閉鎖後長期の安全性の評価（包括的技術報告書より）2023年 11月 28日

原子力発電環境整備機構（NUMO）技術部
P.0

セーフティケースの構造と報告書の構成との関係
1章

セーフティケースの作成の背景と目的
2章

地層処分の安全確保の基本的考え方

2章

サイト選定の
方針

3章

処分場の
設計方針

4章

適した地質環境の選定技術
地質環境モデル

評価基盤

5章

閉鎖後長期の安全評価方針6章

安全性を評価する手法、モデル、解析コードおよび
データベース

安全評価6章

閉鎖前の安全評価

品質保証計画など

7章

処分場の設計建設・操業・閉鎖
技術

5章

7章

閉鎖前の
安全評価方針マネジメント戦略

閉鎖後長期の安全評価

マネジメント基盤

品質マネジメントシステム
知識ベース、関係研究機関との連携など

7章

品質保証活動技術アドバイザリー委員会
タスクフォース
有識者ヒアリング

セーフティケースとしての統合、次段階へ向けた取り組み
背景と目的に対応した成果と信頼性に関する記述

サイト選定準備
技術開発計画など

1
OECD/NEA（2013）：’The nature and purpose of the post-closure safety cases for geological repositories’を参考に作成.

P. 1

第６章の目的とアプローチ○目的
わが国の多様な地質環境に対して，処分場の閉鎖後長期にわたる安全性を評価するための技術基盤が整っていること，および閉鎖後長期の安全性を確保できる見通しを有することを提示○アプローチ◼ 国際的な指針などを参考に，さまざまな不確実性を適切に取り扱うためリスク論的な考え方を導入し，安全性を判断するめやすとなる基準を仮設定したうえで，定量的な安全評価を行うために必要な考え方や手法を提示◼ 特に，地質環境条件の違いや処分場の仕様の違いを反映し，異なる処分場が有するそれぞれの長期的な安全性を合理的に比較・評価できる核種移行解析の手法を開発◼ これらに基づき，検討対象母岩の地質環境モデルおよび処分場の設計結果を対象
として，発生可能性に応じた安全評価シナリオを設定したうえで，核種移行解析を実施して線量を推定した結果と仮設定した基準との比較を通じて安全性を議論
P.2

ご説明の内容
１. 安全評価の基本的枠組み（6.1節）
２. 安全評価の基本的手順 （6.2節）
３. 安全評価シナリオの作成 （6.3節）
４. 基本シナリオに対応する解析ケースの設定と核種移行解析（6.3節，6.4節）
５. 変動シナリオに対応する解析ケースの設定と核種移行解析（6.3節，6.4節）

６. 稀頻度事象シナリオに対応する解析ケースの設定と核種移行解析（6.3節，6.4節）
７. 人間侵入シナリオの評価 （6.5節）

８. まとめと今後の取り組み（6.6節）

９. 原子力学会レビュー結果
P.3

安全評価の基本的枠組み － 安全評価の進め方 －6.1➢ 処分場の閉じ込め性能を線量を指標として評価
安全評価シナリオ構築•処分場の将来の状態を設定し，安全上重要と考えられる核種の移行挙動を記述

核種移行解析モデル構築

データセット設定• シナリオを表現する数理モデルの構築• 数理モデルに入力するデータの
設定

線量の算出

基準との比較
P.4

評価の対象とする地質環境モデルと処分場
深成岩類 （モデル水質：２種類）

HLW ※処分場 （竪置き・ブロック方式）

新第三紀堆積岩類（モデル水質：２種類） 先新第三紀堆積岩類（モデル水質：２種類）

HLW※処分場 （横置き・ PEM方式）

TRU等廃棄物処分場（緩衝材有り）

廃棄体
パッケージ２種類※高レベル放射性廃棄物

6.1

TRU等廃棄物処分場（緩衝材無し）廃棄体パッケージ２種類

P.5

リスク論的考え方に基づく安全評価と評価基準（１/２） 6.1
 線量と発生確率を別々に考察して評価する「線量確率分解アプローチ」を採用
 シナリオを発生可能性に応じて区分し，区分ごとに基準値を設定

 ICRP等の国際機関の指針を基本にシナリオ区分とめやす線量を設定
 評価期間は，計算上最大の線量が現れるまでの時期が確認できるまでの期間とした
シナリオ区分

基本
シナリオ

変動
シナリオ

各シナリオの定義

めやす
安全性の確認：⚫適切なサイト選定とそのサイトの地質環境条件を考慮した 300μSv/y（安全性を確認する
処分場の設計によって期待する安全機能を発揮できる
めやす線量として線量ように構築された地層処分システムに対して発生する
拘束値を設定）可能性が最も高いと想定されるシナリオ →（もしも被ばくが起きるとすれば，そのようなことをもたらす発生 基本シナリオに対するの可能性が高いとみなすべきもの）
事業者としての努力目標：
10μSv/y⚫基本シナリオに対して，科学的知見に基づいて合理的に （諸外国の安全規制に適用されている基準の設定できる不確実性を考慮したシナリオ
最小値を設定）P.6

リスク論的考え方に基づく安全評価と評価基準（２/２） 6.1
シナリオ区分

稀頻度事象
シナリオ

各シナリオの定義とめやす基準の考え方

めやす⚫ 適切なサイト選定とそのサイトの地質環境条件を考慮した処分場の設計によって期待する安全機能を発揮できるように構築された 20～100mSv
地層処分システムに対しては発生可能性が極めて小さいと考えら (事象発生直後の1年間)れる自然事象にかかわるシナリオ
1～20mSv/y⚫ このようなシナリオを想定したとしても，著しい放射線学的影響 ( 事 象 発 生 か らがないことを示すためのシナリオであり，ICRPが示している同様の 2年目以降)
シナリオに対する被ばく状況の参考レベルの幅を適用

人間侵入
シナリオ

⚫ 地層処分システムは本来的に人間侵入が生じる可能性を最小限とするようにサイトを選定し処分場を設計することによって構築されて 20～100mSv
いることから，人間侵入シナリオが生ずる可能性は極めて小さい (事象発生直後の1年間)⚫ その発生を想定したとしても，著しい放射線学的影響がないことを 1～20mSv/y
確認するためのシナリオであり，ICRPが示している同様のシナリオに (2年目以降)
対する被ばく状況の参考レベルの幅を適用

P.7

安全評価の基本的手順 － 安全評価のフロー －6.2

処分場の定義安全評価シナリオの作成

処分場の状態の設定

設定した状態の下での核種移行挙動の記述
シナリオを反映したモデル化とデータ設定の考え方の整理モデルおよびデータセットの設定と線量の算出
P.8

処分場閉鎖後のシステムとしてのふるまいに関する理解

6.3➢安全機能を割り当てられた構成要素の状態を設定するにあたり，建設・操業を経て閉鎖された
時点のシステムの状態が時間・空間的にどのように変遷するかを記述➢地層処分システム全体のふるまいを俯瞰し，時間・空間スケールに関する整合性を確認できるようにする表現方法として「ストーリーボード」を導入➢処分場の構成要素について考慮すべき熱的，水理学的，力学的，化学的な状態（以下，「THMC状態」という）の変化は以下の情報を考慮し網羅的に検討• 最新の科学技術的知見に基づき作成したNUMO FEPリスト• THMC状態の変化に関する現象解析結果（例：緩衝材ベントナイトの変質解析）

例：廃棄体の特性
例：火山活動

例：化学的変質＊FEP：地層処分場の各構成要素の特徴(Feature), 地層処分場に影響を与える事象（Event), 地層処分システムの時間的変遷のプロセス（Process)の略称
P.9

処分場閉鎖後のシステムとしてのふるまいに関する理解■ストーリーボードの
イメージ

時間枠

6.3

・T1：処分場閉鎖から再冠水完了までの期間
・T2：再冠水完了から放射性核種の移行が生ずるまでの期間
・T3：放射性核種の移行が生じてから現在の地質環境の特性が大きく変化しないと考えられるまでの期間
・T4：地質環境の特性に関する不確実性が増大する期間

空間スケール
広域スケール（数十km×数十km）
処分場スケール（数km×数km）

パネルスケール（数百m×数百m）

ニアフィールドスケール（人工バリアおよび処分坑道とその周辺100m程度）P.10

安全機能要因分析（要因分析)

6.3◼ 設定したシステムのふるまいの下での，各構成要素の安全機能の状態を設定するために，安全機能への影響要因を特定➢ 安全機能の働きの程度に影響する物理的・化学的性質などを状態変数として抽出➢ 「処分場のシステムとしてのふるまいの記述」等を参照して安全機能に関連付けた状態変数に対し影響を及ぼすFEPを関連付け
間隙水水質

鉱物組成

IF15 水化学

IF11 熱プロセス

IF20 化学的変質
・・
・

放射性物質の収着

IF16 腐食・・・
IF20 化学的変質

安全機能

状態変数

FEP

密度

IF24 パイピング/流出・・
・

図 緩衝材の安全機能「放射性物質の収着」に関する要因分析図の例
P.11

安全機能影響分析（影響分析)

6.3◼ 状態変数に関連付けたFEPごとに安全機能への影響を表形式で分析
 前頁の緩衝材の安全機能「放射性物質の収着」 に対する影響分析の一部
状態
変数

FEP

もっとも確からしい状態

シナリオで考慮すべき
不確実性

シナリオ上の取り扱い区分

間隙水
水質

水化学

地下水組成によってはモンモ
リロナイトのCa型化が進展する場合がある（付属書615参照）。

現象解析において，モンモリ
ロナイトの溶解速度，熱力学データ，沈殿する二次鉱物とその物質移行抑制効果に不確実性が存在。不確実性を考慮したとしても健全部が十分に残存することを支持する知見が得られている（付属書6-8参照）。

高レベル放射性廃棄物処分場における緩衝材中の核種の収着や拡散に対して，
地下水と緩衝材との反応による間隙水水質とCa型化の進展度を考慮する。

・・・

FEPによりもたらされる
もっとも確からしい状態を根拠とともに
記述。

・・
・

シナリオで考慮すべき
不確実性を根拠ととも
に記述。

・・
・

シナリオ上の取り扱いを記述。
•「●●●を考慮する／しない。」•「変動シナリオにおいて○○○の不確実性を考慮する。」◼ 安全機能（合計14個）に関係づけられる各FEP（合計956個）について上記の分析を実施
P.12

シナリオの選定-シナリオ選定の流れ‐

6.3

開 始
安全機能への影響は無視できるか？

Yes
シナリオに取り込まないNo
発生可能性が極めて低い要因か？

Yes

稀頻度事象シナリオとして区分No性能を向上させる
事象か？

Yes
シナリオに取り込まないNo
通常生じていると考えられる可能性の高い
安全機能の状態の設定

システムの構成要素の全ての安全機能の状態を組み合わせて基本シナリオを記述可能性の高い安全機能の状態に対して不確実性を考慮した状態の設定

変動シナリオを作成

終了
P.13

解析ケースの設定（基本ケース）

6.3■基本ケース設定の例
基本シナリオ

核種移行解析上の取り扱いの考え方（解析ケースの設定）

期間：放射性核種の移行の開始以降(T3)•オーバーパックの開口部から侵入した地下水にガラス固化 •オーバーパックの存在は無視
体が接触し，放射性核種がガラスの溶解とともにゆっくりと （移行の抵抗なし）
地下水に溶出•ガラスの溶解速度は長期の浸出試験をふまえ•放射性核種の溶出は溶解度を上限として抑制て保守的に設定•地下水中の放射性核種は緩衝材中を拡散により移行•ガラス固化体の近傍での放射性核種の沈殿•放射性核種は鉱物に収着し移行が遅延を考慮•緩衝材中を移行した放射性核種はやがて母岩に移行•緩衝材中の収着と拡散を考慮

図 廃棄体近傍の核種移行の概念図
P.14

核種移行解析モデルの構築 － 空間スケールに対応した核種移行解析の概念 －6.4
生活圏
上部割れ目（風化）帯被覆堆積岩層
地下水流動
1km

生活圏
広域スケール100～200m
100～200m

広域スケール領域からの核種の移行率

花崗岩
活断層

処分場スケール

活断層

処分場スケール領域からの核種の移行率

一般的に認められる地質環境の概念モデル

パネルスケール

断層長さ＞1km

割れ目
長さ＞10m

断層長さ＞1km

広域スケール

処分場スケール

パネルスケール（50km×50km）（5km×5km）（800m×800m）

ニアフィールドスケール（人工バリアおよび処分坑道とその周辺100m 程度）

図-1 空間スケール（深成岩類の例）

ニアフィールド/パネルスケール
領域からの核種の移行率

ニアフィールドスケール
三次元地下水流動・粒子追跡解析
および核種移行解析⚫ 地質環境モデル（割れ目分布，地下水水質など）⚫ 人工バリアシステム・坑道仕様（水理特性，核種移行特性など）

図-2 空間スケール間の核種の移行の概念
P.15

核種移行解析で考慮する空間スケール

6.4

処分場スケール境界（5 km×5km）

ニアフィールド／パネルスケール解析対象領域
図 核種移行解析で考慮する空間スケールの設定の例（深成岩類を対象とした高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とＴＲＵ等廃棄物処分場の併置の例）
P.16

ニアフィールド／パネルスケールのモデル構築

6.4

モデル化の方針• 人工バリアおよび母岩の特徴に即して，ニアフィールドスケールの領域における放射性核種の移行経路や移行距離，移行速度などを精緻に評価
方針に基づく対応策• 処分場の構成要素を三次元空間に忠実に表現• 母岩中の割れ目の空間分布を割れ目ネットワークモデルで表現• 三次元地下水流動解析・ランダムウォーク粒子追跡法による物質移動解析を実施• 核種移行解析においては，さまざまなシナリオに対して多岐にわたる核種を対象とした多数の計算を実施できるよう，三次元の粒子追跡解析の結果に基づき簡略的なモデルを作成
P.17

モデル解析領域と構成要素の例

6.4

高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）

図 深成岩類の処分場，先新第三紀堆積岩類の処分場におけるニアフィールドスケールの三次元地下水流動・粒子追跡解析の解析体系例

P.18

三次元ランダムウォーク粒子追跡解析モデルと簡略化

6.4－三次元のランダムウォーク粒子追跡解析に基づく一次元モデルの構築－
1.E+06
1.E+06

地下水流動方向GoldSim sum
Partridge元データ
ch2(-11.525)

1.E+05
1.E+05観測面

ch4(-10.975)
ch6(-10.425)

核種移行率[Bq/y]
核種移行率[Bq/y]

1.E+04
1.E+04ch8(-9.875)
ch10(-9.325)

1.E+03
1.E+03ch13(-8.5)
Partridge元データ

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

観測面で粒子数をカウント

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

1.E+01
1.E+01

1.E+02
1.E+02三次元粒子追跡解析(解析コード：Partridge)
埋戻し材(ベントナイトケイ
砂混合土) k=5.0×10-12 m/s

坑道断面

1.E+03
1.E+03時間[y]時間[y]1.E+04
1.E+04

フィッティング

吹付けコンクリート
t=50 mmk=1.0×10-5 m/s (劣化を想定)

EDZ
t=1000mm
亀裂の透水量係数:元の値の100 倍排水溝
緩衝材
k=1.0×10-12 m/s

k=1.0×10-5 m/s

EDZt=500mm

廃棄体
廃棄体

1.E+05
1.E+05

緩衝材
緩衝材 EDZ
ニアフィールド
EDZニアフィールド母岩母岩weight各割れ目
チャンネルの
透水量係数
と配分率を
調整して
フィッティング

一次元の物質移行解析（Goldsim)

ニアフィールドの簡略化核種移行解析モデルの構築

P.19

簡略化した核種移行解析モデル（高レベル放射性廃棄物処分場）6.4◼ 人工バリア部

チャンネルへの配分率◼ 母岩のチャンネル部の透水量係数分布（基本ケース，竪置き・ブロック方式の例）
0.5

0.5

0.5

0.4
0.3
0.2

0.4
0.3
0.2

0.4
0.3
0.2

0.1

0.1

0.1

0

-14 -13 -12 -11 -10 -9-8-7Log（透水量係数[m2/s]）

図-1 深成岩類-60-14 -13 -12 -11 -10 -9

-8

-7

-6

0

-14 -13 -12 -11 -10 -9-8-7Log（透水量係数[m2/s]）

Log（透水量係数[m2/s]）

図-2 新第三紀堆積岩類

図-3 先新第三紀堆積岩類

-6

P.20

処分場スケールのモデル構築

6.4➢ 処分場スケールの移行距離（深成岩類の例）
 移行距離設定の考え方➢ パネルスケール解析領域の境界から，下流域に存在する長さ
1 km以上の断層 またはTRU
等廃棄物処分場まで（HLWの場合）の地下水流動方向に沿った最短距離を設定➢ これらが存在しない場合には処分場スケール解析対象領域
境界との最短距離を設定※ 処分場スケールからの核種移行率を直接生活圏に入力（広域スケールの安全機能を保守的に無視）
P.21

生活圏評価のモデル (1/2)

6.4• 核種移行プロセス• 被ばくプロセス（内部／外部被ばく）
GBI※，ＴＲＵ等廃棄物（NUMOパンフレット「知ってほしい、地層処分」に加筆）⚫ 核種移行プロセスのモデル化⚫ 人間の生活様式に基づく被ばく形態のモデル化⚫ 線量の計算：核種ごとの線量への換算係数（[Sv/y] / [Bq/y])をあらかじめ求めておき，処分場スケールからの核種移行率（ [Bq/y])に乗じて算出※GBI (Geosphere- Biosphere Interface)P.22

生活圏評価のモデル (2/2)

6.4➢ GBI：平野部の河川
・第四紀火山の中心から半径15kmの範囲を除外した地域の平均標高は100 m程度
・処分場がその地下に建設されると，一般にそれよりも下流域にGBIが存在（GBIとして河川または海域を想定）
・年間使用水量の約9割を河川から取水
・河川よりも海域の方が水量が多い（河川をGBIとする方が保守的）➢ 気候：温暖帯
・現在の日本においては温暖帯である地域が大部分を占め，長期的な気候変動を考慮しても氷河に覆われる地域は一部に限定されることから温暖帯を考慮

➢ 代表的個人を想定する集団：農作業従事者グループ，淡水漁業従事者
グループ，海洋漁業従事者グループ
P.23

核種移行解析に用いるデータの設定 (1/2)

6.4◼ 評価対象核種と放射能インベントリ （すべてのシナリオについて共通）➢ ガラス固化体に対する評価対象核種• 地下水移行シナリオに関して，これまで国内における安全評価で対象とした核種を基本としたうえで，諸外国における最新の動向の調査・評価を行い設定→C-14, Cl-36, I-129を新たに追加• 稀頻度事象シナリオや人間侵入シナリオを念頭に以下の核種を追加‐ 半減期が比較的短いが放射能量や放射線学的影響の大きい核種→ Sr-90, Cs-137‐ 内部被ばくに対する重要度が高いアクチノイド系列の核種➢ TRU等廃棄物に対する評価対象核種• 第2次TRUレポートにおける地下水移行シナリオを念頭に選定されたものを設定• ガラス固化体のケースと同様に稀頻度事象シナリオや人間侵入シナリオを念頭に設定➢ 生活圏評価における評価対象核種• 上記ガラス固化体，TRU等廃棄物に対する評価対象核種に加え，生活圏に到達する核種の崩壊系列上の核種（半減期25日以上）も考慮
P.24

核種移行解析に用いるデータの設定 (2/2)

6.4◼ 核種移行パラメータの設定
全国地下水水質データの分析（第３章，

核種移行パラメータ設定の概要

約2万件）

モデル地下水（第3章）/間隙水の設定
品質の高い実測地下水データを基に熱力学平衡計算により設定
・採水時に擾乱を受けていることが想定されるため（脱ガスの影響など），地下
水と特定の鉱物との化学平衡を仮定
して化学平衡計算により値を補正
・HLWの間隙水では緩衝材との反応をモデル化

・TRU等廃棄物の間隙水では緩衝材
およびセメントとの反応をモデル化

間隙水の水質を基に熱力学平衡計算により設定

溶解度
収着分配係数
緩衝材

母岩
実効拡散係数

圧縮ベントナイト中の実効拡散係数と見かけの拡散係数から設定
モデル地下水水質に基づいて最新のJAEA収着データベース
から設定

緩衝材

最新の実測データを踏まえ，各元素の支配化学種の電荷を考慮して設定母岩

最新の拡散データから設定

核種移行パラメータ設定
P.25

生活圏評価に用いるデータの設定

6.4◼ 生活圏評価における核種移行プロセスに関わるパラメータ➢ 生活圏の構成要素間の移行量
・河川流量，地下水流量等⇒統計データ等から平均値を採用• 河川流量：全国の一級河川の流量の対数平均値（1×109 （m3/y））を設定

・侵食速度，堆積物の沈澱量等⇒わが国の評価事例や公開文献から引用➢ 生活圏の構成要素のサイズ
・関連するパラメータ間の整合を考慮して設定➢ 元素毎の土壌の分配係数
・IAEAのデータベース（IAEA,1994）から引用

IAEA（1994）：Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in temperateenvironments, IAEA Technical Report Series No.364
P.26

基本ケースの解析結果（高レベル放射性廃棄物＋TRU等廃棄物）
6.4
高レベル放射性廃棄物とTRU等廃棄物の併置処分でも，基本ケースの最大線量の評価
結果は，「めやす」として仮設定した目標値(年当たり10 μSv)を下回る

・地層処分場：地質環境モデル（新第三紀堆積岩類／低Cl-濃度地下水）／高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置・地層処分場：地質環境モデル（先新第三紀堆積岩類／低Cl-濃度地下水）／高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置

・すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後

・すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後

・すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後・処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

・処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

・処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y

変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

基本シナリオのめやす線量：10μSv/y
Se-79
I-129

合計

合計

Se-79
I-129

基本シナリオのめやす線量：10μSv/y
合計

I-129
C-14

Cl-36

Mo-93

処分場閉鎖後経過時間[y]処分場閉鎖後経過時間[y]・地層処分場：地質環境モデル（深成岩類／高Cl-濃度地下水）／高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置・地層処分場：地質環境モデル（新第三紀堆積岩類／高Cl-濃度地下水）／高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置・地層処分場：地質環境モデル（先新第三紀堆積岩類／高Cl-濃度地下水）／高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置

・すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後

・すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後

・すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後・処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

・処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

・処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y

変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

基本シナリオのめやす線量：10μSv/y

合計

Se-79

I-129

線量[µSv/y]

線量[µSv/y]

基本シナリオのめやす線量：10μSv/y

C-14

処分場閉鎖後経過時間[y]地下水モデル

線量[µSv/y]

・地層処分場：地質環境モデル（深成岩類／低Cl-濃度地下水）／高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置

C-14

高Cl-濃度

先新第三紀堆積岩類

基本シナリオのめやす線量：10μSv/y
U-233

合計

I-129
C-14

C-14

処分場閉鎖後経過時間[y]処分場閉鎖後経過時間[y]Pb-210線量[µSv/y]

地下水モデル

新第三紀堆積岩類

線量[µSv/y]

低Cl-濃度線量[µSv/y]

深成岩類

基本シナリオのめやす線量：10μSv/y
Pb-210

I-129

U-233
合計

処分場閉鎖後経過時間[y]P.27変動シナリオおよび稀頻度事象シナリオの評価

6.3◼ 影響分析によって抽出した安全機能を有する処分場の状態に関する
不確実性を考慮した変動シナリオとして以下の４つを設定（１）ガラス固化体の状態の不確実性を考慮したシナリオ (HLW)（２）金属廃棄物の状態の不確実性を考慮したシナリオ (TRU等廃棄物)（３）硝酸塩プルームの広がりに関する不確実性を考慮したシナリオ (TRU等廃棄物)（４）溶解度への温度影響の不確実性を考慮したシナリオ (HLW/TRU等廃棄物)◼ 想定する必要がないほど発生可能性が極めて小さいと考えられるものの，サイト選定による完全な回避や，発生の可能性を科学的に完全に否定することが現状では困難であるが，発生した場合に処分システムの隔離機能あるいは閉じ込め機能に重大な影響を与える
可能性のある事象に対して稀頻度事象シナリオとして以下の３つを設定（１）火山・火成活動による処分場への直接的な影響が生ずることを想定したシナリオ（新規火山発生シナリオ）（２）処分場スケール内とその周辺の比較的小規模の断層が連結し地下施設に直接的に影響を与えるシナリオ（断層連結シナリオ）（３）断層が地下深部から伸展し地下施設に直接的に影響を与えるシナリオ（断層伸展シナリオ）
P.28

変動シナリオに対応する解析ケースの設定

6.3

変動シナリオに対応する解析ケースの設定⚫ 基本ケースにおける核種移行解析上の取り扱いと処分場構成要素の状態に関する取り扱いを参照しつつ，変動ケースにおける取り扱いの考え方を検討⚫ 処分場の状態設定の不確実性に対する変動のみならず，基本ケースで用いる評価モデル
やデータセットに対して合理的に想定される不確実性を考慮したものも変動ケースとする
シナリオ区分

基本ケースで用いる評価
モデルやデータ
セットに対して合理的に想定される不確実性
を考慮

解析ケース

めやす線量

基本ケース
安全性の確認：
300μSv/y

基本シナリオ

変動ケース

基本ケースに対して：
10μSv/y（目標値）

変動シナリオ

P.29

変動ケースの設定
No.

6.3
名

称

1 基本ケース
2 ガラス溶解速度不確実性ケース
3 ハル・エンドピース腐食速度不確実性ケース
4 構造躯体劣化不確実性ケース
5 硝酸塩プルームの広がりに関する不確実性ケース
6 母岩の割れ目の連結性に関する不確実性ケース
7 緩衝材に対する核種の収着分配係数の不確実性ケース
8 緩衝材中の核種の実効拡散係数に関する不確実性ケース
9 母岩に対する核種の収着分配係数の不確実性ケース
10 母岩中の核種の実効拡散係数に関する不確実性ケース
11 溶解度設定における温度影響の不確実性ケース
12 溶解度制限固相の熱力学データに関する不確実性ケース

P.30

変動ケースの線量評価結果

6.4

変動ケースの最大線量の評価結果は，「めやす」として仮設定した年当たり300 μSvを
下回る
深成岩類

新第三紀堆積岩類

深成岩_断層ナシ_低塩分_300年_HLW(V)+TRU
1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

1E+08
・ 処分場：地質環境モデル（深成岩類／低Cl-濃度地下水）／
高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置
・ すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後
・ 処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

1E+07

地下水モデル

1E+05

1E+04

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y
変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

1E+03
1E+02
1E+01

L: 6

1E+00

1E+07

1.0E+06

1E+06

1.0E+05
1.0E+04

1.0E+02
1.0E+01
1.0E+00

1E-01

1.E+01

1E+05
1E+04

1.E+05

1.E+06

1E+02
1E+01

1.E+001E+07

1.0E+06

1E+06

1.0E+04
1.0E+03
1.0E+02
1.0E+01
1.0E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+061E+08

1.0E+07

1.0E+05

L: 2,3,5,7,8,
9,10,11,12

L: 6

1E+00

先新第三紀堆積岩_断層ナシ_ 低塩分_300年_HLW(V)+TRU

1.E+07
1.0E+08

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y
変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

1E+03

・ 処分場：地質環境モデル（先新第三紀堆積岩類／低Cl-濃度地下水）／
高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置
・ すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後
・ 処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

1E+05
1E+04

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y
変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

1E+03

1E+02

L: 6

1E+00

1.0E+07

1.0E+06
1.0E+05
1.0E+04
1.0E+03

L: 2,3,5,7,8,
9,10,11,12

1E+01

1.E+07
1.0E+08

1.0E+02
1.0E+01
1.0E+00

1E-01

1.0E-01

1E-01

1.0E-01

1.0E-02

1E-02

1.0E-02

1E-02

1.0E-02

1E-03

1.0E-03

1E-03

1.0E-03

1E-03

1E-04
1E+00

1.0E-04

1E-04
1E+00

1.0E-04

1E-04
1E+00

L: 1（基本ケース）

1E+01

1E+02

1E+03

1E+04

1E+05

1E+06

1E+07

L: 1（基本ケース）

処分場閉鎖後経過時間 [y]1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

・ 処分場：地質環境モデル（深成岩類／高Cl-濃度地下水）／
高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置

1E+07

・ すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後

1E+06
1E+05
1E+04
1E+03

・ 処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y
変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

1E+02

H: 6

1.E+00

1.E+07
1.0E+08

1E+03

1E+04

1E+05

1E+06

1E+07

1.0E+06

1E+06

1.0E+05
1.0E+04

1.0E+01

1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+061E+08

1.0E+07

1.0E+03

H: 2,3,5,7,8,
9,10,11,12

1E+02

1E+07

処分場閉鎖後経過時間 [y]1.0E+02

1E+01

1E+01

L: 1（基本ケース）

1E+05
1E+04
1E+03

1E+07
1E+06

1.0E+04

1.0E+02

H: 10

H: 6

1E+01

1.E+001.0E+06

1.0E+03

1E+02

1.0E+01

1.E+01

1E+05
1E+04
1E+03

1.0E-01

1E-01

1.0E-02

1E-02

1.0E-02

1E-02

1E-03

1.0E-03

1E-03

1.0E-03

1E-03

1E-04
1E+00

1.0E-04

1E-04
1E+00

1.0E-04

1E-04
1E+00

H: 1（基本ケース）
1E+01

1E+02

1E+03

1E+04

1E+05

処分場閉鎖後経過時間 [y]

1E+06

1E+07

H: 1（基本ケース）

1E+01

1E+02

1E+03

1E+04

H: 2,3,5,7,
8,9,11,12
1E+05

処分場閉鎖後経過時間 [y]

1E+06

1E+07

1.E+03

1.E+04

1E+05

1E+06

1.E+05

1.E+06

1E+07

1.0E+07

1.0E+06
1.0E+05
1.0E+04

1.0E+02
1.0E+01

H:2,3,5,7,8,
9,10,11,12

1E+00

1.E+07
1.0E+08

1.0E+03

H:6

1E+01

1E-01

1E-02

1.E+02

1E+02

1.0E-01

1E-01

1E+04

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y
変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

1.0E+00

1.0E+00

1E+03

・ 処分場：地質環境モデル（先新第三紀堆積岩類／高Cl-濃度地下水）／
高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置
・ すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後
・ 処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

1E+00

1E+00

1E+02

1E+08

1.0E+07

1.0E+05

日本における自然放射線由来の線量：2,100μSv/y
変動シナリオのめやす線量：300μSv/y

1.0E-04

1E+01

先新第三紀堆積岩_断層ナシ_高塩分_300年_HLW(V)+TRU

1.E+07
1.0E+08

・ 処分場：地質環境モデル（新第三紀堆積岩類／高Cl-濃度地下水）／
高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置
・ すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後
・ 処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

1.0E-03

処分場閉鎖後経過時間 [y]

新第三紀堆積岩_断層ナシ_高塩分_300年_HLW(V)+TRU

最大線量 [μSv/y]

1.E+00

1E+08

最大線量 [μSv/y]

1.E+04

・ 処分場：地質環境モデル（新第三紀堆積岩類／低Cl-濃度地下水）／
高レベル放射性廃棄物処分場（竪置き・ブロック方式）とTRU等廃棄物処分場の併置
・ すべての廃棄体について，廃棄体と地下水が接触し，放射性核種の溶出が開始する時期を以下のように仮定
̶ ガラス固化体の場合：処分場閉鎖から1,000年後
̶ 廃棄体パッケージBの場合：処分場閉鎖から300年後
・ 処分場スケール母岩からの核種移行率を直接生活圏への入力として線量を計算

深成岩_断層ナシ_高塩分_300年_HLW(V)+TRU

地下水モデル

1.E+03

1.0E-01

1E-02

高Cl-濃度

1.E+02

1E+08

1.0E+07

1.0E+03

L: 2,3,5,7,8,
9,10,11,12

1.E+00

最大線量 [μSv/y]

低Cl-濃度

最大線量 [μSv/y]

1E+06

1.E+07
1.0E+08

最大線量 [μSv/y]

1.E+01

最大線量 [μSv/y]

1.E+00

先新第三紀堆積岩類

新第三紀堆積岩_断層ナシ_低塩分_300年_HLW(V)+TRU

1.0E+00
1.0E-01
1.0E-02

H: 1（基本ケース）

1.0E-03
1.0E-04

1E+01

1E+02

1E+03

1E+04

1E+05

1E+06

1E+07

処分場閉鎖後経過時間 [y]P.31考慮するパラメータの不確実性に対する十分性の確認（1/2）◼ 変動ケースによって考慮すべき不確実性を網羅していることの十分性を確認するために核種移行解析モデルで取り扱っているパラメータについてランダムに選定して組合わせた多数の計算を実施（付属書6-24, 6-25, 6-26)
核種移行解析モデルの複数のパラメータの値に合理的な範囲で保守性を考慮して分布を設定

300μSv/y

設定した分布からランダムサンプリングにより対象とするパラメータのデータセットを作成
データセットに対して数値解析を実施（3000回／廃棄体種類）
被ばく線量が300μSv/yを超えるケースを抽出抽出したケースのパラメータの値の合理性を評価図-1 検討フロー

図-２ 3000回の数値解析結果の例（深成岩類，高レベル放射性廃棄物，竪置き・ブロック方式 ）付属書6-24：深成岩類の処分場の基本ケースおよび変動ケースの線量評価結果
付属書6-25：新第三紀堆積岩類の処分場の基本ケースおよび変動ケースの線量評価結果付属書6-26：先新第三紀堆積岩類の処分場の基本ケースおよび変動ケースの線量評価結果P.32

考慮するパラメータの不確実性に対する十分性の確認（2/2）◼ 300μSv/yを超えるケースについて設定されたパラメータに関する
データセットの分析：共通の要因として以下の３つを特定（1）動水勾配• 国内の台地や丘陵の観測データの最大値である 0.1 以上となっているケース• 隆起・侵食を考慮しても，最大線量を観測する時期までにこのような値となる可能性
は極めて小さい（2）処分場スケール母岩における移行距離• 処分場スケール母岩における移行距離 が 0 mとなっているケース• 隆起・侵食を考慮しても，最大線量を観測する時期までにこのような値となる可能性
は極めて小さい（3）マトリクス拡散深さ• マトリクス拡散深さが数十mm以下となっているケース• 母岩中の移行経路の全領域にわたってマトリクス拡散深さがこのような値となる可能性
は極めて小さい めやす値である300μSv/yを超えるのは，いずれも非現実的なパラメータ値を与えた場合
であり，変動ケースによって考慮すべき不確実性は十分であること，また，不確実性の重畳を考慮してもめやす値を超えないことが示された。
P.33

稀頻度事象シナリオに対応する解析ケースの設定と核種移行解析‐ 新規火山発生シナリオの事象発生時期の設定 -6.4

沼沢（約11万年前）▲第四紀火山
火山フロント
第四紀火山

火山フロント火山フロントは長期（少なくとも約260万年間）にわたり安定
第四紀火山の中心から半径15km の 範 囲 ， そ の 外 側 でマグマの貫入等の可能性が高い
範囲を除外

山元（2011）を編集

東北日本南部における火山の時空間分布変化

火山フロントの背弧域において，10万年以上にわたり火山が存在していなかった地域においても火山の発生例あり
閉 鎖 後 10 万 年 程 度 を 超 え る 長 期 間 における火山・火成活動の発生を完全に否定することはできない

閉鎖後10万年後に火山が新規に発生すると設定
P.34

新規火山発生シナリオの設定

6.4• 処分場閉鎖から10万年後に，マグマが処分場に貫入• 火道の領域（火道面積）に存在する
放射性物質がマグマに取り込まれ，噴出物（火山灰など）として地表に放出• 噴出物は既存の土壌と均一に混合• 混合した土地に農作業従事者が生活して被ばくすることを想定

P.35

新規火山発生シナリオの線量評価とリスク評価

6.4【評価の前提】• マグマの貫入に至るまでの10万年間，すべての核種は放射性崩壊をしながら廃棄体内部に閉じ込められているとする• 火道面積と噴出物量が記載されている噴火を対象に線量評価を実施【線量評価およびリスク評価】• 線量結果は，めやす線量（事象発生直後の1年間：20～100mSv，事象発生2年目
以降：1～20mSv/y）を下回る
名称等

火道面積(km2)

噴出物量
（km3）

線量結果
（mSv/y）

三途川カルデラ

0.2

1×102

2×10-3

7×10-210

7×10-3上宝

440

4×10-2雲仙岳

2×10-20.2

9×10-2子持火山• 例えば東北日本の検討事例で示されている火山の著しい影響を排除した場所における将来
100万年間の発生確率（10-6[1/y]/100[km2] 以下）を用いて算出した最大リスクは1×10-12[1/y]となり，リスク拘束値10-5[1/y]を大きく下回る
P.36

断層伸展シナリオに対応する解析ケース

6.3◼ 断層破砕帯やプロセスゾーンの領域は一度の断層活動で急激に発達することはないが，評価では一度の活動で十分に発達するという極端な状態を想定◼ 発生時期を特定することは困難であるため，1,000年，1万年，10万年で評価◼ すべての核種は発生時期まで放射性崩壊をしながら廃棄体内部に閉じ込められているとする※断層連結シナリオに対応する解析ケースを包含（断層が伸展し地下施設に影響を与えるという観点では両者は同様であるため）①処分場への断層の直撃
新規断層の断層面

放射性核種の流れ②断層を経由して河川水へ
放射性核種が流入
河川

断層破砕帯
プロセスゾーン
健岩部

放射性核種の移行

表 安全機能への影響の考慮の有無
ガラス
固化体
有

オーバー
パック
有

断層破砕帯

有

プロセスゾーン

無位 置
新規断層の断層面

緩衝材

母岩

有

有

有

有

有

無

無

有

断層
（多孔質媒体で
モデル化）

処分場
P.37

断層伸展シナリオの線量およびリスク評価

6.4【線量評価およびリスク評価】• 線量結果は，めやす線量（事象発生1年目：20～100mSv，事象発生2年目以降：
1～20mSv/y）を下回る
検討対象母岩深成岩類
新第三紀堆積岩類
先新第三紀堆積岩類

モデル水質（Cl-濃度）
低
高
低
高
低
高

最大線量[mSv/y]

4
4
14
14
4
4

• 本シナリオの1年間あたりの発生頻度2.2×10-7 回/yを用いて算出した最大リスク（新第三紀堆積岩類の場合）は，2×10-10 [1/y]となり，リスク拘束値10-5 [1/y]を大きく下回る
P.38

人間侵入シナリオの評価 － 評価すべき人間侵入の設定 －6.5•

国内外の地層処分における報告書を参考に，人間侵入シナリオの選定の考えかたを①～⑤のように整理•①～⑤に基づき，NUMO FEPの人為事象に関係するものからボーリングによる掘削活動を選定① 処分施設に直接的な擾乱を与える行為を対象とする② 処分場閉鎖後の期間に生ずると考えられる行為を対象とする③ 偶発的な侵入を対象（意図的な侵入は考慮しない）とする④ 偶発的な人間侵入への対策により，その発生可能性を極めて小さく抑えることができると考えられるものの，処分場へ擾乱を与えるという観点で考慮する必要があるものを対象とする⑤ 想定するシナリオは，人間侵入の行為としてもっともらしい（plausible）ものであるとともに，現在の技術と手順に基づき様式化したものとする

P.39

人間侵入シナリオの設定

6.5• 記録保存の有効性またはボーリングに対するオーバーパック等の物理的抵抗性が維持される期間は，偶発的な侵入が回避されるとして，300年，1000年，18,000年（TRU等廃棄物のみ），
35,000年（高レベル放射性廃棄物のみ）を発生時期として設定• 放射性核種は人間侵入の発生時まで放射性崩壊により減衰しつつすべて廃棄体内に滞留• ボーリング孔が廃棄体または処分坑道を直撃• ボーリング作業者の被ばくと、ボーリング孔を経由して地表に到達した放射性核種による一般公衆の被ばくを評価作業者
掘削土貯蔵タンク
一般公衆

帯水層

放射性核種
放射性核種

ボーリング作業従事者被ばくケース

ボーリング孔核種移行ケース
P.40

人間侵入シナリオの解析ケース

6.5

放射能の移行挙動• ガラス固化体またはTRU等廃棄物の，ボーリング孔が貫通した時点で廃棄体に留まっていた核種は，全量が瞬時に地下水へ溶出

ボーリング作業従事者被ばくケース• 温泉開発を目的としたボーリングにおいて現在汎用的に使用される機材の仕様（例：ボーリング口径）を参照し現実的な値を設定• ダスト濃度やコア観察時間など一意に設定することが難しいパラメータについては，IAEAなどの文献で用いられている値を参考

ボーリング孔核種移行ケース• 地下水中へ溶出した核種は，全量ボーリング孔に瞬時に移行• ボーリング孔内の核種移行パラメータについては，埋め戻しに用いたセメント系材料などの充填物の状態の不確実性を考慮し，保守的に設定（例えば，砂と同程度の透水係数（1×10-5 m/s）を採用）• ボーリング孔内の移行経路長は地下施設の設置深度と被覆堆積層の厚さから設定
P.41

線量およびリスク評価

6.5◼ 線量評価およびリスク評価結果• 線量結果は，めやす線量（事象発生1年目：20～100mSv，事象発生2年目以降：
1～20mSv/y）を下回る
記録管理の有効性を考慮した発生時期

解析ケース

ボーリング作業 掘削土観察従事者被ばくケース [単位：mSv] コア観察

ボーリング孔核種移行ケース[単位：mSv/y]

物理的抵抗性を考慮した発生時期

18,000年

35,000年

300年

1,000年（TRU等廃棄
物）

50～60

20

6

0.6～0.7

40

20

4～6

0.4

0.6～2

4×10-5～9×10-5

2～7

0.6～2

（HLW）

• 日本全国の深度300 mから1,000 mまでの範囲で温泉開発を目的としたボーリングの発生頻度を用いて算出したリスクは，リスク拘束値10-5 [1/y]を大きく下回っている• ボーリング作業従事者被ばくケース：リスクの最大値は2×10-7 [1/y]• ボーリング孔核種移行ケース：リスクの最大値は2×10-8 [1/y]P.42

まとめ (1/2)

6.6◼ 国内外の動向やこれまでの安全評価事例などを参考に，今後，処分場のサイト選定を進めていく過程で繰り返し実施する安全評価への適用を指向した評価の枠組みとこれに沿った方法論を構築➢ シナリオの発生可能性を考慮したリスク論的な考え方を適用• 線量確率分解アプローチに基づくシナリオ区分（基本シナリオ，変動シナリオ，
稀頻度事象シナリオ，人間侵入シナリオ）の提示• 各シナリオ区分における線量評価結果やリスク評価結果が満たすべきめやすの提示➢ シナリオの構築方法では，処分システム要素に期待される安全機能からトップダウンに検討する方法とFEPに基づくボトムアップ的な検討を行う方法を組み合わせた新たな方法を開発➢ 現実的な安全評価を目指し，母岩の地質環境やそれに応じて設計された処分場の特徴をできるだけ忠実に反映した解析モデルを開発➢ 最新のデータベースを用いたデータセットを設定

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まとめ (2/2)

6.6◼ 第２次取りまとめおよび第2次TRUレポートからの主要な進展➢ シナリオの発生可能性を考慮したうえで，放射線学的影響を議論するリスク論的な考え方を適用➢ 安全機能を視軸として，関連するFEPによりもたらされる状態に基づきシナリオを構築する手法を導入➢ 化学反応と物質移行を連成した人工バリアの変質などの現象解析の情報を状態設定に反映➢ 緩衝材や埋戻し材、排水溝などの人工物を多孔質媒体で表現し、母岩を割れ目ネットワークモデルで表現した三次元モデルを用いたランダムウォーク粒子追跡による物質移動解析モデルを適用➢ 廃棄体下流に存在する断層や処分パネルなどの地下施設の配置を反映して，評価上の核種移行距離を設定➢ 第２次取りまとめおよび第2次TRUレポート以降に拡充されたデータベースを用いて核種移行パラメータを設定

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今後の取り組み

6.6◼ 現状の評価の保守性をより合理的なものとするための，現実的な評価技術の開発を継続◼ 安全評価シナリオの作成から解析ケース設定に至る一連の作業の追跡性の向上◼ 核種移行パラメータを設定するために必要なデータの継続的な拡充
分 類

主な技術開発項目(1) 地 層 処 分 シ ス テ ム の 状 態 ➢ ニアフィールド構成要素の現象解析モデルの構築・高度化
設 定 の た め の 現 象 解 析 ➢ 廃棄体由来の発生ガスに関する現象解析モデルの妥当性検討
モデルの高度化➢ 現象解析モデルの統合化技術の構築など(2) リ ス ク 論 的 考 え 方 に 則 し た ➢ シナリオ構築から核種移行解析ケース設定に用いる情報の管理ツールのシナリオの構築手法の整備
高度化➢ 様々なデータを利用可能なストーリーボードの高度化 など(3) 地 層 処 分 シ ス テ ム の 状 態 ➢ ニアフィールドにおける状態変遷を考慮した核種移行解析モデルの構築
変 遷 な ど を 反 映 し た 核 種 ➢ 水み ちの 微 細透 水構造な どを 反 映し た核 種移行 解析モ デ ル の 構 築 ・
移行解析モデルの高度化
高度化(4)施設設計などを反映した核種 ➢ 施設設計を反映した核種移行解析モデルの構築・高度化
移行解析モデルの高度化➢ 地質環境の変遷に応じた生活圏評価手法の高度化(5)核種移行などに関するデータ ➢ 処分場につい て想定される多様な環境や状態を対象とした核種移行の取得およびデータベース
パラメータの設定に資するデータの拡充
整備➢ さまざまな生活圏の条件を想定した評価に係るデータの拡充など
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原子力学会レビュー結果（1/2）⚫ 「包括的技術報告書の第６章で示された閉鎖後長期の安全評価の体系は，国際的なガイドラインや諸外国の方法論と整合的であり，地層処分の安全性を定量的に示す
アプローチとして妥当である。特に，具体的なサイトが特定されていない状況において，地層処分の技術的成立性を示すジェネリックな評価からサイト固有の詳細な情報を用いるサイトスペシフィックな評価を指向し，我が国の地質環境や処分システムの特性をより現実的に考慮するための安全評価技術の準備を進めたことを高く評価する。」⚫ 「第２次取りまとめや第２次TRUレポート以降の成果を踏まえ，以下の取り組みについて大きな進展を認める。」➢ シナリオの発生の可能性を考慮したリスク論的アプローチと線量/確率分解アプローチの採用➢ シナリオの作成におけるFEP によるボトムアップアプローチと安全機能によるトップダウン
アプローチを融合させた統合化手法とストーリーボードの利用➢ 包括的技術報告書の第３章で構築した具体的な地質環境モデルや同報告書の第４章で開発・設計した地層処分システム（建設・操業時に導入される人工物等の残置物を含む）の特徴を可能な限り現実的に扱った，より実践的な方法の導入➢ 核種移行に関わるデータ設定における最新のデータベースの利用➢ ガラス固化体，TRU等廃棄物の併置処分を考慮した安全評価体系の構築➢ 最新の知見を取り入れた生活圏評価
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原子力学会レビュー結果（２/2）⚫ 「閉鎖後長期の安全評価の信頼性向上の観点から，以下の点について改善の余地が残されていると考える。」➢ シナリオの構築に用いられている一連のツールや分析法（ストーリーボード，FEP，要因分析など）の位置付け，役割，関連性の明確化➢ 核種移行プロセスに関する数理モデルやコード，データ，解析等の品質保証に関する情報の拡充➢ 安全評価で対象とすべき不確実性が十分包括的に考慮されていることの提示➢ 閉鎖前で想定される地下環境の擾乱，回収可能性，建設・操業時の異常状態に対する評価との関連性の整理➢ 既往の安全評価結果との比較・相違点の考察

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原子力学会レビューコメントを受けた主な改善例◼ 技術的根拠の補強➢ 検討内容の技術的な信頼性をより高めるための技術的な根拠を付属書に補強（例）変動ケースによって考慮している不確実性に不足がないことを再確認するための検討結果を付属書に記載（付属書6-24, 6-25, 6-26）（例）本報告書の線量評価結果と第２次とりまとめや第2次TRUレポートとが異なる理由の考察を付属書に記載（付属書6-24, 6-25, 6-26 ）◼ 説明の拡充、記述の改善➢ 記述はしているが説明が複雑、論旨が不明瞭な箇所について、記述を改善（例）シナリオ選定の手順、解析ケースの設定や核種移行解析モデル構築などの記述が複雑で難解な箇所について、補足する説明や図表を加えるなどしてわかりやすくなる
よう改善

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OECD/NEAレビューにおける提言（1/4）⚫ 統合 FEP、状態変数、影響分析などのツールと概念は、FEP からのシナリオの導出に役立つことから、IRT はこれらの技術のさらなる開発を推奨する。
⚫ 追加の変動シナリオとして考えられるのは、長期的な化学的浸食によって緩衝材が失われるというものである。NUMO も認識している通り、これは緩衝材が低塩分の地下水にさらされた
場合に発生する可能性がある。実際、NUMO が考慮する境界下限の塩分濃度では浸食発生の可能性がある。セーフティケースの構築を将来反復する際は、できれば、拡散的な状
況よりも、移流的な状況が緩衝材内で発生する変動シナリオを含むことが望まれる。
⚫ ストーリーボードは、さまざまな空間スケールにおける処分場のふるまいに関する記述において、分野横断的なコミュニケーションツールとして価値がある。IRT は、NUMO が将来の評価において技術的かつ科学的な方法でシステムの理解向上にも貢献できるよう、今後ストーリー
ボード技術をさらに開発する計画であると理解しており、これを奨励するものである。

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OECD/NEAレビューにおける提言（2/4）⚫ 開発の後の段階では、この段階で二次的と考えられる現象の重要性を、現段階の評価で考慮した主要なプロセスと現象と関連付けて体系的に評価する必要がある。二次的な現象の中でも、IRT は、異なる性質の材料間のすべての相互作用と、例えば気候変動に関連する
流体力学的な系の変化など、大規模な相互作用について指摘しておきたい。分析の鍵は、処分場のライフサイクルの各段階で求められる機能が維持されているかどうかを評価することである。また、処分場構成要素が各機能を果たす能力の漸次的な劣化をより包括的に説明することで、分析対象のシナリオセットが強化されるだろう。
⚫ IRT の見解では、報告書本編で、プロセスの概念モデルに対する数理モデルとその限界（仮定、単純化）を概括することが、セーフティケースの明確さを高めると思われる。実装したモデルのチャートもまた、分析した物理過程の複雑性と巨視的な表現に不可欠な単純化との間のリンクを説明するために有用であろう。双方とも、一般読者にとってセーフティケースをわかりやすくするとともに、詳細分析に携わる専門家にとっても背景情報を提供することになる。

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OECD/NEAレビューにおける提言（3/4）⚫ 将来の評価に向け、IRT は廃棄物の化学的毒性の側面と非放射性元素に関連する化
学的リスクを考慮することを推奨する。今後の日本の規制でこれらの側面が要求される場
合は、当然ながらそれらを含めることが必須となる。

⚫ また、例えば土壌間の界面や酸化還元フロントに沿って、化学形態の再濃縮の地球化学
的メカニズムを考慮することにより、生活圏における移行分析を拡張することも適切であろう。
⚫ また、分析を完全なものとするには、特に将来、影響の評価が法的に義務付けられた場合、人間以外の生物への潜在的な影響も分析すべきである。
⚫ 安全評価に関しても、IRT の意見に沿って、処分システムの現象論的変遷とそのモデリングの検討の改善が研究対象となる。また、特にストーリーボードを通じた放射性核種移行やFEP の情報管理ツールの改善も求めている。地質環境モデルに基づくセーフティケースに示された例は、この作業が進行中であることを示しており、IRT はその継続を強く推奨する。

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OECD/NEAレビューにおける提言（4/4）⚫ IRT は、処分場の挙動と性能を評価するためのモデルとコードの確証（validate）に継続的な努力を払うことを推奨する。この点は、通常の範囲を超える空間的・時間的スケールを踏まえると一層重要であり、したがって、すべてのステークホルダーからの信頼を高めるために不可欠である。
⚫ 最後に、評価に含まれるさまざまなモデル、それらの連成、および関連コードをマッピングする
ことは有益と思われる。それによってモデル化の取り組みの概要を示し、分析レベルに応じて適用されるさまざまなツールを説明できるようにするとともに、提示されているモデル表現の簡略化に関する理解を深めることができる。この枠組みの中で、根拠となる報告書に基づいて議論し、さまざまなレベルのモデリングで考慮すべきスクリーニングプロセスに関する決定を行う
ことを、IRT は推奨する。

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ご清聴ありがとうございました

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