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放射性廃棄物安全基準(RADWASS)

S次OO

発電用原子炉運転廃棄物の発生と処理の変遷
lAEA

Ⅰ

策定計画について発電用原子炉運転廃棄物の 発生と処理の 変遷

l . はじめに現在。 我が国の電力供給のお ょそ 4 分の 1 を 担対応しながら 進められた。

原子力発電は ，過去二十数年をかけて 定着化をはかり，電源エネルギ 一の多様化ならびに 電力の安定供給に大きく 貢献している。
ここでは，その大部分を占める軽水炉 (BWA"R,PWN"田の放射性廃棄物処理技術を 中心に， その変遷につラ197.m
年 l0CFR50

米Appendixl (ALAP の考慮 ) 0 発効

国1975 年

ReeulatoryGuidel. 112 (環境放出放射能評価指針 ) の発行
原子力委員会・ 環境安全専門部会における ALAPの考え方の導入検討
日1975年発電用軽水炉施設周辺の 線量目標値に関する指針の 制定
本1976 年 同上線量目標値の 評価に関する 指針のおⅡ宏
1972 年

い てまとめてみることとした。

米国からの導入初期の 発電プラントは。 必ずしも良好な稼働率が 得られ々， 我が国の国情を 配慮
しつっ幾多の 改善策が取られて 来た。 この間，高度な技術力を 背景に， 3 次に 亘る 改良標準化が 進められ，世界的にも 第一級の軽水炉発電プラントの 完成を見ている。 これからの成果は ，先行プラントにもバックフィットされ。 安全性の向上並びに 高稼働率の確保に 大きく寄与している。 放射，性廃棄物処理設備に 関する改良標準化は ，米国および我が国における 次の安全規制面の 強化(次表) に‑" の改良ォ面ホ 進 化の成果は ， A‑Bv Ⅴ R ， A‑Pv Ⅴ R 発電プラントの設計に集大成されており。
初期の発電用軽水炉に上ヒ べて次の点で 大小な改善を 達成している。
・環境放出放射能の 低減
・放射性廃棄物発生量の 低減
・発生廃棄物の 減容O

生する最終的な 廃棄物は，彼処理物から 分離した放射性物質を 含む固体または 固体に準じた 物として取り扱われる。 従って最終的な 処分の対象となる廃棄物は，原則として 固体廃棄物に 集約されるものと考えられる。
Ⅲ主な発 性廃棄物
通常運転中に 発生する廃棄物は 次の通りであ る。
気体廃棄物 ; プロセス 廃ガス [タービンオフガ
ス (BWR プラントのみ ), 一次系機器ベントガス
等 ], 汚染管理区域からの 排気，放射性廃棄物焼却・処理プロセスの 信頼性向上と 省力化従事者の被ばく 低減

以下に。 これらの改善項目に 対する適用技術の開発経過と変遷を 振り返るとともに ，今後の技術動向についても 考察する事とした。

2. 運転廃棄物の 発生と処理の 適用技術
軽水炉発電所の 運転に伴 い 発生する放射性廃棄
放射性廃棄物に 分類され，物は ，通常，低レベルその発生時点での 基本性状は，気体・ 液体・固体の三相であ るが，気体および 液体の処理に 伴 い派

炉オフガスなどがある。
杉戸@@穏璽アソプ装置

awltea
廃棄物処理 建屋の伊ン

ラ電発WO

RB

な片Ⅰ表ィ犬図第液体廃棄物 ; 一次冷却系の 各種ドレン類 (低 電導 度系 。 高 電導支系 ). 一次冷却水 津ィヒ
系廃液，使用済燃料プール 冷却浄化系廃液，復水濾過脱塩系廃液[脱塩器再生廃液を含む (BWR プラントのみ )]ランドリー廃液， シャワー廃液， ラボラトリー 廃

排気系の使用済フイルタ 類，保温材などがあ る。
発電所の定期検査時には ，廃棄物発生の様相が液な ビ があ る。

らの廃 樹脂，設備金属類，資材金属類。オフガス
コンクリーや排気系の使用済フィルタ ，保温材，ト片，養生用プラスチックシートなどが 増加する。
これらの廃棄物の 発生系統について ，第1 図および第 2 図に，それぞれ代表的な BWR および PlⅤ R発電プラントの 例を示す。

変わり，プロセスからの 廃 ガス や ドレン類が減少

し，機器の分解点検に 伴 洗浄廃棄，作業員の 出う

入りに伴

固体廃棄物 ; 可燃物では，使用済防護衣類。ウエス。 紙 タオル， プラスチックシート 等，難燃物

では。 使用済み防護マスクや 手袋等ゴム類，塩化ビニール製品等，不燃物ずは ，機器消耗部品等の 設
備金属類，使用済足場 材等資材金属類・オフガス やう

ランドリー や シャワー廃液，脱塩器か‑排レ」
第 2 図 代表的な 尺 Ⅴ
W R 発電プラントのレ'"""Oィタu㈲放射性廃棄物処理の 基本技術
放射性廃棄物処理の 基本技術は，重合反応を 伴ラプラスチック 固化技術等特殊なものを 除き ， 原
理 的に複雑な反応を 要しない 上ヒ頓 的単純な ィヒ学プロセスから構成されている。
気体廃棄物処理系 ; オフガスや排気に 含まれる粒子状放射性物質を 除去するための 高性能フィルタ (HEPAフィルタ ) および放射性ガスを 吸着分離する活性炭ホールドアップ 装置，活性炭フィルタ等であ る。 必要に応じ， 銀ゼオライト等の 特殊な 吸着材が用いられる 場合もあ る。
液体廃棄物処理系 ; 廃液中の微小腰 濁質およびイオン 状 不純物を除去し ， 浄ィヒ 水を回収再利用するため， 嚥濁 質を除く回波分離装置として ，精密濾過器。 遠心分離器，蒸発缶 (廃液濃縮 器 ) が用いられている。 また，イオン 秋物質を除去する 脱塩には，粒状イオン 交換樹脂を用いた 脱塩器 および粉状イオン交換樹脂を 用い，濾過も 兼用した 濾れる国里 ィヒ材 とその泥線方式によって ，種々の固化方式に分類され ，実用化されている。セメントを用いたセメント 均質固化装置 (インドラム混線法，アウトドラム 混線法，真空注入法 があ る ), 溶
扁虫アスファルトを用いたアスファルト 均質固化 装置 (遠心薄膜蒸発 缶法，混和機法があ る ), プラス
チックモノマ 一の重合反応を 用いたプラスチック均質固化装置 (インドラム泥線 法，アウトドラム混線法 があ る ) が実用化されている。 これらの方法と異なり，濃縮廃液を 脱水，乾燥，粉体ィヒしてペレットに成型する ぺ レット固化装置(圧縮成型法，押出成型法 があ る ) も実用化されているが ，このぺ レットは， 減容性の高い中間的な 固ィヒ体して密封保管され ，最終的にドラム 缶等に充填し ，同型 化材を注入して 固化体とする 予定であ る。 ス
ラリー廃棄物のうち ，粒状，粉状庭樹脂については，脱水，乾燥して焼却処理することも 計画されている。と過 脱塩 器 が用いられている。

固体廃棄物処理系 ; 当初から固体で 発生する前述の可燃，難燃，不燃廃棄物の他。 液体廃棄物処
理系 か萌派生する精密濾過器や 遠心分離器の 排出
スラッジ ，蒸発缶 の缶底液 (濃縮廃液 ), 脱塩器 や

3 . 廃棄物処理システムの変遷
導入初期の軽水炉発電プラントの 廃棄物処理 システムは，基本的に 米国の設計思想に 準じて造られていたが， その後の運転経験から ，我が国独自

濾過脱塩器から 排出される粒状および 粉状廃 樹脂等のスラリー 廃棄物 (水分を多量に 含む固形粒子の混合流動体 ) があ る。 可燃物は， オフガス処理を 備えた焼却 焙 じより焼却され ，少量の灰としてドラム缶に密封保管されている。 廃 掛戸旨や難燃物の一部は。 焼却処理される 場合もあ る。 難燃物 ，不燃物は， 彼処理に都合のよいよう 分別し，適切な 大きさに切断した ぅえ，ドラム缶に密封保管される。 その際，難燃 物は ，低い 圧力で圧縮充填する場合もあ る。 最近になり，不燃物のうち 金属廃棄物を 1000 トン以上の高 い 圧力で圧縮し ， 3 分の1 程度に減 容 して保管する 高圧縮減 容 装置も実用化されている。 スラリー廃棄物は ，タンク貯蔵された後，安定な 固イヒ体 としてドラム 缶に 固イヒ 処理される。 現在，主に定常的に 固化処理されている
ものは，発生量の 多 い 濃縮廃液 ず ，一定期間タンクに貯蔵 し， 短 半減期核種の 減衰を待って 固化処理が行われている。 固ィ巳 処理は固 装置に適用さの改善策が検討されるようになった。 ここで，冒頭に述べた 5 項目の改善策に 対応する適用技術の変遷を振り返ってみる 事にする。
Ⅲ環境放出放射能の 低減
軽水炉発電プラントの 運転に伴 プロセスオフ
うガス。 換気系排気および 廃液の一部は ，モニタリングされた後大気中や 海洋に放出されている。 言さまでもなくその 放出濃度ならびに 核種は，原子炉等規制法および 関連法規 @' 定める許容値を 十分下回るよ 配慮されて来たが ， 1975 年の「発電用軽水炉施設周辺の 線量目標値に 関する指針」の 制定を機に， ALAP の設計思想に 基づく犬山な 改良が実施された。
う気体廃棄物処理系では ，ンク貯溜減衰方式

タービン オ フガスの タ(数時間減衰 ) から活性炭 ホ一ル ドアップ方式 (数 10 時間一30 日間減衰 ) への変更 (BWR プラント ), 一次系ベントガス 系の同様な活性炭ホールドアップ 装置への変更 (PWR 新規ィビOⅡメプラント ) が実施されている。
液体廃棄物処理系では ，希釈放出していた 一部プロセス廃液の 全量を蒸発出処理による 回収リサイクル化，洗濯廃液の 蒸発出処理による 回収リサイクル化がはかられ ，ゼロリリースに 近 い 運用が可能になった。 これ 目 ，加えて，次に述べる発生量の低減対策と 相 侯 って，発電所敷地境界での 一般公衆被ばく 線量当量は，上記指針の 線量目標値(全身 ; 5 ミリレム ノ年 =0 ． 05 ミリシーベルト /午 ) を下回り，当初の 輸入プラントに 比べて 100分の 1 以下であ ると評価されている。
(m@ 射性廃棄物発生旦の 低減
廃棄物発生量の 低減対策は，発電プラントの 設計にまで遡及する 発生源対策と 廃棄物処理システ
ムでの対応策との 二面性を持っている。 前者では，燃料体の改良 (‑‑洗糸冷却水への 核分裂生成物 故出率の減少 ), 一次系の構成材料に 低コバルト材の採用，一次系冷却水の 水質管理の高度化および 停土中の蒸気配管の 乾燥窒素封入保管 (腐食生成物 ;クラッド発生量の 抑制， BWlM のみ ), タービン 軸封 蒸気系のクリーン 蒸気への変更 (オフガスの J氏減 。 BWR

ヒヴ用 化され。 更に 2 0 濾過性能の向上した ，中空糸模式濾過器が 採用される よう になった。 これに 20 ，濾過サイクル毎に 逆洗 排出されるスラッジは ，濾過肋材を伴わない 捕集懸濁質 のみとなり， その排出量を数 10 分の 1 に低減している。 この中空 糸模式濾過器は，標準モジュール 当たりの濾過面積が大きく取れるので ，処理水流量の大きい復水脱塩系濾過器への 適用が期待されており ，実証試験段
階 にあ る。 これは，RWR プラント復水系での 粉状樹脂の使用を 不要とするため。 効果的な発生源低減3%策 となる。
中空 糸膜 濾過器の例を 第 3 図に示す。
また，廃液発生量の 多いランドリー 設備についてのみ ), タービン復水器冷却細管にチタン管採用 (海水漏人の減少による 復水脱塩 器 樹脂の 長寿命化 ; 樹脂再生廃液の 低減または非再生 ィヒ，BWR のみ )。 弁 頬輔封部 のべローズシール 化 (排気 系の清浄化 ) 。 汚染管理区域内の 海水冷却 熱交換器の排除 (蒸発缶の長寿命 ，廃液濃縮率の 向上),タービン 建屋 換気系排気量の 抑制と局所排気を 排気筒からの放出に 変更 (気体廃棄物の 低減，希釈，BWR のみ ) なビ極めて広範に 直って総合的な 対策(モジュール内の素系拡大図)

ィヒ項型が 実施されてきた。
月莫

一方，廃棄物処理システム 側 ずは，王に新技術モジている。

気体廃棄物については ，発生源3%策で， ぱぼヌ寸
応済みと考えられる。
液体廃棄物については ，廃棄中の微細な 懸濁 質を 除去する精密濾過に ，従来採用されていたセルロース短 繊維の濾過肋材を 多量に用いるプリコー

ト式濾過器に 変えて，直接懸濁質を漉 分けずきる
細密孔を有する ，メンブレン(膜 ) 式 濾過器が実式

中空米模式(外イ寸杢 X 長さ法mm)
孔による処理システムプロセスの 変更により 3才処し様イ土径王
刑式

寸法

(mm)

第3 図， 2X2000

0 ．Ⅳm
カートリッジ式

l50@I X2300H

中空 糸膜濾過器

発生量が， セメント均質 固ィヒ 法のそれに べてそれぞれ約 3 分の 1, 5 分の 1 程度に低減できる。

は，水洗式 に変わり水洗 式 と同程度の汚染除去能

上ヒ

力があ るドライランドリーが 開発実用化されており，二次廃棄物の 発生量も極めて 少なく，廃液処理の負荷を大 山に軽減している。
そのぽか，定期検査時の 作業手順，施工法の 見面」，汚染拡大の 防止，器材の有効活用等管理面の改善も廃棄物発生量の 低減に大きく 寄与していまた，濃縮廃液を 乾燥， 粉体ィヒし， これをぺ レットに成型する ぺ レット固化法では ，成型時に圧密化がはかれるため 更に減容 性は向上し廃棄 体 発
生量が約 7 分の 1 程度になる。 いずれの方法も 改良標準化の過程で 順次採用され ，良好な成果が得られている。 今後，濃縮廃液以覚のスラリー 廃棄物への適用につていも 検討されている。

る。

㈹発生廃棄物の 減容
発生廃棄物は 前述のように ，最終的には固体廃ペレット固化システムの 例を第 4 図に示す。

スリラー廃棄物以覚の 固体廃棄物のうち 可燃物に棄物に集約され ， 浅 地中埋設処分に 適するコンディ、ンョ ニンバ

ついては，戚容性の 高い (50 一70 分の 1 ) 焼却処( ドラム缶等の 容器に固形 ィヒ 材で安定に固 する ; 廃棄体化) が施されて， その工程を終了する。 従って， コンディショニンバの 適用技術により，処分の 対象となる低レベル 放射性廃棄物固化体 (廃棄体) の発生量が変わる 事になる。
現在，定常的に廃棄体ィヒ が進められている 濃縮廃液については ，従来適用されたセメント 均質固ィヒ
法ずは，濃縮廃液 (固形分約 20%, 残り水分 ) をそのまま混合， 固ィヒ していた。 このため，廃棄 体に混入できる 濃縮廃液の量に 制約があ り，廃棄体化の過程で約 2 倍に容積が増加することになる。
この欠点を改善するため ，不要な水分を蒸発分離して固形分のみを 固形ィヒ材 と混合できる ，アスファルト均質固化法およびプラスチック 均質固化法が実用化されている。 これらの方法では。 廃棄休め理技術が定着しているが ，脱水，乾燥した廃 樹脂，難燃物し焼却できる 第二世代の焼却炉が 開発されている。 これは，復水濾過脱塩 器 をもっ RWR 発電

ィヒプラントの粉状 廃樹 月目 (1,1OOMW

級ず 20 一30t

ドライベースノ 年 発生) の減容処理に特に有効である。焼却炉の普及に 呼応して換気系フィルタの 可燃 も進められている。 換気糸 フィルタは。 従来，
ィヒ

金属 枠と グラスファイバー・メディアおよびブラスチック・スペーサーから 構成されており 不燃物に分類されていた。 これを一定温度以上ず 燃焼する特殊本粋 ，同様な処理を施したセルロース 系とメディアおよび 可燃プラスチック・スペーサ

一に変えて可燃化を 計り，大山な戚容を可能にしている。 また，一部で実用化されている 特殊焼却炉に焼却灰注入固化装置
第 4 図ペ ン 、ソト固イヒ システムO

っ果属し処て普た︐的程ム
結口が可金合し前1に灰べ率し物液や苦か空化
発
美かれっ︒
作︒
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要部も連しとこ関に寄与
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経には策
貞担夫巾

4 . 今後の技術動向

軽水炉発電プラントに 適用される廃棄物処理 プ

ロセスの単位技術は ， 我が国の国情を 配慮しつつⅠプⅡ

段階的に改善が 図られてきた。 したがって各発電プラントでの 改善状況は， その建設時期によって導入技術に相違が 生じており，最終処分の 対象となる廃棄体の 種類が多様化している。 これらについては， なるべく同一の 安全性評価にもとづいて，裏づけとなる廃棄浅 地層処分が実施できるよ体の評価データを 体系的に整備することが ，必要になるものと 考えられる。 また，固体廃棄物のうち不燃性 雑 固体に関しては ， より合理的な 処分を可能とするため ，放射性核種の組成，放射能濃度等を簡易に評価できる 測定，評価手法の開発，標準化された廃棄 体化技術の確立が 望まれている。
金属廃棄物等については 資源の有効利用 ヒ廃菓物低減の観点から、 適切な捺染技術や 汚染管理技術の組み 合わせを考慮した 再利用技術の 実用化が待たれている。 当面は，原子力施設内でのして実用化を 進めることも 有効限定利用を双提であ ろう。 廃液処理系においては ，高分子化学の進展による機能性膜の 応用が， イオン交換処理や濃縮処理等の 分野で期待されている。 期待される機能性膜 には。 限外濾過 膜 。 逆浸透膜，電気透析膜 ， イオン交換膜，水蒸気透過 膜等が有り，廃液の固液 分離，吸着分離等への 適用が考えられる。
うヒ

最後に，現在までの開発技術をべ ー スに1,100MW級 BWR 発電プラントの 年間固体廃棄物発生量 (200リットルドラム 缶換算) の評価例を示す。
現行稼働プラント ず可燃物焼却炉およびプラスチック均質固化装置を 採用した場合， 1000 目 500ドラム (実績値) 発生しているが。 これに各種の発生源低減対策と ぺ レット固ィヒ 処理を導入した A 一BWR

ずは，400 一500 ドラム程度，更に高圧縮減 容装置を導入するこヒにより， 100 一150 ドラム程度まず低減が可能 予測されている。 これは． 浅地層埋設処分サイトの 受入れ期間延長に 大きく貢献するもの 思われる。

Oヒ

ヒ付木片舞)

lA 三A 放射性廃棄物安全基準 (RADWASS)
IAEA は1991 年放射，l.
廃棄物管理における生調和のL れた国際的な 基準に関する 一連のドキュメント

実施方法の詳細

IAEA ずは，上調 1)1 件 ， (2)6件，(3)17件及び(4)しRADWASS@(RADoactie@

WAste@

策定計画について多数 (未定) のドキュメントの 策定を計画しているが， このうちプロジェクトの 第 1 段階としてのSafety

Standards) を作成するプロジェクトを 開始した。
このプロジェクトは ，開発途上国では 放射性廃棄物管理計画，管理組織及び 規制体制の設定のためにそれぞれのドキュメントが 使われ，先進国ずは放射性廃棄物の 管理と処分に 関する標準的な 安全確保のための 枠組みとして 活用されることを 期待して計画された。
わが国においては ，このIAEA の策定計画に 積極的に参加していくこととしており ，プロジェクトに対する対応策の 協議，会議出席者の 報告の聴取及びプロジェクトの 成果の評価を 的確に行 う ため，

フェーズ 1(1991 一1994)

においては次の 9 つのドキュメントの 策定が予定されている。
①放射性廃棄物管理の 原則 (安全原則 )②国の放射性廃棄物システム 計画 按 全基準)
③放射性廃棄物の 区分 (安全指針 )④放射性廃棄物の 処分前管理法全基準 )⑤医療，産業及び研究施設の低レベル 放射性廃棄ている。

物の収集及び 処理法全指針 )⑥放射性廃棄物の 浅地中処分 (安全基準 )⑦浅地中処分施設のサイト 選定 按 全指針)
⑧地層処分施設のサイト 選定 按 全指針)
⑨原子力施設の 解体 按 全基準)
なお，放射性廃棄物の地層処分については IAEA のSafetySeriesNo.99(高レベル放射性廃棄物の 地居処分に関する 安全原則と技術基準 ) を安全基準

Ⅲ安全原則 (Safety Fundamentals)
活動の目標(2@ 全基準 (Safety Standards)
現実的な要件(3@ 全指針 (Safety Guides)実施のための 勧告(4按 全実施細目 (Safety Practices)が考えられているよ う であ る。現在それぞれのドキュメントのドラフトが 作成され，検討が進んでいる。 現時点では流動的であ るので。 内容が纏まった適切な時期に ，順次各ドキュメントの 概要を本誌でも紹介する 予定であ る。
(中村治大 )

原子力安全委員会の 放射性廃棄物安全基準専門部
会のもとに 1991 年 5 月放射性廃棄物国際基準等検討会が設けられ。 本格的な取組みがなされている。
これらのドキュメントは 次の 4 レベルからなっとして位置づけて ，

このシリーズに 組み込むこと

センタ一のう ごき
平成 3 年度調査研究受託状況
平成 3 年度の事業として，平成3 年 12月 1 日以降平成 4 年 2 月末までの間に， 次の受託契約が 行われました。
委託元

調査研究課題

科学技術庁

低レベル放射性廃棄物の 陸地処分 (沃地中処分 ) に関する調査研究

4 . 1 .20

電力各社等

雑 固体廃棄物の 基準整備に関する研究

3 .12 . 4

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 剤 0号 制 5課ビル
丁日

L 03‑3504‑l08@(代表 )「AX 03‑3504‑l297

契約年月日O