ンタトピックス
RA Ⅰ OACTⅠGEMENT@CENTER@TO

EⅠCS

レ:欠目OO

諸外国の返還廃棄物輸入確認について
センタ一のうごき

諸外国の返還廃棄物輸入確認について管理について、 また、再処理委託国としてドイツ、ベルギⅠスイスの 返還廃棄物の 輸入確認の現状について記述する。

はじめに我が国では使用済燃料の 再処理は国内で 行 う ことを基本としているが、 国内再処理施設が 操業を開始するまで、 当面、 海外の再処理施設に 委託しプⅠている。 受託国はフランスとイギリスである。 日2

再処理受託 国本と同様に国覚再処理委託を 行った国は、 ドイツ、ベルギー、 スイス、 オランダ、 イタリアであ る。

2‑

再処理委託 国 には再処理に 伴って発生する 放 月刊 生
廃棄物も返還されることになっている ，返還廃棄物には、 高レベル放射性廃液をガラスで 固化したガラス固化体と 燃料構造体、低レベル放射性廃液、雑 固体等をセメント や ビチューメンで 固化した低レベル放射性廃棄物があ る。 これら廃棄物を 我が国の廃棄物管理施設に 受け入れる際には、 輸入庫葉物に関する 事業所外 廃棄確認が実施される。 フ

放射性廃棄物管理の 概要
フランスにおける 放射，性廃棄物の貯蔵 及び処分施設を含むすべての「基本原子力施設 l は以下の規制を受ける。
・国の環境保護法及び 規制
・放射性廃棄物に 関する特別な 規制 (1963 年の法ランスからの 返還高レベルガラス 固化体について作業員の健康保護に 関する国の法律及び 規制

Ⅰ

フランス

り

1985
をはすでにこの 確認が行われた 上で 2 回の受け入れ年修正 ) : 施設の認可及び 管理手続き定めている。

基本安全規則 : 基本的な安全原則、 手続き、 技術 仕様を定めている。
原子力安全規制に 関する実質的主体は 原子力施設安全局 (DSIN) であ る。 放射性廃棄物発生者
は放射性廃棄物を 最終処分に適した 形態に変えるが 実施された。

(財 ) 原子力環境整備センタ 一では、 この事業所 外 廃棄確認に関する 調査を実施しており、 再処理受託国としてフランス、 イギリスの廃棄物製造O

までの全作業を 行い、 最終処分を一元的に 実施す(ANDRA) に引き渡す。
このため ANDRA
は放射性廃棄物の 製造において④雑 固体
放射能レベルの 低い廃棄物は、 雑 固体放射性廃棄次に示すような 役割を果たして @.、 る 。

切処理施設に 搬入され、放射能レベルに 応じて C0 、る 放射性廃棄物管理機構

非 " 汚染区域で発生し、 浅 地層処分対象となる

CBF,Cl2@ 放射性廃棄物の 管理0)ANDRA の役割
ANDRA

は DSINに区分される ， CO は搬入された 廃棄物を圧縮し、 20Oe ドラムに W 納 した後、モルタルで 封り入して製造される。 上記 200 とドラムのうち 設定
放射能レベルを 越えたものは CBF‑Clから権 限の一部を委託されとして 1 件

放射性廃棄物の 品質に関する 仕様承認及び 廃棄物

ご ・とファイバーコンクリート 製容器に収納さ発生者の品質保証体制の 評価も行 う 。 この評価に容器とドラムの 空隙はファイバーコンクリートが会社充填される。

は廃棄物発生者の 施設に直接立ち 入る監査も含ま②・国内発生廃棄物の管理
法令に ょ り、 放射性廃棄物の 発生者は ANDKAに引き渡すまで 責任を有している。 電力公社
(EDF) は使用済燃料の 再処理をフランス 核燃料(COGEMA)に依頼する と と も一｜スの 監査会社であ るビューロ・ベリタス(B Ⅵ f土の廃棄物処理の 監査を委託している。
③・海外再処理廃棄物の管理
基本 量 顧客 (BLC : 海外再処理委託者のグルーに COGEMAプ) は COGEMA

基本的に深地層処分対象となる

L、" 汚染区域で発生した放射能レベルの 高い 雑 固体は CBF‑C2 と呼ばれ、100f 容器及び 2Wf 容器に廃棄物を 収納した
後ファイバーコンクリート 製容器に収納され、 隙間はファイバーコンクリートが 充填される。
⑤圧縮処理COGEMA

では今後、 ハル・エンドキャップ 及び雑 固体を圧縮処理することを 決定している。 この圧縮処理施設(ACC)

は、 2000‑2001

年に運開予定であ る (図 Ⅱ。 図 2 に示すように 圧縮 体から提示を受けた 放射性廃棄物の方が高い減 容 効果 け． 5m3 つ 0.4m りが得られる。の仕様を検討し 承認するとともに、 ベルギ一の使圧縮 体容器の覚形はガラス 固化体容器と 同じで、用済燃料管理会社であ る シナ トム原子力研究バル

材質もステンレスであ る。 ハル等圧縮 体 には 0 及ープ (SYNATOM)

を通じて BV監査を委託している。 EDFもRLCに COGEMAと共に BVのび け / の主要核種が含まれており、 保証 値 には 表へ面線量率、 表面汚染、 外形及び重量等が 検討されている。ている。

4) 放射性廃棄物の 品質保証

3@ 再処理廃棄物の 概要
軽水炉 田WR) 使用済燃料の 再処理で発生する造は COGEMAの品質保証体制の 下で実施されるとともに、 ANDRA及び BV の監査を受け、 その廃棄物は、 以下のように 処理される。
C 高レベル放射性廃液
高レベル放射性廃液のか 焼物 (加熱し脱水した固形物 ) とホウ素・ケイ 素を主成分とするガラス原料を混合溶融しガラス 固化体としている。
②ハル・エンドキャップ

品質を確保している。 ANDKA

COGEMA

ハル・エンドキャップは、セメント固化さォ・ァ一グ工場の放射性廃棄物の 製は BVの監査能力

ほ ついても監査を 実施する。

なお、 フランス国内において 貯蔵 される廃棄物も海外に返還される 廃棄物も 、 全く区別なく、ANDRAの監査を受ける。
(a) COGEMAの品質保証体制
COGTEMAラ ・アーグ工場の 品質保証体制は 次Lのように実施される。

は圧縮処理が検討されている。

③低レベル放射性廃液
低レベル放射性廃液は、

ラ運転部門からの 独立組織「安全・ 品質・手法部 」を中心に推進H。 質 管理担当者をプラント 各レベル毎に 配置

スラ ソジ共沈処理を行い、 沈澱 物を ビチューメン 固化している。 現在は運転の監査、 チェック及び 検査を実施

主に蒸発濃縮することにより、 濃縮刷 を ガラス固H。 賀保証計画書及び H。 質管理計画書に 基づき化に送 液し 、 凝縮水を管理して 放出している。

実施

OソⅠの監査を委託しているので、 返還廃棄物も 国内発生廃棄物と同様の 管理下で製造されることになっl,hQQf のステンレス 製ドラムに封人される。 最近ⅡⅠれている。

ォトノ

図 l

ACCプロセス(b) 日 V による COGEMAの監査
BV は施設運転前に、 下記 4 項目について 監査を 実施し、 R。 賀保証体制は 十分であ ると結論付けている。
文書調査R。 賀保証体制の 評価
容量 l.5m,品質保証プロバラムノプロダクト

評価

技術評価

運転開始後は 次の監査を実施する。

定期的な監査‥‥‥品質保証/ 管理プロバラム㌧の 監査、 品質保証体制の 監査
技術監査プランに 基づく技術監査‥‥‥ 賀保
品口忍
証 / 管理プロバラムに 従っていることの 確言等
定期的な監査については 監査報告書、 技術監査

容量 0． 4m'

図2

ほ ついては月別及び 四半期ごとに 技術監査報告書

ハル等圧縮体の 概要を発行する。品質の保証された 固化体については、適合証明書を 発行する。

監査の終了ごとに 報告書が BLC各レベルで次の 管理を実施

一品質管理組織

自主検査
技術的な検査一品質保証担当者

社内監査 (組織、図書 @一 運転 員 レベル

BV は評価報告書を 発行する。
(c) ANDRA
による COGEMAの監査 (QA 監査 )
ANDR 辿はホット運転双に 品質保証 / 管理システム の監査を行い、 COGEMAが充分な品質保証社内監査を製造部門、 支援部門及び 外部供給業者、 サービス提供者に 吋し 実施逸脱の管理を「作業手順書」によりに提出される。

監査に 2 0 指摘された問題 占が全て解決された 後、/ 管理システムを 持っことを確認した。
QA 監査は、 国際標準規格 (IS09002) に従っ処理

調達管理の実施O

MAAGNOX
廃液のガラス 固化体のみであ ったが、1997 年からは MAGNOX廃液と LWR 廃液の混合てう ・アーグ工場の全ての部門について 行われた。

項目として下記が 含まれている。

廃液を用いてガラス 固化体を製造している。

図書の管理

調達 品は ついての管理・

コ ハル・エンド
エンドは、 セメント固化さ 杓L 500 Ⅰの ド測定機器の精度・ 較正ラムに封人される。

品質管理の記録

3． 炭酸バリウムスラリーノマルチ・不合格製品の 管理

運転開始後に、 COGEMA
は 、 3 年毎に QAの組織全体についてト監査を行 う とともに、 個別の部

炭酸バリウムスラリーノ MEB門に対する QA 監査も別途実施する。結果は DSINに 報告される。 逸脱のうち固化体の 品質に影響しない事項については、 COGEMAA処理され、 ANDRの判断によってリーノMEB⑤スワーフ (MAGNOX 燃料の被覆村寺 )スワーフはセメント 固化され 600 Ⅰのドラムにの運転開始双に RVに対して RVには充分な放射性廃棄物の 品質保証監査能力を有しているとの 報告を行った。 運転開始 後は、 BV品質保証体制の 認定

国内の放射性廃棄物と 同様に取り扱うことを 基本 としている。 NTT は放射性廃棄物を 製造するの業務に関するフォローアップ 、 抜取りによる適合証明書の 調査を行っている。

BNFLに対して、 セラフィールドの 放射性廃棄物製造施設の建設、 運転にかかわる 承認の条件とし2‑2 イギリス
り

放射性廃棄物管理の 概要て、

「適切な品質保証」を 要求した。 このため、

RNFL

イギリスにおける 放射，性廃棄物を規制する 基本法令は、 1960 年に制定された「放射性物質 法 」であ る。
原子力行政に 関係する機関のうち、 許認可権 を有するのは健康安全執行部であ る。 実質的な権 限はその下部機関であ る原子力施設検査 庁 (NlI)

は「原子力施設の 総合の仕様」。 B55882)

立した」 BNFL

品口賀保証プロバラムに基づき品質保証体制を 確

は、 その確立に際して、 国家認定協議会に認定されているロイド・レジスター (LR)による監査を 受けることになった。
1987 年、 NII は、 ガラス固化施設に 対して、BNFLが有している。

放射性廃棄物発生者は 放射性廃棄物の 安全かつドの部門品質保証マニュアルを 承認し、 ロイ・レジスタ一に よ る試運転前の 監査が開始され効果的な管理を 行い、 管理．に必要な全てのコストたn NII は、 この監査結果を 踏まえて、 990を賄う責任を 負わなければならないとしている。
放射性廃棄物発生者は、 低レベル廃棄物の 最終処分 のために、 1982 年に、原子力産業放射性廃棄物管理会社 (NIREX) を設立した。

ガラス固化施設の 試運転に対する「異議無し 通知」を発行した，

再処理廃棄物の 概要
使用済燃料及びマバノックス ((MAGNOX)
使用済燃料の 再処理で発生する 廃棄物は以下のように処理される。
①高レベル放射性廃液

BNFL

Ⅰ

年に1991 年に NII はガラス固化施設の「操業許可 J(LR の QA 部門 ) はを 発行した。 同年に 、 1
Ⅲ QA

品質保証体制の 合格書を発行した。 これにより、

2@

イギリス核燃料会社 (BNWL)

セラフィールドにあ る BNFL

設の品質保証体制は BS5882

では、COOEMA同型のプロセスを 用いている。 1996の品質保証体制の 有効性が認められ、 ガラス固化施設の 運転が可能となった。
(b) BNF Ⅰの品質管理・ 保証

LWRとⅠ封人される。

による BV の監査

イ

クラッド廃液と 同様の方法により 単

独 で固 型 化されている ，い固化体については 不適合固化体として 取り扱い、海外に返還されない。
は、 COGEMA

セ

遠心分離ケーキスラリーは、 炭酸バリウム スラ

込は逸脱処理フォローアップを対する監査を j い、 DSIN

クラッドは 、メント固化されドラムに 封人される。
④遠心分離ケーキスラリー

行 う 。 逸脱固化体のうち、 保証値の担保ができな(d) ANDRA
ANDRA

ェ レメン・ボトル (ME 日 @ クラッドいる。 BNFL

年まではのガラス固化施に基づき確立されては、 NTI に対して、 定期的にガラス固化体の品質管理状況について 説明している。

OⅠ逸脱したパラメータについて、b.

それらに関連する 運転記録等から 発生原因が調査され、 ガラス 固化体品質に影響を 及ぼすような 逸脱であ るかどうかが品質管理委員会において 検討され、 その取り扱い (適合または不適合 ) が判断される。

Ⅰ

輸入手続き
返還廃棄物に 対しても国内廃棄物と 同様に 、 最終処分場への 受け入れ基準を 満たしていることの認定が必要であ る。処分の受け入れ 基準はまだ決められていないので、 COGEMA

ガラス固化体のBN旺Ⅰでは、 製造したガラス 固化体が仕様に 適

プロセス認定においては、 品質管理上必要となる合することを 証明するに足る 製造条件 (品質記録 @がなければ不適合とし、 返還の対象としない 方針

放射能、 熱特性等の 16 項目が設定された。 これらの管理項目は、 ガラス固化体の 検査からは得らであ る。

れないものであ り、 プロセスの上流で 行われるべ(d) Ⅰ RlD (」 R の工業部門 ) による監査
LRTD は、 BLC G基本 量顧客 ) の委託を受けて返還ガラス固化体の 製造検査を実施し、 RLC に検査 結果 (適合 / 不適合) を報告する。 LRTD の 主き ステップを明確にしたものである。 認定には 次の事項についての 検討評価が B 聡によって行われた①放射性廃棄物の 品質に関する 16 項目の管理 項目及びこれらの 管理手法を明示したマニュアルな 業務は、 以下のとおりであ る。
品質管理手順に 従うソフトウェアの 運用及びの提出

保全の確認のための 年 1 回の定期監査
LRID

検査官によるガラス②上述の管理手法に 従って製造された 放射性廃棄固化体製造時の物が 、 最終処分場の 受け入れ基準を 満たすこと

BNⅧ L 検査記録とガラス 固化体仕様との 比較、及びガラス固化施設の 運転設定値の 確認のコールド / ホット試験による 確認③放射性廃棄体の 製造時に製造者から 独立した 組織の専門家に よ る確認

3.

BNFL

再処理委託 国ガラス固化体についても COOEMA

ガラ

ス固化体と同様の 認定を行 う 。 プロセス認定の 手
3‑Ⅰド順 に従ったことを 確認し、 輸入許可する。

イソl) 放射性廃棄物管理の 概要

COGEMA

ドイツにおける 放射性廃棄物を 規制する基本法
令は原子力法と 呼ばれる「原子力平和利用及び 障害 防止に関する 法律」であ る。

文書及び検査による 確認を実施する。
ガラス固化体の 搬出双の検査を 含む輸入手続き
を 示す。
① ONS

連邦環境自然原子力安全 省が 、 使用済燃料と 放
射 ， 性廃棄物の管理の 全ての管轄当局であ㌧での搬出時及びドイツでの 輸入時にり、 各州は COGEMAのデータシートを 基に 、 州当局に連絡し 承認を得た上で、 COGEMAに キの 許認可当局の 監督も行 う 。 連邦研究技術者が 廃ヤスクへ の キヤ ニスタの封人を 許可する。 キヤ

菓物管理技術の 研究開発の責任を 負 ，連邦放射線 防護 庁 (B 篤 ) が、 連邦政府の委託を 受け連邦政府が設置する 放射性廃棄物の 貯蔵所及び最終処

付し発送の承認を 得た上‑で発送する。

スク の表面温度等を 測定し、 結果を州当局に 送う分場の建設、運営を行 つ、②輸送の可否は 州政府によってモニターされる。
B 偲は連邦の規制当局であ り、 全体の規制の 大原子力法では、 放射性廃棄物の 処理及び貯蔵 等は発生者の責任としている。 このために、 原子力③搬出時の確認はドイツ 技術検査協会が 行 。

発電を行っている 電力会社 12 社は、 再処理等をc.

枠を設定した上で州が直接の 承認を行 つ.

う実施する子会社 (GNS) を設立した。

確認項目及び 手法

COGEMA

ドイツでは 1997 年までに 3 キャスク (84 体のラ ・アーグ工場における 搬出双の検査項目は空キヤスク、 収納と蓋の取り 付け、 リーガラス固化体 ) をすでに受け 入れている。

クテスト とキヤ ニスタの表面線量率などである。

ゴアレーベンにおける 貯蔵 受け入れ検査は キヤス

2)a.

0 表面線量率、 表面温度、 表面汚染及びリーク

返還廃棄物の 管理方策

ク

基本政策

テストであ り、 表面線量率及び 表面温度について返還廃棄物を 国内発生放射性廃棄物と 同等に取扱うことを基本としている。

は測定値と計算 値 が比較される。

O3@a.

査を行うこと。

返還廃棄物の 貯蔵 ・処分方策

膿 Ⅰは F に開示されること。

⑤ BW の監査内容が ON

基本政策

国内発生放射性廃棄物と 同等に取り扱うことを基本とする。
b. 貯蔵方策⑥返還放射能量が 委託時の量を 超えないこと。
⑦ ONDRAF

放射性廃棄物の 品質に関する COOEMA

最終処分場の 操業開始まで 放射性廃棄物はキャ頁

放射性廃棄物の 返還に伴って 送付される図書の閉じ込め性、未臨界性が重要であ るが、 キ
クる。
従って 、構成・内容⑧落下事故キャニスタをガ ス固化体の品質が 保証 直を満足することを 前

ONDR は F の事前承認 虹

しに返還しないこと

ィ⑨ ONDRAF
による COGEMA
ラ ・アーグ工場での 搬出検査 (主に図書検査 ) を実施すること。
⑩ Belgoprocess が輸入確認を 実施すること。

いる。
処分方策

全ての種類の 放射性廃棄物は 地下深部の地層向に最終処分するという 方向が決定されている。 返還廃棄物のうち、 非発熱性のもの (雑 固体、 ビチ

返還廃棄物の 製造にかかわる 認定については、の監査が行われることを 前提にした上で、 ベルギ一の審査において 必要とされる 情報のうち 不BV

ユー メン固化体 ) はコンラッド 処分場で、 ガラス足している部分については ANDR はから情報を 人

固化体はゴアレーベン 処分場で最終処分する 計画であ る。

手するとしている。 ガラス固化体返還の 手順は以下の様に進められる。
① COGEMAAが う ・アーグからガラス 固化体を モ

3一 2 ベルギー

ルヘ 輸 送 する。 その際、SYNATOM

放射性廃棄物管理の 概要
放射性廃棄物を 規制する基本法令は、 「電離放射線から住民及び 労働者を保護する 一般規則(1963 年正命) 」及び「放射性廃棄物及び 核分裂性 物質の公共管理機関の 任務及び機能形態を 定め6 玉食 @981 年 ) 」であ る。
規制監督官庁は、 従事者の問題を 扱う雇用労働省及び最終処分の 問題を扱 厚生家族 省 であ る。

グ において COGEMAAりク

返還廃棄物の 管理方策
基本方策とc.

がガ

確認項目及び 手法

ガラス固化体の 輸入時の確認については、COGEMAが提供するデータに 基づいた記録による確認とキャニスタの 外観、 表面汚染及び 表面線量が搬出時に 検査される。 貯蔵 施設受け入れ 時には外観と表面汚染が 検査される。

返還廃棄物の 輸入承認は国内発生放射性廃棄物同等に取扱 ことを基本として 行われる。 受けう

入れは SYNATTOM

からキャニスタを 取り出し、 ONDRAF

ラス固化体の 検査を行い、 その後受け入れが 開始 される。

が行い、 貯蔵 、 最終処分に責3)

返還廃棄物の 貯蔵 ・処分方策

a.

基本方策

任を有する放射性廃棄物及び 核分裂性物質に 関す
6 国立機関 (ONDlは F) に引き渡す。
b. 輸入手続き
返還廃棄物の 受け入れ条件、 手続きを示す。

返還廃棄物の 貯蔵は ONDRAFが国内発生放射性 廃棄物と同様に 実施する。
b. 貯蔵 方策
最終処分場が 利用出来るようになるまで 貯蔵 を

①フランスの 規制当局による COGEMAのガラス行 う 。 現在の計画に よ れば、 ベルギ一で発生する固化体仕様及び 製造プロセスの 承認。
②プロセス認定について ANDRAと協議する。
③返還廃棄物の 品質が受け入れ 基準を満たしてい全ての放射性廃棄物はモルの 貯蔵所で貯蔵 する。
返還廃棄物もここに 貯蔵 される。
c. 処分方策1985 年に放射性廃棄物の 最終処分に関する 総合計画が策定された。 高レベル廃棄物は 深地層 処ること 0④ COGEMAAの製造管理に 対して BV が独自の監O

ゼ2@が う ・ア一に対する輸送確認を 行②モル貯蔵 施設において、 図 3 、 4 の手順で キヤス

うa.

り提にすれば、 キャス ク で安全に貯蔵 出来るとしてc.の図書

承認手 Jll書

スク貯蔵 が計画されている。
ガラス固化体の 貯蔵では表面線量率、 発熱率、により担保出来るものがほとんどであへ 以下の図書を 開示すること。

放射性廃棄物の 品質決定方法に 関する説明書

へク・@ノのク

キ

3

台 図

一車

一年
Ⅰ い査
検遮内/部ガス"ヰスⅠク

キ/ 移送台車

ノⅡ/(遮へい窓に2個のマニュプト列

貯蔵
ピッ@

図4

キャス ク からのガラス 固化体の取り 出し方法

命 に、低レベル廃棄物は 浅地層処分にするとして廃棄物については 深 地層いる。 超ウラン @RU)
処分と浅地層処分とに 分類される。

推進、 ②最終処分の 実施、 であ る。

1

放射性廃棄物管理の 概要
スイスにおける 放射，l生 廃棄物を規制する 基本法
令は 「原子力の平和利用及び 放射線防護に 関する連邦法」 (原子力法 ) であ る。
放射性廃棄物の 規制当局は、 連邦運輸通信エネ

れ手順には次のものが 予定されている。の責任範囲は、 原子力施設の 建設や放射の際、 HSK承認する。 こは最終処分について NAGRAの同意 をとる。
③原子力法に 基づく承認を 受ける。
④放射性廃棄物の 輸入時に、 電力会社に よ る輸入確認を実施する。
⑤放射性廃棄物の 輸入時に、HSK に よ る輸入確認を 実施する。

スイスでは放射性廃棄物はその 発生者が管理責任を負うことが 義務付けられている。 このために、原子力発電を 行 電力会社及び 医療、 産業界の放射性廃棄物の 管理責任を負うスイス 連邦政府機関
うは、 1972 年に合同で、 放射性廃棄物の 最終処分ををは、 放射性廃棄物の 仕様が輸送、 貯蔵 、最終処分に対応出来るものとしてラインとして 発行している。

. 放射性廃棄物貯蔵 全国組合 (NAGRA)に従って、 仕様承認を輸に 提出する。

② HSK

準拠した放射性廃棄物管理の 指針・基準をガイドー っ(R‑14)

人双に受けるために、 電力会社は貯蔵 に関する安全解析 書 を各放射性廃棄物毎に 作成し、 HSK性 廃棄物の貯蔵 に関する安全審査等であ る。
HSK は国際放射線防護委員会 (ICRP) 基準に立した。 NAGRA

基本政策①ガイドラインる エネルギ一局が 有しており、 実質的な審査はその下部組織であ る原子力安全検査部 (HSK) が行イ了
ノa.

基づく承認を 受ける必要があ る。 従って 、 受け入ルギ一省であ る。 規制の権 限は、 その ‑‑ 組織であつ. HSK

返還廃棄物の 管理方策

返還廃棄物につ。 ても、 国内発生廃棄物と 同様に 規制することを 基本としている。
b. 輸入手続き
輸入時には、 輸入放射性物質として 原子力法に3円スイス

Ⅰ

2@

設

スイスでは、 返還廃棄物も 他の許認可と 同様にの主要な業務は 、 ①研究開発の扱われることになっている。

O表 l

Z Ⅷは GAG

施 設 構 成低レベル廃棄物処理
低レベル廃棄物処理
高レベル廃棄物中間貯蔵
中 レベル廃棄物中間貯蔵
低レベル廃棄物中間貯蔵研究所発生廃棄物中間貯蔵c.

仕 様・備 考 等
セメント固化・ 圧縮
プラズマ溶融キヤスク貯蔵コンテナ貯蔵 ・ホットセル

未着工
PSI

では電力会社が 提出する記録によって 確認することを 考えている。HSK(ポールシューラ 研究所 ) により運営が 国内発生放射性廃棄物と 同様に実施する。
放射性廃棄物は 表 l に 示す よう に貯蔵 される。

確認項目及び 手法

HSKの施設構成が検討している 輸処分方策c.

放射性廃棄物は 発生源に応じた 仕分けを行い、各放射性廃棄物中の 核種濃度を明らかにし、 放射能 レベルに応じて 下記の処分が 考えられている。

入確認は 、 例えば、 個々のガラス 固化体のデータシートの記載値を 確認することが 基本であ るとしている。 実測については、 キャス ク の表面温度、表面線量率、 表面汚染密度、 漏洩率であ る。

地表面近傍の 洞窟
100 一 600m

3)

返還廃棄物の 貯蔵 ・処分方策

a.

基本方策

メ
㌔の深さの岩石層中1,000 一 1, 。5OOm

返還廃棄物についても、 国内発生放射性廃棄物同等に取り扱う。
b. 貯蔵方策
貯蔵 は放射性廃棄物中間貯蔵会社 緒WILAGAG)(花樹 岩 )の深さの岩石層中(花間者 )

本報告は、 科学技術庁からの 委託調査研究として 、 財団法人原子力環境整備センターがと実施した「返還廃棄物の輸入確認手法調査」の 成果を取りまとめたものです。 (妹尾 宗明 、 大麻正弘 )センタ一の うごき研究発表会の 開催
平成 9 年 12 月 16 日 (火) 開催し、 「コンクリート容器廃棄体の 導入」、 「放射性廃棄物処分用コンクリートサイロの 高度化」等の 5 テーマについての 発表を行いました。

Ⅰ
平成 9 年度調査研究受託状況
平成 9 年 12 月 1 日以降、 平成 10 月 2 月末までの間で、 次の受託契約が 行われました。

委 託 者
電力各社等
動力炉・核燃料開発事業団

編集発行

調 査 研 究 課 題
・規制除外基準策定に 関する研究・性能評価への 情報提供の観点からみた 処分場の管理技術に関する研究

財団法人原子力環境整備センター〒 l05‑0001

目 8 番 10 号第 15 森 ビル
FAX 03‑3504‑1297

東京都港区虎ノ 門 2T

Ⅱ」 03‑3504‑108@

(代表 )

O

契約年月日
9.

l2.

1l

9.

l2.

1