ンタトピックス
EMENT

CENTER TOPCS
6

次目
スイス、カナダ、の一策ナ
政力十イ
地ス

センタ一のうごきl . 研究開発の概要ある。

町君として花間岩を 選定している。

カナダ : 低レベル廃棄物は 耐侵入地下構造物(lRUS) 方式で沃地中に 処分する計画であ る。
高レベル廃棄物については 花間岩中への 処分が計

処分候補サイトとは、 区別した形で 地下研究施設を設け、 定盤の特 ・主調査及び処分システム 開画されており、 1994 午に環境影響評価報告書(ElS) がまとめられている。

3 国の計画には 次の共通する 点があ る。

ⅠOO

スウェーデン

分

地中処分政策と研究開発の現状 一り

スウェーデン発を実施している。
・地下研究施設での 調査成果などに 基づき、 処分

地下研究施設'.Oskarahamnの近くの Aspo 島に(HRL)が建設されている。 長寿システムを想定して、 性能評価を行っている。

命核種を含む廃棄物は 深 い 地層に処分する 計画で具体的には、 次のような計画を 持っている。

あスイス : 個中レベル廃棄物については山の中腹 にる。
次に最近の重要レポート

3 つを簡単に紹介する。

横坑を掘削して 処分する計画が 進行している。 サ

スイスの研究者が 代表的な 6 つの性能評価報告

ィト としては Wel@nberg

書 を上 ヒ致 したレポート。

が考えられている。 高レベル廃棄物処分場については、カナダの l994 年 日S に対する O 三 CD/N

結晶質 岩層と堆槙君 層は ついて調査検討が 進められている。

Ⅰ994

門家 グループの評価結果

三A の 専

四年 には性能評価報告書 Krista Ⅲn‑l がまとめられスウェーデンの 長寿命の放射性核種を 含む処分ている。 今世紀中にサイト 選定を終了する 計画 てシステムの性能評価報告書、 et 、 G ． ，l)F ． Ne3l2)OECD/NEA@3)M ． Wi

"Puttig@HLW@

Re Ⅴ ew@ Group@orgh(edPerformance@"The@ Dspos3@， )@ "Prestudy@ of@ Fnal@Assessment@of@ Canada

Res Ⅱ ts@ @@ Perspective"@Nagra@"BHlt@@ No． 25 1995)， s@ Nuclear@ Fuel@ Waste"@(1995)

Disposal@ of@ Long‑Lived@ Low@95‑@3(1995)

O

and@ Interme

Ⅰate@

Level@ Waste"@

SKB‑TR6

2 . 高レベル放射性廃棄物の 地層処分に関する

2 ) 全体システム 評価のモデルの 特徴

いずれの評価でも、 放射性核種が 処分場から 地つめ 性能評価の比較

表の人間環境に 至るメカニズムとしては、地下 7れによる輸送が 重要なものと 考えられている。
容器の破損モードについては、全数同時破損1 ) 評価の前提条件「一て上ヒ 校 した、処分システムの 主な特徴を表] に示す。 各性能評価の 特徴としては 次の点があ(kr@staⅢn‑l,PG‑げられる。

損 (SKBgl.TV0g2)
破損時期が分布する(AECLg4) に分かれる。
放射性物質の 漏出は、 ガラス固化体では、 ゆっ
くりした溶解、 使用済燃料では、 ヨウ素、 セシ ウ

SKBgl

ヒ: 容器の破損を 確率論的に扱っている。

また、地 ド れの流動を統計的に 発生させた 流管でア表している。
TV0g2: 地下水の経路

ヒなる破砕 帯 が処分場をム 、 炭素の瞬時放出とされている。

横切るとする、 極めて保守的な 仮定をしている。
AECLg4

85.H‑ 3L 、 一定数のみ 与， 期破岩石圏モデルはケースごとに: 各パラメータの 伯を確率密度関数からAECLg4

る

サンプリンバによって 設定し、 その組み合わせに対応する複数のシミュレーションによって 被ばく線量をき 算している。
H‑3 : 1000 年後、 すべての容器が 破損するとする

非常に異なって いでは、 動水 勾配が非常に 小さいため水の移動が極めて 遅く、 破砕帯 まず拡散で移動するとしている。 TV092 では大規模な 破砕 帯 が処分場を横切る 仮定しているので、 移行時間が短くなっている。 H‑3 でも地下 7% 市路までの距離は十ヒなど、 人工バリアについては、 保守的な仮定をし非常に短いと 想、 定されている。 K 「 ata Ⅲn‑ lずは媒体と亀裂媒体の母岩中の透水性の 高いところを 集中的に水が 流れている。 岩石圏での核種移行については、多孔質双方をモデル 化するなど、 もグ㌣る

しヒ想定しているの ず 、 地下 7%@ 速が大きい。

ろ 理想化された 仮定をしている。

ProjectGewahrl985(PG‑85) : ベントナイトの3 ) 性能評価結果に 影響を与える 主な要因
: 使用済燃料の 直接有するバリア 効果が無視されており、 その結果、廃棄物の形態とインベントリ

ニアフィールドからの 核種放出はガラス 同 7び本の処分ては "1 、 "Cs

溶解あ るいは放射性核種に 対する溶解度制限にょ合が重要であ る。総 インベントリ 2 0 瞬間的な放って支配されている
Kniata Ⅲn‑ l(1994) : 1000 年後すべての 容器が破損と放出される 核種の移行遅延に 関する仮定が 評

ヰ貝し出 が評価結果に 大きく影響する。 即ち、 容器の破@肖 滅するとしている。 7% み ちとなる 害 れ 日がィ面Ⅱ

広 い 間隔 ず 存在し、 連結するなど、 核種移行遅延効果に対して、 ビ ちらかといえば 保守的な仮定を結果に最多饗 する 0ガラス固化体の 処分では核種が 瞬時に放出されることはなく、 長期にわたって 放出されるの て、容器の破損時期は 評価結果にあ まり影響しない。

している。

表@
スウェーデン SKBglu

廃棄物のタイプ。
総インベントリ容器タイプ、 含有量
容器の定置方法
ベントナイトの 厚さ等
処分場深さ
母岩
被覆 層ノ 地下水放出領域I)SKB22)TVO
3)AECL

済 燃料PWR&BWR

性能評価で考慮した 地層処分
フィンランド TV092

わ

坑道の処分 孔に縦置使用済燃料 BWR
1,840tU (l150件 )銅製、 鉄製組合せ、 1.6tU坑道の処分 孔に縦置

半径 35cm 、 高さ 150cm

半径 35cm 、 高さ 150cm

小史用(キヤニスタ )といった核種の 瞬時放出の割

8,750tU (5830本 )鉛 充填銅製、 1.5tU
ィ600m

500m

花岡閃緑岩

片麻岩または 花間 岩

氷堆石、 ピート 層ノ湖

氷堆石、 ピート 層ノ湖: スウエーデン
核燃料廃棄物管理会社: フィンランド
民間産業電力会社: カ ナタ原子力公社

O

ゼ二 アフィールドにおける 低 溶解度維持 : ニアフィールドは長期的にみれば 中性から弱アルカリ 性であ り、 還元 性 であ るとされている。 この条件では土な 元素の溶解度が 低く、 最大放出率が 制限される。

AECLg4ではウランの 溶解度を低く 見込んでいるので、 核種の放出率は 非常に小さくなると 考えられている。 SKBgl

TV092とでは放射線分解の影響を重視しているので、 放出が早くなると 恢足 している。
緩衝 材 の 低 透水性 : いずれの評価でも 核種の放出l,000率が溶解度で 決定されるとしている。 これは、 緩衝村中ではコロイド 輸送がないとしているからずI@ き Ⅲ @l""Csi匝フ；

緩衝村中の溶質の 輸送は拡散によると 仮定している。 緩衝材 が核種を強く 吸着するため、 移行をもKnssta ln‑ ll
Ⅱス@@Prolect Gewahrl@"Se/スス

@@.@

Q,Cs

/wTc"@Pa
Ⅸでピ"'Pa㍉)s

核種はニアフィールド て 。

め

問題にならないレベルにまでてしひ支配核種
SK 巳 gl@ スウエーテン )TVO
g2l 4ンランド l
A 三 CL g4l ナダ l
H‑3inti

やあニアフィールドにおけるる。
核種移行遅延 : どの評価遅延させることになり、

l0,000 l00,000 @,000,000
W@ 分明閉鎖後

図@減衰することになっ一般個人の被ばく 線量の評価結果及び 線量を 最も支配する 放射性核種*

掘削影響領域 : TVOg2,PG

円 5 及び Krista Ⅲn‑lの 各評価では、 この領域は速 い 物質移動が生じる対 に小さなものとなっている。 これは、 岩盤Ⅲ 本0 差というよりもむしろ 平 面におけるリアリテ ィ経路として考慮されている。
大規模破砕 帯 までの距離 : TV092 の場合は、 岩有ィの程度に強Ⅱ 衣 存している。

石圏が有するバリア 効果が非常に 限られている。

これは破砕 帯 が処分場と交差するという 保守的な設定がされているからずあ

OECD7lN

処分坑道が大規模破砕帯から 距離を置くよう設定

A による 三 lS の検討l ) 背景している。

Ⅰ日る。 その他の評価ではカナダ原子力公社(AEC ひ は 、 1994 年 10 月に亀裂性岩盤中の 核種移行評価 : AECLg4,PG
毬5及び H‑3, ずは岩石圏が 大きなバリア 効果を有し

約 17 年間にわたる 核燃料廃棄物処理処分に 関するている。 SKBgl,TV092

評価報告書 (EIS) を政府に提出した。 カナダ資及びK 「 sta ⅡⅠ研究開発の成果を 踏まえて、 地層処分の環境影響

1で・は 反システムの主な 特徴
日本H‑ 3

カナタ AECLg4%

ガラス固化ャ本tUガラ半胡層

石堆尺り Kr 穂 talli@l‑l て 考慮した総発電量
1200GWe
Project Gew

約 50 ， 000tU(約 40 ， 000 件 )庫内鉄製、 1.3tU"

スイス K ㎡ stallin‑ l,PG‑

85

ガラス固化体約 3,730tU (約 2,700 件Ⅰ
厚肉 鉄製、 1.3tU,,

処分坑道に横 置 定置

処分坑 道に横置 定置

半径 98cm 、 定置間隔 3m

1,000m

半径 138cm 、 定置間隔 3m
約 1.000 Ⅲ

未定
未定

堆積岩ノライン 川 砂礫 層のシナリオに基づく

hr(PG Ⅱ5 240GWe) ては5. ㈲0体のキヤ ニスタ申に7,860tU
引 ウラン燃料に
fH 平 するガラスⅢ化体
れO

片麻岩または 花間 岩

な ( 、 国際協力研究に ょ 0 国外の多 ( 0 機関が参OCED/NEAの検討は主に 閉鎖後の部分について行われた。 次にコメントの 概要を述べる。

横 置き方式
Ⅰ f

Ⅰ容器
口緩衝 材

1ロ " 戻し材
ロ""

縦 置き方式。"

図22) 各 バリアの性能
地下室 U八丁バリア )廃棄体 : 評価では、 CANDU 炉の標準燃料のみが考えられているが、 過去の燃 w. には非標準型のもあ り、 それらの燃料にも 考慮を払 べきであ る。

哩。

容器の設置オプション

うキヤ ニスク : 安全評価で キヤ ニスタの寿命が 最短

源局 (NRCa Ⅲからの要請により、OECD/NEA1,000 ギ，とされているが、Tii またはCu 材料では10,000年以上の耐腐食性があ り、 適切に評価されの専門家グループが EIS の検討を行い、 1995 年 4月にその結果がまとめられた。

るべきであ る。

メンバーは、 スイスの C.McCombieを議長と緩衝 材 、 埋め戻し 材 : 他の国の評価では、 閉鎖後し、 スウェーデン、 フィンランド、 英国、 米国、ただちに地下水で 飽和されるとして、 再飽和期間ドイツの専門家 5 名であ る。

は評価されていない。 ここでとりあ げられている

口S は実際の処分施設ではなく、 想定処分概俳についての評価であ る。 しかし、 お腔内に設けら再飽和の研究は 不均質な膨潤に 2 8 キヤ ニスタにかかる力に対する 強度評価にも 関係するので、 された地下研究施設での 研究成果等の 原位置試験からに研究を進める 必要があ る。

らザ地中環境 (天然バリア )得られた情報をもとに 想定概俳が設定されている。想定概俳の概要を 図 2 及び 3 に示す。

評価モデル : 想定処分概俳では 割れ日が非常にま

核燃料廃棄物処理処分の 研究計画は約 5 億カナダドルの予算規模であ り、 国内の研究機関のみでデルで評価されているが、LDO

ばらな岩盤が 想定され、 核種移行が単純な 拡散モ

LD1

この ょう な締まって いLD3LD2せ100‑‑200

仙 400

440

6㏄

0"" '"" 2。
㏄"
「7O0

磁 割れ目

口破砕 帯
口中程度に割れたピンク 色花間片ロ割れの少ない 低 透水率灰色花間 岩
図3

地殻構造と想定処分場との位置関係

一4のmO化4) サイト選定て、 割れ目のな い 岩盤を想定している 国は他にはない。 地下研究施設での 調査結果等に 基づいて ぃ

サイト選定に 20 年を予定するのは 技術的な面；るにしても一般的な 性質とはいえない。 もつと 割らは長 過ぎる。

れ目の多い岩盤でも 安全上の余裕があ る。 このよサイト領域をぎりぎりにとらないことが、うな岩盤についてのモデルや 特性調査法の 開発を進めれば、 サイト選定や 安全評価に役立つ。 地球;半 ;的なことにつ@O

柔軟性を持たせることになる。
サイト選定のてきるだけ

この評価てとりあ げら

早 い 段階 て ボランティ

アの 原則を導入するとの 方針は賛成てあ る。

れているような、 割れ目の少ない 想定処分概俳に指針や基準が 最初は定性的であ るべきであ る。

限 とすれば受入れられるが、@ 合性はサイトキ寺 ， 性てはなく、 ンステム全体の、を 想、 定し 、もっと一般的ケース振舞いで決まるからであ る。
・公衆の参加についてはよく 書けている。

F7 水流の長期変化、 コロイドによる移行メカニズムなどのょ也・研究を進めるべてあ ろ

地中状態のシミュレーションモデルによるⅤ

3) 総合システムの 評価
法的規制 : 長期の人間及び 自然の保護についての規制指針に関し AECL

サイトの絞り 込みはてきるだけ ギ い 段階に行 うとAECBの間で直接的な 封旨義がなされていないことは驚くべきことてある。

特に次の点について 話し合いを持つべきてある。

・べきてあ る。長すぎたり・ 調査を詳細にしすぎな い ことであ る。 3 サイトから 1 サイトを選ぶ

これ以後は被ばく 線量評価の必要がなりとするのに ¥2 午は長過ぎる。

評価停止 (cut‑off) 期間、 10,000 年の妥当・性
10 ， 000 年以後の突然で 劇的な (sudden andd amatiC) 漏出及び個人の 急性 (aCllt引万 文身 寸

サイト特性調査は 広範であ り、 地殻構造

性は ついての 特 l;,
ど 調査に重点をおくべきてあ・る。

特性調査を始める。 当たっ てこの期間について、 何が問題 て 、質 管理計画が大切ずあ る。

どのような 議論 があ るか

性能評価、 設計及びサイト 調査の調整と 集積は他の国にサイト特性調査の 段階での適切な 行動決定のために基本となる。

確率論的評価コード

ベストのサイトに 置くことは基本ではない。 割は多くの長所があ り国際的にも 活用されれ目の少ない 岩盤に処分場を 置きたいのなら、そのような割れ 目の少ない岩盤を 見つけること

いろいろな状態ての 決定クルーブの 定義

性能評価法 : 確率論的評価アブローチがヒベ 重視されている。

SYVAC

地下

サイト選定と線 被ばく

上と水理両者におき、 また、 システムの化学的安定「Ⅰプ

可視画像技術の使用は、 地域社会に説明するのに 有効 であ る。ている。 しかし、 次の欠片があ直接的なものではなくリスクで適合性が判断さが 本質ではなく、 なぜそのような 岩盤があ るのかを理解する 研究が必要であ るよ う に忘、 われる。

れることになる。
・不確定性、 多様性、 シナリオ等の 異なったタ イ

もし可能ならば、 地下水理モデルの 表現方法や信頼性はさらに 改善されるべきであブ のものが混ざりあ って、 処分システムの 振るる。

舞 いの 解析を不透明にする。
一連の事象と 過程をわかりにくくする。

5) 口S の結論についてのコメント

ンナリオの完全性についての、・一つの想、 定処分概念についての 結論となって し問題がぼける。

確率論的評価結果と 決定論的評価結果とを 比較るので．現実性のあ る他の概念にもこの 結論がすることが有効てあ適用てきることを 証明すべきてあ る。

る。

人間侵入について、 侵入の確率とその 結果につ処分場閉鎖後のモニタリンクの必要性はすべていて高度の定量性をもって 評価しているが、 最近の英国学士院及び 米国科学アカデミ 一の勧告では人間侵入の評価は 他の解析とは 別扱いにすべきでの国で懸案事項となっている。

もし望ましいとあ るとされている。 AECL

すると、 その概念と技術の 開発推進が必要だ ちの仮疋 ．特に確率については議論があ り、 普通の安全評価の 中で考えることはでき せ l、 と考える。 この占でカナダの /見 メポ
は 他の国と異なO

4. スウェーデンの 長寿命廃棄物の 地中処分の性

能 評価

ドミウム、 ベリリウムといった 有毒金属も含まれている。 また、 ここの廃棄物は、 スウェーテン 内のRI 使用施設l ) 放射性廃棄物の 処理処分施設

n下柴施設、 大学及び 医 僚機関 )から集められたもの て 、有機物、 年機物のいろり発生源から処分にいたる 廃棄物の流れを 図 4 1:

ろな放射性廃棄物が 含まれる。 鋼鉄製ドラム 缶や示す。 既に原子炉運転廃棄物の 処分施設 SFRl は稼働している。 ここには研究所の 廃棄物も処分さコンクリート 容器が用いられており、 未処理廃棄物が納められているものもあ る。 王に含まれる 放廿丁る 。

射 ， 性 核種は，H 、 "Co

ここで述べるのは、 全ての長 半減期核種を 含む廃棄物 (長寿命廃棄物 ) の最終処分施設についてずあ る。 全放射能量は 2040 年時点ず 3xlo"Bq が予定されている。

であ る。使用済燃料は SFL2に処分される。 その他の廃棄物処分場が SFL3‑5であ り、 SFL2と同じ

SFL3、 ， @M、 '祈 Cs 、 "Pu、 Ⅲ Pu、 "Anlのウオールト 構造を図 6 に示す。 コンク

リート構造物で、 容量5,0OOnT,ずあ る。 内部は部

深さ約 500m] の石盤 内て 図 5 にフ % すような位置に屋に区切られており、 廃棄物を収納した 後ポーラ設けられる予定てあ る。

スコンクリート て 埋め戻されることになっている。

S Ⅰ」 3 には S 士 Ludsvik原子力研究所からの 放射性廃棄物も処分される 予定であ り、一部には 鉛 、 力せまわりには べン トナイト混合土の 緩衝 材 が充填される予定ずあ る。 金属。
廃棄物が主体であ原子力発電所廃棄物

る

SFL4 、その他の廃棄物再処理」

長寿命廃棄物(Studsvik原子力研究所等 )CLAB

使用済燃料中間貯蔵」
一 20122020‑2040

2020

一@20422020‑2040
図42020‑,2042

2041‑2043

1988 2012スウェーデンの 放射性廃棄物処理処分施設

一2012

一2022

Ⅰ

図
念
概の"‑@改"@@施
分処
終物
棄
廃拾"
寿長

図

緩の十八口
日l比ナ

ね︑さ
一%
め︑・

5 街村はなしン
べ埋︒
で砂はて処分された放射性廃棄物からの表 3 のように見積られている。

2 ) SFL3の安全評価
廃棄物内の放射性核種及び 化学毒性元素は 廃棄物内にしみ込んだ 水に即座に溶解するものと

表2物

仮定
収昔によって制限される。 金属廃棄物の 腐食生成物
によっても放射性核種の 濃度は制限される。 さらに、 安定同位体の 存在 ず 、質

鋼鉄217

アルミニウム517.5l.27.5"

カドミウム

同位体希釈の 可能性も真楡 、 銅有機物

ンクリートを 経由して、 ベントナイト 混合上の届

樹脂 ノ ゴムを拡散して周辺の 円盤に到達する。
これまでの計算で 考慮されていなく、 今後さらコンクリートに 考慮すべきものに 次の 4 点があ る

ノ セメント "

その他

そ表 3

一3038

9650s Ⅰ」 卜 5 における気体発生率@ @一SFL3@

0 4mll@
・42三十
コ

69

il1l.1l0lm
コンク砂 @@

5m 砂 イベントナイ

セルロース」

ト@

Ⅰ目

その他の有機物
鉄の腐食
廃棄物
パッケージlヨナ イ

0パ m6,ク f@

アルミニウムジルカロイ

39 ㎝

ムロ、406

二十口SFL4@

りSFL5204352481) 処分場条件 (W0 。C 、 50 気圧) ずの容量に対応。

2) 品切の @W 午Ⅲの平均。
経時Ⅲに減少する。
図6

1934744『1.Om コンクリート15m

灰砂利 ノ砂トシ @発｜ムロ、850a) 同化廃棄物及び汚染コンクリートb) 輸送キヤスク及び輸送容器

・

砂ノ2360殿即
沈焼ン物
ア棄

ロン・コロイドの 生成と輸送

5他ェラのフウ・気体の発生と 輸送・腐食生成物との 吸着ノ 沈殿
・方解石との 大洗

ソク

270
4667
2.8

イオン交換 桂 冊目
セルロース

コ430

ジルコニウム

廃棄物内に存在する 放射性核種はポーラス 型コ5m

SFL5ハフニウムが含ま fL る 可能性もあ る。

0SFL4@

べり リウム

廃棄物中の水はセメントとコンクリートの 存在で pH とイオン濃度は 高くなり、 鋼鉄廃棄物等金属の存在 ず 還元性条件が 維持される。 廃棄物中の有機物がアルカリ 性の水で分解され、 有機 錯化剤

レSFL3@金． 口

あ る。

0 lm 吹きつコンクリート(ton)S Ⅰ ̲ ㌻ 5 の廃棄物の量金属する。 水中の元素濃度は、 溶解度と廃棄物及びパッケージンバ 内のセメントとコンクリートへの気体の発生量は(中オす ‑8人 )S Ⅰ ̲3 の処分 ヴ オールトの断面概俳図

年イ 麦にはな{ なる。

Oセンタ一の うごき
平成 7 年度調査研究受託状況
平成 7 千 12 月 1 口以降平成 8 ヰ， 2 月 29 口までの間に 次の受託契約が 行われました。

委青モ者

電力各社等調査研究課

題・制度化を考慮した 解体廃棄物の 処理処分方策研究

契約年月日
7.

12. 28

せ編集発行

財団法人原子力環境整備センター〒 l05 東京都港区虎ノ 門 ?T 目 8 翫 0 号 莉 5 課 ビル
03‑3504‑l08l(代表 ) FAX 03‑3504‑l297

丁日」

O