ンタトピックス
GEMENT@ CENTER@ TOPCS

放射性廃棄物処分の課題についての国際的取組み

一目次lAFA

一OO

センタ一の動き

放射性廃棄物処分の 課題についての 国際的取組み 一

lAEA

一

・放射，性廃棄物の規制除覚レベルの 検討「地下処分条件での 高レベル放射性廃棄物固化体及び・l.

人工バリ アの性能」の研究協力プロバラム

2 . 活動の概要

まえがき

国際原子力機関 (IAEA) は 1957 年設立当初か放射性廃棄物 3%策の問題に関わってきた。 各国の責任者が出席し、 放射性廃棄物対策について 総括的立場で検討する 上部組織として 国際放射性廃葉物対策諮問委員会 (InternationalRadioactive

処分の原則と 基準の勧告
INWAC で現在最も優先度の 高い活動は放射性廃棄物安全基準プロバラム (RADWASS)である。 RADWASS
は安全原則を 頂点とする、 基準、指針、 実施細目の 4 レベルからなっている。 具体WasteINWAC)

的項目及び整備時期については、らManagement

Ad ⅥsoryCommittee:て活動がなされている。

ここて IAEA

本 トピ ソクス

N0.27 で紹介した。 これらの文書の 策定に当たっが設けられ、 この委員会が 中心に なの放射性廃ては、 コンサルタント 会合が開催されている。

葉物対策に関する 活動計画が決定される。
ここでは、 最近の主な活動内容を l994 年のO 三 CD/N 三 A の放射性廃棄物管理委員会 (RWMC)積極的に参加している。
廃棄物処分の 安全性についてのフィロソフィー

刊 A 三 A の代表が報告したを検討するためのが 国も国内委員会を資料に基づき 簡単に述べ、 国際基準の策定作業の例として「廃棄物規制除外レベル」を、 また、研究協力プロバラムの 例として「地下処分条件での 高レベル放射性廃棄物固化体及び人工バリアの 性能」を取り 上げて紹介する。

設け、 この RADWASSINWAC‑Subわにはクループが設けられている。 最近の活動としては 長期にわたる 安全評価の期間及びをれぞれの 期間に適した 指標の検討を行っており、 1994年中にはその 報告書が出される予定であ る。 廃棄物処分における 核拡散防止の問題の検討もここで 行っている。 また、環境モニタ ソンク の必要性の検討や 処分場への偶然のO

ユ@てつ画十‑一一一
口究開発の分研処

Programme:のゲ行

1993 年 11 月のロンドン条約締約国会合で 禁止が決まった。 この決定に伴って、 lAEA はロンドン条約での 非放射性廃棄物の定義を 検討することを 依頼され、 検討が始まっている。 放射性物質と 非放射性物質の 境界の 問題に関連しては、 既に廃棄物の 再利用での 規実施細目が制除外レベルについての RADWASS出版されている。 また、 いろいろなケースでの 規制除外レベルの 検討が既に IAEA で行われている。

その他廃棄物管理データベース (Waste Management
Data Base:WMDB)
プロジェクトは、 加盟国の放射性廃棄物管理の 状況を検索ずきるように 構成されている。 具体的には、 加盟国に現在の 廃棄物総量、 廃棄物発生量、 廃棄物に対する 政策及び規制の状況等についての 調査表を配布し、 それをもとにデータベースを 作成している。 また、 開発途上国に対して 研修コースを 設けている。 例えば、
199.@
年には使用済放射線 線源の処理処分に 関する(Co‑ordinated Research

研究協力プロバラム

層た
地っ口
f一

廃棄物の海洋投棄については、国を立ち入りによるリスクを 減らすためのシステム 等、処分場閉鎖後の 必要な行為の 検討も行っている。

CRP)

研修をギリシャ て 行った。

1 年半に 1 回程度の頻度 ず 研究連絡会合が 開催され、 各国の研究バループのリーダが 集まりお互いの研究内容を 紹介し合い、 おおよそ 5 年程度で報告内容を技術レポート(Technica@ Report

3 . 放射性廃棄物の 規制除外レベルの 検討

検討の歴史は長い。 規制除外原則についてまとめたものとしIAEASeries) 等の出版物としてまとめている。
高レベル放射性廃棄物固化体の 性能に関するに関しては実質的には 1979 年収 釆 継続しており、 現在「地下処分条件での 高レベル放射性廃棄物固ィ ぴ本及びパッケージの 性能」が実施されてにおける、 規制除外レベルのて lA 三 .A SafetySeriles No.89(lll ヰ ‑l.5) 、 再利用への規制除覚適用(Ⅱ @P‑l.l) 、 医療等の廃棄物の 規制除外 (ll@ Ⅰ l.2)いる。 これには当初から 原 価 、 動燃が参加していの検討が進められている 他 、る。

「原子力施設の 除 染 解体」に関する CRP については第 1 フェーズが 1993 年に終了し、Ⅰ「放射線線 源及び放射線の取扱いの 規制除外原則」があ げられる。
現在検討中の RADWASSずは、 無条件規制除外

CRP

先に述べたように海洋 投棄に関するⅠンドン 条約での放射性廃棄物の994 年か定義に関する 検討が進められている。 一方、IAEAに 1994 年度より 「短期観測結果の長寿命放射性廃国連、 OECD/NEA,ILO,WHOが協力して実務的な放射線防護の 基本基準 (BSS) を策定している。 ICRP
Pub.60 の制定に伴い 1982 年度版を改定する作業が 進んでおり、 1995 年夏に出版される予定であ る。 その中で介入レベルや 規制除外レベルが示されることになっている。 これらの動き

棄物の隔離のための 期間への外接」及び「北極海への放射性廃棄物投棄の 影響の評価モデル」が 開始される予定であ る。

来 出揃うことになる。
規制除外の原則的なことは、 IAEAらこれを引き 継ぐ CRP がスタートすることになっている。 このCRPには 原 研が参加している。

その他、 現在「無機吸着 体 による廃棄物処理及び固定技術」及び「 浅 地中処分場の 人工バリアの性能」についての CRP が実施されている。 新たから規制除外についての 国際的な勧告 値 が近い将

ries

No.89

Safety Se‑に述べられている。 再利用について国の廃棄物対策プロバラムの 評価 (Waste Man‑は既に発行されている。 また、 無条件規制除外に

agement
Program

ついては、 北欧の規制除覚指針(GuidanceonClearance
from Regu@atory
Control of Ra‑
dioactive
Materials
Tema
Nord994: 559(1994.3.)) に IAEA での無条件規制除外レベルのAssessment

山 e: W,ATRP)

andTechnical、Review

国の計画の第姉者チェックのために、 国際機関
であ る IAEA はしばしばレビューを 委託されている。 IAEA てはこれらの 委託に応えて 国際的専門Ⅰ

検討段階での 資料の一部が 引用資料として 掲載されている。 これらの資料に 基づき TAEA での検討の方向を紹介する。

家 て 構成する委員会を 設けてレビューを 行っている。 最近ては、 フィンランドの 放射性廃棄物の 地層処分計画のレビューを 行った。 また、 チェコ 共Oづ「de mlnlmlS 」「 exemptlorl Ⅰ「 Clea「anCe表1Ⅰ「規制除覚」の意味でこれまでにじるいろな 用語が使われているが、 次のように整理される。

埋設処分

濃度換算被ばく 計算シナリオ
輸送、 埋設作業者被ばく
閉鎖後の処分場の 擾古
地下水による 核種移行し1981 年頃 には「 de㎞ ni ㎞ s」という用語が 海l羊 投棄に関して 使われていた。 その後、 王に「eX理‑設処分場での火災と言 う 用語が使われるようになった。

」

る がやはり同義語と放射性核種の 飛散
灰の埋設考えてよいようてあ る。 ここでは「規制除覚」を 使うことにする。
近年「 clearance

田ノと「dearance廿 orU 」のように二区二月Ⅱすると説明さ 丁4 ている。

「りという用語が 使われるよ」になった。 eXlemp「」

exemptiorl 」とは標準線涙箸放射性物質がう「」サイク ノ "

スクラップ輸送、処理作業者被ばく(鉄)溶融、 製品製造工場作業者被ばく製品使用消費者被ばく
放射性核種の 飛散
スラックの利用とは次十分少なく、 放射線防護の 規制が最初から 適用されないこと。 clearance

作業者の被ばく焼却処分

従って、 両者は同義語と 考えてよい。 日本語ては「規制除覚」 と「規制免除」 とし ぅ 用語が使われ・

emptiorl

再利用とは低レベル 放射性廃棄物

大型の道具及び 装置等 放射線防護の 規制がなされているが、 放射性物質の含有量が 少ないため、 規制から外すこと。
「Oearance

建築物 (使用及び撤去 )」には、 規制除外後の 取扱いた条件をつけない 無条件規制除外 (unconditiona@clearance) と 焼却処分、 再利用等規制除覚した
後の行き先を 限定した限定規制除外 (condltlonalclearance@ があ る。

規制のための 誘導換算濃度勧告 値
実際に規制するためには、 被ばく線量を 放射能濃度 (Bq/g)、 表面汚染密度 (Bq/cm 祇 時間目たりの放射能 (Bq,,)‑)、 時間当たりの 質量 (mg,y) 等の実際に測定できる 量に被ばくシナリオを使って換算する 必要があ る。
無条件規制除外された 後は、 その放射性物質が規制除外の原則
規制除外の原則は 、 先に述べたよ う に IAEA

‑N0.89SSに示されており、 「個人のリスクレベルにビ のように扱われてもよいとの2 8 制限」 と「集団集積線量の 最適化」の 2 つがあ げられている。 毎 条件規制除外もこの 原則に則って・検討が進められている。
個人の規制除覚リスクレベルとしては、 被ばく線量l0USv/yの値がべ ー スとして使われている。
最適化に関しては、があ る。 ここて 実際に使われているシナリオは、その中で被ばく 線量が大きいと 思われる埋設処分、焼却処分、 リサイクル及び 再利用シナリオのみがlman‑ Sv/hy 以下は最適化の以上になる可能性は

条件 て 規制枠から外すのてあ るから、 規制が外された 後に考えられる全てのシナリオについて 考慮して換算する 必要取り上げられる。

必要なしとされている。 実際には次に 述べるように lman‑Sv/y

小型の道具及び 装置評価に使われた 被ばく形態を 表 1 に示す。 起き考え難いので難い被ばく形態での 計算に当たっては 発生確率と最適化は行われない。 個人の規制除覚リスクレベ
ルのみが考慮され、 後に述べる換算 値 が導かれて集団集積線量が 問題になるとすれば、 鉄筆の金属 材料が再利用されるケースで、 人間が接触する可能性の大きい 自動車等の製造材料として 再利用被ばくとの積が 1{lメ Sv,,hy‑の値を与える 場合を計算するのが原則てあ る。 しかし、 実際に発生確率を予測するのは 難しいの て、 起こりそ う もない被ばく形態に対しては lno メ Sv,ヤの 値を使い、 実際には確率は計算に 使っていない。 多くの研究者や研究機関がこのような 方式で規制除外濃度を 導いされる場合であ る。托 ， 0ooot/y以下の再利用であた値に基づいて、 一桁 づつ 異なる 5 つのクラスにれば、 個人の被ばく 線量が1O が Sv/y 以下の数値で 制限すれば．Ⅰ Jnan‑Sv,yになることはなしこ

分け、 表 2 に示す無条件規制除外のいる。

濃度勧告 値の案が作成されている。 この数値の決め 方から考えとがこれまでの 評価報告書て 明らかにされている。て、1 桁 程度の幅を持った 目安レベルであ ることが分かる。

O天然の放射性核種の 扱い
多量に存在する 天然の物質 よ り低い 放射能レベ
ルの放射性物質の 放射能は区別して 測定することは難しいし、 天然の放射能は 避けられない。 従って、 天然の物質は 通常規制の対象にはしない。 しかし、 放射性物質が 局部的に濃く 存在すると問題になることがあ る。 このような場合には 規制当局が 介入することになる。 その例としては、 ラドン

0 ． 3Bq,/9

濃度領域 韮 10 一く l0Bq,/9Co‑58
Fe‑59
Sr‑90

Ru‑106@

Ir‑192ln‑ ⅠⅠⅠ

Au‑198

1一 131

Po‑210濃度の高 い 職場があ げられる。 このような場合は 、補修に頼ることになる。 どの程度の場合に ビ のよ
うに3才処するかは、 個々に異なるのでケースバイケースで規制当局が 判断することになる。
参考のために、 代表的な天然物質の 放射能濃度が添付資料として 示されている。 その主なデータ

濃度領域 肇 m0 一く 1OOBq,/e

Cr‑51
Co‑57
Tc‑90m@Tc‑g9

Ec‑144Tl‑201
Pu‑241

1一 123
1一 1251‑129を 整理して表 3 に示す。 この表からわかるよ30Bq/g

Fe‑55

Y‑90

Sr‑89

Cd‑109300Bq/g

@@

Ca‑45
Ni‑63

Pm‑147

いない汚染された 土壌、 岩及び土地に 適用すること はてきないことになる。

3000Bq/g
表3

天然起源の放射性核種で 汚染された物質にっ ぃ(Ba,,sg)

天然物質の放射能濃度

UNSCEAR 1982.1988)

(by物

質K‑40

土壌 (平均)(範囲)
火成岩
堆積岩、 砂岩
頁岩

Ra‑2260 ． 025

・0 ． 1一 0 70 ． 01 一 0 050 ． 007‑ 0 050 810 048

0 048

0 04@

0 330 015

0 024

0 026

0 ． 81

0 015

0 041

0 ． 040・・・・・・・・・

0 044 一 0 76
0 ． 24 一 12
0 01 0 ． 23・・・・・

Th‑2320 025・

石炭灰 (slag)
燐鉱石燐酸肥料 鉱津Ⅲ精練廃棄物 Red

U‑238

0 37

石炭に、もともと表 1 に示すシナリオては 考えられてキメ

濃度領域 韮 1000 一く10OOOBq, ㎏
H‑3S‑35う

ウランやトリウムの 含有量の多 い 鉱物を除いては天然の物質の 放射能濃度は 規制除外レベル 以下であ る。
天然に存在する 核種についての 勧告値を適用す
る 際は天然に存在する 関係核種の濃度レベルを 加えた数値に適用する 必要があ る。 なおこの勧告 ィ直濃度領域 肇 100 一く10OOBa ㎏
C‑14P‑32
Cl‑36のは 射
貫合放
初陽 らのの か
そ 外重の陰 線

U‑238
Np‑237
Pu‑239Pu‑240Am‑241
Cm‑244

除 走破

U‑234

後刷 く
外規はCs‑137@

Eu‑154@
Pb‑210@Ra‑226@
Ra‑228@
Th‑228@
Th‑230@

生すレオ
分て リ
延 っナく

432

設 先限 種埋 きの 核付そ性濃度
吉植
種勧核
単(‑画業勧告条軸一別枯倶笏

Na‑24

Mn‑54
Co‑60
Zn‑65
Nb‑94
Ag‑llom@
Sb‑124@・・0 002 0 140 017 一 0 ． 180 ． 0024

0 0 巧一 0 120 013 一 0 ． 035
0 02 一 0 ． 067

0.044

0 ． 00 Ⅰ 0 ． 11

0 03‑4.8

0 ． 670 ． 02 一 0 06(@.03 一 0 480 ． 2@

0 ． 18・・・・

mad

Sn 精練廃棄物 Amang

一 4.8

一0 ． 11・・・43‑327・・・・リO

表4

CEC 勧告規制外レベル 設定についての 各国の現状

最大 10OOkg の平均、 月一 ylBq/g(鉄のリサイクル )ほ。 固定表面汚染を 含む。 ただし、 一品
口ついてⅠOBq//S以下。

最大 300cm, の平均表面非固定汚染月一
デンマークの 基準

フィンランドの 基準

ぱ 0 ． 04Bq/g

looBq.㎏以下RI 廃棄物は非放射性物質として 処分可能。
最大1000kgの平均、 月一 y lBq/g 、 な 0 ． lBq/g 、 ただし、 単品また 100kg
以下のパッケージは 月一 yl00kBq

スウェーデンの 基準

y0 ． 4Bq/cm,、

ク l0kBq。

最大 0 ． lm, の平均表面非固定汚染月一

y0 ． 4Bq,,cm, 、最大100cm,の平均表面非固定汚染月一

y 4Bq/cm, 、ぱ 0 ． 04Bq/g
ぱ0 ． 4Bq/g

自然起源放射線核種を 除き、 0 ． lBq/g 。

個人被ばく線量 0 ． 05mSv/y を基準値として、

カナダ

ケースノ。
イ ケースで決める

方向で検討中。
フランス

ケースバイケースで 当局の許可を 得て一般処分場へ 処分。

ドイ ツ

無条件規制除外 0 ． lBq/g 、 金属溶融処理
y0 5Bq/g 、 @0 05Bq/g 。

「(金属リサイクル )英国
米国、 日本・とユlBq/g、

ただし、 表面汚染月一・処分による被ばく 線量数メ Sv ウ 以下。
現在検討中①固形化された 高レベル廃棄物の 特性 IAEA‑てはこの表の 数値を直接適用することも 可能と考ぇ られるが、 汚染物質の量、 状態等それぞれの 状
況 によって、 合理的に規制除外ずきるレベルが 異TRS‑Noなるので国の規制当局の判断によることになるTECDOC‑239(1981)@考えられる。

③固形化された 高レベル廃棄物の 化学的耐久性と関連特性 IAEA‑TRS‑No.257(1985)④地下処分条件での 高レベル放射性廃棄物固化体

規制除外レベル 設定についての 各国の現状
無条件規制除外で 規制から外された 物質は自由及び人工バリアのに 国境を越えて 移動する。 したがって除外レベルについては国際的合意に 基づくことが 大切であ る。
その意味で、 長い間国際的にも 検討が続けられているのが現状である。国 レベルずの規制除覚に， 187@(1979)②固形化された 高レベル廃棄物の 評価 IAEA‑， l.
主能IAEA‑TECD0C‑582(1991) 現在は標題中の「人工バリア」を「パッケージ」に改め、 実質上継続の CRP が実施されている。

ここでは④のレボートをもとに 高レベル放射性廃棄物の処分システムでの 性能についての 研究協力参加国の概要を 紹介する。

@C

国民的合意が 難しく、 規制除外レベルを 公式に決めている国は 少ない。 先に述べたように 北欧では規制除外指針 (1994:559) が出版された。 そこにまとめられている 各国の現状を 更に簡潔にして
表 4 に示す。

固化体の種類と 浸出メカニズム
固化体としては、 固化ガラス、 使用済燃料及びSYNROCが研究されている。 使用済燃料を 廃棄4 . 地下処分条件での 高レベル放射性廃棄物固化体 とする政策の 国が増えてきたが．過去の 再処理体及び人工バリアの 性能廃棄物があ るのと将来に 備えてこれらの 国も固化ガラスの研究にも 力を注 いず いろ。 SYNROC

は

経緯
高レベル放射，性廃棄物固化体に 関する TAEA の(CRP) は1979 年から開始
研究協力プロバラム
され・
これまでに次の 4 つのレポート 発行されてオーストラリアで 開発された方法で、 放射性核種をチタン鉱物を 主成分とする 天然の岩石鉱物と 同じ構造の鉱物にして 固化する方法であ る。 この方@ についてはオーストラリア 以外に日本が 基礎研いる。

究の結果を報告しているO

とが確認されている。 これらの浸出メカニズムについてはいずれの 参加国も勢力的な 研究を行って廃棄物固化体の 役割は、 容器が何らかの 理由で破損して地下水が 侵入した場合に 放射性核種が 地下水へ浸出するのを 抑制することにあ る。 いずれの 国ィヒ 体も水に接触した ヒき 最初の短時間の 浸出が速 い (初期浸出 ) が次第に遅くなる。 地下水の移動速度や特性等処分環境が 変わらなければ 最後は一定 (平衡濃度 ) となる。
使用済燃料では 3 段階に分けられる。 ①燃料ペレット、 管等 の 際 問に溜まっている Cs 及び 1 等揮発性核種の 浸出。 ②酸化ウランの 結晶と結晶の粒界からの Cs,l,Sr,Tc等 水 に溶けやすい 核種の浸出。 ③酸化ウラン 結晶粒子の溶解に 伴 う 放射性核種のウランとの 同時溶解。 ③の段階の浸出は 還いる。

SYNROC や使用済燃料の 結晶 粒界 によく似た状態にあ るのが固化ガラスの 割れ面からの 浸出て。
あ る。 インドの研究者は 割れ面を模 ま疑 して．
h 一 20パ の 固化ガラスの 隙間に水を流し @ 出試験を行っている。 その結果によると 20 日程度で隙間が 水を含んだ表面層で 詰まり水が流れなくなる。
天然にも火山性ガラスが 存在する。 ドイツの研究者は NaC 飽和溶液による 200 ででの棚珪酸ガラ
スの表面 層ヒ 約 3 。 C の海水に長 い問 晒されていた天然ガラスの 表面層の構造や 成分を上ヒ敵 している。
その結果による ヒ 、 表面に方沸石が 生成している元性地下水の 場合極めて遅 い 。

SYNROCについても、 ②の段階は結晶 粒 界からの浸出が初期浸出の 主なものとなる 点は使用済燃料とよく似ている。 異なる点は結晶 粒界 に本来こヒ、 表面憎が粘土質ヒ思われる物質で 細かな 層部分が先に溶けることに 原因があ る。 その部分が状 となっていること 等 両 カラスの表面層は 非常に良く似た構成をなしている。 このことから 固化ガラスの浸出メカニズムは 短期の実験でも 模擬できるとして長期の 浸出を予測する 評価モデルを 造っ溶けた後は、 難溶 性のチタン鉱物のみになるのでている。

浸出速度は極めて 遅くなる。
固化ガラスは 表面から Na 等のアルカリが 落脱し網目構造が 切られ、 水が含まれゲル 状の表面 層が成長していく。 この層の形成に 伴 い ゲル化部分のCs 等 水 に溶けやすい 放射性核種は 地下水に浸出する。 地下水が動かない 環境では次第に 固化ガラスの主成分であ る佳醸イオンの 飽和溶液になり表面層の形成速度は 遅くなるため Cs,Na 等の浸出率は大幅に 低下する。 その他の元素も 地下水組成に応じた熱力学的平衡濃度になるまでは 溶ける。

また、 ベルギ一の研究者は 表面層での結晶鉱物の生成時期と 浸出率の変化時期との 関係を調べ密接な関係があ ることを確認、している。

生成させたくな い ガラス質の物質が 生成し、 そのこれらの研究 2 0 、 固化ガラスからの 放射性物質の浸出を評価する 場合、 固化ガラスそのものの性質より表面 居 にどのような 物質が生成するか、まわりの地下水がどのような 性質かが重要であ ることがわかる。

固化ガラス周辺地下水中の 放射能濃度
固化ガラス周辺の 地下水の性質は、 固化ガラス、Fe 、 Ⅲ等の大部分は 表面 層 ほとどまっているこ

3%出る
レよ肘

食ノ塩

口
飽千のさ

ラ層ガ面
酸表
硅た
棚れ角出成形での接出水ね図

レトの毎ラガ吐生｜火O

表5高レベルガラス 固化体中の放 身 、 f,性核種の相対的危険指数(Tc 二 l元素

100(W午後元素10000 年後Am
Pu

12000
370

Pu
Am

Np30
10． 60． 4
0． 30 30 2240
12036

Tc
SnTh
Cs
Pb

Tc
SnCs
UレCmZrヒする )Np・

mSv 被ばくする濃度であ る。ベントナイトを 共存させた場合は Tc と Np はセメントの 場合はそれぞれ 約 h 倍及び10 倍であ っ，。
Tc は酸化性環境
ヒ 鉄が共存する 還元性環境では 大きく異なり、 酸化性の きの方が約 ho0 倍大きい。
これらの結果から、 それぞれの放射，性格種 の濃度は共存物質へ 吸着されることによる、 @ 解度よ低くなる。 鉄やセメントは構造物として 物理的機能を果たすのみでなく 放射性核種の 溶解度を下げたり、 吸着されやすい 地下水条件をつくる 働きがあ る。 すな む ち、 地下水を還元性で 高 pH に 保
ヒ・・

7Ⅰり．

英国Maenox 燃料の再処理廃液ガラス 固化体
危険指数 = 固化体中濃度 / 飲料水許容濃度

つ化学的作用があ る。9。 Sr や "7Cs が減衰した後はガラス固化体の 周辺の地下水でも 許容濃度の数十倍程度で、 大きな影響が 出る可能性は 極めて少な

金属容器、 粘土やセメントの 埋め戻し 材等が共存する状態ての 化学平衡によって 決まる。
英国の研究者は 放射，l生 核種を入れた 固化ガラスを鉄 、セメント、 ベントナイト

測定結果から 平衡濃度を計算すると、 セメント共存させた場合、 英国の飲料水の 許容濃度に体して、 Tc0 ．Ⅱ
吾 、 Np4 倍、 Pu l 倍、 Am45 倍であった 。 許容濃度とは 一日 2 リットル飲むと 年間 10． 60． 60 40 40． 30 3U・とい ことがわかる。

固化ガラスから 少し離れるとさらに 濃度は低なる。 PuCl(粘土の一種 ) 等トレーサーを 使って圧縮ベントナイを地下水 ヒ 一緒に入れ、 平衡時の放射能濃度を 測定している。 放射性核種 ヒ しては相対的危険指数

ト中の拡散を 測定した結果が 日本の研究者から 報告されている。 それによると U 型ベントナイトのの大きい 4 元素をとりあ げている。具体的には 100中での拡散係数は K0‑ " 一1[ 「 ,wm27s であ年 および 10,000 午時点での相対危険指数の 大きい(表 5 参照) Am,Pu,Np 及び Tc を実験対象，ヒしている。 試験体は 5% のH2 を含む Ar ガスで満たしたグローブボックスの 中でガラス容器に 入れ、 最高 18 ケ月 まで静音し、 水中の放射能濃度を 測定しは拡散は認められていない。
ベルギ一の研究者からは、 固化ガラスを 粘土中に埋め、 放射線を照射しながら、 固化ガラスの 浸出速度を測定した 結果、 照射環境の方が 浸出速度が遅くなった ヒ 報告している。
(中オ 寸 ?お 八)ている。

りNa 型 て 。

Ⅱメ
8400

16800

（ 7200ぷ l2000@@ 6000‑u@ⅠD

穏 g6cc
弩ァ2@o

弩 3600
2400

ど4@00
2400

1200

010@ 8064202468@

1010@ 864@

202離 (mm)

距離 (mm)

H 型 ベントナイト

Na 型ベントナイト

品目図2ベントナイト 中の Pu の拡散 (20 。 C 約 l 月 )O

468@10センタ一の うごき
第 37 回

理事会

開 催

平成 6 年 6 月 10 日 (金) 開催し、 平成 5 年度事業報告及び 決算が承認されました。 また、猪熊監事の退任に伴い、 後任に菊池 坊 氏 ( W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 業務連絡会議開催
平成 6 年 7 月 19 日 (火 ) 開催し、 平成 6 年度に推進する 調査研究の内容等にっき 説明をしました。

平成 6 年度調査研究受託状況
平成 6 年 4 月 1 日以降 8 月末までの間に 、 次の受託契約を 締結しました。

託技
通商産業省

調査

研

究課

題

・廃棄体性能評価，天然バリア 安全性実証試験
・放射性廃棄物の 処理処分に関する 広報

6.
6,

G. 23
6. 236.

6 . 23・高レベル放射性廃棄物等の 処理・処分に関するフィージビリティ調査
・再処理技術高度化調査
・放射性廃棄物処理処分経済性調査
・放射性廃棄物処分高度化システム 確証試験
・低レベル放射性廃棄物処分可視画像 仕 調査
・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

6.
6.
6.
6.
6.
6.
G.
G.

8.
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8.
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8.

11
11
1224
25
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25

・放射性廃棄物処分におけるモニタリンバの6.

8.

1・原子力発電施設解体放射性廃棄物基準調査

動力炉・核燃料開発事業団

調査研究

鯨臼号
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編集発行

契約年月日