NUMO-TR-10-04

地層処分低レベル放射性廃棄物に関わる処分の技術と安全性－付録資料－「処分場の概要」の説明資料

2011 年 1 月

原子力発電環境整備機構

2011 年 1 月
2011 年 2 月

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NUMO-TR-10-04

地層処分低レベル放射性廃棄物に関わる処分の技術と安全性－付録資料－「処分場の概要」の説明資料

2011 年 1 月

原子力発電環境整備機構

目次
付録 2-1 廃棄物と最終処分法の区分（2.1）
付録 2-2 地層処分低レベル放射性廃棄物の処分に関するこれまでの検討状況の詳細(2.2)
1. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する国の方針 ............................. 1
1.1 「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（1994 年）」 ....................... 1
1.2 「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（2000 年）」 ....................... 1
1.3 「原子力政策大綱」 ............................................................ 2

2. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する技術報告書 ........................... 2
2.1 「TRU 廃棄物処分概念検討書」 ................................................... 2
2.2 「TRU 廃棄物処分技術検討書」 ................................................... 2

3. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する基本的考え方および事業化に関する検討結果......................................................................... 3
3.1 「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方」....................... 3
3.2 「長半減期低発熱放射性廃棄物の地層処分の基本的考え方」......................... 4
3.3 「放射性廃棄物小委員会報告書」 ................................................ 4

4. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する法令および基本方針など................ 6
4.1 「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」..................................... 6
4.2 「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」......................... 6
4.3 「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」................................. 7
4.4 「特定放射性廃棄物の最終処分に関する計画」..................................... 8

5. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関連する安全規制などについて............... 10
5.1 「高レベル放射性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方について」 ............ 10
5.2 「放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について」.................... 10
5.3 「放射性廃棄物の地層処分に係る安全規制制度のあり方について」.................. 11
5.4 「特定放射性廃棄物処分に係る安全規制の許認可手続きと原子力安全委員会等の関与のあり方について（中間報告）」 ................................................. 12
5.5 「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」 .......... 13
5.6 「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）」 ......... 14
5.7 「低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について」.................. 15
5.8 「高レベル放射性廃棄物等の地層処分に係る安全規制について」.................... 15
5.9 「放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスに係る放射線防護に関する基本的考え方について」 .................................................................. 16
5.10 「余裕深度処分の管理期間終了後についての安全評価に関する考え方」 ............. 17

付録 2-2 参考文献........................................................... 18
付録 2-3 高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃棄物の主要核種の放射能量，発熱量の時間変化（2.3）
i付録 3-1 「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性について(3.1)
1. 地層処分低レベル放射性廃棄物が高レベル放射性廃棄物と異なる処分概念を有している背景 ................................................................... 1
2. 「安全確保構想 2009」で示されている｢閉鎖後長期の安全確保｣に関する考え方 ... 1
2.1 IAEA の安全確保の考え方........................................................ 2
2.2 「閉鎖後長期の安全確保｣の要件 ................................................. 6
2.3 「閉じ込め」，「隔離」と，「多重バリア」，「安全機能」との関係と地層処分低レベル放射性廃棄物の適合性の検討 ....................................................... 7

付録 3-1 参考文献........................................................... 10
付録 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度（4.2.2）
付録 6-1 ハル・エンドピース以外の発熱性廃棄体の考慮(6.3.3)
1. 発熱性廃棄体の特性 ....................................................... 1
2. 熱影響を回避するための坑道の設計 ......................................... 3
3. まとめ ................................................................... 8
付録 6-1 参考文献........................................................... 10
付録 6-2 閉鎖後安全性評価の観点からの熱影響の考慮(6.3.5)
1. はじめに ................................................................. 1
2. 対象とする発熱性廃棄体 ................................................... 1
3. 検討の方法 ............................................................... 1
4. 一定期間閉じ込め策の可能性について ....................................... 2
5. 定置密度低減策について ................................................... 5
6. 対策の適用結果のまとめ ................................................... 8
7. 定置密度低減策のバリア性能と地下施設面積への影響の確認.................... 8
付録 6-2 参考文献........................................................... 11
付録 6-3 掘削土置き場の試算(6.5.2 および 9.2)
1. 形状と盛土量 ............................................................. 12. 掘削土仮置き量の試算 ..................................................... 2
3. 併置の場合 ............................................................... 2
付録 6-3 参考文献............................................................ 4
付録 7-1 地下施設主要数量の試算(7.2.1)
1. 試算の前提条件 ........................................................... 12. 掘削，支保工，インバート量の試算 ......................................... 1
3. 緩衝材，充填材，構造躯体量の試算 ......................................... 5ii

4. 埋め戻し材量の試算 ....................................................... 7
付録 7-1 参考文献........................................................... 10
付録 8-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(8.2.1)
付録 8-2 核種量の枯渇と掘削影響領域の地下水流量の変化および崩壊を考慮した一次元の直交座標系での定常状態の核種放出率の近似解析解 （8.3.1）
1. 内側境界濃度一定，外側境界濃度一定の場合の近似解析解...................... 1
2. 内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の場合の近似解析解.............. 4
3. 瞬時放出の場合の人工バリアシステムの応答特性 ............................. 6
4. 内側境界濃度が溶解度で制限される場合の人工バリアシステムの応答特性....... 11
4.1 掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で内側境界濃度が溶解度で一定，外側境界
濃度 0 の条件における人工バリアシステムの応答特性............................. 11
4.2 掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で内側境界濃度が溶解度で一定，外側境界
濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性........................... 13

5. 内側境界からの核種放出率が溶出率で制限される場合の人工バリアシステムの応答特性 ...................................................................... 15
5.1 掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性............................. 16
5.2 掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性............................. 17

6. 目標線量以下にする核種の閉じ込め時間 .................................... 20
7. 近似解析解の妥当性の確認 ................................................ 21
7.1 グループ 1 の I-129 の結果の比較 ............................................... 21
7.2 グループ 2 の結果の比較 ....................................................... 22
7.2.1

C-14 の結果の比較.......................................................... 22

7.2.2

Sr-90 の結果の比較......................................................... 23

7.2.3

Pu-239 の結果の比較........................................................ 23

7.3 グループ 3 の I-129 の結果の比較 ............................................... 24
7.4 グループ 4 の Sr-90 の結果の比較 ............................................... 25

8. まとめ .................................................................. 26
付録 8-2 参考文献........................................................... 27
付録 8-3 第 2 次 TRU レポートの TIGER コードによる解析結果と GoldSim による解析結果の比較（8.3.1）
付録 8-3 参考文献............................................................ 6
付録 8-4 亀裂媒体中を移行する核種の低減割合について(8.3.2)
付録 8-4 参考文献............................................................ 7iii

付録 8-5 ニアフィールド長期挙動例(8.4.1(3))
1. 検討内容 ................................................................. 1
1.1 検討対象とした評価上の不確実性 ................................................ 1
1.2 解析条件 ...................................................................... 31.2.1

解析体系 ................................................................... 3

1.2.2

解析ケース ................................................................. 3

2. 検討結果例 ............................................................... 4
3. まとめ ................................................................... 9
付録 8-5 参考文献........................................................... 11
付録 8-6 入力データ(8.4.3)
付録 8-6 参考文献............................................................ 8
付録 8-7 サブシナリオの結果(8.4.4)
付録 8-8 接近シナリオの解析結果(8.4.4)
1. 隆起・侵食に伴う処分施設の地表曝露 ....................................... 1
1.1 想定する状況 .................................................................. 1
1.2 評価の考え方 .................................................................. 1
1.3 評価結果 ...................................................................... 2

2. ボーリングによる偶発的な処分場貫通 ....................................... 3
2.1 想定する被ばく経路 ............................................................ 3
2.2 被ばく線量の算出 .............................................................. 4
2.3 被ばく線量算出のためのパラメータ設定........................................... 5
2.4 リスクの算出 .................................................................. 7

付録 8-8 参考文献........................................................... 10

iv

図目次
付録 2-3 高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃棄物の主要核種の放射能量，発熱量の時間変化（2.3）
付図 2.3-1 高レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化 ············· 1
付図 2.3-2 地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化 ····· 1
付図 2.3-3 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の放射能量（Bq）の時間
変化 ·································································· 2
付図 2.3-4 高レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の時間変化 ················ 5
付図 2.3-5 地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の時間変化 ········ 5
付図 2.3-6 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の発熱量（W）の時間変化 ···································································· 6
付録 6-1 ハル・エンドピース以外の発熱性廃棄体の考慮(6.3.3)
付図 6.1-1 検討対象廃棄体の発熱特性経時変化······································· 3
付図 6.1-2 検討断面 ······························································ 4
付図 6.1-3 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（軟岩，円形断面） ······· 5
付図 6.1-4 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（硬岩，円形断面） ······· 6
付図 6.1-5 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（硬岩，幌型断面） ······· 6
付図 6.1-6 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（軟岩，円形断面） ····· 7
付図 6.1-7 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（硬岩，円形断面） ····· 7
付図 6.1-8 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（硬岩，幌型断面） ····· 8
付録 6-2 閉鎖後安全性評価の観点からの熱影響の考慮(6.3.5)
付図 6.2-1 廃棄体Ａ（キャニスタ）周りの温度履歴（上：1 万年，下：10 万年まで） ····· 3
付図 6.2-2 廃棄体Ｂ（キャニスタ）周りの温度履歴（上：2 万年，下:10 万年まで） ······ 4
付図 6.2-3 廃棄体Ｃ（インナーバレル）周りの温度履歴（上：千年，下：10 万年まで）··· 5
付図 6.2-4 温度履歴，廃棄体Ａ（キャニスタ）（上：100 年まで，下：2 万年まで） ······· 6
付図 6.2-5 温度履歴，廃棄体Ｂ（キャニスタ）（上：100 年まで，下：2 万年まで） ······· 7
付図 6.2-6 温度履歴，廃棄体Ｃ（インナーバレル・ハル缶）（上：100 年まで，下：2 万年まで）······································································ 8
付録 6-3 掘削土置き場の試算(6.5.2 および 9.2)
付図 6.3-1 盛土形状（左：平面図，右：断面図）····································· 1
付録 8-2 核種量の枯渇と掘削影響領域の地下水流量の変化および崩壊を考慮した一次元の直交座標系での定常状態の核種放出率の近似解析解 （8.3.1）
付図 8.2.4-1 掘削影響領域の地下水流量が Q≧Qth の場合の CKmax と Csol の関係の概念 ······· 12
付図 8.2.4-2 掘削影響領域の地下水流量が Q<<Qth の場合の CK’max と Csol の関係の概念 ······ 13
付図 8.2.4-3 溶解度一定の近似解析解から得られた放出率と溶解度の関係式の概念 ······ 15v

付図 8.2.5-1 近似解析解から得られた放出率と溶出率の関係式の概念 ·················· 19
付図 8.2.7-1 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 1 の I-129） ···················································· 21
付図 8.2.7-2 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 2 の C-14）····················································· 22
付図 8.2.7-3 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 2 の Sr-90） ···················································· 23
付図 8.2.7-4 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 2 の Pu-239） ··················································· 24
付図 8.2.7-5 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 3 の I-129） ···················································· 25
付図 8.2.7-6 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 4 の Sr-90） ···················································· 26
付録 8-3 第 2 次 TRU レポートの TIGER コードによる解析結果と GoldSim による解析結果の比較（8.3.1）
付図 8.3-1 TIGER による線量評価結果（グループ 1）·································· 2
付図 8.3-2 GoldSim による線量評価結果（グループ 1）································ 2
付図 8.3-3 TIGER による線量評価結果（グループ 2）·································· 3
付図 8.3-4 GoldSim による線量評価結果（グループ 2）································ 3
付図 8.3-5 TIGER による線量評価結果（グループ 3）·································· 4
付図 8.3-6 GoldSim による線量評価結果（グループ 3）································ 4
付図 8.3-7 TIGER による線量評価結果（グループ 4）·································· 5
付図 8.3-8 GoldSim による線量評価結果（グループ 4）································ 5
付録 8-4 亀裂媒体中を移行する核種の低減割合について(8.3.2)
付図 8.4-1 亀裂媒体移行中の I-129 の低減割合······································· 4
付図 8.4-2 亀裂媒体移行中の C-14 の低減割合········································ 5
付図 8.4-3 亀裂媒体移行中の Sr-90 の低減割合······································· 6
付録 8-5 ニアフィールド長期挙動例(8.4.1(3))
付図 8.5-1 複数の鉱物変遷シナリオ ················································ 1
付図 8.5-2 一次元解析モデル ······················································ 3
付図 8.5-3 安定相の生成を仮定しないケース 4 の鉱物の空間分布······················· 5
付図 8.5-4 ケース 4 の pH 分布の時間変化 ··········································· 6
付図 8.5-5 ケース 4 の間隙率分布の時間変化········································· 6
付図 8.5-6 準安定相，安定相の生成を仮定したケース 6 の鉱物の空間分布 ··············· 7
付図 8.5-7 ケース 6 の pH 分布の時間変化 ··········································· 8
付図 8.5-8 ケース 6 の間隙率分布の時間変化········································· 8vi

付録 8-7 サブシナリオの結果(8.4.4)
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(1/14) ·············································· 1
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(2/14) ·············································· 2
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(3/14) ·············································· 3
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(4/14) ·············································· 4
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(5/14) ·············································· 5
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(6/14) ·············································· 6
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(7/14) ·············································· 7
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(8/14) ·············································· 8
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(9/14) ·············································· 9
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(10/14) ············································ 10
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(11/14) ············································ 11
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(12/14) ············································ 12
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(13/14) ············································ 13
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(14/14) ············································ 14
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(1/7) ·············································· 15
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(2/7) ·············································· 16
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(3/7) ·············································· 17
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(4/7) ·············································· 18
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(5/7) ·············································· 19
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(6/7) ·············································· 20
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(7/7) ·············································· 21
付録 8-8 接近シナリオの解析結果(8.4.4)
付図 8.8-1 隆起・侵食による地表曝露の概念図······································· 2
付図 8.8-2 処分場の地表曝露による影響（結晶質岩，隆起・侵食速度 1mm/y） ··········· 3
付図 8.8-3 深部ボーリングの偶発的な処分場貫通におけるリスク算出結果 ··············· 9

vii

表目次
付録 2-1 廃棄物と最終処分法の区分（2.1）
付表 2.1-1 廃棄物と最終処分法の区分 ············································· 1
付録 2-2 地層処分低レベル放射性廃棄物の処分に関するこれまでの検討状況の詳細(2.2)
付表 2.2-1 トレンチ処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）························ 13
付表 2.2-2 ピット処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）·························· 13
付表 2.2-3 余裕深度処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）························ 14
付録 3-1 「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性について(3.1)
付表 3.1-1 IAEA の安全要件の仮訳とその解釈 ········································ 4
付表 3.1-2 「閉じ込め」，「隔離」と安全機能などの関係······························· 7
付録 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度（4.2.2）
付表 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度(Bq/t)······································· 1
付録 6-1 ハル・エンドピース以外の発熱性廃棄体の考慮(6.3.3)
付表 6.1-1 総発熱量が大きい廃棄体 ················································· 1
付表 6.1-2 検討対象の廃棄体 ······················································ 2
付表 6.1-3 検討ケース ···························································· 4
付表 6.1-4 解析モデル諸元 ························································ 5
付表 6.1-5 総発熱量が比較的大きい廃棄体··········································· 8
付録 6-2 閉鎖後安全性評価の観点からの熱影響の考慮(6.3.5)
付表 6.2-1 検討対象の発熱性廃棄体 ················································ 1
付表 6.2-2 判断基準 ······························································ 2
付表 6.2-3 変更断面案およびその解析結果（硬岩，1,000m，円形断面） ················· 6
付表 6.2-4 変更断面案のバリア性能 ················································ 9
付表 6.2-5 専有面積の変化（硬岩，1,000m，円形断面）······························· 9
付表 6.2-6 地下施設面積の変化（硬岩，1,000m，円形断面）·························· 10
付録 6-3 掘削土置き場の試算(6.5.2 および 9.2)
付表 6.3-1 盛土体積の試算 ························································ 1
付表 6.3-2 仮置き土量の試算（土量変化率：1.15）··································· 2
付表 6.3-3 盛土体積の試算(併置) ·················································· 2
付表 6.3-4 仮置き土量の試算（併置） ·············································· 3
付表 6.3-5 埋め戻し土中に占める掘削土体積の割合··································· 3viii

付録 7-1 地下施設主要数量の試算(7.2.1)
付表 7.1-1 母岩の種類と地下施設の設置深度········································· 1
付表 7.1-2 アクセス坑道の本数・方式・勾配········································· 1
付表 7.1-3 地下施設のレイアウト ·················································· 1
付表 7.1-4 各坑道断面の仕様 ······················································ 1
付表 7.1-5 廃棄体の仕様 ·························································· 1
付表 7.1-6 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，内陸） ················· 2
付表 7.1-7 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，内陸） ················· 2
付表 7.1-8 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，沿岸） ················· 2
付表 7.1-9 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，沿岸） ················· 2
付表 7.1-10 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（軟岩）······················ 3
付表 7.1-11 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（硬岩，円形） ················ 3
付表 7.1-12 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（硬岩，幌型） ················ 3
付表 7.1-13 処分坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，円形）···················· 4
付表 7.1-14 処分坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，円形）···················· 4
付表 7.1-15 処分坑道の掘削，支保工量（硬岩，幌型）································ 4
付表 7.1-16 掘削，支保工，インバート量の合計······································ 5
付表 7.1-17 処分坑道の緩衝材，充填材量（軟岩，円形）······························ 5
付表 7.1-18 処分坑道の緩衝材，充填材量（硬岩，円形）······························ 6
付表 7.1-19 処分坑道の緩衝材量（硬岩，幌型）······································ 6
付表 7.1-20 処分坑道の構造躯体量（硬岩，幌型）···································· 6
付表 7.1-21 処分坑道の充填材量（硬岩，幌型）······································ 7
付表 7.1-22 処分坑道の緩衝材，充填材量，構造躯体量の合計·························· 7
付表 7.1-23 アクセス坑道の埋め戻し量 ············································· 8
付表 7.1-24 主要坑道などの埋め戻し量 ············································· 8
付表 7.1-25 処分坑道の埋め戻し量（軟岩，円形）···································· 8
付表 7.1-26 処分坑道の埋め戻し量（硬岩，円形）···································· 9
付表 7.1-27 処分坑道の埋め戻し量（硬岩，幌型）···································· 9
付表 7.1-28 埋め戻し量の合計 ····················································· 9
付録 8-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(8.2.1)
付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)······························ 1
付録 8-3 第 2 次 TRU レポートの TIGER コードによる解析結果と GoldSim による解析結果の比較（8.3.1）
付表 8.3-1 TIGER コードによるレファレンスケースの線量評価結果 ····················· 1
付表 8.3-2 GoldSim コードによるレファレンスケースの線量評価結果 ··················· 1
付録 8-4 亀裂媒体中を移行する核種の低減割合について(8.3.2)
付表 8.4-1 5 桁以上の低減が示された収着分配係数と透水量係数の関係 ················· 3ix

付録 8-6 入力データ(8.4.3)
付表 8.6-1 還元性海水系地下水環境下での収着分配係数······························· 1
付表 8.6-2 酸化性降水系地下水環境下での収着分配係数······························· 2
付表 8.6-3 還元性海水系地下水環境下での実効拡散係数······························· 2
付表 8.6-4 酸化性降水系地下水環境下での実効拡散係数······························· 2
付表 8.6-5 還元性海水系地下水における各岩種に対する実効拡散係数および収着分配係数 · 3
付表 8.6-6 人工バリア変質影響ケースにおけるデータ································· 3
付表 8.6-7 人工バリア変質影響ケースにおけるセメントへの収着分配係数 ··············· 4
付表 8.6-8 天然有機物影響ケースにおける母岩の収着分配係数························· 5
付表 8.6-9 ガス影響ケースにおけるデータ··········································· 5
付表 8.6-10 酸化性条件下での花崗岩に対する実効拡散係数および収着分配係数 ·········· 6
付表 8.6-11 シーリングミスケースにおけるデータ···································· 7
付表 8.6-12 ボーリング影響ケースにおけるデータ···································· 7
付録 8-8 接近シナリオの解析結果(8.4.4)
付表 8.8-1 ボーリングによる接近シナリオの評価対象································· 4
付表 8.8-2 コア観察者およびボーリング作業者の外部被ばくの線量換算係数算出のための遮
へい計算設定根拠 ······················································ 5
付表 8.8-3 コア観察者の被ばく線量算出のためのパラメータ設定根拠··················· 6
付表 8.8-4 ボーリング作業者の被ばく線量算出のためのパラメータ設定根拠 ············· 7
付表 8.8-5 リスク算出に用いる各廃棄体グループの処分坑道の投影断面積 ··············· 8x

第２章
ー付録資料ー付録 2-1 廃棄物と最終処分法の区分（2.1）
付表 2.1-1 廃棄物と最終処分法の区分············································ 1

付表 2.1-1 廃棄物と最終処分法の区分
グループ
1

2

廃棄物分類
原燃再処理操業
JAEA再処理操業
原燃再処理操業
JAEA再処理操業
仏国返還廃棄物
原燃再処理操業
原燃再処理解体

3
JAEA再処理操業
JAEA再処理解体

原燃再処理操業

原燃MOX操業

原燃再処理解体

原燃MOX解体

JAEA再処理操業

4
JAEA MOX操業

JAEA再処理解体

JAEA MOX解体

廃棄物名称
廃銀吸着材
廃銀吸着材

最終処分法の区分※1
一号ニ

ハル・エンドピース
一号イ
固型物収納体（ハル等）(CSD-C)
低レベル廃液ガラス固化体(CSD-B)
二号（全α）※2
低レベル濃縮廃液Ⅰ（分析廃液）
部分除染廃液Ⅰ（機器更新）
二号（全α）
系統除染廃液(施設廃止)
部分除染廃液Ⅰ（施設廃止）
溶媒洗浄廃液Ⅰ（アスファルト固化体（MA系））
一号ハ
溶媒洗浄廃液Ⅱ（スラリー固化体）
溶媒洗浄廃液Ⅲ（リン酸廃液固化体）
二号（全α）
二次除染廃液スラリー固化体
二号（全α）
焼却灰＋ハル缶水
一号ロ
ハル缶水
一号ロ
不燃物Ⅰ（特殊機器廃品等）
不燃物Ⅰ（ＧＢパネル）
不燃物Ⅰ（機器廃品等）
二号（全α）
不燃物Ⅰ（機器更新）
不燃物Ⅰ（溶融炉）
焼却灰（グローブボックス内）
焼却灰（二次廃棄物）
不燃物Ⅰ（溶融）
不燃物Ⅰ（機器更新「一次廃棄物」）
二号（全α）
不燃物Ⅰ（機器更新「二次廃棄物」）
不燃物Ⅰ（溶融以外）
不燃物Ⅰ（ＧＢパネル）
不燃物Ⅰ（溶融）
不燃物Ⅰ（圧縮）二号（全α）
不燃物Ⅰ（溶融以外）
焼却灰
不燃物Ⅰ（溶融「一次廃棄物」）
二号（全α）
不燃物Ⅰ（溶融「二次廃棄物」）
不燃物Ⅰ（ＧＢパネル）
ハル缶水一号ロ
不燃物Ⅰ（金属Ⅰ）
不燃物Ⅱ（金属Ⅱ）
可燃物
二号（全α）
難燃物
不燃物Ⅲ（非金属Ⅰ）
不燃物Ⅳ（非金属Ⅱ）
可燃物
難燃物
二号（全α）
不燃物Ⅰ（金属）
不燃物Ⅱ（非金属）
不燃物Ⅰ（金属（一次廃棄物））
不燃物Ⅱ（コンクリート（一次廃棄物））
可燃物Ⅰ（二次廃棄物）
難燃物Ⅰ（二次廃棄物）
不燃物Ⅲ（金属（二次廃棄物））
不燃物Ⅳ（非金属（二次廃棄物））
二号（全α）
不燃物Ⅴ（金属Ⅰ（廃棄体化処理））
可燃物Ⅱ（廃棄体化処理）
難燃物Ⅱ（廃棄体化処理）
不燃物Ⅵ（非金属Ⅰ（廃棄体化処理））
不燃物Ⅶ（非金属Ⅱ（廃棄体化処理））
可燃物Ⅰ（一次廃棄物）
難燃物Ⅰ（一次廃棄物）
不燃物Ⅰ（金属（一次廃棄物））
不燃物Ⅱ（コンクリート（一次廃棄物））
可燃物Ⅱ（二次廃棄物）
難燃物Ⅱ（二次廃棄物）
二号（全α）
不燃物Ⅲ（金属（二次廃棄物））
不燃物Ⅳ（非金属（二次廃棄物））
可燃物Ⅲ（廃棄体化処理）
難燃物Ⅲ（廃棄体化処理）
不燃物Ⅴ（金属（廃棄体化処理））
不燃物Ⅵ（非金属（廃棄体化処理））※1：特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律施行令（平成12年10月25日政令第462号）※2：二号の全αの濃度で規定されていることを表す。

付録 2.1-1

付録 2-2 地層処分低レベル放射性廃棄物の処分に関するこれまでの検討状
況の詳細(2.2)
1. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する国の方針.............................. 1
1.1「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（1994 年）」 ...................... 1

1.2「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（2000 年）」 ...................... 1

1.3「原子力政策大綱」 ........................................................... 2

2. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する技術報告書............................ 2
2.1「TRU 廃棄物処分概念検討書」.................................................. 2

2.2「TRU 廃棄物処分技術検討書」.................................................. 2

3. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する基本的考え方および事業化に関する検討結果......................................................................... 3
3.1「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方」...................... 33.2「長半減期低発熱放射性廃棄物の地層処分の基本的考え方」........................ 33.3「放射性廃棄物小委員会報告書」 ............................................... 4

4. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する法令および基本方針など................ 64.1「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」 ................................... 64.2「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」........................ 64.3「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」................................ 74.4「特定放射性廃棄物の最終処分に関する計画」 ................................... 8

5. 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関連する安全規制などについて............... 10
5.1「高レベル放射性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方について」 ........... 105.2「放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について」................... 105.3「放射性廃棄物の地層処分に係る安全規制制度のあり方について」................. 115.4「特定放射性廃棄物処分に係る安全規制の許認可手続きと原子力安全委員会等の関与のあり方について（中間報告）」 .............................................. 125.5「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」 ......... 13

5.6「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）」 ........ 145.7「低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について」................. 15

5.8「高レベル放射性廃棄物等の地層処分に係る安全規制について」................... 155.9「放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスに係る放射線防護に関する基本的考え方について」 ............................................................... 16
5.10 「余裕深度処分の管理期間終了後についての安全評価に関する考え方」............. 17

付録 2-2 参考文献........................................................... 18
付表 2.2-1 トレンチ処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）............................ 13
付表 2.2-2 ピット処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）.............................. 13
付表 2.2-3 余裕深度処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）............................ 14

地層処分低レベル放射性廃棄物の処分に関するこれまでの検討状況の詳細
地層処分対象の TRU 廃棄物処分についての国の方針，安全評価報告書，TRU 廃棄物処理処分の基本的考え方と事業制度化，関連法令および安全規制などについて，以下に取りまとめる。

1． 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する国の方針
1.1「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（1994 年）」

原子力委員会が 1994 年 6 月に取りまとめた「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画」（以下，「原子力長計」という）（原子力委員会，1994）では，放射性廃棄物処理処分に係る基本的考え方が示されるとともに，サイクル廃棄物の一つとして，TRU 核種を含む廃棄物（TRU 廃棄物）の処理処分について取りまとめられている。以下にその概略を示す。
・ TRU 核種を含む放射性廃棄物については，廃棄物を直接的に発生する再処理事業者や MOX
燃料加工事業者と電気事業者が当該廃棄物の帰属や処分に関する責任を当事者間において明確にする。その結果を踏まえ処分の責任を有する者は，実施スケジュール，実施体制，資金の確保等について検討を進める。
・ その処分については，約 1GBq/ton の値を廃棄物に含まれる全α核種の一応の区分目安値（以下，「区分目安値」という）として設定し，これより全α核種の放射能濃度が低いものと高いものに区分する。α核種の放射能濃度が区分目安値よりも低く，かつβ・γ核種の放射能濃度も比較的低いものについては，浅地中処分が可能と考えられるため，その具体化をはかる。
α核種の放射能濃度が区分目安値よりも高く，浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられるものについては，高レベル放射性廃棄物の処分方策との整合性をはかりつつ，民間再処理事業等が本格化する時期を考慮し，1990 年代末を目途に具体的な処分概念の見通しが得られるよう技術的検討を進める。処分の責任を有する者は，その検討結果等を総合的に勘案し，処分方策の具体化を検討する。
・ 動力炉・核燃料開発事業団は，日本原子力研究所の協力を得て，処分技術の研究開発を進める。また，電気事業者等は TRU 核種を含む放射性廃棄物の発生に関する自らの責任を十分踏まえた役割を果たすことが必要である。
1.2「原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（2000 年）」

原子力委員会が 2000 年 11 月に取りまとめた原子力長計（原子力委員会，2000a）では，放射性廃棄物処分に向けた取り組みが示されるとともに，TRU 廃棄物について，「高レベル放射性廃棄物以
外の放射性廃棄物」として取りまとめられている。以下にその概略を示す。
・ 放射性廃棄物のうち，放射能の濃度が比較的高く，かつ半減期の長い放射性物質が多く含まれるものについては，この放射能が生活環境に影響を及ぼさないよう安全性を長期にわたって確保することが必要である。このため，廃棄物からの放射性物質の漏出抑制を目的とする
人工バリアを設けた上で，天然バリアとなる数 100m 以深の安定した地下に埋設する「地層処分」を実施する。
付録 2.2-1

・ 高レベル放射性廃棄物以外にも，地層処分が必要な放射性廃棄物が存在する。これらの放射性廃棄物は，その性状が多様であるため，高レベル放射性廃棄物処分研究開発の成果も活用しつつ，合理的な処分に向けて，その多様性を踏まえた処理及び処分に関する技術の研究開発を，発生者等が密接に協力しながら推進することが重要である。
1.3「原子力政策大綱」

原子力委員会が 2005 年 10 月に取りまとめた「原子力政策大綱」（原子力委員会，2005）では，地層処分を行う放射性廃棄物として，高レベル放射性廃棄物と超ウラン核種を含む放射性廃棄物（TRU 廃棄物）が取り上げられており，以下のように取りまとめられている。
・ 地層処分が想定される TRU 廃棄物を高レベル放射性廃棄物と併置処分することが可能であ
れば，処分場数を減じることができ，ひいては経済性が向上することが見込まれる。このため，国は，事業者による地層処分が想定される TRU 廃棄物と高レベル放射性廃棄物を併置処分する場合の相互影響等の評価結果を踏まえ，その妥当性を検討し，その判断を踏まえて，実施主体のあり方や国の関与のあり方等も含めてその実施に必要な措置について検討を行うべきである。

2． 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する技術報告書
2.1「TRU 廃棄物処分概念検討書」

第 1 次 TRU レポート（共同作業チーム，2000）は，JNC および電気事業者などがそれぞれの研究開発の成果を持ち寄り，TRU 廃棄物処分概念の見通し，すなわち，処分の具体的な方法とその安全性の見通しに関する技術的知見を取りまとめることにより，国の総合的な TRU 廃棄物処分方策の策定および今後本格化する核燃料サイクル事業の円滑な推進に資することを目的としたものである。
第 1 次 TRU レポートでは，TRU 廃棄物の特徴を考慮し，当時の技術に基づく具体的な処分施設
概念と地下水シナリオに対する多重バリアシステムの性能に関する包括的な評価検討を行い，適切な地質環境条件を有する地下深部の安定な地層中に，廃棄物の特性に応じた適切な人工バリアを設計施工することにより処分の長期的な安全性を確保しうる見通しが得られたとされている。また，今後は，処分技術の合理化，詳細化ならびに安全評価の信頼性の一層の向上を目指した処理処分技
術開発を進める一方，処分の実施体制，費用確保などの検討や安全規制の整備などを着実に進め，
将来的には高レベル放射性廃棄物の地層処分を考慮して，合理的な対応をはかっていくことが肝要であるとされている。
2.2「TRU 廃棄物処分技術検討書」

第 2 次 TRU レポート（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005）は，TRU 廃棄物処分の事業と制度化に資するため，2000 年に取りまとめられた第 1 次 TRU レポート以降に進められてきた研究開発の最新成果を反映し，TRU 廃棄物処分の技術的成立性および安全性の見通しについて
より確かなものとすることを目的として，電気事業者と JNC が 2005 年 9 月に取りまとめた報告書である。
付録 2.2-2

本報告書では，廃棄体について最新のデータベースが整備されており，これに基づき，地層処分の工学技術と安全性について検討されるとともに，廃棄物処分の合理化として，高レベル放射性廃棄物との併置処分と海外返還廃棄物の返還方法の変更の影響などが検討されている。また，代替技術として，ヨウ素固定化技術，C-14 長期閉じ込め技術，低アルカリセメントおよび硝酸塩分解技術が紹介され，今後の技術開発課題が取りまとめられている。

3． 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する基本的考え方および事業化に関する検討結果
3.1「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方」「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方」（原子力委員会，2000b）は，原子力委員会 原子力バックエンド対策専門部会が 2000 年 3 月に取りまとめた報告書であり，JNC と電気事業者が 2000 年 3 月に作成した第 1 次 TRU レポート（共同作業チーム，2000）を評価して，その処分の安全を確保することが可能との考えを示した報告書である。この報告書の中では，TRU
廃棄物の処分の安全確保の考え方が，以下のように取りまとめられている。
・ TRU 廃棄物は，浅地中処分，余裕深度処分及び地層処分に区分して処分することが可能である。α核種濃度が高い廃棄物等の理由により，浅地中処分や余裕深度処分できない廃棄物については，地層処分する必要がある。
・ 地層処分の可能性の検討に当たっては，対象廃棄物の物理・化学的性状及び含まれる核種の種類・濃度が多様であるため，その特性に応じて 4 つの廃棄体グループに分類し，それぞれの人工バリア構成を示した。TRU 廃棄物の地層処分においては，現在の技術により具体的な処分施設概念を構築することができる。
・ TRU 廃棄物の地層処分の安全性については，地下水移行シナリオにおける線量を評価した結果，0.01～10μSv/y 程度となり，諸外国における基準線量（100～300μSv/y）を下回ることから，地層処分の安全を確保することは可能である。
また，事業の責任分担のあり方と諸制度の整備などについては，以下のように提唱されている。
・ 地層処分対象廃棄物については，より安全かつ合理的な処分の実施に向けての研究開発と処分費用確保の検討を進めつつ，将来的には高レベル放射性廃棄物の地層処分を考慮し，合理的な対応が行われる必要がある。
・ 放射性廃棄物は，発生者の責任の下で安全かつ合理的に処分されることが原則であり，発生者等はこれに必要となる適正な費用を確保しなければならない。
・ TRU 廃棄物についても安全規制に関する基本的考え方や安全基準等について検討し，これらを踏まえて関係法令を整備する必要がある。
3.2「長半減期低発熱放射性廃棄物の地層処分の基本的考え方」「長半減期低発熱放射性廃棄物の地層処分の基本的考え方」（原子力委員会，2006）は，原子力委

付録 2.2-3

員会 長半減期低発熱放射性廃棄物処分技術検討会が 2006 年 4 月に取りまとめた報告書であり，
長半減期低発熱放射性廃棄物（TRU 廃棄物）と高レベル放射性廃棄物との併置処分の技術的成立性について検討し，その結果を以下のように取りまとめている。
・ 「第 2 次 TRU レポート」では，地質環境条件として高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）と同じ条件が使用されており，両者の併置処分の安全性や相互影響を評価する上で，現時点の知見を反映した適切な設定がなされている。
・ 地層処分を行う TRU 廃棄物と高レベル放射性廃棄物を併置処分する場合，それぞれの処分地
下施設の処分パネル間に適切な離隔距離（解析結果によれば，約 300m）を確保することにより，相互影響を十分小さくすることが可能である。
・ 以上から，二つの処分施設の間に 300m 程度の離隔距離を確保することにより，地層処分を行う TRU 廃棄物と高レベル放射性廃棄物とを相互に影響することなく処分することができることから，併置処分方式は技術的に成立すると判断する。
また，今後の取り組みとして，今後の技術開発，事業の実施主体と国の関与のあり方および地層処分の安全規制について以下のように取りまとめている。
・ 第 2 次 TRU レポートにおける技術開発については今後も継続的に，TRU 廃棄物の特性等に留意しつつ，諸外国との情報交換等による技術共有をはかりながら，着実に取り組むべきである。I-129 や C-14 のような線量評価上の重要な放射性核種については代替技術を含め，廃棄体からの放射性核種放出抑制及び放射性核種移行への影響緩和について，さらなる技術開発を継続的に実施することが重要である。
・ 今後，所管行政庁において，処分実施主体のあり方や国の関与のあり方等を含めてその実施に必要な措置について検討を進めるべきである。その際には，地層処分を行う TRU 廃棄物も高レベル放射性廃棄物の地層処分と同様に，長期的に安定な地質環境を選定するなど長期的
安全確保対策を講ずることと安全評価等による安全確認を行うことにより，長期に亘って人間の生活環境から隔離し安全確保がはかられることを確かにすることが必要である。このため，現行の高レベル放射性廃棄物に係る処分事業を参考としつつ，必要な制度の検討を進めることが重要である。
・ 地層処分する TRU 廃棄物についても，これまで高レベル放射性廃棄物で策定した地層処分の安全規制の基本的考え方等を踏まえ，
TRU 廃棄物の安全規制を順次策定することを期待する。
3.3「放射性廃棄物小委員会報告書」「放射性廃棄物小委員会報告書」（総合資源エネルギー調査会，2006a）は，総合資源エネルギー調査会 電気事業分科会原子力部会 放射性廃棄物小委員会が2006年6月に取りまとめた報告書であり，長半減期低発熱放射性廃棄物（TRU 廃棄物）の地層処分事業制度化について検討し，その結果を以下のように取りまとめている。
付録 2.2-4

(1)TRU 廃棄物の地層処分事業のあり方

TRU 廃棄物の地層処分については，高レベル放射性廃棄物と同様に，①長期にわたる事業の安定的な遂行（長期安定性）が求められること，②長期にわたる安全性の確保（長期安全性）が求められること，③事業の遂行には国民および地元からの信頼性の確保（社会的信頼性）が不可欠である
こと，を踏まえ，国の法的関与などにより計画的かつ確実に事業の遂行が可能な事業形態とすることが必要である。
(2)

地層処分事業の特殊性を考慮した制度のあり方

地層処分事業の特殊性を考慮すると，TRU 廃棄物の地層処分事業についても，高レベル放射性廃棄物の最終処分法と同様の制度のもと，国の認可を受けて設立される「原子力発電環境整備機構」が行うこととすることが適当である。
現在，高レベル放射性廃棄物の処分地選定手続きが先に進められており，TRU 廃棄物の地層処分がその手続きに加わってくる状況も想定される中，TRU 廃棄物を含めた地層処分事業を円滑に進めていくためには，地元の理解を得ていくことが重要であるとしている。
また，TRU 廃棄物地層処分の地質環境に求められる要件は，基本的には高レベル放射性廃棄物と同様のものと考えられるが，併置処分の実現のためには，一定のスペースが必要などの理由から，候補地点の地質環境などの実地調査の結果が得られた後に判断がなされるべきであり，そのため，併置処分を制度的に義務付けるのではなく，地元の意向なども考慮できるよう，処分実施主体が選択可能な事業オプションとして位置づけるべきであるとしている。
(3)

費用確保のあり方

TRU 廃棄物の地層処分事業にかかわる費用措置の方法については，高レベル放射性廃棄物の地層処分事業同様，拠出金としてあらかじめ手当てすることが必要である。その際，国は，合理的かつ安定的な資金確保制度を設計することが重要である。拠出主体としては，再処理事業および MOX
燃料加工事業から発生する廃棄物については，
日本原燃株式会社および日本原子力研究開発機構が，海外返還廃棄物については，電気事業者が拠出主体となることが想定される。
最終処分費用の見積りについては，当小委員会においては，電気事業者から，TRU 廃棄物地層処
分事業のスケジュールなどの算定条件，積算方法およびそれに基づく費用見積りなど（以下，「電気事業者試算」という）に関する報告を受け，その分析・評価を行うとともに，TRU 廃棄物地層処
分事業に適した拠出金制度について検討を行った。電気事業者試算によれば，28,000m3 の TRU 廃
棄物を処分可能な施設とする場合，8,100 億円程度の費用が必要であり，併置処分の実現に伴い，両処分事業あわせて 3,000 億円程度の節減効果がある。
最終処分施設の規模については，拠出開始段階において想定される廃棄物量をベースとし，施設規模を設定することが合理的であると判断した。また，地層処分事業における拠出金制度について
は，毎年度，操業の状況や廃棄物発生の状況に応じて拠出がなされる制度とすることが適当である。
付録 2.2-5

(4)国，発生者および処分実施主体の役割

処分実施主体は，処分事業と地域との共生について，関係地方公共団体が地域の特性をいかした
多様な方策を主体的に検討することができるように協力することが重要であり，そのための費用を最終処分費用に含めることが適当である。あわせて，国および発生者についても，地域共生方策の実施に当たり，処分実施主体と一体となって総合的に取り組むことが必要である。
TRU 廃棄物地層処分事業の長期的な安全性を確保し，もって国民や関係者との相互理解や協力を得るために，引き続き，TRU 廃棄物の特性などに留意しつつ，高レベル放射性廃棄物の処分の研究開発と連携して効率的に技術開発を進めていくことが重要である。

4． 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関する法令および基本方針など
4.1「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」

同法において，「特定放射性廃棄物」が定義されており，第一種特定放射性廃棄物と第二種特定放射性廃棄物がこれに該当する。また，同法では「最終処分」を定義し，「地下 300m 以上の政令で定める深さの地層において，特定放射性廃棄物及びこれによって汚染された物が飛散し，流出し，又は地下に浸透することがないように必要な措置を講じて安全かつ確実に埋設することにより，特定放射性廃棄物を最終的に処分することをいう。
」としている。
「第二種特定放射性廃棄物」については，「使用済燃料の再処理等に伴い使用済燃料，分離有用物
質又は残存物によって汚染された物を固型化し，又は容器に封入した物（代替取得にかかわる被汚
染物を固型化し，又は容器に封入した物を除く。
）であって，長期間にわたり環境に影響を及ぼすおそれがあるものとして政令で定めるものをいう。
」と定義している。
また，同法においては，特定放射性廃棄物の最終処分を計画的かつ確実に実施させるための最終処分基本方針を定めること，さらに，基本方針に即して，最終処分計画を定めることを規定するとともにこれらに関連する事項などを規定している。さらに，NUMO が最終処分計画に従い，特定放射性廃棄物の最終処分の実施に関する計画を作成し，経済産業大臣の承認を受けなければならない
ことを規定している。
また，同法では，概要調査地区および精密調査地区，最終処分施設建設地の選定に関する調査事項を規定している。さらに，最終処分の実施にかかわる拠出金にかかわる事項，最終処分の実施や最終処分施設の保護に関する事項を規定するとともに，特定放射性廃棄物の最終処分の実施などの業務を行う NUMO の設立，管理，業務，財務および会計などに関する事項を規定している。
4.2「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」

廃棄の事業に関する規制について規定している「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の第 51 条の二第 1 項第 1 号では，政令で定める放射性物質の種類ごとに，政令で定める基準を超えるものの埋設の方法の種類を「第 1 種廃棄物埋設」と定め，同法第 51 条の二第 1 項第 2号では，1 号に規定するもの以外の埋設の方法の種類を「第二種廃棄物埋設」と定めている
付録 2.2-6

また，上記施行令に基づき，「核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第一種廃棄物埋設の事業に関する規則」では，廃棄体の技術基準として下記事項が規定されている。

（埋設しようとする放射性廃棄物等の技術上の基準）
第十二条
法第五十一条の六第二項 に規定する技術上の基準（第一種廃棄物埋設の事業に係るものに限る。
）は，次の各号に掲げるとおりとする。
一 埋設しようとする放射性廃棄物が廃棄体であること。
二 当該廃棄体が次に定めるとおりであること。
イ 放射線障害防止のため，放射性廃棄物を容器に封入し，又は容器に固型化してあること。
ロ 放射能濃度が許可申請書等に記載した最大放射能濃度を超えないこと。
ハ 廃棄体の健全性を損なうおそれのある物質を含まないこと。
ニ 埋設された場合において受けるおそれのある荷重に耐える強度を有すること。
ホ 著しい破損がないこと。
へ 容易に消えない方法により，廃棄体の表面の目につきやすい箇所に，当該廃棄体に関して前条の申請書に記載された事項と照合できるような整理番号を表示したものであること。
さらに，上記施行令に基づき，「核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則」では，廃棄体の技術基準として下記事項が規定されている。
（埋設しようとする放射性廃棄物等の技術上の基準）
第八条
法第五十一条の六第二項に規定する技術上の基準（◆第二種廃棄物埋設の事業◆に係るものに限る。
）は，次の各号に掲げる場合に応じ，当該各号に定めるところによる。
一 余裕深度処分を行う場合
イ 埋設しようとする放射性廃棄物が加工施設（その燃料材にウラン・プルトニウム混合酸化物を含む燃料体の加工を専ら行うものに限る。
），原子炉施設又は再処理施設を設置した工場又は事業所において生じたものであること
ロ 埋設しようとする放射性廃棄物が廃棄体であること
ハ 当該廃棄体が次項に定めるとおりであること
２ 廃棄体に係る技術上の基準は，次の各号に掲げるとおりとする。
一 放射線障害防止のため，放射性廃棄物を経済産業大臣の定める方法により容器に封入し，又は容器に固型化してあること。
二 放射能濃度が申請書等に記載した最大放射能濃度を超えないこと。
三 表面の放射性物質の密度が第十四条第一号ハの表面密度限度の十分の一を超えないこと。
四 廃棄体の健全性を損なうおそれのある物質を含まないこと。
五 埋設された場合において受けるおそれのある荷重に耐える強度を有すること。
六 著しい破損がないこと。
七 容易に消えない方法により，廃棄体の表面の目につきやすい箇所に，放射性廃棄物を示す標識を付け，及び当該廃棄体に関して前条の申請書に記載された事項と照合できるような整理番号を表示したものであること。

4.3「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」

本基本方針は，「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」第三条第一項の規定に基づき，2000
年 10 月 2 日に通商産業省告示第 591 号として定められた後，「特定放射性廃棄物の最終処分に関す
付録 2.2-7

る法律」に基づき改定され，2008 年 3 月 14 日に閣議決定された。
具体的には，NUMO が行う処分の対象に，長半減期低発熱放射性廃棄物（TRU 廃棄物）の一部などが追加されたことを踏まえ，下記が改定された。
○最終処分法の改正に伴い，TRU 廃棄物に関する規定を追加○処分事業に係る安全規制の整備を踏まえ，関連する記述を改正○処分事業の必要性や喫緊性を強調○処分に係る技術開発の連携・協力などについて規定を追加○国民全般との相互理解を深めるための活動の内容を明確化○電源三法交付金制度に基づく地域支援措置などについて明示
第１ 特定放射性廃棄物の最終処分の基本的方向
第一種特定放射性廃棄物は，固型化した当初は放射能が非常に高く発熱量も高い状態にあるが，時間の経過とともに放射能が減衰し発熱量も減少することから，30 年から 50 年間程度貯蔵した後，順次，安全性を確認しつつ，最終処分することとする。
第二種特定放射性廃棄物は，第一種特定放射性廃棄物と比べて，その放射能及び発熱量は相対的に低いものの，当該放射能の減衰に長期間を要するため，固型化し，又は容器に封入した上で，順次，安全性を確認しつつ，最終処分することとする。
機構は，貯蔵期間を終了した特定放射性廃棄物を円滑に最終処分することができるよう，適切な時期までに十分な規模及び年間処分能力を有する最終処分施設を設置し，当該施設において安全かつ確実に最終処分を行うものとする。
第４ 特定放射性廃棄物の最終処分の実施に関する事項
最終処分は，特定放射性廃棄物のまわりに人工的に設けられる複数の障壁（人工バリア）と，
特定放射性廃棄物に含まれる物質を長期にわたって固定する天然の働きを備えた地層（天然バリア）とを組み合わせることによって，特定放射性廃棄物を人間環境から隔離し，安全性を確保する「多重バリアシステム」により実施するものとする。
4.4「特定放射性廃棄物の最終処分に関する計画」

本最終処分計画は，最終処分法に基づき，2005 年 10 月に閣議決定されたものであり，特定放射性廃棄物の量およびその見込みや，概要調査地区などの選定時期，処分施設の規模などが記載されている。上記と同様に，最終処分法の改正により，NUMO が行う最終処分の対象に TRU 廃棄物の一部などが追加されたことを踏まえ，下記が改定された。
○法改正に伴い，TRU 廃棄物の発生量等に関する規定を追加○処分事業に係る安全規制の整備を踏まえ，関連する記述を改正○最新の状況を考慮して，概要調査地区等の選定時期の目途を改定

付録 2.2-8

第１ 発電用原子炉の運転に伴って生じた使用済燃料の再処理等を行った後に生ずる特定放射性廃棄物の量及びその見込み
２ 第二種特定放射性廃棄物の量及びその見込み(1) 平成 19 年 12 月 31 日以前の発電用原子炉の運転に伴って生じた使用済燃料の再処理等を行った後に生ずる第二種特定放射性廃棄物の量は，約 4,100ｍ3 と見込まれる。
(2) 平成 20 年 1 月 1 日から平成 29 年 12 月 31 日までの発電用原子炉の運転に伴って生じた使用済燃料の再処理等を行った後に生ずる第二種特定放射性廃棄物の量は，原子力発電における使用済燃料の再処理等のための積立金の積立て及び管理に関する法律第４条の規定により経済産業大臣に届け出られた事項（平成 19 年度）等を基礎として算定した結果，代替取得を行った場合，以下の表のとおりと見込まれる。
左欄の年における発電用原子炉の運転に伴って年生じる使用済燃料の再処理等を行った後に生ず（平成）
る第二種特定放射性廃棄物の量の見込み（ｍ3）
20
約 100
21
約 200
22
約 200
23
約 300
24
約 300
25
約 400
26
約 400
27
約 400
28
約 400
29
約 400
(3) 発電用原子炉の運転に伴って生じた使用済燃料の再処理等を行った後に生ずる第二種特定放射性廃棄物の量の総量は，現在の再処理施設等の操業計画等を勘案すると，約 18,100ｍ3 と見込まれる。
(4) これまでの発電用原子炉の運転に伴って生じた使用済燃料の再処理等を行った後に生じた第二種特定放射性廃棄物の国内での貯蔵量は，平成 19 年 3 月 31 日時点で約 3,231ｍ3 である。
第２ 前号の特定放射性廃棄物の最終処分を行う時期及びその量並びにこれに必要な最終処分施設の規模及び能力に関する事項
１ 前号の特定放射性廃棄物の最終処分を行う時期及びその量
前号の特定放射性廃棄物の最終処分は，平成 40 年代後半を目途として開始する。
最終処分の開始後，最終処分される第二種特定放射性廃棄物量は，当該最終処分の開始時点に
おいて貯蔵されている第二種特定放射性廃棄物の量やそれ以降の第二種特定放射性廃棄物の発生量等を勘案し，操業期間中にそれらの廃棄物を計画的に最終処分することができる量とする。
２ 最終処分施設の規模及び能力
一施設当たりの第二種特定放射性廃棄物の最終処分施設の規模は，19,000ｍ3 以上の第二種特定放射性廃棄物を最終処分することができる規模とする。
必要とされる第二種特定放射性廃棄物の最終処分施設の能力は，当該最終処分の開始時点において貯蔵されている第二種特定放射性廃棄物の量や，それ以降の第二種特定放射性廃棄物の発生量等を勘案し，操業期間中にそれらの廃棄物を計画的に最終処分することができる能力とする。

付録 2.2-9

5． 地層処分対象の TRU 廃棄物処分に関連する安全規制などについて
5.1「高レベル放射性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方について」「高レベル放射性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方について」（以下，「第 1 次報告」という）（原子力安全委員会，2000）は，原子力安全委員会が 2000 年 11 月に取りまとめた報告書である。同報告書では，高レベル放射性廃棄物処分における安全確保の考え方，処分地に要求される
環境要件および安全規制について基本的な考え方が取りまとめられるとともに，安全基準・指針などに関するスケジュールが提示されている。
・ 高レベル放射性廃棄物処分の安全性は，長期的安全確保対策と安全評価等による安全確認で確保される。
・ 高レベル放射性廃棄物の処分事業は，①立地段階，②事業許可申請，③建設段階，④操業段階，⑤閉鎖段階および⑥管理段階から事業廃止の各段階を経て進められることから，各段階に対応した安全確保方策を講じることが必要である。原子力安全委員会は，安全基準・指針を策定するとともに，各段階において適切に関与することが重要である。
・ 実施主体による精密調査地区選定開始時期までに，処分場の設計要件，安全評価に係る安全指標とその基準値および安全評価シナリオ等を含めた安全審査基本指針を策定するとともに，処分場の安全審査開始前までに安全審査指針を策定する。
・ 実施主体により最終処分施設建設地選定がなされるまでに，各段階で国が確認すべき事項を定めた技術上の基準を策定する。
5.2 「放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について」「放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について」（原子力安全委員会，2004）は，
原子力安全委員会が 2004 年 6 月に取りまとめた報告書である。同報告書では，放射線障害の防止の観点から，低レベル放射性廃棄物から高レベル放射性廃棄物にわたる放射性廃棄物処分について安
全規制を考えていく上で共通する重要事項を取り上げ，それらに関する取り組みの世界的な動向などを参考にしつつ，わが国の今後の検討の方向性を示すため，安全規制における共通的な重要事項，
管理期間終了後における安全評価シナリオおよびわが国における放射線防護基準などの検討の方向性について検討されている。
安全規制における共通的な重要事項については，以下のように取りまとめられている。
・ 処分の対象となる種々の放射性廃棄物には，核種の種類，放射能濃度に大きな幅があり，時間と共に放射能が減衰していくもののほか，ウラン廃棄物のように時間と共に放射能が増加傾向を示すものもある。このような種々の廃棄物を処分するには，それぞれの廃棄物の特徴を踏まえた合理的な処分方法を選択することが重要である。
・ 処分の方法には，処分しようとする廃棄物の特徴により，埋設する深さや人工構築物などに差異があるものの，安全評価の対象となる期間が処分場の管理期間終了時及び原子炉等の通常の原子力施設に対する評価期間に比べて非常に長いことが，共通して重要な特徴となって
付録 2.2-10いる。
・ 安全評価にあたっては，極めて多様な物理的，化学的，あるいは地球科学的な自然現象や人為的事象等が，緩慢に，あるいは突発的に関与する可能性に関し検討する必要があり，加えて長期性のゆえに派生する不確実さも，安全評価上，避けられないものとなっている。
・ いずれの放射性廃棄物の処分においても，その安全性を確認するため，埋設された廃棄物中の放射性物質から一般公衆が受けると想定される線量を評価することを目的に適切なシナリ
オを設定し，安全評価を行うことが重要である。しかし，極めて長期にわたる期間の安全評価が必要であることから評価に付随する不確実性は避けられないものである。この不確実性を考慮し安全評価を行うためには，シナリオの発生の可能性とその影響を組み合わせたリス
ク論的考え方の適用が有効であり，この考え方を放射性廃棄物処分の安全規制に導入する方向で検討を進める必要がある。
上記のリスク論的考え方は，シナリオ発生の可能性に明らかな差があることを前提とし，それぞれに対して比較されるべき防護基準にも明らかな差のあることが合理的であるとする考え方に依拠するものである。
5.3「放射性廃棄物の地層処分に係る安全規制制度のあり方について」「放射性廃棄物の地層処分に係る安全規制制度のあり方について」（総合資源エネルギー調査会，
2006b）は，総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会 廃棄物安全小委員会が 2006 年 9月に取りまとめた報告書である。同報告書では，地層処分事業を取り巻く状況，地層処分の安全規制に関する検討状況および国際安全基準などの動向を調査検討した上で，高レベル放射性廃棄物などの地層処分事業に関する安全規制制度のあり方について取りまとめている。その中で，TRU 廃棄物については，以下のように記載されている。
・ 地層処分が想定される TRU 廃棄物の処分については，原子力委員会の「超ウラン核種を含む放射性廃棄物の地層処分の基本的考え方」及び「長半減期低発熱放射性廃棄物処分の基本的考え方」において，地層処分を安全に実施する技術的見通しが得られており，また，制度的には，現行の特廃法と同様の立地点選定の手続き，国の関与等の下で処分事業が行われる
ことが検討されている。これらを踏まえれば，対象廃棄物が高レベル放射性廃棄物であるか
TRU 廃棄物であるかの別によらず，基本的に同一の規制の法的枠組みを適用することが可能であると考えられる。
・ 廃棄体の性状，物理的化学的特性の差異を踏まえた閉鎖後の安全評価を適切に実施すること
や，廃棄体及び処分形態の特徴に応じて必要な基準等を整備することが必要である。また，
高レベル放射性廃棄物との併置処分の場合，熱，有機物，硝酸塩，セメント成分等に起因する相互影響及びその対策等について，安全評価の際に適切に考慮・評価することが必要である。
・ 地層処分の安全確保については，原子力安全委員会の「第 1 次報告書」，国際安全基準等に示された以下の考え方に沿って措置されることが重要である。

付録 2.2-11

①. 長期的な観点から安全性に影響が及ぶおそれのある因子に配慮しつつ，安全確保のための対策（立地点選定，工学的対策）を講じる。
②. 地層処分に対する安全確保をはかるため，処分事業の各段階でそれぞれの安全確保対策の妥当性について安全評価等による安全確認を実施する。安全評価においては，適切なシナリオを仮定し，一般公衆が放射性物質から受けると想定される線量を評価し，定められた放射線防護レベルを超えることがないことを確認する。
③. 地層処分は，その安全性を考慮すべき期間が長期にわたるため，上記①，②を基本とする安全確保方策は，制度的管理等の社会的な対応にかかわらず，長期的にはそれらに依存しなくても安全が確保されるよう措置しておくことが重要である。
・ 処分場閉鎖後の長期にわたる地層処分の安全性については，地層という非人工物にその安全機能の一部を期待すること，極めて長期の期間を対象とすることから，他の原子力施設において用いられているようにあらかじめ，実証試験を行って，この結果に基づいて安全性を評価する手法を適用することは適切ではない場合が多い。このような点を踏まえれば，地層処分に係る安全評価では，立地点固有の地層の地質，水理，安定性等の条件や安全を確保するために施される工学的対策を踏まえ，人の健康影響を及ぼす可能性のある種々の現象を考慮した適切なシナリオ，評価モデル及びパラメータを用いて評価を行い，その評価結果が，あらかじめ定められた放射線防護上の要件を満足していることを確認することとなる。我が国
では，低レベル放射性廃棄物の浅地中処分以外の放射性廃棄物に適用される安全評価の考え方については，「共通的重要事項」において，防護基準として 0.3mSv/y の線量拘束値又はリ処分システムの特性に応
スク拘束値 10-5／年オーダーを参考としたリスク論的考え方の導入，じた評価期間，介入レベルを考慮した人為過程に対する扱いについて今後の検討の方向性が示され，引き続き，原子力安全委員会で検討が進められている。この方向性は，概ね国際機
関や諸外国の安全評価基準と整合するものであり，今後，地層処分のみならず，余裕深度処
分，浅地中処分全ての放射性廃棄物処分に共通するものとして，早期にその考えが取りまとめられることが重要である。
5.4「特定放射性廃棄物処分に係る安全規制の許認可手続きと原子力安全委員会等の関与のあり方について（中間報告）」「特定放射性廃棄物処分に係る安全規制の許認可手続きと原子力安全委員会等の関与のあり方について（中間報告）」（原子力安全委員会，2007a）は，原子力安全委員会 特定放射性廃棄物処分安全委員会が 2007 年 4 月に取りまとめた中間報告書である。同報告書は，地層処分事業の特徴をまとめた上で，立地段階における安全委員会の関与，安全規制の許認可手続きのあり方，最新の知見を反映させる制度のあり方，原子力安全委員会などの関与のあり方を検討し，これに基づき，法整備に際しての要望と今後の進め方について提言したものである。
・ 地層処分事業の特徴としては，超長期にわたる安全性と事業の透明性の確保及び知見の変化に対する柔軟な対応が必要であることを踏まえる必要がある。
・ 立地段階における安全委員会の関与としては，安全の確保のために各種の関与を行うことを付録 2.2-12

求められており，概要調査地区，精密調査地区，最終処分施設建設地の選定及びそのための調査の作業において，これらの責務を適切に果たしていくことが肝要である。
・ 地層処分事業は従来の原子力産業においては経験のない事業であり，特に，その安全確保においては，地質環境の条件やその長期的な変化への配慮が重要となる。このような事業の性
格上，特廃法の立地手続における最終段階である最終処分施設建設地の選定の段階において，原子力安全委員会が，安全の確保に関する事業者の判断及びその妥当性についてレビューした所管官庁の判断は，十分な知見とデータに基づく適正なものであることを最終処分計画の改定に当たり確認することが重要となる。
・ 原子力安全委員会は，本中間報告を踏まえ，改正後の政省令・規則の制定等を視野において，安全規制の制度的事項について引き続き審議を行うこととする。
5.5「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」「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」（原子力安全委員会,
2007b）は，原子力安全委員会が 2007 年 5 月に取りまとめた報告書である。同報告書では，再処理事業計画などの核燃料サイクル事業の進展に伴い，それらの事業から発生する放射性廃棄物（以下，「サイクル廃棄物」という）を対象とした埋設事業に関する安全規制の具体化をはかる必要がある
時期に来ていることから，原子炉廃棄物ばかりでなくサイクル廃棄物も対象に濃度上限値を算出す
ることを目的としている。その際，トレンチ処分およびピット処分に関するこれまでの埋設事業の実績を踏まえつつ，原子炉廃棄物とサイクル廃棄物が，それぞれ単独で処分される場合ばかりでなく，それらが一つの埋設施設に一緒に処分される場合も考慮し，それらにできるだけ共通的に適用し得る，処分方式ごとの濃度上限値を示すこととしている。
評価パラメータ，最大値見込係数，数値の丸め方などの見直しの結果，トレンチ処分，ピット処および余裕深度処分のそれぞれに係る濃度上限値として以下の値を推奨している。
付表 2.2-1 トレンチ処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）
核種
従来の濃度上限値
濃度上限値の推奨値
Co-60
8.1E+09
1E+10
Sr-90
4.7E+06
1E+07
Cs-137
1.0E+08
1E+08
付表 2.2-2 ピット処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）
核種
従来の濃度上限値
濃度上限値の推奨値
C-14
3.7E+101E+11
Co-60
1.11E+13
1E+15
Ni-63
1.11E+12
1E+13
Sr-90
7.4E+10
1E+13
Tc-99
1E+09
－
Cs-137
1.11E+121E+14
1.11E+09
1E+10
α核種※※：濃度上限値算定の代表核種は，Am-241 である。

付録 2.2-13

付表 2.2-3 余裕深度処分に係る濃度上限値の推奨値（Bq/ton）
核種
従来の濃度上限値
濃度上限値の推奨値
C-14
5.2E+141E+16
Cl-36
1.0E+111E+13
Tc-99
8.2E+11
1E+14
I-129
1E+12
－
1.3E+101E+11α核種※※：濃度上限値算定の代表核種は，従来は Np-237，推奨値は Pu-238 である。

5.6

「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）」「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）（原子力安全委員会，」
2007c）は，原子力安全委員会が 2007 年 7 月に取りまとめた報告書である。同報告書は，放射性核種の移行抑制機能が高く，人間が廃棄物に接触する可能性が十分低いと考えられる地下数十 m 以深の深度に埋設（以下，「余裕深度処分」という。
）する放射性廃棄物を含めた，低レベル放射性廃棄物の埋設に係る安全規制の考え方について，「低レベル放射性固体廃棄物の陸地処分の安全規制に関する基本的考え方について」（原子力安全委員会，1985）に示されている基本的考え方を踏まえ,「放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について」（原子力安全委員会，2004）を参考にして，管理期間終了以後における安全評価について取りまとめたものである。
「放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について」（原子力安全委員会，2004）で示されたリスク論的考え方に基づき，長期安全性の評価に当たり，想定するシナリオを基本シナリオ，
変動シナリオ，人為・稀頻度事象シナリオに分類しつつ，それぞれに対応する評価結果の判断の「めやす」について，ICRP の勧告などを参考に，10μSv/y，300μSv/y，10mSv/y から 100mSv/y と設定することが適当であるとした。三区分のシナリオは以下のとおりである。
①. 発生の可能性が高く，通常考えられるシナリオ（以下，「基本シナリオ」という）：過去および現在の状況から，処分システムおよび被ばく経路の特性なら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。
②. 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（以下，「変動シナリオ」という）：処分システムおよび被ばく経路ならびにそれらにおける，①で選定した以外の様々な変化における変動の範囲を網羅的に考慮するシナリオで，それらの安全評価上の包絡性（シナリオのうち，あるシナリオを選ぶことにより，安全評価上の結果である線量評
価値が常に高くなることから，その他のシナリオに関する安全評価を代表できること）等を勘案したものである。
③. 発生の可能性が著しく低い自然事象または偶発的な人為事象シナリオ（以下，「人為・稀頻度事象シナリオ」という）：偶発的な人間活動による処分施設の損傷や，発生の可能性は著しく低いと考えられる自然事象を想定したものである。
また，パラメータの設定などにおいては，評価結果に基づく「その判断」を変更する必要性ができるだけ生じないよう，処分システムの設計にあらかじめ適切に安全裕度を見込み，それに見合ったパラメータ設定を行うなど，処分システムの頑健性に配慮することが重要としている。

付録 2.2-14

処分システムの頑健性とは，安全評価結果の数値上の強固性，すなわち，数値の不変性を意味するものではなく，評価結果に基づく判断（線量めやす値を満足するか否か）の変更不要性，すなわ
ち判断根拠に係る不変性を意味している。科学的新知見などにより，評価に係る個々の数値や数量
的結果は変更を要することが十分に想定されるが，十分に安全裕度を見込んでおけば，そのような数値的変更にもかかわらず線量めやす値との相対的関係については，予見される新知見に関する限り，変更の必要が生じないようにしておくことは可能と考えられ，その点からの配慮を，設計の段階からあらかじめ求めているのが，処分システムの頑健性要求であると述べている。
5.7「低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について」「低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について」（総合資源エネルギー調査会，
2008a）は，総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会 廃棄物安全小委員会が 2008 年 1
月に取りまとめた報告書である。
同報告書は，余裕深度処分の重要な特徴が，工学的施設に加えて地質などの天然バリアにも安全機能を期待すること，それら安全機能を期待する期間が事業終了後にも及ぶこと，安全評価の対象となる期間が原子炉などの通常の原子力施設に対する評価期間に比べて非常に長いこと，長期性ゆえに派生する不確実さが，安全評価上，避けられないものとなっていることなどを踏まえ，余裕深
度処分の安全規制制度の策定に資することを目的として，第二種廃棄物埋設に相当する余裕深度処分に関し，安全確保の基本的考え方を示すとともに，国内外の考え方との整合性を考慮し，「低レベ
ル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について（中間報告）」（総合資源エネルギー調査会，
2007）で抽出された項目①埋設深度，②施設の設計・建設の要件と確認，③廃棄体の技術上の基準，④安全レビュー，⑤モニタリング，⑥記録の保存等に関して検討を行い，廃棄物埋設規則を策定す
る上での考え方などを示している。
5.8 「高レベル放射性廃棄物等の地層処分に係る安全規制について」「高レベル放射性廃棄物等の地層処分に係る安全規制について」（総合資源エネルギー調査会，
2008b）は，総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会 廃棄物安全小委員会が 2008 年 1
月に取りまとめた報告書である。同報告書は，改正炉規法の施行に必要な埋設規則を始めとする経済産業省令の策定に資することを目的として，地層処分対象となる放射性廃棄物の処分に関し，安全確保に必要な基本的考え方など，原子力安全委員会や国際原子力機関（IAEA）を始めとする国内外で示されている考え方を参考に，埋設規則などで規定すべき技術基準などについて検討した結果を取りまとめたものである。
具体的には，第一種廃棄物埋設について，埋設規則などで技術基準などを規定することとしている事項を始めとして，地層処分の特徴を踏まえて，①廃棄物埋設施設，②廃棄体，③保安のために必要な措置，④安全レビュー，⑤閉鎖措置および⑥記録の保存等について，安全確保の基本的考え
方およびこれらに対する国内外における考え方を参考に，求められる技術基準などについて検討されている。

付録 2.2-155.9「放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスに係る放射線防護に関する基本的考え方について」

放射線審議会基本部会では，昭和 62 年 12 月に取りまとめられた「放射性固体廃棄物の浅地中処分における規制除外線量について」（放射線審議会基本部会，1987）（以下，「昭和 62 年基本部会報
告」という。
）における管理期間終了後の基準線量を見直すための検討を 2009 年 1 月から開始し，「放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスに係る放射線防護に関する基本的考え方について」（放射線審議会，2010）を取りまとめた。この中では，以下のように述べられている。
昭和 62 年基本部会報告においては，
放射性固体廃棄物の浅地中処分において放射線障害防止の観点からの管理を規制除外する際の判断の基準とすべき線量として，10μSv/y を用いることが妥当であるとしていたが，この当時（1987 年）は，放射性固体廃棄物埋設地の管理期間終了後における線量基準に関する具体的な考え方が国際的にも示されていない状況であった。その後，ICRP では
Pub77（1997 年）や Pub81（1998 年）が取りまとめられ，IAEA でも関連する安全要件文書が取りまとめられるなど，本件に適用可能な具体的な考え方が示されるに至った。
このような国際的動向を踏まえ，わが国における放射性固体廃棄物埋設地の管理期間終了後における基準線量について，まず基本的な基準として放射線防護の最適化における線量基準として線量拘束値の適用の可能性を検討し，さらに長寿命核種による潜在被ばくを考慮した基準の考え方も検討した。
・ 放射性固体廃棄物埋設地に起因する公衆の被ばくには，他の原子力施設や放射性同位元素使
用施設等に起因する公衆の被ばくと同様に，線量限度 1mSv/y が適用される。
・ 放射性固体廃棄物埋設地の管理期間終了後における公衆の防護の線量基準については，埋設された廃棄物という線源に着目した，将来に対する計画的な値となることから，ICRP が最新の基本勧告である Pub103 において，線源関連の前向きの制限値として位置づけた線量拘束値を適用することが適切であると考える。
・ 線量拘束値の具体的な値については，我が国においても，ある個人が受ける線量に対して影響を与える埋設処分場やその他の原子力施設は限定的となると考えられることに鑑みれば，
ICRP や IAEA の考え方に従い，公衆の線量限度 1mSv/y を担保するための数値として，線量拘束値である 300μSv/y を超えない値を使用することが我が国においても適切であると考える。なお，この考え方は，各処分方法に共通する考え方であり，浅地中処分，余裕深度処分
および地層処分のいずれにも適用できるものと考える。
・ 自然過程における通常の被ばく状況に適用する規準については，線量／確率分解アプローチ
を用い，起こりそうかあるいは代表的な放出シナリオによって計算された線量と規準とを比較することが基本であると考える。その規準には，線量拘束値を適用し，その具体的な値は300μSv/y を上限とする値とすることが処分方法によらず妥当であると考える。なお，想定される過程によっては統合アプローチを適用することも考えられる。
・ 放射性固体廃棄物埋設地への偶然の人間侵入により公衆が将来受けるかもしれない被ばくに係る線量基準については，20 mSv/y を上限とする値とすることが妥当であると考える。

付録 2.2-16

5.10

余裕深度処分の管理期間終了後についての安全評価に関する考え方

原子力安全委員会放射性廃棄物・廃止措置専門部会は「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」（2010 年 3 月 29 日）（原子力安全委員，2010）を取りまとめた。この取りまとめでは，地質環境に係る長期変動事象，将来における人間の生活圏および埋設施設の状態を設定した上で，基本シナリオ，変動シナリオ，稀頻度事象シナリオおよび人為事象シナリオについて検討し，各シナリオについて安全評価の考え方，評価目的，評価方法，管理期間の終了に係る考え方などを示した。
管理期間の終了に係る考え方は，以下のように要約される。
a)

処分システムの基本設計およびその方針について，リスクが 10-6/年以下，すなわち基本シナ
リオに基づく安全評価の結果が 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示すこと。

b)

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。

c)

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あえて安全評価を行い，その評価結果が 10mSv/年を超えないこと，さらに保守的な条件設定を行った場合でも 100mSv/年以下となることを示すこと，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。

d)

さらに，人為事象シナリオについても，人間の行為を様式化した上で，それに関連して生じる自然過程の事象についてできるだけ確からしい想定と不確かさを考慮した保守的な想定を行い評価し，前者の想定に基づく周辺住民への影響については 1mSv/年以下，後者の想定に基づく周辺住民への影響については 10mSv/年以下であることを示すこと。同様に，前者の想定に基づく特定の接近者個人への影響については 10mSv 以下，後者の想定に基づく特定の接近者個人への影響については 100mSv 以下であることを示すこと。

付録 2.2-17

付録 2-2 参考文献
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取りまとめ－，JNC TY1400 2005-013，FEPC TRU-TR2 -2005-02
原子力安全委員会（1985）：低レベル放射性固体廃棄物の陸地処分の安全規制に関する基本的考え方について
原子力安全委員会（2000）：高レベル放射性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方について（第1 次報告）
原子力安全委員会（2004）：放射性廃棄物の安全規制における共通的な重要事項について
原子力安全委員会（2007a）：特定放射性廃棄物処分に係る安全規制の許認可手続きと原子力安全委
員会等の関与のあり方について（中間報告）
原子力安全委員会（2007b）：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
原子力安全委員会（2007c）：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）原子力安全委員会（2010）：余裕深度処分の管理期間終了後についての安全評価に関する考え方
原子力委員会（1994）：原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（平成 6 年）
原子力委員会（2000a）：原子力の研究，開発及び利用に関する長期計画（平成 12 年）
原子力委員会（2000b）：超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方
原子力委員会（2005）：原子力政策大綱
原子力委員会（2006）：長半減期低発熱放射性廃棄物の地層処分の基本的考え方―高レベル放射性廃棄物との併置処分等の技術的成立性－
放射線審議会（2010）：放射性固体廃棄物埋設処分及びクリアランスに係る放射線防護に関する基本的考え方
放射線審議会基本部会（1987）：放射性固体廃棄物の浅地中処分における規制除外線量について
共同作業チーム（2000）：TRU 廃棄物処分概念検討書
総合資源エネルギー調査会（2006a）：放射性廃棄物小委員会報告書
総合資源エネルギー調査会（2006b）：放射性廃棄物の地層処分に係る安全規制制度のあり方について総合資源エネルギー調査会（2007）：低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について（中間報告）
総合資源エネルギー調査会（2008a）：低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について総合資源エネルギー調査会（2008b）：高レベル放射性廃棄物等の地層処分に係る安全規制について

付録 2.2-18

付録 2-3 高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃棄物の主要核
種の放射能量，発熱量の時間変化（2.3）
付図 2.3-1 高レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化................. 1
付図 2.3-2 地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化 ......... 1
付図 2.3-3 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の放射能量（Bq）の時間
変化 ................................................................... 2
付図 2.3-4 高レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の時間変化.................... 5
付図 2.3-5 地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の時間変化 ............ 5
付図 2.3-6 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の発熱量（W）の時間変化....................................................................... 6

高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃棄物の主要核種の放射能量，発熱量の時間変化
付図 2.3-1 と付図 2.3-2 に高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の処分後の時間変化を示す。これらの図において，高レベル放射性廃棄物は，炉取り出し後 4 年，50 年貯蔵後の値を，地層処分低レベル放射性廃棄物は，基準年（原燃：炉取り出し後 4 年，JAEA：炉取り出し後 5 年）から 25 年貯蔵後の値を処分時の値とした。
1.E+21
1.E+20

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)
40,000本相当

1.E+19放射能量（Bq）

1.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15
1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 2.3-1 高レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化
1.E+21
1.E+20

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

地層処分低レベル放射性廃棄物

1.E+19放射能量（Bq）

1.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15
1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 2.3-2 地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化
付 2.3-1

また，付図 2.3-3 の（a）
，
（b）
，
（c）
，
（d）に地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化を示す。
1.E+21
1.E+20

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ1

1.E+19放射能量（Bq）

1.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15I-129

1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（a）グループ 1 の主要な核種の放射能量の時間変化
1.E+21
1.E+20

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ2

1.E+19放射能量（Bq）

1.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15
1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（b）グループ 2 の主要な核種の放射能量の時間変化
付図 2.3-3 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化
付 2.3-2

1.E+21
1.E+20

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ3

1.E+19放射能量（Bq）

1.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15
1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（c）グループ 3 の主要な核種の放射能量の時間変化
1.E+21
1.E+20

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ4

1.E+19放射能量（Bq）

1.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15
1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（d）グループ 4 の主要な核種の放射能量の時間変化
付図 2.3-3 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の放射能量（Bq）の時間変化

付 2.3-3

付図 2.3-1，付図 2.3-2，付図 2.3-3 から，高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃物の放射能量を支配する核種の特徴がわかる。すなわち，高レベル放射性廃棄物の場合，100 年程度
まで放射能量を支配する核種が Sr-90，Y-90，Cs-137，Ba-137m であるのに対して，地層処分低レベ
ル放射性廃物の場合はグループ 2 の Ni-63 であること。1,000 年から 100 万年までは，高レベル放射性廃棄物の場合，Am-241，Tc-99 が支配するのに対して，地層処分低レベル放射性廃物の場合はグ
ループ 2 の Ni-59 が支配することである。
地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの特徴としては，グループ 1 は主として I-129 のみの廃棄体であり，グループ 2 は，地層処分低レベル放射性廃物の放射能量（Bq）を支配する廃棄体
で， 1,000 年程度までは Ni-63，1,000 年以降 10 万年程度までは Ni-59 で，数 10 万年以降は Zr-93
によって支配されている。グループ 3 は処分後，Pu-241，Am-241，Pu-240，Pu-239，Np-237 などのアクチニドが順次放射能量を支配し，100 万年以降は I-129 によって放射能量が支配されている。グループ 4 は，1,000 年までは高レベル放射性廃棄物と同様のパターンで 100 年程度までは Sr-90，
Y-90，
Cs-137，Ba-137m が，1,000 年前後は Am-241 によって支配されている。1,000 年以降 Pu-240，Pu-239が支配し，10 万年以降は Tc-99，Zr-93 が支配する。付図 2.3-3 から，本文図 2.3.2-1 で顕著に表れた
放射能量単位（Bq）におけるグループ 2 とグループ 4 の違いの要因は，グループ 2 に多量に含まれる Ni-63 と Ni-59 であることがわかる。

付 2.3-4

付図 2.3-4 と付図 2.3-5 に高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の処分後の時間変化を示す。これらの図において，高レベル放射性廃棄物は，炉取り出し後 4 年，50 年貯蔵後の値を，地層処分低レベル放射性廃棄物は，基準年（原燃：炉取り出し
後 4 年，JAEA：炉取り出し後 5 年）から 25 年貯蔵後の値を処分時の値とした。
1.E+08

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)
40,000本相当

1.E+07
1.E+06

発熱量（W）

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 2.3-4 高レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の時間変化

1.E+08
地層処分低レベル放射性廃棄物

1.E+07
1.E+06

発熱量（W）

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241Total

1.E+07

付図 2.3-5 地層処分低レベル放射性廃棄物の主要な核種の発熱量（W）の時間変化
付 2.3-5

また，付図 2.3-6 の（a）
，
（b）
，
（c）
，
（d）に地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の発熱量（W）の時間変化を示す。
1.E+081.E+07

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ1

1.E+06

発熱量（W）

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01I-129

1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（a）グループ 1 の主要な核種の発熱量の時間変化
1.E+081.E+07

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ2

1.E+06

発熱量（W）

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（b）グループ 2 の主要な核種の発熱量の時間変化
付図 2.3-6 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の発熱量（W）の時間変化
付 2.3-6

1.E+08

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ3

1.E+07
1.E+06

発熱量（W）

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（c）グループ 3 の主要な核種の発熱量の時間変化
1.E+081.E+07

C-14
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Tc-99
I-129
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Pb-210Po-210Th-229Th-230U-233
U-236
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Total

グループ4

1.E+06

発熱量（W）

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07（d）グループ 4 の主要な核種の発熱量の時間変化
付図 2.3-6 地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの主要な核種の発熱量（W）の時間変化

付 2.3-7

付図 2.3-4，付図 2.3-5，付図 2.3-6 から，高レベル放射性廃棄物と地層処分低レベル放射性廃物の発熱量を支配する核種に大きな違いがないことがわかる。すなわち，高レベル放射性廃棄物，地層処分低レベル放射性廃物ともに，100 年程度まで発熱量を支配する核種は，Y-90，Ba-137m で，それ以降 2,000 年程度まで Am-241 が，それ以降 10 万年程度までは Pu-240，Pu-239 が，それ以降は
Np-237，U-233 が支配する。
地層処分低レベル放射性廃棄物の各グループの特徴としては，グループ 1 は主として I-129 のみの廃棄体であり，グループ 2，グループ 4 は高レベル放射性廃棄物とほぼ同じ支配核種の推移を示し，100 年程度まで発熱量を支配する核種は，Y-90，Ba-137m で，それ以降 2,000 年程度まで Am-241
が，それ以降 10 万年程度までは Pu-240，Pu-239 が，それ以降は Np-237，U-233 が支配する。グループ 3 は，2,000 年程度まで発熱量を支配する核種が Am-241 であり，それ以降はグループ 2，4 と同じである。

付 2.3-8

第３章
ー付録資料ー付録 3-1 「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性について(3.1)
1. 地層処分低レベル放射性廃棄物が高レベル放射性廃棄物と異なる処分概念を有している
背景 ···········································································1
2. 「安全確保構想 2009」で示されている｢閉鎖後長期の安全確保｣に関する考え方 ···········1
2.1

IAEA の安全確保の考え方·······················································2

2.2 「閉鎖後長期の安全確保｣の要件 ·················································6
2.3 「閉じ込め」，「隔離」と，「多重バリア」，「安全機能」との関係と地層処分低レベル放射性廃棄物の適合性の検討 ·····················································7
付録 3-1 参考文献···································································10
付表 3.1-1 IAEA の安全要件の仮訳とその解釈 ············································4
付表 3.1-2 「閉じ込め」，「隔離」と安全機能などの関係···································7

「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性について
ここでは，地層処分低レベル放射性廃棄物が高レベル放射性廃棄物と異なる処分概念を有している背景を踏まえ，「安全確保構想 2009」（原子力発電環境整備機構，2010）の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性について検討する。
検討においては，IAEA の安全確保の考え方を参照し，「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣に関する考え方を整理し，｢閉鎖後長期の安全確保｣のための要件を設定するとともに，要件と安全機能などの関係を踏まえ，地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性を検討する。
1．地層処分低レベル放射性廃棄物が高レベル放射性廃棄物と異なる処分概念を有している背景
地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念が高レベル放射性廃棄物の処分概念と異なる主要な理
由は，以下のとおりである。
本文の第 2 章および付録 2.3 で示したように，地層処分低レベル放射性廃棄物の放射能量は高レ
ベル放射性廃棄物に比べて 1～2 桁程度小さい。また，処分の安全性を支配する核種は地層処分低レ
ベル放射性廃棄物の場合は I-129 であるのに対して，高レベル放射性廃棄物の場合は Cs-135 となっている。
I-129 や Cs-135 以外のアクチニドなどは基本的に難溶解性核種で，比較的収着が期待できる核種である。そのため，緩衝材を敷設することによる沈殿と収着により効果的に核種の移行を抑制することができる。そのため，高レベル放射性廃棄物の処分においては，緩衝材を敷設し，これらの核種の移行を抑制している。一方，地層処分低レベル放射性廃棄物の場合は，高レベル放射性廃棄物に比べてこれらの核種の放射能量が低いことから，緩衝材を敷設しないバリア構成を起点とし，グループごとに，ほかの核種の特性を考慮することで，バリア構成を決めている。具体的には，グループ 1 やグループ 2 については，溶解性，非収着性の I-129 や C-14 の移行を抑制するため，拡散による移行抑制を期待し，緩衝材を敷設し，グループ 3，4 については，I-129 や C-14 を含むものの，それらの影響が小さいため，緩衝材を敷設しない概念としている。
2．
「安全確保構想 2009」で示されている｢閉鎖後長期の安全確保｣に関する考え方「安全確保構想 2009」で示されている｢閉鎖後長期の安全確保｣に関する考え方は以下のとおりである。
NUMO では，放射性廃棄物が長期にわたり人間とその生活環境に有意な影響を及ぼさないようにするため， IAEA の放射性廃棄物処分にかかわる安全基準（SSR-5：DS354）（IAEA，2009）に示されている安全確保の考えを踏まえ，以下の考え方を「閉鎖後長期の安全確保」の考え方としている。
「放射性廃棄物を閉じ込め，人間の生活環境から隔離することを基本とし，対象廃棄物を安定な
地下深部に埋設し，人工バリアと天然バリアから構成される多重バリアシステムによって地層処分の安全を確保する。そして，このような閉じ込めと隔離の組み合わせにより，人間の生活圏への放付 3.1-1

射性核種の移行を放射線学的に容認できる量に制限する。
」
以下，「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣に関する考え方において参照した IAEAの安全確保の考え方について整理する。
2.1 IAEA の安全確保の考え方
IAEA の放射性廃棄物処分にかかわる安全基準（SSR-5：DS354）（IAEA，2009）では，処分の概念（目的）や安全確保の考え方，安全機能，閉じ込め，隔離などの意味・内容を説明・規定している。これらの内容を付表 3.1-1 に示す。
ここでは，この IAEA の文書を，以下のように解釈した。
¾

サイト選定および処分施設の設計，操業は，多重の安全機能によって安全性が確保されるよ
うになされるべきである。

¾

サイト選定および処分施設の設計，操業は，「閉じ込め」および「隔離」を確保するようになされるべきである（安全戦略）。

¾「閉じ込め」および「隔離」は，多重バリア（廃棄体やパッケージ，埋め戻し材，設置場所の環境，設置場所の周辺地層などの物理的な実在物）によって確保される。

¾

多重バリアに期待される性能が安全機能である。

¾

安全機能は，低透水性や腐食，溶解，溶出速度，溶解の抑制，放射性核種の保持，放射性核種の移行遅延などの，放射性核種の「閉じ込め」や「隔離」に寄与する物理的化学的特性によって確保される。

¾

物理的化学的特性によって確保される安全機能を有する多重バリアによって「閉じ込め」および「隔離」が確保されるようにサイト選定が行われ，処分施設の設計，操業が行われるようにすべきである（安全戦略）。

¾

閉じ込めは，放射性核種の放出を防止あるいは最小化するように設計することを意味し，人工バリアの特性や天然バリアの特性の両方によって確保される。

¾

閉じ込め（廃棄体内への閉じ込め＋人工バリア内での閉じ込め）に対する要求事項。
9 短半減期核種の大部分がサイト内において崩壊することを保証する。
9 高レベル放射性廃棄物に対しては，放射性崩壊による熱発生が実質的に減少した後にのみ処分システムの外側への核種の移行が起こるということを保証しなければならない。
9 低レベル放射性廃棄物に対する閉じ込めは数百年のオーダーかもしれない。
9 高レベル放射性廃棄物に対する閉じ込めは数千年となるかもしれない。

¾

閉じ込め機能は廃棄物のタイプや処分システム全体に対して適切になされる安全評価によって例示されなければならない。
付 3.1-2

¾

浅地中処分施設に対する隔離は，処分施設の配置と設計や操業と制度的管理によって確保される。地層処分に対しては，隔離は主に，地層によって確保される。

¾

隔離は，廃棄物を保持し，その危険性を人間が接近可能な状態にある生物圏から離すような設計を意味する（離隔と保持の確保）。また，処分施設の健全性を低減させる因子の影響を最小化するような設計を意味する（熱的，化学的，力学的影響の回避）。また，処分施設からの核種の移行が極めてゆっくりであることを確保することも意味する（低流速場の確保）。

¾

安定な地層への処分施設の配置は侵食や氷河作用等の地形学的なプロセスの影響からの施設の防御を確保するとともに，既知の重要な鉱物資源の地域やほかの価値のある資源の地域から離れた位置に配置することを意味する（長期の自然現象からの擾乱の回避と有用資源のあるサイトの回避）。

¾

適切な隔離が維持できなくなるような隆起・侵食や氷河作用等の現象が起きる時間スケール
において，廃棄物中の残存量が有意な場合は，人間侵入の可能性が評価されなければならない。ただし，将来の遠い時期において基準を適用することにおいては慎重な対応が必要である。

これらの整理を踏まえ，「閉じ込め」「隔離」と「多重バリア」，「安全機能」，「物理的化学的特性」，「適切なサイト選定と設計」の関係を以下のように理解することとする。
・「閉じ込めおよび隔離」＞「多重バリア」（「安全機能」）＞「物理的化学的特性」
・「閉じ込めおよび隔離」は安定な地層への適切な処分施設の配置（適切なサイト選定と設計）によって確保される。

付 3.1-3

付表 3.1-1 IAEA の安全要件の仮訳とその解釈 (1/2)
項目
放射性廃
棄物の処
分に関連
する概念

段落番号など内容

解釈

1.8 処分という言葉は，廃棄物を回収するという意図は持たずに，任意の施設または場所に放射性廃棄物を定置することをいう。 処分は回収の意図を持たずに，任意の施設または場所に放射性廃棄物を定置すること。
処分概念のオプションは，受動的な工学および天然の特性を使用して，廃棄物を閉じ込め，廃棄物を人間が接近可能な状態 処分概念は，受動的な工学および天然の特性を使用して，廃棄物を閉じ込め，隔離するよにある生物圏から廃棄物の危険性に応じて必要とされる程度まで隔離するよう設計される。
うに設計される。
1.11 処分施設に対する多くの設計オプションが構築され，さまざまなタイプの処分施設が多くの国において建設され，また，操業し 処分の目的ている。これらの設計オプションはそれらが受け入れるであろう放射性廃棄物に見合ったそれぞれ異なる閉じ込め能力や隔離能力をもっている。処分に特有の目的は以下の通りである。
― 廃棄物を閉じ込めること・閉じ込め― 人間が接近可能な状態にある生物圏から廃棄物を隔離し，廃棄物に対する意図しない人間侵入の見込みや全ての起こ ・隔離
りうる影響を実質的に低減させること。
・核種移行の抑制，低減，遅延― いかなる時でも，廃棄物から人間が接近可能な状態にある生物圏への核種の移行を抑制，低減，遅らせること。
・放射線学的影響の容認できる低いレベルへの制限― 処分施設からの核種の移行によって，人間が接近可能な状態にある生物圏に到達する放射性核種の量が，その放射性核種によって起こりうる放射線学的な影響が，全ての時間において，容認されるような低いレベルにあるようにすること。
1.12 上述の目的のそれぞれの重要性とそれらが達成される方法や達成の程度のバランスは廃棄物の特性や処分施設のタイプに依存して変化する。(1.12)「処分の目的の重要性」や「目的を達成する方法」，「達成の程度」のバランスは廃棄物の特性や処分施設のタイプに依存する。

1.13 処分施設は全ての時間にわたっての廃棄物の完全な閉じ込めや隔離を確保することを期待していない。このようなことは，実行的なことでもないし，時間とともに減衰する廃棄物の危険性に対して必要とされることでもない。
安全原則

付 3.1-4

2.2 現在，IAEAの基本安全目標（電離放射線の有害な影響から人間と環境を防護すること）を達成するために採用されている放 「廃棄物を閉じ込めること」と，「必要とする程度まで，人間が接近可能な状態にある生物
射性廃棄物の処分に関する安全確保の考え方（戦略）は，「廃棄物を閉じ込めること」と，「必要とする程度まで，人間が接近 圏から廃棄物を隔離すること」は，放射性廃棄物の処分に関する安全確保の考え方（戦可能な状態にある生物圏から廃棄物を隔離すること」である。
略）である。

処分場の
安全性に
対する受
動的手段

安全要件５ 事業者は，安全性が十分到達可能なレベルになるような受動的な手段によって保証され，閉鎖後に取られる活動の必要性が最小化されるような方法によって，処分サイトの評価を行うべきであり，処分場を設計，建設，操業，閉鎖すべきである。

多重の安
全機能

安全要件７ 多重の安全機能によって安全性が確保されることを保証するように，処分場のサイト環境が選定され，処分施設の人工バリアが設計され，処分施設が操業されるようにすべきである。廃棄物の閉じ込めや隔離は処分システムに存在する多くの物理的なバリアによって確保されるべきである。これらの物理的バリアの性能はさまざまな操業上の管理（能動的管理）とともに，多様な物理・化学的プロセスによって達成される。個々のバリアや管理の能力，並びにセーフティケースにおいて仮定されているような，発揮すべき処分システム全体の能力が例示されるべきである。処分システムの全体性能は一つの安全機能に過度に依存しないようにすべきである。

「閉じ込める」と，「隔離」という，放射性廃棄物の処分に関する安全確保の考え方を満たすように，処分サイトの評価を行うべきであり，処分場を設計，建設，操業，閉鎖すべきである。この際の方法は安全性が十分到達可能なレベルになるような受動的な手段によって保証され，閉鎖後に取られる活動の必要性が最小化されるような方法でなけらばならな
い。

3.35 処分システムを構築する人工的な物理的なバリアは，廃棄体やパッケージ，埋め戻し材，設置場所の環境，設置場所の周辺 多重バリアは，廃棄体やパッケージ，埋め戻し材，設置場所の環境，設置場所の周辺地層地層などの物理的な実在物（=elements：要素）である。安全機能というものは，水に対する低透水性や腐食，溶解，溶出の などの物理的な実在物（=多重の物理的バリア）
速度，溶解度の抑制，放射性核種の保持，放射性核種の移行の遅延などの，放射性核種の閉じ込めや隔離に寄与する物
理的化学的特性によって確保されるかもしれない。
3.36 能動的管理によってもまた，安全機能が果たされる。また，能動的管理は，天然バリアや人工バリア，さらには安全機能に関する信頼性の向上に寄与することができる。安全機能を果たす多くの物理的なバリア，あるいはほかの要素（化学的な環境要素など）の存在は，たとえ，それらのいずれかが，期待されるような十分な機能を果たせなくても（予期せぬプロセスまたは
起こりえないイベントの発生によって），十分な安全裕度が残存するという保証を与える。
3.37 物理的要素（＝物理的なバリア）やそれらの安全機能は補完的なものであり，それらを組み合わせることによって機能すべき 安全機能は，能動的な管理（監視，モニタリングなど）や個々の多様な物理・化学的プロセものである。処分システムの性能は，異なった時間全体において作用し，安全機能を果たす，このような異なった物理的要素 ス（水に対する低透水性や腐食，溶解，溶出の速度，溶解度の抑制，放射性核種の保持，（物理的バリア）やほかの要素（処分環境の場など）に依存している。たとえば，パッケージや処分施設設置場所の周辺地層 放射性核種の移行の遅延など）によって達成される物理的バリアあるいはほかの要素（処分環境の場など）の性能のこと。
の役割は，時間の変遷とともに変化するかもしれない。
この安全機能の発揮によって，「閉じ込めること」や「隔離すること」という安全確保の考え方（戦略）に基づく地層処分の安全が確保される。

付表 3.1-1 IAEA の安全要件の仮訳とその解釈(2/2)
項目

段落番号など内容

解釈

3.38 セーフティケースは機能が各々の物理的要素やほかの特性によって達成されることを説明し，正当化しなければならない。また，セーフティケースは，物理的要素やほかの特性が有している多様な安全機能や，代替安全機能あるいは付加的な安全機能が発揮される時間を同定しなければならない。この代替安全機能あるいは付加的な安全機能は，物理的要素が十分に機能を発揮しない場合，または，別の安全機能が機能は果たさない場合に利用可能となる安全機能を意味する。
放射性廃
棄物の閉じ
込め

安全要件８ 廃棄物に含まれる放射性核種の閉じ込めを確保するように廃棄体やパッケージを含む人工バリアは，設計されるべきであり，処分場のサイト環境は選定されるべきである。廃棄物によって引き起こされる危険性が放射性崩壊によって有意に低減するまで閉じ込めが確保されるべきである。発熱性の廃棄物の場合，廃棄物が処分システムの性能に負の影響を与えるよ
うな量の熱エネルギーを発する間は，閉じ込めが確保されるべきである
3.39 放射性廃棄物の閉じ込めは放射性核種の放出を防止するあるいは最小化するように処分施設を設計すること意味する。ある種のタイプの放射性廃棄物からわずかに発生するガス状の放射性核種の放出やわずかに生じるほかの極めて移動性の高い化学種の放出は避けられないものである。けれども，そのような放出は安全評価により受容できることを例証しなければならない。閉じ込めは，廃棄体やパッケージの特性や，処分システムのほかの工学的要素や処分施設の設置場所の環境，
設置場所の周辺地層の特性の両方によって確保されるかもしれない。
3.40 規定された期間における廃棄体やパッケージ中の放射性核種の閉じ込めは，短半減期核種の大部分がサイト内において崩 閉じ込めの意味・内容
壊することを保証しなければならない。低レベル放射性廃棄物に対しては，その期間は数百年のオーダーであろう。高レベル （ア）放射性核種の放出を防止あるいは最小化するような処分施設の設計
放射性廃棄物に対しては，その期間は数千年となるであろう。高レベル放射性廃棄物に対しては，また，処分システムの外側 （イ）閉じ込めは，廃棄体やパッケージの特性，そして，処分システムのほかの工学的要素
への放射性核種の移行が，放射性崩壊による熱発生が実質的に減少した後にのみ起こるということが保証されなければなら や処分施設の設置場所の環境，設置場所の周辺地層の特性の両方によって確保される。
ない。
（ウ）短半減期核種の大部分がサイト内において崩壊することを保証する。
（エ）高レベル放射性廃棄物においては，処分システム外側への放射性核種の移行が，放射性崩壊による熱発生が実質的に減少した後に起こることを保証する

付 3.1-5

3.42 閉じ込めは，中レベル放射性廃棄物や使用済燃料の再処理から発生するガラス固化体，または，使用済燃料などのより濃 パッケージの閉じ込め能力は廃棄物のタイプや処分システム全体に対して適切になされる度の高い放射性廃棄物に対して最も重要である。廃棄体の耐久性に対して，注意がはらわれなければならない。最も濃度が 安全評価によって例示されなければならない。
高い廃棄物は，短半減期核種の大部分が崩壊するのに，そして，熱の発生が実質的に減少するのに十分な長い時間，健全性が損なわれない状態で残っているように設計された容器内に設置されなければならない。そのような容器は低レベル放射性廃棄物に対しては，現実的でなく，必要でもないかもしれない。パッケージの閉じ込め能力は廃棄物のタイプや処分システ
ム全体に対して適切になされる安全評価によって例示されなければならない。
放射性廃
棄物の隔
離

安全要件９ 処分施設は，人間や人間が接近可能な状態にある生物圏から，放射性廃棄物を隔離することを目的とするという特徴を確保するように立地され，設計され，操業されるべきである。その特徴は短半減期核種の場合は，数百年間，中，高レベルの廃棄物に対しては，少なくとも数千年間確保することを狙いとしている。そのような隔離の確保においては，処分システムの自然過程や施設の擾乱の原因となる事象の両方に対する考慮が与えられるべきである。
3.43 浅地中処分施設に対する隔離は，処分施設の配置と設計や操業と制度的管理によって確保されなければならない。地層処分に対しては，隔離は主に，処分深度に応じて決まる処分施設の設置場所周辺の地層によって確保される。
3.44 隔離は，廃棄物を保持し，その危険性を人間が接近可能な状態にある生物圏から離すように設計することを意味する。ま隔離の意味・内容
た，処分施設の健全性を低減させる因子の影響を最小化するような設計を意味する。高透水性を有するサイトやそのような （ア）廃棄物を保持し，その危険性を生物圏から離すように設計すること状態になる配置は避けなければならない。浅地中処分に対する制度的管理に対する違反などを除いて，廃棄物への接近が （イ）処分施設の健全性を低減させる因子の影響を最小化するように設計すること困難な状態にすべきである。隔離はまた，処分施設からの核種の移行が極めてゆっくりであることを確保することも意味す（ウ）廃棄物への接近が困難な状態にすることる。
（エ）処分施設からの核種の移行が極めてゆっくりであることを確保すること
3.45 安定な地層への処分施設の配置は侵食や氷河作用などの地形学的なプロセスの影響からの施設の防御を確保する。処分 ・安定な地層への処分施設の配置（THMCGの安定の確保）
施設は既知の重要な鉱物資源の地域やほかの価値のある資源の地域から離れた位置に配置されなければならない。このことは，施設に対する意図しない擾乱の起こりやすさを低減させ，資源開発ができなくなるような事態を回避する。
3.46 いくつかのケースでは，隆起・侵食や氷河作用などの現象により，人間が接近可能な状態にある生物圏から離すことの十分な保証を確保することが可能ではないかもしれない。そのような場合，廃棄物中の残存量がそのような現象が起きる時間ス
ケールにおいて有意な場合は，隔離の程度を決定する際に，人間侵入の可能性が評価されなければならない。
3.47 数千年もしくはそれ以上の期間にわたって，地層処分施設（または，ボアホール施設などの長半減期核種を含むかもしれな
いほかの施設）の廃棄物からの長半減期核種やより移動性の高い放射性核種が移行することは避けられないかもしれな
い。そのような起こりうる核種放出の評価に適用される安全基準が2章の2.15段落に設定されている。将来の遠い時期において基準を適用することにおいては慎重な対応が必要である。そのような時間スケールを超えると，線量評価に係る不確実性が極めて大きくなり，基準はもはや意思決定の合理的な基礎を提供しないかもしれない。閉鎖後のそのような長い期間経過した時点では，線量または個人のリスクの評価よりも別の安全指標がふさわしいかもしれない。そして，それらの使用が考慮されるべきである。

2.2 ｢閉鎖後長期の安全確保｣の要件
2 章で示した「安全確保構想 2009」で示されている｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性を判断するための要件について検討する。
上記の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方より，「要件」となり得る項目として，以下の五つの項目を考える。
・ 「閉じ込め」・ 「隔離」
・ 「対象廃棄物を安定な地下深部に埋設する」
・ 「多重バリア」
・ 「放射線学的影響を容認できるレベルまで抑制すること」「閉じ込め」および「隔離」と「多重バリア」および「対象廃棄物を安定な地下深部に埋設する（適切なサイト選定と設計）」は，2.1 節で整理したように，階層的な関係などにあることから，一つにまとめ，｢閉鎖後長期の安全確保｣の要件を以下のように二つ選定する。
①対象廃棄物を安定な地下深部に埋設し，多重バリアを構築することにより，閉じ込めと隔離を確保する②放射線学的影響を容認できるレベルまで抑制する
ここで，「①対象廃棄物を安定な地下深部に埋設し，多重バリアを構築することにより，閉じ込めと隔離を確保する」に対しては，地層処分の安全評価の期間において発生する可能性のある火山，
地震断層，隆起侵食などの自然現象からの擾乱や有用資源のある場所を回避するような適切なサイトを選定し，多重バリアを構築することにより，「閉じ込め」と「隔離」を達成していることを提示する必要がある。
適切なサイト選定と多重バリアを構築する適切な設計により，「閉じ込め」と「隔離」が達成されていることの議論を可能とするためには，「閉じ込め」と「隔離」の具体化が必要である。この具体化については，次節の 2.3 で述べる。
「②放射線学的影響を容認できるレベルまで抑制する」に対しては，選定したサイト条件と多重バリアを構築する適切な設計により，「閉じ込め」と「隔離」が満足されるとする前提条件のもとで安全評価を行い，それにより与えられる線量が基準を下回ることを提示する必要がある。
従って，「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念の適合性は，これら二つの要件に対する適合性の論拠により判断される。
2.3 節では，処分サイトが適切に選定されていることを前提として，「閉じ込め」と「隔離」を具体化して，地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念が要件に適合するかどうかについて検討する。

付 3.1-6

2.3 「閉じ込め」，「隔離」と，「多重バリア」，「安全機能」との関係と地層処分低レベル放射性廃棄物の適合性の検討
IAEA の安全確保の考え方を参照し，「閉じ込め」，「隔離」と，「多重バリア」，「安全機能」，「物
理的化学的特性」，および「適切なサイト選定と設計」との関係を整理した結果を付表 3.1-2 に示す。
表には，高レベル放射性廃物の検討結果も合わせて示す。
付表 3.1-2 から，既存の地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念では，「核種の溶出抑制」という安全機能を満足するバリアが存在しないことがわかる。従って，既存の地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念は，「核種の溶出抑制」という安全機能のレベルでは多重バリアの構築の条件を満たしていることにはならない。しかし，「閉じ込め」と「隔離」のレベルでは，人工バリア（充填材，緩衝材）と天然バリアからなる多重バリアの構築が満たされていることから，処分サイトが適切に選定されていることを前提とすると，既存の概念においても，地層処分低レベル放射性廃棄物は，要件①に適合していることがわかる。一方，高レベル放射性廃棄物の場合は，安全機能のレベルにおいても多重バリアの構築の条件を満たしていることがわかる。これらの違いは，「処分場の設計・施工などの適切な工学的対策」の適用の考え方が異なっていることに起因しているものである。
付表 3.1-2 「閉じ込め」，「隔離」と安全機能などの関係
地層処分低レベル放射性廃棄物
安全確保戦略

安全機能の発揮に係る物理化学
的特性など

HLW

核種の放出を時間的に分散させることで放出フラックスを抑制する（溶出制限）
核種の溶出抑制 核種の放出を一定期間制限し，そのことにより移行時間を長くし崩壊させることで放出フラックスを抑制
するとともに評価の信頼性を向上させる（封じ込め）

多重バリア

安全機能

廃棄体

閉じ込め容器

グループ１

グループ2

グループ3

グループ4

○

●

―

―

―

○

―

●

●

●

―

○

○

○

○

○

○

○

●

●

閉じ込め
充填材

緩衝材

移行時間を長くし，崩壊させることで放出フラックスを抑制する（移行遅延）
核種の移行遅延天然バリア

核種を空間的に分散（拡散）させることで放出フラックスを抑制する(拡散・分散）

○

○

○

○

○

人工バリア

施設の健全性の低 適切な設計（固型化を含む）によ減の抑制
る影響の最小化

○

○

○

○

○

侵入抑制

安定な深地層への埋設による人間侵入の抑制

○

○

○

○

○

場の安定

安定な深地層への埋設による環境条件(THMCG）の変化の抑制

○

○

○

○

○

隔離
天然バリア

ＴＨＭＣＧ
○

T（熱），H（水理），M（力学），C（化学），G（幾何形状）
基本的に機能の発揮が期待されている●

必要に応じて機能を付与することを検討―

効果を期待していない付 3.1-7

IAEA の安全確保の考え方では，“「処分の目的の重要性」や「目的を達成する方法」
，
「達成の程
度」
のバランスは廃棄物の特性や処分施設のタイプに依存する。
”
ことが示されている。
このことは，「処分の目的の重要性」や「目的を達成する方法」，「達成の程度」は，「安全確保の考え方に適合するように，廃棄物の特性や処分施設のタイプに依存して設定することが可能である」ことを示唆するものである。地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念は，処分サイトが適切に選定されていることを前提とすると，人工バリアと天然バリアからなる多重バリアによって，「閉じ込め」と「隔離」を確保し，｢閉鎖後長期の安全確保｣の要件①を満足している。そのため，要件②の「放射線学的影響を容認できるレベルまで抑制すること」という要件を満たし，｢閉鎖後長期の安全確保｣の２つの要件に適合している場合は，処分概念の違いが顕著に表れる「安全機能」のレベルや「安全機能の発揮に係る物理化学的特性など」のレベルにおける適合性の差異は認められるものと考える。
第 2 次 TRU レポート（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005）のレファレンスケー
スに対して示される最大線量は約 2μSv/y で，この線量のレベルは，諸外国の基準である 100～300
μSv/y を十分下回るレベルである。
目標とする線量レベルを十分下回っていることから，「放射線学的影響を容認できるレベルまで抑制すること」という要件②に適合していることになる。そのため，第 2 次 TRU レポートのレファ
レンスケースに関しては，地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念は，「安全機能」のレベルにおいて，高レベル放射性廃棄物の処分概念と異なるものの「安全確保構想 2009」で示されている｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に適合していると考えられる。
しかしながら，「放射線学的影響を容認できるレベルまで抑制すること」との要件に対して，このような処分概念が適合しない場合には，処分概念などの是正が必要となる。
地層処分低レベル放射性廃棄物の処分の既存の評価（第 2 次 TRU レポート）では，以下の結果が示された。
・ より幅広い地質環境においては，現状の地層処分低レベル放射性廃棄物の処分概念では長半
減期で低収着性の I-129 の影響により，安全性を確保できない可能性があることが指摘された。このようなより幅広い地質環境への柔軟な対応を可能とするため，この線量を抑制する対策が必要とされ，低溶出性の廃棄体の採用や移行抑制バリアの設置が提案された。
さらに，これまでの検討を通じて，安全確保の基本的な考え方には適合しているものの，信頼性の一層の向上の観点から，現状の概念の高度化などが必要となる事例が以下のように抽出されている。
・ オーバーパックを採用しない概念のため，一定期間の核種の閉じ込めが担保されない条件となっている。そのため，高発熱の状態や移行媒体の水飽和が不飽和の状態などの，処分環境が擾乱を受ける期間の核種の移行が評価されている。これまでの評価では，処分環境が定常状態に至るまでの間の擾乱を受ける過渡的な環境における核種の放出，移行挙動について詳細な評価は行わず，埋設後瞬時に核種が放出，移行することを仮定した解析を行っていた。

付 3.1-8この仮定に基づく解析は，不飽和状態の核種移行を飽和状態と見なして解析すること，飽和状態に至るまでの時間の核種の崩壊を無視することなど，保守的な評価と考えられていた。
現在，このような評価の妥当性の提示や短期の閉じ込め容器の採用が課題として認識されている。
・ 第２次 TRU レポートのレファレンスケースの評価では，グループ 3 の I-129 が，放射線学的影響の観点からは無視できるレベルではあるものの，10 年前後で生物圏環境に放射性核種が到達する解析結果となった。このような結果は，物理的に核種の溶出，放出を制限するバリ
アが設置されていないこと，そして，解析上なされている保守的な条件設定（透水量係数が10-7m2/s という最速の場合で亀裂内のダルシー流速換算値が 50m/y となるような経路の設定と硝酸塩の影響により，母岩，断層で I-129 の収着分配係数を 0 とする設定）によるものである。
低溶出性廃棄体の採用や一定期間の核種の放出を制限する閉じ込め機能の採用は，これらの課題
を解決し，「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に対する地層処分低レベル放射性廃棄物の適合性を高め，頑健な処分システムとする一つの方法である。
そのため，地層処分低レベル放射性廃棄物の処分においては，今後，「安全確保構想 2009」の｢閉鎖後長期の安全確保｣の考え方に則り，関連する検討を実施し，必要に応じて，効果的な対策を講じるなど，より幅広い地質環境に対応できる信頼性の高い概念を構築することとする。

付 3.1-9

付録 3-1 参考文献
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取りまとめ－，JNC TY1400 2005-013，FEPC TRU-TR2 -2005-02
原子力発電環境整備機構（2010）：安全確保構想 2009～安全な地層処分の実現のために～IAEA（2009）：Disposal of Radioactive Waste, Draft Specific Safety Requirements No.SSR-5 DS354 Draft4，
International Atomic Energy Agency Vienna, Austria. 放射性廃棄物・廃止措置専門部会第 27 回 参考資料 2付 3.1-10

第４章
ー付録資料ー

付録 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度（4.2.2）
付表 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度(Bq/t)······································· 1

付表 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度(Bq/t)（1/4）[Bq/t]
グループ1
原燃再処理 JAEA再処理
操業
操業
廃棄体名称

付 4.1-1

廃棄体体積(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量
(t)
H-3
C-14
Cl-36
Mn-54
Fe-55
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Rh-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-126
Sb-125
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Ce-144Pr-144Sm-151
Eu-154
Pu-241
Am-242m
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-242
Am-241
Am-243
Cm-244
Cm-245[Bq/t]
JAEA再処理操業

仏国返還廃棄物

グループ3
仏国返還廃棄物

廃棄物名称
廃銀吸着材

廃銀吸着材

0.2

0.2

0.365

0.365

1,400

193

280

39

511

70

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.5E+03
6.2E+03
1.0E+01
1.6E+03
7.3E+02
1.2E+08
1.2E+08
3.3E+03
6.2E+03
7.0E-02
0.0E+00
2.7E+072.7E+072.0E+02
0.0E+00
1.4E+03
8.7E+06
1.1E+110.0E+00
8.0E+02
1.7E+08
1.6E+08
5.2E+075.2E+07
5.6E+05
1.5E+07
1.8E+08
1.4E+04
0.0E+00
1.6E+03
2.8E+01
4.9E+02
4.0E+02
0.0E+00
5.2E+06
4.6E+05
6.9E+05
3.0E+03
1.5E+06
3.3E+04
3.9E+06
4.1E+02

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.1E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00[Bq/t]

グループ2
原燃再処理
操業

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m3 )
重量
(t)
H-3
C-14
Cl-36
Mn-54
Fe-55
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Rh-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-126
Sb-125
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Ce-144Pr-144Sm-151
Eu-154
Pu-241
Am-242m
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-242
Am-241
Am-243
Cm-244
Cm-245

原燃再処理操業
廃棄体名称

ハル・エン
ドピース

ハル・エン
ドピース

固型物収納体（ハル等）(CSD-C)

低レベル廃液ガラス固化体(CSD-B)

0.194

0.194

0.194

0.194

0.85

0.85

0.85

0.55

25,000

1,211

3,600

28

4,852

235

699

6

21,250

1,029

3,060

16

3.1E+13
2.1E+10
4.0E+08
0.0E+00
1.1E+145.8E+13
3.3E+115.0E+139.5E+07
1.5E+13
1.5E+13
1.3E+10
1.2E+112.5E+09
2.9E+10
1.2E+141.2E+142.4E+07
1.0E+08
1.7E+08
5.6E+13
7.0E+06
1.1E+139.7E+07
2.1E+132.0E+13
6.5E+12
6.5E+127.0E+10
1.9E+12
1.5E+13
1.1E+09
2.3E+05
7.4E+06
2.5E+06
4.4E+07
3.7E+07
5.6E+074.8E+11
4.2E+10
6.7E+102.8E+08
1.3E+11
3.1E+09
3.6E+11
3.8E+07

1.9E+13
1.4E+10
2.3E+08
5.9E+11
7.1E+13
4.9E+13
1.8E+112.5E+13
4.6E+077.8E+127.8E+121.2E+10
5.6E+109.9E+08
1.8E+09
1.6E+12
1.6E+128.6E+06
2.4E+07
7.1E+07
2.4E+13
3.1E+06
2.4E+12
4.6E+079.9E+129.3E+121.8E+121.8E+124.4E+10
4.5E+118.8E+121.1E+09
1.3E+05
2.2E+08
4.0E+06
3.6E+07
4.0E+07
3.4E+07
1.7E+11
3.8E+10
4.6E+10
1.1E+08
8.9E+107.2E+08
4.5E+10
3.1E+06

8.8E+13
3.3E+100.0E+00
1.9E+11
1.0E+14
1.8E+140.0E+00
6.4E+13
3.2E+08
6.8E+13
6.8E+13
2.1E+100.0E+00
0.0E+00
1.4E+10
6.2E+126.2E+12
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.9E+13
3.1E+07
1.2E+13
4.2E+08
7.6E+13
7.4E+13
7.6E+11
7.6E+11
3.5E+11
4.5E+128.8E+13
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+08
3.3E+122.1E+11
3.6E+112.0E+09
5.3E+11
5.3E+112.4E+12
0.0E+00

0.0E+00
4.4E+06
1.8E+07
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+10
4.9E+07
0.0E+00
1.6E+09
4.5E+13
4.5E+13
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.2E+10
4.1E+11
4.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+112.3E+06
5.3E+10
1.6E+09
1.6E+14
1.5E+142.5E+112.5E+110.0E+00
6.8E+11
1.8E+08
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+07
3.4E+06
2.5E+07
7.9E+072.6E+10
2.5E+11
7.8E+109.8E+10
2.6E+08
1.8E+121.8E+10
7.9E+112.0E+08

廃棄体体積(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量
(t)
H-3
C-14
Cl-36
Mn-54
Fe-55
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Rh-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-126
Sb-125
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Ce-144Pr-144Sm-151
Eu-154
Pu-241
Am-242m
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-242
Am-241
Am-243
Cm-244
Cm-245

低レベル濃
縮廃液Ⅰ
（分析廃
液）

部分除染廃
液Ⅰ（機器
更新）

原燃再処理解体
系統除染廃
液(施設廃
止)

部分除染廃
液Ⅰ（施設
廃止）

JAEA再処理
解体

JAEA再処理操業
溶媒洗浄廃
液Ⅰ（アス
ファルト固
化体（MA
系））

溶媒洗浄廃
液Ⅱ（スラ
リー固化
体）

溶媒洗浄廃
液Ⅲ（リン
酸廃液固化
体）

二次除染廃
液スラリー
固化体

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.43

0.43

0.43

0.28

0.38

0.32

0.38

6,272

708

311

485

16,155

1,237

594

369

1,256

140

63

97

3,231

248

119

74

2,697

305

134

209

4,523

470

190

140

0.0E+00
1.1E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.2E-01
1.3E+05
1.3E+05
3.6E+00
2.6E-04
1.1E-03
2.5E+01
2.3E+05
2.3E+05
2.1E-01
5.4E-05
1.5E+00
9.5E+03
3.1E-03
9.3E+04
8.5E-01
1.9E+05
1.8E+05
5.7E+04
5.7E+04
6.1E+02
1.6E+04
2.5E+07
0.0E+00
4.0E+01
1.9E+06
3.3E+04
5.7E+05
4.7E+05
7.2E+05
1.4E+10
1.2E+09
1.9E+098.1E+06
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

0.0E+00
9.9E+05
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.2E+05
1.2E+11
1.2E+11
3.2E+06
2.3E+02
9.9E+02
2.2E+072.0E+112.0E+11
1.9E+05
4.8E+01
1.3E+06
8.4E+09
2.7E+038.2E+10
7.5E+05
1.7E+11
1.6E+115.0E+105.0E+10
5.4E+08
1.4E+102.2E+13
0.0E+00
1.0E+03
4.9E+078.6E+05
1.5E+07
1.2E+07
1.9E+07
3.6E+11
3.1E+105.0E+102.1E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

0.0E+00
1.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.8E+06
1.5E+12
1.5E+12
3.9E+072.8E+03
1.2E+04
2.7E+08
2.4E+122.4E+122.3E+06
5.8E+02
1.6E+07
1.0E+11
3.3E+04
1.0E+129.2E+06
2.0E+12
1.9E+12
6.1E+11
6.1E+11
6.6E+09
1.8E+11
2.6E+140.0E+00
3.7E+03
1.8E+08
3.1E+06
5.4E+07
4.5E+076.8E+07
1.3E+121.1E+11
1.8E+11
7.6E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

0.0E+00
1.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.8E+06
1.5E+12
1.5E+12
3.9E+072.8E+03
1.2E+04
2.7E+08
2.4E+122.4E+122.3E+06
5.8E+02
1.6E+07
1.0E+11
3.3E+04
1.0E+129.2E+06
2.0E+12
1.9E+12
6.1E+11
6.1E+11
6.6E+09
1.8E+11
2.6E+140.0E+00
3.7E+03
1.8E+08
3.1E+06
5.4E+07
4.5E+076.8E+07
1.3E+121.1E+11
1.8E+11
7.6E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

6.5E+09
9.3E+08
3.8E+07
1.2E+05
1.4E+07
1.3E+09
5.3E+04
7.3E+06
2.9E+05
6.3E+10
6.3E+10
1.4E+06
7.5E+01
3.0E+02
3.0E+07
3.2E+10
3.2E+10
1.7E+05
6.7E+03
4.7E+05
7.8E+09
8.3E+078.7E+09
3.0E+05
6.5E+10
6.1E+10
1.5E+10
1.2E+10
2.9E+08
3.0E+09
1.8E+09
1.3E+08
1.7E+01
1.5E+06
2.7E+04
2.4E+05
2.6E+05
2.3E+05
3.6E+072.5E+08
3.0E+08
7.0E+05
1.1E+108.8E+07
4.3E+08
3.2E+05

1.3E+11
6.1E+09
3.1E+08
9.4E+05
1.2E+08
1.1E+10
4.3E+05
6.0E+07
2.4E+06
5.2E+115.2E+11
1.1E+07
6.1E+02
2.5E+03
2.4E+08
2.7E+112.7E+11
1.4E+06
5.5E+04
3.8E+06
6.4E+10
6.5E+08
7.2E+10
2.5E+06
5.3E+115.0E+11
1.2E+11
9.6E+10
2.4E+09
2.4E+105.2E+09
3.5E+08
5.2E+01
4.4E+06
8.1E+04
7.3E+05
8.0E+05
6.9E+05
1.0E+08
7.6E+08
9.2E+08
2.1E+06
3.0E+10
2.4E+08
1.2E+09
9.6E+05

1.4E+09
4.0E+048.2E+02
5.5E+04
6.8E+06
6.4E+08
2.5E+04
3.5E+06
1.2E+06
2.1E+112.1E+11
5.6E+06
3.1E+02
1.3E+03
4.0E+07
4.4E+10
4.4E+10
2.3E+05
9.0E+03
1.9E+06
1.1E+10
2.6E+03
6.6E+10
1.2E+06
2.7E+11
2.6E+11
4.9E+10
4.9E+10
1.2E+09
1.2E+10
2.4E+11
2.9E+07
7.0E+01
6.0E+06
1.1E+05
1.0E+06
1.1E+06
9.3E+05
4.7E+09
1.0E+09
1.3E+09
2.9E+06
2.4E+09
2.0E+07
1.2E+09
8.4E+04

3.9E+09
1.1E+05
2.3E+03
1.6E+05
1.9E+07
1.8E+09
7.1E+04
9.8E+06
3.4E+06
6.0E+11
6.0E+11
1.6E+078.7E+02
3.5E+03
1.1E+08
1.2E+11
1.2E+11
6.6E+05
2.5E+04
5.4E+06
3.0E+107.2E+03
1.9E+11
3.5E+06
7.6E+11
7.2E+11
1.4E+11
1.4E+11
3.3E+09
3.4E+10
6.8E+118.1E+072.0E+02
1.7E+07
3.1E+05
2.8E+06
3.0E+06
2.6E+06
1.3E+10
2.9E+09
3.5E+098.1E+06
6.8E+09
5.5E+07
3.5E+09
2.3E+05

付表 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度(Bq/t)（2/4）[Bq/t]
グループ4

廃棄体名称
焼却灰＋ハ
ル缶水

付 4.1-2

廃棄体体積(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
3
(m )
重量
(t)
H-3
C-14
Cl-36
Mn-54
Fe-55
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Rh-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-126
Sb-125
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Ce-144Pr-144Sm-151
Eu-154
Pu-241
Am-242m
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-242
Am-241
Am-243
Cm-244
Cm-245

ハル缶水

原燃再処理操業

原燃MOX操業

不燃物Ⅰ
（特殊機器
廃品等）

不燃物Ⅰ
（ＧＢパネ
ル）

不燃物Ⅰ
（機器更新
「一次廃棄
物」）

不燃物Ⅰ
（機器廃品
等）

不燃物Ⅰ
（機器更
新）

不燃物Ⅰ
（溶融炉）

焼却灰（グ
ローブボッ
クス内）

焼却灰（二
次廃棄物）

不燃物Ⅰ
（溶融）

原燃再処理解体
不燃物Ⅰ
（機器更新
「二次廃棄
物」）

不燃物Ⅰ
（溶融以
外）

不燃物Ⅰ
（ＧＢパネ
ル）

不燃物Ⅰ
（溶融）

原燃MOX解体

不燃物Ⅰ
（圧縮）

不燃物Ⅰ
（溶融以
外）

焼却灰

不燃物Ⅰ
（溶融「一
次廃棄
物」）

不燃物Ⅰ
（溶融「二
次廃棄
物」）

不燃物Ⅰ
（ＧＢパネ
ル）
3.1

0.2

0.2

3.1

3.1

0.2

0.2

0.38

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

3.1

0.2

0.2

3.1

0.2

0.2

0.2

0.43

0.43

11.5

9

0.88

0.88

0.91

0.43

0.43

0.88

0.88

0.88

0.57

9

0.88

0.57

9

0.43

0.88

0.88

9

1,556

3,440

196

16

4,104

8

1,080

1,220

424

500

1,632

140

84

16

351

488

17

588

2,477

192

24

312

688

608

48

820

2

412

244

84

100

328

28

16

48

70

98

53

118

496

39

75

670

1,480

2,254

144

3,612

8

983

525

183

440

1,436

124

48

144

309

279

153

253

2,180

169

216

0.0E+00
0.0E+00
8.1E+02
2.3E+11
1.9E+13
4.5E+13
2.7E+10
4.0E+123.8E+076.2E+126.2E+123.3E+09
1.2E+04
2.6E+02
7.4E+08
2.8E+132.8E+139.7E+06
1.3E+04
6.8E+07
1.4E+13
0.0E+00
1.3E+13
1.2E+08
2.6E+13
2.4E+13
2.6E+122.6E+122.8E+10
7.5E+118.1E+112.1E+10
5.5E+03
2.6E+08
4.6E+06
8.0E+076.6E+07
1.0E+088.7E+11
7.6E+10
1.2E+115.1E+08
2.4E+11
5.6E+09
6.6E+11
7.0E+07

0.0E+00
0.0E+00
7.7E+02
2.2E+11
1.9E+13
4.3E+13
2.6E+10
3.8E+12
3.6E+07
5.9E+125.9E+123.2E+09
1.1E+04
2.4E+02
7.1E+08
2.7E+13
2.7E+139.3E+06
1.3E+04
6.5E+07
1.3E+13
0.0E+00
1.2E+13
1.1E+08
2.5E+13
2.3E+13
2.5E+122.5E+122.7E+107.2E+11
7.7E+112.0E+10
4.4E+02
2.1E+07
3.7E+05
6.4E+06
5.3E+06
8.2E+06
6.9E+10
6.1E+09
9.7E+09
4.1E+07
1.9E+10
4.5E+08
5.3E+10
5.6E+06

3.3E+088.7E+05
0.0E+00
1.3E+08
0.0E+00
1.3E+08
0.0E+00
0.0E+00
6.4E+05
1.1E+11
1.1E+11
2.9E+06
2.0E+02
8.8E+02
2.0E+074.8E+10
4.8E+10
1.7E+05
4.2E+01
1.2E+06
7.4E+09
2.4E+03
7.3E+10
6.7E+05
1.5E+11
1.4E+11
4.5E+10
4.5E+10
4.8E+08
1.3E+10
1.5E+11
1.1E+09
6.6E+01
3.2E+06
5.6E+04
9.6E+05
8.0E+05
1.2E+06
1.0E+109.1E+08
1.5E+09
6.1E+06
2.9E+09
6.7E+07
7.9E+09
8.4E+05

4.3E+08
1.1E+06
0.0E+00
1.7E+08
0.0E+00
1.7E+08
0.0E+00
0.0E+00
8.3E+05
1.4E+11
1.4E+11
3.7E+06
2.6E+02
1.1E+03
2.6E+076.2E+10
6.2E+102.2E+05
5.5E+01
1.5E+06
9.7E+09
3.1E+03
9.5E+108.7E+05
1.9E+11
1.8E+11
5.8E+105.8E+10
6.2E+08
1.7E+102.0E+11
1.4E+09
1.3E+02
6.3E+06
1.1E+05
1.9E+06
1.6E+06
2.5E+06
2.1E+10
1.8E+09
2.9E+09
1.2E+07
5.7E+09
1.3E+08
1.6E+10
1.7E+06

5.3E+10
1.4E+08
0.0E+00
2.1E+100.0E+00
2.1E+100.0E+00
0.0E+00
1.0E+08
1.7E+13
1.7E+13
4.6E+08
3.3E+04
1.4E+05
3.2E+09
7.6E+127.6E+122.6E+076.8E+03
1.9E+08
1.2E+123.8E+05
1.2E+13
1.1E+08
2.4E+132.2E+13
7.1E+127.1E+127.6E+102.1E+122.5E+13
1.7E+11
3.9E+03
1.8E+08
3.3E+06
5.6E+07
4.7E+07
7.1E+07
6.1E+11
5.3E+108.5E+10
3.6E+08
1.7E+11
3.9E+09
4.6E+11
4.9E+07

1.5E+09
3.9E+06
0.0E+00
5.9E+08
0.0E+00
5.9E+08
0.0E+00
0.0E+00
2.9E+06
4.8E+11
4.8E+11
1.3E+079.2E+02
4.0E+03
8.9E+07
2.1E+112.1E+11
7.4E+05
1.9E+02
5.2E+06
3.3E+10
1.1E+04
3.3E+113.0E+06
6.6E+11
6.3E+112.0E+112.0E+112.2E+09
5.8E+10
6.9E+11
4.8E+09
2.8E+02
1.3E+07
2.3E+05
4.0E+06
3.3E+06
5.1E+06
4.3E+10
3.8E+09
6.0E+09
2.5E+07
1.2E+102.8E+08
3.3E+10
3.5E+06

3.1E+102.1E+09
0.0E+00
3.3E+11
4.0E+06
3.3E+110.0E+00
0.0E+00
1.6E+09
2.6E+142.6E+14
6.9E+09
4.9E+05
6.7E+04
9.3E+10
1.4E+14
1.4E+144.0E+08
1.0E+05
2.8E+09
1.8E+13
2.9E+06
1.8E+14
1.6E+09
3.6E+14
3.4E+14
1.1E+14
1.1E+141.2E+12
3.1E+132.0E+124.8E+124.4E+02
2.1E+07
3.7E+05
6.4E+06
5.3E+06
2.0E+09
9.4E+108.3E+09
1.3E+10
5.5E+07
4.6E+121.1E+11
1.3E+13
1.3E+09

0.0E+00
1.2E-01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
9.2E-02
1.5E+04
1.5E+04
4.1E-01
2.9E-05
0.0E+00
2.3E+07
1.0E+06
1.0E+06
2.4E-02
6.0E-06
1.6E-01
1.1E+03
3.4E-04
1.0E+04
9.5E-02
2.1E+04
2.0E+04
6.4E+03
6.4E+03
6.8E+01
1.8E+03
2.6E+13
1.6E+09
6.6E+02
3.2E+07
5.6E+05
9.6E+06
7.9E+06
1.0E+05
7.5E+115.2E+109.0E+10
1.8E+08
1.3E+113.0E+09
3.6E+11
3.8E+07

0.0E+00
1.2E-01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
9.2E-02
1.5E+04
1.5E+04
4.1E-01
2.9E-05
0.0E+00
2.3E+07
1.0E+06
1.0E+06
2.4E-02
6.0E-06
1.6E-01
1.1E+03
3.4E-04
1.0E+04
9.5E-02
2.1E+04
2.0E+04
6.4E+03
6.4E+03
6.8E+01
1.8E+03
2.6E+13
1.6E+09
6.6E+02
3.2E+07
5.6E+05
9.6E+06
7.9E+06
1.0E+05
7.5E+115.2E+109.0E+10
1.8E+08
1.3E+113.0E+09
3.6E+11
3.8E+07

0.0E+00
8.6E-02
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.3E-02
1.0E+04
1.0E+04
2.8E-01
2.0E-05
0.0E+00
1.6E+07
7.1E+05
7.1E+05
1.6E-02
4.2E-06
1.1E-01
7.3E+02
2.4E-04
7.2E+03
6.6E-02
1.5E+04
1.4E+04
4.4E+03
4.4E+03
4.7E+01
1.3E+03
1.8E+13
1.1E+09
5.2E+02
2.5E+07
4.4E+05
7.5E+06
6.2E+06
8.0E+04
5.9E+11
4.1E+10
7.1E+10
1.4E+08
1.0E+112.4E+09
2.8E+113.0E+07

0.0E+00
1.5E-02
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E-02
1.8E+03
1.8E+03
4.9E-02
3.5E-06
0.0E+00
2.7E+06
1.2E+05
1.2E+05
2.8E-03
7.2E-072.0E-02
1.3E+02
4.1E-05
1.2E+03
1.1E-02
2.5E+03
2.4E+03
7.6E+02
7.6E+02
8.1E+00
2.2E+02
3.1E+12
1.9E+088.0E+01
3.8E+06
6.8E+04
1.2E+06
9.7E+05
1.2E+04
9.1E+10
6.3E+09
1.1E+102.2E+07
1.6E+10
3.7E+08
4.3E+10
4.6E+06

0.0E+00
4.3E-02
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.1E-02
5.2E+03
5.2E+03
1.4E-01
9.9E-06
0.0E+00
7.8E+06
3.5E+05
3.5E+05
8.1E-03
2.1E-06
5.6E-02
3.6E+02
1.2E-04
3.6E+03
3.3E-02
7.2E+03
6.8E+03
2.2E+03
2.2E+03
2.3E+01
6.3E+02
8.9E+125.3E+08
2.6E+02
1.2E+07
2.2E+05
3.8E+06
3.1E+06
4.0E+04
2.9E+112.0E+10
3.6E+107.0E+07
5.1E+10
1.2E+09
1.4E+11
1.5E+07

0.0E+00
1.9E-02
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E-02
2.3E+03
2.3E+03
6.1E-02
4.3E-06
0.0E+00
3.4E+06
1.5E+05
1.5E+05
3.5E-03
9.0E-07
2.5E-02
1.6E+02
5.1E-05
1.6E+03
1.4E-02
3.2E+03
3.0E+03
9.5E+02
9.5E+02
1.0E+01
2.7E+02
3.9E+122.3E+08
9.9E+01
4.7E+06
8.4E+04
1.4E+06
1.2E+06
1.5E+04
1.1E+11
7.8E+09
1.4E+10
2.7E+07
1.9E+10
4.6E+08
5.4E+10
5.7E+06

0.0E+00
1.4E-03
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E-03
1.7E+02
1.7E+02
4.7E-03
3.3E-07
0.0E+00
2.6E+05
1.2E+04
1.2E+04
2.7E-04
7.0E-08
1.9E-03
1.2E+01
3.9E-06
1.2E+02
1.1E-03
2.4E+02
2.3E+02
7.3E+01
7.3E+01
7.9E-01
2.1E+01
3.0E+11
1.8E+078.0E+00
3.8E+05
6.8E+03
1.2E+05
9.7E+04
1.2E+03
9.1E+09
6.3E+08
1.1E+09
2.2E+06
1.6E+09
3.7E+07
4.3E+09
4.6E+05

1.5E+09
3.9E+06
0.0E+00
5.9E+08
0.0E+00
5.9E+08
0.0E+00
0.0E+00
2.9E+06
4.8E+11
4.8E+11
1.3E+079.2E+02
4.0E+03
8.9E+07
2.1E+112.1E+11
7.4E+05
1.9E+02
5.2E+06
3.3E+10
1.1E+04
3.3E+113.0E+06
6.6E+11
6.3E+112.0E+112.0E+112.2E+09
5.8E+10
6.9E+11
4.8E+09
2.8E+02
1.3E+07
2.3E+05
4.0E+06
3.3E+06
5.1E+06
4.3E+10
3.8E+09
6.0E+09
2.5E+07
1.2E+102.8E+08
3.3E+10
3.5E+06

5.7E+08
1.5E+06
0.0E+00
2.2E+08
0.0E+00
2.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+06
1.8E+11
1.8E+11
4.9E+06
3.5E+02
1.5E+03
3.4E+078.1E+108.1E+102.8E+05
7.2E+01
2.0E+06
1.3E+10
4.1E+03
1.2E+11
1.1E+06
2.5E+112.4E+11
7.6E+10
7.6E+108.1E+08
2.2E+10
2.6E+11
1.8E+09
1.1E+02
5.1E+06
9.1E+04
1.6E+06
1.3E+06
2.0E+06
1.7E+10
1.5E+09
2.4E+09
9.9E+06
4.6E+09
1.1E+08
1.3E+10
1.4E+06

4.3E+08
1.1E+06
0.0E+00
1.7E+08
0.0E+00
1.7E+08
0.0E+00
0.0E+00
8.3E+05
1.4E+11
1.4E+11
3.7E+06
2.6E+02
1.1E+03
2.6E+076.2E+10
6.2E+102.2E+05
5.5E+01
1.5E+06
9.7E+09
3.1E+03
9.5E+108.7E+05
1.9E+11
1.8E+11
5.8E+105.8E+10
6.2E+08
1.7E+102.0E+11
1.4E+09
1.3E+02
6.3E+06
1.1E+05
1.9E+06
1.6E+06
2.5E+06
2.1E+10
1.8E+09
2.9E+09
1.2E+07
5.7E+09
1.3E+08
1.6E+10
1.7E+06

0.0E+00
1.2E-01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
9.2E-02
1.5E+04
1.5E+04
4.1E-01
2.9E-05
0.0E+00
2.3E+07
1.0E+06
1.0E+06
2.4E-02
6.0E-06
1.6E-01
1.1E+03
3.4E-04
1.0E+04
9.5E-02
2.1E+04
2.0E+04
6.4E+03
6.4E+03
6.8E+01
1.8E+03
2.6E+13
1.6E+09
6.6E+02
3.2E+07
5.6E+05
9.6E+06
7.9E+06
1.0E+05
7.5E+115.2E+109.0E+10
1.8E+08
1.3E+113.0E+09
3.6E+11
3.8E+07

0.0E+00
1.5E-02
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E-02
1.8E+03
1.8E+03
4.9E-02
3.5E-06
0.0E+00
2.7E+06
1.2E+05
1.2E+05
2.8E-03
7.2E-072.0E-02
1.3E+02
4.1E-05
1.2E+03
1.1E-02
2.5E+03
2.4E+03
7.6E+02
7.6E+02
8.1E+00
2.2E+02
3.1E+12
1.9E+088.0E+01
3.8E+06
6.8E+04
1.2E+06
9.7E+05
1.2E+04
9.1E+10
6.3E+09
1.1E+102.2E+07
1.6E+10
3.7E+08
4.3E+10
4.6E+06

0.0E+00
4.3E-02
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.1E-02
5.2E+03
5.2E+03
1.4E-01
9.9E-06
0.0E+00
7.8E+06
3.5E+05
3.5E+05
8.1E-03
2.1E-06
5.6E-02
3.6E+02
1.2E-04
3.6E+03
3.3E-02
7.2E+03
6.8E+03
2.2E+03
2.2E+03
2.3E+01
6.3E+02
8.9E+125.3E+08
2.6E+02
1.2E+07
2.2E+05
3.8E+06
3.1E+06
4.0E+04
2.9E+112.0E+10
3.6E+107.0E+07
5.1E+10
1.2E+09
1.4E+11
1.5E+07

0.0E+00
1.4E-03
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E-03
1.7E+02
1.7E+02
4.7E-03
3.3E-07
0.0E+00
2.6E+05
1.2E+04
1.2E+04
2.7E-04
7.0E-08
1.9E-03
1.2E+01
3.9E-06
1.2E+02
1.1E-03
2.4E+02
2.3E+02
7.3E+01
7.3E+01
7.9E-01
2.1E+01
3.0E+11
1.8E+078.0E+00
3.8E+05
6.8E+03
1.2E+05
9.7E+04
1.2E+03
9.1E+09
6.3E+08
1.1E+09
2.2E+06
1.6E+09
3.7E+07
4.3E+09
4.6E+05

付表 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度(Bq/t)（3/4）[Bq/t]
グループ4
JAEA再処理操業

JAEA MOX操業

廃棄体名称
ハル缶水

付 4.1-3

廃棄体体積(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量
(t)
H-3
C-14
Cl-36
Mn-54
Fe-55
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Rh-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-126
Sb-125
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Ce-144Pr-144Sm-151
Eu-154
Pu-241
Am-242m
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-242
Am-241
Am-243
Cm-244
Cm-245

不燃物Ⅰ
（金属Ⅰ）

不燃物Ⅱ
（金属Ⅱ）

可燃物

難燃物

不燃物Ⅲ
（非金属
Ⅰ）

不燃物Ⅳ
（非金属
Ⅱ）

可燃物

難燃物

不燃物Ⅰ
（金属）

不燃物Ⅱ
（非金属）

0.2

0.2

3.1

0.2

0.2

0.2

0.43

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.88

11.5

0.43

0.43

0.5

1.08

0.55

0.43

0.88

0.5
338

24

785

2

45

12

211

34

485

267

2,175

5

158

7

9

3

43

15

97

54

436

68

10

691

23

19

5

106

37

267

115

1,914

169

1.8E+115.1E+06
1.1E+05
7.1E+06
8.7E+088.3E+10
3.3E+06
4.5E+08
1.6E+08
2.7E+13
2.7E+137.2E+08
4.0E+04
1.6E+05
5.1E+09
5.6E+12
5.6E+123.0E+07
1.2E+06
2.5E+08
1.4E+123.3E+05
8.5E+12
1.6E+08
3.5E+13
3.3E+13
6.3E+12
6.3E+12
1.5E+11
1.6E+12
3.1E+13
3.7E+09
9.0E+03
7.8E+08
1.4E+07
1.3E+08
1.4E+08
1.2E+08
6.1E+11
1.3E+11
1.6E+11
3.7E+08
3.1E+112.5E+09
1.6E+11
1.1E+076.2E+10
1.8E+06
3.7E+04
2.5E+06
3.0E+08
2.9E+10
1.1E+06
1.6E+08
5.4E+079.6E+129.6E+122.5E+08
1.4E+04
5.7E+04
1.8E+09
2.0E+122.0E+12
1.0E+07
4.0E+05
8.7E+074.8E+11
1.2E+05
3.0E+12
5.6E+07
1.2E+13
1.1E+132.2E+122.2E+125.3E+10
5.5E+11
1.2E+13
1.3E+09
3.2E+03
2.7E+08
5.0E+06
4.5E+07
4.9E+07
5.4E+072.6E+11
6.1E+10
7.3E+10
1.7E+08
1.4E+118.8E+08
5.5E+10
3.8E+06

0.0E+00
0.0E+00
3.2E+04
9.0E+03
2.8E+06
3.6E+08
2.1E+04
2.8E+06
9.9E+05
1.6E+11
1.6E+112.4E+08
6.7E+03
1.0E+03
3.3E+07
4.5E+124.5E+12
1.0E+08
7.3E+03
1.6E+06
3.1E+109.9E+04
2.3E+101.0E+06
2.1E+11
1.9E+11
4.5E+10
4.5E+10
6.0E+09
5.0E+109.0E+03
2.0E+10
6.8E+01
5.0E+06
9.0E+04
8.1E+05
8.9E+05
7.6E+05
4.1E+09
8.4E+08
1.0E+09
2.4E+06
2.0E+09
1.6E+079.0E+08
6.8E+04

4.5E+10
1.3E+06
2.7E+04
1.8E+06
2.2E+08
2.1E+108.2E+05
1.1E+08
3.9E+076.9E+12
6.9E+121.8E+08
1.0E+04
4.1E+04
1.3E+09
1.4E+12
1.4E+127.6E+06
2.9E+05
6.3E+07
3.5E+11
8.4E+04
2.2E+124.1E+078.8E+128.3E+12
1.6E+12
1.6E+12
3.9E+10
4.0E+112.5E+139.4E+08
2.4E+03
2.1E+08
4.2E+06
3.3E+07
3.7E+07
1.7E+08
6.4E+112.0E+112.3E+11
4.9E+08
4.5E+11
6.4E+08
4.0E+10
2.7E+06

1.9E+10
5.5E+05
1.1E+04
7.7E+05
9.4E+078.9E+09
3.5E+05
4.9E+07
1.7E+073.0E+123.0E+127.8E+07
4.3E+03
1.8E+04
5.8E+08
6.1E+11
6.1E+11
3.3E+06
1.3E+05
2.7E+07
1.5E+11
3.6E+04
9.2E+11
1.7E+07
3.7E+12
3.5E+12
6.8E+11
6.8E+11
1.7E+10
1.7E+11
7.9E+13
4.0E+08
1.3E+03
1.5E+08
4.3E+06
1.4E+072.0E+07
6.5E+08
2.2E+127.8E+11
8.5E+11
1.8E+09
1.7E+122.7E+08
1.7E+10
1.2E+06

1.1E+09
3.1E+04
6.3E+02
4.3E+04
5.2E+06
4.9E+08
1.9E+04
2.7E+06
9.3E+05
1.6E+11
1.6E+11
4.3E+06
2.4E+02
9.7E+02
3.3E+07
3.4E+10
3.4E+10
1.8E+05
6.9E+03
1.5E+06
8.1E+09
2.0E+03
5.1E+109.6E+05
2.1E+112.0E+11
3.7E+10
3.7E+109.1E+08
9.4E+09
1.0E+132.2E+079.9E+01
1.3E+07
4.4E+05
8.3E+05
1.5E+06
8.3E+072.8E+11
1.0E+11
1.1E+112.3E+08
2.2E+11
1.5E+07
9.4E+08
6.4E+04

3.9E+11
1.1E+07
2.3E+05
1.5E+07
1.9E+09
1.8E+11
7.0E+06
9.7E+08
4.5E+088.0E+138.0E+13
2.4E+09
1.2E+05
3.5E+05
1.5E+10
1.5E+13
1.5E+138.8E+072.5E+06
6.8E+08
3.6E+12
1.3E-05
2.8E+13
4.5E+08
1.0E+149.6E+13
1.7E+13
1.7E+13
6.6E+115.0E+127.1E+109.4E+09
1.9E+03
2.6E+06
1.0E+05
9.9E+05
1.0E+06
8.2E+08
1.3E+105.2E+08
7.2E+08
1.2E+06
2.0E+121.7E+10
1.1E+128.5E+07

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+02
2.7E+04
2.6E+06
1.0E+02
1.4E+04
4.9E+03
2.6E+072.6E+07
5.7E+02
3.1E-02
5.1E+00
5.2E+06
2.1E+06
2.1E+06
9.4E+02
3.6E+01
7.8E+03
4.3E+05
0.0E+00
1.6E+06
3.0E+01
6.5E+06
6.2E+06
2.5E+05
2.5E+05
6.1E+03
6.3E+04
2.0E+13
1.5E+02
1.1E+03
2.0E+088.6E+06
1.6E+06
1.7E+07
1.7E+08
5.8E+112.0E+112.2E+11
4.7E+08
4.5E+11
1.0E+02
6.3E+03
4.3E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+02
1.6E+04
1.5E+06
6.1E+01
8.4E+03
2.9E+03
1.5E+07
1.5E+07
3.4E+02
1.9E-02
3.0E+00
3.1E+06
1.3E+06
1.3E+06
5.6E+02
2.2E+01
4.7E+03
2.6E+05
0.0E+00
9.6E+05
1.8E+01
3.9E+06
3.7E+06
1.5E+05
1.5E+05
3.7E+03
3.8E+04
1.2E+138.9E+01
6.5E+02
1.2E+08
5.2E+06
9.7E+05
1.0E+07
1.0E+08
3.5E+11
1.2E+11
1.3E+112.8E+08
2.7E+11
6.1E+01
3.8E+03
2.6E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+02
2.0E+04
1.9E+06
7.6E+01
1.0E+04
3.6E+03
1.9E+07
1.9E+07
4.2E+02
2.3E-02
3.8E+00
3.9E+06
1.6E+06
1.6E+06
7.0E+02
2.7E+01
5.8E+03
3.2E+05
0.0E+00
1.2E+06
2.2E+01
4.8E+06
4.6E+06
1.9E+05
1.9E+05
4.6E+03
4.7E+04
1.5E+13
1.1E+02
8.1E+02
1.5E+08
6.4E+06
1.2E+06
1.2E+07
1.3E+08
4.3E+11
1.5E+11
1.7E+11
3.5E+08
3.3E+11
7.5E+01
4.7E+03
3.2E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+02
1.8E+04
1.7E+06
6.6E+01
9.2E+03
3.2E+03
1.7E+07
1.7E+07
3.7E+022.0E-02
3.3E+00
3.4E+06
1.4E+06
1.4E+06
6.1E+02
2.4E+01
5.1E+03
2.8E+05
0.0E+00
1.0E+06
2.0E+01
4.2E+06
4.0E+06
1.6E+05
1.6E+05
4.0E+03
4.1E+04
1.3E+139.6E+01
7.0E+02
1.3E+08
5.6E+06
1.1E+06
1.1E+07
1.1E+08
3.7E+11
1.3E+11
1.4E+11
3.1E+08
2.9E+11
6.6E+01
4.1E+03
2.8E-01

付表 4-1 廃棄体ごとの核種の放射能濃度(Bq/t)（4/4）[Bq/t]
グループ4
JAEA再処理解体
廃棄体名称付 4.1-4廃棄体体積
3(m /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
3
(m )
重量
(t)
H-3
C-14
Cl-36
Mn-54
Fe-55
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Rh-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-126
Sb-125
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137
Ba-137m
Ce-144Pr-144Sm-151
Eu-154
Pu-241
Am-242m
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-242
Am-241
Am-243
Cm-244
Cm-245

不燃物Ⅰ
（金属（一
次廃棄
物））

不燃物Ⅱ
（コンク
リート（一
次廃棄
物））

可燃物Ⅰ
（二次廃棄
物）

難燃物Ⅰ
（二次廃棄
物）

不燃物Ⅲ
（金属（二
次廃棄
物））

不燃物Ⅳ
（非金属
（二次廃棄
物））

JAEA MOX解体
不燃物Ⅴ
（金属Ⅰ
（廃棄体化
処理））

可燃物Ⅱ
（廃棄体化
処理）

難燃物Ⅱ
（廃棄体化
処理）

不燃物Ⅵ
（非金属Ⅰ
（廃棄体化
処理））

不燃物Ⅶ
（非金属Ⅱ
（廃棄体化
処理））

可燃物Ⅰ
（一次廃棄
物）

難燃物Ⅰ
（一次廃棄
物）

不燃物Ⅰ
（金属（一
次廃棄
物））

不燃物Ⅱ
（コンク
リート（一
次廃棄
物））

可燃物Ⅱ
（二次廃棄
物）

難燃物Ⅱ
（二次廃棄
物）

不燃物Ⅲ
（金属（二
次廃棄
物））

不燃物Ⅳ
（非金属
（二次廃棄
物））

可燃物Ⅲ
（廃棄体化
処理）

難燃物Ⅲ
（廃棄体化
処理）

不燃物Ⅴ
（金属（廃
棄体化処
理））

不燃物Ⅵ
（非金属
（廃棄体化
処理））

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.88

0.5

0.43

0.43

0.88

0.5

0.88

0.43

0.43

0.5

1.08

0.43

0.43

0.88

0.5

0.43

0.43

0.88

0.5

0.55

0.43

0.88

0.5

2,693

84

37

7

102

56

84

34

10

46

17

83

19

1,959

49

103

49

113

21

54

26

87

15

539

17

8

2

21

12

17

7

2

10

8

17

4

392

10

21

10

23

5

11

6

18

3

2,370

42

16

3

90

28

74

15

4

23

18

36

8

1,724

25

44

21

99

11

30

11

77

8

9.2E+08
2.7E+04
5.5E+02
3.7E+04
4.5E+06
4.3E+08
1.7E+04
2.3E+06
8.1E+05
1.4E+11
1.4E+11
3.7E+06
2.1E+02
8.4E+02
2.7E+072.9E+10
2.9E+10
1.6E+05
6.0E+03
1.3E+06
7.1E+09
1.7E+03
4.4E+108.3E+05
1.8E+11
1.7E+11
3.2E+10
3.2E+10
7.9E+088.2E+09
3.2E+12
1.9E+07
6.1E+01
6.6E+06
1.8E+05
6.8E+05
9.4E+05
2.6E+078.9E+10
3.1E+10
3.4E+107.2E+076.8E+10
1.3E+078.2E+08
5.6E+04

2.2E+09
6.3E+04
1.3E+03
8.7E+04
1.1E+07
1.0E+09
4.0E+04
5.5E+06
1.9E+06
3.4E+11
3.4E+118.8E+06
4.9E+02
2.0E+03
6.3E+076.9E+10
6.9E+10
3.7E+05
1.4E+04
3.0E+06
1.7E+10
4.0E+03
1.0E+112.0E+06
4.2E+11
4.0E+11
7.7E+107.7E+10
1.9E+09
1.9E+10
3.8E+11
4.5E+07
1.1E+02
9.5E+06
1.7E+05
1.6E+06
1.7E+06
1.5E+06
7.4E+09
1.6E+09
2.0E+09
4.6E+06
3.8E+09
3.1E+07
1.9E+09
1.3E+05

4.4E+10
1.3E+06
2.6E+04
1.8E+06
2.2E+082.0E+108.1E+05
1.1E+08
3.9E+076.8E+12
6.8E+121.8E+08
9.9E+03
4.0E+04
1.3E+09
1.4E+12
1.4E+127.4E+06
2.9E+05
6.2E+07
3.4E+118.2E+04
2.1E+124.0E+078.6E+128.1E+12
1.5E+12
1.5E+123.8E+10
3.9E+11
4.3E+139.2E+08
2.4E+03
2.2E+08
4.8E+06
3.2E+07
3.7E+07
3.3E+08
1.2E+12
3.9E+11
4.3E+119.3E+088.7E+11
6.3E+08
3.9E+10
2.7E+06

9.3E+09
2.7E+05
5.5E+03
3.7E+05
4.6E+07
4.3E+09
1.7E+05
2.4E+078.2E+06
1.4E+12
1.4E+123.8E+07
2.1E+03
8.5E+03
3.3E+08
2.9E+11
2.9E+11
1.6E+06
6.1E+04
1.3E+07
7.1E+10
1.7E+04
4.4E+118.3E+06
1.8E+121.7E+123.3E+11
3.3E+118.0E+098.2E+10
2.4E+14
1.9E+08
1.5E+03
2.4E+08
9.3E+06
8.3E+06
2.4E+072.0E+09
6.7E+122.4E+122.6E+125.5E+09
5.2E+121.3E+088.2E+09
5.6E+05

1.3E+073.8E+02
7.7E+00
6.5E+02
7.9E+04
7.5E+06
3.0E+02
4.1E+04
1.4E+04
2.0E+09
2.0E+09
5.3E+04
2.9E+00
1.5E+01
3.3E+06
4.1E+08
4.1E+08
2.7E+03
1.1E+02
2.3E+04
1.0E+08
2.4E+01
6.2E+08
1.2E+04
2.5E+09
2.4E+09
4.6E+08
4.6E+08
1.1E+07
1.2E+08
1.1E+13
2.7E+05
5.3E+01
9.9E+06
4.2E+05
8.8E+048.2E+05
9.5E+07
3.3E+11
1.1E+11
1.3E+112.7E+08
2.5E+11
1.9E+05
1.2E+07
7.9E+02

1.4E+09
4.1E+04
8.4E+02
5.7E+04
6.9E+06
6.6E+08
2.6E+04
3.6E+06
1.2E+06
2.2E+112.2E+11
5.7E+06
3.2E+02
1.3E+03
4.3E+07
4.5E+10
4.5E+10
2.4E+05
9.2E+03
2.0E+06
1.1E+10
2.6E+03
6.8E+10
1.3E+06
2.8E+11
2.6E+115.0E+105.0E+10
1.2E+09
1.3E+109.0E+122.9E+07
1.1E+02
1.4E+07
4.3E+05
1.1E+06
1.7E+06
7.4E+072.5E+118.9E+109.7E+102.1E+082.0E+112.0E+07
1.3E+098.5E+04

6.2E+10
1.8E+06
3.7E+04
2.5E+06
3.0E+08
2.9E+10
1.1E+06
1.6E+08
5.4E+079.6E+129.6E+122.5E+08
1.4E+04
5.7E+04
1.8E+09
2.0E+122.0E+12
1.0E+07
4.0E+05
8.7E+074.8E+11
1.2E+05
3.0E+12
5.6E+07
1.2E+13
1.1E+132.2E+122.2E+125.3E+10
5.5E+11
1.2E+13
1.3E+09
3.2E+03
2.7E+08
5.0E+06
4.5E+07
4.9E+07
5.4E+072.6E+11
6.1E+10
7.3E+10
1.7E+08
1.4E+118.8E+08
5.5E+10
3.8E+06

4.5E+10
1.3E+06
2.7E+04
1.8E+06
2.2E+08
2.1E+108.2E+05
1.1E+08
3.9E+076.9E+12
6.9E+121.8E+08
1.0E+04
4.1E+04
1.3E+09
1.4E+12
1.4E+127.6E+06
2.9E+05
6.3E+07
3.5E+11
8.4E+04
2.2E+124.1E+078.8E+128.3E+12
1.6E+12
1.6E+12
3.9E+10
4.0E+112.5E+139.4E+08
2.4E+03
2.1E+08
4.2E+06
3.3E+07
3.7E+07
1.7E+08
6.4E+112.0E+112.3E+11
4.9E+08
4.5E+11
6.4E+08
4.0E+10
2.7E+06

1.9E+10
5.5E+05
1.1E+04
7.7E+05
9.4E+078.9E+09
3.5E+05
4.9E+07
1.7E+073.0E+123.0E+127.8E+07
4.3E+03
1.8E+04
5.8E+08
6.1E+11
6.1E+11
3.3E+06
1.3E+05
2.7E+07
1.5E+11
3.6E+04
9.2E+11
1.7E+07
3.7E+12
3.5E+12
6.8E+11
6.8E+11
1.7E+10
1.7E+11
7.9E+13
4.0E+08
1.3E+03
1.5E+08
4.3E+06
1.4E+072.0E+07
6.5E+08
2.2E+127.8E+11
8.5E+11
1.8E+09
1.7E+122.7E+08
1.7E+10
1.2E+06

1.1E+09
3.1E+04
6.3E+02
4.3E+04
5.2E+06
4.9E+08
1.9E+04
2.7E+06
9.3E+05
1.6E+11
1.6E+11
4.3E+06
2.4E+02
9.7E+02
3.3E+07
3.4E+10
3.4E+10
1.8E+05
6.9E+03
1.5E+06
8.1E+09
2.0E+03
5.1E+109.6E+05
2.1E+112.0E+11
3.7E+10
3.7E+109.1E+08
9.4E+09
1.0E+132.2E+079.9E+01
1.3E+07
4.4E+05
8.3E+05
1.5E+06
8.3E+072.8E+11
1.0E+11
1.1E+112.3E+08
2.2E+11
1.5E+07
9.4E+08
6.4E+04

3.9E+11
1.1E+07
2.3E+05
1.5E+07
1.9E+09
1.8E+11
7.0E+06
9.7E+08
4.5E+088.0E+138.0E+13
2.4E+09
1.2E+05
3.5E+05
1.5E+10
1.5E+13
1.5E+138.8E+072.5E+06
6.8E+08
3.6E+12
1.3E-05
2.8E+13
4.5E+08
1.0E+149.6E+13
1.7E+13
1.7E+13
6.6E+115.0E+127.1E+109.4E+09
1.9E+03
2.6E+06
1.0E+05
9.9E+05
1.0E+06
8.2E+08
1.3E+105.2E+08
7.2E+08
1.2E+06
2.0E+121.7E+10
1.1E+128.5E+07

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.0E+03
2.5E+05
2.4E+07
9.4E+02
1.3E+05
4.5E+04
2.4E+08
2.4E+08
5.2E+03
2.9E-01
4.7E+01
4.7E+07
1.9E+07
1.9E+078.6E+03
3.3E+02
7.2E+04
3.9E+06
0.0E+00
1.5E+072.8E+02
6.0E+07
5.7E+07
2.3E+06
2.3E+06
5.6E+04
5.8E+05
1.9E+14
1.4E+03
9.9E+03
1.9E+09
7.9E+07
1.5E+07
1.5E+08
1.6E+09
5.3E+12
1.9E+122.0E+124.3E+09
4.1E+129.3E+02
5.8E+04
3.9E+00

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+03
3.2E+05
3.0E+07
1.2E+03
1.7E+05
5.7E+04
3.0E+08
3.0E+08
6.7E+03
3.7E-01
6.0E+01
6.1E+072.5E+072.5E+07
1.1E+04
4.3E+02
9.2E+04
5.0E+06
0.0E+00
1.9E+07
3.5E+02
7.7E+077.2E+072.9E+06
2.9E+06
7.2E+04
7.4E+05
2.4E+14
1.7E+03
1.3E+04
2.4E+09
1.0E+08
1.9E+072.0E+082.0E+09
6.8E+122.4E+122.6E+12
5.6E+09
5.3E+121.2E+03
7.4E+04
5.0E+00

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.0E+01
6.1E+03
5.7E+05
2.3E+01
3.1E+03
1.1E+03
5.7E+06
5.7E+06
1.3E+02
6.9E-03
1.1E+00
1.2E+06
4.7E+05
4.7E+05
2.1E+02
8.1E+00
1.7E+03
9.5E+04
0.0E+00
3.6E+05
6.7E+00
1.4E+06
1.4E+06
5.6E+04
5.6E+04
1.4E+03
1.4E+04
4.5E+123.3E+01
2.4E+02
4.5E+07
1.9E+06
3.6E+05
3.7E+06
3.8E+07
1.3E+11
4.5E+10
4.9E+10
1.1E+08
1.0E+112.2E+01
1.4E+03
9.5E-02

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.0E+01
4.9E+03
4.6E+05
1.8E+01
2.5E+03
8.8E+02
4.6E+06
4.6E+06
1.0E+02
5.6E-03
9.1E-01
9.3E+05
3.8E+05
3.8E+05
1.7E+02
6.5E+00
1.4E+03
7.7E+04
0.0E+00
2.9E+05
5.4E+00
1.2E+06
1.1E+06
4.5E+04
4.5E+04
1.1E+03
1.1E+04
3.6E+122.7E+01
1.9E+02
3.7E+07
1.6E+06
2.9E+05
3.0E+06
3.0E+07
1.0E+11
3.7E+10
4.0E+108.5E+078.1E+10
1.8E+01
1.1E+03
7.7E-02

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.8E+03
3.4E+05
3.2E+07
1.3E+03
1.7E+05
6.0E+04
3.2E+08
3.2E+08
7.0E+03
3.9E-01
6.3E+01
6.4E+072.6E+072.6E+07
1.2E+04
4.5E+02
9.6E+04
5.3E+06
0.0E+00
2.0E+07
3.7E+02
8.0E+07
7.6E+07
3.1E+06
3.1E+06
7.6E+04
7.8E+05
2.5E+14
1.8E+03
1.3E+04
2.5E+09
1.1E+082.0E+07
2.1E+08
2.1E+09
7.1E+122.5E+122.7E+125.8E+09
5.5E+121.2E+03
7.8E+04
5.3E+00

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.7E+03
3.3E+05
3.1E+07
1.2E+03
1.7E+05
5.8E+04
3.1E+08
3.1E+08
6.8E+03
3.7E-01
6.1E+01
6.2E+072.5E+072.5E+07
1.1E+04
4.3E+02
9.3E+04
5.1E+06
0.0E+00
1.9E+07
3.6E+02
7.8E+07
7.4E+073.0E+06
3.0E+06
7.3E+04
7.5E+05
2.4E+14
1.8E+03
1.3E+04
2.4E+09
1.0E+08
1.9E+072.0E+082.0E+09
6.9E+122.4E+122.7E+125.7E+09
5.4E+121.2E+03
7.6E+04
5.1E+00

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+02
1.9E+04
1.8E+06
7.2E+01
9.9E+03
3.4E+03
1.8E+07
1.8E+07
4.0E+02
2.2E-02
3.6E+00
3.6E+06
1.5E+06
1.5E+06
6.6E+02
2.6E+01
5.5E+03
3.0E+05
0.0E+00
1.1E+06
2.1E+01
4.6E+06
4.3E+06
1.8E+05
1.8E+05
4.3E+03
4.4E+04
1.4E+13
1.0E+02
7.6E+02
1.4E+08
6.1E+06
1.1E+06
1.2E+07
1.2E+08
4.1E+11
1.4E+11
1.6E+11
3.3E+08
3.2E+11
7.1E+01
4.5E+033.0E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+02
1.4E+04
1.3E+06
5.1E+01
7.1E+03
2.5E+03
1.3E+07
1.3E+072.9E+02
1.6E-02
2.6E+00
2.6E+06
1.1E+06
1.1E+06
4.7E+02
1.8E+01
3.9E+03
2.2E+05
0.0E+00
8.1E+05
1.5E+01
3.3E+06
3.1E+06
1.3E+05
1.3E+05
3.1E+03
3.2E+04
1.0E+13
7.4E+01
5.4E+02
1.0E+08
4.3E+06
8.2E+05
8.4E+06
8.5E+072.9E+11
1.0E+11
1.1E+112.4E+08
2.3E+115.1E+01
3.2E+03
2.2E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+02
2.7E+04
2.6E+06
1.0E+02
1.4E+04
4.9E+03
2.6E+072.6E+07
5.7E+02
3.1E-02
5.1E+00
5.2E+06
2.1E+06
2.1E+06
9.4E+02
3.6E+01
7.8E+03
4.3E+05
0.0E+00
1.6E+06
3.0E+01
6.5E+06
6.2E+06
2.5E+05
2.5E+05
6.1E+03
6.3E+04
2.0E+13
1.5E+02
1.1E+03
2.0E+088.6E+06
1.6E+06
1.7E+07
1.7E+08
5.8E+112.0E+112.2E+11
4.7E+08
4.5E+11
1.0E+02
6.3E+03
4.3E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+02
1.6E+04
1.5E+06
6.1E+01
8.4E+03
2.9E+03
1.5E+07
1.5E+07
3.4E+02
1.9E-02
3.0E+00
3.1E+06
1.3E+06
1.3E+06
5.6E+02
2.2E+01
4.7E+03
2.6E+05
0.0E+00
9.6E+05
1.8E+01
3.9E+06
3.7E+06
1.5E+05
1.5E+05
3.7E+03
3.8E+04
1.2E+138.9E+01
6.5E+02
1.2E+08
5.2E+06
9.7E+05
1.0E+07
1.0E+08
3.5E+11
1.2E+11
1.3E+112.8E+08
2.7E+11
6.1E+01
3.8E+03
2.6E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+02
2.0E+04
1.9E+06
7.6E+01
1.0E+04
3.6E+03
1.9E+07
1.9E+07
4.2E+02
2.3E-02
3.8E+00
3.9E+06
1.6E+06
1.6E+06
7.0E+02
2.7E+01
5.8E+03
3.2E+05
0.0E+00
1.2E+06
2.2E+01
4.8E+06
4.6E+06
1.9E+05
1.9E+05
4.6E+03
4.7E+04
1.5E+13
1.1E+02
8.1E+02
1.5E+08
6.4E+06
1.2E+06
1.2E+07
1.3E+08
4.3E+11
1.5E+11
1.7E+11
3.5E+08
3.3E+11
7.5E+01
4.7E+03
3.2E-01

0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+02
1.8E+04
1.7E+06
6.6E+01
9.2E+03
3.2E+03
1.7E+07
1.7E+07
3.7E+022.0E-02
3.3E+00
3.4E+06
1.4E+06
1.4E+06
6.1E+02
2.4E+01
5.1E+03
2.8E+05
0.0E+00
1.0E+06
2.0E+01
4.2E+06
4.0E+06
1.6E+05
1.6E+05
4.0E+03
4.1E+04
1.3E+139.6E+01
7.0E+02
1.3E+08
5.6E+06
1.1E+06
1.1E+07
1.1E+08
3.7E+11
1.3E+11
1.4E+11
3.1E+08
2.9E+11
6.6E+01
4.1E+03
2.8E-01

第６章
ー付録資料ー付録 6-1 ハル・エンドピース以外の発熱性廃棄体の考慮(6.3.3)
1．発熱性廃棄体の特性 ................................................................ 1
2．熱影響を回避するための坑道の設計 .................................................. 3
3．まとめ ............................................................................ 8
付録 6-1 参考文献................................................................... 10
付図 6.1-1 検討対象廃棄体の発熱特性経時変化........................................... 3
付図 6.1-2 検討断面 .................................................................. 4
付図 6.1-3 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（軟岩，円形断面） ........... 5
付図 6.1-4 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（硬岩，円形断面） ........... 6
付図 6.1-5 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（硬岩，幌型断面） ........... 6
付図 6.1-6 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（軟岩，円形断面） ......... 7
付図 6.1-7 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（硬岩，円形断面） ......... 7
付図 6.1-8 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（硬岩，幌型断面） ......... 8
付表 6.1-1 総発熱量が大きい廃棄体 .................................................... 1
付表 6.1-2 検討対象の廃棄体 .......................................................... 2
付表 6.1-3 検討ケース ................................................................ 4
付表 6.1-4 解析モデル諸元 ............................................................ 5
付表 6.1-5 総発熱量が比較的大きい廃棄体 .............................................. 8

ハル・エンドピース以外の発熱性廃棄体の考慮
第 2 次 TRU レポートではハル・エンドピースが属するグループ 2 を発熱性廃棄体として扱っている。最終処分計画の廃棄体には，これ以外にも発熱性廃棄体が含まれている。これらを考慮した坑道の設計について述べる。

1．発熱性廃棄体の特性
表 4.2.3-3 にまとめられた発熱性廃棄体について，発熱量に廃棄体本数を乗じた総発熱量が大きいものを順に並べると付表 6.1-1 のとおりである。発熱量は設計に用いる再処理後 25 年後の値を用いている。発熱量は第 8 章，表 8.2.1-1 のモデルインベントリ及び同じ解析コードを用いて計算した。後述の付図 6.1-1 も同様である。
付表 6.1-1 総発熱量が大きい廃棄体
廃棄体量

単位

総発熱

(5%増し)

発熱量

量

ｷｬﾆｽﾀ

26,250 本

4.44W/本117kW

固型物収納体（ﾊﾙ等）

ｷｬﾆｽﾀ

3,780 本18.7W/本70.8kW

原燃再処理操業

不燃物Ⅰ（溶融炉）

ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

1,134 本59.8W/本67.8kW

4

原燃再処理操業

不燃物Ⅰ（機器廃品等） ドラム缶

4,310 本4.42W/本19.0kW

5

原燃再処理操業

ハル缶水

ドラム缶

3,612 本1.39W/本5.0kW

6

原燃再処理操業

焼却灰＋ハル缶水ドラム缶

1,634 本1.95W/本

3.2kW

種類

名称

容器

1

原燃再処理操業

ハル・エンドピース

2

仏国返還

3

2 番目の「仏国返還，固型物収納体（ハル等）」はグループ 2 であり，第 2 次 TRU レポートでは
1 番目の「原燃再処理操業，ハル・エンドピース」の発熱特性を用いて設計されていたが，上表を見ると単位発熱量は「原燃再処理操業，ハル・エンドピース」を上回っている。従って，ここで，
ハル・エンドピースとは別に，発熱を考慮した設計を行う。
3 番目の「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（溶融炉）」はグループ 4 であり，第 2 次 TRU レポートにはない廃棄体である。総発熱量が上記の「仏国返還，固型物収納体（ハル等）」と同程度であり，さらに単位発熱量は数倍であることから，これも，ここで取り上げ，発熱を考慮した設計を行う。
4 番目の「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（機器廃品等）」もグループ 4 であり，第 2 次 TRU レポー
トにはない廃棄体である。総発熱量は「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（溶融炉）」の数分の一に低減している。5，6 番目の「原燃再処理操業，ハル缶水」，「原燃再処理操業，焼却灰＋ハル缶水」はさらに低減している。記載された値が無いため 25 年後ではなく再処理直後の発熱量での計算（（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005），表 2.5.2-1）であるが，第 2 次 TRU レポートでグルー
プ 2 に次いで総発熱量が大きいのは「原燃再処理操業，焼却灰＋ハル缶水」，「原燃再処理操業，ハル缶水」であり，それ以外はさらにこれらの数分の一以下の総発熱量である。従って，これら「原燃再処理操業」の「不燃物Ⅰ（機器廃品等）」，「ハル缶水」，「焼却灰＋ハル缶水」もここで取り上げることとする。但し，上記の「仏国返還，固型物収納体（ハル等）」，「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（溶付 6.1-1

融炉）」とは別の検討とし，内容については 3．で後述する。
「仏国返還，固型物収納体（ハル等）」および「仏国返還，固型物収納体（低レベル廃液ガラス固化体）」は同じ廃棄体容器（キャニスタ），廃棄体パッケージを用い，処分坑道内ではこれらが隣接して定置されることが想定されるので， 付表 6.1-2 のように発熱特性の大きい前者の特性を用いてまとめて検討を行う。
「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（溶融炉）」は 6.3.3 で述べたように，円形坑道でも幌型坑道でもハル缶形状の廃棄体とともに 2 体ずつ廃棄体パッケージ（1.9m×1.1m，高さ 1.4m）への収納が検討されている。処分坑道内ではこれらがまとめて定置されることが想定されるので，抽出された廃棄体
以外のインナーバレルおよびハル缶形状の廃棄体も同様の発熱特性と考えて検討を行う。検討に用いる諸元は下記付表 6.1-2 のとおりとなる。
付表 6.1-2 検討対象の廃棄体
種類

名称

容器

発熱量

廃棄体量

固型物収納体（ハル等）

キャニスタ

18.7W/本3600 本キャニスタ

10.4W/本28 本（抽出された廃棄体その 1）
仏国返還（その 1 と同等と考える廃棄体）
仏国返還

低レベル廃液ガラス固化体（検討に用いる廃棄体その 1 の諸元）
廃棄体発熱特性：18.7W／本（経時変化は下図）
廃棄体本数：上記それぞれを 1.05 倍した合計，3,810 本
廃棄体パッケージ：上記廃棄体を 4 本ずつ収納する 953 体（945+8）（1.2m×1.2m，高さ 1.6m）（抽出された廃棄体その 2）
原燃再処理操業

不燃物Ⅰ（溶融炉）

ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

59.8W/本1080 本（その 2 と同等と考える廃棄体）
J AEA 再処理操業

不燃物Ⅱ（非金属Ⅱ）

ハル缶

19.1W/本34 本

JAEA 再処理解体

不燃物Ⅶ（非金属Ⅱ（廃棄体化処理））

ハル缶

19.1 W/本

17 本（検討に用いる廃棄体その 2 の諸元）
廃棄体発熱特性：59.8W／本（25 年後の値。経時変化は下図）
廃棄体本数：上記それぞれを 1.05 倍した合計，1,188 本
廃棄体パッケージ：上記廃棄体を 2 本ずつ収納する 594 体（1.9m×1.1m，高さ 1.4m）

付 6.1-2

発熱率[W/本]101

原燃再処理操業：不燃物Ⅰ（溶融炉）

0.1

原燃再処理操業：不燃物Ⅰ（機器廃品等）：後述
仏国返還廃棄物：固型物収納体（ハル等）（参考）原燃再処理操業 ハル・エンドピース

0.01
0

100

200

300

400
500
600
700
25年冷却後の経過時間[年]

800

900

1000

付図 6.1-1 検討対象廃棄体の発熱特性経時変化

2．熱影響を回避するための坑道の設計
このような廃棄体パッケージを定置する処分坑道について，断面内定置数，断面の大きさおよび坑道間離間距離を上述した第 2 次 TRU レポートと同様の方法で検討する。
(a) 解析方法・条件
仮検討により断面内定置パッケージ数を減らした次のような小径の断面を設定した。本文で述べたような廃棄体数のみ減じて坑道径を縮小しない案も考えられるが，ここでは，廃棄体数に応じて坑道径も減じている。検討ケース及び検討断面を付表 6.1-3，付図 6.1-2 に示す。離間距離はグルー
プ 4 のほかの廃棄体を定置する坑道断面の掘削径・幅（表 6.3.2-1）の 3 倍としている。幌型断面は構造躯体の上部に，廃棄体パッケージを抱え込む形式の門型クレーンを走行させるため，構造躯体
上部に 3m の空間を確保している。

付 6.1-3

付表 6.1-3 検討ケース
ﾊﾟｯｹｰ
岩種，深度，坑道形状
断面形状
ｼﾞ数
廃棄体その１：仏国返還，固型物収納体（ハル等）など

坑道中心間離間距離

軟岩 500m 円形掘削直径 7.2m

350.4m（左記直径の 7.0 倍）

硬岩 1,000m 円形掘削直径 5.2m

238.0m（左記直径の 7.3 倍）

硬岩 1,000m 幌型

掘削幅 7.2m，高さ 8.6m

2

28.8m（左記幅の 4.0 倍）

掘削直径 6.2m

439.6m（左記直径の 6.4 倍）

硬岩 1,000m 円形掘削直径 5.2m

336.6m（左記直径の 7.0 倍）

硬岩 1,000m 幌型

掘削幅 5.9m，高さ 8.15m

336.6m（左記幅の 6.2 倍）

1.2m

0.1m
1.2m
1.0m 3.4m 1.0m
0.8m
0.8m
7.0m

1.1m

5.0m
1.1m

0.1m

1.4m

5.0m
1.4m

支保工２

1.4m 3.0m

1.1m

支保工１

0.1m
0.8m

4.1m
5.7m

0.8m

注）赤い点は温度経時変化出力点位置を示す

付図 6.1-2 検討断面
（上：仏国返還，固型物収納体(ハル等)，下：原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)，左：軟岩円形
断面，中：硬岩円形断面，右：硬岩幌型断面）
第 2 次 TRU レポートと同様（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005 の 3.2.2.2（3）参照）の二次元有限要素法による非定常熱伝導解析を行った。解析モデル諸元を付表 6.1-4 に示す。
解析用の物性値は第 2 次 TRU レポートと同じである（軟岩は SR-C である）
。付図 6.1-1 を熱源とし，セメント系材料が 80℃に達しないことを判断基準としている。
付 6.1-4

8.05m

5.0m

0.8m

0.6m

充てん材
充填材

周辺岩盤

0.6m

0.1m

0.1m

廃棄体
廃棄体

1.2m
0.1m
5.0m

1.6m

0.6m

1.2m

1.6m

6.0m

1.2m

0.5m

0.1m

0.6m

0.5m

1.2m 1.6m
3.5m
1.2m 1.0m

軟岩 500m 円形

8.5m

廃棄体その２：原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)など

付表 6.1-4 解析モデル諸元
項目

内容

モデル形状
水平方向
寸法
鉛直方向
寸法

対称性を考慮した 1／2 モデル
左端：坑道中心，右端：坑道間中心
距離は離間距離 3D の 1／2 となる。
上端：地表面（坑道から軟岩 500m，硬岩 1,000m）
下端：熱影響が及ばない十分な範囲（軟岩，硬岩とも坑道から 2,000m）
初期状態：地表 15℃，地温勾配 3℃／100m，下端＝固定（軟岩 90℃，
境界条件：上端＝熱伝達境界（伝達率 17W／m2）
硬岩 105℃），側部＝断熱境界

温度条件(b) 解析結果
付図 6.1-2 に示した温度経時変化出力点の温度経時変化を「仏国返還，固型物収納体（ハル等）」
について付図 6.1-3～付図 6.1-5 に，「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」について付図 6.1-6～付
図 6.1-8 に示す。いずれも制限温度に達していない。最高温度の発現はいずれも埋設後数年～20 年
後である。

80

温度 (℃)

70
60

50
廃棄体
支保工1
周辺岩盤(5m)

40

緩衝材内側
支保工2

30
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

埋設後経過時間（年）付図 6.1-3 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（軟岩，円形断面）

付 6.1-5

80

温度（℃）

70
60
廃棄体
緩衝材内側

50

支保工1
支保工2

40

周辺岩盤(5m)
30
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

埋設後経過時間（年）付図 6.1-4 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（硬岩，円形断面）
80

温度（℃）

70
60
50

廃棄体

緩衝材内側

支保工1

支保工2

周辺岩盤(5m)
40
30
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

埋設後経過時間（年）付図 6.1-5 「仏国返還，固型物収納体(ハル等)」温度経時変化（硬岩，幌型断面）

付 6.1-6

80
70

温度（℃）

60
廃棄体

50

充填材
支保工1

40

支保工2
周辺岩盤(5m)

30
0

10

20

30

40
50
60
70
埋設後経過時間（年）

80

90

100

付図 6.1-6 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（軟岩，円形断面）

80
70

温度（℃）

60
廃棄体
充填材
支保工1
支保工2
周辺岩盤(5m)

50
40
30
0

10

20

30

40
50
60
埋設後経過時間（年）

70

80

90

付図 6.1-7 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（硬岩，円形断面）

付 6.1-7

100

80
70

温度（℃）

60
廃棄体
充填材
支保工1
支保工2
周辺岩盤(5m)

50
40
30
0

20

10

30

40
60
50
埋設後経過時間（年）

70

80

90

100

付図 6.1-8 「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」温度経時変化（硬岩，幌型断面）3．まとめ
このように，仮設定した断面諸元が人工バリアへの有意な熱影響を回避出来たため，付表 6.1-3，
付図 6.1-2 を，廃棄体その 1（「仏国返還，固型物収納体（ハル等）」など，キャニスタ）および廃棄体その 2（「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ(溶融炉)」など，インナーバレル，ハル缶）を定置する処分坑道の設計断面とする。
一方，付表 6.1-1 でこれらに次ぐ総発熱量であった，「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（機器廃品等）」，「原燃再処理操業，ハル缶水」，「原燃再処理操業，焼却灰＋ハル缶水」を再掲すると，付表 6.1-5のとおりである。
付表 6.1-5 総発熱量が比較的大きい廃棄体
廃棄体量

単位

総発熱

（5%増し）

発熱量

量

ドラム缶

4,310 本4.42W/本19.0kW

ハル缶水ドラム缶

3,612 本1.39W/本5.0kW

焼却灰＋ハル缶水ドラム缶

1,634 本1.95W/本

3.2kW

種類

名称

容器

原燃再処理操業

不燃物Ⅰ（機器廃品等）

原燃再処理操業
原燃再処理操業

廃棄体量合計：9,556 本，2,390 パッケージ（5%余裕含む）
廃棄体量が多く，円形坑道ではこれらの廃棄体を定置した断面（断面内定置数：40 パッケージ，
図 6.3.4.2）がパッケージ 50 列以上の長さ続くことになり，廃棄体パッケージ内の充填材であるセメント系人工バリア材への熱的影響が懸念される。
一方，これはグループ 4 のドラム缶総数 28,663 本（5%余裕含む）の 1／3 程度であること，上述

付 6.1-8

した「原燃再処理操業，ハル・エンドピース」の単位発熱量 4.44W／本と比べて小さな発熱量であることから，断面内にこのような発熱性の廃棄体とそうではない廃棄体を混合して定置することにより，発熱の影響を低減することが出来ると考えられる。

付 6.1-9

付録 6-1 参考文献
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取りまとめ－，JNC TY1400 2005-013，FEPC TRU-TR2 -2005-02

付 6.1-10

付録 6-2 閉鎖後安全性評価の観点からの熱影響の考慮(6.3.5)
1．はじめに .......................................................................... 1
2．対象とする発熱性廃棄体 ............................................................ 1
3．検討の方法 ........................................................................ 1
4．一定期間閉じ込め策の可能性について ................................................ 2
5．定置密度低減策について ............................................................ 5
6．対策の適用結果のまとめ ............................................................. 87．定置密度低減策のバリア性能と地下施設面積への影響の確認............................. 8
付録 6-2 参考文献................................................................... 11
付図 6.2-1 廃棄体Ａ（キャニスタ）周りの温度履歴（上：1 万年まで，下：10 万年まで） ..... 3
付図 6.2-2 廃棄体Ｂ（キャニスタ）周りの温度履歴（上：2 万年まで，下：10 万年まで） ..... 4
付図 6.2-3 廃棄体Ｃ（インナーバレル）周りの温度履歴（上：千年まで，下：10 万年まで）... 5
付図 6.2-4 温度履歴，廃棄体Ａ（キャニスタ）（上：100 年まで，下：2 万年まで） ........... 6
付図 6.2-5 温度履歴，廃棄体Ｂ（キャニスタ）（上：100 年まで，下：2 万年まで） ........... 7
付図 6.2-6 温度履歴，廃棄体Ｃ（インナーバレル・ハル缶）（上：100 年まで，下：2 万年まで）8
付表 6.2-1 検討対象の発熱性廃棄体 .................................................... 1
付表 6.2-2 判断基準 .................................................................. 2
付表 6.2-3 変更断面案およびその解析結果（硬岩，1,000m，円形断面）..................... 6
付表 6.2-4 変更断面案のバリア性能 .................................................... 9
付表 6.2-5 専有面積の変化（硬岩，1,000m，円形断面）................................... 9
付表 6.2-6 地下施設面積の変化（硬岩，1,000m，円形断面）.............................. 10閉鎖後安全性評価の観点からの熱影響の考慮
1．はじめに高レベル放射性廃棄物処分場における廃棄体周りの熱および放射線の影響については，下記のような考え方（核燃料サイクル開発機構，1999）が記載されている。
・ 設計で見込まれるオーバーパックの寿命 1,000 年において，ガラス固化体から生じる熱および放射線の影響は無視できる程度にまで小さくなり，温度は 10,000 年以内に処分場周辺岩盤の初期の地温に等しくなる。
これを地層処分低レベル放射性廃棄物処分場に適用する場合，熱については次の対策が考えられる。
(ア) 廃棄体の発熱の影響が無視できる程度に減衰するまで放射性核種を閉じ込める，オーバーパ
ックのような容器に廃棄体を封入する（一定期間の閉じ込め策）。
(イ) 廃棄体定置密度を下げて，処分直後からの全期間にわたって廃棄体の発熱の影響が無視できる程度にする（最大温度上昇量を小さな値に抑える）（定置密度低減策）。
以下でこのような対応策を検討する。

2．対象とする発熱性廃棄体
セメント系材料が 80℃に達しないという観点から付録 6-1 で検討した新たな発熱性廃棄体に加えて，第 2 次 TRU レポートですでに検討済みのハル・エンドピースを対象とする（付表 6.2-1）。
付表 6.2-1 検討対象の発熱性廃棄体
種類

名称

容器

発熱量
（再処理後 25 年後） 廃棄体量A.下記と同様の性状と想定したキャニスタ 27,522 本，6,881 ﾊﾟｯｹｰｼﾞ（5%余裕含む）
原燃再処理操業

ハル・エンドピース

キャニスタ

4.44W/本25,000 本

B.下記と同様の性状と想定したキャニスタ 3,810 本，953 ﾊﾟｯｹｰｼﾞ（5%余裕含む）
仏国返還

固形物収納体(ハル等)

キャニスタ

18.7W/本3,600 本C.下記と同様の性状と想定したｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ・ﾊﾙ缶 1,188 本，594 ﾊﾟｯｹｰｼﾞ（5%余裕含む）
原燃再処理操業

不燃物Ⅰ(溶融炉)

ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

59.8W/本1,080 本

3．検討の方法
まず，第 6 章や付録 6-1 で設定している坑道断面（断面内廃棄体定置数）について温度履歴を解析し，人工バリアおよび周辺岩盤の温度が「発熱の影響が無視できる程度」まで下がるのに要する時間を求め，「一定期間の閉じ込め策」で対応可能かを検討する。次に「定置密度低減策」について，第 6 章や付録 6-1 で設定している坑道断面（断面内廃棄体定置数）より断面内定置数を低減した断面で温度履歴を解析し，「最大温度上昇量自体が処分直後からの全期間にわたって小さな値に抑える」ことが可能かを確認する。

付 6.2-1

温度履歴の解析は付録 6-1 と同様の方法で行う。
「発熱の影響が無視できる程度」を付表 6.2-2 の条件とし，これを満足していることを確認する。なおここでは，熱的条件が厳しい「硬岩，1,000m」の円形断面を代表例として検討する。
付表 6.2-2 判断基準
人工バリアおよび周辺岩盤の判断基準ア）
判断基準イ）

評価時点

許容最大温度閉じ込め策

定置密度低減策

高レベル放射性廃棄物の硬岩の閉じ込め終了後処分後60℃（＝地温 45℃＋15℃）程度

の全期間

全期間

閉じ込め終了後

処分後の 9 千年後の 9 千年後同上 地温 45℃＋3℃程度

4．一定期間閉じ込め策の可能性について
第 6 章や付録 6-1 で設定している坑道断面（断面内廃棄体定置数）について，廃棄体 A（キャニスタ）の解析結果を付図 6.2-1 に示す。判断基準ア）の 60℃程度まで低減するのは，千数百年程度経過した後である。9 千年後の温度は 60℃弱であり，判断基準イ）を超えており，この程度に収まるのは 8 万年程度経過後である。一方，閉じ込める容器については 8.5.3 に示すように「6 万年間」
閉じ込める容器が代替技術として検討されている。従って，このような容器を用いた「閉じ込め策」
をとった場合，判断基準ア）は満足できるが，判断基準イ）は満足できない。
同様の方法で解析した，廃棄体 B（キャニスタ）の結果を付図 6.2-2 に示す。判断基準ア）の 60℃程度まで低減するのは，約 2 千年後である。9 千年後の温度は 60℃弱であり，判断基準イ）を超えており，この程度に収まるのは 7 万年程度経過後である。従って，廃棄体 A と同様の容器を用いた「閉じ込め策」をとっても，判断基準ア）は満足できるが，判断基準イ）は十分には満足できない。
廃棄体 C（インナーバレル）の結果を付図 6.2-3 に示す。判断基準ア）の 60℃程度まで低減するのは，約 600 年後である。9 千年後の温度は 50℃弱であり判断基準イ）程度に収まるのは 2～3 万年後である。従って，第 6 章や付録 6-1 で設定している坑道断面（断面内廃棄体定置数）のままでも，
上述の代替技術で検討されているような容器を用いれば，閉じ込めにより熱影響の回避が可能である。

付 6.2-2

80

70

温度（℃）

60

50

40

廃棄体中心

緩衝材内側

支保工1

支保工2

周辺岩盤(5m)

30
0

2000

4000

6000

8000

10000

埋設後経過時間(年）
80

温度（℃）

70

廃棄体中心

緩衝材内側

支保工2

周辺岩盤(5m)

支保工1

60
50
40
30
0

20000

40000

60000

80000

100000

埋設後経過時間(年）
付図 6.2-1 廃棄体Ａ（キャニスタ）周りの温度履歴（上：１万年まで，下：10 万年まで）付 6.2-3

80

温度（℃）

70

廃棄体中心

緩衝材内側

支保工2

周辺岩盤(5m)

支保工1

60

50

40
0

2000

4000

6000

8000

10000 12000 14000 16000 18000 20000

埋設後経過時間（年）

80

温度（℃）

70

廃棄体中心

緩衝材内側

支保工2

周辺岩盤(5m)

支保工1

60

50

40
0

20000

40000

60000

80000

100000

埋設後経過時間（年）付図 6.2-2 廃棄体Ｂ（キャニスタ）周りの温度履歴（上：2 万年まで，下：10 万年まで）付 6.2-4֤ᑄ᫈૕֤లႯ᧚֤ᡰ଻Ꮏ1㿾ᡰ଻Ꮏ2㿾๟ㄝጤ⋚(5m)
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300

400
500
600
700
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800

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900

1000

80

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70

60

50

40

0

20000

40000

60000

80000

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70

温度（℃）

65
60
55
50
45

廃棄体中心

緩衝材内側

支保工1

支保工2

周辺岩盤(5m)

40
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

埋設後経過時間（年）

70

温度(℃)

65
60

廃棄体中心

緩衝材内側

支保工2

周辺岩盤(5m)

支保工1

55
50
45
40
0

2000

4000

6000

8000 10000 12000 14000 16000 18000 20000
埋設後経過時間（年）付図 6.2-5 温度履歴，廃棄体Ｂ（キャニスタ）（上：100 年まで，下：2 万年まで）付 6.2-7

60

温度（℃）

55
50
廃棄体
支保工2

45
40

00

10
10

20
20

充填材
周辺岩盤(5m)

30
30

40
40

5050

6060

支保工1

7070

80 80

9090

100
100

埋設後経過時間（年）

温度（℃）

60
廃棄体

充填材

支保工1

支保工2

周辺岩盤(5m)

50
40

00

5000
5000

10000
10000

15000
15000

20000
20000

埋設後経過時間（年）付図 6.2-6 温度履歴，廃棄体 C（インナーバレル・ハル缶）（上：100 年まで，下：2 万年まで）

6．対策の適用結果のまとめ代替技術で検討している容器の閉じ込め期間（6 万年）を前提にすると，廃棄体 A（キャニスタ），B（キャニスタ）は，第 6 章や付録 6-1 で設定している坑道断面（断面内廃棄体定置パッケージ数＝12，2）のままでは，判断基準を十分には満足できないため，廃棄体定置密度を低減することが必要である。断面内定置パッケージ数の低減やさらに坑道延長方向のパッケージ間隔の拡大により，閉
じ込め期間が無くても判断基準を満足するが，閉じ込め容器と併用すれば，定置密度をもう少し増やせる。
廃棄体 C（インナーバレル）は第 6 章や付録 6-1 で設定している坑道断面（断面内定置廃棄体パッケージ数＝3）のままでも，閉じ込め容器の使用で判断基準を満足できる。閉じ込め期間が無くても断面内定置数を 1 に低減することで判断基準を満足する。

7．定置密度低減策のバリア性能と地下施設面積への影響の確認
定置密度低減策をとった場合は，単位廃棄体量に対する人工バリアの表面積が増えることからバリア性能への影響が，また定置する坑道長が延びるので結果として地下施設面積への影響が懸念される。影響の度合いをここで確認する。なお，廃棄体 B（キャニスタ）については判断基準を満足するための坑道延長方向のパッケージ間隔まで同定していないので，（1）では廃棄体 A，C につい付 6.2-8

てのみ扱い，（2）では坑道延長方向間隔が現状の 2 倍と仮定して検討している。
(1) バリア性能への影響
定置密度低減策を用いて第 2 次 TRU レポートと同様の方法および同等の天然バリア条件で性能評価を実施した。なお，ここでは付表 6.2-1 に示した廃棄体 A や C 全体ではなく，代表である「原燃再処理操業，ハル・エンドピース」と「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（溶融炉）」について解析している。付表 6.2-4 に示すように，若干線量が増加している。廃棄物全体の最大線量を左右するグループ 1 の廃銀吸着材の値（約 2μSv/y）には及ばないため，問題はない。
付表 6.2-4 変更断面案のバリア性能
廃棄体

廃棄体本数

ｸﾞﾙｰﾌﾟの最大線量（現状案）

ｸﾞﾙｰﾌﾟの最大線量（変更案）

A（ｷｬﾆｽﾀ）

26,250 本

約 0.11μSv/y（約 1 万年後）

約 0.13μSv/y（約 9 千年後）C（ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ･ﾊﾙ缶）

1,134 本約 0.0022μSv/y（約 3 千年後） 約 0.0025μSv/y（約 3 千年後）

なお，一定期間閉じ込め策の場合もバリア性能への影響がある。具体的には閉じ込め期間が終了
して漏出が開始する時点の核種濃度が大きくなる懸念である。廃棄体 A（キャニスタ）の場合は 8章での代替技術の性能に関する検討でこのような影響も考慮されていること，廃棄体 C（インナーバレル）の場合は付表 6.2-4 に示すように元々の線量が非常に小さいことから問題ないと考えられる。
(2) 地下施設面積への影響
変更断面案による廃棄体あたりの専有面積の変化を求め，それを用いて地下施設全体面積の増し分を推定する。付表 6.2-5 に示すように，検討対象廃棄体の必要専有面積は現状の 3～5 倍程度になる。これにより地下施設全体は付表 6.2-6 に示すように 2 倍強の面積が必要となる。
付表 6.2-5 専有面積の変化（硬岩，1,000m，円形断面）
現状案，変更案で坑道間離間距離は同じであることから，1 パッケージあたりの専有面積の比は，断面内のパッケージ定置数の逆数となる。
断面内パッケージ定置数の現状案／変更案の比

1 パッケージあたりの専有面積の変更案／現状案の比A（キャニスタ）

12／3

4

B（キャニスタ）2／（1÷2（仮設定）
）

4

3／1

3

廃棄体

C（ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ・ﾊﾙ缶）「原燃再処理操業，不燃物Ⅰ（機器廃品等），ドラム缶」などについては，変更案の断面内定置数を A と同じ 3 とすると，現状案は付録 6-1 の 3 の事情から 40 パッケージの 1／3＝13.3 パッケージ程度であるから，1 パッケージあたりの専有面積の変更案／現状案の比は 4.4 程度である。

付 6.2-9

付表 6.2-6 地下施設面積の変化（硬岩，1,000m，円形断面）
廃棄体

現状案による地下施設当該部分の面積（図 6.3.4-4 より）

付表 6.2-5 の倍率による面積増加分

A（キャニスタ）258.8m×(38.0m×4)=約 39.3 千 m2

左記×(4-1)=約 118 千 m2

B（キャニスタ）258.8m×(38.0m×3)=約 29.5 千 m2

左記×(4-1)=約 89 千 m2

C（ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ・ﾊﾙ缶）

258.8m×(36.6m×2)=約 18.9 千 m2

左記×(3-1)=約 38 千 m2

D（ドラム缶）258.8m×(36.6m×2) =約 18.9 千 m2

左記×(4.4-1)=約 64 千 m2
合計：約 309 千 m2

現状の地下施設は約 513.4m×約 504.9m=約 259 千 m2 であるため，上記の約 309 千 m2 の増加により約 568 千 m2 となり，2 倍強の広さとなる。

付 6.2-10

付録 6-2 参考文献
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取りまとめ－，JNC TY1400 2005-013，FEPC TRU-TR2 -2005-02
核燃料サイクル開発機構（1999）：わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性－
地層処分研究開発第２次取りまとめ－分冊 3 地層処分システムの安全評価，JNC TN1400
99-023付 6.2-11

付録 6-3 掘削土置き場の試算(6.5.2 および 9.2)
1．形状と盛土量 ...................................................................... 12．掘削土仮置き量の試算 .............................................................. 2
3．併置の場合 ........................................................................ 2
付録 6-3 参考文献.................................................................... 4
付図 6.3-1 盛土形状（左：平面図，右：断面図）......................................... 1
付表 6.3-1 盛土体積の試算 ............................................................ 1
付表 6.3-2 仮置き土量の試算（土量変化率：1.15）....................................... 2
付表 6.3-3 盛土体積の試算(併置) ...................................................... 2
付表 6.3-4 仮置き土量の試算（併置） .................................................. 3
付表 6.3-5 埋め戻し土中に占める掘削土体積の割合....................................... 3掘削土置き場の試算
1．形状と盛土量
図 6.5.2-1 で示したとおり，掘削土置き場は地上施設敷地の大きな部分を占め，専有面積は概ね650m×240m である。四方を傾斜面とした盛土であり，数段に分けた形状としている。ここで形状と盛土量の関係について試算する。
盛土形状を付図 6.3-1 のように仮定する。傾斜面の勾配は鉛直：水平=1：2 であり，高さ 5m ごと（盛土辺長が 10m×2=20m 短くなるごと）に幅 2m の小段を設けていく形状である。従って高さ 5mの四角錐台の辺長を 24m ずつ短くしながら上に積んでいく格好である。

底面長辺An+ L

底面短辺An上面短辺Bn上面長辺Bn+L

上面長辺Bn+L
底面長辺An+L

付図 6.3-1 盛土形状（左：平面図，右：断面図）
図に示すように下から n 段目の四角錐台について，底面，上面の短辺をそれぞれ An，Bn，長辺をそれぞれ An+L， Bn+L とすると，この四角錐台の体積は，正四角錐台（底面辺長 An，上面辺長Bn，高さ 5m）と水平にした台形柱（上辺 Bn，底辺 An，高さ 5m の台形底面，高さ L）の体積の和で表される。また上の断面図から Bn=An-20，An+1=An-24 である。このような関係を用いて盛土体積を求める。上記の専有面積形状に 20m ずつの余裕をとり，1 段目底面を 610m×200m（An=200m，L=410m）とすると，付表 6.3-1 のとおりである。
付表 6.3-1 盛土体積の試算
段数 高さ累
n
計(m)

底面短辺
An(m)

上面短
辺Bn(m)

正四角錐台
体積(m3)

台形柱体積(m3)n 段目の体
積(m3)

体積累計
(m3)

1

5

200

180

180,667

389,500

570,167

570,167

2

10

176

156

137,947

340,300

478,247

1,048,413

3

15

152

132

100,987

291,100

392,087

1,440,500

4

20

128

108

69,787

241,900

311,687

1,752,187

5

25

104

84

44,347

192,700

237,047

1,989,233

付 6.3-1

2．掘削土仮置き量の試算
地層処分低レベル放射性廃棄物処分場の場合，高レベル放射性廃棄物処分場のように先行パネル
で掘削土を再利用して埋め戻すようなことはせず，地下施設全体で掘削→定置→埋め戻しと進むため，地上に仮置きされる掘削土量の最大値は掘削土量全体そのものである。なお，掘削され無拘束状態となった掘削土は若干膨らむ（この変化の割合を土量変化率と言う）ため仮置き量は掘削土量より若干増える。地下施設の掘削土量は付録 7-1 で試算している。これらの掘削土量に余掘（付録7-1 参照）による増加量を見込んでさらに土量変化率（ここでは 1.15 とした）を乗じて仮置き量を試算すると付表 6.3-2 のとおりである。
付表 6.3-2 仮置き土量の試算（土量変化率：1.15）余掘を見込んだ掘削土量
仮置き土量
体積:m3
内陸
沿岸
内陸
沿岸
軟岩，円形（余掘 7%）
718,360
1,229,200
826,114
1,413,579
硬岩，円形（余掘 8%）

787,838

1,515,281

906,014

1,742,574

硬岩，幌型（余掘 8%）903,668

1,631,084

1,039,186

1,875,746

この仮置き土量を付表 6.3-1 に当てはめると，内陸の場合 2 段，沿岸の場合 3～5 段の盛土が必要である。

3．併置の場合
高レベル放射性廃棄物処分場との併置の場合の掘削土置き場の平面形状は図 9.2.2-3 で示したとおりである。専有面積を 750m×930m とし，20m ずつの余裕をとって 1 段目底面を 710m×890m（An=710m，L=180m）とすると，次のとおりである。
付表 6.3-3 盛土体積の試算(併置)段数 高さ累
n
計(m)

底面短辺
An(m)

上面短
辺Bn(m)

正四角錐台
体積(m3)

台形柱体積(m3)n 段目の体
積(m3)

体積累計
(m3)

1

5

710

690

2,450,167

630,000

3,080,167

3,080,167

2

10

686

666

2,285,047

608,400

2,893,447

5,973,613

3

15

662

642

2,125,687

586,800

2,712,487

8,686,100

4

20

638

618

1,972,087

565,200

2,537,287

11,223,387

5

25

614

594

1,824,247

543,600

2,367,847

13,591,233

高レベル放射性廃棄物処分場では，先行するパネルは掘削土を再利用して埋め戻しを行うため，
仮置き土量は掘削土量より小さくなる。ここではパネル数を 6 とし，仮置き土量が最大となる時点
を，第 5 パネルが定置終了し埋め戻し前で第 6 パネルが掘削終了している状態を仮定した。このとき仮置き土量は，（2 パネル分の掘削土量）＋（4 パネル分の残土量）＋（連絡坑道，アクセス坑道の掘削土量）である。この式を用いて，付表 6.3-2 と同様に仮置き土量を試算すると付表 6.3-4 のとおりである。
付 6.3-2

掘削量が多い処分孔竪置き方式について内陸および沿岸の場合を示すとともに，付表 6.3-2 との合計を示している。

体積:m3(1)1 ﾊﾟﾈﾙ掘削量
高レ
ベル,
竪置
き

低レ
ベル

付表 6.3-4 仮置き土量の試算（併置）軟岩，500m，余掘率 7%
硬岩，1,000m，余掘率 8%
内陸
沿岸
内陸
沿岸
1,624,476
1,000,621(2)1 ﾊﾟﾈﾙ残土量

927,681545,517(3)連絡坑道掘削量

919,499

779,422(4)ｱｸｾｽ掘削量

348,464

1,442,924

587,4362,507,810(5)=2･(1)+4･(2)+(3)+(4)8,227,642

9,323,101

5,550,166

7,470,541(6)=(5)×土量変化率 1.15

9,461,788

10,720,417

6,382,691

8,591,122(7)付表 6.3-2，円形

826,114

1,413,579

906,014

1,742,574

1,039,186

1,875,746

7,288,705

10,333,696

7,421,877

10,466,868(8)付表 6.3-2，幌型(9)併置合計=(6)+(7)10,287,902

12,133,996(10)併置合計=(6)+(8)＊「余堀率」は付録 7-1 参照。

併置の場合の合計仮置き土量を上記付表 6.3-3 に当てはめると，軟岩の場合，内陸で 4 段，沿岸で 5 段，硬岩の場合，内陸で 3 段，沿岸で 4 段の盛土が必要である。
なお，埋め戻し土はベントナイトを混合するため，埋め戻し空間充填体積のうち掘削土が占める割合は付表 6.3-5 に示すように 6～8 割程度である。上記の残土量は掘削土量－埋め戻し空間充填体
積×0.6（硬岩），0.8（軟岩）で算出している。
付表 6.3-5 埋め戻し土中に占める掘削土体積の割合
埋め戻し空間充填体積を V とすると，ベントナイト混合率は 15 重量%，埋め戻し土の乾燥密度
は 1.8Mg/m3 とする案が示されている（核燃料サイクル開発機構, 1999，4.2.4.2）ため埋戻される掘削土の重量は，1.8V×(1-0.15)=1.53V となる。
掘削土の乾燥密度をρd（Mg/m3）とすると埋め戻しに使われる掘削土の体積は，(1.53/ρd)V である。ρd に硬岩 HR と軟岩 SR-C の値を代入すると，・硬岩 HR：飽和密度=2.67Mg/m3，有効間隙率=2％より乾燥密度=2.65Mg/m3 なので，0.58V・軟岩 SR-C：飽和密度=2.2 Mg/m3，有効間隙率 30%より乾燥密度=1.9Mg/m3 なので，0.81Vとなり，埋め戻し空間充填体積の 6 割～8 割程度が必要となる。

付 6.3-3

付録 6-3 参考文献
核燃料サイクル開発機構（1999）：わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性－
地層処分研究開発第２次取りまとめ－分冊 2 地層処分の工学技術，JNC TN1400 99-022

付 6.3-4

第７章
ー付録資料ー付録 7-1 地下施設主要数量の試算(7.2.1)
1．試算の前提条件 .................................................................... 12．掘削，支保工，インバート量の試算 .................................................. 1
3．緩衝材，充填材，構造躯体量の試算 .................................................. 5
4．埋め戻し材量の試算 ................................................................ 7
付録 7-1 参考文献................................................................... 10
付表 7.1-1 母岩の種類と地下施設の設置深度 ............................................ 1
付表 7.1-2 アクセス坑道の本数・方式・勾配 ............................................ 1
付表 7.1-3 地下施設のレイアウト ...................................................... 1
付表 7.1-4 各坑道断面の仕様 .......................................................... 1
付表 7.1-5 廃棄体の仕様 .............................................................. 1
付表 7.1-6 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，内陸）..................... 2
付表 7.1-7 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，内陸）..................... 2
付表 7.1-8 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，沿岸）..................... 2
付表 7.1-9 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，沿岸）..................... 2
付表 7.1-10 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（軟岩）.......................... 3
付表 7.1-11 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（硬岩，円形）.................... 3
付表 7.1-12 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（硬岩，幌型）.................... 3
付表 7.1-13 処分坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，円形）........................ 4
付表 7.1-14 処分坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，円形）........................ 4
付表 7.1-15 処分坑道の掘削，支保工量（硬岩，幌型）.................................... 4
付表 7.1-16 掘削，支保工，インバート量の合計.......................................... 5
付表 7.1-17 処分坑道の緩衝材，充填材量（軟岩，円形）.................................. 5
付表 7.1-18 処分坑道の緩衝材，充填材量（硬岩，円形）.................................. 6
付表 7.1-19 処分坑道の緩衝材量（硬岩，幌型）.......................................... 6
付表 7.1-20 処分坑道の構造躯体量（硬岩，幌型）........................................ 6
付表 7.1-21 処分坑道の充填材量（硬岩，幌型）.......................................... 7
付表 7.1-22 処分坑道の緩衝材，充填材量，構造躯体量の合計.............................. 7
付表 7.1-23 アクセス坑道の埋め戻し量 ................................................. 8
付表 7.1-24 主要坑道などの埋め戻し量 ................................................. 8
付表 7.1-25 処分坑道の埋め戻し量（軟岩，円形）........................................ 8
付表 7.1-26 処分坑道の埋め戻し量（硬岩，円形）........................................ 9
付表 7.1-27 処分坑道の埋め戻し量（硬岩，幌型）........................................ 9
付表 7.1-28 埋め戻し量の合計 ......................................................... 9地下施設主要数量の試算
ここでは，第７章に記載した掘削土量などの数量について，前提条件や手順を試算結果とともに示す。
「処分場の概要」（原子力発電環境整備機構，2009）で紹介されている沿岸部に地下施設を設置した場合についても併せて示している。なお，表の数値はそれぞれ四捨五入して示しているため合計の数値が整合しない場合がある。計算の過程が把握できるように細かい数値をそのまま記載しているが，あくまで試算・概算であるため，引用などにはご注意いただきたい。従って主な目的である主要数量のまとめの表については，概数としている。

1．試算の前提条件
試算に当たっては第 6 章で示した地下施設の諸元を用いる。ここに諸元をまとめる。
付表 7.1-1 母岩の種類と地下施設の設置深度
母岩の種類
軟岩
硬岩
設置深度
500 m
1,000 m
付表 7.1-2 アクセス坑道の本数・方式・勾配
地下施設を内陸下に設置する場合
地下施設を沿岸海域下に設置する場合
立坑（本）
斜坑（本）
立坑（本）
斜坑（本）
（垂直）
（勾配：約 7%）
（垂直）
（勾配：約 7%）2
1
0
3
付表 7.1-3 地下施設のレイアウト
全般
軟岩
円形断面処分坑道
図 6.3.4-3
表 6.3.4-1～4幌型断面処分坑道－

硬岩
図 6.3.4-4
図 6.3.4-5

付表 7.1-4 各坑道断面の仕様
軟岩
硬岩
立坑
図 6.3.6-1
斜坑，連絡坑道
図 6.3.6-2，3
処分坑道
図 6.3.4-1，2
付表 7.1-5 廃棄体の仕様
廃棄体量
廃棄体，廃棄体パッケージ体積

第4章
6.2.1

2．掘削，支保工，インバート量の試算
断面積を付表 7.1-4 に示した各図より算定し，それに付表 7.1-3 に示したレイアウトより求めた坑道長を乗じて求めた。
(a)

アクセス坑道アクセスの立坑の 1 本あたりの長さは，地表から地下施設坑道路面深度に到達するまでの長さに付 7.1-1

エレベータ排水処理設備等のための 9m を加えた値としている。斜坑は勾配を 7%とし 100m 置きに
拡幅部（車両諸元より長さ 17m とした）を設け，それ以外を一般部とした。拡幅部は一般部の中央に内側の幅 2.5m 高さ 5m の矩形形状を加えた断面形状とした。
付表 7.1-6 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，内陸）
坑道長
(m)
立坑
斜坑一般部
斜坑拡幅部
合計

1,044
5,953
1,190
8,187

断面積(m2)掘削 支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
38.5 10.2
0
33.7
8.3
3.1
48.9
9.8
4.4

掘削
40,194200,616
58,191
299,001

体積(m3)
支保10,64949,41011,662
71,721

ｲﾝﾊﾞｰﾄ018,454
5,236
23,690

付表 7.1-7 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，内陸）
断面積(m2)
体積(m3)
坑道長(m)
掘削 支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
掘削
支保ｲﾝﾊﾞｰﾄ
立坑
2,042
30.2
1.9
0
61,6683,880
0
斜坑一般部 11,906 23.6
1.3
0280,982
15,478
0
0
斜坑拡幅部
2,380
36.4
1.6
0
86,632
3,808
0
合計
16,328429,282
23,166
付表 7.1-8 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，沿岸）
体積(m3)
断面積(m2)
坑道長(m)
掘削 支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
掘削
支保ｲﾝﾊﾞｰﾄ
斜坑一般部 17,859 33.7
8.3
3.1
601,848 148,230
55,363
斜坑拡幅部
3,570
48.9
9.8
4.4
174,573
34,986
15,708
合計
21,429776,421 183,216
71,071
付表 7.1-9 アクセス坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，沿岸）
断面積(m2)
体積(m3)
坑道長(m)
掘削 支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
掘削
支保ｲﾝﾊﾞｰﾄ
斜坑一般部 35,718 23.6
1.3
0842,945
46,433
0
0
斜坑拡幅部
7,140
36.4
1.6
0
259,896
11,4240
合計
42,858
1,102,841
57,857(b)

主要坑道，連絡坑道，坑底施設

レイアウト図から坑道長を読み取っている。坑道の中心線を基準にするため道幅 7m を考慮している。連絡坑道は廃棄体が搬送される部分を連絡坑道Ⅰとし，それ以外を連絡坑道Ⅱとしている。
連絡坑道Ⅰの曲線部は半径 20m である。連絡坑道Ⅱは直線で近似している。主要坑道には坑底施設との間の坑道（（50m＋道幅）×2）を含んでいる。
内陸，沿岸で違いはないが，処分坑道形式により異なるため，3 種類である。

付 7.1-2

付表 7.1-10 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（軟岩）
坑道長
(m)
主要坑道
連絡坑道Ⅰ
連絡坑道Ⅱ
坑底施設
合計

2,374
441
409
465
3,689

断面積(m2)掘削 支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
53.5
10.5
4.1
53.5
10.5
4.1
33.7
8.3
3.1
53.5
10.5
4.1

掘削
127,009
23,594
13,78324,878189,263

体積(m3)
支保24,927
4,631
3,395
4,883
37,835

ｲﾝﾊﾞｰﾄ
9,733
1,808
1,268
1,907
14,716

付表 7.1-11 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（硬岩，円形）
断面積(m2)
体積(m3)
坑道長
(m)
掘削
支保
ｲﾝﾊﾞｰﾄ掘削
支保
ｲﾝﾊﾞｰﾄ
主要坑道
2,370
40.5
1.7
0
95,985
4,029
0
連絡坑道Ⅰ
503
40.5
1.7
0
20,372
855
0
0
連絡坑道Ⅱ
251
23.6
1.3
0
5,924
326
0
坑底施設
465
40.5
1.7
0
18,833791
0
3,589
141,1136,001
付表 7.1-12 主要坑道などの掘削，支保工，インバート量（硬岩，幌型）
体積(m3)
断面積(m2)
坑道長(m)
掘削
支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
掘削
支保
ｲﾝﾊﾞｰﾄ
主要坑道
2,241
40.5
1.7
0
90,761
3,810
0
連絡坑道Ⅰ
471
40.5
1.7
0
19,076
801
0
0
連絡坑道Ⅱ
452
23.6
1.3
0
10,667
588
0
坑底施設
465
40.5
1.7
0
18,833791
0
3,629
139,336
5,989
(c)

処分坑道

廃棄体定置部分とその手前の作業エリア部分に大別される。廃棄体定置部分は廃棄体形状により断面積が異なる。作業エリア部分のインバートは接している廃棄体定置部分と同じとした。
円形断面坑道長については，前提条件で示した表 6.3.4-1 に記載したとおり，作業エリアを設けない方の端部に坑道長方向に支保工（軟岩 0.6m，硬岩 0.1m）が設置され（処分坑道の方が連絡坑道
Ⅱより断面積が小さい，グループ 4 のハル缶・インナーバレルなどを除く），グループ 1，2 ではさらにその内側で両端に緩衝材厚さ（軟岩 2.0m，硬岩 1.4m）がある。支保工端部は接続する連絡坑
道Ⅱの内断面積（埋戻面積）を処分坑道外断面積（掘削面積）から引いた値を支保工断面積としている。幌型断面の場合は，坑道両端に作業エリアがあるため端部支保工を設けていない（グループ
1 は作業エリアが片側のみであるため，作業エリアが無い方の端部に0.1m の支保工を設けている）。

付 7.1-3

付表 7.1-13 処分坑道の掘削，支保工，インバート量（軟岩，円形）
坑道
長
(m)

体積(m3)

6,854

一般
1,178

支保
端部
82

計
1,260

ｲﾝﾊﾞｰﾄ一般
639

6.4

60,82910,984

184

11,168

3,110

12.4

0.3

17,534

5,327

22

5,349

129

136.8

23.8

6.1

83,421

14,470206

14,677

3,709

34.4

136.8

23.8

4.0

4,706

819

0

819

138

ﾊﾙ缶,
ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

323.1

30.2

10.6

3.2

9,758

3,425

0

3,425

1,034

合計

1,936

183,100

36,203495

36,697

8,758

掘削

支保

ｲﾝﾊﾞｰﾄ

掘削

50.1

136.8

23.8

12.9

487.8

124.7

22.6

430.8

40.7

609.8

角型容器

グループ 1ｸﾞ ﾊﾙ･
ﾙｰ ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
ﾌﾟ
仏国返還
2
ﾄﾞﾗﾑ缶
ｸﾞ
ﾙｰ
ﾌﾟ
3,4

断面積(m2)

付表 7.1-14 処分坑道の掘削，支保工，インバート量（硬岩，円形）
断面積(m2)
体積(m3)
坑道
長
支保
掘削 支保 ｲﾝﾊﾞｰﾄ
掘削
(m)
一般
端部
計
グループ 149.6 116.9
3.8
12.9
5,798
188
12
200
ｸﾞﾙ ﾊﾙ･785.2 70.9
3.0
4.2
55,671
2,354
19
2,374
ｰﾌﾟ ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
2
仏国返還 644.4 21.2
1.6
1.0
13,661
1,031
0
1,031
2,339
ﾄﾞﾗﾑ缶
608.3 116.9
3.8
6.1
71,110
2,310
28
ｸﾞﾙ
131
角型容器 34.4 116.9
3.8
4.0
4,021
131
0
ｰﾌﾟ
3,4 ﾊﾙ缶,
666
416.2 21.2
1.6
3.2
8,823
666
0
ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ
合計
2,538
159,085
6,681
60
6,740
付表 7.1-15 処分坑道の掘削，支保工量（硬岩，幌型）
体積(m3)
断面積(m2)
坑道長
(m)
掘削
支保
掘削
支保
グループ 1
35.0
204.8
4.3
7,168
171
グル ﾊﾙ･
933.6
114.9
3.1
107,271
2,894
ープ ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
2
仏国返還
792.8
56.4
2.1
44,714
1,665
グループ 3
199.0
204.8
4.3
40,755856
グル 下記以外
210.6
204.8
4.3
43,131906
ープ ﾊﾙ缶･
565.4
44.3
2.0
25,047
1,131
4
ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ
合計
2,736
268,086
7,622

付 7.1-4

ｲﾝﾊﾞｰﾄ
一般
639
3,296
644
3,709
138
1,332
9,757

(d)

まとめ

ここで合計をまとめる。冒頭で述べたように延長は km，体積は千 m3 で四捨五入した値としている。公募関係資料「処分場の概要」（原子力発電環境整備機構，2009）の処分場の構成，地下施設に示した総延長，総掘削量は下表の赤字部分を丸めたものである。高レベル放射性廃棄物処分場の数
字にあわせて，延長は 10km 単位，掘削量は 10 万 m3 単位で切り上げている。

延長:km
他:千 m3
軟岩，円形
硬岩，円形
硬岩，幌形

付表 7.1-16 掘削，支保工，インバート量の合計
内陸
沿岸
掘削
支保
ｲﾝﾊﾞｰﾄ
延長
掘削
支保
671
146
47
27
1,149
258
729
36
10
49
1,403
71
837
37
0
49
1,510
71

延長
14
22
23

ｲﾝﾊﾞｰﾄ95
100

なお，実際の掘削工事では設計断面どおり掘削することは困難であり，支保工の設計厚を確保するために設計断面積より若干大きく掘削される。
これを余掘といい，
この分だけ支保工厚が増える。
余掘厚は岩盤特性や掘削工法により異なるが 10cm～20cm 程度が想定されている（財団法人建設物価調査会，2009）。
掘削量が最も多い斜坑一般部の断面について，底面以外について余掘厚を 15cm として設計と比較すると，掘削断面積が 7%（軟岩），8%（硬岩）程度増え，支保工断面が 24%（軟岩），143%（硬岩）程度増える。従って実際の工事の際は，付表 7.1-16 にこの程度の追加量を考慮しなければならない。

3．緩衝材，充填材，構造躯体量の試算(a)

円形処分坑道

坑道長については，前提条件で示した表 6.3.4-1 に記載したとおり，廃棄体定置部分の作業エリアを設けていない端部に坑道長方向に支保工（軟岩 0.6m，硬岩 0.1m）が設置され，グループ 1，2
ではさらにその内側で両端に 2.0m の緩衝材厚さがある。ここでは端部支保工は関係ない。
付表 7.1-17 処分坑道の緩衝材，充填材量（軟岩，円形）
坑道長(m)
断面積(m2)
体積(m3)端
緩衝材 緩衝材 充填 緩衝材 緩衝材 緩衝材
一般部
部
端部 一般部材
端部 一般部 合計
グループ 1
4.0
25.5
85.5
44.2
0
342
1,127
1,469
87.8
49.3
0
1,054
20,410 21,464
ｸﾞﾙｰ ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ 12.0 414.0
ﾌﾟ 2
仏国返還
8.0
381.6
27.2
21.4
0
218
8,166
8,384
0
ドラム缶
0
528.0
0
0
41.0
0
0
ｸﾞﾙｰ
0
0
0
0
角型容器
14.4
45.7
0
0
ﾌ 3,4
ﾊﾙ缶,
0
0
0
0
283.1
10.3
0
0
ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

充填
材
0
0
0
21,648658

31,31725,222

合計

24.0 1,646.6

1,613

付 7.1-5

29,704

2,916

付表 7.1-18 処分坑道の緩衝材，充填材量（硬岩，円形）
体積(m3)
坑道長(m)
断面積(m2)
端
緩衝材 緩衝材 充填 緩衝材 緩衝材 緩衝材
一般部
部
端部 一般部材
端部 一般部 合計
グループ 1
4.0
25.5
85.5
44.2
0
342
1,127
1,469
58.3
35.3
0
933
24,315 25,247
ｸﾞﾙｰ ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ 16.0 688.8
ﾌﾟ 2
仏国返還
12.0 572.4
16.9
13.1
0
203
7,498
7,701
0
0
0
ドラム缶
0
528.0
0
0
41.0
ｸﾞﾙｰ
14.4
0
0
0
0
角型容器
0
0
45.7
ﾌﾟ
ﾊﾙ缶,
3,4
376.2
0
0
0
0
0
0
11.8
ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ
合計
32.0 2,205.3
1,478
32,940 34,418

充填
材
0
0
0
21,648658
4,439
26,745(b)
幌型坑道
廃棄体定置部分の両側に作業エリアを設けているため端部の坑道長方向の支保工はない（グループ 1 は作業エリアが片側だけであるため，作業エリアがない方の端部には 0.1m の支保工を設けている）。グループ 1，2 の端部緩衝材の厚さは 1.4m である。
構造躯体，緩衝材は断面積を断面図から読み取って計算し，それに坑道長を乗じて体積を求めている。充填材はピット内容積から廃棄体（パッケージ）体積を引いて求めている。
付表 7.1-19 処分坑道の緩衝材量（硬岩，幌型）
坑道長(m)
断面積(m2)
緩衝材
緩衝材 緩衝材
端部 一般部
端部
一般部
端部
グループ 1
2.8
12.1
144
46
403
ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
11.2
822.4
77.1
32.7
864
グループ
2
仏国返還
11.2
681.6
35.0
21.0
392
25.2

合計

グループ 1
グループ 2（ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ）（仏国返還）
グループ 3グループ 4（ﾊﾙ缶･ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ）（ﾄﾞﾗﾑ缶･角形容器）
合計

1,516.1

1,659

体積(m3)
緩衝材
一般部
557
26,893
14,314960
27,756
14,706

41,76343,421

付表 7.1-20 処分坑道の構造躯体量（硬岩，幌型）
体積(m3)
躯体長(m)
断面積(m2)
ピット
端部・端部・ 一般 端部・
数
一般部
一般部
隔壁
隔壁
部
隔壁
1
1.6
10.5
98
25.8
157
271

合計

合計
428

64
53
11

54.4
45.6
10.4

768.0
636.0
138.6

44.4
14.0
108

16.6
8.6
26.9

2,415
638
1,123

12,7495,470
3,728

15,164
6,108
4,852

40
14

34.4
12.0

456.0
173.6

12.5
108

6.8
26.9

430
1,296

3,101
4,670

3,531
5,966

183

158.4

2,182.7

6,060

29,98836,048付 7.1-6

グループ 1
グループ 2(ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ)(仏国返還)
グループ 3グループ 4(ﾊﾙ缶･ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ)

付表 7.1-21 処分坑道の充填材量（硬岩，幌型）
躯体外体積
廃棄体体積※
躯体 ピット
内容積
体積
単位体 廃棄体 体積
断面 延長
体積
(m3)
(m3)
積(m3)
(m2)
(m)
(m3)
数
(m3)
98
12.1
1,186
428
758
0.200
1,673
335

充填
材体
積(m3)
424

44.4
14.0
108.0

822.4
681.6
149.0

36,515
9,542
16,092

15,1646,108
4,852

21,3503,434
11,241

2.304
2.304
0.200

6,881
953
27,441

15,854
2,196
5,488

5,497
1,239
5,752

12.5

490.4

6,130

3,531

2,599

108.0

185.6

20,045

5,966

14,079594
28,663287

89,51036,04853,462

1,738
5,733
882
32,225861(ﾄﾞﾗﾑ缶･角形容器)

2.926
0.200
3.072

合計

7,465
21,237※グループ 2 とグループ 4 のハル缶・インナーバレルは廃棄体パッケージ

(c)

まとめ

ここで合計をまとめる。掘削，支保工，インバートと同じく，概数（単位は百 m3）として示している。
付表 7.1-22 処分坑道の緩衝材，充填材量，構造躯体量の合計
軟岩，円形
硬岩，円形
硬岩，幌型
体積(百 m3)
緩衝材 充填材 緩衝材 充填材 緩衝材 充填材 構造躯体
グループ 1
15
0
15
0
10
4
4
ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
215
0
252
0
278
55
152
グループ 2
仏国返還
84
0
77
0
147
12
61
ドラム缶
0
216
0
216
0
0
7
0
7
0
ｸﾞﾙｰﾌﾟ 3,4
141
143
角型容器
0
29
0
44
0
ﾊﾙ缶,ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ
合計

313

252

344

267

434

212

360

4．埋め戻し材量の試算
処分坑道のうちグループ 1，2 はベントナイト系，幌型坑道のグループ 3，4 はセメント系の埋め戻し材が検討されている。処分坑道以外はすべてベントナイト系である。
(a)

アクセス坑道上記 1.で求めた掘削量から支保工およびインバート量を差し引いて埋め戻し量を求める。

付 7.1-7

付表 7.1-23 アクセス坑道の埋め戻し量

立坑
斜坑一般部
斜坑拡幅部
合計
(b)

埋め戻し量(m3)
硬岩，内陸
軟岩，沿岸
57,7890265,504
398,256
82,824
123,879
406,116
522,135

軟岩，内陸
29,545
132,752
41,293
203,590

硬岩，沿岸
0796,511
248,472
1,044,983

主要坑道，連絡坑道，坑底施設

上記(a)と同様の方法で求める。
付表 7.1-24 主要坑道などの埋め戻し量

主要坑道
連絡坑道Ⅰ
連絡坑道Ⅱ
坑底施設
合計
(c)

埋め戻し量(m3)
硬岩，円形91,956
19,516
5,597
18,042
135,112

軟岩，円形
92,34917,155
9,121
18,089136,713

硬岩，幌型
86,951
18,275
10,08018,042
133,347

処分坑道

埋め戻し断面に坑道長を乗じて求める。埋め戻し断面は，作業部では内断面からインバートを引いた値，端部では連絡坑道Ⅱの内断面（インバート除く）の値，定置部では緩衝材，充填材，イン
バートを引いた値である。
付表 7.1-25 処分坑道の埋め戻し量（軟岩，円形）
坑道長(m)
定置 端 作業部
部 部
29.5 0.6
20426.0 1.8
60
389.6 1.2
40
258.0 1.240
270.0 0.6
40

埋め戻し断面積(m2)
定置 端
作業部
部
部
14.7 0.0
100.2
7.9 22.3
95.7
0.8 22.3
28.0
022.3 107.0
022.3 107.0

ﾊﾙ缶・ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

283.1

0

40

0

22.3

16.4

0

0

656

656

角形容器

14.4

0

20

0

22.3

109.1

0

0

2,182

2,182

合計

1,671

5.4

260

4,111

107

20,26424,482

グループ 1ｸﾞﾙｰ
ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
ﾌﾟ 2
仏国返還
グループ 3
ドラム缶
ｸﾞﾙ
ｰﾌﾟ
4

付 7.1-8

埋め戻し体積(m3)
定置 端
作業部
合計
部
部
434
0
2,004
2,438
3,365 40
5,742
9,148
312
27
1,120
1,458
4,280
4,307
0
27
4,280
4,293
0
13

付表 7.1-26 処分坑道の埋め戻し量（硬岩，円形）坑道長 (m)
定置 端 作業部
部 部
29.5 0.1
20704.8 0.4
80
584.4
0
60

埋め戻し断面積(m2)
定置 端
作業部
部
部
14.7 0.0
100.2
5.4 22.3
63.7
1.7
0
18.6

258.0

0.2

40

0

22.3

107.0

0

4

4,280

4,284

ドラム缶

270.0

0.1

40

0

22.3

107.0

0

2

4,280

4,282

ﾊﾙ缶・ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

376.2

0

40

0

22.3

16.4

0

0

656

656

角形容器

14.4

0

20

0

22.3

109.1

0

0

2,182

2,182

合計

2,237

0.8

300

5,233

16

19,614

24,863グループ 1
ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ
ｸﾞﾙｰ
ﾌﾟ 2
仏国返還
グループ 3
ｸﾞﾙｰ
ﾌﾟ 4

埋め戻し体積(m3)
定置 端
作業部 合計
部
部
434
0
2,004
2,438
3,806 9
5,096
8,911
993
0
1,116
2,109

幌型坑道の場合は，端部支保工部分の埋め戻しが無いので比較的簡単である。グループ 3，4 の定置部のみセメント系材料と想定する。
付表 7.1-27 処分坑道の埋め戻し量（硬岩，幌型）
断面積(m2)

坑道長(m)
グループ 1
グループ 2（ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ）（仏国返還）
グループ 3グループ 4（ﾊﾙ缶･ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ）（ﾄﾞﾗﾑ缶･角形容器）
合計(d)

体積(m3)

定置部
14.9

作業部
20

定置部
56.5

作業部
200.5

定置部
842

作業部
4,010

合計
4,852

833.6
692.8
149.0

100
100
50

34.7
19.2
92.5

111.8
54.2
200.5

28,926
13,302
13,783

11,1805,420
10,025

40,106
18,72223,808

490.4
185.6

75
25

29.9
92.5

42.4
200.5

14,663
17,168

3,180
5,013

17,84322,1812,366

370

88,68338,828

127,510

まとめ

ここで合計をまとめる。これまでと同じく，概数（単位は千 m3）として示している。幌型坑道のグループ 3，4 処分坑道の定置部のみ，埋め戻し量をセメント系材料とした。
付表 7.1-28 埋め戻し量の合計
体積:千 m3

処分坑道(うちｾﾒﾝﾄ系材料)

主要坑道
等

軟岩，円形
硬岩，円形
硬岩，幌形

24
25
128(46)

137
135
133

内陸
アクセス
合計
204
365
566
406
667

付 7.1-9

沿岸
アクセス
合計
522
683
1,205
1,045
1,306

付録 7-1 参考文献
原子力発電環境整備機構（2009）：処分場の概要，放射性廃棄物の地層処分事業について～公募のご案内～ 分冊－1
財団法人 建設物価調査会（2009）：国土交通省土木工事積算基準

付 7.1-10

第８章
ー付録資料ー

付録 8-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(8.2.1)
付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)................................. 1

付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)(1/6)
[Bq]

[Bq]

グループ1
原燃再処理操業
JAEA再処理操業
廃棄物名称

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量(t)

付 8.1-1

C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

原燃再処理操業
廃棄物名称

廃銀吸着材

廃銀吸着材

0.2

0.2

0.365

0.365

1,470

203

294

41

537

75

基準年
0.0E+00
0.0E+00
3.3E+06
5.5E+03
8.6E+05
3.9E+05
6.6E+10
1.8E+06
3.3E+06
3.8E+01
0.0E+00
1.1E+05
7.4E+05
5.9E+13
4.3E+05
9.4E+102.1E+09
3.7E+08
2.6E+05
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+05
9.8E+107.8E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+06
2.2E+05
1.9E+06
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.8E+07
2.4E+08
1.5E+04
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+05
5.5E+03
7.1E+05
3.9E+05
3.7E+10
1.8E+06
3.3E+06
3.7E+01
0.0E+00
1.1E+05
7.4E+05
5.9E+13
4.3E+05
5.3E+108.1E+08
3.7E+08
2.6E+05
3.2E-04
2.1E-04
1.8E-04
2.2E+05
2.9E+103.0E+09
1.7E+04
7.8E-01
5.4E-04
0.0E+00
1.6E+06
2.2E+05
1.9E+06
2.1E+02
1.1E+00
2.4E-01
1.8E+07
2.4E+08
1.5E+04
8.1E+00
2.5E+00

基準年
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.4E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.4E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

廃棄体体積(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量
(t)
C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

グループ2
JAEA再処理操業
仏国返還廃棄物

ハル・エンドピー ハル・エンドピー
ス
ス

固型物収納体(ハル等)(CSD-C)

低レベル廃液ガラ
ス固化体(CSD-B)

0.194

0.194

0.194

0.194

0.85

0.85

0.85

0.55

26,250

1,272

3,780

30

5,095

247

734

7

22,313

1,082

3,213

17

基準年
4.7E+148.9E+121.3E+18
7.3E+15
1.1E+18
2.1E+12
3.4E+17
2.9E+142.6E+15
5.5E+13
6.5E+14
5.4E+11
3.8E+12
1.6E+112.2E+124.8E+178.0E+15
1.5E+15
9.8E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.6E+11
3.3E+17
2.9E+15
1.3E+125.2E+09
0.0E+00
0.0E+00
6.3E+128.2E+11
4.0E+12
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.9E+139.4E+145.7E+100.0E+00
0.0E+00

25年後
4.7E+148.9E+124.8E+16
7.3E+15
9.2E+17
2.1E+12
1.9E+17
2.9E+142.6E+15
5.4E+13
6.5E+14
5.4E+11
3.8E+12
1.6E+112.2E+122.7E+17
3.1E+15
1.5E+15
9.8E+11
1.2E+03
7.8E+02
6.6E+02
8.5E+11
1.0E+17
1.0E+16
1.3E+125.3E+09
1.2E+07
0.0E+00
6.3E+128.2E+11
4.0E+121.2E+08
4.9E+05
9.2E+04
6.8E+139.3E+145.7E+103.0E+07
9.3E+06

基準年
1.5E+13
2.5E+11
5.3E+16
1.9E+142.7E+16
5.0E+108.5E+15
1.3E+13
6.1E+13
1.1E+12
1.9E+129.3E+09
7.7E+10
3.4E+09
4.9E+10
1.1E+16
4.9E+13
5.0E+13
3.9E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.3E+09
9.5E+15
9.7E+13
3.7E+10
1.4E+08
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+11
4.3E+10
3.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.8E+11
4.1E+13
4.4E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.5E+13
2.5E+112.0E+15
1.9E+142.2E+16
4.9E+10
4.7E+15
1.3E+13
6.1E+13
1.1E+12
1.9E+129.3E+09
7.7E+10
3.4E+09
4.9E+10
6.0E+15
1.9E+13
5.0E+13
4.0E+10
4.9E+01
3.1E+01
2.6E+01
3.3E+09
2.9E+15
3.1E+14
3.9E+10
1.5E+08
3.5E+05
0.0E+00
1.1E+11
4.3E+10
3.1E+11
5.5E+072.9E+05
6.3E+04
7.8E+11
4.1E+13
4.4E+09
2.3E+06
7.2E+05

基準年
1.1E+140.0E+00
5.8E+17
0.0E+00
2.0E+17
1.0E+122.2E+17
6.8E+13
0.0E+00
0.0E+00
4.3E+13
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+11
1.3E+122.5E+17
7.6E+15
1.2E+15
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.8E+17
1.7E+15
7.0E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.5E+12
0.0E+00
3.8E+12
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+15
6.8E+140.0E+00
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.1E+140.0E+00
2.2E+16
0.0E+00
1.7E+17
1.0E+121.2E+17
6.8E+13
0.0E+00
0.0E+00
4.3E+13
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+11
1.3E+12
1.4E+17
2.9E+15
1.2E+15
8.7E+08
5.4E-01
2.7E-01
2.1E-01
0.0E+00
8.5E+16
8.1E+15
7.4E+11
7.9E+079.2E+04
0.0E+00
6.5E+122.5E+04
3.8E+127.9E+072.9E+05
4.9E+04
1.7E+15
6.8E+14
1.7E+07
4.4E+03
9.7E+02

[Bq]
グループ3

仏国返還廃棄物

基準年
7.5E+073.0E+08
1.8E+118.3E+08
0.0E+00
2.8E+10
7.6E+140.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.2E+110.0E+00
0.0E+00
3.9E+072.8E+10
2.7E+15
1.3E+13
1.7E+124.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.5E+09
3.0E+09
3.0E+13
4.5E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.5E+09
1.4E+09
1.8E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.0E+11
1.3E+125.7E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
7.5E+073.0E+08
6.7E+09
8.3E+08
0.0E+00
2.8E+10
4.2E+140.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.2E+110.0E+00
0.0E+00
3.9E+072.8E+10
1.5E+15
5.1E+121.7E+124.2E+08
5.2E-01
3.3E-01
2.8E-01
3.5E+09
3.3E+09
2.9E+13
4.5E+11
4.9E+075.8E+04
0.0E+00
4.5E+09
1.4E+09
1.8E+098.9E+04
4.2E+02
8.6E+01
3.0E+11
1.3E+125.7E+073.0E+04
9.4E+03

原燃再処理操業
廃棄物名称

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量
(t)
C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

低レベル濃縮廃液
Ⅰ(分析廃液)原燃再処理解体

部分除染廃液Ⅰ(機器更新)

系統除染廃液(施設廃止)

JAEA再処理操業

部分除染廃液Ⅰ(施設廃止)

溶媒洗浄廃液Ⅰ(ｱ
溶媒洗浄廃液Ⅱ
ｽﾌｧﾙﾄ固化体(MA(スラリー固化体)
系))

JAEA再処理解体
溶媒洗浄廃液Ⅲ(リン酸廃液固化体)

二次除染廃液スラ
リー固化体

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.43

0.43

0.43

0.28

0.38

0.32

0.38

6,586

744

327

510

16,963

1,299

624

388

1,319

147

67

102

3,393

261

125

78

2,832

320

141

220

4,750

494

200

148

基準年
3.2E+03
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+03
3.8E+08
1.0E+04
7.3E-01
3.2E+00
7.1E+04
6.0E+02
4.2E+03
8.7E+00
2.4E+03
5.3E+08
0.0E+00
5.5E+12
1.6E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.0E+100.0E+00
2.0E+09
1.1E+05
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+10
1.3E+09
1.9E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.4E+129.4E+07
0.0E+00
0.0E+00

付 8.1-1

25年後
3.2E+03
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+03
2.1E+08
1.0E+04
7.3E-01
3.1E+00
7.1E+04
6.0E+02
4.2E+03
8.7E+00
2.4E+03
3.0E+08
0.0E+00
5.4E+12
1.6E+09
2.0E+00
1.3E+00
1.1E+00
0.0E+00
2.1E+10
1.6E+09
2.0E+09
3.4E+05
5.3E+02
0.0E+00
2.3E+10
1.3E+09
1.9E+10
1.5E+06
7.6E+03
1.6E+03
0.0E+00
3.4E+129.4E+07
5.0E+04
1.5E+04

基準年
3.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+08
3.8E+13
1.0E+09
7.3E+04
3.2E+05
7.1E+09
6.0E+07
4.2E+088.7E+05
2.4E+08
5.3E+13
0.0E+00
1.6E+13
4.8E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.0E+15
0.0E+00
6.0E+09
3.3E+05
0.0E+00
0.0E+00
6.7E+10
3.9E+09
5.7E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+132.8E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
3.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+08
2.1E+13
1.0E+09
7.3E+04
3.1E+05
7.1E+09
6.0E+07
4.2E+088.7E+05
2.4E+08
3.0E+13
0.0E+00
1.6E+13
4.8E+09
5.9E+00
3.8E+00
3.2E+00
0.0E+00
2.1E+15
1.6E+14
6.8E+09
1.0E+06
1.6E+03
0.0E+00
6.7E+10
3.9E+09
5.7E+10
4.4E+06
2.2E+04
4.6E+03
0.0E+00
1.0E+132.8E+08
1.5E+05
4.5E+04

基準年
1.7E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+09
2.0E+145.5E+09
3.9E+05
1.7E+06
3.8E+10
3.2E+08
2.2E+09
4.6E+06
1.3E+09
2.9E+140.0E+00
2.6E+13
7.6E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.7E+16
0.0E+00
9.6E+09
5.2E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+11
6.3E+09
9.1E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+13
4.4E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.7E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+09
1.1E+145.5E+09
3.9E+05
1.7E+06
3.8E+10
3.2E+08
2.2E+09
4.6E+06
1.3E+09
1.6E+140.0E+00
2.6E+13
7.6E+09
9.4E+00
6.0E+00
5.1E+00
0.0E+00
1.1E+16
8.5E+14
1.4E+10
1.7E+06
2.6E+03
0.0E+00
1.1E+11
6.3E+09
9.1E+107.0E+06
3.5E+04
7.4E+03
0.0E+00
1.6E+13
4.4E+08
2.3E+05
7.3E+04

基準年
2.7E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+09
3.2E+148.6E+09
6.1E+05
2.6E+06
6.0E+105.0E+08
3.5E+09
7.2E+06
2.0E+09
4.5E+140.0E+00
4.0E+13
1.2E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+16
0.0E+00
1.5E+108.2E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+119.8E+09
1.4E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.5E+13
6.9E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.6E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+09
1.8E+148.6E+09
6.1E+05
2.6E+06
6.0E+105.0E+08
3.5E+09
7.2E+06
2.0E+09
2.5E+140.0E+00
4.0E+13
1.2E+10
1.5E+01
9.4E+00
8.0E+00
0.0E+00
1.7E+16
1.3E+15
2.1E+10
2.7E+06
4.0E+03
0.0E+00
1.7E+119.8E+09
1.4E+11
1.1E+07
5.5E+04
1.2E+04
0.0E+00
2.5E+13
6.9E+08
3.6E+05
1.1E+05

基準年
4.4E+121.8E+11
6.3E+122.5E+08
3.5E+10
1.4E+09
3.0E+14
6.4E+09
3.6E+05
1.4E+06
1.4E+118.2E+08
2.2E+09
3.9E+11
1.4E+09
3.1E+142.0E+12
1.4E+121.1E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+098.6E+125.1E+13
1.1E+098.1E+04
0.0E+00
0.0E+00
3.4E+09
1.3E+09
7.3E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.2E+11
1.2E+121.3E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
4.4E+121.8E+112.4E+112.5E+08
2.9E+10
1.4E+09
1.6E+14
6.4E+09
3.5E+05
1.4E+06
1.4E+118.2E+08
2.2E+09
3.9E+11
1.4E+09
1.7E+147.8E+11
1.4E+121.2E+09
1.4E+00
9.1E-01
7.7E-01
1.5E+09
2.6E+125.0E+13
1.5E+09
2.2E+05
3.5E+02
0.0E+00
3.4E+09
1.3E+09
7.3E+09
1.6E+06
8.4E+03
1.8E+03
4.1E+11
1.2E+121.3E+08
6.7E+04
2.1E+04

基準年
3.0E+12
1.5E+11
5.4E+122.1E+08
2.9E+10
1.2E+09
2.5E+145.5E+09
3.0E+05
1.2E+06
1.2E+11
7.0E+08
1.9E+09
3.2E+11
1.2E+09
2.6E+14
5.9E+11
4.5E+11
3.6E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.8E+08
2.6E+12
1.5E+13
3.4E+08
2.6E+04
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+09
4.0E+08
2.3E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+11
3.7E+11
4.0E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
3.0E+12
1.5E+112.0E+112.1E+08
2.4E+10
1.2E+09
1.4E+145.5E+09
3.0E+05
1.2E+06
1.2E+11
7.0E+08
1.9E+09
3.2E+11
1.2E+09
1.5E+142.3E+11
4.5E+11
3.6E+08
4.5E-01
2.9E-01
2.4E-01
4.7E+08
7.7E+11
1.4E+13
4.6E+08
6.9E+04
1.1E+02
0.0E+00
1.1E+09
4.0E+08
2.3E+09
4.9E+05
2.7E+03
5.7E+02
1.2E+11
3.7E+11
4.0E+07
2.1E+04
6.6E+03

基準年
8.0E+06
1.6E+05
1.3E+115.1E+06
7.0E+08
2.4E+08
4.3E+13
1.1E+09
6.2E+04
2.5E+05
8.0E+09
4.7E+07
3.9E+08
5.1E+05
2.5E+08
5.4E+13
2.5E+112.5E+112.0E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+074.8E+13
4.9E+11
1.9E+08
1.4E+04
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+08
2.2E+08
1.5E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+09
2.1E+112.2E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
8.0E+06
1.6E+05
4.8E+09
5.1E+06
5.8E+08
2.4E+08
2.4E+13
1.1E+09
6.2E+04
2.5E+05
8.0E+09
4.7E+07
3.9E+08
5.1E+05
2.5E+08
3.0E+139.5E+10
2.5E+112.0E+08
2.5E-01
1.6E-01
1.3E-01
1.7E+07
1.4E+13
1.6E+122.0E+08
3.5E+04
5.8E+01
0.0E+00
5.8E+08
2.2E+08
1.5E+09
2.8E+05
1.5E+03
3.2E+02
3.9E+09
2.1E+112.2E+07
1.2E+04
3.6E+03

基準年
1.7E+07
3.4E+05
2.7E+11
1.1E+07
1.5E+09
5.0E+08
8.9E+13
2.3E+09
1.3E+05
5.2E+05
1.7E+109.7E+078.0E+08
1.1E+06
5.2E+08
1.1E+145.1E+115.2E+11
4.1E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.5E+07
1.0E+141.0E+12
3.9E+08
2.9E+04
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+09
4.5E+08
3.2E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.2E+09
4.3E+11
4.6E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.7E+07
3.4E+05
9.9E+09
1.1E+07
1.2E+09
5.0E+08
4.9E+13
2.3E+09
1.3E+05
5.2E+05
1.7E+109.7E+078.0E+08
1.1E+06
5.2E+08
6.3E+132.0E+115.2E+11
4.1E+08
5.1E-01
3.3E-01
2.8E-01
3.5E+073.0E+13
3.2E+124.1E+08
7.3E+04
1.2E+02
0.0E+00
1.2E+09
4.5E+08
3.2E+09
5.8E+05
3.1E+03
6.6E+028.2E+09
4.3E+11
4.6E+07
2.4E+04
7.5E+03

付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)(2/6)
[Bq]
グループ4
原燃再処理操業
廃棄物名称

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量(t)

付 8.1-2

C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

焼却灰＋ハル缶水

ハル缶水

不燃物Ⅰ(特殊機
器廃品等)

不燃物Ⅰ(ＧＢパネル)

不燃物Ⅰ(機器廃品等)

不燃物Ⅰ(機器更新)

不燃物Ⅰ(溶融炉)

0.2

0.2

3.1

3.1

0.2

0.2

0.38

0.43

0.43

11.5

9

0.88

0.88

0.91

1,634

3,612

206

17

4,310

9

1,134

328

723

639

51

861

3

433

703
基準年
0.0E+00
5.7E+05
3.2E+16
1.9E+132.8E+15
2.6E+10
4.4E+15
2.3E+128.4E+06
1.8E+05
5.2E+11
6.8E+09
4.8E+100.0E+00
8.3E+10
1.8E+16
4.6E+148.5E+13
5.6E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.9E+10
5.7E+14
1.7E+147.2E+10
3.9E+06
0.0E+00
0.0E+00
3.6E+11
4.7E+10
4.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+125.4E+13
3.3E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
5.7E+05
1.2E+15
1.9E+13
2.3E+15
2.6E+10
2.4E+15
2.3E+128.4E+06
1.8E+05
5.2E+11
6.8E+09
4.8E+100.0E+00
8.3E+101.0E+16
1.8E+148.6E+13
5.6E+10
6.9E+01
4.5E+01
3.8E+01
4.9E+10
1.7E+14
1.7E+147.3E+10
1.2E+07
1.8E+04
0.0E+00
3.6E+11
4.7E+10
4.1E+11
4.6E+07
2.4E+05
5.1E+04
3.9E+125.4E+13
3.3E+09
1.7E+06
5.4E+051,554
基準年
0.0E+00
1.2E+06
6.8E+16
4.0E+13
6.0E+15
5.6E+109.2E+15
5.0E+121.8E+073.8E+05
1.1E+12
1.4E+101.0E+110.0E+00
1.7E+11
3.8E+16
8.2E+13
1.5E+13
1.0E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.7E+09
1.2E+15
3.0E+13
1.3E+10
6.9E+05
0.0E+00
0.0E+00
6.5E+108.2E+098.7E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.0E+11
9.5E+125.8E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
1.2E+06
2.5E+15
4.0E+13
5.0E+15
5.6E+105.1E+15
5.0E+121.8E+073.8E+05
1.1E+12
1.4E+101.0E+110.0E+00
1.7E+112.2E+16
3.1E+13
1.5E+13
1.0E+10
1.2E+01
7.9E+00
6.7E+00
8.7E+09
3.6E+14
5.6E+13
1.3E+102.1E+06
3.3E+03
0.0E+00
6.5E+108.2E+098.7E+108.2E+06
4.3E+04
9.1E+03
7.0E+11
9.5E+125.8E+08
3.1E+05
9.5E+042,369
基準年
2.1E+09
0.0E+00
3.1E+110.0E+00
0.0E+00
1.5E+09
2.5E+14
6.8E+09
4.8E+05
2.1E+06
4.7E+10
3.9E+08
2.7E+09
5.7E+06
1.6E+09
3.5E+14
1.9E+13
3.4E+122.3E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.0E+09
3.6E+14
6.8E+122.9E+09
1.6E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+10
1.9E+09
1.8E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+112.2E+121.3E+08
0.0E+00
0.0E+00

153

25年後
2.1E+09
0.0E+00
1.2E+100.0E+00
0.0E+00
1.5E+09
1.4E+14
6.8E+09
4.8E+05
2.1E+06
4.7E+10
3.9E+08
2.7E+09
5.7E+06
1.6E+09
2.0E+147.2E+12
3.5E+122.3E+09
2.8E+00
1.8E+00
1.5E+00
2.0E+09
1.1E+14
1.5E+13
3.0E+09
4.8E+05
7.5E+02
0.0E+00
1.5E+10
1.9E+09
1.8E+10
1.9E+06
9.8E+03
2.1E+03
1.6E+112.2E+121.3E+08
7.0E+04
2.2E+04

基準年
1.7E+08
0.0E+00
2.6E+100.0E+00
0.0E+00
1.3E+08
2.1E+13
5.7E+08
4.0E+04
1.8E+05
3.9E+09
3.3E+07
2.3E+08
4.8E+05
1.3E+08
2.9E+13
2.4E+124.4E+11
2.9E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+08
3.1E+138.8E+11
3.8E+082.0E+04
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+09
2.4E+08
2.2E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.1E+102.8E+11
1.7E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.7E+08
0.0E+00
9.8E+08
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+08
1.2E+13
5.7E+08
4.0E+04
1.7E+05
3.9E+09
3.3E+07
2.3E+08
4.8E+05
1.3E+08
1.6E+139.3E+11
4.5E+113.0E+08
3.6E-01
2.3E-01
2.0E-01
2.6E+08
9.2E+12
1.5E+12
3.9E+08
6.2E+04
9.7E+01
0.0E+00
1.9E+09
2.4E+08
2.2E+09
2.4E+05
1.3E+03
2.7E+02
2.1E+102.8E+11
1.7E+079.0E+03
2.8E+03付 8.1-2

3,793
基準年
5.3E+110.0E+00
8.0E+13
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+11
6.4E+16
1.7E+121.2E+08
5.4E+08
1.2E+13
1.0E+11
7.0E+11
1.5E+09
4.1E+119.0E+16
1.7E+15
3.2E+142.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+119.3E+16
6.3E+142.7E+11
1.5E+07
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+121.8E+11
1.9E+12
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+132.0E+141.2E+100.0E+00
0.0E+00

25年後
5.3E+110.0E+00
3.0E+12
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+11
3.5E+16
1.7E+121.2E+08
5.3E+08
1.2E+13
1.0E+11
7.0E+11
1.5E+09
4.1E+115.0E+16
6.7E+143.2E+142.1E+11
2.6E+02
1.7E+02
1.4E+02
1.8E+112.8E+16
2.7E+15
2.9E+11
4.5E+07
7.0E+04
0.0E+00
1.4E+121.8E+11
1.9E+121.7E+08
9.1E+05
1.9E+05
1.5E+132.0E+141.2E+10
6.5E+06
2.0E+068
基準年
3.1E+07
0.0E+00
4.8E+09
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+073.8E+12
1.0E+08
7.3E+03
3.2E+04
7.1E+08
6.0E+06
4.2E+078.6E+04
2.4E+07
5.3E+122.6E+11
4.8E+10
3.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.8E+07
5.5E+129.5E+10
4.1E+07
2.2E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.1E+08
2.7E+072.5E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+09
3.0E+10
1.9E+06
0.0E+00
0.0E+00

1,032
25年後
3.1E+07
0.0E+00
1.8E+08
0.0E+00
0.0E+00
2.3E+07
2.1E+12
1.0E+08
7.3E+03
3.2E+04
7.1E+08
6.0E+06
4.2E+078.6E+04
2.4E+073.0E+12
1.0E+11
4.9E+10
3.2E+074.0E-02
2.5E-02
2.2E-02
2.8E+07
1.7E+122.2E+11
4.2E+076.8E+03
1.1E+01
0.0E+00
2.1E+08
2.7E+072.5E+08
2.6E+04
1.4E+02
2.9E+01
2.2E+09
3.0E+10
1.9E+06
9.8E+02
3.1E+02

基準年
2.2E+12
0.0E+00
3.4E+140.0E+00
0.0E+00
1.6E+122.6E+17
7.2E+125.1E+08
6.9E+079.6E+13
4.1E+11
2.9E+123.0E+09
1.7E+123.7E+17
1.3E+16
1.4E+13
6.6E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+122.1E+15
4.7E+15
2.0E+12
4.6E+05
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+11
5.5E+09
2.6E+12
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+148.5E+123.8E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.2E+12
0.0E+00
1.3E+13
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+12
1.5E+17
7.2E+125.1E+08
6.9E+079.6E+13
4.1E+11
2.9E+123.0E+09
1.7E+122.1E+17
5.0E+15
3.6E+13
6.6E+098.2E+00
5.3E+00
4.4E+00
1.4E+12
6.3E+14
4.6E+15
2.1E+122.3E+08
2.6E+05
0.0E+00
3.9E+11
5.5E+09
2.6E+127.5E+06
3.4E+04
6.8E+03
1.1E+148.6E+123.8E+082.0E+05
6.3E+04

付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)(3/6)
[Bq]
グループ4
廃棄物名称

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量(t)

付 8.1-3

C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

焼却灰(グローブ
ボックス内)

焼却灰(二次廃棄物)

不燃物Ⅰ(溶融)

原燃MOX操業
不燃物Ⅰ(機器更新「一次廃棄物」)

原燃再処理解体
不燃物Ⅰ(機器更新「二次廃棄物」)

不燃物Ⅰ(溶融以
外)

不燃物Ⅰ(ＧＢパネル)

不燃物Ⅰ(溶融)

原燃MOX解体

不燃物Ⅰ(圧縮)

不燃物Ⅰ(溶融以
外)

焼却灰

不燃物Ⅰ(溶融「一次廃棄物」)

不燃物Ⅰ(溶融「二次廃棄物」)

不燃物Ⅰ(ＧＢパ
ネル)
3.1

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

3.1

0.2

0.2

3.1

0.2

0.2

0.2

0.43

0.43

0.88

0.88

0.88

0.57

9

0.88

0.57

9

0.43

0.88

0.88

9

1,281

446

525

1,714

147

89

17

369

513

18

618

2,601

202

26

257

89

105

344

30

17

51

74

103

56

124

521

41

79

551
基準年
6.9E+01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.0E+01
8.3E+06
2.2E+02
1.6E-02
0.0E+00
1.3E+10
1.3E+01
9.1E+01
1.9E-01
5.3E+01
1.2E+072.0E+145.0E+13
5.3E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.1E+10
1.4E+16
7.1E+13
5.6E+07
3.6E+05
0.0E+00
0.0E+00
9.8E+10
4.4E+09
1.7E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+122.9E+13
3.1E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
6.8E+01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.0E+01
4.6E+06
2.2E+02
1.6E-02
0.0E+00
1.3E+10
1.3E+01
9.1E+01
1.9E-01
5.3E+01
6.5E+06
7.6E+13
5.0E+13
5.3E+09
6.5E+00
4.2E+00
3.6E+00
2.1E+10
4.3E+15
3.9E+142.2E+09
4.7E+05
9.3E+02
0.0E+00
9.8E+10
4.4E+09
1.7E+11
7.0E+06
3.2E+04
6.5E+03
1.7E+122.9E+13
3.1E+08
1.6E+05
5.0E+04192
基準年
2.4E+01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.8E+01
2.9E+06
7.8E+01
5.6E-03
0.0E+00
4.4E+09
4.5E+00
3.2E+01
6.6E-02
1.8E+01
4.0E+06
6.9E+13
1.7E+13
1.8E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.3E+09
5.0E+15
2.5E+13
1.9E+07
1.3E+05
0.0E+00
0.0E+00
3.4E+10
1.5E+09
5.8E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+11
1.0E+13
1.1E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.4E+01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.8E+01
1.6E+06
7.8E+01
5.6E-03
0.0E+00
4.4E+09
4.5E+00
3.2E+01
6.6E-02
1.8E+01
2.3E+06
2.6E+13
1.7E+13
1.9E+09
2.3E+00
1.5E+00
1.2E+00
7.3E+09
1.5E+15
1.4E+147.7E+08
1.6E+05
3.2E+02
0.0E+00
3.4E+10
1.5E+09
5.8E+10
2.4E+06
1.1E+04
2.3E+03
5.8E+11
1.0E+13
1.1E+08
5.7E+04
1.8E+04462
基準年
4.0E+01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.9E+01
4.8E+06
1.3E+02
9.3E-03
0.0E+00
7.3E+09
7.5E+00
5.3E+01
1.1E-01
3.1E+01
6.7E+06
1.3E+143.3E+13
3.5E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+108.3E+15
4.7E+13
3.7E+07
2.4E+05
0.0E+00
0.0E+00
6.5E+10
2.9E+09
1.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+12
1.9E+132.0E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
4.0E+01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.9E+01
2.7E+06
1.3E+02
9.3E-03
0.0E+00
7.3E+09
7.5E+00
5.3E+01
1.1E-01
3.1E+01
3.8E+06
5.0E+13
3.3E+13
3.5E+09
4.3E+00
2.8E+00
2.3E+00
1.4E+10
2.5E+15
2.3E+14
1.3E+09
3.0E+05
6.1E+02
0.0E+00
6.5E+10
2.9E+09
1.1E+11
4.6E+06
2.1E+04
4.3E+03
1.1E+12
1.9E+132.0E+08
1.1E+05
3.3E+041,508
基準年
2.2E+01
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25年後
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基準年
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25年後
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基準年
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付 8.1-3

25年後
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基準年
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基準年
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0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+08
7.0E+13
3.7E+11
2.9E+05
1.9E+03
0.0E+00
0.0E+00
5.1E+08
2.3E+078.6E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
8.7E+09
1.5E+11
1.6E+06
0.0E+00
0.0E+00

25年後
3.4E-01
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.5E-01
2.2E+04
1.1E+00
7.8E-05
0.0E+00
6.2E+07
6.4E-02
4.5E-01
9.2E-04
2.6E-01
3.2E+04
3.9E+11
2.6E+112.7E+07
3.4E-02
2.2E-02
1.8E-02
1.1E+08
2.1E+132.0E+121.1E+07
2.4E+03
4.8E+00
0.0E+00
5.1E+08
2.3E+078.6E+08
3.6E+04
1.7E+02
3.3E+01
8.6E+09
1.5E+11
1.6E+06
8.4E+02
2.6E+02

付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)(4/6)
[Bq]
グループ4
JAEA再処理操業

JAEA MOX操業

廃棄物名称
ハル缶水
廃棄体体積
3
(m /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
3
(m )
重量
(t)

付 8.1-4

C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

不燃物Ⅰ(金属Ⅰ) 不燃物Ⅱ(金属Ⅱ)

可燃物

不燃物Ⅲ(非金属Ⅰ)

難燃物

不燃物Ⅳ(非金属
Ⅱ)

可燃物

難燃物

不燃物Ⅰ(金属)

不燃物Ⅱ(非金属)

0.2

0.2

3.1

0.2

0.2

0.2

0.43

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.88

11.5

0.43

0.43

0.5

1.08

0.55

0.43

0.88

0.5

26

825

3

48

13

222

36

510

281

2,284

355

6

166

8

10

4

46

16

102

57

458

72

12
基準年
6.2E+07
1.3E+06
9.9E+11
3.9E+07
5.4E+09
1.9E+09
3.3E+148.7E+09
4.8E+05
2.0E+06
6.2E+10
3.6E+08
3.0E+09
4.0E+06
1.9E+09
4.2E+14
1.9E+12
1.9E+12
1.5E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+08
3.7E+143.8E+12
1.4E+09
1.1E+05
0.0E+00
0.0E+00
4.5E+09
1.7E+09
1.2E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.0E+10
1.6E+121.7E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
6.1E+07
1.3E+06
3.7E+10
3.9E+07
4.5E+09
1.9E+09
1.8E+148.7E+09
4.8E+05
1.9E+06
6.2E+10
3.6E+08
3.0E+09
4.0E+06
1.9E+09
2.3E+147.3E+11
1.9E+12
1.5E+09
1.9E+00
1.2E+00
1.0E+00
1.3E+08
1.1E+141.2E+13
1.5E+09
2.7E+05
4.4E+02
0.0E+00
4.5E+09
1.7E+09
1.2E+102.1E+06
1.1E+04
2.5E+03
3.0E+10
1.6E+121.7E+08
9.0E+04
2.8E+04726
基準年
1.3E+09
2.7E+07
2.1E+138.2E+08
1.1E+11
4.0E+107.0E+15
1.8E+11
1.0E+07
4.1E+07
1.3E+127.6E+09
6.3E+10
8.4E+07
4.1E+108.8E+15
4.0E+13
5.3E+13
3.2E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.7E+098.9E+15
1.0E+144.0E+10
2.3E+06
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+11
3.5E+10
2.6E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.4E+11
4.5E+13
3.6E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.3E+09
2.7E+077.8E+118.2E+08
9.4E+10
3.9E+10
3.8E+15
1.8E+11
1.0E+07
4.1E+07
1.3E+127.6E+09
6.3E+10
8.4E+07
4.1E+10
4.9E+15
1.5E+13
5.3E+13
3.2E+10
4.0E+01
2.6E+01
2.2E+01
2.7E+09
2.7E+15
3.0E+144.1E+10
6.7E+06
1.1E+04
0.0E+00
1.2E+11
3.5E+10
2.6E+11
4.6E+07
2.4E+05
5.3E+04
6.4E+11
4.5E+13
3.6E+09
1.9E+06
5.9E+0535
基準年
0.0E+00
1.1E+06
1.3E+107.2E+05
9.8E+07
3.5E+07
5.7E+128.5E+09
2.3E+05
3.6E+04
1.1E+09
3.5E+09
5.5E+07
3.5E+06
3.6E+077.2E+12
3.1E+10
3.6E+102.8E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.4E+06
3.2E+05
6.9E+10
2.7E+07
2.4E+03
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+08
3.1E+075.8E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.6E+08
2.9E+10
3.1E+06
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
1.1E+06
4.7E+08
7.2E+05
8.1E+07
3.5E+07
3.1E+128.5E+09
2.3E+05
3.6E+04
1.1E+09
3.5E+09
5.5E+07
3.5E+06
3.6E+07
4.0E+121.2E+10
3.6E+102.8E+07
3.5E-02
2.3E-02
1.9E-02
2.4E+06
1.8E+06
6.7E+10
2.7E+07
5.3E+03
9.1E+00
0.0E+00
1.3E+08
3.1E+075.8E+08
4.0E+04
2.2E+02
4.6E+01
5.6E+08
2.9E+10
3.1E+06
1.7E+03
5.2E+0221
基準年
2.7E+07
5.6E+05
4.4E+11
1.7E+07
2.4E+09
8.3E+08
1.5E+143.8E+09
2.1E+05
8.6E+05
2.7E+10
1.6E+08
1.3E+09
1.8E+06
8.5E+08
1.8E+148.4E+11
4.7E+12
6.8E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.7E+075.2E+149.5E+12
3.6E+09
5.0E+04
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+107.7E+08
9.2E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+10
4.3E+128.8E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.7E+07
5.6E+05
1.6E+10
1.7E+072.0E+09
8.3E+088.0E+13
3.8E+09
2.1E+05
8.6E+05
2.7E+10
1.6E+08
1.3E+09
1.8E+06
8.5E+08
1.0E+143.2E+11
4.7E+12
6.9E+08
8.4E-01
5.4E-01
4.6E-01
5.7E+07
1.6E+142.1E+13
3.7E+09
4.5E+05
5.9E+02
0.0E+00
1.0E+107.7E+08
9.2E+09
1.1E+06
5.7E+03
1.2E+03
1.3E+10
4.3E+128.8E+07
4.7E+04
1.4E+046
基準年
3.3E+06
6.9E+04
5.4E+102.1E+06
2.9E+08
1.0E+08
1.8E+13
4.7E+08
2.6E+04
1.1E+05
3.5E+09
2.0E+07
1.6E+08
2.1E+05
1.0E+08
2.2E+13
1.0E+115.1E+128.6E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.0E+06
4.8E+141.0E+13
3.9E+09
7.9E+03
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+10
1.2E+08
5.7E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+09
4.7E+122.6E+07
0.0E+00
0.0E+00

111
25年後
3.3E+06
6.9E+04
2.0E+09
2.1E+06
2.4E+08
1.0E+08
9.8E+124.7E+08
2.6E+04
1.1E+05
3.5E+09
2.0E+07
1.6E+08
2.1E+05
1.0E+08
1.3E+13
3.9E+105.1E+129.0E+07
1.1E-01
6.9E-02
5.9E-02
7.0E+06
1.4E+142.1E+13
4.0E+09
4.4E+05
5.2E+02
0.0E+00
1.1E+10
1.2E+08
5.7E+09
3.0E+05
1.5E+03
3.0E+02
1.6E+09
4.7E+122.6E+07
1.4E+04
4.2E+03

基準年
3.4E+06
7.0E+04
5.5E+102.2E+06
3.0E+08
1.0E+08
1.8E+13
4.8E+08
2.6E+04
1.1E+05
3.7E+09
2.0E+07
1.7E+08
2.2E+05
1.1E+08
2.3E+13
1.0E+11
1.2E+139.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.1E+06
1.1E+15
2.4E+139.2E+09
1.1E+04
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+10
1.7E+08
1.3E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+09
1.1E+13
4.9E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
3.4E+06
7.0E+04
2.0E+09
2.2E+06
2.5E+08
1.0E+08
1.0E+13
4.8E+08
2.6E+04
1.1E+05
3.7E+09
2.0E+07
1.7E+08
2.2E+05
1.1E+08
1.3E+13
4.0E+10
1.2E+13
1.0E+08
1.2E-01
7.6E-02
6.4E-02
7.1E+06
3.3E+14
4.9E+139.5E+09
1.0E+06
1.2E+03
0.0E+00
2.6E+10
1.7E+08
1.3E+10
5.6E+05
2.6E+03
5.3E+02
1.7E+09
1.1E+13
5.0E+072.6E+04
8.1E+03付 8.1-439
基準年
4.3E+08
8.9E+06
6.9E+122.7E+08
3.8E+10
1.7E+10
3.1E+15
9.4E+10
4.8E+06
1.4E+07
5.9E+11
3.4E+09
2.6E+10
5.2E-04
1.8E+10
4.0E+15
4.3E+132.8E+10
3.9E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.3E+09
2.8E+127.6E+13
3.2E+10
7.5E+04
0.0E+00
0.0E+00
7.3E+07
4.1E+07
4.7E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.8E+112.0E+10
4.1E+06
0.0E+00
0.0E+00

25年後
4.3E+08
8.9E+06
2.6E+112.7E+08
3.1E+10
1.7E+10
1.7E+15
9.4E+10
4.8E+06
1.4E+07
5.9E+11
3.4E+09
2.6E+10
5.2E-04
1.8E+102.2E+15
1.7E+13
1.0E+11
3.9E+07
4.8E-02
3.1E-02
2.6E-02
3.3E+09
8.3E+11
7.3E+13
3.3E+10
3.6E+06
4.4E+03
0.0E+00
7.3E+07
4.1E+07
4.7E+08
2.6E+04
1.4E+02
2.9E+01
6.8E+112.1E+10
4.1E+06
2.2E+03
6.7E+02281
基準年
0.0E+00
0.0E+00
7.3E+08
2.9E+04
4.0E+06
1.4E+06
7.2E+09
1.6E+05
8.8E+00
1.4E+03
1.5E+09
2.6E+05
2.2E+06
0.0E+00
8.5E+03
1.8E+09
1.8E+06
6.2E+13
4.6E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+02
5.7E+15
1.3E+144.8E+103.0E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+11
4.7E+09
1.2E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.8E+04
5.7E+13
2.4E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
2.7E+072.9E+04
3.3E+06
1.4E+06
4.0E+09
1.6E+05
8.8E+00
1.4E+03
1.5E+09
2.6E+05
2.2E+06
0.0E+00
8.5E+03
1.0E+09
6.8E+05
6.2E+13
5.0E+08
5.9E-01
3.8E-01
3.2E-01
1.2E+02
1.7E+15
2.5E+14
4.9E+10
5.6E+06
6.9E+03
0.0E+00
1.3E+11
4.7E+09
1.2E+11
1.4E+07
7.4E+04
1.6E+04
2.8E+04
5.7E+13
2.4E+09
1.3E+06
4.0E+05121
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+08
7.4E+03
1.0E+06
3.5E+05
1.9E+09
4.1E+04
2.3E+00
3.7E+02
3.8E+08
6.8E+04
5.7E+05
0.0E+00
2.2E+03
4.7E+08
4.6E+05
1.6E+13
1.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.1E+01
1.5E+15
3.3E+13
1.2E+107.8E+04
0.0E+00
0.0E+00
3.4E+10
1.2E+09
3.0E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.3E+03
1.5E+13
6.3E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
7.0E+06
7.4E+03
8.5E+05
3.5E+05
1.0E+09
4.1E+04
2.3E+00
3.7E+02
3.8E+08
6.8E+04
5.7E+05
0.0E+00
2.2E+03
2.6E+08
1.8E+05
1.6E+13
1.3E+08
1.5E-01
9.7E-02
8.2E-02
3.1E+01
4.4E+14
6.5E+13
1.3E+10
1.4E+06
1.8E+03
0.0E+00
3.4E+10
1.2E+09
3.0E+10
3.6E+06
1.9E+04
4.1E+03
7.3E+03
1.5E+13
6.3E+08
3.3E+05
1.0E+052,010
基準年
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+09
1.5E+05
2.1E+07
7.3E+06
3.9E+108.5E+05
4.7E+01
7.6E+03
7.7E+09
1.4E+06
1.2E+07
0.0E+00
4.5E+04
9.7E+09
9.5E+06
3.3E+142.4E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.4E+02
3.0E+16
6.7E+142.5E+11
1.6E+06
0.0E+00
0.0E+00
7.1E+112.5E+10
6.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+05
3.0E+14
1.3E+100.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+08
1.5E+05
1.7E+07
7.3E+06
2.1E+108.5E+05
4.7E+01
7.6E+03
7.7E+09
1.4E+06
1.2E+07
0.0E+00
4.5E+04
5.5E+09
3.6E+06
3.3E+142.7E+09
3.1E+00
2.0E+00
1.7E+00
6.4E+02
9.1E+15
1.3E+15
2.6E+113.0E+07
3.7E+04
0.0E+00
7.1E+112.5E+10
6.1E+11
7.5E+07
3.9E+05
8.4E+04
1.5E+05
3.0E+14
1.3E+10
6.8E+06
2.1E+06178
基準年
0.0E+00
0.0E+00
3.0E+08
1.2E+04
1.6E+06
5.7E+05
3.0E+09
6.6E+04
3.6E+00
5.9E+02
6.0E+08
1.1E+05
9.0E+05
0.0E+00
3.5E+03
7.5E+08
7.3E+05
2.6E+13
1.9E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.0E+01
2.3E+15
5.2E+132.0E+10
1.3E+05
0.0E+00
0.0E+00
5.5E+10
1.9E+09
4.8E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+04
2.4E+13
1.0E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+07
1.2E+04
1.4E+06
5.6E+05
1.6E+09
6.6E+04
3.6E+00
5.9E+02
6.0E+08
1.1E+05
9.0E+05
0.0E+00
3.5E+03
4.2E+08
2.8E+05
2.6E+13
2.1E+08
2.4E-01
1.5E-01
1.3E-01
5.0E+01
7.0E+141.0E+142.0E+10
2.3E+06
2.8E+03
0.0E+00
5.5E+10
1.9E+09
4.8E+105.8E+06
3.0E+04
6.5E+03
1.2E+04
2.4E+13
1.0E+09
5.3E+05
1.6E+05

付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)(5/6)
[Bq]

廃棄物名称

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量(t)

付 8.1-5

C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

グループ4
JAEA再処理解体
不燃物Ⅳ
不燃物Ⅴ(非金属(二次廃棄 (金属Ⅰ(廃棄体化
物))
処理))

不燃物Ⅰ
(金属(一次廃棄物))

不燃物Ⅱ(ｺﾝｸﾘｰﾄ(一次廃棄物))

可燃物Ⅰ(二次廃棄物)

難燃物Ⅰ(二次廃
棄物)

不燃物Ⅲ(金属(二次廃棄
物))

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

可燃物Ⅱ(廃棄体化処理)

難燃物Ⅱ(廃棄体
化処理)

不燃物Ⅵ
(非金属Ⅰ
(廃棄体化処理))

不燃物Ⅶ
(非金属Ⅱ
(廃棄体化処理))

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.88

0.5

0.43

0.43

0.88

0.5

0.88

0.43

0.43

0.5

1.08

2,828

89

39

8

108

59

89

36

11

49

18

566

18

9

3

23

13

18

8

3

11

9

2,489
基準年
6.6E+07
1.4E+06
1.1E+124.2E+075.8E+09
2.0E+09
3.5E+149.3E+09
5.1E+05
2.1E+06
6.8E+10
3.9E+08
3.2E+09
4.3E+06
2.1E+09
4.5E+142.0E+128.4E+13
1.7E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+08
7.9E+15
1.7E+14
6.4E+10
1.5E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.8E+112.3E+09
9.6E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.3E+107.7E+13
4.6E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
6.6E+07
1.4E+06
4.0E+10
4.2E+074.8E+09
2.0E+09
1.9E+149.3E+09
5.1E+05
2.1E+06
6.8E+10
3.9E+08
3.2E+09
4.3E+06
2.1E+09
2.5E+147.8E+11
8.4E+13
1.8E+09
2.1E+00
1.4E+00
1.2E+00
1.4E+08
2.4E+15
3.4E+14
6.6E+10
7.3E+06
8.7E+03
0.0E+00
1.8E+112.3E+09
9.6E+10
5.4E+06
2.6E+04
5.3E+03
3.3E+107.7E+13
4.6E+08
2.4E+05
7.5E+0445
基準年
2.8E+06
5.8E+04
4.5E+10
1.8E+06
2.5E+088.6E+07
1.5E+13
4.0E+08
2.2E+04
9.0E+04
2.8E+09
1.7E+07
1.4E+08
1.8E+05
8.8E+07
1.9E+138.7E+108.9E+10
7.1E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.9E+06
1.7E+13
1.7E+11
6.6E+07
5.0E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.1E+08
7.7E+07
5.5E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+09
7.3E+107.8E+06
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.8E+06
5.8E+04
1.7E+09
1.8E+06
2.1E+088.6E+078.3E+124.0E+08
2.2E+04
8.9E+04
2.8E+09
1.7E+07
1.4E+08
1.8E+05
8.8E+07
1.1E+13
3.4E+108.8E+10
7.1E+078.7E-02
5.6E-02
4.7E-02
5.9E+06
5.1E+125.5E+11
6.9E+07
1.2E+04
2.0E+01
0.0E+00
2.1E+08
7.7E+07
5.5E+08
9.8E+04
5.3E+02
1.1E+02
1.4E+09
7.3E+107.8E+06
4.1E+03
1.3E+0317
基準年
2.2E+07
4.4E+05
3.5E+11
1.4E+07
1.9E+09
6.6E+08
1.2E+143.0E+09
1.7E+05
6.8E+05
2.2E+10
1.3E+08
1.0E+09
1.4E+06
6.7E+08
1.5E+14
6.7E+11
7.3E+125.4E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.5E+07
7.4E+14
1.5E+13
5.6E+09
4.1E+04
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+10
6.3E+08
1.1E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+10
6.7E+128.2E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.2E+07
4.4E+05
1.3E+10
1.4E+07
1.6E+09
6.6E+08
6.4E+13
3.0E+09
1.7E+05
6.8E+05
2.2E+10
1.3E+08
1.0E+09
1.4E+06
6.7E+088.2E+13
2.6E+11
7.3E+125.5E+08
6.7E-01
4.3E-01
3.7E-01
4.5E+07
2.2E+143.1E+13
5.8E+09
6.6E+05
8.2E+02
0.0E+00
1.6E+10
6.3E+08
1.1E+101.0E+06
5.1E+03
1.1E+03
1.1E+10
6.7E+128.2E+07
4.3E+04
1.3E+044
基準年
1.1E+06
2.2E+04
1.7E+10
6.8E+05
9.4E+07
3.3E+07
5.7E+12
1.5E+088.3E+03
3.4E+04
1.3E+09
6.3E+06
5.2E+076.9E+04
3.3E+077.2E+123.3E+101.0E+13
3.3E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+06
9.4E+142.1E+13
7.8E+09
6.2E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+109.5E+07
1.1E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.3E+08
9.4E+123.7E+07
0.0E+00
0.0E+00

96
25年後
1.1E+06
2.2E+04
6.5E+08
6.8E+05
7.8E+07
3.3E+07
3.2E+12
1.5E+088.3E+03
3.4E+04
1.3E+09
6.3E+06
5.2E+076.9E+04
3.3E+07
4.1E+121.3E+101.0E+13
4.1E+07
4.6E-02
2.9E-02
2.4E-02
2.2E+06
2.8E+144.1E+138.1E+098.8E+05
1.0E+03
0.0E+00
2.2E+109.5E+07
1.1E+10
4.2E+05
1.9E+03
3.8E+02
5.3E+08
9.4E+123.7E+072.0E+04
6.1E+03

基準年
3.6E+04
7.4E+02
7.2E+08
2.8E+04
3.9E+06
1.4E+06
1.9E+115.1E+06
2.8E+02
1.4E+03
3.2E+08
2.6E+05
2.2E+06
2.3E+03
1.1E+06
2.4E+11
1.1E+09
1.2E+13
8.4E+06
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.6E+04
1.1E+15
2.4E+139.2E+09
5.1E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+10
7.9E+07
1.2E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.8E+07
1.1E+13
4.0E+07
0.0E+00
0.0E+00

30

25年後
3.6E+04
7.4E+02
2.7E+072.8E+04
3.3E+06
1.4E+06
1.1E+115.1E+06
2.8E+02
1.4E+03
3.2E+08
2.6E+05
2.2E+06
2.3E+03
1.1E+06
1.4E+11
4.3E+08
1.2E+13
1.7E+07
1.6E-02
9.4E-03
7.8E-03
7.5E+04
3.3E+144.8E+139.5E+09
1.0E+06
1.2E+03
0.0E+00
2.6E+10
7.9E+07
1.2E+10
4.5E+05
2.0E+03
3.9E+02
1.8E+07
1.1E+13
4.0E+07
2.1E+04
6.6E+03

基準年
1.2E+06
2.5E+04
2.0E+107.8E+05
1.1E+08
3.7E+07
6.5E+121.7E+08
9.5E+03
3.9E+04
1.3E+09
7.2E+06
5.9E+07
7.9E+04
3.8E+078.3E+123.8E+10
2.9E+123.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+06
2.7E+14
5.9E+122.2E+09
3.4E+03
0.0E+00
0.0E+00
6.2E+09
5.2E+07
3.2E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.0E+08
2.7E+121.3E+07
0.0E+00
0.0E+00

付 8.1-5

25年後
1.2E+06
2.5E+04
7.3E+08
7.8E+05
8.9E+07
3.7E+07
3.6E+121.7E+08
9.5E+03
3.9E+04
1.3E+09
7.2E+06
5.9E+07
7.9E+04
3.8E+07
4.6E+12
1.4E+10
2.9E+12
3.4E+07
4.1E-02
2.6E-02
2.2E-02
2.6E+06
8.1E+13
1.2E+13
2.3E+09
2.5E+05
3.0E+02
0.0E+00
6.2E+09
5.2E+07
3.2E+09
1.5E+05
7.1E+02
1.4E+02
6.0E+08
2.7E+121.3E+076.9E+03
2.1E+0379
基準年
1.4E+08
2.9E+06
2.3E+129.0E+07
1.2E+10
4.3E+09
7.6E+142.0E+10
1.1E+06
4.5E+06
1.4E+118.3E+08
6.9E+09
9.1E+06
4.4E+09
9.6E+14
4.4E+125.7E+12
3.5E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.0E+08
9.7E+14
1.1E+13
4.3E+09
2.5E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+10
3.9E+09
2.9E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.0E+10
4.8E+12
3.9E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
1.4E+08
2.9E+06
8.5E+109.0E+07
1.0E+10
4.3E+09
4.2E+142.0E+10
1.1E+06
4.5E+06
1.4E+118.3E+08
6.9E+09
9.1E+06
4.4E+09
5.4E+14
1.7E+125.7E+12
3.5E+09
4.4E+00
2.8E+00
2.4E+00
3.0E+08
2.9E+143.3E+13
4.5E+09
7.3E+05
1.2E+03
0.0E+00
1.3E+10
3.9E+09
2.9E+105.0E+06
2.7E+04
5.7E+03
7.0E+10
4.8E+12
3.9E+08
2.1E+05
6.5E+0416
基準年
2.1E+07
4.3E+05
3.3E+11
1.3E+07
1.8E+09
6.3E+08
1.1E+142.9E+09
1.6E+05
6.6E+05
2.1E+10
1.2E+08
1.0E+09
1.3E+06
6.5E+08
1.4E+14
6.4E+11
3.6E+125.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.4E+07
4.0E+147.3E+122.7E+09
3.8E+04
0.0E+00
0.0E+00
7.8E+09
5.8E+08
7.0E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+10
3.3E+12
6.7E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.1E+07
4.3E+05
1.2E+10
1.3E+07
1.5E+09
6.3E+08
6.1E+13
2.9E+09
1.6E+05
6.6E+05
2.1E+10
1.2E+08
1.0E+09
1.3E+06
6.5E+08
7.9E+13
2.5E+11
3.6E+125.2E+08
6.4E-01
4.1E-01
3.5E-01
4.3E+07
1.2E+14
1.6E+132.8E+09
3.4E+05
4.5E+02
0.0E+00
7.8E+09
5.8E+08
7.0E+09
8.3E+05
4.4E+03
9.3E+02
1.0E+10
3.3E+12
6.7E+07
3.6E+04
1.1E+045
基準年
2.8E+06
5.7E+04
4.5E+10
1.8E+06
2.4E+088.4E+07
1.5E+13
3.9E+08
2.2E+04
8.8E+04
2.9E+09
1.6E+07
1.3E+08
1.8E+05
8.7E+07
1.9E+138.6E+10
4.2E+127.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+06
4.0E+148.6E+123.2E+09
6.6E+03
0.0E+00
0.0E+00
9.1E+09
1.0E+08
4.7E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+09
3.9E+122.2E+07
0.0E+00
0.0E+00

25
25年後
2.8E+06
5.7E+04
1.7E+09
1.8E+06
2.0E+088.4E+078.2E+12
3.9E+08
2.2E+04
8.8E+04
2.9E+09
1.6E+07
1.3E+08
1.8E+05
8.7E+07
1.1E+13
3.3E+10
4.2E+127.5E+07
9.1E-02
5.8E-02
4.9E-02
5.8E+06
1.2E+14
1.7E+13
3.3E+09
3.7E+05
4.4E+02
0.0E+00
9.1E+09
1.0E+08
4.7E+09
2.5E+05
1.2E+03
2.5E+02
1.4E+09
3.9E+122.2E+07
1.1E+04
3.5E+03

基準年
7.7E+05
1.6E+04
1.2E+10
4.9E+05
6.7E+07
2.3E+07
4.1E+121.1E+08
5.9E+03
2.4E+04
8.3E+08
4.5E+06
3.7E+07
4.9E+04
2.4E+075.2E+122.4E+10
2.7E+122.1E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+06
2.5E+145.5E+122.1E+09
2.5E+03
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+09
3.8E+072.9E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.8E+08
2.5E+121.1E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
7.6E+05
1.6E+04
4.6E+08
4.9E+05
5.6E+07
2.3E+07
2.3E+121.1E+08
5.9E+03
2.4E+04
8.3E+08
4.5E+06
3.7E+07
4.9E+04
2.4E+072.9E+129.1E+09
2.7E+122.3E+07
2.7E-02
1.7E-02
1.4E-02
1.6E+06
7.5E+13
1.1E+13
2.1E+09
2.3E+05
2.8E+02
0.0E+00
5.8E+09
3.8E+072.9E+09
1.3E+05
5.9E+02
1.2E+02
3.8E+08
2.5E+121.1E+07
5.9E+03
1.8E+0320
基準年
2.2E+08
4.6E+06
3.6E+12
1.4E+08
1.9E+108.9E+09
1.6E+15
4.8E+10
2.5E+06
7.0E+06
3.0E+11
1.8E+09
1.4E+10
2.7E-04
9.1E+09
2.0E+15
2.2E+13
1.4E+102.0E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+09
1.4E+12
3.9E+13
1.6E+10
3.9E+04
0.0E+00
0.0E+00
3.7E+07
2.1E+07
2.4E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.5E+11
1.0E+102.1E+06
0.0E+00
0.0E+00

25年後
2.2E+08
4.6E+06
1.3E+11
1.4E+08
1.6E+108.9E+098.9E+144.8E+10
2.5E+06
7.0E+06
3.0E+11
1.8E+09
1.4E+10
2.7E-04
9.1E+09
1.1E+15
8.6E+125.2E+102.0E+07
2.5E-02
1.6E-02
1.3E-02
1.7E+09
4.2E+11
3.8E+13
1.7E+10
1.9E+06
2.2E+03
0.0E+00
3.7E+07
2.1E+07
2.4E+08
1.4E+04
7.0E+01
1.5E+01
3.5E+11
1.1E+102.1E+06
1.1E+03
3.4E+02

付表 8.1-1 安全評価で用いる廃棄体ごとの放射能量(Bq)(6/6)
[Bq]

廃棄物名称

廃棄体体積
(m 3 /本)
廃棄体重量
(t/本)
発生本数
(本)
発生量
(m 3 )
重量(t)

付 8.1-6

C-14
Cl-36
Co-60
Ni-59
Ni-63
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Pd-107
Sn-126
I-129
Cs-135
Cs-137
Cm-244
Pu-240
U-236
Th-232
Ra-228
Th-228
Cm-245
Pu-241
Am-241
Np-237
U-233
Th-229
Cm-246
Pu-242
U-238
U-234
Th-230Ra-226
Pb-210
Am-243
Pu-239
U-235
Pa-231
Ac-227

グループ4
JAEA MOX解体
不燃物Ⅲ
難燃物Ⅱ(二次廃(金属(二次廃棄
棄物)物))

可燃物Ⅰ(一次廃棄物)

難燃物Ⅰ(一次廃
棄物)

不燃物Ⅰ(金属(一次廃棄物))

不燃物Ⅱ(ｺﾝｸﾘｰﾄ(一次廃棄物))

可燃物Ⅱ(二次廃
棄物)

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.43

0.88

0.5

0.43

88

20

2,057

52

18

5

412

11

38
基準年
0.0E+00
0.0E+00
9.0E+08
3.6E+04
4.9E+06
1.7E+06
9.0E+09
2.0E+05
1.1E+01
1.8E+03
1.8E+09
3.3E+05
2.7E+06
0.0E+00
1.0E+04
2.3E+09
2.2E+06
7.7E+13
5.7E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+02
7.1E+15
1.6E+14
5.9E+10
3.8E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+11
5.8E+09
1.4E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.5E+04
7.1E+13
3.0E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
3.4E+07
3.6E+04
4.1E+06
1.7E+06
5.0E+09
2.0E+05
1.1E+01
1.8E+03
1.8E+09
3.3E+05
2.7E+06
0.0E+00
1.0E+04
1.3E+098.5E+05
7.7E+13
6.2E+08
7.3E-01
4.7E-01
3.9E-01
1.5E+02
2.1E+15
3.1E+14
6.1E+107.0E+06
8.6E+03
0.0E+00
1.6E+11
5.8E+09
1.4E+11
1.8E+079.2E+04
2.0E+04
3.5E+04
7.1E+13
3.0E+09
1.6E+06
4.9E+059
基準年
0.0E+00
0.0E+00
2.7E+08
1.1E+04
1.5E+06
5.2E+05
2.7E+09
6.0E+04
3.3E+00
5.4E+02
5.5E+08
9.9E+048.2E+05
0.0E+00
3.2E+03
6.9E+08
6.7E+05
2.3E+13
1.7E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.5E+01
2.1E+15
4.8E+13
1.8E+10
1.1E+05
0.0E+00
0.0E+00
5.0E+10
1.8E+09
4.3E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.1E+04
2.2E+139.1E+08
0.0E+00
0.0E+00

1,811
25年後
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+07
1.1E+04
1.2E+06
5.2E+05
1.5E+09
6.0E+04
3.3E+00
5.4E+02
5.5E+08
9.9E+048.2E+05
0.0E+00
3.2E+03
3.9E+08
2.6E+05
2.3E+13
1.9E+08
2.2E-01
1.4E-01
1.2E-01
4.5E+01
6.4E+149.4E+13
1.9E+102.1E+06
2.6E+03
0.0E+00
5.0E+10
1.8E+09
4.3E+10
5.3E+06
2.8E+04
5.9E+03
1.1E+04
2.2E+139.1E+08
4.8E+05
1.5E+05

基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.0E+09
4.1E+04
5.7E+06
2.0E+06
1.0E+10
2.3E+05
1.3E+01
2.0E+03
2.1E+09
3.8E+05
3.1E+06
0.0E+00
1.2E+04
2.6E+09
2.5E+06
8.9E+13
6.5E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.7E+028.2E+15
1.8E+14
6.8E+10
4.4E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+11
6.7E+09
1.7E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.1E+048.2E+13
3.5E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
3.9E+07
4.1E+04
4.7E+06
2.0E+06
5.7E+09
2.3E+05
1.3E+01
2.0E+03
2.1E+09
3.8E+05
3.1E+06
0.0E+00
1.2E+04
1.5E+09
9.8E+05
8.9E+137.2E+08
8.5E-01
5.4E-01
4.5E-01
1.7E+02
2.4E+15
3.6E+147.0E+108.0E+06
9.9E+03
0.0E+00
1.9E+11
6.7E+09
1.7E+112.0E+07
1.1E+05
2.3E+04
4.1E+048.2E+13
3.5E+09
1.8E+06
5.7E+0526
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+074.8E+02
6.6E+04
2.3E+04
1.2E+08
2.6E+03
1.5E-01
2.4E+01
2.4E+07
4.4E+03
3.6E+04
0.0E+00
1.4E+02
3.0E+073.0E+04
1.0E+127.6E+06
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.0E+00
9.5E+13
2.1E+127.9E+08
5.1E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+09
7.8E+07
1.9E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
4.7E+02
9.5E+11
4.0E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
4.5E+05
4.8E+02
5.5E+04
2.3E+04
6.6E+072.6E+03
1.5E-01
2.4E+01
2.4E+07
4.4E+03
3.6E+04
0.0E+00
1.4E+02
1.7E+07
1.1E+04
1.0E+128.4E+06
9.8E-03
6.3E-03
5.3E-03
2.0E+00
2.8E+13
4.2E+128.2E+08
9.3E+04
1.1E+02
0.0E+00
2.2E+09
7.8E+07
1.9E+09
2.3E+05
1.2E+03
2.6E+02
4.7E+02
9.5E+11
4.0E+07
2.1E+04
6.6E+03

不燃物Ⅳ(非金属(二次廃棄物))

可燃物Ⅲ(廃棄体化処理)

難燃物Ⅲ(廃棄体
化処理)

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.2

0.43

0.88

0.5

0.55

0.43

0.88

0.5

109

52

119

23

57

28

92

16

23

11

25

6

12

7

19

4

47
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+09
5.9E+048.2E+06
2.8E+06
1.5E+10
3.3E+05
1.8E+01
3.0E+03
3.0E+09
5.5E+05
4.5E+06
0.0E+00
1.7E+04
3.8E+09
3.7E+06
1.3E+149.4E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.5E+02
1.2E+16
2.6E+149.8E+10
6.3E+05
0.0E+00
0.0E+00
2.7E+11
9.7E+09
2.4E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.9E+04
1.2E+145.0E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
5.6E+07
5.9E+04
6.8E+06
2.8E+06
8.2E+09
3.3E+05
1.8E+01
2.9E+03
3.0E+09
5.5E+05
4.5E+06
0.0E+00
1.7E+04
2.1E+09
1.4E+06
1.3E+141.0E+09
1.2E+00
7.8E-01
6.5E-01
2.5E+02
3.5E+15
5.2E+141.0E+11
1.2E+07
1.4E+04
0.0E+00
2.7E+11
9.7E+09
2.4E+11
2.9E+07
1.5E+05
3.3E+04
5.9E+04
1.2E+145.0E+09
2.6E+06
8.2E+0523
基準年
0.0E+00
0.0E+00
7.1E+08
2.8E+04
3.9E+06
1.3E+06
7.1E+09
1.6E+05
8.6E+00
1.4E+03
1.4E+09
2.6E+05
2.1E+06
0.0E+00
8.3E+03
1.8E+09
1.7E+06
6.1E+13
4.5E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.2E+02
5.6E+15
1.2E+14
4.7E+103.0E+05
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+11
4.6E+09
1.1E+110.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.8E+04
5.6E+13
2.4E+09
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
2.7E+072.8E+04
3.2E+06
1.3E+06
3.9E+09
1.6E+05
8.6E+00
1.4E+03
1.4E+09
2.6E+05
2.1E+06
0.0E+00
8.3E+03
1.0E+09
6.7E+05
6.1E+13
4.9E+08
5.8E-01
3.7E-01
3.1E-01
1.2E+02
1.7E+15
2.5E+144.8E+10
5.5E+06
6.8E+03
0.0E+00
1.3E+11
4.6E+09
1.1E+11
1.4E+077.2E+04
1.5E+04
2.8E+04
5.6E+13
2.4E+09
1.3E+06
3.9E+05

付 8.1-6105
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.9E+08
7.5E+03
1.0E+06
3.6E+05
1.9E+09
4.2E+04
2.3E+00
3.8E+02
3.8E+08
7.0E+04
5.8E+05
0.0E+00
2.2E+03
4.8E+08
4.7E+05
1.6E+13
1.2E+08
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.2E+01
1.5E+15
3.3E+13
1.3E+108.0E+04
0.0E+00
0.0E+00
3.5E+10
1.2E+09
3.0E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.5E+03
1.5E+13
6.4E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
7.1E+06
7.5E+03
8.6E+05
3.6E+05
1.1E+09
4.2E+04
2.3E+00
3.8E+02
3.8E+08
7.0E+04
5.8E+05
0.0E+00
2.2E+03
2.7E+08
1.8E+05
1.6E+13
1.3E+08
1.6E-01
9.9E-02
8.4E-02
3.2E+01
4.5E+14
6.6E+13
1.3E+10
1.5E+06
1.8E+03
0.0E+00
3.5E+10
1.2E+09
3.0E+10
3.7E+06
2.0E+04
4.2E+03
7.5E+03
1.5E+13
6.4E+08
3.4E+05
1.0E+0512
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+076.2E+02
8.5E+04
3.0E+04
1.6E+08
3.4E+03
1.9E-01
3.1E+01
3.1E+07
5.7E+03
4.7E+04
0.0E+00
1.8E+02
3.9E+073.8E+04
1.3E+129.8E+06
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+00
1.2E+142.7E+12
1.0E+09
6.5E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.9E+09
1.0E+08
2.5E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.1E+02
1.2E+125.2E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+05
6.2E+02
7.1E+04
3.0E+04
8.6E+07
3.4E+03
1.9E-01
3.1E+01
3.1E+07
5.7E+03
4.7E+04
0.0E+00
1.8E+02
2.2E+07
1.5E+04
1.3E+121.1E+07
1.3E-02
8.1E-03
6.8E-03
2.6E+00
3.7E+13
5.4E+121.1E+09
1.2E+05
1.5E+02
0.0E+00
2.9E+09
1.0E+08
2.5E+09
3.0E+05
1.6E+03
3.4E+02
6.1E+02
1.2E+125.2E+072.8E+04
8.6E+0332
基準年
0.0E+00
0.0E+00
8.3E+07
3.3E+03
4.5E+05
1.6E+05
8.2E+08
1.8E+04
1.0E+00
1.6E+02
1.7E+08
3.0E+04
2.5E+05
0.0E+00
9.6E+02
2.1E+082.0E+05
7.1E+125.2E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
1.4E+01
6.5E+14
1.4E+13
5.4E+09
3.5E+04
0.0E+00
0.0E+00
1.5E+10
5.3E+08
1.3E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.2E+03
6.5E+122.8E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
3.1E+06
3.3E+03
3.7E+05
1.6E+05
4.5E+08
1.8E+04
1.0E+00
1.6E+02
1.7E+08
3.0E+04
2.5E+05
0.0E+00
9.6E+02
1.2E+08
7.8E+04
7.1E+125.7E+07
6.7E-02
4.3E-02
3.6E-02
1.4E+01
1.9E+142.9E+13
5.6E+09
6.4E+05
7.9E+02
0.0E+00
1.5E+10
5.3E+08
1.3E+10
1.6E+06
8.4E+03
1.8E+03
3.2E+03
6.5E+122.8E+08
1.5E+05
4.5E+0413
基準年
0.0E+00
0.0E+00
2.0E+07
7.9E+02
1.1E+05
3.8E+04
2.0E+08
4.4E+03
2.4E-01
4.0E+01
4.0E+07
7.3E+03
6.1E+04
0.0E+00
2.3E+02
5.1E+07
4.9E+04
1.7E+121.3E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
3.3E+00
1.6E+14
3.5E+121.3E+09
8.4E+03
0.0E+00
0.0E+00
3.7E+09
1.3E+08
3.2E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
7.9E+02
1.6E+12
6.7E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
7.5E+05
7.9E+02
9.1E+04
3.8E+04
1.1E+08
4.4E+03
2.4E-01
3.9E+01
4.0E+07
7.3E+03
6.1E+04
0.0E+00
2.3E+02
2.8E+07
1.9E+04
1.7E+12
1.4E+07
1.6E-02
1.0E-02
8.8E-03
3.3E+00
4.7E+13
7.0E+12
1.4E+09
1.6E+05
1.9E+02
0.0E+00
3.7E+09
1.3E+08
3.2E+09
3.9E+05
2.1E+03
4.4E+02
7.9E+02
1.6E+12
6.7E+07
3.6E+04
1.1E+04

不燃物Ⅴ
不燃物Ⅵ(金属(廃棄体化処 (非金属(廃棄体化
理))
処理))

81
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.6E+08
6.1E+03
8.5E+05
2.9E+05
1.6E+09
3.4E+04
1.9E+00
3.1E+02
3.1E+08
5.7E+04
4.7E+05
0.0E+00
1.8E+03
3.9E+08
3.8E+05
1.3E+139.8E+07
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.6E+01
1.2E+15
2.7E+13
1.0E+10
6.5E+04
0.0E+00
0.0E+00
2.9E+101.0E+09
2.5E+100.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
6.1E+03
1.2E+135.2E+08
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
5.8E+06
6.1E+03
7.0E+05
2.9E+05
8.6E+08
3.4E+04
1.9E+00
3.1E+02
3.1E+08
5.7E+04
4.7E+05
0.0E+00
1.8E+03
2.2E+08
1.5E+05
1.3E+13
1.1E+08
1.3E-01
8.1E-02
6.8E-02
2.6E+01
3.7E+14
5.4E+13
1.1E+10
1.2E+06
1.5E+03
0.0E+00
2.9E+101.0E+09
2.5E+103.0E+06
1.6E+04
3.4E+03
6.1E+03
1.2E+135.2E+08
2.8E+05
8.5E+048
基準年
0.0E+00
0.0E+00
1.3E+07
5.3E+02
7.3E+04
2.5E+04
1.3E+08
2.9E+03
1.6E-01
2.6E+01
2.7E+07
4.9E+03
4.1E+04
0.0E+00
1.6E+02
3.4E+07
3.3E+04
1.2E+128.4E+06
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
2.2E+00
1.1E+142.3E+128.8E+08
5.6E+03
0.0E+00
0.0E+00
2.5E+098.7E+07
2.1E+09
0.0E+00
0.0E+00
0.0E+00
5.3E+02
1.1E+124.5E+07
0.0E+00
0.0E+00

25年後
0.0E+00
0.0E+00
5.0E+05
5.3E+02
6.1E+04
2.5E+04
7.4E+072.9E+03
1.6E-01
2.6E+01
2.7E+07
4.9E+03
4.1E+04
0.0E+00
1.6E+02
1.9E+07
1.3E+04
1.2E+129.3E+06
1.1E-02
7.0E-03
5.9E-03
2.2E+00
3.2E+13
4.6E+129.1E+08
1.0E+05
1.3E+02
0.0E+00
2.5E+098.7E+07
2.1E+09
2.6E+05
1.4E+03
2.9E+02
5.2E+02
1.1E+124.5E+07
2.4E+04
7.4E+03

付録 8-2 核種量の枯渇と掘削影響領域の地下水流量の変化および崩壊を考慮した一次元の直交座標系での定常状態の核種放出率の近似解
析解 （8.3.1）
1．内側境界濃度一定，外側境界濃度一定の場合の近似解析解······················1
2．内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の場合の近似解析解··············4
3．瞬時放出の場合の人工バリアシステムの応答特性 ·····························6
4．内側境界濃度が溶解度で制限される場合の人工バリアシステムの応答特性······· 11
4.1 掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で内側境界濃度が溶解度で一定，外側境
界濃度 0 の条件における人工バリアシステムの応答特性 ······················· 11
4.2 掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で内側境界濃度が溶解度で一定，外側境
界濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性 ····················· 13

5．内側境界からの核種放出率が溶出率で制限される場合の人工バリアシステムの応答
特性 ································································· 15
5.1 掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で内側境界からの放出率一定，外側境界
濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性 ······················· 16
5.2 掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で内側境界からの放出率一定，外側境界
濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性 ······················· 176．目標線量以下にする核種の閉じ込め時間 ···································· 20
7．近似解析解の妥当性の確認 ················································ 21
7.1 グループ 1 の I-129 の結果の比較············································· 21
7.2 グループ 2 の結果の比較····················································· 22
7.2.1 C-14 の結果の比較 ···················································· 22
7.2.2 Sr-90 の結果の比較 ··················································· 23
7.2.3 Pu-239 の結果の比較 ·················································· 23
7.3 グループ 3 の I-129 の結果の比較············································· 24
7.4 グループ 4 の Sr-90 の結果の比較············································· 25

8．まとめ ·································································· 26
付録 8-2 参考文献·························································· 27
付図 8.2.4-1 掘削影響領域の地下水流量が Q≧Qth の場合の CKmax と Csol の関係の概念········· 12
付図 8.2.4-2 掘削影響領域の地下水流量が Q<<Qth の場合の CK’max と Csol の関係の概念 ······· 13
付図 8.2.4-3 溶解度一定の近似解析解から得られた放出率と溶解度の関係式の概念 ········ 15
付図 8.2.5-1 近似解析解から得られた放出率と溶出率の関係式の概念···················· 19
付図 8.2.7-1 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 1 の I-129） ··················································· 21
付図 8.2.7-2 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 2 の C-14） ···················································· 22
付図 8.2.7-3 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 2 の Sr-90） ··················································· 23

付図 8.2.7-4 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 2 の Pu-239） ·················································· 24
付図 8.2.7-5 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 3 の I-129） ··················································· 25
付図 8.2.7-6 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 4 の Sr-90） ··················································· 26

核種量の枯渇と掘削影響領域の地下水流量の変化および崩壊を考慮した一次元の直交座標系での定常状態の核種放出率の近似解析解
1．内側境界濃度一定，外側境界濃度一定の場合の近似解析解
一次元の直交座標系で崩壊を考慮した場合の核種の移行は以下の方程式で表される。

∂C∂ 2C{ε + (1 − ε )Kdρ} = De 2 − {ε + (1 − ε )Kdρ}λC∂t∂x
ε ：拡散媒体の空隙率（-）
Kd ：拡散媒体の収着分配係数（m3/kg）
ρ ：拡散媒体の真密度（kg/m3）
C：定常状態での拡散媒体液相中の濃度（Bq/m3）t：時間（y）

De ：拡散媒体の実効拡散係数（m2/y）x：距離（m）

λ ：崩壊定数（1/y）
拡散媒体内側境界濃度が CK で一定，外側境界濃度が CL で一定の条件での定常状態での濃度プロファイル C*は，定数係数の同次方程式の解として付式 8.2.1-(1)のように表される。また，拡散媒体
外側からの放出率は，付式 8.2.1-(1)を用いて付式 8.2.1-(2)のように表される（大井，2011）
。

C* =

( )

(

)

⎤
1 ⎡⎛
1
1⎞
1
1 ⎞
⎛
− C L ⎟ exp a x − h1h 2⎜ C K − C L⎜ CK⎟ exp − a x ⎥ 付式 8.2.1-(1)
⎢
P1 ⎣⎝
h2
h1 ⎠
h1
h2 ⎠
⎝
⎦

FL = − DeE(2C K − C L P 2)
(2C K − C L P 2)
∂C
= − E λεRdDe
= −G1
P1
P1
∂x x = L付式 8.2.1-(2)

ここで，

(

)

(

)

λεRd
h1 = exp a K ,h2 = exp a L ,,De⎛ h1 h2 ⎞P 2 = ⎜ + ⎟,G1 = E λεRdDe = EDe a⎝ h2 h1 ⎠a=⎛ h1 h2 ⎞P1 = ⎜− ⎟⎝ h2 h1 ⎠とおく。
CK ：拡散媒体の一定の内側境界濃度（Bq/m3）
CL ：拡散媒体の一定の外側境界濃度（Bq/m3）
FL ：定常状態での拡散媒体から掘削影響領域への拡散による核種放出率（Bq /y）E：拡散媒体外側の表面積（m2）L：拡散媒体外側までの距離（m）

付 8.2-1

Rd = 1 +Rd ：拡散媒体の遅延係数(1 − ε ) Kdρε

定常状態での拡散媒体中の核種量 Wb は付式 8.2.1-(3)で表される。
Ｌ

Wb = 2πlεRd ∫ {C*x}dx = G 2(P3C K + P 4C L )ここで，G 2 = 2πlεRd ,P3 =付式 8.2.1-(3)P1Ｋ(2 a L − P2 a K + P1) ,a

P4 =(2 a K − P2 a L − P1)aとおく。
Wb ：定常状態で拡散媒体中に存在する核種量（Bq）ℓ：廃棄体定置領域の長さ（m）

K：拡散媒体内側までの距離（m）

定常状態で人工バリア内（充填材領域，緩衝材領域，掘削影響領域）に存在する核種量の保存に関する近似式が付式 8.2.1-(4)で表される。

I 0 ≅ Wf + Wb + Wm = CK G 4 + Wb + CLG3付式 8.2.1-(4)ここで，G 3 = ε m Rd mVm ,G 4 = ε f Rd f Vf

とおく。
Wｆ ：定常状態で充填材領域中に存在する核種量（Bq）
Wｍ ：定常状態で掘削影響領域中に存在する核種量（Bq）
I0：廃棄体中の初期の核種量（Bq）

f：充填材領域を表す添え字

m：掘削影響領域を表す添え字

定常状態の掘削影響領域内での核種量の保存式は付式 8.2.1-(5)で表される。

0 = FL + Fd − QC L − Fm − λC LVm ε m Rd m

付式 8.2.1-(5)ここで，Fd = C a Qd =Wb
Qd
Vd εRd付式 8.2.1-(6)とおく。
Fｄ ：定常状態での拡散媒体から掘削影響領域への移流による核種放出率（Bq /y）
付 8.2-2

Ca ：定常状態での拡散媒体中の平均濃度（Bq /m3）
Qd ：人工バリア内の地下水流量（m3/y）
Vd ：拡散媒体の体積（m3）Q

Vd = πl(L + K )(L − K )：掘削影響領域の地下水流量（m3/y）

Fm ：定常状態での掘削影響領域から天然バリアへの拡散による核種放出率（Bq /y）

Fm = − Dem E m

C − CL∂C L= − Dem E m Lm
Lm
∂x x = L + m

付式 8.2.1-(7)Dem ：掘削影響領域の実効拡散係数（m2/y）
Em ：掘削影響領域外側の表面積（m2）m：掘削影響領域の厚さ（m）

Lm ：掘削影響領域外側からの任意の距離（m）
CLm ：掘削影響領域外側から Lm の距離にける濃度（Bq /m3）付式 8.2.1-(4)と付式 8.2.1-(5)を連立させることにより，外側境界濃度 CL と内側境界濃度 CK，さらに，FL，Fd，QCL，Fm がそれぞれ以下のように与えられる。

CL =

I0
G8
(G3G8 + G 7 )付式 8.2.1-(8)

CK =

I0
⎡⎛ G 6⎞ ⎛ G 2G5 ⎞⎤P1 − P 2 ⎟ − ⎜P 4 ⎟⎥⎜⎢(G3G8 + G 7 ) ⎣⎝ G1⎠ ⎝ G1⎠⎦付式 8.2.1-(9)I0⎡⎛ P 4 P 2 P3 ⎞ ⎤2G 6 − G 2G5⎜ 2+⎟⎢(G3G8 + G 7 ) ⎣P1 ⎠⎥⎦⎝ P1

付式 8.2.1-(10)FL = −Fd =I0
P 2 P3P4 ⎞⎛ G6
G 2G5⎜P3 −−2⎟(G3G8 + G 7 )
P1
P1 ⎠
⎝ G1

QC L =I0
G8Q(G3G8 + G 7 )Fm = Dem Em

付式 8.2.1-(11)付式 8.2.1-(12)

CL
I0
De E
=
G8 m mLm (G3G8 + G 7 )Lm(CLm = 0)
ここで，付 8.2-3付式 8.2.1-(13)

G5 =

Qd
,
Vd εRdG6 = Q +Dem E m+ λG 3Lm

P3⎞⎛ G 6⎞ ⎛ G 4G5 2 ⎞⎛G7 = ⎜ G 2+ G 4 ⎟⎜
P1 − P 2 ⎟ − ⎜+ ⎟G 2 P 4
P1
P1 ⎠
⎝
⎠⎝ G1
⎠ ⎝ G1⎛ G5G 2⎞
G8 = ⎜
P3 − 2 ⎟
⎝ G1
⎠

とおく。

2．内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の場合の近似解析解
拡散媒体内側境界からの放出率が FK で一定，外側境界濃度が CL で一定の条件での定常状態での濃度プロファイル C*は，１．と同様に，定数係数の同次方程式の解として付式 8.2.2-(1)のように表される。また，拡散媒体外側からの放出率は, 付式 8.2.2-(1)を用いて付式 8.2.2-(2)のように表される（大井，2011）
。

( )

(

1 F 1 ⎞
1 ⎞
⎛F 1
⎛
+ CL
⎟ exp − a x⎟ exp a x + h1h2⎜ K⎜ CL − K
h1 G1 h 2 ⎠
G1 h1
h2 ⎠
⎝
⎝
C* =
P2
FL = − DeE)

P1
G1 ⎡ 2 FK∂C⎤ 2F=+ C L P1⎥ = K + C L G1⎢
P2
∂x x = L P 2 ⎣ G1
⎦ P2

付式 8.2.2-(1)付式 8.2.2-(2)FＫ ：拡散媒体内側境界からの一定放出率（Bq/y）
定常状態での拡散媒体中の核種量 Wb は付式 8.2.2-(3)で表される。

F ⎞⎛⎜ P5C L − P3 K ⎟G1 ⎠Wb = 2πlεRd ∫ {C*x}dx = G 2 ⎝P2ＫＬ付式 8.2.2-(3)

ここで，

P5 =

(2 − P1 a L − P2)aとおく。

定常状態で人工バリア内（充填材領域，緩衝材領域，掘削影響領域）に存在する核種量に関する
マスバランスの近似式は付式 8.2.2-(4)で表される。

I 0 ≅ Wf + Wb + Wm = CKG 4 + Wb + CLG3定常状態の掘削影響領域内での核種量の保存式は付式 8.2.2-(5)で表される。
付 8.2-4付式 8.2.2-(4)0 = FL + Fd − QC L − Fm − λC LVm ε m Rd m

Fd = C a Qd =付式 8.2.2-(5)Wb
Qd
Vd εRd付式 8.2.2-(6)∂C L
C − CL= − Dem E m Lm∂x x = L + m
Lm

付式 8.2.2-(7)Fm = − Dem E m

付式 8.2.2-(4)と付式 8.2.2-(5)を連立させることにより，外側境界濃度 CL と内側境界からの放出
率 FK，さらには FL，Fd，QCL，Fm はそれぞれ以下のように与えられる。

CL =

I0

G8
⎛ 2G 4⎞+ G3 ⎟G8 + G9
⎜
⎝ P2
⎠
I0
G6 ⎞
⎛ G 2G5P2 ⎟P5 + P1 −
FK =
G1⎜
G1 ⎠
G1
⎛ 2G 4⎞⎝+ G3 ⎟G8 + G9
⎜
⎝ P2
⎠
I0
⎛ G 2G5(2 P5 + P1P3) − 2G 6 ⎞⎟
FL =
⎜
P2
⎞
⎛ 2G 4⎠+ G3 ⎟G8 + G9 ⎝
⎜
⎠
⎝ P2
I0
G 2G5
⎛ G 2G5(2 P5 + P1P3)⎞⎟
G6 −
Fd =
⎜ P3
P2
G1
⎛ 2G 4⎞⎠+ G3 ⎟G8 + G9 ⎝
⎜
⎝ P2
⎠
I0
QC L =
G8Q⎛ 2G 4⎞+ G3 ⎟G8 + G 9⎜⎝ P2⎠
Dem E mI 0 G8Fm =Lm⎛ 2G 4⎞+ G3 ⎟G8 + G9
⎜
⎝ P2
⎠

ここで，

P3
⎛ G 4G5 2 ⎞ P1P5⎛⎞⎛ G 6 P1 ⎞G2
G9 = ⎜ G 2+ ⎟−+ G 4 ⎟⎜⎟ P1 − ⎜P1 ⎠ P 2
P1⎝ G1⎝⎠⎝ G1 P 2 ⎠とおく。

付 8.2-5付式 8.2.2-(8)付式 8.2.2-(9)付式 8.2.2-(10)付式 8.2.2-(11)付式 8.2.2-(12)付式 8.2.2-(13)3．瞬時放出の場合の人工バリアシステムの応答特性
解析解の利点は，処分システムの応答を平易に表すことである。しかし，上記の近似解析解はパラメータが複雑に関与しているため，式の意味を理解することは容易ではない。そこで，得られた近似解析解を崩壊の影響を無視するなどして簡便に表現することとする。

Δa = a =λεRdDeとおくと，半減期が長い核種の場合，または，遅延係数が小さい場合，あるいは，実効拡散係数が大きい場合，（√a→０）となる。そこで，√a を微小量として，√a を含む指数関数を近似展開する（2 次の項までのテーラー展開）。このとき，近似解析解の導出過程で導入した変数 P1，P2，P3，
P4，P5 は以下のように表される。

P1 ≅ 2 a (K − L ) = −2 a (L − K )(P 2 ≅ 2 + (L − K ) a
P 3 = −( L − K )22

P 4 = −( L − K )

2

)

aK
aL

P5 = (L − K )(L + K )さらに，簡単化のため，人工バリア内の地下水流量 Qd と掘削影響領域からの拡散による移行に関わる掘削影響領域の実効拡散係数 Dem を無視することとすると

G5 = 0 ， G 6 = Qとなる。
この場合，G7，G8，G9 は以下のように表される。

⎛ Q(L − K )(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) + ε f Rd f Vf + εRdVd ⎞⎟G 7 = −2⎜
⎝ EDe⎠
⎛ G5G 2⎞
G8 = ⎜
P3 − 2 ⎟ = −2
⎝ G1
⎠
⎛ Q
(L − K )(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) + εRdVd ⎞⎟G9 = −2⎜⎝ EDe⎠
このとき，付式 8.2.1-(8)と付式 8.2.2-(8)は近似展開により以下のように表される。

付 8.2-6

CL =

I0
EDe
1
Q(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎛EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞⎜⎜1 +⎟⎟⎝ Q(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎠付式 8.2.3-(1)また，付式 8.2.1-(9)は近似展開により以下のように表される。

⎛
EDe ⎞
⎟⎟
I 0 ⎜⎜1 +
(
)
−
Q
L
K
⎝
⎠
CK =
⎛
(
)⎞
(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )⎜⎜1 + EDe ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ⎟⎟⎝ Q(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎠付式 8.2.3-(2)付式 8.2.2-(9)は近似展開により以下のように表される。

FK =

I0
EDe
1
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎛EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞
⎟⎟
⎜⎜1 +
(
(
)
)
(
)
Q
L
K
Rd
L
K
K
ε
Rd
V
π
l
ε
−
−
+
f
f f
⎠
⎝
付式 8.2.3-(3)付式 8.2.3-(2)は，付式 8.2.2-(1)（x＝K）の近似展開式に付式 8.2.3-(3)を代入することで，同様に求められる。
ここで， 掘削影響領域中の地下水流量 Qth を以下のように定義する。

Qth =

EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )付式 8.2.3-(4)掘削影響領域中の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合の内側境界濃度 CK を CKmax とすると，付式
8.2.3-(2)は，以下のように表される。

C Kmax =I0(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )付式 8.2.3-(5)この CKmax は，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合（外側境界濃度が 0 と見なせる場合）に，与えられた初期の核種量によって到達する定常状態の内側境界濃度の最大値である。
また，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Q << Qth の場合の内側境界濃度 CK を CK’ max とすると，付式 8.2.3-(2)は，以下のように表される。
付 8.2-7

C K' max =I0(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )付式 8.2.3-(6)この CK’ max は，地下水流量 Q が Q<<Qth の場合に，与えられた核種量が人工バリア内（充填材領域，拡散媒体（緩衝材領域），掘削影響領域）に均一に分布した場合の濃度（拡散媒体内側境界の濃度＝拡散媒体外側境界の最大濃度＝掘削影響領域の最大濃度）である。掘削影響領域中の地下水流
量 Q が Q<<Qth の場合は，掘削影響領域から地下水流量 Q で運び去られる核種量よりも，拡散により掘削影響領域に供給される核種量の方が多くなる。そのため，拡散媒体外側境界の濃度（掘削影
響領域の濃度）は上昇し，最終的には，人工バリア内（充填材領域，拡散媒体（緩衝材領域），掘削影響領域）の濃度は均一な濃度 CK’ max になる。この考えは，高レベル放射性廃棄物の第２次取りまとめ（核燃料サイクル開発機構，1999）において示された結果と整合するものである。
付式 8.2.1-(10)と付式 8.2.2-(10)は近似展開により以下のように表される。

FL =

I0
EDe
1
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎛EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞⎜⎜1 +⎟⎟⎝ Q(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎠付式 8.2.3-(7)ここで，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，定常状態での拡散媒体から掘削影響領域への拡散による核種放出率を FLmax，拡散媒体への核種放出率を FKmax とすると，付式 8.2.3-(7)は付式 8.2.3-(5)を用いて以下のように表される。

FLmax =

I0
EDe
EDe
=
C
=F
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) (L − K ) K max K max

付式 8.2.3-(8)付式 8.2.3-(8)は，瞬時に初期の核種量 I0 が全量溶出し，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Qth<<Q
で外側境界濃度が 0 と見なされる場合，拡散媒体外側からの放出率は，掘削影響領域の地下水流量
Q には依存せずに，初期の核種量と内側境界濃度と外側境界濃度との濃度差（＝内側境界濃度：外側境界濃度が 0 と見なされるため），
実効拡散係数および緩衝材の幾何形状によって決まる値となることを表している。
一方，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合，拡散媒体から掘削影響領域への拡散による核種放出率は，付式 8.2.3-(7)から以下のように表される。

FL =

I0
EDe
Q
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) Qth

EDe
Q
Q
Q
=
= FLmax= FKmax
C K max(L − K )
Qth
Qth
Qth

付 8.2-8付式 8.2.3-(9)付式 8.2.3-(9)は，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合，拡散媒体から掘削影響領域への拡散による核種放出率は，外側境界濃度が 0 と見なせる場合の最大放出率 FLmax に掘削影響領
域中の地下水流量 Q と Qth の比を乗じた値として表されることを示している。
定常状態での拡散媒体から掘削影響領域への拡散による核種放出率は，掘削影響領域から地下水
流量 Q によって運び去られる単位時間当たりの核種量と等しくなる（移流による核種放出を考えない場合）。
そのため，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合，付式 8.2.3-(7)で示される拡散媒体
から掘削影響領域への拡散による核種放出率は，付式 8.2.1-(9)とは別に，与えられた核種量が人工
バリア内（充填材領域，拡散媒体（緩衝材領域），掘削影響領域）に均一に分布した場合の濃度と掘削影響領域の地下水流量 Q の積によって，以下のように表される。

I0
EDe
Q
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎛ EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞⎟⎟⎜⎜⎝ (L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎠
I 0Q
=
=C
Q
(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) K' max
FL =付式 8.2.3-(10)付式 8.2.3-(10)は，付式 8.2.3-(9)の解釈とは別に，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Q<<Qth の場
合，拡散媒体外側からの放出率は，結果として，拡散係数に依存せず，地下水流量と人工バリア内の濃度が均一になる場合の濃度（内側側境界濃度＝緩衝材中の濃度＝掘削影響領域の濃度：遅延係数や各領域の幾何形状に依存）に依存して決まることを示している。
ここで，付式 8.2.3-(5)と付式 8.2.3-(6)から，付式 8.2.3-(4)で示される応答特性の区分目安値 Qth の意味が以下のように与えられる。

I0EDe
EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) (L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )
Qth =
=
I0
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )上式から，応答特性の区分目安値 Qth は，付式 8.2.3-(8)で表される内側境界濃度が CKmax の場合（CL＝0 の場合）の拡散媒体外側からの放出率と，付式 8.2.3-(10)で表される人工バリア内の濃度が均一になった場合（CL＝CK＝CK’max）の掘削影響領域から地下水流量 Q によって運び去られる核種
放出率が等しくなる場合の地下水流量を意味していることがわかる。
応答特性の区分目安値 Qth は，拡散媒体の実効拡散係数，充填材領域，拡散媒体，掘削影響領の域幾何形状，収着特性に依存して決まる値である。
付式 8.2.1-(11)と付式 8.2.2-(11)は近似展開により以下のように表される（拡散媒体中の移流 Qd が有意な場合）。
付 8.2-9

⎛ K
EDe ⎞
⎟
Qd ⎜⎜
+
(L + K ) Q(L − K ) ⎟⎠
I0
⎝
Fd =
(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎛EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞
⎟⎟
⎜⎜1 +
(
)
(
(
)
)
Q
L
K
π
l
ε
Rd
L
K
K
ε
Rd
V
−
−
+
f
f f
⎠
⎝
付式 8.2.3-(11)
掘削影響領域中の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，付式 8.2.3-(11)は，以下のように表される。

Fd =I 0 QdKK=
C K max Qd( L + K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ( L + K )付式 8.2.3-(12)一方，掘削影響領域中の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合，付式 8.2.3-(11)は，以下のように表され
る。

Fd =

I 0 Qd= C′ Q(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) Kmax d

付式 8.2.3-(13)以上，崩壊などを無視することによって得られるこれらの近似解析解の簡易表現から，廃棄体から人工バリア内に全核種が瞬時に溶出した場合，拡散媒体からの核種の放出率は，掘削影響領域の
地下水流量 Q に依存して変化し，応答特性の区分目安値 Qth と比べて，掘削影響領域の地下水流量
Q が Qth<<Q 場合は，付式 8.2.3-(8)で表されるように，拡散媒体からの放出率は地下水流量に依存せず，拡散係数と拡散媒体の幾何形状と内側境界の最大濃度に依存する。一方，掘削影響領域の地下
水流量 Q が Q<<Qth 場合は，拡散媒体からの放出率は直接的には拡散係数には依存せず， 付式
8.2.3-(10)で表されるように，地下水流量や人工バリア内の均一濃度に依存することがわかる。
以下，内側境界濃度一定，外側境界濃度一定の条件において，内側境界濃度が溶解度 Csol で制限される場合，および，内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の条件において，内側境界か
らの核種放出率が溶出率 FLE で制限される場合の人工バリアの応答特性について示す。

付 8.2-10

4．内側境界濃度が溶解度で制限される場合の人工バリアシステムの応答特性
初期の核種量 I0 と内側境界濃度 CK の関係は付式 8.2.1-(9)により，以下のように与えられる。

I 0 = CK

(G3G8 + G 7 )⎡⎛ G 6⎞ ⎛ G 2G5 ⎞⎤⎢⎜ G1 P1 − P 2 ⎟ − ⎜ G1 P 4 ⎟⎥
⎠⎦
⎠ ⎝
⎣⎝

この式を簡単化して示した初期の核種量と内側境界濃度の関係は付式 8.2.3-(2)から以下のように与えられる。

⎛

I 0 = CK(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )⎜⎜1 +⎝EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞⎟Q(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎟⎠

⎛
EDe ⎞
⎜⎜1 +
⎟⎟
⎝ Q (L − K ) ⎠付式 8.2.4-(1)放出率が定常になるかならないかは，設定された初期の核種量 I0 のもとで与える溶解度 Csol と掘削影響領域の地下水流量 Q によって変化する。そこで，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合と Q<<Qth の場合に分けて考える。

4.1 掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で内側境界濃度が溶解度で一定，外側境界濃度 0の条件における人工バリアシステムの応答特性
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合は，外側境界濃度 CL は 0 となる。この場合，内側境界濃度 CK の最大値は，与えられた初期の核種量 I0 において定常になる内側境界濃度の最大値
CKmax として与えられる。そのため，定常になるための溶解度 Csol の設定範囲は

C sol ≤ C Kmax

付式 8.2.4-(2)となる。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，溶解度 Csol が Csol≦CKmax であれば，放出率は定常になる。逆に，CKmax ＜Csol となる場合は，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率の最大値は内側境界濃度の最大値 CKmax で与えられる放出率となる。付図 8.2.4-1 に掘削影響領域の地下水流量が Qth<<Q の場合の CKmax と Csol の関係の概念を示す。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合は，設定した溶解度 Csol に対して，定常状態の放出率を与える核種量は付式 8.2.4-(1)より，以下のように表される。

付 8.2-11

I sol = C sol (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )付式 8.2.4-(3)掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，付式 8.2.4-(2)の条件（Csol≦CKmax）で溶解度
Csol が設定された場合に，初期の核種量 I0 と Isol の差分は定常放出の継続に使われることになる。

CKmax：Qth ≦Qの条件（CL=0)において，与えられた核種量I0において定常になる最大の内側境界濃度
設定溶解度Csol＞CKmax
定常状態にならない
初期の核種量I0において到達する最大の定常状態

内側境界濃度の最大値CKmax

設定溶解度Csol≦CKmax
溶解度Csolで定常になる
場合の核種量Isol

内側境界濃度の最大値
CKmaxを与える核種量I0

I0
Isol

外側境界濃度CL=0

付図 8.2.4-1 掘削影響領域の地下水流量が Q≧Qth の場合の CKmax と Csol の関係の概念

掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，Csol≦CKmax で溶解度 Csol が設定された場合の拡散媒体からの定常放出率は付式 8.2.3-(8)と付式 8.2.4-(3)より，以下のように表される。

FL =

I sol
EDe
EDe
C sol =
(L − K )(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )付式 8.2.4-(4)付式 8.2.4-(4)は，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で，放出率が定常になる場合は，拡散媒体からの核種放出率は，掘削影響領域の地下水流量 Q には依存せず，溶解度と実効拡散係数
および緩衝材の幾何形状によって決まることを示している。
一方，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合に，Csol≦CKmax を満たさない範囲，すなわ
ち，溶解度 Csol が CKmax＜Csol となるように設定された場合は，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率は設定した溶解度に依存せず，内側境
界濃度の最大値 CKmax で与えられる放出率となる。この場合の放出率は付式 8.2.3-(8)で表される。
さらに，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で，溶解度 Csol が設定された場合は，拡散媒体からの移流による放出率は，内側境界濃度が設定した溶解度になるため，付式 8.2.3-(12)に付式 8.2.4-(3)を代入して，以下のように表される。

付 8.2-12

Fd =I sol QdKK
C sol Qd=
( L + K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ( L + K )付式 8.2.4-(5)4.2 掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で内側境界濃度が溶解度で一定，外側境界濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性，与えられた初期の核種量 I0
瞬時放出で掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）と地下水流量 Q において定常になる内側境界濃度 CK は付式 8.2.3-(6)で示される CK’ max となる。掘削，溶解度 Csol が Csol≦CK’max であれば，放出率は影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）定常になる。逆に，CK’ max ＜Csol ＜CKmax であれば，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率の最大値は，付式 8-2-3-(10)で与えられるように，人工バリア内の均一濃度 CK’ max と掘削影響領域の地下水流量 Q の積で与えられる放出率となる。付図
8.2.4-2 に掘削影響領域の地下水流量が Q<<Qth の場合の CK’ max と Csol の関係の概念を示す。
CK’ max と CKmax の関係は CK’ max<CKmax であり，付式 8.2.3-(6)と付式 8.2.3-(5)より以下のように表される。

C K' max =I0(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )= C Kmax<C(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) Kmax
付式 8.2.4-(6)CK’max：Q<<Qthの条件において，与えられた核種量I0において定常になる内側境界濃度
定常状態にならない

内側境界濃度の最大値CKmax

Q<<Qthの条件で初期の核種量I0において到達する
定常状態の濃度

設定溶解度Csol> CK’max
I0
定常に到達する溶解度
Csolの最大値（=CK’max）
設定溶解度Csol< CK’max
溶解度Csolで均一濃度になる場合の核種量I’ sol

外側境界濃度CL≠0：Q<<Qth
I0

人工バリア内の均一濃度
CK’maxを与える核種量I0I’sol
外側境界濃度CL=0

付図 8.2.4-2 掘削影響領域の地下水流量が Q<<Qth の場合の CK’max と Csol の関係の概念

CK’max は，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合に定常になる人工バリア内の均一濃度の最大値であるため，定常になるための溶解度の設定範囲は付式 8.2.4-(6)より，以下のように表さ
付 8.2-13

れる。

C sol ≤ C K' max < C K max

付式 8.2.4-(7)掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合（CL＝0）に，設定した溶解度 Csol に対して，定常状態の放出率を与える人工バリア内の核種量は付式 8.2.4-(3)で表される。それに対して，掘削影，人工バリア内の濃度が付式 8-2-4-(3)と同じ溶解
響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）
度 Csol で均一になるための核種量 I ’sol は付式 8-2-3-(6)より以下のように表される。

′ = C sol (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )I sol

付式 8.2.4-(8)I ’sol と I sol の関係は，付式 8.2.4-(3)と付式 8.2.4-(8)から以下のように表される。

′ = I sol
I sol < I sol(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )≤ I0(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )付式 8.2.4-(9)，溶解度 Csol が Csol<CK’ max であ従って，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）
れば，放出率は定常になる。またこの場合，設定する溶解度 Csol によって規定される I’ sol は，付式
8.2.4-(9)によって示される条件（I’ sol≦I0）となる。
拡散媒体からの定常放出率は付式 8.2.3-(10)と付式 8.2.4-(8)より，以下のように表される。

FL = C sol Q =

′ Q
I sol
I sol Q=(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )付式 8.2.4-(10)付式 8.2.4-(10)は，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth（CL≠0）において定常になる場合，
拡散媒体からの核種放出率は，実効拡散係数には依存せず，掘削影響領域の地下水流量 Q と設定した溶解度の積であらわされることを示している。この関係は初期の核種量の値が異なることを除いて，瞬時溶出の場合の付式 8.2.3-(10)の関係と同様のものである。
一方，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth（CL≠0）の場合において， Csol<CK’ max を満たさない範囲，すなわち，溶解度 Csol が CK’max＜Csol となるように設定された場合，核種量が初期の核種
量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率は溶解度に依存せず，
内側境界濃度の最大値 CK’max で与えられる放出率となる。この場合の放出率は付式 8.2.3-(10)と同じである。
さらに，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で，溶解度 Csol が Csol<CK’ max となるように設定された場合は，拡散媒体からの移流による放出率は，設定した溶解度が人工バリア内の均一濃度となるため，付式 8.2.3-(13)と付式 8.2.4-(8)を用いて，以下のように表される。

付 8.2-14

Fd = C sol Qd =

′ Qd
I sol
(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )付式 8.2.4-(11)また，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で，溶解度 Csol が CK’max＜Csol となるように設定された場合は，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，人工バリア内の均一濃度が CK’max になるため，拡散媒体からの移流による放出率は，付式 8.2.3-(13)で表される。
以下に示す核種放出の概念を，縦軸を拡散媒体からの核種放出率（Bq/y），横軸を溶解度 Csol
（Bq/m3）として付図 8.2.4-3 に示す。
・瞬時全量溶出の場合の Qth<<Q での拡散による核種放出率（付式 8.2.3-(8)）
・瞬時全量溶出の場合の Q<<Qth での拡散による核種放出率（付式 8.2.3-(10)）
・溶解度制限の場合の Qth<<Q での拡散による核種放出率（付式 8.2.4-(4)）

拡散媒体からの核種放出率ＦＬ(Bq/y）・溶解度制限の場合の Q<<Qth での拡散による核種放出率（付式 8.2.4-(10)）

CK′max =C Kmax =I0(εf Rd f Vf + εRdVd + εm Rd mVm )FL max =FL =EDe
C (8 - 2 - 4 - (4))(L − K ) sol

I0(πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )EDeC(L − K ) Kmax

(8 - 2 - 3 - (8))

FL = C K′max Q (8 - 2 - 3 - (10) )地下水流量Q>>
応答特性の閾目
安値Qth
地下水流量Q<<Qth

FL = CsolQ(8 - 2 - 4 - (10))

CK‘max CKmax
溶解度Csol（Bq/m3）
付図 8.2.4-3 溶解度一定の近似解析解から得られた放出率と溶解度の関係式の概念

5．内側境界からの核種放出率が溶出率で制限される場合の人工バリアシステムの応答特性
初期の核種量 I0 と内側境界の一定放出率 FK の関係は付式 8.2.2-(9)により，以下のように与えられる。

付 8.2-15

FK =

G6 ⎞
⎛ G 2G5G1⎜
P5 + P1 −
P2 ⎟
G1
G1 ⎠
⎛ 2G 4⎞⎝+ G3 ⎟G8 + G9
⎜
⎝ P2
⎠
I0

この式を簡単化して示した初期の核種量と内側境界の一定放出率 FK の関係は付式 8.2.3-(3)から
以下のように与えられる。

I 0 = FK (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf )(L − K ) ⎛⎜1 +EDe ⎜⎝EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) ⎞⎟Q(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ⎟⎠付式 8.2.5-(1)放出率が定常になるかならないかは，設定された初期の核種量 I0 のもとで与える一定溶出率 FLEと掘削影響領域の地下水流量 Q によって変化する。そこで，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Qの場合と Q<<Qth の場合に分けて考える。

5.1 掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合は，外側境界濃度 CL は 0 となる。この場合，内側境界からの放出率 FK は，与えられた初期の核種量 I0 において定常になる内側境界からの放出率の最大値 FKmax として与えられる。そのため，定常になるための一定溶出率 FLE の設定範囲はFLE ≤ FKmax

付式 8.2.5-(2)となる。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，一定溶出率 FLE が FLE≦FKmax であれば，放出率は定常になる。逆に，FKmax＜ FLE となる場合は，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率の最大値は内側境界からの放出率の最大値 FKmax で与えられる放出率となる。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合は，設定した溶出率 FLE に対して，定常状態の放出率を与える核種量は付式 8.2.5-(1)より，以下のように表される。

I LE = FLE (εRdπl(L − K )K + ε f Rd f Vf )(L − K )EDe

付式 8.2.5-(3)掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合，付式 8.2.5-(2)の条件（FLE≦FKmax）で溶出率
FLE が設定された場合に，初期の核種量 I0 と ILE の差分は定常放出の継続に使われることになる。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合， FLE≦FKmax で溶出率 FLE が設定された場合の拡付 8.2-16

散媒体からの定常放出率は付式 8.2.3-(8)と付式 8.2.5-(3)より，以下のように表される。

FL =

I LE
EDe
=F
(L − K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) LE付式 8.2.5-(4)付式 8.2.5-(4)は，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で，放出率が定常になる場合は，拡散媒体からの核種放出率は，掘削影響領域の地下水流量 Q には依存せず，一定溶出率 FLE によって決まることを示している。
一方，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合に， FLE≦FKmax を満たさない範囲，すなわ
ち，溶出率 FLE が FKmax＜FLE となるように設定された場合は，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率は設定した溶出率に依存せず，内側境
界からの放出率の最大値 FKmax で与えられる。この場合の放出率は付式 8.2.3-(8)で表される。
さらに，掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合で，溶出率 FLE が設定された場合は，拡散媒体からの移流による放出率は，付式 8.2.3-(12)に付式 8.2.5-(3)を代入して，以下のように表され
る。

Fd =

I LE Qd(L − K ) F Q
K
K
=
LE d
( L + K ) (πlεRd (L − K )K + ε f Rd f Vf ) ( L + K ) EDe

付式 8.2.5-(5)5.2 掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で内側境界からの放出率一定，外側境界濃度一定の条件における人工バリアシステムの応答特性
瞬時放出で掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0），与えられた初期の核種量 I0と地下水流量 Q において定常になる内側境界濃度 CK は付式 8.2.3-(6)で示される CK’ max となる。拡散
媒体からの放出率が定常になる場合は，掘削影響領域から地下水流量 Q で運ばれる単位時間当たりの核種量＝拡散媒体外側からの核種放出率＝拡散媒体への核種放出率となる。そのため，掘削影響，定常になる最大の放出率は付式 8.2.3-(10)で表され領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）
る FL となり，この放出率が内側境界からの最大の放出率 FK’max となる。そのため，溶出率 FLE が FLE≦FK’max であれば，放出率は定常になる。逆に，FK’max ＜FLE ＜FKmax であれば，核種量が初期の核種
量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率の最大値は定常になる
人工バリア内の均一濃度 CK’ max と掘削影響領域の地下水流量 Q との積で与えられる FK’max となる。
FK’ max と FKmax の関係は FK’ max<FKmax＝FLmax であり，付式 8.2.3-(10)と付式 8.2.3-(9)，付式 8.2.3-(8)を用いて以下のように表される。

FK' max = C K' max Q = FKmax

Q
EDe< FKmax =C(L − K ) Kmax
Qth

付式 8.2.5-(6)FK’max は，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合に人工バリア内の均一濃度と地下水流
付 8.2-17

量 Q の積で表される定常放出率の最大値である。そのため，定常になるための溶出率 FLE の設定範
囲は付式 8.2.5-(6)より，以下のように表される。

FLE ≤ FK' max = FKmax

Q< FK max , OR
Q th

FLE
Q th = Q th′ ≤ Q
FKmax

付式 8.2.5-(7)Q’th は応答特性の区分目安値 Qth に，溶出率一定の場合の応答特性の区分目安値を Q’th とすると，設定する溶出率と瞬時放出の場合の最大放出率との比を乗じた値となる。付式 8.2.5-(7)は，溶出率一定の場合，人工バリアシステムの応答特性の区分目安値 Q’th が設定する溶出率によって変化することを表している。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Qth<<Q の場合（CL＝0）に，設定した溶出率 FLE に対して，定常状態の放出率を与える人工バリア内の核種量は付式 8.2.5-(3)で表される。それに対して，掘削影，付式 8.2.5-(3)と同じ溶出率 FLE で人工バリア内の響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）
濃度が均一になるための核種量 I ’LE は付式 8.2.3-(10)より以下のように表される。

′ =
I LE

FLE
(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm )Q

付式 8.2.5-(8)I ’LE と I LE の関係は，付式 8.2.5-(3)と付式 8.2.5-(8)から，付式 8.2.3-(4)で示される応答特性の区分目安値 Qth を用いて以下のように表される。

′ =I LE < I LE

Q
EDe (ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) I LE
= I LE th < I 0(L − K ) (εRdπl(L − K )K + ε f Rd f Vf ) Q
Q

付式 8.2.5-(9)，溶出率 FLE が FLE≦FK’max であ従って，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合（CL≠0）
れば，放出率は定常になる。またこの場合，設定する溶出率 FLE によって規定される I’ LE は，付式
8.2.5-(9)によって示される条件（I’ LE≦I0）となる。
掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth で FLE≦FK’max の場合，拡散媒体からの定常放出率は付式
8.2.3-(10)と付式 8.2.5-(8)より，以下のように表される。

FL =

′ Q
I LE
=F
(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) LE付式 8.2.5-(10)付式 8.2.5-(10)は，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth（CL≠0）において定常になる場合，
拡散媒体からの核種放出率は，掘削影響領域の地下水流量 Q には依存せず，一定溶出率 FLE によって決まることを示している。この関係は初期の核種量の値が異なることを除いて，瞬時溶出の場合の付式 8.2.3-(10)の関係と同様のものである。
一方，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth（CL≠0）の場合において，FLE≦FK’max を満たさな
い範囲，すなわち，溶出率 FLE が FK’max＜FLE となるように設定された場合，核種量が初期の核種量I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，拡散媒体からの放出率は溶出率に依存せず，内付 8.2-18

側境界からの放出率の最大値 FK’max で与えられる放出率となる。この場合の放出率は付式 8.2.3-(10)と同じである。
さらに，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で，溶出率 FLE が FLE≦FK’max となるように設定された場合は，拡散媒体からの移流による放出率は，設定した溶出率 FLE で人工バリア内の濃度が均一になるため，付式 8.2.3-(13)と付式 8.2.5-(8)を用いて，以下のように表される。

Fd =

′ Qd
I LE
Q
= d FLE(ε f Rd f Vf + εRdVd + ε m Rd mVm ) Q

付式 8.2.5-(11)また，掘削影響領域の地下水流量 Q が Q<<Qth の場合で，溶出率 FLE が FK’max＜FLE となるように設定された場合は，核種量が初期の核種量 I0 で制限されているため，放出率は定常にならず，人工バリア内の均一濃度が CK’max になるため，拡散媒体からの移流による放出率は，付式 8.2.3-(13)で表される。
以下に示す核種放出の概念を，縦軸を拡散媒体からの核種放出率（Bq/y），横軸を溶出率 FLE（Bq/y）として付図 8.2.5-1 に示す。
・瞬時全量溶出の場合の Qth<<Q での拡散による核種放出率（付式 8.2.3-(8)）
・瞬時全量溶出の場合の Q<<Qth での拡散による核種放出率（付式 8.2.3-(10)）
・溶出率制限の場合の Qth<<Q での拡散による核種放出率（付式 8.2.5-(4)）
・溶出率制限の場合の Q << Qth での拡散による核種放出率（付式 8.2.5-(10)）

拡散媒体からの核種放出率FL(Bq/y）

FL = FLmax = FK max =FL = FLE (8 - 2 - 5 - (4) )FL=FKmax

C(8 - 2 - 3 - (8))

FKmax < FLE

FLE < FKmax

FL = FLE (8 - 2 - 5 - (10) )EDe(L − K ) Kmax

FK'max < FLE

FL = C K' max Q (8 - 2 - 3 - (10) )地下水流量Q＝応答特性の区分目
安値Qth

地下水流
Q=0.01Qth

FLE < FK'max

FK max =FK'max =

Q
FKmax
Qth

= 0.01FKmax

I0
EDe(L − K ) (ε f Rd f V f + εRd (πl )(L − K )K )FKmax
溶出率FLE（Bq/y）

付図 8.2.5-1 近似解析解から得られた放出率と溶出率の関係式の概念付 8.2-19

6．目標線量以下にする核種の閉じ込め時間
核種量 I の時間変化は定常溶出率 FLE と崩壊定数λにより以下のように表される。

dI= −λI − FLE
dt

付式 8.2.6-(1)上式は定数変化法を用いて，t＝0 で I＝I0 の初期条件のもと，以下のように解かれる。

F ⎞F⎛
I = ⎜ I 0 + LE ⎟ exp(− λt ) − LEλ ⎠λ⎝付式 8.2.6-(2)瞬時放出の条件において，任意の定常放出率 FR になるために最小限必要な初期の核種量を IR とすると，付式 8.2.1-(10)（内側境界濃度が溶解度で制限される場合）または，付式 8.2.2-(10)（内側境
界からの核種放出率が溶出率で制限される場合）から，掘削影響領域の地下水流量 Q に応じて，IR≦I0 の制約条件のもと，拡散媒体からの核種放出率 FL が FR になるための初期の核種量 IR が算出される。
付式 8.2.6-(2)において FLE＝0 とすると，初期の核種量 I0 が，核種量 IR と等しくなるまで崩壊するのに要する閉じ込め時間 tc は，以下のように表される。

tc =

1

λ

ln

I0
IR

付式 8.2.6-(3)従って，付式 8.2.1-(10)または，付式 8.2.2-(10)から目標とする放出率になるために必要な初期の核種量 IR を地下水流量ごとに求め，その結果を付式 8.2.6-(3)に代入することにより，人工バリアからの放出率を任意の値以下にするための核種の閉じ込め期間を地下水流量ごとに算出することが可能となる。

付 8.2-20

7．近似解析解の妥当性の確認
第 2 次 TRU レポート（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005）で使用したレファレ
ンスケースのデータを用いた数値解の結果と本検討で導出した近似解析解の結果を比較し妥当性を確認した。この妥当性の確認においては，放射性核種の核種量や既存の評価における安全性への影
響等を参考に，グループ 1 の I-129，グループ 2 の C-14，Pu-239，グループ 3 の I-129，グループ 4の Sr-90 を選定した。また，評価に用いる核種量などの核種移行パラメータの値は第 2 次 TRU レポ
ートのレファレンスケースの値を用いた。
数値解析には確率論的シミュレーションソフトウェア GoldSim を使用した。GoldSim の解析結果
については，第 2 次 TRU レポートの結果との比較により，その妥当性を確認した（付録 8-3 参照）
また，
GoldSim と第 2 次 TRU レポートで使用した数値解析コード Tiger とのベンチマークを実施し，二つのコードの解析結果がよく一致することを確認した（原子力発電環境整備機構・日本原子力研
究開発機構，2011）。以下，GoldSim によって得られる人工バリアからの核種放出率の最大値と近似解析解から得られる定常値の比較結果をグループごとに示す。
7.1 グループ 1 の I-129 の結果の比較
付図 8.2.7-1 に，人工バリア外側からの I-129（グループ 1）の放出率についての数値解（GoldSim）と近似解析解の比較結果を示す。図から，瞬時溶出の近似解析解が数値解の結果をよく表現していることがわかる。

1.E+14

グループ１のI‐129のインベント
リ(5.1E+13Bq)

1.E+13応答特性の区分目安値(瞬時
溶出：地下水流量の閾値）

1.E+12放出率(Bq/y)

1.E+11

レファレンスの地下水流量（q）

1.E+10
1.E+09

グループ1_I‐129のGoldSimの結果

1.E+081.E+07

グループ1_I‐129の結果（瞬時
溶出：充填材Kd=1.25E‐
04m3/kg，緩衝材Kd=0，緩衝材中のDe=4.0e‐11m2/s）

1.E+06
1.E+05
1.E+04
1.E-08

1.E-06

1.E-04

1.E-02

1.E+00

1.E+02

地下水流量（ｑ：m3/y/m）

付図8.2.7-1 第2 次TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 1 の I-129）
付 8.2-21

7.2 グループ 2 の結果の比較
7.2.1 C-14 の結果の比較
付図 8.2.7-2 に，人工バリア外側からの C-14（グループ 2）の放出率についての数値解（GoldSim）と近似解析解の比較結果を示す。C-14 の溶出は，ジルカロイ母材の酸化被膜からの核種放出（瞬時放出）とジルカロイ母材の腐食に伴う核種溶出（11,400 年の浸出期間），ステンレス＆インコネルの腐食に伴う核種溶出（8,500 年の浸出期間）の三つの溶出モードに分けられる。図にはこれらのモー
ドごとの比較結果を示す。図から，近似解析解の結果は概ね数値解の結果と一致しているが，溶出率を設定した二つのモードにおいては，地下水流量が少ない場合に，近似解析解の結果が二倍程度
高めの評価となることがわかる。この原因として，以下のことが考えられる。
近似解析解においては，最大放出または定常放出に至る時間までの初期の核種量の減衰が考慮されていない。特に，溶出率を設定した場合は，瞬時溶出の場合に比べて最大放出または定常放出に至るまでの時間が長い。さらに，地下水流量が少ない場合は，この時間が長くなる。従って，溶出率を設定した二つのモードの地下水流量が少ない場合において，核種量の減衰の影響が顕著に表れるため放出率が高めに評価される。
グループ２のC‐14の全インベントリ（5.33E+14Bq）
1.E+15
1.E+14応答特性の区分目安値(地下水流量の閾値）

1.E+13レファレンスの地下水流量(q）放出率(Bq/y)

1.E+12

グループ2_C‐14のGoldSimの結果(酸化被膜：瞬時溶出モード）

1.E+11

グループ2_C‐14の結果（瞬時溶出分）

1.E+10
1.E+09

グループ2_C‐14のGoldSimの結果（ジルカロイ母材：11400年溶出モード）

1.E+08

グループ2_C‐14の結果（ジルカロイ浸出期間11400年分）

1.E+07
1.E+06
1.E+05
1.E-08

1.E-06

1.E-04

1.E-02

1.E+00

1.E+02

地下水流量（ｑ：m3/y/m）

グループ2_C‐14のGoldSimの結果（ステンレスインコネル：8500年溶出モード）
グループ2_C‐14の結果（ステンレス浸出期間8500年分）

付図8.2.7-2 第2 次TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 2 の C-14）

付 8.2-22

7.2.2 Sr-90 の結果の比較
付図 8.2.7-3 に，人工バリア外側からの Sr-90（グループ 2）の放出率についての数値解（GoldSim）と近似解析解の比較結果を示す。図から，Sr-90 の近似解析解の結果が数倍（3~4 倍）程度高めの評
価となることがわかる。この原因としては，前述の C-14 の場合と同様に，「近似解析解においては，
最大放出または定常放出になるまでに要する時間に起こる初期の核種量の減衰が考慮されていな
い」ことが考えられる。Sr-90 は半減期が 30 年程度であるため，この時間に核種量の有意な崩壊が起こることが考えられる。この崩壊による影響が近似解析解において考慮されていないため，近似解析解の放出率が高めに評価されるものと考えられる。

1.E+18

グループ2のSr‐90のインベントリ(2.42E+17Bq)

1.E+17
1.E+16応答特性の区分目安値(地下水流量の閾値）

1.E+15放出率(Bq/y)

1.E+14

レファレンスの地下水流量(q)1.E+13
1.E+12

グループ2_Sr‐90のGoldSimの結果

1.E+11
1.E+10
1.E+09

グループ2_Sr‐90の結果（瞬時溶出：
充填材Kd=1.25E‐03m3/kg，緩衝材
Kd=1.0e‐03，緩衝材中のDe=4.0e‐
10m2/s）

1.E+081.E+07
1.E+06
1.E-08

1.E-06

1.E-04

1.E-02

1.E+00

1.E+02

1.E+04

地下水流量（ｑ：m3/y/m）

付図 8.2.7-3 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 2 の Sr-90）

7.2.3 Pu-239 の結果の比較
付図 8.2.7-4 に，人工バリア外側からの Pu-239（グループ 2）の放出率についての数値解（GoldSim）と近似解析解の比較結果を示す。図から，レファレンスの溶解度 2.0e-09mol/ℓで内側境界濃度を制限した場合の近似解析解の結果が数値解の結果とよく一致することがわかる。

付 8.2-23

グループ2のPu‐239のインベントリ(1.06e+15Bq)

1.E+16
1.E+15
1.E+14応答特性の区分目安値(地下水流量の閾値）

1.E+13レファレンスの地下水流量(q)1.E+12放出率(Bq/y)

グループ2_Pu‐239のGoldSimの結果
1.E+11
1.E+10

グループ2_Pu‐239の結果（瞬時溶出）

1.E+09

グループ2_Pu‐239の結果（溶解度制
限：2.0e‐08mol/ℓ）

1.E+081.E+07

グループ2_Pu‐239の結果（溶解度制
限：レファレンス：2.0e‐09mol/ℓ）

1.E+06

グループ2_Pu‐239の結果（溶解度制
限：2.0e‐10mol/ℓ）

1.E+05
1.E+04
1.E-08

1.E-06

1.E-04

1.E-02

1.E+00

1.E+02

1.E+04

グループ2_Pu‐239の結果（溶解度制
限：5.0e‐08mol/ℓ）

地下水流量（ｑ：m3/y/m）

付図 8.2.7-4 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 2 の Pu-239）

7.3 グループ 3 の I-129 の結果の比較
付図 8.2.7-5 に，人工バリア外側からの I-129（グループ 3）の放出率についての数値解（GoldSim）と近似解析解の比較結果を示す。図から，瞬時溶出の近似解析解が数値解の結果をよく表現していることがわかる。グループ 3 では緩衝材を敷設していないため，人工バリアからの放出率は充填材
領域からの移流によって支配されている。図から近似解析解が移流による放出もよく表現できることがわかる。

付 8.2-24

1.E+14
1.E+13

グループ3のI‐129のインベントリ(1.01E+12Bq)

1.E+12

レファレンスの地下水流量(q=7.5E‐03)

放出率(Bq/y)

1.E+11

グループ3_I‐129のGoldSimの結果

1.E+10
1.E+09

グループ3_I‐129の結果（瞬時溶出：充填材Kd=0m3/kg，充填材De=8.0E‐
10m2/s）

1.E+081.E+07
1.E+06
1.E+05
1.E+04
1.E-08

1.E-06

1.E-04

1.E-02

1.E+00

1.E+02

地下水流量（ｑ：m3/y/m）

付図 8.2.7-5 第 2 次 TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グループ 3 の I-129）

7.4 グループ 4 の Sr-90 の結果の比較
付図 8.2.7-6 に，人工バリア外側からの Sr-90（グループ 4）の放出率についての数値解（GoldSim）と近似解析解の比較結果を示す。図から，地下水流量が少ない（レファレンス条件）場合，Sr-90の近似解析解の結果が数値解の 1/4 程度となっていることがわかる。これは，第 2 次 TRU レポートのグループ 3,4 の緩衝材を敷設しない条件でのモデルと近似解析解のモデルが異なることにより生じるものである。
緩衝材を敷設しない概念に対する第 2 次 TRU レポートの移行モデルでは，充填材領域を一つのセルとして瞬時分配平衡を考え，セルの中心に与えられる瞬時分配平衡濃度を用いて移流による核種放出率を計算している。また，流量が小さく，拡散支配となる場合に対応するため，同時にセルの中心から充填材外側までを拡散領域として拡散による放出率を求めている。GoldSim ではこのモデルが採用されている。移流による放出率の計算においては，充填材中の濃度が瞬時に分配平衡になることが仮定されている。そのため，平衡濃度になるまでに要する時間が無視され，充填材中の崩壊の影響が考慮されない保守的な値となっている。
一方，近似解析解では，崩壊を考慮した拡散移行による充填材中の濃度形成が考慮されている。
そのため，半減期が短い核種程，この時間の崩壊の考慮の有無の違いが顕著に表れることになり，
Sr-90 の場合，近似解析解の結果は充填材中を移行する過程での核種の崩壊の影響により， GoldSimの放出率に比べて低めに評価されることになる。このことは，充填材領域中の濃度が瞬時に平衡になるように実効拡散係数を高めに設定した近似解析解の結果において，両者が一致することから確付 8.2-25

認できる。
付図 8.2.7-6 にグループ 4 の Sr-90 の実効拡散係数を 10 倍に設定した場合の結果を併せて示す。

1.E+181.E+17

グループ4のSr‐90のインベントリ(8.14E+16Bq)

1.E+16

放出率(Bq/y)

1.E+15

レファレンスの地下水流量(q=7.5E‐03)

1.E+14

グループ4_Sr‐90のGoldSimの結果

1.E+13
1.E+12

グループ4_Sr‐90の結果（瞬時溶出：
充填材Kd=1.25E‐03m3/kg，充填材
De=8.0E‐10m2/s）

1.E+11
1.E+10

グループ4_Sr‐90の結果（瞬時溶出：
瞬時平衡：拡散係数10倍）

1.E+09
1.E+08
1.E-08

1.E-06

1.E-04

1.E-02

1.E+00

1.E+02

1.E+04

地下水流量（ｑ：m3/y/m）

付図8.2.7-6 第2 次TRU レポートのレファレンスケースの結果と近似解析解の結果の比較（グ
ループ 4 の Sr-90）

8．まとめ「拡散媒体からの放出率の最大値は，与えられた核種量において形成される最大の定常状態の放出率によって評価可能である」との仮定と，「最大，または，定常になるまでの期間の初期の核種量の減衰と拡散媒体からの核種放出量を微小量とし，廃棄体中の核種存在量は，初期の核種量を用いて近似可能」とする近似に基づき，既知量の核種量と外側境界の地下水流量を，未知量の内側境界
条件（一定濃度，または，一定溶出率）や外側境界濃度と関係付けることによって，拡散媒体からの核種放出率を求める近似解析解を導出した。
導出した近似解析解は，数値解との比較からその妥当性が確認された。この比較により近似解析
解が数値解の結果を十分再現するとともに，拡散媒体からの核種放出の特性を適切に表現している
ことが示された。
また，導出した近似解析解を簡略化して表現し，人工バリアシステムの応答の仕組みを具体的に示した。

付 8.2-26

付録 8-2 参考文献

電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取りまとめ－根拠資料集 分冊 2 地層処分の安全性の検討，JNC
TY14502005-001（2)，FEPC TRU-TR2-2005-4，p346
原子力発電環境整備機構・日本原子力研究開発機構（2011）：「地層処分低レベル放射性廃棄物の安全評価解析と物量変動の処分場への影響に関する検討・評価」共同研究報告書（仮題：準備中）
核燃料サイクル開発機構（1999）：わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性，－地層処分研究開発第 2 次取りまとめ－ 分冊 3 地層処分システムの安全評価，JNC
TN1400 99-023
大井貴夫（2011）：放射性廃棄物地層処分の人工バリアシステムの応答特性を把握するための近似解
析解の導出，NUMO-TR-10-06

付 8.2-27

付録 8-3 第 2 次 TRU レポートの TIGER コードによる解析結果と GoldSim による解析結果の比較（8.3.1）
付録 8-3 参考文献............................................................ 6
付図 8.3-1 TIGER による線量評価結果（グループ 1）...................................... 2
付図 8.3-2 GoldSim による線量評価結果（グループ 1）.................................... 2
付図 8.3-3 TIGER による線量評価結果（グループ 2）...................................... 3
付図 8.3-4 GoldSim による線量評価結果（グループ 2）.................................... 3
付図 8.3-5 TIGER による線量評価結果（グループ 3）...................................... 4
付図 8.3-6 GoldSim による線量評価結果（グループ 3）.................................... 4
付図 8.3-7 TIGER による線量評価結果（グループ 4）...................................... 5
付図 8.3-8 GoldSim による線量評価結果（グループ 4）.................................... 5
付表 8.3-1 TIGER コードによるレファレンスケースの線量評価結果 ......................... 1
付表 8.3-2 GoldSim コードによるレファレンスケースの線量評価結果 ....................... 1

第 2 次 TRU レポートの TIGER コードによる解析結果と GoldSim による解析結果の比較第 2 次 TRU レポート（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005a）では，核種移行解析
ツールとして TIGER コードを用いた数値解析によって生物圏へ流入する核種放出率を算出し，これに生物圏における線量への換算係数を乗じることで線量を評価している。一方，本検討では核種移
行解析には汎用コードである GoldSim を用いている。ここでは，TIGER による計算結果と GoldSim
による計算結果とを比較し，GoldSim を解析に用いることの妥当性について検討する。
第 2 次 TRU レポートの根拠資料集（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005b）では，
レファレンスケースに対する TIGER コードによる評価結果が付表 8.3-1 のように示されている。一方，GoldSim による同条件の評価結果を付表 8.3-2 に示す。また，それら線量の経時変化の様子を
付図 8.3-2～付図 8.3-8 に併せて示す。
最大線量を与える時間については，時間の丸め方や計算時間のサンプリングの相違によって多少のずれが生じている。特に，グループ 4 における最大値出現時間の違いは，変化率が小さい領域における最大値の違いを反映したものである。
これらの結果から，最大線量の絶対値や核種の寄与度合いなどは良く一致し，それぞれのコードの解析結果が概ね等しい結果を示すことが分かる。
以上のことから，GoldSim を本検討に用いることは妥当であると考える。

グループ 1
グループ 2
グループ 3グループ 4

付表 8.3-1 TIGER コードによるレファレンスケースの線量評価結果
最大線量 [Sv/y]
時間 [y]
線量支配核種（上位 3 核種）
2×10-6
10,000I-129
1×10-7
10,000C-14（有機）, Cl-36, I-129
-7
5×10
1,000
I-129, C-14（有機）, Se-79
1×10-96,000
I-129, C-14（有機）, Pb-210

グループ 1
グループ 2
グループ 3グループ 4

付表 8.3-2 GoldSim コードによるレファレンスケースの線量評価結果
最大線量 [Sv/y]
時間 [y]
主要核種-62×10
11,000
I-129
-7
1×10
9,500
C-14（有機）, Cl-36
5×10-7950
I-129, C-14（有機）-91×10
10,000I-129, C-14（有機）

電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）

付 8.3-1

付図 8.3-1 TIGER による線量評価結果（グループ 1）
1.E+00

C-14

Cl-36

Co-60

Ni-59

Ni-63

Se-79

Sr-90

Zr-93

Nb-93m

Nb-94

Mo-93

Tc-99

Pd-107

Sn-126

I-129

Cs-135

Cs-137

Cm-244

Pu-240U-236

1.E-06

Th-232

Ra-228

Th-228

Cm-245

1.E-07

Pu-241

Am-241

Np-237

Pa-233

U-233

Th-229Pu-242

U-238

U-234

Th-230Ra-226

Pb-210Po-210

Am-243

1.E-11

Pu-239

U-235

Pa-231

Ac-227

1.E-12
1.E+00Total

1.E-01
1.E-02

第2次TRUレポート
グループ１

1.E-03線量（Sv/年）

1.E-04
1.E-05

1.E-08
1.E-09
1.E-10

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 8.3-2 GoldSim による線量評価結果（グループ 1）付 8.3-2

付図 8.3-3 TIGER による線量評価結果（グループ 2）

1.E+00

C-14

Cl-36

Co-60

Ni-59

Ni-63

Se-79

Sr-90

Zr-93

Nb-93m

Nb-94

Mo-93

Tc-99

Pd-107

Sn-126

I-129

Cs-135

Cs-137

Cm-244

Pu-240U-236

1.E-06

Th-232

Ra-228

Th-228

Cm-245

1.E-07

Pu-241

Am-241

Np-237

Pa-233

U-233

Th-229Pu-242

U-238

U-234

Th-230Ra-226

Pb-210Po-210

Am-243

1.E-11

Pu-239

U-235

Pa-231

Ac-227

1.E-12
1.E+00Total

1.E-01
1.E-02

第2次TRUレポート
グループ2

1.E-03線量（Sv/年）

1.E-04
1.E-05

1.E-08
1.E-09
1.E-10

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 8.3-4 GoldSim による線量評価結果（グループ 2）付 8.3-3

付図 8.3-5 TIGER による線量評価結果（グループ 3）

1.E+00

C-14

Cl-36

Co-60

Ni-59

Ni-63

Se-79

Sr-90

Zr-93

Nb-93m

Nb-94

Mo-93

Tc-99

Pd-107

Sn-126

I-129

Cs-135

Cs-137

Cm-244

Pu-240U-236

1.E-06

Th-232

Ra-228

Th-228

Cm-245

1.E-07

Pu-241

Am-241

Np-237

Pa-233

U-233

Th-229Pu-242

U-238

U-234

Th-230Ra-226

Pb-210Po-210

Am-243

1.E-11

Pu-239

U-235

Pa-231

Ac-227

1.E-12
1.E+00Total

1.E-01
1.E-02

第2次TRUレポート
グループ3

1.E-03線量（Sv/年）

1.E-04
1.E-05

1.E-08
1.E-09
1.E-10

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 8.3-6 GoldSim による線量評価結果（グループ 3）付 8.3-4

付図 8.3-7 TIGER による線量評価結果（グループ 4）

1.E+00

C-14

Cl-36

Co-60

Ni-59

Ni-63

Se-79

Sr-90

Zr-93

Nb-93m

Nb-94

Mo-93

Tc-99

Pd-107

Sn-126

I-129

Cs-135

Cs-137

Cm-244

Pu-240U-236

1.E-06

Th-232

Ra-228

Th-228

Cm-245

1.E-07

Pu-241

Am-241

Np-237

Pa-233

U-233

Th-229Pu-242

U-238

U-234

Th-230Ra-226

Pb-210Po-210

Am-243

1.E-11

Pu-239

U-235

Pa-231

Ac-227

1.E-12
1.E+00Total

1.E-01
1.E-02

第2次TRUレポート
グループ4

1.E-03線量（Sv/年）

1.E-04
1.E-05

1.E-08
1.E-09
1.E-10

1.E+01

1.E+02

1.E+03 1.E+04
時間（年）1.E+05

1.E+06

1.E+07

付図 8.3-8 GoldSim による線量評価結果（グループ 4）付 8.3-5

付録 8-3 参考文献
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005a）：TRU 廃棄物処分技術検討書，－第 2 次 TRU
廃棄物処分研究開発取りまとめ－，JNC TY 1400 2005-013, FEPC TRU-TR2-2005-02
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005b）：TRU 廃棄物処分技術検討書，－第 2 次 TRU
廃棄物処分研究開発取りまとめ－根拠資料集 分冊２ 地層処分の安全性の検討，JNC TY
1450 2005-001(2)，FEPC TRU-TR2-2005-4，p346

付 8.3-6

付録 8-4 亀裂媒体中を移行する核種の低減割合について(8.3.2)
付録 8-4 参考文献............................................................ 7
付図 8.4-1 亀裂媒体移行中の I-129 の低減割合........................................... 4
付図 8.4-2 亀裂媒体移行中の C-14 の低減割合 ........................................... 5
付図 8.4-3 亀裂媒体移行中の Sr-90 の低減割合........................................... 6
付表 8.4-1 5 桁以上の低減が示された収着分配係数と透水量係数の関係 ..................... 3

亀裂媒体中を移行する核種の低減割合について
核種流入率φin が一定流入率の場合，亀裂の任意の地点における崩壊を考慮した定常状態での核。
種移行率φout は次式で与えられる（石原ほか，1999）

⎛ Pe
⎞
φ out
Pe 2
= exp⎜−+ Pe ⋅ λ n ⋅ T ⎟
⎜ 2
⎟
φin
4
⎝
⎠

付式 8.4-(1)

ここで，

Pe =

F ⋅ ε ⋅ Rd n
V ⋅L
L⎡
⎤
， T = ⎢ Rf n +⋅ tanh (α ⋅ p )⎥ ， α =
DL
V⎣
b ⋅α
⎦

λn ⋅ Rd n
Dpm

とおく。
Φin

：亀裂入口での人工バリアからの核種の流入率（Bq/y）Φout：亀裂の任意の地点における定常状態での核種移行率（Bq/y）

Pe

：ペクレ数

V

：亀裂内地下水流速（m/y）

L：評価地点までの距離（m）

DL：亀裂内流れ方向の分散係数（m2/y）DL＝VαL＋Dpm

αL：縦方向分散長（m）

Dpm：マトリクス間隙中の拡散係数（m2/y）λn：核種 n の崩壊定数（1/y）（λ＝0.693/T（ｙ））

T：核種の移行時間（y）

Rfn：核種 n の亀裂表面への吸着による遅延係数

Rf n = 1 +

K an
b

Kan

：核種 n の亀裂表面への吸着に関する分配係数（m）

2b：亀裂開口幅（m）

F：マトリクス拡散に寄与する亀裂面積の割合

付 8.4-1

ε：岩体マトリクスの空隙率

Rdn：核種 n のマトリクスへの吸着による遅延係数

Rd n = 1 +

1− ε

ε

ρKd n

ρ

：岩体の真密度（kg/m3）

Kdn：核種 n のマトリクスへの吸着に関する分配係数（m3/kg）

p：マトリクス拡散深さ（m）

e (α ⋅ p ) − e − (α ⋅ p )sinh(α ⋅ p)e (α ⋅ p ) − e − (α ⋅ p )tanh(α ⋅ p) == (α ⋅ p ) 2 − (α ⋅ p ) = (α ⋅ p )cosh(α ⋅ p) e+ee
+ e − (α ⋅ p )2

付表 8.4-1 に，付式 8.4-(1)より求めた，亀裂媒体中の核種移行率が 5 桁以上低減することが見込
まれる収着分配係数とその場合の低減率，透水量係数，移行時間の範囲を主要な核種ごとに示す。
また，主要な核種と同等の半減期を有する代表的な核種を合わせて示す。
付表 8.4-1 には，第 2 次 TRU レポートで用いた周辺岩盤の収着分配係数の値の領域を黄色の網掛けで示している。付表 8.4-1 は，値が示されている収着分配係数の領域において，透水量係数が，示されている範囲よりも大きくなると，放出率が増加し，亀裂媒体中の核種移行率の低減割合が 5桁以内になることを示している。
また，図 8.4-1-3 に I-129，C-14，Sr-90 の 900m の亀裂媒体中の低減割合を周辺岩盤の収着分配係
数ごとに示す。

付 8.4-2

付表 8.4-1 5 桁以上の低減が示された収着分配係数と透水量係数の関係
核種

半減期(y） 半減期が同程度の主要核種

I-129

1.57E+07

5桁以内の低減率になる収着分配係数（Kd）とその場合の低減率，透水量係数の範囲，移行時間の範囲
Kd（m3/Kg）
1.00E-04

1.00E-03

1.00E-02

1.00E-01

1.00E+00

1.00E+01

―

―

―

―

―

―

―

低減率
（1.23e-10～1.39e-05）
透水量係数（1.0e-11～1.0e-10）
移行時間（2.31e+08ｙ～7.32e+07ｙ）
低減率（3.7e-07～1.03e-03）
透水量係数（1.0e-09～1.0e-08）
移行時間（2.05e+07ｙ～6.49e+06ｙ）
低減率（1.02e-10～1.26e-05）
透水量係数（1.0e-08～1.0e-07）
移行時間(2.64e+06ｙ～8.35e+05ｙ）
低減率（1.81e-08～2.06e-04）
透水量係数（1.0e-07～1.0e-06）
移行時間(4.10e+05ｙ～1.3e+05ｙ）
低減率（3.68e-09～8.77e-05）
透水量係数（1.0e-06～1.0e-05）
移行時間（3.56e+04ｙ～1.13e+04ｙ）
低減率（3.21e-10～2.35e-05）
透水量係数（1.0e-05～1.0e-04）
移行時間（2.92e+03ｙ～9.25e+02ｙ）

低減率（2.03e-09～6.37e-05）
透水量係数（1.0e-09～1.0e-08）
移行時間(1.85e+08ｙ～5.87e+07ｙ）
低減率（2.52e-09～7.16e-05）
透水量係数（1.0e-08～1.0e-07）
移行時間（3.29e+07ｙ～1.04e+07ｙ）
低減率（9.25e-11～1.19e-05）
透水量係数（1.0e-07～1.0e-06）
移行時間(2.66e+06ｙ～841e+05ｙ）
低減率（1.81e-08～2.06e-04）
透水量係数（1.0e-06～1.0e-05）
移行時間(4.10e+05ｙ～1.3e+05ｙ）
低減率（3.69e-09～8.78e-05）
透水量係数（1.0e-05～1.0e-04）
移行時間（3.56e+04ｙ～1.13e+04ｙ）
低減率（3.23e-10～2.35e-05）
透水量係数（1.0e-04～1.0e-03）
移行時間（2.92e+03ｙ～9.24e+02ｙ）

Np-237 2.14E+06

Zr-93, Cs-135, Pd-107

―

―

―

Pu-242 3.87E+05

Cl-36, Tc-99, Sn-126

―

―

―

―

―

U-233, U-234

Pu-239 2.41E+04

Ni-59, Se-79, Nb-94

付 8.4-3

Th-230―C-14

5.73E+03

Pu-240, Th-229, Ra-226―

Am-243――Am-241 4.32E+02

Sr-90

2.91E+01

Cs-137,Ni-63,

低減率（7.43e-08～4.38e-04）
透水量係数（1.0e-11～1.0e-10）
移行時間（2.70e+04ｙ～8.55e+03ｙ）
低減率（7.03e-09～1.24e-04）
透水量係数（1.0e-09～1.0e-08）
移行時間（2.27e+03ｙ～7.17e+02ｙ）―
低減率（2.97e-06～3.05e-03）
透水量係数（1.0e-11～1.0e-10）
移行時間（239e+05ｙ～7.56e+04ｙ）
低減率（7.7e-07～1.51e-03）
透水量係数（1.0e-09～1.0e-08）
移行時間（2.11e+04ｙ～6.68e+03ｙ）
低減率（2.77e-10～2.17e-05）
透水量係数（1.0e-08～1.0e-07）
移行時間（2.96e+03ｙ～9.35e+02ｙ）

低減率（5.45e-10～3.12e-05）
透水量係数（1.0e-11～1.0e-10）
移行時間（2.32e+06ｙ～7.35e+05ｙ）
低減率（6.92e-06～4.73e-03）
透水量係数（1.0e-09～1.0e-08）
移行時間(2.15e+05ｙ～6.8e+04ｙ）
低減率（5.05e-09～104e-04）
透水量係数（1.0e-08～1.0e-07）
移行時間（3.47e+04ｙ～1.10e+04ｙ）
低減率（2.97e-10～2.25e-05）
透水量係数（1.0e-07～1.0e-06）
移行時間（2.94e+03ｙ～9.30e+02ｙ）

黄色の網掛け領域は第 2 次 TRU レポートで用いた母岩の収着分配係数の領域を表す。

低減率（1.03e-07～5.21e-04）
透水量係数（1.0e-11～1.0e-10）
移行時間（2.37e+07ｙ～7.41e+06ｙ）
低減率（6.18e-9～1.16e-04）
透水量係数（1.0e-09～1.0e-08）
移行時間（1.90e+06ｙ～6.01e+05ｙ）
低減率（3.12e-08～2.76e-04）
透水量係数（1.0e-08～1.0e-07）
移行時間(3.90e+05ｙ～1.23e+05ｙ）
低減率（3.66e-09～8.75e-05）
透水量係数（1.0e-07～1.0e-06）
移行時間（3.56e+04ｙ～1.13e+04ｙ）
低減率（3.15e-10～2.32e-05）
透水量係数（1.0e-06～1.0e-05）
移行時間（2.93e+03ｙ～9.26e+02ｙ）

1.00E+02
低減率（5.52e-06～4.21e-03）
透水量係数（1.0e-10～1.0e-09）
移行時間（6.06e+08ｙ～1.92e+08ｙ）
低減率（7.93e-06～5.07e-03）
透水量係数（1.0e-07～1.0e-06）
移行時間(7.89e+07ｙ～2.49e+07ｙ）
低減率（1.92e-09～6.18e-05）
透水量係数（1.0e-07～1.0e-06）
移行時間（337e+07ｙ～1.07e+07ｙ）
低減率（9.25e-11～1.19e-05）
透水量係数（1.0e-06～1.0e-05）
移行時間(2.66e+06ｙ～841e+05ｙ）
低減率（1.81e-08～2.06e-04）
透水量係数（1.0e-05～1.0e-04）
移行時間(4.10e+05ｙ～1.3e+05ｙ）
低減率（3.69e-09～8.78e-05）
透水量係数（1.0e-04～1.0e-03）
移行時間（3.56e+04ｙ～1.13e+04ｙ）

2.7E+00

移行時間(y）
2.7E+02

2.7E+01

2.7E+03

2.7E+04

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e‐04(m3/kg：
Rf)

1.00E+00
1.00E‐01

I‐129半減期：
1.57E+07(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m 2/S）

2.4E+01

移行時間(y）
2.4E+03

2.4E+02

2.4E+04

2.4E+05

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e‐03(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

I‐129半減期：
1.57E+07(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m 2/S）

2.4E+02

移行時間(y）
2.4E+04

2.4E+03

2.4E+05

2.4E+06

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e‐02(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

I‐129半減期：
1.57E+07(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m 2/S）

2.4E+03

移行時間(y）
2.4E+05

2.4E+04

2.4E+06

2.4E+07

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e‐01(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

I‐129半減期：
1.57E+07(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m 2/S）

付図 8.4-1 亀裂媒体移行中の I-129 の低減割合（900m）

付 8.4-4

2.7E+00

移行時間(y）
2.7E+02

2.7E+01

2.7E+03

2.7E+04

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0E‐04(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

C‐14半減期：
5.73E+03(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

2.4E+01

移行時間(y）
2.4E+03

2.4E+02

2.4E+04

2.4E+05

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0E‐03(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

C‐14半減期：
5.73E+03(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

2.2E+02

移行時間(y）
2.2E+04

2.2E+03

2.2E+05

2.2E+06

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0E‐02(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

C‐14半減期：
5.73E+03(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

1.2E+03

移行時間(y）
1.2E+05

1.2E+04

1.2E+06

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0E‐01(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

C‐14半減期：
5.73E+03(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

付図 8.4-2 亀裂媒体移行中の C-14 の低減割合（900m）

付 8.4-5

9.4E+00

移行時間(y）
9.4E+02

9.4E+01

9.4E+03

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e‐03(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

Sr‐90半減期：2.91E+01(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

2.9E+01

移行時間(y）
2.9E+03

2.9E+02

2.9E+04

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e‐02(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

Sr‐90半減期：2.91E+01(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

2.1E+02

移行時間(y）
2.1E+04

2.1E+03

2.1E+05

2.1E+06

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=5.0e‐01(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

Sr‐90半減期：2.91E+01(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

2.9E+02

移行時間(y）
2.9E+04

2.9E+03

2.9E+05

2.9E+06

放出率の低減割合

1.00E+01
Kd=1.0e+00(m3/kg)

1.00E+00
1.00E‐01

Sr‐90半減期：2.91E+01(y)1.00E‐02
1.00E‐03

横第2軸

1.00E‐04
1.00E‐05
1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07

1.E-08

1.E-09

1.E-101.E-11

透水量係数(m2/S）

付図 8.4-3 亀裂媒体移行中の Sr-90 の低減割合（900m）

付 8.4-6

付録 8-4 参考文献

石原義尚，石黒勝彦，梅木博之（1999）：Se-79 の半減期の長期化による地層処分システム性能評価への影響，JNC TN8400 99-086

付 8.4-7

付録 8-5 ニアフィールド長期挙動例(8.4.1(3))
1．検討内容 ...................................................................1
1.1

検討対象とした評価上の不確実性 ............................................... 1

1.2

解析条件 ..................................................................... 31.2.1

解析体系 ................................................................. 3

1.2.2

解析ケース ............................................................... 3

2．検討結果例 .................................................................4
3．まとめ .....................................................................9
付録 8-5 参考文献............................................................11

付図 8.5-1 複数の鉱物変遷シナリオ .................................................... 1
付図 8.5-2 一次元解析モデル .......................................................... 3
付図 8.5-3 安定相の生成を仮定しないケース 4 の鉱物の空間分布........................... 5
付図 8.5-4 ケース 4 の pH 分布の時間変化 ............................................... 6
付図 8.5-5 ケース 4 の間隙率分布の時間変化 ............................................ 6
付図 8.5-6 準安定相，安定相の生成を仮定したケース 6 の鉱物の空間分布................... 7
付図 8.5-7 ケース 6 の pH 分布の時間変化 ............................................... 8
付図 8.5-8 ケース 6 の間隙率分布の時間変化 ............................................ 8

ニアフィールド長期挙動例
第 2 次 TRU レポート（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005）では，緩衝材を設置する処分施設の長期的な環境を対象としたときのセメント系材料とベントナイトの相互作用による人工バリア変質挙動解析を行っている。解析では変質挙動にかかわる化学反応と物質移動について蓋然性が高いと判断された知見を中心に，不確実性として認識された知見を包括するように解析上のパラメータや取り扱いを決定し，その組み合わせから複数の解析条件を設定している。そして，複数の解析結果からセメント系材料とベントナイトの相互作用による人工バリア変質挙動の可能性
範囲を端的に捉え，人工バリア変質の影響についての核種移行解析上の取り扱いを決定した。

1．検討内容ここでは人工バリア変質挙動解析で考慮した不確実性と解析条件，解析結果を記す。
1.1

検討対象とした評価上の不確実性評価においては生起しうる事象として以下の項目に着目し，それぞれの不確実性を考慮して検討を行った。
・鉱物変遷シナリオ
緩衝材中でモンモリロナイトなどが溶解し，緩衝材間隙水中の化学種の濃度が変化することで種々の二次鉱物が沈殿すると考えられる。生成する二次鉱物の種類によって緩衝材間隙水の組成が変化するため，ベントナイトや随伴鉱物のさらなる溶解反応にも影響を及ぼす。そのため，現実的に生成しうる二次鉱物を設定することが重要である。
小田ほか（2005）は緩衝材の鉱物学的変遷について，室内実験結果，関連する天然事例から生成する可能性の高い二次鉱物を抽出し，鉱物変遷シナリオとしてまとめている。評価で用いた鉱物変遷ケースを付図 8.5-1 に示す。
(1)
Bentonite minerals:(4) Metastable zeolite group:(K+Na>Ca)-zeolite;
phillipsite, clinoptilolite(K+Na<Ca)-zeolite;
clinoptilolite-heulandite

montrmorillonite*
calcite, chalcedony(5) Stable zeolite and feldspar group:
Na-zeolite; analcime
Ca-zeolite; laumontite
K-feldspar(3) Illite group:
illite(2)Gel, hydroxide, carbonate and Mg-bearing phases:
C-S-H gel, brucite, gibbsite, dolomite, sepiolite, etc

simulation
case
1
2
3
4
5
6
7
8

primary mineral andpotential secondary mineral
illitization(1) (2) (3)metastable zeolite formation(1) (2) (4)stable solid phase formation(1) (2) (5)illite/metastable zeolite formation(1) (2) (3) (4)illite/stable phases formation(1) (2) (3) (5)metastable zeolite/stable phases formation(1) (2) (4) (5)thermodynamically equilibrium system(1) (2) (3) (4) (5)cement crystallization(1) (2) (3) (5)scenario* It is assumed that the montrmorillonite dissolution is controlled by kinetics** Tobermorite, jennite and afwillite are assumed as potential products instead of C-S-H gel

付図 8.5-1 複数の鉱物変遷シナリオ （小田ほか，2005）
付 8.5-1

・モンモリロナイト溶解反応
緩衝材に期待される止水性などの性能は膨潤性を有するモンモリロナイトによるところが大きいことから，
アルカリ条件下におけるモンモリロナイトの溶解速度を評価する研究も進められている。
そのため，ここではそれらの知見を取り入れた評価としている。
鉱物の溶解反応については Lasaga（1998）により，溶液中の飽和度に関する影響を考慮した一般式が提案されている。本検討においてはモンモリロナイトの溶解速度を平衡から離れた系における溶解速度と，平衡に接近した系での溶解速度を組み合わせた溶解速度式を用いた。

Rate⎛
0.0297⋅ e23.53/ RT ⋅ aOH− ⎞177⋅ e20.37 / RT ⋅ aOH−
−6
−39.57 / RT
−69.67 / RT⎜⎟
+ 1.70⋅ e⋅= 4.74⋅10 ⋅ e⋅
20.37 / RT
23.53/ RT
⎜
⎟
1
0
.
0297
e
a
1
177
e
a
+
⋅
⋅
+
⋅
⋅
OH−
OH− ⎠
⎝
⋅ Amin ⋅ {1- exp(-6⋅10-10 ⋅ (2⋅ ΔGr/RT)6)}
Rate：モンモリロナイト溶解速度 （mol/s）
Amin：鉱物の反応表面積（m2）T：絶対温度（K）
R：気体定数（kJ/K/mol）

ΔGr：反応のギブス自由エネルギー変化（kJ/mol）
一方，平衡に接近した系でモンモリロナイトの溶解速度を求めた試験例が少ないことから，溶解速度の不確実性に対応するためにモンモリロナイトの溶解反応について瞬時平衡状態が成立すると仮定した計算を実施し，人工バリア変質に与える影響について検討を加えている。
・セメント－ベントナイト界面での間隙充填
本検討では鉱物の溶解沈殿の結果として，それぞれの鉱物特有のモル体積に応じて化学反応が生じた場における鉱物の体積の変化量を算定し，媒体の間隙率へ反映している。また間隙率の変化は物質移行パラメータへもフィードバックしている。
一方，二次鉱物の沈殿により間隙が充填される状態においても，間隙率の変化が常に拡散を制限するものではない可能性も考えられるため，二次鉱物の沈殿にもかかわらず間隙率低下による実効拡散係数の変化を考慮しないケースを設定した。
・力学的均衡
本検討の基本的な設定では緩衝材の変質によりモンモリロナイトの部分密度が不均一になってもモンモリロナイトの再配分は生じないと設定している。ここでは，緩衝材の一部が変質してモンモ
リロナイトの部分密度が不均一となった場合に健全な緩衝材領域の膨潤によりモンモリロナイトの部分密度が再配分されることを想定したケースを設定し，その影響を評価した。

付 8.5-2

また，上記の不確実性に加えてモンモリロナイトの熱力学データの不確実性として異なる計算手
法により導出した平衡定数変更ケース，緩衝材に含まれるケイ砂を不活性として扱ったケース，さらに処分坑道周辺の水理的条件の不確実性として境界条件の相違（濃度一定境界/ゼロフラックス境界）についても検討し，影響の幅を評価した。

1.2

解析条件

1.2.1

解析体系

解析体系を設定するために，緩衝材を設置する処分施設のうち緩衝材と反応しうるセメント量の多い処分概念（グループ 1）を参照し，その坑道鉛直断面を円形断面形状で近似して代表させた。
この代表断面形状に基づき，性能評価上考慮する緩衝材厚さとして 1m を仮定し，緩衝材/セメント系材料界面の単位面積あたりのセメント系材料体積からセメント系材料の厚さを付図 8.5-2 に示すように決定して一次元の解析体系を構成した。

付図 8.5-2 一次元解析モデル
1.2.2

解析ケース

検討に当たっては上記の不確実性（鉱物学的変遷，モンモリロナイトの溶解速度，人工バリア周辺の水理学的条件，間隙充填，力学的均衡など）をそれぞれ考慮して解析ケースを設定した。なお，異なる不確実性を複数想定してすべてを網羅的に設定するようなケースは設定せず，それぞれの不確実性による幅を評価することとした。
ここでは多くの解析ケースの中から以下の条件を設定したケースについて検討結果の例として示す。


鉱物変遷シナリオ

設定したシナリオのごとの蓋然性の高低は判断できないが，ここでは安定相の生成を仮定しないとした付図 8.5-1 のケース 4，および準安定相と安定相がともに生成するとした付図 8.5-1 のケース
6 を仮定する。
・ モンモリロナイト溶解速度

付 8.5-3

平衡に接近した系で溶解速度が抑制される溶解速度式に従う。
その他の不確実性については以下の設定に従う。


セメント－ベントナイト界面での間隙充填を考慮した拡散係数とする



力学的なモンモリロナイト再配分は生じない

モンモリロナイトの熱力学データは JNC-TDB.TRU に整理されたデータとする



処分坑道周辺は高透水にあるとし，境界条件は濃度一定とする

2．検討結果例
ケース 4，ケース 6 の人工バリア中の 1 万年，10 万年後における鉱物組成の分布，pH，間隙率の経時変化をそれぞれ付図 8.5-3～付図 8.5-5（ケース 4），付図 8.5-6～付図 8.5-8（ケース 6）に示す。

付 8.5-4

付図 8.5-3 安定相の生成を仮定しないケース 4 の鉱物の空間分布（上：1 万年後，下：10 万年後）付 8.5-5

付図 8.5-4 ケース 4 の pH 分布の時間変化

付図 8.5-5 ケース 4 の間隙率分布の時間変化

付 8.5-6

付図 8.5-6 準安定相，安定相の生成を仮定したケース 6 の鉱物の空間分布（上：1 万年後，下：10 万年後）付 8.5-7

付図 8.5-7 ケース 6 の pH 分布の時間変化

付図 8.5-8 ケース 6 の間隙率分布の時間変化

付 8.5-8

解析の結果，10 万年経過後においてもケース 4 では中央 50cm 幅に 70％，ケース 6 では中央 70cm
幅に 70％以上のモンモリロナイトが残存し，緩衝材の止水性が維持されることが示唆される結果となっている。またセメント－ベントナイト界面近傍ではモンモリロナイトや随伴鉱物の溶解により間隙率の増大がみられるが，影響する領域は局所的であるため緩衝材全体としての性能には影響しないと考えられる。また，界面のセメント側ではカルシウム水和物などの二次鉱物が沈殿し間隙が充填される方向にある。
これらの結果からは，10 万年後においてもベントナイト変質の程度は軽微であり，緩衝材は中央部の低変質部分によって 10 万年後においても止水性を保持し，このため，人工バリア内部の核種移
行は拡散によって支配される期間が継続するものと考えられる。廃棄体領域の化学的条件としてはRegion I～Region II が 10 万年継続し，緩衝材領域の化学的条件としては数百年から 10 万年の間 pH11
以上が継続するものと予想される。また，変質によって顕著な間隙充填が生じ，核種移行に対するバリア性能がむしろ向上する可能性も示唆されている。

3．まとめ
本検討では第 4 章の 4.5 で示されている人工バリアの標準仕様にもとづき，廃棄体グループ 1 の坑道を対象として人工バリア材変質の検討を行った。検討の結果，標準仕様の人工バリア構成で長期間にわたって人工バリア材の健全性が保たれることが示唆されている。
また，以上の検討結果に従い，緩衝材を設置する処分施設の長期的な環境を対象とし，現状の知見に基づく蓋然性のある予想とそこに含まれる不確実性の双方を考慮した上で，セメント系材料とベントナイトの相互作用による人工バリア変質の影響についての核種移行解析上の取り扱いを以下のように設定した。
① 現状の知見に基づく蓋然性のある推定（現実的ケース）；緩衝材の中央部 70 cm 程度の領域において，十分な量のモンモリロナイトが残留するために，少なくとも 10 万年程度の間，
緩衝材の止水性は保持される。また，セメント系材料と緩衝材の界面近傍における二次鉱物
沈殿による間隙充填のため，廃棄体定置領域から緩衝材，および緩衝材から支保工を介した核種移行はそれぞれ顕著に抑制される。現実的な推定としては，人工バリアの変質は核種の保持機能に対してむしろ好ましい効果を有するものと考えられる。なお，間隙の充填については，反応の不均質性や外的要因によるひび割れの発生などの影響があり得る点に留意する必要がある。
② 保守的ケース；二次鉱物による間隙充填を伴う変質層の力学的不安定性やガスおよび亀裂を通じた流動のために界面の拡散抵抗は機能しないものと仮定する。これはセメント系材料および緩衝材中の初期の実効拡散係数が将来も継続するという仮定を導入することにほかならない。この場合にも，十分な量のモンモリロナイトが残留するために，少なくとも 10 万
年間程度は緩衝材の止水性が保持される。

付 8.5-9

③ 仮想的ケース；人工バリアの変質挙動解析に存在する不確実性を整理・検討した結果から，既往の知見に対する整合性や試験結果の再現等の観点から可能性が低いと判断される項目に関して，仮にそのような状況となった場合の影響を評価するための想定を行った。可能性が低いと判断される項目としては，モンモリロナイトの溶解平衡定数が現状の標準的なデー
タよりも顕著に大きく，不飽和状態が継続することによって速やかにモンモリロナイトの溶解が進行する場合，高アルカリ条件でのモンモリロナイトの溶解速度式が遷移状態理論モデルに従うため速やかにモンモリロナイトが溶解する場合，あるいは二次鉱物の沈殿により固着されるセメンテーションによってモンモリロナイトは十分に残留しているものの，そのバルクの特性が変化し（特に膨潤性の低下）止水性を失う場合が考えられる。これらの仮想的な状況では，数千年後には緩衝材の止水性能が失われるものと想定する。

付 8.5-10

付録 8‐5 参考文献
電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書，－第 2 次 TRU 廃
棄物処分研究開発取りまとめ－，JNC TY1400 2005-013, FEPC TRU-TR2-2005-02
Lasaga, A. C.（1998）：Kinetic theory in the earth sciences, Princeton university press.
小田治恵，佐々木良一，D.Savage，R.C.Arthur，本田明（2005）：緩衝材の鉱物学的長期変遷シナリ
オ，JNC TN8400 20005-020

付 8.5-11

付録 8-6 入力データ(8.4.3)
付録 8-6 参考文献............................................................ 8
付表 8.6-1 海水系還元性地下水環境下での収着分配係数................................... 1
付表 8.6-2 降水系酸化性地下水環境下での収着分配係数................................... 2
付表 8.6-3 海水系還元性地下水環境下での実効拡散係数................................... 2
付表 8.6-4 降水系酸化性地下水環境下での実効拡散係数................................... 2
付表 8.6-5 海水系還元性地下水における各岩種に対する実効拡散係数および収着分配係数 ..... 3
付表 8.6-6 人工バリア変質影響ケースにおけるデータ..................................... 3
付表 8.6-7 人工バリア変質影響ケースにおけるセメントへの収着分配係数................... 4
付表 8.6-8 天然有機物影響ケースにおける母岩の収着分配係数............................. 5
付表 8.6-9 ガス影響ケースにおけるデータ .............................................. 5
付表 8.6-10 酸化性条件下での花崗岩に対する実効拡散係数および収着分配係数 .............. 6
付表 8.6-11 シーリングミスケースにおけるデータ........................................ 7
付表 8.6-12 ボーリング影響ケースにおけるデータ........................................ 7

入力データ
付表 8.6-1 海水系還元性地下水環境下での収着分配係数[m 3 /kg]
ベントナイトセメント

収着媒体
廃棄体ｸﾞﾙｰﾌﾟ

1

2

3

4

1

2

Ci

0.25

0.25

0.25

0.25

0

0

Ch

0

0

0

0

0

0

Cl

0

0

0

0

0

0

Co

0.025

0.025

0.0125

0.025

0.01

0.01

Ni

0.025

0.025

0.0125

0.025

0.01

0.01

Se

0.000025

0.00002500.000025

00

Sr0.00250.00250.00125

0.0025

0.001

0.001

Zr

2.5

0.125

2.5

2.5

1

1

Nb

0.025

0.025

0

0.025

0.1

0.1

Mo

0.000025

0.000025

0.000025

0.000025

0

0

Tc

2.5

2.5

0

2.5

1

1

Pd

0.025

0.025

0.0125

0.025

0.01

0.01

Sn

2.5

0.125

2.5

2.5

1

1

I

0

0

0

0

0

0

Cs

0.00250.00250.00250.0025

0.01

0.01

Pb

0.025

0.025

0.0125

0.025

0.01

0.01

Ra

0.00250.00250.00125

0.0025

0.001

0.001

Ac

2.5

0.125

0.25

2.5

1

1

Th

2.5

0.125

0.25

2.5

5

5

Pa

2.5

0.125

0.25

2.5

5

5

U

2.5

0.125

0.025

2.5

5

5

Np

2.5

0.125

0.25

2.5

5

5

Pu

2.5

0.125

0.025

2.5

5

5

Am

2.5

0.125

0.25

2.5

1

1

Cm

2.5

0.125

0.25

2.5

1

1

付 8.6-1

付表 8.6-2 降水系酸化性地下水環境下での収着分配係数[m 3 /kg]
ベントナイトセメント

収着媒体
廃棄体ｸﾞﾙｰﾌﾟ

1

2

3

4

1

2

Ci

0.25

0.25

0.25

0.25

0

0

Ch

0.000250.0002500.00025

0

0

Cl

0

0

0

0

0

0

Co

0.01250.01250.01250.0125

0.05

0.05

Ni

0.01250.01250.01250.0125

0.05

0.05

Se

0.01250.012500.012500Sr0.001250.001250.001250.00125

0.001

0.001

Zr

2.5

0.125

2.5

2.5

1

1

Nb

0

0

0

0

0.1

0.1

Mo

0.00250.00250.00025

0.002500Tc

0.000025

0.00002500.000025

00Pd

0.01250.01250.01250.0125

0.05

0.05

Sn

2.5

0.125

2.5

2.5

1

1

I

0.0001250.0012500.00125

00

Cs

0.00250.00250.00250.0025

0.05

0.05

Pb

0.01250.01250.01250.0125

0.05

0.05

Ra

0.001250.001250.001250.00125

0.001

0.001

Ac

0.25

0.0125

0.25

0.25

1

1

Th

0.25

0.0125

0.25

0.25

5

5

Pa

0.25

0.0125

0.25

0.25

1

1

U

0.025

0.00125

0.025

0.025

0.005

0.005

Np

0.25

0.0125

0.25

0.25

0.005

0.005

Pu

0.025

0.00125

0.025

0.025

10

10

Am

0.25

0.0125

0.25

0.25

1

1

Cm

0.25

0.0125

0.25

0.25

1

1

付表 8.6-3 海水系還元性地下水環境下での実効拡散係数
移行媒体
セメント
ベントナイト
実効拡散係数[m2 /s]

全元素共通で
8×10-10

全元素共通で
3×10-10

付表 8.6-4 降水系酸化性地下水環境下での実効拡散係数
移行媒体
セメント
ベントナイトCs : 4×10-10
全元素共通で実効拡散係数Cl, I, Se, Mo, Tc, U, Np : 4×10-11[m2 /s]
8×10-10
それ以外：3×10-10付 8.6-2

付表 8.6-5 海水系還元性地下水における各岩種に対する実効拡散係数および収着分配係数
地下水
岩種

結晶質岩(酸性)花崗岩

海水系地下水先新第三紀堆積岩

結晶質岩(塩基性)

泥質岩・凝灰質岩

間隙率
[%]
乾燥密度
[Mg/m 3 ]実効拡散係数2[m /s]

3.E-12

収着分配係数 [m 3 /kg]

廃棄体ｸﾞﾙｰﾌﾟ

泥質岩・凝灰質岩

砂質岩

2

20

2.64

2.16

9.E-144.E-13

断層移行距離[m]

新第三紀堆積岩

砂質岩

1.E-12

9.E-12

5.E-11

800

300

C（無機）

1・2・4
0

3
0

1・2・4
0

3
0

1・2・4
0

3
0

1・2・4
0

3
0

1・2・4
0

3
0

1・2・4
0

3
0

C（有機）

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Cl

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Co

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

Ca

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Sr

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

Se

0.01

0

0.01

0

0.01

0

0.001

0

0.01

0

0.001

0

Ni

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

0.001

Zr

0.1

0.1

0.5

0.5

1

1

0.1

0.1

1

1

0.1

0.1

Mo

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Nb

0.1

0.1

0.5

0.5

1

1

0.1

0.1

1

1

0.1

0.1

Tc

1

0

1

0

1

0

1

0

1

0

1

0

I

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Pd

0.1

0.1

1

1

1

1

0.1

0.1

1

1

0.1

0.1

Sn

1

1

5

5

5

5

1

1

5

5

1

1

Cs

0.005

0.0005

0.01

0.001

0.01

0.001

0.005

0.0005

0.01

0.001

0.005

0.0005

Sm

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

0

Pb

0.1

0.1

1

1

1

1

0.1

0.1

1

1

0.1

0.1

Ra

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

0.05

Ac

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

Th

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

Pa

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

U

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

Np

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

1

0.005

Pu

1

0.05

1

0.05

1

0.05

1

0.05

1

0.05

1

0.05

Am

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

Cm

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

5

付表 8.6-6 人工バリア変質影響ケースにおけるデータ影響を受けるパラメータ
溶解度
セメントの収着分配係数
緩衝材の収着分配係数
緩衝材透水係数
セメント間隙率
緩衝材実効拡散係数

単位mol /dm3
m3 /kgm3 /kg
m /s
%
m2 /s

止水性喪失後の設定
全元素を可溶性元素と仮定
Region I, II, III でのデータの最小値（付表 8.6-7 参照）
全元素で 0 と仮定
1×10-546
全元素で 2×10-9付 8.6-3

付表 8.6-7 人工バリア変質影響ケースにおけるセメントへの収着分配係数[m 3 /kg]
セメント

収着媒体
廃棄体ｸﾞﾙｰﾌﾟ

1

2

3

4

C（無機）

0.25

0.25

0.25

0.25

C（有機）

0.000250.0002500.00025

Cl

0

0

0

0

Co

0.001250.001250.001250.00125Ni0.001250.001250.001250.00125

Se

0.00250.002500.0025Sr

0.001250.001250.001250.00125Zr

0.25

0.0125

0.25

0.25

Nb

0

0

0

0

Mo

0.00250.00250.000025

0.0025

Tc

0.25

0.25

0

0.25

Pd

0.001250.001250.001250.00125Sn

0.25

0.0125

0.25

0.25

I

0

0

0

0

Cs

0.00250.00250.00250.0025Pb

0.001250.001250.001250.00125Ra

0.001250.001250.001250.00125Ac

0.25

0.0125

0.25

0.25

Th

0.25

0.0125

0.25

0.25

Pa

0.25

0.0125

0.25

0.25

U

0.25

0.0125

0.025

0.25

Np

0.25

0.0125

0.25

0.25

Pu

0.25

0.0125

0.025

0.25

Am

0.25

0.0125

0.25

0.25

Cm

0.25

0.01250.25

0.25

付 8.6-4

付表 8.6-8 天然有機物影響ケースにおける母岩の収着分配係数m3/kg
廃棄体グループ
C（無機）
C（有機）
Cl
Co
Ni
Se
Sr
Zr
Nb
Mo
Tc
Pd
Sn
I
Cs
Pb
Ra
Ac
Th
Pa
U
Np
Pu
Am
Cm

１、２、４
0
0
0
0.005
0.005
0
0.05
0.01
0.01
0
0.05
0.05
0.1
0
0.001
0.1
0.05
0.05
0.1
0.1
0.1
0.1
0.1
0.05
0.05

3
0
0
0
0.00050.0005
0
0.05
0.01
0.01
0
0
0.05
0.1
0
0.001
0.1
0.05
0.05
0.1
0.005
0.005
0.005
0.05
0.05
0.05

付表 8.6-9 ガス影響ケースにおけるデータ影響を受ける
パラメータ
総排水量
最大排水速度
排水開始時刻
排水期間

単位
3

m /m
m3 /m/y
y
y

１
2.6
0.26
1,000

廃棄体グループ
２
３
1.0
1.9
0.17
0.007
100
30
総排水量／最大排水速度とする

４
1.9
0.024
10

（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005 を編集）付 8.6-5

付表 8.6-10 酸化性条件下での花崗岩に対する実効拡散係数および収着分配係数

収着分配係数 [m 3 /kg]

実効拡散係数[m 2 /s]
廃棄体ｸﾞﾙｰﾌﾟ

3.0E-12

C（無機）

1・2・4
0.000130C（有機）0.00010Cl0.0001

0

Co

0.01

0.001

Ni

0.01

0.001

Se

0

0

Sr

0.5

0.05

Zr

0.1

0.1

Nb

0.1

0.1

Mo

0.0001

0

Tc

0

0

Pd

0.1

0.1

Sn

1

1

I

0.0001

0

Cs

0.05

0.005

Pb

0.1

0.1

Ra

0.5

0.05

Ac

5

5

Th

1

1

Pa

0.005

0.005

U

0.005

0.005

Np

0.005

0.005

Pu

0.05

0.05

Am

5

5

Cm

5

5

付 8.6-6

付表 8.6-11 シーリングミスケースにおけるデータ影響を受けるパラメータ
EDZ における地下水通過流量
母岩の地下水流速
断層の地下水流速

単位
m3 /y
m /y
m /y

シーリングミスケース
レファレンスケースの 10 倍
レファレンスケースの 10 倍
断層を移行媒体として考慮しない（電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構，2005 を編集）

付表 8.6-12 ボーリング影響ケースにおけるデータ影響を受けるパラメータ
ボーリング掘削時期
溶解度
セメントの収着分配係数
緩衝材の収着分配係数
セメント実効拡散係数
緩衝材実効拡散係数
EDZ における地下水通過流量
母岩の地下水流速
断層の地下水流速単位
ymol /dm3
m3 /kgm3 /kg
m2 /s
m2 /s
m3 /y
m /y
m /y

付 8.6-7

ボーリング影響ケース
300，1,000
酸化性条件（表 8.4.3-4 参照）
酸化性条件（付表 8.6-2 参照）
酸化性条件（付表 8.6-4 参照）
レファレンスケースの 10 倍
移行媒体として考慮しない
移行媒体として考慮しない

付録 8-6 参考文献

電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構（2005）：TRU 廃棄物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取りまとめ－根拠資料集 分冊２ 地層処分の安全性の検討，JNC TY1450
2005-001(2)，FEPC TRU-TR2-2005-4，p346

付 8.6-8

付録 8-7 サブシナリオの結果(8.4.4)
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(1/14) .................................................. 1
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(2/14) .................................................. 2
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(3/14) .................................................. 3
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(4/14) .................................................. 4
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(5/14) .................................................. 5
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(6/14) .................................................. 6
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(7/14) .................................................. 7
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(8/14) .................................................. 8
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(9/14) .................................................. 9付図 8.7-1 サブシナリオの結果(10/14) ................................................ 10
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(11/14) ................................................ 11
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(12/14) ................................................ 12
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(13/14) ................................................ 13
付図 8.7-1 サブシナリオの結果(14/14) ................................................ 14
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(1/7) .................................................. 15
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(2/7) .................................................. 16
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(3/7) .................................................. 17
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(4/7) .................................................. 18
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(5/7) .................................................. 19
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(6/7) .................................................. 20
付図 8.7-2 変動シナリオの結果(7/7) .................................................. 21

サブシナリオの結果
ケースNo.1
レファレンスケース
グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(1/14)

付 8.7-1

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.2-1
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数10-10m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.2-2
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.2-3
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]

ケースNo.2-4
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(2/14)

付 8.7-2

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.3-1
水理環境変更&地下水タイプ
変更ケース
母岩の透水量係数10-10m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.3-2
水理環境変更&地下水タイプ
変更ケース
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]

ケースNo.3-3
水理環境変更&地下水タイプ
変更ケース
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.3-4
水理環境変更&地下水タイプ
変更ケース
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(3/14)

付 8.7-3

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.4-1
人工バリア変質影響
ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1000年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.4-2
人工バリア変質影響
ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.4-3
人工バリア変質影響
ケース
緩衝材の止水性
喪失時間10万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.4-4
人工バリア変質影響
ケース
緩衝材の止水性
喪失時間100万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(4/14)

付 8.7-4

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.5
高pHによる母岩変質
影響ケース

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.6-1
初期酸化性
影響ケース
酸化性環境
継続時間100年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.6-2
初期酸化性
影響ケース
酸化性環境
継続時間1000年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.6-3
初期酸化性
影響ケース
酸化性環境
継続時間1万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(5/14)

付 8.7-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.7
コロイド影響ケース

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.8
天然有機物
影響ケース

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.9
ガス影響ケース

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.10-1
複合変質影響ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1000年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(6/14)

付 8.7-6

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.10-2
複合変質影響ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.10-3
複合変質影響ケース
緩衝材の止水性
喪失時間10万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.10-4
複合変質影響ケース
緩衝材の止水性
喪失時間100万年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.11-1
天然有機物影響&
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(7/14)

付 8.7-7

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.11-2
天然有機物影響&
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.11-3
天然有機物影響&
水理環境変更ケース
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.12-1
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1000年
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.12-2
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1000年
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(8/14)

付 8.7-8

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.12-3
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1000年
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.13-1
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1万年
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.13-2
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1万年
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.13-3
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間1万年
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(9/14)

付 8.7-9

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.14-1
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間10万年
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.14-2
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間10万年
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.14-3
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間10万年
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.15-1
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間100万年
母岩の透水量係数
10-9m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(10/14)

付 8.7-10

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.15-2
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間100万年
母岩の透水量係数
10-8m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.15-3
複合変質影響&水理環境変更ケース
緩衝材の止水性
喪失時間100万年
母岩の透水量係数
10-7m2/s

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.16-1
岩種変更ケース
結晶質岩(塩基性)

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.16-2
岩種変更ケース
先新第三紀砂質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(11/14)

付 8.7-11

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.16-3
岩種変更ケース
先新第三紀泥質・
凝灰質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.16-4
岩種変更ケース
新第三紀砂質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.16-5
岩種変更ケース
新第三紀泥質・
凝灰質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.17-1
岩種変更&地下水タイプ変更ケース
結晶質岩(酸性)

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(12/14)

付 8.7-12

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.17-2
岩種変更&地下水タイプ変更ケース
結晶質岩(塩基性)

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.17-3
岩種変更&地下水タイプ変更ケース
先新第三紀砂質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.17-4
岩種変更&地下水タイプ変更ケース
先新第三紀泥質・
凝灰質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.17-5
岩種変更&地下水タイプ変更ケース
新第三紀砂質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(13/14)

付 8.7-13

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.17-6
岩種変更&地下水タイプ変更ケース
新第三紀泥質・
凝灰質岩

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-1 サブシナリオの結果(14/14)

付 8.7-14

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

○以下変動ケース
ケースNo.18
隆起・浸食ケース
グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.19-1
気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
内陸立地
母岩の透水量係数10-10m2/s
河川水・寒冷気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.19-2
気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
内陸立地
母岩の透水量係数10-10m2/s
河川水・
ツンドラ気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.19-3
気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
内陸立地
母岩の透水量係数
10-9m2/s
河川水・寒冷気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(1/7)

付 8.7-15

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.19-4
気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
内陸立地
母岩の透水量係数
10-9m2/s
河川水・
ツンドラ気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.20-1
気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数10-10m2/s
河川水・寒冷気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.20-2
気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数10-10m2/s
河川水・
ツンドラ気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]

ケースNo.20-3気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数10-10m2/s
沿岸海域堆積層・
寒冷気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(2/7)

付 8.7-16

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.20-4気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数10-10m2/s
沿岸海域堆積層・ツンドラ気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.20-5気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数
10-9m2/s
河川水・寒冷気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.20-6気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数
10-9m2/s
河川水・
ツンドラ気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.20-7気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数
10-9m2/s
沿岸海域堆積層・
寒冷気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(3/7)

付 8.7-17

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.20-8気候・海水準変動&
水理環境変更ケース
沿岸立地
母岩の透水量係数
10-9m2/s
沿岸海域堆積層・ツンドラ気候

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.21-1
シーリングミス
ケース

グループ1
グループ2

グループ1

グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.21-2
シーリングミス
ケース

グループ1
グループ2

グループ2

グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.21-3
シーリングミス
ケース

グループ1
グループ2

グループ3

グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(4/7)

付 8.7-18

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.21-4
シーリングミス
ケース

グループ1
グループ2

グループ4

グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.22
井戸掘削影響ケース
グループ1
グループ2
グループ3
グループ4
全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.23-1
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
300年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4

グループ1

全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.23-2
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
300年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4

グループ2

全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(5/7)
付 8.7-19

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.23-3
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
300年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4

グループ3

全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.23-4
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
300年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4

グループ4

全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.23-5
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
1000年

グループ1
グループ2
グループ3
グループ4

グループ1

全グループ計

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.23-6
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
1000年

グループ1

グループ2

全グループ計

グループ2
グループ3
グループ4

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(6/7)
付 8.7-20

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

ケースNo.23-7
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
1000年

グループ1

グループ3

全グループ計

グループ2
グループ3
グループ4

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

最大線量[Sv/y]
ケースNo.23-8
ボーリング
影響ケース
ボーリング時期
1000年

グループ1

グループ4

全グループ計

グループ2
グループ3
グループ4

1E-11 1E-10

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

1E-5

最大線量[Sv/y]

付図 8.7-2 変動シナリオの結果(7/7)

付 8.7-21

1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

付録 8-8 接近シナリオの解析結果(8.4.4)
1．隆起・侵食に伴う処分施設の地表曝露 ........................................ 1
1.1 想定する状況 .................................................................. 1
1.2 評価の考え方 .................................................................. 1
1.3 評価結果 ...................................................................... 2

2．ボーリングによる偶発的な処分場貫通 ........................................ 3
2.1 想定する被ばく経路 ............................................................ 3
2.2 被ばく線量の算出 .............................................................. 4
2.3 被ばく線量算出のためのパラメータ設定........................................... 5
2.4 リスクの算出 .................................................................. 7

付録 8-8 参考文献........................................................... 10
付図 8.8-1 隆起・侵食による地表曝露の概念図........................................... 2
付図 8.8-2 処分場の地表曝露による影響（結晶質岩，隆起・侵食速度 1mm/y） ............... 3
付図 8.8-3 深部ボーリングの偶発的な処分場貫通におけるリスク算出結果................... 9
付表 8.8-1 ボーリングによる接近シナリオの評価対象..................................... 4
付表 8.8-2 コア観察者およびボーリング作業者の外部被ばくの線量換算係数算出のための遮へい
計算設定根拠 ............................................................. 5
付表 8.8-3 コア観察者の被ばく線量算出のためのパラメータ設定根拠....................... 6
付表 8.8-4 ボーリング作業者の被ばく線量算出のためのパラメータ設定根拠 ................. 7
付表 8.8-5 リスク算出に用いる各廃棄体グループの処分坑道の投影断面積................... 8接近シナリオの解析結果
1．隆起・侵食に伴う処分施設の地表曝露
1.1

想定する状況

処分サイトの隆起・侵食傾向が超長期にわたって継続した場合，地下深部に建設された処分場もついには地表に暴露して直接的な侵食作用を受けることとなる。本項で想定するのは，このように処分場が地表に露呈した状況において，もはや地下水を媒介とした核種の移行ではなく，地表での侵食作用によって，処分場の周囲に存在することが想定される汚染土壌が削剥され，直接公衆に放射線学的影響を及ぼしうるような状況を想定する。
高レベル放射性廃棄物の最終処分に係る概要調査地区選定のための公募関係資料では，「過去 10
万年間の隆起の総量が 300m を超えていることが明らかな地域は含めないように，概要調査地区を選定する」こととしている（原子力発電環境整備機構，2002）。高レベル放射性廃棄物のガラス固化
体の最終処分を行う深さは，政令により地下 300m 以上とされていることから，少なくとも今後 10
万年間は最終処分場が地表に露呈することはないこととなる。第 2 次 TRU レポートでは，地層処
分低レベル放射性廃棄物の処分場の建設深度として，結晶質岩系岩盤では 1,000m を想定しており，高レベル放射性廃棄物のガラス固化体の最終処分と同様のサイト選定要件が課せられるとすれば，本項で対象とする地層処分低レベル放射性廃棄物の処分場の地表曝露が起こりうるのは 10 万年以
降となる。

1.2

評価の考え方

評価の考え方を模式的に付図 8.8-1 に示す。
処分場の地表曝露が生じる時点（10 万年以降）では，処分場からの核種漏洩によって，処分場周囲に均一な核種プルームが形成されていると仮定する。
処分場の地表曝露による接近シナリオの場合，地下水移行シナリオの場合とは異なり，侵食によって削剥された汚染土壌を起点として，公衆がどのように被ばくするかを評価するための生物圏モデルを構築することが難しい。今後は，このような接近シナリオについても様式化される可能性があるが，現時点では当該シナリオにおける生物圏モデル（あるいは被ばく経路）の代表性を議論することは困難との判断から，高レベル放射性廃棄物の第２次取りまとめでの評価に倣い（核燃料サイクル開発機構，1999），天然起源の核種フラックス（花崗岩やウラン鉱床が侵食されることにより生じる核種フラックス）を指標として放射線学的影響の程度を議論することとする。


地層処分起源の核種フラックス：
処分場を含む汚染岩盤が侵食されることによって生ずる，地層処分を起源とする核種のフラックス。地表に到達した時点での処分場を含む汚染岩盤内での核種濃度（処分場濃度×深度
方向 20m の領域での均質分布を仮定）と年間あたりの侵食量から求める。
付 8.8-1

天然起源の核種フラックス：
花崗岩やウラン鉱床等，天然の放射性核種を微量含んでいる岩盤が侵食されることによって生ずる核種フラックス。岩盤中での天然放射性核種の濃度と年間あたりの処分場面積での侵食量から求める。
隆起・侵食速度としては，1mm/y を想定する。上述のサイト選定要件，過去 10 万年で 300m
未満（3mm/y に相当）を満足する条件である。

300m ×300m×20m

漏洩した核種は処分場周囲に均一なプルームを形成すると仮定

TRU地層処分場

付図 8.8-1 隆起・侵食による地表曝露の概念図
1.3

評価結果

結晶質岩，隆起・侵食速度 1mm/y の場合の評価結果を付図 8.8-2 に示す。
露呈した処分場の削剥によって生じる U-238 換算のフラックスは，天然起源の岩盤（ウラン鉱床）の削剥の場合よりも小さい結果となった。

付 8.8-2

1E+14
1E+13

地層処分起源I-129 : 33%
Th-229 : 29%
Po-210 : 10%結晶質岩系岩盤
侵食速度：1.0mm/y

1E+12U-238換算のフラックス[Bq/y]

1E+11
1E+10
1E+9
1E+8
1E+7

ウラン鉱床（品位0.1wt%）：侵食速度1.0mm/y

1E+6
ウラン鉱床（品位0.05wt%）：侵食速度1.0mm/y

1E+5

ウラン濃度10ppmの岩石：侵食速度1.0mm/y

1E+4
ウラン濃度1ppmの岩石：侵食速度1.0mm/y

1E+3
1E+2

1E+3

1E+4

1E+5
処分後の時間[y]

1E+6

1E+7

1E+8

付図 8.8-2 処分場の地表曝露による影響（結晶質岩，隆起・侵食速度 1mm/y）

2．ボーリングによる偶発的な処分場貫通2.1

想定する被ばく経路

地層処分施設近傍でボーリング行為があったことを仮想した場合に，それが原因あるいは誘因となって人間の被ばくにまで至る経路は一般に多種多様である。
評価の網羅性という観点からは，想定される多数の被ばく経路を可能な限り多く取上げることとなるが，一方，将来の人間活動や生物圏のようにその予測に多くの不確実性を内包するような対象については，「様式化アプローチ」によって，ありそうな，より少数のシナリオ・モデルによって代表させるという考え方もあり，現在ではむしろこちらが主流となりつつある。ICRP（1998）では人間接近シナリオの評価について，「偶然の人間侵入と解釈されている人間侵入に関しては，そのような事象に対する埋設場の抵抗力を評価するために，一つまたはそれ以上のありそうな様式化されたシナリオからの影響を考慮すべきである。
」と記述しており，様式化された少数のシナリオを対象として評価すべきことを推奨している。
地層処分でのボーリング行為による被ばく経路については，必ずしもまだ十分に様式化されているわけではないが，上記の考え方に沿いつつ，第２次取りまとめなどでのボーリングによる接近シ
ナリオの評価手法を参考にしながら（核燃料サイクル開発機構，1999；日本原子力研究所，2005），
ここでは，地質探査や温泉調査などの目的で処分深度のレベルまで掘削されうる深度ボーリングが地層処分低レベル放射性廃棄物の処分施設の廃棄体層を偶発的に貫通してしまったことを想定し，①放射性核種を含むボーリングコアを観察する場合のコア観察者の内部・外部被ばくおよび，②廃棄物と掘削土との混合物からボーリング掘削時の作業者の内部・外部被ばくを評価する（付表 8.8-1
付 8.8-3

参照）。

付表 8.8-1 ボーリングによる接近シナリオの評価対象
線源

線量評価対象者

ボーリングコア

コア観察者

廃棄物と掘削土の混合物

ボーリング作業者

2.2

被ばく経路
外部被ばく
ダスト吸入による内部被ばく
経口摂取による内部被ばく
外部被ばく
ダスト吸入による内部被ばく
経口摂取による内部被ばく

被ばく線量の算出

コア観察者及びボーリング作業者の外部被ばく及び吸入摂取・経口摂取による内部被ばくの各線量については，以下の式によって算出する。

D (t ) = H ext (t ) + H inh (t ) + H ing (t )H ext (t ) = ∑ η iext ⋅ C i (t ) ⋅ Texti

H inh (t ) = ∑ η iinh ⋅ C i (t ) ⋅ f dil ⋅ ε ⋅ B ⋅ Tinhi

H ing (t ) = ∑ η iing ⋅ C i (t ) ⋅ f dil ⋅ M ⋅ Tingi

D (t ) ：被ばく線量 [Sv]H ext (t ) ：外部被ばくによる被ばく線量 [Sv]

H inh (t ) ：吸入摂取による内部被ばく線量 [Sv]H ing (t ) ：経口摂取による内部被ばく線量 [Sv]C i (t ) ：時刻ｔにおける廃棄体中の核種 i の放射能濃度 [Bq/g]

η iext ：核種 i の外部被ばくに関する線量換算係数 [(Sv/h)/(Bq/g)]1
η iinh ：核種 i の吸入摂取に関する線量換算係数 [Sv/Bq]
η iing ：核種 i の経口摂取に関する線量換算係数 [Sv/Bq]
Text：外部被ばくにおける評価上の被ばく時間 [h]Tinh ：吸入摂取における評価上の被ばく時間 [h]1 １次元輸送計算コード ANISN により評価点での外部被ばく線量率を核種毎に算出

付 8.8-4付式 8.8-(1)Ting ：経口被ばくにおける評価上の被ばく時間 [h]f dil ：処分場深度まで掘削した岩屑が混合することによる希釈割合 [ - ]2.3

ε：空気中ダスト濃度 [g/m3]

B：呼吸率 [m3/h]

M：摂取率 [g/h]

被ばく線量算出のためのパラメータ設定

被ばく線量算出に用いるパラメータの設定値とその設定根拠とを付表 8.8-2～付表 8.8-4 に示す。
付表 8.8-2 コア観察者およびボーリング作業者の外部被ばくの線量換算係数算出のための遮へい計算設定根拠
パラメータ

設定値
設定根拠

記号

名称

数値

単位
ワイヤライン工法で用いる３種類（BQ：36mm，NQ：

－

コア径

70

mm

48mm，HQ：64mm）の孔径中（全国地質調査業協会
連合会，2004），HQ の内径 64mm を切上げた数値

－

コア長

10

m

－

コア密度

2.5

g/cm3

－

コア表面からの距離0.5m

第２次取りまとめにおける設定（無限円柱）を模擬
廃棄体密度の設定値
第２次取りまとめにおける設定

付 8.8-5

付表 8.8-3 コア観察者の被ばく線量算出のためのパラメータ設定根拠
パラメータ
記号

名称

f dil

希釈割合

Text

Tinh,
Ting

観察時間
（外部）

数値
0.01（結晶質岩）
0.05（堆積岩）

設定根拠
単位
－

（吸入／

1

h

スト濃度
呼吸率

1,000m，堆積岩では 500m業協会連合会，2004）に標準労働時間 7 h/day 及び廃棄体層を通過したコア長 10 m を乗じた値 0.91 h を切上げ。
コア長観察 1m 当たりの人工 0.013 day/m （全国地質調査

100（結晶質岩）
50（堆積岩）

h

経口）
空気中ダ

廃棄体層厚さ 10m と仮定。コア全長は結晶質岩ではコア長観察 1m 当たりの人工 0.013 day/m （全国地質調査

観察時間

ε
B

設定値

業協会連合会，2004）に標準労働時間 7 h/day 及び廃棄体層を通過したコア全長 1,000 m（結晶質岩），500 m（堆積岩）を乗じた値 91 h, 45.5 h をそれぞれ切上げ。

5E-4

g/m3

1.2

m3/h

IAEA (1987)の跡地建設シナリオにおける想定範囲（1E-3～1E-4g/m3）の中央値
IAEA (1987)
指先に付着したダストの密度を 0.5 g/cm3，ダスト厚さを

M

摂取率

0.01

g/h

0.1 mm，指先の面積を 2 cm2 として，１時間に１度舐めることを仮定（IPSN, 1992）。

付 8.8-6

付表 8.8-4 ボーリング作業者の被ばく線量算出のためのパラメータ設定根拠
パラメータ
記号

名称

f dil

希釈割合

Text

設定値
数値
0.01（結晶質岩）
0.05（堆積岩）

設定根拠
単位
－

廃棄体層厚さ 10m と仮定。コア全長は結晶質岩では1,000m，堆積岩では 500m
掘削速度 4.5m/d （全国地質調査業協会連合会，2004），

作業時間（外20部）

h

廃棄体層 10m，作業時間 7 h/day として算出した数値
15.6h を丸めたもの
掘削速度 4.5m/d （全国地質調査業協会連合会，2004），

Tinh,
Ting

作業時間（吸800（結晶質岩）

入／経口）

400（堆積岩）h

廃棄体層通過後，結晶質岩では深度 1,500m まで堆積
岩では 750m まで掘削が継続するものと仮定し，作業時間 7 h/day として算出した数値を丸めたもの

空気中ダス
ε
ト濃度
B

呼吸率

5E-4

g/m3

1.2

m3/h

IAEA (1987)の跡地建設シナリオにおける想定範囲（1E-3～1E-4g/m3）の中央値
IAEA (1987)
指先に付着したダストの密度を 0.5 g/cm3，ダスト厚さ

M

0.01

摂取率

g/h

を 0.1 mm，指先の面積を 2 cm2 として，１時間に１度舐めることを仮定（IPSN, 1992）。

2.4

リスクの算出

意図的でないボーリングによる人間侵入のように稀頻度の事象については，リスクを指標としてその影響を定量的に見積もる考え方もある（例えば，ICRP 1985）。地層処分施設への偶発的なボーリング行為が地層処分施設を貫通する場合のリスクについては，次式によって評価できる。

R j (t ) = γ ⋅ S ⋅ P ⋅ H j (t )付式 8.8-(2)R j (t )：時刻ｔにおける被ばく経路ｊによる年間のリスク [1/y]γ：リスク係数 [1/Sv]

S
P：地上から見下ろした場合の廃棄物が占める全投影断面積 [m2]
：処分場の深度レベルに達するボーリングが行われる頻度 [1/(m2y)]

H j (t )：被ばく経路ｊによる被ばく線量 [Sv]

結晶質岩の場合のコア観察者およびボーリング作業者について，(2)式によってリスクを算出した
結果を付図 8.8-3 に示す。リスクへの換算にあたりリスク係数 γ については，ICRP（1991）より 5
×10-2 [1/Sv]とした。投影断面積については，最終廃棄体の幾何形状，処分坑道での各廃棄体の定置
方法，および処分坑道長さより設定した。リスク算出に用いた各廃棄体グループの処分坑道の投影
断面積の設定値を付表 8.8-5 に示す。ボーリング頻度については，第２次取りまとめ（核燃料サイ付 8.8-7

クル開発機構，1999）にならい，昭和 62 年から平成 7 年までの温泉調査用ボーリングの実績（年間約 500 本）が，日本全国（37.8 万 km2）で無作為に行われたと仮定したときの頻度 1.3×10-9[1/(m2 y)]を用いた。
リスクに関する安全基準の目安としては 10-6～10-5 [1/y]が諸外国で用いられている。地層処分低レ
ベル放射性廃棄物の処分においても 300 年程度の制度的管理が適切に行われると想定すれば，同期
間後のリスク評価値はいずれも上記の目安を下回る結果となっている。
付表 8.8-5 リスク算出に用いる各廃棄体グループの処分坑道の投影断面積
容器種類
Gr.1 200Lドラム缶
キャニスタ（ﾊﾙｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ）
キャニスタ
Gr.2
（CSD-B/C）
Gr.3

Gr.4

収納容器形状□1.5×H1.1

定置方法
定置領域長さ [m] 投影断面積 [m2]５列（×５段）
25.5
191□1.2×H1.6

４列（×３段）

688.8

3306

□1.2×H1.6

２列（×１段）

572.4

1259

６列（×７段）
６列（×７段）
５列（×７段）

258
270
14.4

4566
2322
2430
115

２列（×２段）

376.2

828

200Lドラム缶□1.5×H1.1
200Lドラム缶□1.5×H1.1
角型容器□1.6×H1.2
ハル缶＋
W1.1×L1.9×H1.4
ｲﾝﾅｰﾊﾞﾚﾙ

3373
注：網掛け部の数値をリスク算出に使用。各データは結晶質岩系岩盤の処分坑道設計に対応。

付 8.8-8

1E-4

1E-4
グループ1平均

グループ1平均

1E-5

1E-5
グループ2平均

グループ2平均

1E-6

1E-6
グループ3平均

グループ3平均

1E-7

1E-7
グループ4平均

グループ4平均
1E-8
リスク [1/y]

リスク [1/y]

1E-8

1E-9

1E-9

付 8.8-9

1E-10

1E-10

1E-11

1E-11

1E-12

1E-12

1E-13

1E-13

1E-14
1E+2

1E-14
1E+3
1E+4
1E+5
1E+6
閉鎖後からの偶発的な人間侵入の発生時刻 [y](1) コア観察者

1E+7

1E+2

1E+3
1E+4
1E+5
1E+6
閉鎖後からの偶発的な人間侵入の発生時刻 [y](2) ボーリング作業者

付図 8.8-3 深部ボーリングの偶発的な処分場貫通におけるリスク算出結果

1E+7

付録 8-8 参考文献

原子力発電環境整備機構（2002）：概要調査地区選定上の考慮事項，高レベル放射性廃棄物の最終処
分施設の設置可能性を調査する区域の公募関係資料－3
IAEA（1987）：Exemption of Radiation Sources and Practices from Regulatory Control, IAEA TECDOC-401
ICRP（1985）：Radiation Protection Principles for the Disposal of Solid Radioactive Wastes, Publication 46,
Annals of the ICRP, Vol.15, No.4
ICRP（1991）：1990 Recommendation of the International Commission on Radiological Protection, Publication
60, Annals of the ICRP, Vol.21, Nos.1-3
ICRP（1998）：Radiation Protection Recommendations as Applied to the Disposal of Long-lived Solid
Radioactive Waste, Publication 81, Annals of the ICRP, Vol.28, No.4
IPSN（1992）：CONTRIBUTION TECHNIQUE A LA DEFINITION DES SEUIL D’AUTORISATION
POUR L’EVACUATION SANS CONDITION DES DECHETS SOLIDES ET DES DECHETSLIQUIDES CONDITIONNES, IPSN SERGD/92/22
核燃料サイクル開発機構（1999）：わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性，
地層処分研究開発第２次取りまとめ，総論レポート，JNC TN1400 99-020
日本原子力研究所（2005）：放射性廃棄物処分の長期的評価手法の調査－ウラン・TRU 廃棄物の基準整備に係る調査
全国地質調査業協会連合会（2004）：全国標準積算資料 土質調査・地質調査，平成 15 年度改定歩
掛版

付 8.8-10