第章

2

研究のニーズと位置づけ

第２章
地球工学研究所

研究のニーズと位置づけ ● 目
重点課題責任者

研究参事

三枝次利有

２−１

原子力政策大綱と電気事業の動向 ……………………………………………………………………………………… 19

２−２

安全審査に係る技術要件（経済産業省２−３

安全設計及び検査基準（日本原子力学会） …………………………………………………………………………… 20２−４

構造規格（日本機械学会） ……………………………………………………………………………………………… 20

２−５

研究の位置づけ …………………………………………………………………………………………………………… 24

原子力・安全保安院） …………………………………………………… 20

三枝 利有（８ページに掲載）（第２章執筆）18

２−１原子力政策大綱と電気事業の動向

原子力委員会は従来（平成 12 年 11 月）の原子力長計れ、現在、事業者が操業に向け施設の立地を進めている。
』に代えて平成 17 年 10 月に原子力政策大綱を定めた。政経済産業省原子力安全・保安院や原子力安全委員会に府はこれを原子力政策に関する基本方針として尊重し、おいても、中間貯蔵の法令改正、政省令制定・改正、安原子力の研究、開発及び利用を推進することとし、閣議全審査指針及び技術要件の策定を行っている。図 2-1-1決定した。にわが国における使用済燃料の年間発生量と再処理計画

本原子力政策大綱によると、『使用済燃料は原子力発の現状を示す。

電後、再処理し、回収されるプルトニウム、ウラン等を青森県とむつ市、東京電力、日本原子力発電の４者は有効利用することを基本方針とする。さらに、使用済燃

平成 17 年 10 月 19 日、むつ市に使用済燃料中間貯蔵施設料は、当面は、利用可能になる再処理能力の範囲内で再を立地することで合意した。当所は、専門家として、む処理を行うこととし、これを超えて発生するものは中間つ市の専門家会議及び青森県の安全性チェック検討委員貯蔵する。中間貯蔵された使用済燃料及びプルサーマル会に協力してきた。わが国初めての中間貯蔵施設はに伴って発生する軽水炉使用済 MOX 燃料の処理の方策2010 年頃の操業開始を目指している。今後は、新会社

は、六ヶ所再処理工場の運転実績、高速増殖炉及び再処による詳細立地調査及び許認可申請作業が進められる。

理技術に関する研究開発の進捗状況、核不拡散を巡る国当所は従来にも増して、合理的・科学的な中間貯蔵施設際的な動向等を踏まえて、2010 年頃から検討を開始すの実用化に向けて、電気事業及び国を支援していく。

る。この検討は、六ヶ所再処理工場の操業終了に十分間なお、今後はむつ市以外の中間貯蔵施設や原子力発電に合う時期までに結論を得ることとする。』

所敷地内での貯蔵施設の計画が複数、具体化していくも『中間貯蔵は、使用済燃料が再処理されるまでの間ののと考えられ、個々のサイト条件に応じた貯蔵施設の実時間的な調整を行うことを可能にするので、核燃料サイ用化研究を推進していく。

クル全体の運営に柔軟性を付与する手段として重要とさ2010年までに中間貯蔵施設が必要

使用済燃料量（トンU／年）
2,000

1,500

約1,900トンU／年

約1,400トンU／年
使用済燃料（リサイクル燃料）
発生量

約900トンU／年

発電所内貯蔵量
及び中間貯蔵対策
必要量

1,000
800トンU／年
六ヶ所再処理施設

500

海外再処理
0〜19952000

2010

図2-1-1

2020

2030
（年）

日本原子力研究開発機構
東海再処理工場

使用済燃料貯蔵の需要（電事連）

電中研レビュー No.52 ● 19

２−２

安全審査に係る技術要件（経済産業省 原子力・安全保安院）

総合資源エネルギー調査会

原子力安全・保安部会

核燃料サイクル安全小委員会は、平成 16 年６月に「コン子力安全委員会決定）及びその他の原子力安全委員会が定めた指針類等を参考にして入る。

クリートキャスクを用いる使用済燃料貯蔵施設（中間貯本技術要件は、立地条件、基本的安全機能、放射線管蔵施設）に係る技術検討報告書をとりまとめた。この報

理及び環境安全、その他の安全対策に係る技術要件を定

告書は、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制にめた。さらに、考慮すべき事項として、平常時・事故時関する法律（昭和 32 年法律第 166 号）」第 43 条の４に定条件、密封機能、遮へい機能、臨界防止機能、除熱機能、める「使用済燃料貯蔵施設」の安全審査に際して、技術放射線業務従事者の被ばく管理、使用済燃料に関する考的に重要と考える基本的事項（技術要件）、安全審査に慮、キャニスタの内部空間の雰囲気に対する考慮、地震おいて技術的に考慮すべき事項等について、とりまとめに対する考慮をまとめ、安全審査の際に活用されるべきている。

ものとしている。

検討には、「使用済燃料貯蔵施設（中間貯蔵施設）に係る技術検討報告書」（平成 12 年 12 月

資源エネルギー庁）、「金属製乾式キャスクを用いる使用済燃料中間貯蔵施設のための安全審査指針」（平成 14 年 10 月 3 日

２− 3

当所は、経済産業省総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会

核燃料サイクル安全小委員会中間貯蔵ワーキンググループ委員として、取りまとめに協力した。

原

安全設計及び検査基準（日本原子力学会）

日本原子力学会は、「使用済燃料中間貯蔵施設用コンクリートキャスク及びキャニスタ詰替装置の安全設計及び検査基準： 2005」（H17）を規定した。この標準は、方法を規定している。検査では、検査を行う段階と検査項目、検査容量を規定している。
本標準で引用されている当所の研究成果は次のとおり

燃料取替設備を設置しない使用済燃料中間貯蔵施設に用である。

いるコンクリートキャスクキャスク及びキャニスタ詰替①コンクリートキャスク熱流動解析コード検証に用いる装置について、安全設計および検査の要求事項を規定し実証試験データ一式（1）ている。安全設計では、基本的要求事項及び安全設計の２−４構造規格（日本機械学会）

日本機械学会は、「使用済燃料貯蔵施設規格―コンク

この規格は、使用済燃料中間貯蔵施設の設備のうち、リートキャスク及びキャニスタ詰替装置およびキャニス

コンクリートキャスクキャスク及びキャニスタ詰替装置、タ輸送キャスク構造規格―」JSME SFB1-2003（H15）ならびにキャニスタ輸送キャスクに適用し、安全機能をを規定した。

確保する上で必要な構造上の要求に関連する、材料、設20

計、製造、検査について規定している。本規格で引用されている当所の研究成果は次のとおりである。
①鉄筋コンクリート製貯蔵容器規格内容及び温度制限値を（2）（3）超える場合のコンクリートの許容応力度（図 2-4-4）②コンクリート充填鋼板製貯蔵容器規格内容（2）③キャニスタ材料に対する溶接継手効率評価結果（4）
図 2-4-1 にコンクリートキャスク貯蔵施設の設計概念例（5）、図 2-4-2 にキャニスタおよびコンクリートキャスクの運用態様例、図 2-4-3 に本規格対象機器の設計概念

図2-4-1

コンクリートキャスク貯蔵施設の設計概念例を示す。

原子力発電所

ピットクレーン

発送前検査

海上輸送

使用済燃料ピット

蓋溶接
真空乾燥

中間貯蔵施設

燃料装荷
キャニスタ詰替装置

キャニスタ詰替（垂直装置）

凡例

コンクリートキャスク
移送装置

キャニスタ詰替装置

キャニスタ
輸送キャスクコンクリートキャスク

図2-4-2貯蔵
貯蔵後、再処理工場へ貯蔵後、再処理施設へ

キャニスタ詰替 （水平装置）

キャニスタおよびコンクリートキャスクの運用態様例

鉄筋コンクリート製
貯蔵容器

コンクリート充填鋼板製
貯蔵容器

キャニスタ
詰替装置

キャニスタ
輸送キャスク

図2-4-3

コンクリートキャスク構造規格の対象機器の設計概念例

電中研レビュー No.52 ● 21

13 年厚生労働省告示第 41 号）を考慮して規定された。

2-4-1④キャニスタ輸送キャスク：使用済燃料を収納するバス

基本的考え方ケットを除き、従来の輸送キャスクと同じ機能を有し、（1） 考慮すべき事象

告示 501 号の第１種容器に相当する。ただし、臨界防止機能はキャニスタが分担する。

本規格で考慮すべき事象として、貯蔵時取り扱い時における設計事象Ⅰ〜Ⅳ、輸送時の各条件および試験状態を定めた。金属キャスク構造規格では地震時は設計事象（4） 耐震設計

Ⅰに重ね合わせたが、ここでは設計事象Ⅲ、Ⅳとして取①り込んでいる。これらは、「コンクリートキャスク貯蔵方式を中心としたキャニスタ系使用済燃料中間貯蔵施設（6）キャニスタ
キャニスタの耐震重要度は A クラスに分類された。

さらに、貯蔵中および取扱い中に耐震設計審査指針で規の安全設計・評価手法について」 （（財）原子力安全研

定する基準地震動 S 1 による地震力または静的地震力の究協会）を参考にしている。

いずれか大きいほう（S1* 地震力）に対して、基本的安全機能、燃料支持機能および燃料再取出し機能を有する（2） 評価すべき状態と評価基準部材が健全であることとされた。またさらに、貯蔵中にコンクリートキャスクの圧力荷重、熱荷重およびその耐震設計審査指針で規定する基準地震動 S 2 による地震他の荷重により機器に加わる負荷状態が「供用状態 A」、力に対して、また、取扱い中に S 1 による地震力に対し「供用状態 B」、「供用状態 C」、「供用状態 D」に分類・て、貯蔵後輸送が可能なように基本的安全機能、燃料支定義された。上述の設計事象との対応は、設計仕様書で持機能および燃料再取出し機能を維持することとされた。

定めることとされた。設計仕様書は使用済燃料貯蔵事業②者等が作成する。

コンクリート製貯蔵容器
貯蔵時に B クラス機器に対して規定される静的地震力に対して、遮へい機能部材および除熱機能を有する部材（3） 各構成機器の安全機能と相当する分類が健全であることとされた。さらに貯蔵中の S2 による①キャニスタ：使用済燃料の密封機能、遮へい機能、臨地震力に対して貯蔵後輸送が可能なようにキャニスタの界防止機能および除熱機能を有しており、告示 501 号

基本的安全機能を阻害せず、キャニスタの支持機能およの第 4 種容器に相当する。しかしながら、図 2-4-2 にび再取出し機能を維持し、遮へい機能を大きく失うこと示す様々な運用の様態に応じ、圧力荷重のほか自重になく、転倒したり過度に滑ることなく、また地震後にコ働く慣性力、収納物の慣性力、熱応力を考慮する必要ンクリートキャスク移送装置で移送できることとされた。

があることから、第１種容器相当の「解析による設計」

コンクリートキャスク支持構造物（使用する場合）は手法を採用し、構造健全性を評価することとされた。

貯蔵中の S 2 による地震力に対してコンクリートキャス②コンクリート製貯蔵容器：使用済燃料の遮へい機能おクの支持機能を維持するとされた。

よび除熱機能を有するとともに、キャニスタを支持する機能を有する。現状、鉄筋コンクリート製貯蔵容器

2-4-2

特記事項

およびコンクリート充填鋼板製貯蔵容器の２種類を想定しており、前者は通商産業省告示第 452 号「コンク（1） キャニスタの溶接密封構造・材料

リート製原子炉格納容器に関する構造等の技術基準」

キャニスタの接合部は溶接構造で、原子力発電所で使等、後者は告示 501 号の第１種支持構造物等に相当す

用済燃料を収納した後に現地で、蓋を溶接する。溶接後るとした。のキャニスタは薄肉であることおよび内部に使用済燃料③キャニスタ詰替装置：使用済燃料の遮へい機能、除熱を収納しているなどの理由で、残留応力除去の熱処理を機能およびキャニスタを支持する機能を有する。キャ行わない。わが国の場合、中間貯蔵施設は海岸に面したニスタ詰替装置の構造部分は告示 501 号の第１種支持場所に立地すると考えられ、コンクリートキャスクの外構造物に相当し、機械部分はクレーン構造規格（平成気は潮風環境となる。コンクリートキャスク内部のキャ22

ニスタの外表面には、外気（潮風）が流れ、直接塩分を1.2
圧縮強度残存比（％）

含む空気が接触する、いわゆる外面からの応力腐食割れ（SCC）の条件に置かれるので注意が必要である。
キャニスタ蓋部の溶接時には内側から目視・アクセスできないことから片側部分溶け込み溶接になる。また、上述のように内部に使用済燃料を収納していることから溶接部の放射線透過試験ができず、代わりに多層浸透探1.00.80.6
普通セメントW/C50％、SL 8cm
普通セメントW/C60％、SL18cm
普通セメントW/C60％、SL10cm
普通セメントW/C50％、SL10cm
普通セメントW/C45％、SL10cm

0.40.20.001

傷試験または超音波探傷試験を行う。これらのことから、234567

重量減少率（％）

溶接部には仮想欠陥を想定し、応力評価時の許容値を割下げて評価する「溶接継手効率」が採用された。

図2-4-4

コンクリートの重量（水分）減少による圧縮強度の低減（7）（8）（2） コンクリート製貯蔵容器の温度制限値
コンクリートの温度制限値には、告示 452 号の一般部規定が準用された。また、コンクリートの温度が長時間に亘り 65 ℃を超える部位が生じる場合には、その部位（8）の許容応力度を適切に補正する必要があるとされた（7）。

表 2-4-1

65℃を超える部分（90℃以下）のコンクリート強度低減

種 類
許容圧縮応力度
許容せん断応力度
許容付着応力度

強度低減係数0.8
0.60.6

その温度が 90 ℃以下である場合に限り、次式によって算出される重量減少率（％）が５％以下となる調合であることをあらかじめ確認することとしている。

W0 ：材令 28 日まで標準養生、以降 91 日まで温度 20 ℃、
湿度 85 ％ R.H.で養生したコンクリートの質量（kg）

W ：材令 28 日まで標準養生、以降 91 日まで温度 20 ℃、

図 2-4-5 に重量（水分）減少による圧縮強度の低減と湿度 85 ％ R.H.で養生した後に、想定される温度の関係を示す。表 2-4-1 に 65 ℃を超える部分（90 ℃以履歴を模擬した状態のコンクリートの質量（kg）下）のコンクリート強度低減係数を示す。

電中研レビュー No.52 ● 23

２−５

研究の位置づけ

当所の研究は、上述の国の政策や電気事業の動向を踏用化しているが、海岸近くに立地する可能性が高いことまえて、国や学会の技術要件・標準・規格に反映され、による潮風環境、地震、狭い敷地面積など、わが国特有現実の許認可に役立ち、中間貯蔵の実用化に資することの条件に適合するための課題がある。図 2-5-1 はこれらを目標にしている。

課題と成果を位置づけたものである。次章以降に主な成コンクリートキャスク貯蔵については、米国などで実果の概要を示す。

貯蔵施設の検討
金属容器・構造材の健全性評価
・キャニスタ材溶接部健全性試験（５章）
・キャニスタ材等の耐食性評価試験（５、７章）
・構成部品の経年劣化評価試験（５章）

・貯蔵のシュミュレーション（１章）
・敷地境界線量評価（３章）

燃料健全性評価

実物大キャスクの確証試験

・燃料・被覆管の健全性評価試験（６章）
・貯蔵時の燃料健全性確証試験（６章）
・キャニスタ内部モニタリング技術開発（６章）

・通常時／異常時の除熱性能評価（４章）
・異常時の構造強度評価（４章）
・耐震性能評価（４、7章）

コンクリート容器・構造材の健全性評価
・コンクリートの耐久性能評価（３、７章）
・コンクリートの除熱性能評価（３章）
・コンクリートの遮へい性能評価
・コンクリートのひび割れ評価（３章）

図2-5-124

コンクリートキャスク貯蔵技術の安全規制基礎データ・手法の整備コンクリートキャスク貯蔵の課題と本書における成果