解体廃棄物の処理処分に向けた取り組み(研究炉)平成29年8月25日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埋設事業センター坂本義昭
講演内容1.試験研究炉の解体廃棄物について2.解体廃棄物の処理処分に向けた取り組み試験研究炉の解体廃棄物について●試験研究炉の状況的:エネルギー利用、学術利用産業利用、医学・治療利用、放射線III科学・技術、人材育成熱出力:1w～数十MW以上型式:低濃縮U軽水減速冷却型、濃縮U水素化Zr減衰軽水冷却型、 ････等の様々な型式の原子炉が存在廃止措置に着手した試験研究炉もあり、解体廃棄物の処理処分に向けた具体的な対応が必要な状況
解体準備•停止措置•核燃料物質搬出･汚染状況調査|工程洗浄/系統除染・安全貯蔵:廃止措置の範囲液体廃棄物解体除染·内装機器·配管·セル等の解体·放射化/汚染した壁・床等のハツリ・汚染検査総止指直総の作品固体廃棄物(主にコンクリート)固体廃棄物（主に金属廃棄物）固体廃棄物(主に可燃物)各工程の主要放射性廃棄物•共通的に作業衣や手袋等の可燃物等も別途発生•廃棄物中の放射能濃度は施設の種類や解体箇所等により様々であるが、一般的に壁・床等のはつりで発生する固体廃棄物は放射能濃度科学技術・学術審議会研究計画・評価分科会原子力科学技術委員会原子力施設廃止措置等作業部会(第1回: H29.2.2)資料3に加筆修正1試験研究炉の解体廃棄物について5
◆動力試験炉(JPDR : Japan Power Demonstration Reactor )の概要•　我が国における原子力発電の早期実現を期して建設され、1963年10月26日に日本最初の原子力発電に成功した研究用沸騰水型軽水炉(BWR:9,000kW) ● 1976年に運転を終了• 1986年より解体を開始し、1995年に更地化原子力発電開始操作（1963年10月26日）
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>放射性廃棄物は極低レベルコンクリート等廃棄物を除いて全て保管>極低レベルコンクリート等廃棄物を廃棄物埋設実地試験に使用17,480 ton解体廃棄物量の内訳1m³鋼製容器200%ドラム缶発生した廃棄物を適切に区分し、極低レベルコンクリート等廃棄物の埋設実施試験、「放射性廃棄物でない廃棄物」の適用等により、全体の90％以上（約22,340ton）の廃棄物を処分、再利用汚染や放射化した金属、コンクリート等、残り約2,100tonについては今後処分が必要
解体廃棄物の材料別割合放射能濃度レベル区分(汚染金属) I : 400,000Bq/cm²以上II : 4,000～400,000Bq/cm² Ш : 40～4,000Bq/cm² IV : 40Bq/cm²放射能濃度レベル区分(汚染金属以外) I : 4,000g/g以上II :40～4,000Bq/g Ш : 0.4～40Bq/g IV : 0.4Bq/g未満
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◆解体廃棄物(コンクリート等廃棄物)の埋設実地試験埋設重量:約1,670トン埋設段階:埋設作業期間及び上部覆土安定までの約2年間:平成7～9年度保全段階:埋設終了後29年を経過した時点(現在は保全段階)コンクリート等廃棄物のフレキシブルコンテナへの収納写真4廃棄物埋設地(覆土終了後)
:放射能レベルの比較的高いもの(レベル1) :放射能レベルの比較的低いもの(レベル2)熱出力:557MW建設時期:昭和52年完成初臨界:昭和53年運転終了:平成15年設備解体:平成20年開始
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熱出力: 3,500kW初臨界:昭和40年1月運転終了:平成22年12月廃止措置申請:平成27年廃止措置認可:平成29年
研究炉の熱出力と廃棄物量の関係等炉形の異なる試験研究炉の廃止措置に伴い発生する廃棄物として、「放射性物質として扱う必要のない物」 ～「比較的放射能レベル高い物」として廃止措置計画書等に記載されている物量について整理15 2.解体廃棄物の処理処分に向けた取り組み16
●蒸発･焼却処理等の中間処理設備の整備及び運用●廃棄物の保管●廃棄体化処理に備えた分別、分類方策検討、構築、運用●廃棄体化処理設備の整備及び運用●廃棄体の保管● SF等放射能評価方法の構築●廃棄体性能評価手法の構築●廃棄物埋設確認●廃棄体輸送●埋設施設の立地推進●環境調査、受入検査施設、埋設施設設計廃棄体受入基準設定重要核種選定、安全評価●埋設事業計画・資金計画の策定●関連規制法の法令整備
解体廃棄物の性状:極低レベルの金属、コンクリートが主体試験研究炉の放射化等の事前の放射能評価、廃棄物発生時等の廃棄物分別及び実廃棄物の放射能評価が重要コンクリ金属類砂、セメント系材料で充填コンクリート、金属以外の雑固体砂、セメント系材料で充填●砂、セメント系材料の充填設備の設置・運用● 放射能レベルの高い廃棄物の処理は操業廃棄物と同様であり、所要の処理設備･施設の設置･運用
■対象廃棄物の種類O NUMOが行う地層処分相当分を除く低レベル放射性廃棄物のうち、 ①原子力機構の業務に伴って発生する廃棄物②原子力機構以外の者から処分の委託を受けた廃棄物(実用発電用原子炉施設及び発電に密接に係わる施設であって政令で定める施設から発生する物を除く)
埋設処分物量(見込み)(平成25年度調査結果)
•平成60年度末までに想定される埋設処分物量:約56万本(200lドラム缶換算) (うち、原子力機構の廃棄体物量は約39万本)埋設施設の規模•上記の物量に物量変動への対応を考慮して、廃棄体60万本に相当する規模コンクリートピット(約22万本)及びトレンチ(約38万本)を設置予定
コンクリートピット埋設施設トレンチ埋設施設（安定型）側部及び底面遮水工
均質・均一固化体①容器及び固型化材料の仕様②時間物との一体的な形成③春面密度限度④ましい破損の有無⑤照合措置(整理番号及び標識) 6時算体の均数体及び日常時度(7)申し込み（1校任務の最大放射能濃度6有害な空けき⑨健全性を換なう物質の有無充填固化体コンクリート等廃棄物①飛散防止指置②照合措置(整理番号及び標識) ③爆発性の物質の有無4)申請後期( 11月後期)種毎の最大放射能濃度6空けきの充填・ ※コンクリート等廃棄物を鋼製角型容器に収納する場合に適用する受入基準、フレキシブルコンテナに収納する場合は適用されない
廃止措置中の立教大学TRIGA-II型炉をモデルに、放射能評価法の検討として、(1)研究炉構造材のサンプリング・分析、 (2)分析結果の放射化計算との比較(1)研究炉構造材のサンプリング・分析炉心中心高さ、炉心中心高さの30cm上方の2か所からコアボーリングにより炭素鋼・アルミニウム合金・重コンクリート試料を採取し、試料の材料組成分析、放射化学分析サンプリング箇所（立教大TRIGA-II型炉断面図）炭素鋼の材料組成分析結果(ppm)
炭素鋼の放射化学分析結果*(Bq/g)
* 2016/12/1時点の放射能濃度元素炭素鋼の材料組成分析結果の文献値との比較* (ppm) *矢印は定量下限値以下であることを示す。 NUREG: Evans et al., NUREG/CR-3474 (1984).ふげん:川太他,日本物理学会和文論文誌9, 405 (2010). 23
(2)分析結果の放射化計算との比較①材料組成分析結果を用いた放射化計算の実施2次元離散座標輸送計算コード(DORT)により、円筒座標系における中性子束分布を計算し、材料組成分析結果を用いてORIGEN-ARPコードにより放射能濃度を計算②放射化計算結果と放射化学分析結果の比較放射化計算の結果(C)と放射化学分析結果(M)の比較結果から、炭素鋼については計算により放射能濃度を保守的に評価可能(C/M > 1.0)炭素鋼についての計算値(C)と分析値(M)の比(C/M)
> JPDRの解体金属廃棄物中の放射能評価手法の検討結果(例) ✓Ni−63はKey核種(Co−60)と相関傾向が見られ、統計的手法(t検定)からも相関関係が成立したことからSF法を適用✓Sr-90について平均放射能濃度法を適用60Co (Bq/g)廃棄物の発生箇所冷却水系統◆液体廃棄物処理系統▲タービン◇液体廃棄物処理系統(検出限界値) ×検出限界137Cs (Bq/g)廃棄物の発生箇所冷却水系統(検出限界値) △タービン■冷却水系統■ ◆液体廃棄物処理系統  ◇液体廃棄物処理系統(検出限界値) ×検出限界
▷ JPDR金属廃棄物に対する放射能評価手法の検討結果
● JPDR以外の試験研究炉であるJRR-2、JRR-3に対しても放射能評価実施中●これらの各研究炉から発生した廃棄物に対して共通的なSF法による放射能評価の可能性について検討中*1: H-3、C-14、Sr-90、Tc-99、Eu-152は、key核種との相関が見られず、平均放射能濃度法を適用*2 : Cl-36、Mo-93、Eu-154、Ho-166m、全αは、検出値が得られず、検出限界値による平均放射能濃度法を適用*3: Ni-59は、Ni-63の放射能濃度から計算（放射化断面積の比による）による理論計算法を適用*4: Ag-108mlはCo-60との相関が見られず平均放射能濃度法の適用が考えられるが、比較的測定が容易なエネルギーのv線を放出することから、非破壊測定法を適用*5:平均放射能濃度法について、今後分別する保管体では確認分析を実施26
有害な空隙のないことの確認
模擬廃棄体の切断面
ー体となるような充填の確認
(1)模擬廃棄物の間、模擬廃棄物とドラム缶の間の充填②模擬廃棄物が容易に外部に飛散・漏えいしない状態モルタルと一体となるような充填が可能であることを確認廃棄体の受け入れ基準の1つとして提示JAEA-Technology 2016-001 27
試験結果について取りまとめJAEA-Technology 2016-023 28
●ふげんでの解体廃棄物のクリアランスの取り組み自動除染装置の設置(H26年度) : >処理能力: 〜2トン/日! >ブラスト材:ステンレス鋼(グリッド形状)その他の実施事例①原子力科学研究所においてJRR-3の改造で発生したコンクリートのクリアランスを実施し所内の路盤材等として再利用②人形峠環境技術センターにおいて金属廃棄物のクリアランスを実施中
試験研究炉の廃棄物も含む研究施設等廃棄物の埋設処分の実施主体として埋設事業を推進◆試験研究炉の廃棄物の処理及び廃棄体確認手法確立等の推進→様々な型式及び出力の試験研究炉への対応が必要→試験研究炉に共通的な処理、廃棄体確認手法の確立により合理的な対応を図ることが必要◆試験研究炉の解体廃棄物の処分に向けて→研究施設等廃棄物埋設事業の一環として、JAEAでは廃棄体の受け入れ基準の整備、提示を推進→埋設施設の立地推進に向けた対応を進め早期に事業の開始を目指すご清聴ありがとうございました
▷放射能評価手法の検討結果(例) ✓Ni-63はKey核種(Co-60)と相関傾向が見られ、統計的手法(t検定)からも相関関係が成立したことからSF法を適用✓揮発性でKey核種(Co-60)と移行を共にしないH-3について平均放射能濃度法を適用▷評価対象廃棄物✓JPDRの解体作業で発生した放射能レベルが低い汚染金属廃棄物を対象。 ✓保管廃棄物の全物量は約11,350本*¹で、そのうち金属は約7,200本*¹ ✓発生系統を網羅的かつ対象廃棄物(200ℓドラム缶)の中で汚染が有意な廃棄物を選定し、分析用試料を採取*² *1 :余裕深度処分が想定される廃棄物を除く。 200ℓドラム缶換算本数。 *2 :これまで放射能レベルの低い汚染金属廃棄物約2,250本に対し、処分不適物を除去する分別処理作業を実施。この作業に合わせて分析用試料を採取した。
※ 1透湿度は3試料測定したデータの平均値測定下限値は1g/m²•day程度であり、暴露時間に応じた透湿性の有意な劣化は測定されなかった。気相の水蒸気に対する透湿度1g/m²•dayを、ダルシーの法則※2が成り立つと仮定して、液相の水に対する透水係数に換算すると、3 × 10 -12cm/secとなる。この値は、初期品に対する基準値１×１０ 9cm/sec以下を満たす。 ※ 2ダルシーの法則 水の流量(cm³/s)＝透水係数(cm/s)×動水勾配×断面積(cm²)動水勾配を、遮水シート内外の水蒸気圧差として換算耐候性試験透湿度試験引張試験
ピット処分における廃棄体一本あたりの含有量*¹(kg/本)の計算結果

トレンチ処分における廃棄体一本あたりの含有量*¹(kg/本)の計算結果

*1:含有する廃棄体の本数は10, 000本と想定した。 *2:ほう茶原子Bの重量  *3: NO sの重量*4:ふっ燕原子Fの重量。 *5:劣化を想定し、砂程度の透水保数を設定図1河川水中のほう素の濃度の時間変化*1: Case1で河川流量1.0× 108(m³/y)の条件*2:ほう素が1本当たり1kg合まれる廃棄体を1万本処分した条件。 *3:ほう素の分配係数土壌0.2ml/g、岩盤0.2ml/gで計算。 *1: Case2の条件(地下水流量1.0×10 5 (m³/y)) *2:硝酸性窒素が1本当たり1kg含まれる廃棄体を1万本処分した条件。 *3:硝酸イオンの分配係数土壌0.1ml/g、岩盤0.3ml/gで計算。

1.埋設対象廃棄物の許可区分の拡大
◆現行の第2種廃棄物埋設事業に再処理施設、加工施設、核燃料・核原料使用施設、廃棄物管理施設等からの廃棄物が対象となるように拡大を要望（平成28年10月27日第14回廃炉等に伴う放射性廃棄物の規制に関する検討チームで説明）ピット処分対象廃棄物の放射能インベントリトレンチ処分対象廃棄物の放射能インベントリ●浅地中処分対象の研究施設等廃棄物の放射能インベントリは、有為な期間において十分減衰しており、第二種廃棄物埋設事業の規制が適用できると考えられる。
2.原子炉等規制法及び放射線障害防止法(RI法)等の重複規
制廃棄物に係る取り扱い◆埋設する廃棄体が原子炉等規制法及びRI法等の多重の規制を受ける場合の許可申請、安全評価の結果等の取り扱い方について、合理的な安全規制を要望（平成28年12月15日第6放射性同位元素使用施設等の規制に関する検討チームで説明） 3.化学的有害物質を含む廃棄体の取り扱い、 4.大型(有姿)廃棄物及び鋼製角型容器の埋設処分、 5.トレンチ埋設設備での廃棄体の処分、 6.均質･均一固化体で用いる固型化材料の種類の追加7.濃度の低いウラン廃棄物処分についても制度化または基準の整備を要望41研究施設等序建物の処分革価について「平成29年度埋設処分業務に関する計画」（原子力機構）に記載http://www.jaea.go.jp/04/maisetsu/reference/reference.html#nendo廃棄体200ℓドラム缶換算1本:コンクリートピット処分:約64万8千円:約17万4千円:トレンチ処分(遮水シートを設置したトレンチ処分場では21万9千円)埋設事業に係る総費用の積算結果
[注]・各欄積算と合計数字は四捨五入の関係で一致しないことがある。総費用の積算範囲▷用地取得費▷埋設施設及び附属施設の設計･建設･操業費>閉鎖後管理費(ピット: 300年間、トレンチ50年間) ▷人件費▷公租公課等切動(準長)(約8年)住ま(約50年)山海軍事務3年）野美術者理(約300年)
【埋設事業に係る立地の申し入れまでの手順】 1 6 A.埋設事業の適切な運営が可能と考えられる地点を抽出して地方自治体へ協力要請する方式になお、国及び原子力機構と地方自治体との協議により、対象とする放射性廃棄物の量と種類については柔軟に対応することも考慮がとし、協力要請による立地の選定の状況等を踏まえて、必要に応じてB. 埋設事業に係る意見交換会等への関心を有する基礎自治体を募集して、検討対象地点の具体化、立地基準に基づく選定を経て、地方自治体への協力要請する方式、により地方自治体の了解手続きに移行する流れとする。 *第一期事業において埋設処分を行う量の見込みとして提示した全廃棄体が埋設処分可能となるよう全体計画に留意する。
【埋設事業に係る立地基準】
1.立地の選定にあたり考慮すべき項目とその重要性の程度(1)立地の選定にあたり考慮すべき項目適合性評価項目:埋設施設の設置候補地の要件・・・・・・「安全性」、「環境保全」及び「経済性・利便性（用地面積）」比較評価項目   :候補地しての好ましさを比較する項目・・・「経済性・利便性（用地面積を除く）」及び「社会的要件」
2.項目ごとの評価の指標
(1)適合性評価項目
1)安全性の観点から考慮すべき項目: ｢検補地｣の自然環境として、｢火山｣、｢津波｣、｢陥没｣、｢地滑り｣、｢洪水｣、｢断層(活断層)｣ (変位が生ずるおそれがない地盤)を考慮すべき項目とし、｢検補地」が当該事象に関して安全確保上支降がないことを確認する。 2)環境保全の観点から考慮すべき項目: ｢検補地｣の環境保全の観点から、自然環境保全法や文化財保護法等の法的な規制に基づく｢土地利用に係る規制･計画｣及び｢文化財の保護｣を考慮すべき項目とし、「候補地」の土地利用が限定的で取得が極めて困難でないことを確認する。 3)経済性・利便性の観点から考慮すべき項目: 「事業用地(用地面積)」については、埋設事業の候補地として必要な面積が確保できることを確認する。
(2)比較評価項目
1)経済性-利便性(用地面積を除く)の観点から考慮すべき項目:経済性-利便性の観点から「事業用地」「輸送の利便性」「事業の効率性」を考慮すべき項目とする。「事業用地」については当該事業の実施に必要な用地取得及び遠成工事等に係る費用の額及び用地形状の好ましさを評価する。「輸送の利便性」については、利用可能な港湾または幹線道路からのアクセス等により廃業体の輸送費用や輸送回数が経済的に可能であるかの状況を評価する。また、「事業の効率性」については原子力機構の業務運営に係る費用対効果の観点から「接補地」の立地条件を評価する。 2)社会的要件の観点から考慮すべき項目:「用地取得の容易性」については土地利用の規制解除や地権者との交渉が円滑かつ迅速に進められる見通しを評価する。 ｢地域社会の受容性｣については、自然環境に与える影響の度合い、輸送経路の周辺社会や候補地の地域社会の理解と協力の見通し等を評価する。連歌を奪に終る立地の申し入れまでの年順A.埋設事業の適切な運営が可能と考えられる地点への協力要請(埋設施設の立地の選定に係る基準項目である安全性、環境保全経済性・利便性、社会的要件を考慮）自治体及び地域住民へのぎめ麺かい情###既に原子力器器に対して地方自治体をご歴存の手続きの仕組みか存在す