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[size=160%]Opalinus Clay Project （スイス）[/size]
処分システムと安全要件
(“オパリナス・クレイ”プロジェクト：2002年12月）
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どのような廃棄物を、どのような場所に、どのような方法で処分する場合の安全評価なのか…
処分システムの概要
対象廃棄物
（当該の安全評価で対象にしている廃棄物）
国内にある4基の原子力発電所で発生する使用済燃料、英国及びフランスに委託した再処理により発生した高レベルガラス固化体、及び再処理で発生した返還廃棄物や燃料構造物が性能評価の対象廃棄物である。低中レベル放射性廃棄物については、処分の実現可能性が既に1985年の「保証プロジェクト」で実証されているため、評価の対象となっていない。
評価対象の放射性廃棄物の物量は、すでに発生している廃棄物量に加え、将来に発生する廃棄物量も加えた量である。表1に評価の対象となる廃棄物の量を示す。
表1 評価対象廃棄物の量（レファレンスケース）
| 使用済燃料 | ガラス固化体 | ILWドラム缶 | |
|---|---|---|---|
| 廃棄体数 | 2,065体 | 730体 | 1,680体 |
SF は、レファレンス設計概念では4体の PWR 燃料集合体もしくは9体の BWR 燃料集合体を収納可能な鋼製キャニスタ（最短設計寿命1,000年）の使用を想定しているが、代替概念として耐腐食性に優れる銅製インサートを備えた銅製キャニスタ（設計寿命10万年）の使用も検討している。ただし、銅製キャニスタについては、長い寿命とガス発生の防止という利点が示されているものの、それを利用した場合の安全評価は行われてはいない。
HLW はガラス固化材の入った単一のステンレス鋼製フラスクを収納する鋼製キャニスタ（最短設計寿命1,000年）を想定している（図1参照）。
処分場の地質環境・立地条件（評価上の設定）
Figure 2.3 (NTB02-02)
「オパリナス・クレイプロジェクト 安全報告書」は、処分場の母岩として、スイス北部のチュルヒャー・ヴァインラントの堆積岩（オパリナス粘土）を想定している。同報告書では、オパリナス粘土の特性として次の点が示されている。
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均質性：数kmの規模にわたって地質環境が均質的で、構造、水理及び地球科学的特性の予測可能性が高い。
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安定性：サイトとなる適性を有する地域が数百万年にわたって構造的に安定しており、隆起や侵食速度が小さい。
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可塑性と自己シール能力：オパリナス粘土は不連続面に対する自己シール性を備えており、不連続が水理特性に重大な影響を与えない。
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移流が無視可能：オパリナス粘土は透水性が低く、溶質は主として移流ではなく拡散により移行する。
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有意な天然資源が賦存していない
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地球化学的安定性と保持能力：オパリナス粘土とその周辺累層中の地球化学環境は数百万年にわたって安定であり、気候変動(第四紀の氷河作用を含む)による摂動は観測されていない。さらに、オパリナス粘土は還元性であり、人工バリアの維持や核種の低溶解性／強収着性にとって好ましい。
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工学的実現可能性：オパリナス粘土は良好な工学的特性を有する硬性粘土岩(粘土頁岩)であり、地下数百mに、既存の技術で、ライニングされていない小規模の坑道や、ライニングされた大規模の坑道を掘削することができる
Figure 2.3 (NTB02-05)
処分概念（処分場の設計）
Figure 4.4-1
Figure 4.5-7
処分場は、オパリナス粘土層の中心部（深さ～650m）に建設される。処分場の主要な構成要素は次のように想定されている（図2参照）。
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アクセス斜坑、建設・操業坑道、廃棄物受入れ施設及び立坑
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パイロット施設及び試験区域
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40mの間隔で配置する直径2.5m、長さ800mのSF/HLW処分坑道
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SF / HLW 処分坑道より500m以上隔離して配置する3本の短い ILW 処分坑道
SF/HLWのキャニスタは横置き方式で定置し、乾燥密度～1.75kg/m3（初期含水率～10%）のベントナイトブロックを用いて支持し、80%の高密度（約2.1～2.2kg/m3）のベントナイト顆粒と20%のベントナイト粉末を混合した粒状埋戻材により埋め戻す。またILWは、低分子量有機物及びその他の錯化剤を含むものと含まないものを別々の処分坑道に定置し、空隙はセメントモルタルで充填する。
放射線防護基準 （安全評価の法令・規制要求事項）
オパリナス・クレイプロジェクトの実施当時に有効であった基準は、当時の安全規制機関であった原子力施設安全本部（HSK）が策定したHSK-R-21「放射性廃棄物処分に関する防護目標」（1980年策定、1993年改定）である。これは、IAEAの安全原則（1989）に適合したものである。HSK-R-21では、以下の防護目標が規定されている。
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防護目標1：発生が合理的に予期し得るプロセスや事象により、閉鎖された処分場から放出される放射性核種による個人線量が0.1mSv/yを超えないこと。
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防護目標2：防護目標1で考慮されない予期しないプロセスや事象によって閉鎖された処分場から放出される放射線による個人の死亡リスクが年間100万分の1を超えないこと。
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防護目標3：処分場閉鎖後、処分場は安全確保のために追加の措置をする必要がなく、数年以内に閉鎖できるように設計すること。
なお、HSKは2009年に連邦原子力安全検査局（ENSI）に改組され、HSK-R-21は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」（2009年）に置き換えられた。HSK-R-21の防護目標1と2は、ENSI-G03に継承されている。また、防護目標3の規定は、2005年に発効した原子力令に継承されている。