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６.１２.１「原子力資料情報室通信」No.５１０!"#$%&'()*+,-./0001"
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京都大学原子炉実験所!"#$

ある講演会で原発の話をしたところ、地層処分の問題に関わっているという参加者から、「ご存知と思うが、ガラス固化体の隔離期間が最近は8000年になっているが……」という質問を受けた。地層処分の隔離期間は20万年から100万年というのが、私の頭の中の常識だったので、「8000年のことは知りません」と答えた。 10万年
後に放射能が漏れて、近くに住んでいる人の被曝量が毎年何μSvになります という地層処分の話は、どうにもリアリティーがもてないので、これまでマジメに調べたことはない。でも、20万年〜100万年 → 8000年というのは、専門は原子力工学ですと言っている身として、知らないで済まされないのでカラクリを調べてみた。

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まずは、 高レベル廃棄物 ＋ 地層処分 でネット

私の理解しているところでは、日本が現在進めて検索するとそれらしい資料がワンサカ出てきた。表いるガラス固化体地層処分の技術的基礎は、1999

1は、発表者「資源エネルギー庁」のパワポ1）の要点

年に核燃サイクル開発機構（旧・動燃、現・原子力研をまとめたものである。潜在的有害度が 天然ウラ究開発機構）が発表した、「わが国における高レベルン並みになる期間 は、使用済み燃料の直接処分で放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性：地層処分研

約10万年、再処理すると、軽水炉ガラス固化体で究開発第2次取りまとめ」2）である。

約8000年、さらにものすごいのは、高速炉（FBR）

その第2次とりまとめでは、ガラス固化体中の放ガラス固化体の約300年である。300年といえば、射能量の推移が図1のように示されている（下方の低レベル廃棄物ドラム缶埋設処理の管理期間が、た破線は今中が追加）。この図の横軸（時間軸）
は変わしか300年だった。300年で天然ウラン程度の有害っていて、左端が10の9乗、つまり10億年前、ひと度になるなら「高速炉を使えば、地層処分なんて、目盛り10倍ずつ減っていって、真ん中がゼロ、ついらんじゃん！」と思ってしまう。

まり現在（発電開始時）、そして10倍ずつ増えていて右端が10億年先である。縦軸は、ウラン核燃料!"#$%&'()*+,-./0123456789!"#$!"
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１トンに相当する放射能量である。原子炉で 発電
すると核燃料中の放射能量が一挙に8目盛り（10の8乗で１億倍）増加し、ガラス固化体となってからは、時間とともに減っていく。その減っていく線は、10の4乗（1万）年から5乗（10万）年の間で、ウラン鉱石時代の放射能量の線と交差する。つまり、図1を作った原子力研究開発機構が言いたかったことは「核燃料1トンから発生するガラス固化体の放射能が、燃料の製造に必要なウラン鉱石の全量（約750トン）がもつ放射能と同レベルになるまでに数万年!
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２０１６.１２.１「原子力資料情報室通信」No.５１０程度を要する」ということである。

定されている中間貯蔵施設では、10万Bq/kgを越え私の常識（20万〜100万年）より短いものの、「ガラる汚染物は、特別扱いで保管されることになっていス固化体の放射能がウラン鉱石並みになるのは数万る。天然のウラン鉱石並みといっても大変な放射能年が必要」
かと思いながら、図1をじっくり眺めた濃度である。

ら、何か変だ。図1で比べられているのは、750トンというウラン鉱石ひと山がもつ放射能の総量と、!"#$%&'

500kgというガラス固化体約1個分の放射能の総量

隔離期間8000年 の出処らしきものは、2005年であった。 ウラン鉱石並み というのであれば、本に発表された「原子力政策大綱」
策定会議に提出され来は重量当り、つまり放射能濃度で考えるべきであた検討資料3）に見つかった。図2に示すように、そろう。図1の下方の破線（今中が加筆）は、ウラン鉱の資料では、使用済み核燃料の有害度がウラン鉱石

石 1トン当りの放射能で引いた線である。ガラス固並みになるまでに、直接処分10万年、軽水炉ガラ化体の放射能濃度がウラン鉱石並みになるのは、約ス固化体8000年、高速炉ガラス固化体300年となっ1000万年後である。ていて、表1と同じ内容である。ただ、図の縦軸のちなみに、ウラン鉱石1トン当りの放射能量は（ラジウム226やビスマス214といった、ウランが崩

潜在的な有害度 は、キチンとした説明がなく図だ
けからは何のことやら分からない。

壊して生成する系列核種を合わせて）14億Bqであり、図2の根拠となっていそうなデータとして辿り着kg当りに換算すると140万Bq/kgとなる。これがどいたのが、原子力研究開発機構のレポート「使用済れくらいのものかというと、福島第1原発周辺に予み燃料の潜在的放射性毒性評価のためのデータベー!
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６.１２.１「原子力資料情報室通信」No.５１０ス」（2010）だ っ た4）。そ の レ
ポートのさわりの部分を図3に示す（下部の一点鎖線は今中が追加）。横軸は年数で、原子炉取り出し1年後から始まって10倍ずつの対数表示で１億年後まで。縦軸は「潜在的な有害度」となっていて、そ の 単 位 は「核 燃 料1ト ン 当りのシーベルト」である。放射能の危険性は放射性核種によって異なるので、ICRPが示している 経口摂取にともなう内部被曝換算係数 を有害度の目安に用いて、それぞれの核種について（放射能量：Bq）
×（内部被曝換算

ウムとウランを除いた）MA核種だけなら約8000年

係数：Sv/Bq）を有害度（Sv）とし、各核種を足し合わ後、アクチノイド全体だったら約20万年後である。

せたものが「潜在的な有害度：Sv／核燃料１トン」として縦軸になっている。

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このやり方では、プルトニウム239とセシウム

図2は、直接処分の使用済み核燃料、または再処137で同じBq量の放射能があったとしても、内部被理されたガラス固化体（軽水炉とFBR）の有害度を示

曝換算係数は、プルトニウム239が2.5×10−7Sv/Bqしている。一方、図３に示されている有害度は、原でセシウム137は1.3×10−8Sv/Bqなので、有害度は子炉から取り出した核燃料に含まれていた核種グルセシウム137の方が19分の1小さいことになる。

ープごとの有害度であって、ガラス固化体の有害度

図3をじっくり眺めて見よう。取り出し20年後まではないことに注意。

では、潜在的な有害度の主役は、（セシウム137やスガラス固化体の危険性がウラン鉱石並みになるのトロンチウム90といった）FP（核分裂生成）核種で、に、図1では数万年だったものが、図2で約8000年それ以降は、（プルトニウム、ウラン、ネプツニウム、になっている理由を考えて見よう。図2の、「ガラスアメリシウムといった）アクチノイド核種である。

固化体
（軽水炉）
」の有害度は、図3で言えば、「FP核アクチノイド核種からウランとプルトニウムを除い種」全量と「MA核種」全量に、プルトニウムの0.5％た残り（ネプツニウムやアメリシウムなど）は、マイとウランの0.4％を加えたものである。この場合、ナーアクチノイド（MA）と呼ばれる。図3の特徴は、（プルトニウムとウランはMAに比べて少なくなるの100年を越えるとFP核種の有害度が激減をはじめ、で）100年を少し越えたところからのガラス固化体

1000年後にはアクチノイドと比べると無視できるの有害度はMA核種が支配的になり、約8000年後にほどに減っていることである。

天然ウラン並みに至る。一方、図1では、ガラス固図３に従うと、使用済み核燃料に含まれる放射能化体の危険性は放射能量Bqで示してある。
（本稿での有害度が天然ウラン並みになるのは、FP核種だは図を示していないが）軽水炉ガラス固化体で、けなら約300年後、（アクチノイド核種からプルトニ5000年後から50万年後にかけて放射能量Bqとして!!
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２０１６.１２.１「原子力資料情報室通信」No.５
１０

れば、約300年でウラン鉱石並み
は 成 立 す る。し か し、1％（2桁下）であれば約1000年となる。高レベル廃棄物からのMA回収は、日本ではもちろん経験がないし、世界でも実験室規模で試験されているだけのようだ。高速炉そのものはもちろん、高速炉燃料の再処理も具体性のある話ではない。ちなみに、図３の一点鎖線は、今中が加えたもので、セシウム137濃度 が1000万Bq/kgの 汚 染 土 壌 の「１トン当りの潜在的な有害度」
を示している。
最も多いのは、FP核種のひとつであるテクネチウ
ム99（半減期21万年）である。ところが、テクネチ
ウム99の 内部被曝換算係数は6.4×10−10Sv/Bqと小!"#$%&'(ガラス固化体の隔離期間8000年の話を調べた結さく、プルトニウム239に比べると約400分の１で果、以下の3つのカラクリが見つかった。

ある。危険性を示す縦軸の単位を、「放射能量」から!ウラン鉱石750トンと500kgのガラス固化体中の「潜在的有害度」に変えることにより、FP核種の寄放射能総量を比較して ウラン鉱石並み としてい与がガタッと小さくなったことが、数万年だったもることのが約8000年へと短くなった理由であった。

!潜在的有害度の導入によりテクネチウム99といついでに、「ガラス固化体（FBRサイクル）の有害度った半減期の長いFPの寄与を小さくしていることがウラン鉱石並みになるのに約300年」を考えてみ!現実性があるかどうか分からない99.9％というアよう。図3は、軽水炉燃料についての計算なので、クチノイドの回収率を仮定していること

FBRサイクルになれば若干変わるはずだが、近似的に図3で考えて見よう。
（もんじゅではなく、将来もんじゅも六ヶ所の再処理工場も、本来、1995採用する）FBRサイクルでは、再処理でプルトニウ年のもんじゅナトリウム火災事故の際に抜本的な見ムとウランを取り出した後の高レベル廃液からさら直しが必要だったはずなのに、ここにきてようやくに（ネプツニウム、アメリシウム、キュリウムといもんじゅの廃止が決まりそうだ。しかし、潜在的核った）MAを抽出する。そのMAは、FBRの燃料に混保有国 としての日本が、高速炉路線を簡単に放棄ぜて高速中性子に核分裂させ 消滅させる

そうだ5）。

は し な い だ ろ う と 眺 め て い た ら、フ ラ ン ス の

図2のFBRガラス固化体のミソは、「99.9％というアASTRID計画とやらに相乗りする方針とかが新聞にクチノイド核種の回収率」にある。つまり、FBRガ出ていた。
「ガラス固化体の隔離期間を約300年とラス固化体に含まれる放射能は、「FP核種」全量と短縮して高レベル廃棄物問題を解消」というのが、「アクチノイド核種」の0.1％とされている。図3をじ

ASTRIDに向けてのうたい文句らしい5）。原子力ムっくり眺めて頂ければ分かるが、アクチノイド核種

ラはいつまでたっても懲りない人々の集まりのようが0.1％（アクチノイド核種の線は3桁下になる）であだ。

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