラ ブ一ている。

図6

タ ラ

プールの高レベル 廃液ガラス 固イヒ フローシート
Oが 用意されており・ 21 世紀はじめには 冷却と健全7 . 高レベル廃棄物の 最終処分
高レベル廃棄物には 長寿命の Q 放射性元素を 含性のサ ーべ ランスを終えた 高レベル固化体が 最終んでおり。 地下深くの安定な 地層に処分することが 考えられている。 そのような地層として 各種の火成岩といくつかの 堆積岩が選ばれ。 地質調査の結果南部インドの 均質で大きな 片麻岩体と 花嵐岩層が候補として選定された。

処分場にはこびこまれることになる。
インドは増殖炉路線をふまえた 長期原子力開発計画をもつ世界でも 珍しい存在であ り， それだけに長寿命の廃棄物の 安全処分に早くから 関心をはもってきた。 沃地貯蔵 の段階から地質による 放射

バンガロール 近くのコラールにあるKGF社の性物質の吸着保持．地下

Nandydroo9 鉱山の深さ 1500m の花間岩中にぼっ

フ

れ流のう ごき ，地震影響た坑道で使用されていない 部分を利用して 地下実
験室 (URL) がつくられた。 ここずは処分を 模擬した条件のもとでの 母岩の熱挙動，機械的性質，水等について基礎的研究を 続けてきているが ，総合的安全評価についてはまとまった 報告が見あ たらない。 沃地貯蔵 施設に埋設した 放射性物質の 地中移行にともなう 安全評価については 図 8 のような文学的挙動，化学的性質等が手法によって ， l37CS の地中濃度が 求められたりし原位置で測定されてているが，高レベル 廃棄物の地層処分についてはいる。
また玄武岩の 地盤にあ るトロンベイには 地層 処こんごの課題となっているようてあ分 にかかわるパラメータの 評価のために 近地表 試験施設(NST Ⅰ )がつくられようとしている。

る。
(石原健彦 )

米 前々 号 Nn.g の P.8 に 掩 いて，文章作成者(石原健彦)の名が落ちここていました。

では玄武岩の 処分場母岩としての 特性の調査， 処分場設計の基礎データの 取得，廃棄物の搬入， 定置 ，貯蔵の作業の実証，廃棄物モニタリンバの 町
能 性の実証等， 原 位置試験用多目的施設の 開発が行われることになって い る。
これらに基づいて l990 年代末には工学規模の パイロット処分場が 南部インドにつくられ ， 高 レベ
ル廃棄物の輸送，搬入，処分の最適技術の開発が 行われる計画であ る。高レベル固化体の 地表貯蔵 施設は次々とつくられ ，その貯蔵 容量として 25 年分

レ

年間降水量
地下水面

固ィヒ体 特性耗

仮処分場からの放射能漏洩

蓄積

坤輸送モデル

数値解析%

き呼遅延工学バリア

地下水流
◆@

図8

放射性核種移行の 解析モデル ( クロスフロー 移行，一方向拡散の 場合 )O果

第センタ一の うごき
26 回

理事会

開局

催

総理大臣及び 通商産業大臣の 承認を得ました。

第2f 回理事会が，平成元年3 月 10 日 (金 ) に開催され，平成元年度事業計画及び 収支予算並びに 役

2 . 役員の選任について員 の一部選任等が 審議され，原案のとおり 承認されました。 次にその概要を 紹介します。

非常勤理事のうち ，稲井拝塵氏 が永野健 氏 (三菱 原子燃料㈱社長 ), 加藤吾 之 氏が内田隆雄氏

1 . 平成元年度事業計画及び 収支予算について

氏 が山本博氏 (四国電力㈱社長 ), 中野友雄氏が戸田一夫氏 (J[海道電力㈱社長 ) とにそれぞれ 交督 されました。

( 日本ニュクリア ， ブユエル㈱社長 ), 佐藤忠義

木理事会ず承認された 平成元年度事業計画の 総論 部分を以下に 紹介します。 なお事業計画及び収支予算は，平成元年

3 月 31 日付で所管の 内閣

平成元年度

Ⅰ事業計画
TT

当 センターは ， 低レベル放射性廃棄物の 陸地 処

放射性廃棄物の 海洋処分については ，国際的分 と海洋処分を 行うという国の 基本的な方針に 従枠組の下。 関係国の懸念を 無視して行わないとって， これに関連する 試験研究を鋭意進めるととの国の方針に 沿って対応することとするがもに，高レベル 放射性廃棄物対策についても 調査

洋 処分に対する 現下の厳しい 国際動向に適切に対応するため 必要な調査研究を 行 とともに，研究を行って 釆た 。

， 海環境安全評価手法にう

平成元年度においては ，最近における 原子燃料サイクル施設建設計画の 具体的進展等を 踏まえ，次の方金十に基づいて業務を 推進するものとする。

関する調査研究等を 行 フ.

Ⅲ

高レベル放射性廃棄物等については ，処理処分の 総合的なフィージビリティ 調査を行うととも放射性廃棄物の 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 関する事業の具体化が 進められているが ，に ，海外再処理返還固化体の 安全かっ確実な 受入及び貯蔵 システムを確立するため ，関連試験ななこれに行 フ,即応して，最終貯蔵 に関する安全性実証試験，輸送に関する 試験等を実施する。
また，長期的な 放射性廃棄物処理処分のあ り方を 念頭に置いて ，廃棄物の放射能濃度に 応じた合理的処分技術の 開発，廃棄物の 再利用方策。
原子炉廃止措置に 伴 い 発生が予測される 廃棄物の処理処分方法の 検討 等を積極的に 進める。
さらに，原子力発電所以覚の 原子力施設から 発

また，放射性廃棄物処理処分の 経済性調査及びTRU 廃棄物の処分システムに 関する調査研究
行 フ.

なお，上記諸事業の 実施にあ たっては，各種の委員会等を開催するとともに ，関係機関との緊密な 連携，協調を図りっ っ 円滑な推進に 努めるものとする。
さい，，情報の収集，蓄積を図り，研究成果等の生する廃棄物の処理処分方策の 検 討 を打 フ‑

普及を行 フ.

編集発行

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 目 8 番 l0 号 第 l5 森 ビル
丁日」． 03‑504‑l08l(代表) 「 AX.03‑504‑l297

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