 |
|||||||||||
| **Yukio Takizawa 秋田大学名誉教授、元国立水俣病総合研究センター所長 | |||||||||||
はじめに 六ケ所再処理工場は，日本の原子燃料サイクルの一翼を担い，いよいよその稼動に向けて放射性物質の取扱いを始めることになった。再処理工場では,使用済燃料からウラン，プルトニウムと核分裂生成物を分離・回収することになっており，その安全性を図るため，放射性物質を施設内に厳重に確実に取り込み，これを適切に処理し，管理するが，操業運転中にはごく微量の放射性物質が周辺環境に放出される。 放射性物質放出に伴う環境影響は，その性格が自然放射線と共存して人体に寄与するため，施設周辺の放射線量は厳密に計測し，実効線量を正しく評価する必要がある。 青森県と日本原燃㈱は1989(平成元)年以来，原子燃料サイクル施設周辺の線量や環境試料の放射性物質のモニタリングを行ってきた。青森県では，これまでの環境放射線監視技術を駆使し，施設周辺住民のもっとも関心が高い操業に伴う放射性物質の環境への影響を明白にするため，その評価方針や評価方法を決めた1)。 本稿では放射線衛生の観点から，放出される放射線の寄与について，環境中に存在する自然放射線量と対比するなどして公衆の放射線リスクを考察し，参考に供する。 1.六ケ所再処理工場の来歴 現在，国内では総発電量の約1/3を原子力発電に依存している。その原子力発電では，発電を終えた使用済燃料中に核分裂せずに残ったウランや発電中に中性子を吸収し生成したプルトニウムなど，まだ燃料として使えるものが約97％含まれている。これを化学的に取り出し，再び原子力発電所でリサイクルする流れを原子燃料サイクルといい，ウラン資源の有効活用，長期的なエネルギー確保の礎となるものである。 日本では，事業者が主体となって原子燃料サイクルを進めることを基本としており，この原子燃料サイクルの要が再処理施設である。青森県六ケ所村には国内初の商業再処理施設として日本原燃により六ケ所再処理工場(年間最大再処理能力800t ･ ウラン)が，2007年の本格運転に向けて建設および試験が進められている2･ 3)。 なお，これまでは日本の原子力発電所から発生する使用済燃料は，日本原子力研究開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)の東海再処理施設のほか，英国とフランスに委託して再処理してきている。東海再処理施設では1977年９月から，これまでに使用済燃料を約1,000t ･ ウラン再処理してきた(2003年３月末)。 さまざまな産業活動や人間の生活に伴って廃棄物が発生するように，原子力施設からも廃棄物が発生する。再処理工場では，原子炉から取り出された使用済燃料のせん断,溶解，分離等の各工程における処理に伴い，放射性廃棄物が発生する。いわゆる｢燃えかす｣である核分裂生成物については，ガラス固化体として専用の管理建屋で貯蔵され,その他の中･低レベルの放射性廃棄物についても，そのほとんどは施設内で厳重に保管・管理される。一方，排気･排水中に含まれる放射性物質は，国内外の最良の技術を用いてできるかぎり除去されるが，クリプトン－85やトリチウムなどの一部の放射性物質は環境へ放出されることになる。 放出される放射性物質の安全性については，あらかじめ施設の設計段階に国の安全審査により確認されているとともに，操業に当たっては放出管理および環境放射線モニタリングにより厳重に管理が行われることになっている。 2.安全審査における線量評価 六ケ所再処理工場で取り扱う使用済燃料の種類，処理量，燃焼度，処理工程等から周辺環境へ放出される量を推定評価し，それぞれの放射性物質の環境中での移行や食物連鎖などを考慮して，施設周辺の住民がどれくらい放射性物質を摂取するか，どれくらい放射線を受けるかを推定評価することができる。
海洋放出については，沖合約3 km， 水深約44mの海洋放出管から上向きに放出された放射性物質が，どのように海洋で拡散・希釈されるかを，海洋拡散モデルおよび現地において観測された海象データにより評価されている。放射性物質の海産物への移行については，海水中の放射性物質を海産物が取り込み濃縮される割合(濃縮係数)も考慮されている。たとえばプルトニウムについては，海藻に3,000倍濃縮されることを見込んだ上で評価を行っている。また濃縮係数は，生息する環境によっても異なることから，国内先行施設のフィールドデータによる濃縮係数を重視し選定されている。
呼吸や農・畜・海産物の摂取により体内に取り入れられた放射性物質からの内部被ばくについては，国際放射線防護委員会(ICRP)により放射性物質の代謝や放射線の種類，エネルギーなどに基づき1Bq(ベクレル)摂取当たりの実効縮量係数が与えられており，それを用いて評価されている4)。 公衆が受ける線量は，大気放出に係る｢放射性雲｣｢地表沈着｣｢呼吸摂取｣については１地点で同時に被ばくすることから，周辺監視区域外において３経路の線量合計値が最大となる場所に１年間居続けるものと仮定し，さらにほぼ毎日漁業活動により海洋放出に係る外部被ばくも同時に受けるものと仮定して評価している。 また農・畜・海産物の摂取に係る線量は，六ケ所村の実態調査結果に基づき食品の摂取量を設定しているが，もっとも線量が高く評価される地点で採れた産物のみを摂取するとの仮定(市場希釈係数を１とする)で評価されている。 六ケ所再処理工場から放出される放射性物質は表1，2のとおり，主にクリプトン－85，トリチウムおよび炭素-14である2)。これらは環境での拡散効果が大きく，周辺環境への蓄積が少ないとともに，生体に対する濃縮効果が少ないため，それらの環境への放出による線量への影響は小さい放射性物質である。これについては後で詳細に示すこととする。
気体廃棄物および液体廃棄物の放出に際して事業者は，安全審査により年間約0.022mSvと評価した際の放出量を放出管理目標値として保安規定に定め，排気や排水中の放射性物質を連続的または放出の都度測定することなどにより，これを超えないよう厳重に管理することになっている。 さらに工場周辺環境において青森県および事業者は，環境放射線モニタリングとして， ｢原子燃料サイクル施設に係る環境放射線等モニタリング基本計画｣と｢原子燃料サイクル施設に係る環境放射線等モニタリング実施要領｣(青森県，1989年策定)に基づき，その場所における放射線量の測定や,空気や海水，土壌および農畜産物や海産物などの試料を定期的に採取し，その中に含まれる放射性物質の精密な分析・測定を実施している5･6)。これらの環境放射線モニタリングに基づき，公衆の線量の推定評価，環境における放射性物質の蓄積傾向の評価，再処理工場からの予期しない放射性物質の放出に係る周辺環境の影響評価等が行われる7)。これらの結果は国および県の第三者機関である専門家の入った会議等の評価を受け，一般に公表される。 再処理工場からは主にクリプトン-85，トリチウム，炭素-14が放出される。これらは線量への影響は小さいが，工場からの放出状況や気象条件などに応じ，環境放射線モニタリングで有意に検知され得るレベルであると予想される。 なお，もともと環境中の放射性物質としては，再処理工場をはじめとする原子力施設の操業に関わらずカリウム-40，ラドンやトロン温泉でよく知られているウラン系列やトリウム系列の各種の放射性物質，トリチウム，炭素-14などの天然の放射性物質が存在しており，また過去に中国や旧ソ連で行われた大気圏核実験による人工の放射性物質が含まれている。そこで六ケ所再処理工場からの放出による寄与を評価するため，環境放射線モニタリングは工場の操業前から(10年以上)継続して行われている。 また工場の周辺においては，放射線の影響を監視するために連続モニターにより放射線量率の測定が行われている。再処理工場では通常の運転時においても，使用済燃料のせん断・溶解に伴いクリプトン-85などの放射性物質が放出され，風下方向の連続モニターの指示値が上昇する場合も予想される。しかしこの変動も，年間を通して見た場合には先に示した評価値(すべての被ばく経路で年間約0.022mSv)から分かるように環境影響上無視できる程度のものである。 なお，もともと放射線量率の連続測定には自然放射線の寄与も含まれており，降雨や積雪など自然界の要因により変動することが確認できる。たとえば雨や雪の降り始めには，一時的に線量率が上昇する。これは，空気中に浮遊している天然の放射性物質(ウランやトリウムの子孫核種であるラドンやトロンといった気体状の放射性物質等)が降雨や降雪により地表に洗い落とされることによる。また冬の積雪時には大地からの放射線が雪で遮られることにより線量率が低下するというように，自然放射線は同一地点でも変動する。 4 再処理工場から放出される主な放射性物質 自然界の放射性物質も原子力施設に起因する放射性物質も，人体比対する影響についてはすべてシーベルト(Sv)という単位で表わされた値の大小で比較できる。放射性物質の種類が異なれば,放出される放射線の種類(α線，β線，γ線など)やそのエネルギー等が異なり，また体内に摂取した際にもそれぞれの放射性物質の種類によって代謝も異なるため，線量としての寄与も異なる。 ICRPにより1Bq当りのSVが放射性物質ごとに与えられており3)，その数値が小さいほど同じBq量でも人への影響の小さい放射性物質であることを意味する。以下に再処理工場から放出される主な放射性物質の特徴を示す。 (1)クリプトン-85 再処理工場から放出されるクリプトン-85は，英仏の再処理工場などからの放出や，ごくわずかではあるが大気上空における宇宙線により自然界においての生成もあり，現在の環境中において約1 Bq/m3の濃度で存在している。 クリプトン-85は化学的に不活性(物質と反応しない)ガスであるため，農作物等に蓄積される性質のものではない。そのため人体に対する影響としては，体外に存在するクリプトン-85からの外部被ばくのみを考慮すれば十分である。またクリプトン-85は外部被ばくによる実効線量に寄与するガンマ線をほとんど出さない(ガンマ線放出率0.4％)ことから，1Bq当りの実効線量は他のガス状放射性物質と比較して著しく小さい。 一定濃度の放射性希ガス中の環境に居た場合の実効線量を見ると4･ 8)，図３のように，たとえば天然の放射性物質であるラドンと比較してクリプトンー85の実効線量は1 /6,000程度である。ラドンガスは，天然のウランが次々と壊変(放射線を出して別の原子に変わる)し，最終的に非放射性の鉛になるまでの間に生成する放射性のガスであり，岩石や土などからラドンガスの状態で染み出てきてラドンとその子孫核種が空気中に漂っている。 またウランの核分裂によりクリプトン-88，キセノン-135，キセノン-133などの放射性希ガスを生成するが，これらは半減期が短いため使用済燃料を貯蔵している間に大部分は減衰し，再処理する時期(原子力発電所から取り出してから４年以上経過後に再処理することとなっている)には，ほとんど線量寄与の小さいクリプトンー85だけが残っている。
(4)プルトニウム，よう素-129，ストロンチウム-90およびセシウム-137 プルトニウムは主にアルファ線を出す放射性物質であり，体内に摂取されると骨や肝臓に移行し長期間残留する(生物学的半減期骨:100年，肝臓:40年)。プルトニウム-239およびプルトニウム-240の物理的半減期は，それぞれ2万4,065年，6,537年である。 よう素-129はベータ線とガンマ線を出す放射性物質であり物理的半減期は1,570万年である。体内に摂取されると甲状腺に移行しやすい。 ストロンチウム90はベータ線を出す放射性物質であり物理的半減期は29.12年である。体内に摂取されると骨に沈着する。 セシウム－137はベータ線とガンマ線を出す放射性物質であり，物理的半減期は30.0年である。体内に摂取されると全身に広がる。 これらプルトニウムなどのアルファ線を放出する放射性物質，よう素-129，ストロンチウム-90，セシウム-137などの核分裂生成物は，図４のとおり単位摂取量当たりの実効線量は大きいが，六ケ所再処理工場では高性能粒子フィルターや蒸発缶などで除去し可能な限り環境へ放出しないようにしている。 過去の中国や旧ソ連で行われた大気圏核実験により，1960年代当時には図5，6に示すように，農畜水産物をはじめ人体へは現在のレベルの10倍以上ものストロンチウム－90やセシウム－137などの放射性物質が含まれていた9)。六ケ所再処理工場からの放出による寄与は，これら過去に私たちが経験してきたレベルと比較しても十分に低いレベルであると評価されている。
ここで，六ケ所再処理工場の推定年間放出量3)と海外における商業規模の再処理工場の放出量10.11)とを比較して表４に示すが，これから次のことが見て取れる。 クリプトン－85はすべての施設とも全量を大気へ放出することから，処理する燃料の種類，量，燃焼度等により放出量の差が現われる。六ケ所工場の放射性よう素の海洋への放出量は，英仏の再処理工場と比較して1 /10以下となっている。これは，よう素の大部分を海洋放出している英仏の再処理施設と比較して，六ケ所では処理工程での溶液中のよう素を気体中へ追い出したあと，よう素フィルター(銀系吸着剤)でほとんどを除去することとしていることによる。その他核種(αおよびβ・γ)の海洋への放出量は，英仏の再処理施設と比較して1 /100以下となっている。これは，主に化学処理(凝集沈殿等)し，ろ過後海洋放出している英仏の再処理施設と比較して，六ケ所工場では蒸発缶で蒸発濃縮し，その凝縮水を海洋放出することにしていることによる。六ケ所工場のトリチウムの大気への放出量は，英仏の再処理施設と比較して10倍以上となっているが，これは，六ケ所では海洋への放出量を100％見込んでいる上に，気体側へ約10％程度移行するとの安全側の厳しい評価を行っていることによる。
英国のセラフィールド再処理工場および仏国のラ・アーグ再処理工場における海洋への放射性物質の放出量12)の推移を図７，８に示す。セラフィールド再処理工場の海洋放出に関する1970年代の放出状況は，当時の放出基準は満足している13)ものの，現在の放出基準と比べて数十倍～百倍程度高いものであったが，その後，80年代に入り，放射性物質の除去技術の開発が進められ，海洋への放出量の低減化が図られている。ちなみに，イングランド西海岸のウインズケール再処理工場では，第１工場の操業(52年)に当たって，過去10年の原発からの放出経験とモニタリングのデータをよく検討し，第１次許容放出量を定め，１年の運転実績から第２次許容放出量(54年)と規制方式が十分研究されていた。筆者が現地視察したときは1964年に第２工場が操業開始しており，当時の処理能力は年間１万5,000tで，民間用としては世界一の規模であり，第４次許容放出量が決められていた。 六ケ所再処理工場では，放射性物質の除去技術の導入に当たり国内外における最良の技術を取り入れており，その結果，推定年間放出量は現在の海外再処理工場の放出基準と同レベルとなっている。とくに液体廃棄物(トリチウム以外)については，現在の海外再処理工場より低減化が図られているといえる。 被ばく線量の推定とその評価 私たちは，太古の昔から大自然にある自然放射線にさらされている。今世紀に入り，放射線の医学利用や原子力発電などからの人工放射線が新しく加わってきている。環境中の放射性物質は，農作物や海産物を通じて人間の体に取り込まれる。その挙動は，放射性物質の種類や物理化学的性質によって異なることは，前述したとおりである。放射性物質による環境影響の問題とは,その終局の目的は，被ばく線量を適確に推定することにある。 ｢ベクレル｣という放射能の単位は測定に基づく客観的な量として管理の当事者にとっては必要不可欠であるが，放射性物質の種類が異なれば，その人体に対する影響は何桁も異なる場合がある。局部的な｢ベクレル｣だけの議論に陥り全体の判断を誤らないよう，また一部だけを誇張することのないように示す必要がある。そのためにも放射性物質が人体に与える影響に着目した｢シーベルト｣という単位を用い，また普遍的に存在する自然界の放射線・放射性物質を踏まえた上で論ずる必要がある。 私たちは日常的に自然界からの自然放射線を受けており，その線量は国連科学委員会(UNSCEAR)によると世界平均で年間約2.4mSVであり，地域による代表的な範囲は1～10mSvであることが示されている。国内においてもラドンの吸入を除く線量の県別平均値で年間0.81～1.19mSvの地域差がある。大地からの放射線は付近の地盤や土壌の状態により天然の放射性物質の含有量が異なることなどにより,各場所で放射線量に差がある。海外では，ブラジルのガラパリ，インドのケララなどでは，天然の放射性物質であるトリウムを多く含有するモナザイトを含む土壌により世界平均2.4mSV/年と比べ非常に高い放射線を受けている地方がある。 また，日常摂取する食物を通じ体内から年間約0.29mSv(世界平均)の放射線を受けている。このうちカリウム-40による線量が年間約0.17mSvと代表的なものとなっている。カリウムは必須元素であり体内に一定量が維持されるため，カリウムー40による線量は食生活によりほとんど差はないが，それ以外の放射性物質による線量は食生活により異なる。たとえば海産物は，陸上の食品よりウラン，トリウムを多く含んでいることから，海産物を多く摂取する日本人は，その食生活を反映しウラン，トリウム系列による実効線量は欧米人の0.12mSv/年より高い0.21mSv/年8)の線量を受けているといわれている。 再処理工場の操業により，工場周辺の空間放射線量率が一時的に上昇することや，食品中のある種の放射性物質に着目したときの濃度の上昇があり得るが，安全審査ではこれらの一時的な上昇分なども含めて施設からの寄与分として施設周辺の住民が１年間に受ける六ケ所再処理工場から放出される放射性物質の環境への影響線量が約0.022mSvと評価されている。これは自然放射線による年間2.4mSV(世界平均)の1 /100程度であり，自然放射線の変動よりも小さいレベルである。 再処理工場からの線量寄与として具体的なプラスアルファの数値が求められるというだけで，このような普遍的に受けている自然放射線やその地域差より小さい程度の線量では実質的なリスクはほとんど考慮する必要がないものと考えられる。 今後，六ケ所再処理工場は実際の使用済燃料を用いたアクティブ試験を経て本格操業に入ることになっているが，事業者にあってはこれまで以上に放出管理および環境監視を厳重に行っていく義務があるとともに，これら情報については積極的に公開していく努力をしていただきたい。また再処理工場操業に伴う放出から受ける線量の推定評価，予期しない放出に伴う影響評価などの責務を担うのは当然ながら，一般公衆に対しては，無用な不安や恐怖に陥らないよう,その内容を正しく，分かりやすく説明していく義務があろう。 おわりに 六ケ所再処理工場の操業に伴って放射性物質の一部が環境に放出されるが，施設周辺の住民が１年間に受ける放射線量は，自然放射線の1 /100程度とされる。環境放射能量の増加は，現在の知識に照らしてきわめて小さいと考えられる。しかし，この線量増加を過少評価しないよう，さまざまな条件のもとに念には念を入れて評価する必要がある。 -参考文献－ 1）青森県；六ケ所再処理工場の操業と線量評価についで，平成18年１月24日 2）日本直燃㈱；再処理事業指定申請書，昭和60年４月 3）日本原撚㈱；再処理事業変更許可申請書，平成13年７月 4）ICRP（国際放射線防護委員会）；Pub1.72 5）青森県；原子燃料サイクル施設に係る環境放射線等モニタリング計画，平成元年 6）青森県：原子燃料サイクル施設に係る環境放射線等モニタリング実施要領，平成元年 7）青森県；六ケ所再処理工場の操業と線量評価について，平成18年１月24日 8）UNSCEAR（原子放射線の影響に関する国連科学委員会）；放射線の線源と影響－2000報告 9）文部科学省；環境放射腺データベース（2001年までの測定値），http://www.kankyo-hoshano.go.jp 10）BNFL（英国核燃料会社）；Discharges and Monitoring of the Environment in the UK（Annual Report 2003） 11）COGEMA（フランス核燃料公社）；ホームページ ¨Gaseous releases in 2003¨,”Liquid releases in 2003¨,”Results in terms of human impacts（year 2003）¨ 12）AREVA（仏国アルバ社）；，Annua1 Report 2004 13）川瀬金次郎・滝潭行雄；ヨーロッパの原子力事情，アルプス・シリーズ第525号，東京，アルプス新社，1971年 |
