余裕深度処分・浅地中処分に関する安全研究の展望について
リスク論的考え方に基づく余裕深度処分・浅地中処分の安全確保の考え方の背景について
II. 安全評価の対象とする余裕深度処分埋設施設の概念
III. 余裕深度処分の管理期間終了以後における安全評価に関する考え方（案）の概要
IV. 余裕深度処分の規制支援研究の進め方
V. 余裕深度処分のこれまでの主な安全研究と重点研究課
題について
VI. 今後の規制支援研究の展望についてI.

平成22年2月23日
原子力安全基盤機構
川上 博人
1

Ⅰ . リスク論的考え方

リスク論的考え方に基づく余裕深度処分・浅地中処分の安全確保の考え方の背景について
セーフティケースとＦＥＰ分析
処分施設の安全性に影響を及ぼす可能性のあらゆる要因の分析と安全性を担保する論拠の集大成

線量拘束値を組み込んだ放射線防護の最適化と潜在被
ばくに対するリスク拘束値
・統合アプローチ
・線量／確率分解アプローチ
ICRP Pub81

原子炉の安全目標
10-6/年
原子力安全委員会「安全目標に関する調査審議状
況の中間とりまとめ」（ H15.12）

IAEA 安全要件「放射性廃棄物の処分」（ SSR-5）
OECD/NEA 国際 FEPリスト

リスク論的考え方
FEP分析：
処分システムの性能に関係するシステムを構成する人工バリア及び天然バリアの各要素の特性（Feature）、特性に影響を与える事象（Event）とその時間的な進展（Process）を網羅的に抽出したものについて、相互の関連性等を考慮しながら安全上重要な処分場の状態を選び出す手法

原子力安全員会「放射性廃棄物処分の安全規制における共通的な重要事項について」（ H16.6.10）

３区分のシナリオ分類
原子力安全委員会「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方（中間報告）」（H19.7.12）

原子力安全委員会放射性廃棄物・廃止措置専門部会「余裕深度処分の管理期間終了
以後における安全評価に関する考え方（案）」2Ⅰ . リスク論的考え方

放射性廃棄物処分に固有のリスクと原子炉との差異
Conceptual Risk Profile for Repository versus Reactor
Safety in Japan (an illustration)(10μSv)

Probabilityof Occurrence (yr-1)
事象の発生確率（１／年）

1

10

10-5
10-6

原子炉施設
Reactor

線量限度等価リスク
Risk Limit(b)

Repository
処分施設
(2)

10-3
-4

(a)

(1)

10-1
10-2

(1) less controllability（１）管理が行き届かない長期に亘る被ばくに対する裕度(2) longer engineering design life
（３）長期的に増大する不確かさに対する裕度(3) increased uncertainties（５）長期的安全評価のより大きな仮説に対する裕度(4) longer-term safety requirements(5) greater hypotheses

A(300μSv)(3)(c)

Ａ：原子炉施設の安全裕度
A:allowance for reactor safety
B
B: additional allowance for repository(4) (10mSv)
Ｂ：処分施設に対する付加的安全裕度
safety(5)(a)
50μSv/yr for reactor normal operations（２）安全機能を期待する人工バリアの設計寿命の長期化(b) 5mSv/yr for reactor design basis accidents（４）天然バリアに安全機能を期待する期間の長期化(Safety Target)(c)
250mSv/yr for reactor site suitability evaluation events
10-3

10-2

10-1

100

10

100

RadiologicalConsequences (mSv)
被ばく線量（相対値）

16
A. Suzuki “An Overview on Radioactive Waste Disposal Regulations in Japan” を参考に作成

3

Ⅰ . リスク論的考え方

適切な埋設深度と人間侵入のリスク低減

放射性廃棄物の潜在的危険性に応じて、人間侵入の可能性を低減するためにより深い深度に埋設
IAEA 安全指針「放射線廃棄物の分類」（GSG-1）

原子力安全・保安院ホームページ
http://www.nisa.meti.go.jp/

4Ⅰ . リスク論的考え方

国際的に用いられている線量基準の比較
105

線量限度・線量拘束値 (μSv/年)

ICRP （20～100mSv/年）
被ばくを低減させるような対策が崩壊しているかもしれないような、
非常な、そしてしばしば究極の状況

英国 ：LLW (確率論的影響だけを考慮する必要がある状況）100mSv/年未満；1Sv当たり0.06という線量リ
スク係数が使用可能100mSv/年以上；放射線学的リ
スクにおける確定的放射線影響を別途考慮
放射線審議会 ： 偶然の人間侵入による公衆の被ばく（上限 20mSv/年）

104

英国 ： LLW ： 人間侵入（3～20mSv/年）
フィンランド：LLW：事故事象（5mSv/年）
米国：HLW （1mSv/年；１万年以降）

IAEA：人間侵入に対する周辺公衆の被ばく（1～20mSv/年）

米国：LLW：甲状腺（75mrem/年）

103

ドイツ ：非発熱性（上限300μSv/年）

ICRP ：線量拘束値：自然過程（300μSv/年）
放射線審議会：自然過程（上限300μSv/年）

米国 ： LLW：全身、甲状腺以外 (25mrem/年)
仮想

米国：HLW (150μSv/年)

フランス ：HLW：基本的シナリオ（250μSv/年）（変動シナリオ：基準は明記されていないが、確定的影響レベルよりは十分に低いことを要求）

102

フィンランド：HLW及びLLW公衆の最大被ばく（100μSv/年）
スイス ： 発生が高いシナリオ （100μSv/年）

米国：HLW：地下水 (40μSv/年)

英国 (リスク：10-6 /年、約20μSv/年 )101

中、低レベル

101

102

103

104

HLW、長寿命LLW

105

スウェーデン（リスク：10-6 /年、約15μSv/年）

106

管理期間終了後（年）
ドイツ ：発熱性：高頻度（リスク: 10-4/人の寿命以下;発生頻度:10-1/評価期間)、

フィンランド ：HLW：平均被ばく（1～10μSv/年）
LLW：公衆の被ばく（10μSv/年)

低頻度(リスク: 10-3/人の寿命以下;発生頻度:10-2～10-1/評価期間)、評価期間；100万年

原子力安全委員会「諸外国における放射性廃棄物処分に係る基準について」（放廃第24-1号）より一部修正

Ⅱ . 対象施設の概念

Ⅱ．安全評価の対象とする余裕深度処分埋設施設の概念
コンクリートピット

低拡散層

低透水層
（ベントナイト）

廃棄体

廃棄体
・電気事業連合会「余裕深度処分に関する検討状況について」（放廃第17-4号）等より引用

6

Ⅱ . 対象施設の概念

余裕深度処分対象廃棄物

電気事業連合会「余裕深度処分に関する検討状況について」（放廃第17-4号）より引用

7

Ⅱ . 対象施設の概念

余裕深度処分対象廃棄物の物量 とその特徴
総量約3.4万t

再処理
汚染金属等,(14000 t., 38%)

原子力発電所
放射化金属及び汚染金属等(10000 t., 28%)

チャンネルボックス(6100 t., 16%)

対象廃棄物の特徴

代表例

放射化金属等が多い・チャンネルボックル （BWR）
・制御棒（PWR制御棒、ﾊﾌﾆｳﾑ
型制御棒）
・炉内構造物（BWR /PWR)
・GCRの黒鉛

長半減期核種を有
意な量含む

代表的核種
C-14：5.73E+03年
Cl-36：3.01E+05年
Ni-59：7.6E+04年
Nb-94：2.03E+04年

ガスの発生量が多い・金属の腐食に伴うガスの発生
・水の放射線分解による水素ガ
スの発生
・有機物の分解によるガスの発生

人工バリアに対する影響物質を含む

硝酸塩、硫酸塩

重要核種に難測定
核種が多い

Co-60以外の大部分の核種

使用済樹脂(4800 t., 13%)黒鉛
(1500 t., 4%)

バーナブルポイズン(280 t., 1%)

電気事業連合会：余裕深度処分対象となる廃棄物の物量及び放射能濃度について，原子力安全委員会第二種廃棄物埋設分
科会 二分第11-1号を基に作成

8

Ⅱ . 対象施設の概念

余裕深度処分廃棄物の放射能濃度の経時変化

余裕深度処分廃棄物は、長半減期核種を有意な量含むので、埋設施設の安全性を確認するためには長期に亘る安全評価が必要
特に、隆起・侵食、海水準変動が長期的に生じる蓋然性が高い地域においては、これも加味した安全評価が重要。

・電気事業連合会「余裕深度処分に関する検討状況について」（放廃第17-4号）より引用

9

Ⅲ . 報告書の概要

余裕深度処分の管理期間終了以後における安全評価に関する考え方（案）－報告書の構成
第1章 はじめに第2章 地質環境に係る長期変動事象の状態設定
第3章 将来における人の生活圏の状態設定
第4章 埋設施設の状態設定
第5章 基本シナリオの設定

第6章 変動シナリオの設定

基本地下水シナリオ

変動地下水シナリオ

基本ガス移行シナリオ

変動ガス移行シナリオ

基本土地利用シナリオ

変動土地利用シナリオ

第7章 稀頻度事象シナリオの設定
第8章 人為事象シナリオの設定
第9章 管理期間の終了に係る考え方
第10章 おわりに技術資料 余裕深度処分の管理期間終了以後における安全評価に関する技術資料（案）10Ⅲ . 報告書の概要

安全評価シナリオの区分と評価目的
シナリオ区分

評価の目的

めやす（第9章）

基本シナリオ（第5章）

発生の可能性が高く、通常考えられるシナリオ

10μSv／年

変動シナリオ（第6章）

発生の可能性は低いが、安全評価上重要な変動要因を考慮したシ
ナリオ

稀頻度事象
シナリオ
（第7章）

発生の可能性が著しく低い自然現象シナリオ
発生の可能性が低いと考えられるシナリオを想定してもなお残る不確かさの存在を勘案し、それを考慮しても、放射線防護上の特別な措置が必要となるもの
ではないことを確認するために用いられる。

10mSv／年～100mSv／年

人為事象
シナリオ
（第8章）

偶発的な人為事象シナリオ
人間侵入の可能性低減の対策が行われ、被ばく線量が合理的に実現可能な範囲において十分低いものとなっていることを確認する。
また、保守的な評価を行っても放射線防護上の特別な措置が必要となるものではないことを確認するために用いられる。

周辺住民：
1mSv／年～10mSv／年
作業者などの特定の接近者個人：
10mSv／年～100mSv／年

過去及び現在の状況から、処分システム及び被ばく経路の特性並びにそれらにおいて将来起こることが確からしいと予見される一連の変化を考慮したものである。
処分システムの基本設計及びその方針について、その影響である線量が可能な限り低く抑えられるように配慮されているかどうかを評価するために用いられる。

300μSv／年

処分システムの設計が様々な不確かさに対応しうるものであるか否かを確認するために用いられる。
地質環境等の特性の不確かさも含め、いわゆる安全評価上の不確かさに係る考慮はこの変動シナリオに含まれる。

基本シナリオ、変動シナリオの区分は原子力安全委員会「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方（中間報告）」（H19.7.12）と同じ
稀頻度事象と人為事象については中間報告の人為・稀頻度事象を区分して更に詳細化

11Ⅲ . 報告書の概要 第２章

第2章 地質環境に係る長期変動事象の状態設定

2.2 プレート運動に起因する事象の設定
マグマの発生2.2.1 火山・火成活動

2.3 気候変動に起因する事象の設定

地質構造の変形

日射量、気流、海流の変化

2.3.2 気温・降水量

構造性地震

降水量、蒸発散量の変化

2.2.2 地震・断層活動

2.3.3 涵養量2.2.3 隆起・沈降運動

2.3.1 海水準変動

侵食基準面の変化

火山・火成活動、地震・断層活動による埋設施設の力学的な破壊、火山・火成活動による極端な熱的・化学的な劣化が想定される地点には埋設施設を設置しないように、基本的立地条
件として求める

二分第 14-1号より抜粋、追記
青数字は報告書（案）の項目番号

2.4 プレート運動と気候変動の両者に起因する事象の設定

2.4.１地形変形

2.4.3 表流水流動

2.4.2 地下水流動
12Ⅲ . 報告書の概要 第３章

第３章 将来における人の生活圏の状態設定
ステップ１

主要構成要素気候と大気
地理的広がり場所
地形
人間の地域社会
地表付近の
岩相層序
水系
生物

IAEAの国際共同研究プロジェ
クトBIOMASSを参考にした将来の生活圏の様式化

評価条件のレビュー対象とする生活圏システムは指針等で規定されているか？
はいいいえ
既定義の生活圏の記述
生活圏システムの構成要素の特定と正当化
ステップ２

生活圏システムの時間的・空間的な変遷考慮するのか？

いいえ

はい

定常状態での生活圏システムの記述

変動を引き起こすメカニズムの特定と正当化変動による生活圏システムへの潜在的な影響の特定異なると予想される将来を定性的に特定

ステップ３

生活圏システムの変動を表現するアプローチの選択
非連続的

連続的

適切な生活圏システムの状態を選択

適切な生活圏システムの状態と推移を選択

生活圏システムの非連続的な状態変化を記述

生活圏システムの連続的な状態変化を記述

人為過程による被ばく経路の様式化①周辺住民（自然過程と同じ）②特定の接近者個人（個別に設定）

自然過程による被ばく経路の様式化①河川水等利用被ばく経路（湖沼水、河川水、沢水利用）②土地利用被ばく経路（河川周辺、河川土砂堆積地、湖沼枯渇跡地、地下施設近接時の地表等）－土地利用被ばく経路（居住）； －土地利用被ばく経路（建設）

IAEA「“Reference Biospheres” for solid radioactive waste disposal Report of BIOMASS Theme 1 of the BIOsphere
Modelling and ASSessment (BIOMASS) Programme」（IAEA-BIOMASS、July 2003)

13

Ⅲ . 報告書の概要 第４章

第4章 埋設施設の状態設定
埋設施設の構成と部位
埋設施設

地上施設

受入施設等

地下施設

ｱｸｾｽ／周辺坑道※ ：金属を含む部位
支保・覆工※
埋戻し材
プラグ

処分空洞

ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ系部位

低透水層
空洞内充てん材

セメント系部位

低拡散層

受入施設，放射線管理施設など

地上施設

コンクリートピット※
地表面

区画内充てん材
地下施設

アクセス坑道

廃棄体
処分空洞

処分容器※
廃棄物※

周辺坑道

支保・覆工※

14

Ⅲ . 報告書の概要 第４章

余裕深度処分埋設施設の多重バリアの構成と防護機能の考え方
多重バリア

低透水性

人工バリア

天然バリア

人工バリアの防護機能

天然バリアの防護機能

低拡散性

収着性

低溶出性

その他の特性（人為事象に対する物理的抵抗性）

物理的
離隔機能

化学的
遅延機能

15

Ⅲ . 報告書の概要 第４章

時間段階における状態設定の考え方
閉鎖後段階
人工バリアの防護機
能／特性と環境条件
期
間

人工バリアの防護機
能・核種移行抑制機能・人為事象に対する物理的抵抗性
状
態
設
定
の
考
え
方

人工バリアの特性
・低透水性
・低拡散性
・収着生
・低溶出性
・その他の特性
力学特性
環境条件の設定・温度（熱）
・水理
・力学
・化学

過渡的な期間多重バリア機能に期待する期間

主に天然バリア機能に期待する期間埋設施設及び周辺の地質環境の状態変化
が安定的な状態に移行する期間

長期的に安定な地質環境のもと、埋設施設の状態変化が緩慢に変遷していく期間

埋設施設の状態設定において、排除・低減が難しい内的・外的要因による影響が顕在化す
る期間

・不均一な過渡変化を勘案しても、
人工バリアの損傷、性能低下が抑制されるように配慮す
ること

埋設施設が地表付近に近接することが想定される期間隆起・侵食、海水準変動に伴い埋設施設
が地表付近に近接することが想定される
期間

・科学技術的知見に基づく外挿。

・地表付近の地質
環境の状態設定に応じた状態を設定すること
・バリア材に固有の物性として期待できる特性や、天然バリアが本来的に有する機能に基づくとともに不確かさに対する保守性を考慮した状態を設定すること

電力中央研究所「人工バリアの長期状態設定の考え方（案）」（二分第15-2号）から状態図転載

16

Ⅲ . 報告書の概要 第５章

第5章 基本シナリオの設定
過渡的な期間多重バリア機能に期待する期間

主に天然バリア機能に期待する期間埋設施設が地表付近に近接することが想定さ
れる期間

基本
地下水
シナリオ

（多重バリアが計画したどおりの状態に確実に至ることを示すための評価）

基本地下水シナリオ
人工と天然バリアによる防護機能の頑健性評価

基本地下水シナリオ
主に天然バリア防護機能の頑健性評価

基本地下水シナリオ
周辺土壌との混合状態での風化・侵食の影響評価

基本放射性ガス移行シナ
リオ
放射性ガス発生、移行の影響評価
基本水素ガス移行シナリ
オ
放射線分解ガス発生、金属腐食ガス発生と移行の影響評価

基本ガス移行シナリオ
人工バリアの物理的損傷や化学的環境の変化に伴うガス発生量の変化を考慮した
影響評価（ラドンに関する影響を別
途評価）

基本
ガス移行
シナリオ

基本ガス移行シナリオ（廃棄体に閉じ込め性がない場合）
放射性ガス発生、放射線
分解ガス発生と移行の影
響評価（廃棄体が閉じ込め性を有する場合）
・なし

基本
土地利用
シナリオ

【現状地形の場合】
基本土地利用シナリオ（流出先である河川あるいは湖沼周辺に汚染された土地利用
可能な領域が存在する場合）【海水準変動にともなう地形変化を考慮した場合】
基本土地利用シナリオ
流出先湖沼の陸地化にともなう建設居住の影響評価【隆起・侵食にともなう土砂堆積地の場合】
基本土地利用シナリオ
隆起・侵食にともなう土砂堆積地での建設居住の影響評価【埋設施設が地表付近に近接することが想定される場
合】
基本土地利用シナリオ
汚染された土壌における建設居住の影響評価

17

Ⅲ . 報告書の概要 第５章

放射性物質の生活圏への移行経路とシナリオ分類

岩石・土壌に残存する放射性物質に直接・間接に接触する土地利用
シナリオ

ガスの浮力や
圧力により移行するガス移行シナリオ

地下水を介して移行す
る地下水シナリオ
放射性物質の生活圏に至る全ての経路（液体、気体、固体）を考慮
18

Ⅲ . 報告書の概要 第５章

基本地下水シナリオの時間的変遷
降雨涵養

④埋設施設が地表付近に近接することが想定される期間の基本地下水シナリオ－地表付近に近接し、周辺土壌との混合状態を想定しても、有意な量の放射能は残存していないことを確認③主に天然バリア機能に期待する期間
における基本地下水シナリオ
岩盤－人工バリアの構成材料の固有の特性と相まって、主に天然バリア防護機能により、線量が可能な限り低く抑えられるよ
うに配慮されているかことを確認②多重バリア機能に期待する期間における基本地下水シナリオ－利用可能な最善の技術が適用され、人工バリアと天然バリアによる多重安全機能に
より、線量が可能な限り低く抑えられるように配慮されているかことを確認①過渡的な期間の基本地下水シナリオ－多重バリアが計画したどおりの状態に確実に至ることを示すための評価－地下水は外部から人工バリア内部に流入す
る方向

地表水による移行

沢・河川等
地下水による移行

基本シナリオにおいては、発生の可能性が高く、通常考えられるシナリオについて、確からしいパラメータを用いて、それぞれの時間段階においても、線量が可能な限り低く抑えられるように配慮されていることを確認
19
19

Ⅲ . 報告書の概要 第５章

基本ガス移行シナリオの時間的変遷①過渡的な期間：
放射性ガス発生、放射線
分解ガス発生と移行の影
響評価②多重バリア機能に期待する期間：
ⅰ放射性ガス発生、移行の影響評価
ⅱ放射線分解ガス発生、
金属腐食ガス発生と移行の影響評価③主に天然バリア機能に期待する期間：人工バリアの物理的損傷や化学的環境の変化に伴うガス発生量の変化を考慮した影響評価④埋設施設が地表付近に近接することが想定される期間：（ラドンに関する影響を別
途評価）

低透水層内に
ガス蓄積

ガスみち
形成

廃棄体層

ガスと共に間
隙水が低透
水層の外に
放出

低拡散層、RCピット
低透水層

余裕深度処分の廃棄体には放射性ガスは微量のトリチウムあるいはメタンガ
ス以外は含まれないと想定されるが、多量の金属を内蔵するため、これの腐食に伴う水素ガスが人工バリアの性能に及ぼす影響や地表近接状態ではウラン系列の子孫核種であるラドンの影響を評価する必要がある。
20

Ⅲ . 報告書の概要 第５章

基本土地利用シナリオの時間的変遷①現状地形の場合（流出先である河川あるいは湖沼周辺に汚染された
土地利用可能な領域が存在する場合）②海水準変動にともなう地形変化を考慮した場合
流出先湖沼の陸地化にともなう建設居住の影響評
価③隆起・侵食にともなう土
砂堆積地の場合
隆起・侵食にともなう土砂堆積地での建設居住の影
響評価

海

現在の設定

処分地

①地下水移行経路流出先周辺

海
将来の設定

②沼跡地
③堆積地

④埋設施設が地表付近に近接することが想定される
場合】汚染された土壌における建設居住の影響評価
処分地

21

Ⅲ . 報告書の概要 第５章

隆起・侵食、海水準変動に伴う地表面近接状態の評価④地表面近傍での一般的土地
利用を想定
建設工
事による
掘り返し
風化帯に
おける濃
度分布を
考慮
③風化帯から降雨涵養によって河川・沢へ放出され、流出先における河川産物摂取、河川水・沢水利用による被ばく経路を想定① 隆起・侵食、海水準変動
による地表面近傍の風化帯への接近②風化帯においては、周辺土壌と混然一体になると想定。隆起速度に伴い、施設部から風化帯へ核種が放出

基本地下水シナリオの他に、地表面近傍での一般的土地利用を基本シ
ナリオで想定し、有意な放射能が残存していないことを確認
22

Ⅲ . 報告書の概要 第６章

第６章 変動シナリオの設定
過渡的な期間

変動
地下水
シナリオ

変動
ガス移行
シナリオ

（初期施工状態の変動要因の評価）

代表的な変動ガス移行シナリオ

多重バリア機能に期待する期間

主に天然バリア機能に期待する期間埋設施設が地表付近に近接することが想定される期間

代表的な変動地下水シナリオ

代表的な変動地下水シナリオ

代表的な変動地下水シナリオ

バリアの機能一部喪失シナリオ
多重バリアの頑健性評価及び個々の防護機能の重要度評価の観点から、機能の一部喪失を想定した頑健性評価

バリアの機能一部喪失シナリオ

代替変動地下水シナリオ
風化帯代替モデル

変動放射性ガス移行シナリオ

代表的な変動ガス移行シナリオ（ラドンに関する影響を別途評価）

変動水素ガス移行シナリオ【現状の土地の利用】
代表的な変動土地利用シナリオ
変動
土地利用
シナリオ

不確かさに関する安全裕度評
価シナリオ【海水準変動に伴い利用可能となった土地の利用】
代表的な変動土地利用シナリオ
バリアの機能一部喪失シナリオ【埋設施設の下流域に再堆積した土地の利用】
代表的な変動土地利用シナリオ
バリアの機能一部喪失シナリオ【埋設施設が地表付近に近接した際の土地の利用】
代表的な変動土地利用
シナリオ
代替変動地下水シナリオ
風化帯代替モデル
不確かさに関する安全裕度
評価シナリオ

変動シナリオは処分システムの設計が様々な不確かさに対応しうるものであるか否かを確認するために、発生の可能性は低いが、基本シナリオの安全評価上重要な変動要因を考慮しても、その影響は限定的であることに十分な合理性があり、処分システムが頑健性を有していることを確認するために用いられるシナリオ群。
地質環境等の特性の不確かさも含め、いわゆる安全評価上の不確かさに係る考慮はこの変動シナリオに含まれる。
23

Ⅲ . 報告書の概要 第６章

変動シナリオに対する安全評価の考え方
基本シナリオの変動要因の分析
・ひとつの基本シナリオに対して複数の変動シナリオの想定

分配係数の統計的データの例
Ni の分配係数250

変動要因の網羅性
・FEPの分析等を用いて変動要因を把握し状態設定

200

Count

150

215

変動要因の蓋然性と科学的合理性・十分な統計的データが存在する場合には、これらを用いてその範囲を97.5%片側信頼区間の値に設定
・長期的な安全評価における不確かさについて、十分な統計的データが整備されていない場合には、得られている科学技術的知 確率論的な評価に基づく妥当見を最大限活用し、適切な保守性を持たせるように設定
性の説明例
・複数のパラメータが結果に重要な影響を及ぼす場合には、これらC-14のパラメータの不確かさを確率論的に評価し、条件設定の妥当性
Cl-36
I-129
を確認する方法もひとつの有効な方法
Ni-59
100

165

50

91

50

Kd
<1
. 0E
+3

K
d<
1.
0E
+2

E+
2<
=

1 .0

E+
1<
=

1 0.

0

Kd
<1
. 0E
+1

<1
.0
E+

E+
0<
=

1 0.

d<
1.0
E-1

1.
0E
-1
<=
Kd

d<
1.0
E2

E3<
=K

1.0

4

1.0
E2<
=K

0

d<
1.
0E
-3

0

1.0
E4<
=K

1.
0E
-5
<=
K

d<
1.0
E-4

0

6

3

Kd(m /kg)

1.0E+04

Upper Bound95%
MeanMedian5%
Lower Bound

1.0E+03
1.0E+02

Dose[μSv/yr]

1.0E+01
1.0E+00

Zr-93
処分システムの頑健性の評価
・ひとつの安全機能に過度に依存していないことを確認するために、
一部の安全機能を無視して評価
・ただし、既に十分な信頼性が実証されているものや材料等の固有の特性で環境の変化等を勘案しても十分信頼できるような材料
青木ら：余裕深度処分の安全評価パラ
特性までも無視する必要はなく、長期的な安全評価の不確かさとメータの不確実性の取扱い （Ⅲ）安全評の関連において設定
価パラメータの不確実性を反映した安全1.0E-01
1.0E-02
1.0E-03
1.0E-04

1.0E-05
1.0E+02

1.0E+03

1.0E+04

1.0E+05

1.0E+06

1.0E+07

Time[yr]

評価試算例，日本原子力学会2009年秋の大会予稿集M19

24

Ⅲ . 報告書の概要 第６章

多重バリア機能に期待する期間における変動地下水シナリオにおいて評価すべきシナリオの例
廃棄体
溶出率
基本地下水シナリオ
代表的な変動地下水シ
ナリオ
人工バリアの機能一部
喪失シナリオ

天然バリアの機能一部
喪失シナリオ

人工バリア

天然バリア

生活圏

物 理 的 化 学 的 希釈水量
離隔機能 遅延機能 等

低透水性

低拡散性

遅延機能

○

○

○

○

○

○

○

△

△

△

△

△

△

△

▼

○

○

○

○

○

○

○

▼

○

○

○

○

○

○

○

▼

○

○

○

○

○

○

○

▼

○

○

○

○

○

○

○

▼

○

○

○

○

○

○

○

▼

○

○：基本地下水シナリオの設定△：発生の可能性は低いが安全評価上重要な変動要因を考慮して設定▼：頑健性の確認を目的とし、機能喪失を想定した保守的設定（具体の埋設施設に係るFEP分
析等に基づき、安全上重要な放射性物質及びそれに対する防護機能について評価）
25

Ⅲ . 報告書の概要 第７章

第7章 稀頻度事象シナリオの設定

地震・断層

埋設施設

人工バリア・天然バリアを貫通する短絡経路の形成

地震・断層活動により力学的な破壊の影響評価

火山・火成活動

マグマが
処分施設
貫通

火山・火成活動による力学的な破壊の影
響評価

火山・火成活動による熱的・化学的な劣化の影響評価発生の可能性が低いと考えられるシナリオを想定しても、なお残る不確かさの存在を勘案しそれを考慮しても、放射線防護上の特別な措置が必要となるものではないことを確認
26

Ⅲ . 報告書の概要 第８章

第8章. 人間侵入シナリオの設定
ボーリングシナリオ
シナリ 直接掘削 移行経路 埋設施設近接
オ名 コア観察シ 短絡シナリ 掘削ボーリン
ナリオ

・廃棄体単
位の放射能
濃度の妥当
性を確認す
ること

目的

オ

グ孔地下水摂
取シナリオ

・処分空洞
単位に埋設
される放射
能インベント
リの妥当性
を確認する
こと

・処分空洞に埋設される放射能インベントリ及び
人工バリアによる放射性物質の移行抑制機能の妥当性を確認す
ること

トンネル掘削シナリオ
埋設施設近傍ト 埋設施設貫通
ンネル掘削シナ トンネル掘削
リオ
シナリオ
・人工バリアによる放射性物質の移行抑制機能とその機能を有する期間の妥当性を確認すること・人工バリアの物
理的抵抗性とその機能を有する期間の妥当性を確認すること偶発的な人為事象シナリオ
・人間侵入の可能性低減の対策が行われ、被ばく線量が合理的に実現可能な範囲において十分低いものとなっていることを確認。また、保守的な評価を行っても放射線防護上の特別な措置が必要となるものではないことを確認。
・周辺住民の安全を確保する観点から、人間の行為と関連して生じる自然過程の事象についてはできるだけ確からしい設定に基づく評価を行い、その影響緩和の蓋然性を確認。 余裕深度処分の妥当性判断のためには、不確かさを考慮した保守的な評価を行っても放射線防護上の特別な措置が必要となるものではないことを確認。
・特定の接近者個人についても、一定の様式化のもとで、できるだけ確からしい想定のもとに評価することに加えて、保守的な想定のもとに最大の被ばくを評価し、必ずしも放射線防護上の特別な措置が必要となるものではないことを確認。

大開発土地
利用シナリ
オ
・地表近接を想定しても、長半減期の放射性物質の放射能インベントリ（放射能濃度）の影
響がめやすを越えないレベルであることを確認すること

27

Ⅲ . 報告書の概要 第８章

トンネル掘削シナリオの様式化

シナリオ名

埋設施設近傍トンネル掘削シナリオ

埋設施設貫通トンネル掘削シナリオ

・評価対象；処分空洞群と直角方向の最も保守的と考えられる位置にトンネルが掘削されるものと想定
・トンネルからの排水中の放射性物質の濃度；トンネ
ルに近接する処分空洞から放出される放射性物質がすべてトンネルのへ集められるものとして評価・評価対象；一本の処分空洞の掘削を想定。ただし、複数の処分空洞が同一深度で直線上に近接して配列されているような場合は、これらの処分空洞の長さの総計
・掘削時期；人工バリアの認知性が喪失した段階
・掘削の方法；現状の知見に基づき、評価対象地点の地質（特に岩石）から想定される一般的に合理的な掘削方法
・掘削土置き場の形状等；現状における掘削土置き場での安全確保のための形状を参考に設定

トンネルが上部に掘削された場合の動水勾配や人工バリアの固有の特性について確からしく設定して評価する場合腐食の影響等による物理的抵抗性の変化を確からしく評価して人工バリアの認知性が喪失する時期を設定する場合

余裕深度処分妥当性確認の評価条件

より多くの放射性物質が移行するように動水勾配や人工バリアの固有の特性を保守的に設定して評価する場合

環境変化による腐食の進展等を保守的に評価し、早めの時期に認知性が喪失する場合

被ばく経路と被ばく対象の周辺住民トンネルからの排水は直接河川等に放出されるものとし、河川等の水を利用する周辺住民の被ばく

掘削土に浸透した降雨水が流入する河川等の水を利用する周辺住民の被ばく

人間侵入の様式化低減化措置妥当性確認の評価条件

被ばく経路と被ばく対象の偶発的な接近者

トンネル掘削作業者の外部被ばく及び内部被ばく28

Ⅲ . 報告書の概要 第９章

第9章 管理期間の終了に係る考え方
基本シナリオ

申請者は、処分システムの基本設計及びその方針について、リスクが10-6/
年以下、すなわち影響が10μSv/年以下になる可能性が十分にあることに関する科学的蓋然性を、基本シナリオに基づく安全評価により示すこと。

変動
シナリオ

申請者は、その基本シナリオ設定に当たっての不確かさを考慮した変動シ
ナリオについて安全評価を行い、その影響が300μSv/年以下であることを
示すこと。

稀頻度事
象シナリオ

申請者は、また、念のために考慮すべき稀頻度事象シナリオについても敢えて安全評価を行い、その影響が基本的に10mSv/年を超えず、最大でも100mSv/年を超えることがないことを示すこと、すなわち、そのような状況においても、放射線防護上の特別の措置を必ずしも必要とする状況には至らないことを示すこと。

人為事象
シナリオ

申請者は、さらに、人為事象シナリオについても、様式化等によるシナリオ
設定を行い、その周辺住民への影響については、1mSv/年～10mSv/年の範囲を超えないこと、特定の接近者個人に対する影響は基本的に10mSv/
年を超えず、最大でも100mSv/年を超えることがないことを示すこと。

管理期間
終了段階
への移行

以上の区分評価の結果を総合して、計画された埋設事業は、規制を要しな
い管理期間終了段階に移行できる可能性について、科学的根拠はあるものと判断する。
29

Ⅳ . 規制支援研究の進め方

Ⅳ．余裕深度処分の規制支援研究の進め方
これまでのJNESの原子力安全委員会支援解析等
電気事業連合会「浅地中処分に関する政令
濃度上限値を超える発電所廃棄物の物量と放射能濃度について」（埋分第2-2-1号、
H17.10.21）
JNES、原環センター「リスク論的考え方に基づく安全評価シナリオの分類例について」（埋分第5回参考資料１、H18.6.22）

JNES「低レベル放射性廃棄物処分施設の代表的な安全評価シナリオの解析例」（埋分第６－１号、H18.9.19）

原子力安全委員会「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分に係る放射能濃度上限値について」(H19.5)等を反映した埋分第6-1 号の更新

JNES「低レベル放射性廃棄物処分施設の代表的な安全評価シナリオの解析例について」（二分第3-2-2号、H20.2.8）及び委員のコメントを反映した追加解析を含む更新（二分第7-1号 参考資料、H20.5.2）

電気事業連合会「余裕深度処分対象となる廃棄物の物量及び放射能濃度について」（二分第11-1号、H20.9.24）

JNES「代表的な安全評価シナリオの解析
例の再解析について」 （二分第11-2号、
H20.9.24）
30

Ⅳ . 規制支援研究の進め方

余裕深度処分・浅地中処分の保安院のニーズ

原子力安全・保安部会廃棄物安全小委員会「放射性廃棄物処理・処分に係る規制支援研究（平成２２年度～平成２６年度）について」（平成２１年１０月１９日）
31
31

Ⅳ . 規制支援研究の進め方

余裕深度処分に係る今後の規制支援研究実施体制

大学
情報
交換

原子力
安全委員会

審議会
で助言

JAEA

AIST

・安全研究センター

・深部地質環境研究コア

研究成果報告研究協力

規制機関

規制支援機関

保安院

JNES

重点安全
研究計画

情報
交換

事業者等
・電気事業者
・JNFL

学会
余裕深度処分の安全研究ロードマップ情報交換

国の基盤研究規制関連機関（規制機関、規制支援機関等）

・情報交換
・共同研究

海外規制機関、
規制支援機関（IRSN、KINS、GRS等）
32

Ⅳ . 規制支援研究の進め方

規制支援研究において「今後実施すべき研究項目」の選定
保安院のニーズ「ニーズ達成のために必要な研究項目」
将来において保安院としての技術的判断が求められると想定される重要な事項を網羅的に抽出

人工バリアの特性及び挙動の評価手法の整備（工学規模での妥当性確認）「炉内構造物等の余裕深度処分に係る安全に関する研究開発」
原子力学会特別専門部会余裕深度処分 WG（ H18年度）① 「他機関※で実施されていない研究項目」③ 「他機関で既に実施されている研究項目」

現段階で他機関で実施していない研究項目を「ニーズ達成のために必要な研究項目」から抽出「ニーズ達成のために必要な研究項目」のうち他機関で既に実施されている研究項目※他機関とは「規制支援研究を実施している機関以外の機関」をいう。

安全審査のためのバックデータの整備
クロスチェックのための解析手法の整備
廃棄確認、施設確認等の後続規制要領の整備② 「保安院が独自の観点で行うべき項目」「他機関で既に実施されている研究項目」ではあるが、事業者の評価結果の妥当性を確認する手法等、保安院が独自に整備しておくべき研究項目

規制支援研究において今後実施すべき研究項目

保安院のニーズ達成のために 利用・共有できるものは、その品質を確認した上で、積極的に取り入れ、安全規制に活用する

国内外の研究成果の蓄積
33

Ⅴ . 重点安全研究

Ⅴ．余裕深度処分のこれまでの主な安全研究と重点研究課題について
1. 地下水流動評価に関する安全研究
2. 核種移行評価に関する安全研究
3. 人工バリアの防護機能の評価に関する安全研究34

Ⅴ .１ 地下水流動評価

Ⅳ.１ 地下水流動評価に関する安全研究
評価対象

解析コード

広域多次元地下水流動評価

汎用多次元流動解析
コード
TOUGH2、Dtransu、
MODFLOW

処分場地域の多次元地
下水流動評価同上

隆起・侵食、海水準変動 隆起・侵食、海水準変動と連成した地下水流動を考慮した地下水流動解
析コード３D－SEEP

安全研究
・JNESにてクロスチェック解析
用に整備中
・JNESにてクロスチェック解析の信頼性確保を目指して「解析支援システム及び品質保証
支援システム」を整備中
・主として地層処分の安全評
価を対象に、NISAの委託で
JAEA安全研究センターが開発中。
・現在JAEAの幌延深地層研
究センタを活用した同解析
コードの検証試験をJAEA、
AIST、JNESで共同研究実施中。

35

Ⅴ .１ 地下水流動評価

汎用多次元流動解析コードによる評価
解析対象領域、断層及び埋設施設位置の設定
広域

解析領域の水理地質モデル
及び境界条件等の設定
軽石混り砂岩層

地下水流動解析及び地下水
移行距離・移行時間の解析
埋設施設

礫混り砂岩層

中域
全水頭
(m)

小域
粗粒砂岩層

軽石凝灰岩層
泥岩層

地下水流動解析結果の例(EL-89mでの断面)
埋設施設

断層

地下水移行経路解析結果の例（移行距離・移行時間の算出）

36Ⅴ .１ 地下水流動評価

隆起・侵食、海水準変動を考慮した地下水流動解析コード（3D-SEEP）の検証

N

SAB-1孔(幌延URLサイト内512mボーリング）

幌延深地層研究センターによる広域地下水流動解析範囲

豊富集水域

SAB-2 ：涵 養域 ボー リ ング 予定（約700m）

問寒別集水域
SAB-3：流出域ボーリング予定 （掘削長合計約300m、複数孔） H21年度の結果を踏まえて候補地点を選定

3D-SEEP ver.2.0の特徴
飽和－不飽和浸透流解析
・有限要素法・定常・非定常解析
・海水等の密度勾配を考慮
可能（非定常のみ）
・水位・海水位、涵養量等の境界条件の時間変化、及び隆起・侵食現象を考慮した非定常地下水流動解析が可能

幌延町行政区画

凡 例
全体エリア

規制支援研究における広域地下水流動解析範囲（40ｘ60km）
天塩川流域

幌延町
流出口

安平志内
集水域

隆起・侵食、海水準変動の顕著な幌延地区で、涵養域、流出域を含めた広範囲のボーリングデータに基づき、
函岳
1,129 m
解析コードの検証を計画（～H22年度）
37

Ⅴ .2 核種移行評価

Ⅳ.２ 核種移行評価に関する安全研究
核種移行評価の手法

評価の目的

安全研究

地下水シナリオにおける４因子公式

・核種の移流拡散方程式から導出される簡略式
・被ばく評価に影響を及ぼす重要因子の定性的、半定量的理解

・鈴木ら「多重人工バリアシステ
ムを有する放射性廃棄物処分施設の安全性能評価手法に関する考察」原子力バックエンド研究，
Vol.15 No.2，pp.87-98

人工バリアの経年劣化を ・パラメータの種々の不確かさと考慮した地下水シナリオ 安全評価に重大な影響を及ぼすの１次元核種移行モデル パラメータの経年劣化を考慮した安全評価モデル

・JNES「代表的な安全評価シナリ
オの解析例の再解析について」（二分第11-2号）

天然バリアの移行経路の変化を考慮した１次元核種移行モデル・隆起・侵食、海水準変動に伴う移行経路、移行時間の時間変化を考慮した安全評価モデル

・JNES「代表的な安全評価シナリ
オの解析例の再解析について」（二分第11-2号）

多次元核種移行モデル

・多次元体系の核種挙動を１次元モデルに保守的に置き換えるための詳細解析・JNES「平成19年度 放射性廃棄物処分に関する調査（余裕深度処分に関する調査）報告書」平
成20年9月・鈴木ら「局所不連続ガラーキン法による放射性廃棄物処分施設を対象とした地下水流動・核種移
行解析の高度化」土木学会論文
集 Vol.65 No.3, 703-715, 2009.8

38

Ⅴ .2 核種移行評価

地下水シナリオにおける４因子公式

Di = Qi × Ei × Gi × Bi

Di

Qi

Ei

Gi

Bi

被ばく線量
（Sv/y）

放射能インベントリー（Bq）

人工バリアの核種移行抑制に係る性能指標（1/y）

天然バリアの離隔に係る性能指標（-）

生活圏における線
量換算指標（Sv/Bq）

被ばく線量を決定する４つの因子Qi: 総放射能量[Bq]

Ei = f (ζ ,η i , λi )ζ: 溶出率 [-/y]ηi：移行率 [-/y]λi：崩壊定数 [-/y]①埋設放射能イ
ンベントリー②人工バリアの核種移行抑制性能③天然バリアの離隔性能④生活圏での生
活形態
重要パラメータ

ηi =①廃棄物の種類

Fa + Fd i
Fri⎛1⎞
Gi = ⎜ ⎟
⎝2⎠

Teff
T1 2

g (D )

Teff,i: 実効ﾄﾗﾍﾞﾙﾀｲﾑ [y]T1/2,i: 半減期 [y]Fa: 移流ﾊﾟﾗﾒｰﾀ [-/y]Fdi: 拡散ﾊﾟﾗﾒｰﾀ [-/y]Fri: 遅延ﾊﾟﾗﾒｰﾀ [-]g（D)：分散長の補正項① 放射化物の溶出率② 低透水層の透水係数③ 低拡散層の実効拡散係数④人工バリアの分配係数⑤人工バリアの移行率① 天然バリアの分配係数② 移行距離③ 実流速④ 分散長

Bi = μi ⋅ C B ,i
μi：線量換算係数[Sv/Bq]CB,i：生活圏移行経路における希釈・濃縮等の補正係数[-]① 希釈水量② 沼・河川水産物の濃縮係数③農産物等の移行
係数39

Ⅴ .2 核種移行評価

人工バリアの経年劣化を考慮した地下水シナリオの１次元核種移行モデル

廃棄体層から岩盤間までのそれぞれの領域で廃棄体層から岩盤間までのそれぞれの領域では、核種は移流・分散及び拡散により移行する
は、核種は移流・分散及び拡散により移行する安全評価モデルはGoldSimにより一次元で表
安全評価モデルはGoldSimにより一次元で表し、躯体コンクリート、低拡散層及び低透水層はし、躯体コンクリート、低拡散層及び低透水層は想定した施設形状の体積を保存する条件でモ想定した施設形状の体積を保存する条件でモ
デル化
デル化

均一混合層は低透水層外側の埋め戻し、支均一混合層は低透水層外側の埋め戻し、支保・覆工及び掘削影響領域を一括して扱う領域
保・覆工及び掘削影響領域を一括して扱う領域
として設定
として設定

廃棄体
躯体コンクリート
低拡散層
低透水層
埋め戻し
掘削影響領域
岩盤

間隙
濃度
一様

拡散
移流/分散

廃棄体
充填材

躯体
ｺﾝｸﾘｰﾄ

拡散
移流/分散

低拡散
層

拡散
移流/分散

低透水
層

均
一
混
合
層

拡散
移流/分散
生物圏

公
衆
の
被
ば
く

岩

地下水シナリオにおける１次元核種移行モデルの課題
・２次元断面を移流・拡散する核種移行を等価的・保守的に１次元化する手法
・人工バリアの特性の経年劣化やコンクリートひび割れのモデル化
40Ⅴ .2 核種移行評価

天然バリアの移行経路の変化を考慮した１次元核種移行モデル

天然バリアの移行経路の変化を考慮した１次元核種移行モデルの課題
・天然バリアの移行経路の空間的変化と移行経路の短縮を天然バリア中の移行経路長（トラベルタイム）を変化させることでモデル化
・汎用のシミュレーションコードの種々の要素の組み合わせによりモデル化
隆起・侵食等・流出先の侵食による削剥のモデル化

削剥により下流へ【GoldSim】
Cell要素：削剥をモデル化

堆積物
移行経路が短縮【GoldSim】
Pipe要素：移行経路をモデル化

地下水の移行経路
41

Ⅴ .2 核種移行評価

多次元核種移行モデル
多次元核種移行モデルの課題
・数値解法上の精度向上（数値拡散・分散を抑えたアルゴリズム）
・動水勾配が処分空洞軸に直行でない場合の1次元モデルの妥当性
・処分空洞全体の評価（各処分空洞の独立性の評価－掘削影響領域による連結の可能性とプラグの性能評価）

220m
219.555m

916.564m

916.564m
920m

920m

総節点数：419,332 総要素数：405,132

■遮蔽層

■プラグ
■EDZ

■コンクリートピット
■低拡散層

■廃棄体層

■ベントナイト■廃棄体区画敷居（コンクリートピット）■埋戻材■覆工コンクリート■吹付コンクリート

処分空洞と平行に地下水が流れる場合の放射性物質の移行挙動
処分空洞内に仕切が無い場合には、移流・拡散によって処分空洞端部の放射性濃度が高くなる可能性が考えられる。

42

Ⅴ .3 人工バリアの防護機能評価

Ⅴ.3 人工バリアの防護機能の評価に関する安全研究
セメント系部位の劣化評価①セメント水和物の溶脱･二次鉱物の生成（溶脱による空隙の増大、二次鉱物の膨張性による影響を評価）③間隙水の水質の影響（塩水、可溶性塩：廃棄体に含まれる硝酸塩や硫酸塩の影響物質の評価）④熱変質（廃棄体の発熱や火成活動の熱的影響の評価）②応力場の変化や変質によるひび割れの発生･進展（鉄筋の腐食膨張や膨潤圧による廃棄体容器の
座屈変形）

流向
：母岩部
：EDZ部
：畝戻し部
：人工バリアと廃棄体層
施設浸入水量土木学会「余裕深度処分の安全評価における地下水シナリオに用いる核種移行評価パラメータ設定の考え方」（2008.6）等の活用
43

Ⅴ .3 人工バリアの防護機能評価

人工バリアの防護機能の評価に関する安全研究
ベントナイト系部位の劣化評価
ベントナイト系部位で考慮すべき劣化挙動① 隆起・浸食等による地圧の低下に伴うベントナイト層の密度低下と低透水性能の低
下→ JNESでは、露頭した
ベントナイト鉱床におけるベントナイト層の諸特性の調査（ナチュラルア
ナログ調査）を実施② ベントナイトが化学的に変質（Ca型化）することに伴う低透水性能の低下

写真：ナチュラルアナログ調査を実施するベントナイト鉱床
44

Ⅴ .3 人工バリアの防護機能評価

人工バリアの防護機能の評価に関する安全研究
セメントとベントナイトの終局特性の把握
終局特性=想定される複数の劣化状態を組み合わせた状態においても期待できるベント
ナイトの固有の特性– ベントナイトが劣化したセメント系部位の間隙に侵入し密度が低下した状態– 隆起・侵食に伴いベントナイトの膨潤圧を拘束する土圧が低下した状態– ベントナイトが化学的に劣化（Ca型化）した状態（JNESにてコラム試験をH21～H22年度実施中）
周辺地圧
隆起・侵食により低下

側部埋戻材（覆工）
溶脱による間隙増加・強度低下

劣化した
セメントを
模擬した
部位
ベントナイト

低透水層（ベントナイト）
膨潤変形による間隙への侵入
セメント成分によるCa型化

侵入限界状態を模擬

ベントナイトの侵入を模擬した試験体

ベントナイト層が地下水で膨潤し、劣化した
セメント系部位に侵入する過程を模擬し、密度低下した状態のベ
ントナイトの固有の特性（特に透水特性）を
把握する

水を供給

全応力計
ポーラスメタル45
45

Ⅴ .3 人工バリアの防護機能評価

人工バリアの過渡的な期間の性能評価
人工バリアの安全裕度確認試験

ca 1,080

・1/5程度の工学規模モデル（約100年以上→約２年）
・低透水層の再冠水挙動とガス移行挙動の把握

埋戻し部

ガス 採取装置

低透水層 (ベントナイト)

1,670

A

A
模擬廃棄体層ca 1,080

4,510

RCピット

３次元試験体（1/5縮小モデル）のイメージ

1,205

試験体の全景（塗装前）

工学的規模の人工バリア安全裕度確認試験において以下の想定事象を確認
1.
安定した低透水性能の確認
200 260750
260 200→ 全体が均一に膨潤し、局所的な特性にあまり依存しない形で所定の低透水性能を発揮することを
1,670
I.D.=2,650
工学規模で確認する。
2.
ガス圧上昇に伴うガス移行経路の形成→ ガス圧による応力が低透水層の隅角部に集中し、比較的低い圧力で破過する気道が形成され、人工バリアに悪影響を及ぼさないことを確認する。
3.
ガス放出後の低透水性能の回復→ ベントナイトの自己シール性によって気道が閉塞し、止水性能が回復することを確認する。
46

Ⅵ 規制支援研究の展望

Ⅵ. 今後の規制支援研究の展望について
1.
2.
3.
4.

廃棄物の潜在的危険性に応じた安全規制
基本設計の信頼性と処分システムの頑健性
天然バリアの性能に応じた総合的な安全確保
安全審査の後続規制に向けて

47
47

Ⅵ 規制支援研究の展望

廃棄物の潜在的危険性に応じた安全規制
リスク論的考え方に基づき、トレンチ処分、ピット処分、余裕深度処分、それぞれの廃棄物の潜在的危険性に応じた安全規制

余裕深度処分

六ヶ所1,2号の事業許可申請の値をもとに記載

二分第11-1号及び加藤らを
基に作成

放射能量

放射能量

浅地中ピット処分

最近の軽水炉は燃料破損も少なく、原子炉水の汚染レベルは低く、運転廃棄物の汚染レベルは極めて低い。

対象廃棄物の重要核種は難測定核種。放射化計算による予測の精度向上が必須

日本原燃株式会社：六ヶ所低レベル放射性廃棄物埋設センター廃棄物埋設事業変更許可申請書，平成9年1月
電気事業連合会：余裕深度処分対象となる廃棄物の物量及び放射能濃度について，原子力安全委員会第二種廃棄物埋設分科会 二分第11-1号，平成20 年9 月24 日
加藤ら：余裕深度処分の技術的な信頼性構築に向けた検討状況について，原子力バックエンド研究Vol.13 No.1，pp49-64，2006

48

Ⅵ 規制支援研究の展望

基本設計の信頼性と処分システムの頑健性
多重バリアによる処分システムの頑健性

低

線量

高

適切な埋設深度と人工バリアの堅牢性

300μSv／年
変
動
土
地
利
用
シ
ナ
リ
オ

確からしい予測に基づく基本設計の信頼性

低核種の移流・拡散特性

基本
土地
利用
シナ
リオ

基本
地下
水
シナ
リオ

変
動
地
下
水
シ
ナ
リ
オ

10μSv／年

高

発生確率の高い通常考えられる事象について、確からしい予測に基づき基本設計を行い、これに対して両面からの保守性を加味して全体の安全を確保する。
49

Ⅵ 規制支援研究の展望

天然バリアの性能に応じた総合的な安全確保
めやすを満足する人工バリア性能・天然バリア
性能の組合せと総合的な安全性確認の例
対象核種：C-14（半減期 5,730年）
初期放射能量：1.8E+15Bq
被ばく経路：沼産物摂取

1E-1

1E-2

人工バリア性能 [1/y]

人工バリアの移行抑制性能

1E+0

10mSv/y

1E-3

1E-4

申請段階
の天然バリ
ア性能

300μSv/y

1E-5

1E-7
1E+6

10μSv/y

処分空洞掘削による知見を反映した天然バリア性能に対応した
人工バリア

1E-6

1E+5

1E+4

1E+3

1E+2

1E+1

1E+0

天然バリア性能（T eff ） [y]天然バリアの移行抑制性能
50

Ⅵ 規制支援研究の展望

安全審査の後続規制に向けて
廃棄体
安全性能
指標

総放射能インベント
リーQi（Bq）

安全性能を
放射能インベントリ
左右する主要 ・総放射能量な要因
・放射能濃度

人工バリア

天然バリア

人工バリアの核種移 天然バリアの離隔行抑制性能Ei（1/y） 性能Gi（－）

確認要領

生活圏における線
量換算係数Bi（Sv/Bq）

廃棄物特性

移行抑制機能線量換算

・溶出率

・地下水の移行時間・遅延機能

・線量換算係数・生活圏の移行経路
における希釈・濃縮等の補正係数
特定の行為の禁止等
・段階管理

人工バリアの移行抑制機能・拡散抑制機能，遮水機能，遅延機能国による確認

生活圏

廃棄確認（JNES）

施設確認（NISA,一部JNES）

施設確認（NISA,一部JNES）

保安規定の認可(NISA）

・廃棄確認要領書

・施設確認要領書

・施設確認要領書

・モニタリング要領書

51

END
ご清聴ありがとうございました。

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