Comments
Description
Transcript
放射性廃棄物重要基礎技術研究調査
平成２４年度 放射性廃棄物共通技術調査等事業 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査 報 告 書 （第１分冊） 基礎的研究テーマの整理 平成２５年３月 公益財団法人 原子力環境整備促進・資金管理センター 報告書の構成 「平成２４年度 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査報告書」は、以下の分冊により構成 されている。 当該報告書 分冊名 報告書の内容 ◎ 第１分冊 基礎的研究テーマの整理 第２分冊 重要基礎技術研究調査 第３分冊 多重バリアの長期安定性に関する基礎情報の収集及び整備 本報告書は、経済産業省からの委託調査として、 公益財団法人 原子力環境整備促進・資金管理セン ターが実施した平成２４年度「放射性廃棄物共通技 術調査等事業（放射性廃棄物重要基礎技術研究調 査）」の成果を取りまとめたものです。 平成２４年度放射性廃棄物共通技術調査等事業（放射性廃棄物重要基礎技術研究調査） 報告書（第１分冊） 基礎的研究テーマの整理 【 目 次 】 1 . はじめに.......................................................................................................................... 1 1.1 調査目的と調査内容 ................................................................................................... 1 (1) 調査目的 ........................................................................................................... 1 (2) 調査内容 ........................................................................................................... 1 1.2 調査の計画立案と実施方針 ........................................................................................ 2 (1) 国内基礎技術情報の収集及び整理（成果の情報発信作業を含む）に関する作業 計画 ........................................................................................................................ 3 (2) 海外最新技術情報の収集及び整理に関する作業計画 ....................................... 4 (3) 海外収集文献等のデータベース化に関する作業計画 ....................................... 7 (4) 海外性能評価等の技術情報に関する情報発信に関する作業計画 ..................... 8 1.3 調査の成果概要と本成果報告書への取りまとめ ........................................................ 9 (1) 国内基礎技術情報の収集及び整理（成果の情報発信作業を含む）.................. 9 (2) 第 2 章：海外最新技術情報の収集及び整理 ................................................... 10 (3) 第 3 章：海外収集文献等のデータベース化 ................................................... 11 (4) 第 4 章：海外性能評価等の技術情報に関する情報発信 ................................. 11 (5) 第 5 章：まとめ .............................................................................................. 12 2 . 海外最新技術情報の収集及び整理 ................................................................................ 13 2.1 スウェーデン ............................................................................................................ 13 2.1.1 近年の原子力政策 .............................................................................................. 13 2.1.2 放射性廃棄物の発生源 ....................................................................................... 13 2.1.3 放射性廃棄物の分類、発生量 ............................................................................ 14 2.1.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................... 15 2.1.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） ............ 16 (1) SSMFS 2008:21 核物質及び原子力廃棄物の処分の安全性に関する規則及び一 般勧告................................................................................................................... 16 i 2.1.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ....................... 17 2.1.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 .............................................................. 21 (1) 使用済燃料処分場のサイト選定プロセスの決定過程 ..................................... 21 (2) 使用済燃料処分場のサイト選定プロセスの進捗・経緯 ................................. 23 2.1.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ..................................................................... 24 (1) 使用済燃料処分場を対象とした性能評価 ....................................................... 24 (2) SFR を対象とした性能評価 ............................................................................ 27 (3) SFL を対象とした性能評価 ............................................................................ 29 2.2 フィンランド ............................................................................................................ 31 2.2.1 近年の原子力政策 .............................................................................................. 31 2.2.2 放射性廃棄物の発生源 ....................................................................................... 31 2.2.3 放射性廃棄物の分類、発生量 ............................................................................ 31 2.2.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................... 32 2.2.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） ............ 35 2.2.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ....................... 36 2.2.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 .............................................................. 40 2.2.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ..................................................................... 41 2.2.9 参考文献（2.2 節） ............................................................................................ 62 2.3 フランス ................................................................................................................... 63 2.3.1 近年の原子力政策 .............................................................................................. 63 2.3.2 放射性廃棄物の発生源 ....................................................................................... 66 2.3.3 放射性廃棄物の分類、発生量 ............................................................................ 70 2.3.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................... 71 (1) 浅地中処分：短寿命低中レベル放射性廃棄物の処分 ..................................... 72 (2) 中深度処分：長寿命低レベル放射性廃棄物の処分（黒鉛及びラジウム含有廃棄 物） ...................................................................................................................... 75 (3) 地層処分：高レベル及び長寿命中レベル放射性廃棄物の処分 ....................... 77 2.3.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） ............ 79 (1) 放射性廃棄物の処分事業推進に係る法体系 ................................................... 80 (2) 地層処分事業を含む放射性廃棄物処分の安全規制に係る法体系（安全規制文書 ii 体系）................................................................................................................... 80 (3) 法規制制度における地層処分事業のサイト選定から事業化までの段階 ........ 83 2.3.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ....................... 84 (1) 中深度処分計画 .............................................................................................. 84 (2) 地層処分計画 .................................................................................................. 85 (3) 地層処分に関する研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ........ 91 2.3.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 .............................................................. 97 (1) サイト選定の状況........................................................................................... 97 (2) サイトの評価実績........................................................................................... 99 2.3.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ................................................................... 106 (1) 中深度処分に関して検討が進められた処分概念 .......................................... 107 (2) 浅地中処分に関する安全評価の概要 ............................................................ 115 2.3.9 参考文献（2.3 節） .......................................................................................... 125 2.4 スイス..................................................................................................................... 128 2.4.1 近年の原子力政策 ............................................................................................ 128 2.4.2 放射性廃棄物の発生源 ..................................................................................... 129 (1) 原子力発電所及び研究炉の運転 ................................................................... 129 (2) 原子力施設の廃止措置 ................................................................................. 130 (3) 使用済燃料の再処理 ..................................................................................... 130 (4) 医療、産業、研究分野での放射性同位体の利用 .......................................... 131 2.4.3 放射性廃棄物の分類、発生量 .......................................................................... 131 (1) 放射性廃棄物の分類 ..................................................................................... 131 (2) 放射性廃棄物の発生量 ................................................................................. 132 2.4.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................. 134 (1) 監視付き長期地層処分の検討経緯................................................................ 135 (2) 監視付き長期地層処分（KGL）概念 ........................................................... 136 (3) 監視付き長期地層処分概念の法令等での取り入れ状況 ............................... 137 2.4.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） .......... 138 (1) 安全基準・指針 ............................................................................................ 138 (2) サイト選定手続き及び基準に関する法制度 ................................................. 141 iii 2.4.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ..................... 146 (1) 処分計画 ....................................................................................................... 146 (2) 研究開発計画 ................................................................................................ 153 2.4.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 ............................................................ 155 2.4.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ................................................................... 159 (1) 性能評価・安全評価の経緯・概要................................................................ 159 (2) 性能評価等に関するその他の関連技術レポートの整備動向 ........................ 169 2.4.9 参考文献（2.4 節） .......................................................................................... 185 2.5 ドイツ..................................................................................................................... 188 2.5.1 近年の原子力政策 ............................................................................................ 188 2.5.2 放射性廃棄物の発生源 ..................................................................................... 188 (1) 原子力発電所及び研究炉の運転 ................................................................... 189 (2) ウラン濃縮及び燃料集合体製造 ................................................................... 191 (3) 解体・廃止措置中の原子力施設 ................................................................... 191 (4) 研究施設・医療など ..................................................................................... 192 (5) 海外での再処理 ............................................................................................ 193 2.5.3 放射性廃棄物の分類、発生量 .......................................................................... 193 (1) 放射性廃棄物の分類 ..................................................................................... 193 (2) 放射性廃棄物の発生量 ................................................................................. 194 2.5.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................. 198 (1) 非発熱性放射性廃棄物の処分方針................................................................ 199 (2) 発熱性放射性廃棄物の処分方針 ................................................................... 201 2.5.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） .......... 203 (1) 概要 .............................................................................................................. 203 (2) 処分場立地段階に係る法制度 ....................................................................... 205 (3) 処分場建設段階以降に係る法制度................................................................ 206 (4) 放射性廃棄物処分に係る安全基準................................................................ 206 (5) サイト選定基準 ............................................................................................ 208 2.5.6 処分計画、研究開発計画 ................................................................................. 209 2.5.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 ............................................................ 211 iv 2.5.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ................................................................... 213 (1) 予備的安全評価（VSG）の概要 15)16) ........................................................... 214 (2) 予備的安全評価（VSG）プロジェクトの構成 15)16) ..................................... 215 2.5.9 参考文献（2.5 節） .......................................................................................... 228 2.6 英国 ........................................................................................................................ 231 2.6.1 近年の原子力政策 ............................................................................................ 231 2.6.2 放射性廃棄物の発生源 ..................................................................................... 233 2.6.3 放射性廃棄物の分類、発生量 .......................................................................... 234 2.6.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................. 236 (1) 高レベル放射性廃棄物及び中レベル放射性廃棄物の処分方針 ..................... 237 (2) 低レベル放射性廃棄物の処分方針................................................................ 238 (3) その他の放射性物質 ..................................................................................... 238 2.6.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） .......... 239 (1) 放射性廃棄物処分に係る安全基準................................................................ 241 2.6.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ..................... 244 (1) 地層処分プログラムにおける各作業フェーズ .............................................. 245 (2) 許可スケジュール（The Permissions Schedule） ...................................... 247 2.6.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 ............................................................ 248 (1) サイト選定プロセスの概要 .......................................................................... 250 (2) サイトの評価実績......................................................................................... 250 (3) サイト選定プロセスの状況 .......................................................................... 253 2.6.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ................................................................... 254 2.6.9 参考文献（2.6 節） .......................................................................................... 256 2.7 米国 ........................................................................................................................ 257 2.7.1 近年の原子力政策 ............................................................................................ 257 2.7.2 放射性廃棄物の発生源 ..................................................................................... 260 (1) 原子炉での放射性廃棄物の発生 ................................................................... 260 (2) 核燃料サイクル施設での放射性廃棄物の発生 3) ........................................... 264 (3) 医療・産業・研究での放射性廃棄物の発生 3) .............................................. 267 2.7.3 放射性廃棄物の分類、発生量 .......................................................................... 267 v 2.7.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................. 270 (1) 高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料 ........................................................ 270 (2) TRU 廃棄物 5) ............................................................................................... 274 (3) 低レベル放射性廃棄物 ................................................................................. 274 (4) クラス C を超える低レベル放射性廃棄物 .................................................... 277 2.7.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） .......... 287 (1) 高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料に係る法制度（安全基準・指針、サイト 選定基準） ......................................................................................................... 287 (2) TRU 廃棄物に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） ................ 297 (3) 低レベル放射性廃棄物に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） 300 2.7.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ..................... 301 2.7.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 ............................................................ 303 (1) 高レベル放射性廃棄物の処分サイトの選定経緯 .......................................... 303 (2) TRU 廃棄物の処分サイトの選定経緯 16) ....................................................... 306 (3) 低レベル放射性廃棄物の処分サイトの選定の法制度の概要 ........................ 307 2.7.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ................................................................... 309 (1) 高レベル放射性廃棄物の処分の性能評価 ..................................................... 309 (2) TRU 廃棄物の処分の性能評価 ...................................................................... 313 (3) 低レベル放射性廃棄物の処分の性能評価 ..................................................... 315 2.7.9 参考文献（2.7 節） .......................................................................................... 319 2.8 カナダ..................................................................................................................... 321 2.8.1 近年の原子力政策 ............................................................................................ 321 2.8.2 放射性廃棄物の発生源 ..................................................................................... 321 (1) 使用済燃料（または核燃料廃棄物） ............................................................ 322 (2) 低中レベル放射性廃棄物 .............................................................................. 322 (3) 歴史的廃棄物（historic waste）.................................................................. 323 (4) ウラン採鉱・製錬廃棄物 .............................................................................. 323 2.8.3 放射性廃棄物の分類、発生量 .......................................................................... 323 2.8.4 放射性廃棄物の処分方針 ................................................................................. 325 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料）の処分方針 ..................................................... 326 vi (2) OPG 社の低中レベル放射性廃棄物の処分方針 ............................................. 327 (3) 原子力遺産責任プログラム（NLLP） ......................................................... 328 (4) 歴史的低レベル放射性廃棄物（historic LLW） .......................................... 329 2.8.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） .......... 330 (1) 規制方針 P-290「放射性廃棄物の管理」（2004 年 7 月） ............................ 331 (2) 規制指針 G-320「放射性廃棄物管理の長期安全性の評価」（2006 年 12 月） ........................................................................................................................... 332 2.8.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） ..................... 335 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料） ....................................................................... 336 (2) OPG 社の低中レベル放射性廃棄物 ............................................................... 336 2.8.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 ............................................................ 338 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料）の地層処分場のサイト選定 ............................ 339 (2) OPG 社の原子力発電所起源の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場のサイト 選定 .................................................................................................................... 341 2.8.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ................................................................... 343 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料）の地層処分場の安全評価 ............................... 343 (2) OPG 社の原子力発電所起源の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場の安全評 価 ........................................................................................................................ 344 3 . 海外収集文献等のデータベース化 .............................................................................. 361 3.1 本年度の作業実施概要............................................................................................ 361 3.2 使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条約に基づく国別報告書 .. 362 (1) 国別報告書の構成概要 ................................................................................. 362 (2) 最新の国別報告書の整備・公開状況 ............................................................ 365 (3) 本年度の技術情報データベースへの登録作業結果....................................... 365 3.3 本年度にデータベースへの登録整備を行ったその他の技術資料 ........................... 367 3.3.1 スウェーデンの使用済燃料処分場の立地・建設に関する許可申請に対する国際ピ アレビュー報告書 ...................................................................................................... 367 (1) 国際ピアレビューの背景と目的 ................................................................... 367 (2) IRT チームが提示した「スウェーデン政府に対する意見表明」の内容 ....... 368 (3) NEA の IRT チームが取りまとめたピアレビュー最終報告書の構成 ........... 371 vii 3.3.2 英国の原子力廃止措置機関（NDA）が 2010 年 12 月に整備・公表した（公開は 2011 年 2 月）一般的な条件での処分システム・セーフティケースの構成文書 ....... 372 3.3.3 スイスで 2008 に策定された放射性廃棄物管理プログラムに対する規制当局等の 見解書 ........................................................................................................................ 375 (1) ENSI「ENSI33/110：処分義務者による廃棄物管理プログラム 2008 に対する 見解」（2011 年 12 月）11) .................................................................................. 376 (2) KNS「KNS23/262：廃棄物管理プログラム 2008 に対する見解」（2011 年 12 月）12) ................................................................................................................. 376 3.4 参考文献（3 章） ................................................................................................... 377 4 . 海外性能評価等の技術情報に関する情報発信 ............................................................ 379 4.1 本年度の作業実施概要............................................................................................ 379 4.2 最新の一般向けホームページの設計概要（構成概要）.......................................... 381 5 . まとめ ......................................................................................................................... 384 viii 1 . はじめに 1.1 調査目的と調査内容 (1) 調査目的 わが国において、これまでの原子力発電の利用に伴って既に放射性廃棄物が発生してお り、その処理処分対策を着実に進める必要がある。高レベル放射性廃棄物の地層処分や長 半減期低発熱放射性廃棄物（TRU 廃棄物）をはじめとする低レベル放射性廃棄物の処理処 分等に係る政策立案や研究開発について、国や関係機関、処分実施主体等の適切な役割分 担のもとで進めていくことが重要である。 これらの背景を踏まえて、本調査等事業では、今後実際に処分事業を進めていくに当た り、基礎的かつ学際的な知見として処分事業の進捗に貢献し得る諸分野の広範な研究テー マについて、その体系を整理するとともに、中でも重要な基礎的研究テーマを対象に、大 学等の基礎的研究機関等と連携して取り組んでいくことにより、所要の基盤技術を確立す ることを目的とする。また、得られた研究成果や収集した情報については広く提供を行い、 情報の共有化、知識の普及を図る。 (2) 調査内容 上記の調査目的を踏まえ本調査等事業では、放射性廃棄物の地層処分の安全性等に係る 基盤的研究について国内外の研究開発動向を把握するとともに、基礎的・原理的かつ中・ 長期間の研究を要するテーマを対象に所要の研究調査を実施しており、具体的には次の 2 つの観点から研究調査を展開して取り組んでいる。 (1) 基礎的研究テーマの整理 ①地層処分に関する最新基礎技術情報の収集及び整理 ②研究成果に関する情報発信 (2) 放射性廃棄物に関する基礎技術研究調査 ①重要基礎技術研究調査 ②多重バリアの長期安定性に関する基礎情報の収集及び整備 本第 1 分冊では、上記の研究調査項目うち、(1)に係る研究調査の成果を取りまとめてお り、本年度には次表 1.1-1 に示す作業を実施している（(2)に係る研究調査の成果は、別途、 第 2 分冊及び第 3 分冊に取りまとめているので参照されたい）。 1 表 1.1-1 基礎的研究テーマの整理に係る平成 24 年度の作業内容 (1) 基礎的研究テーマの整理 ①地層処分に関する最新基礎技術情報の収集及び整理 地層処分分野の基盤技術整備に向けた研究開発の実施に資するため、国内外にお ける最新の研究開発動向を把握する。 国内については、関連する研究開発機関等との連携の場を通じて、研究開発動向 等に関する情報を収集し、体系的な整理等を行う。国外については、地層処分等の 安全性を示すために地質関連、工学関連、評価技術関連等の分野における最新の研 究成果を取りまとめた性能評価報告書や許可申請時の添付書類としての安全評価書 等を対象として情報を収集し、体系的に整理する。 また、収集した関連資料等は、その重要性等を踏まえつつ、後述のデータベース に収納する情報としての整備を行う。データベースへの情報整備では、性能評価報 告書や安全評価書に加え、それらを支援する各種技術報告書（参照報告書等）やレ ビュー報告書など、関連する周辺情報等を対象とする。 なお、平成 24 年度には、地層処分基盤研究開発調整会議のもとで、新たな「高レ ベル放射性廃棄物及び TRU 廃棄物の地層処分基盤研究開発に関する全体計画」が取 りまとめられる予定である。同計画の外部有識者レビューの実施に必要な体制整備 及びレビュー作業の支援を、本情報収集及び整理作業の一環として実施する。 ②研究成果に関する情報発信 ①における体系的な整理結果については、取りまとめてインターネット等を通じ て広く情報発信を行う。また、国外の情報については、収集した文献等を日本語に 翻訳し、いつでも活用可能な形態としてデータベース化するとともに、これらの情 報を関係者に対してインターネット等を通じて提供する等の情報発信を行い、情報 の共有化、知識の普及を図る。 1.2 調査の計画立案と実施方針 上述した基礎的研究テーマの整理に係る平成 24 年度の作業内容について、次の作業項目 に細分化して調査計画の立案を行い、調査及び必要な作業を実施した。 【地層処分に関する最新基礎技術情報の収集及び整理】 調査項目①：国内基礎技術情報の収集及び整理（成果の情報発信作業を含む） 調査項目②：海外最新技術情報の収集及び整理 【研究成果に関する情報発信】 2 調査項目③：海外収集文献等のデータベース化 調査項目④：海外性能評価等の技術情報に関する情報発信 以上の各調査項目について、調査の実施に先立ち整理した、それぞれの調査計画の立案 内容と調査の実施方針を以下に整理する。 (1) 国内基礎技術情報の収集及び整理（成果の情報発信作業を含む）に関する作業計画 関連する国内の研究開発機関等との連携の場を通じて、研究開発動向等に関する情報を 収集して体系的な整理等を行うこととし、具体的には、資源エネルギー庁の主導により平 成 17 年 7 月に設置された「地層処分基盤研究開発調整会議」（以下、 「調整会議」という） の活動支援をとおして、わが国における最新の基礎技術研究開発の概要、実施状況やスケ ジュール、更には取り組むべき課題等に関する情報を収集する計画とした。 資源エネルギー庁では、平成 18 年 12 月に初版として整備した「高レベル放射性廃棄物 及びＴＲＵ廃棄物の地層処分基盤研究開発に関する全体計画」（平成 21 年 7 月公開版及び 平成 22 年 3 月公開版として改定）に続き、地層処分に関する国の基盤研究開発の次期全体 計画を平成 24 年度中に策定することを計画しており、調整会議を活用した上記の関連情報 の収集に基づく次期全体計画の整備に向けた取組において、事務局として次のような次期 全体計画書整備作業の支援を計画した。 ① 調整会議を活用した活動における各種会議等の開催に向けた調整 ② 次期全体計画書のドラフティングにおける関連情報等の取りまとめ支援 ③ 外部有識者レビューの実施に向けた委員会の設置、運営 ④ 次期全体計画書としての最終版の整備（体裁調整等） ⑤ 平成 25 年度中の開催を予定する次期全体計画書の報告会の企画立案に向けた準備 なお、当初は上記のような作業及び段取りを計画したが、地層処分に関する国の基盤研 究開発の次期全体計画を検討するうえでの上位方針となるエネルギー政策や原子力政策の 見直しに向けた検討が並行して進められている状況を踏まえ、上記の作業及び段取りを基 本としつつも、これらの上位政策の検討動向や政策策定のタイミングにも応じて柔軟な作 業ステップで対応することとした。 なお、これまでに整備されてきた従前の全体計画書の例に倣えば、最終的に取りまとめ られる国の基盤研究開発の次期全体計画は、資源エネルギー庁及び独立行政法人日本原子 力研究開発機構の連名で発行され、資源エネルギー庁が整備している「放射性廃棄物のホ 3 ームページ」 （http://www.enecho.meti.go.jp/rw/index.html）で公開される。その様な例に 倣い、本業務では成果（次期全体計画）の情報発信作業として、ホームページ等での公開 に即した形態への調整や加工等（例えば PDF 文書としての整備）を行うこととする。 (2) 海外最新技術情報の収集及び整理に関する作業計画 本作業では、地層処分等の安全性を示すために地質関連、工学関連、評価技術関連等の 分野における最新の研究成果を取りまとめた性能評価報告書や許可申請時の添付書類とし ての安全評価書など、海外で整備・公開される技術情報に関連する文献等を対象として、 以下の考えのもとで効率的・効果的な情報の収集、整理を行うことを計画した。 1)調査の対象国は、地層処分に関する政策や事業化に向けた計画等が具体化され、且つ、 有益な技術情報等が整備・公開されているという点から、スウェーデン、フィンラン ド、フランス、スイス、ドイツ、英国、米国ならびにカナダを対象とする。なお、主 に地層処分の観点からこれらの国を取り上げているが、調査対象とする技術情報は本 調査等事業の目的に沿って、高レベル放射性廃棄物のみならず低レベル放射性廃棄物 の処理処分等の分野を対象とする。 2)効果的・効率的な情報の収集及び整理を実現するために、作業に先立ち、上記の各国に おける関連文献や資料等の整備・公開動向（公開状況や整備計画等）の把握を行う。 3)上記の各国の動向の把握を経た海外文献等の情報の収集及び整理作業の開始に際して は、これらの動向や計画を再度確認した上で、前記(1)の作業で得られる国内研究開発 等における関心事項などを踏まえつつ、優先度等の検討を行ったうえで関連情報の収 集・整理を実施する。 上記 2)に示した各国の関連文献等の整備・公開動向等の計画については、本年度の作業 開始時には表 1.2-1 に示すような動向を把握した。同表には、これまで（平成 23 年度以前） に海外において整備・公開された各種の技術資料のうち、有益なものとして情報の収集及 び整備が必要と当初に想定されたものも整理している。表 1.2-1 に示す諸外国の計画は本年 度の作業開始段階における見通しであるものの、同計画を念頭に置きつつ海外の最新動向 のタイムリーな調査を行い、上記 3)の観点での重要度や優先性の分析を経て、関連情報の 収集・整理を効率的に行う計画とした。なお、当然のことながら、表 1.2-1 に示す諸外国の 計画は本年度の調査の着手段階に見込まれたものであるため、それぞれの国の進捗動向に 応じて適宜見直される可能性がある。更に、当初想定していなかった新たな動きが出てく 4 る可能性もある。調査の実施においては、そのような可能性にも配慮しつつ（調査資源の 配分等に配慮しつつ）、当該年度に発生する諸外国での重要動向に関する詳細調査に支障が 発生しないよう、柔軟に対処できる計画とした。 5 表 1.2-1 本年度の作業開始時に把握した海外主要国における性能評価レポート等の整備計画 当初に想定された平成 24 年中の海外主要国における性能評価レポート等の整 備計画（関連する取組の計画を含む） フ ィ ン ラ ・ポシヴァ社による使用済燃料処分場の建設許可申請書及び添付されるセーフ ンド ティケース ・ポシヴァ社による研究・開発・設計プログラム 20013-2015 の報告（TKS-2012） ・Safety Case Plan 2008 で規定される性能評価関連レポート群（一部） ス ウ ェ ー ・放射線安全機関（SSM）による使用済燃料処分場の立地・建設の許可審査 デン ・OECD/NEA によるレビュー報告書 フランス 6 スイス ドイツ 英国 米国 カナダ 平成 23 年度以前に整備・公開され、有益と想定される技術資料等 ・Safety Case Plan 2008 で規定される性能評価関連レポート群（一部） ・予備的安全解析報告書の概要 ・SKB 社による研究開発実証プログラム 2010 ・RD&D2007 の補足書（SKB, 2009） ・SSM による RD&D2007 補足書のレビュー （上記の二つには安全評価は含まれず、超深ボアホール処分等の代 替処分技術の検討結果が含まれる） ・Dossier2009 のサブレポート（2011 年 3 月までに公開されていないものが順 ・2009 年の国家インベントリの取りまとめレポート ・Dossier2009（ANDRA）：以下の主要技術レポート（未公開） 次公開される予定） - 地層処分の設計オプション ・Dossier2012（公開討論会に資する情報としての、研究・調査結果の取りま - 操業安全及び長期安全に関するオプション とめ：報告書は政府に提出後に公開予定） - 可逆性に関するオプション ・政府（国家評価委員会：CNE）による研究開発進捗等の評価書（2012 年版） ・NAGRA が候補サイト区域ごとに、地上施設の設置区域を指定 － ・NAGRA が予備的安全評価を実施 ・2012 年末頃、BMU/GRS によるゴアレーベンに関する予備的安全評価（VSG） － のレポートを公表予定 ・NDA の事業戦略報告書を公表予定（2004 年エネルギー法により 5 年ごとに － 提出が求められている） ・自治体のサイト選定プロセスへの参加決定に伴い、提出が予想されるレポー ト類。 ・DOE の「使用済燃料処分等プログラム」 （UDF）による安全評価・性能評価 ・クラス C を超える（GTCC）低レベル放射性廃棄物に関するドラフ に係るレポート ト環境影響評価書（DOE/EIS-0375、2011） ・クラス C を超える（GTCC）低レベル放射性廃棄物に関する最終環境影響評 価書（2012.12 予定） ・高レベル放射性廃棄物処分に関心表明した地域を対象とした予備的安全評価 ・OPG 社の低・中レベル放射性廃棄物を対象とする地層処分場に関す る環境影響評価書（EIS）、予備的安全評価書及び関連レポート（2011） 書（サイト選定の第 3 段階として実施） ・OPG 社の低・中レベル放射性廃棄物を対象とする地層処分場に関する予備 的安全評価書のメインレポート（2011）など (3) 海外収集文献等のデータベース化に関する作業計画 前記(2)の作業実施に伴い調査・収集される各種技術資料について、個々の文献の重要性 や有用性の観点等から日本語に翻訳する文献を選定し、翻訳・整備等を実施することを計 画した。当初の具体的な整備対象資料の候補としては、表 1.2-1 に挙げたもの等であるが、 上記(2)の作業と同様に、諸外国の関連情報や資料等の現実的な整備・公開の動向に応じて 柔軟に対応することとした。 翻訳整備等を行った資料は原典資料とともに、別途資源エネルギー庁が実施する「放射 性廃棄物海外総合情報調査」において整備されている「技術情報データベース」（図 1.2-1 参照）に登録し、関連機関等に属する地層処分事業の関係者（研究者、有識者等を含む） への公開を通じて情報の共有化を図る計画とした。例えば、サイト選定の初期段階にある わが国の地層処分事業において、今後のサイト選定の進捗に伴い具体化される処分概念や 適用技術の開発や整備、更には、各段階の節目で整備される各種の技術的な取りまとめな どにおいて、先行する諸外国の関連技術情報等をいつでも再利用が可能な形態で、且つ、 ウェブ等を介して平易に利用できる形態で整備することで、調査成果の効果的な利用が期 待される。 図 1.2-1 翻訳・原典資料が整備される技術情報データベース 7 (4) 海外性能評価等の技術情報に関する情報発信に関する作業計画 前記(2)の作業実施に伴い調査・情報収集される各種技術資料について、特に性能評価レ ポート等として体系的な技術的取りまとめが行われたものに関して、これらの技術情報を 一般向けの提供情報として整理・加工したうえでインターネット等を通じて情報発信する。 平成 19 年度より実施している本調査等事業において、図 1.2-2 に示す一般向け情報発信 用のホームページを整備しており、上記(2)の作業進捗に伴い収集・整理される諸外国の主 要な性能評価レポートについて、順次、ホームページでの提供情報（WEB コンテンツ）と しての加工・整備を行い、広く一般国民等に向けた情報の共有化、知識の普及を図ってき ている。 図 1.2-2 一般向け情報発信用のホームページの例 本年度の作業計画としては、一般国民向けの情報提供に鑑み、理解のし易さの観点等か ら、既にホームページの WEB コンテンツとして整備・公開しているものについての必要な 見直しを適宜行うとともに、平成 23 年度に調査・情報収集ならびに内容の整理を行った英 国の一般的な条件での処分システム・セーフティケースについて、新たな WEB コンテンツ としての加工・整備を行い、ホームページでの情報提供を行う計画とした。 8 1.3 調査の成果概要と本成果報告書への取りまとめ 1.2 節で示した本年度の 4 つの主要な作業について、調査の実施結果と成果（調査結果等） を次の構成で取りまとめる。 第 1 章：はじめに 第 2 章：海外最新技術情報の収集及び整理 第 3 章：海外収集文献等のデータベース化 第 4 章：海外性能評価等の技術情報に関する情報発信 第 5 章：まとめ 第 2 章以降に、章単位で取りまとめた本年度の各作業の実施結果と成果の概要について 以下に整理する。 なお、「国内基礎技術情報の収集及び整理（成果の情報発信作業を含む）」については、 事務局としての本年度の支援作業の実施概要を下記の(1)において整理するが、成果として 取りまとめられた「地層処分基盤研究開発に関する全体計画（平成 25 年度～平成 29 年度）」 は、資源エネルギー庁及び独立行政法人日本原子力研究開発機構の連名で別途発行される。 上述したように、本調査等事業では同計画書の整備に向けた支援業務を実施したものの、 同全体計画書そのものは、資源エネルギー庁及び独立行政法人日本原子力研究開発機構が 調整会議の枠組みを活用して整備したものであるため、本成果報告書での内容等紹介は適 切ではないと判断し割愛する（別途、準備が整い次第、資源エネルギー庁等から同計画書 が公開される）。 (1) 国内基礎技術情報の収集及び整理（成果の情報発信作業を含む） 1.2 節に示した作業計画に沿って調整会議の活動の支援を行った。地層処分に関する国の 基盤研究開発の次期全体計画を平成 24 年度中に策定するという当初の計画については、例 えば、当時の国家戦略室（エネルギー・環境会議）が平成 23 年 10 月に示した、平成 24 年 夏頃を目処に策定するとしていた新・エネルギー基本計画や新・原子力政策大綱に遅れが 生じた結果、それらの政策を上位方針として策定される地層処分の計画（特定放射性廃棄 物の最終処分に関する計画）の改定時期にも影響が及んだ。そのため、これらの方針を踏 まえて策定される地層処分に関する国の基盤研究開発の次期全体計画は、その策定時期や 構成上の内容の見直しも必要となったものの、「地層処分基盤研究開発に関する全体計画 （平成 25 年度～平成 29 年度）」として、国の基盤研究開発の次期全体計画に関する方針部 9 分を中心に平成 25 年 3 月に取りまとめられた（別途、準備が整い次第、資源エネルギー庁 等から同計画書が公開される）。 今後は、同計画の詳細版として個別課題への計画の展開が行われる予定である（平成 25 年 3 月にドラフト版として整備されているが、平成 25 年度以降に詳細な精査や必要な調整 や見直しが計画されている）。 (2) 第 2 章：海外最新技術情報の収集及び整理 本調査等事業は平成 19 年度より実施している。本年度が事業としての節目であることを 踏まえ、海外最新技術情報の収集及び整理結果の取りまとめにおいては、これまでの調査 成果も含めて包括的な情報の取りまとめを行った。 具体的には、調査対象国としたスウェーデン、フィンランド、フランス、スイス、ドイ ツ、英国、米国ならびにカナダの 8 ヵ国のそれぞれについて、技術情報は勿論のこと、政 策や事業進捗動向なども含めて、以下の構成で各国の放射性廃棄物処分に関する取組の全 体像や個々の取組に関連する動向を関連する技術情報を交えて包括的に整理している。 1) 近年の原子力政策 2) 放射性廃棄物の発生源 3) 放射性廃棄物の分類、発生量 4) 放射性廃棄物の処分方針 5) 処分に係る法令（安全基準・指針、サイト選定基準） 6) 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） 7) サイト選定の状況とサイトの評価実績 8) 性能評価・安全評価の経緯・概要等 このような包括的な視点での取りまとめにより、本成果報告書を平成 19 年度以降の調査 成果の総括とするとともに、個々の技術情報の位置付けなども含めた上位政策や事業進展 との関係性など理解に資するものとする。また、各国の情報等を上記の共通的な情報項目 によって横並びで整理することにより、事業進捗、政策や技術的取組等に関する国毎の違 いなどの把握も容易なものとする。 なお、1.2 節で既述した、当初の調査計画策定段階で想定された本年度に予定された各国 の主要動向については（表 1.2-1 参照）、この１年間における主要な最新動向として、上記 の 1)～8)の項目の取りまとめにおいて適宜反映させている。 10 (3) 第 3 章：海外収集文献等のデータベース化 海外最新技術情報の収集及び整理において技術情報に関連する多様な文献等の技術資料 の収集を行ったが、海外収集文献等のデータベース化においては上記(1)の包括的な情報の 取りまとめも念頭に、「使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条約」に基づ き 3 年毎に取りまとめられる海外主要国の国別報告書を中心として、日本語への翻訳・整 備等を実施し、技術情報データベースへの登録を行った。同条約に基づく国別報告書の特 色などは後述の第 3 章において詳述するが、各国の放射性廃棄物管理に関する技術情報を 含めた包括的な情報が含まれており、2012 年（平成 24 年）5 月に国際原子力機関（IAEA） で開催された第 4 回レビュー会議に向けて、多くの条約締約国では 2011 年までに最新の情 報を取りまとめた国別報告書の整備が行われてきた。 また、その他のデータベースへの整備対象資料として、近年の最新動向（事業進捗）に 応じて整備・公開された、スウェーデンの使用済燃料処分場の立地・建設に関する許可申 請に対する国際ピアレビュー報告書、英国の原子力廃止措置機関（NDA）が 2010 年 12 月 に整備・公表した（公開は 2011 年 2 月）一般的な条件での処分システム・セーフティケー スの構成文書の一部、更には、スイスで 2008 に策定された放射性廃棄物管理プログラムに 対する規制当局の見解書などを取り上げた。 (4) 第 4 章：海外性能評価等の技術情報に関する情報発信 1.2 節に示した作業計画に沿って、既にホームページの WEB コンテンツとして整備・公 開しているものについての必要な見直しを適宜行うとともに、英国の処分システム・セー フティケースについて、一般的な条件での閉鎖後安全評価の部分を中心として、新たな WEB コンテンツとしての加工・整備を行い、ホームページでの情報提供を行った。本年度 の英国の追加を含めて、広く一般向けのホームページでの情報提供として、表 1.3-1 に示す ような主要なレポートが整備された。 一方で、2011 年 3 月にスウェーデンで公開された「フォルスマルクにおける使用済燃料 の最終処分場の長期安全性 − SR-Site プロジェクト 総括報告書」は、現状では他の性能評 価レポートの情報レベルでの整備に至っていない。また、2012 年 12 月にフィンランドの ポシヴァ社が申請した使用済燃料処分場の建設許可申請については、関連する安全評価書 などは現段階では公開されていない。このような最新の性能評価書や安全評価書について 11 のホームページでの情報提供は今後の課題である。 表 1.3-1 一般向けのホームページで整備されている安全評価事例集 国名 発行年月 事例名 英国 2010 年 03 月 フィンラ ンド フィンラ ンド 米国 2010 年 03 月 スウェー デン フランス スイス 2006 年 10 月 ベルギー 2001 年 12 月 一般的な条件での閉鎖後安全評価、NDA Report No.NDA/RWMD/030、 原子力廃止措置機関（NDA） セーフティケース中間概要報告書 2009、Posiva report 2010-02、ポシヴ ァ社 放射性核種の放出および移行 ― RNT-2008、Posiva report 2008-06、ポ シヴァ社 ユッカマウンテン処分場許認可申請書、DOE/RW-0573、米国エネルギー 省（DOE） フォルスマルク及びラクセマルにおける KBS-3 処分場の長期安全性 ― SR-Can プロジェクト 主要報告書、TR-06-09、SKB 社 Dossier 2005 粘土－地層処分の安全評価、ANDRA オパリナス・クレイプロジェクト 安全報告書：使用済燃料、ガラス固化 高レベル廃棄物及び長寿命中レベル廃棄物に関する処分の実現可能性の 実証、NAGRA SAFIR2 - 安全評価・実現可能性第２次中間報告書、ONDRAF/NIRAS 2008 年 12 月 2008 年 11 月 2005 年 12 月 2002 年 12 月 ※上記に加え、 「フォルスマルクにおける使用済燃料の最終処分場の長期安全性 − SR-Site プロ ジェクト 総括報告書、TR-11-01、SKB 社（2011 年 3 月） 」の概要情報を整備している。 (5) 第 5 章：まとめ 本調査等事業は平成 19 年度より実施している。本年度が事業としての節目であることを 踏まえ、本年度の成果報告書の取りまとめでは、これまでの調査成果も含めて包括的な情 報の取りまとめを行った。 既に述べたように、本調査等事業で扱う諸外国の技術情報は、各国の地層処分等の事業 進捗にも応じて、多種多様な技術資料等として整備・公開が進められている。それら技術 情報には、わが国の今後の事業進捗に応じて事業関係者が共有すべき有益な最新の技術情 報等も含まれており、また、そのような諸外国の取組例（例えば、技術的裏付けをもって 事業が進められていること）は、処分事業への理解醸成のためも広く一般とも共有される 必要がある。 近年の情報公開に向けた流れや情報発信ツールの発展にも伴い、上記のような諸外国で 整備・公開される関連技術情報等の物理量は増加傾向にある。これらの全てを掌握するこ とは容易ではないが、限られた調査資源のなかで、個々の重要性や有益性の分析等に基づ く調査の優先性も踏まえつつ如何に効果的な調査計画が立案できるかという点も、この様 な調査の実施における今後の重要な課題である。 12 2 . 海外最新技術情報の収集及び整理 2.1 スウェーデン 2.1.1 近年の原子力政策 1980 年 3 月に実施された「原子力発電の将来に関する国民投票」以来、脱原子力政策が 続いてきた。1984 年制定の原子力活動法の条文には、新規の原子炉導入に対する許可は発 給されないことが明記された。1997 年になって段階的撤退の期限（=2010 年）を撤廃した うえで「原子力発電の撤廃に関する法律」（SFS 1997:1320）が国会で可決され、バーセベ ック発電所の２基の原子炉が閉鎖（1 号機は 1999 年 11 月末、2 号機は 2005 年 5 月末）さ れた。 しかしながら、現在のスウェーデンのエネルギー政策は EU 政策と同じく、生態学的持 続可能性、競争力、及びエネルギー安全保障の３つの柱を結びつけることを目指す動きに 変わっており、2010 年には原子力活動法と環境法典の改正がおこなわれた。この法改正に より、既設原子炉のリプレースに限った新設が可能となっている。この法改正の以前から、 既設原子炉の出力増強が政府の許可を得て実施されている。2012 年末現在のところ、既設 10 基の原子炉のいずれについても、具体的なリプレースの計画は公表されていない。 2.1.2 放射性廃棄物の発生源 スウェーデンでは 2012 年末現在 3 ヶ所の発電所で 10 基の原子炉が稼動し、原子力廃棄 物と使用済燃料の発生がある。これに加え、原子力廃棄物はスタズビック・サイト（試験 用原子炉、ホットセル、廃棄物処理施設）及び、限られた範囲ではあるが、ウェスティン グハウスアトム社の燃料加工施設でも発生している。 スウェーデンでは現在は使用済燃料の再処理は実施していないが、過去にはフランスと 英国への再処理を行う計画があった。 フランスでの再処理については、1978～1982 年の期間に、スウェーデン核燃料供給会社 （SKBF 社、その後 SKB 社に改称）とフランス核燃料公社（COGEMA）との間でバーセ ベック、リングハルス及びフォルスマルクの各サイトの原子炉から発生する使用済燃料 672 トンの再処理に関する協定が締結された。この契約が解約されるまでに総計 55 トンがラ・ アーグ向けに出荷されたが、その後この燃料はドイツからの使用済 MOX 燃料 24 トンと交 換され、中間貯蔵施設 CLAB で貯蔵されている。 英国で再処理については、1969 年にスウェーデンの原子力発電会社 OKG 社が英国原子 13 力公社と、OKG 社からの使用済燃料をウィンズケール（後にセラフィールドに変更）で再 処理する契約書に調印し、その後この契約は英国核燃料会社（BNFL）に継承された。1972 ～1982 年の間に総計 140 トンの燃料がセラフィールドに向け出荷された。これらの燃料は 1997 年に再処理され、その結果 136 トンのウランと 833 kg のプルトニウムが取り出され た。OKG 社は 100 MOX 燃料要素で回収されたプルトニウムを製造、使用する計画である。 2.1.3 放射性廃棄物の分類、発生量 スウェーデンでは、法令、規制当局が定める規則のいずれにおいても、放射性廃棄物に 対する区分名称は存在しない。放射性廃棄物に適用される法律として「原子力活動法」と 「放射線防護法」がある。原子力活動法において用語“原子力廃棄物”を定義しており、 おおむね原子力発電を起源とする放射性廃棄物に対してこの用語を使用する（原子力活動 法の適用対象かどうかの違いで区別されているに過ぎない）。 使用済燃料は、原子力活動法の定義に従えば、処分場に定置されると「原子力廃棄物」 となる（定置される以前は核物質の扱い）。しかしながら、使用済燃料を再処理する予定が ないため、実質的には高レベル放射性廃棄物と見なされている。使用済燃料は、炉取り出 し後 1 年程度は原子力発電所で冷却されるが、その後はスウェーデン核燃料・廃棄物管理 会社（SKB 社）が操業する集中中間貯蔵施設（CLAB）で貯蔵されている。 原子力廃棄物（使用済燃料を含む）の処分は、極低レベル放射性廃棄物に相当するもの を除いて全て、スウェーデン核燃料・廃棄物管理会社（SKB 社）が処分を実施する。この ため、スウェーデンでは実質的に、放射性廃棄物は処分予定先の処分場名称（いずれも SKB 社の既存施設または将来施設）で区別されていると見て良い。SKB 社が資金確保の目的で 3 年ごとに作成・報告している Plan 報告書で想定している廃棄物処分量を図 2.1.3-1 に示 す。 14 原子力発電所 一体施設 Clink として運営 CLAB 封入施設 使用済燃料の 集中中間貯蔵施 操業 2025-2069 SFAVFO 社等 12,000tU 研究所等廃棄物 22tU 操業 1985-2069 SFR SFL 使用済燃料 処分場 短寿命廃棄物の最終処分場 長寿命廃棄物の 最終処分場 運転廃棄物 廃止措置廃棄物 操業 2025-2069 操業 2045-2052 操業 1988-2069 操業 2020-2072 キャニスタ 6,000 体 発電所： 3,800m3 SVAFO： 6,000m3 発電所： 50,500m3 SVAFO： 12,600m3 CLAB： 4,300m3 発電所：133,000m3 SVAFO： 5,000m3 CLAB： 3,300m3 «出典：SKB Plan2010 から作成» ※この図では、既存施設を濃い色で着色している。それ以外は将来施設である。 図 2.1.3-1 スウェーデンにおける放射性廃棄物の処分先と処分量の計画 2.1.4 放射性廃棄物の処分方針 SKB 社が策定する放射性廃棄物管理計画では、前項の図 2.1.3-1 に示したように、極低レ ベル放射性廃棄物に相当する廃棄物を除き、３種類の処分場―「使用済燃料処分場」 「SFL」 「SFR」―での処分を想定している。３つの処分場のいずれも、地表または浅地中に設け られる処分施設ではないが、使用済燃料処分場と SFL は“地層処分”と見なされている。 既存の処分施設は、1988 年に操業開始した“短寿命廃棄物の処分場 SFR”のみであり、 この処分場はエストハンマル自治体のフォルスマルクにある。SKB 社が取得している許可 条件では原子炉の運転廃棄物だけを処分できる。今後 SKB 社は、SFR の処分区画の拡張と ともに、廃止措置廃棄物も処分可能とすることを目的として、原子力活動法に基づく許可 申請を 2013 年に行う予定である。 15 地層処分に相当する処分場である“使用済燃料処分場”については、SKB 社は 2011 年 3 月に、エストハンマル自治体のフォルスマルクに立地・建設する許可申請を行っており、 現在審査が進められているところである。SKB 社の計画では、使用済燃料処分場での処分 開始は 2025 年と見込んでいる。 もう一つの地層処分に相当する処分場である“長寿命廃棄物の処分場 SFL”については、 そこで処分する予定の廃棄物の発生見込みに基づき、SKB 社は 2045 年頃に処分できるよ うにする計画である。 2.1.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） スウェーデンでは、極低レベル放射性廃棄物を除き、法令あるいは規制機関が定める規 則では放射性廃棄物の区分がない。したがって、放射性廃棄物処分に係る法制度は、処分 場の種類や処分方法別によらず、原子力廃棄物に共通する一般的な形での規制制度となっ ている。原子力活動法と放射線防護法は、いずれも環境省の所管である。それらの法律に 基づく規制実務を行う行政執行機関として、放射線安全機関（SSM）が設置されており、 SSMFS と呼ばれる規制文書を策定する権限が付与されている。SSMFS には、法的な拘束 力を有する「規則」と、ある規則の適用についての SSM の考え方を記載した「一般勧告」 の２種類がある。規則と一般勧告が一つの文書として発行されることもあれば、別々に分 けて発行される場合もあるが、発行文書別に SSMFS で始まる識別番号が付される。 放射性廃棄物処分の安全規制に関係する SSM の規制文書には、以下のものがある。 z SSMFS 2008:21 核物質及び原子力廃棄物の処分の安全性に関する 規則及び一般勧告 z SSMFS 2008:37 使用済燃料及び原子力廃棄物の最終管理における 人間の健康と環境の保護に関する規則及び一般勧告 … (1) SSMFS 2008:21 核物質及び原子力廃棄物の処分の安全性に関する規則及び一般勧告 核物質及び原子力廃棄物の処分に関連する安全関連規則（SSMFS 2008:21） 2002 年以来施行されている当該規則には、施設閉鎖後の期間に鑑みた、処分施設の設計、 建設、安全解析及び安全報告書に関する固有の要件が含まれている。閉鎖前の期間につい 16 ては、一般安全規則（SSMFS2008:1）が適用される。 使用済燃料及び原子力廃棄物を処分する上での長期的安全性に関する規則は、具体的に次 の事項を対象としている。 z バリアシステムに関する定性的要件 z シナリオの定義と分類 z 安全評価のための時間尺度（核種の拡散を隔離又は遅らせるのにバリア機能が必要 となる限り、ただし最低でも 10,000 年） z 安全報告書で取り上げるべきトピックス 使用済燃料及び原子力廃棄物の最終管理における人体と環境の保護に関する規則及び一般 勧告（SSMFS 2008:37） 当該規則は、使用済燃料及び原子力廃棄物の処分に適用される。低レベル原子力廃棄物の ための浅地中埋設には適用されない。その基本的要件は、運転時と閉鎖後に、人体と環境 が電離放射線の悪影響から保護されなければならないということである。また別の要件は、 スウェーデン国境を越えての人体と環境への影響は、同国内で許容されているレベルを上 回ってはならないということである。規則には、利用可能な最善の手法（BAT）と最適化、 リスク基準と最大被ばく集団、リスク解析に要する期間、それぞれの期間ごとの遵守証明 などに関する規定が含まれている。 2.1.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） スウェーデンでは、1984 年制定の原子力活動法において、原子力発電事業者に対して処 分実施の義務に加えて、原子力廃棄物の処分に必要な研究開発を行う義務も割り当ててい る。この義務に対応するために、原子力発電事業者が共同出資してスウェーデン核燃料・ 廃棄物管理会社（SKB 社）を設立している。SKB 社は、3 年ごとに処分事業計画を含む研 究開発計画（法律では向こう 6 年間が対象であり、前半の 3 年分を詳細に報告）を策定し、 規制当局である放射線安全機関（SSM）による審査を受け、最終的に政府の承認をうける 必要がある。 SKB 社は上述の法律要件に対応する文書として、原子力発電事業者の委託により、 「研究 17 開発実証プログラム」と呼ばれる報告書を取りまとめている。この研究開発実証プログラ ムは、スウェーデン語の略称では“FUD” （Program för forskning, utveckling och demonstration av metoder för hantering och slutförvaring av kärnavfall）であるが、英語での略称は“RD&D” であり、通常（スウェーデン国内向けでない限り）は、英語略称で表記される。 最初のものは 1986 年に発行（SKB 社は 1986,89 年の 2 つは「研究開発プログラム」と 呼び、92 年以降から現在の名称を使用している）されたもので、現在まで約 30 年間にわた り 9 回発行されている。最新のものは『研究開発実証プログラム 2010』（2010 年 9 月、 RD&D-2010）であり、次回の取りまとめは 2013 年である。 「RD&D-2007」までの主要テーマは、高レベル放射性廃棄物（使用済燃料）の処分に関 する研究開発であった（2011 年 3 月に使用済燃料処分場の立地・建設に関する許可申請を 行った）が、「RD&D-2010」では他の種類の廃棄物（低中レベル放射性廃棄物）に関する テーマに重心が移ってきている。 RD&D において SKB 社は放射性廃棄物管理の活動計画を大きく２つに分けている。 ①核燃料プログラム（Nuclear Fuel Program / Kärnbränsleprogrammet） ②低中レベル廃棄物プログラム（LILW Program / Loma-programmet） SKB 社には過去 30 年以上にわたり“使用済燃料の管理のためのプログラム”が存在して いたが、2004 年の RD&D プログラムにおいて「核燃料プログラム」という用語を導入し、 2010 年 4 月からはこのプログラム名称を SKB 社の組織構造に明示的に組み込むように組 織改正している。 現時点で最新である「RD&D-2010」で示されている SKB 社の全体プログラム（核燃料 プログラムと LILW プログラム）のタイムスケジュールを図 2.1.6-1 に示す。また、これに 対応するスウェーデンの放射性廃棄物管理システムの全体フローを図 2.1.6-2 に示す。 18 «SKB 研究開発実証プログラム 2010» 図 2.1.6-1 SKB 社の原子力廃棄物プログラムのタイムテーブル（2010 年 9 月） 19 «SKB 研究開発実証プログラム 2010» 図 2.1.6-2 スウェーデンの放射性廃棄物管理システムの全体フロー 20 2.1.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 スウェーデンでは、極低レベル放射性廃棄物に相当する廃棄物を除き、３種類の処分場 での処分を想定している（図 2.1.3-1、図 2.1.4-2 を参照）。 ①使用済燃料処分場 … 2011 年 3 月に処分場の立地・建設許可申請 ②SFL（長寿命廃棄物の処分場） … サイト選定は未着手（操業開始予定は 2045 年頃） ③SFR（短寿命廃棄物の処分場） …1988 年から操業開始 スウェーデンでは、放射性廃棄物の処分場のサイト選定方法を規定する法令が存在しな い。サイト選定方法やプロセスは、原子力活動法に基づいて、SKB 社が 3 年ごとに策定す る「研究開発実証プログラム」で提案し、規制機関等によるレビュー及び最終的には政府 決定という形で承認をうけることにより、間接的な規制がなされている。 なお、上記の 3 種類の処分場のうち、すでに操業している SFR のサイト選定については、 1976 年に政府が設置した「放射性廃棄物調査委員会」（Aka 委員会）において、既存の原 子力発電所における原子炉運転廃棄物の集中処分場を設置すべきとの見解（この見解では、 具体的にフォルスマルクとオスカーシャムの発電所名が挙げている）に基づき、サイト選 定が進められた。SFR のサイト選定は、既存の原子力発電所の所有地から選定されており、 1980～81 年の短い期間で原子力発電事業者が合同（SKBF 社、1984 年設立の SKB 社の前 身）で検討して決めている。本項ではこれ以上は触れない。SFR の安全評価については、 次項（2.1.8）で整理している。 (1) 使用済燃料処分場のサイト選定プロセスの決定過程 SKB 社は 1992 年の研究開発実証プログラム（RD&D-1992）において、4 種類の調査 ―①総合立地調査、②フィージビリティ調査、③サイト調査、④詳細特性調査―を設定 し、大きく 2 段階でサイト選定を進める計画を提示した。これらの調査の構成を図 2.1.7-1 に示す。このうち、具体的な場所を対象とする調査は②の「フィージビリティ調査」で あり、調査受け入れに対して関心を表明した自治体を対象として、既存の地質関連文献、 土地利用状況や環境、地元への経済効果などについての文献調査を行うものである。 SKB 社が提案したサイト選定プロセスに対して、1993 年 12 月の政府決定により「サ イト選定の基準と方法の説明」に関する補足説明が要求された。これに対応して SKB 社 21 は 1984 年 8 月に「RD&D-92K」（K は補足の意味するスウェーデン語）を提出し、4 つ の調査の内容と役割を説明し、フィージビリティ調査（＝第 1 段階の調査）を 5～10 自 治体で行う意向を表明した。RD&D-92K についても、規制機関等のレビューが行われ、 1995 年 5 月の政府決定において、以下のような実施条件が明記された。 z フィージビリティ調査は、 （SKB 社が言明したように）5～10 の自治体で行うこと z サイト調査は（比較できるように）少なくとも 2 カ所で実施すること 同時にスウェーデン政府は政府決定において、当時制定準備が進められていた法律「環 境法典」（1998 年制定）との関連において、①環境影響評価（EIA）プロセスの調整を、 フィージビリティ調査とサイト調査が実施される自治体を所掌する県域執行機関（国の 出先機関）が担うべきとし、さらに、②自治体が行う情報提供活動について、原子力廃 棄物基金から年間 200 万 SEK まで助成する考え（後にも資金確保法改正で反映）を表明 している。 図 2.1.7-1 スウェーデンにおける使用済燃料処分場のサイト選定フロー 22 (2) 使用済燃料処分場のサイト選定プロセスの進捗・経緯 SKB 社は 1992 年の研究開発実証プログラム（RD&D-1992）において提案し、その後 の補足要求への対応を経て、1995 年 8 月の政府決定で承認されたサイト選定プロセスに 基づく使用済燃料処分場のサイト選定の経過・経緯を図 2.1.7-2 にまとめた。 図 2.1.7-2 スウェーデンにおける使用済燃料処分場のサイト選定の経緯 実際のところスウェーデンでは、1995 年 5 月の政府決定が行われる前に、フィージビ リティ調査が実際に開始されている。1992 年 9 月に SKB 社が RD&D-92 を公表した後、 メディア等を通じて SKB 社のサイト選定計画が広まり、自治体等からの問い合わせもあ ったことから、同年 10 月に SKB 社が全国の約 270 自治体に書簡を送り、処分場立地計 画及びフィージビリティ調査の目的の説明し、問い合わせ先を案内した。したがって、 実質的に「公募」という格好でサイト選定プロセスが開始した。 フィードビリティ調査の初期（1992～95 年頃まで）では、公募に応じた２自治体（ス トールウーマンとマーロア）において 1993 年から調査が実施された。いずれの自治体で も住民投票が行われ、反対多数の結果を受けて、SKB 社は地元での調査活動から撤退し 23 た。 その後、SKB 社は 1995 年から、原子力施設近隣の自治体にフィージビリティ調査実 施の申し入れを行い、自治体議会の承認が得られたエストハンマル、ニーシェーピン、 オスカーシャム、ティーエルプ、フルツフレッド、エルブカーレビーの 6 自治体で SKB 社が調査を実施した。 サイト調査の候補地は、フィージビリティ調査が実施された 6 自治体での調査結果か ら SKB 社が選定し、2000 年 11 月にオスカーシャム、エストハンマル、ティーエルプの 自治体に位置する 3 カ所を候補地に選出した。この選定結果は、SKB 社が研究開発計画 書の補足書（RD&D-98K）という形式で取りまとめ、3 年ごとに行われる研究開発計画 の審査手続きと同様に、規制機関などによる審査が行われました。政府は、2001 年 11 月に SKB 社のサイト調査候補地の選定結果を承認した。 その後、3 つの自治体で、SKB 社による調査の継続、すなわちサイト調査の受け入れ が審議された。エストハンマルとオスカーシャムは、サイト調査の受け入れを自治体議 会で議決した一方、ティーエルプは調査を打ち切ることを議決した。この結果を受けて、 SKB 社はエストハンマルとオスカーシャム自治体において、地表からのボーリングを含 むサイト調査を 2002 年から開始した。サイト調査には 2007 年までの約 5 年間を要し、 その結果から、2009 年 6 月に SKB 社は、処分場の建設予定地として、エストハンマル 自治体のフォルスマルクを選定した。SKB 社は 2011 年 3 月に、フォルスマルクに使用 済燃料処分場を立地・建設する許可申請を行っており、現在、関係法律に基づく審査が 行われている。 2.1.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 (1) 使用済燃料処分場を対象とした性能評価 SKB 社は、KBS-3 概念に基づく使用済燃料の地層処分について、RD&D プログラムを 通じた研究開発活動のなかで、処分場の長期安全性を評価する方法の開発（方法論開発） を継続的に進めてきている。こうした主要な安全評価として、以下のものが挙げられる。 z SKB 91. Final disposal of spent nuclear fuel. Importance of the bedrock for safety. SKB TR-92-20 使用済燃料の最終処分―安全における母岩の重要性（1992 年 5 月） 24 z Deep repository for spent nuclear fuel. SR 97 - Post-closure safety. SKB TR-99-06 (Main report Summary, Vol 1, Vol.2) 使用済燃料の地層処分場 SR97－閉鎖後の安全性（1999 年 11 月） z Long-term safety for KBS-3 repositories at Forsmark and Laxemar – a first evaluation. Main Report of the SR-Can project. SKB TR-06-09 フォルスマルクとラクセマルでの KBS-3 処分場の長期安全性－最初の評価 （SR-Can プロジェクトのメインレポート）（2006 年 10 月） z Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark. Main report of the SR-Site project. SKB TR-11-01 (Volume I, II, III) フォルスマルクにおける使用済燃料処分場の長期安全性（SR-Site プロジェクトの メインレポート）（2011 年 3 月） SFR に関してこれまでに実施されている安全評価の位置付け、背景を表 2.1.8-1 にまと めて示す。 原子力活動法に基づく公式の許可申請書のサポート文書である SR-Site を除き、これ らの安全評価の報告書は、SKB 社の研究開発実証プログラム（RD&D 25 表 2.1.8-1 使用済燃料処分場に関連した主要な安全評価報告書 安全報告書タイトル（Safety Report） 背景・備考 1992 年 5 月 SKB TR-92-20 SKB 91. 使用済燃料の最終処分－ 安全における母岩の重要性 ・『SKB91』は『研究開発実証プログラム 92』（RD&D-92） SKB 91. Final disposal of spent nuclear fuel. Importance of the bedrock for safety. のサポート報告書でもある。 ・RD&D-92 において SKB 社は、使用済燃料の処分場のサ イト選定プロセスを初めてプログラムに盛り込んでいる。 ・SKB 社は、地下の詳細データを入手前では、複数の候補 地において「地質条件では有意な良し悪しを判断できず、 （地元の社会的条件など）他の条件が重要となる可能性」 があることを指摘。SKB 社は、 「関心を寄せる自治体」で フィージビリティ調査を行うサイト選定プロセスを提案。 1999 年 11 月 SKB TR-99-06 使用済燃料の地層処分場： SR97－閉鎖後の安全性 Deep repository for spent nuclear fuel. SR 97 - Post-closure safety. ・仮想処分場として、安全解析に使用するサイトデータが存 在していた３地点のデータを用いた安全評価 ・ 「フィージビリティ調査」 （わが国の文献調査に相当）の実 施期間内で SKB 社が実施した安全評価 ・サイト選定の次の段階「サイト調査」で、ボーリングデー タが入手可能になる。 ・サイト調査を実施する候補地を SKB 社が選択する前に SR 97 の結果を公表 ・SR97 の結果は、SKB 社の判断材料となるほか、フィージ ビリティ調査の実施自治体が次の調査段階に進むかどう かの意思決定にも役立つ。 2006 年 11 月 SKB TR-06-09 フォルスマルクとラクセマルでの KBS-3 処分場の長期安全性－最初 の評価（SR-Can プロジェクトのメ インレポート） Long-term safety for KBS-3 repositories at Forsmark and Laxemar – a first evaluation. Main Report of the SR-Can project.. ・2002 年以降の「サイト調査」（2 カ所で実施）の初期段階 で入手した実データを用いた初めての安全評価 ・SKB 社の当初の狙いは、 「使用済燃料のキャニスタ封入施 設」の 2006 年の建設許可申請のサポート文書としての位 置付け。ただし、封入施設と最終処分場の審査が一体で行 なうことに決まったため、その申請用の安全評価書（＝ SR-Site）の内容について、規制当局と事前に議論／意見 交換するための材料としての役割が重要となった。 2011 年 3 月 ・2011 年 3 月、SKB 社は「使用済燃料処分場の立地・建設 SKB TR-11-01 の許可申請書」を提出。SR-Site はこの申請のサポート文 フォルスマルクにおける使用済燃 書である。 料処分場の長期安全性（SR-Site プ ・この申請に対する政府の許可が発給される場合でも、建設 ロジェクトのメインレポート） 開始前に、安全と放射線防護に関する問題について建設時 Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark. Main report of the SR-Site project . における対処方法を説明する報告書を SKB 社が放射線安 全機関（SSM）に提出し、承認を受ける必要がある。（こ の件に関する規則が不明確であるので、）SKB 社は申請書 の冒頭で、この報告書の提出に関する条件を明示すること を求めている。 26 (2) SFR を対象とした性能評価 SKB 社の SFR（短寿命廃棄物の処分場）は、1988 年から操業開始している。建設開 始は 1983 年である。フォルスマルク原子力発電所に隣接した位置にあり、当初は SFR の操業実務は同発電所の職員が行っていた（SKB 社からフォルスマルク原子力発電所を 操業する FKA 社への外注契約に基づく）。2009 年 7 月からは、SFR の操業は SKB 社が 直接行う形態に移行している。 SFR に関してこれまでに実施されている安全評価を表 2.1.8-2 に示す。 表 2.1.8-2 SFR 関連の主要な安全評価報告書 安全報告書タイトル（Safety Report） 1980～82 年 PSAR（予備的安全解析報告書） 1985～87 年 FSAR（最終安全解析報告書） 1990～91 年 Extended SR（拡張安全報告書） 2001～2005 年 SKB R-01-18 Project SAFE. Radionuclide release and dose from the SFR repository （SFR 処分場からの核種の放出と線量） SKB R-05-81 SFR 1 - Post closure radionuclide release and dose calculations （閉鎖後の核種放出と線量計算） 2007～2008 年 SKB R-08-15 Dose assessments for SFR 1 （SFR 1 の線量評価） SKB R-08-130 Safety analysis SFR 1. Long-term safety （SFR 1 の安全解析 －長期安全性） （今後の予定） 2013 年 背景・備考 ・SFR の建設、操業の各段階の許可申請に対応した 安全報告書 ・SFR の建設開始は 1983 年、操業開始は 1988 年 ・Extended SR は、操業開始時に一部の処分区画に 設定された制限（操業条件）を解除する目的で実 施 ・SKI FS1998:1 で導入された要件「施設の安全性 に関する新たな統合解析及び評価」（少なくとも 10 年ごとに実施）に対応する安全評価 ・最初の報告書 R-01-18 がメインレポートに相当 ・その後の規制当局のレビュー結果を反映して、線 量計算のやり直しを R-05-81 として取りまとめ ・SSI による行政命令―SFR での廃棄物定置の禁止 ―に対応する安全評価 ・難測定核種インベントリの評価計算の詳細、及び 不確実性を含む長期安全性への影響を評価 ・SFR の処分容量拡張、対象廃棄物の拡大（廃止措 置廃棄物の処分）に向けた原子力活動法に基づく 許可申請に対応する安全評価 ・SKB 社の計画では、拡張部分での処分は 2020 年 頃に開始する予定 27 ○当初の建設／操業の許可申請に関連した安全評価 SFR の（建設開始前の）予備的安全評価 PSAR の審査が 1980～82 年に、 （操業開始 前の）最終安全評価 FSAR の審査が 1985～87 年に実施された。 1988 年の操業開始当初は、SFR の処分区画の一部（サイロ）について制限が設定さ れたが、1990～91 年に SKB 社が詳細な安全評価と規制当局によるレビューが実施さ れ、これにより 1992 年から当該条件が撤廃されて全面操業となった。SFR の最終安全 報告書は 1993 年に完成している。 ○Project SAFE：10 年ごとの統合解析及び評価への対応（最初のもの） その後、スウェーデンでは 1998 年に「施設の安全性に関する新たな統合解析及び評 価は、少なくとも 10 年に 1 度実施」する“原子力施設の定期安全レビュー”が制度化 （当時の規制当局である原子力発電検査機関の規則 SKI FS 1998:1）された。SFR の 定期安全レビューに対応するため、SKB 社は Project SAFE というプロジェクト組織 を設けて対応し、安全評価を行っている。 ○SSI による廃棄物定置中断（行政命令）への対応 SFR の操業について放射線防護機関（SSI）は 2007 年 6 月に、SFR での廃棄物定置 を無期限に中断すると決定した。SSI は、SFR に処分された廃棄物の核種インベント リの計算方法についての問題点を指摘し、そうした難測定核種の長期安全性に対する 影響度合いについての報告を要求した。この要求に対応するための安全評価を SKB 社 が実施し、2007～2008 年にかけて複数の報告書を取りまとめている。これらの報告書 のレビュー後、2008 年 3 月に SFR で処分する廃棄物パッケージ型式の大部分につい て、廃棄物定置の中断が解除された。 ○SFR の拡張／処分対象廃棄物の拡大に向けた安全評価 SFR では、主として原子力発電所で発生する運転廃棄物の処分が許可されている。 SKB 社は、今後発生する廃止措置廃棄物を受け入れて処分するため、並びに原子力発 電所の運転期間の延長計画（各原子力発電所は、原子炉の操業期間を 40 年から 50 年 に、オスカーシャム原子力発電所は 60 年に延長する計画）に伴って対応が必要となる 廃棄物を踏まえ、SFR を段階的に拡張する計画である。 SKB 社は 2013 年中に SFR 拡張の申請書を提出する予定である。SFR の拡張に関す るスケジュールは、図 2.1.6-1 を参照のこと。 28 (3) SFL を対象とした性能評価 SKB 社は、SFL（長寿命廃棄物の処分場）が必要となる時期を 2045 年頃と考えてい る。SKB 社の『研究開発実証プログラム 2010』においては、当面は、可能な処分概念の 検討を進めているとしている。今後選定する SFL の処分場概念に対する長期安全性の予 備的な評価を、2016 年頃に取りまとめる予定である。SKB 社の計画では、SFL に関連 する申請準備は 2030 年頃に整えられるようになる見通しである。 SFL を対象とした予備的な長期安全性評価は、1999 年に SKB 社の技術レポート TR-99-28『長寿命の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場』として取りまとめられてい る。この予備的安全評価は、当時の処分場設計案に対して、SFL で処分する廃棄物の最 新情報をもとにして実施したものである。予備的安全評価の目的は、この処分場設計案 の評価を行うとともに、SFL のサイト選定において重要となる事項を見いだすこととし ている。評価で用いる地質条件や生物圏の条件は、使用済燃料の地層処分場の予備的安 全評価 SR97 の設定（限定的なボーリングデータが存在する仮想的立地点３カ所）を流用 している。 TR-99-28 の結論として、SKB 社は以下の４点に整理している。 ● 処分対象廃棄物に含まれる核種のうち、安全評価上重要なものは、 （地下水を通じて）移動 しやすい核種であって、長寿命な核種である。このことは、バリアや生態系（エコシステム） について非常に長い期間を考える必要があることを意味する。 ● 環境影響の計算における不確実性を低減するためには、線量の支配核種である Ni-63 と Mo-93 の核種インベントリの不確実性が重要である。廃棄物に含まれる核種の放出挙動、 バリア中での移行挙動、環境での影響の出方に関する研究も重要である。 ● サイト特性も安全性にとって重要である。処分場を建設する深度での地下水流動、そして核 種が放出される地表の生態系－の２つが特に重要である。 ● 処分場周辺の岩における地下水流動が大きい場合には、ニアフィールドの強化することによ って補うことができる。しかしながら、そうしたニアフィールドは非常に長い期間にわたっ て機能を発揮しなければならない。したがって、処分場における化学的・力学的環境で耐久 性のある材料が必要となる。 29 表 2.1.8-1 SFL を対象とした予備的な長期安全性評価の報告書構成 SKB TR-99-28 長寿命の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場 予備的安全評価 （SKB 社、1999 年 11 月） Deep repository for long-lived low- and intermediate-level waste Preliminary safety assessment (189 pages) 1. イントロダクション 2. 長寿命の低中レベル放射性廃棄物 3. 処分場の設計とレイアウト 4. SFL3-5 の立地点とサイト特性 5. 生物圏 6. レファレンスシナリオの説明 7. 水理計算 8. 核種移行 9. 他のシナリオ 10. 考察と結果 30 2.2 フィンランド 2.2.1 近年の原子力政策 フィンランドでは 1977 年より原子力発電が開始し、現在までにオルキルオト原子力発電 所とロヴィーサ原子力発電所において合わせて 4 基の原子炉が稼働しており、2011 年の発 生電力量は 22.6TWh となり、全電力のうちの約 4 分の一を占めるまでになっている。2002 年に 5 基目となるオルキルオト 3 号機の建設が認められ、現在建設中である。また、2010 年にオルキルオト 4 号機と、新たにフィンランドの原子力発電産業に参入するフェノヴォ イマ社の 1 基、合わせて 2 基の原子炉建設が認められている。 2.2.2 放射性廃棄物の発生源 ロヴィーサとオルキルオトの 2 箇所の原子力発電所が放射性廃棄物の主な発生源である。 また、フィンランド技術研究センター（VTT）が操業する研究用原子炉からも放射性廃棄 物が発生する。医療、研究、産業方面の用途にラジオアイソトープを使用しているいくつ かの施設でも放射性廃棄物が発生している。 2.2.3 放射性廃棄物の分類、発生量 フィンランドでは、放射性廃棄物は原子力廃棄物と、原子力利用及び関連した核燃料サ イクル以外からの放射性廃棄物の 2 つの区分に大別されている。原子力廃棄物は原子力法 によって、その他の廃棄物は放射線法により規制されている。 図 2.2-1 放射性廃棄物の分類 31 使用済燃料は 2011 年末までにオルキルオト原子力発電所で 1290 トン、ロヴィーサ原子 力発電所で 522 トン発生している。 低中レベル放射性廃棄物の発生量はオルキルオト原子力発電所で 6759.9 m3、ロヴィーサ 原子力発電所で 2153 m3 である。（2011 年末現在） 2.2.4 放射性廃棄物の処分方針 フィンランドで処分の対象となる高レベル放射性廃棄物は、オルキルオト原子力発電所 とロヴィーサ原子力発電所から発生する使用済燃料である。フィンランドでは、これらの 使用済燃料を再処理せずに、そのまま高レベル放射性廃棄物として処分する直接処分方式 をとっている。2001 年に最終処分場建設予定地をユーラヨキ自治体のオルキルオトとする ことが決定した。 処分概念については、使用済燃料を鋳鉄と銅による二重構造のキャニスタに封入し、地 下約 400ｍの地層に処分する。キャニスタの周囲はベントナイト緩衝材を定置する。KBS-3 と呼ばれるこの処分方法はスウェーデンにおいて開発された概念である。 a 図 2.2-2 b キャニスタ写真（a）、原子炉の種類に対応したキャニスタ（b：左からロシア 型加圧水型原子炉用、沸騰水型原子炉用、欧州加圧型原子炉用） 32 放出バリア 1 埋戻し材 2 緩衝材 3 キャニスタ 4 岩盤 図 2.2-3 KBS-3 の多重バリアによる処分概念 図 2.2-4 オルキルオトにおける使用済燃料処分場のイメージ ポシヴァ社による使用済燃料処分の安全性に関する概念は図 2.2-5 のように示されてい る。KBS-3 法による安全概念は、処分の長期安全性を、使用済燃料を地下深部に隔離し、 その放射性核種を多重バリアシステム（人工バリア・天然バリア）によって閉じ込めるこ とによって達成するとしている。多重バリアシステムはいずれか単一の有害な事象または システムの不備によって安全性の確保が棄権にさらされるようなことがないようにするた めのものである。使用済燃料に含まれる放射性核種の閉じ込めは、何よりも使用済燃料を 水密性及び気密性を備えたシーリングの施されたキャニスタに封入することによりもたら される。図 2.2-5 には安全機能の働きを支援するシステムの鍵となる特性が赤色の柱及びブ 33 ロックとして表されている。また、緑色の柱及びブロックは、キャニスタに破損が生じた 場合に、放射性核種の放出を制限し、核種移行を遅延させる役割を果たす、安全システム の二次的な特徴を示している。 図 2.2-5 結晶質基盤岩における使用済燃料向け KBS-3 タイプ処分場に関する安全概念 の概念図 低中レベル放射性廃棄物は各原子力発電所のサイトにおいて浅地中処分（60～110ｍ程 度）が実施されている。図 2.2-6 と 2.2-7 にオルキルオトとロヴィーサ原子力発電所の敷地 内にある低中レベル放射性廃棄物処分場のレイアウト図と処分状況について示す。 34 図 2.2-6 オルキルオト低中レベル放射性廃棄物処分場 図 2.2-7 ロヴィーサ低中レベル放射性廃棄物処分場 2.2.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） 2008 年に使用済燃料と低中レベル放射性廃棄物の処分に係る一般安全規則「原子力廃棄 物の処分における安全性に関する政令」が制定された。使用済燃料処分に係る安全指針と しては 2001 年に STUK YVL 8.4「使用済燃料処分の長期安全性の指針」 が定められており、 低中レベル放射性廃棄物処分に係る安全指針としては、2003 年に STUK YVL 8.1「原子力 発電所の操業からの低中レベル放射性廃棄物の処分」が策定されている。STUK は 2013 年 現在 2 つの安全指針を統一した安全指針 STUK YVL D.5「原子力廃棄物の処分」を改訂し ている。 35 サイト選定基準に関連して、2008 年の政令においては、処分地について「処分地の地質 学的特性は、全体として放射性物質を環境から隔離する上で好ましいものでなければなら ない。長期安全性にとって明らかに不都合な特徴を有する土地は、処分地として選択され てはならない。」と規定している。 2.2.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） フィンランドでは原子力令により、廃棄物管理義務を有する者は 3 年ごとの 9 月末まで に「廃棄物管理義務を有する者が、いかにして原子力廃棄物管理に係わる措置を遂行する 予定であるか、ならびにそれらの計画策定に関する報告書」を提出する事が規定されてお り、この報告書では以下を含むこととしている。 ・ 原子力廃棄物管理の履行に関する全体計画、ならびに必要とされる準備及び研究 措置を含む適切な日程表及び仕様書、ならびに管理義務を履行する上で必要な管 理体制及びその他の情報 ・ 研究開発及び計画策定活動の実際の状況の評価ならびに翌 3 年間に講じられる措 置に関する詳細計画 ・ 翌 6 年間に実施される予定の措置に関する概略計画 ポシヴァ社は原子力令に基づき 2009 年には 2010～2012 年までの研究開発計画に関する 文書「TKS-2009」を雇用経済省に提出している。また、2012 年には 2013～2015 年にお ける放射性廃棄物管理に関する研究開発計画プログラム「YJT-2012」を提出している。YJT はフィンランド語で放射性廃棄物管理を意味する。YJT-2012 は 2013 年 2 月現在フィンラ ンド語版のみが公表されており、英語版が 2013 年度中に公表される予定である。 なお、2008 年に原子力令が改正され、上記研究開発計画文書の提出が法令で規定される 前においても、原子力廃棄物管理に関する計画書及び報告書を毎年当局に提出していたが、 2003 年と 2006 年に提出された文書「TKS-2003」と「TKS-2006」は、参考資料として提 出されていた。 36 図 2.2-8 ポシヴァ社による研究開発プログラム TKS-2009（左）と YJT-2012（右） YJT-2012 については 2013 年 3 月現在英語版が公表されていないため、研究開発計画に 関する報告書の内容としてここでは TKS-2009 の構成について下表に示す。 表 2.2-1 「TKS-2009：オルキルオト及びロヴィーサ原子力発電所の原子力廃棄物管理： 現状レビュー及び将来の計画（2010-2012 年）」の構成 1. 概要 序 1.1 1.2 1.3 2. 前提及び目的 2.1 2.2 2.3 2.4 2.5 2.6 2.7 3. 使用済燃料処分サイトの特 3.1 性と適合性 3.2 3.3 4. 施設設計 4.1 4.2 4.3 4.4 4.5 4.6 4.7 4.8 4.9 5. 処分システム 5.1 5.2 5.3 5.4 5.5 5.6 6. セーフティケースの主な要 6.1 素と生産プロセス 6.2 原子力廃棄物管理に関する義務と責任 TKS-2009 プログラム報告書：全体的な序 原子力廃棄物管理策と、原子力廃棄物管理の現状 一般 使用済燃料の処分：TKS-2006 期間の目標とその実現 地下特性調査施設（ONKALO） 使用済燃料の処分の準備－現状及びスケジュール 建設許可に関して必要とされる準備態勢のレベル 許可申請の提出に関する準備態勢を実現する上で必要な作業 2013 年～2015 年の期間における目標 オルキルオトの母岩と表層環境の記述 オルキルオトモニタリングプログラム OMO 岩石適合性評価 設計前提の現状 設定前提で生じる変更可能性 封入施設プラント 処分施設 定置と移動テクニック 操業安全性 使用済燃料輸送 セキュリティの調整 核拡散防止管理 地下開口部 緩衝材 キャニスタ トンネル埋戻し材 施設閉鎖 回収可能性 概念化及び方法論 品質管理 37 7. 8. KBS-3H 概念 6.3 6.4 6.5 6.6 7.1 7.2 7.3 7.4 7.5 7.6 7.7 8.1 許可 8.2 8.3 9. 発電所の操業廃棄物と廃止 9.1 措置に関する研究開発 9.2 10. 参考文献 安全評価の時間窓と計算の終結点 遵守評価及び信頼性 現状、及び 2010-2012 のための確認された研究ニーズとプログラム 2013 年～2015 年の予定 KBS-3H 概念の一般な記述 KBS-3H 設計の開発－焦点は緩衝材に置かれている KBS-3H 最終処分システムの主要構成－現状、 進行中の研究、2010-2012 の計画 オルキルオトサイトに合わせた KBS-3H 概念のレイアウトの調整 長期安全性評価 KBS-3H 概念における逆転操業と回収可能性 2013～2015 年に関する予備プラン 原子力廃棄物プラントに関して必要とされる許可とそれに相当する決 定 建設許可申請の準備 建設及び操業に関する準備 オルキルオト原子力発電所からの廃棄物 ロヴィーサ原子力発電所で発生する廃棄物 2012 年 12 月にポシヴァ社は使用済燃料処分場の許可申請書を提出しているが、 以下のポシヴァ社による報告書の大部分は建設認可申請及びセーフティケース等 申請書関連文書の一部をなすもので、2013 年中に公開予定となっている。 - Monitoring at Olkiluoto – a Programme for the Period Before Repository Operation (POSIVA 2012-01) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 - Design Basis (POSIVA 2012-03) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 Performance Assessment (POSIVA 2012-04) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 Description of the Disposal System (POSIVA 2012-05) Olkiluoto Biosphere Description 2012 (POSIVA 2012-06) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 - Features, Events and Processes (POSIVA 2012-07) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 Formulation of Radionuclide Release Scenarios (POSIVA 2012-08) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 Assessment of Radionuclide Release Scenarios (POSIVA 2012-09) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 - Biosphere Assessment BSA-2012 (POSIVA 2012-10) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 Complementary Considerations (POSIVA 2012-11) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto 2012 - Synthesis (POSIVA 2012-12) Canister Design 2012 (POSIVA 2012-13) Buffer Design 2012 (POSIVA 2012-14) Backfill Design 2012 (POSIVA 2012-15) Canister Production Line 2012 – Design, Production and Initial State of the Canister (POSIVA 2012-16) Buffer Production Line 2012 – Design, Production and Initial State of the Buffer (POSIVA 2012-17) Backfill Production Line 2012 - Design, Production and Initial State of the Deposition Tunnel Backfill and Plug (POSIVA 2012-18) 38 - - - - - - Closure Production Line 2012 - Design, Production and Initial State of Underground Disposal Facility Closure (POSIVA 2012-19) Layout determining Features, their Influence Zones and Respect Distances at the Olkiluoto Site (POSIVA 2012-21) Underground Openings Production Line 2012 (POSIVA 2012-22) Site Engineering Report (POSIVA 2012-23) Rock Suitability Classification, RSC-2012 (POSIVA 2012-24) 2D and 3D Finite Element Analysis of Buffer-Backfill Interaction (POSIVA 2012-25) Climate and Sea Level Scenarios for Olkiluoto for the Next 10,000 Years (POSIVA 2012-26) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto - Data Basis for the Biosphere Assessment BSA-2012 (POSIVA 2012-28) Safety Case For The Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto - Terrain and Ecosystems Development Modelling in the Biosphere Assessment BSA-2012 (POSIVA 2012-29) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto - Surface and Near-surface Hydrological Modelling in the Biosphere Assessment BSA-2012 (POSIVA 2012-30) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto - Radionuclide Transport and Dose Assessment for Humans in the Biosphere Assessment BSA-2012 (POSIVA 2012-31) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto - Dose Assessment for the Plants and Animals in the Biosphere Assessment BSA-2012 (POSIVA 2012-32) Underground Openings Line Demonstrations Stage 1, 2012 (POSIVA 2012-33) Seismic Activity Parameters of the Olkiluoto Site (POSIVA 2012-34) Inspection of Disposal Canisters Components (POSIVA 2012-35) Analyses of Disposal Canister Falling Accidents (POSIVA 2012-36) Long-Term Safety of the Maintenance and Decommissioning Waste of the Encapsulation Plant (POSIVA 2012-37) Human Factors in NDT of the EB-Weld (POSIVA 2012-38) Safety case for the disposal of spent nuclear fuel at Olkiluoto: Radionuclide solubility limits and migration parameters for the canister and the buffer. (POSIVA 2012-39) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto: Radionuclide Solubility Limits and Migration Parameters for the Backfill. (POSIVA 2012-40) Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto: Radionuclide Migration Parameters for the Geosphere. (POSIVA 2012-41) 2012. Summary Report. Microbiology of Olkiluoto and ONKALO Groundwater (POSIVA 2012-42) In Situ Stress Measurement with LVDT-cell – Method Description and Verification. (POSIVA 2012-43) Clay erosion in dilute waters (POSIVA 2012-44) Current status of mechanical erosion studies of bentonite buffer (POSIVA 2012-45) 2D and 3D finite element analysis of buffer-backfill interaction (POSIVA 2012-46) Thermo-Hydro-Mechanical Modelling of Buffer. Synthesis Report (POSIVA 2012-47) Thermo-Hydraulic Modelling of Buffer And Backfill (POSIVA 2012-48) Thermo-Hydro-Mechanical Tests of Buffer Material (POSIVA 2012-49) 39 - Description of KBS-3H Design Variant (POSIVA 2012-50) 2.2.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 フィンランドにおける使用済燃料処分場のサイト選定は 1983 年の政府による処分場のサ イト地点選定スケジュール策定により開始された。上記スケジュールに基づき、処分実施 主体（当初は TVO 社、1995 年よりポシヴァ社）は、①サイト確定調査、②概要サイト特 性調査、③詳細サイト特性調査の 3 段階で候補サイト地域を絞り込み、1999 年にポシヴァ 社はユーラヨキ自治体のオルキルオトを最終処分場とする計画について原則決定の申請を 行った。 図 2.2-9 フィンランドにおける使用済燃料処分場サイト選定の概要 ポシヴァ社による原則決定申請に対して規制機関である STUK は安全性に関して肯定的 な見解を示し、また地元のユーラヨキ自治体が処分場受け入れに賛成したことにより、フ ィンランド政府は 2000 年 12 月に原則決定を行い、翌 2001 年に国会が政府の原則決定を 承認したことにより、オルキルオトが処分地として正式に決定した。 サイト選定の各段階におけるサイトの評価の概要は以下の通り。 サイト確定調査（1983～1985 年） 航空写真や地形図等の文献調査により、TVO 社がフィンランド全土から 101 箇所の潜在的 調査対象地域を選定。地質学的要因（主に大規模な亀裂帯の回避）と環境要因（人工密度、 土地利用計画、使用済燃料の輸送面等）を評価して絞り込み。 1986 年に当局（STUK、環境省等）による評価の実施。 概略サイト抑制調査（1987～1992 年） 40 1987 年に TVO 社が概略サイト特性調査対象地域 5 箇所を公表（ロムヴァーラ、ヴェイス ツィヴァーラ、キヴェッティ、スィイリ、オルキルオト） 。ボーリング調査等が実施された。 1992 年に TVO 社は 5 箇所の対象地域から、次の詳細サイト特性調査を実施する 3 箇所を 選定（ロムヴァーラ、キヴェッティ、オルキルオト）。水理特性と処分場レイアウトの柔軟 性等の観点からヴェイスツィヴァーラとスィイリは次の調査対象地域から外れた。 詳細サイト特性調査（1993～2000 年） サイトの地質、水理、地球化学的特性等の調査、最終処分サイトの全体的適性に関する評 価等を実施。1994 年の原子力法改正において原子力廃棄物の輸出入が禁止になったことを 受けて、それまでロシアに変換していたロヴィーサ原子力発電所の使用済燃料も国内で処 分することが必要となり、それに関連してロヴィーサ原子力発電所が所在するハーシュト ホルメンが 1997 年より詳細サイト特性調査の対象地域となった。 1999 年にポシヴァ社は 4 箇所の候補地域からユーラヨキ自治体のオルキルオトを使用済 燃料処分場のサイトとして選定し、政府に原則決定の申請を行った。 詳細サイト特性調査が行われた 4 箇所のサイトでは地質学的にはサイト間の相違がないと 評価された。サイト選定ではその他の要因として、使用済燃料の輸送量低減が図れること、 及び候補サイトが所在する自治体において処分場の社会的受容性の高いとの理由からオル キルオトが選定された。 2.2.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ポシヴァ社は 1999 年の原則決定申請時に、4 箇所の候補サイトそれぞれにおいて使用済 燃料を処分した場合の長期安全性に関する以下の評価書を申請書に添付した。 • ポシヴァ社「TILA-99：Hastholmen、Kivetty、Olkiluoto および Romuvaara におけ る使用済燃料処分の安全性評価」（1999 年 3 月） 評価では、銅－鋳鉄製キャニスタ内に収納した使用済燃料を地下約 500 m の結晶質岩の 岩盤内に KBS-3 型の処分概念によって処分した場合に、キャニスタからの核種の放出可能 性とその影響に関する安全性評価を行っている。 原則決定手続きにより 2001 年にオルキルオトが処分地として決定した後に、ポシヴァ社 41 は地下特性調査施設の建設を 2004 年に開始し、並行して処分場の建設許可申請に必要なデ ータを集めるための調査を実施した。また、2000 年代より地層処分の長期安全性に関して セーフティケースによる立証の考えが世界的に広まったのと同様に、ポシヴァ社はセーフ ティケースの開発を進めてきた。2008 年には「原子力廃棄物の処分における安全性に関す る政令」が制定され、その中で処分場の建設許可、及び操業許可申請時に事業者がセーフ ティケースを提出することが規定された。2012 年 12 月にポシヴァ社は処分場の建設許可 申請書を政府に提出するとともに STUK にセーフティケースを提出している。しかしなが ら、2012 年末に提出されたセーフティケースに関しては 2013 年 3 月現在公表されていな い。2003 年における政府経決定に従って、2009 年にポシヴァ社は建設許可申請の準備状況 報告書を提出した。また、準備状況報告書に関連してポシヴァ社は 2010 年に以下のセーフ ティケースの中間概要報告書を公表している。 • ポシヴァ社「2009 年セーフティケース中間概要報告書」（POSIVA 2010-02, 2010 年 3 月） 本章では 1999 年に公表された TILA-99 と 2010 年に公表されたセーフティケース中間概 要報告書の概要について以下に整理する。 (a) TILA-99：Hastholmen、Kivetty、Olkiluoto および Romuvaara における使用済燃料 処分の安全性評価 ・概要 4 箇所の候補サイト（Hastholmen、Kivetty、Olkiluoto および Romuvaara）にて使用 済燃料を KBS-3 法による処分概念で地下 500ｍに処分した場合の長期安全性評価を実施し ている。保守的なプロセス、モデルおよびデータに基づき、キャニスタに潜在的な欠陥が 発生した場合の影響について評価した結果、どのサイトにおいても多数のキャニスタが最 初から欠陥が存在したか、またはある時間が経過すると同時にキャニスタが「消失」した 場合においても、生物圏への核種の放出率に対する線量等の基準は超過しないということ が判明したとしている。また、閉鎖後における安全性の観点から、4 箇所の候補サイト全て が使用済燃料の処分場として適しており、安全性評価において、これら候補サイトの内の 42 何れかを不適格と判断する、または、放射性核種の放出・移行解析において、これら候補 サイトの内の何れかを他の候補サイトの上にランクさせることはできないとしている。 ・インベントリ 使用済燃料の処分量については、1999 年当時に運転をしていたオルキルオト原子力発電 所の原子炉 2 基、及びロヴィーサ原子力発電所の原子炉 2 基が運転を 60 年まで延長した場 合に発生する最大量 4000 トンを想定している。核種インベントリは燃焼度 36 MWd/kgU の使用済燃料を 30 年間冷却した条件で ORIGEN2.1 を用いて計算している。 ・処分概念 KBS-3 の概念により使用済燃料を銅－鋳鉄製キャニスタに密封し、そのキャニスタを地 下 500ｍの結晶質の岩盤内に定置する。キャニスタの周囲は緩衝材で取り囲む構造としてい る。下図はオルキルオト原子力発電所 1 号機 2 号機から発生する使用済燃料の処分概念図 となっている。 図 2.2-10 オルキルオト原子力発電所 1 号機、2 号機から発生する使用済燃料のキャニスタ 処分孔の概念 43 ・規制基準 TILA-99 が公表された時期は使用済燃料処分の安全性に関する一般安全規則「使用済燃 料処分の安全性に関する政府の決定（1999 年）」が制定される直前であったが、ポシヴァ社 はその規則ドラフトの内容に沿って安全評価の遵守について検討を行った。 以下の囲みにドラフトにおける処分場閉鎖後における放射線防護基準を示す。 •処分場の計画に当たっては、バリアシステムの通常予想される推移に基づき、以下の目標をクリアしなくてはなら ない： 1) 最も大量に被ばくする人が受ける年間有効線量は 0.1 mSv 未満であること；また 2) 公衆の大多数のグループが受ける平均線量は十分低い値であること。 この制約条件を評価期間にて対して適用するが、その期間は人間の被ばく評価に対して十分予測可能な期間であると 同時に、少なくとも数千年にわたり適用できるものでなくてはならない。 •上記の期間が終了した後、処分場から放出されて環境に移行する放射性物質の量を長期間にわてって平均した値 が、核種に固有の制約条件を超えてはならない。これら制約条件をもとに、処分に起因する放射線の影響を以下の条件 を満たすように制限する必要がある： 1) 影響はその最大値においても天然放射性物質のもたらす影響を超えないこと；更に 2) 広いスケールで見た場合、放射線影響は問題にならない程度に小さくなくてはならない。なお核種に固有の放出 率に関する制約条件は放射線･原子力安全センターが出版した YVL 指針に定めてある。 ・シナリオ TILA-99 のシナリオア構成は以下のようなシステムに基づいている。 ① 基本シナリオでは処分場周辺の条件は現在の深度 500m 程度の条件とし、処 分場定置当初のキャニスタは全て健全であると仮定する。 ② キャニスタ固有のデータに注目した参照シナリオ。キャニスタに当初から欠陥があっ た場合、 （サイト特有の条件により）ある時点でキャニスタが消失する（バリア性能が 期待できなくなる）と仮定した場合の一連のシナリオ。 ③ 感度解析及び「what if」解析。 ④ 実施した解析の確実性に関する検討及び明確にモデルに取り入れなかったが、評価に 関連があると思われる FEP の評価。 ⑤ 多重キャニスタ欠損シナリオ。 ・放射性核種の放出および移行モデル ソースターム ソースタームモデルは、1）瞬時の放出量（IRFs）、2）燃料マトリックス、3）ジルカロ イ中の放射化生成物、および 4）その他金属部品中の放射化生成物という 4 つの構成要素か ら成っている。 44 ニアフィールドモデル 下図にはキャニスタが消失したと仮定するケースでのニアフィールドの核種移行概念図 が示されている。キャニスタ内部の水に放出された核種は 3 種類の移行経路を取りうると している。 •キャニスタ周囲のベントナイトから処分孔と交差する岩石亀裂帯へ（QF） •処分孔最上部の埋め戻し材からトンネル床面下（QDZ）の掘削によって損傷された岩盤区 域（EDZ）へ •処分坑道から岩盤または EDZ へ（QTDZ1） 緩衝材中の核種は拡散のみによって移行することとしている。 図 2.2-11 「キャニスタ消失」ケースにおけるニアフィールド移行モデル 3 つの経路を通る放出を合計してニアフィールドから岩石圏への総放出速度を求め、それ を次に地圏移行解析の入力に使用する。また、ニアフィールドの一番外の部分から岩石圏 への移行は、移行係数を使ってモデル化されている。 45 ファーフィールドモデル 地圏における放射性核種の移行のモデル化は、亀裂を移流によって移行する概念に基づ く。地圏における放射性核種の遅延効果については亀裂表面からのマトリックス核種拡散 のみが寄与している。 線量換算係数 地圏から生物圏に対する放射性核種の放出率は線量換算係数によって線量率に変換され る。TILA-99 における線量変換係数は様式化した「WELL-97 飲料水シナリオ」に拠ってい る。WELL-97 は、処分場からの生物圏への 1 年間の核種放出量は 100,000 m3 の水に希釈 され、また各個人は 1 年間に汚染水 500 リットルを飲用するという仮定をもとにしている。 下表に核分裂生成物および放射化生成物の線量変換係数の例を示す。 表 2.2-2 核分裂生成物および放射化生成物の線量変換係数 46 ・評価結果 基本シナリオ 処分場に定置当初のキャニスタは全て健全であり、処分システムの時間的変遷の影響 は受けるものの、極めて長時間に亘ってシステムの健全性は維持されるとしている。 参照シナリオ 参照シナリオにおけるニアフィールド移行データは下表のように設定されている。 表 2.2-3 参照シナリオの移行データ H=ハーシュトホルメン、K=キヴェッティ、O=オルキルオト、R=ロムヴァーラ pd=現在、f=未来、ns=淡水、sal=塩水、Lo=ロヴィーサのキャニスタ 50=中央値、95=95 パーセンタイル値、vhflow=非常に大きい流量 ここで、キヴェッティとハーシトホルメンの 95 パーセンタイル QF 流量はロムヴァーラ やオルキルオトと比較して高く設定されている。沿岸部のオルキルオトとハーシュトホル メンは数千年後には内陸化することや、処分場の区域によっては地下水が淡水除件となる 場合がある。 図 2.2-12 に SH-sal50 と DC-ns50 シナリオにおける線量率評価結果を示す。SH-sal50 47 はキャニスタに初めから小さな穴（Small Hole）が存在し、4 箇所のすべての候補サイトに 対する流動と移行の中央値データ、及び塩性地下水条件を示す。また、DC-ns50 は、1 万 年でキャニスタのバリア性能が消失し、4 箇所すべてのサイトに対する流動と移行の中央値 データ、非塩性地下水条件のシナリオとなっている。どちらの評価結果も規制で示された 0.1mSv/y の線量基準より極めて低い線量率の結果となっている。 図 2.2-12 SH-sal50 と DC-ns50 シナリオにおける線量率評価結果 図 2.2-13 には参照シナリオの最大線量率と最も線量に寄与する核種の結果を示す。最も 高い線量率となるのは、塩水性地下水かつ非常に地下水流速が速い場合のキャニスタ消失 シナリオ（DC-vhflowsal）となった。 48 図 2.2-13 最大合計線量率と最も重要な核種 感度解析と「what if」解析 感度解析と what if 解析では参照シナリオで仮定された条件より悲観的な以下の条件にお ける影響を評価している。 •キャニスタの破損時間 •ソースタームモデル •還元条件に対する非常に高い推定溶解度 •ニアフィールド全体における酸化条件 •トンネル沿いの移行 •マトリックス拡散の浸透深さ •ファーフィールドにおける経路拡散（ペクレ数） •代替線量変換係数 •現実的な遅延データ •非塩性地下水の非常に多い流量（vhflowns）と塩性地下水の化学特性の組み合わせ •ベントナイトの非常に低いな性能 •ガスの発生による汚染水のキャニスタ外への移動 •氷河融解水 •後氷期の断層運動 処分場密閉直後のキャニスタ「消滅」、燃料マトリックスの急速な劣化、溶解度に関する 非常に悲観的な見積もり、ベントナイト緩衝材の低い性能を含めて評価された結果、多数 のキャニスタに最初から欠陥があるか、同時に「消滅する」可能性があったとしても、生 49 物圏への放出量や線量率の制約案は越えなかったとしている。 ・結論 安全評価の結果、閉鎖後の安全性の観点から見ると、候補サイト 4 カ所はすべて使用済 燃料の処分場立地に適するとしている。また、安全評価はこれらの候補サイトのいずれか を排除する理由を提示するものでなく、放射性核種の放出と移行に関する解析も 1 つのサ イトを他のサイトより上にランク付けする確固たる根拠を提供しないとしている。 閉鎖後の安全の観点に基づくサイトの比較評価は、水理・地下水化学・処分場レイアウ ト等の要素の定性評価に基づくものでなければならないとしている。放射性核種の放出と 移行に関する解析に基づく閉鎖後の定量的安全指数によってサイトをランク付けしようと する試みは意味がなく、性能評価計算を繰り返しても、サイトの相対的格付けに関する新 たな知見はあまり得られないであろうとしている。深地母岩における有利な建設と運転の 条件は処分場の優れた長期的性能の基礎となるため、地質工学的要素をサイトの選定で重 視すべきであるとしている。 (b)セーフティケース中間概要報告書 2009 ・概要 ポシヴァ社は 2012 年 12 月に使用済燃料処分場の建設許可申請書を政府へ提出した。申 請書における長期安全性の立証部分については、セーフティケースに基づいている。これ は国際的に採用されている定義に従うと、計画中の処分場の安全性と、その安全性に対す る専門家の信頼度(level of expert confidence)を定量化し、立証するための証拠、解析及び論 拠をまとめたものであるとしている。セーフティケース中間概要報告書は、セーフティケ ースの開発に重要な寄与をするとしている。 また、本報告書は経時的変化とともに生じる処分システムの変遷を取り扱うシナリオの 作成に用いるアプローチの概要を示し、これらのシナリオについて記述し、これらのシナ リオの解析に用いられる主要モデル及びコンピュータ・コードについて説明している。さ らに、地層処分場の長期安全性に関するフィンランドの規制要件の遵守について論じるほ か、計画された処分場の長期安全性に対する信頼（ポシヴァ社の側の信頼）の根拠となる 主な証拠、論拠及び解析を提示している。 50 ・セーフティケースの構造 ポシヴァア社は 2008 年に「セーフティケースプラン 2008」報告書を公表した。 図 2.2-14 2008 年セーフティケースプラン報告書で提示されたセーフティケースの構造 セーフティケースプラン 2008 において、ポシヴァ社はセーフティケース を図 2.2-14 のような 8 つの主要報告書、及び関連する技術報告書からなるポートフォリ オの構成で作成する予定であるとしていた。また、ポシヴァ社は、ポートフォリオを構成 するそれぞれの報告書を段階的に更新する予定であるとしていた。 なお、STUK の報告書「使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全性に関する条約、 条約の第 32 条による第 4 回フィンランド国報告書（2011 年）」によると、上記のセーフテ ィケース報告書ポートフォリオは STUK のコメントを受けて 2010 年に図 2.2-15 のように 改訂されたとしている。 51 図 2.2-15 2010 年に更新されたセーフティケースポートフォリオ ・インベントリ TILA-99 報告書公表後の 2002 年にオルキルオト 3 号機増設の原則決定がなされ、それに 伴いオルキルオトに建設される処分場に処分する使用済燃料の最大処分量が 6500 トンに増 加した。ただし、中間概要報告書が公表されたじきにおけるポシヴァ社の安全評価で検討 された処分場レイアウトは、TVO 社及びフォルツム社がそれぞれの原子炉ユニットから発 生する使用済核燃料量 5500 トンを基にしていた。 なお、2010 年にオルキルオト 4 号機の増設に関する原則決定がなされたため、2012 年 52 に提出された処分場建設許可申請書では 9000 トンの使用済燃料を処分する条件としている。 ・処分概念 KBS-3 法による使用済燃料処分の概念は TILA-99 当時から変更はない、ただし、処分深 度については TILA-99 では地下 500ｍとしていたが、中間概要報告書では約 400ｍとして いる。 なお、従来のキャニスタを縦置きに定置する“KBS-3V 概念”をリファレンスとしており、 横置きに定置する“KBS-3H 概念”も代替案として提示されている。 図 2.2-16 KBS-3V（左）及び KBS-3H（右）処分場設計の概念図 ・規制基準 TILA-99 公表時から、フィンランドの廃棄物処分に関する法令の改訂があり、2008 年に は「原子力廃棄物の処分の安全性に関する政令」が制定された。また、規制機関である放 射線・原子力安全センター（STUK）による指針について現在改訂中となっている。中間概 要報告書では、改訂中の指針「原子力廃棄物の最終処分」(YVL D.5)のドラフトに示されて いる放射線防護基準を引用している。政令及びドラフト版の指針では下記の規制要件が定 められている。 表 2.2-4 フィンランドにおける原子力廃棄物処分の放射線防護基準（ドラフト） • 最低でも数千年間の期間（線量率に係る基準を規定） 9 最も高い被ばくを受ける人々の年間線量の拘束値： 0.1 mSv/y。最も高い被ばくを受ける 個人の年間線量は、最も高い放射線被ばくが様々な経路を通じて起こる処分サイトの近く で生活する自給自足が可能な家族または小さな村落共同体等に起こる平均量に対応。 53 9 より大きなグループに含まれる人々が受ける年間の平均被ばく線量が、最大被ばくを受ける個人に関 する拘束値の 1/100～1/10 を超えない（0.001～0.01mSv/y） • 9 上記の期間以降（地圏から生物圏への核種放出率に係る基準を規定） 核種の比放射能の放出量とそれぞれの拘束値との間の比率の合計が 1 を下回ること。なお、放射能の 放出率は最大で 1000 年間にわたり平均することが出来る。また、具体的な放射能放出率との比較に 用いられる規制拘束値はドラフト版の指針の中で定められているとしている。 9 偶発的な事象の安全面から見た重要性の評価は、実行可能な場合に、それによって得 られた年間線量または放射能放出を計算した上で、見積もられた発生確率をそれに乗 じる、としている。 ・シナリオ 中間概要報告書では、FEP（特性（feature）事象（event）プロセス（process））を「安 全機能に寄与する主要バリアの鍵となる特性」と「潜在的に有害な FEP」に区分している。 9 9 9 9 9 安全機能に寄与する主要バリアの鍵となる特性 9 キャニスタの機械的強度、耐腐食性 9 緩衝材の低透水性、化学的緩衝性 9 オルキルオト基盤岩の亀裂密度の低さ、還元性地下水 処分場の内部で発生する「潜在的な有害な FEP」 キャニスタにおける貫通欠陥及び非貫通欠陥と、早期放出につながる可能性のあるその他の欠陥が存 在する可能性 銅の腐食や放射性核種移行などの影響を生じさせる可能性のある緩衝材物質の欠落、喪失または再分 配につながるプロセス 同様に銅の腐食や放射性核種の移行などの影響を生じさせる可能性のある緩衝材/岩石境界面の擾乱 につながるプロセス キャニスタ内部での気体発生 臨界（中間概要報告書の段階ではシナリオ解析は実施していない） （処分場の外部事象に起因して発生する擾乱プロセス） 9 緩衝材の凍結 9 地殻均衡荷重に起因するキャニスタの破損 9 処分場深度への酸素の移行 9 氷河融氷水にさらされることで生じる緩衝材の喪失 9 岩石剪断に伴って生じるキャニスタの破損 9 偶発的な人間侵入によって生じるもの 処分場のシナリオは次のように分類される。（図 2.2-17） 1. 気候シナリオ（Climatic senarios）：処分場の長期的変遷が気候変動に関連する FEP に強く影響を受けることから、後述の「ベースシナリオ」と「擾乱シナリオ」の上位に気 候シナリオを位置付けている。以下の 2 つのシナリオを検討している。 ・ウルム氷期繰り返しシナリオ（Weichselian Repetition scenario） ・地球温暖化シナリオ（Moderate Anthropogenic Emissions scenario） 54 2. ベースシナリオ（The base scenario）：キャニスタからの核種放出が生じない道筋の すべてを指すシナリオ 3. 擾乱シナリオ（Disturbance scenarios）：長期安全性を損なう発生確率の低い事象 （unlikely event impairing long-term safety）を解析するために作成する、 「キャニスタか ら核種が放出し、最終的に生物圏に到達した核種による人間やその他の生物相の放射線被 ばくの可能性につながるすべての道筋を含むシナリオ」 図 2.2-17 ポシヴァ社にいる安全評価のシナリオ分類 ポシヴァ社は、核種移行解析や被ばく線量の評価に用いるシナリオは擾乱シナリオに分 類されるものだけであるとし、安全評価に用いるシナリオを「評価シナリオ」 （Assessment scenarios）と総称している。評価シナリオは、処分システムの変遷において放射性核種の 放出を伴う、したがって人間及びその他の生物相の電離放射線への被ばくの可能性につな がる全ての道筋が含まれ、処分場評価シナリオ、線量評価シナリオ及び人間侵入シナリオ から構成される。 また、処分場評価シナリオは以下の欠陥キャニスタシナリオと補足的なシナリオに区分 55 される。 表 2.2-5 中間概要報告書におけるシナリオ区分 欠陥キャニスタシナリオ （Defective canister scenarios） 9 DCS-I：貫通欠陥が処分後 10000 年に発生する（設計寿命の 1/10 に相当する） 9 DCS-II：貫通欠陥が処分時点（t = 0）で存在する 補足的なシナリオ （Additional scenarios） 9 AD-I：地震/岩石剪断：定置孔を横切る亀裂に突然変位で生じた結果として、キャニ スタが破損する 9 AD-II：緩衝材に影響を及ぼす破壊的事象－（緩衝材の定置ミス、低濃度の氷河融氷 水の浸入など）の結果として、キャニスタが破損する 9 AD-III：気体によって、キャニスタ及び定置孔から、瞬時放出割合が成立する形で 核種を含む汚染水や揮発形態の核種（C-14）が排出する。 ・放射性核種の放出および移行モデル 燃料からの放射性核種の放出は TILA-99 と同様に、瞬時放出割合と、その後の燃料マト リクス、被覆及びその他の金属部品からの放射性核種の比較的ゆっくりとした「調和放出」 によってモデル化されている。 また、ニサフィールドの核種移行も TILA-99 のモデル（図 2.2-11）と同様にキャニスタ からのファーフィールド（地圏）へ 3 つの経路を通じて移行することがモデルかされてい る。 ファーフィールドにおける核種移行も TILA-99 と同様に、溶存状態あるいは気体の状態 で地圏に入る放射性核種が、主として移流によって透水量係数の高い亀裂を通じて移行さ れるものとしてモデル化されている。亀裂に隣接する壁岩の空隙及び岩石マトリクス間隙 における溶質の拡散（マトリクス拡散）が及びマトリクス間隙表面での収着が、地圏移行 モデル化における重要な放射性核種保持メカニズムの一つとなっている。（図 2.2-18） 図 2.2-18 ファーフィールド（地圏）における核種移行概念 56 ランドスケープモデル TILA-99 では線量率評価において、様式化された井戸水飲用シナリオを基にして、地圏 から生物圏への核種放出量に核種固有の線量換算係数を乗じて線量率を算出していた。 それに対して、中間概要報告書では、地圏から放射性核種を受け取る可能性のある生態 系を地形･生態系進展モデル（TESM）や地下水流動モデル、地表・浅地中の水文学的モデ ル化から導き出された放射性核種の放出パターンに基づき特定している。 生物圏における放射性核種の移行は「生物圏オブジェクト（森林・湿地・耕作地・湖・ 河川・海岸の 6 種類）」と呼ばれる不連続ユニットのネットワークとしてモデル化し、これ をランドスケープ・モデルと定義している。 図 2.2-19 ランドスケープモデルによる核種放出の概念図（右）。処分場の各パネル A～ C（左）から放出された核種が 1 万年後（西暦 12020 年）にその時点での地表生態系でど のように分布しているのかをモデル化している。黒色の実線は現在の海岸線を示している。 （図は生物圏評価報告書 2009；Posiva report2010-3、ポシヴァ社）より引用。 ・評価結果 処分場評価シナリオにおける、基本処分場計算ケース「Sh1」の評価について以下に示す。 Sh1 はキャニスタ欠陥シナリオ DCS-II の一つであり、処分場閉鎖直後（t=0）においてキ ャニスタ１体に 1mm の貫通孔が存在していること、イオン強度が低い低濃度/汽水組成の 地下水条件と、地下水流動が初期状態の条件（移行抵抗 WL/Q=50000 yr/m）を想定した計 57 算ケースとしている。 図 2.2-20 に基本処分場計算ケース Sh1 におけるニアフィールドとファーフィールド（地 圏）への核種放出率を求めた結果をしめす。 図 2.2-20 基本処分場計算ケース「Sh1」におけるニアフィールドとファーフィールドへの 核種放出率 また、図 2.2-21 に Sh1 と Sh4Q のケースにおける、最大被ばくグループの 1 人の代表的 個人の年間被ばく線量（Egroup）を示す。Sh4Q は初期のキャニスタ欠陥が 4mm であり、 地下水流量が初期より大きい条件としている。処分場パネル C（図 2.2-19 左図参照）に定 置されたキャニスタから核種が移行し、Sh4Q ケースの条件において、最大被ばくグループ の 1 人の代表的個人の年間被ばく線量は 3.1E-05 （mSv/y）であり、規制基準（0.1 mSv/y） を大きく下回っている。なお、図 2.2-21 のようなランドスケープモデルに基づいて評価さ れた線量ついて、中間概要報告書では「ランドスケープ線量」と呼んでいる。 58 図 2.2-21 基本処分場計算ケース「Sh1」及び Sh4Q のケースの最大被ばくグループの 1 人の代表的個人の線量 線量率評価は、基本処分場計算ケース「Sh1」の他に、各原子炉（沸騰水型、ロシア加 圧水型、欧州加圧型）の燃料違いによるケース、地下水水質が塩水の場合のケース、地下 水流量が高いケース、核種溶解度が高いケースについてキャニスタ貫通孔が 4mm のケース 等合計 9 ケースについてランドスケープ線量が評価された（図 2.2-22）。最大となるランド スケープ線量は図 2.2-21 にも示されている Sh4Q であるとしている。 図 2.2-22 9 件の処分場計算ケースに関する年間ランドスケープ線量の最大値 59 中間概要報告書では、欠陥キャニスタシナリオの他にも、表 2.2-5 にある補足的な追加 シナリオにおいてキャニスタが損傷する数について評価し、大規模地震が発生した場合 に KBS-3V 処分場において 3000 本のキャニスタあたりで最大 20 体が損傷すると見積も っている。図 2.2-23 はキャニスタ欠陥シナリオ及び補足的なシナリオを含めて、キャニ スタから核種が生物圏まで放出された場合の総放出比を示している。放出率比が最も高 くなるシナリオは、岩石剪断/地震シナリオ（AD-I）の計算ケース「RS1」において発生 するとしている（計算ケース RS1 では 1000 年後に定置孔を横切る剪断運動がおこり、 キャニスタが破損する事を仮定）。この場合においても、生物圏への核種総放出比は表 2.2-4 に示す規制拘束値を下回っているとしている。 図 2.2-23 各シナリオにおける核種の総放出率比 ・結論 中間概要報告書によれば、安全性はまず、力学的な強度と耐食性を備えたキャニスタに よってもたらされるとしている。ごく少数のキャニスタに影響を及ぼす可能性があるが、 発生確率が低い事象を除き、数十万年以上の期間にわたって使用済燃料が隔離され、放射 性核種がキャニスタ内に閉じ込められた状態が維持されるものと想定されるとしている。 60 また、シナリオ評価結果によって、破損したキャニスタからの核種放出量が少ないことと、 それによって人間及びその他の生物相に有意の悪影響が生じないことが確認されたとして いる。 ただし、これまでに検討されたのは単一のキャニスタが破損するケースのみであり、将 来の研究では、複数のキャニスタが破損する可能性を検討しなければならないが、検討さ れた計算ケースの多くで放射性核種の放出量及び線量に関する規制拘束値が大きな余裕を 伴って満たされていることによって、複数のキャニスタが破損するケースにおいても、処 分場の安全性が損なわれると判断されるとは考えられないことが示されたとしている。 61 2.2.9 参考文献（2.2 節） 1) Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management 4th Finnish National Report as referred to in Article 32 of the Convention, October 2011 ［使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全性 に関する条約、条約の第 32 条による第 4 回フィンランド国報告書］ 2) POSIVA, TKS-2009, Nuclear Waste Management at Olkiluoto and Loviisa Power Plants, Review of Current Status and Future Plans for 2010 –2012, 2009 ［TKS-2009, オルキルオト及びロヴィーサ原子力発電所の原子力廃棄物管理：現状レビ ュー及び将来の計画（2010-2012 年）］ 3) POSIVA, YJH-2012 Olkiluodon ja Loviisan voimalaitosten ydinjätehuollon ohjelma vuosille 2013–2015, 2012 4) Vieno et al., “TILA-99, Safety assessment of spent fuel disposal in hastholmen, Kivetty, Olkiluoto and Romuvaara”, POSIVA99-07, 1999 5) POSIVA, Safety Case Plan 2008, POSIVA 2008-05, 2008 6) POAIVA, Interim Summary Report of the Safety Case 2009, POSIVA 2010-02, 2010 7) Hjerpe et al., Biosphere Assessment Report 2009, POSIVA 2010-03, 2010 8) POSIVA, RAKENTAMISLUPAHAKEMUS Olkiluodon kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen rakentamiseksi käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitusta varten, 2012 ［建設許可申請書］ 9) STUK, GUIDE YVL D.5 DISPOSAL OF NUCLEAR WASTE, 2011 62 2.3 フランス 2.3.1 近年の原子力政策 フランスの原子力発電所は、全てフランス電力株式会社（EDF 社）が運転している。EDF は 2011 年末段階で、58 基（全て PWR）の原子炉を運転しており、フランス全土への電力 供給とともに輸出も行っている。2011 年段階では、5,625(億 kWh)の総発電電力量に対し て原子力発電量は 4,424(億 kWh)であり、シェアは 78.6%である。また、国内電力消費量は 4,706(億 kWh)であり、総発電電力量との差分を輸出量とすれば、その総発電電力量に占め る割合は 16%である。 図 2.3-1 フランスにおける原子力発電の利用・導入状況 63 エネルギー白書 2011（平成 22 年度 エネルギーに関する年次報告）によれば、現在の フランスのエネルギー政策の基本方針は 2005 年の「エネルギー政策法」によって定められ ており、フランスの今後 30 年間のエネルギー政策として、温室効果ガス対策や再生可能エ ネルギーの利用方針などを定めている他、原子力発電に関しては 2020 年に向けた原子力発 電オプションの維持と 2015 年を目処に EPR（欧州型加圧軽水炉）の商業運転技術的検証 を完了させること等が示されている。EPR の新設に関しては、フラマンビル 3 号機（160 万 kW）が 2007 年に建設着工している（2016 年に送電開始予定）ほか、パンリー3 号機と しての増設に向けた調査が進められている。また、第 4 世代高速中性子炉の開発も進めら れている 1)。 フランスのサイクル政策は、使用済燃料に対して再処理・リサイクル（全量再処理オプ ション）を選択している。この政策の支援のため、ラ・アーグの再処理プラント（UP2、 UP3 と呼ばれる再処理プラント）と MOX 燃料加工プラント（マルクールの MELOX）が ある。また、現在稼働中の 58 基の PWR のうち、22 基で MOX 燃料の装荷が可能である。 分離された使用目的のない多量のプルトニウムの蓄積を避けるため、燃料は抽出されるプ ルトニウムの使用が明確になった時点で再処理される「等流量の原則：flux-adequacy principle」が適用される。そのため現在では、フランスの原子炉から排出される年間 1,150 トンの使用済燃料のうち、約 1,050 トンが再処理され、分離プルトニウムは約 120 トンの MOX 燃料としてリサイクルされる。使用済みの MOX 燃料等（プルトニウムの含有量が多 く、潜在的エネルギーが高い）は、将来の第 4 世代炉（Generation IV）でそのプルトニウ ム成分を利用するため、再処理までのあいだ貯蔵されている（現状では UO2 使用済燃料の 再処理が優先されている）1)。 フランスでは、高速増殖炉の開発が行われてきたが（第 2 世代高速中性子炉として位置 付けられた高速増殖炉であるフェニックス、スーパーフェニックス） 、現在はいずれも運転 が停止され（廃止措置中）、第 4 世代の高速中性子炉の開発が進められている。 第 4 世代高速中性子炉の開発は、出力 600MWe（60 万キロワット）クラスの次世代原子 炉開発としての役割に加え、放射性廃棄物管理における毒性低減に向けた研究開発の役割 を担う。分離変換技術は、1991 年の放射性廃棄物管理研究法において進められた 3 つの管 理方策の 1 つである（地層処分、分離変換、地上での長期貯蔵）。2006 年の放射性廃棄物 等管理計画法では地層処分を基本としつつも、分離変換を最終廃棄物の毒性を技術的・経 済的に可能な限り低減するための一つの手段として、研究開発を継続することを指示して 64 いる 2)。同法は、分離変換の研究を次世代炉開発との関連において、そのプロトタイプ施設 の運転を 2020 年までに開始することを要求しており、現在、同研究開発は ASDRID 計画 （高速中性子スペクトル炉の原型炉建設計画）として進められている（ASDRID のスケジ ュールと第 4 世代炉による放射性廃棄物処分事業への効果イメージを次図に示す） 。 （上図出典：第 17 回 新大綱策定会議［平成 24 年 4 月 24 日］ 資料第 1 号） 図 2.3-2 第 4 世代炉の研究開発計画（実証炉計画）と放射性廃棄物処分との関係 65 2012 年 5 月に就任したオランド大統領は、現在約 75％である原子力発電シェアを 2025 年までに 50％に縮減することを大統領選の公約として提示した。オランド大統領は、本公 約の実現に向けて、2012 年 9 月 28 日に開催された原子力政策会議※1 において、将来の原 子力発電シェアの縮減に向けたフェッセンハイムの 2 基の原子力発電プラント※2 の 2016 年末までの閉鎖方針などを確認している。また、オランド現政府は、将来のエネルギー転 換に関する全国規模の討論会を 2012 年 11 月から翌 2013 年 4 月にかけて開催し、その結 果を踏まえた新たなエネルギー政策に関する法案を 2013 年 6 月頃に提示する方針である。 ※1 原子力政策会議：2008 年より設置されている原子力政策会議は、大統領によって 主宰され、首相及び関係閣僚等が出席し、フランスの原子力政策の方針等について 決定する。 ※2 フェッセンハイムの 2 基の原子力発電プラント（PWR）は、現在操業中の 58 基の うち最も早い時期に運転を開始している（1977 年に臨界達成）。 なお、上記のオランド大統領による取組に先立ち、当時のサルコジ前政権下における首 相要請に基づき、フランス会計検査院が原子力発電事業の費用に関する評価を行った（2012 年 1 月 31 日に報告書を取りまとめ）。会計検査院は、過去の原子力発電所の建設投資費用 や現在の運転費用に加えて、廃止措置や放射性廃棄物管理等のために将来発生する費用に ついても検証を行い、次のような検証結果を示している。 ・40 年の操業期間を前提とすると、現在の 58 基の原子力発電プラントのうち 22 基が、 2022 年に寿命となる。現在の約 75%の原子力発電シェアの維持には、EPR 換算で 11 基の新規リプレースが必要であり、費用面及び時間的な困難さを踏まえれば、既存発 電所の寿命延長が望ましい選択である。 ・地層処分に関しては、費用見積額を決定する枠組みで、使用済みの混合酸化物燃料 （MOX）及び濃縮回収ウラン燃料（URE）を直接処分する場合の費用についても試算 されるべきである。これらの使用済燃料を直接処分するという仮定については、処分 場の設計作業においても考慮されるべきである。 2.3.2 放射性廃棄物の発生源 フランスでは、“放射能”が多様な産業分野で利用されており、これらの利用に伴い多種 多様な形態の“放射性廃棄物”が発生している。これらの放射性廃棄物を発生させる産業 分野は次表に示す 5 つの主要分野と認識されている 3)。 66 表 2.3-1 放射性廃棄物を発生させる主要産業分野と活動の例 主要な産業分野 放射性廃棄物を発生させる活動例 原子力発電分野： 原子力発電に加え、燃料加工施設（転換、濃縮、 加工施設等）や使用済燃料の再処理施設による 活動。 国防分野： 核抑止あるいは原子力船や原子力潜水艦（原子 力駆動システムを搭載したもの）に関連する活 動（関連する研究活動を含む）。 研究分野： 原子力、素粒子物理学、農耕学、化学あるいは 生物学といった多様な分野にわたる調査研究 センター等での活動。 一般産業分野（原子力発電分野を除く）： レアアースの採取、放射線源の製造あるいはそ の他（例えば、溶接検査、医療設備としての殺 菌・消毒機器、食品の殺菌・消毒・予防機器） の活動分野。 医療分野： 医療分野における調査研究、診断設備、医療措 置施設などの活動分野。 1991 年の放射性廃棄物管理研究法は、同法第 13 条において放射性廃棄物管理機関 （ANDRA）の設置を規定するとともに、同機関の役割の 1 つとして「フランス領土にある すべての放射性廃棄物の状態と位置のインベントリを作成する」ことを規定している（2006 67 年の放射性廃棄物等管理計画法においても同役割の規定を踏襲し、3 年毎の改訂を義務付け ている）。 最新の国家インベントリ報告は 2012 年 7 月に公開されており 3)、上記の放射性廃棄物を 発生させる産業分野を対象に、2010 年末段階の国家インベントリが整理されている。2012 年版の国家インベントリ報告は次の構成でまとめられており、2010 年末段階のインベント リに加え、2020 年及び 2030 年の予測値が報告されている。 【2012 年版の国家インベントリ報告の文書構成】 ●要約版 ●総論レポート ● 廃棄物分類別インベントリ（廃棄物の特性 分類別のインベントリ情報を整理） ● 地域別インベントリ（地域別のインベント リ情報を整理） 上記の 2012 年の国家インベントリ報告によれば、フランス国内には 2010 年末段階で約 1,320,000 m3 の放射性廃棄物が既に存在しており、上記の主要な 5 つの産業分野別では、 図 2.3-3 のような内訳となっている。なお、2009 年版レポートでは、インベントリの調査 対象施設は表 2.3-2 のとおりとされ、その放射性廃棄物の所在地も図 2.3-4 に示すように把 握されている。 図 2.3-3 フランスにおける原子力発電の利用・導入状況 68 表 2.3-2 2009 年版インベントリレポートの調査対象施設 施設分類 調査対象施設数 核燃料サイクル施設：フロント・エンド関連施設 31 原子力発電所 26 核燃料サイクル施設：バック・エンド関連施設 4 放射性廃棄物の処理及びメンテナンスセンター 8 原子力・代替エネルギー庁（CEA）の研究所（R&D センター） 13 原子力・代替エネルギー庁（CEA）以外の研究所（R&D センター） 569 医療関連分野 264 その他産業関連分野 42 自然発生放射性廃棄物を扱う非原子力産業分野 14 核抑止力に関連する研究・実験等施設 11 研究分野の保有施設 国防分野の保有施設 図 2.3-4 国家インベントリレポートで整理される放射性廃棄物の保有施設情報 69 2.3.3 放射性廃棄物の分類、発生量 フランスにおける放射性廃棄物の分類を明確に規定する法規制は無いものの、2006 年の 放射性廃棄物等管理計画法で 3 年毎に政府が策定することが規定されている放射性物質及 び放射性廃棄物管理国家計画（PNGMDR）4)では、フランスにおける放射性廃棄物の分類 方法として主に次の 2 種の概念が存在することが示されている。 ①長期管理方策に応じた分類 ②発生源に応じた分類 前者の“長期管理方策に応じた分類”が現在フランスで広く一般的に取り入れられてい る概念であり、その処分方策を含めて次表 2.3-3 のように整理される。なお、後者の“発生 源に応じた分類”は、1991 年放射性廃棄物管理研究法で放射性廃棄物管理機関（ANDRA） が作成しなければならないことを規定した国家インベントリにおいて用いられている分類 方法であり、同インベントリでは廃棄物発生者（発生施設）を 12 分類して詳細なインベン トリ情報を整理している。表 2.3-3 には、2006 年放射性廃棄物等管理計画法（2006 年管理 計画法）5)で規定された高レベル及び長寿命中レベル放射性廃棄物の管理方策、及び長寿命 低レベル放射性廃棄物（黒鉛及びラジウム含有廃棄物）の処分方策も示してある。また同 法では、トリチウム含有廃棄物、使用済密封線源、ウラン鉱滓など、現状ではその最終管 理方策が実施されていないものについての管理・処分に向けた計画方針が示されている。 なお、国防関係活動（軍事又は防衛プログラム）によって発生する放射性廃棄物は、民 間プログラムに移管される時点でインベントリに含められる。民間プログラムとして位置 付けられる ANDRA による放射性廃棄物管理施設への移送時には、ANDRA が定める仕様 や品質に従うことになる 1)。 放射性廃棄物区分は概念的に表 2.3-4 のように区分整理されるが、放射性廃棄物を分類す るための単純で単一の基準はなく、例えば、特定の廃棄物が短寿命低中レベル放射性廃棄 物のカテゴリに属するかどうかを決定するための全放射能レベルはない。現実的には、廃 棄物を分類に応じて評価するためには、廃棄物に存在する様々な放射性核種の個々の放射 能を調査することが必要となる 1)。 70 表 2.3-3 放射性廃棄物区分に応じた管理方策（処分方策） 放射性廃棄物区分 短寿命（半減期：30 年以下） 高レベル放射性廃 棄物 2006 年管理計画法において、 「地層処分」については、１ヶ所の処分場 サイトを選定して、許認可申請を 2015 年に提出、 2025 年には操業を 開始することを要求。 中レベル放射性廃 棄物 浅地中処分 ●ラ・マンシュ処分場が 1969 ～ 1994 年まで操業。現在は 監視段階。 ●オーブ処分場が 1992 年より 操業中。 低レベル放射性廃 棄物 極低レベル放射性 廃棄物 長寿命（半減期：30 年以上） 2006 年管理計画法において、対応 する処分場を 2013 年に操業するこ とを要求(※)。 浅地中処分 ●モルビリエ処分場が 2003 年 8 月より操業中。 ※長寿命低レベル放射性廃棄物の処分場は、2019 年からの操業を目指して、2008 年 6 月よりサイト 選定活動が開始されている（後述の【参考】を参照）。 表 2.3-4 放射性廃棄物の区分 放射性廃棄物区分 短寿命（半減期：30 年以下） 高レベル放射性廃棄 物 再処理によって発生する高レベル放射性廃液をガラス固化した物。180L 容器で 4 キロワットに達する熱を発生。 中レベル放射性廃棄 物 原子力発電所、核燃料サイクル施 設、研究施設、大学の実験室及び 病院などで発生するフィルタ及 びイオン交換樹脂、使用した道具 及び物資、ウェス、防護服など。 低レベル放射性廃棄 物 極低レベル放射性廃 棄物 長寿命（半減期：30 年以上） 再処理によって発生する使用済み のハル・エンドピースなど。 ラジウムなどの天然の放射性核種 を利用する産業活動によって発生 する廃棄物及び旧式のガス冷却炉 の構造体である放射化した黒鉛の 解体廃棄物。 原子力関連施設の解体、放射性物質で汚染された通常の産業施設サイト のクリーンアップなどによって発生（放射能は数 Bq/g 程度）。 上表 2.3-3 に示したとおり、既存及び計画中のものを含めてフランスには、3 つの処分概 念（①地層処分、②浅地中処分、③中深度処分）が存在する。フランスの廃棄物分類及び 対応する処分概念は廃棄物の発生源に応じたものとはなっておらず、実際的には個々の廃 棄物パッケージの特性を踏まえて、対応する処分施設への割り当てが行われることとなる。 2.3.4 放射性廃棄物の処分方針 既述のように、既存及び計画中のものを含めてフランスには、①浅地中処分、②中深度 処分、③地層処分の 3 つの処分概念が存在する。以下にそれぞれの処分方策、及び方針や 71 計画の概要について整理する。なお、地層処分については、後述の 2.3.6 項以降にサイト選 定の進捗等の詳細について整理する。 (1) 浅地中処分：短寿命低中レベル放射性廃棄物の処分 浅地中処分施設は既にフランス国内に存在しており、既に操業を終えて 2003 年より監視 段階にあるラ・マンシュ処分場と、1992 年より操業を開始したオーブ処分場がある。これ らは短寿命低中レベル放射性廃棄物を処分対象としているが長寿命核種も一部含まれ、浅 地中処分施設を対象とした安全基本規則（RFS Ⅰ.2）では、300 年の監視段階後の無条件 サイト開放の段階で減衰が期待できない長寿命核種の総量を規制することで、それらの核 種を含む廃棄物の処分を認めている。また、オーブ処分場に隣接したモルビリエ処分場も 浅地中処分施設であり、ここでは 2003 年より極低レベル放射性廃棄物を処分している。 浅地中処分施設は管理型処分であり、操業段階後の最長 300 年間の監視段階を経て、サ イトは無条件開放されなければならないことが RFS Ⅰ.2 で定められており、サイト解放時 に人及び環境に著しいリスク与えない程度となるように、半減期 30 年を超える核種ついて 総量規制が行われている。なお、規則では具体的な線量基準に関する規定はないが、めや す線量として 0.25 mSv／年が場合により超えてもよい値として慣用的に利用されている 6)。 ラ・マンシュ処分場及びオーブ処分場の処分概念は、前者がトレンチ処分（モノリスと して廃棄物を一体化［固化］して処分）、後者がコンクリートピット処分である違いを除き、 ほぼ同等の概念である。 ①ラ・マンシュ処分場の状況 1962 年に操業を開始したラ・マンシュ処分場では、1994 年 6 月に操業が終了するま でに 527,000 m3 の廃棄物パッケージが処分された。同処分場の操業当初には現在の規則 （RFS Ⅰ.2）の上限を超えた長寿命核種を含む廃棄物が処分されており、これらの一部 は閉鎖前に取り出されたが、作業の正当化と最適化の要素等の検討により、最終的には それらの全てを取り出すことは要求しないという行政判断がなされた 4)。 ラ・マンシュ処分場は 1994 年に操業を終えて 2003 年 1 月に監視段階への移行を許可 され、現在は 300 年間の監視段階に入っている。トレンチ処分の概念は図 2.3-5 の断面図 のとおりであり、粘土による覆土が操業終了時に施され、監視段階に行われるモニタリ ングのための採水ネットワークが施されている。1997 年より開始された能動的な監視活 72 動には次の項目が含まれており、監視活動の内容やモニタリング結果は ANDRA より年 度報告書として毎年公開されている。 ●処分場が確実に機能しているかどうかの確認： ・覆土の安定性 ・覆土の不浸透性 ・覆土に浸透する水及び構造物の底部における水の評価 ●異常な状態又は状態変遷の検知： ・地下水面の放射線的及び化学的モニタリング ・照射状態の確認 ・大気汚染状態の確認 ●施設からの放射線的及び化学的影響の追跡 右図の記号：①Surface network、②Drainage system above and below the membrane、 ③Underground separative gravity network、④Deep drainage network 図 2.3-5 ラ・マンシュ処分場の外観と処分概念（断面） ②オーブ処分場の状況（モルビリエ極低レベル放射性廃棄物処分場含む） 1992 年 1 月より操業を開始したオーブ処分場は、処分容量が 100 万 m3 であり、2011 年末までに、255,143 m3 の廃棄物パッケージが処分されている。コンクリートピットで 構成される同処分場の主要な処分施設構成要素は、①廃棄体パッケージ、②廃棄体パッ ケージを収納する金属製容器（コンクリート充填）又はコンクリート容器（砂利充填）、 ③25m×25m×8m のコンクリートピット（ピット内は砂利充填）、④粘土による覆土か ら成る。図 2.3-6 はオーブ処分場の外観図である。粘土による覆土は操業終了時に行われ、 73 上記①に示したラ・マンシュ処分場のように、監視段階に行われるモニタリングのため の採水ネットワークが施される。図 2.3-7 の断面図はモルビリエ処分場（極低レベル放射 性廃棄物）でのトレンチ処分の概念である。 なお、オーブ処分場に隣接するモルビリエ極低レベル放射性廃棄物処分場が、2003 年 8 月より操業を開始している（図 2.3-7 にモルビリエ極低レベル放射性廃棄物処分場の概 念を示す）。処分容量は、約 30 年間の廃棄物の受け入れに相応する 650,000 m3 であり、 2011 年末までに 203,435m3 の廃棄物パッケージが処分されている。。モルビリエ極低レ ベル放射性廃棄物処分場は、原子力基本施設（INB）ではなく、環境保護指定施設（ICPE） としての許可を受けた施設である。INB と ICPE の違いについては、表 2.3-5 を参照され たい。 図 2.3-6 オーブ処分場（右図はコンクリートピット） 図 2.3-7 モルビリエ極低レベル放射性廃棄物処分場 74 表 2.3-5 原子力基本施設（INB）と環境保護指定施設（ICPE）の定義 原子力基本施設（INB） 原子力安全･情報開示法の施行デクレ（原子力基本施設の分類基準に関する 2007 年 5 月 11 日デクレ（2007-830） ）で規定される、施設が有する放射性物質量（閾値）に応じて特定 される施設であり、原子力安全の観点から原子力規制機関（ASN）の統制下に置かれる。原 子炉から発生する使用済燃料を収容する全ての施設、再処理プラント、貯蔵施設等の他、放 射性廃棄物の管理が主要目的である施設（下記の ICPE に該当するものを除く）及び廃棄物 管理が主目的ではないものの放射性廃棄物を含む数多くの施設がこれに属し、2008 年 9 月 の報告 1)段階で、当該 INB 施設は 121 ヶ所ある。 環境保護指定施設（ICPE） 前述の閾値を下回る施設（放射性物質を含む施設）は ICPE に該当し、環境大臣の統制下 に置かれる。そのカテゴリには、工業用又は医療用に放射性物質を使用する施設等が属する。 これらの施設は、2008 年 9 月の報告 2)段階で、全国に約 800 ヶ所存在する。ICPE に関する 具体的な規制はリスク予防総局（DGRP：Direction générale de la prévention des risques） の管轄下で当該県知事によって実施される。ICPE の分類の項目ごとに標準技術仕様書が定 められ、これらの仕様書は、操業者がその施設と環境の特性を考慮しつつ遵守しなければな らない県知事令の形態で正式要件として作成される（本仕様書、ICPE 検査官が使用する全 体的フレームワークとなる）。環境省にある DGPR は、こうした仕様の策定、ICPE 検査官 が行う行動の全国的な調和の達成に寄与する。また、ICPE に関する一般規則は環境大臣に よって欧州指令とフランスの対外公約を遵守して作成される。DGPR は検査を調整し、全国 レベルで技術、方法、法律、及び規制のフレームワークを監督する責任がある。 (2) 中深度処分：長寿命低レベル放射性廃棄物の処分（黒鉛及びラジウム含有廃棄物） 中深度処分の処分対象廃棄物は長寿命低レベル放射性廃棄物であり、具体的には黒鉛及 びラジウム含有廃棄物に特化したものである。これらに加え一部のアスファルト固化廃棄 物、医療用放射性物品及び使用済密封線源の一部等、その他の長寿命低レベル放射性廃棄 物の処分の可能性も検討されている 7)。図 2.3-8 に中深度処分の処分概念を示すが、詳細に ついては後述の 2.3.8 項で整理しているので参照されたい。 これらの廃棄物の処分事業については、2006 年放射性廃棄物管理計画法において処分実 施に向けた期限が定められ、実施主体である ANDRA が 2008 年 6 月より処分サイトの選 定に向けた活動を開始した。なお、2006 年管理計画法で示された 2013 年からの処分場の 操業開始について、ANDRA は政府に対して操業開始時期を 2019 年にするという新たなス ケジュールを提案し政府は 2008 年 6 月 2 日付の ANDRA への書簡でこれを認めた。2008 年 6 月より開始された候補サイトの募集は、ANDRA が予め示した地質学的に好ましい地 域に属する 3,115 の自治体に対して行われ、下記のプロセスを経て政府が 2 つの自治体に ある 3 つの候補サイトを選定した。 75 ・2008 年 10 月末：関心を示す自治体からの応募の締め切り ・2008 年末：ANDRA が、関心を示した自治体に関する地質、環境、社会経済的な観 点での評価を行い政府に報告（2009 年 5 月に一部内容をアップデート） ・2009 年 1 月：担当大臣（エコロジー・エネルギー・持続可能開発・国土整備省）の 依頼により、原子力安全機関（ASN）と国家評価委員会（CNE）が ANDRA の報告 内容を確認して意見書を提示 ・2009 年 6 月：政府が、関係地域からの選出議員や上記 ASN と CNE との協議を経て、 候補サイトを選定して公表。 なお、2009 年 6 月の政府決定の公表後、オークソン自治体が 2009 年 7 月に、パール・ レ・シャヴァンジュ自治体が 2009 年 8 月に、それぞれサイト選定プロセスからの辞退を自 治体議会で決定しており、政府は新たな候補サイトの選定が必要な状況となっている。 図 2.3-8 中深度処分の概念図 76 表 2.3-6 黒鉛及びラジウム含有廃棄物の比放射能量の分布と対応する処分方策 人工覆土を施す処分 擾乱の無い地中での処分 地質学的特徴 十分な地表と同一平面の 1 つの層が必要 地層のさまざまな深度への適用が可能 所要収用地の 評価 ラジウム含有廃棄物（7 万 m3 のパッケー ジと深度は 15m）に関しては、以下のと おりである。 ・ 約 60ha の地表施設 ・ 約 35ha の整地への注入 ・ 約 20ha の処分施設 総計約 120ha 黒鉛とラジウムを含む廃棄物に関して は、以下のとおりである。 ・ 約 60ha の地表施設 ・ 約 20ha の整地への注入 ・ 60～200ha の地下処分施設（アクセス 坑道を除く）。黒鉛廃棄物だけを処分 する場合、収用地は、約 10～50ha 縮 小される。 処分場の可能 深度 30m まで 200m まで 導入の可能性 わずかなサイト候補 多数のサイト候補 建設期間（処分 の初期作業）* 2～3 年 約 25 年 * 選択されたサイトの特徴に従って指標値が明示される。 (3) 地層処分：高レベル及び長寿命中レベル放射性廃棄物の処分 2006 年の放射性廃棄物等管理計画法の制定により、可逆的な地層処分を基本とした事業 化に向けたスケジュールが示されるとともに、同法での地下研究所による調査対象となっ た地層に関してのみ設置許可申請ができるとする規定により、フランスの地層処分サイト は、実質的にビュール地下研究所の近傍（250km2）より選定されることとなり、その後の 2007 年に策定された国家計画（PNGMDR）4)により、以下の詳細スケジュールが計画され た。 ●2009 年末迄：ANDRA は以下を提案する。 ・処分場建設に適した 30km2 の制限区域 ・設計・操業及び長期安全、可逆性に関するオプション ・処分対象廃棄物のインベントリモデル（国家インベントリのアップデート） ・処分場を補完する貯蔵施設のオプション ●2012 年末迄：ANDRA は公開討論に資する研究成果や処分場サイトに関する提案を含 む資料を提出する。 ●2013 年：公開討論の開催 ●2014 年末迄：ANDRA 地層処分場の建設許可申請書を提出する。 ●2015～2016 年頃：設置許可の関連プロセスに加え、可逆性の条件を定める法律の制定 と本条件も踏まえた設置許可申請の審査（その後、デクレによる許可発給） 77 ●2025 年：地層処分場の運転許可申請・許可発給を経て操業を開始。 注：ANDRA の最新の計画では、地層処分場の建設許可申請書は 2015 年に予定され、そ の後の可逆性の条件を定める法律の制定を含めた許可申請の審査等は 2018 年頃と予定 されている 図 2.3-9 粘土層における地層処分の概念図 2007 年の PNGMDR で示された上記計画のうち、2009 年末迄に ANDRA が提案する「処 分場建設に適した 30km2 の制限区域」については、以下の段取りを経て地層処分場の候補 サイト区域の特定が行われている。 ●2009 年 10 月：ANDRA が地層処分サイトの選定に関して政府に以下を提案。 ・今後詳細な地下の調査を行う、地層処分場の地下施設の展開が予定される約 30km2 の区域（図 2.3-10 参照；ZIRA と記載された区域） ・地上施設を配置する可能性のある区域（図 2.3-11 参照；地上施設の配置案に対応可 能な 6 つの候補区域） ●2010 年 1 月：政府の要請（担当大臣の要請）を受けて、原子力安全機関（ASN）が ANDRA の上記提案が妥当であると判断する意見書を提示（ASN は放射線防護・原子力安全研 究所（IRSN）にも ANDRA の提案に関する意見提示を要請） 。 ●2010 年 3 月：ANDRA による ZIRA の提案を政府が了承。 上記の ZIRA（今後詳細な地下の調査を行う、地層処分場の地下施設の展開が予定される 約 30km2 の区域）の特定（政府了承）を経て、ANDRA は 2010 年 5 月より ZIRA を対象 とした詳細な地質調査を開始しており、2013 年に開催が予定される公開討論の準備を行っ 78 ている。なお、ANDRA の最新の計画では、地層処分場の建設許可申請書の提出は 2015 年 となっており、建設許可の発給時期を 2018 年と想定している。 図 2.3-10 ANDRA が政府に提案した地層処分の候補サイト区域（ZIRA） （地層処分場の地下施設の展開が予定される約 30km2 の区域） 図 2.3-11 ANDRA が政府に提案した ZIRA に整合した、地上施設の配置案に 対応可能な 6 つの候補区域（ピンク色の区域） 2.3.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） フランスにおける放射性廃棄物処分に関する法体系は、①事業推進に係るものと、②安 全規制に係るものとに分類される。それぞれの分類毎に規則等を含む法体系と主要なもの に関する概要について、高レベル放射性廃棄物の地層処分事業を中心として以下に整理す る。 79 (1) 放射性廃棄物の処分事業推進に係る法体系 地層処分事業の推進に係る法律として次の 2 つが挙げられる。 ●1991 年放射性廃棄物管理研究法 ●2006 年放射性廃棄物等管理計画法 これらは基本的に地層処分事業に特化したものであるが、2006 年放射性廃棄物等管理計 画法では地層処分対象廃棄物以外についても、処分方針や処分方策が定まっていない放射 性廃棄物（処分に向けた事業化が具体化されていない放射性廃棄物）に関する今後の取組 や研究開発の方向性についても規定している。なお、地層処分事業に関して、2006 年放射 性廃棄物等管理計画法の第 12 条では、2015 年に予定される地層処分場の設置許可申請の 後に、政府は可逆性の条件を定める法案を提出することとなっている。更に、地層処分場 の最終的な閉鎖は法律によって許可されることとなっている。既に、1991 年の法律で 2006 年の立法を予告したように、2006 年の法律は将来の地層処分事業の 2 つの節目における立 法を予告しており、各節目において国民の代表である立法府が意思決定に関与するシステ ムとなっている。 (2) 地層処分事業を含む放射性廃棄物処分の安全規制に係る法体系（安全規制文書体系） フランスの原子力基本施設（INB）に対する安全規制は、法令（法律及びデクレ［政令］ 等）及び原子力安全機関（ASN）が発行する安全規則（安全指針）で体系化されている。 放射性廃棄物処分に関する現在の規制文書は、具体的に次の体系で整備が行われている。 ●法律：原子力に関する安全及び透明性に関する法律[2006 年]（原子力安全･情報開示 法） ●デクレ（政令） ：原子力基本施設（INB）及び原子力安全・放射性物質輸送管理に関 するデクレ[2007 年]（INB 等デクレ） ●安全規則（安全指針） ： ・浅地中処分：安全基本規則 RFSⅠ.2：短中寿命かつ低中レベル放射性廃棄物の地 表処分に関する安全目標及び基本設計[1984 年] ・中深度処分：未整備（2008 年 5 月に将来の安全指針の一部をなす「長寿命低レベ ル放射性廃棄物処分のサイト調査に関する安全性の一般方針」が策定されている） ・地層処分：深地層における放射性廃棄物の最終処分に関する安全指針（1991 年に 策定された「安全基本規則 RFS Ⅲ.2.f：放射性廃棄物の深地層処分」を置き換え 80 るものとして 2008 年に策定された） 2006 年 6 月に制定された原子力安全･情報開示法及びその施行令である INB 等デクレ（政 令）により、従来の原子力安全に関する組織体制や法令が再構築された。放射性廃棄物処 分施設を含む原子力基本施設（INB）に関する具体的な許認可手続き等はこの法令で規定さ れており、原子力安全機関（ASN）が発行する安全基本規則（RFS 等）において、安全技 術面における詳細な規則や基準などが示される。それぞれの処分方策に応じた、これらの 安全規則の規定内容は概括的に表 2.3-7 にように整理される。 従来、原子力基本施設（INB）に関する許認可手続等を規定するものとして、1963 年に 制定された原子力基本施設（INB）に関するデクレがあった。2006 年管理計画法の制定と 同時期に原子力安全･情報開示法が制定され、これに伴いその施行令である INB 等デクレが 2007 年 11 月に制定され、1963 年のデクレを置き換えている。2006 年原子力安全･情報開 示法は、原子力安全規則に関する事項（規制体制、一般規則や許認可手続き等）に加えて、 原子力安全に関する国民の知る権利（情報の透明性・信頼性・アクセス性）を担保する手 段（規制機関や許認可保有者の情報公開に関する規定や地域情報委員会の設置等）を規定 している。なお、2007 年 INB 等デクレは、原子力安全･情報開示法の施行デクレである。 安全規制面での地層処分事業の段階的な推進という観点では、上記の安全規制に係る法 体系の特徴として、以下が挙げられる。 ①原子力基本施設に関する具体的な許認可手続き等を定めた原子力安全･情報開示法及 びその施行令は、設置許可、操業許可、操業停止及び監視段階への移行許可の 3 つの 段階を規定し、そこでの安全規制当局の関与内容も規定している。一方で、同安全規 制法令に基づく安全規制当局の関与は、対象施設が原子力基本施設となる段階以降で あり、地層処分事業では 2015 年に ANDRA が予定する設置許可申請段階以降となる。 ②1991 年の放射性廃棄物管理研究法に基づき 1992 年より開始された地下研究所設置サ イトの選定プロセスの開始前である 1991 年には、地層処分の安全規則が当時の安全規 制当局により策定されていた（安全基本規則 RFS Ⅲ.2.f）。同規則は、地層処分の基本 目標（放射線防護基準を含む）、安全に関する設計基礎、処分施設閉鎖後の安全性の立 証、品質保証などを安全指針として示したものであるが、付属書類（補遺）として、 サイト調査に関するガイダンスについても提示している。同ガイダンスは、段階的に 実施されるサイトの調査を念頭に、 「地表から実施される調査」及び「地下研究所で実 行すべき調査」として、それぞれの段階で行われるべき調査の手法・内容、及び調査 81 によって取得されるべき情報などが示されている。 表 2.3-7 処分方策に対応した安全基本規則等における規定内容（概要） 規則名称 規則で規定さ 安全基本規則 RFSⅠ.2：短中寿命か 長寿命低レベル放射性廃棄物処分 深地層における放射性廃棄物の最 つ低中レベル放射性廃棄物の地表 のサイト調査に関する安全性の一 終処分に関する安全指針(2008 年 2 処分に関する安全目標及び基本設 般方針（2008 年 5 月；将来の安全 月) 計（1984 年 6 月） 指針の一部をなす） 浅地中処分 中深度処分 れる処分概念 規則で規定さ れる処分対象 廃棄物 ・短寿命低中レベル（半減期 30 年 以下） ・長寿命核種（α核種の総量規制に 基づく、濃度上限内の廃棄物） ※オーブ処分場の設置許可条件及 地層処分 （15～200m） （最低深度として 200m を提示） 次の長寿命低レベル放射性廃棄物 ・長寿命中レベル放射性廃棄物（左 記の 2 つの処分場で処分できな ・ガス炉や実験炉、他の原子炉の解 体に由来する黒鉛廃棄物とそれ に関連するプロセス廃棄物 い量を有するもの） ・高レベル放射性廃棄物 ・ラジウム含有廃棄物 び ANDRA の廃棄物受入基準に ・上記以外の長寿命低レベル放射性 より、α核種以外の長寿命核種に 廃棄物（安全性評価により、可能 ついても総量規制を実施。 であると結論付けられた場合） 安全評価の考 操業・監視段階における環境への核 え方 種移行を防止する施設設計を要求 応じて決定論的安全評価と確率論 するとともに、以下の考え方によ 的安全評価を組み合せ(変動状態に り、操業・監視段階以降のサイト開 対して確率論的安全評価の使用が 放段階における安全性を確保する 可能) 決定論的安全評価 シナリオ（基準状態、変動状態）に ことを規定。 線量又はリス ●短中寿命の放射性元素残留物の ●リファレンス状態について、 ●リファレンス状態について、 ク基準(管理 有害性は減衰により無視できる。 ・10,000 年迄について、線量拘 期間終了後に 一方で、α放出体には大幅な減衰 束値 0.25mSv／ 年を採用。 束値 0.25mSv／年を採用。 相当するも はみられないため、予め処分する ・10,000 年以降についても、地 ・10,000 年以降についても、線 の)及び評価 期間 ・10,000 年迄について、線量拘 質環境の変遷要因を加味した 量拘束値 0.25mSv／年を参考 ●処分に固有の安全性として、①処 定性的評価による推定で補 値として採用（超える場合は、 分廃棄物中のα放出体の放射能 い、放射性物質の放出により 適切な研究プログラムにより に制限を設ける、②第 3 の隔離シ 受容不能な線量が発生しない 不確かさを減少させるか、施 ステム（土や岩などの天然物質） ことを確認する。この確認に 設設計の見直が必要）。 の保有能力について、その残留放 おいても、線量拘束値 ●変動状態については、その発生確 射性元素が貯蔵施設の外部に流 0.25mSv／年を基準値として 率を考慮するリスク概念(当該事 出した場合、人間や環境に対して 採用する。 象の発生確率とそれに伴う被ば 総量を制限する。 著しいリスクを与えない程度の ●変動状態については、リスク概念 く影響の積)の使用が可能（個人 低いレベルにできる設計とする。 の使用への言及無し。それ以外は 被ばく線量が、確定的影響を誘発 ②の検証において、「サイト開放 地層処分と同様。 する可能性のあるレベルより十 段階では第 1、2 の隔離システム ※安全性の一般方針の序文部分に 分に低く維持されるように施設 （廃棄体と処分施設）が機能しな おいて、10,000 年の減衰期間に 設計で考慮しなければならな い保守的なシナリオ等」を設定し わたり廃棄物を有効に封じ込め い） 。 たリスク評価を実施。 ることを目標とすることを記述。 線量基準分類 規則での規定はないが、めやす線量 拘束値（10,000 年迄は、超えては 拘束値（10,000 年迄は、超えては （ 拘 束 値 or として 0.25mSv／年を慣用的に利 ならない線量限度として位置付け） ならない線量限度として位置付け） 線量限度） 用（場合により超えてもよい値） 。 制度的管理を ・2006 年原子力安全・情報開示法において、処分施設の操業後に「監視段階」があることを規定（期間の規定 行う期間 無し）。地層処分については、2006 年管理計画法において、最終閉鎖を新法により許可することを規定。 ※原子力安全・情報開示法では、原子力基本施設の周辺に土地利用及び工事の実施に関する公用地役を設定する ことができ、また、これらの地役は、原子力基本施設の公用廃止後または消滅後において、当該施設の敷地に おける及び当該施設の周辺における土地利用を対象とすることもできる。 操業段階後の監視段階の最低期間 監視期間に関して設計者が、処分施 期間の規定は無いが以下に言及。 は、操業者によって提案される。そ 設の設計段階から監視を確保する ・閉鎖後に監視措置が維持される可 82 の期間は 300 年以内。 手段について考慮しなければなら 能性（設計時から考慮要） ないことを規定（期間の規定無し） 。 ・安全評価では、処分の存在の記憶 の維持による人間侵入の抑制期 間として 500 年を採用。 (3) 法規制制度における地層処分事業のサイト選定から事業化までの段階 法規制制度の観点からは（制度に基づく一部の取組実績を含む）、地層処分事業の立地（サ イト選定）から安全審査までの段階は次のように整理することができる。 ①調査・研究フェーズとしてのサイト選定段階（1991 年放射性廃棄物管理研究法の枠組 みで実施） ●文献調査段階：候補サイトの募集と地質学的に不適切な候補地の除外 ●概要調査段階：地下研究所の建設・操業許可申請に先立つ現地での予備調査（地上か らの調査）から地下研究所の設置・操業申請 ●精密調査段階：地下研究所による地下の調査（地下での調査） ※上記のフランスの取組は「地下研究所」としてのサイト選定や調査活動に係る取組 である。また、文献調査、概要調査、精密調査は日本のサイト選定の各段階に相当 する表現であり、フランスではその様な表現（用語）は使われていない。 ②事業化フェーズにおける事業段階：2006 年原子力安全・情報開示法の枠組みでの段階 （一部のステップは、2006 年の放射性廃棄物等管理計画法でも規定される） ●建設段階：設置許可交付後（設置許可プロセスは以下のステップを経る） ・設置許可前の公開討論会の実施（2006 年管理計画法） ・設置許可申請（2006 年原子力安全・情報開示法） ・可逆性の条件を定める法律制定（2006 年管理計画法） ・設置許可交付（2006 年原子力安全・情報開示法） ●操業段階：操業許可交付後（操業許可プロセスは以下のステップを経る） ・操業許可申請（2006 年原子力安全・情報開示法） ・操業許可交付（2006 年原子力安全・情報開示法） ●閉鎖後管理段階（以下のステップを経て管理段階に移行する） ・操業停止及び監視段階への移行許可申請・交付（2006 年原子力安全・情報開示法） ・最終閉鎖を許可する法律制定（2006 年管理計画法） 83 2.3.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） 2.3.4 節に示したように、浅地中処分（短寿命低中レベル放射性廃棄物の処分）について は、既にラ・マンシュ処分場が操業を終えて監視段階にある。また、オーブ処分場（モル ビリエ極低レベル放射性廃棄物処分場含む）は現在操業中であり、いずれも事業化段階に ある。一方で、中深度処分（長寿命低レベル放射性廃棄物の処分（黒鉛及びラジウム含有 廃棄物）および地層処分（高レベル及び長寿命中レベル放射性廃棄物の処分）は、いずれ も現状では計画段階である。これら 2 つの計画段階にある処分事業について、その処分計 画を以下に整理するとともに、地層処分に関する研究開発計画（技術レポート等の整備計 画・状況）についても整理する。 (1) 中深度処分計画 2.3.4 項において既述したように、2006 年放射性廃棄物管理計画法において処分実施に向 けた期限が定められ、実施主体である ANDRA が 2008 年 6 月より処分サイトの選定に向 けた活動を開始した。 ANDRA による候補サイトの選定開始時には、表 2.3-8 に示す事業スケジュールが示され たが、2009 年 6 月の政府決定の公表後、オークソン自治体及びパール・レ・シャヴァンジ ュ自治体の双方が 2009 年 8 月迄に、それぞれサイト選定プロセスからの辞退を自治体議会 で決定しており、政府は新たな候補サイトの選定が必要な状況となっている。 表 2.3-8 長寿命低レベル放射性廃棄物処分の事業スケジュール 7) 時期 2008 年 6 月 2009 年 6 月 2009 年～2010 年 2011 年 2011 年末～2014 年 2015 年～2016 年 2017 年～2019 年 2019 年～2040 年 2040 年～ 活動内容 サイト選定活動開始 政府による、詳細な調査を実施する 2 つの自治体の選定（3 つの候補 サイトを選定） 地質及び環境に関する調査、処分場に関する情報提供と対話、自治体 による地域プロジェクト開発、処分場概念やエンジニアリングに関す る検討等 自治体の意思確認のための公開討論会の開催と政府によるサイトの選 定 選定サイトにおける詳細調査の継続、処分場の設置許可の準備と申請 公衆意見聴取と設置許可申請のレビュー、処分場建設の認可申請、地 域情報委員会（CLI）の設置 処分場の設置許可交付を条件としての、処分場の建設と施設の操業許 可申請 処分場の操業 処分場の閉鎖と監視 84 (2) 地層処分計画 フランスにおける地層処分の計画は、結果として失敗となった 1980 年代の政府主導で進 められた当初の計画と、1991 年の放射性廃棄物管理研究法の制定以降の計画（1991 年放射 性廃棄物管理研究法に基づく計画、2006 年放射性廃棄物等管理計画法）に分けて考えるこ とができる。 ①地層処分を前提に政府主導で進めた 1980 年代の計画（失敗経験） この段階における主要なマイルストーンは次表 2.3-9 のとおりである。以下のイベント が示すように、このフェーズでは、地層処分の政策立案、計画策定・実施、更には、安 全規制制度設計の全てが、政府（当時の産業省・エネルギー省）の主導で進められてい た。具体的な処分計画は、当時の原子力庁（CEA）によって、一般計画あるいは活動計 画として具体化されていた。 表 2.3-9 1980 年代の活動フェーズにおける主要なマイルストーン 8)、9) 主要なイベント 1981 年 政府によるエネルギー政策の決定（原子力利用に伴う放射性廃棄物の管理分野 に関する計画の必要性を示唆）。 1982 年 上記計画策定に関する諮問のために、政府（当時の産業省）の下に Castaing 委員会を設置。 1983 年 原子力庁（CEA） （現原子力・代替エネルギー庁）が上記諮問等を受けて、放 射性廃棄物管理のための一般計画を策定（地層処分を方向付ける一般計画）。 原子力庁（CEA）の一部門であった ANDRA による、フランス国内の地質構 造のリストアップ作業の着手。 1984 年 Castaing 委員会が第 3 回報告書を取りまとめ、地層処分を支持するとともに、 次の勧告を提示。 ・地下研究所の建設のためのサイト選定活動への着手（選定プロセスや安全基準・ 放射線防護基準等の公開の重要性を示唆するとともに、人間侵入に関する検討の 必要性も示唆）。 ・学際的な検討グループによるサイト選定基準の提案。 ・安全当局による上記を踏まえた地層処分に関する安全規則の策定。 1985 年 産業大臣及びエネルギー大臣が Goguel 作業部会を設置し、地層処分サイトの 技術的選定基準の検討を委託（1987 年に報告書を取りまとめ）。 ～1987 年 CEA が具体的な研究開発活動計画を策定。 1987 年 ～1990 年 ●ANDRA 1990 年 ●2 による各地質媒体を有する 4 県での現地地質調査への着手。 ●現地での反対運動の活発化 月 9 日に、首相が調査活動の停止と 1 年間のモラトリアムを要請。 ●首相はその原因調査を、議会科学技術選択評価委員会（OPECST）に要請。 85 ●OPECST 1991 年 メンバーであったクリスチャン・バタイユ議員が上記調査を実施。 ●3 月に、バタイユ議員が上記調査報告書 9)（バタイユ報告書）を取りまとめ。 ●12 月に放射性廃棄物管理研究法（バタイユ法）を制定 上表における 1983 年の取組が、当時の地層処分計画の具体化、さらには実務への着手 という点で重要なマイルストーンとなっており、具体的には次のような取組が行われた。 ●原子力庁（CEA） （現原子力・代替エネルギー庁）が、1982 年に設置された Castaing 委員会の諮問結果を受けて、放射性廃棄物管理のための一般計画 8)を 8 月に策定（同 計画において以下を規定）。 ・廃棄物の分類・定義（C 廃棄物：高レベル放射性廃棄物、及び B 廃棄物：長寿命 中レベル放射性廃棄物を特定） ・C 及び B 廃棄物の管理方策として、熱問題回避のための中間貯蔵とその後の地層 処分（多重防護概念）という管理方策を特定。 ・上記の地層処分の実現の前段階として、段階的な調査計画を立案（候補サイトの 絞り込み）：予備調査（地上からの調査）とパイロット施設（地下研究所） ●上記と並行して、当時の原子力庁（CEA）の一部門であった ANDRA が、地層処分 に適した地質構造のリストアップ作業を実施し、粘土層、花崗岩層、頁岩層、岩塩 層の 4 種の地質構造を有する地域を特定。 ②1991 年の放射性廃棄物管理研究法に基づく計画 上記の政府主導で進められた 1980 年代の計画（失敗経験）は、1987 年より ANDRA によって着手された 4 県での現地地質調査への着手において、反対運動のため 1990 年に は全ての現地調査活動が停止された。 政府は現地調査活動が停止に至った原因の調査を、議会科学技術選択評価委員会 （OPECST）のメンバーであったクリスチャン・バタイユ議員に依頼し、1990 年 12 月 にバタイユ議員は調査報告書（バタイユ報告書）8)を取りまとめて政府に提出した。同報 告に基づき 1991 年 12 月には、地層処分を含む 3 つの管理方法（地層処分、分離変換、 長期貯蔵）の研究の実施、公開・透明・民主的なプロセス等を規定した放射性廃棄物管 理研究法が制定された（表 2.3-10 は同法での主要な規定） 。 86 表 2.3-10 1991 年放射性廃棄物管理研究法の主要な規定 ●国外起源の放射性廃棄物のフランス国内での処分の禁止 ●3 つの管理方策に関する研究の実施 ●15 年を超えない期間内に上記の研究成果を総括した報告書及び必要に応じてその後の管 理方策の実施に関する法律案を提出（政府が議会に対して） ●国家評価委員会（CNE）の設置・役割、議会科学技術選択評価委員会の役割 ●ANDRA を商工業的行政法人として設置（それまで ANDRA は原子力庁（CEA）の一部 門であった） 。 ●地層処分研究における地下研究所の設置及び操業の条件（以下） ・予備調査前、及び地下研究所設置・操業許可発給前における地元議員や住民との協議 の場の設置や意見聴取・公衆意見調査の実施等 ・地下研究所内における放射性廃棄物の中間貯蔵及び処分の禁止 ・地域経済開発のための公益事業共同体（GIP）の設置 ・地域情報フォローアップ委員会（CLIS）の設置 1991 年の放射性廃棄物管理研究法は、高レベル放射性廃棄物の可能性のある最終管理 方策について、15 年間の研究を実施したうえで最善の方策を特定し、実施フェーズに移 すことを規定したものである。その意味で、同法は必ずしも地層処分計画を意味するも のではないが、ここでの 3 つの管理方策に関する 15 年間の研究実施における地下研究所 での取組などは、結果として将来の地層処分の事業計画の基礎となっている。 上記の 1991 年の法律に基づき、ANDRA は 2005 年に地層処分に関する研究成果を Dossier2005 として取りまとめた 10)。ANDRA が取りまとめた Dossier2005 では、以下 が示された。 ●ビュール地下研究所を有する、カロボ・オックスフォーディアン粘土層を『処分場の 立地に適した粘土岩層』と結論付け。 ● 上記の優れた特徴を備えた区域は、ビュール地下研究所から北および西方向にある 250 km2 の面積の区域。 ●本研究で示された粘土層を対象とした処分概念・段階的手順により、2～3 世紀の間 の可逆性の担保が可能。 同様に、分離・変換及び長期貯蔵に関する研究成果報告書が原子力庁（CEA）により同 87 時期に取りまとめられた。これらの 3 分野の研究成果報告等を踏まえ、各種評価や公開 討論等が実施され、2006 年 6 月に放射性物質及び放射性廃棄物の管理計画に関する法律 （2006 年放射性廃棄物等管理計画法）が制定された。 ③2006 年の放射性廃棄物等管理計画法に基づく計画 上記の政府主導で進められた 1980 年代の計画（失敗経験）は、1987 年より ANDRA によって着手された 4 県での現地地質調査への着手において、反対運動のため 1990 年に は全ての現地調査活動が停止された。 2006 年放射性廃棄物等管理計画法は、高レベル放射性廃棄物等の最終管理方策として、 可逆性の地層処分を優先的なオプションと位置付け、その事業化（実用化）に向けたス ケジュールを規定している（他のオプションを含めて、図 2.3-12）。 2010 地層処分 分離・変換 長期貯蔵 図 2.3-12 2015 地下研究所での研究、調査 2020 2015年：建設許可申請 2025 2025年：操業開始 2012年：新世代炉及び加速器駆動炉の産業面での展望を評価 2020年：プロトタイプ施設の運転開始 2015年：新たな中間貯蔵施設の設置、或いは 既存の施設の改修を実施 2006 年管理計画法に基づく 3 つの管理方策に関する実用化のスケジュール 2006 年の法律は、上記のような高レベル放射性廃棄物等の地層処分事業の事業化計画 のみならず、最終管理方策が定まっていないその他のものに関して必要とされる取組を 含めた（研究開発等を含む）、全て放射性廃棄物に関する総合的な政策（戦略）及び計画 を定めたものである。具体的には、同法のうち「表題Ⅰ 放射性物質及び放射性廃棄物 の持続可能な管理に関する国家政策（2006 年放射性廃棄物等管理研究法の第 1 条～第 10 条）」の規定がこれに相当し、第 3 条及び第 4 条において表 2.3-11 のように規定している。 また、2006 年放射性廃棄物等管理研究法の第 6 条は、「放射性物質及び放射性廃棄物 の管理に関する国家計画（PNGMDR）」を政府が 3 年毎に策定することを規定している。 同法が規定する PNGMDR は表 2.3-12 のとおりであり、2006 年の法律を全ての放射性 廃棄物の管理計画を規定する上位文書とすれば、PNGMDR は法律が規定する上位計画を 3 年毎の詳細計画として展開したものである。参考として、2010 年 4 月に策定された最 新の国家計画（2010〜2012 年を計画対象としたもの）11)の目次構成を表 2.3-13 に示す。 88 表 2.3-11 1991 年放射性廃棄物管理研究法における計画等の主要規定の概要 ①高レベル及び長寿命中レベル放射性廃棄物 これらの放射性廃棄物の管理政策として以下の計画（取組計画、研究開発計画等）を 規定。 ・処理技術の確立に向けた調査研究計画（長寿命放射性核種の分離及び変換） ・最終処分（地層処分）の事業化計画 ・中間貯蔵施設の設置計画 ②上記以外の放射性廃棄物について、次のような計画（取組計画、研究開発計画等）を規 定。 1)黒鉛及びラジウム含有廃棄物（低レベル長寿命放射性廃棄物） ：これらの放射性廃棄物に関する最終処分の事業化計画を規定。 2)トリチウム含有廃棄物 ：将来の最終処分（地表処分または浅地中処分）の実施に先立ち、以下の取組の実施 を指示。 －中間貯蔵方策の具体化 －処理方策（放射能低減に向けた処理）の具体化 3)使用済密封線源 ：これらの放射性廃棄物に関する最終処分方法の具体化（既存施設または新規施設で の処分）を指示。 4)工学的に高められた天然起源放射性物質の廃棄物 ：短期的及び長期的な管理方策に関する総括の実施と、新たな管理方策の具体化を指 示。 5)ウラン鉱山残滓 ：処分サイトの長期的影響に関する総括の実施と、これらのサイトに関する放射線学 的な監視計画の強化を指示。 表 2.3-12 PNGMDR に関する 2006 年放射性廃棄物等管理研究法の規定概要（第 6 条） 国家計画が定めるべき内容： 1)国家計画は、放射性物質及び放射性廃棄物に関する既存の管理方法のとりまとめを行 い、中間貯蔵施設又は処分施設の予想される需要について調査し、これらの施設に必 要な処理能力及び中間貯蔵期間を定め、まだ最終的な管理の対象となっていない放射 性廃棄物については、達成すべき諸目標を定める。 2)2006 年放射性廃棄物等管理研究法で規定される方針に従い（上記ボックスに整理した 計画） 、国家計画によって放射性物質及び放射性廃棄物の管理に関する調査及び研究の 方針が定められる。 3)上記に伴って、新たな管理方法、上記 1)で定義された需要及び目標に対応する性質を 持つ新規施設の設置、あるいは既存施設の改修が実現されるべき期限が設定される。 4)国家計画の策定では、付随する作業として、国外において実施されている具体的な成 果や研究に関する総括を行う。 国家計画の策定における基本方針： ・放射性廃棄物の発生量及び有害度の低減は、使用済燃料の処理及び放射性廃棄物のコ 89 ンディショニングなどにより図る。 ・処理を待つ放射性物質または処分を待つ最終放射性廃棄物は、その目的のために特に 用意された施設において中間貯蔵される。 ・この中間貯蔵の後、原子力安全及び放射性防護の面での理由により地表または浅地中 処分することのできない最終放射性廃棄物は、地下深部の地層に処分される。 国家計画策定のマネジメント： ・政府が国家計画を策定し、3 年ごとに改訂する。 ・同計画は議会、特に議会科学技術選択評価委員会（OPECST）に提出され、続いて公 表される。 表 2.3-13 2010 年度版（計画対象：2010〜2012 年）PNGMDR の構成（文書構成） はしがき はじめに 1. 放射性物質および放射性廃棄物の管理：原則と目標 1.1. 放射性物質および放射性廃棄物とは 1.1.1. 放射性物質および放射性廃棄物の定義 1.1.2. 放射性物質および放射性廃棄物の由来 1.1.3. 放射性物質および放射性廃棄物の通常分類 1.1.4. 放射性物質および放射性廃棄物の全国在庫調査の取りまとめ 0 1.2. 管理系統を規定する際に考慮すべき原則 1.2.1. 多種多様な廃棄物に対して、同じく多種多様な管理形態 1.2.2. それぞれの管理形態に関して最適化しなければならない多数のパラメータ 1.3. フランスにおける廃棄物管理の法的・制度的枠組み 1.3.1. 法令的枠組み 1.3.2. 放射性物質および放射性廃棄物の管理に関する国家計画（PNGMDR） 1.3.3. 放射性物質および放射性廃棄物の管理における関係者 2. 2009 年末現在における既存及び開発中の管理系統の総括 2.1. 放射性物質及び放射性廃棄物の暫定貯蔵 2.1.1. 放射性廃棄物の貯蔵と放射能減衰によるその管理 2.1.2. 旧式の放射性廃棄物貯蔵 2.1.3. 有効利用可能な物質の貯蔵 2.1.4. 貯蔵容量と予測廃棄物インベントリとの適合性評価 2.2 有効利用可能な物質の長期管理 2.3 廃棄物の長期管理：放射性廃棄物専用の処分センター 2.3.1. TFA 廃棄物系統 2.3.2. FMA-VC 廃棄物系統 2.4. 廃棄物の長期管理：その他既存の管理方法 2.4.1. 鉱滓及び尾鉱 2.4.2. 高められた NORM 廃棄物 2.4.3. 従来型貯蔵センターに貯蔵された放射性廃棄物 2.5. 廃棄物の長期的管理：新たな系統に関する研究の総括 2.5.1. トリチウム含有廃棄物 2.5.2. 使用済密封線源 2.5.3. 長寿命低レベル（FAVL）廃棄物 2.5.4. HA-MAVL 廃棄物：分離／核変換、可逆的な地層処分、貯蔵 2.6. 放射性物質及び放射性廃棄物管理の全体的整合性 2.6.1. 廃棄物管理系統の網羅性評価 2.6.2. 管理系統間における廃棄物配分最適化の必要性 2.6.3. 人文社会科学分野における調査 3. 放射性物質および放射性廃棄物の管理を改善する 3.1. 放射性物質および放射性廃棄物の中間貯蔵 90 3.1.1. 放射性廃棄物中間貯蔵の旧施設に向けた施策 3.1.2. 中間貯蔵施設の設置プロジェクト 3.2. 有効利用可能な物質の長期管理 3.2.1. 特定物質の特性と挙動に関する研究 3.2.2. 放射性廃棄物の有効利用の可能性評価 3.2.3. 物質を最終廃棄物と見なさなければならない場合の管理上の選択 3.3. 廃棄物の長期管理：放射性廃棄物処分場 3.3.1. 極低レベル放射性廃棄物（TFA）の系統 3.3.2. 短寿命低中レベル放射性廃棄物の系統 3.4. 廃棄物の長期管理：その他の既存管理方式 3.4.1. 鉱物残渣と廃石 3.4.2. 強度自然放射線廃棄物 3.4.3. 協定で定めた処分場で処分される放射性物質を含む廃棄物 3.5. 廃棄物の長期管理：新たな系統 3.5.1. トリチウム含有廃棄物のために設置される系統 3.5.2. 使用済み密封線源のために設置される系統 3.5.3. 長寿命低レベル放射性廃棄物プロジェクト：黒鉛、ラジウム含有、その他 3.5.4. 高レベルおよび長寿命中レベル放射性廃棄物に関する研究：分離核変換技術、 可逆性のある地層処分、中間貯蔵 3.6. 放射性物質および放射性廃棄物の管理の全体的な一貫性を 改善する 3.6.1. 現時点で系統のない廃棄物の部類のための管理方法を決定する 3.6.2. 管理系統間で廃棄物の配分を最適化する 3.6.3. 人間社会科学の調査研究 結論 (3) 地層処分に関する研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） 2006 年に放射性廃棄物等管理計画法が制定され地層処分の事業化に向けたスケジュール が定められて以降、実施主体である ANDRA は図 2.3-13 に示す開発計画（DEVELOPMENT PLAN）を策定し、一般向けに公開している。但し、同資料は一般向けの概念情報であり、 詳細な計画資料については公開されていない。 91 図 2.3-13 実施主体ＡNDRA が一般向けに策定・公開している開発計画 一方で 2006 年の放射性廃棄物等管理計画法の制定以降、技術レポート等の整備計画は、 同法で 3 年毎に策定することが規定される国家計画（PNGMDR）において、必要とされる 技術レポートの取りまとめや時期が計画される。2006 年の法律制定後に最初に策定された PNGMDR4)（2007 年に策定）は、2008 年 4 月に施行されたデクレ（政令）12)によって施 行されている。同デクレでは、地層処分場の設置許可申請段階迄（2015 年迄）に ANDRA が実施すべき事項を次のように規定している。 ●2009 年末迄に以下を提案する。 ①処分場建設に適した 30km2 の制限区域 ②設計・操業及び長期安全、可逆性に関するオプション ③処分対象廃棄物のインベントリモデル ④処分場を補完する貯蔵施設のオプション ●2012 年末迄に公開討論に資する研究成果や処分場サイトに関する提案を含む資料を 提出する（公開討論は 2013 年に予定される）。 ●2014 年末迄に地層処分場の建設許可申請書を提出する。 92 上記の 2009 年の提案に関して、ANDRA は図 2.3-14 に示す、Dossier 2009 と称される 体系的な技術レポート群の提示を計画した。 図 2.3-14 2009 年に整備が計画された技術レポート群（Dossier 2009） 処分場建設に適した 30km2 の制限区域の提案は、上図のレベル 2 ドキュメントと位置付 けられ 2009 年 12 月に公開されている 13),14)。また、上図の最上位文書（レベル 1 ドキュメ ント）は、これらの階層レポートの内容をまとめた総論レポート 15)として 2010 年 6 月に公 開されたが、その他の技術レポートは公開されていない。 以下に、これらの 2 つの技術レポートの概要を整理する。 ①処分場建設に適した 30km2 の制限区域の提案（2009 年 12 月に公開）13),14) 本技術レポートによる政府への提案は、地層処分サイトに関して以下を特定したもの であり、科学的・技術的基準に基づき、更に、地域の意向などにも配慮したものである。 ●今後詳細な地下の調査を行う、 地層処分場の地下施設の展開が予定される約 30km2 の区域（図 2.3-15 参照；ZIRA と記載された区域） ●地上施設を配置する可能性のある区域（図 2.3-16 参照；地上施設の配置案に対応 可能な 6 つの候補区域） また、ANDRA による上記のサイト提案の主要なポイントは次のとおりである。 ●科学的・技術的基準に基づくものである。 93 ・地質及び安全な処分の観点から望ましい区域（粘土層の深度及び厚さ、断層の 有無） ・2009 年の研究成果に基づくレファレンス処分場の建設が可能なこと ●地元議会議員や地域情報フォローアップ委員会（CLIS）等の意向にも配慮したも のである。 ・地下処分施設までの傾斜トンネルによる、オート＝マルヌ県側からのアクセス を可能とする ・村民の居住区域を避ける ・森林区域における主要アクセス立坑の掘削を可能にする 地上施設を配置する可能性のある区域については、望ましい区域として 6 つの区域が 提案されている。これらは、上記の ZIRA（今後詳細な地下の調査を行う区域）と整合さ れたものであり、環境や社会環境等の分析（居住区域、氾濫原［洪水時に浸水する地域 等］、航空機落下リスク、輸送ルート等の制約）に加え、地域計画に関連する地域の要望 にも整合が図られている。 図 2.3-15 ANDRA が政府に提案した地層処分サイト （地層処分場の地下施設の展開が予定される約 30km2 の区域） 94 図 2.3-16 ANDRA が政府に提案した地層処分サイトに整合した 地上施設の配置案に対応可能な 6 つの候補区域（ピンク色の区域） ANDRA の提案の後、国家評価委員会（CNE）、原子力安全機関（ASN）、更には地域 情報フォローアップ委員会（CLIS）の評価等（意見提示）を踏まえ、政府は 2010 年 3 月に ANDRA の提案を了承した。同政府了承を経て、ANDRA は 2010 年 5 月より ZIRA を対象とした次のような観点からの詳細な地質調査を開始した。 ・設計の最適化や地層処分の実現に資するため、既に得られているカロボ・オックス フォーディアン粘土層に関する知識の補完 ・カロボ・オックスフォーディアン粘土層の上下に存在する石灰岩層の幾何形状と特 性の把握 ・モデルと数値シミュレーションの改善に向けた追加情報の収集 ②Dossier 2009 総論レポート（2010 年 6 月に公開）15) 本技術レポートは、2008 年の国家計画（PNGMDR）の施行デクレが要求した、次の 事項に関する政府への提案について、これらを含めたこの 4 年間の調査研究活動を概要 版として取りまとめたものである。 ・処分場の建設に適した制限区域（30km2）の選定 95 ・設計、操業安全及び長期安全、可逆性に関するオプション ・対象となる廃棄物のインベントリモデル ・処分場を補完する貯蔵施設のオプション 同技術レポートは、ANDRA が行った放射性廃棄物処分に関する全ての調査研究分野 を網羅したものであり、廃棄物パッケージの物理的、化学的特性を踏まえた地質及び環 境に関する研究や、大規模な空間・時間的スケールでの数値シミュレーションに関する 研究の成果が示されている。また、ANDRA は特に注目すべき事項として次のことを挙 げている。 ・地層処分場の設置が検討されているムーズ及びオート＝マルヌの両県にわたる地域 において、2007 年から 2008 年にかけて実施されたボーリング調査により、詳細な 地質環境の把握が行われた。この調査結果に基づき ANDRA は、今後詳細な地下の 調査を行う 30km2 の区域（ZIRA）を 2009 年末に政府に提案し、2010 年 5 月から 同区域を対象とした 3 次元地震探査が実施されている。 ・地層処分場の地下人工構築物の状態や複雑な相互作用を再現することができる実験 装置が開発された。同装置を用いた鉄、ガラス、粘土の相互作用に関する実験結果 に基づき、高レベル放射性廃棄物の処分環境における鉄の腐食速度やガラスの劣化 速度をより正確に評価することが可能となる。更に、この実験結果は、鉄の腐食に 伴う水素の発生と移行に関するプロセスのモデリングに必要となる入力データを提 供する。これらの実験から得られる知見は、地層処分場設計の最適化（特に材料構 成）や、関連するインフラ施設の規模決定の際に考慮される。 ・処分場開発における可逆性を担保すべき期間、更には、処分場の最終閉鎖後の数千 年の期間に起こりうる、水、熱、応力及び化学に関する現象のより良い理解が得ら れた。 ・ビュール地下研究所において 2005 年から 2009 年にかけて実施された拡散実験等に より、カロボ・オックスフォーディアン粘土層における放射性核種の移行速度に関 する詳細な評価が可能となった。 ・処分場環境における、酸化還元条件、酸性度及び温度の影響を受ける化学的要素に 関する挙動パラメータを整備した熱力学データベースの改善が継続的に行われてい る。 ・性能評価の信頼性向上に資するソフトウェア等の改善が行われている。 96 ・地層処分の可逆性概念を確立するために、2008 年より社会科学分野における研究活 動が進められている。 2.3.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 (1) サイト選定の状況 地層処分事業に関しては、既に述べたようにサイト選定のこれまでの状況は、1980 年代 に政府主導で進められた当初の計画の失敗を踏まえて、1990 年代以降は地層処分事業の推 進に係る次の 2 つの法律のもとで段階的に進められている。 ●1991 年放射性廃棄物管理研究法 ●2006 年放射性廃棄物等管理計画法 フランスの地層処分のサイト選定は、1991 年放射性廃棄物管理研究法に基づく地下研究 所のサイト選定活動として進められ、上記の主要な法律制定を転換期とした次のステップ により整理される。 1991 年放射性廃棄物管理研究法の制定後（地下研究所サイトの選定及び研究調査の実施） ・1993 年の調停活動（4 ヶ所の事前調査候補の選定） ・1994 年からの ANDRA による予備調査の開始 ・1999 年のビュールでの地下研究所の建設・操業の決定 2006 年の放射性廃棄物等管理計画法の制定により、可逆的な地層処分を基本とした事業 化に向けたスケジュールが示されるとともに、同法での地下研究所による調査対象となっ た地層に関してのみ設置許可申請ができるとする規定により、フランスの地層処分サイト は、実質的にビュール地下研究所の近傍（250km2）より選定されることとなった。2006 年の放射性廃棄物等管理計画法の制定以降の主要なマイルストーンは以下のとおりである。 2006 年放射性廃棄物等管理計画法の制定後（地層処分の事業化に向けた活動計画） 2.3.4 項に、2007 年に策定された国家計画に基づく今後の計画を示したが、下記の 2013 年に予定される公開討論の開催以降については、ANDRA のホームページ等で最新の 情報が示されている（http://www.cigeo.com/calendrier-debat-public）。以下のマイル ストーンは 2013 年 2 月段階の計画である ・2009 年末迄：ANDRA は以下を提案する。 －処分場建設に適した 30km2 の制限区域 97 －設計・操業及び長期安全、可逆性に関するオプション －処分対象廃棄物のインベントリモデル（国家インベントリのアップデート） －処分場を補完する貯蔵施設のオプション ・2012 年末迄：ANDRA は公開討論に資する研究成果や処分場サイトに関する提案を 含む資料を提出する。 ・2013 年：公開討論の開催。 ・2014～2015：地層処分場の設置（建設）許可申請書の提出準備期間。 ・2015 年：ANDRA は地層処分場の設置（建設）許可申請書を提出。 ・2015～2018 年：設置許可の関連プロセスに加え、可逆性の条件を定める法律の制定 と本条件も踏まえた設置許可申請の審査（その後、デクレによる許可発給）。 ・2019 年： 設置（建設）許可発給の後、建設開始。 ・2025 年：地層処分場の運転許可申請・許可発給を経て操業を開始。 ・2025～2030 年：操業段階への移行期間。 ・2030 年以降：操業進捗段階（10 年毎の定期安全レビューを伴う）。 2.3.6 項において既述したように、ANDRA はビュール地下研究所の近傍から（Dossier 2005 で特定した 250km2 の互換区域のなかから） 、ZIRA と称される処分場建設に適した 30km2 の制限区域（地層処分場の地下施設の展開が予定される区域）と、ZIRA と整合した 地上施設を配置する可能性のある区域（6 つの候補区域）を特定して 2009 年に政府に提案 し、政府はこれを 2010 年 3 月に了承している。 その後、ANDRA は ZIRA に対する詳細な調査を実施し、2013 年の公開討論の開催に向 けて関連する各種資料や情報を政府や公開討論国家委員会（CNDP）に提供している。 ANDRA が公開討論に資する技術情報として 2012 年 12 月に提供した資料は「可逆性のあ る地層処分プロジェクト」と題した一般向け資料であり、以下の内容（目次）による全 32 ページで構成されている。ANDRA では、この 2012 年の提供資料を Dossier 2012 と称し た一式レポート群として整備する計画であったが、2013 年 2 月段階で公開されているのは、 下記構成の一般向け資料のみである。 98 【公開討論に資する資料「可逆性のある地層処分プロジェクト」の文書構成】 1 章：背景及び目的 2 章：定義 3 章：地層処分事業の操業と閉鎖に関する推進性と柔軟性 4 章：定置廃棄物の回収可能性 5 章：環境及び地層処分事業のモニタリングと監視 6 章：閉鎖後段階に向けた準備 7 章：処分事業のガバナンス（管理） なお、最新の情報として、CNDP による 2013 年 2 月 6 日の決定によれば 16)、地層処分 場の設置に関する公開討論会は、2013 年 5 月 15 日～7 月 31 日および 2013 年 9 月 1 日～ 10 月 15 日の期間に開催される。具体的な方法として 15 回の公開討論会を開催するととも に、インターネットやメディアも活用される予定である。また、公開討論に資する情報と して ANDRA が CNDP に提出した上記資料について、CNDP は討論を進めるうえで十分な 内容であると評価する一方で、討論に際しては、地層処分事業に係る費用の問題や原子力 政策の変化に対する地層処分事業の適応性といった点について、より明確にするよう ANDRA に要求している。 (2) サイトの評価実績 上記のようなフランスにおけるサイト選定に係る取組は、わが国の 3 段階のサイト選定 のステップとは必ずしも一致しないものの、我が国のサイト選定の段階との対比の観点で 整理すると、表 2.3-14 の様なステップとなる。 表 2.3-14 フランスの地層処分に係るサイト選定に係る調査の実施経緯 年代 調査内容 我が国との対比 1993 地下研究所設置に関心を示した地域に関する初期の地質学 的な特性評価（地質学的に不適切な候補地を除外：フラン ス地質・鉱山調査局が実施したが具体的要件等は不明） 文献調査に相当 1994～1995 ANDRA による予備調査の実施（ボーリング等による地上 からの調査） 概要調査に相当 1999～ 地下研究所の建設と並行した各種調査の実施 ※2005 年の Dossier2005 の取りまとめ以降も調査活動を 継続し、2014 年の地層処分場の設置許可申請に反映 精密調査に相当 99 上表に示したように、地層処分に係るサイト選定（当初は地下研究所のサイト選定）の 進捗とともに、サイトの地質環境の特定及び評価が、段階的な調査によって進められてき た。具体的には、サイト選定の節目において、実施主体である ANDRA は以下の主要な取 組を行っている。 1) わが国の概要調査に相当する調査・評価結果の技術的妥当性の提示（1996 年） 2) わが国の精密調査に相当する調査・評価結果の技術的妥当性の提示（2005 年） 3)上記節目以外におけるその他の安全規制当局等との技術的取組 このような、特に、安全規制当局等との技術的取組を含めた事業進捗の節目における技 術的取組の積み重ねにより、サイト選定や処分概念等への技術的信頼性のみならず、実施 主体としての取組の信頼性の向上が図られてきた。また、安全規制当局等との技術的取組 に加えて、ANDRA による地層処分に関する調査及び研究開発に係る取組については、第 三者評価機関と位置付けられる国家評価委員会（CNE）による毎年の技術的レビューも受 けている（同レビュー報告書は一般公開される）。 上記の事業進捗に応じた主要な節目における、サイトの評価を含めた技術的取りまとめ の実施実績等の概要を以下に整理する。 ①わが国の概要調査に相当する調査・評価結果の技術的妥当性の提示（1996 年） 1992～1993 年にサイト選定の第 1 ステップである、地下研究所サイトの選定に関する 調停活動が議会（議会科学技術選択評価委員会のメンバー）を中心に実施された。同活 動により選定された 4 つの県の候補サイトについて、ANDRA は 1994～1995 年までの 予備調査（地上からの調査）を経て、それぞれの候補サイトについて 1996 年に地下研究 所の建設・操業の許可申請を行っている。 上記の許可申請に関して、1991 年放射性廃棄物管理研究法の施行デクレ（1993 年）は、 申請時に表 2.3-15 に示す書類提出（情報提示）を要求しており、ANDRA は対応する技 術的取組の成果（地上からの調査に基づく科学的な結果）を提示している。 表 2.3-15 地下研究所の建設・操業の許可申請に必要な提出書類と ANDRA の対応 1991 年放射性廃棄物管理研究法の施行デクレ（1993 年）第 1 条が規定する提出書類 1)ANDRA が技術及び資金面で備えている能力の正当性の証明。 2)事業目的を詳述するとともに、対象となる地層の望ましい特性について、入手されて 100 いる全ての地質学的及び地球物理学的な情報の記載。この記載には、安全面での達成 目標に照らしてこれらのデータの正当性を証明するだけでなく、地上ならびに地下研 究所での実施が検討されている研究計画の内容及び方法が記載される。 3)地表施設が占有する敷地の境界線、研究所が設置される敷地の境界線、さらには同研 究所へのアクセス用の主立坑ならびに保護区域が記載された縮尺 2 万 5,000 分の 1 の 地図。 4)予定されている地表施設及び地下施設の説明。 5)上掲の 1977 年 10 月 12 日付の政令（デクレ）第 2 条に規定された影響研究。 6)事故時に施設から生じる可能性のある潜在的な危険性について説明すると共に、その 可能性及び影響の低減を目的とした具体的措置の正当性を証明する研究。 7)計画中の施設が、従業員の保健衛生及び安全に関する法律及び規則を遵守している点 に関する説明書。 8)仕様書／条件明細書の草案。 上記 2)に関して ANDRA が提示したサイト調査（地上からの調査）の科学的な結果 （以下、ANDRA からの情報） 1)対象地域の状況、地質及び幾何学的形状 ：地質図、3D 地質モデル、地質層序（深度別岩質） 、対象母岩の岩質・鉱物組成、等 2)岩層特性 ・透水係数[m/s]：コア分析及び坑井内でのパッカーを用いた試験 ・熱及び力学特性：物理特性：密度[g/cm3]・含水率[%]・間隙率[%]、熱特性：伝導率 [W/m-K]・熱容量[J/m3-K]・膨張係数[1/K] ・地球科学及び物理化学的特性：イオン交換容量の分析等による核種閉じ込め性能の 把握 3)水理地質学的状況 ：透水係数や原位置水頭測定に基づく動水勾配や対流状況の把握に基づく、移行特性 の把握 4)安定性：地震活動の歴史的分析、活断層の存在、気候変動（主に氷河作用による隆起・ 浸食等の変化の把握） ②わが国の精密調査に相当する調査・評価結果の技術的妥当性の提示（2005 年） 1999 年のビュールでの地下研究所の建設・操業許可発給を経て、地下研究所の建設と 並行して各種調査が開始された。ビュール地下研究所での調査活動も含めた ANDRA に よる地層処分研究の成果は、2005 年に Dossier 2005 として取りまとめられた。同研究成 果報告の粘土層版（花崗岩版も取りまとめられた）は、総論レポートと 3 つの分冊で構 成されている（詳細は後述の 2.3.8 項を参照されたい）。 ●総論：粘土層における地層処分の実現可能性の評価 ●分冊：地層処分場の構成と管理 ●分冊：地層処分場の現象論的変遷 ●分冊：地層処分の安全評価 上記の研究成果報告書は、1991 年放射性廃棄物管理研究法の枠組みにおいて 15 年間 にわたり実施された 3 つの管理方策（地層処分、核種分離・変換、長期貯蔵）の研究成 果の 1 として取りまとめられたものである。その位置付けは「処分場の実現可能性に関 する調査」を取りまとめた研究成果報告書であり、許認可申請に対応したものではない 101 ことに留意が必要である。 同研究成果報告は他の 2 分野（核種分離・変換、長期貯蔵）の研究成果報告とともに、 1991 年放射性廃棄物管理研究法で規定された総括評価プロセス等を経て（地層処分に関 する技術的信頼性が評価された）、その結果として、可逆性のある地層処分を基本とする 放射性廃棄物等管理計画法が 2006 年に制定されることとなった。 ③その他の技術的な評価等の取組：安全規制当局等との技術的取組 2005 年の Dossier2005 の取りまとめによる 250 km2 の互換区域の特定までの期間につ いて（わが国の精密調査段階の終了までに相当）、安全規制機関等と実施主体との間で行 われた技術レポート等を介した具体的なコミュニケーション（相互の関与）は、上記の 主要なステップの個々において、安全規制当局の技術的支援組織である放射線防護・原 子力安全研究所（IRSN）が取りまとめた技術レビュー報告書等において経緯として示さ れており、それらは表 2.3-16 のように整理される。 102 表 2.3-16 サイト選定段階における実施主体と安全規制当局等との技術的取組（1/2：わが国における概要調査段階に相当する期間） サイト選 定段階 文献調査 段階 ～1993 年 概要調査 段階 主要なイベントや決定等 左記に対する実施主体の対応等 ・1993 年 12 月：議員主導プロセス で 4 つの県を選定 103 ・1994 年 6 月 13 日：書簡 DSIN/GRE/SD1/no.246 におい て、4 つの区域の地質学的に優位な技術的要素の総括、踏 査計画の詳細、処分場概念に関する考察報告書、地下研 究所で実施すべき研究計画に関する組織規定の作成を ANDRA に要請。 ・1994 年 12 月 27 日：書簡 DSIN/FAR/SD1/no.11646 にお いて（1994 年 10 月 3 日の GP 会合をフォローアップし た書簡）、地下研究所設置のためのサイトの踏査に関する 一般的な要求と東部サイトに固有の個別要求を提示。 ・1995 年 12 月 12 日：書簡 DSIN/FAR/SD1/no.12376 にお いて、地質調査の補完的な側面に取り組んだ総括文書の 提供を ANDRA に要求した。 ・1996 年 2 月：IPSN が右記 ANDRA 文書を分析して GP に提示。 ・1996 年 6 月 21 日：書簡 DSIN/GRE/SD1/no. 110 におい て（1996 年 2 月 26～28 日の GP 会合をフォローアップ した書簡）、ANDRA が地下研究所の設置・操業許可申請 文書を作成するために考慮すべき要求事項を提示。 ・1996 年 7 月：ANDRA が地下研 究所の建設・操業許可申請 ～1999 年 規制機関等と実施主体の間における相互関与 規制機関の関与等（実施主体への要請、GP への関与） ・1998 年 12 月：ビュールへの地下 研究所の建設・操業許可決定（省 庁間決定） ・1997 年 3 月：IRSN が ANDRA の許可申請書類に対する 技術レビュー報告 ・1994 年夏：左記対応として、①RFS Ⅲ.2.f の必須 基準と比較した場合の保護区域に関する現在の知 識についての総括書、②4 つの区域に関する地質状 況及び知識状況を提示した報告書を提示。【IPSN が分析を実施して GP に提示。】 ・94、95 年書簡への対応として、①3 つのサイトに 関する地質調査作業についての総合評価書、②地質 調査の補完的な側面に取り組んだ総括文書を提示。 ・左記を踏まえて、3 つのサイトに関する建設・操業 許可申請（DAIE）文書を提出。 表 2.3-16 サイト選定段階における実施主体と安全規制当局等との技術的取組（2/2：わが国における精密調査段階に相当する期間） サイト選 定段階 精密調査 段階 主要なイベントや決定等 規制機関等と実施主体の間における相互関与 規制機関の関与等（実施主体への要請、GP への関与） 左記に対する実施主体の対応等 ・2000 年 6 月：書簡 DSIN/FAR/SD3/no. 50502 において、 ANDRA に①サイトの地質学的データベースの改訂、② 処分場の予備基本計画、③最初の安全解析、④研究プロ グラムの改訂を要求（2001～2002 年に DSIN へ提出する ことを要求）。 ・2000 年 8 月：書簡 DSIN/FAR/SD3/no. 50597 によって、 ANDRA に地下研究所の立坑掘削を許可。 （この間の細かな相互関与活動は割愛：特に Dossier 2001 を踏まえた、技術的な詳細要求が多数存在） ・2003 年 6 月：IPSN は Dossier 2001 に対する分析を実施 して GP に提示（技術レビュー報告書）。 104 ・2005 年 6 月：ANDRA が実現可 能性研究報告書の予備版を提示 ・2005 年 12 月：ANDRA が実現可 能性研究報告書（Dossier2005） を提出 ・2006 年 1 月：国家評価委員会 （CNE）が 3 分野の総括報告 ・2006 年 2 月：原子力安全当局が 3 研究成果に対するレビュー報告 書を提示 ～2006 年 ・2006 年 6 月：放射性廃棄物等管 理計画法を制定 ・2005 年 12 月：IRSN が ANDRA の許可申請書類に対す る技術レビュー報告を提示。 （ここ迄の細かな相互関与活動は割愛） ・2001 年 12 月：2000 年書簡への対応として、実現 可能性に関する中間報告書となる Dossier 2001 を 提示。 ④その他の技術的な評価等の取組：国家評価委員会（CNE）による技術的なレビュー 国家評価委員会（CNE）は、1991 年放射性廃棄物管理研究法の規定に基づき、高レベ ル放射性廃棄物等の最終管理方策に関する研究開発等の技術的観点でのレビューなどを 担う政府の諮問機関として設置されたものである（1994 年１月に設置され同年 3 月より 活動を開始） 。2006 年管理計画法でも同様の位置付けで再度規定されている。 本設置目的のもとで CNE は、法律が定める放射性廃棄物処分事業の節目における技術 的レビューに加え、処分の事業化に向けた取組や研究開発等の進捗について、毎年、レ ビューを行い、レビュー報告書として公開している。最新のレビュー報告書（2012 年版） は 2012 年 12 月に公開されており、地層処分に関しては、2012 年段階におけるプロジェ クトの進捗について次のような見解を示している。 ・ガラス（高レベル放射性廃棄物が混合されるガラス固化体）と深地層の粘土は、放 射性物質を数十万年間にわたって閉じ込める有効なバリアである。 ・地層処分研究のために選定されたムーズ/オート=マルヌ県のサイトが有する粘土層は、 深度 500 メートルの地下に 130 メートル以上の層厚がある。この粘土層は、少なく とも 1 億年間にわたって安定した状態にある、地下水流が非常に小さい、保持能力 が高いといった、放射性物質の閉じ込めに関する卓越した性能を示している。 ・処分孔、坑道、地下空間、換気施設あるいは埋め戻しといった処分実施における構 築物の設計や、操業時及び閉鎖後の安全確保のための方法論や手順の開発に関する 研究が現在も進められている。2006 年の放射性廃棄物等管理計画法が定めた地層処 分事業の実用化（調査研究段階から産業プロジェクト段階への移行）の観点から、 この研究は十分に進捗している。地層処分事業の各段階で必要とされる事業展開技 術及び革新的・工学的技術を伴うこの実用化作業は、注意深くフォローされなけれ ばならず、2015 年に予定される設置許可申請に対する審査は重要なマイルストーン となる。 CNE は上記見解に加えて、地層処分事業に係る費用の詳細情報の提示を要請するととも に、次のような技術的な評価結果を示している。 ・高レベル放射性廃棄物の処分孔と埋め戻しの設計については、地層処分の可逆性確 保（地下の空洞等が直ぐに埋め戻されない期間が存在する）の観点から、その期間 における岩盤の遅延挙動に関する不確実性を考慮しなければならない（地下空洞の 掘削等から時間を経て現れる可能性のある岩盤の変形挙動等に関する不確実性） 。そ 105 のため、遅延挙動のメカニズムを解明するために実施されている測定試験等の総括 を速やかに実施し、確実な予測を可能とする熱・水・応力に関する連成モデルを構 築するよう勧告する。 ・放射性廃棄物管理機関（ANDRA）は地層処分場を段階的に建設する計画である。第 一段階で建設される地下の施設は、第一段階で処分される放射性廃棄物を受け入れ るために必要な施設となる。2015 年に予定されている地層処分場の設置許可申請書 の審査において、CNE は本報告で提起した疑問に対して十分な回答が示されている かを検証する方針であり、仮に回答が十分でないと判断されれば、設置許可の発給 を延期するよう勧告する可能性もある。 ・地層処分場の設計において考慮される廃棄物パッケージのインベントリ・モデルは、 ANDRA と廃棄物発生者との協働で開発された。2006 年の放射性廃棄物等管理計画 法に従えば、使用済燃料の直接処分は想定されていないため（一部の重水炉を除く） 、 使用済燃料は廃棄物パッケージのインベントリには含まれていない。もし将来的に 直接処分されることとなる場合には、使用済燃料を冷却するための中間貯蔵が必要 となり、また、地層処分の設置許可の変更申請及びそれに必要な公衆意見聴取が実 施されることとなる。 ・アスファルト固化体を除き、第一段階での処分が想定される廃棄物パッケージに関 する知見は十分なレベルに達している。アスファルト固化体については、特に火災 発生時といった短期的な挙動に関する不確実性を考慮して、地層処分事業の第一段 階ではこれらの処分を行わないよう勧告する。最終判断に向けて、第一段階で処分 される廃棄物パッケージ等について、より厳しい条件での挙動に関する安全性の評 価を含めた実規模での実証試験の結果を 2014 年末までに CNE に提出するよう要請 する。仮に実証試験の結果が十分なものではないと判断される場合には、アスファ ルト固化体の処理方法の検討を勧告する可能性がある。 2.3.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 フランスにおける、地層処分事業を中心としたサイト選定の状況とサイトの評価実績の 経緯と概要については上述したとおりであり、性能評価書あるいは安全評価書として体系 的に取りまとめられた資料は、2005 年の Dossier 200510)でみである。その後、2007 年に 策定された国家計画（PNGMDR）4)及びその施行デクレ 106 12)が ANDRA に要求した、2009 年の報告及び 2012 年の資料提出は、前者が特定技術テーマに関する政府への提案、後者が 特定目的となる資料（公開討論会への寄与を意図した資料）であり、性能評価書あるいは 安全評価書といった体系的な技術レポートではない。次に ANDRA が体系的な技術的取り まとめを行うタイミングは 2015 年に予定される地層処分の建設許可申請段階であり、申請 時の添付書類としての安全評価書が、操業停止及びその後の監視段階について検討されて いる方法を示す文書（操業停止及び監視段階への移行後における安全評価を含める）の枠 内で整備・提出される。 地層処分に関する Dossier 2005 の詳細内容については、平成 19 年度より実施している 本調査事業（放射性廃棄物重要基礎技術研究調査）の枠中で、平成 19 年度に調査を行い成 果報告書としてその詳細内容を取りまとめている。また、平成 22 年度には、フランスにお ける Dossier 2005 以降の地層処分に関する研究開発動向の情報収集及び整理として、 ANDRA が 2009 年に政府に提案した報告内容を整理している。 以上のような本事業における調査及び情報整理を踏まえ、以下では、(1)中深度処分に関 して検討が進められた処分概念、及び、(2)浅地中処分に関する安全評価の概要について整 理する。 (1) 中深度処分に関して検討が進められた処分概念 2008 年 6 月に開始された処分サイトの選定に向けた活動以降、中深度処分の処分概念は、 サイト選定の進捗に応じて（候補サイトの特性等を踏まえて）、処分概念が具体化される予 定であった。サイトの選定活動以降、幾つかの資料において、その概念に関する基本的要 件や検討状況を把握することができる。 ①原子力安全機関（ASN）が発行した一般方針 2.3.5 節で整理したように、ASN は 2009 年 5 月に、今後の中深度処分場のサイトの調 査及び施設設計段階において参照される「長寿命低レベル放射性廃棄物処分場のサイト 調査等に向けた安全に関する一般方針」を発行している。同方針には具体的な処分方法 や深度などに関する直接的な記述は無いものの、同文章の「序文」及び「安全に関する 設計基礎」において、その処分概念に関連する次のよう事項が示されている。 ●隔離型処分である：減衰に数万年を有する核種を有するため、制度的監視の対象とな る地表施設がこのような期間にわたって廃棄物の封じ込めを十分に確保することは 107 不可能であるとし、安全に関する目標や長期安全性の原則が、地層処分のものと大部 分において整合がとれるように設計されるべきである（但し、その放射能レベルの違 いから、地層処分とは設計上の相違が生じることにも言及）。 ●一部核種のインベントリや配置に制限を施す：数万年という期間では減衰しない放射 性核種など、施設内に受け入れられる可能性のある長寿命放射能の制限が必要。また、 高濃度放射能エリアが生じるのを制限するために施設内の放射能配分の規則を定め る妥当な時期を検討することが必要。 ●当該処分施設は地表処分施設と地層処分施設の間に位置付けられる「中間」施設。 ●安全原則：多重防護手段を設けた受動的措置が採用される。 ●安全機能：①処分施設への水の循環を抑制する、②放射能を封じ込める、③気候によ る浸食現象や人間の通常の活動を考慮に入れた上で、人と生物圏から廃棄物を隔離す る。 ②ANDRA が発行したサイト候補地の募集資料 7) 実施主体である ANDRA が 2008 年 6 月より開始した処分サイトの選定に向けた活動 に際して公開した募集資料において、処分概念に関連する次の情報が示されている。こ れらは、上記の ASN が発行した一般方針と整合が図られている。 ●処分深度及び処分場構成：15～200m。処分場構成例は表 2.3-17 のとおり（処分概念 は既述の図 2.3-8 を参照） ●地層に関する要件：ASN が定める上記方針に従って、次の安全確保に関する基準を 提示。 ・少なくとも 1 万年にわたり地質学的に安定した区域。とくに地震の多い区域、火 山区域および山岳区域は排除する。 ・透過性が非常に低い地層：将来の処分場の水循環および地表もしくは地層の他の 部分にある地下水層への放射性核種の移動を制限するために、調査対象の地層を 通過する水循環は可能な限り緩慢でなければならない。このような特性を保証す るのに最適な環境は、粘土または泥灰岩が支配する地層である。 ・厚く均質な地層：処分場の長期安全を確保するために、調査対象の地層は厚さが 50m 以上なければならない。 ●地下資源：区域の選定では、調査サイトの地下に採掘可能な大量の資源が存在しない 108 こと（鉱石、石油、温泉など）など他の地質基準も考慮する。 上記の地層に関する要件と地下資源の存在を考慮し、ANDRA は処分場設置のために 先験的に好ましい特性を有する地層を特定し、同募集資料に対象区域を地図とともに提 示している（図 2.3-17 参照）。これらの地質学的に好ましい区域は、固有の透水率が非常 に低い粘土もしくは泥灰岩が支配する堆積層に相当しており、露頭もしくは地表近くで ある。 表 2.3-17 黒鉛及びラジウム含有廃棄物の比放射能量の分布と対応する処分方策 人工覆土を施す処分 地質学的特徴 擾乱の無い地中での処分 十分な地表と同一平面の 1 つの層が必要 m3 のパッケー 地層のさまざまな深度への適用が可能 所要収用地の 評価 ラジウム含有廃棄物（7 万 ジと深度は 15 メートル）に関しては、 以下のとおりである。 ・ およそ 60 ヘクタールの地表施設 ・ およそ 35 ヘクタールの整地への注入 ・ およそ 20 ヘクタールの処分施設 すなわち 120 ヘクタール 黒鉛とラジウムを含む廃棄物に関しては、 以下のとおりである。 ・ およそ 60 ヘクタールの地表施設 ・ およそ 20 ヘクタールの整地への注入 ・ 60～200 ヘクタールの地下処分施設 （アクセス坑道を除く）。黒鉛廃棄物だ けを処分する場合、収用地は、約 10～ 50 ヘクタール縮小される。 処分場の可能 深度 30 メートルまで 200 メートルまで 導入の可能性 わずかなサイト候補 多数のサイト候補 建設期間（処 分の初期作 業）* 2～3 年 約 25 年 * 選択されたサイトの特徴に従って、研究結果に指標値が明示される。 109 図 2.3-17 ANDRA が候補サイトの募集時に示した地質的に望ましい地域 ③IAEA 中深度処分ワークショップ（2008 年 12 月）での ANDRA の資料 17) 表記ワークショップにおいて実施主体である ANDRA が当該処分に関する検討中の概 念や今後の調査・研究計画の概要などを紹介している。それらは上記のサイト候補地の 募集資料での情報と整合のあるものであり、より詳細な情報も一部示されている。 【処分概念】 ●レファレンス・オプション：黒鉛含有廃棄物とラジウム含有廃棄物の双方を、１つ のサイトの同一地下施設に処分する（擾乱の無い地中での処分：図 2.3-18）。 ●代替オプション：ラジウム含有廃棄物について人工覆土を施す処分（黒鉛含有廃棄 物の処分施設に対して、次の 2 つのラジウム含有廃棄物の処分概念がある）。 ・１つのサイトの異なる施設に処分する（図 2.3-19：左図） ・それぞれを異なるサイトで処分する（図 2.3-19：右図） 110 図 2.3-18 黒鉛及びラジウム含有廃棄物の処分概念（レファレンス・オプション） 図 2.3-19 ラジウム含有廃棄物の処分に関する概念（代替オプション） 【処分概念に関する ANDRA の検討状況】 ●黒鉛含有廃棄物は擾乱の無い地中での処分（特に Cl-36 を念頭に置いた、以下の検討 を踏まえてこの概念を選択） ・放射性核種の移行抑制のための、母岩への次の要求。 －低透水性 －バリアの十分な厚さ ・人工覆土を施す処分概念には、深度に関連する技術的な制約がある。 ・非常に透水性の低いコンクリートは、産業スケールでの技術的実現性がなく、ま た、その永続性（耐久性）に関する実証がなされていない。 ・擾乱の無い地中での処分概念は、水理及び移行特性に関するより良い保証をもた らす。 ・擾乱の無い地中での処分概念は、可能性のあるサイト選定をより広範なものとす 111 る。 ●ラジウム含有廃棄物は 2 つの処分概念に関して調査を行う：擾乱の無い地中での処分 ／人工覆土を施す処分 ・適切なラドンの管理を踏まえて両概念の調査を行う。 ・水への緩やかな（制限のある）放射性核種の放出のため、バリアには溶質移行の 減少が必要とされる。 －Ra-226 に関しては、黒鉛含有廃棄物の Cl-36 よりも低い活動レベルが望まれる。 －ラジウム含有廃棄物に含まれる他の長寿命核種については、バリア内（薄いバ リアではあるが）での移行が、放出流量を効果的に減少させることが望まれる。 【処分概念に関する要件】 ●黒鉛含有廃棄物の処分要件 ・水循環の制限 ・廃棄物からの核種放出の制限 ・核種流量の抑制と緩和 ・人間活動と自然現象からの全ての廃棄物の隔離（isolate） ●ラジウム含有廃棄物の処分要件 ・Ra-222 の地表に向けたガス拡散の制限 ・水循環の制限 ・廃棄物からの核種放出の制限 ・環境に向けた放射性核種の水による移行の抑制 ・人間活動と自然現象からの全ての廃棄物の隔離（isolate） ●操業段階に関する要件（黒鉛及びラジウム含有廃棄物共通） ・施設は放射性核種を保持し、リスクの発散を抑制しなければならない。 ・施設は被ばくから人を保護しなければならない。 【IAEA ワークショップ開催段階（2008 年 12 月）までにおける調査・研究の成果】 廃棄物 ●黒鉛及びラジウム含有廃棄物に関する予備的なインベントリ・モデルを整備 ●廃棄物の明細書（要求される情報）の整備（廃棄物発生者へ向けられる） 112 ●国家計画（PNDMDR）に沿った他の長寿命低レベル廃棄物に関する調査の実施： インベントリ（発生源とアイテム）の改善と低レベルアスファルト固化廃棄物の特 性把握。 ●黒鉛含有廃棄物の挙動に関する調査の実施（最初の調査結果が出ている） 。これら の調査・研究の一部は「European CARBOWASTE Project」で実施。 サイト調査 ●望ましい地域を選定し、募集を開始（2008 年 6 月より） ●その他、社会等を対象とした情報提供活動等を実践 処分場の操業 ●黒鉛含有廃棄物パッケージの定置概念（図 2.3-20） ・10m3 のパッケージに関する処分セル内への遠隔定置の実現可能性（アンダーフ ード、処分セルへのアクセス斜坑等の機能設計を含む） ●ラジウム含有廃棄物パッケージの定置概念 ・遠隔制御及び事故時の発散リスクの観点から、大きなパッケージへの調整は望 ましくない。 ・１次ドラム或いは１次廃棄物容器（処分用廃棄物パッケージを使わないことを 意味する）に関する、遠隔操作による人工覆土を施す処分施設までの移送と定 置の実現可能性 ・擾乱の無い地中での処分において、2.5m3 又は 10m3 の処分容器を利用すること への関心（利点）。 ●施設構成・建築方法等（図 2.3-21） ・建築方法：掘削及び支保による母岩の擾乱を制限できる可能性 ・施設構成に関するレビューを実施中：アクセス坑道のグルーピング、異なる構 造幾何形状（擾乱の無い地中での処分孔断面における 1～4 つのパッケージ）、 サイト母岩の傾斜や厚さに適合した異なる施設構成 ・埋め戻し：擾乱の無い地中での処分における、建設中のセメントグラウトによ る空隙（Void）の最小化の可能性 ・換気：サイジングのためのパラメータの特定 ・貯蔵：処分サイトにおける貯蔵施設設置の実現可能性 113 図 2.3-20 廃棄物の定置概念 図 2.3-21 処分場の施設構成例 閉鎖後安全 ●通常変遷シナリオ（リファレンス状態）に関する予備的性能評価 ・人工覆土を施す処分場概念の採用を却下した黒鉛含有廃棄物に関しては、母岩 特性が重要なものとなる。 ・ラジウム含有廃棄物に関しては、放射性核種の放出を制御する主要パラメータ の特定が必要：溶解限度、処分場を横切る水の流量（透水性と勾配） 、粘土層の 保持特性） ●外部事象（変動状態）の分析 ・自然事象：動植物の侵入（人工覆土の材料選択、擾乱の無い地中処分の深度）、 浸食（サイトの機能、より sensitive な人工覆土）、地震及び気候変動事象（サ イトの機能、深度の増減に対する感度） ・人間侵入：考古学（数 m の深度制限）、道路やトンネル掘削作業、ボーリング（異 なる孔径、深度、ボーリング密度）、人間生活（家屋建築や子供の遊び場など、 114 他のシナリオを介する廃棄物へのアクセスの可能性） ●以上を踏まえて、人工覆土を施す処分或いは擾乱の無い地中処分による処分施設は、 多くの侵入リスクに対して（処分概念オプションとサイトに関連して分類される、 その発生のし易さに応じて）、頑健でなければならない。 (2) 浅地中処分に関する安全評価の概要 既に述べたように、フランスには浅地中処分（短寿命低中レベル放射性廃棄物の処分） 施設として、既にラ・マンシュ処分場が操業を終えて監視段階にあり、また、オーブ処分 場（モルビリエ極低レベル放射性廃棄物処分場含む）が現在操業中であり、いずれも事業 化段階にある。 いずれの施設も原子力基本施設（INB）として許可を得たものであり、その許認可申請手 続きにおいて安全評価書が提出されている。これらの資料は許認可申請手続きにおいて縦 覧が可能となるため（公衆意見調査）、非公開情報ではないもののウェブ等を介しての情報 提供はされていない。以下に、浅地中処分に関する安全評価の例として、ラ・マンシュ処 分場の監視段階への移行許可段階における閉鎖後安全評価書の概要について整理する（以 下に整理する情報は、ANDRA より直接入手した情報に基づくものである）。 ①ラ・マンシュ処分場の現況 ラ・マンシュ処分場の操業（廃棄物の受け入れ）は 1994 年 6 月に終了している。監視 段階への移行に関する新たな要件の作成が必要とされたため、新たな原子力基本施設 （INB）としての設置許可申請が、監視段階への移行に関する予備的安全報告書を含めて 提出された。 この報告書は 1993 年 8 月に当時の規制当局である原子力施設安全局（DSIN） に送られた。この報告書に対する、DSIN の常設専門家委員会（専門家委員会）による評 価や公衆意見調査（政府の特別委員会：Turpin 委員会を含む）等を経て提示された意見 や勧告を受けて、政府はこれらの結果に配慮した新たな報告書の提出を ANDRA に要請 した。ANDRA はその要請に基づき、安全報告書等を含む許可申請を再提出し、2003 年 1 月にラ・マンシュの監視段階への移行が許可された。 ②安全評価のアプローチ ラ・マンシュ処分場の安全解析は次の内容で構成される。 115 ・バリアの故障状態を引き起こす可能性がある事象を調べ、関連するリスク防止、故 障検出及び実施される影響最小化処置を分析する。 ・これらの故障が、予防処置が実施される場合にも発生することを想定し、その影響 を定量的に評価する。 この分析は、安全系統の故障が発生しても、故障による影響が許容できない放射線学 的、化学的影響に至ることがないため、考えられるあらゆる状況において人間と環境の 健康の防護が保証されることを示すものでなければならない。 処分場の安全の立証は、施設の多重防護の概念に基づき、関連するリスクが実施され る予防処置の定性的な解析により多重防護の観点から調査された。その結果、処分施設 に関して特定されたリスクは、施設に関連するリスク（原子力及び非原子力のリスク）、 外的活動に関連するリスク、天然のリスクの 3 つのカテゴリに分類された。なお、この 段階で、発生確率が低い起因事象（たとえば、隕石の影響）は除外された。また、政府 の特別委員会（Turpin 委員会）の勧告を受け、規則ではサイト開放となる監視段階後に ついても、施設に関する情報を保存することが決定されたが、無意味とも思われる人間 侵入に関連するリスク評価の実施も併せて決定されている。 上記の定性的な解析を受けた定量的な安全評価は次の原則に基づくものである。 ・処分場及びサイトに関するデータの取得 ・放射性核種及び有害化学物資の放出シナリオの開発 ・シナリオの概念モデル及び数学モデルへの展開 ・数学モデルに使用するパラメータの選択 ・影響の評価 ・原位置測定との結果の比較 ・適用される規制限度との結果の比較 ・感度解析と不確実性評価 ・結果の解析、及び結果が許容できない場合のシナリオ、モデル、パラメータ調整の ための反復 ③シナリオ開発 シナリオ開発のアプローチは次の手順で実施された。 ・放射性核種と有害化学元素の人間への移行に関してありうる経路の特定 116 ・汚染の移行を生じる可能性がある主要なプロセスと事象の特定と通常シナリオの開 発 ・変動シナリオの開発：多数のシナリオが抽出されるため、以下の操作で数を減少さ せる。 －起因事象（又はその組合せ）毎に、影響が最も重大なシナリオを解析対象として 選択し、次にこのシナリオを同じ事象（又はその組合せ）から発生する他のシナ リオのフレームワークとの統合が考慮される。 －強化されるリスク防止処置の対象となる（発生確率が非常に低い）シナリオの影 響は調査しない。 なお、変動シナリオに関して、安全基本規則 RFS Ⅰ.2 では、以下のシナリオを明示 的に示している。 ・施設を通り抜ける道路の道路建設工事 ・住宅地：住宅地が施設の位置する場所に建設され、住民のグループがそこで幼少期 から恒久的に生活する（70 年間） ・（上記記述から間接的に子供の遊びも扱う） ラ・マンシュの安全評価における、変動シナリオの選定においては、規則で示された 上記のシナリオに加えて、含有放射能が平均を上回る廃棄物パッケージの処分に伴うリ スクを評価するため、ANDRA は人間が廃棄物パッケージと接触する多くの追加シナリ オを検討し、追加した。それらの選択されたシナリオについて、概要を以下に整理する。 1)選択された通常シナリオ 廃棄物パッケージと容器の劣化のために廃棄物処分場から放出され、その後、放出 された物質は地下水の移動によって移行、拡散される。古い構造物はコンクリート製 のべた基礎がなく、長期的な耐漏洩性が保証できないビチューメン被覆となっている ため、このシナリオについては、べた基礎のない構造物に侵入する水が重力分離シス テムによって完全には収集されず、構造物を通過して地下水層に達することが保守的 な考えとして想定される。このシナリオの移行経路は、操業、監視、監視後の各段階 について図 2.3-22 で示される。参照被ばくグループはサント・エレーヌ川及びグラン ベル川の合流点の近くに位置する農業従事者である。 本シナリオの影響計算が処分場の 3 つの段階（操業、監視、監視後の段階）に対し 117 て実施され、操業段階の計算結果が監視段階の開始時における処分場の条件を推定す るために使用された。 図 2.3-22 通常シナリオの移行経路 2)選択された変動シナリオ ●シナリオ 1：べた基礎の破断 25 年間の使用期間を経て、べた基礎が構造物に侵入した水を回収できなくなり、 水が処分場の下の地下水に達する。 118 ●シナリオ 2：覆いの崩壊 2 枚の覆いパネルで構成され、分水界の下流に位置する構造物を保護する覆いの一 部の崩壊。この崩壊はべた基礎のない構造物の真上で起きる。 ●シナリオ 3：覆いの崩壊とべた基礎の破断 2 枚の覆いパネルで構成され、分水界の下流に位置する構造物を保護する覆いの一 部の崩壊。この崩壊と同時に構造物のべた基礎の崩壊が発生する（シナリオ 1 と 2 の起因事象の組合せ）。 ●シナリオ 4：地下水位の上昇 AREVA 社のサイト及びラ・マンシュ処分施設に現在設置されている排水系とポン プ装置がすべて稼働しないと想定される。非常に激しい豪雨が発生し、地下水位 の上昇を生じる。 119 3)選択された変動シナリオ（空気を介する移行を伴う変動シナリオ ●シナリオ 5：道路工事 廃棄物処分施設を通り抜ける道路の建設。 ●シナリオ 6：住宅地と子供の遊び 住宅地が廃棄物処分施設の位置する場所に建設される。子供たちが施設の埋め戻 し材の上で遊ぶ可能性がある。建設は道路工事完了後に実施されると想定される。 ●シナリオ 7：ラ・マンシュ処分施設の上に建設される家屋へのラドンの放出 家屋が施設の上に建設される。施設が道路工事などの建設活動によって擾乱され ないことが想定される。高放射能のラジウムを含む処分場構造物から放出される ラドンが処分場の覆いを通り抜け、家屋に充満する。 ●シナリオ 8：処分場への好奇心による侵入 監視段階後に、考古学者や好奇心の強い侵入者が掘削する間に廃棄物パッケージ を発見することがあると想定される。この発見は廃棄物パッケージの中身に直接 触れる場合も触れない場合もありうる。解析はα核種の比放射能が平均より上の 廃棄物パッケージへの被ばくの影響に焦点を合わせる。 ●シナリオ 9：地滑りによる廃棄物パッケージ被ばく 廃棄物パッケージは施設の外縁部付近で地滑りに会う可能性がある。前のシナリ オの場合と同様に、目標はα核種の比放射能が平均より上の廃棄物パッケージの 放射線学的影響を評価することであり、次のケースを検討する。 ・無傷の廃棄物パッケージの近くに個人が存在 ・裂けて開いた廃棄物パッケージの近くに個人が存在 ④安全評価におけるその他の考慮事項 1) 影響計算におけるシナリオの単純化（モデル化） 影響計算の目的は、処分場の放射線学的、化学的影響を探ることであり、完全な評 価を実施するためにシステムはサブシステムに分類される。その結果、影響の計算は サブシステムの性能の評価に基づくものとなる。 通常、安全に関する影響計算は、該当する様々な現象を全て含む詳細モデルをもと に開発された、検討対象のサブシステムの遷移を記述する単純化モデルを使用して実 120 行される。これらの詳細モデルにより、安全性計算に重要なプロセスのみを検討する ことが可能となる。なお、解析の複雑さを低減し、高速な計算を可能とするために適 用される単純化は、通常はシナリオの影響を過大評価することに寄与する。 浅地中処分施設に関して検討されるサブシステムは次の主要カテゴリに分類できる。 ・水の浸透 ・廃棄物パッケージと人工バリア ・地下水と地質バリア ・空気 ・生物圏 2) 感度調査と不確実性評価 処分場の安全実証に与えることができる信頼度を判断するため、感度解析を実施し、 シナリオとモデルに伴う不確実性を評価しなければならない。安全解析にとって重要 なパラメータは影響の感度と不確実性をもとに特定される。 不確実性の源泉 不確実性はシナリオ、モデル、及び関連する入力データが原因で生じる。 安全評価に使用されるモデルには、可能性として比較的大きな幅の不確実性を伴 う多数のパラメータが含まれる。これらのパラメータに伴う不確実性は規模の影響、 測定装置、及び測定値の不足によるものであるため、最初のステップは不確実性の 幅と影響計算で各パラメータについて採用される値を指定することである。 感度解析 感度解析は入力データの恣意的な変化を含むモデルの出力パラメータの変化を評 価するために実施される。 採用されるアプローチは、重要なサブシステム毎にパラメータの変化を分析する ものである。 「局部」感度解析はモデルの最も敏感なパラメータを特定するために実 施される。そのために、異なるサブシステムの入力パラメータに相当する値が入力 され（初期値と異なる） 、それが検討対象のサブシステムの出力パラメータに及ぼす 影響が計算される。該当するパラメータの数が多いため、最も敏感と考えられるパ ラメータに焦点を合せることが必要である。2 つのパラメータの組合せが物理的に可 能である場合、感度調査は 2 つのパラメータの組合せに対しても実施できる。 121 不確実性評価 重要なパラメータは、該当する不確実性の幅に対する各パラメータの感度に荷重 をかけることによりサブシステム毎に分類される。感度が低いが不確実性が高いパ ラメータは不確実性が低く感度が高いパラメータよりも重要である可能性がある。 不確実性の評価は影響計算で採用される値が保守的でなく（平均値又は最善の推 定）、変動が影響を増やす可能性がある最も重要なパラメータに対して実行される。 3) 安全評価で採用された監視段階の期間 この安全評価書で示される放射線学的、化学的影響評価では、監視段階が 300 年間 続き、処分場（覆いを含む）がこの期間を通じて現在の形態を維持するものと考えら れている。処分場の覆いの保守作業の早期中断（80 年後及び 100 年後）、及び監視段 階の影響（50 年、100 年、150 年、200 年）に関する感度解析が、現行の通常シナリ オで採用された仮説に基づいて実施された。 監視後段階（300 年後）には、潜在的な特定の制約の下で、サイトの利用（道路工事、 住宅地、子供の遊び）、又はα核種の比放射能が平均を超える廃棄物パッケージを考古 学者が発見する事態、に伴うシナリオに関する影響評価が実施された。 ⑤処分場の安全の立証結果（安全評価結果） 1)通常シナリオ及び水を介する変動シナリオ 処分場の全ての段階のそれぞれで生物圏への放射性核種の最も影響が大きい移行経 路の解析を実施した結果、次の結論が得られた。 ・核分裂生成物と放射化生成物に関しては、摂取（水、動物、植物性産物）による 被ばくが、主として外部被ばくを介して放射線を放出する 108mAg 及び 94Nb を除 いて優勢である。 ・吸入による被ばくは特定のアクチニド（この場合は 239Pu 及び 232Th）のみが該当 する。 摂取の場合、線量は関連する不確実性、根と葉の移行係数（野菜の場合）、及びそれ ほどの程度ではないものの食品消費が特に敏感である。外部被ばくと吸入の場合、敏 感なパラメータの 1 つが収着係数（土壌の Kd 値）である。影響評価に伴うその他のパ ラメータは不変であるか（線量変換係数）、わずかな不確実性が含まれる（呼吸量、庭 122 にいる時間） 。吸入の特定のケースでは、再浮遊率も不確実性が伴うために重要なパラ メータである。 参照グループは川から取水する飲料水の関係で保守的なものと考えることができる。 この移行経路が影響に大きく寄与することに注意しなければならず、飲料水は 3H、99Tc、 90Sr+、234U、235U、及び 238U が原因で、影響の少なくとも 45%を占め、36CI 及び 226Ra が影響の約 20%を占める。 上記のような、水による移行の影響評価で考慮される様々なシナリオに対して得ら れた線量の評価結果を表 2.3-18 に示す。最大線量は、年間 1mSv の規制限度値を下回 り、更に、ANDRA が提案する参照値 0.25 mSv/年が、監視段階全体で遵守される。 表 2.3-18 通常シナリオ及び水を介する変動シナリオに関する線量計算結果 段階 シナリオ 監視段階 （1997～2294 年） 監視段階後 （2294 年現在） 通常の遷移 0.06 mSv/年（2200 年） 0.48 mSv/年（4453 年） 主たる寄与分： Sr-90 ：3.5 × 10-2 mSv/年（2039 年） Ag-108m ：2.7 × 10-2 mSv/年（2269 年） U-234 ：1.7 × 10-2 mSv/年（2293 年） 主たる寄与分： Ra-226 ：0.43 mSv/年（4393 年） Ag-108m ：0.13 mSv/年（2428 年） べた基礎の破 0.12 mSv/年（2205 年） 損 主たる寄与分： Ag-108m ：5.5 × 10-2 mSv/年（2293 年） U-234 ：4.2 × 10-2 mSv/年（2198 年） Sr-90 ：3.1 × 10-2 mSv/年（2041 年） 覆いの崩壊 通常の遷移シナリオと同じ 覆いの崩壊と べた基礎の破 損 べた基礎の破損のシナリオと同じ 地下水の上昇 通常の遷移シナリオと同じ （1978年）：各放射性核種の最大発生年 2)空気を介する変動シナリオ 個々のシナリオについて、その事象発生に関して、次の視点で計算・解析がなされ、 放射線学的影響に関する基準（1 mSv）に対するシナリオの影響が評価される。計算結 123 果（放射線学的影響計算）を表 2.3-19 及び表 2.3-20 に示す。 ・仮定、前提：例えば道路工事のシナリオでは、処分場の環境等も踏まえ、発生日、 処分場の状態、道路レイアウトの選択、道路工事の期間、参照被ばくグループの 考察が行われている。 ・放射線学的影響計算：シナリオの特性に応じて、内部被ばく（吸入）、外部被ばく 量を計算し、合算した放射線学的影響値（個人被ばく量）を算出。 ・シナリオの分析と結論の導出：シナリオはその不利な特質、発生確率、及びそれ に伴う不確実性を考慮することにより批判的な分析を行い、放射線学的影響に関 する基準（1 mSv）に対する放射線学的影響の計算結果を評価する。 表 2.3-19 空気を介する変動シナリオに関する線量計算結果（規則での規定シナリオ） シナリオ 道路工事 吸入による内部被ばく線量 （50 年間の預託実効線量） 外部被ばく線量 0.94 mSv/年 0.092 mSv/年 支配核種： Pu-239、Am-241、Pu-240、Pu-238 住宅の建設 子供の遊び 支配核種： Ra-226 、 Cs-137 、 Nb-94 、 Th-232 、 Ag-108m、Am-241 0.11 mSv/年 1.1 mSv/年 支配核種： Pu-239、Am-241、Pu-240、Pu-238、 Ra-226 支配核種： Ra-226 、 Cs-137 、 Nb-94 、 Th-232 、 Ag-108m、Am-241 2.0 mSv/年 0.98 mSv/年 支配核種： Pu239、Am241、Pu240、Pu238、 支配核種： Ra-226 、 Cs-137 、 Nb-94 、 Th-232 、 Ag-108m、Am-241 表 2.3-20 空気を介する変動シナリオに関する線量計算結果（その他のシナリオ） シナリオ 考古学者又は好奇心の強い侵入者による、内容物 との直接接触を伴わない廃棄物パッケージの発見 考古学者又は好奇心の強い侵入者による廃棄物パ ッケージの発見、及び内容物との直接接触 地滑りによって露出した損傷していない廃棄物パ ッケージの近くでの個人の存在 地滑りによって露出した劣化した廃棄物パッケー 最大線量 (mSv) 発生確率 主要核種 94.3 1 × 10-6 Ra226 197 6 × 10-7 Pu239 141 1 × 10-6 Ra226 165 1 × 10-6 Ra226 ジの近くでの個人の存在 発生確率は、廃棄物パッケージに遭遇する確率であり、この確率は次の 2 つの確率で構成される（は これらの 2 つのサブ確率を乗じる） 。 124 ・施設に含まれる全ての処分場構造物の中で、ある特定の処分場構造物を掘削すること又はその 近くにいること。サブ確率は検討対象の処分場構造物の表面積と施設の総表面積（100、000 m2）の比に従って定量化される。 ・検討対象の処分場構造物に含まれる全ての廃棄物パッケージの中から特定の廃棄物パッケージ を見つけること。サブ確率は検討対象の廃棄物の容積と施設に含まれる全ての廃棄物パッケー ジの総容積の比に従って定量化される これらのシナリオの仮定的特質及び廃棄物パッケージに遭遇する確率を考慮して、これらの影響は 許容可能と考えられている。 2.3.9 参考文献（2.3 節） 1) Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management. (Third &) Fourth National Report on Compliance with the Joint Convention Obligations, (September 2008 &) September 2011 ［使用 済燃料及び放射性廃棄物管理に関する安全条約－第 3 回国別報告書（2008 年 9 月）及び 第 4 回国別報告書（2011 年 9 月）］ 2) EXPOSE DES MOTIFS（PROJET DE LOI de programme relatif a la gestion des matieres et des dechets radioactifs）, 20060322 ［2006 管理計画法案趣意書］ 3) ANDRA, “2012 NATIONAL INVENTORY of Radioactive Materials and Waste”, 2012.7 ［2012 年国家インベントリレポート（サマリレポート）］ 4) ASN, “Plan National de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs 2007 – 2009”, 2007.1 ［放射性物質及び放射性廃棄物の管理に関する国家計画（PNGMDR）2007～ 2009 年（2007 年 1 月）］ 5) LOI no 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative a la gestion durable des matieres et dechets radioactifs, 2006 ［放射性廃棄物及び放射性物質の持続可能な管 理に関する計画法 2006 年 6 月 28 日第 2006-739 号（2006 管理計画法） ］ 6) Décret no 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, 2007.11 ［原子力基本施設（INB）及び原子力安全・放射性物質輸送管理 に関するデクレ（INB 等デクレ）（2007 年 11 月）］ 7) ANDRA, “Un projet national et une opportunité pour developer votre commune, RECHERCHE D’UN SITE DE STOCKAGE POUR LES DÉCHETS RADIOACTIFS DE FAIBLE ACTIVITÉ À VIE LONGUE (FA-VL) ”,2009.6 ［長寿命低レベル放射性 廃棄物(FAVL)処分場の候補サイトの募集関連資料（2008 年 6 月）］ 125 8) CEA, “Program general de gestion des dechets”, 1983.8 ［フランスにおける放射 性廃棄物管理のための一般計画］ 9) OPECST, "Rapport sur la gestion des dechets nucleaires a haute activite", 1990 ［フ ランスにおける高レベル放射性廃棄物の管理に関する報告書（バタイユ報告書） ］ 10) ANDRA, Dossier 2005 : Evaluation of the feasibility of a geological repository, 2005 ［Dossier 2005 粘土層に関する地層処分の実現可能性評価報告書］ 11) ASN, Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2010 – 2012, 2010.4 ［放射性物質及び放射性廃棄物の管理に関する国家計画（PNGMDR）2010〜 2012 年］ 12) Decret n° 2008-357 du 16 avril 2008 pris pour l'application de l'article L. 542-1-2 du code de l'environnement et fixant les prescriptions relat ives au Plan national de gestion des matieres et des dechets radioactifs ", 20080416 ［環境法典の L. 542-1-2 条の適用のために採択され、放射性物質及び放射性廃棄物管理国家計画に関連する規定 を定める 2008 年 4 月 16 日付のデクレ 2008-357（PNGMDR デクレ）］ 13)ANDRA, PROJET REVERSIBLE DE :PROPOSITION STOCKAGE D’UNE GEOLOGIQUE ZONE D’INTERET PROFOND POUR LA RECONNAISSANCE APPROFONDIE ET DE SCENARIOS D’I MPLANTATION EN SURFACE, 2009.11 ［地層処分サイトに関する 2009 年の提案（ZIRA の提案）【高等 委員会への概要報告書】 ］ 14) ANDRA, Stockage réversible profond - Proposition d’une zone d’intérêt pour la reconnaissance approfondie et de scenarios d’implantation en surface, 2009.11 15) ANDRA, 2006 – 2009 4 ans de recherches scientifi ques à l’Andra pour les projets de stockage, 2010.6 ［2006 年－2009 年 ANDRA における処分プロジェクトに関する 4 年間の科学研究］ 16) CNDP, COMMUNIQUE DES DECISIONS DE LA CNDP DU 6 FEVRIER 2013, 2013.2 ［•公開討論国家委員会の 2013 年 2 月 6 日付けプレスリリース］ 17) ANDRA, DOSSIER DE PRESSE, “Le projet de centre de stockage à faible profondeur pour les déchets radioactifs de faible activité à vie longue (FA-VL), Des investigations approfondies en 2009 et 2010 dans les communes d’Auxon et de Pars-lès-Chavanges (Aube)”, 2009.6 ［プレス資料 126 長寿命低レベル放射性廃棄物の中 深度処分プロジェクト “2009 年及び 2010 年におけるオークソン及びパール・レ・シ ャヴァンジュ自治体（オーブ県）での詳細調査” （2009 年 6 月）］ 127 2.4 スイス 2.4.1 近年の原子力政策 スイスにおける原子力の利用は比較的早くから始まっており、1969 年に同国初となるベ ツナウ原子力発電所 1 号機の営業運転が開始された。その後、1986 年のチェルノブイリ事 故を受け行われた国民投票の結果により、1990 年から 10 年間、既存の原子炉の運転は継 続しながらも原子炉の新設については禁止された。1999 年には、原子力発電所の新規建設 をさらに 10 年間凍結する「モラトリアム・プラス」及び原子力発電所の段階的閉鎖及び再 処理の禁止などを要求する「原子力に依存しない電力」という二つの国民発案 1が提出された。これに対して連邦政府は、2001 年にこれらの国民発案に対する間接的対 案として新しい原子力法案を示した。この新しい原子力法案では、原子炉の運転期間の制 限が撤廃され、新規の原子炉の建設を禁止する規定は置かれていなかった。また同法案で は使用済燃料の再処理を 2006 年 7 月以降 10 年間禁止するモラトリアムが設定されていた。 この原子力法案は 2003 年 3 月に連邦議会で可決された。一方で前述の 2 つの国民発案につ いては、2003 年 5 月に実施された国民投票で否決された。この結果、使用済燃料の再処理 は一時的に禁止するが、原子力発電については継続して利用していくことを可能とした改 正原子力法が 2005 年 2 月に施行された。 2007 年 1 月には、連邦エネルギー庁（BFE）が「2035 年までのエネルギー見通し」を 公表した。この中では、早ければ 2018 年頃には国内の電力供給が不足する可能性があると していた。このような背景から、2008 年 6 月には 1 基の原子炉の新設のための概要承認（概 要承認については 2.4.5「 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基 準）を参照）申請が行われ、12 月にはさらに 2 基の原子炉建設（ベツナウ及びミューレベ ルグ原子力発電所のリプレース）のための概要承認申請が行われた。2 しかし、2011 年 3 月の東京電力㈱福島第一原子力発電所事故を受け、スイスの内閣にあ たる連邦評議会は、同月中に 3 基の概要承認申請に関する審査手続きを停止すると発表し た。さらに同年 5 月には、原子力発電から段階的に撤退することを含む「エネルギー戦略 2050」を閣議決定した。同戦略では、原子力発電に関して、運転寿命に達した原子炉から 閉鎖していき原子炉のリプレースは行わないとされている。2011 年 12 月には連邦議会が 原子炉の新設を禁止する動議を可決した。この連邦議会の動きを踏まえ、連邦評議会は同 戦略の実施に向けた法案を準備しており、2013 年 9 月に議会へ法案を提出することを見込 んでいる。3 128 このように、近年のスイスの原子力政策は、福島第一原子力発電所の事故を受け、原子 力発電から段階的に撤退する方針である。 2.4.2 放射性廃棄物の発生源 スイスにおける放射性廃棄物の主要な発生源には以下のものがある。 ・原子力発電所及び研究炉の運転 ・原子力施設（研究炉を含む）の廃止措置 ・使用済燃料の再処理 ・医療、産業、研究分野での放射性同位体の利用 これらの中で、主な発生源は原子力発電所の運転によるものである。 以下に上記に示した放射性廃棄物の発生源である活動等についての状況を示す。 (1) 原子力発電所及び研究炉の運転 スイスでは 1969 年に同国初の原子力発電所の営業運転が開始された。2012 年末現在、4 カ所の原子力発電所で 5 基の原子炉（BWR2 基、PWR3 基）が運転されている（表 2.4.2-1）。 表 2.4.2-1 スイスで運転中の原子炉 原子炉 炉型 所有者／運転者 運転開始 ベツナウ 1 号機 PWR AXPO 社 1969 年 9 月 1 日 ベツナウ 2 号機 PWR AXPO 社 1971 年 12 月 1 日 ゲスゲン PWR ゲスゲン・デニケン原子力発電会社 1979 年 11 月 1 日 ライプシュタット BWR ライプシュタット原子力発電会社 1984 年 12 月 15 日 ミューレベルク BWR BKW FMB エネルギー社 1972 年 11 月 6 日 また、現在運転中の研究炉は以下の 3 基である。 ・PROTEUS （パウル・シェラー研究所（PSI））（場所：ヴィリゲン） ・AGN 211P（バーゼル大学（Uni BS））（場所：バーゼル） ・CROCUS（スイス連邦工科大学ローザンヌ校（EPFL）） （場所：ローザンヌ） 129 なお、AGN211P と CROCUS は主に教育目的で利用されている。 図 2.4.2-1 スイスの主な運転・操業中の原子力施設 (2) 原子力施設の廃止措置 現在までのところ、スイスでは商業用原子炉の廃止措置は行われていないが、以下の研 究炉の廃止措置が実施されている。 ・DIORIT（PSI）：1994 年に廃止措置が開始され、現在最終段階にある。 ・SAPHIR（PSI）：2002 年に廃止措置が開始され、現在最終段階にある。 また、これまでに Lucens の実験炉の解体・廃止措置が完了している。この Lucens の廃 止措置から発生した放射性廃棄物は、ZWILAG に搬送され貯蔵されている。また、ジュネ ーブ大学の研究炉であった AGN-201-P についても廃止措置が完了している。AGN-201-P の廃止措置では、燃料要素以外の廃棄物は発生しておらず、燃料要素は PSI に運ばれた。 (3) 使用済燃料の再処理 前述のように、スイスでは原子力法の規定により、使用済燃料の国外での再処理は少な くとも 2016 年までは実施不可能である。しかし、このモラトリアム以前には、スイスの電 130 力会社は一部の使用済燃料の再処理をフランス、英国に委託していた。モラトリアムの開 始以前に、合計で 1,139 トン（重金属換算）の使用済燃料がフランスと英国の再処理施設 へ輸送された。この結果、ガラス固化体が 292 トン発生している。このガラス固化体は、 スイスに返還されることになっており、2010 年 12 月時点で国外から返還されたガラス固 化体は約 40m3 である。現在このガラス固化体は、使用済燃料や放射性廃棄物の中間貯蔵施 設であるヴュレンリンゲン中間貯蔵施設（ZWILAG）において貯蔵されている。 (4) 医療、産業、研究分野での放射性同位体の利用 スイスでの医療、産業及び研究分野における放射性同位元素の利用から発生する放射性 廃棄物の例には以下のようなものがある。 ・ 医療における放射線源 ・ 産業分野での放射線源 ・ 時計産業での蛍光塗料からのトリチウム廃棄物 ・ 煙探知機（火災報知機）からの放射性物質 ・ 放射性化学物質 2.4.3 放射性廃棄物の分類、発生量 (1) 放射性廃棄物の分類 2003 年に制定された新しい原子力法に従い、2004 年に制定され 2005 年に施行された原 子力令第 51 条によると、スイスの放射性廃棄物は、その管理を考慮し、下表のように分類 されている。4 表 2.4.3-1 放射性廃棄物の分類 区分 高レベル放射性廃棄物 種類 ・使用済燃料の再処理により発生するガラス固化体 ・再利用されない使用済燃料 アルファ廃棄物 アルファ線放射体の含有量がコンディショニングされた廃 棄物 1 グラム当たり 20,000 ベクレルを超える廃棄物 中低レベル放射性廃棄物 高レベル放射性廃棄物及びアルファ廃棄物以外の放射性廃 131 棄物 2005 年の原子力令の原子力令施行以前には、法令において放射性廃棄物の区分は規定さ れていなかった。そのため、放射性廃棄物管理の実施主体である放射性廃棄物管理共同組 合（NAGRA）による区分が決められており、規制機関等によって承認されていた。NAGRA による区分を表 2.4.3-1 に示す。5 表 2.4.3-2 NAGRA による放射性廃棄物の区分 廃棄物区分 高レベル放射性廃棄物 定義 使用済燃料の再処理から生ずるガラス固化体及び廃棄物 とされた使用済燃料 長寿命中レベル放射性廃棄物 主に再処理過程から発生するアルファ核種を含む廃棄物 低中レベル放射性廃棄物 主に原子力発電所の運転により発生する運転廃棄物及び 廃炉廃棄物 スイスでは 2006 年 7 月から 10 年にわたって再処理を禁止するモラトリアムが設定され ており、現時点では将来的な再処理オプションが残されている。そのため、使用済燃料は 法令では廃棄物と規定されていない。2005 年に新しい原子力法に従って制定された原子力 令では、再利用しない使用済燃料を高レベル放射性廃棄物として規定している。なお、現 在までに高レベル放射性廃棄物として分類されている（所有者により再利用しないとされ た）使用済燃料は存在しない。 アルファ廃棄物は、上記 NAGRA による分類の長寿命中レベル放射性廃棄物に相当する 廃棄物で、我が国の地層処分対象の TRU 廃棄物（第 2 種特定放射性廃棄物）に相当する。 (2) 放射性廃棄物の発生量 スイスにおける原子力発電所の運転などから発生した放射性廃棄物及び使用済燃料は、 各原子力発電サイトで貯蔵されているほか、ヴュレンリンゲン中間貯蔵施設（ZWILAG、 乾式貯蔵）、ベツナウ中間貯蔵施設（ZWIBEZ、乾式貯蔵）、連邦中間貯蔵施設（BZL）等 の中間貯蔵施設で貯蔵されている。また使用済燃料については、ゲスゲン原子力発電所に 132 設置された湿式貯蔵施設（Nasslager）でも貯蔵されている。 ここでは、スイスにおいてこれまでに発生した放射性廃棄物量を示すため、2010 年 12 月末時点における使用済燃料の中間貯蔵施設での貯蔵量を表 2.4.3-2、使用済燃料の各原子 力発電所サイト内での貯蔵量を表 2.4.3-3、放射性廃棄物の中間貯蔵施設での貯蔵量を表 2.4.3-4、放射性廃棄物廃棄物のサイト内での貯蔵量を表 2.4.3-5 にそれぞれ示す6。 2010 年 12 月末時点で、ZWILAG では国外から返還済みの高レベル放射性廃棄物（ガラ ス固化体）が約 40m3 が貯蔵されている。2008 年に操業を開始した ZWIBEZ は、高レベル 放射性廃棄物（ガラス固化体）の貯蔵ホールを備えているが、2010 年 12 月末時点では高 レベル放射性廃棄物は貯蔵されていない。 表 2.4.3-3 使用済燃料の中間貯蔵施設での貯蔵量 施設名 使用済燃料要素の数（体） ZWILAG 貯蔵量（tHM） 2,181 ZWIBEZ 552.2 706* 229.4* *ベツナウ原子力発電所と ZWIBEZ で貯蔵されている使用済燃料の合計貯蔵量 表 2.4.3-2 使用済燃料のサイト内貯蔵量 サイト名 使用済燃料要素の数（体） 貯蔵量（tHM） ベツナウ原子力発電所 706* 229.4* ゲスゲン原子力発電所 311 125.4 1,583 280 306 54.3 (Nasslager での貯蔵量を含む) ライプシュタット原子力発電所 ミューレベルク原子力発電所 *ベツナウ原子力発電所と ZWIBEZ で貯蔵されている使用済燃料の合計貯蔵量 表 2.4.3-4 各放射性廃棄物の中間貯蔵施設での貯蔵量 施設名 放射性廃棄物の種類 133 貯蔵量（m3） ZWILAG ZWIBEZ PSI 高レベル放射性廃棄物 40 アルファ放射性廃棄物 32 中低レベル放射性廃棄物 1,748 中低レベル放射性廃棄物 1,247* 82 アルファ放射性廃棄物 1,838 中低レベル放射性廃棄物 *ベツナウ原子力発電所サイト内で貯蔵されている放射性廃棄物を含めた貯蔵量 表 2.4.3-4 放射性廃棄物のサイト内での貯蔵量 サイト名 放射性廃棄物の種類 貯蔵量（m3） ベツナウ原子力発電所 中低レベル放射性廃棄物 1,247* ゲスゲン原子力発電所 中低レベル放射性廃棄物 264 ライプシュタット原子力発電所 中低レベル放射性廃棄物 1,243 ミューレベルク原子力発電所 中低レベル放射性廃棄物 929 *ZWIBEZ で貯蔵されている放射性廃棄物を含めた貯蔵量 2.4.4 放射性廃棄物の処分方針 スイスは全ての放射性廃棄物を地層処分する方針である。2005 年施行の原子力法の第 31 条においては、スイス国内で発生する放射性廃棄物に関しては、放射性廃棄物が地層処分 場に搬入され、モニタリング期間と将来行なわれる可能性のある閉鎖のための資金が確 保されている場合には、廃棄物の発生者の管理義務が果たされたことになると規定され ており、法的に全ての放射性廃棄物を地層処分場で処分することが定められている。7 このため、放射性廃棄物処分実施主体である放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）は、 高レベル放射性廃棄物及び中低レベル放射性廃棄物の処分場をそれぞれ 1 か所ずつ設置す る予定である。長寿命中レベル放射性廃棄物（原子力令に基づく区分では、主にアルファ 廃棄物に相当）については、高レベル放射性廃棄物処分場に併置処分する計画である。な お、NAGRA は、全ての放射性廃棄物を同一の処分サイトに処分する可能性もあるとして 134 いる。 スイスでは、放射性廃棄物の地層処分概念については、監視付き長期地層処分（KGL） が採用されている。この概念では、放射性廃棄物の多くを定置する主処分施設、地下特性 調査施設として用いる試験施設、及び代表的な放射性廃棄物を定置した後閉鎖し、モニタ リングを実施するためのモニタリング施設の 3 つで構成される処分施設を設置する計画で ある。以下に KGL の検討経緯及び処分概念の詳細を示す。 (1) 監視付き長期地層処分の検討経緯 1998 年に連邦政府は、 「エネルギーダイアログ」と呼ばれる作業グループを設置し、放 射性廃棄物管理の基本的側面について検討することを要請した。このエネルギーダイアロ グは、同年末に環境保護団体など批判的な人々と原子力発電所の運転者などとの間での橋 渡しのための勧告などを含む最終報告書を提出した。勧告の一つには、放射性廃棄物処分 概念に関して、監視付き、かつ回収可能な長期貯蔵の概念について検討することが含まれ ていた。 1999年の初めに、連邦評議会、原子力発電所を有する州、環境保護団体や原子力発電所 の運転者などが協議を行い、既存原子炉の運転期間、放射性廃棄物管理の解決方策につい て検討を行ったが、この協議では、満足の行く結論に至ることができなかった。これを受 け、環境・運輸・エネルギー・通信省（UVEK）は1999年6月に「放射性廃棄物の処分概念 に関する専門家グループ（EKRA）」を設置した。EKRAは、放射性廃棄物処分に関して、 地層処分、監視及び回収可能な長期処分などの異なる処分概念の比較を行うことを目的と していた。EKRAは、回収の意思を持たず、放射性廃棄物を生物圏から永久に隔離するとの 従来の地層処分概念、無期限の地層貯蔵等の概念の比較検討を実施した結果として、2000 年に「放射性廃棄物の処分概念 最終報告書」を公表した。この報告書では、無期限の地 層貯蔵については長期の安全評価基準に合致しないと結論付けていた。さらに、地層処分 は、現行の知見に基づくと地層処分のみが長期安全性を満たす処分方法であるとしたが、 「放射性廃棄物処分に関する社会的な要求は、可逆性の原則に向かっている」として、地 層処分にモニタリングの概念を組み込んだ「監視付き長期地層処分（KGL）」の概念を提案 した。8 135 (2) 監視付き長期地層処分（KGL）概念 監視付き長期地層処分において建設される処分場は、主に主処分施設、試験施設とパイ ロット施設で構成される。KGL 概念での処分においてはまず、主処分施設が建設される前 に試験施設とパイロット施設が建設され、パイロット施設に実際の廃棄物が定置される。 以下に主処分施設、試験施設及びパイロット施設の概要を示す。 a. 主処分施設 主処分施設は放射性廃棄物の大部分を処分するための施設である。主処分施設の設 置及び埋め戻し等に関しては、回収可能性を技術的に維持した形で実現される。廃棄 物が定置され終わると空洞はすぐに埋め戻される。アクセス坑、施設の監視及び操業 のための坑道及び領域は、監視段階の間、開かれた状態で維持されなくてはならず、 構造的に補強される。操業及び監視期間、開かれた領域は排水され維持される。 b. 試験施設 試験施設は、サイト調査中またはサイト調査終了直後に建設され、操業許可に必要 とされる安全性の実証のために必要なサイト固有の研究を行うための地下特性調査施 設としての役割を有する。試験施設は主処分施設の操業開始後もパイロット施設の補 完目的で、操業される可能性がある。試験施設での調査目的は、主処分施設で起こる 安全に関連したプロセスを理解することである。主処分施設の一部は、この地下特性 調査施設において複製され試験することができ、未解決の問題を実験により調査する ことができる。 c. パイロット施設 パイロット施設は、人工バリア及びニアフィールドの長期的な安全性の監視や、証 明を行うために使用されたモデルの検証に用いるものであり、「証明処分場」としての 役割を果たす。これによって、主処分施設の閉鎖の後も、長期的な管理が可能になる。 また施設全体の閉鎖に関する決定のための情報もパイロット施設から得る予定である。 このパイロット施設は、できるだけ早期に建設し、廃棄物を定置した上で埋め戻し、 可能な限り処分場の最終状態に対応した状況を創出しておく必要がある。またボーリ ング孔における監視を実施し、いずれは破壊によるサンプル採取を提供することも想 定されている。またこの施設の設計は、主処分施設の閉鎖の後も、長期にわたって監 視を維持できるようなものである。主処分施設がパイロット施設に対して大きなリス クとならないようにする必要があるため、危機的な状況においては、施設全体へのア 136 クセスを秩序正しく閉鎖しない場合でも、パイロット処分場を放棄できるように設計 する。 図 2.4.4-1 監視付き長期地層処分（KGL）に基づく処分施設の概念図（「放射性廃棄物 の処分概念 最終報告書」（2000 年 1 月）より） 閉鎖段階では、パイロット施設でのモニタリング結果により、閉鎖の決定が行われ、主 処分施設へのアクセス坑道と作業用坑道の最終的な閉鎖が実施される。 (3) 監視付き長期地層処分概念の法令等での取り入れ状況 2005 年に施行された原子力法及び原子力令では、放射性廃棄物処分に関連し、この監視 付き長期地層処分の概念を採用した規定がなされている。以下にその規定内容を示す。 原子力令第 64 条では、地層処分場の構成について、「地層処分場は、放射性廃棄物の収 容のための主処分施設、パイロット施設及び試験施設から構成される」と規定されている。 また、原子力法第 37 条では、操業許可の発給条件として、「放射性廃棄物の回収が、将来 行なわれる可能性のある閉鎖まで、多額の費用をかけずに可能である場合」とされ、処分 場の閉鎖まで回収可能性を維持することが規定されている。 モニタリングについては、原子力法第 3 条において、モニタリング期間とは「地層処分 137 場が閉鎖前にモニタリングされ、放射性廃棄物が多額の費用をかけずに回収可能」な期間 であると定義されている。さらに、原子力令第 68 条第 1 項ではモニタリング期間について、 「地層処分場所有者は、モニタリング期間のために実施されるプロジェクトにおいて、地 層処分場のモニタリングのために定置終了後に予定される対策を改訂しなければならない。 地層処分場所有者は、その際、モニタリング期間の長さについても提案するものとする」 とされ、第 2 項では、 「連邦省はモニタリングを指示し、モニタリング期間の長さを定める。 連邦省はその期間を必要に応じて延長することができる」と規定されている。 埋め戻しについては、原子力法第 67 条第 1 項で、「地層処分場の所有者は、廃棄物パッ ケージの定置後に処分坑道及び坑道を埋め戻すものとする」とされ、第 2 項で「地層処分 場所有者は、長期安全性が保証され、多大な出費なく廃棄物の回収が可能であるように、 埋め戻しを実施するものとする」と規定されている。 モニタリングの具体的な期間については、EKRA の「放射性廃棄物の処分概念 最終報 告書」においても、2005 年施行の原子力法や原子力令においても示されていない。しかし、 2008 年に放射性廃棄物処分の実施主体である放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）が策 定した「放射性廃棄物管理プログラム」（2.4.6 「処分計画、研究開発計画（技術レポート 等の整備計画・状況）」を参照）においては、高レベル放射性廃棄物についても中低レベル 放射性廃棄物についても約 50 年の期間が想定されている。 2.4.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） (1) 安全基準・指針 スイスにおける放射性廃棄物の処分に関する安全規制においては、高レベル放射性廃棄 物と中低レベル放射性廃棄物などの区分に応じた安全基準は策定されていない。全ての放 射性廃棄物の処分に適用される安全基準・指針としては、連邦原子力安全検査局（ENSI） が 2009 年 4 月に策定した ENSI-G03「地層処分場の設計原則とセーフティケースに関する 要件」がある。これは、ENSI の設置以前にスイスの原子力安全規制を担当していた原子力 施設安全本部（HSK）が 1980 年に策定した HSK-R-21「放射性廃棄物処分の防護目標」を 置き換えるものである。HSK は 2009 年 1 月に連邦原子力安全検査局（ENSI）へと改組さ れ、ENSI は地層処分の安全基準についても改定した結果、ENSI-G03「地層処分場の設計 原則とセーフティケースに関する要件」が策定された9。 138 以下に ENSI-G03 の規定の概要を示す。 セーフティケース ENSI-G03 では、セーフティケースとは、閉鎖された地層処分場の長期安全性の総合的 な評価であると定義しており、地層処分場の長期的な変遷と、それによって生じる放射線 学的影響について調査した包括的な安全評価の結果に依拠したものでなければならないと している。ENSI-G03 では、地層処分の長期的な安全性を確保するための防護目標、防護 基準、地層処分場の要件などとともに、地層処分場のセーフティケースの手続きが定めら れている。 地層処分場のセーフティケースについては、許可申請の各段階（概要承認、建設、操 業、閉鎖）において、申請者が地層処分場の操業段階及び閉鎖後段階のそれぞれに対応す るセーフティケースを提出しなければならないとしている。 セーフティケースの立証期間については、ENSI-G03 では以下の通り定められている。 「100 万年までの期間にわたって必要とされる防護の評価に関連するセーフティケース の枠内において、防護基準が遵守されることを立証しなければならない。これよりも先の 期間では、地層処分場に起因して地域レベルで起こりうる放射線学的影響について、その 変動幅を、内在する不確実性を考慮した上で評価しなければならない。」 安全評価 ENSI-G03 では、安全評価は、処分場が防護基準を満足するかどうかを決めることを意 図した、体系的で定量的な評価であると定義されており、安全評価には、少なくとも次に 挙げる観点を含まなければならないとしている。 z 地層処分場の詳細な記述（廃棄物インベントリ、バリア・システム、地質学 的な状況） z 処分された廃棄物の放射能毒性の経時変化の明示 z 人工バリア及び天然バリアの機能並びに堅牢性に関する記述。バリア・システ ムの放射能閉じ込め能力は、計算によって評価すべきである z 想定した長期的な地質学的な変遷に関する記述 z 地層処分場に存在する物質の変遷に関する想定の記述。この中には、放射性 廃棄物と人工バリア及び天然バリアの記述を含む。この記述においては、地 139 下に存在する物質間で生じ得る相互影響を考慮に入れる必要がある z シナリオ解析の実施及び地層処分場の進展の調査に使用する計算ケースの確 定。将来の変遷で起こり得る放射線学的影響は、包括的バリエーションによ って評価しなければならない z モデルを使った計算による、すべてのシナリオにおける起こりうる放射性物質 の生物圏への放出に関する変化の範囲及び最大線量の確認 z 採用した計算モデルが、対象となる状況に関して適切であることを示す根拠。 自然状況に関する計算モデルの簡略化の意味合いが説明されなければならな い z パラメータ値の差異がどの程度まで計算結果に影響を及ぼすのかを示すため の感度解析の実施 z データ、プロセス及びモデルに存在する不確実性の解析、並びにそれによっ てもたらされる放射性核種及び線量の変動幅の計算。 さらに安全評価のためのデータは、地層処分場の建設期間中、定期的に更新しなければ ならない。このデータセットは、原子力法に基づくそれぞれの許可段階における安全上の 判断あるいは職務命令を可能にするものでなければならないと規定されている。 閉鎖後の防護基準 地層処分場の閉鎖後段階の安全基準については、発生確率の高い進展と低いものに分類 し、それぞれに対して基準を設けている。 防護基準１ 将来の変遷のうち、発生確率が高いと分類されたものについては、放 射性核種の放出による個人線量が、0.1mSv／年を超えないようにすべ きである。 防護基準２ 将来の変遷のうち、防護基準１で考慮されておらず、発生確率が低い と分類されたものについては、放射性核種による追加的な健康のリス クが、年間 100 万分の 1 を超えないようにすべきである。 回収可能性 140 回収可能性について、原子力法令において規定されているのと同様に、ENSI-G03 にお いても、少なくともモニタリング期間の終わりまでは、多額の費用を伴わずに回収できる よう方法で処分容器を定置しなければならないとされている。また、回収可能性を確保す るために講じられる措置は、受動的な安全バリア及び長期安全性を損なうものであっては ならないと規定されている。 さらに、操業段階においては、地層処分場の長期安全性を保証できなくなった場合には、 廃棄体を回収しなければならないと定めている。 (2) サイト選定手続き及び基準に関する法制度 スイスでは、放射性廃棄物の処分場のサイト選定について、原子力令において策定する ことが定められている、サイト選定手続きや基準を示した特別計画「地層処分場」（以下、 特別計画と呼ぶ）に基づき行われることとなっている。この特別計画では、3 段階からなる 手続きにより、サイト選定を行うこととなっている。以下に、特別計画において示されて いるサイト選定手続き及び基準について各段階ごとに整理する。 第 1 段階 特別計画は、第 1 段階で処分義務者（原子力法に基づく廃棄物発生者であり、実際には NAGRA に相当）が安全性と技術的実現可能性の基準に基づいて、高レベル放射性廃棄物 用処分場と低中レベル放射性廃棄物処分場の地質学的候補エリアを提案すると規定してい る。 特別計画において示されている安全性と技術的実現可能性に関する基準を以下の表に示 す。特別計画では、下表の基準に従い、計画されている廃棄物インベントリと人工バリア の暫定的な設計を考慮に入れて評価を実施し、地質学的候補エリアを選定・提案するとさ れている。10 表 2.4.5-1 特別計画「地層処分場」に示されている安全性及び技術的実現可能性に関す る基準 基準グループ 1. 基準 母岩または有効な閉じ込めエリアの特性 1.1 空間的な広がり 1.2 水力学的バリア機能 141 1.3 地球化学的条件 1.4 放出経路 2. 2.1 サイト・岩盤特性の安定性 長期安定性 2.2 侵食 2.3 処分場による影響 2.4 利用による係争 3. 地質学的知見の信頼性 3.1 岩盤の特性の評価可能性 3.2 空間的な条件の調査可能性 3.3 長期的変化の予測可能性 4. 4.1 岩盤力学的性質と条件 建設上の適性 4.2 地下坑道の掘削と排水 上記のように、安全性と技術的実現可能性の基準には 13 の基準が設けられており、大き く 4 つのグループに分類されている。 次に特別計画に基づくサイト選定手続きの第 1 段階において、処分義務者が地質学的候 補エリアを選定する際の上記基準の適用並びに手順を以下に紹介する。 特別計画では、第 1 段階において地質学的候補エリアの提案を策定する際には、処分義 務者は安全性に関する観点に基づき、以下の問題に回答しなければならないとされている。 z 放射性廃棄物を低中レベル放射性廃棄物及び高レベル放射性廃棄物の処 分場にどのように割り当てるか。 z 割り当てた廃棄物インベントリ及びそのための安全性に関する概念ある いはバリア概念を考慮した場合、サイトに関係する地質学的な状況に関し てどのような要件を設定しなければならないか。 z 安全性に関する要件を満足する適切な広域の地質構造ユニットはどこに 存在するか。 z この地質構造ユニットにおいて、母岩または有効な閉じ込めエリアとし てどのような岩盤が適正か。 z 適切な構成（形態、配置、深度、規模、地下構造物の建設）を持つ母岩 はどこに存在するか。 142 以上の問いを踏まえて、第 1 段階で処分義務者は以下の 5 つのステップにより、地質学 的候補エリアの提案を策定するとしている。 第 1 ステップ：放射性廃棄物の低中レベル放射性廃棄物、及び高レベル放射性廃棄物用処 分場への割当 第 2 ステップ：安全概念及び基準に関わる定量的／定性的な要件と基準値の確定 第 3 ステップ：適切な地質学的－構造地質学的広域の特定 第 4 ステップ：適切な母岩または閉じ込め機能を有する岩盤領域の特定 第 5 ステップ：適切な配置の特定 この 5 つのステップの後に、処分義務者は、各基準の評価結果について、評価マトリク スを利用し、地質学的候補エリアの適性に関する総括的判断を取りまとめ、地質学的候補 エリアの総括的な評価を準備する。その結果については、定性的な評価尺度（非常に適し ている／適している／条件付きで適している／不適）で表現される。この手続きと結果は、 処分義務者が地質学的候補エリアに関する提案を提出する報告書において文書化しなけれ ばならないとされている。なお、地質学的候補エリアとして提案する地域については、少 なくとも「条件付きで適している」と評価された領域に限るものとされている。 第 2 段階 処分義務者は、安全性と技術的実現可能性、地域計画、社会経済的な観点を踏まえて、 第 1 段階で連邦評議会が承認した地質学的候補エリアの中で潜在的なサイトを特定し、こ れらのサイトの中から高レベル放射性廃棄物、低中レベル放射性廃棄物用にそれぞれ 2 カ 所のサイトを提案する。この作業は以下の 2 つのステップによって行われる。 第 1 ステップ：選定した地質学的候補エリアにおけるサイトの提案 処分義務者は最初に、選定した地質学的候補エリア内から潜在的なサイトを特定する。 関係する州及び地域との共働11によって、処分義務者は地上施設の配置と形態の提案を策定 し、また地下の処分領域を提案する。 第 2 ステップ：最低でも 2 カ所のサイトの比較評価と提案 143 第 1 ステップで特定したサイトに対して、処分義務者は定量的な予備的安全評価を実施 する。見込まれている廃棄物インベントリ、及び計画されている人工バリア並びに母岩の 特性から出発して、予備的安全評価では特に以下の情報を提示しなければならない。 z システム全体の閉じ込め能力（人工バリアと天然バリア、及びそれらの相互 作用）及び現実的に想定される放出による最大線量 z 天然バリアの長期安全性への寄与 z バリアの長期的挙動 定量的な予備的安全評価の結果を総括的に評価することによって、高レベル放射性廃棄 物及び低中レベル放射性廃棄物のそれぞれのためのサイトを最低でも 2 カ所提案する。サ イトの提案作業では、処分義務者は以下の基準を考慮しなければならない。 z サイトは、ENIS G-03 ガイドラインにおける 0.1mSv/年という防護線量目標 を満たしうるものでなければならない。 z 予備的安全評価に基づくと、他より明らかに適性の劣っているサイトを中間 結果として提案してはならない。サイトの評価と比較は、標準化された手続 によって実施しなければならない。 z 社会経済的観点は、上記の意味で安全性に関して比較可能なサイトの間での み、サイト選定における基準とすることができる（安全性が最上位の優先事 項である） また、処分義務者はサイトの提案に際し、提案の根拠、予備的安全評価の方法・結果等 に関する技術文書を提出する。 その後、処分義務者の提案について、ENSI が、地層処分場専門家グループ（EGT）の支 援を受け、安全性に関する観点から審査し評価する。また、審査結果は ENSI により評価 報告書としてまとめられる。また、原子力安全委員会（KNS）は ENSI の評価報告書に対 する見解を取りまとめる。 この他に、連邦国土計画庁（ARE）は地域開発計画の観点から、連邦環境庁（BAFU） は環境の面から評価を行う。 これらの審査結果、州委員会及びサイト地域の見解に基づいて、連邦エネルギー庁（BFE） は、ファクトシートを改訂するとともに成果報告書を準備する。ファクトシート及び成果 報告書に対する一般からの意見聴取が行われた後、州の意見聴取も行われ、連邦評議会が 144 承認することで候補サイトが確定し、第 2 段階が終了する。 第 3 段階 処分義務者は地層処分場を建設するサイトを選定する。選定のために、サイトについて の基礎的な知見を有しておかなければならず、必要な場合は地球科学的調査によってサイ トについての知見を補完しなければならない。 第 3 段階では、残っているサイトを綿密に調査するとともに、概要承認を準備する上で 安全性に関する観点からの詳細な比較を可能にするために、必要に応じて地球科学的調査 （地震波、ボーリング）を行ってサイト特有の地質学的知見を収集する。処分場プロジェ クトがサイト地域の参加を得てより具体化され、社会経済的な影響が綿密に調査される。 サイト地域は、地域開発プロジェクトを提案する。さらに、考え得る補償と、社会経済的 影響及び生態学的影響の監視のための基礎資料を準備する。対価が想定される場合には、 これは第 3 段階で協議し、透明性のあるものにしなければならない。最終的に、処分義務 者は地層処分場を実現すべきサイト（高レベル放射性廃棄物・低中レベル放射性廃棄物毎 に、あるいは全てのカテゴリーの廃棄物の共通サイト）を提案する。 選定されたサイトについて、処分義務者は概要承認申請書の提出に必要なデータ、資料、 報告書を作成しなければならない。地球科学的調査を実施し、サイトの適性を立証する必 要がある。サイト選定の段階で追加調査が実施されていない場合は、追加調査が必要とな る。 原子力令第 62 条により、申請者は、原子力令第 23 条による申請資料に加えて、以下の 情報を記載した報告書を提出しなければならない。 － 地層処分場の安全性の観点からの、候補となったサイトの比較 － サイト選定の基準となる諸特性の評価 － 費用 原子力令第 23 条による概要承認申請に必要な資料として、安全性に関する報告書及びセ キュリティに関する報告書に加えて、環境影響評価報告書、地域開発に関する調整に関す る報告書、並びにモニタリング段階と閉鎖に関する計画書がある。 概要承認申請は、担当する連邦の専門部署が審査する。特に、原子力令第 11 条第 2 項の 145 設計原則、並びに原子力令第 64～69 条の要件が適切に順守されているかどうかが検証され る。審査結果を、ENSI は評価報告書において、また EGT と KNS は見解書において取り まとめる。見解書では、申請者が提案した適性基準、及び原子力令第 63 条による排除基準 も審査される。 概要承認の発給については、原子力法第 48 条により、連邦評議会が、提出された評価報 告書と見解書に基づいて決定する。連邦評議会は、発給の決定について、議会に承認を求 める。概要承認に関する連邦議会の決定は、任意の国民投票の対象となる。原子力法第 14 条に基づき、概要承認によってサイトが確定される。 2.4.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） (1) 処分計画 スイスにおける放射性廃棄物の処分計画に関しては、2005 年に施行された原子力令にお いて、処分義務者は放射性廃棄物管理プログラムを作成し 5 年毎に更新することが原子力 法及び原子力令で義務付けられている。 この放射性廃棄物管理プログラムでは以下を記述しなければならないとされている。 z 放射性廃棄物の発生源、種類及び量 z 設計概念を含む必要な地層処分場 z 放射性廃棄物の地層処分場への配分 z 地層処分場の建設のための実施計画 z 集中中間貯蔵施設及び分散型中間貯蔵施設の貯蔵期間及び必要容量 z 原子力施設の運転停止までの管理作業のための資金計画及び次のことに関す る記述 1. 実施する作業 2. 費用金額 3. 資金調達の形態 z 情報概念 NAGRA はこの原子力法令の規定に従い、2008 年 10 月に放射性廃棄物管理プログラム 146 に相当する「技術報告書 08-01 処分義務者による廃棄物管理プログラム 2008 年」（以下、 技術報告書 08-01 と呼ぶ）を連邦政府へ提出した。その後、技術報告書 08-01 は、連邦エ ネルギー庁（BFE）及び連邦原子力安全検査局（ENSI）において審査が行われている。こ こではまず、技術報告書 08-01 の概要を示す。その後、BFE 及び ENSI の審査結果につい て報告する。 a. 技術報告書 08-01 の概要 技術報告書 08-01 は、処分義務者が作成することが義務付けられている放射性廃棄 物管理プログラムに当たるため、その内容については、上述した原子力令に規定さ れている項目に従って記述されている。以下に各項目における記述のうち、主なも のを紹介する。12 放射性廃棄物の発生源、種類、量： レファレンスケースでは、既存の原子力発電所は 50 年間運転されるものと想定され ており、医療、産業及び研究分野で発生する放射性廃棄物は、この廃棄物管理プロ グラムによって 2050 年頃まで収集されることになっている。 このレファレンスケースに基づき予測される放射性廃棄物量を下表に示す。 表 2.4.6-1 レファレンスケースに基づく放射性廃棄物発生量（単位 m3） HAA（原子力令による分類）：高レベル放射性廃棄物、ATA：アルファ廃棄物、SMA：低中レベル放射性廃棄 物。BE：使用済燃料、HAA（発生場所による分類） ：再処理に伴って発生する高レベル放射性廃棄物をガラス 固化した廃棄物、WA-MA：処理に伴って発生する中レベル放射性廃棄物、BA：原子力発電所の運転廃棄物、 SA：原子力発電所の廃止措置廃棄物、MIF：医療、産業及び研究分野の廃棄物、BEVA：BE 及び HAA のパッ ケージング施設の操業と運転停止に伴って発生する廃棄物 1）2,435 tU に相当する。 2）この廃棄物は、1,140 tU の廃棄物を再処理したために発生するものである。 3）この中には、研究施設の運転停止に伴って発生する処分場と、現在ではまだ明確な特性評価が行われて いない SMA 廃棄物（CERN 及び PSI において発生する廃棄物）のための 12,000 m3 の予備量が含まれ 147 ている。この種の廃棄物には、SMA 廃棄物だけが含まれるものと考えられている。 また、技術報告書 08-01 では、既存原子炉の運転期間が延長される場合など将来の 変動を考慮したケースでの廃棄物発生量も示されている。 必要とされる地層処分場とその設計概念： 必要とされる地層処分場については、2 種類の処分場が挙げられている。一つの処分 場は、低中レベル放射性廃棄物向けの処分場であり、もう一つの処分場は高レベル 放射性廃棄物（この中には使用済燃料が含まれる）及び長寿命中レベル放射性廃棄 物向けのものである。また、高レベル放射性廃棄物向けの処分場と低中レベル放射 性廃棄物向けの処分場は通常、異なる岩石層に立地されることになるが、特定の地 質学的状況では同一サイトに建設ですることも可能であり、この可能性について、 「共同処分場」という概念のもとで検討している。 高レベル放射性廃棄物等の処分場概念は、受動的な多重バリアを用いたもので、 EKRA の概念に従い、主処分施設、パイロット施設及び試験施設で構成される（図 2.4.6-1）。また、原子力法令の回収可能性に関する規定を満たすために、耐久性の高 い処分容器の使用、ベントナイトによる処分坑道の埋め戻しなどの安全バリアの設 計を工夫することにより、BE 及び HAA の回収を容易にするとしている。また、長 寿命中レベル放射性廃棄物は、取り扱いの容易になる適切な処分容器にパッケージ ングされ（堅牢なコンテナ）、これを処分坑道に定置し空洞部の埋め戻しには、簡単 に取り除くことのできる特別なセメント・モルタルを使用することで回収を容易に することが示されている。 148 図 2.4.6-1 高レベル放射性廃棄物（使用済燃料を含む）及び長寿命中レベル放射 性廃棄物の処分場概念 低中レベル放射性廃棄物処分場の概念についても EKRA の概念が取り入れられて おり（図 2.4.6-2）、また、廃棄物の回収については、以下の措置により多額の費用を かけずに廃棄物を回収できるよう配慮するとしている。 z SMA は、適切な処分容器（重いコンテナ）にパッケージングした上で、処分場 の処分空洞に定置。 z 空洞部の埋め戻しには、すぐに取り除くことができる特別なモルタルを使用 149 図 2.4.6-2 低中レベル放射性廃棄物の処分場概念 地層処分場への放射性廃棄物の割り当て： 特別計画に基づくサイト選定の地質学的サイトを提案する際の準備作業の段階で、 個々の廃棄物の特性を検討した上で、廃棄物の各処分場への割り当てが行われる。 レファレンスケースで発生する廃棄物量の各処分場への割り当ての想定を下表に示 す。 150 表 2.4.6-2 SMA 処分場と HAA 処分場への廃棄物の割り当て 原子力令によ HAA 処分場 SMA 処分場 るカテゴリー分 BE/HAA 横坑で処分 LMA 横坑で処分 SMA 処分空洞で処分 HAA 7'325 － － 7'325 ATA － 2'280 － 2'280 SMA － 430 88'980 89'410 合計 7'325 2'710 88'980 99'015 合計 類 地層処分場の建設のための実現計画： 地層処分場のサイト選定に関しては、前述のように特別計画に基づき 3 段階から なる手続きで行われる。サイト選定の最終段階では、原子力法に基づく許可手続き の一つで立地場所、施設の目的及びプロジェクトの基本事項などを定める、建設許 可申請前に取得が必要な連邦評議会からの許可である概要承認の発給が行われる。 ここでは、概要承認以降に計画されている高レベル放射性廃棄物処分場の実現のた めの作業を、技術報告書 08-01 を基に示す。 概要承認手続きと並行して、地下探査のためのプロジェクトと申請の準備が進め られる。この申請には、地表からの補足的な調査を含め、とくに地下特性調査施設 の建設と操業に関する調査が含まれる。地下特性調査施設での実験は次に示すテー マを対象とするものになると考えられている。 z 岩盤力学（テスト坑道） 。 z 放射性核種の移行（拡散実験）。 z 母岩を通じた気体の放出（気体試験）。 z 熱の影響（加熱装置を用いた試験） 。 z シーリング実験。この中には、掘削影響領域の挙動に関する実験が含まれる。 z 廃棄物の定置のための実証試験（この中には、埋め戻し材の搬入が含まれる）、 廃棄物パッケージの回収。 地下特性調査施設での調査結果などにより、施設設計のための地質学的なデータ ベースが更新され、安全面での判断が下される。建設許可に必要とされる当該施設 の設計に関する全ての書類が作成される。さらに長期的な安全性、操業面での安全 151 性、人工バリア（シーリングを含む）に関して必要な報告書も作成される。当局が これらの書類を検討した上で、管轄省（UVEK）が建設許可を発給する。また建設 許可の作業と並行して、地下特性調査施設での調査も続行される。 建設許可が発給された後、定置作業の開始にとって必要な施設が建設され、操業 許可に関する申請書が作成され、許可を受けるために提出される。まずパイロット 施設に廃棄物が定置され、次に長寿命中レベル放射性廃棄物処分エリアに廃棄物が 定置される。その後で使用済燃料と高レベル放射性廃棄物の定置が開始される。定 置終了後、モニタリング段階が開始される。このモニタリング段階は、計画設定と の関連において 50 年と仮定されている。モニタリング段階が終了した後、連邦評議 会が当該施設の閉鎖を命令し、施設は完全に閉鎖された上で、シーリングされる。 その後も、地表からのモニタリングは続けられる。 b. BFE による技術報告書 08-01 の評価 連邦エネルギー庁（BFE）、NAGRA が提出した放射性廃棄物管理プログラムである技術 報告書 08-01 を審査し、報告書、BFE「2008 年 10 月の放射性廃棄物管理プログラム及び 適切な廃棄物管理のための勧告」（2012 年 5 月）を公表した。 BFE は 2012 年 6 月 15 日付のプレスリリースにおいて、NAGRA の放射性廃棄物管理プ ログラムが法令で規定された要件を満たしていると結論付けた。同プログラムの今後の更 新について BFE は 2012 年 5 月の報告書において、原子力施設の所有者が 5 年毎に行う廃 止措置費用及び放射性廃棄物の処分費用の見積りと同時に審査できるように、次回の放射 性廃棄物プログラムの更新を 2013 年ではなく 2016 年にすることを勧告した。13)14) c. ENSI による技術報告書 08-01 の評価 ENSI は、2011 年 11 月に NAGRA の技術報告書 08-01「ENSI33/110：処分義務者によ る廃棄物管理プログラム 2008 に対する見解」 （2011 年 12 月）を公表した。 ENSI は、NAGRA の技術報告書 08-01 が法令の要件を満たしていると評価する一方で、いくつかの勧告を行 っている。ENSI は、技術報告書 08-01 が ENSI-G03 の策定前に作成されたため、次回更 新時に技術報告書 08-01 の要件を満たすよう更新すべきであること、次期更新に先立ち NAGRA が研究開発・実証（RD&D）計画を作成し、目的、範囲、スケジュールを示すこ となどの他に次回更新時に補足すべき事項として以下を挙げている。15 152 z 地層処分場に関する情報の長期保存 z 廃棄物管理プログラムの今後の展開及び処分場計画の履行に関する品質管理 概念 z 建設許可の発給に関連して、以下の項目について説明 ¾ ニアフィールド構成要素の定義 ¾ モニタリング段階 ¾ 処分場の閉鎖 ¾ 放射性廃棄物の回収 ¾ 標識 ¾ 操業期間中の処分場の一時的な閉鎖 (2) 研究開発計画 スイスでは、放射性廃棄物処分の研究開発は、主に実施主体であるNAGRAが実施してい る。スイス国内には、モン・テリ岩盤研究所及びグリムゼル試験サイトの2つの地下研究所 があり、これらの地下研究所を利用しての研究開発などが行われている。研究開発計画に ついては、最新のものは、2009年にNAGRAが公表した「スイスにおける放射性廃棄物処分 のための研究開発及び実証（RD&D）計画（NTB 09-06）（以下NTB 09-06と呼ぶ）」で ある。以下にNTB 09-06の概要を紹介する。16 NTB 09-06で示されている研究開発計画は、特別計画に基づくサイト選定の第1段階での 地質学的候補エリアの提案時点を基準としている。NTB 09-06では、研究開発の前提とし て、低中レベル放射性廃棄物及び使用済燃料・高レベル放射性廃棄物の処分場の実現のた めの、想定スケジュール、廃棄物タイプ、廃棄物量や処分場の安全戦略を記述している。 この中で想定スケジュールとしては、下記のスケジュールが示されており、高レベル放射 性廃棄物処分場については2050年ごろ、低中レベル放射性廃棄物処分場については2035年 ごろの操業開始を想定している。 153 図2.4.6-3 高レベル放射性廃棄物処分のスケジュール 図2.4.6-4 低中レベル放射性廃棄物処分のスケジュール また、NTB 09-06では、NAGRAによって実施された処分の実現可能性実証プロジェクト 17及びその連邦政府等によるレビュー結果から明らかとなった研究開発及び実証に関する 154 課題がまとまられている。処分の実現可能性実証プロジェクトから明らかとなった研究開 発及び実証の必要とされた分野としては、以下が挙げられている。 z モン・テリ岩盤研究所のオパリナス粘土層及び様々な放射性核種を用いるそ の他の研究施設での拡散実験 z 温度上昇時に関連したベントナイト及び岩盤のシステムの理解向上のため、 モン・テリ岩盤研究所でのヒーター試験 z システムの理解向上のため、オパリナス粘土の変形機構の研究 z オパリナス粘土とベントナイトとの相互作用を含む、飽和及び不飽和間の母 岩の移行挙動に関するモン・テリ岩盤研究所での研究 z 処分場トンネルの充填にベントナイト顆粒を用いることの実用性の研究 z 母岩等からのガスの発生に関する追加研究 さらに、NTB 09-06 では、今後 5～10 年に行うべき研究開発及び実証分野について以下 を示している。これらの研究開発及び実証分野については、概要承認申請までの時間枠で 行うべきもので、以下を含むとしている。 z 地質調査（母岩の特性、配置、閉じ込め領域、長期的な地質学的進展に対す る要件の順守のため） z 安全評価（操業及び長期安全性の要件の順守のため）放射性廃棄物及び放射 性物質（廃棄物の要件の順守確認のため） z 回収可能性及びモニタリングの概念を含む、処分場の工学的概念。人工バリ ア及びその性能を含む（処分場設計の要件の順守確認のため） また NAGRA は、サイト選定の第 2 段階が終了する頃には、サイト候補地が絞り込まれ てくることも考慮に入れ、研究開発及び実証計画のレビュー及び改訂を実施する必要があ るとしている。 2.4.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 スイスでは現在原子力令に基づき策定された特別計画「地層処分場」に基づきサイト選 定が行われている。この特別計画は、連邦エネルギー庁（BFE）が作成した特別計画「地 層処分場」の案を連邦評議会が 2008 年 4 月に承認し最終化された。これを受け放射性廃棄 155 物処分の実施主体である放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）は 2008 年 11 月に、高レ ベル放射性廃棄物の地質学的候補エリア 3 カ所、及び低中レベル放射性廃棄物の地質学的 候補エリア 6 カ所の提案を行ったことで、特別計画に基づくサイト選定の第 1 段階が開始 された。特別計画「地層処分場」では以下の 3 段階の手続きで候補サイトを選定していく とされている。 z 第 1 段階：低中レベル放射性廃棄物、高レベル放射性廃棄物用の地質学的候 補エリアの選定 z 第 2 段階：低中レベル放射性廃棄物、高レベル放射性廃棄物用に最低でも 2 カ所のサイトを選定 z 第 3 段階：低中レベル放射性廃棄物、高レベル放射性廃棄物用のサイト選定 と概要承認手続 以下に特別計画に基づいて行われているサイト選定のこれまでの状況、及び現在の状況 について整理する。 第 1 段階（2008 年～2011 年） 2008 年 11 月に環境・運輸・エネルギー･通信省（UVEK）及び連邦エネルギー庁（BFE） は NAGRA が提案した低中レベル放射性廃棄物用処分場について 6 カ所、及び高レベル放 射性廃棄物用処分場について 3 カ所の地質学的候補エリアを公表した。これらの地質学的 候補エリアは、前述の安全性と技術的実現可能性に関する基準、及び手順に基づいて選定 された。 特別計画では、サイト選定の基盤となる空間についてのいくつかの概念が提示されてい る。「地質学的候補エリア」は放射性廃棄物の処分に適切な地下の岩盤層によって定義され る地域である。「計画範囲」とは、建設される可能性のある地上施設の配置を考慮して、地 質学的候補エリアの広がりによって確定される地理的領域である。「サイト地域」は、候補 エリア所在自治体（地質学的候補エリアが領域の一部あるいは全体にわたって含まれる自 治体）と、区域内に計画範囲が全部または一部含まれる自治体で構成されており、さらに 理由があれば、別の自治体をサイト地域に加えることもできるとされている。 156 図 2.4.7-1 「地質学的候補エリア、計画範囲、サイト地域」 それぞれの地質学的候補エリア名及び面積は以下の表に示す通りである。 高レベル放射性廃棄物処分場 の地質学的候補エリア 面積 2 チューリッヒ北東部 約50km 北部レゲレン 約64km ジュラ東部 約27km 2 2 157 低中レベル放射性廃棄物 処分場の地質学的候補エリア 面積 2 チューリッヒ北東部 約49km 北部レゲレン 約65km ジュラ東部 約61km ジュートランデン 約24km ジュラ・ジュートフス 約65km ヴェレンベルグ 約16km 2 2 2 2 2 高レベル放射性廃棄物処分場の地質学的候補エリア 3 か所は低中レベル放射性廃棄物処 分場の地質学的候補エリアとほぼ重なっているが、ジュラ東部については、低中レベル放 射性廃棄物処分場の地質学的候補エリアが、高レベル放射性廃棄物処分場の地質学的候補 エリアを包含する形で設定されている。 NAGRA が提案した地質学的候補エリアについては、2010 年 2 月に安全規制機関である ENSI が、安全性及び技術的な観点からの審査結果を公表した。ENSI は、審査の結果とし て、NAGRA が提案していた高レベル放射性廃棄物 3 か所、低中レベル放射性廃棄物 6 カ 所の全ての地質学的候補エリアを正式に地質学的候補エリアとすることを承認するとした。 また、原子力部門の諮問機関である原子力安全委員会（KNS）は、2010 年 5 月に ENSI による NAGRA の地質学的候補エリアの選定方法について詳細に検討した結果、ENSI が NAGRA によって提案された地質学的候補エリアを包括的に評価したとして、ENSI の審査 結果について合意するとの評価結果を公表した。さらに KNS は、NAGRA が提案した地質 学的候補エリアについても承認可能との見解を示した。 これらの評価結果を踏まえ、2010 年 8 月に BFE は特別計画に基づくサイト選定手続き のうち第 1 段階を総括的に評価する成果報告書の草案を公表した。成果報告書の草案につ いて州やその他関心のある住民からの意見聴取が 2010 年 9 月 1 日から 11 月 30 日まで行 われ、意見聴取の結果を踏まえて BFE は草案を改訂し、報告書として取りまとめた。この 報告書は、連邦評議会が 2011 年 11 月末に承認した。連邦評議会の承認により、NAGRA が提案していた高レベル放射性廃棄物処分場の 3 カ所及び低中レベル放射性廃棄物処分場 の地質学的候補エリア 6 カ所について正式に承認され、サイト選定の第 1 段階が終了した。 158 第 2 段階（2011 年～2016 年頃） 特別計画に基づくサイト選定の第 2 段階は、2012 年 1 月に NAGRA が「計画範囲」に含 まれる 20 カ所の地上施設の設置区域案を提案したことで開始された（地上施設の設置区域 については、図 2.4.7-1 「地質学的候補エリア、計画範囲、サイト地域」を参照）。NAGRA が地上施設の設置区域を提案する際に考慮したのは、以下の観点である。 z 安全性及び技術的実現性：交通網との接続、地形や面積等の状況、地下施設への アクセス、安全性 z 土地利用に関する適合性及び環境との適合性：土地利用の法的制限、地表の水流、 地下水流、鉱物及び温泉の利用、自然保護区域の回避 z 地域との調和：今日の利用状況、都市計画上の状況、保養地の所在、景観の保護 特別計画に基づくサイト選定を主導し、地域参加の構築に責任を負う BFE は、サイト地 域ごとに「地域会議」を設置している。この地域会議には、州、自治体の代表、地元の住 民等が参加しており、現在、NAGRA が提案した地上施設の設置区域案に対する検討を行 っている。 「地域会議」の検討においては、NAGRA が地上施設の設置区域案を提案した際 に考慮した観点のほか、地元独自の観点を加えて検討することとされており、地上インフ ラの形態、設置、開発に関して、独自の見解を表明することができることになっている。 見解表明はサイト地域ごとに異なるタイミングで行われることとなっており、2013 年前半 中には全てのサイト地域の見解が出揃うことが見込まれている。6 つのサイト地域の見解が 出揃った後、NAGRA は計画範囲ごとに、地上施設の設置区域を最低でも 1 カ所提示する 作業を行うことになっている。高レベル放射性廃棄物用と低中レベル放射性廃棄物用の地 層処分場についてそれぞれ最低でも 2 カ所のサイトまで絞り込み、その結果に対する連邦 評議会の承認をもって第 2 段階が完了する。現在のところ、BFE は、第 2 段階について 2016 年ごろに終了することを見込んでいる。 2.4.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 (1) 性能評価・安全評価の経緯・概要 スイスでは、1978 年の「原子力法に関する連邦決議」 （2005 年 1 月末で廃止）及び 2005 年 2 月に施行された新しい原子力法において、放射性廃棄物の処分の実現可能性を実証す 159 ることが求められており、放射性廃棄物処分の実施主体である NAGRA は、1980 年代から 放射性廃棄物の処分の実現可能性を実証するためのプロジェクトを開始した。 NAGRA は、1985 年に結晶質岩における高レベル放射性廃棄物及び低中レベル放射性廃 棄物の処分の実現可能性を示す「保証プロジェクト」の報告書を公表した。この保証プロ ジェクトを審査した連邦政府は、1988 年に低中レベル放射性廃棄物処分に関しては、処分 の実現可能性の実証結果を承認した。ただし、連邦政府は、高レベル放射性廃棄物の処分 については、堆積岩においても調査を行うべきとしていた。 NAGRA は、引き続き結晶質岩での検討を行い、1994 年に、スイス北部の結晶質岩での 高レベル放射性廃棄物の処分が実現可能であることを示す安全評価結果を含むクリスタリ ン I 報告書を公表した。18 さらに、NAGRA は、堆積岩での処分の実現可能性に関して調査・研究を行った後、2002 年 12 月にスイス北部のチュルヒャー・ヴァインラントのオパリナス粘土層での高レベル放 射性廃棄物の処分を対象とした「処分の実現可能性実証プロジェクト」報告書を公表した。 19 以下では、この処分の実現可能性実証プロジェクト報告書における、処分場の安全評価 に関する概要をまとめる。 a. 安全評価の概要 処分の実現可能性実証プロジェクトにおける処分場の安全評価では、基本シナリオ，代 替シナリオ及び What if シナリオの 3 つのシナリオが考慮されている。 ○基本シナリオ： 基本概念として、人工バリアの設計上の機能に従い変遷するニアフィールドを含む処分 場、現状の地質環境の知識に基づく地圏、現在の地形、水理及び気候条件に基づく生物圏 を想定し人間活動及び食生活に関して保守的に仮定。代替概念では、レファレンス核種の 放出経路に関して重要な不確実性が存在するニアフィールド及び地圏の現象を考慮。 ○代替シナリオ： システムの将来変遷に関する不確実性の影響について検討 ○“what if”シナリオ： 処分システムの堅牢性を試すことを目的として、科学的な根拠に基づく想定外の事象を 160 考慮 以下に上記の 3 つのシナリオの異なる概念での評価及びその評価結果について，その 結果を示す。 b. 基本シナリオ 基本シナリオでは、安全性の基盤が予測通り作用すると仮定した上で、基本概念と 概念的に不確実性があるいくつかの代替概念を考慮している。基本概念と基本データ セットに基づき評価したものがレファレンスケースである。不確実性が大きいパラメ ータについては、レファレンスケースからパラメータ値を変化させ評価を実施してい る。 ○レファレンスケースの解析結果 レファレンスケースでの使用済燃料、高レベル放射性廃棄物及び長寿命中レベル放 射性廃棄物の線量に関する評価結果を図 2.4.8-1 に示す。 使用済燃料についての合計線量の最大値は 1×106 年時点での 4.8×10-5mSv/年で あり、I-129 の瞬時放出割合による寄与が支配的との評価結果となった。また、高レ ベル放射性廃棄物については、合計線量の最大値は 1.1×106 年時点における 1.3× 10-7mSv/年であり、核分裂生成物の I-129 及び Se-79 の寄与が支配的である。長寿命 中レベル放射性廃棄物の場合は、合計線量の最大値は 8.9×105 年時点における 4.3 ×10-6mSv/年で、ILW-1 からの I-129 及び Cl-36 の寄与が支配的との結果となった。 これらの結果は、レファレンスケースの合計線量の最大値は、防護基準である 0.1mSv/年よりも 3 オーダー以上下回る。 161 （上より使用済燃料、高レベル放射性廃棄物、長寿命中レベル放射性廃棄物に対する評価結果） 図 2.4.8-1 レファレンスケースでの被ばく線量の経時変化 ○基本概念におけるパラメータ変化の影響の評価 不確実性が大きなパラメータについては、レファレンスケースから各パラメータの 値を変化させ評価を実施している。表 2.4.8-1 に各パラメータ、レファレンスケース 及びパラメータ変化、パラメータを変化させた場合の評価結果を示す。なお、評価結 果は、全ての場合において規制機関の防護基準 0.1mSv／年を下回る結果となってい る。 162 表 2.4.8-1 パラメータと不確実性の発生源、それらのレファレンスケース及びパラメー タ変化，評価結果 パラメータ 不確実性の発生源 レファレンスケース パラメータ変化 評価結果 使用済燃料の燃焼度及び 3 3種類のレファレンス 高燃焼度及び燃料タイ SFキャニスタ装荷を設プの影響を示すため 種類 に、幾つかの仮想的な 定。 キャニスタ 燃 焼 度 は す べ て 48 SFキャニスタ装荷を考 のインベン 慮 GWd/tIHM. トリ 燃焼度は48GWd/tIHM ～75GWd/tIHM(ケース 3) すべてのSF/HLWキャ 腐食モード(例えば、応力 すべてのSF/HLWキャニ ニスタが103年後に同 キャニスタ 腐食割れに関する不確実 スタが104年後に同時に 時に破損すると仮想的 性)及び腐食の開始 の寿命 破損すると仮定 に仮定 ニ ア フ ィ ーニアフィールドでの幾つ 収 着 定 数 及 び 溶 解 限 度 より悲観的な収着定数 ル ド 地 球 化かの元素の収着定数及び に 影 響 す る 化 学 プ ロ セ 及び溶解限度の影響を 学 デ ー タ セ溶解限度に影響する化学 ス に つ い て の 現 実 的 な 考慮 仮定 プロセス ット ガラスの腐食速度に関す ガ ラ ス の 溶 解 速 度 はBNFL ガ ラ ス 及 び る実験室データの長期へ BNFL ガ ラ ス 及 び COGEMA ガ ラ ス の 両 COGEMA ガラスについ方 に つ い て 、 4.0 × の外挿 HLW 溶解速 て そ れ ぞ れ 5.5 × 10-2kgm-2/年という極 度 10-4kgm-2/ 年 、 7.3 × 端に悲観的なガラス溶 解速度を使用 10-5kgm-2/年を使用 線量の最大値は3.3～ 5.2×10-8mSv/年の範 囲 透水係数及び動水勾配の 流 量 は 上 方 向 に 向 か う オパリナス粘土中の鉛 ダ ル シ ー 流 に 基 づ き直ダルシー流量が 10 倍 オ パ リ ナ ス測定値の不確実性 2×10-14ms-1 オパリナス粘土中の鉛 粘土中の地 直ダルシー流量が 1/10 下水流量 核種移行は拡散が支配 的であり，流量の変化 の影響は少ない 総線量の最大値は 1.8 ×10-5mSv/年 オ パ リ ナ ス母岩中の幾つかの元素の 粘 土 の 収 着収着定数に影響する化学 プロセス 係数 オ パ リ ナ ス母岩中の幾つかの元素の 粘 土 の 拡 散拡散をコントロールする プロセス 係数 14 C の地球化学的な挙動 に影響する、SF から放出 有機炭素 される 14C の化学種形成 線量の最大値はレファ レンスケースと比べご くわずかに増加 総線量の最大値は 4.3 ×10-6mSv/年（レファ レンスケースの場合と 同じ） 線量の最大値はレファ レンスケースと比べご くわずかに増加 より悲観的な収着係数 総線量の最大値は 8.7 現実的な収着係数に基 の影響を考慮 ×10-6mSv/年 づく より悲観的な実効拡散 総線量の最大値は 1.7 現実的な実効拡散係数 係数の影響を考慮 ×10-4mSv/年 に基づく 被 覆 管 か ら 放 出 さ れ る SF から放出される 14C 総線量の最大値に変化 C は有機、廃棄物マト はすべて有機と仮定 なし リクスから放出される 14 C は無機と仮定 14 ○代替概念による評価 前述のように，基本シナリオの代替概念は、レファレンス核種の放出経路に関して 重要な不確実性が存在するニアフィールド及び地圏の現象を考慮している。評価が行 われた概念を以下に示す。 163 ・溶解度が限られた状態での使用済燃料の溶解 リファレンスケースでは、使用済燃料の溶解速度の計算に放射線分解モデルが用い られているが、この代替概念では、ベントナイト間隙水中での溶解度制限による、使 用済燃料の溶解に対する溶解度の制限の影響を考慮している。 ・ベントナイトの熱変質 この概念では、使用済燃料/高レベル放射性廃棄物キャニスタ周辺のベントナイトの 内側部分が廃棄物からの熱によって劣化すると悲観的に仮定している。劣化により、 放射性核種の拡散は増進されるが、収着特性は影響を受けないと仮定している。 ・氷河作用によるオパリナス・クレイ中の流れ レファレンスケースでは、氷期と間氷期の周期的な繰り返しによるオパリナス粘土 中の地下水流量の小さな揺らぎは放射性核種の放出にはほとんど影響しないことか ら、それが安全性に及ぼす影響は重要ではないと考えられている。本概念では、今後 百万年間における氷の荷重による圧縮と排水が繰り返されることにより、粘土バリア (オパリナス粘土とベントナイト)の周期的な圧縮／排水と弾性反発が起こり、粘土バ リア内のダルシー流速に空間的及び時間的な変化が生ずると仮定している。 ・封じ込めユニットによる追加バリア 基本概念では、地質バリアは保守的に擾乱を受けない長さ 40m の母岩を通る移行 パス部分に限定されており、封じ込めユニット及び広域帯水層によって提供される移 行バリアは無視されている。この概念では、核種移行に対する追加のバリアとしての 封じ込めユニットの有効性について考慮している。 ・斜坑／立坑の影響を受ける放射性核種放出 基本概念における基本的な仮定の 1 つは，アクセス坑道に沿った移行は母岩を通し た移行と比べて無視できるほど小さいというものである。この代替概念では、この仮 定の妥当性について、母岩及びアクセス坑道システムを通して同時に起こる核種移行 を評価することによって検討されている。 ・斜坑の影響を受ける収斂誘導放出 使用済燃料/高レベル放射性廃棄物に関するレファレンスケースでは、オパリナス粘 164 土の時間に依存した変形による坑道の収斂はキャニスタが破損する前に終了し、放射 性核種の放出に影響を及ぼさないと仮定している。長寿命中レベル放射性廃棄物に関 するレファレンスケースでは、坑道の収斂は処分場の建設時に起こり、定置坑道の完 全再冠水後及び放射性核種の放出開始後には坑道断面の収斂は僅かしか、あるいは全 く生じないと仮定されている。本概念では、母岩あるいはアクセス坑道システムを通 る水の流れの増大をもたらす可能性のある坑道収斂の度合い及び継続時間に関する 代替仮定が考慮される点がレファレンスケースと異なる。 ・斜坑／立坑の影響を受ける溶存放射性核種のガス誘導放出 レファレンスケースでは、定置坑道内でのガス発生後のガス圧形成による汚染間隙 水の転移はほとんど、あるいは全く起こらないと仮定されている。本概念では，溶存 放射性核種の母岩及びアクセス坑道システムを通した放出が加速化される可能性が 考慮されている。 これらの代替概念による評価結果を図 2.4.8-2 に示す。いずれの場合においても規制ガ イドライン（この当時に有効な HSK R-21）に示されている安全基準 0.1mSv/年を下回る 結果となった。 図 2.4.8-2 基本シナリオの代替概念による評価結果 165 c. 代替シナリオ及び What if シナリオによる評価 代替シナリオでは以下の概念及びケースによる評価を行っている。 ●ガス移行経路に沿った揮発性核種の放出 ・斜坑／立坑の影響を受けない揮発性核種としての 14C の放出 レファレンスケースでは、揮発性化学種を形成する可能性のある唯一の放射性 核種である 14C は、間隙水中に溶解し、移流／拡散によってオパリナス粘土中を 移行すると仮定している。この概念では、揮発性 14C の放出を加速するようなガ ス移行経路がオパリナス粘土中に存在するという仮定での 14C の挙動が検討され ている。 ・斜坑／立坑の影響を受ける揮発性化学種としての 14C の放出 この概念では、アクセス坑道システムを通るガス移行経路が存在し、揮発性の 14C の放出が加速されるという仮定での 14C の挙動が検討されている。 ●人間活動の影響を受ける放射性核種の放出 ・ボーリング孔の貫通 レファレンスケースでは、将来的に、処分場の安全性に影響を及ぼすような処 分場内、あるいはその近傍へのボーリング孔の掘削が行われることはないと仮定 している。この概念では、定置坑道の 1 つなどにボーリング孔が貫通するという 仮想の事態による影響について評価している。 ・マルム（Malm）帯水層からの深部地下水の汲み上げ この概念では、生物圏への放射性核種放出が第四紀帯水層ではなく、飲料水の 汲み上げに用いられるマルム帯水層内の深井戸に起こると仮定している。 ・処分場の放棄 この概念では、アクセス坑道システムの適切な埋め戻し／閉鎖が行われること なく、監視期間中に処分場が放棄されると仮定している。 166 さらに、これらの他に、What if シナリオにおいて、極端な条件下におけるシステム挙 動の堅牢性を示すために、科学的な証拠によって裏付けられた可能性の範囲外にあるシナ リオの評価が行われている。What if シナリオで考慮されたケースを以下に記す。 ・地圏での地下水流量の増大(100 倍) この概念では、オパリナス粘土の上向きの地下水流量が 100 倍増加すると仮定 している。 ・透水性の不連続面に沿った移行 レファレンスケースでは、オパリナス粘土中に存在する不連続面は、オパリナ ス粘土の健全な岩石マトリクスと水理的に大きな違いはないとしている。この概 念では、少数の透水性の不連続面がオパリナス粘土中に存在すると仮定している。 ・酸化還元フロントの拡大 レファレンスケースでは、長寿命中レベル放射性廃棄物のニアフィールド及び 母岩全体が還元条件にあると仮定している。この概念では、仮想的に，酸化還元 フロントがニアフィールドを通して移行し、ニアフィールド内での収着及び溶解 度制限に対して影響を及ぼすと仮定している。 ・長寿命中レベル放射性廃棄物起源の溶存核種に関する斜坑内でのガス誘導放出 レファレンスケースでは、ガス発生後のガス圧の蓄積による汚染間隙水の定置 坑道及び斜坑／立坑に沿った転移はほとんどあるいは全く起こらないと仮定し ている。長寿命中レベル放射性廃棄物に関するこの概念では、操業坑道を通した 溶存放射性核種放出が加速される可能性を考慮している。 ・揮発性化学種としての 14C の母岩内での非遅延移行 レファレンスケースでは、有機及び無機の 14C が間隙水中に溶解し、オパリナ ス粘土中を移流／拡散によって移行すると仮定している。この概念では、14C は 揮発性であり、ニアフィールド内の間隙空間がガスで満たされた後に存在すると 想定される連続的なガス移行経路により、オパリナス粘土を通して瞬時に放出さ れると仮定している。 ・ニアフィールドの低性能、悲観的なニアフィールド及び地圏の地球化学データ 167 セット ここでは、フィールド及び地圏データセット、大きな地圏流量といった多くの 悲観的な仮定をまとめて考慮することにより、処分場システムの堅牢性を評価し ている。 ・地圏での非移流（拡散移行） この概念では、ダルシー流量がゼロに設定されている。すなわち、ニアフィー ルド及び地圏における核種の移行メカニズムは拡散だけが考慮されている。 ・ニアフィールド及び地圏でのヨウ素の非収着 レファレンスケースでは、ベントナイト、セメント及びオパリナス粘土中にお けるヨウ素の収着値（分配係数：Kd）は、それぞれ 5×10-4m3kg-1、1×10-3m3kg-1 及び 3×10-5m3kg-1 と仮定している。この概念では、ニアフィールド及び地圏に おけるヨウ素の吸着値はゼロと設定している。 ・オパリナス粘土内の移行距離の低減 レファレンスケースでは、オパリナス粘土中の移行距離は少なくとも 40m と 仮定している。この概念ではこの移行距離が 30m に低減されている。 これらのケースについて行われた評価結果を図 2.4.8-3 に示す。What if シナリオでの 評価を含むすべての概念などでの評価において、安全基準を下回る結果となっている。 168 図 2.4.8-3 代替シナリオ及び What if シナリオにおける総線量の最大値の範囲 (2) 性能評価等に関するその他の関連技術レポートの整備動向 前述のようにスイスでは、特別計画に基づく処分場のサイト選定が行われている（2.4.7 「サイト選定の状況とサイトの評価実績」参照）。この特別計画に基づくサイト選定では、 第 2 段階おいて予備的安全評価を実施し、この予備的安全評価の結果に基づいた各サイト 間の比較が行われる。また、特別計画では、サイト選定の段階を進めていくにつれ、安全 評価を段階的に具体化して進めていくとしている。 NAGRA が実施するサイト選定の第 2 段階における予備的安全評価については、まだ実 施されていないが、NAGRA は、予備的安全評価の実施のために追加の地質学的調査の必 要性についての検討結果を示した報告書を 2010 年 10 月に公表している。この報告書に対 しては、安全規制機関である連邦原子力安全検査局（ENSI）が、自身の見解として、 「ENSI 33/115 「NTB 10-01 特別計画第 2 段階における予備的安全評価に必要な地質学的な調査 書類の判断」に対する見解表明」を公表している。 また、ENSI は 2010 年 4 月、及び 2013 年 1 月に、予備的安全評価の基準等に関連した 文書を公表している。NAGRA や ENSI がこれまでに公表している予備的安全評価に関連 する文書を下表に示す。 169 表 2.4.8-2 特別計画に基づくサイト選定での予備的安全評価に関連した文書 タイトル 発行者 発行年月 技術報告書 10-01 特別計画第 2 段階における予備的安全評価のための 地質学的知見の評価 補完的な地質学的調査の必要性の検討」 NAGRA 2010 年 10 月 ENSI 33/115 NTB 10-01「特別計画第 2 段階における予備的安全評価 に必要な地質学的な調査書類の判断」に対する見解表明」 ENSI 2011 年 3 月 ENSI 33/075 予備的安全評価と安全性の比較に関する要件 ENSI 2010 年 4 月 ENSI 33/154 する詳細 予備的安全評価とサイト比較に関する要件の基準に関 ENSI 2013 年 1 月 ENSI 33/155 地質学的知見の充足性について、予備的安全評価の実 施前に行う検証の方法 ENSI 2013 年 1 月 ENSI 33/170 地上施設と地下施設を結ぶアクセス構造物に対する、 建設技術に係るリスクの評価方法 ENSI 2013 年 1 月 ここでは、スイスにおける性能評価等に関連する技術レポートの整備動向として、表 2.4.8-2 の文書の概要を以下にまとめる。 a. 技術報告書 10-01 特別計画第 2 段階における予備的安全評価のための地質学的知見の評 価 補完的な地質学的調査の必要性の検討」 特別計画に基づくサイト選定の第 2 段階において、処分義務者である NAGRA は、候補 サイトに対する予備的安全評価を実施することになっている。2010 年 10 月に NAGRA は、 「技術報告書 10-01 特別計画第 2 段階における予備的安全評価のための地質学的知見の評 価 補完的な地質学的調査の必要性の検討」 （以下、技術報告書 10-01 という）を公表した。 この文書は、ENSI の検証を受けるために、予備的安全評価の実施のための地質学的知見の 充足度、及び補完的な地質学的調査の必要性について取りまとめたものである。スイスの 原子力法では、地層処分場に関する情報を収集するために行われる地球科学的調査につい ては、環境・運輸・エネルギー・通信省（UVEK）の許可が必要である。このため、特別 計画では、追加調査の必要性について早い段階から検討するよう求めている。 技術報告書 10-01 では、予備的安全評価と安全性の比較のための基礎情報に関する判断 として、予備的安全評価及び安全性の比較に関連したプロセス及びパラメータに関する知 見のレベルの分析により、必要とされる基礎情報を確認する上で十分な知見のレベルが存 在することが示されているとしている。建設技術的な実現可能性の解明と、特徴的な線量 インターバルを確認するための試行的な計算では、全てのサイト地域について、また不確 実性に対処するために変動範囲を意識的に広く選択しているにもかかわらず、明確な説明 170 が行えることが示されている。また、この変動範囲を小さくした場合でも、同様に明確な 説明の提示が可能であることが示されたとしている。このため、NAGRA の結論としては、 特別計画の第 2 段階では新たな調査を追加する必要はないと判断されるとしている。20 b. ENSI 33/115 「NTB 10-01 特別計画第 2 段階における予備的安全評価に必要な地質学 的な調査書類の判断」に対する見解表明 ENSI は、NAGRA が予備的安全評価の実施のための追加調査の必要性についての判断を 示した技術報告書 10-01 の審査を行い、2011 年 3 月に、 「ENSI 33/115 「NTB 10-01 特別 計画第 2 段階における予備的安全評価に必要な地質学的な調査書類の判断」に対する見解 表明」 （以下、ENSI 33/115 という）と題する技術報告書 10-01 に対する見解を示した報告 書を公表した。 ENSI 33/115 において ENSI は、NAGRA が示した安全性に関係するプロセスとパラメ ータは検証可能なものであり、現時点では適切であること、また、NAGRA が示したプロ セスは、概念的にみた場合、特別計画の第 2 段階で予定されている予備的安全評価及び安 全性に関する比較を実行する上で十分との評価を下している。母岩の透水係数、サイト地 域の地質学的及び構造地質学的な挙動などのその他の分野に関して ENSI は、合計 41 の項 目について補足を要求している。これらの補足が実施されることにより、ENSI は、第 2 段 階での予備的安全評価の実施が可能との判断を下している。下表に ENSI が要求した 41 項 目の補足の概要を示す。 表 2.4.8-3 ENSI が予備的安全評価実施のために NAGRA に要求した補足事項 1 褐色ドッガーに関して十分な調査計画を策定し、岩石層位学的な調査だけでなく、生物層位学面で も同様の調査を実行するとともに、既存のボーリング孔だけでなく、ドイツ南部とスイス北部の地 域に存在する露頭箇所の調査も利用するように要請する。 2 技術報告書 10-01 において、褐色ドッガーを対象として､安全性に関連する間隙率、拡散係数、収 着係数の比較が行われているが、特別計画の第 2 段階ではその代わりに、母岩に固有の測定値に依 拠したパラメータ値を採用する必要がある。 3 エフィンガー層内部の石灰層の横方向の広がりと鉛直方向の状況に関して、堆積学及び生成面での モデルを開発する必要がある。またこのモデルに基づき、予備的安全評価のためのエフィンガー層 の概念化に伴う変動幅を確定できるようにするべきである。 4 第 2 段階では、エフィンガー層の自己密封能力について、さらに詳細な根拠を示す必要がある。 5 NAGRA は第 2 段階については、透水係数の標準値を、サイト固有のデータ及びアナログに基づい て設定している。透水係数の基準値の上限は、少なくとも比較可能な境界条件のもとで実施された 全ての水力学的な試験にも適用される必要がある。 171 6 第 2 段階での安全性に関する比較において、褐色ドッガーも浅い場所での閉じ込め岩盤として安全 性に寄与する。閉じ込め岩盤についても脱圧密の影響を考慮に入れる必要がある。 7 知見を段階的に深化させていくという観点から NAGRA は、特別計画の第二段階において、母岩「褐 ドッガー統」、エフィンガー層、ヘルベチア帯の泥灰岩内部での気体の移行について、母岩固有の概 念を提示するとともに、 「工学的な気体移行システム」が母岩固有のこうしたプロセスによってどの ような影響を受けるのかを示す必要がある。 8 9 10 11 第 2 段階までに実行される調査に基づき、北部レゲレンの西部と東部を区別した形で褐色ドッガー の概念化をどこまで実施する必要があるかを検証し、説明する必要がある。 ボルン・エンゲルベルク背斜褶曲が長く伸びている可能性に関して、エフィンガー層内に低中レベ ル放射性廃棄物処分場を建設する際に必要な安全距離と、構造地質学的に顕著な特徴が地下水の流 動経路に及ぼす影響を解明する必要がある。 第 2 段階のために、3 ヵ所の高レベル放射性廃棄物の地質学的候補地域の全てに関し、検討対象と なる期間を通じた地形の変化を比較する作業を実行し、その結果を文書化する必要がある。 ヴェレンベルク地域の長期変動について判断する際には、隆起、地震活動、構造地質学的な活動、 さらには地下深部に至る氷河の侵食の側面に関して、以前の概要承認申請書の提出後に新たに把握 された全ての調査結果を考慮に入れる必要がある。 12 第 2 段階で計画している総合作業（水文地質学的なモデル）の枠組みにおいて、動水勾配に関する 様々な仮定を、サイトに固有のものとして具体化する必要がある。 13 第 2 段階の安全性に関する比較に関して、NAGRA の補足調査によって、母岩褐色ドッガー及びエ フィンガー層について、堆積岩の建築要素がさらに正確に記述できるようになることを要請する。 14 母岩より上または下に存在する閉じ込め岩盤を考慮に入れた上で、第 2 段階におけるサイトの安全 性に関する比較の際に、補足調査で確認された結果を考慮に入れる必要がある 15 ジュートランデンの地下の地域的な状況を評価する際に、INTERREG-IIIA21調査によって得られた 情報を考慮に入れる必要がある。 16 第 2 段階において、ジュートランデンのウェデル砂岩における砂状かつ石灰状の岩盤の貫入が、広 域的で透過性の高い横方向の湧出経路となる可能性について解明する必要がある。 17 18 19 20 21 NAGRA はジュートランデンの上部貝殻石炭統の上部で湧出が発生する可能性は少ないと評価して おり、その理由として母岩の近くにスチューベン砂岩層の帯水層があることを挙げている。ENSI の見解では、両方の湧出シナリオ（スチューベン砂岩層を通じた湧出と上部貝殻石炭統を通じた湧 出）についてさらなる検討を加え、第 3 段階で行われる補足的な局所的な調査によっていずれの仮 説が適切であるかが確認されるまで、検討を続ける必要がある。 チューリッヒ北東部の東側に廃棄物定置エリアを建設することが提案された場合、アリエテン石灰 が透水性を有する可能性を考慮に入れ、新たな調査により、その可能性を否定する必要がある。 NAGRA はチューリッヒ北東部の上部貝殻石炭統の上部で湧出が発生する可能性は少ないと評価し ており、その理由として、母岩の近くにスチューベン砂岩層の帯水層があることを挙げている。ENSI の見解では、両方の湧出シナリオ（すなわち、スチューベン砂岩層を通じた湧出と上部貝殻石炭統 を通じた湧出）に関してさらに詳しい検討を加え、特別計画第三段階で行われる補足的な局所的な 調査によっていずれの仮説が適切であるのかが確認されるまで、検討を続ける必要がある。 NAGRA が計画している地震学的調査に基づいてエフィンガー層の石灰岩層の層序と横方向の連続 性について詳細な記述を作成する必要がある。北部レゲレンについて、石灰岩層の層序が水文地質 学的にどのような意味をもつのかに関する説明を行う必要がある。 第 2 段階について、北部レゲレンの粘土層の層序、褐色ドッガー内部に含まれる石灰状及び魚卵状 の鉄の貫入部分が水力学的に持つ意味と、横方向の連続性をできるだけ詳細に解明し、サイト固有 の概念化を可能にする必要がある。 172 22 計画されている総合的な作業（水文地質学的なデータセット及びモデルの補足）によって、ベツベ ルクの帯水層の状況をさらに詳細に記述する必要がある。 23 計画されている総合作業（水文地質学的なデータセット及びモデルの補足）によって、ジュラ・ジ ュートフスの帯水層の状況をさらに詳細に記述する必要がある。 28 オパリナス粘土より下の部分について NAGRA は、アリエテン石灰が横方向の透過性の高い湧出経 路とはならないと考えている。ENSI の見解では、サイト地域内の状況がまだ十分に解明されてお らず、この主張を信頼に足るものと見なすことはできない。アリエテン石灰はオパリナス粘土の約 30 m 下にあり、最も近い湧出経路となる可能性があるため、ジュラ・ジュートフスに関する様々な 判断において重要な意味をもつ可能性がある。NAGRA が安全性に関する比較においてアリエテン 石灰を潜在的な湧出経路とみなし新たに得られた知見によってこれが湧出経路となる可能性が排除 されるまで、この可能性を維持することを要請する。 ヴェレンベルクに関して、第 2 段階の安全性に関する比較について、NAGRA は、既存の地域モデ ルに基づいて調査書類を更新する必要がある。またその際には、処分場を以前よりも深い場所に建 設する計画であることを考慮する必要がある。 建設技術面での観点から、ENSI は、第 2 段階では、地質学的な情報と地質工学的な情報を当該地 域及び地層に固有の建設モデルと岩盤の記述へと深めてゆくことを要請する。特に低中レベル放射 性廃棄物サイトや構造地質学的な影響の強いサイトでは、建設技術面で関連性の高い分離面に関す る既存の情報の全てを補足する必要がある。また原位置岩盤応力について、既存のボーリング孔で 得られた応力方向と応力の大きさに関する指標の全てについて、より詳細な検討を加え、不確実性 を明らかにしていく必要がある。 低中レベル放射性廃棄物サイト地域と高レベル放射性廃棄物サイト地域の建設技術面での比較、 さらには開発構造物の建設技術面での比較について ENSI は、建設技術面でのリスク分析を実行す るとともに、安全解析でその結果を考慮に入れることを要請する。 予備的安全評価について、既存のデータに基づき、エフィンガー層と褐色ドッガーの粘土の層序及 び砂状／石灰状の建築要素における鉱物学的なパラメータの変動幅を個別に確認し、追跡可能な形 で文書化する必要がある。 全ての母岩及びサイト地域に関する予備的安全評価において、塩度が様々なプロセスに及ぼす影響 について説明し、そのそれぞれにふさわしい形で考慮に入れる必要がある。 29 新たな調査によって、エフィンガー層の地下水が入り込みやすい間隙に関する知見水準を改善し、 それを予備的安全評価において適切に考慮に入れる必要がある。 30 オパリナス粘土に関する既存の収着実験方法について検証した上で、別の報告書として文書化する ことを要請する。 31 第 2 段階の予備的安全評価のために、サイト地域で予想される気温の変化について説明し、それが 拡散係数に及ぼす影響を適切に考慮に入れる必要がある。 24 25 26 27 32 33 34 35 36 予備的安全評価のために、既存のデータに基づき、エフィンガー層と褐色ドッガーの粘土層序と砂 状/石灰状の建築要素における間隙率の変動幅を個別に確認し、追跡可能な形で文書化する必要があ る。 第 2 段階のために、実験的なデータに基づき、陰イオンがどの程度間隙に入りやすいのかという問 題を、母岩固有の形で検討し、この検討の結果を予備的安全評価で適切に考慮に入れることを要請 する。 セルロースの分解生成物が、廃棄物グループ 2 の廃棄物に含まれる放射性核種の最大溶解度に及ぼ す影響を記述した上で、予備的安全評価において適切な形で考慮に入れることを要請する。 第 2 段階において、ニアフィールドに存在する放射性核種及び安定同位体が、炭素元素（無機） 、コ バルト、ニッケルの収着係数に及ぼす影響について検討し、その結果を予備的安全評価で適切に考 慮に入れる必要がある。 NAGRA は、地下深部の帯水層の地下水が、地表の最も低い場所、すなわち原則として大きな渓谷 において湧き出すものと仮定している。この仮定を確認するために、第二段階において、広域水文 地質学モデルを土台として、地質学的候補地域における地域的な流路間の関係を調査することを要 請する。 173 37 第 2 段階に関連して、スイス北部に典型的にみられる大きな渓谷と小さな渓谷の第四紀の堆積物を 対象に、その内部の地下水状況を取り扱った既存のデータベースを改善することを要請する。 38 将来の安全評価では、全ての母岩について、またサイト固有の形で、飽和プロセスと処分場によっ て誘発されたプロセスの相互作用について調査する必要がある。 39 第 2 段階において湧出経路の概念化の作業を行う際に、安全性に関する比較の際に下部の閉じ込め 岩盤を考慮に入れる必要がある。 40 褐色ドッガー及びエフィンガー層について、補足調査の結果を放射性核種分散計算モデルの概念化 において考慮に入れることを要請する。 41 第 2 段階における安全面での考察において、処分室領域の岩盤力学的な変動について検討し、こう した岩盤部分における低中レベル放射性廃棄物処分室の配置が安全面に及ぼす影響を調査すること を要請する。 c. ENSI 33/075 予備的安全評価と安全性の比較に関する要件 ENSI は 2010 年 4 月に「ENSI 33/075 予備的安全評価と安全性の比較に関する要件」 （以 下、ENSI 33/075 という）を作成した。この文書は特別計画に盛り込まれている予備的安 全評価と安全性の比較における基準を示し、これらについて ENSI が定めている要件の基 準の詳細を解説したものである。以下に ENSI 33/075 の概要を示す。22 ENSI 33/075 では、予備的安全評価の中心的な内容として、以下を明示すべきとされて いる。 ●バリアの機能とその長期的な変遷 多重バリア・システム全体と、人工バリア及び天然バリアのそれぞれのバリアの機能を 示し、それらがどのように作用するのか、バリアの長期的挙動を含め示す必要がある。 ま た、処分場によって発生する影響が安全性にどのような意味をもつかを示す必要がある。 ●ENSI-G03 に基づく防護基準の遵守 地層処分場に想定される変遷に関する数値解析を実行し、1 年間に 0.1mSv の防護基準が 遵守されるかどうかを示す。そのためにレファレンス・シナリオと、このシナリオのレフ ァレンス・ケースを定義する。このレファレンス・ケースは、現実的な仮定に基づく処分 場の変遷を示すものである。それ以外の変遷が発生する可能性については、補足的な計算 ケースによって評価する。 ●サイトの比較 予備的安全評価には、特別計画の付属書 III の基準並びに ENSI の基準に従い、標準化さ れた比較方法を使用した上で、サイトの比較を行うために必要な全ての計算が含まれる必 要がある。 174 ●必要となる可能性のある現地調査の指摘 予備的安全評価におけるサイト評価と、安全性の比較のために特別計画の基準（表 2.4.5-1 「特別計画「地層処分場」に示されている安全性及び技術的実現可能性に関する基準」を 参照）を適用して行われる定性的な評価によって、場合によって特別計画の第 3 段階にお いて必要になる現場作業が示される。 また、この予備的安全評価の文書化に際しては、以下の情報を含むべきとされている。 ●母岩の位置、形状及び特性 母岩及び閉じ込め機能を果たす岩盤領域の深度、この岩盤の厚さ、地域的な構造、さら には母岩の現状に関するパラメータの特性及び想定に関する確固たる情報を含むべきであ る。 ●構造技術的な設計が安全性に及ぼす影響 建設技術面の実現可能性の基準では、分離面及び応力などの岩盤の地域的な特性を考慮 した上で、多重バリア・システムに適用される要件や、最大深度（建設技術）において閉 じ込め機能を果たす岩盤エリアの要件を示さなければならない。 ●生物圏 地域スケールの水文地質学的状況について記述し、典型的な放出状況として考えられる 範囲、生物圏における放射性核種の分布挙動の概念モデル（分布形態、気候）とそのパラ メータ設定の説明しなければならない。 さらに、予備的安全評価の文書化に際しては、さらに次に示す側面を考慮する必要があ るとしている。 ●再現性 予備的安全評価に利用した入力データの入手源を透明性の高い形で示す必要がある。さ らに、さらにはこうしたデータが、検討対象となる地層処分場に適用可能かどうか明らか にする必要がある。また状況パラメータ（例えば、圧力及び動水勾配）がどのような想定 に基づくものかも示しておく必要がある。さらに、予備的安全評価に利用されたモデルと それによって得られた結果を文書化する必要がある。 ●不確実性 不確実性及び変動性が、想定される地質学的な結論に及ぼす影響を規定することにより、 175 地層処分場とその地質学的環境の堅牢性を明らかにする必要がある。またこの不確実性解 析の結果が長期安全性に及ぼす影響についても説明する必要がある。 ●情報の確からしさ 地層処分場及びその周辺地層の探査可能性と変遷予測について、それらの確からしさに 関する定性的な見解を記述する。安全性及び工学的成立性の基準についての定性的な評価 を実施する。 さらに ENSI 33/075 では、特別計画に基づくサイト選定の第 2 段階で行われるサイトの 比較方法についても示されている。以下の 3 つの要素を用いサイト間の比較が行われると している（図 2.4.8-4）。 A) 地層処分場に現実的に想定される変遷に基づき、定量的な放出計算の結果を提 示すること（レファレンス・ケースの検討結果）。 B) 地層処分場システムの堅牢性の検討・変動範囲の提示（パラメータ変動の結果 の提示） C) 特別計画に示された安全性及び技術的実現可能性の基準（表 2.4.5-1 「特別計 画「地層処分場」に示されている安全性及び技術的実現可能性に関する基準」 参照）に基づいた定性的な評価 サイト間の安全性の比較作業はまず、A) 及び B) に従って、システム全体（ニアフィー ルド及び地圏）に想定される変遷とそのロバスト性、定量的なパラメータ値に含まれる不 確実性及び変動性を考慮する。この比較作業の結果、他のサイトよりも明らかに劣ってい ると判断できるサイトや、線量に関する防護基準を満たさないサイトは、その後の検討対 象から除外する。 その後、候補として残されたサイトを対象に、上記 C) の安全性及び技術的実現可能性に 関する基準についての定性的な評価を実施する。安全性と技術的実現可能性について判断 すべき基準には、定性的な評価尺度（「非常に望ましい」、 「望ましい」 、「条件づきで望まし い」、「望ましくない」）を利用する必要がある。これらの評価尺度は、予備的安全評価の結 果を考慮した上で、該当する特性についての経験に基づいて説明される。 176 図 2.4.8-4 特別計画に基づくサイト選定の第 2 段階での安全性の比較方法及び報告書の内 容。 d. ENSI 33/154 予備的安全評価とサイト比較に関する要件の基準に関する詳細23 前述したように ENSI は 2010 年 4 月に「ENSI 33/075 予備的安全評価と安全性の比較 に関する要件」を作成した。この文書は特別計画に盛り込まれている予備的安全評価と安 全性の比較における基準を示し、これらについて ENSI が定めている要件の基準の詳細を 177 解説したものである。 ENSI は、2013 年 1 月に「ENSI 33/154 予備的安全評価とサイト比較に関する要件の 基準に関する詳細」 （以下、ENSI 33/154 という）を公表した。ENSI 33/154 では、特別計 画及び ENSI 33/075 で提示されている「要件の基準」についてより詳細な説明がなされて いる。ENSI は NAGRA が特別計画の第 2 段階で最低 2 カ所の候補サイトを選定するため に用いる安全性についての指標がどのようなものであるのかを説明すべきであるとしてい る。また地質学的候補エリアが欠点を有する場合、NAGRA がその欠点をどのように把握・ 評価するのか、候補サイトの提案に至るまでにその欠点をどう考慮していくのかを NAGRA が示すべきであるとしている。 こうした欠点を判断するにあたって、ENSI は NAGRA が以下に示す基準に基づくべき であるとしている。なお、ENSI は、NAGRA は以下に示した以外の基準を追加することも できるとしている。 a) 地質バリアの有効性 y 放射性核種の大部分が母岩または隔離機能を伴う岩盤領域内に保持される形でこの 母岩または隔離機能を伴う岩盤領域が存在し、それに適した広がりを備えている状 況であれば、好ましいものと判断される。 y 透水係数が低いと、地下水の移動量も少なくなる。このような状況は、まず地層処 分場の人工バリアの挙動及び保護にとって好ましいものである。より後の段階では、 このような状況は、母岩または隔離機能を伴う岩盤領域内での放射性核種の移動が、 ごく緩慢にしか行われないことが確実になる。 y 母岩または隔離機能を伴う岩盤領域からの放射性核種の放出が著しく遅延されるよ うな移行経路が好ましい。また、岩盤内の流動経路が均質に分散していることが好 ましく、少数の割れ目、鉱脈及びその他の不均質部分に、流路が集中している状況 は好ましくない。 y 亀裂、割れ目、擾乱領域などに関する自己シール性を伴う岩石が好ましい。 y 母岩が均質であることが好ましく、また隔離機能を伴う岩盤領域が厚いこと（ある いは下盤または上盤として効果的な閉じ込め岩盤が存在していること）も好ましい。 178 b) 地質バリアの長期的な安定性 y 安全評価で検討対象とされる期間にわたって必要とされるバリア機能を保証するこ とのできる地域や岩盤が好ましい。 y 地下水の流動経路が形成される傾向が低く、変形が生じた場合にも、亀裂、割れ目、 擾乱領域を自己シーリングする能力を伴う岩盤が好ましい。 y 地層処分場内で、多様な運動が発生する確率がきわめて小さい地質学的状況が好ま しい。 c) 地質学的候補エリアの地質バリアの探査可能性及びサイト特性評価の可能性 y 母岩の特性ができるだけ均質であり、過剰な破壊調査を実施しなくとも特性を確認 できものであることが好ましい（地層の擾乱を招くような調査作業によって、母岩 のバリア機能に重大な損傷を与えることがない）。 y 母岩及び隔離機能を伴う岩盤領域の積層状況や形状が単純で、地表からでも十分な 探査を実施できること好ましい（地震反射法などの方法により）。 y 安全性との関連性の高い特性の観察または調査結果を、空間的に内挿または外挿す ることができることが好ましい。 y 母岩及び隔離機能を伴う岩盤領域の安全との関連の高い特性及び形状について、必 要な期間にわたって十分な信頼性を伴う形で予測できることが好ましい。 y 問題となり得るゾーン（例えば複雑な構造地質学的影響）や、問題となり得る岩盤 （石灰層を含む不均質な層序など）が存在する可能性がある場合、当該エリアを回 避できることが好ましい。 d) 提案されたサイト・エリアにおける地層処分場の建設技術面での実現可能性 y 建設技術面で容易に制御可能な状況であることが好ましく、処分場の建設、操業及 びモニタリングに当たり（この中には廃棄物の回収可能性も含まれる）、さらには閉 鎖時に、地層処分場に関して極端な要件を課す必要がないことが好ましい。また、 処分場部分を閉鎖する際に、技術的な問題なく必要なシーリングを施せることが好 ましい。 y 処分場深度よりも上で、水文地質学及び地質工学面で重要な問題が存在していない 179 ことが好ましい。 さらに、特別計画の第 1 段階において NAGRA は、地質学的候補エリアを選定するため に「最低要件」と「厳格要件」を用いたが、ENSI は第 2 段階で作成される安全性について の文書においても、 「最低要件」と「厳格要件」を引き続き判断基準として用いるよう NAGRA に求めている。 e. ENSI 33/155 地質学的知見の充足性について、予備的安全評価の実施前に行う検証 の方法24 前述のように、NAGRA は 2010 年 10 月の「技術報告書 10-01」において、現在有する 知見と第 2 段階で得られる知見により予備的安全評価の実施が可能であり、追加の地球科 学的調査は必要ないとの見解を示した。ENSI はこの報告書を評価した後、既に得ている知 見と第 2 段階で得られる知見に加えて、ENSI が補足を要求した 41 の要求事項を NAGRA が明らかにできるならば予備的安全評価の実施が可能であると結論づけた報告書（ENSI 33/115）を 2011 年 3 月に公表した。 ENSI は、2013 年 1 月に、「ENSI 33/155 地質学的知見の充足性について、予備的安全 評価の実施前に行う検証」（以下、ENSI 33/155 という）を公表した。この ENSI 33/155 は、ENSI 33/115 において示した 41 の要求事項を補足する形で、地質学的知見の充足度に ついての検証方法を示している。以下に ENSI 33/155 に基づき、地質学的知見の充足度の 検証方法をまとめる。 ENSI 33/155 によると、ENSI は、知見の充足度の検証の場として「中間段階の専門会議」 を開催するとしている。同専門会議の目的は、特別計画の第 2 段階で実施される予備的安 全評価と安全性の観点からサイトを比較する上で、既に有する地質学的な知見及び知見を 取得するために用いられたモデルが、ENSI 33/075 と ENSI 33/115、及びこの報告書と同 時に ENSI が公表した 2 つの報告書（ENSI 33/154 と ENSI 33/170、d.及び f.参照）で示 される要件を満たしているかどうかを確認することとされている。NAGRA はこの会議に おいて、予備的安全評価及び安全性の観点からサイトを比較する上で知見が十分であるか どうかについて説明することになっている。同会議での検討内容については ENSI が報告 書を作成する。 180 ENSI 33/155 では、地質学的な知見が十分であると ENSI が判断できる場合には、 NAGRA は高レベル放射性廃棄物用と低中レベル放射性廃棄物用にそれぞれ最低でも 2 カ 所のサイトの提案に関する安全技術的な文書を作成するとしている。十分であると判断で きない場合には、NAGRA が調査をさらに進めて知見を向上させ、これを踏まえ作成した 文書を中間段階の専門会議に提出し、検討を受ける必要があるとしている。この NAGRA の文書について ENSI が概略的な検証を実施する。ENSI の検証後、NAGRA は高レベル放 射性廃棄物用と低中レベル放射性廃棄物用にそれぞれ最低でも 2 カ所のサイトを提案する。 下図に第 2 段階での知見の充足度の検証についてのフローを示す。 181 図 2.4.8-5 ENSI 33/155 で示されている第 2 段階での地質学的な知見の充足度の検証の 流れ 182 f. ENSI 33/170 地上施設と地下施設を結ぶアクセス構造物に対する、建設技術に係る リスクの評価方法25 特別計画「地層処分場」第 2 段階において NAGRA は、6 つの地質学候補エリアそれぞ れを包含する 6 つの「計画範囲」ごとに、地上施設の設置区域を最低でも 1 カ所提案する こととなっている。また、NAGRA は地上施設と地下施設を結ぶアクセス構造物について 検討し設計するとされている。 ENSI は、地質学的候補エリアに対応する地下処分場とそれぞれへのアクセス構造物ごと に建設技術に係るリスクの評価の実施を要請しており、2013 年 1 月に「ENSI 33/170 地上 施設と地下施設を結ぶアクセス構造物に対する、建設技術に係るリスクの評価方法」 （以下、 ENSI 33/170 という）を公表した。ENSI 33/170 では、地層処分場のアクセス構造物が安 全要件を満たしているかどうか、操業や閉鎖の安全性が確保されているか等、建設技術に 係るリスクの評価方法を示したものである。ENSI は NAGRA が建築技術的なリスクの等 級づけを以下のリスク評価表に基づいて実施すべきとしている。以下のリスク評価表（図 2.4.8-6）では、好ましくない事象の「発生確率」とそれに伴う「損害の規模」が評価の指 標となっている。 図 2.4.8-6 リスク評価表 図 2.4.8-6 において緑色で表示される部分は、リスクの可能性が残っているものの、許容 できる程度であることを示しており、モニタリングなどの措置による事象の管理が必要で あることを示している。オレンジ色の部分については、補足的な措置について検討し、場 183 合によっては実施する必要があることを示している。赤色の部分については、緊急に措置 を講じることが必要であるか、概念的な、組織的な、技術的な措置等によりリスクを回避 する必要があることを示している。 なお、ENSI 33/170 ではリスク評価に用いる 2 つの指標である「発生確率」と「損害の 規模」について、以下の説明が加えられている。 「発生確率」 建設段階の危険シナリオの発生確率の定性的な定義として、例えば次のものが考えられ る。 y 低い（これまでの経験に基づき、発生を想定する必要がない）。 y 中程度（建設、操業及び閉鎖期間に発生することが否定できない）。 y 高い（発生を想定する必要がある） 。 「損害の規模」 損害は、従来の多くの地下プロジェクトでは、対策費用、スケジュールの遅延、健康面 と環境面での被害に分類され、こうした損害はその程度によって分類される。地層処分場 プロジェクトについては、さらに、地層処分場固有の損害について、作業の安全性、操業 の安全性、長期安全性、環境面での影響を評価しなければならないとしている。 ENSI 33/170 に示されているリスク評価は、建設期間と操業期間におけるアクセス構造 物及び地下構造物についてのサイト固有の危険パターンの分析と建設技術面での措置に基 づいたものとなる。さらに、ENSI 33/170 は、サイト固有のリスク解析を補完するために、 NAGRA がアクセス構造物の通常操業のあり方と、偶発的事象の影響がどの程度まで制御 可能なものであるかを示す必要があるとしている。 184 2.4.9 参考文献（2.4 節） 1 国民発案とは、憲法の改正、連邦法の施行や連邦政府の決定に関して、その是非を問うために一定の署 名が集まれば国民投票にかけることができる制度。 2 BFE, “Energy perspectives for 2035 Management Summary, ” 15 January 2007 3 BFE, “Energy Strategy 2050, ” Last update: 11.02.2013, http://www.bfe.admin.ch/themen/00526/00527/index.html?lang=en# 4 Kernenergieverordnung vom 10. Dezember 2004 (KEV)（原子力令、2005 年 2 月 1 日 施行） 5 Federal Department for the Environment, Transport, Energy and Communications DETEC, “Implementation of the Obligations of the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management First National Report of Switzerland in Accordance with Article 32 of the Convention,” April 2003 6 Federal Department for the Environment, Transport, Energy and Communications DETEC, “Implementation of the Obligations of the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, Fourth National Report of Switzerland in Accordance with Article 32 of the Convention,” October 2011. http://static.ensi.ch/1318509060/cns-2011-national-report-switzerland.pdf 7 Kernenergiegesetz vom 21. März 2003 (KEG)（原子力法、2005 年 2 月 1 日施行） 8 Expert Group on Disposal Concepts for Radioactive Waste（EKRA）, “Disposal Concepts for Radioactive Waste, Final Report, ” January 2000 9 ENSI, “ENSI G-03 Spezifische Auslegungsgrundsätze für geologische Tiefenlager und Anforderungen an den Sicherheitsnachweis（ENSI-G03「地層処分場の設計原則 とセーフティケースに関する要件」 ）, ” April 2009 10 BFE, “Sachplan geologische Tiefenlager Konzeptteil（特別計画「地層処分場」方針部 分）, ” April 2008 11 特別計画では、共働は「計画の枠組みにおいて生じうる係争を適切に認知し解決で きるようにするために、影響を受ける連邦、州、隣接諸国の官庁、並びに公的課題が付 託されている限りにおける公法上・私法上の組織と個人を、早期に関与させる」と規定 185 されている。 12 NAGRA, “Technischer Bericht 08-01, Entsorgungsprogramm 2008 der Entsorgungspflichtigen（技術報告書 08-01 処分義務者による廃棄物管理プログラム 2008 年）, ” Oktober 2008 13 BFE, “ Entsorgungsprogramm vom Oktober 2008 und Empfehlungen zum Entsorgungsnachweis, Erläuterungsbericht（2008 年 10 月の放射性廃棄物管理プログ ラム及び適切な廃棄物管理のための勧告）, ” May 2012 14 BFE, “Anhörung zum Entsorgungsprogramm und den behördlichen Stellungnahmen eröffnet（放射性廃棄物管理プログラムの意見募集と官庁の見解書を発表）, ” 15th June 2012, http://www.bfe.admin.ch/energie/00588/00589/00644/index.html?lang=de&msg-id=44 921 15 ENSI, “ENSI 33/110 Stellungnahme zum Entsorgungsprogramm 2008 der Entsorgungspflichtigen（放射性廃棄物管理プログラム 2008 に関する処分義務者の見 解）, ” December 2011 16 NAGRA, “Technical Report 09-06, The Nagra Research, Development and Demonstration (RD&D) Plan for the Disposal of Radioactive Waste in Switzerland, ” November 2009 17 処分の実現可能性実証プロジェクトは、チュルヒャー・ヴァインラントのオパリナス粘土層において高 レベル放射性廃棄物の処分が安全に実現できることを実証するプロジェクトで、2002 年に NAGRA は成果 をまとめた報告書を提出した。規制機関等により審査の後、2006 年 7 月に連邦評議会が同プロジェクト報 告書を承認した。 18 19 NAGRA, “Technical Report 93-22, Kristallin-I: Safety Assessment Report, ” July 1994 NAGRA, “Technical Report 02-05, Project Opalinus Clay Safety Report: Demonstration of disposal feasibility for spent fuel, vitrified high-level waste and long-lived intermediate-level waste, ” July 1994 20 NAGRA, “Technischer Bericht 10-01、Beurteilung der geologischen Unterlagen für die provisorischen Sicherheitsanalysen in SGT Etappe 2（特別計画特別計画「地層処 分場」第 2 段階の予備的安全評価のための地質学的基礎情報に関する評価）, ” October 2010 INTERREG IIIA (2008): Grenzüberschreitende Bewirtschaftung des Grundwassers im Raum Hegan- Schaffhausen, Abschlussbericht 21 186 22 ENSI, “ENSI 33/075 Anforderungen an die provisorischen Sicherheitsanalysen und den sicherheitstechnischen Vergleich（予備的安全評価と安全性の比較に係わる要件）, ” April 2010 23 ENSI, “ENSI 33/154 Präzisierungen zur sicherheitstechnischen Methodik für die Auswahl von mindestens zwei Standortgebieten je für HAA und SMA in Etappe 2 SGT（特別計画「地層処分場」第 2 段階において、高レベル放射性廃棄物用及び低中レ ベル放射性廃棄物用の地層処分場についてそれぞれ最低 2 カ所の候補サイトを選定する ための安全性に関する方法論の詳細）, ” January 2013 24 ENSI, “ENSI 33/155 Ablauf der Überprüfung des geologischen Kenntnisstands vor Einreichen der sicherheitstechnischen Unterlagen für Etappe 2 SGT（特別計画「地層 処分場」第 2 段階のための安全性に関する資料の提出に先立つ地質学的な知見の検証の 進め方）, ” January 2013 25 ENSI, “ENSI 33/170 Anforderungen an die bautechnischen Risikoanalysen und an ergänzende Sicherheitsbetrachtungen für die Zugangsbauwerke in Etappe 2 SGT（特 別計画「地層処分場」第 2 段階におけるアクセス構造物に関する建設技術に係るリスク 評価及び補完的な安全性の検討に関する要件）, ” January 2013 187 2.5 ドイツ 2.5.1 近年の原子力政策 ドイツでは、1998 年に成立した社会民主党（SPD）及び緑の党による連立政権以降、原 子力発電から段階的に撤退する脱原子力政策が採られている。社会民主党（SPD）及び緑 の党による連立政権は、2000 年に電力会社との間で協定を締結し、原子力発電所の運転を 原則 32 年間に制限するなど原子力発電からの段階的に撤退することに合意した。その後、 2009 年に誕生した現在の連立政権は、再生可能エネルギーで原子力を含む従来のエネルギ ー源を徐々に置き換えることとし、その移行期間中は、原子力を橋渡しのための技術とし て、エネルギーミックスの中で欠くことのできないものと位置づけていた。このため連邦 政府は、国内及び国際的な厳格な基準に従ったうえで、原子力発電所の運転期限を平均 12 年延長することなどを決定し、同決定を反映した原子力法の改正を 2010 年 10 月に連邦議 会で成立させている。1)2)3) しかし、2011 年 3 月 11 日に発生した東日本大震災に伴う東京電力㈱福島第一原子力発 電所の事故を受け、連邦政府は、1980 年以前に運転開始した以下の原子炉 8 基を運転停止 とし、残りの 9 基の原子力発電所については、2015 年から 2022 年末までに順次運転停止 とすることを決定した（表 2.5.2-1）。4) z ビブリス A・B z ネッカーヴェストハイム 1 z ブルンスビュッテル z イザール 1 z ウンターヴェーザー z フィリップスブルグ 1 z クリュンメル 2.5.2 放射性廃棄物の発生源 ドイツにおける放射性廃棄物の主な発生原には以下が存在している。5) z 原子力発電所及び研究炉の運転 z ウラン濃縮及び燃料集合体製造などの原子力産業 188 z 原子力発電所、原型炉、実証施設、研究炉や他の原子力施設の解体・廃止措置 z 研究施設・医療など z 海外などでの使用済燃料の再処理 以降に上記の放射性廃棄物の各発生源である施設の運転・操業状況、活動状況について 概要をまとめる。 (1) 原子力発電所及び研究炉の運転 前述のように、福島第一原子力発電所事故を受け決定された原子力発電所の閉鎖により、 現在ドイツでは、7 基の加圧水型原子炉（PWR）及び 2 基の沸騰水型原子炉（BWR）の合 計 9 基の商業用原子炉が運転されている（表 2.5.2-1、図 2.5.2-1）。4) 前述のように、これ らの 9 基の商業用原子炉も 2015 年末から 2022 年末の間に運転が停止される予定となって いる（表 2.5.2-1）。 表 2.5.2-1 現在運転中の商業用原子炉（2012 年 10 月現在） 原子炉 炉型 運転開始 運転停止予定 グラーフェンラインフェルト PWR 1982 年 6 月 17 日 2015 年 12 月 31 日 グンドレミンゲン B BWR 1984 年 7 月 19 日 2017 年 12 月 31 日 フィリップスブルク 2 PWR 1985 年 4 月 18 日 2019 年 12 月 31 日 グローンデ PWR 1985 年 2 月 1 日 2021 年 12 月 31 日 グンドレミンゲン C BWR 1985 年 1 月 18 日 2021 年 12 月 31 日 ブロックドルフ PWR 1986 年 12 月 22 日 2021 年 12 月 31 日 イーザル 2 PWR 1988 年 4 月 9 日 2022 年 12 月 31 日 エムスラント PWR 1988 年 6 月 20 日 2022 年 12 月 31 日 ネッカルウェストハイム 2 PWR 1989 年 4 月 15 日 2022 年 12 月 31 日 189 図 2.5.2-1 ドイツにおける原子炉の位置 また、ドイツで 2011 年現在以下の 7 基の研究炉・訓練炉が運転されている。4) z 材料試験炉1基（BER-II、ベルリン） z 高中性子束炉1基（FRM II、 ミュンヘン） z TRIGA型研究炉（マインツ） 190 z その他研究・教育のための原子炉3基 (2) ウラン濃縮及び燃料集合体製造 現在ドイツでは、ウラン濃縮施設及び燃料集合体製造施設が各 1 か所で運転されている。 ウラン濃縮施設については、URENCO 社が有している施設が、オランダとの国境近くの Gronau に存在している。同施設は、1985 年から運転が開始されている。また、ニーダー ザクセン州の Lingen では、Areva 社の子会社よって 1977 年から燃料集合体製造施設が運 転されている。4)6)7) (3) 解体・廃止措置中の原子力施設 ドイツでは、商業用原子炉、原型炉、実証炉などを含め 19 基の原子炉において解体・廃 止措置が実施されている（表 2.5.2-2）。この他に福島第一原子力発電所事故を受け、ブルン スビュッテル、ウンターヴェーザー、ビブリス A・B、フィリップスブルク、ネッカル 1、 イーザル 1、クリュンメルの 8 基の原子炉が運転を停止したが、これらについて廃止措置は 開始されていない。4) 表 2.5.2-2 廃止措置中の原子炉（2010 年末現在） 原子炉 炉型 閉鎖年月 現在の状況 カール実験用原子力発電所（VAK） BWR 1985 年 11 月 サイト開放済 MZFR（カールスルーエ） PWR 1984 年 5 月 廃止措置中 ラインスベルク（KKR） PWR 1990 年 6 月 廃止措置中 グントレミンゲン A （KRB A） BWR 1977 年 1 月 廃止措置中 ユーリッヒ実験用原子炉（AVR） HTGR 1988 年 12 月 廃止措置中 リンゲン（KWL） BWR 1977 年 1 月 安全貯蔵中 オブリッヒハイム（KOW） PWR 2005 年 5 月 廃止措置中 高温蒸気炉（HDR） HDR 1971 年 4 月 サイト開放済 ビュルガッセン(KWW) BWR 1994 年 8 月 廃止措置中 ニーダーアイヒバッハ(KKN) HWGCR 1974 年 7 月 サイト開放済 191 シュターデ（KKS） PWR 2003 年 11 月 廃止措置中 グライフスバルド-1（KGR-1） PWR 1990 年 12 月 廃止措置中 グライフスバルド-2（KGR-2） PWR 1990 年 2 月 廃止措置中 グライフスバルド-3（KGR-3） PWR 1990 年 2 月 廃止措置中 グライフスバルド-4（KGR-4） PWR 1990 年 6 月 廃止措置中 グライフスバルド-5（KGR-5） PWR 1989 年 11 月 廃止措置中 KNK-II（カールスルーエ） FBR 1991 年 8 月 廃止措置中 THTR-300 HTGR 1988 年 9 月 安全貯蔵中 ミュルハイムケールリッヒ（KMK） PWR 1988 年 9 月 廃止措置中 また、この他に 12 基の研究炉が廃止措置中であり、25 基の研究炉が既に廃止措置が終了 している 4)。 核燃料サイクル施設に関しては、6 つの施設において廃止措置が行われている、または廃 止措置が終了している。これらには、WAK 再処理施設や Hanau などの 5 つの燃料製造施 設が含まれている 4)。 (4) 研究施設・医療など 放射性廃棄物を発生する研究施設には、以下などが含まれる 5)。 z 超ウラン元素研究所（ITU） z ヘルムホルツ協会 z ユーリヒ総合研究機構 z ミュンヘン工科大学放射化学研究所 z WAK 廃止措置・廃棄物管理会社 z 原子力工学・分析有限会社（VKTA） この他、病院での放射線治療や放射性医薬品の利用によっても放射性廃棄物が発生して いる。しかし、ドイツにおける医療分野からの放射性廃棄物は、体積で総発生量の 0.5%以 下である 5)。 192 (5) 海外での再処理 ドイツでは、2002 年の原子力法の改正により、海外への再処理のための使用済燃料の輸 送が 2005 年 7 月以降禁止された。これ以前に、約 6,670 トン（重金属換算）の使用済燃料 がフランス及び英国などに送られ再処理された。この結果発生した高レベルガラス固化体 や他の廃棄物については、ドイツへ返還されることとなっている 4)5)。 海外からの返還廃棄物は、以下の形態で返還されることとなっている。 • 高レベル放射性廃棄物ガラス固化体（CSD-V） • 固形物収納体（CSD-C） • 中レベル放射性廃棄物ガラス固化体（CSD-B） 表 2.5.2-3 にドイツへ返還される発熱性放射性廃棄物の各形態の発生量を示す 5)。 表 2.5.2-3 返還される発熱性放射性廃棄物量 発熱性放射性廃棄物 キャスク数 体積 高レベル放射性廃棄物ガラス固化体（CSD-V） 3,719 体 約 670m3 固形物収納体（CSD-C） 4,104 体 約 740 m3 600 体 約 110 m3 中レベル放射性廃棄物ガラス固化体（CSD-B） 2.5.3 放射性廃棄物の分類、発生量 (1) 放射性廃棄物の分類 ドイツでは、全ての放射性廃棄物を地層処分する方針としているため、放射能レベルで はなく、処分場の設計や評価に影響が大きい発熱量で放射性廃棄物を区分することとして おり、表 2.5.3-1 に示すように、発熱性放射性廃棄物と非発熱性放射性廃棄物の 2 種類に区 分されている。なお、ドイツでは放射性廃棄物の区分は法令で規定されたものではない。4)5) 表 2.5.3-1 ドイツにおける放射性廃棄物の分類 廃棄物区分 発熱性放射性廃棄物 定義 廃棄物からの発熱により処分場壁面の温度上昇が平均 3℃を 超える 193 非発熱性放射性廃棄物 廃棄物からの発熱により処分場壁面の温度上昇が平均 3℃を 超えない 発熱性放射性廃棄物は、高濃度の放射性物質を含むため、多くの崩壊熱を発する廃棄物 である。そのため、地層処分場の設計や操業においては、遮蔽付きの輸送キャスク、特別 な定置技術の適用、処分場の熱設計などの特別な要求が求められる。この発熱性放射性廃 棄物には、使用済燃料の再処理から発生する核分裂性物質の濃縮物、炉内構造物などが含 まれる。また、再処理の計画がなく直接処分される使用済燃料も発熱性放射性廃棄物に分 類される。4)5) 一方、原子力施設の運転、解体・廃止措置から発生する放射能レベルの低い廃棄物は、 非発熱性放射性廃棄物に分類される。これには、放射性同位体の利用により発生する廃棄 物も含まれる。また、非発熱性放射性廃棄物には、ポンプや配管、使用済イオン交換樹脂、 汚染された器具、防護服、密封線源やスラッジなどの使用済のプラントの機器などが含ま れる。表2.5.3-1のように、非発熱性放射性廃棄物は、廃棄物からの発熱により処分場壁面 の温度上昇が平均3℃を超えないと定義されており、この値は、概ね、地下の自然環境下で 100mの深度の違いで起こる温度差と同等である。4)5) (2) 放射性廃棄物の発生量 a. 既に発生した放射性廃棄物量 ドイツで発生した放射性廃棄物は、処分場へ引き渡される前には発生者により各サイト や集中中間貯蔵施設において貯蔵されている。2011 年末現在で貯蔵されている放射性廃棄 物量を 廃棄物の形態 非発熱性放射性廃棄物 未処理廃棄物 発熱性放射性廃棄物 19,128 3 10,372 1,251 101,415 727 （再生可能残滓を含んだままの廃棄物） 中間製造物（減容・固化などによる処理 済の廃棄物） 調整済廃棄物 に示す。ただし、このデータに使用済燃料は含まれていない。5) 非発熱性放射性廃棄物に関しては、廃棄物発生者によって 19,128 m3 の未処理廃棄物が 貯蔵されている。また、10,372 m3 の中間製造物が、一部は集中中間貯蔵施設において、そ れ以外については廃棄物発生者によって貯蔵されている。さらに、101,415 m3 の調整済み 194 の非発熱性放射性物質が、廃棄物発生者及び集中中間貯蔵施設において貯蔵されている。5) 調整済みの発熱性放射性物質のほとんどは、使用済燃料の再処理から発生している。発 熱性放射性廃棄物の中間製造物は、すべて廃止措置された原子力発電所から発生している （表 2.5.3-2）。5) 表 2.5.3-2 2011 年末時点での放射性廃棄物の中間貯蔵状況（単位：m3） 廃棄物の形態 非発熱性放射性廃棄物 未処理廃棄物 発熱性放射性廃棄物 19,128 3 10,372 1,251 101,415 727 （再生可能残滓を含んだままの廃棄物） 中間製造物（減容・固化などによる処理 済の廃棄物） 調整済廃棄物 b. これまでに処分された廃棄物量 ドイツでは過去に低中レベル放射性廃棄物が、モルスレーベン処分場に処分されていた。 この他、アッセ II 研究鉱山では、低中レベル放射性廃棄物の試験的な処分が行われていた。 以下にこれらの 2 つの処分サイトにおいて既に処分された廃棄物量について報告する。 (a) モルスレーベン処分場 4) モルスレーベン処分場では、旧岩塩鉱山を利用した処分場で 1971 年から 1991 年、 及び 1994 年から 1998 年の期間にアルファ核種が比較的低濃度な低中レベル放射性 廃棄物が処分されていた。同処分場では、地下約 500m に廃棄物が処分されている。 これらの廃棄物は、以下の活動・機関等から発生したものであった。 z 原子力発電所の運転 z 原子力施設の廃止措置 z 発電以外の原子力産業 z 研究機関 z 州の廃棄物貯蔵施設、または小規模の廃棄物発生者から直接 z 他の放射性物質の使用者 モルスレーベン処分場において、上記期間中に処分された廃棄物は、36,753m3 の 固体廃棄物及び 6,617 体の密封放射線源である。これらの処分された廃棄物に加え、 195 4 リットルの特別容器（鉄製シリンダ）7 体に収納された密封コバルト線源、一部の セシウム線源、及び少量の固体中レベル放射性廃棄物、さらに Ra-226 を含む 280 リットルドラム缶 1 体が貯蔵されている。 なお、モルスレーベン処分場は廃止措置のための準備が進められている。 表 2.5.3-3 モルスレーベン処分場に処分された廃棄物量とその発生源 廃棄物量（m3） 廃棄物発生源 23,816 原子力発電所 廃止措置された発電所 6,528 研究機関 2,592 159 発電以外の原子力産業 3,090 州の廃棄物集積所 その他 523 再処理 45 36,753 合計 図 2.5.3-1 モルスレーベン処分場で処分されている放射性廃棄物 196 (b) アッセ II 研究鉱山 4) アッセ II 研究鉱山は、旧岩塩鉱山を利用した放射性廃棄物処分の調査・研究施設 であり、1967 年に低レベル放射性廃棄物、1972 年に中レベル放射性廃棄物の試験的 な定置が開始された。試験的な定置の許可が 1978 年に失効したため、以降は廃棄物 の新たな定置を行わず、放射性廃棄物処分の研究開発が継続された。アッセ II 研究 鉱山では、これらの期間に合計で 47,000 m3 の廃棄物が定置された。廃棄物パッケ ージ数は、低レベル放射性廃棄物が 124,494 体（2.25×1015Bq、2010 年末現在）、 中レベル放射性廃棄物が 1,293 体（5.5×1014 Bq、2010 末現在）である。 なお、アッセ II 研究鉱山では、1988 年以降、周囲の岩盤から地下水の流入が継続 し、また坑道の安定性も悪化している。このため、同鉱山の閉鎖の実施主体である BfS は、放射性廃棄物の回収、同鉱山のより深い地層への処分、特殊なコンクリート による埋め戻しという 3 つのオプションを検討した結果、2010 年 1 月に、放射性廃 棄物の回収を行うことを決定した。しかし、放射性廃棄物の回収のためには、現在 の廃棄物の状況についてより詳しい知識が必要であるため、坑道内の試験的な掘 削など現状確認調査を進めている。回収された廃棄物はコンラッド処分場におい て処分されることとなっている。 図 2.5.3-2 アッセ II 研究鉱山における廃棄物の回収に向けたテスト作業の様子 c. 処分対象廃棄物量 5) 現行の原子力政策どおり原子力発電所を 2022 年までに閉鎖するとの仮定に基づき、今後 197 の放射性廃棄物の発生量が見積られている。 ○非発熱性放射性廃棄物 非発熱性放射性廃棄物に関しては、2080 年時点で原子力発電所から約 161,000m3、原子 力産業から約 31,000 m3、公的機関から約 108,000 m3 の合計約 300,000 m3 が発生するもの と見込まれている（2010 年末までの発生量を含む）。5) 図 2.5.3-3 非発熱性放射性廃棄物の発生者別の割合（2080 年までの予想発生量） ○発熱性放射性廃棄物 2010 年末までに 13,471 トン（重金属換算）の使用済燃料が発生しており、このうち約 6,670 トンが再処理のためフランス、または英国に送られている。残り、約 6,800 トンの使 用済燃料について直接処分されることが予定されている。また、今後、約 4,300 トンの使 用済燃料が発生すると見込まれている。この結果、原子力発電所の廃止措置開始までに、 約 11,100 トンの直接処分が想定される使用済燃料（キャスクに封入後の体積で約 21,800 m3 に相当）が発生すると見込まれている。また、約 6,670 トンの使用済燃料の再処理から発 生する高レベルガラス固化体や中レベル廃棄物が返還される。これらを合計すると、処分 対象となる発熱性放射性廃棄物の量は、約 29,030m3 になると見込まれている。 2.5.4 放射性廃棄物の処分方針 2.5.3 で示したように、ドイツでは全ての放射性廃棄物を地層処分する方針となっている。 ドイツでは、原子力法第 9a 条及び 9b 条により、連邦が放射性廃棄物の処分施設を設置す 198 ること、また、連邦が処分施設設置のため必要な許認可（計画確定手続き）を実施するこ とを規定しており、連邦政府が放射性廃棄物の処分する責任を有している 8)。また、原子力 法第 23 条に基づき、連邦放射線防護庁（BfS）が放射性廃棄物の処分施設の建設及び操業 の責任を有すことが規定されている 8)。なお、BfS は、実際の処分場の建設・操業などの放 射性廃棄物処分の実務作業については、ドイツ廃棄物処分施設建設・運転会社（DBE 社） と契約を結んでおり、DBE 社が実施している 4)。また、放射性廃棄物の処分費用は、発生 者が負担することが原子力法に定められている 8)。このため廃棄物発生者は、連邦政府が行 う処分場の建設等の費用を負担するほか、廃棄物の貯蔵、コンディショニング、輸送など の費用を負担することになっている 4) 8)。研究所、産業、医療からの放射性廃棄物は、連邦 州が用意した州の収集施設に引き渡すことができることになっており、引き渡し時点に費 用を支払うこととなっている 4)。 以下にドイツにおける非発熱性放射性廃棄物及び発熱性放射性廃棄物のそれぞれに関す る処分方針を示す。 (1) 非発熱性放射性廃棄物の処分方針 非発熱性放射性廃棄物については、旧鉄鉱石の鉱山であるニーダーザクセン州のコンラ ッド処分場（図 2.5.4-1）において処分される計画となっている 4)。 コンラッド鉄鉱山は、1965 年に地下 800～1,300m において採掘が開始されたが、1976 年に経済的理由で閉鎖された。コンラッド処分場では、鉄鉱石の掘削が行われていた地下 800～1,300m の地層中に設置された処分空洞内に廃棄物パッケージを定置し、空洞の埋め 戻しを行う計画となっている。処分容量は、約 30 万 m3 が計画されている（表 2.5.4-1）。 また、コンラッド処分場は、2019 年ごろから操業を開始することが見込まれている 5)。 現在、コンラッドサイトでは、鉱山を処分場へ転換するための工事が行われている 4)5)9)10)。 なお、一部の非発熱性放射性廃棄物については、前述のように、モルスレーベン処分場 及びアッセ研究鉱山において処分が実施された。アッセ II 研究鉱山の閉鎖に伴い、同研究 鉱山で既に処分された廃棄物は回収され、コンラッド処分場に処分されることとなってい る 4)5)。 199 図 2.5.4-1 コンラッド処分場の概念図 図 2.5.4-2 コンラッド処分場の地下構造 表 2.5.4-1 コンラッド処分場の概要 4)5)9)10) 200 場所 ニーダーザクセン州 実施主体 連邦放射線防護庁（BfS） 処分施設の建設・操業はドイツ廃棄物処分場建設・運転会社（DBE） 対象廃棄物 非発熱性放射性廃棄物（原子力施設、医療・産業・研究機関より発生） 容量 303,000 m3 処分施設 地下 800～1,300m 地点に設けられた空洞内に定置し処分 処分方法 地層処分： 空洞内へ廃棄物を収納したコンテナを定置したのち、空洞内を埋め戻して処分 操業開始 2019 年ごろ操業開始予定 (2) 発熱性放射性廃棄物の処分方針 発熱性放射性廃棄物に関しては、岩塩層での処分が検討され、ニーダーザクセン州のゴ アレーベンが候補サイトとされ、1979 年から同サイトでの探査活動が開始された。しかし、 同サイトでの探査活動は、1998 年の総選挙により誕生した連立政権の方針により、2000 年 10 月から 10 年間中断された 11)12)。探査活動は、2010 年から再開され、同サイトでの発 熱性放射性廃棄物の処分に関する予備的安全評価を 2012 年中に実施し、2013 年に同評価 に関して国際ピア・レビューを実施することとなっている 4)。BMU は、予備的安全評価等 により、ゴアレーベ・サイトの最終処分場としての適性が確認された場合、原子力法に基 づく 計画確定手続を実施することを発表していた 13)。 なお、2011 年に連邦政府と州は、新たなサイト選定手続きの工程を検討することで合意 した。この合意を受け、ゴアレーベン・サイトに代わる新たなサイトを選定するためのサ イト選定手続き及びゴアレーベン・サイトの位置づけが検討されている 14)。その後、2012 年 11 月に BMU 大臣は、ゴアレーベンで行われている探査活動を一時中止することを発表 した 13)。 ゴアレーベン・サイトで想定されている処分場の定置エリアは、深度 800 m 以深とし、 周囲の岩塩層の厚さが十分に確保される場所で、岩塩ドームの側面から大きな距離が確保 される場所に設置すると想定されている。廃棄物の定置方法は、図 2.5.4-5 に示すように、 横置き方式及び縦置き方式の 2 通りが検討されている。15)16)17) 201 図 2.5.4-3 ゴアレーベン・サイトの外観 図 2.5.4-4 ゴアレーベンにおける処分場概念 202 図 2.5.4-5 ゴアレーベンにおける処分概念図 （左：処分孔縦置き方式（ガラス固化体）、右：処分坑道横置き方式（使用済燃料）） 2.5.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） (1) 概要 図 2.5.5-1 にドイツの原子力分野に係る法体系、それぞれの法令等の拘束力の度合いにつ いて示す。ドイツの放射性廃棄物処分を含む原子力の規制関連の法体系は、基本法（憲法） を頂点として、原子力法（AtG）、連邦鉱山法（BBergG）などの法律、放射線防護令（StrlSchV） などの政令、諮問機関である廃棄物管理委員会（ESK）や原子炉安全委員会（RSK）など の勧告、さらには放射性廃棄物処分事業を含む原子力政策を管轄する BMU の文書（安全要 件など）という体系になっている。4) 203 基本法 （憲法） 連邦立法府 原子力法 一般的な拘束力を 有す 政令 連邦政府、 連邦参議院 一般行政規則 連邦政府、 州当局 BMU による告示等 -安全基準、事故ガイドライン -ガイドライン及び勧告類 諮問機関 KTA RSK ガイドライン、RSK/SSK/ESK 勧告 （州）当局に対する 拘束力を有す 許認可における条 件、または個々の 事例に対する監督 措置を通じての拘 束力を有す KTA 安全基準 産業界 機器・システム等の技術仕様 組織及び操業マニュアル類 図 2.5.5-1 ドイツの原子力分野に関する法体系 表 2.5.5-1 に放射性廃棄物処分に関連する主要法令及び関連する規定の概要を示す。この うち①～④は法律、⑤は政令、⑥は安全要件（BMU 文書）に相当する。4) 表 2.5.5-1 ドイツの放射性廃棄物処分に係る主要法令の概要 4)18)19)20)21) 法令名 ①ドイツ連邦共和国基本法（1949年5月23日／最 新改正：2010年7月21日） Grundgesetz für die Bundesrepublik Deutschland (GG) ②原子力法（1959年12月23日／最新改正：2012 年2月24日） Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (Atomgesetz - AtG) ③行政手続法（1976年5月25日／最新改正：2009 年8月14日） Verwaltungsverfahrensgesetz (VwVfG) ④連邦鉱山法（1980年8月13日／最新改正：2009 年7月31日） Bundesberggesetz (BBergG) ⑤放射線防護令（2001年7月20日／最新改正： 2012年2月24日） 放射性廃棄物処分に関連した主要な規定内容 ・連邦政府がその行政業務の一部を州当局に委任し、 連邦政府の指示の下で州政府が当該業務を執行す ることが可能と規定されており、放射性廃棄物処分 を含む原子力分野の連邦事務についても、州当局が 執行することを規定。 ・連邦が放射性廃棄物の処分施設を建設することを 規定。 ・放射性廃棄物処分場の建設、操業及び閉鎖につい ては、行政手続法に基づく計画確定手続と呼ばれる 許認可が必要であることを規定。 ・処分場の建設・操業用の費用は廃棄物発生者から 徴収することを規定。 ・処分場の建設等のために必要とされる計画確定手 続について詳細を規定。 ・計画確定手続きにおける州当局の事務として、公 聴会開催、計画確定決議の実施を規定。 ・坑道の掘削を含む地下探査（サイト特性調査）に 際しては、操業計画（主操業計画、枠組み操業計画） について承認を受ける必要があることを規定。 ・原子力施設の設置、運転、廃止における線量基準 （0.3mSv/年）を規定。 204 Verordnung uber den Schutz vor Schaden durch ionisierende Strahlen (Strahlenschutzverordnung - StrlSchV) ⑥発熱性放射性廃棄物の最終処分に関する安全 要 件 （ 連 邦環境 ・ 自然 保護・ 原 子炉 安 全 省 （BMU））（2009年7月15日／最新改正：2010 年9月30日） Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle. ・連邦環境・自然保護・原子炉安全省（BMU）が、 発熱性放射性廃棄物の処分に特化した安全要件と して策定。調査段階から処分場の閉鎖後段階までを 対象とした安全原則、防護目標、安全評価及びセー フティケースに関して規定。 ・100万年を評価目安期間とする線量基準を設定。 ○発生確率の高い事象：10μSv/年以下 ○発生確率の低い事象：0.1mSv/年以下 なお、放射性廃棄物処分施設に関する規制は、サイト特性調査段階では連邦鉱山法 （BBergG）により規制され、処分施設の建設・操業段階以降に原子力法による規制が実施 される。次にそれぞれの段階での法規制について概要を示す。4) (2) 処分場立地段階に係る法制度 ドイツにおける放射性廃棄物処分場のサイト選定における地下探査においては、連邦鉱 山法（BBergG）に基づく許認可が必要とされる。同法の第 126 条第 1 及び 3 項では、放射 性廃棄物の地層処分施設の建設のための適性確認目的での地下探査に対し、同法の該当条 項が適用されることが規定されている。これらの適用される規定によると、地下探査の実 施のためには、次の 4 種類の操業計画の作成及び承認が必要とされる 19)。 z 主操業計画：事業の創設及び実施のため、原則として 2 年を超えない期間の行為に ついて作成。 z 枠組み操業計画：プロジェクトの状況に応じたより長期の特定の期間についての操 業計画として作成。 z 特別操業計画：事業の特定部分又は特定のプロジェクトについて作成。 z 終了操業計画：事業、プロジェクトの終了時に作成。 また、同法では、プロジェクトに環境影響評価が必要な場合には、枠組み操業計画を要 求し、枠組み操業計画の認可のためには、計画確定手続きが必要であることが規定されて いる。放射性廃棄物処分場の建設及び操業のための地下探査には、鉱山事業の環境適合性 評価に関する政令の第 1 条第 7 項により環境影響評価が必要とされているため、計画確定 手続きが必要となる。19)22) 205 (3) 処分場建設段階以降に係る法制度 原子力法（AtG）第 9b 条第 3 項では、連邦が設置する処分施設の建設、操業、並びに 当該施設又はその操業の著しい変更は、計画確定手続（許認可手続）を必要とすると規定 されている。この放射性廃棄物処分場のための計画確定手続きの主な特徴は、関連する全 ての法律分野について単一の手続きに集中されるという点である。すなわち、建設関連、 自然保護関連などの必要なすべての許可がこの計画確定による許認可に統合されることと なっている。ただし、原子力法第 9b 条第 5 項 3 号に、この計画確定手続には連邦鉱山法 （BBergG）の規定で要求される許可は含まれないと規定されている。この計画確定手続き は、行政手続法で規定された手続きである。4)8)18) また、原子力法（AtG）第 9b 条第 2 項では、計画確定手続きにおいては、処分施設に 関して環境適合性審査を義務付けている 8)。 (4) 放射性廃棄物処分に係る安全基準 ドイツにおける放射性廃棄物処分の安全基準としては、1983 年に制定された「鉱山にお ける放射性廃棄物処分のための安全基準」が存在する。この基準は、全てのカテゴリーの 放射性廃棄物に適用され、処分場の閉鎖後、処分場から生物圏への放射性核種の移行によ る住民個人の年間被ばく線量基準として、放射線防護令に基づく 0.3mSv/年という値を規定 している 23)。 なお、この「鉱山における放射性廃棄物処分のための安全基準」は、コンラ ッド処分場の許認可審査に際に適用された 10)。 「鉱山における放射性廃棄物処分のための安全基準」の発行後、放射線防護及び放射性 廃棄物処分に関する国際的な勧告や基準が改訂を反映するため、連邦環境・自然保護・原 子炉安全省（BMU）は、2009 年に発熱性放射性廃棄物の処分にのみ適用される安全基準で ある「発熱性放射性廃棄物の最終処分に関する安全要件」 （2010 年 9 月に一部改訂）を策 定した。この安全要件では、発熱性放射性廃棄物の処分に際する一般的な防護目標として 以下を規定している。21) z 発熱性放射性廃棄物による電離放射線及びその他の有害な影響に対する人間及び環 境の永続的な防護 z 将来世代に対する不合理な負担及び義務の回避 206 また、人間及び環境の永続的な防護は、以下に示す安全原則を考慮して達成されなけれ ばならないとしている。21) z 放射性廃棄物中の放射性物質及びその他の有害物質を、隔離機能を持つ岩盤領域に 集中し、閉じ込め、それによって生物圏から可能な限り長期間隔離しなければなら ない。 z 最終処分は、最終処分場からの放射性物質の放出が自然放射線による被ばくに由来 するリスクを長期にわたりごく僅かしか高めないことを確実にしなければならない。 z 最終処分によって種の多様性が脅かされてはならない。その際に、人間が個人とし て電離放射線から防護されているのであれば、陸生生態系、並びに動植物の他の種 も防護されているとみなされる。 z 天然資源の他の目的での利用は、不必要に制限されてはならない。 z 最終処分の人間及び環境への影響は、ドイツの国外においても、ドイツ国内で認め られたものを超えてはならない。 さらに、将来の世代に対する不合理な負担及び義務を避けるために、次に示す安全原則 が適用されなければならないとしている。21) z 最終処分場は、隔離機能を持つ岩盤領域内での放射性廃棄物の確実な長期間の閉じ 込めのために、閉鎖後段階においてどのような介入も保守作業も必要がないように、 建設され、操業されなければならない。 z 最終処分場の建設は、可能な限り円滑に実現されなければならない。 z 最終処分場の建設及び操業並びに廃止措置に必要な資金は、即座に利用できなけれ ばならない。 処分場の閉鎖後満たすべき線量基準として、表 2.5.5-2 に示すように、発生確率の高い事 象の場合には年間 10μSv 以下などが規定されている。21) 207 表 2.5.5-2 「発熱性放射性廃棄物の最終処分に関する安全要件」 （2010 年 9 月に一部改訂） に規定されている線量基準 100 万年の期間を対象に安全評価を実施 閉鎖後段階で想定される発生確率の高い事象（評価 定置された放射性廃棄物から放出される放射性核 目安期間における発生確率が 10%以上） 種によって、住民の個人に付随的に発生する実効線 量が年間 10μSv 以下 閉鎖後段階で想定される発生確率の低い事象（評価 定置された放射性廃棄物から放出される放射性核 目安期間における発生確率が 1%を上回る） 種によって、影響を受ける人間に付随的に発生する 実効線量が、年間 0.1mSv 以下 (5) サイト選定基準 1983 年の「鉱山における放射性廃棄物処分のための安全基準」では、 「4. 立地に対する 要求」が規定されており、処分場の選定に関して順守するべき基準を示している。以下に 立地に対する要求の概要を示す。23) 1. 地勢学的位置 地勢学的位置は、最終処分施設の建設には二次的な意味しかない。 2. 人口密度 最終処分施設の周辺の人口密度は、坑外施設に関してのみ重要である。 3. 鉱物資源 立地の選定に際しては、経済的に重要な鉱床及び地下水脈の保全を考慮しなければな らない。 4. 処分地層、被覆岩／母岩 処分地層は、放射性廃棄物の最終処分に対する特別の要求を考慮して坑内空洞の建設 と利用を可能にする岩石からなるものとする。 鉱物や岩石の物理的・化学的性質及び予定している処分容器の影響によって生じ得る 鉱物反応を考慮しなければならない。 最終処分施設から放射性核種が放出される場合において、被覆岩と母岩は、許容量を 超える濃度が生物圏に達することを妨げることに寄与しなければならない。それゆえ、 被覆岩と母岩が障壁機能を果たすために、放射性核種に対する高い収着能を有するこ とが好ましい。 荷重に対して粘塑性反応を示し、または破断面が許容量を超える液体の通路となるこ 208 とのない地層を優先しなければならない。 5. 地殻構造 最終処分施設の立地は、地殻変動が少なく、また地殻変動が活発な地域から十分離れ ており、最終処分施設の健全性が危うくなることがあってはならない。 6. 水文地質学的状況 操業中の最終処分施設と生物圏との間の透水性は、放射性核種の潜在的な放出経路を なす。このような透水性は、地質学的・人工バリア・システムの防護機能が十分維持 されるほど、わずかでなければならない。その際、放射性物質の処分による影響（例： 蓄熱）を考慮しなければならない。 最終処分施設の操業停止後、地層中にある水や塩溶液は、生物圏に全く到達しない、 または許容量を超えて到達してはならない。 なお、1970 年代後半にゴアレーベンが発熱性放射性廃棄物の処分場候補サイトとして選 定された際には、別の基準が適用された。この際に用いられた基準及びサイト選定の状況 については、2.5.7 において報告する。 2.5.6 処分計画、研究開発計画 前述のように、ドイツでは発熱性放射性廃棄物の処分場のため、ゴアレーベンを候補サ イトとして探査活動を行ってきた。2000 年から 10 年間の中断をはさみ、2010 年から同サ イトでの探査活動は再開され、予備的安全評価の実施、安全評価結果の国際ピア・レビュ ーを行う計画となっている。 しかし、2011 年 12 月に連邦政府は全ての州の代表と、ゴアレーベンに代わるサイトの 選定手続きを定めた法律を定め、新たなサイト選定を開始することを決定した 13)。その後、 2012 年 11 月にゴアレーベンでの探査を一時中止することを BMU 大臣が言及している 13)。 ここでは、2011 年 12 月 15 日に、ゴアレーベンに代わるサイト選定を実施することが公表 された際に新たなサイト選定計画を含む文書「ドイツにおける発熱性放射性廃棄物の安全 処分」も公表された。ここでは、この「ドイツにおける発熱性放射性廃棄物の安全処分」 に基づき、ゴアレーベンに代わるサイト選定に係る計画についてまとめる。 「ドイツにおける発熱性放射性廃棄物の安全処分」では、発熱性放射性廃棄物処分に関 する基本的な考えとして、以下を示したうえで、サイト選定に関するスケジュール（マイ 209 ルストーン）が示されている。14) z 発熱性放射性廃棄物処分の問題についてコンセンサスを得て解決する時期がきてい る z 発熱性放射性廃棄物の安全な処分のための解決方法は、連邦と州、国家と社会、政 党と市民間の全国的なコンセンサスを得たうえで見出す必要がある z 現世代において解決せねばならない問題である z ドイツの原子力施設で発生した放射性廃棄物がドイツ国内で処分することは、国家 の責任である z サイト選定は、科学に基づいた手続きに従い、最善の安全基準に則ったものである 必要がある z 広範な同意を得たうえで決定を行うためには、手続きの全段階において透明性を確 保し、市民参加を得ることが必須の条件である z 全国及び地方レベル双方での適切な参加形式を通じて、全ての参加者が意思決定プ ロセスに組み込まれなければならない z 発熱性放射性廃棄物の安全な処分のための解決方法については、基本的に連邦議会 と連邦参議院によって議決が行われる さらに、サイト選定の計画・スケジュールとしては、以下に示すように 6 段階からなる 手続きが示されており、この選定手続きについては、今後法律において定めることとされ ている。14) ①第 1 段階：連邦法による決定プロセスの確定（2012 年半ばまで） 連邦議会と連邦参議院によって、発熱性放射性廃棄物の安全な処分に関するサイト選定と 確定に向けた手続の各段階を定めた法律が策定される。 ②第 2 段階：決定根拠の策定（2012 年末から 2013 年半ばまで） 以下の科学的な基準が策定される。 z 一般的な安全要件 z 地層処分場か地上貯蔵施設か z 回収可能性を考慮するか 210 z 地球科学的及び地域開発計画に関する基準と排除基準、並びに地質学・水文地質学 に関する母岩（岩塩、粘土、結晶質岩）ごとの安全要件 ③第 3 段階：第 2 段階で策定された基準について連邦法による決定（2012 年末から 2013 年半ばまで） 第 2 段階で科学的に策定された提案について、連邦議会と連邦参議院が議決する。 ④第 4 段階：サイト選定と地上からの探査 策定された基準に基づき、選定が実施され、地上探査地域が決定される（2014 年半ばま で）。その後、選定されたサイトでの地上探査が実施され、その結果に基づき地下探査の ためのサイトが提案される。（2019 年末まで） ⑤第 5 段階：地下探査とサイトの決定 確定されたサイトで地下探査が実施され、その後、代替案の評価とサイトの提案が行われ る。 ⑥第 6 段階：許認可手続、建設、操業開始 許認可に必要な許認可手続の後、建設と操業が開始される。 なお、この計画ではゴアレーベンについては、今後選定されるサイトとの比較を行うた めのサイトと位置付けており、ゴアレーベンを地下探査サイトに加えるのか否かに関して は、今後議論が必要とされている。14) 2.5.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 ここでは、ドイツにおける放射性廃棄物処分場のサイト選定の状況と評価実績として、発 熱性放射性廃棄物の処分場候補サイトであるゴアレーベンが 1970 年代に選定された際に適 用された基準・評価実績を含むサイト選定プロセスを以下に示す。11) ドイツでは、1960 年代に公表された全米科学アカデミー（NAS）の勧告などに基づき、 岩塩層での放射性廃棄物処分を行うこととし、処分場サイト選定は、ドイツ北部の 140 か 所の岩塩ドームを対象として、次の 4 つの選定段階からなる手続きにより行われた。 211 ○第 1 段階 第 1 段階では、以下の基準が適用され 140 の岩塩ドームから 23 に絞り込まれた。 z 岩塩ドームが存在し、岩塩ドームの内部に 3×4 km の面積の空間が利用できるか ○第 2 段階 第 1 段階で残った 23 か所の候補サイトに対して以下の 5 つの基準を適用し、13 か所の サイトに絞り込まれた。 z 3×4 km の面積の存在する場所 z 岩塩ドームの深度（深度が 800 m 以下でないこと） z 岩塩ドームの大きさ（大きいほど望ましい） z 地表での人間の居住の有無 z 競合する土地利用用途の有無 ○第 3 段階 第 3 段階では、第 2 段階で残った 13 か所のサイトに対して以下の基準が適用され、 ヴァーン、リヒテンホルスト、ゴアレーベン及びマリアグリュックの 4 か所が選定され た。適用された基準は、以下に示す「安全と環境」、「処分場の地質」 、「経済的側面」の 3 つの基準グループに大別される。 ＜安全と環境＞ z 放射線の安全と放射線防護 z 岩塩ドーム上と近傍における人口密度と分布 z 基礎土壌の質 z 地震と洪水のリスク z 航空機の飛行量 z 爆発物の貯蔵と輸送の状況 z 気象条件 z サイトの放射線負荷 ＜処分場の地質（一般地層条件）＞ z 岩塩ドーム上にある表層の施設の位置（岩塩ドーム頂部と地表との間の垂直距離 が大きいほど良い）、岩塩ドームの深さ（可能な限り 500 m 以上深くないこと）。 z 公共水道の防護。取水に使用されている（あるいは計画されている）地域は除外。 重要な地下水源がある地域についても同じ。 212 z 景観保持とレクリエーション。自然保護のために留保されている地域、自然公園、 自然のモニュメント、レクリエーション地域、重要な観光地と観光の中心地は除 外 ＜経済的側面＞ z 地域・超地域交通システム及び輸送システム網との接続・連絡が優れているサイ トが優先 z 表層地域の利用 z 地下の所有権及び処分場サイト直近における土地所有権 z 給水：地下水と表面水の供給及び塩溶解物を放出する可能性 ○第 4 段階 第 4 段階では、第 3 段階で選定された 4 つの候補サイトに関して、議論が行われ、ゴ アレーベンを除く 3 か所については、排除すべき事由が存在することからゴアレーベン が選定された。以下に 3 か所の排除理由を示す。 z ヴァーン・サイト：軍の射撃場に近い場所にあり、部分的には重なっている z リヒテンホルスト・サイト：州都のハノーバーの地下水の供給に影響のある地域 に位置する z マリアグリュック・サイト：岩塩ドームが比較的小規模であり、プロジェクトに は不適切である 上記のような選定プロセスを経て、ゴアレーベン・サイトが候補サイトと決定された。 連邦政府は、同サイトにおいて調査を実施し、処分場としての適性が確認された場合には、 処分場建設を行うことを 1979 年に決定した。 2.5.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 ここでは、ドイツにおける近年の放射性廃棄物処分場の性能評価・安全評価の事例とし て、発熱性放射性廃棄物処分場のサイトとしての適性を確認するために、2010 年から施設・ 原子炉安全協会（GRS）が中心となって行っているゴアレーベンにおける予備的安全評価 について、その枠組み、プロジェクト構成、概要などを示す。 前述のように、ゴアレーベン・サイトにおける探査活動は 2010 年に開始されるとともに、 BMU は、同サイトにおける予備的安全評価（VSG）の実施を施設・原子炉安全協会（GRS） 213 に対して委託した。この予備的安全評価は、2012 年中に終了し、2013 年には国際ピア・レ ビューにかけられることとなっている。なお、2012 年 11 月に BMU は、ゴアレーベンに おける探査活動を一時中止することを発表した。しかし、この発表に際し、ゴアレーベン における予備的安全評価、その後の国際ピア・レビューの取り扱いなどについては示され ていない。13) ここでは、ドイツにおける発熱性放射性廃棄物処分場の性能評価・安全評価の概要とし て、この GRS によるゴアレーベンの予備的安全評価（VSG）を取り上げる。VSG は、現 在までのところ終了していないが、その枠組み、方法論、VSG を構成する各要素などに関 して報告書が公表されている。このため、VSG の枠組み・概要をまとめるとともに、VSG における各作業パッケージの概要を報告する。 (1) 予備的安全評価（VSG）の概要 15)16) ゴアレーベンにおける予備的安全評価（VSG）は、ゴアレーベン・サイトが BMU の策 定した発熱性放射性廃棄物最終処分場の新たな安全要件（2.5.5 (4) 参照）を満たすか否か、 また、どのような条件下で、安全要件を順守可能か、これまでの知見に基づき追跡可能な 形で評価を行うことを目的としている。また、VSG プロジェクトの中心的な課題には、同 サイトの岩塩ドームに関するあらゆる知見とこれまでの調査結果をまとめること、将来必 要となる調査・研究活動を示すこと、最終処分場概念を開発することが含まれる。 また、VSG には、様々な学問分野における専門的知識が必要となるため、GRS のほかに、 ゴアレーベン・サイトに専門的知識を有する以下などの機関が参加している。 z 連邦地球科学・天然資源研究所（BGR） z DBE テクノロジー社（ドイツ廃棄物処分施設建設・運転会社（DBE）の子会社） z カールスルーエ研究所放射性廃棄物研究所（INE） z ライプツィヒ岩盤力学研究所（IfG） z 安全技術研究所（ISTec） z カールスルーエ研究所／放射性廃棄物研究所（KIT/INE） z 国際原子力安全工学有限会社（NSE） z フランクフルト大学大気環境研究所（IAU） 214 (2) 予備的安全評価（VSG）プロジェクトの構成 15)16) ゴアレーベンの予備的安全評価（VSG）は、AP1 から AP14 までの作業パッケージで構 成される。各作業パッケージは、次の 4 つの大きな項目に分類可能である。 z 基礎的な要素（AP2～AP4） z 最終処分場概念（AP5～AP6） z システム解析（AP7～AP12） z 統合（AP13～AP14） 各作業パッケージ（AP1 を除く）の概要、分類及び関係を図 2.5.8-1 に示す。また、以下 に各作業パッケージの概要を示す。 215 図 2.5.8-1 ゴアレーベン・サイトの予備的安全評価の各作業パッケージの関係 ○AP1：プロジェクトの調整 AP1 において行われるのは、プロジェクトの科学的及び技術的管理、運営・組織上 の管理である。運営・組織上の管理については、GRS によって行われる。科学的・技 術的管理に関しては、VSG プロジェクトの主要な参加機関の代表が対等な立場で参加 216 する「運営委員会」が設置され、この委員会が担当する。運営委員会は、本質的かつ 包括的な科学技術的な問題、安全評価の実証戦略に関する問題に助言を与え、その後 の措置について決定する役割を有している。 ○AP2：サイトの地球科学的な記述及び長期的予測 AP2 では、地層の構造面での構成、その特性、さらに安全評価での検討対象期間（100 万年）にわたる予測に関して、サイト探査を通じ得られた知見がまとめられる。特に、 隔離機能を持つ岩盤領域、その広がりと特性に加え、天然バリアの健全性に関連する 地質学的なプロセスに重点が置かれる。これにより、天然バリアの健全性にとって特 に重要な意味をもつ可能性のある地質学的な特徴及びプロセスについて詳細に検討し、 追跡可能な形での評価を実施することとなっている。 この他に、採用した測定手順の適切さ、実験施設の調査結果をサイトの条件に適用で きるかどうかという問題などを評価、サイトに関するデータの質と予測の信頼性の評 価や、100 万年の評価期間にわたるゴアレーベン・サイトの地質学的な変動（岩塩ドー ム、被覆岩、隣接する岩盤の変動など）の地球科学的な予測作業も行われる。 AP2 の具体的な作業ステップを以下に示す。 A）サイトの特性調査と地球科学的なサイトの予測（BGR が担当） z ゴアレーベン・サイトの岩塩構造に関するデータ及び安全性に関連する可能性 のある特性の取りまとめ z 被覆岩及び隣接する岩盤の様々な特性の評価 z 地質学的なサイトの記述 z 地質学的なサイト・モデル z 地球科学的な長期予測（最終処分場を含まない） z 安全性のかかわる可能性のある地質学的な課題に関する詳細な説明 z サイト・データの質の高さと予測の信頼性に関する評価 B）サイトの特性調査と地球科学的なサイトの予測（NSE が担当） z 測定手続きの適切さなどのサイト・データの質の高さと予測の確実性に関する 評価 z 調査結果の不確実性の評価、将来の調査の必要性の確認、最適化の必要性の提 示、サイト特性評価に伴う一般的な予測の信頼性の判断の統合 217 C）AP2 の統合（BGR 及び NSE が担当） z AP9 と AP10 との協力によるモデル入力データの導出への参加 z 進行中の調査プログラムとの関係の確認 z 将来の調査の必要性の確認 z 成果の文書化及び評価 ○AP3：廃棄物の仕様及び量 AP3 では、ゴアレーベン処分場で処分が想定される廃棄物の種類、特性及び量につ いて評価が行われる。想定される廃棄物には、再処理からの高レベル放射性廃棄物及び 使用済燃料が該当する発熱性放射性廃棄物（約 4 万 m3 と推定）、コンラッド低中レベ ル放射性廃棄物処分場の受け入れ要件を満たさないため、ゴアレーベンでの処分が想定 される非発熱性放射性廃棄物が挙げられる。この作業パッケージでは、これらの廃棄物 の量及び特性に応じて特性評価が実施される。以下に AP3 で実施される作業を示す。 A）廃棄物の仕様及び量（GRS 及び ISTec が担当） z 処分する必要のある発熱性放射性廃棄物とその仕様の確認 z 処分が想定される廃棄物量の確認 z 廃棄物に含まれる放射性核種のリストの作成 B）コンラッド処分場では処分できない廃棄物（NSE が担当） z コンラッド処分場で処分することができない可能性のある非発熱性放射性廃 棄物ストリームの確認 z 該当する非発熱性放射性廃棄物の量と、安全性に関連した特性（気体の発生な ど）の確認 z 含まれる放射性核種インベントリの作成 C）AP3 の統合（GRS 、ISTec 及び NSE が担当） z 研究開発活動の必要性の確認 z 成果の文書化及び評価 ○AP4：安全概念及び実証概念 この作業パッケージでは、既存の地質学的な条件を活用することで、どのようにして 長期にわたる廃棄物処分が 2010 年の連邦環境省（BMU）の「発熱性放射性廃棄物の 218 最終処分に関する安全要件」 （2.5.5 (4) ）を確実に満たすことを実証できるかが説明さ れる。 安全概念は、自然の初期条件、プロセス、技術的な措置が全体として安全性を実現さ せる点について、またその方法について検討し、記述することとされており、処分場の 閉鎖後の安全概念に関しては、以下の目標を達成するよう策定されている。 z 定置後の廃棄物パッケージは、岩塩によって迅速に閉じ込める必要がある。 z 特定された隔離機能を持つ岩盤領域は、評価目安期間にわたって維持され、当 該領域のバリア機能が、内部・外部で生じる事象やプロセスによっても、悪影 響を受けないようにする。 z 「発生確率が高い」と評価された将来の最終処分場システムの進展において、 廃棄物まで侵入してくる液体の量が、いかなるケースにおいてもごくわずかで あるようにする。 z 「発生確率が低い」と評価された最終処分場システムの進展において、廃棄物 に侵入してくる液体の量が、いかなるケースにおいてもわずかであるようにす る。 z ニアフィールドの設計を適切に行うことにより、最終処分場でのガスの発生や 蓄積率を低く抑え、岩塩体の内部に亀裂が生じないようにする。 z 廃棄物から有害物質の移行が起きた場合にも、隔離機能を持つ岩盤領域からの こうした有害物質の移行が、化学的及び物理的なプロセスによって妨げられる、 または遅延されるようにする。 z 最終処分のための計画、最終処分容器の適切な設計などにより、最終処分場に おける進展の全ての段階において、臨界が発生し得ないようにする。 z 最終処分場に偶発的な人間侵入が起こった場合の影響とその発生確率を最終 処分場の適切な設計によって可能な限り小さなものとする。 また、これらの目標を達成するために、岩塩ドーム内の最終処分場の定置エリアの配 置及び設計に関して、以下に説明するような技術的な措置を講じるとしている。 z 定置エリアは、深度 800 m 以深とし、周囲の岩塩層の厚さが十分に確保され る場所に、岩塩ドームの側面から距離が十分に確保される場所に設置する。 z 最終処分は、自然の作用によって地表に向けた隆起を事実上終えている岩塩ド ームの内部に建設する。 219 z 既存の岩塩層と地質バリアへの影響を可能な限り小さくするため、最終処分場 鉱山の内部に掘削する必要のある空洞の体積はできる限り小さくし、また岩盤 をできるだけ損なわない方法で掘削する。 実証概念は、VSG プログラムの枠組みにおいて、最終処分場システムの安全性をど のように評価するのか、また適合性予測の記述をどのように評価するのかといった作業 の進め方について、詳細に記述するものとされており、以下の項目が含まれる。 z 操業安全性の評価 z 隔離機能を持つ岩盤領域の位置及び境界の確認 z 評価目安期間における隔離機能を持つ岩盤領域での核種保持の評価 z 天然バリアの健全性評価 z 地質工学的なシーリング構造の健全性の評価 z 臨界が発生し得ないことに関する評価 z 隔離機能を持つ岩盤領域の内部における放射性核種の閉じ込めの評価 z 隔離機能を持つ岩盤領域から放射性核種が放出された場合に関する、安全要件 の基準に従った生物圏における放射線学的影響の評価 z 人間侵入シナリオの評価 ○AP5：最終処分場概念 この作業パッケージにおいては、最終処分場概念として、サイトの地質学的な現状を 考慮に入れた上で、最終処分する必要のある様々な廃棄物の定置に対応した安全概念を 実現するために必要な技術的なアプローチ、措置、手段が記述される。最終処分場概念 の開発では、以下に示す 2 つの基本的な代替案が考慮に入れられる。 z 坑道における POLLUX 容器を用いた定置（輸送容器と処分場容器について、 その違いを検討する） z ボーリング孔における自己遮蔽式のキャスクを用いた定置 定置方法の代替案の検討においては、定置場所、必要なインフラ、長期にわたり機能 する閉鎖及びシーリング構造物、埋め戻し措置などが考慮される。また、定置される廃 棄体の間隔については、最終処分場容器と岩塩層の接触面で 200℃を上回ってはならな 220 いという要件に基づき決定される。また、最終処分場の操業段階における廃棄物の回収 のための概念は、廃棄物の定置手法、埋め戻し概念及び閉鎖概念、構成要素の経時的な 変遷、廃棄物によって生じる温度上昇の推移などを考慮に入れた上で開発される。以下 に AP5 における作業ステップを示す。 A）最終処分場概念（DBE テクノロジー社が担当） z 水平坑道における定置（POLLUX 容器） z ボ ー リ ン グ 孔 に お け る 定 置 （ HAW （ 高 レ ベ ル 放 射 性 廃 棄 物 ） キ ャ ス ク /CSD-C/CSD-B 及び BSK-3） z 最終処分容器の搬送及び定置 z ボーリング孔、坑道及び立坑の閉鎖 z 非発熱性放射性廃棄物の定置概念と定置場所の開発 z 最終処分場概念の開発のための境界条件として、操業段階における POLLUX 容器の回収可能性の問題と、最終処分場システムへの偶発的な人間侵入の問題 に関連するテーマ群の検討 z それぞれの最終処分場概念の操業時の過程に関する記述 B）操業安全性に関する要件（GRS 及び ISTec が担当） z 操業安全性と頑健な操業の実現の観点からみた最終処分場概念の要件 C）AP5 の統合（DBE テクノロジー社及び GRS が担当） z 成果の文書化及び評価 ○AP6：最終処分場設計及び最適化 この作業パッケージでは、次に示す最適化目標に基づき、最終処分場概念と最終処分 場設計が修正される。 z 廃棄物の長期的な閉じ込めの信頼性と質の高さ z 内部及び外部からの影響及び擾乱に対する頑健性 z 将来の最終処分場システムへの人間侵入の発生確率と、発生した場合の放射線 学的な影響の低減 これらの 3 点の目標のうち、最初の 2 点が特に優先される。 221 AP6 では、以下に示す作業ステップで実施される。 A）最終処分場設計及び最適化（DBE テクノロジー社が担当） z 天然バリアの健全性の実証を行うための坑内施設の熱力学的な解釈 z 健全性の実証を行うための閉鎖構造の説明 ‐熱伝導が最終処分場の人工的な構成要素に及ぼす熱力学的影響の調査（0～ 1,000 年の期間） ‐シーリング材と閉鎖構造とに発生する熱の影響の調査 ‐熱の非対称的な影響によって立坑の床に不均等にかかる負荷に関する長期的 概念 z 最終処分場の幾何学形状ならびに設計の開発及び最適化 z 閉鎖概念と埋め戻し概念の開発及び最適化 z 人間侵入を防止するために最適化を行う可能性の確認 z 閉鎖後の 500 年間の期間における廃棄物容器の緊急回収などの操業段階にお ける廃棄物容器の回収可能性の観点からみた最終処分場概念の設計 B）臨界の排除（GRS が担当） z 容器概念の最適化に対する寄与 z 臨界の排除の観点からみた基準及び要件の定義 C）操業段階における廃棄物容器の回収（NSE が担当） z 廃棄物の回収及び緊急回収に関して BMU の安全要件との関連において生じ る問題に関する考察 D）AP6 の統合（DBE テクノロジー社、GRS 及び NSE が担当） z 研究開発活動の必要性の確認 z 成果の文書化及び評価 ○AP7：特性、事象及びプロセス（FEP）カタログ この作業パッケージでは、ドイツ北部の地下深部に存在する岩塩岩株での高レベル放 射性廃棄物最終処分との関連性が高いと考えられる全ての特性、事象及びプロセス （FEP）を把握し、最終処分場システムで発生し得る事象及びプロセスの主要な関連 性を記述するよう配慮し、サイト及び概念ごとに最終処分場システムの安全性に関連す る全ての FEP を体系的に列挙し記述する。また、FEP カタログの作成に際しては、ゴ 222 アレーベン・サイトの状況（特に地下調査の結果の現状）、廃棄物インベントリの要件、 回収可能性及び緊急回収、最終処分場概念の代替案などを考慮に入れる。以下に示す作 業が実施される。 z 安全性との関連性の高い、サイト及び概念に固有の全ての特性、事象及びプロ セス（FEP）を取り扱う「FEP カタログ」を作成 z シナリオ開発の基礎として、これらの FEP について組織的に記述（その発生 確率、他の FEP との関係、隔離機能を持つ岩盤領域への影響など） z FEP の相互依存関係の根拠を文書化 z ゴアレーベン固有の FEP データベースを作成 z 必要とされる研究開発作業を確認 z 成果の文書化及び評価 ○AP8：シナリオ開発 この作業パッケージでは、母岩となる岩塩内に設置された発熱性放射性廃棄物の最終 処分場の安全性を実証する活動の一環として、最終処分場概念及びサイト固有の条件に 基づき、閉鎖後 100 万年を対象に、最終処分場で発生確率が高い進展と低い進展につ いて記述する。開発されたシナリオは、 「発生確率の高い」、 「発生確率の低い」及び「発 生を考えにくい」の 3 つに分類される。また、シナリオに付随する不確実性について 検討するだけでなく、将来の研究活動と最適化作業の必要性が示される。以下に AP8 の作業ステップを示す。 z FEP カタログに基づき、発生し得る進展を体系的に確認し記述 z これらの進展を 3 つの発生確率等級（「発生確率の高い」、 「発生確率の低い」 及び「発生を考えにくい」）に分類 z 計算の確認の際に必要とされる研究開発及び協力活動を確認し、そのために必 要なパラメータを、AP9 及び AP10 との協力のもとで、決定論的な解析と確 率論的な解析で使用される入力データとして作成 z 様々な事象に伴う不確実性の評価を行い、将来必要とされる調査活動を確認し、 適切な作業ポイントにおける最適化の必要性を確認し文書化 z 成果の文書化及び評価 223 ○AP9：健全性解析 この作業パッケージでは、放射性廃棄物の隔離状態の維持に重要な天然バリア及び地 質工学的バリアに対して、主に発生確率の高い進展を対象に健全性の実証が行われる。 ①天然バリアの健全性 天然バリアの健全性の実証では、地球科学的な予測に基づき、隔離機能を持つ岩盤領域 の発生確率の高い進展を検討し、100 万年の評価期間を通じ岩盤領域の健全性が維持さ れるかどうか検討される。この実証作業では、BMU の安全要件に従って（2.5.5 (4) 参 照）、特に以下が示される。 z 隔離機能を持つ岩盤領域の内部において有害物質を含む水溶液の浸入または 浸出につながる、二次水路の形成の可能性が排除されること z 隔離機能を有す岩盤領域内に存在する間隙水が、岩盤領域の外部で水利法の意 図する「水文地質学的な循環」に加わることがないこと z 発生が想定される応力が、掘削影響領域外の隔離機能を持つ岩盤領域の岩石層 におけるダイラタンシー（diilatancy）の強度を超えないこと z 発生が想定される流体圧力が、隔離機能を持つ岩盤領域の岩石層の流体圧力抵 抗を上回り、隔離機能を持つ岩盤領域内に地下水が不自然な形で流入すること がないこと z 温度上昇により、隔離機能を持つ岩盤領域のバリア効果が許容されないほどの 影響を受けないこと また、発生確率が低い進展については、こうしたシナリオでも廃棄物の完全な閉じ込め が実現するかどうか、あるいは一定の発生確率のもとでは放出シナリオを想定しなけれ ばならないのかどうか評価するために、隔離機能を持つ岩盤領域の健全性の実証は行わ ず、天然バリアの健全性に及ぼす影響が検討される。 ②地質工学的バリア 最終処分場概念及び安全概念において、立坑と定置エリアへのアクセス路を閉鎖する ために用いられる地質工学的バリア（立坑埋め戻し材または坑道埋め戻し材）の健全性 について、図 2.5.8-2 に示した作業、作業構成により実証が行われる。 長期的な水力学的計算によって、地質工学的バリアの水圧耐性が定められる。次にそ 224 れぞれのバリアについて、安定性、亀裂の制限、耐久性の実証が行われ、さらに建設可 能性の実証も行われる。稠密な本体、接触域及び掘削影響領域について規定の水圧耐性 が維持されることが確認された場合には、前記の実証と合わせて、それぞれの地質工学 的建造物の健全性の実証が行われたことになる。 図 2.5.8-2 地質工学的バリアの健全性実証作業の構成 地質工学的バリアの健全性実証は、発生確率の高い進展に対して行われ、発生確率の 低い進展に対しては、地質工学的バリアに対する影響の確認が行われる。これらの発生 確率の低い進展によって、早期に健全性を失う可能性があるかどうかが、またこうした 事態を必要に応じて防止できるかどうかが検討される。健全性の喪失を防ぐことができ ない場合には、その後の影響解析（AP10）のために、この種の健全性の喪失の発生時 期及び種類を確認が行われる。 ○AP10：放出シナリオの解析及び影響解析 この作業パッケージでは、放出シナリオの解析及び放射線学的な影響解析が行われる。 放出シナリオの解析では、放射性核種の移動条件と移動メカニズムの調査、そのプロセ ス・レベルでのモデル化が行われる。 また、健全性解析（AP9）において、特定のシナリオでは、完全な閉じ込めができな いことが確認された場合には、放射線学的な影響解析を行い、処分場閉鎖後の安全要件 225 を満たすかどうか確認が行われる。影響解析は以下の段階により実施される。 z 廃棄物からの放射性核種の放出の経時的な推移（ソースターム）を確認。放射 線学的な影響解析のためのソースタームの導出は、シナリオと、様々な地球化 学的プロセス間の相互作用に基づき実施 z 気体の生成と岩石の収縮を考慮に入れ、また場合によってはその他の関連する 熱的プロセス、力学的プロセス及び化学的プロセスを考慮に入れた上で、埋め 戻され、閉鎖された坑内施設内部での放射性核種の移行のモデル化を実施 z 隔離機能を持つ岩盤領域の境界部分での放射能ストリームを、放射性核種ごと に確認 ○AP11：人間侵入の評価 「発熱性放射性廃棄物の最終処分に関する安全要件」 （2.5.5 (4) 参照）では、隔離機 能を持つ岩盤領域内への将来の偶発的な人間侵入に関する放射線学的な評価基準は定 められていないが、住民に対する放射線学的影響を最小限にするため、シナリオを定義 し評価を実施する。人間の活動や利用可能技術に関する予測はきわめて短い期間にわた ってのみ有効であり、偶発的な人間侵入は、主観的な仮定に基づくシナリオによっての み、また現時点で広く行われている活動や使用されている技術を想定することによって のみ、考慮に入れることができるため、このようなシナリオを定義し評価を実施する。 ○AP12：操業安全性の評価 最終処分場の操業に関して設定されている基本的な要件は、計画されている操業の進 行状況及び利用可能な操業技術に基づき、規定に従った操業においても、操業に擾乱が 生じた際にも、鉱業面での安全要件と放射線防護面での安全要件が適切な技術的措置ま たは組織的措置によって、確実に遵守されるようにすることとされている。このため、 この作業パッケージでは、AP5 及び AP6 で作成された定置概念と閉鎖概念に基づき策 定される操業計画が、将来に実施される段階で最終処分場概念が上記の要件を満たすこ とができるよう、妥当なものと判断されるか評価を行う。この評価では、以下に示す作 業ステップが実行される。 A）操業の安全性（GRS が担当） 226 z 操業概念の実現可能性と、許認可発給の見込みの評価について記述 z 脆弱性及び考えられる操業の擾乱と、起こり得る事故を特定 z 操業時の擾乱を防止するための措置を提案 z 起こり得る事故の制御可能性を評価 z 設計要件を確定 B）操業の安全性（NSE が担当） z 基本的な安全基準を定め、それに基づいて最終処分条件について要件を設定 z 最適化のための提案を作成 C）AP12 の統合（GRS 及び NSE が担当） z 必要とされる研究開発活動を確認 z 成果の文書化及び評価 ○AP13：成果の評価 成果の評価では、安全性の記述及び最終処分場システムの頑健性の評価が行われる。 安全性の記述では、現在の知識水準での予備的な評価の意味において、ゴアレーベン・ サイトでの安全な最終処分の実現可能性に関する判断を下す。確認された放射線学的影 響が、BMU の安全要件に定められた防護目標を順守するかだけでなく、様々な不確実 性を考慮に入れた上で、安全性の記述の信頼性についても解析し評価する。安全性の記 述は、以下の段階を経て行われる。 z ゴアレーベン・サイトにおける安全な閉じ込めの評価（完全な閉じ込めと放射 線学的な影響の解析） z 全ての不確実性の体系的な把握 z 安全性の記述の信頼性の解析及び評価 z 確認された不確実性の低減を目的とした提案の作成 z 今後必要とされる研究開発の確認 z 成果の文書化及び評価 次に、最終処分場システムの頑健性の評価では、最終処分場システムの重要な安全機 能、特に安全な閉じ込めを実現する機能が、内部及び外部の有意な影響を受けることが ないか評価が行われる。このため、この評価では、隔離機能を持つ岩盤領域の境界の外 227 部に放射性核種を放出させる可能性のある代替シナリオと人間侵入シナリオに重点が 置かれる。最終処分場システムの頑健性の評価は、以下の段階で行われる。 z 「What-if」仮定を用いた検討などの最終処分場システムの頑健性の評価 z 考え得る脆弱性及び改善の可能性の確認 z 今後必要とされる研究開発の確認 z 成果の文書化及び評価 ○AP14：勧告の作成 この作業パッケージでは、将来の概念の最適化、必要とされる研究開発及び補足調査 の必要性の 3 つの分野に関する勧告が検討される。将来の概念の最適化においては、 地質工学的バリアの種類及び設置場所、廃棄物容器の回収と緊急回収などに関する勧告 などが検討される。勧告については、検討されている概念に関する代替案及びオプショ ンの比較を行い、安全面での長所と短所を相互に比較し、不確実性の解析と最終処分場 システムの頑健性の解析の成果を考慮に入れた上で作成される。必要とされる研究開発 に関する勧告については、評価作業時に入手された既存の欠陥に関する知識について、 最新の科学及び技術水準に基づいた体系的な総括を行い、これに基づき、プロセスの理 解を改善するために今後実行する必要のある調査、さらには最終処分場システムの頑健 性の向上のために実施する必要のある調査に関する勧告を作成する。補足調査の必要性 に関しては、地質学的な条件及びサイトの地質学的な変遷に関して、安全性に関連する 不確実性を可能な限り、また必要とされる範囲で低減させるという目標に基づき、安全 評価の結果を利用して、今後実行する必要のある地球科学的調査について勧告を行う。 2.5.9 参考文献（2.5 節） 1) Sozialdemokratischen Partei Deutschlands und Bündnis 90/Die GRÜNEN, “Koalitionsvereinbarung zwischen der Sozialdemokratischen Partei Deutschlands und Bündnis 90/Die GRÜNEN (社民党・同盟９０・緑の党連立協定）”, Oktober 1998 2) ドイツ連邦政府及び電力会社, “Vereinbarung zwischen der Bundesregierung und den Energieversorgungsunternehmen vom 14（ドイツ連邦政府と電力会社の協定（2000 年 6 月））”, Juni 2000 228 3) Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU), “Convention on Nuclear Safety, Report by the Government of the Federal Republic of Germany for the Fifth Review Meeting in April 2011”, August 2010 4) Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU), “Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, Report of the Federal Republic of Germany for the Fourth Review Meeting in May 2012”, August 2011 5) The Federal Office for Radiation Protection (BfS)ウェブサイト http://www.bfs.de/en/endlager/abfaelle/abfallverursacher.html 6) URENCO 社ウェブサイト http://www.urenco.com/page/45/URENCO-Deutschland.aspx 7) Areva 社ウェブサイト http://www.areva.com/EN/operations-924/anf-lingen-production-of-components-for-fu el-assemblies.html 8) “Gesetz über die friedliche Verwendung der Kemenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (Atomgesetz)（原子力の平和利用及びその危険の防護に関する法律(原子力 法)）”, 1959/2009 9) The Federal Office for Radiation Protection (BfS), “The Konrad mine; The Planned German Repository for Radioactive Waste with Negligible Heat Generation” 1990 10) The Federal Office for Radiation Protection (BfS), “The Konrad repository Project”, 1994 11) The Federal Office for Radiation Protection (BfS), “Endlagerung radioaktiver Abfalleals nationale Aufgabe（国の使命としての放射性廃棄物処分）", 2005 12) Federal Ministry of Economics and Technology (BMWi), “Endlagerung hochradioaktiver Abfälle in Deutschland – Das Endlagerprojekt Gorleben（ドイツに おける高レベル放射性廃棄物の最終処分）”, 2008 年 10 月 13) Federal ministry of the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU),ウェブサイト、 http://www.bmu.de/atomenergie_ver_und_entsorgung/aktuell/1155.php 14) 連邦・州作業グループ, “Die sichere Entsorgung Wärme entwickelnder radioaktiver 229 Abfälle in Deutschland（ドイツにおける発熱性放射性廃棄物の安全処分）”、2011 年 12 月 15 日 15 ） Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, "Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben（ゴアレーベン・サイトに関する予備的 安全評価）", 2010 年 9 月 11 日 16) Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, “Grundzüge des Sicherheits- und Nachweiskonzeptes Bericht zum Arbeitspaket 4 Vorläufige Sicherheitsanalyse für den Standort Gorleben GRS-271（安全概念と実証概念の基本的 な特徴 「作業パッケージ 4」に課する報告書 ゴアレーベン・サイトに関する予備的安 全解析（GRS-271））”, 2011 年 6 月 17) Deutsche Gesellschaft zum Bau und Betrieb von Endlagern fur Abfallstoffe (DBE) mbH パンフレット 18) “Verwaltungsverfahrensgesetz（行政手続法）", 1976 年 5 月 25 日／最新改正：2009 年 8 月 14 日 19) “Bundesberggesetz (BBergG)（連邦鉱山法）”, 1980 年 8 月 13 日／最新改正：2009 年 7 月 31 日 20) “Verordnung uber den Schutz vor Schaden durch ionisierende Strahlen (Strahlenschutzverordnung - StrlSchV)（放射線防護令）”, 2001 年 7 月 20 日／最新改 正：2012 年 2 月 24 日 21) Federal ministry of the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU), “Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle（発熱性放射性廃棄物の最終処分に関する安 全要件）”, 2009 年 7 月 15 日／最新改正：2010 年 9 月 30 日 22) “Verordnung uber die Umweltvertraglichkeitsprufung bergbaulicher Vorhaben vom 13. Juli 1990（鉱山事業の環境適合性評価に関する政令）”, 1990 年 7 月 13 日/2008 年 1 月 24 日 23) Federal Ministry of the Interior, “Sicherheitskriterien fur die Endlagerung radioaktiver Abfalle in einem Bergwerk（鉱山における放射性廃棄物の最終処分のための安全基準）”, 1983 年 4 月 20 日 230 2.6 英国 2.6.1 近年の原子力政策 英国の原子力発電は、総発電電力量の約 19％を賄っている。現在、9 カ所で 16 基の原子 炉が運転中であり、運転中の原子炉の内訳は、ガス冷却炉（GCR、マグノックス炉）が 1 基、改良型ガス冷却炉（AGR）が 14 基、Sizewell B の加圧水型原子炉（PWR）が 1 基と なっている（図 2.6-1）。2023 年までには、現在運転中の PWR の 1 基を除いてすべてが運 転停止予定となっており、現在までに、29 基の原子炉が閉鎖されて廃止措置段階にあり、 閉鎖されたすべての原子炉がガス冷却炉（GCR）である（表 2.6-1）。 図 2.6-1 英国の原子力サイトの位置1（Heysham には、サイトが 2 つ存在する） 231 表 2.6-1 英国の原子炉の状況2 ※British Energy（現 EDF 社） 英国では、ガス田の枯渇（ガス生産量の減少） 、温暖化対策により、早い段階から低炭素 社会への移行を目指している。英国政府は、2007 年に公表したエネルギー白書において、 二酸化炭素排出量の削減、クリーンで安定したエネルギーの供給及び価格の安定というエ ネルギー戦略目標を提示した。その目標を達成するため、再生可能エネルギーや原子力発 電の利用を図るものとされた。2008 年に公表された原子力白書では、英国のエネルギー戦 略を踏まえ、 新規原子炉の建設計画が提案され、 現在、建設準備が進められている（図 2.6-2）。 232 なお、スコットランドは、エネルギー白書を承認していないため、新規原子炉の建設計画 についても支持していない。 図 2.6-2 新規原子炉の建設候補地3 EDF Energy※1 は、ヒンクリーポイント及びサイズウェルに欧州加圧水型炉（EPR）を 2 基ずつ建設する計画である。また、2012 年 11 月末に Horizon Nuclear Power※2 を買収し た日立製作所が、オールドベリーとウィルファに ABWR※3 を 2～3 基ずつ建設予定である。 さらに、NuGeneration※4 は、原子力廃止措置機関（NDA）からセラフィールド北部の土 地を買収し、新規原子炉を建設する計画である。 ※1：フランス電力会社（EDF）の英国子会社。 ※2：E.ON（ドイツ）とライン・ヴェストファーレン電力会社（RWE、ドイツ）が出資して設立した原 子力発電会社。日立製作所は、両社の英国法人からの Horizon Nuclear Power の買収手続きを 2012 年 11 月 26 日に完了。 ※3：第三世代の原子炉である改良型沸騰水型原子炉。 ※4：イベルドローラ（スペイン）と GDF スエズ（フランス）が出資して設立した原子力発電会社。 2.6.2 放射性廃棄物の発生源 英国の放射性廃棄物は、原子力発電所、ウラン濃縮・燃料加工、使用済燃料の再処理な どの原子力産業、医療・産業・研究分野から放射性廃棄物が発生している。 英国の原子力発電に伴って発生する使用済燃料の発生者としては、ガス冷却炉（GCR、 233 マグノックス炉）の所有者となっている原子力廃止措置機関（NDA）と、14 基の改良型ガ ス冷却炉（AGR）と 1 基の加圧水型原子炉（PWR）を所有する民間原子力発電事業者の EDF Energy 社がある。 英国の使用済燃料の再処理については、1950 年代からセラフィールド及びドーンレイに おいて実施されており、再処理の過程から発生した高レベル放射性廃液をガラス固化した ガラス固化体をサイト内で貯蔵している。なお、現在、ドーンレイの再処理施設は閉鎖さ れている。 セラフィールドの再処理施設は、NDA によって所有されており、サイト許可会社（SLC） であるセラフィールド社によって操業されている。また、セラフィールドには GCR から発 生する使用済燃料の再処理を行うマグノックス再処理プラントと、AGR や国内外の軽水炉 の使用済燃料の再処理を行う酸化物燃料再処理工場（THORP）の 2 つの再処理施設が存在 しているが、THORP については、既存の再処理契約の完了後、2018 年まで操業を継続し、 その後、閉鎖する予定である。また、EDF Energy 社は、AGR からの一部の使用済燃料と PWR から発生する使用済燃料については、最終的な管理方法を決定するまで原子力発電所 内のサイト内で貯蔵することにしている。 2.6.3 放射性廃棄物の分類、発生量 放射性廃棄物の分類は、 「1995 年放射性廃棄物管理政策レビュー最終結論（Cm2919）」 に示されており、発熱量の特性と放射性物質の濃度に応じて、高レベル放射性廃棄物、中 レベル放射性廃棄物、低レベル放射性廃棄物に分類されている。 高レベル放射性廃棄物は、使用済燃料の再処理から生じる硝酸溶液とこれらの溶液に含 まれる溶質のガラス固化体を指しており、現在はセラフィールドのみで発生している。2010 年国家インベントリでは、英国内で貯蔵されている高レベル放射性廃棄物は 1,620m3 であ り、そのうち 850m3 は液体、766m3 がガラス固化された形態である。また、ドーンレイに おける高レベル放射性廃棄物は、現在すべて中レベル放射性廃棄物として再分類できるま でに崩壊が進んでおり、ドーンレイサイトで貯蔵・調整されている。 中レベル放射性廃棄物は、使用済燃料の再処理、原子力施設の操業、保守及び廃止措置 に伴って発生している。中レベル放射性廃棄物は、主にセラフィールドサイトにて貯蔵さ れている。2010 年国家インベントリでは、94,300m3 が貯蔵されており、このうち 24,500m3 は、長期貯蔵に適した廃棄物パッケージへの処理が行われている。 234 低レベル放射性廃棄物は、主として軽微な汚染を持った雑多なスクラップとして発生す るものであり、大部分の低レベル放射性廃棄物は、日常的に発生直後にドリッグにある低 レベル放射性廃棄物処分場（LLWR）に送られて処分されている。2010 年国家インベント リでは、66,000m3 の低レベル放射性廃棄物の物量が存在し、このうち 14,900m3 はすでに 調整済みの放射性廃棄物であり、低レベル放射性廃棄物処分場に収容されている。残りの 低レベル放射性廃棄物の大部分はチャペルクロス（20,000m3）、ドーンレイ（9,360m3）及 びセラフィールド（6,310m3）の施設に収容されている。以前にドーンレイで処分された低 レベル放射性廃棄物のうち約 33,600m3 が回収され、再パッケージ化した上でドーンレイサ イト近傍のケースネスにおいて、現在開発中の新規の低レベル放射性廃棄物処分場にて処 分される計画が立てられている。 現在、英国では、使用済燃料、プルトニウム及びウランは、廃棄物としてみなされてお らず、その取扱いについて検討中である。英国に存在する使用済燃料は、主としてマグノ ックス（GCR）燃料、AGR 燃料及び PWR 燃料であるが、その他に様々な実験炉の使用済 燃料も存在する。さらに、英国は海外顧客が所有する軽水炉（LWR）燃料の在庫も所有し ている。 放射性廃棄物の区分を表 2.6-2、既存施設から発生が予想されるパッケージ後の総放射性 廃棄物の量を表 2.6-3、使用済燃料のインベントリを表 2.6-4 に示す。 表 2.6-2 放射性廃棄物の区分 区分 定義 主な構 成要素 高レベル放射性廃棄物 （HLW） 含有する放射能によっ て著しい温度上昇を起 こす放射性廃棄物であ り、このため、貯蔵また は処分施設を設計する 際には、温度上昇を考慮 に入れる必要のあるも の。 ガラス固化体 中レベル放射性廃棄物 （ILW） LLW に関する条件を超 えるレベルの放射能を 含むもので、その貯蔵ま たは処分施設の設計に おいて廃棄物の発熱を 考慮する必要のないも の。 低レベル放射性廃棄物 （LLW） 通常の廃棄物と共に処 分することに適したも の以外の廃棄物で、α放 射能が 4GBq／トン、あ るいはβγ放射能が 12GBq／トンを超えな いもの。 燃料被覆管、原子炉の炉 内構造物の金属類、炉心 の黒鉛、放射性廃液の処 理から生じるスラッジ、 医療及び産業分野から 防護服、梱包材、土、コ ンクリート、配管、補強 材などの鋼製類、病院・ 研究機関・原子力産業で 使用された紙、プラスチ 235 の廃棄物など ック、鉄くずなど 表 2.6-3 既存の施設から発生することが予想されるパッケージ後の総放射性廃棄 物量 放射性廃棄物の区分 高レベル放射性廃棄物 中レベル放射性廃棄物 低レベル放射性廃棄物 合計 2010 年 4 月 1 日（m3） 1,330 159,000 80,200 240,000※2 将来の発生量（m3） －8※1 329,000 4,460,000 4,790,000※3 合計（m3） 1,330 488,000 4,550,000 5,210,000 ※1：この量は、海外顧客への正味の HLW 輸出量である（そのため負の数字となっている） 。 ※2：18,100m3 の短寿命中レベル放射性廃棄物（LILW-SL）と、221,000m3 の長寿命中レベル放射性廃棄 物（LILW-LL）に分類することができる。 ※3：406,000m3 の LILW-SL と、439,000m3 の LILW-LL に分類することができる 表 2.6-4 使用済燃料のインベントリ（2010 年 4 月 1 日現在） 所在地 ドーンレイ マグノックス発電炉 セラフィールド EDF Energy 社 その他 物量（トンウラン） 55※1 290 420 2,900 680※2 120 多様なもの マグノックス燃料 照射済マグノックス燃料 照射済 AGR 燃料 照射済 LWR 燃料 照射済 SGHWR（重水減速 沸騰軽水冷却圧力管型炉） 燃料 その他の燃料 358 AGR 及び PWR 燃料 480 多様なもの 14※3 ※本データは、2010 年国家インベントリでは報告されていない『放射性物質』報告書と一致したものであ る。 ※1：英国が所有する 54 トンの燃料と海外の 0.7 トンの燃料で構成される。 ※2：全ての LWR 燃料は海外起源のものである。 ※3：主として、低照射 ZEBRA 燃料によって構成されている。内訳は、フランスのカダラッシュに貸出中 のプルトニウム・プレート及び既にドーンレイに返還されている天然酸化ウラン金属プレート､並び にハーウェル及びウィンフリスのその他の燃料である。 2.6.4 放射性廃棄物の処分方針 2.6.3 で示した放射性廃棄物の分類に従って、各々の放射性廃棄物に適した処分方法とし て、浅地中処分と地層処分とに振り分けられている。浅地中処分の対象廃棄物としては、 236 低レベル放射性廃棄物、短寿命で比較的放射能毒性の低い中レベル放射性廃棄物が挙げら れる。また、地層処分の対象廃棄物としては、高レベル放射性廃棄物、中レベル放射性廃 棄物、物理的または化学的な特性のために浅地中処分ができない低レベル放射性廃棄物が 挙げられ、これら放射性廃棄物は、高レベル放射性廃棄物等（HAW：Higher Activity Radioactive Waste）と呼称されている。 さらに、英国は、イングランド、ウェールズ、北アイルランド、スコットランドの 4 つ の地方に分かれており、それぞれに自治政府が存在し、自治政府ごとに放射性廃棄物の取 り扱いに関する方針が異なっている。各地域における放射性廃棄物の取り扱い方針を表 2.6-5 に示す。 表 2.6-5 英国の各地方における放射性廃棄物の取り扱い方針 区分 地方 イングランド 高 レ ベ ル 放 射 性 廃 棄物 中レベル放射 性廃棄物 低レベル放射 性廃棄物 （HLW） （ILW） （LLW） 地層処分 地層処分 1） 浅地中処分 2） ウェールズ 北アイルランド スコットランド 長期的な貯蔵 3） 浅地中処分 4） 1）短寿命で比較的放射能毒性の低い中レベル放射性廃棄物は浅地中処分 2）物理的または化学的な特性のため浅地中処分ができない低レベル放射性廃棄物は地層処分 3）原子力サイト周辺で安全かつ確実な浅地中にて放射性廃棄物をモニタリングし、回収可能な状態とする ことを支持している 4）物理的または化学的な特性のため浅地中処分ができない低レベル放射性廃棄物は、長期的な貯蔵 (1) 高レベル放射性廃棄物及び中レベル放射性廃棄物の処分方針 2008 年の白書「放射性廃棄物の安全な管理」4では、高レベル放射性廃棄物と中レベル放 射性廃棄物、半減期が長い放射性核種を含むなどの特定の低レベル放射性廃棄物が中間貯 蔵後、地層処分を行う方針となっている。 高レベル放射性廃棄物は、受動的安全性を備えたものとするためにガラス固化されるま で、冷却タンクに貯蔵される。このガラス固化体にする作業では、液体状のガラスが堅固 なステンレス鋼製容器に注ぎ込まれ、固化される。ガラス固化体は、安全かつセキュリテ ィが確保された方法により、使用済燃料の発生国に返還されるか、英国内で長期的な管理 が利用可能になるまで貯蔵される。英国のガラス固化体は、放射性崩壊の結果として発熱 量が低下するのを考慮し、少なくとも 50 年間にわたり貯蔵後、地層処分される。 237 中レベル放射性廃棄物は、数十年間にわたって中間貯蔵される前に調整され、長期貯蔵 に適し、安定した廃棄物パッケージに封入される。この廃棄物パッケージは、受動的安全 性を有し、長期貯蔵に適したものであり、適切な安全性を確保するために、制度的かつ工 学的に複雑な安全システムを必要とせずに長期安全性を確保すること、再パッケージに伴 う費用や放射線量の影響を低減することが考慮されている。 (2) 低レベル放射性廃棄物の処分方針 地層処分される以外の大部分の低レベル放射性廃棄物は、管理型の浅地中処分を行う方 針である。ただし、 「放射性廃棄物管理政策レビュー：最終結論」5に示されているように、 浅地中処分について英国政府は、小規模利用者のための処分場とするように方針を決定し ている。すでに、低レベル放射性廃棄物処分場（LLWR）では処分を実施しているが、処分 容量を増やすため、ボールトの拡張を実施している（図 2.6-3）。過去に処分場として使用 されていたドーンレイでは、現在、新たな処分場の建設を計画中である（図 2.6-4）。低レ ベル放射性廃棄物は、金属容器内にグラウトとともに収納した上で、コンクリートボール ト内に定置される。 (3) その他の放射性物質 現在、使用済燃料、プルトニウム及びウランは、放射性廃棄物とはみなされておらず、 その取扱いを検討中である。再処理を実施すべきか、あるいは代替使用済燃料管理オプシ ョンを模索すべきかどうかという問題を取り扱った英国政府の使用済燃料管理政策は、必 要とされる規制要件が満たされていることを条件として、使用済燃料の所有者が商業面で の判断に関わる問題であるというものである。さらに、政府は、再処理オプションが維持 されており、使用済燃料の将来の利用を見込むことができる限り、使用済燃料が廃棄物と して分類されるべきではないという考え方を受け入れている。しかし、現時点で政府は、 現在提案されている新規原子炉で生じる使用済燃料を再処理する提案がなされることは想 定しておらず、これらの原子炉から発生した使用済燃料は、高レベル放射性廃棄物等とし て分類されることになる。 また、国防省（MoD）が所有し、国防省の所有施設または関連施設に保管されている放 射性廃棄物は、国防省の規則に従って安全かつ確実に貯蔵されている。現在、国防省の中 レベル放射性廃棄物（ILW）は、地層処分施設が利用可能になるまで、アルダーマソン核施 238 設で貯蔵されている。なお、国防省は、高レベル放射性廃棄物（HLW）を所有していない。 図 2.6-3 低レベル放射性廃棄物処分場（LLWR）のレイアウト 図 2.6-4 ドーンレイサイトのレイアウト 2.6.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） 英国では、1993 年放射性物質法（RSA93）6に基づいて、放射性廃棄物処分に関する規 239 制が実施されている。一方、イングランドとウェールズでは、地層処分事業を実施するに 際して、段階的な許可プロセスを実施できるよう、規制機関に法的権限を与えるため、 RSA93 の放射性廃棄物の関連条項を組み込んだ 2010 年環境許可規則（EPR2010）を策定 し、本規則に基づいて放射性廃棄物処分の規制が行われている。また、スコットランドと 北アイルランドでは、RSA93 に基づいて、放射性廃棄物処分の規制が行われている。また、 原子力施設の建設、操業などの安全については、1965 年の原子力施設法（NIA65）に基づ いた規制が行われている。放射性廃棄物処分の規制は環境規制機関が実施し、原子力安全 の規制は英国政府の原子力規制局（ONR）が実施する。 原子力廃止措置機関（NDA）の設置を定めた 2004 年エネルギー法の第 11 条、第 12 条、 及び属書 2 では、5 年毎に以下の内容を含めた戦略を定めることが規定されており、最新版 の戦略は 2011 年 4 月に策定されている。 ・廃止措置または除染すべき設備またはサイトと指定された設備及びサイトを廃止措 置し、除染するための NDA の戦略 ・NDA が運転を確実に行わなければならない設備または施設として指定された設備及 び施設の運転のための NDA の戦略 2010 年環境許可規則（EPR2010）では、放射性廃棄物の処分は「放射性物質活動」と定 義されており、附則 23 にすべての放射性廃棄物活動に適用するとして、以下のような規定 がされており、放射性廃棄物処分場の建設のみならず、処分候補地における調査を包含し たものとなっている。 ① 放射性物質活動は、ある個人が以下のいずれかの目的で侵入調査作業またはその 他の掘削、建設または建築工事を実施する場合に継続される。 ・いずれかの敷地の適切性を判断する。 ・いずれかの敷地を、全体的に、または実質的に地下処分のために使用できる場所 として使用可能にする。 ② 上記における定義 ・「侵入調査作業」とは、地質学的または水文地質学的状態を判断するため、底土ま たは岩盤へボーリング孔の掘削または底土または岩盤の掘削を行うことを意味す る。 ・「地下処分」とは、以下を意味する。 －地下にある工学施設での、または工学施設の一部での、放射性固体廃棄物の処 240 分 －施設を取り巻く自然環境が、何らかの工学的措置との組み合わせで、施設から 地表への放射性核種の移行を抑制するように作用する場合で、岩盤または土壌が その上にあることによってのみ地下にある施設内での放射性廃棄物の処分が含 まれない場合。 表 2.6-6 に放射性廃棄物処分に係る法制度を示す。 表 2.6-6 放射性廃棄物処分に係る法制度 発行年 法制度 記載内容 1965 年 原子力施設法（NIA65） 原子力施設の建設、操業などについての規制事項を 定めた法律 1974 年 労働安全衛生法（HSWA74） 原子力関連事業すべての従事者及び影響を受ける 可能性のある一般公衆の健康及び安全の確保を定 めた法律。 1993 年 放射性物質法（RSA93） 液体及び気体の環境への放出を含む放射性廃棄物 処分の規制について定めた法律。 1995 年 環境法（EA95） イングランドとウェールズの環境規制機関（EA）の 設置等を定めた法律。 2004 年 エネルギー法 原子力遺産と称される英国の原子力債務を管理す るために、原子力廃止措置機関（NDA）の設置等を 定めた法律。 2008 年 白書「放射性廃棄物の安全な管 英国政府が地層処分施設の開発に関する規制、精 理」 （MRWS） 査、管理を実施するための措置を提示した白書。こ の白書を元にサイト選定が進められる。 2009 年 2010 年 イングランドとウェールズの環 放射性固体廃棄物を対象とした浅地中処分施設及 境規制機関（EA）の許可要件ガ び地層処分施設の開発及び操業を規制するための イダンス 原則及び要件を提示した指針。 環境許可規則 イングランドとウェールズにおける放射性廃棄物 の関連活動に関する規制制度 (1) 放射性廃棄物処分に係る安全基準 英国の放射性廃棄物処分に係る安全基準として、2009 年 2 月に、イングランドとウェー ルズの環境規制機関（EA）、北アイルランド環境機関（NIEA）などの環境に関する規制機 関は、低レベル放射性廃棄物処分のための「浅地中処分施設の許可要件に関するガイダン ス」及び高レベル放射性廃棄物処分のための「地層処分施設の許可要件に関するガイダン 241 ス」を策定した。「浅地中処分施設の許可要件に関するガイダンス」については、英国全体 が適用対象となっているが、「地層処分施設の許可要件に関するガイダンス」については、 スコットランド政府が高レベル放射性廃棄物等の処分に関しては、地層処分を支持してい ないため、スコットランドでは適用されない。 「浅地中処分施設の許可要件に関するガイダンス」については、提案または存在する浅 地中処分施設の開発者または操業者に対するものである。このガイダンスは、規制機関が 処分場の開発者または操業者が許可申請時に従う要件を示したものである。このガイダン スでは、放射線防護要件を示し、許可発給に関する規制プロセスを説明するとともに、規 制機関が要求する許可申請者からの環境セーフティケースについても説明している。この ガイダンスで示された要件については、強制力を持たないものの、規制機関の観点から特 に重要な要件とされており、許可申請者にこれらの要件に従うべきであることを示してい る。また、低中レベル放射性廃棄物処分施設の許可要件については、1997 年に、放射性廃 棄物から人間及び環境を保護するために、陸地処分専用施設における低中レベル放射性固 体廃棄物の処分に関する規制を取り扱った「低中レベル放射性廃棄物の陸地処分施設の許 可要件に関するガイダンス」が策定されていた。「浅地中処分施設の許可要件に関するガイ ダンス」は、1997 年のガイダンスを置き換えたものである。 「地層処分施設の許可要件に関するガイダンス」についても、基本的には「浅地中処分 施設の許可要件に関するガイダンス」と同様の原則及び要件を適用しており、処分場の開 発者または操業者が許可申請時に従うべき要件を示している。地層処分施設に関しても、 1997 年のガイダンスを置き換えたものである。以下に、地層処分施設の許可要件に関する ガイダンスの目次構成を表 2.6-7、ガイダンスの原則及び要件を表 2.6-8 に示す。 表 2.6-7 ガイダンスの目次構成 第 1 章 緒言 1.1 環境機関及び本ガイダンスについて 1.2 平易な言葉遣い 1.3 本ガイダンスの歴史 1.4 その他の関連状況の進展 第 2 章 概要 第 3 章 はじめに 3.1 背景 3.2 本ガイダンスの目的及び性格 3.3 地層処分施設 3.4 地層処分施設での処分に適した放射性廃棄物 242 3.5 本ガイダンスの適用 3.6 モニタリング及び回収可能性 3.7 ガイダンスの内容 第 1 部 我々のガイダンス 第 4 章 放射性固体廃棄物処分に関する原則 4.1 はじめに 4.2 基本防護目標 4.3 原則 1：処分時及び将来における放射線学的危険性に対する防護レベル 4.4 原則 2：最適化（合理的に達成可能な限り低く） 4.5 原則 3：処分時及び将来における非放射線学的危険性に対する防護レベル 4.6 原則 4：人間の行為への依存 4.7 原則 5：開かれた態度と包括性 第 5 章 処分の許可 5.1 はじめに 5.2 環境機関との早期の議論 要件 R1：合意に基づくプロセス 5.3 許可プロセス 5.4 段階的な許可(staged authorization) 5.5 合意に基づくプロセス 5.6 施設の操業期間中及びその後の期間における許可 5.7 環境機関と土地利用計画の設定プロセス 5.8 受け入れ側の地域社会及びその他との対話 要件 R2：受け入れ側の地域社会及びその他との対話 第 6 章 マネジメント、放射線学的及び技術的な要件 6.1 はじめに 6.2 マネジメント要件 要件 R3：環境セーフティケース 要件 R4：環境安全文化とマネジメントシステム 6.3 放射線学的要件 要件 R5：許可期間中の線量拘束値 要件 R6：許可期間終了後のリスクガイダンス・レベル 要件 R7：許可期間終了後の人間侵入 要件 R8：最適化 要件 R9：環境放射能 6.4 技術的要件 要件 R10：非放射線学的危険性に対する保護 要件 R11：サイト調査 要件 R12：サイトの使用、並びに施設の設計、建設、操業及び閉鎖 要件 R13：廃棄物の受入規準 要件 R14：モニタリング 第 7 章 環境セーフティケース 7.1 はじめに 7.2 一般的なガイダンス 7.3 補足的な検討事項 第 2 部 背景状況：政策、法律及び国際的な責務 第 8 章 政策と法律の枠組み 8.1 はじめに 8.2 国際的な背景 8.3 英国における政策 8.4 戦略的環境評価（SEA） 8.5 環境影響評価（EIA） 8.6 土地利用計画 8.7 環境規制 8.8 環境機関の助言とガイダンス 8.9 健康、安全及びセキュリティ規制 243 8.10 放射線防護に関する助言 8.11 放射性物質の輸送規制 8.12 放射性固体廃棄物に関する処分施設の規制 第 9 章 環境機関が法執行権限を受け持っている法律 9.1 はじめに 9.2 1993 年放射性物質法（RSA 93） 9.3 1995 年環境法 9.4 1996 年基本安全基準指令 9.5 1994 年保護（自然生息環境等）規制 9.6 保存・保全に関するその他の法的要件 9.7 2007 年環境許可（イングランド及びウェールズ）規制 9.8 1998 年人権法 第 3 部 参考文献、用語集及び頭字語 第 10 章 参考文献 第 11 章 用語及び略語集 11.1 用語集 11.2 略語集 付録 付録Ｉ 放射性廃棄物の地層処分施設に関する環境機関の規制ガイダンスと、HPA の助言との間の関係 付録 II 環境機関と HPA の間で交わされた書簡 表 2.6-8 ガイダンスの原則及び要件 原則 ○原則 1 処分時及び将来におけ る放射線学的危険性に 対する防護レベル ○原則 2 最適化（合理的に達成可 能な限り低く） ○原則 3 処分時及び将来におけ る非放射線学的危険性 に対する防護レベル 要件 マネジメント 要件 放射線学的要 件 技術的要件 ○原則 4 人間の行為への依存 ○原則 5 開かれた態度と包括性 処分の許可 要件 R3：環境セーフティケース 要件 R4：環境安全文化とマネジメントシス テム 要件 R5：許可期間中の線量拘束値 要件 R6：許可期間後のリスクガイダンス・ レベル 要件 R7：許可期間後の人間侵入 要件 R8：最適化 要件 R9：環境放射能 要件 R10：非放射線学的危険性に対する保護 要件 R11：サイト調査 要件 R12：サイトの使用、並びに施設の設計、 建設、操業及び閉鎖 要件 R13：廃棄物の受入規準 要件 R14：モニタリング 要件 R1：合意に基づくプロセス 要件 R2：受け入れ側の地域社会及びその他 との対話 2.6.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） 英国では、2.6.4 に示したとおり、低レベル放射性廃棄物は浅地中処分、高レベル放射性 廃棄物等は地層処分として取り扱われる。ここでは、地層処分に関する処分計画及び研究 計画について記載する。 244 (1) 地層処分プログラムにおける各作業フェーズ 原子力廃止措置機関（NDA）の内部組織として、高レベル放射性廃棄物等の地層処分の 実施を管轄する放射性廃棄物管理局（RWMD）は、2008 年白書「放射性廃棄物の安全な管 理」 （以下、MRWS 白書）に示された英国政府の政策に従って、地層処分の初期計画から閉 鎖、さらにはそれ以降まで継続が予想される地層処分施設の適切な実施に向けた作業プロ グラム（RWMD プログラム）として、いくつかのフェーズを定義している。初期の各フェ ーズは英国政府による MRWS 白書に記載されたサイト選定プロセスの諸段階と連携してい る（エラー! 参照元が見つかりません。）。各フェーズにおける作業内容は、次の通りである。 図 2.6-5 サイト選定プロセスと RWMD プログラムの各段階の関係 ①予備調査フェーズ 現在、RWMD が行っている作業フェーズであり、英国政府による MRWS 白書のサイ ト選定プロセスにおける第 1 から第 4 段階に相当する。あくまでも計画上の仮定として、 このフェーズの完了まで約 5 年を要すると想定されている。RWMD の作業は、英国政府 245 にサイト選定プロセスへの参加を表明した自治体の活動をサポートするものである。現 在、RWMD は、処分施設の概念設計の作成と、設計に対する安全及び環境評価を実施し ている。英国地質調査所（BGS）による調査結果を元に不適切と判断された地域はこの フェーズで除外される。 一方、潜在的に適切と判断されたサイトを有する自治体はサイト選定プロセスへの参 加を選択できる。ただし、同自治体は、建設及び地下調査段階前の建設開始直前まで引 き続き撤退権を持つ。RWMD は英国政府に代わりに、参加決定を下した自治体と共同で、 当該地域で特定された候補地に関する机上調査を実施する。この調査ではサイト選定プ ロセスの次段階に進むかどうかの決定に必要な情報を収集する。 ②地上調査フェーズ 英国政府の MWRS 白書でのサイト選定プロセスの第 5 段階に相当する。ここで自治体 が続行の決定を下せば、英国政府は候補地における地上調査の実施を許可する。この時 点で RWMD は、必要な環境許可とボーリング孔の掘削などの詳細な地質調査の実施許可 を得なければならない。プロジェクト全期間を通じた地質に対するモニタリングプログ ラムもこの時点から開始される。現在、RWMD は、このフェーズの完了までに約 10 年 を要すると考えており、このフェーズで得た情報は、最終的に英国政府が優先サイトを 決定する際に役立つものとなる。また、このフェーズでは、英国政府が参加決定を下し た自治体内での設立を求めている「自治体立地パートナーシップ」と密接に協力して調 査を進める。 ③施設の建設及び地下調査フェーズ 英国政府が MRWS 白書のサイト選定プロセスに従って、優先サイトを決定した時点か ら開始される。RWMD の作業におけるこのフェーズは、英国政府による MRWS 白書で のサイト選定プロセスの第 6 段階に相当する。計画立案の目的で、RWMD はこの決定が 2025 年頃に下され、決定内容は英国政府と地方自治体間の話し合いの結果に左右される と想定している。このフェーズ終了後、RWMD は計画立案及び規制上の許可申請を行う。 施設の建設に関する調達及び契約についてもこのフェーズで最終的に決定する。RWMD は長期間の地下調査を実施し、サイトの適合性を確認する。また、規制機関と密接に協 力し、計画許可が発給された時点で、施設の建設と調査を開始する。廃棄物用の坑道及 246 び立坑を掘削し、地上施設を建設する。地下調査の実施後、英国政府と規制機関がプロ グラムの続行を認めた場合、処分施設を操業するために所定の許可及び認可を申請する。 現在、RWMD は、このフェーズが完了するまでに約 15 年を要すると考えている。 ④操業フェーズ 計画立案の目的で、このフェーズは 2040 年頃に開始されるものと想定している。英国 政府と規制機関が処分施設の安全性、特に処分施設が十分な格納性を提供する点に引き 続き満足していると仮定して、このフェーズは施設内へ処分するよう指定された全ての 廃棄物が地下に定置されるまで継続する。その時点までに、処分の目的で施設に送られ る全ての廃棄物を点検する厳格なシステムが整備される。また、潜在的な環境影響を最 小限にとどめるため、貯蔵サイトから処分施設まで放射性廃棄物を輸送するシステムを 開発し、安全かつ効率的な方法で運営できるよう計画する。 ⑤閉鎖フェーズ 全ての放射性廃棄物が最終処分のため地下に定置された後、施設をいつ閉鎖するかに ついて決定する際は、地元自治体の意見を考慮する。また、地下施設を閉鎖するまでに、 処分用立坑及び坑道を埋め戻し、地下の開口部を密封し、アクセス路を埋め戻し、閉鎖 する。この措置を実施するのに約 10 年を要すると予測される。地層処分施設の記録は国 の公文書館に保管され、英国政府、規制機関、地元自治体間の合意によりサイトの位置 を示す恒久的なマークを付ける。閉鎖後モニタリング期間中は、サイトの制度的管理を 担当する機関がモニタリングを続ける。 (2) 許可スケジュール（The Permissions Schedule） 現在、RWMD は、英国政府及び規制機関と協力して、MRWS 白書の政策に沿った地層 処分に関する許可スケジュールを作成しているが、サイト選定プロセスでは各段階の終了 時期が記載されていないことから、作成中の許可スケジュールについても、具体的な時期 を記載していない。作成中の許可スケジュールでは、サイト選定プロセスの各段階で規制 規律全般に必要な提出物、評価、許可について記載しているほか、各規制規律に必要な一 連の提出物、評価及び許可について記載している。表 2.6-9 にサイト選定プロセスの各段階 における許可スケジュールの連携について記載する。 247 表 2.6-9 サイト選定プロセスの各段階における許可スケジュールの連携 サイト選定プロセス 第 1 段階～第 3 段階 第 4 段階（机上調査） 第 5 段階（残りの候補サイ トに対する地上調査） 第 6 段階（地下活動） 許可スケジュールとの連携 サイト選定に関する決定は一切行われない。RWMD が実施するジェネリッ クな評価及び自治体への情報提供、その後の段階の作業を支援するために 必要なジェネリックな評価に対する規制機関の精査について記載。 RWMD は地層処分がもたらす潜在的な環境、社会、経済的影響を評価する ための戦略的環境評価（SEA）を実施予定。英国政府の合意を行う前に、 公衆及びステークホルダーとの協議を基に開発中の評価基準に照らして、 各候補自治体及び候補サイトを評価する予定。この評価結果はサイト選定 プロセスに提供される。 机上調査の規制評価から、英国政府がどの候補サイトを地上調査に進める べきか決定するための情報が提供される。 RWMD は地上調査を開始、地上調査をするために必要な申請を行い、計画 許可及び環境許可を取得後、調査を開始する。調査結果は、RWMD が将来 的な活動を支援するための予備的安全評価と環境影響評価の作成に用いら れる。この作業の規制評価から、英国政府が望ましいサイトを決定するた めの情報が提供される。 計画許可、原子力サイト許可、環境許可、サイトでの地下活動（地下調査、 建設、廃棄物の定置）を実施するために必要な許可申請について記載。 2.6.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 英国では、1950 年代に、放射性廃棄物の管理方法として、陸地処分及び海洋投棄の 2 つ の方法が検討され、1982 年まで低レベル放射性廃棄物及び中レベル放射性廃棄物の海洋投 棄が行われた。一方、1976 年に王立環境汚染委員会が第 6 次報告書（Cm6618、フラワー ズレポート）7を公表し、その中で、使用済燃料の再処理に伴う放射性廃棄物（現在、中レ ベル放射性廃棄物として分類されるもの）の海洋投棄が適当ではないことが示唆され、高 レベル放射性廃棄物の管理に関しては、地層処分が望ましく、地層処分研究をすべきであ ると勧告している。 その後、1979 年に、高レベル放射性廃棄物処分に関する研究の一環として、スコットラ ンド及びオックスフォードシャーにおいて、ボーリング孔の掘削が開始された。しかし、 この掘削プログラムは、反対運動のために 1981 年に中止された。1982 年に英国政府は、 英国における原子力産業の調整機関として、原子力産業放射性廃棄物管理公社（Nirex 社） を設立し、中低レベル放射性廃棄物処分施設のサイト選定、建設及び操業を行う役割を与 えた。 1987 年に Nirex 社は、中低レベル放射性廃棄物処分の研究を実施するため、サイト調査 248 を開始し、1989 年にセラフィールドとドーンレイの 2 箇所を選定した。1991 年に Nirex 社は、サイト評価と公衆協議を経て、最終的に、放射性廃棄物の輸送等を考慮し、カンブ リア州のセラフィールドを放射性廃棄物処分のための地層処分場のサイト調査の優先オプ ションとして選択した。その後、Nirex 社は、処分候補地の地層と地下水をさらに詳しく調 査するため、岩盤特性調査施設（RCF）の建設を計画していることを公表した。1994 年に、 地元政府に RCF の建設許可申請書を提出するが、地元政府に拒否された。1995 年～1996 年に、RCF 計画に対する公聴会を開催したが、1997 年に地元政府及び英国政府が RCF 計 画を却下し、処分場計画が中止された。却下の理由としては、環境への影響や計画への懸 念に加え、科学的な不確実性、技術的な欠陥、サイト選定方法などが挙げられた。 1997 年に RCF 計画が却下されたことを受け、上院科学技術委員会が中心となり、放射 性廃棄物管理の問題解決に向けて検討を行った。1999 年に上院科学技術委員会は、すべて の放射性廃棄物を対象とする管理政策を政府が策定するように勧告した。 その後、英国政府は、2001 年「放射性廃棄物管理に関する協議文書」において、5 つの 段階を踏んで管理方針を決定するというプログラムの提案がなされ、意見募集などが行わ れた。その協議結果を踏まえ、2002 年に英国政府は「放射性廃棄物管理に関する協議文書： 協議への見解の概要、2001 年 9 月～2002 年 3 月」を公表し、4 つの段階を踏んで管理方策 を決定すること、管理方策を検討するための独立の組織を設立するとの方針を決定した。 2003 年に英国政府などは、放射性廃棄物管理委員会（CoRWM）を設置し、処分方針が決 定していない放射性廃棄物の管理方策の検討を開始した。CoRWM は、2006 年に中レベル 放射性廃棄物、高レベル放射性廃棄物処分の方法として、地層処分を選択するが、処分が 開始できるまでの間は中間貯蔵を実施するとの方針を政府に勧告した。英国政府は、 CoRWM による勧告を受けて、原子力廃止措置機関（NDA）を実施主体とすること、処分 地の選定で候補自治体との間に透明性を確保するなどを柱とした実施方法を決定し、2007 年に英国政府などは、協議用文書「放射性廃棄物の安全な管理－地層処分の実施に向けた 枠組み」を公表し、公衆協議を開始した。英国政府は、協議結果を踏まえ、2008 年 6 月に サイト選定方法などを記載した白書「放射性廃棄物の安全な管理－地層処分の実施に向け た枠組み」を公表するとともに、2008 年 6 月より、地域とのコミュニケーションを重視し た公募方式により、将来の処分場の受け入れ可能性のある自治体などの募集を開始してい る。ここでは、地層処分に関するサイト選定プロセスの概要を示す。 249 (1) サイト選定プロセスの概要 2008 年 6 月に英国政府は、サイト選定方法等を記載した白書「放射性廃棄物の安全な管 理－地層処分の実施に向けた枠組み」を公表した。英国のサイト選定プロセスは 6 段階で 構成されており、最終的な立地に対する責任を有しない関心表明ができること、地域社会 が撤退権を有すること、サイト選定プロセスへの参加に係る資金提供、地域振興等をパッ ケージとして示すとともに、パートナーシップを構築することなどが特徴として挙げられ る。図 2.6-6 に、英国のサイト選定プロセスを示す。 図 2.6-6 英国のサイト選定プロセス (2) サイトの評価実績 英国では、2008 年 6 月より地層処分場のサイト選定プロセスの公募が開始されており、 2008 年 7 月にカンブリア州コープランド市、2008 年 12 月にカンブリア州、2009 年 2 月 にカンブリア州アラデール市が関心表明を行った。英国政府は、これらの自治体を対象と して、2010 年 6 月よりサイト選定プロセスの第 2 段階である、地質学的に不適格な地域を 判断するための初期スクリーニングを開始した。初期スクリーニングは英国政府から委託 を受けた英国地質調査所（BGS）が実施し、2010 年 10 月に初期スクリーニングの結果が 公表された（図 2.6-7）。 250 調査対象地域（青太枠） 、調査対象地域における除外地域（ピンク部分） ※青点線より上はアラデール市、下はコープランド市である。（BGS 報告書より引用） 図 2.6-7 初期スクリーニングによって除外された地域 初期スクリーニングでは、アラデール市及びコープランド市全域、及び沖合 5km まで、 深度 200m～1,000m の間に設置される可能性のある地層処分場の建設に対して、明らかに 不適切であると考えられる地域について検討を行った。初期スクリーニングに適用する基 準としては、資源採掘のための人間侵入リスクや利用可能な地下水源の保護の必要性に基 づいて、表 2.6-10 のように設定されている。 表 2.6-10 初期スクリーニング基準 251 天然資源 石炭 除外基準として 適用すべきか （CPG/CRP による）理由／説明及び認定意見 適用される 資源が 100m 以上の深さにある場合に限り、深部へ の侵入リスクがある。 深部への侵入のリスクがある。 深部への侵入のリスクがある。 資源価値が低い－そのため、深部での経済的開発の 可能性は限定的であるため。 資源は幅広く存在している－そのため、資源枯渇や 侵入のリスクは、除外基準としての適用を正当化す る上では不十分であるため。 深部、すなわち 100m 以上で採鉱される場合に限り、 侵入のリスクがある。 深部での開発は行われないため。 深度 100m 以上で実施する意向が表明されている、 あるいは既に承認されている場合のみ該当する。 〔浅部の熱資源であるので〕深部での開発は行われ ないため。 前例がある一般的な除外基準ではない－現時点では 開発の価値は憶測的なものにとどまるため。 石油及びガス 油頁岩 工業鉱物（蒸発残留 鉱物を除く） 蒸発残留鉱物 適用される 適用される 適用されない 金属鉱石 一部の鉱石 大規模岩石資源 廃棄物の処分／ガス の貯蔵 地熱エネルギー－浅 部※の熱資源 地熱エネルギー－深 部岩体及び地下水か らの低品位熱の抽出 地下水 帯水層 適用されない 適用される 浅部※透水性地層 適用される 深部透水性含塩層 開発可能な地下水周 辺の地層 特定の複雑な水文地 質学的環境 地質学的安定性 地震及び断層 隆起及び侵食 適用されない 適用されない 地層処分施設の母岩の全体または一部が帯水層内に ある場合に〔除外基準として〕適用される。 地層処分施設の母岩の全体または一部が将来合理的 に開発され得る透水性地層である場合に〔除外基準 として〕適用される。 地下水資源としての開発の可能性がないため 母岩の量が廃棄物の長期隔離に適切である場合 適用される 深部カルスト地形及び既知の温泉の原岩 適用されない 適用されない その他の地質災害 適用されない サイトに対する潜在的影響は後で評価されるため。 地層処分施設の深度と設計に対して影響し、極端な 場合は後段でのサイト除外となる。 プロセス後段でサイト固有のリスク評価が要求され る。 地質工学的事項 地圧及びエンジニア リング関連事項 その他の地下基準 適用されない 適用されない 適用されない 適用される 適用されない 後段でのサイトの詳細データ入手時に評価できるも のであるため。 252 特定の複雑な地質環 適用されない 現段階で除外する必要性はないため。 境 その他の地質及び水 適用されない 現場の地質科学的調査段階でのみ必要となる基準で 文地質学的特性 あるため ※本表で「浅部」は地下 500m 以内の範囲を意味する。したがって、 「深部」及び「深い位 置」は地下 500m 以上の範囲を意味する。 (3) サイト選定プロセスの状況 英国では、2010 年 10 月に第 2 段階である初期スクリーニングの結果が公表された。こ の結果を受けて、西カンブリア放射性廃棄物安全管理パートナーシップは、地域住民に対 して、初期スクリーニングの結果などについて知る機会を設けるためのコミュニケーショ ンや関与プログラムを開始した。 なお、西カンブリア放射性廃棄物安全管理パートナーシップは、関心表明を行った 3 つ の自治体を中心として、2009 年に設置されたものである。パートナーシップの目的は、自 治体議会に対して、サイト選定の次の段階に参加するかについての意見を与えることであ る。ただし、パートナーシップ自身はいかなる決定もしないこととされている。また、パ ートナーシップの活動に対しては、英国政府がその費用を拠出している。パートナーシッ プは、関心表明を行った市議会の他に、カンブリア州内の他の市議会、カンブリア州地方 議会連合、全国農業者連盟（NFU） 、地方労働組合などによって構成されている。 2011 年 11 月に、同パートナーシップは、地層処分場のサイト選定プロセスへの参加に関 する公衆協議文書を公表した。公衆協議文書では、地質条件、地層処分施設の安全性、対 象廃棄物、地域への影響、地域振興などの重要な問題に関するこれまでの議論の内容と見 解が整理されており、同時に、論点を質問形式にまとめて、これらの質問に対する回答の 形で、公衆やステークホルダーからの意見を求めた。2012 年 8 月に、公衆協議の結果を踏 まえた最終報告書が公表された。最終報告書では、サイト選定プロセスへの参加決定に先 立ち、撤退権に対して法的拘束力を持たせると英国政府が確約すべきであると勧告してい る。この最終報告書を踏まえ、カンブリア州議会、アラデール市議会及びコープランド市 議会は、サイト選定プロセスへの参加決定について検討を実施した。 2013 年 1 月末に、カンブリア州議会、アラデール市議会及びコープランド市議会は、各 議会において、サイト選定プロセスへの参加に関する議決を行った。その結果、アラデー ル市議会及びコープランド市議会は、サイト選定プロセスへの参加を支持したが、カンブ リア州議会がサイト選定プロセスへの参加を支持しないと議決した。サイト選定プロセス 253 への参加決定は、2 市 1 州の合意が必要とされていたため、2 市 1 州はサイト選定プロセス からそろって撤退することとなった。この結果を受けて、英国政府は、サイト選定プロセ スに新たに参加する自治体が現れるようにするための努力を開始するとともに、今回の西 カンブリア地域における経験を反映するための検討を行うとしている。 2.6.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 英国では、2011 年 2 月に実施主体である原子力廃止措置機関（NDA）が、一般的な条件 を用いた処分システムセーフティケース（DSSC）を公表した。DSSC は、地層処分場の建 設・操業などの許可申請とともに提出する文書であり、主として輸送セーフティケース（放 射性廃棄物の輸送に関する安全性） 、操業セーフティケース（地層処分場の建設及び操業の 安全性）、環境セーフティケース（地層処分場の閉鎖後における長期安全性）で構成された 処分の安全性に関連する事項を説明したものである（図 2.6-8 参照）。 現在の DSSC は、処分場が決定していない段階のため、広範な環境及び処分場の設計を 考慮したサイトを特定しない一般的なものとしているが、サイト選定が進むに従い、サイ トでの調査及び研究結果を元に、DSSC の精度を向上させていく予定である。 254 図 2.6-8 一般的な条件における DSSC の文書構成8 また、2011 年 12 月には、規制機関であるイングランドとウェールズの環境規制機関（EA） 等が、この一般的な条件における DSSC に対するレビュー報告書9を公表している。このレ ビューによると、将来作成される実際の地層処分場に対する輸送、操業及び環境セーフテ ィケースが規制要件を満たさなくなるような問題点は特段見当たらなかったと評価し、以 下のようなレビュー結果を示している。 ・一般的な条件を用いた DSSC を構成する報告書について、対象範囲や文書間のリンク の全体的な構成は受理可能なものであり、文書は全般的に品質の高いものである。 ・評価すべきサイトが選定され、原子力廃止措置機関（NDA）の放射性廃棄物管理局 （RWMD）が規制機関の懸念事項などに対応し、今後も継続して協力することを前提 にすると、地層処分場に対して作成される輸送、操業及び環境のセーフティケースが、 255 規制要件を満たさなくなるような問題点は見当たらなかった。 また、EA 等は以下のような勧告も示している。 ・一般的な条件での DSSC を今後どのように活用していくかを説明し、DSSC をサイト 固有なものへと発展させる方法を示したルートマップを作成すべきである。 ・一般的な条件での DSSC を構成する複数の文書を通して見た場合、多くの繰り返しや 重複が見られる。RWMD は、様々な読者のニーズに対応しつつ、文書の構成が確たる ものとしてセーフティケース文書を作成できるように、バランスを検討すべきである。 ・幅広い読者が合理的にセーフティケース文書を入手できるように努力を続けるべきで ある。 ・セーフティケースの構成及び文書の変更管理を行う方法を明確化すべきである。 ・一般的な条件での DSSC の今後の改訂において、廃棄物インベントリの不確実性につ いて、より詳細な調査をすべきである。 2.6.9 参考文献（2.6 節） Annual Energy Statement 2012 (Cm8456) November 2012 １ 2https://www.gov.uk/government/uploads/system/uploads/attachment_data/file/6565 2/2027-past-and-present-uk-nuclear-reactors.pdf 3 DECC, Appraisal of Sustainability of the revised draft Nuclear National Policy Statement: Main Report Planning For New Energy Infrastructure October 2010 https://www.gov.uk/government/uploads/system/uploads/attachment_data/file/4777 8/1925-appl-of-sust-of-revised-draft-en6.pdf 4 Defra, BERR and the devolved administrations for Wales and Northern Ireland （2008） ：Managing Radioactive Waste Safely, A Framework for Implementing Geological Disposal, A White Paper（Cm7386） 5 HMSO （ 1995 ） ： Review of Radioactive Waste Management Policy, Final Conclusions（Cm 2919） 6 HMSO 1993. Radioactive Substances Act 1993: Elizabeth II. Chapter 12. ISBN 0105412937.［1993 年放射性物質法（RSA93） 7 Royal Commission on Environmental Pollution, "Nuclear Power and the Environment", HMSO, 1976. 8 NDA, Geological Disposal. An overview of the generic Disposal System Safety Case, December 2010 9 EA/ONR, Joint regulatory scrutiny of RWMD’s work relating to geological disposal of higher activity radioactive waste: Regulatory review of the generic disposal I-340 system safety case. Version: Issue 1 December 2011. 256 2.7 米国 2.7.1 近年の原子力政策 2005 年エネルギー政策法 1)に基づく現在の米国のエネルギー政策では、エネルギー長官 に、民間での原子力利用、研究開発を実施するためのプログラムの実施を義務付けており、 具体的には 2005 年エネルギー政策法第 951 条に、米国のエネルギー・ポートフォリオの一 部としての原子力発電の実現性の増強、核拡散の低減のための技術的手段の準備、原子力 科学者・エンジニアの専門家の維持、原子力エネルギー関連活動による環境影響の低減な どの 7 項目が目標と規定されている。また、2005 年エネルギー政策法第 952 条において、 エネルギー長官に「原子力発電 2010 プログラム（NP2010）」による新規原子炉を展開する というロードマップの実施を義務付けており、いわゆる原子力ルネッサンスの原動力とな っている 2)。 米国で運転中の原子力発電所は、世界で最大の 104 基となっており、原子力発電による 発電電力量、原子炉等の特徴は以下のようなものとなっている（図 2.7-1 参照）3)。 ・原子力発電電力量は全体の 20％ ・30 州で原子炉を運転中 ・65 サイトで 104 基が運転中であり、69 基の加圧水型原子炉（PWR）、35 基の沸騰 水型原子炉（BWR） ・原子炉のプラントメーカーは 4 社 ・原子力発電所の運転会社は 26 社 ・原子炉の設計は 80 種類 ・17 基の原子炉が廃止措置中 新規原子炉の建設計画については、2012 年 6 月現在で、原子力規制委員会（NRC）が 18 件の一括許認可（COL：Combined License Applications、原子炉の建設と運転とを一括 して許認可を発給する新しい許認可システム）の申請を受け付けており、28 基の原子炉の 建設が計画されている（図 2.7-2 参照）3)。 核燃料サイクル施設については、ウラン採鉱、ウラン転換・濃縮・再転換、ウラン燃料 加工などの各施設が操業、許認可、廃止措置の段階にあるが、操業中の再処理施設は米国 に存在していない（図 2.7-3 参照）3)。 257 図 2.7-1 米国で運転中の 104 基の原子炉 258 図 2.7-2 一括許認可（COL）が申請・発給されている原子炉 図 2.7-3 操業・許認可段階の核燃料サイクル施設 259 2.7.2 放射性廃棄物の発生源 米国での放射性廃棄物は、発電用の原子炉の運転・廃止措置、核燃料サイクルの操業・ 廃止措置、産業・医療・研究によるアイソトープの利用などにより発生しており、各施設 で安全に貯蔵され、最終的には処分されることとなっている。 一般的に放射性廃棄物は、気体状、液体状、固体状で発生する。気体状及び放射能レベ ルの低い一部の液体状の放射性廃棄物は、放出基準値を満足するように環境中に放出され、 環境放射線モニタリングが実施されている。放射能レベルの高い液体状の放射性廃棄物は、 固型化処理されて貯蔵されている。固体状の放射性廃棄物は、処分に適した形態で容器に 固型化されるなどの処理が実施され、貯蔵される。 (1) 原子炉での放射性廃棄物の発生 米国で運転中の 104 基（PWR69 基、BWR35 基）の発電用の原子炉について、原子炉の 名称、炉型、所有者及び運転者、運転期限年を表 2.7-1 に示す 3)4)。運転期限年は、当初の 運転寿命に相当する期限年である原子炉の他、運転寿命延長の許可を受けた原子炉も存在 しており、現状での最大の運転許可期間を考慮したものとなっている。これらの原子炉の 運転に伴って、放射性廃棄物が発生しており、処理・貯蔵、現状で処分場が確保されてい る放射性廃棄物は処分が実施されている。 また、現在、米国では、29 基の原子炉が廃止措置の種々の段階にあり、廃止措置された 原子炉の名称、炉型、運転停止年、廃止措置方法を表 2.7-2 に示す 3)。29 基のうち、12 基 の原子炉は廃止措置が完了し、17 基が廃止措置の方法である DECON（運転停止後の短期 間でサイトを無制限使用できるよう、設備等を撤去または除染して処分を行う廃止措置方 法）、SAFSTOR（無制限使用のためのリリースが可能となるレベルまで施設を保存し、そ の後に除染を行うような条件で、原子力施設を維持する廃止措置方法）、ENTOMB（コン クリートのような構造的に長期の材料の中に放射性物質を閉じ込める廃止措置方法であり、 許認可の終了、物質の無制限リリースが可能なレベルまで維持・監視を行う）による廃止 措置作業が実施されている。これらの原子炉の廃止措置に伴って発生する放射性廃棄物は、 現状で処分場が確保されている低レベル放射性廃棄物は処分が実施され、処分場が確保さ れていないものは貯蔵が実施されている。 最も放射能レベルの高い固体状の放射性廃棄物である使用済燃料は、原子炉のプールで 一定期間の貯蔵を行った後、多くの使用済燃料が原子炉サイトに設置された乾式貯蔵設備 で貯蔵される。廃止措置が実施中、または、完了した原子炉においても使用済燃料の乾式 260 貯蔵施設が設置されているが、一部はエネルギー省（DOE）などの連邦政府の施設で貯蔵 されている。 表 2.7-1 米国で運転中の原子炉の名称、炉型、所有者／運転者、運転期限年 原子炉の名称 炉型 所有者／運転者 運転期限 年 Arkansas Nuclear 1 PWR Entergy Nuclear Operations, Inc. 2034 Arkansas Nuclear 2 PWR Entergy Nuclear Operations, Inc. 2038 Beaver Valley 1 PWR FirstEnergy Nuclear Operating Co. 2036 Beaver Valley 2 PWR FirstEnergy Nuclear Operating Co. 2047 Braidwood 1 PWR Exelon Generation Co., LLC 2026 Braidwood 2 PWR Exelon Generation Co., LLC 2027 Browns Ferry 1 BWR Tennessee Valley Authority 2033 Browns Ferry 2 BWR Tennessee Valley Authority 2034 Browns Ferry 3 BWR Tennessee Valley Authority 2036 Brunswick 1 BWR Progress Energy 2036 Brunswick 2 BWR Progress Energy 2034 Byron 1 PWR Exelon Generation Co., LLC 2024 Byron 2 PWR Exelon Generation Co., LLC 2026 Callaway PWR Ameren UE 2024 Calvert Cliffs 1 PWR Constellation Energy 2034 Calvert Cliffs 2 PWR Constellation Energy 2036 Catawba 1 PWR Duke Energy Power Company, LLC 2043 Catawba 2 PWR Duke Energy Power Company, LLC 2043 Clinton BWR Exelon Generation Co., LLC 2026 Columbia Generating BWR Energy Northwest 2043 Station Comanche Peak 1 PWR TXU Generating Company LP 2030 Comanche Peak 2 PWR TXU Generating Company LP 2033 Cooper BWR Nebraska Public Power District 2034 Crystal River 3 PWR Progress Energy 2016 D.C. Cook 1 PWR Indiana／Michigan Power Co. 2034 D.C. Cook 2 PWR Indiana／Michigan Power Co. 2037 Davis-Besse PWR FirstEnergy Nuclear Operating Co. 2017 Diablo Canyon 1 PWR Pacific Gas & Electric Co. 2024 Diablo Canyon 2 PWR Pacific Gas & Electric Co. 2025 Dresden 2 BWR Exelon Generation Co., LLC 2029 Dresden 3 BWR Exelon Generation Co., LLC 2031 Duane Arnold BWR NextEra Energy Duane Arnold, LLC 2034 Farley 1 PWR Southern Nuclear Operating Co. 2037 Farley 2 PWR Southern Nuclear Operating Co. 2041 Fermi 2 BWR Detroit Edison Co. 2025 FitzPatrick BWR Entergy Nuclear Operations, Inc. 2034 Fort Calhoun PWR Omaha Public Power District 2033 Ginna PWR Constellation Energy 2029 Grand Gulf 1 BWR Entergy Nuclear Operations, Inc. 2024 Hatch 1 BWR Southern Nuclear Operating Co., 2034 261 Hatch 2 BWR Hope Creek 1 Indian Point 2 Indian Point 3 Kewaunee La Salle 1 La Salle 2 Limerick 1 Limerick 2 McGuire 1 McGuire 2 Millstone 2 Millstone 3 Monticello BWR PWR PWR PWR BWR BWR BWR BWR PWR PWR PWR PWR BWR Nine Mile Point 1 Nine Mile Point 2 North Anna 1 North Anna 2 Oconee 1 Oconee 2 Oconee 3 Oyster Creek Palisades Palo Verde 1 Palo Verde 2 Palo Verde 3 Peach Bottom 2 Peach Bottom 3 Perry 1 Pilgrim 1 Point Beach 1 Point Beach 2 Prairie Island 1 BWR BWR PWR PWR PWR PWR PWR BWR PWR PWR PWR PWR BWR BWR BWR BWR PWR PWR PWR Prairie Island 2 PWR Quad Cities 1 Quad Cities 2 River Bend 1 Robinson 2 Saint Lucie 1 Saint Lucie 2 Salem 1 Salem 2 San Onofre 2 San Onofre 3 Seabrook 1 Sequoyah 1 BWR BWR BWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR Inc. Southern Nuclear Operating Co., Inc. PSE&G Nuclear Entergy Nuclear Operations, Inc. Entergy Nuclear Operations, Inc. Dominion Energy Kewaunee, Inc. Exelon Generation Co., LLC Exelon Generation Co., LLC Exelon Generation Co., LLC Exelon Generation Co., LLC Duke Energy Power Company, LLC Duke Energy Power Company, LLC Dominion Generation Dominion Generation Northern States Power Company – Minnesota Constellation Energy Constellation Energy Dominion Generation Dominion Generation Duke Energy Power Company, LLC Duke Energy Power Company, LLC Duke Energy Power Company, LLC Exelon Generation Co., LLC Entergy Nuclear Operations, Inc. Arizona Public Service Co. Arizona Public Service Co. Arizona Public Service Co. Exelon Generation Co., LLC Exelon Generation Co., LLC FirstEnergy Nuclear Operating Co. Entergy Nuclear Operations, Inc. NextEra Energy Point Beach, LLC NextEra Energy Point Beach, LLC Northern States Power Company – Minnesota Northern States Power Company – Minnesota Exelon Generation Co., LLC Exelon Generation Co., LLC Entergy Nuclear Operations, Inc. Progress Energy Florida Power & Light Co. Florida Power & Light Co. PSE&G Nuclear PSE&G Nuclear Southern California Edison Co. Southern California Edison Co. Florida Power & Light Co. Tennessee Valley Authority 262 2038 2046 2013 2015 2033 2022 2023 2024 2029 2041 2043 2035 2045 2030 2029 2046 2038 2040 2033 2033 2034 2029 2031 2045 2046 2047 2033 2034 2026 2032 2030 2033 2033 2034 2032 2032 2025 2030 2036 2043 2036 2040 2022 2022 2030 2020 Sequoyah 2 Shearon Harris 1 South Texas 1 South Texas 2 Summer Surry 1 Surry 2 Susquehanna 1 Susquehanna 2 Three Mile Island 1 Turkey Point 3 Turkey Point 4 Vermont Yankee Vogtle 1 Vogtle 2 Waterford 3 Watts Bar 1 Wolf Creek 1 PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR BWR BWR PWR PWR PWR BWR PWR PWR PWR PWR PWR Tennessee Valley Authority Progress Energy STP Nuclear Operating Co. STP Nuclear Operating Co. South Carolina Electric & Gas Co. Virginia Electric & Power Co. Virginia Electric & Power Co. PPL Susquehanna, LLC PPL Susquehanna, LLC Exelon Generation Co., LLC Florida Power & Light Co. Florida Power & Light Co. Entergy Nuclear Operations, Inc. Southern Nuclear Operating Co. Southern Nuclear Operating Co. Entergy Nuclear Operations, Inc. Tennessee Valley Authority Wolf Creek Nuclear Operating Corp. 2021 2046 2027 2028 2042 2032 2033 2042 2044 2034 2032 2033 2032 2047 2049 2024 2035 2045 表 2.7-2 米国で廃止措置された原子炉の名称、炉型、運転停止年、廃止措置方法 原子炉の名称 炉型 運転停止年 廃止措置方法 BWR 1997 Big Rock Point※ DECON（完了） GE Bonus BWR 1968 ENTOMB CVTR PTHW 1967 SAFSTOR BWR 1978 SAFSTOR Dresden 1※ Elk River BWR 1968 DECON（完了） Fermi 1 1972 SCF（ナトリウム冷却高速炉） DECON （ 実 施 中） 1989 Fort St. Vrain※ HTG（高温ガス炉） DECON（完了） GE VBWR BWR 1963 SAFSTOR PWR 1996 Haddam Neck※ DECON（完了） ENTOMB Hallam SCGM（ナトリウム冷却黒鉛減速 1964 炉） NS Savannah PWR 1970 SAFSTOR ※ BWR 1976 Humboldt Bay 3 DECON （ 実 施 中） ※ PWR 1974 SAFSTOR Indian Point 1 La Crosse BWR 1987 SAFSTOR PWR 1996 Maine Yankee※ DECON（完了） ※ BWR 1998 SAFSTOR Millstone 1 Pathfinder BWR 1967 DECON（完了） HTG 1974 SAFSTOR Peach Bottom 1※ Piqua 1966 ENTOMB OCM（炭化水素冷却減速炉） PWR 1989 Rancho Seco※ DECON（完了） PWR 1992 San Onofre 1※ DECON （ 実 施 中） Saxton PWR 1972 DECON（完了） Shippingport PWR 1982 DECON（完了） 263 Shoreham Three Mile Island 2 Trojan※ Yankee-Rowe※ Zion 1 BWR PWR 1989 1979 PWR PWR PWR 1992 1991 1997 Zion 2 PWR 1996 DECON（完了） Monitored SAFSTOR DECON（完了） DECON（完了） DECON （ 実 施 中） DECON （ 実 施 中） ※ 使用済燃料の乾式貯蔵施設が設置されている廃止措置された原子炉サイト。なお、ス リーマイル島原子力発電所 2 号機（Three Mile Island 2）の破損燃料、燃料デブリなどは、 エネルギー省（DOE）のアイダホ国立研究所（INL）で乾式貯蔵されている。 (2) 核燃料サイクル施設での放射性廃棄物の発生 3) 原子力発電の燃料となるウラン、プルトニウムなどの核燃料物質を取り扱う核燃料サイ クル施設として、米国には、18 サイトのウランの回収サイトが存在しており、11 サイトが ウラン鉱石の精錬工場であり（10 サイトが廃止措置段階） 、7 サイトが原位置でのウラン回 収施設（ヒープリーチ回収プロセス（図 2.7-4 参照）、原位置ウラン回収プロセス（ISR） （図 2.7-5 参照） ）である（表 2.7-3 参照）。ウラン鉱山は原子力規制委員会（NRC）の規制を受 けていないが、精錬工場、ウラン回収施設は、NRC または NRC の協定州（ワイオミング 州及びニューメキシコ州）による規制を受けている。 また、ウラン精錬・回収以降の核燃料サイクル施設としては、15 のウラン転換・濃縮・ 再転換、ウラン燃料加工施設が存在しており、六フッ化ウラン転換施設が 1 施設、ウラン 燃料加工施設が 6 施設、ガス拡散ウラン濃縮施設が 1 施設、ガス遠心分離ウラン濃縮施設 が 3 施設、MOX 燃料加工施設が 1 施設、レーザー濃縮施設が 1 施設であり、各々の施設の 許認可取得者、場所、操業・許認可等の状況を表 2.7-4 に示す。 表 2.7-3 米国で操業中のウランの回収サイト 許認可取得者 場所 原位置ウラン回収施設 Uranium One Willow Creek, WY Cameco Resources, Inc. Crow Butte, NE Hydro Resources, Inc. Crownpoint, NM Cameco Resources, Inc. Smith Ranch and Highlands, WY Uranium One Moore Ranch, WY Lost Creek ISR, Inc. Lost Creek, WY Uranerz Energy Corp. Nichols Ranch, WY ウラン精錬工場 Gas Hills, WY American Nuclear Corp.（廃止措置中） 264 Bear Creek Uranium Co.（廃止措置中） Exxon Mobil Corp.（廃止措置中） Homestake Mining Co.（廃止措置中） Kennecott Uranium Corp. Pathfinder Mines Corp.（廃止措置中） Pathfinder Mines Corp.（廃止措置中） Rio Algom Mining, LLC（廃止措置中） Umetco Minerals Corp.（廃止措置中） United Nuclear Corp.（廃止措置中） Western Nuclear, Inc.（廃止措置中） Bear Creek, WY Highlands, WY Homestake, NM Sweetwater, WY Lucky Mc, WY Shirley Basin, WY Ambrosia Lake, NM Gas Hills, WY Church Rock, NM Split Rock, WY 図 2.7-4 ヒープリーチ回収プロセス（Heap Leach Recovery Process） 265 図 2.7-5 原位置ウラン回収プロセス（In Situ Uranium Recovery Process） 表 2.7-4 米国で許認可・操業中の主な核燃料サイクル施設 許認可取得者 場所 状況 六フッ化ウラン転換施設 Honeywell International, Inc Metropolis, IL 操業中 ウラン燃料加工施設 Global Nuclear Fuels-Americas, LLC Wilmington, NC 操業中 Westinghouse Electric Company, LLC Columbia, SC 操業中 Columbia Fuel Fabrication Facility Nuclear Fuel Services, Inc. Erwin, TN 操業中 AREVA NP , Inc. Lynchburg, VA 操業中 Mt. Athos Road Facility （許認可終了を保留 中） B&W Nuclear Operations Group Lynchburg, VA 操業中 AREVA NP , Inc. Richland, WA 操業中 MOX 燃料加工施設 Shaw AREVA MOX Services, LLC Aiken, SC 建設中 （操業許可審査中） ガス拡散ウラン濃縮施設 USEC Inc. Paducah, KY 操業中 266 ガス遠心分離ウラン濃縮施設 USEC Inc. Piketon, OH 建設中 Louisiana Energy Services Eunice, NM 操業中 (URENCO-USA) AREVA Enrichment Services LLC Idaho Falls, ID 操業中 Eagle Rock Enrichment Facilities レーザー分離濃縮施設 GE-Hitachi Wilmington, NC 審査中 六フッ化ウラン再転換施設（uranium hexaflouride deconversion facility（減損ウラン）） International Isotopes Hobbs, NM 審査中 (3) 医療・産業・研究での放射性廃棄物の発生 3) 米国では、医療、産業、研究での使用を目的とした核物質、放射性物質の使用許可につ いては年間約 21,800 件が発給されている。原子力規制委員会（NRC）は約 3,000 の許認可 取得者を、NRC の協定州が約 18,900 の許認可取得者を監督している。 医療現場では診断、治療に使用され、産業では非破壊検査での各種測定、食品照射など で使用されている。また、研究分野では、教育・研究を目的として、各種の実証試験、研 究所での放射性物質の使用が行われている。 医療、産業、研究での放射性物質の使用によって放射性廃棄物が発生し、少量の放射性 物質を含む輸送物として NRC と運輸省（DOT）が規制を行っている。 2.7.3 放射性廃棄物の分類、発生量 米国の民間の原子力関連施設で発生する放射性廃棄物は、発生元、放射能レベル、処分 方法に応じて、高レベル放射性廃棄物、低レベル放射性廃棄物（クラス A、クラス B、クラ ス C）、クラス C を超える（GTCC）低レベル放射性廃棄物、11e.(2)副生成物のように分類 されている。表 2.7-5 に民間で発生する放射性廃棄物の分類、分類に関する説明を示す。ま た、原子力発電所から取り出されて再処理されない使用済燃料があり、 エネルギー省（DOE）が発生させるか、所有する放射性廃棄物は、高レベル放射性廃棄 物、TRU 廃棄物、低レベル放射性廃棄物、ウラン鉱滓などに区分されている。このうち、 TRU 廃棄物は、環境保護庁（EPA）の連邦規則である 40 CFR Part 191「使用済燃料、高 レベル及び TRU 放射性廃棄物の管理と処分のための環境放射線防護基準」において、半減 期が 20 年間より長いα放出の超ウラン同位体が廃棄物 1 グラム当たり 100nCi（3,700Bq/g） 267 を超えて含まれている廃棄物と定義されている。 放射性廃棄物の発生量については、発生した場所、処理施設及び貯蔵施設での貯蔵量、 処分施設での処分量などで把握する必要がある。使用済燃料は貯蔵施設での貯蔵量を表 2.7-6 に、高レベル放射性廃棄物、TRU 廃棄物、低レベル放射性廃棄物、副生成物等の処理・ 貯蔵施設での貯蔵量を表 2.7-7 に、TRU 廃棄物及び低レベル放射性廃棄物の処分量を表 2.7-8 に示す。また、低レベル放射性廃棄物については、2010 年におけるクラス A、クラス B、クラス C に区分した民間の処分場での処分量を表 2.7-9 に示す。 表 2.7-5 米国の民間で発生する放射性廃棄物の分類 放射性廃棄物の分類 使用済燃料 高レベル放射性廃棄物（HLW） クラス A 低レベル放射性廃棄物 （Class A LLW） クラス B 低レベル放射性廃棄物 （Class B LLW） クラス C 低レベル放射性廃棄物 （Class C LLW） クラス C を超える低レベル放射性 廃棄物（GTCC LLW） 11e.(2) 副 生 成 物 （ AEA Section 11e.(2) Byproduct Material、原子 力法第 11 条 e.(2)で定義される副 生成物） 分類に関する説明 照射後に原子炉から取り出した燃料であって、その構 成要素が再処理によって分離されていないもの。 使用済燃料の再処理に伴って発生する高放射能の放射 性物質であり、再処理で直接的に生成する液体廃棄物、 十分な濃度の核分裂生成物を含むそのような液体廃棄 物に由来するあらゆる固体物質、その他高放射能の物 質を含み、現行法と整合して、NRC が規則により永久 的な隔離を要求することを決定するもの。 クラス A 低レベル放射性廃棄物は、10 CFR Part 61 の §55(a)(2)(i)に規定される特性、10 CFR Part 61 の§ 56(a)で要求される物理形態によって決定されるもの。 （米国には、クラス A 廃棄物のしきい値は存在しない） 安定性を確保するため、クラス A 廃棄物よりも廃棄物 形態に厳格な要件に合致する低レベル放射性廃棄物。 安定性を確保するため、クラス B 廃棄物よりも廃棄物 形態により厳格な要件に合致するのみならず、偶発的 な人間侵入から保護するために処分施設に追加的な対 策が必要な低レベル放射性廃棄物。 一般的に浅地中処分に受け入れられない低レベル放射 性廃棄物。 主に含有物を得るために処理される鉱石からウラン又 はトリウムの抽出または濃縮により発生する鉱滓また は廃棄物であり、ウラン溶液抽出に伴う表面が分離し た廃棄物を含む。そのような溶液抽出により減損した 地下鉱体は、この定義の範囲では「副生成物」ではな い。 表 2.7-6 使用済燃料の貯蔵施設での貯蔵量 貯蔵施設の種類 施設の数 貯蔵量 連邦政府 8 34MTHM 湿式貯蔵 268 7 2,420MTHM 乾式貯蔵 大学研究施設 21 1,024kgU 湿式貯蔵 0 0 乾式貯蔵 その他の研究及び核燃料サイクル施設 3 36kgU 湿式貯蔵 1 102kgU 乾式貯蔵 原子炉サイトでの貯蔵（GE モリスでの原子炉サイト外の湿式貯蔵を含む） 68 49,067MTHM 湿式貯蔵 52 15,357MTHM 乾式貯蔵 表 2.7-7 高レベル放射性廃棄物、TRU 廃棄物、低レベル放射性廃棄物、副生成物等の処理・ 貯蔵施設での貯蔵量 施設の種類 放射性廃棄物の種類 施設の数 貯蔵量 340,125m3 連邦政府 貯蔵／処理 高レベル放射性廃棄物 7 14 71,417m3 TRU 廃棄物 57,571m3 低レベル放射性廃棄物 17 1 199,000m3 副生成物 2 密封線源 2,262 コンテナ 民間／その他 処理 低レベル放射性廃棄物 64 僅少 1 21,200m3 貯蔵 副生成物 連邦政府 民間 表 2.7-8 TRU 廃棄物及び低レベル放射性廃棄物の処分量 施設の種類 放射性廃棄物の 施設の数 貯蔵量 種類 1 72,421m3 地層処分場（WIPP） TRU 廃棄物 1 200m3 閉鎖した NNSS の TRU 廃棄物 高度閉じ込め処分 場（ボアホール） 11,859,151m3 浅地中処分場 低レベル放射性 18 廃棄物 122 原子炉構造物 4,413,644m3 操 業 中 の 浅 地 中 処 低レベル放射性 3 分場 廃棄物 クラス A、B、C 1 1,345,824m3 副生成物 438,143m3 閉 鎖 し た 浅 地 中 処 低レベル放射性 4 分場 廃棄物 269 242,450,521 乾 燥 Title I UMTRCA 処 未処理の放射性 19 メトリックトン 分場 物質（鉱滓） Title II UMTRCA 48 副生成物 処分場 3,030,000m3 未処理の放射性 2 連邦政府 その他の閉鎖した 物質（鉱滓） 処分セル（Weldon Spring サイト、 Monticell） 注）WIPP：Waste Isolation Pilot Plant（廃棄物隔離パイロットプラント） 、NNSS：Nevada National Security Site（ネバダ国家機密サイト）、UMTRCA：Uranium Mill Tailings Radiation Control Act（ウラン鉱滓放射線管理法） 連邦政府／民 間 民間 表 2.7-9 クラス A、クラス B、クラス C 毎の低レベル放射性廃棄物の 2010 年の処分量（m3） 発生源 クラス A クラス B クラス C 合計 低レベル放射性廃棄物 10 0 1 11 大学 73,401 0 0 73,401 連邦政府（DOE） 21,047 0 0 21,047 連邦政府（DOE 以外） 33,018 4 1 33,023 産業 12 0 1 13 医療 5,417 30 53 5,500 電力会社 1,303 0 0 1,303 その他 混合低レベル放射性廃棄物 2,222 0 0 2,222 連邦政府 72 0 0 72 連邦政府以外 136,502 34 56 136,592 合計 2.7.4 放射性廃棄物の処分方針 我が国にも類似の放射性廃棄物の処分が検討されている高レベル放射性廃棄物（使用済 燃料を含む） 、TRU 廃棄物、低レベル放射性廃棄物、クラス C を超える（GTCC）低レベ ル放射性廃棄物について、処分方針を以下に整理する。 (1) 高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料 原子力委員会（AEC）の要請に基づいて、全米科学アカデミー（NAS）は、 「放射性廃棄 物の陸地処分（The Disposal of Radioactive Waste on Land）」（1957 年）と題する報告書 において、高レベル放射性廃棄物は地層処分することが有望との勧告を行った。 処分に関する具体的勧告 ① タンク貯蔵は、現時点では最も安全で、おそらく最も経済的な廃棄物保持の方法 270 である。 ② 岩塩層での処分は、近い将来の最も有望な方法である。安定性の構造的問題と所 与の深度での空洞のサイズ、熱問題（熱を取り除くのか、または熱を許容レベルま で下げるのか）、及び岩塩処分の経済性に関する研究を直ちに推し進めるべきである （付属書 F「岩塩空洞内での放射性廃棄物処分」 （W. B. Heroy による報告書）参照）。 ③ 次の最も有望な方法は、廃棄物をスラグまたはセラミック材に安定化させ、比較 的不溶性の生成物を形成する方法であると考えられる。この生成物は、乾燥した鉱 山、地上貯蔵庫、または大型の岩塩空洞に置くことができる。 ④ 向斜構造の不浸透層と交互の層になった多孔質層で廃棄物を処分する方法は、よ り遠い将来の可能性としてある。この方法は、将来発生するとみられる大量の廃棄 物の処分には特に重要である。この方法を実現可能にするためには、非常に困難で 複雑な問題を解決する必要がある。廃棄物溶液に可溶性の岩石の成分または遺留水 と廃棄物との反応を研究しなければならない。岩石と遺留水の組成は、廃棄物溶液 の組成と同様に可変であるため、ほぼ無限のさまざまな状況が生じる。一般に、酸 性のアルミニウムを含む廃棄物は、ほぼ確実に沈殿物を生成して、有孔空間の目詰 まりを起こす傾向がある。所与のサイトの地層で、所与の希釈で、所与の廃棄物溶 液に対する問題を最初に解決する必要がある。 ⑤ セシウム 137 とストロンチウム 90 を廃棄物から除去すれば、廃棄物からこれらの 同位元素がなくなるため、処分は幾分容易になるが、報告書で行った勧告を定性的 に変えるものではない。 ⑥ 米国には処分が可能ではない多数の地域があることを念頭に置いて、大量の廃棄 物を発生するプラントの立地以前に、(a)廃棄物を冷却するための貯蔵期間、(b)遮へ い付き輸送装置での輸送コスト、(c)処分サイトへの距離などの複雑な関係の中で、 三番目の要因を検討しなければならない。 ⑦ 地下水面より上方の不飽和透水層への一定の多量の低レベル放射性廃棄物の継続 的処分は、適用が限られ、おそらく許容できない長期リスクを伴うものと考えられ る。 付随的問題に関する一般勧告 ① 多孔質媒体を通じた大量の流体の移動については、水文学者と地質学者は適度に よく理解しているが、これは全体的流体マスの低速での順方向移動によって起きる 271 のか、あるいは「リボン」状の高速の流れによって起きるのかについては、わかっ ていない。多孔質媒体での廃棄物の深地層処分では多くの場合、これらのどちらの 条件が存在するのかを知ることが肝要である。これは解決が難しい問題である。 ② 放射性廃棄物の特性とその処分問題に関して、かなりの数の地質学者と水文学者 の教育が必要になる。 上記のように NAS の勧告に基づいて、米国での高レベル放射性廃棄物の処分は、地層処 分、特に岩塩での地層処分を主体にした取組が実施された。 高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料の管理政策を規定した「1982 年放射性廃棄物政策 法」第 2 条において、 『処分』及び『処分場』が以下のように定義されており、実質的に地 層処分が高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料の処分方針となっている。 (9)「処分」（disposal）とは、高レベル放射性廃棄物、使用済燃料、またはその他の放 射能レベルが高い物質を、予見し得る期間内での回収を意図せずに処分場に定置す ることをいう。ただし、かかる廃棄物を回収できるような定置方法であるか否かは 問わない。 (18)「処分場」(repository）とは、高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料の永久的な深 層地層処分に使用するため、または使用できるものとして、NRC が許認可を発給す る処分システムをいう。ただし、かかるシステムが、その中に定置される物質を当 初の操業期間の一定時期に回収できるように設計されているか否かは問わない。こ の用語には、高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料の取扱いが行われる地上及び地 下の双方の区域が含まれる。 オバマ政権は、1982 年放射性廃棄物政策法（1987 年修正）に基づいて選定したネバダ州 ユッカマウンテンでの高レベル放射性廃棄物の地層処分の計画を中止し、代替案を検討す るとの方針が示された。エネルギー長官は、2010 年 1 月 29 日に、使用済燃料及び高レベ ル放射性廃棄物管理のための長期的な解決策を検討し勧告するための「米国の原子力の将 来に関するブルーリボン委員会」（以下、「ブルーリボン委員会」という。）を設置し、その 設立趣意書において 18 ヵ月以内にドラフト報告書の提出を行い、24 ヵ月以内に最終報告書 を提出することが指示された。勧告すべき事項としては、地層処分を含む使用済燃料及び 高レベル放射性廃棄物の永久処分に関するオプションが含まれていた。 約 2 年間でのブルーリボン委員会による検討の結果、2012 年 1 月 26 日に公表された最 終報告書では、以下の複数の箇所で地層処分を行うべきとの勧告を行っている。 272 ・新たな地層処分施設を開発するための迅速な取組み（最終報告書要旨 4.） 再利用の確率の低い放射性物質（国防及び商用再処理廃棄物や現在政府が保有す る多くの形態の使用済燃料を含む）を管理するための唯一の責任ある方法が、極め て長期間にわたる環境からの隔離であるとする単純な理由のために、地層処分施設 が包括的な放射性廃棄物管理システムにおける不可欠な構成要素となっている。処 分が必要であること、さらに地層処分が科学的により望ましいアプローチであると いう結論は、この問題を検討したすべての専門家パネル、ならびに放射性廃棄物管 理プログラムを追求しているすべての外国が達した結論である。 4.） ・地層処分の必要性（最終報告書本文 今日までの米国の放射性廃棄物管理プログラムにおける中心的欠点は、永久処分 施設を開発できなかったことだった。 この失敗は、数十年にわたる努力や放射性廃棄物政策法という形での法的指令を 行ったにも関わらず発生した。処分が必要であり、地層処分が科学的により望まし いアプローチであるという結論は、この問題を検討したすべての専門委員会ならび に放射性廃棄物管理プログラムを追求しているすべての国が達した結論である。そ の上、すべての使用済燃料を再処理またはリサイクルすることを選択しても、永久 処分の解決策が必要な廃棄物を生み出すことになる。 ・処分のための選択肢（最終報告書本文 4.3） 使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の処分のためのいくつかの選択肢が米国及 び外国で検討されてきたが、地層処分が、使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物を 非常に長期にわたり環境から安全に隔離するために現在利用可能な最も有望で、最 も容認された手法であるという結論は、国際的な科学者のコンセンサスによっては っきりと認められている。 エネルギー省（DOE）は、連邦議会の指示に基づいて、ブルーリボン委員会の最終報告 書の公表後 6 ヵ月以内に使用済燃料などの管理戦略を策定することとなっていたが、2013 年 1 月に「使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の管理・処分戦略」（Strategy for the Management and Disposal of Used Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste）を 提出している。この中で、使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の包括的な管理と処分シ ステムの構築のため、段階的で、適応性があり、同意に基づくアプローチが示されており、 今後 10 年にわたって、以下のスケジュールで関連施設の建設を行うための計画を進めるこ 273 とが示されている。 ・2021 年までに、当初は閉鎖された原子炉サイトからの使用済燃料の受け入れに焦点 を当て、パイロット規模の中間貯蔵施設の立地、設計と許認可、建設と操業を開始 する。 ・2025 年までに、より大規模な使用済燃料の中間貯蔵施設が使用可能となるよう、サ イト選定と許認可を実施する。中間貯蔵施設は、廃棄物管理システムに柔軟性を与 え、今後の連邦政府の債務を抑制しうるような貯蔵容量を持つものとする。 ・2048 年までに、地層処分場を実現するよう、処分場のサイト選定とサイト特性調査 を進める。 (2) TRU 廃棄物 5) 1970 年に原子力委員会（AEC）は、TRU 廃棄物と他の低レベル放射性廃棄物とを区別 し、新しい分類を設けた。それまで TRU 廃棄物は、他の低レベル放射性廃棄物と区別され ておらず、エネルギー省（DOE）は、核兵器開発サイトなどで浅地中処分を実施していた。 TRU 廃棄物の処分方法に関しては、以下のような要件を満足する必要があり、高レベル 放射性廃棄物の処分と同様な地層処分が選択されている。 ・プルトニウムは長半減期であり、数万年にわたる隔離が必要である。 ・特に、吸入、摂取した場合、ごく少量のプルトニウムでも重篤な健康被害を引き起 こす。 ・放射性廃棄物を取扱い、再パーケージ化し、輸送する場合に作業員が放射線被ばく を受ける可能性がある。 なお、1974 年には、全米的な適当な処分サイトの選定作業により、ニューメキシコ州カ ールスバッドでフィールド探査が開始され、1979 年に、連邦下院は、隔離パイロットプラ ント（WIPP）の承認を含む 1980 年 DOE 国家安全保障・原子力軍事利用承認法を成立さ せ、実質的に TRU 廃棄物の地層処分場が決定した。 (3) 低レベル放射性廃棄物 原子力規制委員会（NRC）が策定した連邦規則である 10 CFR Part 61「放射性廃棄物の 陸地処分のための許認可要件」6)では、低レベル放射性廃棄物を浅地中処分するものとして、 以下のような定義、形態の説明を行っている。 274 ・浅地中処分施設（Near-surface disposal facility）とは、地表から 30m の深さ、あ るいはそれより浅い所にある放射性廃棄物を処分するための陸地処分施設をいう。 ・浅地中処分とは、人工施設内での処分を含んでおり、その施設は上部が全てもしく はその一部が天然の地盤で覆われる形状で建設される。また、浅地中処分とは「地 上処分」といわれる施設の上部が天然の地盤で覆われていない処分施設を含んでい ない。30m 以上の深さへの埋設もまた満足のいくものでありえる。代替方法のため の技術要件は将来付け加えられることになる。 また、放射能濃度の低い方から、クラス A、クラス B、クラス C に分類しており、廃棄 物容器の物理的形態・安定性、処分施設が満足すべき侵入バリアなどの要件が定められて いる（表 2.7-10 参照）。 放射性廃棄物の浅地中処分は、浅地中処分施設で行われとし、処分を行うのに必要な土 地及び建屋のすべてをいうと規定している。また、処分サイトは、廃棄物を処分するのに 使われる施設の部分であり、処分ユニットと緩衝区域からなると規定されている。処分ユ ニットは、処分のために廃棄物を設置する処分サイトの分割した部分であり、処分ユニッ トはトレンチで構成されるとしている。緩衝区域は、処分サイトの一部であり、許可取得 者によって管理され、かつ処分サイトの下及び処分サイトの境界と処分ユニットの間に存 在すると規定している。 275 表 2.7-10 クラス A、クラス B、クラス C の低レベル放射性廃棄物の要件 低レベル放射性廃棄物のクラス別の説明 備考 クラス A の廃棄物とは、処分サイトで他のクラスの廃棄物 ・サイトへの接近についての制 度的管理は 100 年 から通常は区別されるような廃棄物をいう。クラス A の廃 棄物の物理的形態と特性は、§61.56(a)に示す最低要件を 満たさなければならない。もし、クラス A の廃棄物が§ 61.56(b)に示している安定性要件をも満たすならば、処分 において当該廃棄物を区別する必要はない。 クラス B クラス B の廃棄物とは、処分後の安定性を保証するため、 ・サイトへの接近についての制 度的管理は 100 年 廃棄物形態に対して、厳しい要件を課した廃棄物をいう。 クラス B の廃棄物の物理的形態と特性は、§61.56 に示す ・容器の安定性は 300 年 最低要件と安定性要件を満たさなければならない。 クラス C クラス C の廃棄物とは、安定性を保証するために廃棄物形 ・サイトへの接近についての制 度的管理は 100 年 態に対し、より厳しい要件を課すのみならず、偶発的な侵 入を防ぐために処分施設における付加的措置をも必要とす ・容器の安定性は 300 年 る廃棄物をいう。クラス C の廃棄物の物理的形態及び特性 ・地表から 5m 以深への処分、 コンクリートの覆い等で、侵 は、§61.56 に示す最低要件と安定性要件を満たさなけれ 入バリアの有効寿命を 500 年 ばならない。 §61.56 廃棄物の性質 (a) 次の要件は、すべてのクラスの廃棄物に対して最小限の要件であり、かつ処分サイトにおける取り扱 いを容易にするよう、また処分サイトにおける職員の健康と安全を守ろうとするものである。 (1) 廃棄物は処分に際し厚紙の箱あるいは繊維板の箱の中に充填してはならない。 (2) 液体状の廃棄物は固化または、液体の容積の 2 倍量を吸収するのに充分な能力を持つ吸収剤中に 充填しなければならない。 (3) 液体を含む固体廃棄物は、合理的に達成しうる限り少量の自由で非腐食性の液体を含んでいても よいが、液体が容積の 1％を超えてはならない。 (4) 廃棄物は、常温常圧において爆発または爆発的破壊または反応の能力あるいは水との爆発的反応 の能力をもっていてはならない。 (5) 廃棄物は、それの輸送、取り扱いあるいは処分の時に、人間に対し有害なほど大量の毒性ガス、 蒸気あるいは煙霧を含んでいたり、あるいは発生する可能性をもってはならない。これは、本項の (a)(7)節に従い充填された放射性の気体状廃棄物には適用されない。 (6) 廃棄物は、発火性であってはならない。廃棄物中に含まれる発火性物質は、燃えないように処理、 調製かつ充填されなければならない。 (7) 気体状の廃棄物は、20℃で 1.5 気圧を超えない圧力で充填されなければならない。総放射能は、 容器あたり 100Ci を超えてはならない。 (8) 危険物質、生物物質、病原物質あるいは伝染性物質を含む廃棄物は、その非放射線学的物質によ る潜在的危険性を最大限実施可能な限り減ずるように処理しなければならない。 (b) 本項の要件は、廃棄物の安定性を規定しようとするものである。安定性とは、廃棄物が構造的に劣化 せず、また処分ユニットの落ち込み、倒壊あるいは他の破壊により結局水の浸入を導くといったような サイトの全体にわたる安定性に影響を与えないことを保証しようというものである。安定性とは、認識 できかつ分散しない廃棄物を提供することにより、偶発的侵入者に対する被ばくを限定する際の要因で もある。 (1) 廃棄物は、構造的安定性を備えていなければならない。構造的に安定な廃棄物形態は、被覆材や 圧縮装置の重量、水分の存在及び微生物活動のような予想される処分環境のもとで、また放射線影 響や化学変化のような内部要因のもとで、その物理的寸法や形を一般的に保持することになる。構 造的安定性は、廃棄物を安定な形に処理するか、あるいは処分後でも安定性を呈するような処分容 器あるいは処分構造物中に廃棄物を定置することにより、廃棄物形態自身によって提供することが できる。 (2) §61.56(a)(2)及び(3)の規定にかかわらず、液体廃棄物あるいは液体を含む廃棄物は、合理的に達 成し得る限り少量の自由で非腐食性の液体を含むような形に変換しなければならないが、当該液体 は、廃棄物が安定性を保証するように設計された処分容器に入れられた時は廃棄物の容積の 1％を、 あるいは安定な形態に処理した廃棄物についてはその容積の 0．5％を決して超えてはならない。 (3) 廃棄物内の空間及び廃棄物とパッケージとの間の空間は、できる限り小さくしなければならない。 クラス A 276 (4) クラス C を超える低レベル放射性廃棄物 10 CFR Part 61「放射性廃棄物の陸地処分のための許認可要件」6)の§61.55 には、一般 に浅地中処分に適さない低レベル放射性廃棄物の存在が示唆されており、クラス C を超え る（GTCC）低レベル放射性廃棄物と呼ばれている。GTCC 低レベル放射性廃棄物は、10 CFR Part 61 に特別な要件がない場合、10 CFR Part 61 に基づいて許可された処分サイトにお いて処分を行うという提案が原子力規制委員会（NRC）により承認されなければ、10 CFR Part 60「地層処分場における高レベル放射性廃棄物の処分」、10 CFR Part 63「ネバダ州 ユッカマウンテン地層処分場での高レベル放射性廃棄物の処分」に規定された地層処分場 に処分されなければならないとされている。 1985 年低レベル放射性廃棄物政策修正法では、GTCC 低レベル放射性廃棄物の処分は連 邦政府の責任としており、現在、エネルギー省（DOE）は、処分概念を検討するための環 境影響評価（EIS）を実施している。 2011 年 2 月に DOE がドラフト環境影響評価書（DEIS）「クラス C を超える（GTCC） 低レベル放射性廃棄物及び GTCC 類似廃棄物の処分」7)を作成しており、この中で、GTCC 低レベル放射性廃棄物の処分オプションとして以下が検討されている。 ① 廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）での処分（図 2.7-6 参照） ② ハンフォード・サイト、アイダホ国立研究所、ロスアラモス国立研究所、ネバダ テストサイト、WIPP 近傍やその他商業サイトにおける、新たな中深度ボーリング孔 での処分（図 2.7-7 参照） ③ 上記②で示したサイトにサバンナリバー・サイトを加えたサイトにおける、新た な強化型浅地中処分施設での処分（図 2.7-8 参照） ④ 上記③で示したサイトにおける、新たなボールト処分施設での処分（地下約 5m の ボールトに処分）（図 2.7-9 参照） また、GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイトとして、ハンフォード・ サイト、アイダホ国立研究所、ロスアラモス国立研究所、ネバダテストサイト、サバンナ リバー・サイト、WIPP 近傍での処分場の設置場所の案を、それぞれ図 2.7-10～15 に示す。 現在、DOE では、最終環境影響評価書（FEIS）の完成を目指して検討を実施しているが、 これまで目標時期を 2012 年 12 月としていたが、2012 年 11 月 15 日の改定により、目標時 期、検討スケジュールは不確定（Schedule Uncertain）に変更された 8)。 277 図 2.7-6 GTCC 低レベル放射性廃棄物の処分オプション：WIPP での処分 278 図 2.7-7 GTCC 低レベル放射性廃棄物の処分オプション：中深度ボーリング孔処分 279 図 2.7-8 図 2.7-9 GTCC 低レベル放射性廃棄物の処分オプション：強化型浅地中処分施設での処分 GTCC 低レベル放射性廃棄物の処分オプション：ボールト処分施設での処分 280 図 2.7-10 GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイト：ハンフォード・サイ ト 281 図 2.7-11 GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイト：アイダホ国立研究所 282 図 2.7-12 GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイト：ロスアラモス国立研 究所 283 図 2.7-13 GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイト：ネバダテストサイト 284 図 2.7-14 GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイト：サバンナリバー・サ イト 285 図 2.7-15 GTCC 低レベル放射性廃棄物のリファレンス処分サイト：WIPP 近傍 286 2.7.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） 高レベル放射性廃棄物（使用済燃料を含む）、TRU 廃棄物、低レベル放射性廃棄物、クラ ス C を超える（GTCC）低レベル放射性廃棄物、の各々の処分について、適用される安全 基準・指針、サイト選定基準を表 2.7-11 にまとめて示すとともに、以下にその概要を示す。 表 2.7-11 放射性廃棄物処分に適用される安全基準・指針、サイト選定基準 廃棄物の分類 安全基準・指針 サイト選定基準 【一般的に適用】 高レベル放射性廃棄物 【一般的に適用】 使用済燃料 40 CFR Part 191「使用済燃 10 CFR Part 960「放射性廃 料、高レベル及び TRU 放射 棄物処分場予定地の予備的 性廃棄物の管理と処分のた 選別に関する一般指針」 【ユッカマウンテンに適用】 めの環境放射線防護基準」 10 CFR Part 60「地層処分場 10 CFR Part 963「ユッカマ における高レベル放射性廃 ウンテン・サイト適合性指 針」 棄物の処分」 【ユッカマウンテンに適用】 40 CFR Part 197「ネバダ州 ユッカマウンテンのための 環境放射線防護基準」 10 CFR Part 63「ネバダ州ユ ッカマウンテン地層処分場 での高レベル放射性廃棄物 の処分」 40 CFR Part 191 （廃棄物隔離パイロットプ TRU 廃棄物 40 CFR Part 194「廃棄物隔 ラント（WIPP）がサイトと 離 パ イ ロ ッ ト ・ プ ラ ン ト して特定されている） (WIPP)の 40 CFR Part 191 処分規制との適合性の承認 基準」 低レベル放射性廃棄物 10 CFR Part 61「放射性廃棄 10 CFR Part 61（§61.50 物の陸地処分のための許認 陸地処分施設に関する処分 サイト適合要件） 可要件」 クラス C を超える（GTCC） （処分概念が検討中であり、 （処分概念が検討中であり、 低レベル放射性廃棄物 検討結果に応じて適用され 検討結果に応じて適用され る安全基準・指針が変化す る安全基準・指針が変化す る） る） (1) 高レベル放射性廃棄物及び使用済燃料に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） 高レベル放射性廃棄物（使用済燃料を含む）の処分は、1982 年放射性廃棄物政策法第 121 条に基づいて、環境保護庁（EPA）が一般的に適用される環境基準に係る連邦規則（CFR） 287 として 40 CFR Part 191 を策定した上で、原子力規制委員会（NRC）が EPA の連邦規則 と矛盾しない内容の許認可申請に係る技術要件・基準に係る連邦規則として 10 CFR Part 60 を策定している。 1987 年放射性廃棄物政策修正法で唯一の処分候補地となったユッカマウンテンについて は、1992 年エネルギー政策法の規定に基づいて、EPA が全米科学アカデミー（NAS）の勧 告と矛盾することがない内容で公衆安全基準に係る連邦規則として 40 CFR Part 197 を策 定した上で、NRC が EPA の連邦規則と合致する内容で技術要件・基準に係る連邦規則と して 10 CFR Part 63 を策定している。NAS の勧告は、1992 年エネルギー政策法に示され た以下の 3 点を検討するための調査に係る契約を EPA と締結して実施されており、1995 年に「ユッカマウンテン基準に関する技術的な基礎」9)として取りまとめられている。 ① 接近可能な環境への放出から公衆個人に対する線量に基づく健康ベースの基準が 公衆の健康と安全の防護に関する合理的基準を提供するかどうか。 ② 処分場閉鎖後の監視システムが、処分場の人工または天然のバリアを破損するか、 または公衆個人の被ばくを、許容限度を超えた放射線量に増やす不当なリスクを防 止するよう、能動的な制度的管理に基づいて、開発できると想定することが合理的 であるかどうか。 ③ 処分場の人工または地層のバリアが 1 万年間の人間侵入の結果として破損する確 率の科学的に支持可能な予測が可能であるかどうか。 高レベル放射性廃棄物、使用済燃料の処分の安全基準・指針に係る根拠法、連邦規則な どの主要法令について、主な規定内容、連邦規則（CFR）との根拠法の関係、位置付けな どを表 2.7-12 に示す。また、安全基準・指針で安全評価・性能評価の方法を規定している 10 CFR Part 63（40 CFR Part 197 と同様な規定内容になっている）、について、具体的な 規定内容を表 2.7-13 に示す。なお、40 CFR Part 191 は、廃棄物隔離パイロットプラント （WIPP）に適用されているものとなっており、 「(2) TRU 廃棄物」で規定内容をまとめる。 なお、10 CFR Part 60 では、§60.113（恒久閉鎖後の特定バリアの性能）に人工バリア システムの設計要件として放射性核種の放出速度（閉鎖後 1,000 年に存在すると計算され た放射性核種のインベントリの年間で 10 万分の 1）が規定されるのみであり、安全評価・ 性能評価の方法は示されていない。 高レベル放射性廃棄物（使用済燃料を含む）の処分に係るサイト選定基準については、 1982 年放射性廃棄物政策法第 112 条(a)の規定に基づいて、エネルギー省（DOE）が処分 288 場のためのサイト推薦に係る一般指針として連邦規則の 10 CFR Part 960 を策定している。 表 2.7-14 には、サイト選定の段階である①可能性のあるサイトの選定、②特性調査のため の指名及び推薦の段階、③開発のためのサイトの推薦の段階について、各々の段階で適用 される技術的指針の評価項目、適用する段階を示す。策定に当たっての手続きとしては、 環境諮問委員会（CEQ）、環境保護庁（EPA）長官、米国地質調査所（USGS）所長及び関 係知事と協議すること、NRC の同意を得ることが求められている。また、10 CFR Part 60 においては、§60.122 に「処分地選定基準」が規定されており、好ましい条件、潜在的に 不適格な条件が示されている（表 2.7-15 参照） 。 また、1987 年放射性廃棄物政策修正法、1992 年エネルギー政策法によってネバダ州ユッ カマウンテンがサイト特性調査を実施する唯一の処分候補地になったこと、40 CFR Part 197 及び 10 CFR Part 63 によってサイトの適否の判断が個人防護基準を中心とした線量評 価に重点が置かれるようになったことを受け、エネルギー長官が大統領に処分サイトを推 薦する際のサイト適合性の指針として 10 CFR Part 963「ユッカマウンテン・サイト適合 性指針」が策定されている。 289 表 2.7-12 米国の高レベル放射性廃棄物処分の安全基準・指針に係る主要法令の概要 法令名 1982年放射性廃棄物政策法 （1987年修正） 1992年エネルギー政策法 10 CFR Part 60「地層処分 場における高レベル放射性 廃棄物の処分」 40 CFR Part 191「使用済燃 料、高レベル及びTRU放射 性廃棄物の管理と処分のた めの環境放射線防護基準」 主要法令の概要、主な規定内容 ・規制機関を含めた責任・役割を規定。 ・サイト選定の手順を規定。 ・サイト選定基準をエネルギー省（DOE）が策 定し、NRCが同意することを規定。 ・環境防護基準を環境保護庁（EPA）が策定し、 NRCが技術要件・基準を策定。 ・EPAが、全米科学アカデミー（NAS）の調査 結果と勧告に基づいて、また、この内容と整 合した形で、ユッカマウンテン処分場に適用 する環境放射線基準に係る規則を策定。 ・NRCは、EPAの規則に合致するように、NRC の規則である技術要件・基準を変更するよう に規定。 ・1982年放射性廃棄物政策法（1987年修正） に基づいて立地、建設、操業する地層処分場 に適用する規則。 ・10 CFR Part 63の適用を受けるユッカマウン テンの地層処分場には適用されない。 ・許認可申請書の記載内容、技術基準（性能目 標、処分地選定基準、設計基準） 、性能確認プ ログラム、品質保証などを規定。 ・ 「サブパートB 処分に関する環境基準」にお いて、閉じ込め要件、保証要件（制度的管理、 回収可能性等）、個人防護要件（処分後の1万 年間にわたり150μSv／年）を規定。 10 CFR Part 63「ネバダ州 ユッカマウンテン地層処分 場での高レベル放射性廃棄 物の処分」 ・1982年放射性廃棄物政策法（修正）及び1992 年エネルギー政策法に従って、ユッカマウン テンに立地、建設、操業する地層処分場に適 用する規則。 ・許認可申請書の記載内容、技術基準（性能目 標、処分地選定基準、設計基準）、性能確認プ ログラム、品質保証などを規定。 ・ 「サブパートL 閉鎖後の公共衛生基準及び環 境基準」に、閉鎖後の個人防護基準、人間侵 入に関する個人防護基準、地下水防護基準を 規定。 40 CFR Part 197「ネバダ州 ・ 「サブパートB 処分に関する公衆の健康と環 ユッカマウンテンのための 境の基準」に、地質学的に安定な期間（100 環境放射線防護基準」 万年の評価期間）の定義とともに、閉鎖後の 個人防護基準、人間侵入に関する個人防護基 準、地下水防護基準を規定。 290 法令の位置付けなど ・10 CFR Part 60、40 CFR Part 191の根拠法 ・10 CFR Part 63、40 CFR Part 197の根拠法 ・現状で具体的に適用され る地層処分場はないが、 ユッカマウンテンの代 替サイトが選定された 場合に適用される見込 み。 ・1992年廃棄物隔離パイ ロットプラント（WIPP） 土地収用法で回復され、 WIPPの許認可（適合性 認定）のみに適用。 「サブパートL 閉鎖後 の公共衛生基準及び環 境基準」は、40 CFR Part 197での規定内容がほぼ そのままで記載されて いる。 ・40 CFR Part 197での規 定内容は、実質的に10 CFR Part 63に含まれ る。 表 2.7-13 項目 性能評価の定義 （§63.2 定義） 評価期間：地質学的に安定 な期間 （§63.302 サブパートL に関する定義） 生物圏：リファレンス生物 圏 （§63.305 リファレンス 生物圏に要求される特徴） 線量限度：閉鎖後の個人防 護基準 （§63.311 永久閉鎖後の 個人防護基準） 人間侵入の線量限度：人間 侵入に関する基準 （§63.321 人間侵入に関 する個人防護基準） 様式化した人間侵入シナリ 10 CFR Part 63 で規定されている性能評価の内容 性能評価に関する規定内容 性能評価とは、次のような分析のことをいう。 (1) ユッカマウンテン処分システムに影響する可能性のある特徴、事象、プ ロセス（人間侵入を除く）と、事象とプロセスのシーケンス（人間侵入を 除く）及びそれらの発生確率を特定する解析を意味する。 (2) これらの特徴、事象及びプロセスに加えて、事象やプロセスのシーケン スがユッカマウンテン処分システムの性能に与える影響を検討する。 (3) 重要なすべての特徴、事象及びプロセスに加えて、事象やプロセスのシ ーケンスによって引き起こされた放出の結果として合理的な範囲で最大 の被ばくを受ける個人に生じる線量の見積りを、それぞれの特徴、事象及 びプロセスやそのシーケンスの発生確率を考慮し、さらには関連する不確 実性を含めた形で実施する。 地質学的に安定な期間とは、その期間中、ユッカマウンテン・サイトや周辺 の地質学的特徴やその将来の挙動の可変性を限定することができる、すなわ ち、それらが妥当な確率の範囲で予測できる期間を意味する。この期間は処 分後100万年間で終了すると定義されている。 (a) リファレンス生物圏の記述に用いられる特徴、事象及びプロセスは、ユ ッカマウンテン・サイト周辺域の様々な条件に関する現時点での知識に適 合したものでなければならない。 (b) DOEは、社会、生物圏（気候以外のもの）、人間に関する生物学的状況 または人間の知識あるいは技術の増減についての変化を予測するべきで はない。本パートの遵守を立証するために行われるあらゆる解析におい て、DOEは、これらの要素のすべてが許認可申請を提出する時点と同じ状 態にとどまるものと想定しなければならない。 (c) DOEは§63.342に明記された性能評価要件と一致した、地質学的に安定 な期間中にユッカマウンテン処分システムに影響を及ぼす可能性のある 要素における変化の慎重かつ妥当な仮定に基づき、地質学、水文学及び気 候に関係する要素を変化させなければならない。 (d) 生物圏経路は、乾燥あるいは半乾燥条件と適合したものでなければなら ない。 (a) DOEは、合理的に最大の被ばくを受ける個人が、擾乱を受けていない状 態のユッカマウンテン処分システムから放出される以下の年間線量を超 えて被ばくしないことが妥当に予測できることを、性能評価を用いて立証 しなければならない： (1) 処分後1万年間に関しては0.15mSv（15mrem）。 (2) 処分後1万年以降から地質学的に安定な期間までの期間に関しては 1.0mSv（100mrem）。 (b) DOEの性能評価には放射性核種の全ての潜在的な移行及び被ばく経路 を含めなければならない。 (a) DOEは、廃棄物パッケージが十分に破損し、掘削者が認識せずに、人間 侵入（§63.322参照）が発生する処分後の最も早い時期を決定しなければ ならない。 (b) DOEは、合理的に最大の被ばくを受ける個人が、人間侵入の結果、以下 の年間線量を超えて被ばくしないことが妥当に予測できることを立証し なければならない： (1) 処分後1万年間に関しては0.15mSv（15mrem）。 (2) 処分後1万年以降から地質学的に安定な期間までの期間に関しては 1.0mSv（100mrem）。 (c) DOEの解析には、§63.322の要件に従って、放射性核種の移行と被ばく の全ての考え得る環境中の経路を含めなければならない。 人間侵入の分析に関しては、DOEは次のような仮定を設定しなければな 291 オ （§63.322 リオ） 人間侵入シナ 評価シナリオで対象とする 事象：特徴、事象、プロセ ス（FEP） （§63.342 性能評価に関 する限定） らない。 (a) 地下水探査のためのボーリングの結果として1回の人間侵入が起こる。 (b) 侵入者はボーリング孔を、すでに劣化した廃棄物パッケージを直接貫通 し、ユッカマウンテン処分場の下にある帯水層の最上部に至る形で掘削す る。 (c) 掘削者は、現在ユッカマウンテン周辺地域で地下水の探査ボーリングの ために使用されている一般的な手法及びやり方を使用する。 (d) ボーリング孔の注意深い密封は行われず、その代わりに自然の劣化プロ セスによってボーリング孔が次第に変化してゆく。 (e) ボーリング孔内には粒子状の廃棄物質は入れられない。 (f) 被ばくシナリオの中には、水によって飽和帯に運ばれた放射性核種のみ が含まれるものとする（例えば、廃棄物パッケージの中に水が浸入し、放 射性核種を放出させ、ボーリング孔を通じて飽和帯まで放射性核種が移行 する）。 (g) 発生の確率が極めて低い自然のプロセス及び事象によって引き起こさ れる放出は考慮されない。 (a) §§63.311(a)(1)、63.321(b)(1)及び63.331＜地下水防護基準＞の順守を 示すために実施されるDOEの性能評価には、年間の発生確率が1億分の1 （10－8/年）以下と推定されるような、極めて発生確率の低い特徴、事象、 プロセスに関する考察を含めてはならない。また、DOEの性能評価では、 性能評価結果が処分後1万年間大幅に変化しない場合、発生確率がそれ以 上の、特徴、事象、プロセス、または事象及びプロセスのシーケンスに起 因する影響を評価する必要はない。 (b) §§63.321(b)(1)、63.331の順守を示すために実施される性能評価に関 し、DOEの性能評価では、発生確率が低い、すなわち、年間の発生確率が 10万分の1（10－6/年）以下、最小で1億分の1の特徴、事象、プロセス、ま たは事象とプロセスのシーケンスを除外しなければならない。 (c) §§63.311(a)(2)、63.321(b)(2)の順守を示すために実施する性能評価に 関し、DOEの性能評価では、処分後1万年以降から地質学的に安定な期間 までの期間における、この項のパラグラフ(a)に記載される特徴、事象、プ ロセスの継続的な影響を予測しなければならない。DOEはこの項のパラグ ラフ(a)に含まれる全ての特徴、事象、プロセスを評価しなければならない。 また、以下の事項を実施しなければならない： (1) DOEは発生確率が非常に低い特徴、事象、プロセス、または事象及び プロセスのシーケンスに関するこの項のパラグラフ(a)の確率限度に従 って、地震及び火成活動のシナリオの影響を評価しなければならない。 63.321(b)(2)の順守を示すために実施する性能評価は、発生確率が非常 に低い特徴、事象、プロセス、または事象及びプロセスのシーケンスに 関するこの項のパラグラフ(b)の確率の限度の対象である。 (i) 地震解析は、処分場坑道の損傷、廃棄物パッケージの破損、ユッカ マウンテンの地下水面の高度の変化（すなわち、ユッカマウンテンの 地下水面の上昇の規模）に起因する影響だけに限定してもよい。 (ii) 火成活動の解析は、処分場を直接横切る火山事象の影響に限定して もよい。火成事象は生物圏、大気、地下水への放射性核種の放出の原 因となる、廃棄物パッケージの直接的な損傷を発生させるような事象 だけに限定してもよい。 (2) DOEは気候変動の影響を評価しなければならない。気候変動の解析 は、気候変動に起因する処分場を通過する水流の増加、及びその結果と して生じる放射性核種の接近可能な環境への移行及び放出に限定して もよい。気候変動の性質と程度は、時間的に一定の気候条件で表すこと ができる。解析は、処分後1万年から開始してもよいが、地質学的に安 定な期間まで延長しなければならない。気候変動を表すために使用する 時間的に一定の数値は、処分場の面積で区切られる地域内の深地層の浸 透速度の空間的平均とする。また、気候変動を表すために使用する時間 的に一定な深地層の浸透速度は、算術平均値が41mm／年(1.6in.／年) で、標準偏差が33 mm／年（1.3 in.／年）の対数正規分布に基づいてい なければならない。深地層の浸透速度は10～100 mm／年(0.39 ～3.9in. 292 ／年)の範囲で変化するため、対数正規分布は切り捨てることとする。 (3) DOEは人工バリアの一様腐食の影響を評価しなければならない。 DOEは地質学的に安定な期間で一定の代表的な腐食率、または処分場 の他のパラメータと相関する腐食率の分布を使用することができる。 293 表 2.7-14 10 CFR Part 960 に示されたシステム及び技術的指針の適用時期 §960. 評価項目 4-1(a) 4-2-1(a) 4-2-1(d) 4-2-2(a) 4-2-3(a) 4-2-4(a) 4-2-5(a) 4-2-5(d) 4-2-6(a) 4-2-6(d) 4-2-7(a) 4-2-7(d) 4-2-8-1(a) 4-2-8-1(d)(1) 4-2-8-1(d)(2) システム 水理地質学的特性 条件 可能性のある サイト － － － － － － － 1 － 1 － 1 － 1 － － － － － － 1 1 － 判定段階 特性調査のため の指名及び推薦 3 3 1 3 3 3 3 1 3 1 3 1 3 1 1 開発のための サイトの推薦 4 4 2 4 4 4 4 2 4 2 4 2 4 2 2 適格 適格 不適格 地球化学的特性 適格 岩石学的特性 適格 気候変化 適格 侵食 適格 不適格 溶解 適格 不適格 構造地質学的特性 適格 不適格 天然資源 適格 不適格 不適格 4-2-8-2(a) 3 4 所有権及び管理 適格 3 4 5-1(a)(1) システム 適格 3 4 5-1(a)(2) （既存の経路有） 適格 3 4 5-1(a)(3) (管理区域外の活動の可能性) 適格 3 4 5-2-1(a) 適格 人口密度及び分布 1 2 5-2-1(d)(1) 不適格 (地表施設が密集部) 2 1 2 5-2-1(d)(2) 不適格 (人口 1000 人/mile ) 1 2 5-2-1(d)(3) 不適格 (緊急対応計画) 5-2-2(a) 3 4 所有権及び管理 適格 － 5-2-3(a) 3 4 気象学的特性 適格 － 5-2-4(a) 3 4 サイト外の施設及び操業 適格 － 5-2-4(d) 1 2 1 不適格 5-2-5(a) 3 4 環境の質 適格 － 5-2-5(d)(1) 1 2 (適切な保護) 不適格 － 5-2-5(d)(2) 1 2 1 (国立公園等の中に) 不適格 5-2-5(d)(3) 1 2 1 (公立公園等との共存付加) 不適格 3 4 5-2-6(a) 社会経済的な影響 適格 － 1 2 5-2-6(d) 不適格 － 5-2-7(a) 3 4 輸送 適格 － 5-2-8(a) 3 4 地表の特性 適格 － 3 4 5-2-9(a) 岩石学的特性 適格 － 1 2 5-2-9(d) 不適格 － 5-2-10(a) 3 4 水理学的特性 適格 － 5-2-10(d) 1 2 不適格 － 5-2-11(a) 3 4 構造地質学的特性 適格 － 5-2-11(d) 1 2 1 不適格 注）1 及び 2 は不適格条件、3 及び 4 は適格条件の適用により得られた評価結果。以下に詳細を示す。 1：証拠はサイトが不適格であるとする評価結果を(a)裏付けない、あるいは(b)裏付ける。 2：証拠は評価結果－(a)証拠を基礎にサイトが不適格でなく、かつ将来もサイトが不適格となる可能性が 低い、あるいは(b)サイトが不適格である、あるいは将来不適格になる可能性が高い－を裏付ける。 3：証拠は、サイトが将来適格条件に適合する可能性が低いという評価結果を(a)裏付けない、あるいは(b) 裏付ける。(b)の場合には、サイトは不適格とされる。 4：証拠は、評価結果－(a)サイトが適格条件に適合し、かつ今後も適格条件に適合し続けるであろう、あ るいは(b)サイトが適格条件に適合できない、あるいは適格条件に適合する可能性が低い－を裏付ける。(b) の場合には、サイトは不適格とされる。 294 表 2.7-15 10 CFR Part 60 でのサイトの好ましい条件、潜在的に不適格な条件 サイトの条件 (b) 好ましい条件 （§60.122 処分地選定基 準） (c) 潜在的に不適格な条件 （§60.122 処分地選定基 準） 規定内容 (1) 第四紀の期間の地質構造学的、水理地質学的、地球化学的及び地形学的 なプロセス（またはいずれか）の特性や速度が、地層処分の廃棄物隔離性 能に影響を及ぼさないか、好ましい影響を与えること。 (2) 飽和帯中への処分については、以下の水理地質学的な条件を備えている こと。 (i) 水平及び垂直方向の透水性が小さい母岩 (ii) 母岩及び直近の岩体中の動水勾配が下向きまたは水平方向に卓越し ていること。 (iii) 母岩と周囲の岩体との間で垂直方向の透水性も、動水勾配も小さい こと。 (3) 以下の地球化学的条件を備えていること。 (i) 放射性核種の沈殿または吸着を促進すること。 (ii) 放射性核種の移動性を高めるような微粒子、コロイド、無機及び有機 錯体の形成を抑制すること。 (iii) 微粒子、コロイド及び錯体による放射性核種の移動を抑制すること。 (4) 想定される熱負荷にさらされた時に、鉱物体が変化しないか、または放 射性核種の移行を抑制する能力を損なわないか、または増大するもの。 (5) 地表から少なくとも深度300mに廃棄物を定置できること（ここでの地 表は、処分場建設及び操業で擾乱を受ける範囲内の最低標高とする）。 (6) 処分場と同じ地質学的環境の範囲の人口密度が低く、管理区域（地下施 設の外周から10km以内の区域）が人口集中域の中心から離れていること。 (7) 廃棄物定置前の地下水が、処分場建設及び操業で擾乱を受ける地域か ら、公衆が接近可能な環境までの間を、放射性核種が最も早く通過すると 考えられる移動経路に沿って移動するのに、1,000年以上要すこと。 (8) 不飽和帯中への処分については、以下の水理地質学的な条件を備えてい ること。 (i) 母岩及びその上位・下位の（水理地質学的な）地層中の水分の移動が 少ないこと。 (ii) 地下水面が地下施設より十分下方にあり、地下水面に隣接して存在す る孔隙水が地下施設に到達しないこと。 (iii) 母岩の上位に、水平方向に広がる低透水性の（水理地質学的な）地 層が存在し、下方向への地下水流動を抑制するか、あるいは地下施設外 へ迂回させること。 (iv) 排水性の良い母岩 (v) 長期間の平均年間降水量が、潜在的な平均年間蒸発散量に対して小さ な比率の気候型であること。 管理区域に特有か、または管理区域内の隔離に影響する可能性がある場 合、以下の条件は潜在的に不適格な条件である。 (1) 氾濫源の占有またはその修復による、あるいは現存または計画中の人造 湖の欠陥による地下施設の浸水の可能性があること。 (2) 地下水の汲み上げ、広範囲の灌漑、地下への流体の注入、ポンプで排水 された地下貯蔵庫、軍事活動、大規模な地表貯水池のような地下水流動に 不利な影響をもたらすような、予知しうる人間活動の可能性があること。 (3) 大規模な地表貯水池の発生が、その地域の地下水流動システムを変え、 処分場に不利な影響をもたらす可能性がある、地滑り、地盤沈下、火山活 動のような自然現状がある可能性があること。 (4) その地域の地下水流動システムに不利な影響をもたらす可能性のある、 地層の隆起や沈下、褶曲、断層のような構造的な変形の可能性があること。 (5) 公衆が接近可能な環境への放射性核種の移動に影響を及ぼす、動水勾 配、平均侵入速度、貯留係数、透水係数、自然涵養、静水位、流出点等の 水理学的条件に変化が起こる可能性があること。 295 (6) 予測可能範囲内の気候変動により、水理学的条件に変化が起こる可能性 があること。 (7) 人工バリアシステムの溶解性や化学反応を進めるような、化学成分、高 いイオン強度、Eh-Phの範囲を含む母岩内の地下水であること。 (8) 放射性核種の吸着性を減少させる、岩の強度を低下させる、または人工 バリアシステムの性能に悪影響を及ぼすような地球化学的なプロセスが 存在すること。 (9) 還元性でない地下水であること。 (10) 角礫岩パイプ、溶解空洞、塩水ポケットのような溶解を示す証拠があ ること。 (11) 第四紀に地層の隆起、沈下、褶曲及び断層のような構造的な変形が認 められること。 (12) サイトに著しい影響を及ぼすような規模の地震が過去にあったこと。 (13) 地震と造構運動との相関関係に基づく、地震発生の確率、または地震 の大きさの増大を示す徴候があること。 (14) 処分場と同じ地質学的環境の範囲に発生する地震が、周囲に比べより 頻繁、またはより大きなものであること。 (15) 第四紀初頭から現在までの間に火成活動があった証拠があること。 (16) 第四紀の期間中に極端な侵食があった証拠があること。 (17) サイト内に以下のような形態の、確認されたまたは発見されていない 有用資源（自然生成物）が存在すること。 (i) 現時点で採掘が経済的に可能である、または予見しうる将来の期間に 可能となるもの。 (ii) 処分場と同じ地質学的環境の範囲に多く存在し、同様サイズの他の区 域の平均より大きい総量または純量を有する。 (18) サイト内に資源採掘の証拠があること。 (19) サイト内にボーリングの証拠があること。 (20) 地下施設の設計及び建設、ﾎﾞｰﾘﾝｸﾞ孔や立坑の閉塞に、複雑な工学的手 法を必要とするような岩石や地下水の条件であること。 (21) 永久閉鎖に至るまでの間、安定な空間を維持するような設計を不可能 とする岩石学的特性であること。 (22) 不飽和帯に位置する地下施設を水没させてしまうほど、地下水面が上 昇する可能性があること。 (23) 不飽和帯に位置する地下施設の一部を水没させる、あるいは地下施設 から公衆が接近可能な環境に至る、より早い地下水流動経路を作り得る、 現在または将来の宙水の分布の可能性があること。 (24) ガス状態の放射性核種が、不飽和帯の空隙を通過し、公衆が接近可能 な環境に移動する可能性があること。 296 (2) TRU 廃棄物に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） TRU 廃棄物の処分は、1982 年放射性廃棄物政策法第 121 条に基づいて環境保護庁（EPA） が連邦規則（CFR）として策定された 40 CFR Part 191 が適用されているが、40 CFR Part 191 のサブパート B「処分に関する環境基準」が裁判所判決によって無効となっていたこと から、1992 年廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）土地収用法の第 8 条(a)及び(b)で回 復し、発効させたという経緯がある。また、EPA は、1992 年 WIPP 土地収用法の第 8 条(c) の規定に基づいて、40 CFR Part 191 への適合性に関する認定（第 8 条(d)(1)）及び廃止措 置段階までの 5 年毎の再認定（第 8 条(f)）を行うための基準として、40 CFR Part 194「廃 棄物隔離パイロットプラント（WIPP）の 40 CFR Part 191 処分規制との適合性の承認基 準」を策定している。なお、1992 年 WIPP 土地収用法の第 8 条(b)においては、Public Law 97-425（1982 年放射性廃棄物政策法）によるサイト特性調査、許認可、建設、操業、閉鎖 等には適用しないことが定められており、具体的にはネバダ州ユッカマウンテンでの高レ ベル放射性廃棄物の処分に適用しないこととなっている。 TRU 廃棄物の処分の安全基準・指針に係る根拠法、連邦規則などの主要法令について、 主な規定内容、連邦規則（CFR）との根拠法の関係、位置付けなどを表 2.7-16 に示す。ま た、40 CFR Part 191 及び 40 CFR Part 194 での安全評価・性能評価の規定内容を表 2.7-17 に示す。 TRU 廃棄物の処分場のサイト選定基準については、高レベル放射性廃棄物の処分のため の岩塩サイトの選定作業から廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）のサイトが決定した 経緯があるため、TRU 廃棄物に特定したサイト選定基準は存在していない。 297 表 2.7-16 米国の TRU 廃棄物処分の安全基準・指針に係る主要法令の概要 法令名 1982年放射性廃棄物政策法 （1987年修正） 1992年廃棄物隔離パイロッ トプラント（WIPP）土地収 用法 40 CFR Part 191「使用済燃 料、高レベル及びTRU放射 性廃棄物の管理と処分のた めの環境放射線防護基準」 40 CFR Part 194「廃棄物隔 離パイロットプラント （WIPP）の40 CFR Part 191処分規制との適合性の 承認基準」 表 2.7-17 主要法令の概要、主な規定内容 法令の位置付けなど ・環境防護基準を環境保護庁（EPA）が策定。 ・40 CFR Part 191の根拠 法 ・EPAが策定していた環境放射線基準である40 ・40 CFR Part 191の回 復・発効、40 CFR Part CFR Part 191を回復し、発効することを規 194の根拠法 定。 ・EPAが40 CFR Part 191への適合性に関する 認定を行うための基準40 CFR Part 194）を 策定することを規定。 ・ 「サブパートB 処分に関する環境基準」にお ・1992年WIPP土地収用法 いて、閉じ込め要件、保証要件（制度的管理、 で回復され、WIPPの許 認可（適合性認定、定置 回収可能性等）、個人防護要件（処分後の1万 開始後の5年毎の再認 年間にわたり150μSv／年）を規定。 定）のみに適用。 ・1992年WIPP土地収用法の第8条(d)(1)及び第 ・WIPPの許認可（適合性 認定・適合性再認定）に 8条(f)に従った、DOEによるWIPPの40 CFR 適用。 Part 191への適合性認定、再認定に関する基 準を設定。 ・適合性認定及び再認定の基準として、閉じ込 め要件（放出制限値、性能評価の範囲・方法） 、 保証用件（能動的な制度的管理、モニタリン グ、受動的な制度的管理、人工バリア、資源 の存在に対する配慮、回収可能性） 、個人防護 及び地下水防護要件などを規定。 40 CFR Part 191 及び 40 CFR Part 194 で規定されている性能評価の内容 項目 性能評価の定義 （§191.12 定義） 評価期間・評価方法 （ § 191.13 閉 じ 込 め 要 件） 評価期間・評価方法・線量 限度 （ § 191.15 個 人 防 護 要 性能評価に関する規定内容 「性能評価」とは、次のことを行う分析のことをいう。(1)処分システム に影響を与える可能性のあるプロセス及び事象の特定、(2)これらのプロセ ス及び事象が処分システムの性能に与える影響の検討、並びに(3)あらゆる 有意なプロセス及び事象によって引き起こされる放射性核種の累積放出量 の見積り（関連する不確実性も考慮に入れられる）。これらの見積りは、実 行可能な限りにおいて、累積放出量の全体的な確率分布に組み込まれる。 (a) 使用済燃料、高レベル放射性廃棄物またはTRU廃棄物の処分システム は、性能評価に基づき、処分後の1万年間に処分システムに影響を与え得 るあらゆる有意なプロセス及び事象に伴って生じる接近可能環境への放 射性核種の累積放出量が、次のようなものになると合理的に予測できるよ うに設計されなければならない。 (1) 表1(補遺A)に従って計算された量を超過する確率が1/10未満である。 及び、 (2) 表1(補遺A)に従って計算された量の10倍を超過する確率が1/1,000未 満である。 (a) 廃棄物及び関連する放射性物質の処分システムは、処分後の1万年間に わたり、処分システムの擾乱を受けていない性能によって、接近可能環境 に存在する公衆の一員（個人）が、当該処分システムのあらゆる潜在的な 298 件） 評価シナリオで対象とする 事象：発生確率 （補遺C サブパートBの 実施に関するガイダンス） 評価方法・発生確率 （§194.32 性能評価の範 囲） 評価シナリオで対象とする 事象 （§194.33 性能評価にお けるボーリング事象の検 討） 経路を通じて15mrem（150μSv）を超過する年間預託実効線量を受ける ことがないという妥当な予想がもたらされるように設計される。 (b) 年間預託実効線量は、本パートの補遺Bに従って計算される。 性能評価の範囲 §191.13では、実施機関に対して、§191.12(q)で定義された性能評価を 通じて遵守が達成されているかどうかを評価することが要求されている。 EPAは、こうした性能評価において、1万年間における発生の確率が1万分 の1（10－4/年）未満と見積られる事象またはプロセスのカテゴリーについて は、これを考慮に入れる必要はないと考えている。さらに、性能評価では、 より大きな発生確率を伴うとみなされたすべての事象及びプロセスによる 放出を詳細に評価する必要はない。これらの事象及びプロセスの一部は、こ れらを除外したケースでも累積放出量の確率分布が著しく変化しないと合 理的に予測される場合には、性能評価から省略することができる。 (a) 性能評価では、規制期間中に処分システムに影響を及ぼす可能性のある 自然のプロセス及び事象、採鉱活動、深層ボーリング、浅層ボーリングに ついて検討するものとする。 (b) 採鉱活動の影響の評価は、天然資源の掘削採鉱活動によって生じる、処 分システムの水理地質学的単位における透水係数の変化に限定すること ができる。採鉱活動は規制期間中、1世紀に100分の1の確率で生じると仮 定される。性能評価では、品位及びタイプがデラウェア盆地で現在採掘さ れている資源と同様の資源からなる鉱床が、無作為計算によってこの種の 採鉱活動が行われるとされた世紀中に、当該管理区域から完全に掘り出さ れるものと仮定する。この種の鉱物資源の完全な掘り出しは、規制期間中 に一度だけ行われるものと仮定する。 (c) 性能評価には、処分前に処分システム近辺で行われる活動、さらには処 分直後に処分システム近辺で行われると予想される活動が処分システム に及ぼす影響の分析が含まれるものとする。この種の活動には、既存のボ ーリング孔及び近い将来の開発が合理的に予想できる既存の契約地の開 発(流体の注入活動に用いられる可能性のあるボーリング孔及び契約地を 含む)が含まれるが、これに限定されない。 (d) 性能評価では、その発生確率が1万年間に1万分の1未満のプロセス及び 事象を検討する必要はない。 (e) いずれの適合性認定申請にも、次の情報が含まれるものとする。 (1) 規制期間中に生じる可能性があり、しかも処分システムに影響を及ぼ す可能性のある潜在的なプロセス、事象、またはプロセス及び事象の連 続及び組み合わせの特定。 (2) 性能評価に含められたプロセス、事象、またはプロセス及び事象の連 続及び組み合わせの特定。 (3) 本セクションのパラグラフ(e)(1)に基づいて特定されたプロセス、事 象、またはプロセス及び事象の連続及び組み合わせが、適合性認定申請 において示された性能評価の結果に含められなかった理由を説明した 文書。 (a) 性能評価では、規制期間中に処分システムに影響を及ぼす可能性のある 深層ボーリング及び浅層ボーリングについて検討するものとする。 (b) ボーリング事象が起こる可能性とその影響を評価する場合には、以下に 示す仮定及びプロセスを用いる。また、いずれの適合性認定申請書にも当 該プロセスの結果を示す文書を含めるものとする。 (1) 資源（処分システム内の廃棄物または当該廃棄物の隔離のために設計 された人工バリアから供給される資源以外のもの）を目的としたボーリ ングによる偶発的及び断続的な侵入が、最も重大な人間の侵入シナリオ である。 (2) 性能評価では、デラウェア盆地において、規制期間中に時間的、空間 的に任意の間隔においてボーリング事象が発生すると仮定される。 (3) 深層ボーリングの頻度は、次の方法で計算するものとする。 (i) 適合性認定申請書が作成された時点から過去100年間にわたり、デ ラウェア盆地内にある各資源ごとに行われた深層ボーリングを特定 する。 299 評価結果の取りまとめ方法 （§194.34 性能評価の結 果） (ii) 深層ボーリングの全体的な比率は、各資源ごとの深層ボーリングの 比率の合計とする。 (4) 浅層ボーリングの頻度は、次の方法で計算するものとする。 (i) 適合性認定申請書が作成された時点から過去100年間にわたり、デ ラウェア盆地内にある各資源ごとに行われた浅層ボーリングを特定 する。 (ii) 浅層ボーリングの全体的な比率は、各資源ごとの浅層ボーリングの 比率の合計とする。 (iii) DOEは、あらゆる浅層ボーリングの歴史的な比率を検討する際に、 管理区域内にある資源と同じ種類及び品位の資源に関する浅層ボー リングの歴史的な比率だけを検討すればよいが、その正当化は必要で ある。 (c) 性能評価には、DOEがボーリング事象の影響を分析する際に次の仮定を 立てたことを記した文書を含めるものとする。 (1) 将来のボーリング活動及び技術は、適合性認定申請書の作成時にデラ ウェア盆地において行われているものと同じである。この種の将来のボ ーリング実務には、泥水の種類及び量、ボーリング孔の深度、直径及び 密封材、人間によって密封されたこの種のボーリング孔の比率が含まれ るが、これに限定されない。 (2) 自然のプロセスは、劣化またはその他の方法によって、規制期間中の ボーリング孔が流体を移動させる能力に影響を及ぼす。 (d) 将来のボーリング事象に関して、性能評価においてボーリング孔掘削後 の資源回収に用いられる技術の影響を分析する必要はない。 (a) 性能評価の結果は、すべての有意のプロセス及び事象によって生じる累 積放出が各種レベルを超過する確率を示す「累積分布余関数」(CCDF)に とまとめられるものとする。 (b) いずれの適合性認定申請においても、性能評価で用いられる不確実な処 分システム・パラメータ値に関する確率分布を開発及び文書化するものと する。 (c) 本セクションのパラグラフ(b)に基づいて開発された確率分布の範囲全 体から無作為にサンプルを抽出する計算手法をCCDFの作成のために利用 すると共に、それに関する文書をいずれの適合性認定申請書にも含めるも のとする。 (d) 作成されるCCDFの数は、累積放出量が1及び10の場合に、作成された 最大CCDFが少なくとも0.95の確率でCCDF母集団の第99百分位数を超え るような規模のものとする。累積放出の値は、40 CFR Part 191、補遺A、 表1の注6に従って計算される。 (e) いずれの適合性認定申請書においても、作成されたCCDFの全範囲が示 される。 (f) いずれの適合性認定申請書でも、CCDF母集団の平均が本章の§191.13 の閉じ込め要件を満たすという統計的信頼水準が少なくとも95%である ことを証明する情報が含まれるものとする。 (3) 低レベル放射性廃棄物に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） 低レベル放射性廃棄物の処分は、原子力規制委員会（NRC）が連邦規則（CFR）として 策定した 10 CFR Part 61「放射性廃棄物の陸地処分のための許認可要件」が基本的に適用 されるが、NRC の他、NRC の規制行為を州が代わって行うための協定を締結している 37 の協定州（Agreement States）では州当局が NRC の管轄下で規制を行っている。なお、 現在、低レベル放射性廃棄物の処分場が操業されているワシントン州、ユタ州、テキサス 300 州及びサウスカロライナ州は、すべてが協定州である。 10 CFR Part 61 においては、表 2.7-18 に示すように、低レベル放射性廃棄物の処分場の 一般公衆の線量限度を操業中は 1mSv/年、閉鎖後は 0.25ｍSv/年（25mrem/年）と規定され ているのみであり、安全評価・性能評価の内容は具体的に規定されていない。ただし、NRC の性能評価ワーキンググループが NUREG-1573「低レベル放射性廃棄物の処分施設のため の性能評価方法論」10)で性能評価の方法に関する勧告をまとめており、以下のような規制に 当たっての重要事項が記されている。 ① 将来のサイトの状態、プロセス及び事象 ② 人工バリアの性能 ③ 低レベル放射性廃棄物の性能評価の評価期間（10,000 年を超える評価結果を基準 順守の判断に使用することは勧告しない） ④ 低レベル放射性廃棄物の性能評価での感度及び不確実性の取扱い ⑤ 操業中及び閉鎖段階での性能評価の役割 表 2.7-18 項目 線量限度 （ §61.41 放 射 能 放 出 か らの一般国民の防護） 人間侵入に係る防護 （ §61.42 偶 発 的 な 侵 入 からの個人の防護） 操業中の安全性 （ §61.43 操 業 中 の 個 人 の防護） 10 CFR Part 61 で規定されている性能評価の内容 性能評価に関する規定内容 地下水、地表水、空気、土壌、植物あるいは動物といった一般環境受容体 に放出される放射性物質の濃度は、公衆の年間線量として全身で25mrem、 甲状線で75mrem、及び他の器官で25mremを超えてはならない。流出物中 の放射能の一般環境への放出は、合理的に達成しうる限り低く保つように十 分な努力を払わなければならない。 陸地処分施設の設計、操業及び閉鎖は、処分サイトに係る能動的な制度的 管理が取り除かれた後、偶発的に処分サイトに侵入し、かつサイトを占有し たり、あるいは廃棄物と接触する個人の防護を保証しなければならない。 陸地処分施設における操業は、10 CFR Part 20に規定されている放射線 防護基準（公衆の個人に関する線量限度が1mSv/年）に従って行わなければ ならない。ただし、陸地処分施設からの流出物中への放射能放出に関しては §61.41によって規制されるもので除く。各々の合理的な努力は、放射線被 ばくが合理的に達成しうる限り低く保つようになされなければならない。 2.7.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） 高レベル放射性廃棄物（使用済燃料を含む）の処分に関する計画については、1982 年放 射性廃棄物政策法に基づいて、エネルギー省（DOE）が 1985 年に「民間放射性廃棄物管 理プログラムのミッション・プラン」11)を策定し、何度か改訂などを行っているものの、ユ 301 ッカマウンテン計画の中止の方針に伴って、現在も有効な処分計画は存在していない。ま た、研究開発計画に関しては、ユッカマウンテン計画の代替案の位置付けで、DOE の原子 力エネルギー局（DOE-NE）が「使用済燃料処分等プログラム」（UFD）を実施しており、 「使用済燃料処分等キャンペーン処分研究開発ロードマップ」12)を策定して、以下のような 研究開発が実施されている。 ・設計概念の開発（Design Concept Development） ・処分システムのモデル化（Disposal System Modeling） ・ 操 業 関 連 の 研 究 ・ 技 術 開 発 （ Operations-Related Research and Technology Development） ・知識マネジメント（Knowledge Management） ・サイト・スクリーニング及び選定手法（Site Screening and Selection Tools） ・ サ イ ト 特 性 調 査 の た め の 試 験 及 び 解 析 技 術 （ Experimental and Analytical Techniques for Site Characterization） ・地下研究所（Underground Research Laboratories） ・研究開発の能力評価（R&D Capabilities Evaluation） ・エンジニアリングと天然システムとの関連性（Relationship Between the Engineered and Natural Systems） TRU 廃棄物の処分に関する計画については、2002 年の「国家 TRU 廃棄物管理計画（第 3 版）」において、DOE が管理しているサイトのクリーンナップのための TRU 廃棄物の管 理及び処分に係る以下の分野の活動計画が示されている。 ・国家 TRU 廃棄物計画の構想、任務、目標 ・費用見込みを含む、DOE による TRU 廃棄物に係る管理活動の状況 ・国家の TRU 廃棄物の処分のための方針 ・スケジュールの確立に関する進捗を管理するために使用する業績評価指標 また、廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）の許認可で重要な特徴となっている 5 年 毎の適合性再認定に関しては、 「再認定プロジェクト計画（第 5 版）」14)が策定されており、 1992 年 WIPP 土地収用法の規定に基づいて、40 CFR Part 191 及び 40 CFR Part 194 へ の適合性を再認定するための申請に係る活動計画が示されている。 一方、民間に処分計画が委ねられている低レベル放射性廃棄物の処分、環境影響評価 （EIS）が実施されているクラス C を超える（GTCC）低レベル放射性廃棄物の処分に関し 302 ては、処分計画等が整備されていない。 2.7.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 米国では、現在、軍事用の TRU 廃棄物の処分、低レベル放射性廃棄物の処分のサイトが 選定され、処分事業が実施されているが、高レベル放射性廃棄物の処分サイトはネバダ州 ユッカマウンテンが選定され、許認可申請がされているものの、計画の中止が現政権の方 針となっている。 ここでは、高レベル放射性廃棄物、TRU 廃棄物の処分サイトの選定経緯、低レベル放射 性廃棄物の処分サイトの選定の法制度についての概要をまとめる。 (1) 高レベル放射性廃棄物の処分サイトの選定経緯 高レベル放射性廃棄物の地層処分場の立地は、1977 年のエネルギー研究開発局（ERDA。 原子力委員会（AEC）から分離して設置されたエネルギー省（DOE）の前身機関。）による 国家廃棄物最終貯蔵（NWTS）計画から開始されており、ここで得られた成果を活用して、 1982 年放射性廃棄物政策法の制定以降において、サイト特性調査を実施する処分候補地の 選定が行われている。 処分候補地の選定は、9 ヵ所の可能性のあるサイト（図 2.7-1615)）の選定に続いて、5 ヵ 所のサイト特性調査に適すると認めるサイトの指定、実際のサイト特性調査を実施するた めに 3 ヵ所を選定している（図 2.7-17 参照）16)。実際に各段階で選定されたサイトは、以 下のとおりである。 ① 可能性のあるサイトの選定（1983 年） ・ルイジアナ州バチェリオドーム（岩塩） ・ミシシッピー州サイプレスクリークドーム（岩塩） ・ミシシッピー州リッチトンドーム（岩塩） ・ネバダ州ユッカマウンテン（凝灰岩） ・テキサス州デフスミス（岩塩） ・テキサス州スウィシャー（岩塩） ・ユタ州デービスキャニオン（岩塩） ・ユタ州ラベンダーキャニオン（岩塩） ・ワシントン州ハンフォード（玄武岩） 303 ② 特性調査に適したサイトの指名（1986 年） ・ミシシッピー州リッチトンドーム（岩塩） ・ネバダ州ユッカマウンテン（凝灰岩） ・テキサス州デフスミス（岩塩） ・ユタ州デービスキャニオン（岩塩） ・ワシントン州ハンフォード（玄武岩） ③ サイト特性調査のためのサイトの推薦：大統領が処分候補地を承認（1986 年） ・ネバダ州ユッカマウンテン（凝灰岩） ・テキサス州デフスミス（岩塩） ・ワシントン州ハンフォード（玄武岩） 3 ヵ所の処分候補地が選定され、大統領の承認が得られてサイト特性調査が開始されたと ころで、1987 年放射性廃棄物政策修正法が成立し、ネバダ州ユッカマウンテンを唯一の処 分候補地とすることとされた。2002 年にエネルギー長官は、ユッカマウンテンを処分場開 発のためのサイトとして大統領に推薦した。大統領は、連邦議会にユッカマウンテンを処 分サイトとして推薦したが、地元ネバダ州が不承認通知を連邦議会に提出したため、連邦 上下院によって立地承認決議案を可決し、大統領がサインして法律としたことにより、正 式にユッカマウンテンが処分場と決定している。 許認可申請については、エネルギー省（DOE）の民間放射性廃棄物管理局（OCRWM） は、2008 年 6 月 3 日に、ユッカマウンテンでの高レベル放射性廃棄物処分場建設のための 許認可申請書を原子力規制委員会（NRC）に提出した。また、2008 年 9 月 8 日に NRC は、 提出された許認可申請書を正式に受理している。 その後、DOE は、2010 年 3 月 3 日に、NRC の原子力安全・許認可委員会（ASLB）に 対して、ユッカマウンテン処分場の許認可申請を取り下げる申請書を提出したが、ASLB は取り下げを認めないとの決定を行い、NRC 委員による投票結果も賛否同数であったため、 現在も ASLB の決定が有効となっている。 304 図 2.7-16 可能性のあるサイトとして選定された 9 ヵ所 15) 305 図 2.7-17 1982 年放射性廃棄物政策法（1987 年修正）に基づく処分候補地の選定 16) (2) TRU 廃棄物の処分サイトの選定経緯 16) 1950 年代半ばに、全米科学アカデミー（NAS）は、放射性廃棄物の可能性のある処分の 母岩として岩塩を勧告した。1957 年には、米国に存在する種々の地層中で安全な処分が可 能との結論を出した。 同時期に、処分に適したサイトの全国レベルでの予備的なスクリーニングを開始し、岩 塩が存在する 4 つの広範な地域を特定した。 ・テキサス州、ルイジアナ州及びミシシッピー州の湾沿岸平野の岩塩ドーム ・ユタ州、コロラド州、アリゾナ州、ニューメキシコ州のパラドックス盆地の岩塩層 ・カンザス州、オクラホマ州、テキサス州及びニューメキシコ州のパーミアン盆地の 岩塩層 ・ミシガン州、オハイオ州、ペンシルバニア州及びニューヨーク州のミシガン及びア パラチアン盆地の岩塩層 1970 年に原子力委員会（AEC）は、カンザス州ライオンズ付近の岩塩層を処分場として 306 提案した。ただし、本提案は、政治的及び技術的な要因で 2 年後に破棄された。 岩塩ドーム、岩塩層を中心とした高レベル放射性廃棄物のサイト選定は失敗に終わった ものの、1974 年からニューメキシコ州カールスバッドの西約 48km においてフィールド調 査が実施され 5)、本サイトが軍事用の TRU 廃棄物の処分場である廃棄物隔離パイロットプ ラント（WIPP）のサイトとして選定された。 (3) 低レベル放射性廃棄物の処分サイトの選定の法制度の概要 米国では、1985 年低レベル放射性廃棄物政策修正法により、州が単独か、または州が他 州と協定（コンパクト）を締結して、低レベル放射性廃棄物の処分場を設置する責任があ ると規定されている。 現在、10 のコンパクトが締結されているものの、実際に操業している低レベル放射性廃 棄物の処分場は 4 施設に限られており、全米からクラス A 低レベル放射性廃棄物を受け入 れているクライブ処分場（ノースウエスト・コンパクト、ユタ州）があるものの、クラス B 及び C の低レベル放射性廃棄物の処分場を持たないコンパクトが 6 つ存在している（アパ ラチアン・コンパクト、セントラル・コンパクト、セントラル・ミッドウエスト・コンパ クト、ミッドウエスト・コンパクト、サウスイースト・コンパクト、サウスウエスト・コ ンパクト）。また、コンパクトに加盟していないのが 10 州となっている。3) 表 2.7-19 には、低レベル放射性廃棄物の処分に係るコンパクトの締結州、操業中及び閉 鎖された処分場の名称を示す。 307 表 2.7-19 低レベル放射性廃棄物の処分のコンパクト及び処分場 コンパクトの名 称 締結州 アパラチアン・コン パクト デラウェア州、メリーランド 州、ペンシルバニア州、ウエ ストバージニア州 コネチカット州、ニュージャ ージー州、サウスカロライナ 州 アトランティッ ク・コンパクト 操業中の低レベル放 射性廃棄物の処分場 セントラル・コンパ クト セントラル・ミッド ウエスト・コンパク ト アーカンソー州、カンザス州、 ルイジアナ州、オクラホマ州 イリノイ州、ケンタッキー州 ミッドウエスト・コ ンパクト インジアナ州、アイオワ州、 ミネソタ州、ミズーリ州、オ ハイオ州、ウィスコンシン州 アラスカ州、ハワイ州、アイ ダホ州、モンタナ州、オレゴ ン州、ユタ州、ワシントン州、 ワイオミング州 ノースウエスト・コ ンパクト ロ ッ キ ー マ ウン テ ン・コンパクト サウスイースト・コ ンパクト サウスウエスト・コ ンパクト テキサス・コンパク ト ＜ コ ン パ ク トに 所 属していない州＞ 閉鎖された放射性廃 棄物の処分場 バーンウェル処分場（サ ウスカロライナ州に設 置。かつては全米から受 け入れていたが、2008 年 7 月からアトランティ ック・コンパクトに限定 （クラス A、B、C）） シェフィールド処分場 （イリノイ州、1987 年 閉鎖） マキシーフラッツ処分 場（ケンタッキー州、 1977 年閉鎖） リッチランド処分場（ワ シントン州に設置。ノー スウエスト・コンパク ト、ロッキーマウンテ ン・コンパクトから受け 入れ（クラス A、B、C）） クライブ処分場（全米か ら受け入れ（クラス A）） ＜リッチランド処分場 ビィーティ処分場（ネバ へ搬出可能＞ ダ州、1993 年閉鎖） コロラド州、ネバダ州、ニュ ーメキシコ州 アラバマ州、フロリダ州、ジ ョージア州、ミシシッピー州、 テネシー州、バージニア州 アリゾナ州、カリフォルニア 州、ノースダコタ州、サウス ダコタ州 テキサス州、バーモント州 WCS テ キ サ ス 処 分 場 （テキサス州に設置。テ キサス・コンパクトから 受け入れ（クラス A、B、 C）） ウエストバレー処分場 ワシントン D.C.、メーン州、 （ニューヨーク州、1975 マサチューセッツ州、ミシガ 年閉鎖） ン州、ネブラスカ州、ニュー ハンプシャー州、ニューヨー ク州、ノースカロライナ州、 プエルトリコ州、ロードアイ ランド州 308 2.7.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 (1) 高レベル放射性廃棄物の処分の性能評価 高レベル放射性廃棄物（使用済燃料を含む）の処分の性能評価は、2008 年 6 月に、エネ ルギー省（DOE）が原子力規制委員会（NRC）に提出した許認可申請書でのトータルシス テム性能評価（TSPA）が最新のものとなっている。なお、許認可申請書は、2008 年 11 月 に軽微な修正がなされている。 ユッカマウンテンに関するトータルシステム性能評価（TSPA）は、大きなバージョンで も以下のものが挙げられる。 1998 年：トータルシステム性能評価-実現可能性評価（TSPA-VA）17) 2002 年：トータルシステム性能評価-サイト推薦（TSPA-SR）18) 2008 年（改訂版）：トータルシステム性能評価-許認可申請（TSPA-LA）19) いずれのトータルシステム性能評価（TSPA）においても、10 CFR Part 63 のその時点 の最新版での規定内容に準拠した性能評価が実施されている（前述の表 2.7-13 を参照）。 ユッカマウンテン処分場に係るトータルシステム性能評価（TSPA）について、シナリオ 構築の流れなどを図 2.7-18 に、閉鎖後の個人防護に関する評価結果を表 2.7-20 及び図 2.7-19 に、人間侵入シナリオの評価結果を表 2.7-21 及び図 2.7-20 に示す。19) 処分場での通常の変遷を考慮したノミナルシナリオの他、破壊的シナリオとして早期破 壊シナリオ、火成活動シナリオ、地震シナリオが設定されており、最終的にノミナルシナ リオの結果と破壊的シナリオの結果に確率を乗じて線量期待値の形で評価結果が示されて いる。 また、人間侵入シナリオについては、ドリップシールドの破損時期の評価により、200,000 年後にボーリング孔の掘削が実施され、廃棄物パッケージの貫通を伴う事象が発生すると して評価が実施されている。 なお、ユッカマウンテンの建設認可に係る許認可申請書が提出された時点では、10 CFR Part 63 が最終版となっていなかったため、10 CFR Part 63 の案での線量限度（処分後 10,000 年までが 0.15mSv/年、100 万年までが 3.5mSv/年）が表記されている。 309 図 2.7-18 ユッカマウンテンのトータルシステム性能評価（TSPA）での シナリオ構築の流れと導出される評価結果 310 表 2.7-20 閉鎖後の個人防護に関する評価結果及び線量限度 図 2.7-19 閉鎖後の個人防護に関する線量期待値の分布 311 表 2.7-21 人間侵入シナリオの個人防護に関する評価結果及び線量限度 図 2.7-20 人間侵入シナリオの個人防護に関する線量期待値の分布 312 (2) TRU 廃棄物の処分の性能評価 TRU 廃棄物の処分の性能評価は、2009 年 3 月に、エネルギー省（DOE）が環境保護庁 （EPA）に提出した適合性再認定申請書（CRA。許認可申請書に相当）が最新のものとな っているが、最初の適合性認定申請書（CCA）は 1996 年に提出され、操業を開始した 1999 年以降は 5 年毎に適合性再認定申請書を提出し、安全審査を受けている。 1996 年：適合性認定申請書（CCA、Compliance Certification Application）20) 2004 年：適合性再認定申請書（CRA、Compliance Recertification Application）21) 2009 年：適合性再認定申請書（CRA）22) いずれの適合性（再）認定申請書においても、40 CFR Part 191 及び 40 CFR Part 194 の規定内容に準拠した性能評価が実施されているが（前述の表 2.7-17 を参照）、適合性再認 定申請書では、前回の適合性（再）認定申請書からの相違点が中心に記載されている。 図 2.7-21 規格化した累積放出量の累積分布余関数（CCDF） 313 図 2.7-22 個人防護要件の評価シナリオの模式図の例 表 2.7-22 個人防護要件に関する最大年間預託実行線量の評価結果 314 (3) 低レベル放射性廃棄物の処分の性能評価 低レベル放射性廃棄物の浅地中処分の性能評価については、リッチランド処分場が 1965 年であり、バーンウェル処分場が 1969 年のように、原子力規制委員会（NRC）が 10 CFR Part 61「放射性廃棄物の陸地処分のための許認可要件」を策定した 1982 年よりも以前に 操業を開始しているため、1981 年に NRC がこれらの処分サイトの性能についての独立し たレビューを実施しているものの 23)、厳密には許認可段階で NRC の連邦規則が適用されて いないものとなっている。また、1991 年に操業を開始したクライブ処分場は、クラス A の みが処分対象となっている。 そこで、最も近年に性能評価が実施され、クラス A、B 及び C のすべてを処分対象とし ている WCS テキサス処分場を例として取り上げ、本処分場の性能評価の概要をまとめる。 WCS テキサス処分場は、2007 年 5 月に、ウェースト・コントロール・スペシャリスト 社（WCS）がテキサス州環境品質委員会（TCEQ）に提出した許認可申請書（改訂 12c 版） 24)が最新のものとなっているが、初版の許認可申請書は 2004 年 8 月に提出されている。 WCS テキサス処分場の処分概念は、一般的な浅地中処分であるが、コンクリート製トレ ンチに廃棄物を定置した後、カバー、排水層を設置した上で、侵入防止用のカバー、蒸発 散防止カバーが設置されている（図 2.7-23 参照）。 WCS テキサス処分場の性能評価に関して、放射性核種の放出経路（空気、土壌、地下水、 地表水、植物、穿孔動物、直接外部被ばく）、放出プロセス、想定される被ばくを受ける者 （作業者、処分サイト境界、近傍居住者、サイト内の侵入者）、性能評価で対象とする時期 （操業、制度的管理、制度的管理の終了後）をまとめて表 2.7-23 に示す。また、偶発的な 侵入者が定住した場合を想定した性能評価の体系を図 2.7-24 に示す。 なお、WCS テキサス処分場は、2012 年 4 月に低レベル放射性廃棄物の受入れを開始し ている。 315 図 2.7-23 WCS テキサス処分場の浅地中処分の概念 316 表 2.7-23 WCS テキサス処分場の性能評価での放射性核種の放出経路、放出プロセス、想 定される被ばくを受ける者、性能評価で対象とする時期 317 図 2.7-24 WCS テキサス処分場の偶発的な侵入者が居住した場合の性能評価の体系 318 2.7.9 参考文献（2.7 節） 1) “Energy Policy Act of 2005”, Public Law 109-58 2) http://www.ne.doe.gov/np2010/overview.html 3) U.S. NRC, “2012-2013 Information Digest”, NUREG-1350, Volume 24, August 2012 4) http://www.nrc.gov/reactors/operating/list-power-reactor-units.html 5) U.S. Department of Energy Carlsbad Area Office, “Pioneering, Nuclear Waste Disposal”, DOE/CAO-00-3124, February 2000 6) NRC, “Licensing Requirements for Land Disposal of Radioactive Waste”, 10 CFR Part 61, December 27, 1982（2008 年 12 月 23 日最終改正） 7) DOE, “Disposal of Greater-Than-Class C (GTCC) Low-Level Radioactive Waste and GTCC-Like Waste”, DOE/EIS-0375-D, February 2011 8) DOE, Office of NEPA Policy and Compliance, “Schedules of Key Environmental Impact Statements”, November 15, 2012 http://energy.gov/nepa/downloads/schedules-key-environmental-impact-statements-0 9) National Academy of Sciences, “Technical Bases for Yucca Mountain Standards”, 1995 10) NRC, “A Performance Assessment Methodology for Low-Level Radioactive Waste Disposal Facilities”, NUREG-1573, October 2000 11) U.S. Department of Energy, “Mission Plan for the Office of Civilian Radioactive Waste Management”, DOE/RW-0005, 1985 12) U.S. Department of Energy, “Used Fuel Disposition Campaign Disposal Research and Development Roadmap”, FCR&D-USED-2011-000065 REV 0, March 2011 13) National TRU Waste Management Plan DOE/NTP-96-1204, Revision 3 14) U.S. Department of Energy, Carlsbad Field Office, “Recertification Project Plan”, DOE/WIPP 01-3199 Revision 5, March 2012 15) U.S. Department of Energy, Office of Civilian Radioactive Waste Management, “Environmental Assessment Overview, Yucca Mountain Site, Nevada Research and Development Area, Nevada”, DOE/RW-0079, May 1986 16) U.S. DOE, “Final Environmental Impact Statement for a Geologic Repository for the 319 Disposal of Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste at Yucca Mountain, Nye County, Nevada” DOE/EIS-0250, February 2002 17) U.S. Department of Energy, Office of Civilian Radioactive Waste Management, Yucca Mountain Site Characterization Office, “Viability Assessment of a Repository at Yucca Mountain, Volume 3: Total System Performance Assessment”, DOE/RW-0508/V3, December 1998 18) U.S. Department of Energy, Office of Civilian Radioactive Waste Management, “Yucca Mountain Science and Engineering Report, Technical Information Supporting Site Recommendation Consideration”, DOE/RW-0539-1, February 2002 19) U.S. Department of Energy, Office of Civilian Radioactive Waste Management, “Yucca Mountain Repository License Application, Safety Analysis Report, Chapter 2: Repository Safety After Permanent Closure”, DOE/RW-0573, Update No. 1, November 2008 20) U.S. Department of Energy, “Title 40 CFR Part 191 Compliance Certification Application”, October 1996 21) U.S. Department of Energy, “Title 40 CFR Part 191 Subparts B and C Compliance Recertification Application 2004”, March 2004 22) U.S. Department of Energy, Carlsbad Field Office, “Title 40 CFR Part 191 Subparts B and C Compliance Recertification Application for the Waste Isolation Pilot Plant”, DOE/WIPP-09-3424, 2009 23) Advisory Committee on Nuclear Waste, U.S. Nuclear Regulatory Commission, “History and Framework of Commercial Low-Level Radioactive Waste Management in the United States, ACNW White Paper”, NUREG-1853, January 2007 24) Waste Control Specialists LLC (WCS), “Application for License to Authorize Near-Surface Land Disposal of Low-Level Radioactive Waste, Revision 12c”, May 2007 http://1069712.sites.myregisteredsite.com/wcs/ 320 2.8 カナダ 2.8.1 近年の原子力政策 商業用の原子力発電所は 5 カ所―オンタリオ州に 3 カ所、ケベック州とニューブランズ ウィック州にそれぞれ 1 カ所―あり、 1971 年から 1983 年にかけてカナダ型重水炉（CANDU 炉）が計 22 基導入された。CANDU 炉は減速材と冷却材に重水（天然水中に 0.02%含まれ る）を使用する圧力水型の原子炉であり、燃料として天然ウラン（ウラン 235 を濃縮して いない）を利用する。22 基のうち、1993～98 年にかけて、オンタリオ州にあるピッカリン グ発電所とブルース発電所の合計 8 基が改修のために長期休止に入ったが、うち 6 基は改 修後に復帰している。2012 年 12 月時点では 20 基が稼働状態にある。このうち、ケベック 州のジェンティリ発電所（1 基）は、2012 年 12 月 28 日をもって閉鎖する予定である。 カナダでは、国家レベルでのエネルギー政策については連邦政府が権限を有しているが、 天然資源の保有をはじめ、州内でのエネルギー開発や規制の権限は基本的に州政府にある。 いずれの原子炉も州営の電力会社が導入したものである。オンタリオ州営電力であるオン タリオ・ハイドロ社は、ピッカリング、ダーリントン、ブルースの３カ所の原子力発電所 に CANDU 炉を計 20 基（うち 2 基が長期休止中）導入した。ピッカリングとダーリント ンの両発電所の所有者は、子会社であるオンタリオ・ハイドロパワー社（OPG 社）である。 また、ブルース発電所については、電力会社間の競争原理を導入したいとする州の方針に より、民間企業のブルースパワー社に長期リースしている。 ケベック州にあるジェンティリ発電所は州営電力であるハイドロ＝ケベック社が所有し ている。ニューブランズウィック州のポイントルプロー発電所は、ニューブランズウィッ ク州営の NB パワーグループの子会社が所有している。 カナダ政府は、原子力発電をエネルギーミックス上の重要な構成要素と見なしている。 今後 10 年内に原子炉 2 基の新規導入計画があり、OPG 社はダーリントン発電所に 5 号機 と 6 号機を増設する計画である。その他にも、複数の企業が新規原子炉の導入に関する提 案をもっている。 2.8.2 放射性廃棄物の発生源 政策的な観点から整理すると、カナダにおける放射性廃棄物は大きく４つに分類される。 ①使用済燃料（または核燃料廃棄物） ②低中レベル放射性廃棄物…原子力発電所、研究所、ウラン加工・転換施設から発 321 生する廃棄物、病院の放射線医療部門及び大学などの放射性廃棄物 ③歴史的廃棄物（historic waste）…大部分がラジウムとウランで汚染された大量の 土である低レベル放射性廃棄物。過去に管理されていたが、その方法はもはや許 容できるものと考えられなくなっており、現在の所有者の責任を合理的に問うこ とができない廃棄物のことを言う。 ④ウラン採鉱・製錬廃棄物…ウラン鉱山から発生する廃石と製錬尾鉱 (1) 使用済燃料（または核燃料廃棄物） 2002 年制定の核燃料廃棄物法では、使用済燃料を「核燃料廃棄物」と定義している。 使用済燃料は商業用原子炉（CANDU 炉）、原型炉及び研究炉から取り出された照射済燃 料バンドル（CANDU 炉の核燃料は直径約 0.1m、長さ約 0.5m の短尺燃料集合体であり、 燃料バンドルと呼ばれる）である。3 つの州の原子力発電会社、すなわち、オンタリオ・ ハイドロパワー社（OPG 社）、ハイドロ＝ケベック社、ニューブランズウィック・パワー 社がカナダの使用済燃料の約 98%を保有している。AECL が残りの 2%を保有している。 CANDU 炉から取り出された使用済燃料は、数年間特別な湿式貯蔵ベイに収容して冷却 した後、最終的に乾式中間貯蔵施設に移送されている。2010 年末時点において貯蔵され ている使用済燃料は約 23,700 トン（ウラン換算）であり、大部分が乾式貯蔵されている （湿式貯蔵分は 2,200 トン、乾式貯蔵分は 21,400 トン）。 (2) 低中レベル放射性廃棄物 核燃料廃棄物以外の放射性廃棄物は、主として原子力発電所とカナダ原子力公社 （AECL）の研究所から発生している。カナダにある 22 基の CANDU 炉のうち 20 基を 所有するオンタリオ・パワージェネレーション社（OPG 社）が、毎年カナダで発生する 低・中レベル放射性廃棄物の約 77%に責任を負っている。AECL はチョークリバー研究 所での研究開発活動とサイトの廃止措置活動を通じて、年間発生量の約 17%を発生して いる。AECL はまた、多くの小規模発生者及び放射性物質の使用者から低・中レベル放 射性廃棄物を長期管理用に引き取っており、その分がさらにカナダの年間発生量の 3%を 占めている。 残りの 3%の大半は、ハイドロ=ケベック社とニューブランズウィック・パワー社が所 有する CANDU 炉 2 基、オンタリオ州にあるカメコ社のウラン加工・転換施設から発生 322 する廃棄物である。低中レベル放射性廃棄物の所有者は、いずれも自社の廃棄物のため の貯蔵施設を管理、運営している。 (3) 歴史的廃棄物（historic waste） カナダには歴史的廃棄物と呼ばれる低レベル放射性廃棄物が大量にあり、過去に一度 は管理されたものの、その方法はもはや許容できるものと考えられなくなっており、現 在の所有者の責任を合理的に問うことができない廃棄物である。カナダの歴史的廃棄物 のインベントリは、主としてラジウムとウランで汚染された土である。カナダの歴史的 廃棄物の大半は、オンタリオ州南部のポートホープとクラリントンの自治体に位置する。 これらの廃棄物と汚染土はおよそ 200 万立方メートルに上り、1930 年代に遡るポートホ ープ自治体におけるラジウムとウランの精製所の歴史的操業に関わるものである。 カナダ政府はこの廃棄物の長期管理に対する責任を引き受けている。2001 年 3 月に、 カナダ政府と地元自治体はポートホープ地域の低レベル放射性廃棄物の浄化と長期管理 の潜在的解決策として自治体が作成した提案に合意し、ポートホープ地域構想（PHAI） と呼ばれるプロジェクトが開始されている。 (4) ウラン採鉱・製錬廃棄物 ウランの採鉱と精錬のプロセスでは、鉱山廃石と製錬尾鉱という 2 つの主要放射性廃 棄物発生源がある。1950 年代半ばから、2 億トンを超えるウランの製錬尾鉱がカナダで 発生した。オンタリオ州、サスカチュワン州、及びノースウェストテリトリーには 25 ヶ 所の尾鉱・サイトがある。 ウラン鉱石の製錬で発生する尾鉱に加えて、鉱石に到達するまでに数百万立方メート ルの廃石が掘削されている。廃石の一部には低グレードの経済的に合わない鉱石や、相 当な割合の副成分鉱物が含まれる。 2.8.3 放射性廃棄物の分類、発生量 カナダにおける放射性廃棄物の分類は、法令や原子力規制当局が定める規制文書では定 めがない。政府、産業界、及び消費者団体の代表で構成される非営利組織である「カナダ 規格協会」 （CSA）が 2008 年 3 月に発行した標準『N292.3-08 - Management of Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste』がある。この標準文書では、(a)照射された核燃料 323 （使用済燃料）、(b)天然起源の放射性物質またはその濃縮物(NORM/TENORM)、(c)ウラン 採鉱・製錬廃棄物、(d)規制免除廃棄物―には適用されないとされている。N292.3-08 の策 定には、原子力発電事業者を含む産業界、連邦政府、カナダ原子力安全委員会（CNSC）が 関与している。 CSA N292.3-08 に基づく放射性廃棄物の分類を表 2.8.3-1 に示す。放射性廃棄物の分類名 称には《高》 《中》 《低》が使われているが、これらの名称は IAEA の一般安全指針 No.GSG-1 「放射性廃棄物の分類」 （2009 年）で使用されている用語とは異なっている点に注意が必要 である。IAEA が提案している分類では、放射性廃棄物の処分方法との対応で《高》《中》 《低》を分類しているが、カナダの分類では“熱放散対策の必要性”と“放射線遮蔽の必 要性”によって区別している点が異なっている。 表 2.8.3-1 カナダにおける放射性廃棄物の分類 分類名称 高レベル放射性廃棄物 （HLW） 中レベル放射性廃棄物 （ILW） 下位分類として、長寿命核種の含 有有無により ILW-SL と ILW-LL を区別する場合がある 低レベル放射性廃棄物 （LLW） 下位分類として、極短寿命廃棄物 （VSLLW）、 極低レ ベル廃 棄物 （VLLW）がある。 ウラン採鉱・製錬廃棄物 Uranium mine and mill waste 定義 放射性廃棄物であると申告された使用済（照射済）の核燃 料、または放射性崩壊によって相当な熱（一般的に 2 kW/m3 超）を発生する廃棄物 ILW は取扱いと中間貯蔵の際に遮へいが必要な、十分なレ ベルの透過性放射線を一般に示す廃棄物。一般に、このタ イプの放射性廃棄物の取扱い、輸送及び長期管理の間に熱 放散に対する対策がほとんど、または全く必要ない。しか し、その総放射能レベルのために、一部の ILW は短期的に 熱放散が必要なことがある。 （例えば、原子炉の改修に伴っ て発生する廃棄物） ★ILW と LLW の区別する数値的な基準は存在しない クリアランスレベルと規制免除量を超える放射性核種の含 有量を含む物質と、一般的に限られた量の長寿命放射能が 含まれる。最長数百年間、隔離と閉じ込めが必要である。 通常、LLW の取扱いと中間貯蔵の際に有意の遮へいが必要 ない。 ウラン鉱山の廃石と製錬尾鉱は、ウラン鉱石の採鉱と精錬、 及びウラン濃縮物の加工の際に発生する特別な種類の放射 性廃棄物である。一般的に、採鉱活動では、尾鉱に加え、 鉱体に接近するために掘削された鉱化した廃石、及び未鉱 化の廃石が大量に発生する。尾鉱と廃石にはかなりの濃度 の長寿命放射性元素、すなわち、トリウム 230 とラジウム 226 が含まれる。 324 2.8.4 放射性廃棄物の処分方針 カナダの廃棄物分類体系は「カナダ規格協会」 （CSA）の基準「CSA 293.3-08」として、 実務面（＝廃棄物管理）に重きを置いており、短期的及び長期的な安全性を確保する上で 必要な閉じ込め及び隔離の程度に応じて構成されている。前項 2.8.3 で整理したように、放 射性廃棄物は大きく４つに分類されている。 カナダ政府の 1996 年の声明書『放射性廃棄物に関する政策枠組み』では、「廃棄物発生 者及び所有者は、“汚染者支払い原則”に従い、それぞれの廃棄物に関して必要とされる廃 棄物長期管理施設及びその他の施設に関する資金調達を行い、組織化し､管理し、その操業 を実施する責任を負う」とされている。このためカナダでは、原則的には、廃棄物分類に 応じた処分方針が存在するのではなく、廃棄物発生者が責任をもつ廃棄物の処分方針を策 定することになる。カナダにおいて、放射性廃棄物の長期管理（処分）に責任を有する組 織を図 2.8.4-1 に示す。 図 2.8.4-1 使用済燃料及び放射性廃棄物の長期管理に関する責任を担うカナダの 組織 カナダにおける放射性廃棄物の処分方針の（政策面から見た）検討状況は、現時点では 以下のように整理される。 325 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料）の処分方針 カナダでは使用済燃料を再処理せず、地層処分をエンドポイントとする「適応性のあ る段階的管理」（APM: Adaptive Phased Management）を長期管理方針としている。核 燃料廃棄物の処分方針は、2002 年制定の核燃料廃棄物法に基づき、使用済燃料の発生者 が共同で設立した「カナダ核燃料廃棄物管理機関」（NWMO）が検討し、政府に提案し たものある。NWMO は、2005 年 11 月に最終報告書『進むべき道の選択：カナダの使用 済燃料の管理』を公表し、最終的には地層処分を行うが、当面約 60 年間は、サイト貯蔵、 集中貯蔵を実施するという「適応性のある段階的管理」 （APM）を天然資源大臣に提案し た。2007 年 6 月に、天然資源大臣の勧告を受けて行われた総督決定により、使用済燃料 の長期管理アプローチとして APM が決定した。NWMO は、核燃料廃棄物の地層処分場 のサイト選定を開始している。 図 2.8.4-2 核燃料廃棄物の長期管理アプローチ「適応性のある段階的管理」 （APM） の概要 326 図 2.8.4-3 核燃料廃棄物の地層処分場の概念 (2) OPG 社の低中レベル放射性廃棄物の処分方針 オンタリオ・パワージェネレーション社（OPG 社）はブルース原子力発電所サイトに おいて「ウェスタン廃棄物管理施設」（WWMF）を操業しており、オンタリオ州で運転 されている同社の 20 基の原子炉の運転に伴って生じた低中レベル放射性廃棄物を集中的 に貯蔵している。カナダにある 22 基の CANDU 炉のうちの 20 基を所有する OPG 社は、 毎年カナダで発生する低中レベル放射性廃棄物の約 77％に関する責任を負う。 OPG 社は、同社の 20 基の CANDU 炉からの現存する、あるいは将来発生する低中レ ベル放射性廃棄物に関する長期アプローチとして、LLWF に隣接したサイトの地表から 約 680m の深さに設置する地層処分場（DGR）において処分する方針である。 なお、ニューブランズウィック州及びケベック州で各 1 基の CANDU 炉を運転する NB 327 パワー社とハイドロ＝ケベック社は、自社の低中レベル放射性廃棄物に対する長期管理 責任を有するが、現時点では処分方針は未定である。 図 2.8.4-4 OPG 社の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場 DGR の概念 DGR の地下施設（定置空洞部分）は地表から約 680 メートルに設置予定。定置空洞は長さ約 250 メート ル、幅 8 メートル、高さ 7 メートルであり、パネル 1 で 14 本、パネル 2 は 17 本で構成される。 (3) 原子力遺産責任プログラム（NLLP） カナダ政府は、AECL サイトにおいて遺産廃棄物（=legacy radioactive waste）及び廃 止措置負債（=decommissioning liabilities）に対処する目的で「原子力遺産責任プログ 328 ラム」 （NLLP, Nuclear Legacy Liabilities Program）を 2006 年から開始している。カナ ダの原子力遺産責任は、カナダ政府とカナダ原子力公社（AECL）の委託で行われた 60 年間に及ぶ原子力研究開発活動において生じたものである。これらの責任の対象の多く は AECL の研究サイトにあり、閉鎖された研究建屋（複数の原型炉及び研究炉を含む）、 様々な種類の埋設廃棄物及び貯蔵された廃棄物、汚染された土壌などで構成される。こ うした責任対象物の 70％程度がオンタリオ州の AECL のチョークリバー研究所（CRL） サイトにあり、さらに 20％程度が、AECL が閉鎖したマニトバ州のホワイトシェル研究 所サイトにある（同研究所では廃止措置が進められている） 。残りの 10％は主としてオン タリオ州とケベック州の廃止措置が実施された 3 基の原型炉に関連するものである。 2006 年にカナダ政府は過去 70 年にわたる原子力遺産責任に対処するために、新たな 長期戦略を開発した。この長期戦略の全体的な目標は、カナダ国民の最善の利益となる ように、健全な廃棄物管理及び環境保護の原則に基づき、責任とこれに関連するリスク の低減を安全かつ費用対効率の高い方法によって実現することにある。この戦略を 70 年 間以上にわたって実行するために、約 70 億ドル（現在のカナダドルの価値）の費用が必 要と見積もられている。この長期戦略の実施は 2006 年に開始され、カナダ政府は「原子 力遺産責任プログラム」 （NLLP）の開始段階の資金を調達するために、5.2 億カナダドル を投じている。この開始段階では､次に示す作業に重点が置かれている。 z 差し迫った健康、安全及び環境面の優先課題に対処すること。 z 閉鎖された建屋の廃止措置を迅速に実行すること。 z この戦略のその後の段階のための基礎を確立すること。 この計画の後の段階で責任に対する本格的な対処を行えるようになるまで、当該責任 を維持する上で必要な管理及び維持活動を継続することになるが、同時に長期戦略の開 発をさらに進め、改善してゆく作業も継続される。NLLP のなかで、公衆協議の活動を 開始されている。 (4) 歴史的低レベル放射性廃棄物（historic LLW） カナダ政府は、カナダ国内にある歴史的低レベル放射性廃棄物に関する連邦の責任を 遂行する目的で、1982 年に「低レベル放射性廃棄物管理室」（LLRWMO）を設置した。 カナダにおける「歴史的低レベル放射性廃棄物」とは、現時点でもはや受け入れ可能と 329 は見なされず、現在の所有者に合理的な責任を帰すことのできない方法で過去に管理さ れており、しかもカナダ政府が長期管理責任を引き受けている低レベル放射性廃棄物の ことをいう。 LLRWMO は、NRCan と AECL との間に取り交わされた覚書に基づいて活動している。 LLRWMO は、その資金と政策指示を NRCan から受けているものの、組織的には、AECL の廃止措置・廃棄物管理機関内の AECL の分局として設置されている。LLRWMO の付 託事項はきわめて広範にわたるが、その職務自体は歴史的廃棄物の管理である。 LLRWMO はカナダ全土で歴史的廃棄物の再生利用を完了しており、複数のサイトで、 歴史的なラジウムやウランによる汚染の監視を続けている。一部のサイトでは、長期的 な廃棄物管理アプローチが開発されるまでの期間にわたり、当該物質の中間貯蔵を行っ ている。この種のサイトでは、持続的なサイト監視、点検及び整備が実施されている。 2.8.5 放射性廃棄物処分に係る法制度（安全基準・指針、サイト選定基準） カナダでは、原子力安全・管理法（NSCA）及び関連規則にも“放射性廃棄物” （radioactive waste）の定義は示されていないが、カナダ原子力安全委員会（CNSC）策定の規制政策 P-290 『放射性廃棄物の管理』では、放射性廃棄物とは「NSCA の第 2 条で定義されているよう に、核物質を含み、当該物質の所有者がそれ以上の使用を予見しておらず、所有者が廃棄 物であると宣言した何らかの液体、気体または固体の物質のことをいう。その定義により、 放射性廃棄物は非放射性成分を含むことがある」と述べられている。したがってカナダに おいては、放射性廃棄物は、核物質を含む他の全ての物質と同様の方法で規制されている。 原子力安全に係る規則等は、カナダ原子力安全委員会（CNSC）が「規制文書」 （regulatory documents）として作成している。規制文書を作成する権限は、原子力安全・管理法（NSCA） によって付与されている。規制文書には、その文書の性質により、以下の４種類がある。 ①規制方針（Regulatory Policy）：文書番号の冒頭に「P」が付される。 規制方針は、規制に対する CNSC のアプローチの根底にある理念（philosophy）、 原則あるいは基本的な諸要素を示すものである。これにより CNSC のスタッフに 対して規制の方向性を示すものであると同時に、事業者を含むステークホルダー は情報を得ることができる。 ②規制基準（Regulatory Standard） ：文書番号の冒頭に「S」が付される。最近発行さ 330 れた文書では番号冒頭が「RD」に変更されている。 規制基準は、CNSC による規制要件を示すものである。許可あるいはその他法的 拘束力を有する手段において規制基準に対する参照がなされた場合、規制を受け る者は、当該規制基準により拘束を受けることとなる。 ③規制指針（Regulatory Guide）：文書番号の冒頭に「G」が付される。最近発行され た文書では番号冒頭が「GD」に変更されている。 規制指針は、法、諸規制、規制基準あるいはその他の法的拘束力を有する手段に おいて規定された通りに、CNSC の規制要件を満足するための方法を示すもので ある。これは許可所有者及びその他のステークホルダーの指針となるものである。 ④規制通知（Regulatory Notice）：文書番号の冒頭に「N」が付される。 規制通知は、許可所有者及びその他のステークホルダーに対して、重要な問題に 対して適宜適切な対応ができるように情報を提供するものである。 CNSC は数多くの規制文書を策定しているが、放射性廃棄物処分の安全規制に関係する 規制文書は少なく、以下のものがある。 ① 規制方針 P-290「放射性廃棄物の管理」（2004 年 7 月） Regulatory Policy P-290: Managing Radioactive Waste (8 pages) ② 規制指針 G-320「放射性廃棄物管理の長期安全性の評価」 （2006 年 12 月） Regulatory Guide G-320:Assessing the Long Term Safety of Radioactive Waste Management (48 pages) (1) 規制方針 P-290「放射性廃棄物の管理」（2004 年 7 月） カナダ原子力安全委員会（CNSC）の規制政策 P-290 は、許認可活動から生じる放射 性及び危険廃棄物の長期管理の必要性を規制文書として明文化したものである（8 頁の文 書）。この規制文書は、放射性廃棄物管理の原則を示しており、CNSC 放が射性廃棄物管 理に関する規制決定を行う場合に、その目標を､一定の鍵となる原則をそれぞれのケース ごとの事実や状況に照らして検討することによって達成すべく努力することを明言して いる。これらの原則を以下に示す。 1. 放射性廃棄物の発生量は、設計面での措置、操業手順及び廃止措置の実現により、実行可能 な範囲において、最小限にされる。 331 2. 放射性廃棄物の管理は、人々の健康及び安全に対する、さらには環境ならびに国家安全保障 に対するその放射線学的、化学的及び生物学的な危険に相応しい形で実施される。 3. 放射性廃棄物が人々の健康及び安全、さらには環境に対して及ぼす可能性のある影響の評価 が実施される将来の期間には、最大限の影響が生じることが予測される時点が含まれる。 4. 放射性廃棄物の管理に伴って人々の健康及び安全ならびに環境に将来生じることが予測さ れる影響は､規制決定がなされた時点でカナダで許容されている影響を上回ることはない。 5. 現世代及び将来の世代に対して放射性廃棄物の危険性から不当なリスクがもたらされるこ とを防止するために必要な措置が開発され、資金が提供され、合理的に実行可能な限り迅速 に実行される。 6. カナダにおける放射性廃棄物の管理の結果として生じることがあり得る人々の健康及び安 全ならびに環境に対する国境を越えた効果は、カナダで経験される当該効果を上回るものと はならない。 (2) 規制指針 G-320「放射性廃棄物管理の長期安全性の評価」（2006 年 12 月） 規制指針 G-320 は、許認可取得者や申請者が、放射性廃棄物の貯蔵及び処分の方法が 環境及び人々の健康や安全に及ぼし得る長期的な影響の評価を支援するものである。こ の指針では、長期管理方法の受け入れ可能性や経済的な実現可能性､あるいは設備操業の 評価については取り扱わっていない。この指針では､長期安全性の評価に関して、以下の 事項を取り扱っている。 z 評価アプローチ、構造及び方法論 z 評価の詳細さのレベル z 評価結果に対する信頼度 z 放射線学的及び非放射線学的な規準の適用 z 影響評価で使用される決定グループの定義 z 影響評価のための時間枠の選択 z 廃止措置後の幾つかの目標の設定 z 長期的な保存整備面での検討事項 z 制度的管理の使用 なお、規制指針 G-320 はガイダンス文書であり、 （文書の役割として）CNSC の規制要 件を満足するための方法を示すものであるが、この規制要件を定める「規制基準」レベ 332 ルの文書（文書番号が S または RD で始まる文書）は未策定である。 処分の長期安全性の評価に関して、規制指針 G-320 において CNSC 推奨しているアプ ローチを表 2.8.5-1 にまとめた。 333 表 2.8.5-1 CNSC の規制指針 G-320 で長期安全性評価において推奨されるアプロ ーチ 論点 指針 評価のアプローチ CNSC は、申請者が十分体系化された透明で追跡可能な方法によって廃棄物管理シス テムを把握していることを安全評価で立証するよう求めている。 すべての仮定が保守的である必要はないが、すべての仮定の正味の影響が長期的影響 及びリスクを保守的に代表しているべきである。 危険物質、人間以 外の生物相 長期的評価は、放射性廃棄物の放射性成分と有害な非放射性成分の両方が人間と人間 以外の生物相に及ぼす影響を取り上げるべきである。 時間枠 放射性廃棄物から起こる将来の影響の評価には、最大の影響が起こると予想される期 間を含めるよう求められる。人工バリアに仮定する性能の時間枠と時間に伴うそれら の安全機能の変化を文書化し、現行の国内基準または必要であれば国際基準を参照し て正当化するべきである。 制度的管理 許認可申請者の提出物は、廃棄物管理システムの安全性に制度的管理が果たす役割と その役割が安全評価でどのように考慮されているかを明らかにするべきである。 評価の エンドポイント 主な規制要件は、放射線量と環境濃度を取り上げた要件である。汚染物質の放出及び 移行現象に直接関係する可能性のある閉じ込めバリアの有効性やサイト固有の特性 を反映する指標など、いくつかのその他の安全指標を示して廃棄物管理システムの長 期的性能を説明することもできる。 放射線防護 施設または汚染されたサイトの長期安全評価は、公衆の被ばくに関する規制の放射線 量限度を超えないという合理的保証を示すべきである。しかし、複数の源に対する被 ばくの可能性を考慮し、評価している施設から起こる線量を合理的に達成可能な限り 低減すること（ALARA）を保証するために、1mSv/年の規制限度を下回る受け入れ 基準を使用すべきである。 危険物質の 環境濃度 危険物質からの防護のベンチマーク値は連邦及び州の環境目標及び指針に定められ ている。利用できる場合、カナダ環境大臣審議会（CCME）の人の健康を保護するた めの環境基準指針をベンチマークまたは毒性基準値として使用するべきである。 CCME の人の健康の指針を使用できない場合、人の健康に関係する州の指針を用いる べきである。カナダの司法で人の健康に関係する指針を確立していない場合、ベンチ マークは米国環境保護庁の指針を基にすることができる。上記以外の情報源に基づい て示されるベンチマークは、使用に際して追加的正当化を必要とする可能性がある。 最適化 原子力施設の設計は、すべての当該要件を超えるよう最適化するべきである。特に、 放射性廃棄物管理施設は規制限度を単に満たすだけでなく、長期間の安全を保証する 余裕によってこのような限度以下に留まるべきである。 シナリオ 長期的評価のシナリオは、サイトと生物圏の将来の潜在的状態のすべてを十分考慮す るほど包括的であるべきである。安全評価には、通常または予測されるサイト及び施 設の長期の変化と、破壊的事象または閉じ込め失敗モードの潜在的影響を調べる追加 的シナリオを含めることが一般的である。シナリオは、サイトの特性、廃棄物特性、 受容体の特徴とその生活様式に関する現在と将来の条件に基づく特性、事象及びプロ セス（FEP）の系統だった解析による体系的で、透明かつ追跡可能な方法で開発すべ きである。 侵入シナリオ 廃棄物施設への偶発的人間侵入に関するシナリオは、1mSv/年の規制限度を上回る線 量を予測する。このような結果は評価に関連する不確実性の程度や線量限度の保守 334 性、侵入確率を踏まえて解釈するべきである。したがって、侵入の確率とそれから起 こるリスクの両方を報告すべきである。 影響の大きい侵入シナリオからの線量を制限し、侵入が発生する可能性を減らすため の合理的取り組みを行うべきである。 受容体 受容体は、FEP 分析または生態系における貴重な生態系要素（VEC）の評価から特 定することができる。シナリオの人間の受容体は、人の放射線防護に関する ICRP の 決定グループの概念を基にすることができる。人間の決定グループに仮定する習慣や 特徴は、現在の生活様式と入手できるサイト固有または地域固有の情報を考慮する合 理的に保守的で妥当な仮定に基づかせるべきである。 人間以外の受容体には通常多様なレベルの生物学的組織（たとえば、有機体、個体群、 地域社会または生態系）で発生する広範囲の植物と動物が含まれる。いくつかある基 準の中でも、受容体は特定の経路からより大きな被ばくを受ける可能性が高い分類群 を代表するべきである。 データ 開発の初期段階など、サイト固有のデータを入手できない場合は、概念及びコンピュ ータ・モデルを開発する際にサイト固有のデータの代わりに一般的またはデフォルト データを使用することができる。しかし、現況情報及び操業データの取得や施設の寿 命サイクルでサイトの特性の知見の増大とともにサイト固有のデータを使用すべき である。 概念及び 数学的モデル 廃棄物管理システムの概念モデルは、評価の目的に適した厳密度と詳細度で開発する べきである。概念モデルは、不確実性、システムの説明の不十分な情報、さらにはサ イトの特性評価データの解釈時に採用した単純化と仮定を説明するべきである。この ようなモデルの単純化と仮定、その結果生じた制約や限度を評価の中で特定し、検討 するべきである。別の解釈を却下するための根拠を検討すべきである。 計算ツール 評価で使用するすべてのソフトウエアは容認された品質保証（QA）基準に準拠すべ きである。 知見 評価結果を支配する根本的な科学的・工学的原理の完全な理解を証明する。 不確実性 不確実性源を特定するために、予測値の正式な不確実性解析を行うべきである。この 解析は、入力データ、シナリオの仮定、評価モデルの数学的特性、概念モデルから生 じる不確実性を区別すべきである。 信頼性の構築 許認可申請を支援するために提出する長期安全性の申し立ては、評価とその結論を裏 づける「証拠の重み」と信頼性構築の根拠（すなわち科学的証拠、複数の理由づけの 系統、その他の補完的根拠）によって評価することができる。 順守 解釈には、受け入れ基準の準拠の評価と評価に関連する不確実性の分析を含めるべき である。将来の安全を合理的に保証するための評価結果と受け入れ基準の比較には、 モデルの結果の保守性と安全指標のために受け入れ基準に織り込まれた保守性の検 討を含めるべきである。 2.8.6 処分計画、研究開発計画（技術レポート等の整備計画・状況） 本項では、放射性廃棄物の「処分」という形で廃棄物管理計画が存在する以下の２つの 放射性廃棄物について、処分計画や研究開発に関する文書についてまとめる。 ①核燃料廃棄物（使用済燃料） 335 実施主体：カナダ核燃料廃棄物管理機関（NWMO） ②OPG 社の低中レベル放射性廃棄物 実施主体：オンタリオ・パワージェネレーション社（OPG 社）〔原子力発電事業者〕 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料） 2007 年 6 月にカナダ政府が核燃料廃棄物の長期アプローチとして「適応性のある段階 的管理」 （APM）の実施を決定している。この APM では３つの期間（フェーズ）を設定 しており、最終的には地層処分を行うが、当面約 60 年間（第 1 期と第 2 期）は、サイト 貯蔵、集中貯蔵を実施するアプローチである（これらの期間の内容については、図 2.8.4-2 を参照のこと）。APM 自体は、実施主体であるカナダ核燃料廃棄物管理機関（NWMO） が提案したものであり、NWMO が APM アプローチ（言い換えれば処分事業）の実施主 体である。 カナダにおける核燃料廃棄物の長期アプローチ「適応性のある段階的管理」 （APM）の 実施が決定された後、NWMO は、向こう 5 年間の行動計画をまとめた「APM 実施計画 書」を毎年発行している。この実施計画書は NWMO が行う研究や技術開発の計画も含 むものであり、パブリックコメントを受けるために事前に NWMO が自主的に公表し、 公衆の意見を考慮して正式化している。なお、NWMO 設立の根拠法である核燃料廃棄物 法では、研究開発に関する実施計画書の作成が求められている訳ではない。研究や技術 開発に関する成果を含む NWMO の活動状況のレビューは、環境大臣に提出する「年次 報告書」と「3 年次報告書」 （初回のものは 2008～2010 年を対象としたもので、2011 年 3 月に提出）で行われている。 現時点における APM の実施局面について、2011～2015 年を対象とした APM 実施計 画書では、地層処分場の一般設計とセーフティケースの詳細化に注力するとしているの みであり、研究開発計画などについては詳細に扱っていない。NWMO は、2010 年から 本格的開始されたサイト選定プロセスの実施に注力している（2.8.7 項を参照）ことから、 詳細な研究計画等については、今後具体的な姿が現れてくると考えられる。 (2) OPG 社の低中レベル放射性廃棄物 オンタリオ州の３原子力発電所から発生する低中レベル放射性廃棄物の処分実施主体 は、原子力発電事業者であるオンタリオ・パワージェネレーション社（OPG 社）である。 336 OPG 社は、ブルース発電所敷地の中心部に DGR（Deep Geologic Repository）と呼ぶ地 層処分場を建設する方針である。提案されている DGR プロジェクトのサイトは、キンカ ーディン自治体にある。同地では「ウェスタン廃棄物管理施設」 （WWMF）の開発が 1974 年から始まり、州内 3 原子力発電所で発生する低中レベル放射性廃棄物の集中管理（貯 蔵）のほか、CANDU 炉使用済燃料の乾式貯蔵も行われている。 2011 年 3 月に、OPG 社は DGR プロジェクトの環境影響評価書、予備安全報告書なら びにその他の関連報告書をカナダ原子力安全委員会（CNSC）に提出したところである。 なお、予備安全報告書などの書類は、OPG 社の委託によりカナダ核燃料廃棄物管理機関 （NWMO）が担当している（NWMO の技術レポートシリーズ 1 として発行されている）。 カナダ環境評価法に基づき、CNSC を交えた合同レビューパネルによる審査とともに、 公聴会などの法定手続きが進められる。環境大臣が合同レビューパネルの見解を受けて、 最終的にカナダ政府が判断することになっている。環境影響評価書が受け入れられると、 サイトの準備と建設の許認可が発給される。DGR の操業には別途、許認可が必要である。 DGR プロジェクトの環境影響評価書で述べられている計画では、プロジェクト全体は 4 つの期間（フェーズ）で構成されるとしている。OPG 社の想定スケジュールでは、建 設開始は 2013 年、操業開始は 2018 年としている。 337 第 1 期 サイト準備と建設 5～7 年 Site Preparation and Construction Phase 第 2 期 操業 40～45 年 Operations Phase ・廃棄物定置は最初の 35～40 年で実施 ・モニタリング継続は建設期において規制当局 とともに決定する 第 3 期 廃止措置 5～6 年 decommissioning Phase 第 4 期 放棄（=事業取り下げ）と長期履行 300 年まで Abandonment and Long-Term performance ・制度的管理を含む Phase 図 2.8.6-1 DGR プロジェクト全体スケジュール案（環境影響評価書でのライフサ イクル） 2.8.7 サイト選定の状況とサイトの評価実績 カナダの地層処分場のサイト選定状況に関して、以下の２つの処分場のサイト選定状況 338 を整理する。 ① 核燃料廃棄物（使用済燃料）の地層処分場 〔処分実施主体：カナダ核燃料廃棄物管理機関（NWMO）〕 ② OPG 社の原子力発電所起源の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場 〔処分実施主体：オンタリオ･パワージェネレーション社（OPG 社） 〕 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料）の地層処分場のサイト選定 核燃料廃棄物の長期管理アプローチとして“適応性のある段階的管理” （APM）の採用 が決定した後から、NWMO は、地層処分場のサイト選定プロセスに関する具体的検討を 開始した。2009 年 5 月にサイト選定計画案を公表し、同案への意見募集を行うとともに、 同案を評価・議論するための公衆との対話集会などを実施している。NWMO は、これら の活動において収集した意見を含めて計画案の最終化を進め、2010 年 5 月に 9 つの段階 で構成されるサイト選定計画の最終版『連携して進む：カナダの使用済燃料の地層処分 場選定プロセス』を公表するとともに、サイト選定プロセスの第 1 段階を開始した。9 段 階で構成される NWMO のサイト選定プロセスの概要を表 2.8.7-1 に示す。 2012 年 9 月末時点で 21 の自治体（コミュニティ）がプロセスに参加しており、第 2 段階または第 3 段階にある。多数の関心表明が寄せられたことから、既に受け付けた自 治体の調査や対応に注力するために、NWMO は 2012 年 9 月末をもってサイト選定計画 への関心表明の受付を一時中断している。 第 2 段階では、関心表明を行った自治体全域を対象として、既知の情報に基づく「初 期スクリーニング」が実施される。この初期スクリーニングでは以下の 5 項目の基準に より、当該自治体が以後の検討から除外されるかどうかがを評価し、その結果が自治体 に通知される。 ～初期スクリーニングの基準～ ① サイトに地上施設と地下施設を収容できる大きさの土地が存在する。 ② 利用可能な土地が、保護区域、遺産地域、州立公園、国立公園の外側に存在 している。 ③ 将来世代による擾乱のおそれがないよう、飲用、農業、工業用途に使用され る既知の地下水源が処分場の深さに存在していない。 ④ 将来世代による擾乱のおそれがないよう、既知の経済的に利用可能な天然資 339 源を含んでいない。 ⑤ 安全性の要因を考慮して、サイトの安全性を妨げるような地質及び水文地質 学的特性を有する区域に属していない。 NWMO はこれまでに 17 自治体の初期スクリーニング結果を公表しているが、1 自治 体を除き、サイト選定手続きに関する今後の検討から除外するような明らかな条件は見 つからなかったとしている。 初期スクリーニングの結果を受けて、自治体が次の段階へ進むかどうかを判断する。 第 3 段階への進むことを望んだ場合には、潜在的な適合性の予備的評価として、各自治 体が使用済燃料の処分プロジェクトを受け入れる適性を有するかどうかを評価するフィ ージビリティ調査を NWMO が実施する。主な検討事項は 4 つ―①人間及び環境に対す る安全性とセキュリティ、②地域の福祉、③地域がプロセスに残留する可能性、④周辺 地域の福祉―である。第 3 段階は、2 つの連続するフェーズに区分され、それぞれ 1 年な いしそれ以上の期間を要する見込みである。第 1 フェーズは、机上調査が主であり、第 2 フェーズでは現地調査も行われる。また、調査対象には周辺地域も含める考えである。 2012 年 6 月時点では、8 自治体が第 3 段階の第 1 フェーズに入っている。 なお、NWMO の計画では、2013 年から 2017 年までの間に、第 4 段階にあたる詳細 サイト調査の開始準備を整えたいとしている。 340 表 2.8.7-1 核燃料廃棄物の地層処分場のサイト選定プロセス APM フェーズ サイト選定プロセスの段階 第1期 準備段階 使用済燃料の 集中管理の 準備 （約 30 年） NWMO は、その活動に関して、州政府、連邦政府、国と州の先住民族 の機関、規制機関に説明するための情報と機会を提供した上で、最終 版としたサイト選定プロセスを公表する。 第 1 段階 NWMO は、広範なプログラムでサイト選定プロセスを開始し、情報を 提供し、質問に答え、プロジェクトとサイト選定プロセスに対するカ ナダ国民の意識を高める。 第 2 段階 自治体は知識を深めることへの関心を確認し、NWMO は詳細な説明を 行う。初期スクリーニング（1~2 ヶ月）が行われる。 第 3 段階 関心を示す自治体について、潜在的適合性の予備的評価（1~2 年）が 行われる。 第 4 段階 関心を示す自治体について、影響を受ける可能性のある周辺自治体が 未参加の場合は参加させる。詳細なサイト評価（~5 年）が完了する。 第 5 段階 適合するサイトが確認された自治体〔複数〕は、プロジェクトを受け 入れる意思があるかどうかを決定し、プロジェクトを進める条件を提 示する。 第 6 段階 NWMO と優先サイト（=The Preferred site）の所在自治体〔1 つ〕は、 プロジェクトを受け入れるための正式協定に調印する。 第 7 段階 規制当局は、独立した正式な公式のプロセスを通じてプロジェクトの 安全性を審査し、安全要件が満たされている場合は続行のための承認 を与える。 第 8 段階 地下特性調査施設の建設と操業が進む。NWMO は、規制当局への操業 許可の申請前にサイトの特性を確認する目的で設計される地下特性調 査施設の建設と運転をサポートするために、第 4 段階で開始した専門 技術センターを開発する。このセンターは自治体と共同で設計され、 カナダと世界の知見を共有するための中核になる。 第 9 段階 施設の建設と操業。NWMO は地層処分場と関連する地上施設の建設を 開始する。操業は、規制当局から操業許可を得た後に始まる。プロジ ェクトの期間全体を通して自治体に対する義務対応をすることを保証 するために、NWMO は地元自治体との協力を続ける。 第2期 集中貯蔵と 技術実証 （約 30 年） 第3期 (2) OPG 社の原子力発電所起源の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場のサイト選定 オンタリオ州の３原子力発電所から発生する低中レベル放射性廃棄物の処分実施主体 は、原子力発電事業者である OPG 社である。OPG 社は、ブルース発電所敷地の中心部 に DGR（Deep Geologic Repository）と呼ぶ地層処分場を建設する方針である。提案さ れている DGR プロジェクトのサイトは、キンカーディン自治体にある。同地では「ウェ 341 スタン廃棄物管理施設」 （WWMF）の開発が 1974 年から始まり、州内 3 原子力発電所で 発生する低中レベル放射性廃棄物の集中管理（貯蔵）のほか、CANDU 炉使用済燃料の 乾式貯蔵も行われている。 OPG 社が 2011 年に取りまとめた環境影響評価書（EIS）によれば、DGR プロジェク トの発端は、2001 年にキンカーディン自治体が OPG 社に、同自治体において低中レベ ル放射性廃棄物の長期管理を実行するオプションを検討する要請を行ったことから､ブ ルース原子力サイトの地下深部に立地される地層処分場（DGR）概念の開発が始まった とされている。 2002 年にキンカーディン自治体と OPG 社の間で交わされた了解覚書に基づき、 WWMF サイトで提案される長期管理施設の建設計画に関する実現可能性、安全性、社会 及び経済的な実現可能性、環境に生じ得る影響などに関する「独立評価調査」（IAS）が 外部コンサルタントを起用する形で実施された。IAS では、3 つのオプション―①改良さ れた処理方法及び貯蔵方法を実施するオプション、②地上に覆い付きのコンクリート・ ヴォールトを建造するオプション、③地下深部の地層処分場オプション―が検討された。 IAS のもう一つの構成要素に公衆協議プログラムがあり、キンカーディン自治体及びそ の周囲の自治体で実施された。 2004 年に IAS の結果が取りまとめられ、３つのオプションも実現可能であり、カナダ 国内の安全基準と国際的な安全基準を満たす形で実現することができ、安全面での余裕 は大きく、居住環境に有意な影響を及ぼすことはなく、観光に悪影響を及ぼすこともな いという判断が示された。またブルースサイトの地質学的な特徴は、DGR オプションに は理想的であることも指摘された。 上記の結果を受けて 2004 年 4 月に、キンカーディン自治体議会は、低・中レベル放射 性廃棄物の管理を実施する際に優先するオプションとして「深部岩石ヴォールト」 （DRV） を選択する」決議を採択した。また、同年 10 月にキンカーディン自治体と OPG 社間で、 DGR（地層処分場）の受け入れに関する協定が結ばれた。 2005 年 12 月に OPG 社はカナダ原子力安全委員会（CNSC）に対し、DGR を建設す る意図を示した書簡を提出し、これによって環境評価（EA）プロセスが開始されること になった。この EA プロセスは 2011 年に環境影響評価書（EIS）が取りまとめられるま で続き、並行して詳細な地球科学的調査（ボーリング調査）、予備的な設計作業、安全評 価が進められた。 342 カナダ環境評価法に基づき、CNSC を交えた合同レビューパネルによる EIS の審査と ともに、公聴会などの法定手続きが進められる。環境大臣が合同レビューパネルの見解 を受けて、最終的にカナダ政府が判断することになっている。EIS が受け入れられると、 サイトの準備と建設の許認可が発給され、DGR のサイトが正式に決定することになる。 表 2.8.7-2 DGR プロジェクトの経緯まとめ 2001 年 ・キンカーディン自治体が OPG 社に、同自治体において低中レベル放射性廃棄物 の長期管理を実行するオプションを検討する要請 2002 年 ・キンカーディン自治体と OPG 社間で了解覚書が交わされる （独立評価調査（IAS）の実施条件などを含む） 2004 年 ・IAS（＝３オプションの検討）の結果取りまとめ ・キンカーディン自治体が DGR（地層処分場）オプション実施を要望 ・キンカーディン自治体と OPG 社間で DGR 受け入れに関する協定 2005 年 ・キンカーディン自治体での世論調査（60%が賛成） ・OPG 社が DGR プロジェクト説明書をカナダ原子力安全委員会（CNSC）に提出 （12 月 2 日）（=カナダ環境評価法に基づく規制承認プロセスの開始） 2006 年 ・CNSC、DGR プロジェクトに関するドラフトガイドラインを発表し、同ガイドラ インについての公聴会を開催 ・OPG 社、ブルースサイトでボーリング調査等を開始 2007 年 ・OPG 社が CNSC に書簡提出し、原子力安全・管理法に基づくサイト準備と建設 に係る許認可を申請（8 月 13 日） ・環境大臣が合同レビューパネルを招集 2008 年 ・ドラフトガイドラインの一般公表、パプリックレビュー 2009 年 ・CNSC、DGR プロジェクトに関するガイドラインを最終化 2010 年 ・ブルースサイトでのボーリンク調査が終了。サイト特性調査、安全評価が本格化 2011 年 ・OPG 社、許認可申請のサポートとなる、環境影響評価書（EIS）、安全報告書を 取りまとめ。合同レビューパネルに提出 2012 年～ ・環境影響評価に対する公聴会、合同レビューパネルによる審査と環境対人への勧 告、政府による決定と許認可発給（サイト準備と建設） 2.8.8 性能評価・安全評価の経緯・概要 (1) 核燃料廃棄物（使用済燃料）の地層処分場の安全評価 カナダでは、2002 年にカナダ核燃料廃棄物管理機関（NWMO）が設立される以前は、 核燃料廃棄物の地層処分研究はカナダ原子力公社（AECL）が実施していた。AECL は 343 1994 年 10 月に『カナダの核燃料廃棄物の処分概念に関する環境影響評価書』（EIS）を 取りまとめており、このなかで処分概念の安全評価も行っているが、EIS での安全評価 は仮想的な処分システムに対するケーススタディと位置付けている。 EIS の取りまとめ以降も、AECL とオンタリオ・パワージェネレーション社がそれぞ れ 1996 年と 2004 年にケーススタディを実施しているが、規制機関のレビューを受ける 形の包括的な安全評価はカナダでは今のところ実施されていない。 カナダでは、2007 年に核燃料廃棄物の長期管理アプローチ“適応性のある段階的管理” （APM）の採用が決定した。このアプローチを進めるカナダ核燃料廃棄物管理機関 （NWMO）が 2012 年 3 月に策定した実施計画では、規制当局との間で事前レビューの 機会をもつために、2016 年までの 5 年間のうちに、地層処分場の閉鎖後についての安全 評価の準備作業を進める予定となっている。 (2) OPG 社の原子力発電所起源の低中レベル放射性廃棄物の地層処分場の安全評価 OPG 社は 2007 年 8 月 13 日付け CNSC 宛て書簡（letter）において、DGR（低中レ ベル廃棄物の地層処分場）の「サイト準備と建設に係る許認可申請」をおこなっている。 原子力安全･管理法に基づき、対応する許認可を取得する上で提出を要する情報として “予備的安全報告書”がある。OPG 社は 2011 年 3 月にカナダ原子力安全委員会（CNSC） に、予備的安全報告書及び関連文書を提出した。同時に、カナダ環境評価法で求められ る環境影響評価書（EIS）及び関連文書も提出している。これらの申請関連文書の構成を 表 2.8.8-1 に示す。サイト準備と建設に係る許認可申請に必要な提出書類として、トップ レベルに２つ－「環境影響評価書」 （EIS）と「予備的安全報告書」（PSR）―がある。 344 図 2.8.8-1 DGR 申請書の全体構成（OPG 社が 2011 年 3 月に提出） a. 予備的安全報告書の構成 予備的安全報告書の目的は、セーフティケース構築に必要となる情報を記述するこ とであり、DGR プロジェクトのライフサイクル―1.規制承認期、2.設計建設期、3.操 業期、4.廃止措置期、5.閉鎖以降―の全体での安全性に関する考え方と評価をまとめて いる。予備的安全報告書本体の章構成、サポート文書類のリストを表 2.8.8-1 に示す。 予備的安全報告書での評価の重点は放射線学的側面であるが、サポート文書の一つ において、コンベンショナル安全性（労働環境、健康、放射線学的側面以外の安全性） の評価も取り上げている。放射線学的安全性について、予備的安全報告書では処分場 の閉鎖前（7 章、95 頁分）と閉鎖後（8 章、119 頁分）の両方を扱っている。 345 表 2.8.8-1 DGR の予備的安全報告書の構成 http://www.nwmo.ca/dgrsubmission ■予備的安全報告書（本体） 2011 年 3 月 OPG 社 00216-SR-01320-00001 (874 pages) 1. イントロダクション 2. サイト記述 3. サイトの評価と特性調査 4. 地学（Geoscience） 5. 廃棄物インベントリ 6. 施設の説明 7. 閉鎖前安全評価 8. 閉鎖後安全評価 9. サイト準備と建設 10. 操業プログラム 11. 品質保証 12. 公衆への情報提供と関与プログラム 13. 予備的な廃止措置計画 14. 結論 15. 参考文献 16. 用語 17. 設計図面リスト 付録 A. 閉鎖後安全評価での事故時計算 ■予備的安全報告書のサポート文書と研究報告書（計 13 冊） ・プロジェクト要求事項（OPG 社） Document No.: DGR-PDR-00120-0001 Revision: R002. Date: 22 Sept 2010 (31 pages) ・OPG 社のプロジェクト・マネジメントシステムについて（OPG 社） Document No.: 00216-CHAR-0001 (18 pages) ・設計・建設フェーズのマネジメントシステム（OPG 社） Document No.: DGR-PD-EN-0001 Revision: R000. Date: Feb. 18, 2011 (18 pages) ・地圏サイト記述モデル NWMO DGR-TR-2011-24 (457 pages) ・地球科学検証計画 NWMO DGR-TR-2011-38 (35 pages) ・廃棄物のレファレンスインベントリ 00216-REP-03902-00003-R003 (140 pages) ・予備的 ALARA 評価 NWMO DGR-TR-2011-36 (66 pages) ・ラドン評価 NWMO DGR-TR-2011-34 (55 pages) ・予備的コンベンショナル安全性評価 NWMO DGR-TR-2011-37 (48 pages) ・地学統合報告書 NWMO DGR-TR-2011-11 (448 pages) ‥‥‥‥下位のサポート文書と研究報告書 計 14 冊 ・最大洪水危険性評価 NWMO DGR-TR-2011-35 (158 pages) ・予備的廃止措置計画 NWMO DGR-TR-2011-39 (88 pages) ・閉鎖後安全性評価 NWMO DGR-TR-2011-25 (298 pages) ‥‥‥‥下位のサポート文書と研究報告書 計 8 冊 346 b. 閉鎖後安全性評価書の構成 DGR の閉鎖後安全性評価書（NWMO DGR-TR-2011-25）は、閉鎖後の放射線学的 及び非放射線学的安全性の評価のために実施した作業の技術的要約と結果を示したも のである。特に、評価したシステムの概要を示し、評価したシナリオとそれらの詳細 な分析から得られた重要な結果を示している。主な不確実性とそれらの対処方法を特 定している。閉鎖後安全性評価書（本体、874 頁）の章構成、サポート文書類のリスト （8 冊）を表 2.8.8-2 に示す。これらの文書は図 2.8.8-2 に示すように、３階層構成と している。 «NWMO DGR-TR-2011-25, Figure 1-5» 図 2.8.8-2 DGR 閉鎖後安全性評価の文書構成 c. 閉鎖後安全性評価の目的、背景、評価アプローチ DGR の閉鎖後安全性評価書は、DGR プロジェクトの「サイト準備と建設」の許可 申請をサポートする文書の一つである。評価の主目的を以下のように設定している。 z DGR閉鎖後の放射線学的及び非放射線学的安全性を定性的に評価する。 z 処分場システムの長期的性能に潜在的に最大の影響を与える不確実性を特定する。 z DGRに必要な環境影響評価書（EIS）と予備的安全報告書（PSR）を裏づける情報 を提供する。 347 表 2.8.8-2 DGR の閉鎖後安全性評価書の構成 http://www.nwmo.ca/dgrsubmission ■閉鎖後安全性評価書（本体） 2011 年 3 月 Prepared by: Quintessa Ltd., Geofirma Engineering Ltd. and SENES Consultants Ltd. NWMO DGR-TR-2011-25 (298 pages) 1. 2. 3. 4. 5. イントロダクション 評価アプローチ 評価の位置付け（コンテクスト） システムの説明 シナリオの識別と説明 5.1 通常変遷シナリオ 5.2 破壊的シナリオ 6. 施設の説明 7. 結果と議論 7.1 通常変遷シナリオ：参照ケースと単純化した基本ケース 7.2 破壊的シナリオ 7.2.1 人間侵入 7.2.2 立坑シールの重大な損傷 7.2.3 ボーリング孔が十分に密封されない場合 7.2.4 鉛直な亀裂の発生（地震等による） 7.3 不確実性の評価 7.4 信頼度を向上するための措置 8. 結論 9. 参考文献 10. 用語と略語 付属書 A. 使用したソフトウェアツールの概要 付属書 B. 計算ケース ■閉鎖後安全性評価書のサポート文書と研究報告書（計 8 冊） ・FEP 報告書 NWMO DGR-TR-2011-29 (309 pages) ・システム･変遷報告書 NWMO DGR-TR-2011-28 (261 pages) ・通常変遷シナリオ解析報告書 NWMO DGR-TR-2011-26 (291 pages) ・人間侵入及び他の破壊的シナリオの解析報告書 NWMO DGR-TR-2011-27 (165 pages) ・データ報告書 NWMO DGR-TR-2011-32 (319 pages) ・地下水流動モデル報告書 NWMO DGR-TR-2011-30 (188 pages) ・ガス移行モデル報告書 NWMO DGR-TR-2011-31 (303 pages) ・ガス発生・移行解析コード T2GGM version 2 説明書 NWMO DGR-TR-2011-33 (189 pages) 348 DGR の閉鎖後安全性評価の背景の主成分について、以下のように整理している。 閉鎖後安全性評価の… 対象者： ・カナダ原子力安全委員会（CNSC）を含む技術審査担当者 規制要件及び指針： ・原子力安全管理法及び関連規制 ・カナダ原子力安全委員会の規制指針文書 G-320「放射性廃棄物管 理の長期安全性の評価」 ・カナダ環境評価局及びカナダ原子力安全委員会が策定した、GDR の環境影響評価書（EIS）の作成に関する指針 エンドポイント： ・人間に対する放射線量 ・放射性核種と非放射性元素及び化学種の環境濃度 ・多様な空間領域における汚染物質の濃度とフラックス 不確実性の取扱い： ・予想されるシナリオから What-if シナリオまで、広範囲のシナリ オの検討 ・シナリオ、モデル及びデータにおける保守性の使用 ・将来の人間活動と生物圏の変化を表すための定型化したアプロー チの使用 ・モデルとデータの不確実性を調べるための決定論的計算ケースの 使用、リファレンスケースの条件の限定的確率論的評価 時間枠： ・100 万年の基準 ・廃棄物中の大部分の放射能が崩壊し、最大リスクが起こると予想 される期間を含む。 ・一部の解析では、一部のシナリオからの最大影響を推定するため に 100 万年以上延長する。 閉鎖後安全性評価のアプローチとして、以下の 5 項目を挙げている。 1. 評価の位置付け（コンテクスト）を定め、高いレベルの仮定と制約事項、特に 規制要件や評価の時間枠を文書化している。 2. システムは、廃棄物、処分場、地質環境及び閉鎖後の安全性に関係する地表環 境に関する情報をまとめて説明している。 3. 予想されるシナリオから「what if」シナリオまで、広範囲の将来の潜在的シ ナリオを体系的に特定している。 4. これらのシナリオを表すための概念及び数学的モデルを開発している。 5. シナリオを解析し、結果をシステムの性能、その全体的ロバスト性、主な不確 実性の性質と役割に関して評価している。 349 d. 閉鎖後安全性評価の評価シナリオ DGR システムの将来の変化は、1 種類の通常変遷シナリオと 4 種類の破壊的シナリ オで評価している。“通常変遷シナリオ”は閉鎖後の処分場とサイトに予測される長期 的変化を説明するものであり、“破壊的シナリオ”はバリアの貫通と閉じ込めの異常な 劣化及び喪失につながる可能性のある事象を検討する。このような破壊的シナリオは、 DGR システムのロバスト性を試験するための、可能性の低いまたは「what if」ケース である。将来の変化に関連する不確実性は、これらのシナリオのほか、各シナリオで 検討する感度解析ケースでも評価している。 通常変遷シナリオ ・閉鎖後、処分場は短時間で嫌気性になる。処分場は、立坑と周辺 の岩石から染み出る水が徐々に満ちる。廃棄物パッケージの緩慢 な嫌気性劣化からガス、特に CH4 の発生に至る。処分場は大部 分が不飽和状態にとどまり、ガス圧は最終的に母岩の定常水圧と 平衡化する。 ・廃棄物の劣化に伴い、C-14 とトリチウムが大部分はガスとして 放出される。他の汚染物質は処分場の水中に放出される。大部分 の汚染物質は透水性の低い母岩によって処分場の内部または付 近に閉じ込められ、そこで崩壊する。何千年もの時間スケールで 一部の汚染物質は密閉された立坑と地圏を介して徐々に浅部地 圏に移動し、その後地表環境に移動する。サイト上または付近に 居住する人々は、井戸からくみ出した地下水の使用や農耕または 狩猟のための土地の利用、湖での漁獲を通じてこれらの汚染物質 に曝される可能性がある。 ・長期の時間スケールで氷河作用が再び起こり、10～12 万年の周 期で氷床がサイトを覆う可能性がある。その結果、地表と浅部地 圏に大規模な変化が起こる可能性がある。しかし、深部地圏は、 過去の氷期のように大部分が変化しない状態にとどまると考え られる。 ・ブルース原子力発電所サイトの周辺地域は構造学的に安定してい る。大規模地震が起こる可能性は非常に低い。母岩は強固で、小 規模地震が影響を与える可能性はほとんどない。大規模地震の主 な影響は処分場での落盤を引き起こし、定置ルームと坑道を満た すまで続くことであると考えられる。 ・長期の時間スケールでは、廃棄物の放射能は処分場を直接覆う岩 石の自然放射能以下まで崩壊すると考えられる。 破壊的 人間侵入 シナリオ （「what if」） 立坑シール 材の大規模 破損 ・このシナリオは、将来のある時点での調査用ボーリング孔を経由 する処分場への偶発的な人間侵入の影響を検討する。汚染物質が 放出され、人間は汚染されたガスや掘削コアに曝される。調査用 ボーリング孔の密閉が不十分で加圧されたカンブリア紀の地質 を貫通すると、汚染された地下水が浅部地圏に放出され、地下水 を使用する人々の被ばくが起こる可能性がある。 ・このシナリオは、立坑のシール材の急速かつ完全な劣化、処分場・ 立坑の掘削影響領域（EDZ）の劣化拡大の影響を検討する。そ の他は、DGR システムの変化は通常変遷シナリオと同じである。 350 ボーリング 孔の密閉不 足 ・このシナリオは、DGR 近辺での深いサイト調査用ボーリング孔 の不十分な密閉の影響を検討する。DGR システムと関連する被 ばく経路及び集団の変化は、通常変遷シナリオで検討するものに 類似している。主な差は、ボーリング孔が処分場レベル、上層の 地下水層及び地表環境の間の透水性の関係を強めることである。 ボーリング孔は、最も近いボーリング孔と同じく DGR から 100m と仮定する。 垂直断層 ・このシナリオは、処分場近辺で先カンブリア時代からシルル紀の 中間深度の岩石につながる未検出または既存の構造的不連続性 のずれを代表する垂直断層が存在した場合の仮想の「what if」 ケースを検討する。このような断層は、低透水性深部地圏を迂回 する高透水性の経路になる可能性がある。断層は、処分場の北西 500m、すなわちサイト調査プログラムで詳細に検討する区域に は届かないと仮定する。これと別に処分場から 100m 南東の位 置も検討する。 e. 閉鎖後安全性評価の評価結果 通常変遷シナリオと破壊的シナリオの評価結果の概要を以下に整理する。 通常変遷シナリオ 通常変遷シナリオのリファレンスケースは、サイト特性調査と地質環境情報統合手 法の結果を利用しており、大部分の詳細においてサイトを代表するものしている。解 析には、岩石や立坑からの水の流入、処分場内のガスの発生と蓄積、廃棄物パッケー ジを劣化させる腐食及び落盤プロセス、処分場を通る地下水とガスの流れ、母岩と立 坑のシール材、処分場の上及び周辺の居住者への影響の評価を取り入れている。通常 変遷シナリオに関連する不確実性を調べるために異なる計算ケースも評価している。 これらのケースの主な結果は以下のとおりである。 ● 処分場の水の完全な再冠水は、母岩の低い透水性と処分場のガスの発生により、漸進的で 100 万年以上かかる。水の大部分は、立坑ではなく周辺の母岩から処分場に浸透する。 ● 汚染物質は処分場と母岩の中に閉じ込められるため、地表環境への放出やその後の影響は限 定される。リファレンスケースの計算は、廃棄物の初期放射能の 0.1%未満が処分場周辺の 地圏に放出され、それよりはるかに少ない量が立坑に放出されると推定された。 ● ガスは処分場と地圏の中に閉じ込められる。ガス圧は 7-9MPa で平衡化する、すなわち処 分場の深度でおよそ 7.4MPa の平衡静水圧または幾分それ以上、約 17MPa の静岩圧をはる かに下回ると予想された。 351 ● 透水性の低い地圏と立坑は、汚染物質の放出を弱め、処分場の放射能を減らす放射性崩壊の 時間を与える。 ● 計算したすべてのケースの最大計算線量は、公衆の 0.3mSv/年の線量基準より 5 桁小さい （図 2.8.8-3）。図の斜線部内の計算線量は無視できる程度であり、この領域の値の大きさが 例である。一般に、子供や幼児のピーク線量は成人の線量の 3 分の 1 以内である。 ● これらの結果は、将来サイトに住み、その地域から食料のすべてを得ると仮定される仮想的 な家族に当てはまる。潜在的線量はサイトからの距離とともに急速に低下すると考えられる。 たとえば、ヒューロン湖の魚や水の消費によって被ばくする「下流」グループへの計算線量 は、サイトに居住する家族への線量より 3 桁小さい。 «NWMO DGR-TR-2011-25, Figure E1» 図 2.8.8-3 通常変遷シナリオ：全計算ケースの最大計算線量のまとめ 破壊的シナリオ 一部のシナリオの推測的性質を考え、破壊的シナリオには段階的アプローチを採用 している。第 1 に、起こり得るシナリオに基づく人間の放射線被ばくには 1mSv/年の 線量基準を使用する。第 2 に、あるシナリオで計算した線量が 1mSv/年を超える場合、 そのシナリオからの結果の許容性は被ばくの確率と性質、評価の保守性と不確実性、 線量基準の保守性を考慮に入れケースバイケースで調べる。可能な場合、10-5/年の基 352 準健康リスクと比較される。 通常変遷シナリオに合わせて、各々の破壊的シナリオにリファレンス計算を行って いる。通常変遷シナリオのリファレンスケースとの曖昧さを避けるために、各々の破 壊的シナリオのリファレンス計算を“ベースケース計算”と呼んでいる。各々の破壊 的シナリオにはベースケース計算に加えてバリアント計算も行っている。これらのケ ースの主な結果を図 2.8.8-4 にまとめる。 «NWMO DGR-TR-2011-25, Figure E2» 図 2.8.8-4 破壊的シナリオ：ベースケース計算の最大計算線量のまとめ ● “人間侵入シナリオ”では、処分場にボーリング孔が掘削され、処分場からのガスや物質が 適切に閉じ込められない場合、計算した線量は掘削作業員と閉鎖後約 1 万年間汚染されたサ イトで農業を営む将来の人間に対して約 1mSv になると考えられる。鉱物資源がなく、処 分場の小さい面積と深度により、ある年に処分場を掘削する確率は非常に低く、標準の深層 掘削慣行を用いる場合汚染物質の大規模放出の可能性は小さい。したがって、重大な健康影 響は少なく、10-5/年の基準健康リスクをはるかに下回る。 ● “立坑シール材の大規模破損シナリオ”では、計算した最大線量は 500m の透水性の低い（透 水係数 10-9m/s まで）立坑シール材の即時破損、立坑の収着の低下、立坑と処分場の EDZ の劣化の拡大に基づき、立坑の真上で農業を営んでいる家族（主坑道上の家屋を含む）を仮 353 定する場合、約 1mSv/年である。このシナリオの可能性は非常に小さい。したがって、立 坑シール材の大規模破損シナリオからのリスクは小さい。 ● “ボーリング孔の密閉不足シナリオ”と“垂直断層シナリオ”について計算した年間ピーク 線量は、線量基準をはるかに下回る。 ● 破壊的シナリオのベースケースから起こる影響よりも更に大きな影響に至るような条件を 特定するために、追加的ケースを評価している。 “人間侵入シナリオ”の場合には、水が処 分場を通ってボーリング孔と浅い地下水系に流れ込むよう、ボーリング孔をカンブリア紀の 地層まで延長し、不十分な密閉を施す必要がある。“立坑シール材の大規模破損シナリオ” の場合には、すべての立坑シール材の透水係数は設計基準を超えて 10-7m/s まで 4～5 桁下 げ、細かいシルトまたは砂と同等にする必要がある。これらのケースでは、処分場サイト上 の居住者へのピーク線量は数十ミリシーベルトになる可能性がある。 ● 破壊的シナリオの主なリスクは、C-14 を含む処分場からの大量のガス放出に起因している。 C-14 の崩壊により、その潜在的影響は約 6 万年後に線量基準の十分下まで減少する。DGR サイトでの氷河作用はその時点より前に起こる可能性は低いため、氷河作用が破壊的シナリ オに大きな影響を引き起こすリスクはほとんどない。 f. 閉鎖後安全性評価の結論 DGR の閉鎖後安全性評価書（NWMO DGR-TR-2011-25）では、評価の結論として 次のように述べている。 ・ DGR の EIS を作成するための指針や放射性廃棄物管理の長期安全性を評価するための規制 指針（G-320）に合わせて、閉鎖後安全評価では“予測される変遷シナリオ”と多数の“破 壊的（「what if」）シナリオ”について、DGR が定置した廃棄物から人間の健康と環境を保 護するやり方で機能を果たす能力を評価した。 ・ 通常変遷シナリオの評価計算から、DGR システムが定置した汚染物質を有効に閉じ込める ことが示されている。大部分の放射性核種は処分場または深部地圏内で崩壊してしまう（放 射性ではない核種に変わる）。地表に到達する汚染物質の量は非常に少なく、通常変遷シナ リオで計算した最大影響は、すべての計算ケースで公衆の線量基準である 0.3mSv/年をはる かに下回っている。さらに、生物相に対する放射性核種の潜在的影響や人間及び人間以外の 生物相に対する非放射性汚染物質の潜在的影響は当該基準を十分下回っている。 ・ DGR の位置と設計により実現される隔離によって、自然のバリアを迂回する可能性のある 354 破壊的事象の確率は非常に確率の低い少数の状況に限定される。これらの事象が起こったと しても、廃棄物中の汚染物質は DGR システムによって引き続き効果的に閉じ込められるた め、解析結果ではリスク基準が満たされることになっている。 環境影響評価書 第１分冊 本体報告書 第２分冊 付属書集 00216-REP-07701-00001 R000 (1,060 pages / 2,372 pages) Environmental Impact Statement VOLUME 1: MAIN REPORT VOLUME 2: APPENDICES 別途、概要版（Summary）68 ページがある。 環境影響評価書のサポート文書と研究報告書（計 10 レポート） （省略） NWMO DGR-TR-2011-02 (556 pages) Atmospheric Environment Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-01 (158 pages) Aquatic Environment Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-05 (286 pages) Terrestrial Environment Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-04 (194 pages) Hydrology and Surface Water Quality Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-03 (358 pages) Geology Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-06 (266 pages) Radiation and Radioactivity Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-08 (428 pages) Socio-economic Environment Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-09 (162 pages) Aboriginal Interests Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-07 (98 pages) Malfunctions, Accidents and Malevolent Acts Technical Support Document NWMO DGR-TR-2011-10 (78 pages) DGR EA Follow-up Monitoring Program March 2011. Prepared by: Golder Associates Ltd. March 2011. Prepared by: Golder Associates Ltd. March 2011. Prepared by: Golder Associates Ltd. March 2011. Prepared by: Golder Associates Ltd. March 2011. Prepared by: Golder Associates Ltd. March 2011. Prepared by: AMEC NSS Ltd. March 2011. Prepared by: AECOM Canada Ltd. March 2011. Prepared by: AECOM Canada Ltd. March 2011. Prepared by: AMEC NSS Ltd. March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization 355 予備的安全報告書 Preliminary Safety Report 00216-SR-01320-00001 (874 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization サポート文書と研究報告書（計 13 レポート） プロジェクト要求事項 OPG’s DEEP GEOLOGIC REPOSITORY FOR L&ILW - PROJECT REQUIREMENTS (31 pages) Document No.: DGR-PDR-00120-0001 Revision: R002 Date: 22 Sept 2010 OPG 社のプロジェクト・マネジメ ントシステムについて DEEP GEOLOGIC REPOSITORY PROJECT, MANAGEMENT SYSTEM (18 pages) Document No.: 00216-CHAR-0001 設計・建設フェーズの マネジメントシステム DESIGN AND SYSTEM (18 pages) Document No.: DGR-PD-EN-0001 Revision: R000 Date: Feb. 18, 2011 地圏サイト記述モデル 報告書 Descriptive Geosphere Site Model CONSTRUCTION PHASE MANAGEMENT March 2011. Prepared by: Intera Engineering Ltd. NWMO DGR-TR-2011-24 (457 pages) 地球科学検証計画書 Geoscientific Verification Plan NWMO DGR-TR-2011-38 (35 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization DGR で処分する低レベル廃棄物 及び中レベル廃棄物のレファレン スインベントリ Reference Low and Intermediate Level Waste Inventory for the Deep Geologic Repository March 2011. Prepared by: Ontario Power Generation, Inc. 00216-REP-03902-00003-R003 (140 pages) 予備的 ALARA 評価 Preliminary ALARA Assessment NWMO DGR-TR-2011-36 (66 pages) March 2011. Prepared by: SENES Consultants Ltd. ラドン評価 Radon Assessment NWMO DGR-TR-2011-34 (55 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization 予備的コンベンショナル安全性評 価 Preliminary Conventional Safety Assessment March 2011. Prepared by: March Consulting Associates Inc. NWMO DGR-TR-2011-37 (48 pages) 地質統合報告書 Geosynthesis NWMO DGR-TR-2011-11 (448 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization 356 最大洪水危険性評価 Maximum Flood Hazard Assessment NWMO DGR-TR-2011-35 (158 pages) March 2011. Prepared by: AMEC NSS Ltd. 予備的廃止措置計画書 Preliminary Decommissioning Plan NWMO DGR-TR-2011-39 (88 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization and 閉鎖後安全評価報告書 Postclosure Safety Assessment NWMO DGR-TR-2011-25 (298 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd., Geofirma Engineering Ltd. and SENES Consultants Ltd. Candesco 357 表 2.8.8-3 DGR の閉鎖後安全評価報告書の構成 閉鎖後安全評価報告書 Postclosure Safety Assessment NWMO DGR-TR-2011-25 (298 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd., Geofirma Engineering Ltd. and SENES Consultants Ltd. サポート文書（8 レポート） FEP 報告書 Postclosure Safety Assessment: Features, Events and Processes NWMO DGR-TR-2011-29 (309 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd., SENES Consultants Ltd. and Geofirma Engineering Ltd. システム･変遷報告書 Postclosure Safety Assessment: System and Its Evolution NWMO DGR-TR-2011-28 (261 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd. 通常変遷シナリオ解析報告書 Postclosure Safety Assessment: Analysis of the Normal Evolution Scenario NWMO DGR-TR-2011-26 (291 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd. 人間侵入・他の破壊的シナリオの 解析報告書 Postclosure Safety Assessment: Analysis of Human Intrusion and Other Disruptive Scenarios NWMO DGR-TR-2011-27 (165 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd. and SENES Consultants Ltd. データ報告書 Postclosure Safety Assessment: Data NWMO DGR-TR-2011-32 (319 pages) March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd. and Geofirma Engineering Ltd. 地下水流動モデル報告書 Postclosure Safety Assessment: Groundwater Modelling NWMO DGR-TR-2011-30 (188 pages) March 2011. Prepared by: Geofirma Engineering Ltd. ガス移行モデル報告書 Postclosure Safety Assessment: Gas Modelling NWMO DGR-TR-2011-31 (303 pages) March 2011. Prepared by: Geofirma Engineering Ltd. and Quintessa Ltd. ガス発生・移行解析コード T2GGM version 2 説明書 T2GGM Version 2: Gas Generation and Transport Code March 2011. Prepared by: Quintessa Ltd. and Geofirma Engineering Ltd. NWMO DGR-TR-2011-33 (189 pages) 358 表 2.8.8-4 DGR の地球科学報告書の構成 地圏サイト記述モデル 報告書 Descriptive Geosphere Site Model March 2011. Prepared by: Intera Engineering Ltd. NWMO DGR-TR-2011-24 (457 pages) 地学統合報告書 Geosynthesis NWMO DGR-TR-2011-11 (448 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization サポート文書（14 レポート） 広域水理地球化学 （オンタリオ南部） NWMO DGR-TR-2011-12 (157 pages) Regional Hydrogeochemistry - Southern Ontario March 2011. Prepared by: M.Y. Hobbs, S.K. Frape, O. Shouakar-Stash and L.R. Kennell 広域地質力学（オンタリオ南部） Regional Geomechanics - Southern Ontario NWMO DGR-TR-2011-13 (105 pages) March 2011. Prepared by: Nuclear Waste Management Organization and 広域地質学（オンタリオ南部） Regional Geology - Southern Ontario NWMO DGR-TR-2011-15 (170 pages) Canada, Inc. 掘削影響領域評価 Excavation Damaged Zones Assessment NWMO DGR-TR-2011-21 (111 pages) March 2011. Prepared by: Fracture Systems Ltd. 長期気候変動 Long-Term Climate Change NWMO DGR-TR-2011-14 (101 pages) March 2011. Prepared by: W.R. Peltier 水理地質学モデル Hydrogeologic Modelling AECOM Canada Ltd. March 2011. Prepared by: AECOM Canada Ltd. and Itasca Consulting 359 NWMO DGR-TR-2011-16 (428 pages) March 2011. Prepared by: J.F. Sykes, S.D. Normani, and Y. Yin カルスト地形評価 Karst Assessment NWMO DGR-TR-2011-22 (27 pages) March 2011. Prepared by: S.R.H. Worthington 氷河浸食評価 Glacial Erosion Assessment NWMO DGR-TR-2011-18 (67 pages) March 2011. Prepared by: B. Hallet ネオテクトニック特性と陸地形成 の評価 Neotectonic Features and Landforms Assessment March 2011. Prepared by: S. Slattery NWMO DGR-TR-2011-19 (73 pages) 地震危険性評価 Seismic Hazard Assessment NWMO DGR-TR-2011-20 (259 pages) March 2011. Prepared by: AMEC Geomatrix, Inc. シェール・キャップロックバリア り健全性に関するアナログ研究 Analogue Study of Shale Cap Rock Barrier Integrity March 2011. Prepared by: T. Engelder NWMO DGR-TR-2011-23 (122 pages) ３次元地質フレームワークモデル Three-Dimensional Geological Framework Model NWMO DGR-TR-2011-42 (31 pages) Canada Ltd. 露頭亀裂マッピング Outcrop Fracture Mapping NWMO DGR-TR-2011-43 (54 pages) March 2011. Prepared by: A. Cruden March 2011. Prepared by: Itasca Consulting Canada, Inc. and AECOM 360 3 . 海外収集文献等のデータベース化 3.1 本年度の作業実施概要 前記の 2 章で既述した海外最新技術情報の収集及び整理では、諸外国の技術情報に関連 する多種多様な文献や資料等の収集を行った。それらの収集情報のうち、海外収集文献等 のデータベース化においては 2 章での包括的な情報の取りまとめも念頭に、 「使用済燃料管 理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条約」に基づき 3 年毎に取りまとめられる海外主 要国の国別報告書を中心として、日本語への翻訳・整備等を実施し、技術情報データベー スへの登録を行った。また、その他のデータベースへの整備対象資料として、近年の諸外 国の最新動向（事業進捗）に応じて順次、整備・公開されたものを取り上げている。次節 以降に、海外収集文献等のデータベース化に関して本年度に実施した内容と成果について 整理する。 なお、翻訳整備等を行った各種の技術資料等は、別途資源エネルギー庁が実施する「放 射性廃棄物海外総合情報調査」において整備されている「技術情報データベース」 （図 3.1-1 参照）に原典資料とともに登録し、関連機関等に属する地層処分事業の関係者（研究者、 有識者等を含む）への公開を通じて情報の共有化を図る。例えば、サイト選定の初期段階 にあるわが国の地層処分事業において、今後のサイト選定の進捗に伴い具体化される処分 概念や適用技術の開発や整備、更には、各段階の節目で整備される各種の技術的な取りま とめなどにおいて、先行する諸外国の関連技術情報等をいつでも再利用が可能な形態で、 且つ、ウェブ等を介して平易に利用できる形態で整備することで、調査成果の効果的な利 用が期待される。 361 図 3.1-1 翻訳・原典資料が整備される技術情報データベース 3.2 使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条約に基づく国別報告書 使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条約 1)（以下「放射性廃棄物等安全 条約」という）は、条約締結国に 3 年毎に国別報告書を整備することを定めている。同国 別報告書には、各国の放射性廃棄物管理に関する技術情報を含めた包括的な情報が含まれ ており、2012 年 5 月に国際原子力機関（IAEA）で開催された第 4 回レビュー会議に向け て、多くの条約締約国では 2011 年までに最新の情報を取りまとめた国別報告書の整備が行 われている。 (1) 国別報告書の構成概要 放射性廃棄物等安全条約は、前文及び 44 条で構成される本文から成り、その概要は次の とおりである。 1)条約締約国は、使用済燃料及び放射性廃棄物の管理の安全を確保するため、使用済燃 料管理施設及び放射性廃棄物管理施設の立地、設計及び建設、安全に関する評価並 びに使用の各段階において、適当な措置をとる。 2)条約締約国は、この条約に基づく義務を履行するために必要な法令上、行政上、その 他の措置をとり、安全を規律するため法令上の枠組みを定め及び維持し、これを実 362 施することを任務とする規制機関を設立し又は指定する。 3)条約締約国は、使用済燃料又は放射性廃棄物の自国から仕向国への国境を越える移動 が、仕向国に事前に通報され及び仕向国の同意がある場合にのみ認められ及び実施 されることを確保するため、適当な措置をとる。 4)条約締約国は、この条約に基づく義務を履行するためにとった措置に関する報告を提 出し、当該報告を検討するための会合を開催する。 上記の 4)に関して、同条約の第 30 条及び第 32 条は（表 3.2-1 参照）、条約締約国に 3 年 毎に条約履行状況等の報告を要求しており、併せて第 32 条第 1 項に示す物量情報等を含め た技術情報等の提供を求めている。同報告の具体的な構成等について、IAEA は「国別報告 の形式と構成に関するガイドライン（2012 年改定第 2 版）」と称するガイドラインを提示 しており、各国は同ガイドラインが指定する形式及び構成に基づき国別報告を取りまとめ ている。同ガイドラインが要求する情報を項目は表 3.2-2 のとおりであり、各国の使用済燃 料及び放射性廃棄物の管理に関する政策・行為、法令の体系及び規制機関の組織・任務、 並びに使用済燃料及び放射性廃棄物関連施設の一覧、使用済燃料・放射性廃棄物管理の内 容、国境を越える移動等について、多岐にわたる技術情報を含めた形で報告する内容とな っている。 表 3.2-1 放射性廃棄物等安全条約の第 30 条及び第 32 条の規定内容（参考和訳） 第 6 章 締約国の会合 第 30 条 検討会合 １ 締約国は、第 32 条の規定に従って提出された報告を検討するための会合（「検討会 合」）を開催する。 ２ 締約国は、各検討会合において次のことを行う。 (1) 次回の検討会合の日を決定する。検討会合の間隔は、３年を超えてはならない。 (2) 前条２の規定に基づいて定める事項を再検討することができるものとし、手続規則 に別段の定めがある場合を除くほか、コンセンサス方式によりその改正を採択す ることができる。締約国は、また、コンセンサス方式により手続規則及び財政規 則を改正することができる。 ３ 締約国は、各検討会合において他の締約国が提出した報告を討議し及び当該報告に 関する説明を求めるための妥当な機会を与えられる。 第 32 条 報告 １ 締約国は、第 30 条の規定に従い、締約国の検討会合ごとに自国の報告を提出する。 この報告は、この条約に基づく義務を履行するためにとった措置を対象とする。また、 締約国は、自国の報告に次の事項を記載する。 (1) 使用済燃料管理に関する政策 (2) 使用済燃料管理に関する行為 363 (3) 放射性廃棄物管理に関する政策 (4) 放射性廃棄物管理に関する行為 (5) 放射性廃棄物を定義し、区分するために用いられた基準 ２ １の報告には、また、次の事項を含める。 (1) この条約の対象となる使用済燃料管理施設の一覧表。この一覧表には、これらの施 設の所在地、主要な目的及び重要な特徴を含める。 (2) この条約の対象となる使用済燃料であって貯蔵されているもの及び処分された使 用済燃料の目録。この目録には、これらの物質の性状を記載し、並びに入手可能な 場合にはその質量及び全放射能についての情報を記載する。 (3) この条約の対象となる放射性廃棄物管理施設の一覧表。この一覧表には、これらの 施設の所在地、主要な目的及び重要な特徴を含める。 (4) この条約の対象となる次の放射性廃棄物の目録 (a) 放射性廃棄物管理施設及び核燃料サイクル施設に貯蔵されている放射性廃棄 物 (b) 処分された放射性廃棄物 (c) 過去の行為から生じた放射性廃棄物 この目録には、これらの物質の性状その他入手可能な適当な情報（例えば、容量 又は質量、放射能及び特定の放射性核種）を記載する。 (5) 廃止措置の過程にある原子力施設の一覧表及びこれらの施設における廃止措置活 動の状況 表 3.2-2 ガイドラインが定める国別報告の形式と構成（目次構成のみを抜粋） Section A. Introduction（セクション A. 緒言） Section B. Policies and Practices（セクション B. 政策及び行為） Section C. Scope of Application（セクション C. 適用範囲） Section D. Inventories and Lists（セクション D. 目録及び一覧表） Section E. Legislative and Regulatory System（セクション E. 法令上の体系） Article 18. Implementing measures Article 19. Legislative and regulatory framework Article 20. Regulatory body Section F. Other General Safety Provisions（セクション F. 一般的な規定） Article 21. Responsibility of the licence holder Article 22. Human and financial resources Article 23. Quality assurance Article 24. Operational radiation protection Article 25. Emergency preparedness Article 26. Decommissioning Section G. Safety of Spent Fuel Management（セクション G. 使用済燃料管理の安全） Article 4. General safety requirements Article 5. Existing facilities Article 6. Siting of proposed facilities Article 7. Design and construction of facilities Article 8. Assessment of safety of facilities Article 9. Operation of facilities Article 10. Disposal of spent fuel Section H. Safety of Radioactive Waste Management（セクション H. 放射性廃棄物管 理の安全） Article 11. General safety requirements Article 12. Existing facilities and past practices 364 Article 13. Siting of proposed facilities Article 14. Design and construction of facilities Article 15. Assessment of safety of facilities Article 16. Operation of facilities Article 17. Institutional measures after closure Section I. Transboundary Movement（セクション I. 国境を越える移動） Section J. Disused Sealed Sources（セクション J. 使用されなくなった密封線源） Section K. Planned Activities to Improve Safety（セクション K. 安全性の向上のための 計画的活動） Section L. Annexes（セクション L. 付属書） (a) List of spent fuel management facilities; (b) List of radioactive waste management facilities; (c) List of nuclear facilities in the process of being decommissioned; (d) Inventory of spent fuel; (e) Inventory of radioactive waste; (f) References to national laws, regulations, requirements, guides, etc.; (g) References to official national and international reports related to safety; (h) References to reports on international review missions performed at the request of a Contracting Party; and (i) Other relevant material. (2) 最新の国別報告書の整備・公開状況 放射性廃棄物等安全条約の第 30 条に基づく第 4 回レビュー会議が 2012 年 5 月に国際原 子力機関（IAEA）で開催された。同条約の加盟国は 2012 年 8 月段階で 42 となっており 3)、これらの加盟国の全てが国別報告書を取りまとめている（必ずしもその全てがウェブを 介して公開されているという状況ではない）。 (3) 本年度の技術情報データベースへの登録作業結果 上記の最新の国別報告書のうち、本年度の海外最新技術情報の収集及び整理（2 章参照） において調査対象国としている、スウェーデン、フィンランド、フランス、スイス、ドイ ツ、英国、米国ならびにカナダの 8 ヵ国の国別報告書について（以下の原典資料） 、日本語 への翻訳・整備及び技術情報データベースへの登録を行った。なお、本年度の作業結果と しての、これらの参考和訳資料等については、技術情報データベースからの閲覧が可能で あるため、本成果報告書での翻訳整備資料の全文掲載は割愛する。 1)スウェーデン：Ministry of the Environment, Sweden’s fourth national report under the Joint Convention on the safety of spent fuel management and on the safety of radioactive waste management obligations of the Joint Convention, 2011 365 Swedish implementation of the 2)フィンランド：STUK, Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management 4th Finnish National Report as referred to in Article 32 of the Convention, OCTOBER 2011 3)フランス：Republic of France, Fourth National Report on Compliance with the Joint Convention Obligations Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, September 2011. 4)スイス：Swiss Confederation (DETEC), Implementation of the Obligations of the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management Fourth National Report of Switzerland in Accordance with Article 32 of the Convention, October 2011 5)ドイツ：Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU), Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management Report of the Federal Republic of Germany for the Fourth Review Meeting in May 2012, August 2011. 6)英国：Department of Energy and Climate Change, THE UNITED KINGDOM’S FOURTH NATIONAL REPORT ON COMPLIANCE WITH THE OBLIGATIONS OF THE JOINT CONVENTION ON THE SAFETY OF SPENT FUEL MANAGEMENT AND ON THE SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT, September 2011. 7) 米 国 ： U.S. Department of Energy (In Cooperation with the U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Environmental Protection Agency and U.S. Department of State), United States of America Fourth National Report for the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, September 2011. 8) カ ナ ダ ： Government of Canada, Canadian National Report for the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, October 2011. 366 3.3 本年度にデータベースへの登録整備を行ったその他の技術資料 上記の放射性廃棄物等安全条約に基づく最新の国別報告書に加え、近年の諸外国の最新 動向（事業進捗）に応じて順次、整備・公開された技術資料等の一部を取り上げている。 具体的には、①スウェーデンの使用済燃料処分場の立地・建設に関する許可申請に対する 国際ピアレビュー報告書、②英国の原子力廃止措置機関（NDA）が 2010 年 12 月に整備・ 公表した（公開は 2011 年 2 月）一般的な条件での処分システム・セーフティケースの構成 文書の一部、③スイスで 2008 に策定された放射性廃棄物管理プログラムに対する規制当局 の見解書、を取り上げた。 前述した放射性廃棄物等安全条約に基づく最新の国別報告書と同様に、翻訳整備等を行 ったこれらの技術資料は技術情報データベースからの閲覧が可能であるため、本成果報告 書での翻訳整備資料の全文掲載は割愛するが、以下に、それぞれの技術資料の概要を整理 する。 3.3.1 スウェーデンの使用済燃料処分場の立地・建設に関する許可申請に対する国際ピアレ ビュー報告書 原典情報 4)： The Post-Closure Radiological Safety Case for a spent fuel repository in Sweden An internaional peer review of the SKB licence-application study of March 2011 (Final report) 12-Jun-2012 NEA/RWM/PEER(2012)2 邦題： スウェーデンにおける使用済燃料処分場に関する閉鎖 後放射線学的セーフティケース SKB 許認可申請調査（2011 年 3 月）に関する国際ピアレビュー（最終報告書） （OECD/NEA・2012 年 6 月） (1) 国際ピアレビューの背景と目的 経済協力開発機構（OECD）の原子力機関（NEA）は加盟各国に対し、当該国からの要 367 請に基づき、その国で実施される調査・研究活動やプロジェクトを対象とした、独立した ピアレビューを国際的な立場から実施する機能（サービス）を提供している。 この NEA 報告書（NEA/RWM/PEER(2012)2）は、表題に示されているとおり、スウェ ーデンの SKB 社が 2011 年 3 月に取りまとめた『許認可申請調査』（英語では licence appllication study）に対する国際ピアレビューの成果報告書である。ピアレビューは、利 益相反を伴わず、レビュー作業に必要な専門知識を補完する人材として選ばれた 10 人の国 際的な専門家（IRT：国際レビューチーム）が行っている。IRT の作業は 2011 年 3 月から 開始され、最終報告書が 2012 年 6 月に取りまとめられた。 ビアレビューは、スウェーデン政府（環境省）の要請によって実施されたものであり、 スウェーデン政府から NEA へ提供された「委託事項説明書」（ToR）でレビューの目的を 明示に指示している。今回のピアレビューの目的は、NEA がスウェーデン政府に対し、国 際的な観点から、SKB 社が作成した閉鎖後放射線セーフティケースが間近に迫っている許 認可発給決定にとって十分であり、信頼に足るものであるかどうかについて、意見表明す ることである。ToR においては、国際レビュー・チーム（IRT）が何らかの意見表明を行う に際し、次に示す具体的な領域における国際的な最良の実践を参照するよう要請を受けた。 ① 安全面での論拠の提示 ② 安全評価の方法 ③ 網羅性 ④ 残存課題の取り扱い ⑤ サイト及び処分方法の選定 ⑥ 実現可能性 (2) IRT チームが提示した「スウェーデン政府に対する意見表明」の内容 スウェーデン政府に対する回答として IRT チームが表明した意見を以下に示す。ピアレ ビューの目的に直結した回答であるため、NEA 報告書の該当部分を要約せずに全文を示す。 〔スウェーデン政府に対する意見表明〕 国際的な観点から、SKB 社の『閉鎖後放射線学的安全解析報告書』、すなわち SR-Site は、間近に 迫った許認可決定にとって十分かつ信頼に足るものである。SKB 社の使用済燃料処分プログラムは成 熟した（またそれと同時に革新的かつ最良の実践を踏まえた）プログラムであり、原則として、次に 368 来る許認可ステップに関連する産業及び安全面での様々な要件を履行できるものである。 SR-Site は、2011 年 3 月にスウェーデン当局に対し、エストハンマル自治体に使用済燃料深地処 分場の建設・操業のための一般許認可に関する申請書の一部として提出された。この一般許認可が与 えられた場合に、処分場のその後の建設及び操業のために、幾つかの追加的な許認可ステップが必要 である。こうした将来の許認可ステップのために、幾つかの追加的な安全解析報告書が作成され、よ り詳細な技術的論拠及び証拠が提示されなければならない。この点を考慮した上で、またスウェーデ ンの許認可及び許可発給に関する背景状況を踏まえると、SR-Site は「予備的安全解析報告書の準備 段階にある報告書」であると言うことができる。この処分場開発及び許認可発給に関する段階的なア プローチは、既に十分確立された国際的な実践となっている。 IRT が自らに設定した全体的な問いは「SKB 社の長期セーフティケースは現段階において説得力 を持つものとなっているか？」というものであった。IRT が詳細な検討を行った結果、将来の KBS-3 設計に基づく処分場の実現可能性と放射線学的な長期安全性の両方に関し、SKB 社が全体として説得 力のある具体的説明を提示しているとともに、技術的根拠も示していることが明らかになった。また 提示されている論拠は、全体として健全で、科学の現状に即し、国際的に見て最先端に位置するもの となっている。それでも、幾つかの領域において改善を行う余地があり、それにより安全解析の結果 の信頼性がさらに高まることになろう。IRT はこれらの勧告を本報告書の本文において示す。 第二の重要な設問は「SKB 社は、今後開発を進める必要のある主要な側面を特定しているのか？」 というものであった。IRT は、SR-Site とその関連文書により、今後開発を進める必要のある全ての 主要な側面がカバーされているという判断に至った。それでも、特定の重要な側面において改善を行 うことは可能であり、これらの点についても、IRT 報告書の本文で取り扱った。重要な所見の一つと して、この処分場プロジェクトが、現行許認可ステップをもって、大部分が科学研究面での作業に基 づく「概念的なフェーズ」を離れることになる、というものが挙げられる。この処分場プロジェクト が自然な進捗を示すのに応じて、今後はバリアの、さらには処分場の産業面での実現可能性がますま す重要となってゆき、その中には品質保証も含まれる。これらの側面が今後より重視されることが予 想され、実際にそうなる必要がある。将来に向けたもう一つの課題として、長期安全性の裏付けとな る科学面での証拠にとっての基盤をさらに強化し、広範なものとすることが挙げられる。そのために は、さらなる研究とより詳細な計算が、この後に続く幾つかの許認可ステップを支援するセーフティ ケースのために実施される必要がある。 IRT は特に、この SR-Site に「欠落･誤認」がないかどうかの検討も行った。IRT は、いかなる重 要な遺漏も見いだすことはなかった。しかし IRT は、その報告書において、比較的具体的なレベルの 網羅性に関する改善点を幾つか指摘した。 上述したような意見表明は、ToR に基づいて得られた概略的なレビュー結果に基づくものであり、 その詳細な内容は本 IRT 報告書の本文に示した。 安全面での論拠の提出 IRT は、SKB 社が処分場セーフティケースを明確な、そして十分に構成された方法を用いて提示 369 しており、このため、全般的に見て、その全体的な安全面での結論の追跡可能性及び正当化が実現さ れている、という結論に至った。 その一方で IRT は、このセーフティケースの明快さ及び追跡可能性をさらに高める上で役立つ幾 つかの領域を指摘するとともに、それらの領域への対処に関する勧告を示した。 安全評価方法 IRT は、SKB 社の安全評価方法が全体として最先端に位置するものであり、十分に記述されてい るものと、さらには SKB 社が、その解析の裏付けとして信頼に足る科学的根拠（FEP［特徴・事象・ プロセス］、モデル、データなど）を提示していると判断する。 また IRT は、許認可文書の品質保証のために SKB 社が採用した方策が、処分場開発の現段階にお いては全般的に十分なものである、と考える。その一方で IRT は、セーフティケースにおける品質保 証に関する検討の強化と、許認可文書の品質向上に役立てるために、幾つかの勧告を示す。 網羅性 IRT は、IRT が検討した領域について、SKB 社が知識の現状を適切な形で考慮しており、処分場 開発の現段階において欠けていることも、誤っていることもない―という判断に至った。幾つかのケ ースでは、知識の現状はまだ完全なものではない。これは、この段階では開始されていない浅層部分 の掘削作業を通じて入手されるはずのデータが、まだ利用可能ではないためである。IRT は、SKB 社のセーフティケースの網羅性/完全性が、残存する技術問題への対処が進む今後の幾つかのステップ を通じて高まってゆくものと考えている。 残存課題の取り扱い IRT は、SKB 社が、残存する研究及び技術開発面での課題を特定する作業を十分に行っているだ けでなく、課題解決に向けた明確なプランを提示している、という判断に至った。 また IRT は、その勧告として、SKB 社が「安全解析」と「許認可発給、設計、建設及び操業開始」 との間のつながりをより明確にすることを、さらには安全性に関係する様々な仮定について確認する 試験及びモニタリング活動に関する包括的プログラムの計画を開発することを、提言する。 サイトの選定と処分方法の選定 IRT は、SKB 社が、使用済核燃料の処分に関して国際的に広く受け入れられた深地処分戦略に従 って KBS-3 処分概念の選定及び開発を行ってきたと判断している。KBS-3 を、全ての安全要件を満 たす上で適格であり、またロバスト（頑健）な処分概念として提案するに当たって SKB 社が示した 論拠は、説得力があり、的を射たものである。またサイト選定及び処分方法の開発プロセスに伴う広 報活動（パブリック・アウトリーチ）のために SKB が採用した方法は、国際的な実践の最前線に位 置するものである。 370 IRT は、BAT（利用可能な最善技術）との関連における見解を示したほか、遂行能力の継続性の維 持、知識の管理、さらにはステークホルダーの関与の確保という領域における勧告も示した。 実現可能性 IRT は、段階的な許認可発給プロセスの現在のレベルにおいて、KBS-3 概念の技術的な実現方法 に関する記述が、処分場システムの様々な特性に関する SKB 社の仮説を正当化する上で十分になさ れており、信頼に足るものだという判断に至った。 IRT は、SKB 社のために、処分場システムの初期状態の実現可能性に関して SKB 社が設定してい る様々な仮定の信頼性をさらに高める上で役立つ勧告を示している。 (3) NEA の IRT チームが取りまとめたピアレビュー最終報告書の構成 ピアレビュー最終報告書（全 125 頁）の冒頭には、スウェーデン政府宛の要約「High-Level Findings」が置かれ、その後に続く 4 つの章で構成されている。IRT チームは報告書のな かで、主たる読者として、スウェーデンの政府及び放射線安全機関（SSM）を対象に作成 していると述べているが、廃棄物管理に関与するその他の機関、組織、企業及び一般的な 関心を抱く関係者などにとっても役立つ可能性があるとしている。 第1章 はじめに 背景情報を解説している。スウェーデンの処分場プログラムに関する背景情報、次 いで SKB 社の閉鎖後放射線学的セーフティケースに関する情報、さらには国際的なピ アレビュー及びその「委託事項説明書」 （ToR）、レビューの実施状況に関する情報を整 理している。 第2章 レビュー付託事項に従った検討の成果 ピアレビューへの付託事項に関する幾つかの問題に対する IRT チームの回答を示し、 SKB 社の閉鎖後放射線学的セーフティケースが間近に迫っている許認可決定にとって 十分かつ信頼に足ものであるかどうかを検討している。この章の内容は、レビュー報 告書の冒頭に示した概略的なレビュー結果報告よりも詳細となっている。 第3章 鍵となる技術領域におけるレビューの結果、勧告及び結論の概要 レビュー対象となった主なテーマ領域（9 つ）のそれぞれに関する技術面でのレビュ ーの結果の概要を示している。この章は、意思決定者及び関心を抱く市民など、知る 必要性を感じている読者を対象に書かれたものと説明がある。したがってその内容は、 371 第 4 章の要約と見なすことができる。 第4章 特定の技術的側面のレビューから得られた詳細な結果 この章は最も長く、より技術の細部に関心を抱く読者を対象とする。この章のセク ション構成は、閉鎖後放射線学的セーフティケースに関与する専門分野ごとのものと 説明がある。これは特に、実施された作業の技術及び科学的な基礎の品質を取り扱っ ている節について言えることである。 第 3 章と第 4 章は、9 つの主要テーマ領域ごとに分割した構成である。 ① 地圏 ② 緩衝材及び埋め戻し材 ③ 銅製キャニスタ ④ 燃料及び被覆材 ⑤ 生物圏 ⑥ 実際に行われる作業について ⑦ 性能評価 ⑧ 性能確認と「利用可能な最善の手法」（BAT） ⑨ 社会的側面 3.3.2 英国の原子力廃止措置機関（NDA）が 2010 年 12 月に整備・公表した（公開は 2011 年 2 月）一般的な条件での処分システム・セーフティケースの構成文書 英国では、2008 年に英国政府が地層処分場のサイト選定方法などを提示した白書「放射 性廃棄物の安全な管理－地層処分の実施の枠組み」（Cm.7386）5)を策定し、同白書に基づ くプロセスによるサイト選定活動が進められている。同白書で示されるサイト選定の段階 的なプロセスによれば、机上調査の対象となる候補地域を複数選定した上で、候補地域で の地表からの調査（ボーリング調査を含む）を実施し、最終的に 1 か所の優先的な場所を 特定することとなっている。地層処分の実施主体である原子力廃止措置機関（NDA）は、 地層処分場の操業開始前には、許可申請とともに「処分システム・セーフティケース」 （DSSC）と称される地層処分の安全性に関連する事項を説明した一連の文書を提出する計 画である。 現在 NDA は、DSSC の開発を進めているところであるが、その一連の文書構成の概念と 372 して、①輸送セーフティケース（放射性廃棄物の輸送の安全性）、②操業セーフティケース （地層処分場の建設・操業の安全性）ならびに③環境セーフティケース（地層処分場の閉 鎖後における長期安全性）という 3 つの主要構成文書に加え、それらを支援する複数の安 全評価報告書や様々な分野の研究報告書ならびに技術支援文書等で構成されることが想定 されている。このような中、NDA は 2010 年 12 月に一般的な条件での（サイトを特定しな い）処分システム・セーフティケース（gDSSC）を取りまとめた（公開は 2011 年 2 月）。 gDSSC の取りまとめの目的や狙いについては、平成 23 年度の本調査等事業の成果報告書 で既に整理しており、ここでの再整理は割愛するが、gDSSC は図 3.3.2-1 に示す文書体系 概念で取りまとめられている 8)。この gDSSC の文書体系概念は、図 3.3.2-2 に示す文書一 式によって具体化されている。 図 3.3.2-1 一般的な条件での処分システム・セーフティケース（gDSSC）の文書体系概念 373 図 3.3.2-2 一般的な条件での処分システム・セーフティケース（gDSSC）の文書体系 上記の gDSSC の文書体系のうち、重要性や優先度の観点から「地層処分場の閉鎖後長期 安全性」に係る技術資料を中心として、平成 23 年度までの本調査等事業において以下の技 術資料をデータベースに整備している。 ・一般的な条件での閉鎖後安全評価（Generic Post-closure Safety Assessment）6) ・一般的な条件での環境セーフティケース総括レポート（Generaic Environmental Safety Case main report）7) 本年度は英国について、平成 23 年度の整備作業に引き続き、上図の文書体系より引き続 き重要な技術情報が含まれる 2 件に、英国の地層処分の研究開発計画に関する 1 件を加え た計 3 件の技術文書について、翻訳・技術情報データベースへの整備を実施した。 ①一般的な条件での処分システム・セーフティケースの概要（An overview of the generic Disposal System Safety Case）8) 本技術資料は、図 3.3-2 に示す gDSSC の文書体系における最上位文書である。本最上 位文書の内容を把握することにより、現状で未整備となっている他の 2 つの主要構成文 書（一般的な条件での輸送セーフティケース、一般的な条件での操業セーフティケース） の概要を把握することができる。本来、図 3.3-2 に示す全ての技術資料の細部までを把握 し、わが国の地層処分関係者がいつでも再利用できるようにデータベース整備されるこ 374 とが望ましいが、今後の整備の優先性等を把握するうえでも有益な資料と判断した。 ② 一般的な設計に関する要約（Summary of generic designs）9) 本技術資料は、図 3.3-2 に示す gDSSC の文書体系における下位文書（技術支援文書） であるが、処分場の設計に関する開発の考え方（反復的開発プロセス）、設計における要 件や条件設定の考え方、更には、環境配慮や保障措置など、多様な境界条件に関する考 え方が整理されており、処分場設計の基礎となる技術支援文書である。ここまで、英国 の gDSSC に関するデータベース整備において優先させてきた「地層処分場の閉鎖後長期 安全性」を優先的に整備するとの考えにも沿って、閉鎖後安全評価に深く関わる技術支 援文書であると判断した。 ③研究開発計画の概要、予備調査段階における研究開発ニーズ（R&D Programme overview,Research and development needs in the preparatory studies phase）10) 英国の地層処分事業はサイト選定の初期段階にあるという点で、わが国の進捗状況と 似た状況にある。本技術資料で取りまとめられる、英国の現段階における研究開発ニー ズとそれに対処するための研究開発計画、わが国の地層処分に関する国の基盤研究開発 計画の策定や計画の実施（及びそのマネジメント等）を進めるうえで有益な情報と判断 した。 3.3.3 スイスで 2008 に策定された放射性廃棄物管理プログラムに対する規制当局等の見解 書 スイスでは 2005 年に施行された原子力令により、処分義務者が 5 年毎に放射性廃棄物管 理プログラムを更新することが規定されており、放射性廃棄物管理組合（NAGRA）は 2008 年 10 月に放射性廃棄物管理プログラムを連邦政府へ提出した。同プログラムは報告書「技 術報告書 08-01 処分義務者による廃棄物管理プログラム 2008 年」として 2008 年 10 月に 公表されており、翻訳・技術情報データベースへ登録されている。 放射性廃棄物管理プログラムに対しては、規制機関である連邦原子力安全検査局（ENSI） が審査し、審査の結果を BFE の諮問機関である原子力安全委員会（KNS）が評価した。 ENSI の審査及び KNS の評価については報告書が公表されており、本年度はこれら 2 件の 技術文書について、翻訳・技術情報データベースへの整備を実施した。 375 (1) ENSI「ENSI33/110：処分義務者による廃棄物管理プログラム 2008 に対する見解」 （2011 年 12 月）11) ENSI は同報告書において、08-01 が法令の要件を満たしていると評価している。その上 で、幾つかの勧告を行っている。安全要件については、全ての放射性廃棄物の処分に適用 される安全基準・指針である ENSI-G03「地層処分場の設計原則とセーフティケースに関 する要件」が 08-01 作成後の 2009 年 4 月に策定されたことから、次回の放射性廃棄物管理 プログラム更新時には ENSI-G03 の要件を反映させるべきであるとしている。また、 NAGRA が研究開発・実証（RD&D）計画を作成し、目的、範囲、スケジュールを示すべ きであると勧告している。その他にも次回廃棄物管理プログラムで補足すべき事項として 以下が挙げられている。 z 地層処分場に関する情報の長期保存 z 廃棄物管理プログラムの今後の展開及び処分場計画の履行に関する品質管理 概念 z ③ 建設許可の発給に関連して、以下の項目について説明 ① ニアフィールド構成要素の定義 ② モニタリング段階 処分場の閉鎖 ④ 放射性廃棄物の回収 ⑤ 標識 ⑥ 操業期間中の処分場の一時的な閉鎖 (2) KNS「KNS23/262：廃棄物管理プログラム 2008 に対する見解」（2011 年 12 月）12) KNS は報告書において ENSI が詳細な評価を行ったとの見解を示し、幾つかの勧告を行 った。廃棄物データについては、次回のプログラム更新時に、実際に発生した廃棄物量に 加え、さらにその次の更新時で予想される廃棄物量のデータも示されるべきだとの勧告を 行い、資金確保については、次回のプログラムにおいて費用見積りに関する不確実性と廃 棄物基金の資産運用に伴うリスクを取り上げるべきだとした。また、その他にも、処分の 実施計画、長期安全性の確保、処分概念、研究開発プログラムに関する勧告が行われた。 376 3.4 参考文献（3 章） 1) International Atomic Energy Agency (IAEA), JOINT CONVENTION ON THE SAFETY OF SPENT FUEL MANAGEMENT AND ON THE SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT, INFCIRC/546, 24 December 1997. 2) International Atomic Energy Agency (IAEA), Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management - Guidelines -, regarding the Form and Structure of National Reports INFCIRC/604/Rev.2, 7 September 2012. 3) IAEA, The “status” documentJoint of Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management, 2 August 2012. 4) OECD, THE POST-CLOSURE RADIOLOGICAL SAFETY CASE FOR A SPENT FUEL REPOSITORY IN SWEDEN. An international peer review of the SKB license-application study of March 2011 (Final report). NEA/RWM/PEER(2012)2. 12-Jun-2012 5) Managing Radioactive Waste Safely. A Framework for Implementing Geological Disposal, A White Paper by Defra, BERR and the devolved administrations for Wales and Northern Ireland, June 2008. 6) NDA, Report No.NDA/RWMD/030 “Geological Disposal Generic Post-closure Safety Assessment”, December 2010. 7) NDA, Report no. NDA/RWMD/021 “Geological Disposal Generaic Environmental Safety Case main report”, December 2010 8) NDA, Report no. NDA/RWMD/010 “Geological Disposal An overview of the generic Disposal System Safety Case”, December 2010. 9) NDA, Report no. NDA/RWMD/054 “Geological Disposal Summary of generic designs”, December 2010. 10) NDA, Report no. NDA/RWMD/073 “Geological Disposal R&D Programme overview,Research and development needs in the preparatory studies phase”, February 2011 11) ENSI, ENSI 33/110 “Stellungnahme zum Entsorgungsprogramm 2008 der Entsorgungspflichtigen”, Dezember 2011 377 12) KNS, KNS 23/262 “ Stellungnahme zum Entsorgungsprogramm 2008”, Dezember 2011 378 4 . 海外性能評価等の技術情報に関する情報発信 4.1 本年度の作業実施概要 本年度の作業では、既にホームページの WEB コンテンツとして整備・公開しているもの についての必要な見直しを適宜行うとともに、英国の処分システム・セーフティケースに ついて、一般的な条件での閉鎖後安全評価の部分を中心として、新たな WEB コンテンツと しての加工・整備を行い、ホームページでの情報提供を行った。本年度の英国の追加を含 めて、広く一般向けのホームページでの情報提供として、表 4.1-1 に示すような主要なレポ ートが整備されている。 表 4.1-1 一般向けのホームページで整備されている安全評価事例集 国名 発行年月 事例名 英国 2010 年 03 月 フィンラ ンド フィンラ ンド 米国 2010 年 03 月 スウェー デン フランス スイス 2006 年 10 月 ベルギー 2001 年 12 月 一般的な条件での閉鎖後安全評価、NDA Report No.NDA/RWMD/030、 原子力廃止措置機関（NDA） セーフティケース中間概要報告書 2009、Posiva report 2010-02、ポシヴ ァ社 放射性核種の放出および移行 ― RNT-2008、Posiva report 2008-06、ポ シヴァ社 ユッカマウンテン処分場許認可申請書、DOE/RW-0573、米国エネルギー 省（DOE） フォルスマルク及びラクセマルにおける KBS-3 処分場の長期安全性 ― SR-Can プロジェクト 主要報告書、TR-06-09、SKB 社 Dossier 2005 粘土－地層処分の安全評価、ANDRA オパリナス・クレイプロジェクト 安全報告書：使用済燃料、ガラス固化 高レベル廃棄物及び長寿命中レベル廃棄物に関する処分の実現可能性の 実証、NAGRA SAFIR2 - 安全評価・実現可能性第２次中間報告書、ONDRAF/NIRAS 2008 年 12 月 2008 年 11 月 2005 年 12 月 2002 年 12 月 ※上記に加え、 「フォルスマルクにおける使用済燃料の最終処分場の長期安全性 − SR-Site プロ ジェクト 総括報告書、TR-11-01、SKB 社（2011 年 3 月） 」の概要情報を整備している。 平成 19 年度より実施されている本調査等事業において、一般向けに広く情報共有・情報 普及を目的としたホームページでの情報提供は平成 21 年度より着手しており、 「諸外国に おける HLW 処分の安全評価事例」と題するホームページとして、次の URL から閲覧が可 能である（トップページの例を図 4.1-1 に示す）。 http://www2.rwmc.or.jp/wiki.php?id=sa:start 一般向け情報としての理解のし易さ等を念頭に置き、平成 21 年度の当初の WEB コンテ ンツ設計思想は、本年度までに適宜見直しが加えられ、構成変更を伴う大きな見直しから 個々の単語の表現レベルのものまで、大小様々な見直しを施している。表 4.1-1 に示す性能 379 評価あるいは安全評価の個別事例に関する現在の最新の内容については、上記のホームペ ージにおいて閲覧が可能であるため、本成果報告書での再掲は割愛するが、最新のホーム ページ設計概要（構成概要）等について次節に整理する。 図 4.1-1 一般向け情報発信用のホームページ（一般公開ホームページのトップページ） なお、2 章の「海外最新技術情報の収集及び整理」において整理したように、諸外国の地 層処分等の事業には大小様々な進捗が見られており、その進捗に応じて多種多様な技術資 料等が整備・公開されている。それら技術情報には、わが国の今後の事業進捗に応じて事 業関係者が共有すべき有益な最新の技術情報等も含まれており、また、そのような諸外国 の取組例（例えば、技術的裏付けをもって事業が進められていること）は、処分事業への 380 理解醸成のためも広く一般とも共有される必要がある。近年の情報公開に向けた流れや情 報発信ツールの発展に伴い、このような諸外国で整備・公開される関連技術情報等の物理 量は増加傾向にあり、その全てを本調査等事業で掌握することは容易ではないが、限られ た調査資源のなかで、個々の重要性や有益性の分析等に基づく調査の優先性も踏まえつつ 如何に効果的な調査計画が立案できるかという点も、この様な調査の実施における今後の 重要な課題となる。その意味で、広く一般とも共有されるべき技術情報という点で、諸外 国での、例えば次のような最新の安全評価等の取組事例は、本年度の本調査等事業を終え た段階における、一般向け情報発信用のホームページでの情報発信における残された課題 であると認識している（以下の海外での取組では、一部、詳細な原典資料が未公開のもの も含まれ、今後の調査等ではその様な情報の公開動向の予備的な調査も必要である）。 ・2011 年 3 月にスウェーデンで公開された「フォルスマルクにおける使用済燃料の最終 処分場の長期安全性 − SR-Site プロジェクト 総括報告書」 ：平成 23 年度の本調査等事 業において、詳細レベルでの技術情報等の収集・整理は行っているものの、一般向け 情報発信用のホームページでの情報発信の点では、他の性能評価や安全評価報告書等 の情報レベルでの整備に至っていない。 ・2012 年 12 月にフィンランドのポシヴァ社が申請した使用済燃料処分場の建設許可申 請：関連する安全評価書などは現段階では公開されておらず、ホームページでの情報 提供のみならず、その前段階としての詳細レベルでの技術情報等の収集・整理といっ た調査が必要である。 4.2 最新の一般向けホームページの設計概要（構成概要） 前節で概説した平成 21 年度のホームページでの情報提供の設計では、専門家向け及び一 般向けのそれぞれ向けに、情報レベルの異なる 2 種の WEB コンテンツを提供することを指 向した。一方で、諸外国での安全評価事例の詳細を知りたい専門家（事業関係者等）向け には、3 章で既述した技術情報データベースにより、原典資料を含めた和訳整備資料等を、 別途、提供できる環境を整備しており、ここでの要約情報はあまり有益ではないと想定さ れた。また、一般向けとしては、ここで扱う性能評価や安全評価を含む技術情報がかなり の専門レベルの情報とならざるを得ないこと、また、一般向け情報にまで専門的な技術情 報を概括したものは（専門情報を丸めれば）、別途、各種のパンフレットや関係機関等のホ ームページ等でも情報発信されている。 381 以上を踏まえ、本調査等事業における現状での一般向けホームページは、次のように、 上記の双方の中間層を対象としたものとしている。 ・ある程度の専門知識も要する諸外国の性能評価や安全評価を含む技術情報に関心も 持ち、自ら能動的に情報を探す一般の方。 ・ここで扱うような専門的な技術分野を自らの担当職務とはしていないものの、諸外 国の性能評価や安全評価を含む技術情報を概括的に知りたいとする事業関係者。 以上を一般向けホームページの主要なターゲット層として捉え、性能評価や安全評価書 として体系的な技術的取りまとめが行われた各国の主要なレポートを中心に、 1) 安全評価書の位置付けとレビュー 2) 処分システムと安全要件 3) 安全評価の進め方 4) 評価結果 という情報構成で共通的に取りまとめている。情報構成を共通的なものとすることで（横 並びで技術情報整理することで）、各国の技術的取組における共通点や違いなどの把握が可 能となり、例えば、地層処分の技術的取組における、普遍的な事項、国毎に異なる可能性 のある制度面や地質環境面での違いに応じて取り組まなければならない事項等の把握が可 能となる。 ①安全評価書の位置付けとレビュー ホームページで情報提供対象として取り上げた安全評価書等の当該レポートについ て、例えば、処分地選定プロセスのどの段階で、どのような目的で実施されたレポー トであるのかといった位置付けを整理するとともに、当該レポートに対する規制機関 等のレビュー実績などの情報を整理している。 ②処分システムと安全要件 対象廃棄物、想定処分地ならびに処分概念といった当該レポートの性能評価や安全 評価の前提条件やそれに応じて開発された処分概念等を整理する。また、併せて、処 分概念等の開発において準拠すべき放射線防護基準や設計要件などについても、安全 規制（安全基準）等の観点から整理する。 382 ③安全評価の進め方 性能評価や安全評価の実施において開発される FEP（Feature, Event and Process： 地層処分システムで想定される特質、事象およびプロセスを総称したもの）やシナリ オ、更にはモデルなどを整理し、また、不確実性の取り扱いについて整理する。また、 このような個々の開発を含めた、安全評価等作業の全体的な進め方を整理する。 ④評価結果 当該レポートで提示された安全評価等の結果について整理する。各国の安全基準等 にも応じた結果の示し方の特徴（例えば、線量基準やリスク基準、個人や集団といっ た評価対象等）も整理される。 383 5 . まとめ 本調査等事業は平成 19 年度より実施している。本年度が事業としての節目であることを 踏まえ、本年度の成果報告書の取りまとめでは、特に 2 章で整理した海外最新技術情報の 収集及び整理結果の取りまとめなどを中心に、これまでの調査成果も含めて包括的な情報 の取りまとめを行った。 既に述べたように、本調査等事業で扱う諸外国の技術情報は、各国の地層処分等の事業 進捗にも応じて、多種多様な技術資料等として整備・公開が進められている。それら技術 情報には、わが国の今後の事業進捗に応じて事業関係者が共有すべき有益な最新の技術情 報等も含まれており、また、そのような諸外国の取組例（例えば、技術的裏付けをもって 事業が進められていること）は、処分事業への理解醸成のためも広く一般とも共有される 必要がある。 近年の情報公開に向けた流れや情報発信ツールの発展にも伴い、上記のような諸外国で 整備・公開される関連技術情報等の物理量は増加傾向にある。また、2 章でも今後の動向と して一部紹介しているが、直近の平成 25 年度（2013 年）には、諸外国における地層処分 の性能評価や安全評価及びそれらに関連する技術的な取組として、表 5-1 に示すような多様 なイベントも想定されている（主なもののみ抜粋例示）。これらの全てを掌握することは容 易ではないが、限られた調査資源のなかで、個々の重要性や有益性の分析等に基づく調査 の優先性も踏まえつつ如何に効果的な調査計画が立案できるかという点も、この様な調査 の実施における今後の重要な課題である。 384 表 5-1 平成 25 年度（2013 年）に想定される、諸外国における地層処分の性能評価や安全 評価及びそれらに関連する技術的な取組 国 2013 年中に想定される主要なイベント スウェーデン ・放射線安全機関（SSM）及び国際レビューチームによる許可申請、研究開 発実証プログラムの審査 ・STUK によるポシヴァ社の建設許可申請書とセーフティケースの評価 ・STUK による YJH-2012 の評価 ・地層処分に関する公開討論会開催におけるANDRA提供技術資料一式： Dossier2009のアップデートを包含した、地層処分場の設計、操業安全及び 長期安全に関する技術資料等（一部はDossier2012として、研究・調査結果 の取りまとめ資料が、2012年度中に政府に提出されるが公開時期は定かで ない） 。 ・地層処分費用積算に資する地層処分施設の最新概念や設計等の技術資料 （2012年12月に概要資料が政府に提出されているが、その他の詳細資料等 の提示予定は定かでない） 。 ・政府による放射性廃棄物等管理国家計画の策定（PNGMDR：2013年版） ・政府（国家評価委員会：CNE）による研究開発進捗等の評価書（2013年版） ・2012年度中に政府へ報告される中深度処分対象廃棄物（黒鉛及びラジウム 含有廃棄物）に関する処分オプションに関するANDRAの技術検討資料（現 状で公開されていない） ・NAGRAが候補サイト区域ごとに、候補サイトを提案 ・NAGRAが予備的安全評価を実施 ・BMU/GRSによるゴアレーベンに関する予備的安全評価（VSG）のレポート を公表予定 ・1月末に第4段階に進むかどうかの判断が下されるため、その状況に応じて 提出が見込まれる環境評価レポート ・国家インベントリ2013 ・ドリッグの環境セーフティレポートに対する環境規制機関のレビューレポー ト ・DOEの「使用済燃料処分等プログラム」 （UFD）による、サイトに依存しな い一般的条件での地層処分に関する性能評価 ・クラスCを超える（GTCC）低レベル放射性廃棄物に関する最終環境影響評 価書 ・OPG社の低・中レベル放射性廃棄物を対象とする地層処分場に関する予備 的安全評価書のメインレポート（2011年）の公開など フィンランド フランス スイス ドイツ 英国 米国 カナダ 385