放射性廃棄物処理・処分技術概論

国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構
バックエンド研究開発部門
核燃料サイクル工学研究所 環境技術開発センター
基盤技術研究開発部長
亀井 玄人 kamei.gento@jaea.go.jp((社)日本原子力学会 バックエンド部会 副部会長）

目 次• 放射性廃棄物の発生• 処理技術概要• 高レベル放射性廃棄物とＴＲＵ廃棄物• 放射性廃棄物の処分方策及び安全確保の考え方（地層処分を例に）• 地下研究施設での人工バリア試験（動画）2

放射性廃棄物の発生

3放射性廃棄物
原子力施設（原子力発電所、再処理施設、核燃料加工施設、研究施設）や医療施設などの運転や解体に伴って発生する廃棄物で、放射性物質によって汚染されたもの※※ 放射性物質の濃度が法律で定める基準未満の固体廃棄物は、一般の廃棄物と同様にリサイクルが可能（クリアランス制度）

4放射性廃棄物の発生
原料ウラン

ウラン廃棄物

ウラン濃縮施設
・燃料加工施設

MOX燃料加工施設

長半減期低発熱
放射性廃棄物（TRU廃棄物）

再処理施設

高レベル放射性廃棄物

ＲＩ使用施設等原子力発電所

試験研究炉、核燃料物質の使用施設等研究施設等
廃棄物(*)(*)原子力機構の再処理施設、ウラン濃縮施設等から発生する放射性廃棄物を含む。

原子力発電所
廃棄物

低レベル
放射性廃棄物

出典：内閣府（一部加筆）

5放射性廃棄物の発生フローと特徴
燃料工場

天然ウラン・・・

ウラン廃棄物
•

濃縮ウラン
（燃料）

成型
加工

ウラン燃料
原
子
力
発
電所

ウランが付着した廃材・ウエス等

濃縮

核分裂

核分裂生成物
（ＦＰ）

中性子
吸収

超ウラン元素（ＴＲＵ）

再処
理
施
設
で分離・・・

高レベル
放射性廃棄物•・・・

照射・・・

半減期が長いが、高レベル放射性廃棄物に比べ崩壊熱が小さい（放射性物質の濃度は様々）

発電所廃棄物•研究所・大学・医療機関等

半減期が長く、放射性物質の濃度が高く、崩壊熱が大きい

長半減期低発熱
放射性廃棄物（TRU廃棄物）•構築物等

半減期が極めて長く、数十万年間に亘って合計放射性物質の濃度が増大

高レベル放射性廃棄物に比べ、半減期が短く、崩壊熱も小さい（放射性物質の濃度は様々）

研究施設等
廃棄物

・・・
•

6
高レベル放射性廃棄物に比べ、半減期が短く、崩壊熱も小さい（放射性物質の濃度は様々）

処理技術概要

7放射性廃棄物の処理
処理：発生した放射性廃棄物を安全に処分するために行う処置

気体・液体の放射性廃棄物：国が定めた環境への放出基準以下に放射性物質を取り除き、放出
液体・固体の放射性廃棄物：処分の安全基準に適合するよう、固形化等の処置

放射性物質の閉じ込めと被ばくの防護が必要
8気体廃棄物の処理
減衰処理（放射性物質が安定な物質になる間、貯留）
吸着処理（化学的に放射性物質を取り除く）（例） Ag-X/Ag-S フィルタ
放射性ヨウ素を取り除くために、ゼオライトやシリカゲルに銀を添着したフィルタ

濾過処理（物理的に放射性物質を取り除く）（例） HEPAフィルタスペーサー

ろ材

セルロースあるいはガラス繊維で作ったひだのあるろ紙を使用したフィルタ。0.15μmの球状粒子に対して99.97％以上の捕集性能を有するものをいい、高性能エアフィルタとも呼ばれる。

外枠

HEPAフィルタ

9

液体廃棄物の処理
放射性物質や液体の特徴に応じて、放射性物質を取り除き、排出
固型化

10

液体廃棄物の処理
蒸発濃縮処理 廃液を蒸発缶に送り、加熱して濃縮

 この過程で、飛沫同伴が発生し、廃液中の放射性物質の一部が水蒸気側へ移行するので、飛沫同伴分離器が必要。この分離器の性能が、除染係数に影響。適切な分離器では除染係数は107程度。
 利点：除染係数が高い。減容比100～200
 問題点：装置建設費高コスト、二次廃棄物処理
 適用施設：原子力発電所、核燃料サイクル施設等

11液体廃棄物の処理
蒸発濃縮処理装置の例

12液体廃棄物の処理
膜分離処理
 中空糸膜の外側より内側へ原液を通して不溶解性の固形分を膜の外表面で捕集
 ポリエチレン製の中空糸膜には、孔径0.1μm以下の無数の孔。廃液中の固形分は膜の外表面で捕獲。
 利点：優れたろ過性能、少ない目詰り、極少二次廃棄物量
 問題点：有機物による汚染
 適用施設：洗濯廃液処理13

液体廃棄物の処理
凝集沈殿処理 放射性廃液中で、水酸化鉄等の水酸化物、カルシウムのリン酸塩、炭酸塩、フェロシアン化物等の難溶性塩を沈殿させ、その過程で吸着、共沈、混晶形成等により放射性物質を沈殿物中とともに除去。ろ過水を処理済廃水として放出。
 利点：大量処理可、低コスト、減容比が比較的大きい、多段処

理可 問題点：使用する薬剤による二次廃棄物が多量に発生

 適用施設：原子炉施設、核燃料製造施設、再処理施設等

14液体廃棄物の処理
イオン交換処理 有機又は無機イオン交換体による廃液中の放射性物質の吸着除去
 有機イオン交換体：イオン交換樹脂

 無機イオン交換体：ゼオライト等

 利点：簡便な処理操作。 DF：102～103
 問題点：使用済樹脂の再生操作、再生廃液の処理が必要

 適用対象： 有機交換体：原子炉水、使用済燃料プール水
 キレート樹脂：UとPuを含む廃液、放射能除染廃液15液体廃棄物の処理
セメント固化処理
放射性廃液、放射性スラッジ、放射性スラリー等、比較的低レベルのものを水硬性セメントと混和し、容器に充填して固化

16

固体廃棄物の処理
除染処理：ブラスト除染、化学除染 など
減容処理：焼却処理、圧縮処理、溶融処理 など

廃棄体化処理：モルタル充填固化 など処分施設の受け入れ要件に合わせ、容器に充填

17固体廃棄物の処理
焼却処理

18

固体廃棄物の処理
圧縮処理

一軸圧縮設備19

固体廃棄物の処理
圧縮処理

三軸圧縮設備20

固体廃棄物の処理
溶融処理

金属溶融設備21

固体廃棄物の処理
溶融処理

プラズマ溶融設備22低レベル放射性廃棄物（浅地中埋設処分対象）に求められる要件
整理番号の表示

均一固化体

充填固化体

放射性廃棄物及び線量当量率を示す標識

・セメント均一固化体
・アスファルト均一固化体

・溶融廃棄体・高圧縮廃棄体，等

強度・密封性を有する容器
著しい破損が無い
表面密度限度の1/10以下
放射性廃棄物

放射性廃棄物
最大放射能濃度を超えない

JGKT047017

JGKO047028

有害な空隙が無い定められた固型化材料
・セメント
・アスファルト・プラスチック

原研東海

・セメント

固化体の性状

廃棄物の性状・均質又は均一な固化体
・ｱｽﾌｧﾙﾄ：ｱｽﾌｧﾙﾄが重量で50％以上
・ﾌﾟﾗｽﾁｯｸ：ﾌﾟﾗｽﾁｯｸが重量で30％以上
・健全性を損なう物質を含まない

・固体状の廃棄物に限定
・健全性を損なう物質を含まない

廃棄体の強度製 作 方 法・セメント

：一軸圧縮強度 1,470kPa以上

・ﾌﾟﾗｽﾁｯｸ：硬さ値 25以上・耐埋設荷重強度を保有

・あらかじめ均質に練り混ぜた固型化材料を容器内の廃棄物と一体に充填
・耐埋設荷重強度を保有

原研大洗23高レベル放射性廃棄物とＴＲＵ廃棄物

24

中性子

ウランの原子核分裂で核種が発生
Ｓｒ９０９９Mo

137Ｃｓ

Ce

144

131 I

超ウラン（ＴＲＵ）核種も発生
25軽水炉内でのウラン燃料の燃焼に伴う組成の変化

26

再処理工程と発生する放射性廃棄物
大気放出
吸着処理

ヨウ素吸着材オフガス（TRU廃棄物）

各工程から

高レベル放射性廃棄物
ハル・エンドピース（TRU廃棄物）プロセス濃縮廃液
雑固体廃棄物（TRU廃棄物）○ハル 数ｃｍにせん断された燃料棒を、溶解槽で溶解させた際に溶け残る燃料被覆管 C-14(放射化生成物）を含む。
○エンドピース•使用済燃料集合体の末端部分•集合体のせん断時に、切断除去 C-14を含む。
○プロセス濃縮廃液•酸回収、溶媒再生、除染、分析等により発生し、蒸発濃縮等の処理後、固化○雑固体廃棄物•再処理工程の各工程で発生する雑多な固体状の廃棄物•可燃性（紙、布等容易に焼却できるもの）、不燃性 （金属配管、ガラス等焼却できないもの）に分類 （MOX燃料加工施設の操業・解体からも発生）○ヨウ素吸着材•使用済燃料のせん断・溶解時に発生するオフガス中の放射性ヨウ素(I-129等)を吸着した使用済みのフィルター27
原子力委員会新計画策定会議資料より

日本原子力研究開発機構
核燃料サイクル工学研究所(東海村）
食堂
原子力機構本部

再処理施設
ガラス固化処理施設

MOX燃料施設

地層処分放射化学研究施設
太平洋

地層処分基盤研究施設

28

高レベル放射性廃棄物とＴＲＵ廃棄物の放射能濃度分布
高レベル放射性廃棄物
1.0E+141.0E+13
1.0E+12

民間操業
民間解体
JAE操業
JAE解体
返還

ハル・燃料部材ピース

地層処分の対象←10000GBq/t←100GBq/tα放射性物質濃度（Bq/t）

1.0E+11
1.0E+101.0E+09←1GBq/t(目安)1.0E+08（政令濃度）

1.0E+07
ヨウ素吸着材

1.0E+06
1.0E+05

1.0E+06 1.0E+07 1.0E+08 1.0E+09 1.0E+10 1.0E+11 1.0E+12 1.0E+13 1.0E+14 1.0E+15 1.0E+16
βγ放射性物質濃度（Bq/t）

放射性物質濃度
総放射性物質量
発熱量

単位
Bq/t
Bq
W/本

高レベル放射性廃棄物
ＨＬＷ
β γ ：約1.0E+16 ，α ：約1.0E+14*1
β γ ：約2.0E+20 ，α ：約2.0E+18*2
2,300*1

地層処分ＴＲＵ(α区分=1GBq/t)
地層処分対象のＴＲＵ廃棄物
β γ ：1.7E+14 ，α ：4.0E+11*3
β γ ：1.7E+19 ，α ：3.9E+1661（JNFLハル・エンドピース）＊１：(財)原子力環境整備促進・資金管理センター 放射性廃棄物ハンドブック（平成１７年度版）より＊２：放射性物質濃度から、ガラス固化体重量：約500kg/本、発生量：40,000本として算出＊３：総放射生物質量を地層処分対象廃棄体の総重量：約98,000tonで除して算出

29

第２次TRUレポートより

放射性廃棄物の処分方策及び安全確保の考え方（地層処分を例に）

30

放射性固体廃棄物処分の分類
廃棄の事業
廃棄物埋設廃棄物管理※特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律

第二種廃棄物埋設第一種廃棄物埋設

地層処分

余裕深度処分

地表から300m以上の地下地表から50m以上の地下（最終処分法※で規定）

高放射能濃度

ピット処分

地上又は地表から50m未満の地下濃度上限値

低種類

放射能濃度

半減期(参考)C-14

1×1011 Bq/トン

5710年

Co-60

1×1015 Bq/トン

5.27年

Ni-63

1×1013 Bq/トン

100年

Sr-90

1×1013 Bq/トン

28.8年
21万年

半減期(参考)

放射能濃度

C-14

1×1016 Bq/トン

5710年

Cl-36

1×1013 Bq/トン

30万年

Tc-99

1×1014 Bq/トン

21万年

I-1291×1012 Bq/トン

1570万年

Tc-99

1×109 Bq/トン

α核種

1×1011 Bq/トン-

Cs-137

1×1014 Bq/トン

30.1年

α核種

1×1010 Bq/トン-

原子炉等規制法 政令第31条

濃度上限値

政令濃度上限値種類

出典：原子力安全・保安院作成

トレンチ処分

種類

放射能濃度

Co-60

1×1010 Bq/トン

5.27年

Sr-90

1×107 Bq/トン

28.8年

Cs-1371×108 Bq/トン

30.1年

半減期(参考)第二種廃棄物埋設の事業に関する規則 別表第二第二種廃棄物埋設の事業に関する規則 別表第一3132再処理と高レベル放射性廃液のガラス固化
高レベル放射性廃液
Pu 10kg

5 %(FP+TRU)

核分裂生成物等 50kg

U 940kg

1000 kg

33ガラス固化体＝高レベル放射性廃棄物
発生量100万kW原子炉1年間運転(稼働率80％)で70億kWh供給。
→ 約30トン使用済み燃料発生。再処理すると約15m3の高レベル放射性廃液が分離される。
→ ガラス固化体にすると約30本。
ちなみに70億kWhは、日本では100万人が1年間使用する電力に相当。
34

ガラスによる放射性元素の閉じ込め
酸素
ケイ素
ホウ素

ナトリウム
アクチニド
他の放射性元素
ガラス原料 （wt%)

廃棄物 (wt%)

成 分

含有率

成 分

SiO2
B2O3
Al2O3Li2OCaOZnO

45.0 ～ 46.6
14.2
3.6 ～ 5.0
3.0
3.0
3.0Na2OP2O5
腐食生成物＊
核分裂生成物RuO2
Rh2O5PdO
アクチニド

含有率
10.0
0.3
～ 3.5
10.0
0.74
0.140.35～ 2.435

放射能の推移からみた高レベル放射性廃棄物の特徴(JNFLガラス固化体)
111010核 燃 料 １t o n ( M TU ) に 相 当 す る 放 射 能 [G B q ]1010燃
燃 料料 取取 りり 出出 しし

出典：サイクル機構（1999）：
第２次取りまとめ総論レポート第Ⅰ章

109101010810107101069再再 処
処 理理 ・・ ガ
ガ ララ スス 固固 化化

876燃
荷燃 料料 装装 10荷10濃濃 縮
縮510105ウ
ウ ララ ン
ン 採
採 鉱鉱 ・・ 製製 錬
錬4101031010ミ

101101001010ウ ラ ン 鉱石（ 品1 ％位）-110（約750トン ）（約10ト61041021010210燃 料 装 荷 ま で の [時年 ]間010ガ ラ ス 固化体

ｳ ﾗ ﾝ1ト： ン ）ン ）（1083ウ ラ ン 原 料-1 核 燃 料-2104ル テ ー リ ン グ

減 損 ウ ラ ン

2101011（約500kg）-20010246101010
燃 料 装 荷 か ら の [時年 ]間

81036

処分施設の設計及び安全評価に必要なガラス固化体特性
日本原子力学会（2010）
１．放射性核種濃度

１４．最低結晶化温度

２．発熱量（発熱核種インベントリ）

１５．固化ガラス密度

３．固化ガラス組成

１６．キャニスター材質

４．高レベルガラス固化体表面線量率

１７．キャニスター寸法・形状

５．高レベルガラス固化体重量

１８．キャニスター溶接部の健全性（胴部）

６．プレナム部容積

１９．キャニスター母材の健全性

７．表面汚染密度

２０．キャニスター強度

８．固化ガラス重量

２１．キャニスター熱特性

９．固化ガラス寸（外径・高さ）

２２．キャニスター溶接部の健全性（蓋部）

１０．固型化の状態（均質性）

２３．破損・欠陥がないこと（外観）１１．固化ガラス破砕係数

２４．整理番号

１２．固化ガラス浸出速度（溶解速度）

２５．整理番号の表示方法・位置

１３．固化ガラス熱特性（熱容量、熱伝導度）
青：安全評価上重要な特性
37

NUMO-TR-10-00より引用

廃棄物処分の要件
・人間の継続的関与なしの長期的安全性・長期的安全性を科学的に予測できる見通し
・自国の領土内において処分の実現が可能
・現有の技術、知見が利用可能
・何らかの必要性が生じた場合に、処分された廃棄物の回収が不可能でない。
（OECD/NEA1984の整理に基づく）

38

安全確保の考え方
変動帯に位置
複雑多様な地質

日本の地質環境

地下水で飽和接近シナリオ

影響の可能性地下水シナリオ

対 策

地層処分システムの構築
岩盤

サイト選定

緩衝材

工学的対策

岩盤

安全性の確認

地層処分システムが備えるべき固有の性能を確保

地層処分システムの安全評価

39

高レベル放射性廃棄物地層処分
地下深部（300m以深）

天然の地層と人工物との組み合わせによる多重バリアシステム

地層処分施設
緩衝材
岩盤

地質環境•酸素がほとんどなく、金属が腐食しにくい•地下水の動きがとても遅い•放射性物質をくっつけて移動を抑える•人間の生活圏から離れており、人間活動や自然現象の影響を受けにくい

天然バリア

緩衝材
（主成分は粘土）•地下水の浸み込みを抑える•ガラス固化体から溶け出た放射性物質をくっつけて移動を抑える

オーバーパック ガラス固化体（金属製）•ガラス固化体が地下水と接触しないよう保護

人工バリア•水にほとんど溶けず、放射性物質を閉じ込める

40

41

ガラス固化体に含まれる代表的核種と処分後の挙動事例
半減期(年)

１本あたりに含まれる総放射能(Bq/本製造直後)

ガラスの溶解 地下水へに伴う放出の溶解度率(Bq/年)(Bq/L)

Sr-90

295.5x1015

Cs-13730

7.6x1015

Am-241432

3.0x1013

6.1x106

Am-2437370

7.9x1011

3.6x105

Se-79

65,0001.7x1010

6.1x102

Sn-126

100,000

3.0x1010

6.6x105

Tc-99

210,000

5.2x1011

2.5x103

Zr-93

1,530,000

7.4x1010

8.6x103

Np-2372,140,000

1.8x1010

1.2x102

Cs-1352,300,000

1.8x1010

想定されること

オーバーパック内で1000年で減衰数万年以上の地下水移行期間に減衰

多量の地表水により希釈

2.6x105

増田 純男（2014） 「地層処分概念の開発経緯」JAEA第7回地層処分コロキウム資料より引用

42

バリアの役割
90Sr, 137Cs, 241Am….

多重バリアが長寿命の放射性核種の移動を制限

放射線しゃへい
人間を放射性物質から隔離

危険度は自然バックグ
ラウンドに漸近
地質環境の安定性に関する不確実性が増大
人工バリア消失

人工バリア内への完全な閉じ込め

自然の分散・希釈効果

等価なウラン鉱石の有する毒性
79Se, 237Np ,135Cs, ….

1

10100

1000

10,000100,000years

U/Th/Ra

1 Million
43

長期評価モデルの確証？

室内実験

長期評価モデル

１０１０２

１０３

１０４

年
44

オーバーパック腐食速度
Corrosion data of archaeologicaliron relic 34),35)

Average corrosion depth /μm

105
104

Estimation bylinear-law

Lifetime assessmentof overpack（10μm/y）1)

103
Estimation by
power-law

102
101
100
Laboratory test data

10-1
10-1

100

101

102

103

104

Time /year

オーバーパックの腐食速度モデルとナチュラルアナログによる確認

45

処分場閉鎖後の安全性の証明
時間的な不確実性

長い時間（数十万年以上）
空間的な不均質性

天然の地質環境という不均質で大きな領域システムを作動させて直接的安全性を実証することはできない

シナリオに基づく予測によって人間の影響を論じ、システムの安全性を示す（間接的実証）
46

安全評価の体系
シナリオ解析

数学モデル・
データ「もし地層処分数学モデルの例
システムがこうなったら････」
C i
 2C iRd i
 D 2   i Rd iC i   i 1Rd i 1C i 1という筋書き
tx
そのために，将来必要なデータ起こりうると
Rd：遅延係数考えられる
λ：崩壊定数-場の性質
D ：拡散係数(Feature)-事 象(Event)-プロセス(Process)を抽出

ＦＥＰ

評価解析

安全基準

シナリオに基づくモデ
ルを用いた
影響の推定

指標：線量やリスク安全性の判断
47

地下水シナリオと安全評価（核種移行評価）に必要なデータ

母岩

ガラスの溶解速度

オーバーパックの腐食速度
地下水データ

溶解度
核種

収着・拡散
ベントナイト
間隙水水質
48

レファレンスケース（安全評価の基本的条件として設定）
堆積層
帯水層

河川

岩盤

断層破砕帯

処分場

100m以上

透水性亀裂

地下水の動き
掘削影響領域
岩盤

核種を含む地下水の動き

緩衝材
破損後のオーバーパック

ガラス固化体

人工バリア及び坑道周辺

周辺岩盤
49

線 量 [Sv/y]

高レベル放射性廃棄物地層処分の線量評価事例
10410310210

1

10010-110-210-310-410-510-610-710-810-9

日本の自然放射線レベル (0.9～1.2 ミリシ－ベルト/年) *諸外国で示されている安全基準(0.1～0.3 ミリシ－ベルト/年)

最大線量 5×10-6 mSv/y

約80万年後Total

Pb-210Th-229
Np-237

Se-79
Cs-135U-238
U-234-101001011021010341010
処分後の時間 [y]5610710810 50*空気中のラドンを除く

ＴＲＵ廃棄物
超ウラン核種（ＴＲＵ核種）を含む放射性廃棄物
長半減期低発熱放射性廃棄物と呼ぶこともある

再処理施設や核燃料加工施設等の操業と解体に伴い発生
51

TRU廃棄物の処分の方法
発 生廃棄物

再処理施設
ＭＯＸ燃料加工施設等

処分の方法

主に解体時に発生

コンクリート

金属

操業
プロセス濃縮廃液固化体
廃銀吸着剤
ドラム缶

解体
雑固体廃棄物

低レベル放射性廃棄物

角型容器

海外再処理施設

返還

放射能
濃度に応
じた
適
切な処
分

再利用
産業廃棄物として処分

数m（約６３％）

50～100m

余裕深度処分
（地下鉄等、一般的な地下利用に対し余裕を持った深度への処分）

約 ２５，２００m3（約１８％）300m以深ハル・エンドピース

浅地中ｺﾝｸﾘｰﾄﾋﾟｯﾄ処分
約 ８８，４００m3

地層処分
約 ２６，４００m3（約１９％）

キャニスター

地層処分対象のＴＲＵ廃棄物

物量：第2次ＴＲＵレポートより

52

ＴＲＵ廃棄物の地層処分【廃棄体のグループ分けと処分坑道】
50.0m

71.0m

ＣＳＤ－Ｂ廃棄体 グループ１
アクセス斜坑へ
27.50mグループ２：キャニスター
50.4m

グループ２：キャニスター
190.60m

50.4m

アクセス坑道（立坑）

グループ２：BNGS500Lドラム缶
グループ２：キャニスター
85.60m

処分坑道（廃棄体定置）84.80m39.6m

360.2m190.60m

39.6m

222.60m

廃棄体

135.00m

39.6m

222.60m
グループ４：BNGS500Lドラム缶

5.70m
角型容器

39.6m

グループ３：200Lドラム

グループ４：200Lドラム60.0m

83.20m

20.0m 20.0m7.0m

130.50m

11.20m40.0m

グループ３：200Lドラム

グループ４：角型容器
45.60m

BNGS500Lドラム缶

43.1m

グループ４：200Lドラム

アクセス坑道（斜坑）

構造躯体（鋼製）

コンクリート支保

5.0m

39.6m

5.20m

98.0m

30.0m

40.0m

立坑

地上施設
（受入検査）

緩衝材・埋め戻し材

296.6m585.3m

ＴＲＵ廃棄物地層処分施設の考え方
高レベル放射性廃棄物処分と同様に多重バリアの概念

核種種類・濃度、性状等に応じ、適切に廃棄体のグループ分けし、それぞれ特徴に応じた固有の人工バリアを構成
ＴＲＵ廃棄物は、発熱が小さいものがほとんどを占めることから、処分の効率を考慮し、比較的大きな坑道断面空洞内に廃棄体を集積して処分

53

ＴＲＵ廃棄物地層処分の線量評価事例

1.E+00
1.E-01

わが国の自然放射線レベル（0.9～1.2mSv/y)

1.E-02
1.E-03線量（Sv/y）

最大線量

諸外国で提案されている安全基準（0.1～0.3mSv/y)

1.E-04C-14(有機）

1.E-05I-129 Mo-93

2×10-3 mSv/y

Se-79

1.E-06

Tc-99（約１万年後）Pb-210

1.E-07Cl-36

1.E-08
1.E-09
1.E-10C-14(無機）

1.E-11
1.E-12
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（y）

1.E+05

1.E+06

1.E+07

第2次ＴＲＵレポートより
54

おわりに（課題）☆処分事業に確実に廃棄体を引き渡すことのできる合理的処理技術の構築☆処分場の設計・施工技術や安全評価ツールの適用性確認（地下研究施設の活用）→動画☆国民理解に基づく処分場の確保☆人材育成、技術・情報の継承☆事故廃棄物の処理・処分☆幅広い選択肢確保の点から処分オプションの技術検討
55

謝 辞
本資料のうち、放射性廃棄物の発生と処理技術については、髙橋邦明「放射性廃棄物処理技術概論」（スライド集）から、著者の了解を得て資料を借用した。

56