第章

1

なぜコンクリートキャスクか（中間貯蔵技術としてのメリット）

第1章

なぜコンクリートキャスクか（中間貯蔵技術としてのメリット） ● 目

地球工学研究所

次社会経済研究所

上席研究員

長野浩司

バックエンド研究センター

上席研究員

白井孝治

研究参事

三枝利有

地球工学研究所

重点課題責任者

１−１

不確実性を考慮した使用済燃料貯蔵需要 ……………………………………………………………………………… 9

１−２

海外におけるコンクリートキャスク貯蔵 ……………………………………………………………………………… 11

１−３

金属キャスク貯蔵とコンクリートキャスク貯蔵の比較 ……………………………………………………………… 15

長野 浩司（1987 年入所）
使用済燃料貯蔵技術の経済性比較、原燃サイクルと炉型戦略のモデル分析、長期世界エネルギーモデル分析等を基盤として、原子力とくに原燃サイクル政策の研究に取り組んでいる。
（1-1 執筆）

三枝 利有（1983 年入所）専門は材料科学・工学。入所以来、使用済燃料等の輸送・貯蔵研究に従事。これまで、金属キャスク貯蔵及びコンクリートキャスク貯蔵方式の実用化研究を実施・とりまとめた。
今後は大容量・長期貯蔵に向けた研究などを目指す。
（1-3 執筆）

8白井 孝治（1987 年入所）
放射性物質輸送容器の落下衝撃に対する健全性評価、天然 UF6 輸送容器耐火・破裂評
価、航空機等の飛来物に対する鉄筋コンクリートの耐衝撃性評価研究等に従事。一方、使用済燃料貯蔵技術については、金属キャスクの落下衝撃や耐震性評価に従事し、ここ数年間、コンクリートキャスク貯蔵方式の実用化研究に取り組んでいる。
（1-2 執筆）１−１

不確実性を考慮した使用済燃料貯蔵需要（1） 使用済燃料貯蔵の意義と課題

本節では、将来の貯蔵需要の動向を概観した上で、使当所はかねてより、原燃サイクル戦略における使用済用済燃料貯蔵技術に求められる役割、とりわけコンクリ燃料貯蔵の基本的意義について、以下の３つの側面をートキャスク貯蔵に代表されるコンクリートモジュール（1）（2）指摘してきた貯蔵技術の特色を活用する方途について展望を示す。

。

・原子炉付設プールの容量超過を回避する「緊急避難措（2） 不確実性を考慮した使用済燃料貯蔵需要評価（4）（5）

置」
・再処理施設への使用済燃料フィードの調整機能
・将来の不確実性への対処

わけその不確実性への対処について、本項では次の２ケ

原子力委員会は、2004 年６月に設置した「新計画策定会議」での議論を基に、2005 年 10 月に「原子力政策（3）大綱」

2050 年にかけて発生する使用済燃料貯蔵需要、とりを策定し、閣議決定した。大綱における使用済燃料貯蔵に関する記載を抜き出してみる。まず、「1-2.

ースを対象に考察する。
●最尤度（基本）ケース：基本的に従来想定のとおりであり、現時点において最も蓋然性が高いと考えられるケース

現状認識」においては、「使用済燃料の中間貯蔵は、使●リスク管理ケース：極端かつ蓋然性は低いながら、こ用済燃料が再処理されるまでの間の時間的な調整を行うのケースへの対処を念頭におくことで他の状況へも十ことを可能にするので、核燃料サイクル全体の運営に柔分余裕をもったロバストな対処が可能となるケース（3）

軟性を付与する手段として重要」との認識を示して具体的なリスク管理ケースとして、ここでは PA 上そいる。今回の大綱策定における最初かつ最重要のステッの他の理由によりプルサーマルの実施が遅延を迫られ、プであった、将来の核燃料サイクルのあり方に関する４

プルトニウム需要が低減することへの対処として再処理

つのシナリオの比較評価において、「我が国においては、施設の操業スケジュールの調整を図る状況を想定し、以核燃料資源を合理的に達成できる限りにおいて有効に利下の２オプションを設定した。

用することを目指して、（一部略）使用済燃料を再処理○リスク管理Ａケース：再処理施設の設備利用率をし、回収されるプルトニウム、ウラン等を有効利用する50 ％として操業を続け、プルサーマル実施が軌道に（3）ことを基本的方針とする」と結論づけた上で、「使用済燃料は、当面は、利用可能になる再処理能力の範囲で乗った時点で設備利用率を 100 ％として操業する。
○リスク管理Ｂケース：計算期間を通じて再処理施設の再処理を行うこととし、これを超えて発生するものは中設備利用率 50 ％で操業する。

間貯蔵する。中間貯蔵された使用済燃料及びプルサーマ

評価の結果として、図 1-1-1 は、日本全国の使用済燃ルに伴って発生する軽水炉使用済 MOX 燃料の処理の方料管理の時間推移を、最尤度ケースを例に示している。

策は、六ヶ所再処理工場の運転実績、高速増殖炉及び再最尤度ケースにおいては現行計画の通りプルサーマルを処理技術に関する研究開発の進捗状況、核不拡散を巡る実施するため、相当量の MOX 使用済燃料が発生してい国際的な動向等を踏まえて 2010 年頃から検討を開始すく。図 1-1-1 は全国集計値を示しているが、発電所サイ（3）る。
」とした。

ト毎にみれば、原子炉付設プールの貯蔵容量に余裕のあ

大綱は、使用済燃料貯蔵に関する上述の３つの側面のるサイトと、追加の貯蔵措置の機動的発動が求められるうち、最も重要と考えられる第３の「不確実性への対処」サイトが混在していることが示唆される。次に、日本全を今後の核燃料サイクルの展開において積極的に活用し国大での使用済燃料貯蔵需要の推移を図 1-1-2 に示す。

ようとする一方で、長期的な方向性、とりわけ今後発生最尤度ケースにおいては、2050 年までに 10,000tHM 程していく MOX 燃料などの対処については適切な検討を度の貯蔵需要が発生していくが、リスク管理ケースにお要する課題と捉えている。

いては対処必要量が増大するとともに、貯蔵需要の発生

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35,000
30,00025,000

燃料数（tHM）

20,00015,00010,000
5,000
2049

2047

2045

2043

2041

2039

2037

2035

2033

2031

2029

2027

2025

2023

2021

2019

2017

2015

2013

2011

2009

2007

2005

2003

−5,0002001

0Pool 空容量（tHM）
Pool・UO2 貯蔵量（tHM）
Pool・MOX 貯蔵量（tHM）
AR・UO2 貯蔵量（tHM）
AR・MOX 貯蔵量（tHM）
AFR・UO2 貯蔵量（tHM）
AFR・MOX 貯蔵量（tHM）
再処理搬出量（tHM/ 年）
SF 発生量（tHM/ 年）−10,000−15,000

年

図1-1-1

最尤度ケースの使用済燃料管理動態（4）横軸より上部が各発電所サイトでの蓄積・管理状況、下部が敷地外（AFR）貯蔵施設での貯蔵状況を示す

30,00025,000tHM

20,000
基本ケース
ケースA
ケースB

15,00010,0005,000
02001 2005 2009 2013 2017 2021 2025 2029 2033 2037 2041 2045 2049

年

図1-1-2

日本全国大の敷地外貯蔵需要（4）年も４年程度早期化している。

れているといえる。これらの点において、コンクリート
キャスク貯蔵に代表されるコンクリートモジュール貯蔵（3） 考察：コンクリートモジュール貯蔵の意義

方式は、他の貯蔵方式と比較して、そのモジュール性や以上の評価を通じて、将来の使用済燃料貯蔵需要への簡素かつ良好な施工性、設備更新や解体撤去の容易さな対応においては、多様な貯蔵ニーズに適用可能であり、どにより、状況変化への機動的な対処を可能とする有利かつ機動的な展開と配備を可能とする貯蔵技術が要求さな特徴を具備していると考えられる。

10

１−２

海外におけるコンクリートキャスク貯蔵（Standard Review Plan for Dry Cask Storage Facili-1-2-1

概要ties, NUREG-1567）」
これらの審査指針は、審査を行う際の透明性・公平性

使用済燃料の中間貯蔵はわが国のみならず、海外におを期すために定めたものである。また、緊急事項に対しいても重要課題であり、様々な技術開発が行われており、ては、Interim Staff Guidance（ISG）という参考になるところが多い。1980 年代以降、ドイツで最審査指針を作成し、円滑な審査の一助としている。
米国での貯蔵施設あるいはキャスクの認可には以下に初の乾式貯蔵技術を用いた中間貯蔵施設が実用化し、その後、スイスでも、既に実績のある乾式貯蔵技術に加え、暫定的な示す２つの手順がある。

国内の発電所の事情等から、乾式の詰め替え設備を有する中間貯蔵施設が実用化している。また、スウェーデン

サイト固有認可（Site Specific License）

では地下式の湿式貯蔵施設が実用化している。米国では10CFR72 に沿って認可手続きをするものであり、金属キャスクのみならずコンクリートキャスクについて

NUREG-1567 に基づく。NRC が申請を受理した後、基も許認可や施設運転の実績があり、現在民間による敷地本的には公開となり一般公衆が検閲でき、また公聴会の外コンクリートキャスク貯蔵施設の建設計画が推進され開催を要求できる。認可は最大 20 年までとしているがている。

延長も可能である。

本章では、米国における貯蔵対策の動向とコンクリー

サイト固有認可の例として、アイダホ国立研究所

トキャスク貯蔵方式による中間貯蔵の実績と計画につい（Idaho Nuclear Engineering and Environmental Labo-て述べる。

ratory, INEEL/DOE）や民間燃料貯蔵施設（PrivateFuel Storage Facility, PFSF）がある。

1-2-2

米国の規制体系

一般認可（General License）
申請者の許認可手続きを軽減するため、10CFR米国安全規制委員会（NRC）における独立使用済燃

Part72 の 1990 年に改正において取り入れられた認可の料貯蔵施設（ISFSI ： Independent Spent Fuel Storage

方法であり、NUREG-1536 に基づく。申請者は、10CFR

Installation）の審査過程では、SFPO（Spent Fuel Pro-

Part72 サブパート K（発電用原子炉の設置場所での使用ject Office）が、中核的な役割を果たしている。

済燃料の貯蔵にかかる一般認可）に従って、すでに使用済燃料貯蔵に関しての認可に必要な手続きおよび10CFR Part50 に従い原子炉としての認可を受けている

条件、技術要件、管理要件等は、連邦規則 10CFR

サイト内でその炉から取り出された燃料を貯蔵する場合（Code of Federal Regulations）Part72 「使用済燃料及には、申請書の提出なしに事前届だけで認可される。

び高レベル放射性廃棄物の独立貯蔵に関する認可要件

各許認可手順の利点・欠点（Licensing Requirements for the Independent Storage①

一般認可は 10CFR Part50 に基づいて運転が認可さ

of Spent Nuclear Fuel and High Level Radioactive

れている原子炉に限定される。したがって、廃炉を計Waste）」に規定されている。

画している原子炉では、廃炉後の使用済燃料はサイト

乾式貯蔵施設の審査に関しては、以下の審査指針に基づいている。

固有認可に基づく。
②

・ NUREG-1536「乾式キャスク貯蔵システムの標準審査一般認可では貯蔵される使用済燃料は健全でなければならないので、破損燃料は、サイト固有認可の場合指針（Standard Review Plan for Dry Cask Storage
Systems, NUREG-1536）」
・ NUREG-1567「乾式キャスク貯蔵施設の標準審査指針のみ貯蔵できる。
③

一般認可では新たな安全解析書（SAR）や安全評価書（SER）を必要とせず、パブリックコメントの期

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認可の変更が可能である。

1-2-3

使用済燃料貯蔵の状況

使用済燃料の貯蔵状況（1）は、1997 年時点では商業炉サイト内で 36,600 トン、2005 年には 52,000 トンまで増加すると予測されている。2002 年５月現在で、42,540 トン（燃料集合体：約 117,000 体相当）の使用済燃料が貯蔵され、そのうち約 10 ％が乾式貯蔵方式である。

（運転中）

図 1-2-1 に、米国における ISFSI の立地状況を示す。
2002 年 12 月２日現在で、ISFSI は全米 26 サイト（サイト固有認可 11 サイト、一般認可 15 サイト）で運転されている。また、13 サイト（サイト固有認可５サイト、一般認可８サイト）で、認可を準備中である。
1986 年６月に乾式貯蔵を開始して以来、26 サイトにおいて使用済燃料の貯蔵が行われているが、作業員、公衆および環境に影響を及ぼす放射線の漏れもなく安全に貯蔵が行われている。
（認可準備中）

図1-2-1 米国におけるISFSIの立地状況（2002年12月２日現在）

1-2-4

コンクリートキャスク貯蔵方式による中間貯蔵の実績と計画間を設けてないので時間と費用を節約できる。一方、サイト固有認可では、詳細な環境影響評価等に伴う多大な時間と費用が発生するが、公衆の意見を反映した

表 1-2-1（1） 貯蔵実績
表 1-2-1 に、米国におけるコンクリートキャスク方式

米国におけるコンクリートキャスク方式による貯蔵の実績と計画（2004年開始予定分〜）

原子力発電所（施設）

BNFL Fuel Solutions

原子力発電所（施設）

VSC-24l Solutions（TranStor/Wesflex）○

HoltecNAC

HI-STORM100

NAC UMS

発電所敷地内貯蔵施設
パリセード

1993

●18ポイントビーチ

1995

●12

アーカンソーニュークリアワン（ANO）

1996●17ハッチ

2000

●4
●10

ドレスデン

2000

フィッツパトリック（2002）

ビックロックポイント（2002）○○○

ヤンキーロー（2002）

メインヤンキー

（2002）○

トロージャン（2002）

コネチカットヤンキー（2002）

パロベルデ（2002）

バーモントヤンキー（2002）○○○○（＊）○（＊）○○

WNP2（2002）

マクガイヤー（2003）

セコヤー（2004）○（2004）○○

発電所敷地外貯蔵施設
PFSF（ユタ州・スカルバレー）●貯蔵実績（数字はキャスク基数） ○貯蔵計画 （＊）貯蔵キャスクは BNFLFuel Solutions 製、キャニスタは Holtec 社製

12による貯蔵の実績と計画を示す。図 1-2-2 および図 1-2-（2） 敷地外使用済燃料貯蔵施設の動向

3 に、コンクリートキャスクの貯蔵状況および発電所内米国における最初の敷地外乾式使用済燃料貯蔵施設とのキャニスタの装荷作業を示す。また、図 1-2-4 に、キして、PFSF と呼ばれる独立使用済燃料貯蔵施設の開発、ャニスタの詰替装置やコンクリートキャスク移送装置の認可、建設が民間企業において取り組まれており、2001

例を示す。

年 12 月に NRC から最終の修正安全評価書（SER）を得ている。
表 1-2-2 に、PFSF の概要を示す。また、図 1-2-5 に、BNFL Fuel Solutions/VSC-24

ANO 発電所
Holtec Inat./Hi-Star 100

Holtec Inat./Hi-Storm（プール内での燃料装荷作業）

ドレスデン発電所

図 1-2-2

コンクリートキャスクの貯蔵状況（米国）（プール内からのキャスク吊上げ）（キャニスタ蓋部の溶接）

ドレスデン発電所

パリセード発電所

図 1-2-4

キャニスタの詰替装置やコンクリートキャスク移送装置の例（キャニスタ輸送キャスクの目視検査）

図 1-2-3

発電所内のキャニスタの装荷作業

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表 1-2-2①輸送キャスク受入検査後の立起こし

・Holtec 社製 HI-STORM 100
・鋼板コンクリート製：外寸：3.37m φ× 5.87mH（胴部遮へい厚 68cm）
・キャニスタ（ステンレス鋼製）：外寸：1.74m φ× 4.84mH（胴部肉厚 12.7mm）
・認可状況 2000 年５月貯蔵認可取得②輸送キャスクからのキャニスタ
抜出し

約 4.8mコンクリートキャスク

・予 定 地：ユタ州スカルバレーのインディアン居留地内（ソルトレーク市南西約 110km）
・立地条件：内陸部の半乾燥大陸気候
・敷地面積：約 3.3km2（約 1.8km ×約 1.8km）
・貯蔵容量：40,000ton（コンクリートキャスク約 4,000 基）・貯蔵方式：コンクリートキャスク (HI-STORM 100 を採用予定）
・申 請 者：PFSF/LLC（Limited Liability Company、8 電力のコンソーシアム）
・認可状況 1997 年６月：申請
2001 年12月：NRCによる最終修正安全評価書（SER）の発行
2002 年１月：NRCによる最終環境影響評価書（EIS）の発行

約 5.9m

貯蔵施設概要PFSFの概要

キャスク移送装置

約 3.4m③キャニスタ（キャニスタ詰 ④コンクリートキャスク ⑤コンクリートキャスク
替装置＝移送容器）移動へのキャニスタ収納
移送

図 1-2-5

約 1.7mコンクリートキャスク

キャニスタ

PFSF施設内での取扱方法やコンクリートキャスクの構造概要

施設内での取扱方法やコンクリートキャスクの構造概要を示す。

表 1-2-3

NRCが認可した使用済燃料貯蔵キャスク
製造業者

キャスクモデル 認定有効期限

General Nuclear Systems

CASTOR V/21 2010 年 8 月

Nuclear Assurance Corp.

NAC S/TNAC C28 S/T
NAC-UMS
TN-32
MPC

済燃料貯蔵キャスクは 14 種類あり、このうちコンクリ

Transnuclear WestNUHOMS-24P2015 年 1 月
NUHOMS-52B

ートキャスクは、NAC-UMS、FuelSolutionsTM、VSC-Transnuclear, Inc.

TN-24
TN-68

2015 年 1 月
2013 年 11 月

British Nuclear FuelSystem Solutions

Fuel SolutionsTM

2021 年 2 月

Pacific Sierra NuclearAssociates

VSC-242013 年 5 月

1-2-5

認可済・審査中の各技術の状況

現在、表 1-2-3 に示すように、NRC が認可した使用24、HI-STORM 100 の４種類である。標準的な認可期間は 20 年間であり、その後さらに 20 年延長することも可能である。

＊

2010 年 8 月
2010 年 8 月
2020 年 6 月
2020 年 4 月
2020 年 4 月

Holtec International

HI-STAR 100

Holtec International

HI-STORM 100 2020 年 6 月

2019 年 10 月

＊ 2000 年に、初の貯蔵と輸送両用システム（MPC68 キャニスタを使用）の認可取得。

14

１−３

金属キャスク貯蔵とコンクリートキャスク貯蔵の比較がドイツで報告されている（2）。

（1） 技術的比較
表 1-3-1 は、日本における金属キャスクとコンクリートキャスクの設計概念を技術的に比較した結果を示す（1）。

（2） 経済性比較

設計には他の多様な概念も有り得る。例えば、輸送可能

表 1-3-2 は、文献（3）におけるキャスク（固定費）のなコンクリートキャスクの設計も有り得る。実際、輸経済性比較の例である。この種の公開文献は、きわめて送・貯蔵兼用のコンクリートキャスク・金属製キャスク限られており、実際のコストはそのときの条件により異表 1-3-1

日本における金属キャスクとコンクリートキャスク両貯蔵方式の設計概念比較
金属キャスク貯蔵方式

コンクリートキャスク貯蔵
二次蓋

二次蓋

一次蓋

蓋（コンクリート）

一次蓋

排気口（円周４カ所）
中性子遮へい体
胴本体

6.0m

ライナ（炭素鋼）
コンクリート

使用済燃料

トラニオン

*キャニスタ

吸気口（円周４カ所）

2.5m

キャスクおよび貯蔵施
設の概念例

コンクリート

3.9m

使用済燃料

キャスク総重量

110 トン（PWR24体または BWR69体収納時）

180 トン（PWR24体または BWR69体収納時）

キャスクの主な機能

輸送・貯蔵兼用

貯蔵専用

密封機能

一次蓋、二次蓋とも金属ガスケット（蓋間圧力常時監視。外部への漏えいを実質無視できるよう金属キャスク内部は負圧、蓋間空間は正圧。）

一次蓋、二次蓋とも溶接構造（蓋間圧力監視なし。除熱性能の向上を期待する場合、キャニスタ内部は正圧。）

キャスクの遮へい機能

鋼、鉛、レジン、グリコール水の組合せ

コンクリート、鋼の組合せ（蓋にレジンを使用する場合あり。）

未臨界機能

キャスクバスケットの幾何学的配置及び中性子吸収材により未臨界を維持

除熱機能

金属キャスク表面を自然冷却

コンクリート製貯蔵容器に給排気口があり、キャニスタ表面を自然冷却

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表 1-3-2

キャスクの容量と経済性比較

キャスクの種類
コンクリートキャスク（貯蔵専用）
コンクリートキャスク輸送可能バスケット
横型コンクリートサイロ（貯蔵専用）
輸送・貯蔵兼用金属キャスク
船積み可能な貯蔵用金属キャスク
貯蔵専用金属キャスク
輸送専用金属キャスクなる。同文献には、運転費として、原子力発電所やMRS 貯蔵等でのハンドリングコストも記載している。
固定費と運転費を合計した全システム費用で比べると、コンクリートキャスク貯蔵は金属キャスク貯蔵に比べて10 〜 20%低コストとされている。

16

容 量
24/52 PWR/BWR
24/52 PWR/BWR
24/52 PWR/BWR
26 PWR
21 PWR
24/52 PWR/BWR
21 PWR

キャスク単価$103
$350
$400
$500
$1,000〜$1,500$1,500〜$3,500$750〜$1,500$1,500〜$3,500