低放射化コンクリートのマスコンクリートへの適用性に関する基礎的検討
藤 倉 裕 介西 田 浩 和片 寄 哲 務木 村 健 一金 野 正 晴概要

原子力発電所の廃止措置時，原子炉周りの遮蔽コンクリートは低レベルの放射性廃棄物となる。コンクリートの建設時の価格は約 1.2 万円/m3であるが，放射化されて放射性廃棄物となると，埋設コストだけで数百倍になると予想されている。
コンクリート部分の放射性廃棄物をクリアランスレベル以下にし，一般廃棄物として再利用可能なものにすること，あるいは低い埋設区分に落とすことは，資源の有効利用やコスト低減の観点から有益であると考えられる。そのような背景から，著者らは残留放射能が普通コンクリートよりも小さい低放射化コンクリートの開発を行ってきた。これまでに“1/10 低放射化コンクリート”および“1/30 低放射化コンクリート”といった 2 種類のコンクリートを提案してきた。本研究では，特に課題として挙げられてきた白色セメントを使用した 1/30 低放射化コンクリートの水和熱の低減化を目的として，低放射化混和材の使用による低発熱化を試み，その有効性を確認した。また，温度応力解析を実施し，マスコンクリート部材となる原子炉遮蔽コンクリートへの適用性を確認した。

Applicability of Low Activation Concrete to Massive Concrete Structure Members
Abstract
When decommissioning nuclear power plants, the shielding concrete around nuclear reactors becomes
low level radioactive waste. Concrete is very inexpensive material for radiation shielding. However thedisposal cost of activated concrete will be hundreds of times－ more expensive than that of non-activatedconcrete. Therefore, it is necessary to reduce radioactive waste by ensuring such concrete is below thelegal “clearance level”. In order to reduce the residual radionuclides in a concrete shield around a reactor,
we proposed two types of low-activation concrete, namely, “1/10-low-activation concrete” and“1/30-low-activation concrete”. The purpose of this study is to reduce the heat of hydration of the 1/30
low-activation-concrete using white cement. For this purpose, the low-activation admixture replacedwith cement was selected by performing a screening test. The thermal stress analyses were carried out
under the assumption of application for a biological shielding wall. As a result, this low-activation
concrete can be utilized for a massive structure member of a biological shielding wall.

キーワード： 低放射化，混和材，原子力発電所，残留放射能，クリアランスレベル－29－フジタ技術研究報告 第 43 号

§１．はじめに

表 1 低放射化材料4)No.

原子炉周りの遮蔽コンクリート，鋼材，配管などの材料の多くは，残留放射能の存在により低レベルの放射性廃棄物となる。コンクリートの建設時の価格は約 1.2 万円/m3である

∑D/C*

材料名

1タンカル C

1.10

2

シリカフューム B

0.65
0.106

3

石灰岩骨材 Dが，放射化されて放射性廃棄物となると，埋設コストだけで，

4

白色セメント A

4.19

L1 区分で約 2800 倍，L2 区分で約 460 倍，L3 区分で約5

低熱ポルトランドセメント A

5.3965 倍になると予想されている1)。これらに測定費，解体費，参考

玄武岩 JB-1

25.8

詰替費，被ばく対策の管理費などを加えると，莫大な費用と参考

安山岩 JA-1

16.1なることが予想される。コンクリート部分の放射性廃棄物をク

参考

流紋岩 JR-1

4.70

リアランスレベル以下にし，一般廃棄物として再利用可能な

参考

普通ポルトランドセメント A

10.0

参考

シリカフューム H

2.26

ものにすること，あるいは低い埋設区分に落とすことは，資源の有効利用やコスト低減の観点から有益であると考えられる。
このような背景から，著者らは原子炉周りのコンクリート部*熱中性子束（En<0.4Ev）2×105ncm-2s-1のみと仮定し，40 年運転，6 年冷却として計算した。日本の原子炉に対するクリアラン
スレベルとしては，経産省省令第 112 号(2005.12.施行)のものを使用し，55Fe,60Co,134Cs,152Eu,154Euで評価した。

分の全てをクリアランスレベル以下とすることを目的として，残留放射能が普通コンクリートの 1/10～1/300 になるような

表 2 低放射化コンクリートの配合

コンクリートの開発2)を実施している。これまでに“1/10単位量 (kg/m3)

低放射化コンクリート”および“1/30 低放射化コンクリート”といっ記号た 2 種類のコンクリートを試作し，その基礎物性について紹介してきた3)。しかしながら，白色セメントを使用した“1/30 低L-1*放射化コンクリート”は，水和熱が大きく，マスコンクリートにL-2L-3適用した場合の温度応力によるひび割れの発生が課題として挙げられていた。そこで，本研究では，主にこの“1/30 低放射化コンクリート”の低発熱化に着目して，低放射化の混

WT-1*
WT-2WT-3C

LP

SF

350
225
175
316
250
200
133－
125
150－
100
100
140－－25－－50
100

W/(C+SF)(%)
50677550606069SP(C+SF)
×％
1.00.751.20.500.85
1.15
2.10∑D/C*
2.090.613
0.785
0.567

和材を使用し，水和熱の低減化を試み，基礎的な物性につWT-4

いて調べた。さらに，マスコンクリート部材となる原子炉遮蔽

C：セメント，L低熱ポルトランドセメント（密度 3.22g/cm3），WT白色セメント（密度 3.05g/cm3）
LP：石灰石微粉末C（密度 2.71g/cm3）
SF：シリカフュームB（密度 2.20g/cm3）
細骨材：石灰石砕砂（密度 2.69g/cm3）
粗骨材：石灰石砕石（密度 2.70g/cm3）
SP：ポリカルボン酸系高性能減水剤

コンクリートへの適用性を確認するため，発熱特性や力学特性などの実験値を反映させた温度応力解析を行い，低放射化の混和材の使用による温度ひび割れ抑制効果について検討することとした。

0.294*L-1 は“1/10 低放射化コンクリート” 3)を示し，WT-1 は，“１/30低放射化コンクリート” 3)を示す。
*安山岩コンクリートの∑D/C=18.8§２．試験概要
2.1 使用材料および配合
低放射化コンクリートを実用化した金野らの実施した中性子

表 1 に，主に低熱化のために選択した低放射化の混和照射実験2)によると，Eu（ユーロピウム）やCo（コバルト）とい材と本試験で使用した骨材およびセメントの∑D/Cを，参考った元素の含有量の少ない材料（骨材：高純度の石灰岩なとして挙げた普通の材料と比較して示す。各種低放射化コど，セメント：白色セメント，低熱ポルトランドセメントなど）を選定することにより，∑D/C （∑Di/Ci，Di：核種iの放射能濃度，Ci：核種iのクリアランスレベル） を小さくすることができ，普通コンクリートと比べて残留放射能の少ないコンクリートをンクリートの配合および∑D/Cを表 2 に示す。基準とした安山岩コンクリートの∑D/Cは 18.8 である。Lシリーズは低熱ポルトランドセメントと石灰石骨材を使用した“1/10 低放射化コンクリート”と呼ばれるもので，WTシリーズは白色セメントと製造できることが示されてきた。しかしながら，セメントとして白色セメントを使用した場合，特に水和熱が高いという問題が生じたため，セメントと置換できる低放射化の混和材を選択するためのスクリーニング試験を実施してきた4)。

－30－

石灰石骨材を使用した“1/30 低放射化コンクリート”と呼ばれるものである。これらの配合に，低放射化のタンカルCと低放射化のシリカフュームBを置換して，各種の物性試験を

低放射化コンクリートのマスコンクリートへの適用性に関する基礎的検討実施した。尚，低熱ポルトランドセメントを使用した“1/10 低なる傾向にある。L シリーズの配合では，混和材の使用によ放射化コンクリート”に関しては，既往の試験3)で課題となっってブリーディング率が小さくなり，改良効果が表れている

たブリーディング率や凝結時間の改良などに注目して性状ことが分かる。また，シリカフュームを含む配合（L-3，WT-3，を調べた。

Wt-4）では，測定可能なブリーディング水を生じず，ブリー配合条件は，粗骨材の最大寸法を 20mmとし，設計基準

ディング率は 0％であった。

強度 33N/mm2，スランプ 15±2.5cm，空気量 4±1％とした。
表 3 フレッシュコンクリートの性状
凝結時間
ブリーデSLAir(hr：min)ィング率(cm) (%)
(%)
始発
終結

所定のスランプ，空気量が得られるようにAE減水剤，高性能減水剤，AE助剤を使用した。
記号
2.2 試験項目
2.2.1 フレッシュコンクリートの性状
コンクリートの練り上がり温度は 20℃に設定し，練上がり直後のスランプ，空気量，コンクリート温度を測定した。また，凝結時間を JIS A 1147 に準じて測定し，JIS A 1123 に準じてブリーディング試験を実施した。
2.2.2 力学特性

L-1

13.0

4.6

7：08

9：46

11.4

L-2

17.0

3.5

4：25

7：49

1.13

L-3

16.0

4.9

4：25

5：57

0.00

WT-1

12.5

4.0

4：316：112.26

WT-2

14.5

5.0

3：11

4：33

0.57

WT-3

16.5

3.5

2：51

4：23

0.00

WT-4

17.0

3.8

3：25

5：290.00

標準（水中）養生にて材齢 7 日，28 日，91 日における圧JIS A 1113，JIS A 1149）に準じてそれぞれ測定した。
2.2.3 長さ変化
100mm×100mm×400mm の鋼製型枠の中央に埋込み型ひずみ計（（株）東京測器研究所社製 KM-100BT）を設置し，室温を 20℃，湿度を 60％とした恒温恒湿の環境下で60
圧縮強度 f'c (N/mm2)

縮強度，割裂強度，静弾性係数を各 JIS 基準（JIS A 1108，

L-1( f’ c (28)=40.2N/mm2)50
40L-3( f’c(28)=37.4N/mm2)
L-2( f’ c (28)=34.0N/mm2)

3020■：L-1 (a=14,b=0.81,d=1.29)△：L-2 (a=14,b=0.81,d=1.20)□：L-3 (a=14,b=0.81,d=1.20)

100

コンクリートの長さ変化を測定した。試験体は乾燥収縮およ0び自己収縮の 2 体とした。試験体の養生条件は，打設から20

材齢 7 日までは封緘養生とし，材齢 7 日にて脱型を行い，乾燥収縮測定用の試験体は乾燥（気中）養生し，自己収縮4060
材齢 t(日 )80100

図 1 材齢と圧縮強度の関係（L-1，2，3）

測定用の試験体は乾燥を防ぐ目的で，脱型直後に試験体全面をアルミ箔粘着テープでシールして養生を行った。
2.2.4 発熱特性
JCI SQA3 に準じ，空気循環式（二槽式）の断熱温度上昇試験機を用いて，コンクリートの断熱温度上昇量を測定した。上部 φ410mm，下部 300mm×高さ 420mm の金属製円錐台形容器にコンクリートを打設して試験体とした。計測は材齢 14 日まで実施した。

圧縮強度 f'c (N/mm 2)

80

WT-3( f’ c (28)=53.5N/mm2)

702

WT-4( f’ c (28)=52.0N/mm )60

WT-1( f’ c (28)=47.8N/mm2)

50

WT-2( f’c(28)=36.6N/mm2)

4030○：WT-1 (a=2.9,b=0.97,d=1.07)◆：WT-2 (a=2.9,b=0.97,d=1.11)▲：WT-3 (a=7.3,b=0.97,d=1.30)●：WT-4 (a=6.0,b=0.97,d=1.20)

20
10§３．試験結果

003.1 フレッシュコンクリートの性状
練り上がり直後のフレッシュコンクリートの性状を表 3 に示す。スランプおよび空気量は，良好な値を示していることが204060
材齢 t(日 )80

図 2 材齢と圧縮強度の関係（WT-1，2，3，4）分かる。凝結時間は，低熱ポルトランドセメント単体での配合(L-1)が最も遅く，シリカフュームを使用した配合では早く－31－100

フジタ技術研究報告 第 43 号

標準養生における材齢と圧縮強度の関係を図 1，2 に示す。図中には式(1)で表される土木学会の提案式5)で近似した曲線を示し，各係数の算定結果を図 1，2 中にそれぞれ示す。

f ' C t  t
 f ' C 28  da  bt

(1)

こ こ で ， f’ c (t) は 材 齢 t 日 の コ ン ク リ ー ト の 圧 縮 強 度(N/mm2)，f’ c (28)は材齢 28 日のコンクリートの圧縮強度

静弾性係数 Ec （kN/mm2)

3.2 力学特性50
E c =9.5×f’ c 0.35

40

■：L-1
△：L-2
□：L-3
○：WT-1◆：WT-2▲：WT-3●：WT-43020土木学会提案式5)E c =4.7×f’ c 0.51000(N/mm2)，a，b，dは係数を示す。
単位セメント量が少なく，混和材を使用した配合では，タ80

2040602
圧縮強度 f'c （ N/mm )図 3 圧縮強度と静弾性係数の関係

ンカルやシリカフュームによる空隙充填効果，各反応による水和組織の生成による強度増進の効果により，十分な強度5割裂強度 f't （N/mm2)が得られていることが分かる。しかし，WT-3，やWT-4 の配合では水酸化カルシウムの生成量とシリカフュームの反応率6)から推察すると，セメントと置換した多くのシリカフュームは未水和となる。すなわち，シリカフュームは充填効果を有するものの，多くは水和反応には寄与していないと考えられる。
図 3 は，圧縮強度と静弾性係数の関係を示し，図 4 は，

f’ t =0.50×f’ c40.53

■：L-1
△：L-2
□：L-3
○：WT-1◆：WT-2▲：WT-3●：WT-432
土木学会提案式5)f’ t =0.44×f’ c 0.5100

圧縮強度と割裂強度の関係を示す。両図中には，それぞれ土木学会で提案されている圧縮強度からの推定式5)を示

2040602
圧縮強度 f'c （ N/mm )80

図 4 圧縮強度と割裂強度の関係

ひずみ(μ) 膨張 (＋)

す。静弾性係数，割裂強度ともに圧縮強度に対して土木学会で提案されている値よりも大きくなる傾向にある。今回の試験の範囲では，セメントの種類，混和材の置換率などの配合条件によらず，図 3，4 中に示す式で近似した。

0L-2WT-3(自己収縮)-200

3.3 長さ変化
図 5 に各配合における材齢 150 日までの乾燥収縮ひず収縮(－)

みを示す。シリカフューム含有量の多いWT-3 およびWT-4の配合に関して自己収縮ひずみを同図中に示す。ちなみに，WT-3 とWT-4 以外の配合における自己収縮ひずみはWT-2L-1-400

L-3-600

WT-4(自己収縮)

WT-1脱型，各養生開始-800
0100μ以下であった。土木学会では，乾燥に伴うひび割れ

WT-3WT-450100
材齢 (日 )

150によって構造物の所要の性能が失われるひずみの限界値
図 5 材齢と長さ変化の関係

として，一般に 500～700μとしている5)。シリカフュームを多く含有し，自己収縮ひずみおよび乾燥収縮ひずみの比較

50
温度上昇量 (℃)

的大きなWT-3 やWT-4 の配合においては，構造物の形状や鉄筋量などの影響について検討の余地を残すが，いずれの配合においても一般的な構造物に十分に適用できるものと考えられる。

L-130

L-3203.4 発熱特性

10

断熱温度上昇試験の結果および式(2)による近似曲線を0

図 6，7 に示す。また，式(2)中の終局断熱温度上昇量Q max

L-240■：L-1 (Q max =37.5,α=0.67,β=0.60)△：L-2 (Q max =36.0,α=0.45,β=0.76)□：L-3 (Q max =33.4,α=0.45,β=0.79)
0および係数α，βの算出結果をそれぞれ図 6，7 中に示す。

2468
材齢(日)

10

図 6 断熱温度上昇試験結果－32－1214低放射化コンクリートのマスコンクリートへの適用性に関する基礎的検討

Q  Qmax  1－exp(  t  )

(2)

50示す。
単位セメント量の低下，混和材の置換により，若材齢時における発熱は緩やかに上昇することが分かる。大幅に単位セメント量を減少させたWT-4 の配合では終局断熱温度上温度上昇量 (℃)

上昇量(℃)，tは材齢(日)，α，β：発熱速度に関する係数を4030

WT-220

WT-4○：WT-1 (Q max =41.8,α=1.55,β=1.00)◆：WT-2 (Q max =41.5,α=1.03,β=0.55)▲：WT-3 (Q max =42.5,α=0.97,β=0.53)●：WT-4 (Q max =36.8,α=0.65,β=0.57)10

昇量に差がみられるが，その他の配合ではセメント単体の配合と比較して大きな差がみられない。これは，終局断熱

WT-3WT-1

ここで，Qは断熱温度上昇量(℃)，Q max は終局断熱温度00

温度上昇量は単位セメント量が少なくてもシリカフュームの

2468
材齢(日)

101214

ポゾラン活性とタンカルの水和への影響7)によって緩やかに
図 7 断熱温度上昇試験結果増加すると考えられるが，既述のとおりWT-4 の配合では，水酸化カルシウムの生成量が少なく，シリカフュームを多く原子炉遮蔽壁含んでも，その多くは水和に寄与していないことによるもの

5,300mmと考えられる。

ベース
コンクリート§４．温度応力解析
4.1 解析モデルおよび条件

11,000mm

22,000 mm

表 2 に示す各配合に関し，原子炉遮蔽コンクリートへの適用を想定した 3 次元の温度応力解析を実施した。原子炉
遮蔽コンクリート部分の解析モデルおよび境界条件を図 8に示す。解析に用いた熱物性値を表 4 に示す。力学特性

27,600 mm

は，部材内で異なる温度履歴，有効ヤング係数やクリープなどを考慮した値を用いることが望ましいと考えられるが，コンクリート露出

本解析では配合の違いによる発熱特性と強度発現がひび型枠,脱型後コンクリート露出

第 2 リフト

割れ抵抗性へ与える影響を確認することを目的としたため，
図 1～図 4 にて得られた実験値に基づく近似式を用いた。
発熱特性は図 6，7 に示す断熱温度上昇履歴から得られた

第 1 リフト各係数を用いた。コンクリートの打設温度，地盤の初期温度

B2,500mm

は 20℃とし，外気温度は 20℃一定の条件とした。ベースコ
ンクリートの打設から 28 日後に遮蔽壁コンクリートの第 1 リAフトを打設し，さらに 28 日後に第 2 リフトを打設する設定とした。第 1 リフト，第 2 リフトともに，壁の上面はコンクリート打2,800mm

断熱温度境界設からコンクリート表面を露出するものとし，壁の側面は打1,200mm

設から 7 日後に脱型し，その後はコンクリート表面を露出す

図 8 解析モデルおよび境界条件3)るように熱伝達率を与えた。
4.2 解析結果

表 4 解析に用いた熱物性値

温度応力解析の結果として，図 8 中に丸印で示す遮蔽壁部分の各打設リフト中央部の断面 A，B の中心および壁材料の内側表面の節点に着目した。解析結果に関し，材齢とココンクリート

ンクリート温度の関係，材齢とひび割れ指数の関係を調べ地盤た結果，各打設リフト断面の中心の節点で最高温度を示し

比熱
熱伝導率(kJ/kg℃) (W/m℃)
1.15
0.80

2.7
1.7

密度(kg/m3)

2400
2600

熱伝達率(W/m2℃)
露出型枠

12.0－8.0－

線膨張係数＝0.00001/℃

た。また，壁の内側表面の節点において内部拘束により引－33－

フジタ技術研究報告 第 43 号

表 5 断面 A，Ｂにおける最高温度上昇量と最小ひび割れ指数
配合
L-1
L-2
L-3
WT-1
WT-2
WT-3
WT-4

1stリフト 断面A
断面中心の表面の最小最高温度上昇量
ひび割れ指数 ic温度(℃)
材齢(日)
指数
材齢(日)
18.60
4.8
1.47
4.0
15.64
5.5
1.75
4.5
14.84
5.5
1.88
4.6
30.83
4.40.93
4.125.40
4.4
1.22
3.8
25.11
4.4
1.20
3.8
27.67
4.4
1.80
4.0

2nd リフト 断面B
断面中心の表面の最小最高温度上昇量
ひび割れ指数 ic
温度(℃)
材齢(日)
指数
材齢(日)
18.54
6.6
1.52
5.9
15.49
7.3
1.85
6.5
14.68
7.3
1.99
6.5
32.82
6.4
1.00
6.1
25.42
6.3
1.28
5.8
25.13
6.3
1.25
5.8
17.62
6.6
1.89
5.9

張応力が発生し，ひび割れ指数の低下がみられ，最小ひび割れ指数を示した。各配合におけるコンクリートの最高温

謝 辞 本報告は，「資源エネルギー庁・平成 18 年度上昇量，最小ひび割れ指数，またそのときの各リフト打設度革新的実用原子力技術開発費補助事業」の成果の後の材齢を表5に示す。終局断熱温度上昇量の最も小さい一部である。

L-3 の配合が最も高いひび割れ指数を示していることが分かる。終局断熱温度上昇量の最も大きな WT-1 の配合では，ひび割れ指数が 1.0 を下回っており，ひび割れの発生確率

参考文献
1)は高い。図 6，図 7 より，WT-4 では，L-2 や L-3 と同等程度の終局断熱温度上昇量を示しているが，特に若材齢時

経済産業省総合エネルギー調査会原子力部会廃止措置対策小委員会公開資料，19972)

金野正晴：低放射化コンクリートの開発の現状，コンク
リート工学，Vol.42，No.6，pp.3-10，2004.6の発熱速度は若干速い傾向にある。しかしながら，WT-4では L-1 や L-2 と比較して高いひび割れ指数を示している

3)

Fujikura, Y. et al. ： Feasibility Study on

ことが表 5 より分かる。これは，L-1 や L-2 と同様に低発熱

Applicationof

Low-activation-concretetoであるにも関わらず，図 2 に示すように若材齢時の強度発

Biological Shielding Wall in Light Water Reactor,

現が大きく，高いひび割れ抵抗性を有したものと推察でき

Proceedings of 2nd ACF International Conference,pp.175-182, 2006.11

る。
4)

長谷川晃ほか：クリアランスレベル以下にするための低放射化設計法に関する技術開発，資源エネルギー庁・§５．まとめ平成 17 年度革新的実用原子力技術開発費補助事業
報告書，2006.3(1) 低放射化混和材を使用して，“1/30 低放射化コンクリ5)ート”の配合試験および基礎物性試験を行った結果，

土木学会：コンクリート標準示方書 2002 年版【施工編】，
2002

良好な性状が得られるとともに低発熱化が可能である
6)ことが分かった。

小菅啓一，坂井悦郎，大門正機，浅賀喜与志：シリカフ
ュームのポゾラン反応と反応率測定方法，土木学会，(2) 白色セメントと低放射化混和材を使用した配合では，コンクリート技術シリーズ No.4，pp.1-6，1993

低熱ポルトランドセメントを使用した場合と同程度な低7)

発熱特性を示し，十分な強度発現も得られることが分

Kishi T., and Saruul D. ： Hydration Heat
Modeling for Cement with Limestone Powder,かった。

IABSE COLLOQUIUM PHUKET, pp.133-138,(3) 温度応力解析を行った結果，適切な低放射化混和材1999の置換により，低発熱化と十分な強度発現で高いひび割れ抵抗性を示すことが分かった。

ひ と こ と

(4) 低放射化混和材を使用して，“1/10 低放射化コンクリ

今後，より実用的で高性能ート”の配合試験および基礎物性試験を行った結果，ブリーディング率などの大幅な改善が見られた。

な低放射化コンクリートの開発(5) 今後は，これら低放射化コンクリートの耐久性に関しに努めていきたいと思います。て検討を行うとともに，さらに性能の高い低放射化コンクリートの開発に取り組む予定である。

藤倉 裕介－34－