原環センター

20０５年度

技 術 年 報財団法人 原子力環境整備促進・資金管理センター

ご

あ

い

さ

つ

今般、政府は、昨年閣議決定した「原子力政策大綱」の目標を実現するための具体的方策を「原子力立国計画」としてとりまとめました。このなかで、原子力発電の重要性を時代環境の変化のもとで再確認するとともに、その重要な施策の一つとして、「核燃料サイクルの着実な推進」、特に、「放射性廃棄物対策の着実な推進」が挙げられています。また、国際的にも、米、英、仏をはじめとする各国において、放射性廃棄物対策に真剣に取り組む機運が高まってきています。
当センターは、1976 年に設立されて以来、産業界、学会、官界の幅広いご協力を得て、放射性廃棄物処理処分に特化した我が国唯一の中立の専門頭脳集団として、我が国が避けて通ることのできない放射性廃棄物の処理処分事業の遂行に必要な技術的、社会科学的な調査研究活動を行ってまいりました。
具体的には、低レベル放射性廃棄物の処分に係る調査研究、高レベル放射性廃棄物の処
理処分技術や処分制度化の調査研究、TRU 廃棄物やウラン廃棄物の処理処分に係る調査研究などを実施してまいりました。これらの実績は国際的にも高く評価され、近年、各国の調査研究機関、処理処分事業実施機関等と共同の取組みを行うケースも増加してきています。
また、こうした国際的な連携を通じて築き上げられたネットワークを活用して、当センタ
ーは、放射性廃棄物に関する世界各国の政策、制度、処理処分事業の進捗状況等の情報を分析・加工して各界の利用の便に供する情報センターの役割も担っております。
こうした活動を地味ながら持続的に展開してきた当センターにとって、最近の我が国政府及び各国の積極的な姿勢は心強いものがあり、また、当センターの責務の重大さを再認識させるものであります。
以上述べた放射性廃棄物に係る調査研究業務に加えて、当センターは、2000 年には最終処分積立金の、2005 年には再処理等積立金のそれぞれ法律に基づく指定法人として、資金管理業務を新たに担うことになりました。
この技術年報は、当センターが 2005 年度に実施した調査研究の内容をご紹介するとともに、国際交流や国際会議・学会等での論文発表実績等当センターの一年間の活動状況を取りまとめたものです。本年報を通じて、当センターの活動をご理解いただくとともに、ご指導を賜れば幸いでございます。

財団法人

原子力環境整備促進・資金管理センター
理事長

井 上

毅

目

次

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究 ....................................... 4
１．余裕深度処分 ......................................................... 4
低レベル放射性廃棄物処分技術調査 ................................... 4放射性廃棄物管理に係る国際機関等の検討状況調査 ..................... 6
２．ウラン廃棄物処分 ..................................................... 8
ウラン廃棄物処分技術調査 ........................................... 8
３．余裕深度処分等に関する研究 .......................................... 13
Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究 .................................. 14
１．高レベル放射性廃棄物処分 ............................................ 14
1-1 地質環境調査技術 .................................................. 14
高精度物理探査技術高度化調査（物理探査技術信頼性確証試験） ........ 14
地質環境評価技術高度化調査 ........................................ 16
1-2 処分技術 .......................................................... 18
遠隔操作技術高度化調査 ............................................ 18
人工バリア特性体系化調査 .......................................... 20
人工バリア材料照射影響調査 ........................................ 22
1-3 性能評価技術 ...................................................... 24
性能評価技術高度化 ................................................ 24
地球化学バリア有効性確証調査 ...................................... 27
1-4 制度化・社会対応技術 .............................................. 30
モニタリング機器技術高度化調査 .................................... 30
２．TRU 廃棄物処分....................................................... 32
人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価 ............................ 32
人工バリア長期性能確証試験 ........................................ 34
ヨウ素固定化技術調査 .............................................. 36
放射化金属廃棄物炭素移行評価技術調査 .............................. 38
廃棄体開発調査 .................................................... 40
TRU 廃棄物処分に関する研究 ......................................... 43
Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究 ...................................... 44
地下空洞型処分施設性能確証試験 .................................... 44
総合情報調査 ...................................................... 46
技術情報広報調査 .................................................. 48
地層処分重要基礎技術研究調査 ...................................... 50
高レベル放射性廃棄物処分の冊子の改訂等 ............................ 52

サイクル廃棄物広報対策等 ........................................... 53
Ⅳ．安全基準に関する調査研究 ................................................. 54
放射性廃棄物処分の安全基準等に関する調査 ........................... 54
安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査 ........................... 56
返還放射性廃棄物の廃棄確認に係る海外調査 ........................... 58
Ⅴ．国際交流 ................................................................. 60
Ⅵ．資料 ..................................................................... 62（1）研究成果報告書等 ................................................... 62（2）外部発表等 ......................................................... 64（3）技術報告書 ......................................................... 69（4）委員会一覧 ......................................................... 70（5）原環センター主催の講演会等 ......................................... 73

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究
１．余裕深度処分【低レベル放射性廃棄物処分技術調査】◇事業の概要TRU 廃棄物、ウラン廃棄物及び発電所廃棄物を対象として、余裕深度処分の全体システム（人工バリア、天然バリア、制度的管理）の安全性能を評価し、その信頼性や合理性を確認するため、以下の調査を実施している。
(1) 余裕深度処分システム性能要素の同定（平成 14 年度～平成 15 年度）(2) 余裕深度処分システム性能評価試算(平成 14 年度～平成 16 年度）(3) 安全対策の検討(平成 15 年度～平成 17 年度）
平成 14 年度は、余裕深度処分と類似の処分場を持つチェコ、フィンランド、ノルウェー、スウェ
ーデンについて概要調査を実施した。またトンネ
ル型、サイロ型の形態別に余裕深度処分システムの性能評価の基本ケースを設定し、評価試算した。
平成 15～16 年度は、フィンランド、スウェーデ
ンにおける処分場、安全評価、安全規制についての詳細調査を行った。また人工／天然バリア条件の変動ケースの評価試算を行うとともに、安全対策の検討として、セーフティケースの枠組と開発計画の検討を行った。
平成 17 年度は、諸外国の規制体系と国際機関などにおける考え方との比較・整理を行うともに、
安全対策の検討として、これまでの性能評価試算
結果に基づく処分施設の成立性評価を試みた。
なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 管理型処分技術調査等
放射性廃棄物処分技術調査 報告書

外国の調査を行った。また余裕深度処分システムの類似事例の最新動向として、米国、フランス、
IAEA 東京会議の調査もあわせて行った。安全評
価の時間枠に関するまとめを表-1 に、フィンラ
ンド、スウェーデンの安全規制の考え方を図-1、２に示す。表-1 より、時間軸に応じて安全評価の考え方が定量的なものから定性的なものへと移行していくことがわかった。また図-1、2 に、
シナリオ区分と基準値との対応の解釈を示す。
表-1

10万年まで100万年まで

安全評価

リスク・線量の定量
的解析

他の安全指標との組み合わせ

定性的評価に重み

特 徴

危険度が高い
（線量が高い）時間がたつにつれ、不確実性が大（特に生物圏や人間の行動）(1)海外の余裕深度処分システム類似事例の調査
平成 17 年度は、安全確保の基本的な考え方を構成する要素のうち、「安全評価の時間枠」、「シナリオの設定方法」、「リスク評価」、「最適化とBAT」の４つの概念に着目し、国際機関などや諸100万年以降
信頼性なし

リスク－線量－確率関係図 （ＳＴＵＫ）

STUK

Ｒ＝γ×pi×Ｅ’iの関係を基に作成

リスク：Ｒ
（1/年）

シナリオ
の確率

1

10-4

0.1

リスク拘束値の上限（ICRP pub81）

0.01

10-5
定性的な表
現が認めら
れている

10-6

0.01
最適化
の目標

0.1
線量
拘束値

5 10
線量
限度

1

100 線量：Ｅ（mSv/年）

線量
統 合

線量
期待値

シナリオ 現実的 保守的

擾乱進展
人間侵入

図-1 安全規制の考え方（フィンランド）
リスク－線量－確率関係図 （ＳＫＩ・ＳＳＩ）

SSI

Ｒ＝γ×pi×Ｅ’iの関係を基に作成

リスク：Ｒ
（1/年）

シナリオ
の確率

1

10-4

0.1

リスク拘束値の上限（ICRP pub81）

低レベル◇平成 17 年度の成果

安全評価の時間枠のまとめ

数100～数1,000
または1万年まで

0.01

10-5

10-6
リスク
拘束値
0.01
線量
リスク

0.1

1

10

100 線量：Ｅ（mSv/年）

報告
統 合決定グループの人数：少数 10-5/年
決定グループの人数：多数 10-6/年

シナリオ 主要発生の可能性の低い

人間侵入
は別枠

図-2 安全規制の考え方（スウェーデン）4

1.余裕深度処分(2)安全対策の検討
表-3 ﾎﾞｰﾘﾝｸﾞ頻度を考慮したﾘｽｸ評価結果（300 年後）（単位：1/y、確率係数は0.073 1/Sv（ICRP Pub60(1990)）
地下水移行シナリオ、外部事象シナリオ（外乱
被 ば くシ ナ リ オ
発電所
TRU高
TRU低
ウラン
後の地下水移行、自然過程、人為過程）を設定し単純化
3 .0 E - 0 9
1 .2 E - 0 7
1 .7 E - 1 0
2 .3 E - 1 1て余裕深度処分システムの性能評価試算を行い、掘削作業
6 .4 E - 0 8
9 .9 E - 0 7
1 .4 E - 0 9
1 .9 E - 1 0
それらの結果に基づいてトンネル型およびサイ
コア箱観察
2 .4 E - 0 8
6 .4 E - 0 8
8 .9 E - 1 1
1 .7 E - 1 1
ロ型施設の成立性評価を行った。
a.対象廃棄物
本調査の対象廃棄物を表-2 に示す。
表-2

対象廃棄物

b.地下水移行シナリオ
今年度は、溶融等による廃棄物固定化効果４－５などの現実的な評価や、天然バリアの亀裂の影響検討等を行った。被ばく経路は、過去評価で最も被ばく線量の高い結果となった、既存
浅地中処分の沢、沼経路とした。図-3 に廃棄物固定化評価結果を示す。

発電所

最大線量（μSv/y）

3 .2 E - 0 8

9 .9 E - 0 7

1 .3 E - 0 9

1 .9 E - 1 0

くず 上 居 住

7 .2 E - 0 8

8 .0 E - 0 9

2 .5 E - 1 1

1 .5 E - 1 1

d.余裕深度処分システムの成立性評価
過去年度を含めて平成 17 年度までに行った余裕深度処分システムの性能評価試算結果に基
づき、施設の成立性評価を行った結果、TRU 高
廃棄物を除きシステムは成立すると評価された。
TRU 高廃棄物については、地下水移行する I-129の固定化やボーリング侵入バリア設置等の対策が必要である（表-4、5）。ただし、ここでの判断基準は本調査内において仮定したものである。
なお、サイロ型施設はトンネル型施設に比べて単位容積あたりの表面積が小さく浸入水量が小さくなることから、地下水移行シナリオでは
被ばく線量が小さくなる傾向にある。
表-4 TRU 高廃棄物のトンネル型施設の成立性評価

TRU高

TRU低

ウラン

発生可能性
／頻度
現実的また
通常
は最もあり
そうな
保守的また
可能性低
は低頻度
地震、気候 長 期 的 に は変動（海水 比 較 的 可 能
準変動）
性大
超長期には
隆起・侵食
可能性大

評価対象シナリオ

地下水移行
シナリオ
地下水移行
シナリオ
(外乱前提)
自然過程

1E+2

1E+1

泥 水 ピット

人為過程

ボーリング

極めてまれ

判断基準

成立性

対 策

10～20μSv/y×I-129 の固定化 等

300μ
Sv/y

○

－

300μ
Sv/y

○

－

数ｍSv/y○－×

廃棄物発見時の停止を確実にする侵入バ
リアの設置 等

10mSv/y

I-129
C-14a

表-5 TRU 高廃棄物のサイロ型施設の成立性評価
I-129

1E+0

Pa-231
地下水移行
シナリオ

1E-1

1E-2
1E-6

発生可能性
／頻度
現実的また
通常
は最もあり
そうな
保守的また
可能性低
は低頻度
地震、気候 長 期 的 に は変動（海水 比 較 的 可 能
準変動）
性大
超長期には
隆起・侵食
可能性大

評価対象シナリオ

1E-5

1E-4
1E-3
1E-2
1E-1
廃棄物の溶出率（1/ｙ）

1E+0

1E+1

図-3 廃棄物固定化効果（トンネル型施設、沢沼合計）

地下水移行
シナリオ
(外乱前提)
自然過程
人為過程

ボーリング

極めてまれ

判断基準

成立性

10～20μ
Sv/y

○

－

300μ
Sv/y

○

－

300μ
Sv/y

○

－

数ｍSv/y○－×

廃棄物発見時の停止を確実にする侵入バ
リアの設置 等

10mSv/y対策

c.外部事象シナリオ
今年度は、ボーリング頻度を考慮したリスク評価等を実施した。評価結果を表-3 に示す。

5

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究【放射性廃棄物管理に係る国際機関等の検討状
況調査】◇事業の概要原子力発電所の廃止措置から生ずる解体廃棄物の管理のあり方等の検討に資するべく、国内外の解体廃棄物の管理実態及び国際機関における安全要件の検討状況等について調査整理した。
なお、本調査は独立行政法人 原子力安全基盤機構の契約により実施したものである。

て、SCK・CEN（ベルギー原子力研究センター、
対象：BR3 炉）および ENRESA（スペイン放射性廃棄物管理会社、対象：Vande ll os 1 炉）による実態調査報告をまとめた。
ベルギーBR3 炉では「管理的トレーサビリテ
ィ」「物理的トレーサビリティ」の概念が用いられ、前者は厳密なトレーサビリティを持つ廃棄物管理システムの DB で、後者は廃棄物標示で具体化されている（図-1）。

(報告書)平成 17 年度 放射性廃棄物管理に係る国際機関
等の検討状況調査 報告書◇平成 17 年度の成果
母バッチ(1)国内の解体廃棄物管理の実態調査
ａ.東海発電所の実態調査
現在国内で解体作業を実施している東海発電所について、実施主体からの情報に基づき廃棄物管理の実態調査を行った。
解体廃棄物は明確な区分定義および厳密な分
別取り扱いが組織的に実行されており、諸情報をデジタル化して一括管理を行う独自の廃棄物管理システムを導入し、これと連動して現場の廃棄物や物品に識別標示が行われている。
ｂ.運転中の発電所の廃棄物管理について
実態調査の補足として、運転中の発電所の固体廃棄物管理について関連法令および保安規定の内容整理を行い、運転中の廃棄物管理に関す
る重要管理事項の抽出整理を行ったところ、以下のとおりとなった。
・容器の単位毎に個々の情報を記録
・廃棄物と記録の照合システム
・記録データシステム
・容器収納にあたっての分別管理
・廃棄体品質を確実にするための品質保証体制
これらは解体廃棄物管理とも共通的な重要管理事項であり、これまでの経験から十分に成熟しているものといえる。
(2)国際動向調査
ａ.海外の解体廃棄物管理の実態調査
海外における解体廃棄物管理の実態調査とし

6図-1

BR3 炉 廃棄物管理システム画面表示例

スペイン Vande ll os 1 炉では、廃棄物管理に関して、①製造、②クリアランス確認、③非放射性物取り扱い、④放射性廃棄物取り扱い、の４部門体制を取っており、各部門の作業は物理的にも分離され、放射性・非放射性などの混在を避けている。図-2 に体制図を示す。

Declassified material
management
Declassification,
Calibration, measurement,
comparison with levels andassignment of destination

Declassified materials
dispatching

Rejections

Elevation 9.00 I.P.E

Production,
disassembly, segregation
conditioning at R.I.U. andtransfer

Secondaryradioactive
wastesRadioactive
wastesConditioning building for secondary
wastes- Treatment- Conditioning- StoreDecontamination
Elevation 9.00 B.I.C

Radioactive wastes
dispatching

Rejections
Radiactive wastes

Radioactive waste
store
Elevation 3.50 IPE

Radioactive wastes
dispatching

図-2

Vandellos 1 炉 廃棄物管理体制

また、どちらの国でも明文化された品質保証体制を確立している。
これらの特徴的な考え方・管理手法は、いず1.余裕深度処分

れも廃棄物、再利用物の分別管理を確実かつ効率的に行うためのものである。
ｂ.IAEA 関連基準文書等の調査
国際機関における廃棄物管理に係る動向を調査することを目的として、IAEA 関連基準文書の調査を行い、共通する特徴的かつ安全上重要と考えられる観点が抽出された（表-1）。
表-1

IAEA 関連基準文書条項の抽出（2005.11.30）
内容／キーワード

該当する文書（カッコ内は条項）

デコミッショニング中の廃棄物に関する特徴 WS-R-2（6.7）、GS-G-1.2（2.21）、WS-G-2.1（2.20（運転中とは異なる種類、大量発生 等） 7.25）、WS-G-2.2（2.14、7.22）、WS-G-2.4（2.20
7.19）
デコミッショニング中に発生する廃棄物量、 SS-No.50-C/SG-Q の Q13（357）、同 Q14（328）、
種類、特性を考慮した管理を行うこと（分別）WS-G-2.2（6.13、7.16）、 WS-G-2.4（7.19、7.20）
NS-G-2.7（4.2、4.10、4.11）
特性や有毒性ごとに管理すべき／危険物質の WS-G-2.1（6.3、7.20）、WS-G-2.1（7.25）、WS-G-2.2
管理が必要（7.17、7.22）、 WS-G-2.4（6.3、7.19）、DS333（1.14.）
標示／識別管理
SS-No.50-C/SG-Q の Q14（321）、DS336（5.32）、
DS337（5.39）
トレーサビリティの重要性
WS-G-2.1（ 7.25 ）、 WS-G-2.2 （7.22、 7.31 ）、
WS-G-2.4（7.19）、NS-G-2.7（4.22、6.10）、DS336（5.32、5.33、6.4）、DS337（5.39）
適切な廃棄物管理システム
SS-No.50-C/SG-Q の Q14（304）、 WS-G-2.1（7.23）
WS-G-2.2（2.14、7.20）、 WS-G-2.4（2.20）、NS-G-2.7（6.10）
品質保証プログラムの重要性
WS-R-2（7.1）
、GS-G-1.2（3.44）、WS-G-2.2（7.31）
DS332（4.21）

その他、IAEA 技術報告／TECDOC シリーズ、国際会議等資料、OECD/NEA 文書、欧州委員会文書の調査を行ったところ、同様な観点が散見された。

の項目を丸数字で示すとともに、対応して実施すべき事項を整理した。
なお、品質保証プログラムについては、安全上重要な事項を確実に実施するための事項であると位置づけられる。
また、国内外の発電所では、これらの項目について実態的にほぼ実施されている（表-2）。

（手段）
廃棄物管理
分別 システム② 記録データシステム③ 容器への収納
管理

行為

記録
管理
作業
管理

・実施と状況フォロー

作業
管理④ スムーズな廃棄物物流・計画段階での廃棄物発生予想と容量確保（保管容量裕度）
・実施と状況フォロー⑤ 廃棄物発生予
想と容量確保図-3

安全上重要な事項および実施段階との関連

表-2

安全上重要な事項の国内外発電所実施状況

安全上重要な事項

分別管理（廃棄物の区
分管理）、
廃棄物の分別管理の方(3)解体廃棄物管理に係る安全上重要な項目
ａ.安全上重要な項目の抽出・整理
国内におけるこれまでの検討結果に関して、以下の文献の内容整理を行った。

・計画段階での廃棄物の区分定義① 分別管理東海発電所

ベルギーBR3 炉

スペイン Vandellos1 炉・放射能レベルおよび有害物質に応じた分別管理を行・放射能レベルおよび有害物質に応じた分別管理を行・放射能レベルに応じた分別管理を行っている

っている

っている
・排出先（クリアランス、除染、処分場輸送等）に応じ法（mixed waste の扱い含む）

記録データシステム（記録管理の考え方、
記録内容）

スムーズな廃棄物物流て、測定機器の都合による大きさ制限などに応じた分別管理を加えている
・廃棄物管理システム、物品管理情報読み取り装置（発生からサイト外へ搬出されるまでのトレーサビリ
ティを確保している）

・あり（発生からサイト外へ搬出されるまでのトレー
サビリティ、マスバランスを確保している）

・あり（解体からサイト外発送までのサイト内での動きに関する記録をすべて保存している）－－

区分の異なる廃棄物が混ざらないように組織的に物流

・鉄箱、ドラム缶、保管用容器 等

・ドラム缶、分別容器、袋 等
・容器に記録データシステム

・金属製輸送キャスク、ドラ
ム缶、ビッグバッグ 等を行っている「原子炉施設の解体に係る安全確保の基本的考
え方（原子力安全委員会 S60.12）」「商業用原子力発電施設の廃止措置に向けて（通産省総合エネルギー調査会 H9.1）」「実用発電用原子炉施設の廃止措置に係る安全確保及び安全規制の考え方について（総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会廃止措置安全小委員会 H13.8）」「原子炉施設の廃止措置規制のあり方について（総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会廃止措置安全小委員会 H16.12）」
その結果、解体廃棄物管理に係る安全上重要な事項として、IAEA 関連基準文書とも共通する
安全上重要な項目が抽出された。図-3 にそれら容器への収納管理・各容器に記録データシステ
ムと連動した標示を実施と連動した標示を実施

・容器に記録データシステムと連動した標示を実施

廃棄物の発生予想と容・ 解体届廃棄物の発生量予・廃棄物の発生量予想あり

・廃棄物発生量の予想あり

量確保（発生予想と容量裕度の確認）想、容量裕度の確認とも実施している

ｂ.安全上重要な事項の状況確認について
安全上重要な項目に対する規制関与の方法について検討整理を行った。
事業者は自身の品質保証プログラムに則ってPDCA サイクルを展開していることから、一案として、「計画段階」「実施状況」のタイミングで規制関与することが考えられる。
また、それらのチェック時期を前提とした場
合における、各チェック時期での実施事項、実施要領等についても検討を行った。

7

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

２．ウラン廃棄物処分【ウラン廃棄物処分技術調査】
本調査は、ウラン廃棄物の処分の合理的実現に向けて、ウラン廃棄物特有の移行パラメータ等の整備、検認技術開発および除染技術開発を行っており、それぞれ「ラドン挙動調査」、「品質保証高度化技術開発」、「除染技術開発」の３テーマにて実施している。この３テーマについて、事業の概要と 17 年度の成果を分けて示す。
なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)1)平成 17 年度 ウラン廃棄物処分技術調査報告書（第１分冊） ラドン挙動調査/品質保証高度化
2)平成 17 年度 ウラン廃棄物処分技術調査報告書（第２分冊） 除染技術開発試験（フッ素化除染技術開発）
3)平成 17 年度 ウラン廃棄物処分技術調査報告書（第３分冊） 除染技術開発試験（アルカリ融解/
電解透析除染等技術開発）（ラドン挙動調査）◇事業の概要ウラン廃棄物から発生するウランの娘核種であるラドンの土壌中における拡散係数や、埋設廃棄体からのラドンの散逸割合は、ウラン廃棄物処分の長期安全評価のための重要なパラメータである。
現状においては、わが国の土壌における拡散係数
や、廃棄体からのラドン散逸割合等が得られていないことから、これらのデータの取得を目的に本調査を実施するものである。
土壌中のラドン拡散係数の取得に際しては、その測定方法が確立していないため、まず測定技術を開発した上で、我が国の代表的な土壌のラドン
拡散係数の測定を行う。土壌中のラドン拡散係数の測定に際しては、処分場の覆土施工まで考慮して、我が国の代表的な土壌について、ラドン被ば
くに関わる長期安全性評価に使えるように実験式
としてまとめる。
また廃棄体からのラドン散逸割合測定技術を開発し、ウラン燃料加工工場で発生する代表的なス
ラッジ廃棄物のラドン散逸割合を測定する。さらにラドンの散逸を抑える対策を検討した上で、ラドン散逸対策後の廃棄体についても散逸割合を測定して、ラドン被ばくに関わる長期安全性評価に8

使えるデータとしてまとめる（図-1）。
ラドンの屋内浸入
重要なパラメータ：
Rn屋内浸入率(③)

土

土中のラドン
移動
重要なパラメータ：
Rn拡散係数(②)

廃棄体からの
ラドン散逸
重要なパラメータ：
Rn散逸能(①)

U廃棄物

図-1

ウラン廃棄物からのラドン移行◇平成 1７年度の成果(1)ラドン拡散係数調査
ａ.過渡応答法による拡散係数測定理論確立
ラドン拡散係数測定装置を改造し、ラドンのステップ入力装置(図-2)を作製し、湿度によるラドン挙動の変化、検出空間寸法によるラドン
挙動の変化を解析式で評価できるようにした。
予備実験として数ケースのステップ応答実験を行い、ラドンが確実にステップ応答変化していることを確認した。

α線検出器

温湿度センサー

ゲート
バルブ

図-2

土カラム

ラドン発生器ポンプ

ラドンバッファ改良型ラドン拡散係数測定装置

ｂ.覆土クラックの自己修復機能の確認
平成 17 年度から、処分場覆土としてベントナ
イト混合土を用いた場合の覆土クラックの自己修復性及びラドン拡散挙動変化調査を目的に、覆土のクラックの深さとラドン拡散係数測定を

2.ウラン廃棄物処分実施した。図-3 に修復前後におけるベントナイ
トのラドン挙動測定結果を示す。
覆土を模擬した 50mm 厚のベントナイト混合
土試料にクラックを模擬した切り込みを入れ、その深さとラドン拡散との関係を観測した。その結果、深さ 25mm 以上のクラックに対してはラドン拡散量の早い立ち上がりが観測された。
また、同試料を飽和させ、ベントナイトの膨潤によりクラックが自己修復した状態でのラドン拡散を観察した。その結果、クラック深さ25mm とほぼ同じ特性となり、目視ではクラックが閉じているようでも、ラドン拡散においてはクラックが修復しているとは言い難いことが分かった。

図-4 硫黄固化体(珪藻土)の SEM 観察写真

（品質保証高度化技術開発）◇事業の概要1.6
1.4
クラック深さ45mm + ヘアクラック

1.2

上

下

切り込み深さ40mm
模擬クラックによるラドン挙動の変化
・土試料：ベントナイト混合比30w%、水分飽和度0.6・土試料厚さ：5cm

修復後

α線計数値

1
土試料無し
(参考データ)

0.8
0.6
修復後
クラック深さ40mm

0.4

クラック深さ25mm

0.2
0

0

100

図-3

200
GV開放後の経過時間 （分）

300

400

修復前後におけるラドン挙動測定結果(2)硫黄固化によるラドン散逸抑制試験
ラドン散逸抑制対策として安価な材料で作製できる硫黄固化体に着目し、硫黄固化した珪藻土
試料のラドン散逸割合を測定した。その結果、硫黄固化前の散逸割合が 0.25～0.55 に対し、固化後において、塊状態での散逸割合は最大 0.1 程度、粉砕した状態では最大 0.2 程度であった。硫黄固化により約１桁程度の低減効果は得られたものの、SEM 観察写真（図-4）のように、珪藻土の粒子同士がそのまま結合し、細かな孔が確認された。
そのために大幅な低減効果が得られなかったと考えられる。

ウラン廃棄物をクリアランスする場合において、
クリアランスレベルに相当する廃棄物中のウラン
核種の放射能レベルを効率的かつ精度よく測定する必要がある。本調査は、このクリアランスレベ
ル相当のウラン濃度測定システム開発を目的として、光中性子法（図-5）によるウラン濃度測定装置を開発する。
光中性子法は、電子線型加速器(LINAC)により高エネルギーX 線を測定対象に照射し、ウランの(X,n)反応で発生する遅発中性子を測定してウラン量を定量する方法である。測定可能レベルとしては、IAEA の TECDOC855 で提案されている 0.3Bq/g（4.5%濃縮ウラン換算で 3.3ppm）をクリアランス
レベル想定値（以下、クリアランスレベル）として、開発を進めるものである。
中性子減速体200Lドラム缶
中性子検出器
電子線加速器

照射室

計測器

制御室

(6×10×5 ｍh)

中性子減速体ドラム回転昇降機構

オペレータ
コンソール

図-5 光中性子法によるウラン濃度測定装置概念

9Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

平成 17 年度は、遅発中性子の検出感度の測定値と計算値の違いの原因を検討するためのＸ線パル
ス強度モニタを用いたＸ線の安定性確認測定（図-6）、ウラン検出性能を向上させるためのバックグ
ランド低減化法の確認測定、外部反射材等で発生した光中性子によるウランの核反応を考慮した計算機シミュレーション評価で濃縮度測定の可能性の検討を行った。さらに、ウラン 238 の光核反応で生成されるウラン 237 からのガンマ線を測定して濃縮度を評価する方法の検討を行った。

ミュレーションで評価し、0.03Bq/g のウラン検出下限を数分の測定(濃縮度既知)で達成できる
ことが分かった。（図-7）
1.0E+01
最も厳しい条件での評価

ウランの検出下限 (Bq/g)◇平成 17 年度の成果(0.03Bq/gになる測定時間)

密度：1g/cm3
BG： 0.13cps

1.0E+00

天然ウラン(約1分)
5%濃縮ウラン(約5分)

1.0E-01
0.03Bq/g
1.0E-02

1.0E-03
1

10

図-7

100

1000
測定時間 (秒)10000

1000001000000

光中性子法によるウラン測定性能の試算

Ｃd 板＋減速材＋He-3

天然ウラン
Ｘ線パルスモニタ

金属製机

図-6 Ｘ線パルス強度モニタを用いた試験状況(1)Ｘ線強度補正による解析値の精度向上
昨年度までにおけるＸ線照射による中性子発
生量の実測値と解析値とに約 10 倍の違いがあった。この違いは照射するＸ線強度の相違と考え、照射するＸ線強度の実測値をもとに、解析値を補正した。その結果、線量当量率で規格化した場合、測定結果と計算結果の違いは約 2.4 倍と小さくなり計算値精度が向上した。なお、残りの差異は
Ｘ線エネルギースペクトルに起因しているであろうと推定した。
(2)バックグラウンド低減法の確認
水中でのバックグラウンド中性子測定試験を実施し、装置全体を水 50cm 程度で囲むことにより、中性子のバックグラウンドを一桁下げることができる見通しを得た。
この効果と、黒鉛外部中性子反射材による遅発中性子の検出感度向上効果を考慮した 200L ドラ
ム廃棄物に対する光中性子測定性能を計算機シ10(3)濃縮度測定法の可能性の確認(光核反応後のガンマ線測定方法の検討)
238
ウラン 235 とウラン 237（ Ｕ(γ,n))のガンマ線測定値（図-8）から濃縮度を評価できるかどうか、200L ドラム廃棄物に対するシミュレーショ
3
ン解析結果を検討した。密度 1.0g/cm 、天然ウラン(0.71%)、ウラン濃度 0.1Bq/g の均一分布場合、
ウラン 237 の生成量を考慮すると、Ｘ線照射は 1
時間程度必要であり、ガンマ線測定時間約 21 時
間で濃縮度測定誤差は±20%という結果になった。
また、ウランが局在している場合、濃縮度の計算
値が大きく変動すること判り、実用的に適用は難しいことが明らかになった。
10

U-235 186keV 54%
照射前
照射 1 時間後照射 19 時間後

U-235 205keV 4.7%
U-237 208keV 21%
1

Te-134 210keV 22.47% 41.8min

計数率(cps)

ターゲット
鉛遮へい体

妨害核種

0.1

Te-134 は半減期が 41.8 分のため、数時間経過すれば 1/100 以下となる
0.01
160

210
190
200
エネルギー(keV)

220

230

170

180

図-7

照射前後のγ線スペクトル測定例(天然ウラン、30 分照射)240

2.ウラン廃棄物処分（除染技術開発）◇事業の概要
わが国におけるウラン廃棄物の処理処分の基本的考え方は、除染処理等を行うことにより、放射性核種濃度を低減し、クリアランスレベル以下になるものについては、放射性廃棄物として取り扱う必要のないものとして、処分または再利用する方針としている。現状においては、わが国におけるウラン廃棄物のクリアランスレベルが決まっていないため、IAEA の TECDOC855 で提案されている
0.3Bq/g をクリアランスレベル想定値として、これを達成する除染技術の開発を目的とし、研究を実施している。
これまで、フッ素化除染、有機酸等除染、アル
カリ溶解／電解透析除染、鉱物化除染、超臨界炭酸ガス除染、超高圧水除染について試験、検討を行ってきた。これらの除染方法のうち、クリアラ
ンスレベル以下まで除染が有望な候補としてフッ素化除染とアルカリ溶解／電解透析除染について、さらに開発していくこととした。
(1)フッ素化除染
三フッ化塩素ガス(ClF3)をウラン廃棄物中に通すことにより、廃棄物に含まれるウランを UF6の形で廃棄物から分離させ除染する。フッ素化除染システムの概念を図-9 に示す。
これまで、代表的なウラン廃棄物であるフィル
タ、鉄澱物、耐火レンガ、金属類をクリアランス
レベル以下に除染することに成功した。また、実機処理を模擬したロータリーキルン式試験装置
でも、鉄澱物をクリアランスレベル以下にまで除染することに成功した。

(2)アルカリ融解/電解透析除染
極めて除染が困難なスラッジ類、焼却灰を対象にした除染技術であり、廃棄物を全溶解した後、溶解液からウランを吸着材で吸着分離する除染法である。アルカリ融解/電解透析除染の概念図
を図-10 に示す。
これまでに各廃棄物を全溶解することに成功
し、吸着材による溶解液からのウラン吸着（回収）試験を実施している。

図-10

アルカリ融解／電解透析除染の概念図◇平成 17 年度の成果(1)フッ素化除染
平成 16 年度までに実施した試験では、未反応の ClF3 を排ガス処理系へ排気していた。この未反応の ClF3 を循環利用することにより ClF3 の使用量を低減化するために、平成 17 年度は、ループ試験装置の設計および 1g 規模試験装置の容積低減等の改良等を行った。ループ除染試験システムの概略フローを図-11 に示す。

除染・回収装置
フッ素化除染装置

ウラン廃棄物発生元
ウラン濃縮施設
ウラン加工施設等

TI

FI

分離回収装置循環ポンプ

ClF3(g)

ウランを転換・揮発コールドトラップ等

フッ素化ガスN2

ClF3(g),
ClF(g)
F2(g)
etc

ClF3
550℃

未反応フッ素化
ガス再利用

反応容器

ガス再生・
再利用

配管ヒータ
：ヒータ保温範囲
（80℃）

PI

コールド
トラップ

>-70℃

NaF
トラップ

ClF3(g)
TI
ポンプ

除害
装置へ

80℃

フィルタ－廃棄物
焼却灰
スラッジ等

除染後廃棄物（クリアランスレベル相当）

産廃処分or
簡易埋設処分

図-9

FT-IR

UF6

有価物
再利用
（燃料等）

図-11

ループ除染試験システムの概略フロー

フッ素化除染システムの概念図

11Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

ｂ.ウラン飽和吸着容量確認試験
従来型吸着材と新型吸着材を用いて、実廃液によるカラム試験を実施した結果、従来型吸着材のウラン飽和吸着容量は新型吸着材に比べて2 倍以上大きく、約 1.3～1.7mg/g であった(図-12)。従来型吸着材と新型吸着材はともに、ウラン以外の金属元素が多く吸着しており、事前にこれらの金属元素を粗取りすることで、更にウラン吸着容量を大きくできる可能性がある。

3

量を 0.14mg/cm にまで増量でき、１バッチ４時
間を３バッチ繰り返すことで、廃液中のウラン濃度を 0.01ppm 以下にできることがわかった。

100%
80%
ウラン通過率（％）(2)アルカリ融解/電解透析除染
ａ.ウラン吸着材の開発
アルカリ融解により廃棄物を融した溶解液か
らウランを吸着分離するため、ウラン吸着材の開発を行っている。放射線グラフト重合法を利用した新型のアミドキシム型吸着材を開発し、親水性基を共グラフトさせた従来型の吸着材と比較して、1.5-2.0 倍の吸着材グラム当たり
8mmol のアミドキシム基を導入することができた。この新型吸着材のウラン吸着性能は、pH8、100ppb のウラン溶液中で 2 時間の接触で 98%以上のウランを吸着回収し、吸着材中のウラン濃度は従来型と比較して約 3 倍であった。しかし、次節に示すように、実廃液によるウラン飽和吸着容量は従来型と比較して半分以下であった。

60%
40%

従来型SV= 2 4 0 (8 m l/ m i n 、 φ1 c m 1 0 枚)
従来型SV= 9 0 (3 m l/ m in 、φ1 c m 1 0 枚)20%

従来型SV= 3 0 (1 m l/ m in 、φ1 c m 1 0 枚)

0%
0

100

200

300

400

500

600

700

カラム通液量(mL)

図-13

ウラン吸着速度確認試験結果（カラム試験）

ｄ.電解透析確認試験
電解透析により、除染後の廃液から硫酸と水
酸化ナトリウムを回収し、ウラン廃棄物の溶解に再利用できることがわかった。硫酸と水酸化ナトリウムの回収率は約 80％以上であった。なお、中和処理を行わず廃液中に金属イオンが含まれた状態で実施したため、廃液中の金属元素の約７割が回収液に移行した。

◇３テーマ全体を通した評価等
単位重量累積U吸着量(mg/g)

5.00
従来型１回目(ｶﾗﾑ)
従来型２回目(ｶﾗﾑ)
新型(ｶﾗﾑ)
従来型(ｶﾗﾑ模擬(試薬))
従来型(H16ﾊﾞｯﾁ)
従来型(ｶﾗﾑ模擬)

4.00
3.00
2.00
1.00
0.00
0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0

カラム通液中の累積U量(mg)

図-12ウラン飽和吸着容量確認試験結果

ｃ.ウラン吸着速度確認試験
通液速度 8, 3, 1ml/min の３ケースについて
カラム試験を行った。ウラン通過率とカラム通液量の関係曲線（図-13）は、通液速度 1ml/minの条件では S 字カーブを描き、通液速度が速い
3.8ml/min の条件に比べ、より多くの廃液を処理できることがわかった。バッチ式で４時間攪拌しながら処理することで、ウラン飽和吸着容12本技術調査では、ウラン廃棄物処分の安全評価に必要となるパラメータについても、わが国の環境に対応したデータを取得しており、これらは、処分システムの検討における基盤データとして有効に活用され得る。また、スラッジや焼却灰等一
般的には除染が困難な廃棄物の高度除染が可能な技術についての基礎データを取得しており、事業化への検討の選択肢として利用が可能である。なお、品質保証技術開発として実施している測定技
術開発は、ウラン廃棄物以外にも適用可能な技術であると考えられる。

3.余裕深度処分等に関する研究

３．余裕深度処分等に関する研究(1)余裕深度処分対象廃棄体の製作方法に関する研究
余裕深度処分対象廃棄体に求められる可能性がある安全要件等を考慮して、対象廃棄体の製作方法について検討した。

(3)放射性廃棄物処分に係る規格・基準策定基盤に関する調査研究
余裕深度処分の安全性確保の考え方について、海外事例との対比等により課題点を検討し、課題解決の方向性について試行検討した。

(2)Ｌ１廃棄物の廃棄確認方法整備に関する研究(4)余裕深度処分の安全評価手法の標準化に関Ｌ１廃棄体の合理的な廃棄確認方法を確立すする研究（その２）
余裕深度処分の安全評価の標準的手法の整備
るため、廃棄体製作方法、放射能濃度決定方法、に必要な検討として、余裕深度処分に係る人工バ
廃棄確認方法等の要件等を検討した。
リア及び天然バリアの評価の考え方及び海外の
注）ＬＩ廃棄物：余裕深度処分の対象となる廃棄物で、事例等について検討整理した。
原子炉内で放射化された金属廃棄物等を含む。

13

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究
１．高レベル放射性廃棄物処分
1-1 地質環境調査技術【高精度物理探査技術高度化調査（物理探査技
術信頼性確証試験）】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物地層処分事業（以下、地層処分事業）において、最終処分地の選定は段階的な調査を経て行われる。地表からの概要調査の段階では、様々な技術を用いて、広域における地形、水理、地質構造、地下環境等の調査、分析、評価を行うこととなる。物理探査は、概要調査以降の段階で重要な調査技術として考えられているが、適用の方法については、これまでの資源探査
や地盤探査とは異なる部分もある。本試験は、平成 12 年度から既存物理探査技術の地層処分事業への適用性を検討し、高度化開発により、より信頼性が高い情報が期待される技術として、電磁法
探査、弾性波トモグラフィ、地質構造モデリング技術を選定し、技術の高度化開発を進め計測装置
および解析ソフトのプロトタイプを製作した。また、これらの技術開発と並行して、地質環境調査
全体を俯瞰して調査技術と技術の反映先への貢献度を示す調査システムフローを作成したほか、次世代探査技術として先進的な調査技術の地層処分事業への適用性検討を行い、リモートセンシング
技術や石油資源探査分野の高度解析技術の適用性検討を実施した。
平成 16 年度から 18 年度は第 2 フェーズとして
これまでの成果を踏まえ、高度化開発した電磁法探査技術および弾性波トモグラフィ技術のフィー
ルドでの適用性や探査精度の確認、調査技術としての課題抽出・整理、また多様な地質環境に適用するための具体的な適用課題の抽出と解決方法について研究を進めている。
(1)高精度物理探査技術高度化
ａ.電磁法探査技術の高度化
陸域から水深 200 m 以浅の沿岸海域で海底下
深度 1 km までを連続的に探査可能な計測システ
ムを開発するとともに、縦型構造の断層等の解14析が可能な陸域 3 次元、海底 2.5 次元解析手法を確立した。
ｂ.弾性波トモグラフィ技術の高度化
伝播距離の長い（1km 程度を目標）高出力孔
内震源のプロトタイプを製作した。また、解釈技術として、結晶質岩中での断層構造の検出を目的としたフルウェーブトモグラフィ技術および、岩盤中の透水性状の把握を可能とする音響透水
トモグラフィ技術をそれぞれ確立した。
ｃ.地質構造モデリング技術高度化
地質構造モデルにおける不確実性を評価することを目的とした技術を開発した。
(2)次世代技術調査
平成 13 年度、14 年度の２年間において、石油資源探査分野の最新技術を調査し、岩石物理学による岩盤中の透水性把握に関する検討を行った。
また、リモートセンシング技術の最先端技術の調査を行い、概要調査及びモニタリングに関する本
技術活用方法のガイドライン案を検討した。
なお、本試験は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 高精度物理探査高度化調査（物理探査技術信頼性確証試験）報告書◇平成 17 年度の成果(1)電磁法探査技術の信頼性確証試験
既存の地質調査データに基づいて、開発した３次元電磁法探査技術の地質構造及び断層探査に関する探査能力を確認するために、昨年度に引き続き、日本原子力研究開発機構との共同研究により、北海道幌延町で原位置確証試験を実施し、取得データの３次元解析を実施した。
解析結果（図-1）からは、浅部では比較的地質構造に調和的な比抵抗断面が得られたものの、深部では周辺データより推定される地質構造とはやや異なり、地下水の塩分濃度に関連すると考えられる結果が得られた。平成 18 年度には更に広域かつ深部のデータを取得し、この差異が何に起因しているのか継続調査を実施する予定である。
米国カリフォルニア州パークフィールドでは、広域の大規模断層に対する探査能力を確認するために、米国地質調査所の電磁法探査データを補完する形で３次元電磁法探査を実施し、サンアン

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-1 地質環境調査技術）

ドレアス断層を対象とした確証試験を行った。
試験結果(図-2)から、浅部の新第三系、第四系
堆積盆の形状や先新第三系基盤岩（花崗岩）の形
状を示唆する結果が得られた。また、主要断層付
近では、縦型の比抵抗不連続が認められ、断層が地下深部まで及んでいることを推定できた。これらの試験結果から、地質構造では堆積岩よりも結晶質岩において既存の地質調査データと整合した結果が得られていることが認められた。

図-1

音響透水トモグラフ
ィ技術では、スイスのグ
リムゼル試験場でデータを取得し、岩盤中の透水係数分布を把握し、従来の透水試験結果をク
リギング法により補間して推定した断面と比較して、詳細な構造が推定できることを確認した(図-5）。

3 次元電磁法解析結果(幌延)P 波速度断面図-4

図-3

高出力孔内震源

密度断面

S波速度断面フルウェーブトモグラフィ結果

透水試験位置

-50

-100

-8.0
-150

図-2

3 次元電磁法解析結果(幌延)

-8.5
-9.0

-200

-9.5
-10.0

-250

(米国パークフィールド)

-10.5
-300

シアゾーン

-11.0

従来手法

-11.5

(2)弾性波トモグラフィ技術の信頼性確証試験
海中での音響特性試験を実施し、音響出力を改良した高出力孔内震源(図-3)のプロトタイプの弾性波伝播試験を米国テキサス州デバイン試験場にて実施し、中生代の堆積岩中で最大 400m の伝播能力を確認した。同試験場では、フルウェー
ブトモグラフィ技術の適用試験も実施し、従来技術では P 波速度分布以外の情報を取得するのが困難であるのに対して、本技術によって複数の物
性値分布(P 波速度、S 波速度、密度)を把握することができることを確認した(図-4)。

-350

-12.0
-12.5

-400

( 透水試験結果の補間

)

-13.0
-450

図-5
-500
0

50

100

透水トモグラフィ結
果と従来手法の比較

150

透水トモグラフィ結果<外部発表等>
1)吉村・大久保・山根(2006)：海底電磁法探査による伏在
断層や地下水理情報の取得可能性について,地学雑誌
2)吉村ほか(2006)：地層処分におけるフルウェーブトモ
グラフィ技術開発(その 2),物理探査学会春季予稿集

15

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究した模擬検討（既存の地質調査データを用いて調査システムフローに従って仮想的に地質環境特性◇事業の概要評価を実施してフローの妥当性を検討すること）
および国際レビューを実施し、平成 13 年度に試構
地質環境評価技術は、地層処分の事業化段階に築した調査システムフローの妥当性を検証した。
おける処分成立性検討において安全評価技術およ
また、塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩における模擬び処分技術と並ぶ重要技術であるが、多岐にわた検討の実施可能性について、既存情報の収集整理、る調査技術あるいは調査で得られる情報と、処分及びその論点・課題の整理を行った。さらに、地成立性検討に必要となる情報とを結ぶ、ジェネリ
質環境調査の「全体像と個別項目の相互関係の把ックな評価プロセスはまだ提案されていない。
握」を容易にし、その「追跡性」と「透明性」の本調査では、わが国の多様な地質環境条件を念確保の実現に向け、調査システムフローと関連情
頭に置きつつ、現地調査から処分成立性検討に必報を IT（情報技術）により可視化するシステムを要な情報評価までの複雑で多岐にわたる長期間の試構築した（図-1）。
調査・評価プロセスをロードマップ化した IT ベー
平成 16 年度からは「地質環境評価技術高度化調スの調査システムフローを得ることを目的とする。 査」として、平成 15 年度までの調査・研究成果をこれにより、地質環境調査に求められる、①情報踏まえて、以下を実施している。
の追跡性、②調査・評価の透明性、③合理的・効率的な調査・評価の実行、④専門家や関係者のコ(1)基本的な調査システムフローの整備
ミュニケーション（相互理解）、⑤処分の安全性の塩・淡水域（沿岸域）・堆積岩を対象として試提示などの要求に応えられることが期待される。
構築している調査システムフローの見直しを行
平成 13 年度は、「地層処分経済性向上調査/地層
い、地質環境評価シナリオを構築して実データに処分サイト評価技術確証試験」においては、まず、よる模擬検討を実施し、調査システムフローの信地点選定段階における地質環境特性評価で必要と頼性を向上させる。また、淡水域（陸域）・結晶なる評価項目を質岩および塩・淡水域（沿岸域）・堆積岩に対す
・ 地質環境の長期安定性評価
る調査システムフローをベースに、日本に分布
・ 性能評価・ 施設設計に分けて検討・整理し、調査・評価の考え方ならびに適用する調査手法（ボーリング調査、
物理探査、トレンチ調査等）や調査技術の詳細説明評価技術を整理した上で、調査から解析、評価に至る地質環境
評価のプロセスを調査システ
ムフローとして体系化した（図-1）。なおここでは、日本における代表的な地質環境として、淡水域（陸域）・結晶質岩と塩・調査データ
淡水域（沿岸域）・堆積岩を設
個別フローの詳細説明
定した。
平成 14 年度、15 年度は「地モデル化層処分技術調査等高精度物理
探査技術高度化調査」において、淡水域（陸域）・結晶質岩にお図-1 調査システムフローとその可視化システム
ける地下水流動評価を対象と【地質環境評価技術高度化調査】

長期地質安定

性能 評価

施設 設計

16

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-1 地質環境調査技術）

する多様な地質環境に対応する調査システムフローを構築、整備する。
(2)不確実性を考慮した地質環境評価技術の構築
調査システムフローに含まれる調査・評価に対する不確実性評価技術の適用方法を整理する。模擬検討を通してその適用性を確認するとともに、不確実性を取り扱い可能な IT システムとするための方策を検討する。
(3)IT ベースシステムの構築
これまでの可視化システムをベースに、構築した調査システムフローに基づいて、地質環境評価の計画・実施を支援するとともに、地質環境評価
全体（調査・評価の技術、プロセス、データ等）
を俯瞰可能な説明・コミュニケーションツールとしての IT システムを試構築する。
なお本研究は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等
価技術高度化調査 報告書◇平成 17 年度の成果

地質環境評とがわかった。
(2)堆積岩におけるニアフィールド地下水流動評
価
平成 13 年度に試構築した調査システムフローには地下施設への湧水量を直接評価するフローはないが、性能評価に関連して地下水流動の評価
フローがある。そこに必要な修正と項目・フローの追加をすることで今回の模擬検討の対象とす
る湧水量評価フローとした。このフローに沿って、地下水流動モデルの構築および立坑への湧水量に着目した数値解析を実施した結果、この新しい
フローのデータの流れが妥当であることを確認した。また、数値解析の結果から、岩盤の不飽和透水特性が立坑への湧水量に与える影響が大き
いことがわかったため、調査システムフローの個別フローに岩盤不飽和特性の原位置計測試験に関する記述を追加した。
(3)堆積軟岩における地下空洞等地下施設の設計
昨年度作成したデータセットを用いて設計用
岩盤物性の設定や設計条件の設定を行い、単設及び連設坑道での全応力解析を実施した。得られた坑道離間に対して、長期安定性評価解析及び熱伝
導解析を実施した。この結果、施設設計に関する調査システムフローの流れに沿って上記の設計検討に必要なデータ等の情報が得られることを確認した。また、設計検討の結果得られた知見か
ら、施設設計への影響度が高い因子を抽出し、調査システムフローの個別フローに反映した。

(1)沿岸域での地下水環境（塩・淡水）を考慮した
地下水流動評価
スウェーデンの Simpevarp サイトにおける地下水流動場の評価について、評価に伴う不確実性の観点から、SKB が採用した方法とは異なるアプ
ローチによるモデル化手法を用いて地下水流動評価の模擬検討を実施した結果、不確実性の取り(4)地質環境調査の説明ツールとしての IT ベース
扱いとして、このような代替的手法による評価がシステム活用の検討
有効であることがわかった。また、現行の調査シ
IT ベースの調査システムフローを用いて、地
ステムフローでは、このような異なるモデル化手質環境調査全体に関する模擬的な説明を試みた。
法によるデータの流れを表現していなかったた
また、想定した質問への回答を試みた。結果とし
め、両方のモデル化手法によるデータの流れを表て、地質環境調査の説明に調査システムフローを現するためにいくつかのボックスを追記した。
用いることで、受け手の理解だけでなく、説明側
また、NIREX によるセラフィールドでの地下水の説明の組み立ても容易にすることがわかった。
流動評価に関するデータを入手し、塩淡域・堆積
しかし、まだ少しシステムが煩雑であること、受岩環境における地下水流動評価の調査システム
け手とのインテラクティブな説明ができないこ
フロー全体のデータの流れを確認した。その結果、 となどの課題が明らかになった。
地下水化学の評価に関して、現行の調査システム
フローにおいて、「古水理地質学」、「鉱物の結晶化と溶解」の項目を追加することが必要であるこ17

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-2 処分技術【遠隔操作技術高度化調査】◇事業の概要を行い、現時点における最新技術の成立性、適用性、信頼性を表示する第 1 段階の技術メニューを整備した。また遠隔操作技術における人工バリアの品質確保の考え方及び処分場における遠隔操作
技術全体を対象とした処分システム構築に関わる
品質、安全の考え方についても検討を行っている。
平成 17 年度からは、研究の第 2 フェーズとして、第 2 段階の技術メニュー整備・拡充に向けた開発を実施している。
図-1 に本調査の検討範囲を示す。
なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。

高レベル放射性廃棄物地層処分場の操業段階で用いられるオーバーパックの遠隔溶接・検査およびオーバーパックと緩衝材の遠隔ハンドリング・定置に関わる遠隔操作技術について、技術調査、
適用性確認試験等を行い、その成立性、適用性、信頼性などを定量的に評価および表示するための幅広い技術メニューの整備を進めることを主たる(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 遠隔操作技
目標としている。
術高度化調査 報告書
このためまず、これらの遠隔操作が現有技術で成立可能かどうかを確認すること、および技術メ◇平成 17 年度の成果
ニュー整備における試験対象項目や試験パラメー
第 2 フェーズの初年度となる平成 17 年度は、平タを的確に抽出することを目的として、実規模モ
成 18 年度以降の研究を効果的かつ効率的に進めックアップ設備の概念設計を実施した。また遠隔るため、技術課題の抽出と試験計画の策定を実施
操作による人工バリア構築は、人工バリアシステした。具体的にはオーバーパックの溶接・検査技
ムの品質確保と密接に関係することから、遠隔操術について、封入部の設計、及び品質確保の視点
作及び人工バリアの品質について、地層処分の特からの技術課題を整理した。また、ハンドリング・徴である長期安全性確保の視点からも検討した。
なお本調査で前提となる人工バリアシステムは、 定置技術について、操業前後の工程や長期健全性との関係を視野に入れた遠隔操業システムの成立
基本的に地層処分研究開発第２次取りまとめで提性を示すために必要な技術課題の整理を行った。
示された概念に基づくものとした。研究の第 1 フ
これらの成果を基に平成 18 年度以降の調査、試験
ェーズとして、平成 12 年度にオーバーパックの溶計画を策定した。
接、検査技術、オーバーパックと緩衝材のハンド
リング・定置を対象として、遠隔操作設備の概念(1)遠隔溶接・検査装置の開発設計を行い、技術開発課題を抽出した。平成 13 年
ａ.封入形態の概念構築
度より抽出した技術開発課題に基づき、各技術に検討の前提条件として、オーバーパックの仕技術調査、適用性確認試験（基礎試験、要素試験）
様（炭素鋼単体オーバーパック、
チタン複合オーバーパック、蓋構［地上施設］
検討対象造など）、操業条件、作業条件にオーバーパック遠隔溶接・検査
人工バリア材料準備
ついて整理し、溶接・検査技術の検討条件として設定した。さらに、
廃棄体・人
廃棄体・人工バリア
工バリア遠隔これらの条件に基づき、オーバー［アクセス坑道］
操作全工程
オーバーパック・緩衝材の搬送
パックの形状と第 1 段階の技術
メニューを活用した溶接・検査技術とを組み合わせることによっ［処分坑道・処分孔］て、オーバーパック構造と溶接・オーバーパック・緩衝材の検討対象
検査技術との整合性を図った封遠隔ハンドリング・定置
入形態の概念を構築した。
図-1

18

本調査の検討範囲1.高レベル放射性廃棄物処分（1-2 処分技術）

ｂ.課題抽出示すような 13 項目に分類した。また抽出された構築された封入形態の各要素技術に対して、課題について、技術領域の観点からの分類、整溶接技術については、溶接技術自体、検査技術理も行った。
との組み合わせ、遠隔操作・システム化の観点
ｃ.試験計画の策定
で技術開発課題を抽出した。また、検査技術に課題を有する技術に対し、その重要度、共通
ついても同様に、検査性能、自然欠陥、システ
性（操業概念への依存性）及び適用性などにつム化などの複数の観点で技術開発課題を抽出しいて評価することで、課題解決の優先度を明らた。抽出した課題については、その重要度、難かにした。また、優先度の高い課題については、易度の評価とともに、各オーバーパック構造で開発方法、開発工程などについて具体的に検討共通する課題と、個々の技術、又はオーバーパ
し、試験計画として取りまとめた。
ック構造に依存する課題として整理を行い、第2 フェーズで取り組むべき開発項目として整理<外部発表等>
原子力学会英文誌(J.Nucl.Sci.Technol.) Vol.43 №2した。図-2 に炭素鋼単体オーバーパックに対す(2006) Long-term Integrity of Waste Package Final
る溶接技術の開発項目を示す。
Closure for HLW Geological Disposal,(Ⅲ)
ｃ.試験計画の策定
Applicability of Electron Beam Welding to Overpack
Final Closure
技術開発課題が抽出された技術については、その重要度などを評価し、
開 発 計 画要素技術の成立性に関わる課題とい 材質 オーバーパック
溶接仕様
技術った優先度の高い課題について、開発
実施
落とし蓋構造にＴＩＧ
適用性確認／実規模試験の試方法や開発工程などについて具体的 炭素鋼
済み
対する適用性
溶接
験結果から判断（t45mm) 確認試験（t190mm）に検討し、試験計画として取りまとめ
落とし蓋構造にＭＡＧ
適用性確認／実規模試験の試
対する適用性確認試験
溶接験結果から判断（t190mm）
デ
デ
シ
遠
た。
デス
デ隔
遠隔操作

要 素 技 術

技術調査

適用性確認

実規模

品質向上

システム

性能向上

／

リファレンスケース１（落とし蓋）

→

→

ＭＡＧ
溶接

実施済み
（t50,100,190mm)

平蓋構造に
対する溶接
能率向上

材 質 ：炭素鋼
溶接厚さ：190mm

図-2

ＥＢＷ

溶接欠陥対策
（スラグ
巻き込み)

）

実施済み
（t100,150,190mm)

）

ＴＩＧ
溶接

タ
テ
整
タム
備
整に
後
備関
・す
試
技る
験
術知
計
調見
画
査整
へ
備
反
映

、

、

リファレンスケース２（平蓋）

溶接欠陥対策(ボイド、
アンダーカット)

実施済み（t100,190mm)

溶接技術の開発項目例（平蓋構造/落とし蓋構造）

定置概念

課 題

建設

※緩衝材製作含む①操業環境の制御

地上製作/地下施工②操業環境の維持
縦置きハンドリング・定置

地上製造/地上施工

横置きハンドリング・定置

地上製造/地下施工
地下製造/地下施工⑤定置 ※地上製造/地上施工
処分坑道

横置き

地上製造/地下施工
地下製造/地下施工
閉鎖

地上製造/地上施工

⑬回収技術

③搬送

横置き

⑫初期品質・
長期性能確保地下製造/地下施工⑪異常時等の遠隔による影響削減・
修復・
回復

縦置き

⑩遠隔制御による安全監視・
検査・
診断

処分孔

⑦遠隔計測

ＥＢＳ構築
方式

⑥遠隔運転制御

処分方向

④定置 ※

処分位置

操業

(2)遠隔ハンドリング・定置装置の開発
ａ.操業形態の概念構築
処分施設の概念、人工バリア構成、
岩盤条件や操業条件などの操業環境、基本とする操業技術等の組み合わせによって考えられる操業概念、及びそれらの条件に適合する人工バリア仕様を条件として設定し、検討対象とす
る 9 ケースの操業形態の設定を行った。また、その操業形態を実現する各構成技術について、第 1 段階の技術メ
ニューを活用することで構築した。
ｂ.課題抽出構築された操業形態及び構成技術に対して、人工バリア品質確保に向けた技術的評価を建設、操業、閉鎖段階の観点から実施するとともに、操業システムとしての評価を人工バリア品
質、操業安全性、多様性等の観点から実施し、合わせて技術的な課題を抽出した。さらに、抽出された課題について、定置概念と工程に基づき図-3 に

タ
操
整
タ作
備
整に
後
備関
・す
試
技る
験
術知
計
調見
画
査整
へ
備
反
映

ＥＢＷ

（ ー
ー

（ ー
ー

材 質 ：炭素鋼
溶接厚さ：190mm⑧定置後の緩衝材品質確保⑨ニアフィールドの改良・修復

図-3

ハンドリング・定置技術の技術課題（13 項目）

19

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【人工バリア特性体系化調査】◇事業概要を検討する。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。また、(2)は独立行政法人 日本原子力研究開発機構（旧核燃料サイクル開発機
構）との共同研究として実施している。

高レベル放射性廃棄物の地層処分に用いられる(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 バリア機能
オーバーパックの溶接・検査技術について、現在、
総合調査－人工バリア特性体系化調査－報告書
施工面からの検討が「遠隔操作技術高度化調査」
で行われている。これまでに同調査（平成 12～16◇平成 17 年度の成果年度）においてオーバーパックに適用可能な複数の溶接プロセスが提示されたが、これらの技術の(1)溶接及び腐食に関する情報収集・検討
成立性を評価するためには地層処分後の長期健全
オーバーパックの製作方法を整理し、それぞれ性、即ち溶接部の耐食性に関する知見が必要不可の方法に適した鋼種をリストアップし、製作性、欠である。本調査は、このような背景から、オー
機械的特性及び耐食性の観点からの評価・検討を
バーパックを模擬した溶接部の耐食性評価試験を行った。実際にオーバーパックに使用するにあた
通してその長期健全性を評価すると同時に、関連っての課題や問題点も整理した。この結果を基に、情報の収集と技術の成立性を確保するための各種
過去の溶接試験等で検討してきた鋼種（SFVC1 や手法の検討も併せて行い、オーバーパックに適用
SF340）について既往文献の調査結果を基にした可能な溶接技術の妥当性を提示することを目標と評価を行ったところ、いずれもオーバーパック材
している。
料として妥当なものであることを確認した。
本調査は平成 16 年度から開始したもので、主に溶接部を対象とした以下の調査を行うものである。
(2)耐食性評価試験
平成 16 年度に策定した計画に基づき、「遠隔操(1)溶接及び腐食に関する情報収集・検討
作技術高度化調査」で製作した TIG, EBW, MAG（計オーバーパックや溶接部の腐食挙動に関する3 種類）の溶接試験片を用いて、次の 4 項目の試
過去の研究成果等を収集し、分析・整理する。特験を実施した。
に、オーバーパックに関しては過去の研究の経緯① 不動態化挙動と腐食形態調査や溶接部で留意すべき問題点（例えば残留応力に② 酸化性雰囲気での浸漬試験
よる応力腐食割れ等）、溶接部については特有の③ 応力腐食割れ感受性調査
腐食現象に着目して調査する。オーバーパックの④ 還元性雰囲気での浸漬試験
溶接性や耐食性との関係が深い炭素鋼の鋼種のその結果、試験片の腐食挙動が溶接方法及び部選定の考え方に関する検討も行う。
位（溶接金属、熱影響部、母材）によって異なる様子がしばしば認められた。
(2)耐食性評価試験①②④の試験では TIG 及び MAG の溶接金属で不「遠隔操作技術高度化調査」で製作した溶接試
動態域での腐食の進行（図-1）や選択的な腐食を験片等を用いて母材と溶接部の比較・評価を目的受ける傾向（図-2）が認められた。この挙動は緩とした腐食試験を行う。(1)での結果を基に試験衝材（ベントナイト）の有無や試験溶液の組成に計画を策定し、地層処分後を想定した条件での母よらず概ね共通していた。要因分析等による検討
材と溶接部の腐食挙動を比較し、長期間健全性をから、TIG 及び MAG の溶接金属で特徴的な腐食挙評価する。
動が現れた原因の一つに溶接で使用した溶加材（溶接ワイヤ）の影響が挙げられる。類似研究に(3)溶接部品質検討
基づく評価によると、これらの溶接金属の腐食量
耐食性の評価に資するため、材料科学の視点
は現時点ではオーバーパックの長期健全性を直から溶接部の性状（金属組織、成分等）を詳細
ちに損なう値ではなかった。しかし溶接部の長期に調査する。また溶接部で問題となる溶接残留
的な腐食挙動は明らかでないため、今後データの応力について、その解析・評価手法と低減対策

20

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-2 処分技術）充実をはかり、詳細な調査・検討を行う予定である。
③の応力腐食割れ（SCC）感受性では炭素鋼がSCC 感受性を示す高濃度炭酸塩溶液中で低歪速度引張試験を行い、母材と溶接部に発生した SCC のき裂を比較した(図-3)。その結果、SCC の形態は材料の金属組織に強く依存し、微細な組織ほどき裂は進展し難くなる傾向が認められた。溶接影響
で炭素鋼の SCC 感受性が増加する現象は認められなかった。本試験では SCC 感受性を比較するため、意図的に高濃度溶液を使用したが、実際の処分環境は 1 桁～2 桁以上低濃度の状況にあると予想される。今後、より実際の処分環境に近い条件で試験を実施し、母材と溶接部の SCC 感受性の詳細な調査・検討を行う予定である。
(3)溶接部品質検討「遠隔操作技術高度化調査」で製作した溶接試
験片を対象に、溶接部の耐食性に影響する材料因子（化学成分、金属組織、硬さ、結晶粒径等）についての調査を実施した。平成 16 年度に実施した TIG 及び EBW の調査に引続き、平成 17 年度はMAG の溶接試験片を調査した。その結果、TIG 及
び EBW と同様に、MAG でも金属組織学的な違いや材料の化学成分の違いが母材と溶接部の間で確認されたが、現時点では明らかに耐食性に悪影響を及ぼす因子は特に認められなかった。また、TIG,
EBW と比較しても、耐食性において問題となる点は特に認められなかった。

-0.6mm+0.1mm

(母材)

（溶接部）

（母材）

(a) TIG 溶接試験片

(母材)

（溶接部）

（母材）

(b) 電子ビーム溶接試験片
図-2

浸漬試験後試験片の表面形状（人工海水（空気吹き込み）、80℃、90 日、脱スケール後）

100μm(a) TIG 溶接試験片 母材

10000

2

電流密度 [μA/cm ]

1000

TIG母材
TIG熱影響部
TIG溶接金属・１
TIG溶接金属・２

100μm

100

(b)TIG 溶接試験片 溶接金属

10

図-3

1
試験溶液：0.005M NaHCO3-0.005M Na2CO3
試験温度：80℃
0.1
-1000

-500

0
電位 [mV vs. SCE]

500

図-1 TIG 溶接試験片のアノード分極曲線

1000

SSRT 試験後の試験片破面近傍断面写真（1M-NaHCO3+0.5M-Na2CO3 溶液、80℃）<外部発表等>
オーバーパック溶接部の耐腐食性評価に関する研究-Ⅱ（日本原子力研究開発機構との共同研究報告書）

21

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【人工バリア材料照射影響調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア材料であるガラス、炭素鋼には放射性核種の閉じ込めという長期にわたる健全性が要求されている。材料の照射影響評価、すなわち照射損傷の定量的予測は照射試験片の破壊力学的手法に基づくものが一般的であった。しかし地層処分の特徴である長期性の視点からは、照射による材料の微視的構造変化を観察して本質的な材料劣化のメ
カニズムを把握すること、並びに劣化の程度の予測手法を整備することが求められる。本研究は、陽電子消滅法という照射による材料の微視的構造変化である格子欠陥(照射欠陥、微小析出物)を正確に把握する測定技術を確立し、測定データを蓄積すると共に照射損傷に関する理論計算を行って計算結果を検証することで、材料の寿命予測モデ
ル構築のための基礎を確立することを目指している。
なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等
材料照射影響調査 報告書

人工バリア◇平成 17 年度の成果
平成 17 年度は平成 16 年度までに整備した測定装置－同時計数ドップラーブロードニング測定装
置、電子スピン共鳴装置(ESR)、微小硬度計、２次
元角相関装置、低速陽電子ビ－ム測定装置等－、
３次元アトムプローブを用いて炭素鋼等、ガラスの照射試験片について照射欠陥、照射誘起析出物の測定を進めると共に、理論計算を実施した。
(1)照射試験片の測定
ａ.炭素鋼及びモデル合金
Fe-Cu モデル合金中に Mn、Ni、P を別々に添加した Fe-Cu-X３元系モデル合金、およびこれ
ら全てを添加した 5 元系モデル合金を材料試験
炉（JMTR）で照射し、Cu ナノ析出物形成や照射硬化に対する各元素の添加効果を調査した。特に本年度は、陽電子消滅法に加えて、局所電極型３次元アトムプローブを用いて、析出物の数

22

密度、寸法分布等をより定量的に評価した。その結果、Mn, Ni, P の添加により、Cu ナノ析出
物が微細化し、数密度が高くなることを定量的に明らかにした。また、Mn 添加により、非常に大きな照射硬化が生じることが分かった。そして、Fe-Cu、Fe-Cu-Ni、Fe-Cu-P のモデル合金では、Cu ナノ析出物が主に硬化に寄与していることが明らかとなった。一方、Mn を含むモデル合
金では、Cu ナノ析出物以外にも照射硬化をもたらすものが存在することが確認された。その候補であるナノボイド（空孔クラスター）や転位
ループについて陽電子消滅測定および電子顕微
鏡観察を用いて調査したが、Mn を含むモデル合
金では、これらはほとんど存在しないことが認められた。従って、Mn 添加による照射硬化は、
3D-AP や電子顕微鏡でも観察困難な超微小の析
出物や転位ループなどに起因する可能性が高い
ものと判断された。また、モデル合金中の陽電子拡散の評価として、拡散に対する不純物原子の影響として、不純物がないときはフォノン散乱の寄与が大きく温度の平方根に反比例するのに対して、不純物が多いときは温度の平方根に比例することを明らかにした。
ｂ.ガラス
各種モデルガラスの照射欠陥として、SiO2 に網目形成酸化物である B2O3 を加えた、SiO2-B2O3
系モデルガラスを作製し、照射欠陥について調
べた。B2O3 のモル濃度が増えるにつれて、照射欠
陥の回復温度が低くなった。B2O3 中の照射欠陥は室温よりもかなり低い温度から回復が始まることが、液体窒素温度照射によりわかった。照射
欠陥形成に伴う構造サブナノ空隙のサイズ変化はなかった。また、SiO2 に網目修飾酸化物である Na2O を加えた SiO2-Na2O 系モデルガラスを作製し、照射欠陥について調べた。Na2O のモル濃度が 20%から 40%に増えると照射欠陥の生成量が半分以下に減り、照射欠陥形成に伴う構造サ
ブナノ空隙のサイズ変化は認められなかった。
一方、放射性廃棄物モデルガラスの照射欠陥に関しては、室温および液体窒素温度照射でも観測できなかったことから、照射による欠陥が入りにくいと考えられ、核分裂物質の閉じ込めに対する有効性が示唆された。

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-2 処分技術）

は、核分裂物質の閉じ込めに有効であると考えら
れる。
2
Fe-Cu
Fe-Cu-Mn
Fe-Cu-Ni
Fe-Cu-P
Fe-Cu-Ni-Mn-P

Ratio to Pure Fe(2)分子動力学シミュレーション、及び鉄中の銅ナノ埋め込み粒子とガラス中の陽電子状態の第一原理計算
分 子動力 学(MD)シミュレ ーショ ンか らは、
Fe-Cu モデル合金中の Cu 原子の拡散係数の活性化エネルギーは 2.53eV となる。これは 854℃から 902℃での実験値 2.69eV とよく一致している。
また、原子空孔機構での拡散は複空孔効果や Cu
濃度依存性の影響はないことが示された。
Cu ナノ埋め込み系の陽電子、電子状態の第一原理計算法として、新たに電子運動量密度分布に関して Wannier 関数を用いる方法を開発し、実験から求まる２次元角相関運動量分布（2D-ACAR）の Smearing を用いてナノ埋め込み粒子の寸法を求める方法を完成させた。

1.5

1

0.5
0

10

20

30

40

PL [10-3m0c](3)長期予測に対する課題

図-1

中性子照射した Fe-Cu-X モデル
合金のドップラーブロードニン
グ広がり(CDB)比率曲線

1600K

1400K

1200K

1000K

Cu (1V、Fe-1%atCu)
Cu (1V、Fe-2%atCu)

10-7

2

Diffusion Coefficient (cm /s)

炭素鋼などの鉄鋼材料について、Cu 析出物に関する陽電子消滅、及び３次元アトムプローブ観察における低照射速度・長期照射と高照射速度・
短期間照射の比較からは、加速照射では問題とならないような積算線量でもそれが長期間にわたる場合には、極低線量率下の熱時効効果を考慮しておく必要、すなわち極低線量率の長期間照射の照射影響評価の重要性が明確に示唆されている。
また冷間圧延加工に伴う Cu ナノ析出物の形成促進に対しても注意が必要である。例えば、
Fe-1wt.%Cu モデル合金では、400℃で数日の熱処理を行っても Cu ナノ析出物は全く生じないが、20%冷間加工を行った後では 200℃、30 分の熱処
理で約 1nm の直径の Cu ナノ析出物が生じていることから、冷間加工にともなう欠陥や転位導入によってもナノ析出物形成が促進されることに留意すべきである。
ガラスについては、放射性廃棄物模擬ガラスにおいて照射による常磁性欠陥成分は廃棄物模擬
ガラスには存在しないかもしくはかなり少量であること、低速陽電子ビームによるプロトン照射
損傷領域での結果などからも、電子線やプロトン照射によって導入される欠陥濃度は存在してもかなり低いものと考えられることから、ガラスにおいては照射による欠陥が入りにくいと考えられる。また、各種モデルガラスにおいて照射前後
で空隙サイズに変化がみられなかったことより、放射性核種包含サイトであるガラスの構造空隙

Pure Cu

10-8

10-9

Fe (1V、Fe-1%atCu)
Fe (1V、Fe-2%atCu)
1.1

1.2

1.3

1.4

1.5

T /T

1.6

1.7

1.8

m

図-2

原子空孔機構による Fe 原子、
Cu 原子１個当たりの拡散係数（MD シミュレーションによる）23

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-3 性能評価技術◇平成 17 年度の成果(1)性能評価に関する基礎情報の収集及び整理・分析◇事業の概要ａ.性能評価に関する調査
フランス及びカナダにおける最新の性能評価
地層処分における従来の性能評価では、想定さ報告書をデータベースに整備するとともに、諸れる事象の複雑さや評価期間の長期性のために保外国で実施されている性能評価の概要(処分概
守的なモデルが採用されているが、近年の国内外
念、シナリオ、データ、評価結果等)を体系的にでの処分研究の進展に伴い、より現実的なモデル
整理、分析した。
が必要になると考えられる。本調査では、より現ｂ.性能評価レビュー等に関する調査
実的な性能評価を可能とする技術を開発するため、性能評価報告書に対するスウェーデン及びフ
以下の３項目を実施した。
ィンランドの規制機関が作成したレビュー報告(1)性能評価に関する基礎情報の収集及び整理・書を基に、性能評価上の課題や問題点を整理し分析た。また、昨年度に調査した FEP に関する項目
海外で実施された性能評価に関する情報を収
のうち、
「臨界」、
「放射線分解」等に関する最新集し、性能評価の現状を体系的に整理するととの主要文献を収集し、概要を整理した。
もに、総合情報調査で整備しているデータベースに合わせて整備する。
(2)現実的性能評価技術の開発(2)現実的性能評価技術の開発
ａ.処分場及び近傍の詳細評価技術の開発
より合理的な性能評価を可能とする現実的性
既存の安全評価に含まれる過度な保守性を排
能評価技術を高度化するとともに理解促進技術
除するため、処分場及び近傍での地下水の流れを開発する。
や核種の移行を詳細かつ現実的に評価すること(3)天然及び人工バリアの長期安定性に関する科が可能な解析技術を開発することを目的とし、学的調査･研究
以下の検討を実施した。
ナチュラルアナログ調査研究を実施し、天然①着目すべき現象や評価技術に関する調査・整理
及び人工バリアの長期安定性に関する確信を高日本、スウェーデン、フィンランド、スイめると共に安全論拠への展開を図る。
ス、米国の計５ヶ国について水理・物質移行【性能評価技術高度化】

平成 14 年度は性能評価に関する課題を抽出し、重点的に研究を行うべき項目として「①処分場及び近傍の詳細評価技術の開発」、「②ガラス固化体
近傍の詳細評価技術の開発」、「③性能評価の情報化技術に関わる調査検討」を選定した。
平成 15 年度及び 16 年度は、海外の性能評価報
告書や、地層処分において考慮すべき現象である
FEP(特質、事象、プロセス)、性能評価技術に関する情報を収集、整理するとともに、①～③について、モデル化や適用可能性等について検討した。
なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 性能評価技
術高度化報告書（第１分冊）性能評価に関する情報の収集及び整理（第２分冊）現実的性能評価技術の開発（第３分冊）多重バリア長期安全性調査

24

に関する性能評価技術の調査を行った。その結果、ほとんどの国々では物質移行解析が 1次元モデルを用いて行われていることが判明したため、処分場スケールの物質移行解析を行う上での開発課題として、２-３次元の解析を行うことが挙げられた。このような解析を実現するため、代表的な 4 種類のモデル化方法（1 次元流線モデル、3 次元パーティクルト
ラッキング、3 次元有限要素・差分法、マルチスケールモデル）について、それぞれの特徴を検討・整理した。
②処分場及び近傍の評価のためのマルチスケー
ルモデルの３次元体系化に関する検討
マルチスケールモデルの３次元体系化を目的として、マルチスケールモデルの支配方程式を導いた。また、修正したプログラムを利用して、処分場スケールの物質移行計算のデ

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-3 性能評価技術）

モ計算を実施した。
現実的な処分場環境条件（地下水流動場、及び人工バリア構成）をマルチスケールモデ
ルに取り込むために必要なコンパートメント
からの核種移行確率を求めるための開発課題を検討した。また、廃棄体 3 体から構成される処分場の 3 次元モデルについて、コンパー
トメントモデルと移流拡散解析コードによる物質移行の比較計算を実施し開発課題を抽出した。
1 .0 0E+ 0 2

析を具体化し、ガラス固化体の溶解挙動等のバリア機能に生ずる変化をシミュレーションする手法の開発を目的として以下の検討①オーバーパック/ガラス固化体近傍での破壊・変形挙動の解析手法の調査・検討
ガラス固化体の破壊挙動として、ガラスの熱冷却時の破壊、オーバーパック変形によるガラスの破壊を FDEM 法を用いて評価した。
この結果、オーバーパックの全面開口とガラスの全面接液という従来の性能評価の仮定が極めて保守的なものであると推定された。

1 .0 0E+ 0 1

1 .0 0E+ 0 0

1 .0 0E- 0 1

1 .0 0E- 0 2

1 .0 0E- 0 3
移 流拡 散コード
VRコード

1 .0 0E- 0 4

1 .0 0E- 0 5

1 .0 0E- 0 6

1 .0 0E- 0 7

1 .0 0E- 0 8

1 .0 0E- 0 9

1 .0 0E- 1 0
CASE0 1

CASE0 2

図-1

CASE0 3

CASE0 4CASE0 5

CASE0 6CASE0 7

CASE0 8CASE0 9

物質移行計算結果の比較③処分場及び近傍を対象とした評価技術開発のための計画立案
H18 年度の開発課題として以下を抽出した。
・ 廃棄体スケールの物質移行計算において、拡散による輸送と移行確率を計算できる機能を取り入れる。
・ 放射性崩壊を取り込む方法を検討して、処分場スケールの物質移行計算コードを
開発する。

図-3

最大応力による変形・破壊時の割れ目開口幅（ガラス固化体）②ガラスの溶解・変質層形成に関する現象解明
モデルの高度化
ガラスマトリクス構造と整合的な格子構造を表現でき、シリカやナトリウム以外の元素(ホウ素)の溶解挙動を適切に表現することが可能でありナノスケールモデルと整合性ある
メゾスケールモデルを開発した。

図-4
図-2

3 次元処分場体系における地下水流路（イメージ図）ｂ.ガラス固化体近傍の詳細評価技術の開発
ガラス固化体の変形、破壊あるいは変質等の変遷過程に関する力学－化学連成現象の数値解

ガラスに含まれる元素の初期配置

このメゾスケールモデルは、既往のメゾス
ケールモデルで得られている結果及び種々の組成のホウケイ酸ガラスについて行われた浸出試験の結果を再現することが示された。
また、メゾスケールモデルを補完的に用いることにより、巨視的モデルの説明能力の向25

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究上が期待できることが示された。
③破壊・変形及び化学的変質に係る実証試験の可能性評価
ガラス固化体近傍の挙動理解に関する課
題・不確実性をリストアップした。これらを、「潜在的重要性」及び「試験の実現可能性」の判断指標から評価して、ガラス固化体近傍の挙動を理解し、ガラス固化体の長期性能を評価する上で、実証試験によって優先的に問題解決を図ることが有効であると考えられる
課題・不確実性を抽出した。
④ガラス固化体スケールを対象とした解析技術開発のための計画立案
微視的スケール（メゾスケール／ナノスケール）による新たな解析は、ガラスの溶解・変質の素過程に関する情報を提供するという視点から、巨視的スケールのモデルを補完する手法として有用であることを指摘し、それら異なるスケール間でのモデルを整合させてゆくことを今後の方向性のひとつとして示唆した。
ｃ.安全性を説明するための論理構造に関する理解促進技術の開発
地層処分の安全性の論理構造をわかり安く説明することを目的とし、安全機能や保守性に着目した説明の仕方を検討する上で、安全機能のひとつであるガラス固化体の溶解挙動を例に、説明及びそのためのツール案を作成した。
(3)天然及び人工バリアの長期安定性に関する科学的調査･研究
地層処分システムの長期安定性に対する信頼性向上を図る上で、ナチュラルアナログ及び天然現象に関する既存研究の体系的な調査及び解析を行ない、天然類似事象の科学的研究を地層処分
における安全性の論拠として活用するための具体的方策等を検討した。
ａ.既存のナチュラルアナログ情報の整理と分類
ナチュラルアナログに関する国内外の既存研
究成果を調査し、重要な研究成果についてわが国への適用性を含めて分析・整理を行なった。
ｂ.ナチュラルアナログ情報の適用とその限界の検討
既存のナチュラルアナログ研究のうち、重要と思われる 6 つのプロジェクトを選定し、その26

背景、研究対象、主要な成果を専門家の意見も取り入れ科学的に分析することで、わが国への安全論拠としての適用の限界を明確にした。
ｃ.課題設定と課題解決に向けての方策案の検討
精密調査地区選定の段階で必要と想定される
安全論拠の階層構造を出発点として、今後わが国で優先的に実施すべきナチュラルアナログのテーマと可能性のある調査地点への要件を設定した。優先的に実施すべき重要なナチュラルア
ナログのテーマは以下の５分野である。
・変動事象（例えば断層活動）の地質構造安定性への影響評価・深部地下水の安定性（主として化学特性）評価
・沿岸域での気候等の環境変動に対する生物圏と地圏とのインターフェースへの影響評価
・ベントナイトとセメント系材料の相互作用評価
・セメント系材料の周辺岩盤への影響評価
ナチュラルアナログの事例研究として、①変動
帯地質環境での断層活動等に伴う割れ目形成と長期安定性に関する研究、および②原始・古代の鉄製品の腐食と土中環境の対応性に関する研究を行った。
①では、変動帯地質環境での断層活動等に伴う割れ目形成と長期安定性に関する研究の一環として、今後の地層処分の実施段階に向けた必要性という観点も念頭に置きつつ、割れ目形成や断層運動の影響および安定性について、特に阿寺断層を例として検討した。その結果、短い割れ目の密度が断層に近づくほど増加する傾向が認められた。
また、断層運動によって、何らかの化学的影響範囲が、断層岩類が分布する幅である約 50m 程度にまで及んでいることがわかった。
②では、鉄製品の錆化・腐食と鉄製品を包含していた土壌の諸因子との関係を明らかにすることを目的に、平成 17 年度は鹿児島、徳島、大阪で調査を行い、古墳時代、古代、中世にわたる時代の資料を分析した。その結果、鉄器の腐食状況と土
壌の腐食性の間に明確な相関関係は見つけられなかった。これについて、実際の埋設環境としての土壌雰囲気を計測するためには、原位置計測など、出土後の酸化等の影響を排除した計測方法を適用したほうがよいことがわかった。

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-3 性能評価技術）【地球化学バリア有効性確証調査】◇事業の概要

握できるようにまとめる。また、アクチノイド真性コロイドの生成については、既に発表されているデータの他に、無機及び有機物質への放射性核種の収着に関する熱力学や反応速度に関するデータを収集し、評価する。

放射性核種が土壌や岩石等、地質環境中を移行する際には収着／脱着、新鉱物相の形成、コロイ
ドによる移行等、様々な現象が複雑に関与して起(3)現地と実験室での研究こる。高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全性
現地では、原位置での地下水の化学的性質測定、評価の信頼性を向上させるためにはこのような複採取した地下水試料の微量ろ過と限外ろ過、天然
雑な現象の理解度向上が必要である。本研究では、懸濁物質の分析、ろ液中及びフィルター上の放射放射性核種で汚染されたロシアのサイトにおける性核種総濃度の定量、コロイド性物質とアクチノコロイドに起因する核種の移行に着目し、様々なイドの結合強さの特性研究等を行う。また、実験
放射性核種に関する地下水起源コロイドによる移室では、連続抽出(Miller 法)によるプルトニウム
行挙動を現地研究、室内実験研究及び理論的な研水酸化物重合体の化学特性研究、Fe-オキシ水酸化
究を組み合わせて総合的に検討し、コロイドによ
物への単体プルトニウム水酸化物及び重合した水る核種移行への影響や、コロイド輸送に関わる地
酸化物の等温収着の研究、特性のよくわかってい球化学的地質環境条件等を評価する。併せて、ロるフミン酸と重合プルトニウム水酸化物との錯体
シアのサイトで取得された有機物コロイドに関す生成平衡の研究などを行う。
るデータを評価するためにアクチノイド有機錯体の安定性についての検討を行う。このようにして(4)理論モデルの開発
地質環境中での放射性核種移行のコロイド輸送現
データ収集と併行して自然環境での放射性核種象に関する情報を蓄積し、現象の理解度を向上さ
及びコロイド挙動の概念モデルを構築する。まず、せることによって、地層処分バリア性能評価の信
既存のデータに基づき、コロイドによる放射性核
頼性向上に資することを目的とする。
種移行の概念的なモデルを検討する。次ぎに、現本研究においてロシアの汚染されたサイトでの状での理解のもと、コロイドの特徴や生成過程を
放射性核種のコロイド輸送に係る研究データ等は、 コントロールしているプロセスモデルを検討する。
ISTC （ 国 際 科 学 技 術 セ ン タ ー ） プ ロ ジ ェ ク ト
No.3290 “ Evaluation of the Groundwater(5)コロイド生成データの評価
Colloidal Migration of Radionuclides from
上記の研究情報に加えて、現地調査等で得られGeochemical Viewpoint”として、ロシアの研究機
るコロイド特性に関するデータを解析し、一般化
関（ベルナッキー地球化学・分析化学研究所：するための基礎的検討を行う。
GEOKHI、鉱床地質学、岩石学、鉱物学及び地球化
最終的にはこれらの研究成果を総合して、コロ学研究所：IGEM)が取得するものである。
イドによる核種移行への影響やコロイド輸送に関
本研究の実施概要は以下のとおりである。
わる地球化学的地質環境条件等を評価し、地層処(1)研究サイトの選定と当初計画の検討
放射性物質で汚染されたロシアのサイトの地質、汚染状況などのデータを収集し、研究目的に適するサイトを選定する。さらに、当該サイトでの地下水の採水・分析などの計画を検討する。
(2)既存データの収集
ロシア国内から提供されるプロジェクトの研究目的に沿った現在利用可能なデータを収集し、汚染問題の現状（特に PA “Mayak”サイト）が把分システムの天然バリア性能評価の信頼性向上への貢献を評価する。
平成 10 年度から平成 16 年度までは、ISTC プロ
ジェクト No.1326「アクチノイドを含有する放射性廃棄物の深地層処分のための地質学的、地球化学的条件の評価」に基づいて以下の成果を得た。
(1)地層処分システムでは種々の元素が共存するので、共沈、酸化還元反応等によって影響を受ける可能性がある。そこで、ウランと共存するアクチ

27

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

ノイド水酸化物・酸化物の溶解度を調べた。その結果、混合価数型 U(IV)/U(VI)及び Np(IV)/Np(V)の水酸化物の溶解度は、U(VI)あるいは Np(V)の含有量が増えるにつれて直線的に増加するが、ある程度を超えると（10～20%以上）増加しなくなる。
U(IV)-Pu(IV)水酸化物及び U(IV)-Np(IV)水酸化
物の U と Np 溶解度の増加の要因は、各々U(IV)とNp(IV)の部分的酸化による可能性が示された。
(2)アクチノイド核種の岩石への収着の不可逆性及び岩石自体の持つ地球化学的なバリア機能を評価することを目的として、バッチ実験で、アクチノイドの容器壁への吸着、粒径、共存イオン、脱着速度、pH の効果、炭酸濃度の効果を詳細に測定した。その結果、Am と Pu の収着・脱着速度の測定から速い成分と遅い成分の存在が明らかになった。また、コロイド成分の影響が認められないこと、岩石試料や単離鉱物へのコロイド成分が保持されないことが分かった。コロイド成分へ収着した Am と Pu が収着試験時にコロイド成分から脱着し、岩石試料と鉱物に収着することについて説明できた。収着の強さは黒雲母 > 長石 > 石英の順であることを認めた。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等
リア有効性確証調査 報告書

地球化学バ◇平成 17 年度の成果(1)ISTC プロジェクト No.1326「アクチノイドを含有する放射性廃棄物の深地層処分のための地質学的、地球化学的条件の評価」で得られたデー
タによる核種移行予測の可能性
ISTC プロジェクト No.1326「アクチノイドを含有する放射性廃棄物の深地層処分のための地質学的、地球化学的条件の評価」の成果を今後の放射性核種のコロイド輸送の評価へ適用する観点からレビューを行った。
(2)放射性核種移行の研究に適するロシアのサイ
トの選定
研究の目的はアクチノイドなどの放射性核種のコロイド輸送機構の解明であるので、そのためにはコロイドの分画とそのフラクションごとの28

放射性核種の存在形を確認する必要がある。そのためには、低い濃度のアクチノイドの存在形が分画過程で予備濃縮なしに測定できるレベル（濃度）でなければならない。このような目的に沿うサイ
トとしてロシアの“Mayak”生産連合（PA “Mayak”）
を選定した。このサイトではテチャ（Techa）川沿
いに設置されたリザーバー（再処理工場から発生する液体放射性廃棄物を投棄した天然または人工の池）廃液系、カラチャイ湖（ロシアの基準の中レベル放射性廃液を投棄したリザーバーV-9）サイ
トの地下水、東ウラル放射能トレース(EURT)（PA“Mayak”から大気中への放出により生じた汚染地
帯）の土壌等を含んでいる。放射化学的及び地球
化学的組成に関する多量の文献データはカラチャ
イ湖近辺の地下水について得られる。文献データ
では、ウラン、ネプツニウム及びアメリシウムの地下水中での濃度は、それぞれ、数 mg/L、数μg/L
及び 0.1～100 Bq/L に達しており、アクチノイドを含む放射性核種の存在形の研究にとって問題はないことが示された。
(3)研究サイトにおける地質学、地球化学及び放射性核種による汚染状態に関する既存データの収集
PA"Mayak"が位置している南ウラル地域の地質
学的、植生学的、地球化学的特性、さらに気候学的特徴に関する以下のデータを収集した。
• 放射性気体とエアゾールの放出、固体放射性廃棄物処分場近くの土壌中における放射性核種の水平方向への移行に関するデータ• カラチャイ湖地域の地下水系中における放射性核種移行に関するデータ• リザーバー系に沿う表層水による放射性核種移行に関するデータ
利用可能な公表データに基づいて、カラチャイ湖
近くの地下水系への放射性核種の浸透システムに関する結論を示した。カラチャイ湖水の化学組成と放射性核種の組成が提示された。カラチャイ湖の高密度汚染水が放射性核種の拡散を促進していると考え、それらの高い濃度(ベータとアルファ線の放85
射能はそれぞれ 2.6×10 Bq/L と 6.5×10 Bq/L に達する)は放射性核種移行のメカニズム及びコロイドによる放射性核種輸送の概念的モデルを開発する研究のための条件を持つと考えられる。
当該地域の非汚染地下水の特性データに関して収集しただけでなく、特定サイトの主な岩石及び

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-3 性能評価技術）

造岩鉱物のタイプについて考察した。最近 10 年
間の汚染水の拡がりに関する地球化学的調査データが収集・解析された。地下水の地球化学的特性がカラチャイ湖からの距離によって大きく変化することが示された。塩含有量及び酸化電位が高い弱酸性の地下水移行フロントは湖の近くで形成される。汚染地下水は希釈されるにつれて、pH は増大し、鉱物含有量及び Eh は減少する。これらのデータに基づき、研究対象として 3 つの領域〔：あまり希釈されていない(硝酸塩イオン 40～20 g/L)、適度に希釈されている(20～0.1 g/L)
及び大きく希釈されている(硝酸塩イオン 100mg/L 未満)〕条件から地下水の採水孔井を選んだ。
これらの孔井から予備的に採水し、その化学的及び放射化学的な分析を行った。
(4)地下水の有機物質と核種との錯体安定性に関する基礎的検討
ロシアのサイトにおいて、アクチノイドのフミン酸錯体による移行挙動を調査する予定である。
しかし、腐植生成物から生じるフミン酸などの組成は、複雑で調査結果の解釈には補足的なデータが必要であると考えられる。本章では、この補足的なデータとして有機物コロイドの影響評価に不
可欠な核種と有機酸（有機配位子）との安定度定数を、配位子構造及び官能基の系統性、類似性を考慮して取得するとともに、安定度定数の系統的な変化について熱力学的に解釈するための新たなモデルを用いて検討する。
本年度は、溶媒抽出法により得られた錯生成定
数βを統一的に解釈するため、官能基及び架橋鎖の各フラグメントに分解するモデルを構築した。
このモデル解析により得られたパラメータ収束値を用いて、多座カルボン酸錯体のβを計算したところ、構造が類似したものはその文献値との良い一致を見たものの、配位子によっては、実験値か
ら大きくずれる場合があった。今回のモデルをさらに広範囲な有機酸に対する錯生成定数の確認・予測に用いるために、場合によっては配位の制限
やその他の相互作用についても考慮することが必要であると考えられる。

3/94
3/28

Basin no.2

227/70

2/94

K-108

221/70-0.4

2/28
230/70217/70

20

38/70

16/68

66/68

2/68
1/69

Ash dump no. 2

8.5 0

50

100 150 200 250 300

1/89

1/89

174

133
2/89
133

40

50

2/89

9/68

60

43/78
28/62
176
173 20/62
4/90

70

209
13 15 14

L. Ulagach

Eh, mV
8.0

65/68

3/68
8/68

pH

174

1/89

2/89

41/77
9/62 5/68
63/68
64/68
10/68

14/68

7.5

207/70Depth, m

I

1.2 7.030225/70L. Karachai
1/95

0.8

133

36/70

39/70

32/70

0.4

174

K-113

156/70Basin no.17

2/95

O2, mg/l

K-107

41/70

31/70

0.0

10

Basin no. 10

I’

Water intake of Novogornyi settlement80

L. Irtash
Chelyabinsk

B-3

Lake
Kyzyltash
(B-2)

B-4

図-2

Techa R.
Resevois
Lake Karachai(B-9)

Study Area

B-10

B-17

観測孔井の地球化学的検層結果（深さと酸素濃度、pH、Eh の関係

Lake Tatysh
R. Mishelyak

Lake Ulagach
0

図-1

2.5

5.0

7.5

10.0 km

Mayak サイトの Karachai 湖の観測
孔井配置図

29

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-4 制度化・社会対応技術【モニタリング機器技術高度化調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物の地層処分は本質的に「受動的(passive)」な安全確保の概念に立ち、処分場閉鎖後の人間の管理を必要としないことが原則となっている。しかし、「安全性にかかわる社会的信頼性の醸成」の観点から、制度的管理の有効性が国際機関において明示的に認められるようになってきた。わが国においては、2000 年、IAEA 第
38 回総会において、制度的管理を含む放射性廃棄物管理の安全に関する基本原則を定めた「使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条
約」に加入している。さらに、平成 18 年には廃棄物安全小委員会（総合資源エネルギー調査会、原
子力安全・保安部会）より「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(案)」
報告書が公開されている。このように近年、処分場開発プロセスの柔軟性、段階的アプローチの必要性が議論され、その中で制度的管理の役割が積極的に位置づけられるようになったといえる。
本研究は、地層処分における制度的管理のうち、モニタリングと記
録保存について、国及び関係機関がそれらの実施方策
及び計画等を検討する際の判断材料を整備することを目的に平成 12 年度より調査研究を行っている。
モニタリングについては、国及び関係機関等が、高レベル放射性廃棄物の地層処分事業におけるモニタリ
ングの位置づけ、実施方策及び計画等を検討する際の判断材料を整備することを目的に、国内外の処分計画に関連したモニタリングの実
施・計画状況の調査、既存技術の調査、適用性について検討し、平成 16 年度に技術報告書としてまとめた。さらにモニタリングの目的と既存技術との連関を体系的に整理した技術メニューの整備を実施している。
記録保存に関連しては、地層処分における記録の長期保存の位置づけとその実施制度に向けた課
題の整理、記録保存システムとそこに適用する保存のための技術の調査・研究を実施している。
なお、本研究は、経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 モニタリン
グ機器技術高度化調査 報告書（その１）地層処分モニタリングシステムの調査（その２）地層処分記録保存システムの調査◇平成 17 年度の成果(1)処分モニタリングシステムの検討
技術メニューの整備に関しては、モニタリングの個々のデータから処分場及びバリアシステムの挙動について、どう理解・解釈を行うか、目的
分類との関連性を考慮しつつ、処分場構成要素

図-1 技術メニューの全体構成（赤の囲みが解釈の部分）

30

1.高レベル放射性廃棄物処分（1-4 制度化･社会対応技術）（人工バリア、ニアフィールド、ファーフィール
モニタリングへの適用に向けた技術検討を行な
ド、生物圏）ごとに検討を行い、追跡性・透明性う（図-3）。
を考慮した構成内容を検討した（図-1）。この構成に基づき、これらの解釈の詳細を階層的に検索できる IT 化のための検討を実施した。今後は、個々のモニタリング情報に関するダイヤグラム
を整備しつつ、メニューの試活用選択肢を念頭にモニタリング目的に応じた技術の選択肢を効率受信機的に提示できるシステムを目指す。
センサ＋送信機
計測技術に関しては、長期にわたるモニタリン
グの信頼性とロバスト性の面からの実用化の見通
し、フィールドでの適用状況についての広範な調査に基づき、FBG 方式の光ファイバセンサに着目し、室内での性能確認試験を開始した(図-2)。本
図-3 モニタリングと地中無線通信のイメージ
技術は光ファイバの内部に複数の微小なセンサ部を有することで同時多点計測が可能である。ま(2)地層処分記録保存システムの検討
た、計測部とデータ伝送を兼ねていることから計
記録保存に関する制度的検討に資する調査と測対象への擾乱影響の低減も期待される。今後は、して、国内の公文書管理法に向けた様々な動向
国内外の地下研究施設等におけるファイバセン
や文書管理の考え方や具体的なシステムに関す
サ計測システムのフィージビリティ検討を進める情報収集を行うとともに、フランス公文書館にていく。
保存された La Manche 廃棄物処分センターの記録
保存実施の理由となった委員会勧告について調査等を実施した。更に、地層処分に関する記録を長期間、高い信頼性を維持した状態で保存するための記録媒体の材料、耐久性評価手法等については、従来より継続して開発を行ってきており、SiC（炭化ケイ素）へのレーザ刻印技術の、長期耐久性を定量的に評価するための試験データ取得とそれに基づく長期耐久性評価のための検討を実施し、当該技術が、長期の記録保存が可能な技術
図-2 FBG 光ファイバセンサの原理
オプションの一つとなりうると判断した。今後は、（温度や圧力等の変化による格子間隔の変化を検出）
これらの成果を踏まえ、制度及び技術的見地からの記録保存システム構築に資する検討を実施し地中無線通信技術については、地中からのモニていく。
タリング計測データを送る際に、ケーブルを設置することによるバリア機能への影響（地下水のみ<外部発表等>1)原環センター技術報告書「地層処分にかかわるモニタ
ずみち形成）を低減出来る技術として開発を進め
リングの研究－位置付け及び技術的可能性－（平成16ている。昨年度までに、スウェーデンのエスポ島
年9月）」, RWMC-TRJ-04003.
地下施設において深部岩盤中での無線通信を実2)IAEA (2005): Feasibility study of monitoring and its
証し、その結果を用いて低周波電磁波伝播に関す
technology for geological repositories,
る考察を行なった。また、送信機の材質や形状等
Proceedings of International Conference on theと通信効率との関係を調査し、必要な通信距離、
Safety of Radioactive Waste Disposal,
機器の大きさ等が設定された場合における通信
IAEA-CN-135/61.
3)日本工業「検査技術」（2005年9月） 地中無線伝送装置の設計を行なうための基礎的知見を整備しを応用したモニタリング技術
た。今後は精密調査段階での実証等で実施される
31

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究◇事業の概要超ウラン核種を含む放射性廃棄物（以下、TRU
廃棄物）の地層処分では、廃棄体容器や金属廃棄物の腐食、廃棄物に含まれる有機物の化学・微生
物分解等により発生した水素・メタン等の気体（以下、ガスと総称）の蓄積により、バリアシステム
性能等に影響を与えることが懸念されている。
そこで本研究では、TRU 廃棄物の地層処分概念の検討や性能評価の信頼性向上に資することを目的として、スイスのグリムゼル試験場において現実的な地質条件下に TRU 廃棄物のサイロ型処分場を模擬した試験施設を構築し、人工バリアと周辺
岩盤中のガスの移行挙動に関する試験・評価を行っている。
本研究は図-1 に示す研究フローのように、原位
置試験、室内試験、解析検討で構成されている。
図-2 に原位置試験施設の概要を示す。施設は破砕帯（シェアゾーン）を含む花崗閃緑岩岩盤内に掘削された、高さ約 4.5m、直径約 4m の空洞内に、直径 2.5m のコンクリートサイロ（上部にガスベン
トを設置）とベントナイト系緩衝材（ベントナイ
ト 20％、珪砂 80％）から成る人工バリアシステム、
その上部に砂礫埋戻し材、そしてコンクリートプ
ラグから構成されている。試験は、人工バリアシ
ステムを水で飽和させ、コンクリートサイロ内に窒素ガスを注入し、人工バリア中を移行させる手順で実施している。表-1 に研究スケジュールを示す。平成 9 年度に試験施設の設置場所の選定と試験計画を立案し、平成 10 年度にアクセス坑道と図-2 に示すような岩盤空洞を掘削した。平成 11 年度から平成 12 年度にかけ、空洞周辺の岩盤の水理特性を調査し、人工バリアシステム建設と各種センサー設置及び上部の埋め戻しを行った。平成 13
年度にコンクリートプラグを構築し、人工バリアシステムへの加圧注水による人工的な飽和を平成
14 年度後半まで実施した。その後、平成 15 年度末にかけてガス移行試験を行い、平成 16 年度には人工バリアシステムの特性調査（解体調査）を実施し、原位置での調査を終えた。そして平成 17 年
度は、原位置試験で得られたデータについて精査
し、ガス移行モデルの見直しと一連の試験過程の32(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術調査 人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価 報告書

原位置試験

室内試験

解析検討

試験位置の選定及び地質調査
計測機器の選定及び作動確認

解析手法の調査
・２相流
・２相流＋力学連成

サイロ空洞掘削と周辺岩盤調査（周辺岩盤のデータ取得）

人工バリア、ガスベントの材料特性選定解析モデルの構築

人工バリアシステムの構築

施工予備試験
人工バリアシステムの飽和

人工バリア、ガスベントの材料特性評価

予測解析
解析モデル
の見直し

人工バリアシステムへのガス注入試験結果に基づき解析結果の評価人工バリアシステム特性調査

人工バリアシステムと周人工バリアシステムと周辺岩盤の機能の評価
辺岩盤の機能の評価

ガス移行に適用できるモ
ガス移行に適用できるモデルの評価／検討
デルの評価／検討

解析モデル高度化に向けた解析モデル高度化に向けた
データセットの取得／整備
データセットの取得／整備

人工バリアシステムの設計や人工バリアシステムの設計や施工へのデータの取得
施工へのデータの取得

試験成果の一般化・処分システムへの展開

図-1

研究フロー図花崗岩

プラグ

水／ガスの移行

アクセストンネル

3.0m
m
3.0

【人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価】

解析評価を実施した。
なお、本試験は経済産業省の委託により実施しているものである。

埋め戻し材

ガス注入

コンクリート
サイロ
ガス

ガス移行

施工打継目

4.5m
m
4.5

２．ＴＲＵ廃棄物処分

ベントナイト混合土

ガスベント

Φ4.0m
シェアゾーン

図-2

原位置試験（スイス・グリムゼル
試験場）施設の概要図
表-1
年度

実施内容

研究スケジュール
H9

H10

H11

H12

H13

H14

H15

H16

H17

H18

試験計画
試験位置の選定及び地質調査
解析検討
試験空洞掘削と周辺岩盤の特性調査
室内試験
人工バリア建設
人工飽和試験
システム透水試験
ガス注入試験
人工バリアシステム特性調査
総合評価◇平成 17 年度の成果
解析評価の一環として、サブタスクモデル化検討の枠組みにおいて、人工バリアシステムの構築
から解体までの原位置試験を再現し得るモデルの

2.TRU 廃棄物処分

評価の観点から、一連の計測データを用いたモデ
ル化解析の結果についての比較検討を実施した。
比較対象とする二相流解析コードは、TOUGH2、
CODE_BRIGHT、GETFLOWS、MHERLIN、Rock Flow の 5
コードである。
モデル化解析の相互比較に当たっては、人工バ
リアシステム解体時の各計測機器の作動確認と再校正により、取得データの偏差を修正したデータセットを基に、間隙圧力、含水量、応力挙動等について計測値と解析値との整合性についても精査を実施した。
(1)取得データの精査
人工バリアシステム構築時等に取得した砂ベントナイト系緩衝材の特性は、解体時や別途実施
している TDR カラム試験（図-3）や室内試験による補足・追加調査のデータを参考に補正した。密度に関しては、緩衝材に混入した硝酸鉛（第 8～10 層）に対する感度試験によって約 1％（約30.1g/cm ）のオフセットが認められ、補正の結果、密度検層で大きな値となった硝酸鉛を含む層は、含まない他の層と顕著な差異がないことが確認された（図-4 参照）。

ステム構成要素のモデル化に関して、埋戻し部から周辺岩盤に至る
水やガスの移行が人工バリアシステム内の圧力に依存し、埋め戻し部頂部のガスの蓄積は埋め戻し部の圧縮性に著しい影響を及ぼすことや（TOUGH2）、解析結
果と計測値との整合性を高めるために岩盤－
緩衝材－サイロ間のそ 図-3 TDR 円柱供試体試験
れぞれの境界において透水特性の増加を要する（TOUGH2、GETFLOWS）など、ガス移行挙動の概念モデルの構築において有意な知見を得た。同時に、異なる構成要素とその材料特性が複雑かつ広範であることや、材料特性や飽和度の変化に対するガス移行挙動の感度などに起因して、高度なモデル化、解析技術の適用と幾度かの再解析の実施を必要とした。

(2)モデルの比較と評価
図-5 にサイロ内部圧力と各解析結果を対比した図を示す。Rock Flow については早期での圧力上昇が解析されるとともにその後の原位置試験
期間中での低い解析値を示しているが、殆どのモデルにおいて解析値は計測値と一致している。
このように、全体として、各モデルとも飽和及びガス注入段階の間隙圧力挙動、体積含水量、応力の応答について概ね良好に再現された。今回の検討を通じて、一連の原位置試験を再現し得るシ
1000
900
800

埋戻し部

Pressure (kPa abs)

第１３層

第１０層
～
第８層

700

図-4

砂ベントナイト系緩衝材密度の較正例

サイロ内部圧力
CODE_BRIGHT-caseA
CODE_BRIGHT-caseB
GETFLOWSMHERLIN
Rockflow
TOUGH2

600
500
400
300
200
100

第１層
コンクリートサイロ

01/01/2002

図-5

01/07/2002

01/01/2003

01/07/2003

01/01/2004

01/07/2004

サイロ内部圧力と各解析結果対比図

33

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究◇事業の概要TRU 廃棄物の地層処分における人工バリアシス
テムは、セメント系材料とベントナイト系材料を併用することが考えられている。これらの材料は地下水成分及び各バリア材料からの浸出成分との作用により長期的に変質し、人工バリアの特性に影響を及ぼすことが懸念されている（図-1）。本確証試験は、TRU 廃棄物処分施設における人工バリ
ア材料の長期変質挙動について、地球化学的反応の観点から、より現実的な長期性能評価手法を開発し、確証試験等との比較から解析手法の信頼性の向上を図ることを目的としている（図-2）。
本確証試験は平成 14 年度から検討を開始し、初年度は人工バリアの変質とそれに伴うバリア性能への影響に関する既往知見の調査と、変質シナリ
オの整理及びこれをベースとした予備変質解析を実施し、人工バリアの長期挙動評価に関わる課題
を抽出・分類した。またこれらの課題に対して、試験による現象解明・データ取得及び解析手法の高度化の両面から、長期挙動評価の信頼性を向上させるための全体計画を策定した。
平成 15 年度からは、セメント系材料並びにベントナイト系材料の変質現象の確証試験及び両者が接触した複合系での相互影響確証試験を実施している。また、これまでの変質解析において考慮されていない事象の影響や、試験結果との比較による解析の再現性の検討及び現状の知見に基づいた処分システム全体での変質挙動評価を実施している。さらに関係者間でのコンセンサス形成を目的として、変質に伴う影響の相互関連に基づきながら、既往の知見を階層的に整備・電子情報化する
ともに、変質シナリオの整理を実施した。
なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処技術調査 －人工バリア長期性能確証試験－
報告書◇平成 17 年度の成果
人工バリア材料の長期変質挙動評価の信頼性向上を目的として、セメント系材料及びベントナイ
ト系材料の変質試験及び解析的検討を実施した。
(1)セメント系材料の長期性能確証試験
水和発熱に伴うひび割れ発生の低減等、施工上の観点から使用される可能性が高いフライアッ
シュセメントを現実的なセメント系材料として選定し、溶解・変質挙動を把握する浸漬試験を実施した。粉砕したセメントをイオン交換水や降水系地下水に浸漬した試験では、変質解析と整合し、既存のモデルがフライアッシュセメントに対して適用できることを確認した。また海水系地下水に対しては、解析での再現性に課題が残されており、Al や Si を含む二次鉱物の詳細確認を継続することにより、多様な処分環境で適用できるモデルの開発を実施している。
ひび割れ近傍での変質挙動を確認するため、普通ポルトランドセメントを用いた通水試験を実施した。ひび割れへの通水による物質移動によって、閉塞する傾向が認められ、今後ひび割れ閉塞の条件を整理する予定である（図-3）。また、降水系地下水に浸漬していた人工構築物から、長期材令のコンクリート試料を採取し、その特性の評価を開始した。
変質挙動の理解

充填材

セメント系材料
セメント系材料

支保工- -モルタル
モルタル- -コンクリート
コンクリート

緩衝材

ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ系材料
ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ系材料

構造躯体-ベントナイトケイ-ベントナイトケイ

TRU廃棄物処分の人工バリアシステムの概念図

砂混合
砂混合

セメント系材料
セメント系材料

ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ系材料
ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ系材料

妥当性検討

セメント系材料とベントナイト系材料の相互作用

変質挙動の理解

ナチュラル
アナログ

物質移動
現象

カップリング

妥当性検討

試料サイズ：
Φ50mm×20mmH・時空間的挙動・鉱物的、物理的特性の変化

B C
浸漬液
浸漬液
相互影響確証試験の概念図（B:ベントナイト，C:セメント）

3.0
2.5
2.0
1.5
1.0
0.5
0.0
0.00 0.02 0.04 0.06 0.08 0.10
表面からの深さ（m)

図-2

0y
1y
20 y
40 y
60 y
80 y
100 y
導水路側壁
放水路越流堰

数十年以上経過したコンクリートの変質状況の調査と解析結果の比較

人工バリア材変質解析の信頼性向上
人工バリア材変質解析の信頼性向上

人工バリアの特性変化
人工バリアの特性変化

34

地球化学的
反応

実験

長期変質挙動長期変質挙動長期変質挙動長期変質挙動図-1

数値解析

Ca/Si (-)

【人工バリア長期性能確証試験】

変質解析の信頼性向上のアプローチ

2.TRU 廃棄物処分互関連図やマトリクス表を詳細に作成し、またそれらの設定根拠を明確にした。また整理した結果に関しては電子情報として移行しシステム化した。

(2)ベントナイト系材料の長期性能確証試験
ベントナイト系材料の主要鉱物であるスメク
タイトのアルカリ環境での溶解・沈殿挙動を確認する試験を実施した。これまでに知見が取得されていない比較的低い pH（11～12 程度）条件において、促進変質試験を実施した。その結果、高濃度の Na がゼオライト化（アナルサイム化）に関与しうることが確認され、熱力学的に予想された反応が実際に生起する可能性を示した。
またセメント環境下でベントナイト中に生成する可能性のある二次鉱物（CSH ゲル）を精製・分析する技術として、重液分離法及び選択的な溶解法を組み合わせた手法を開発し、さらにスメク
タイトの層間イオンの影響を排除することにより、定量精度を向上させた。

<外部発表等>
IAEA 「 放 射 性 廃 棄 物 処 分 の 安 全 性 に 関 す る 国 際 会
議 」 :Contributed papers(2005/10/3 ～ 7) Study on along-term alteration of engineered barrier materials
閉塞
Ca

Ca

S

(3)人工バリア相互影響確証試験
セメント系材料とベントナイト系材料とを接触させた試料を用いて浸漬試験を行い、界面近傍での変質現象の進展を確認する長期試験を実施した。本年度は海水系地下水に浸漬した試料の分析を実施し、セメント系材料ではエトリンガイト
やフリーデル氏塩の生成を（図-4）、ベントナイ
ト系材料ではセメントからの Ca の浸入を確認した。また両材料において、電子線回折からは非晶質物質の形成が認められ、CSH ないし Si のゲルの生成が示唆された。

20mm

Si

Mg
透水方向
Mg

S

図-3

ひび割れ試料の EPMA 観察結果

Portlandite
Ettringite
Freidel salt

(4)人工バリア材の変質解析
確証試験と変質解析の比較を実施し、解析結果の妥当性の確認を実施した。現状の解析によって、

図-4 接触試料のセメント系材料部での XRD 測定結果
（海水系地下水。下方がベントナイトとの界面近傍）

浸漬変質試験のイメージ
セメント試料：
未変質部
変質部

変質試料の
分析

Ca/Al

Si/Al

S

浸漬液との
接触位置

Cl

Mg

浸漬液
試験体系を考慮した数値解析
100
元素分布（mol/l-total)

固相中での元素分布や液相への浸出成分の濃度等の分析データについて、化学的な変化傾向を再現できることを確認した（図-5）。ただし、解析の方が試験よりも変質が促進された状態で再現されるケースもあり、時間的な変質領域の変遷を精度よく予測するための開発課題が示された。
(5)人工バリアの変質シナリオの整理
人工バリア変質に関する知見を集約、体系化を継続して実施
し、セメント系材料の変質に関する知見の整理、変質影響の相

Si

10
1
0.1

0mm

15mm
5mm
10mm
浸漬液との接触面からの距離

元素分布： 低 ← → 高5mm

浸漬液との接触位置
地球化学的反応に基づく変質解析結果

図-5

Na
K
Ca
Mg
C
S
Cl
Al
Si
O

セメント変質試料の元素分布の分析結果(EPMA)

セメント試料の浸漬試験と変質解析との比較（バルク試料、海水系地下水）35

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【ヨウ素固定化技術調査】◇事業の概要
再処理施設の操業に伴い発生する廃銀吸着材に含有されるヨウ素 129（以下、I-129）は、半減期が 1,570 万年と非常に長く、また、人工バリアや岩盤等への収着性が低いため、地下水移行中での減衰は地下水流速等の地質環境条件の影響を受けやすいことから、TRU 廃棄物の地層処分の安全評
価において、被ばく線量に大きな影響を及ぼす。
そこで本調査では、地層処分における被ばく線量の低減が可能であり、さらに長期性能評価において不確実性が小さく、経済性の観点からも有効
なヨウ素固定化技術を開発し、我が国の幅広い地
質環境条件に柔軟に対応することのできる処分技術を提言することを目標としている。
ここでは、以下に示すステップにより開発を行っている。
①固定化技術の調査ならびに開発計画の策定
我が国において開発中の各種ヨウ素固定化技
術、必要な前処理技術、さらにヨウ素固化体の物性、ヨウ素の長期保持性能の評価方法に関して、開発の現状を調査、整理する。これらに基づき今後高度化すべき開発課題を摘出し、合理的な技術開発計画を策定する。
②固定化技術高度化試験
技術開発計画に基づき、模擬廃銀吸着材を用いたヨウ素固定化技術、前処理技術の開発を行い、その各固化体に対し、浸漬試験等に基づく固化体特性データの取得により長期性能評価モ
デル構築及び高度化を行う。
本調査では、平成 18 年度までの開発目標値を①固化体からのヨウ素放出期間 10 万年以上(I-129の最大線量を現行よりも約 1 桁低減可能(特に地質条件が悪い場合)なヨウ素放出期間に相当)、②
ヨウ素固化処理プロセスにおけるヨウ素回収率
95％以上(2 次廃棄物を低レベル放射性廃棄物以下に区分出来るヨウ素回収率)として開発を進めている。平成 12 年度には国内で実施されているヨウ素固定化技術を調査し、その結果に基づき 7 つの技術について開発計画を策定し開発を進めた。平
成 16 年度にはヨウ素放出抑制能と固化処理プロセスの成立性を中心に評価を行い、5 つの技術に

36

絞り込みを行った。
今年度は、岩石固化技術、AgI ガラス固化技術、及びセメント固化技術については長期性能の明確化と全体固化処理プロセスの検討(実用的な固化
体サイズの検討等)の開発を行い、また BPI ガラス
固化技術及び合成ソーダライト化技術については固化体性能を定量的に示すには至っていないため、ヨウ素放出機構を把握するための各種試験を継続実施した。その結果、固化体の長期性能或いはヨウ素放出機構に関する知見を深めることが出来た。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術調査 ヨウ素固定化技術調査 報告書◇平成 17 年度の成果(1)岩石固化技術
固定化処理技術開発では、AgA 岩石固化処理条件について調査を行い、処理圧力 175MPa、処理
温度 900℃の条件で固化処理することで高い稠
密性(真密度比 90％、連続した空隙の存在する可能性が低いことを Cs 圧入試験により確認)及
4
2
び高い機械的特性(一軸圧縮強度 7.5×10 N/cm )を有する AgA 岩石固化体の作製が可能であることを確認した。
全体処理プロセスの検討では、実用化に向けた試験及び解析の一環として、AgA 岩石固化体のスケールアップの検討試験において、従来の小型固化体サイズ(100cc)の 8 倍容量(800cc)の大型固化体を作製した（図-1）。

図-1

AgA 岩石固化体(800cc)の断面

その結果、従来と同様の固化処理条件(175MPa、900℃)で小型固化体と同様の特性(真密度比4293％、一軸圧縮強度 12×10 N/cm )を有する長期2.TRU 廃棄物処分

健全性に期待出来る大型固化体の作製が可能であることを確認した。
(2)AgI ガラス固化技術
固化体の長期性能評価では、AgI 層の詳細分析
及び評価を実施した。2 種類の溶液(純水或いはNaCl 溶液)中での静的浸漬試験(28 日)後の固化体について走査電子顕微鏡(SEM)(図-2)-エネル
ギー分散 X 線分析(EDX)やオージェ電子分光分析(AES)及びラザフォード後方散乱分光分析(RBS)を用いて固化体表面に形成された AgI 層の分析を実施した。純水系での AgI 層の厚みは約 1μmであり、Ag/I 比は約 2 と Ag が過剰であること、また P の存在割合は低いことが確認された。過剰Ag の化学形態は Ag2O 及び Ag と考えられる。NaCl
溶液系での AgI 層の厚みは 100～500μm であり、AgI 層の上部には厚さ 100μm 程度の AgCl 層が形成されており、ガラス母材から AgI 層及び AgCl
層に Ag が移行するものと考えられる。
AgCl層
AgI層

ガラス母材

AgI層

ガラス母材

図-2

AgI ガラス固化体の表面層(上：NaCl 水溶液系、下：純水溶液系)(3)セメント固化技術
固化体の長期性能評価では、ヨウ素の収着機構を詳細に把握するためにイオン交換反応確認試
験等を実施した。同試験では、ヨウ素イオン（I-）
或いはヨウ素酸イオン（IO3-）溶液を用いてヨウ素収着用セメントの破過曲線を取得し、ヨウ素収
着用セメントに対するヨウ素収着量を評価した。
ヨウ素収着量は、化学形態に依存して変化する（ IO3- ＞ I- ） こ と が 示 さ れ 、 IO3- 形 態 で は 約
1.0mmol/g-セメント、I-形態では約 0.01mmol/g-

セメントと評価された。また、鉱物変遷にも違いが認められた(図-3)。
IO3-

I-

I-溶液通水AFmが固相に残存

図-3

IO3-溶液通水針状結晶の生成(AFm→AFt変遷)

イオン交換試験後の鉱物(左：I 溶液系、右：IO3 溶液系)

(4)BPI ガラス固化技術
透過電子顕微鏡(TEM)観察及び STEM-EDS による元素マッピング像から BPI ガラス固化体は非晶質であり、ヨウ素及び主要元素が均一分散していることを確認した。ヨウ素放出抑制機構の把握を目的に表面層厚さと浸漬期間の関係を調査したところ、表面層厚さと浸漬期間の平方根に線形性はなく、比較的早期から表面層厚さは 40～70μm 程度でほぼ一定であることを確認した。ヨウ素は表面層形成の初期段階から表面近傍に濃集することを確認した。
(5)合成ソーダライト化技術
固化体の長期性能評価では、ソーダライトの溶解挙動を把握するために溶解挙動確認試験及び二次鉱物促進試験等を実施した。溶解挙動確認試
験では、ソーダライトの溶解挙動について、想定される処分環境全般にわたり単純な溶解度モデ
ルの適用は困難であり、Si 及び Al のアモルファ
ス成分としての二次鉱物の生成を考慮した溶解平衡モデルを構築する必要があることを確認した。二次鉱物促進試験では、高温環境(150℃)下での溶解試験(28 日間)を実施し、合成ソーダラ
イトの 2 次鉱物としてアナルサイムの生成を確認出来た。
天然に存在する塩素ソーダライトの熱力学データと上述結果を活用しヨウ素放出期間を算出したところ、環境条件により変動するが、2 万年～8 万年程度の期間を期待出来ると評価した。今後は合成(ヨウ素)ソーダライトの実測データを反映した評価を行う必要がある。

37

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【放射化金属廃棄物炭素移行評価技術調査】◇事業の概要(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術調査 放射化金属廃棄物炭素移行評
価技術調査 報告書

◇平成 17 年度の成果
放射化金属廃棄物中（ハル・エンドピース）に含まれる C-14 は、TRU 廃棄物地層処分における被ばく評価の重要な核種となっている。これは廃棄物から放出される C-14 の化学形態が有機物であるため、天然バリアへの収着性が低く、移行の際に遅延効果が期待できないと考えられているからである。C-14 に関する研究は、これまで主として電力共通研究、原環センター自主研、国の研究の一部等で実施されてきたが、その TRU 廃棄物地層処分の方策に対する具体的な解決策（技術オプション）を提示するには至っていない。
本調査は、これまで行われてきた諸研究の成果を集約するとともに、C-14 の放射化金属廃棄物か
らの放出挙動、及び金属の腐食挙動との関係、放出 C-14 の化学形態、有機 C-14 の無機化、さらに収着挙動をそれぞれ明らかにする。また、以上を体系的に解明することで、被ばく評価への影響低減に対する有効で現実的な技術オプションを提示することを目標としている（図-1）。

(1)国内外の放射化金属廃棄物中の C-14 の挙動等に関する現状調査
C-14 の安全評価上への寄与について、C-14 イ
ンベントリやバリア材特性等の前提条件を第 2
次 TRU レポートと等しくした解析を行った。その結果、最大被ばく線量を基本ケースより一桁程度低下させるためには、金属母材からの放出率の一桁程度の低減が必要とされた。既往研究による放出率は短期間の浸出試験によるものであり、現実的な放出率を得るためには、より長期の浸出試験が必要となる。このため本試験においては、30ヶ月以上のデータ取得を目標とした（図-2）。また、現在瞬時放出として取り扱われている酸化皮膜についても、皮膜中の C-14 濃度や浸出挙動を把握し、浸出率を取り入れた現実的な評価が必要であると考えている。

60【赤色】√tプロットで120ヶ月：0.3250
浸出量(Bq)

現行傾き：1.0とした場合【ピンク】9ヶ月と11.5ヶ月の2点の傾き：0.13

40
30

領域
したいデータ
本研究で取得20

目標：現行の1/10の傾き

10
0
0

50

100

150

試験期間(ヶ月)

図-2

図-1

放射化金属から放出される C-14 移行挙動

さらに、TRU 廃棄物地層処分の事業化に向けて、重要核種となる C-14 について性能評価の信頼性の向上を目指し、特に長期浸出試験を実施することで、C-14 放出データの取得・整備を行い、処分後長期間におよぶ現象のより正確な把握を目指している。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。

38

C-14 の浸出挙動

生体を構成する炭素は生物圏ではより複雑な挙動をすると考えられる。生物圏における安全評
価上の取り扱いについて諸外国の事例を調査した。その結果、諸外国においても、C-14 の生物
圏評価に特別な取扱いを考慮していない現状であった。しかし、生物圏モデル等の検討も必要と考えている国があることも確認された。
環境中での移行に関する知見の調査では、C-14が低級有機炭素として放出された場合、生分解に関与する微生物影響が大きいことが分かった。最2.TRU 廃棄物処分

終分解生成物は好気条件で二酸化炭素、嫌気性ではメタンとなる。地球化学的知見からは、地球規模での炭素循環は 1 億年オーダーの地質的循環と数百年オーダーの生物的循環に大別できた。
(2)C-14 の放出挙動検討
放射化金属廃棄物からの C-14 の放出挙動検討のため、BWR 模擬ハル試料の性状調査を行った。
試料断面の金相観察の結果より（図-3）、酸化皮膜の厚さは一定ではなく、クラッドの付着も確認された。
模擬ハル試料の内面皮膜を研磨により除去した後、縦軸圧縮により外面皮膜を剥離させ回収した。皮膜、ジルカロイ母材それぞれ溶解後、C-14
濃度を測定した（表-1）。C-14 濃度の既往データとの比較を図-４に示す。PWR、BWR ともに燃焼度が高いと、模擬ハル試料中の C-14 濃度は増加する。本研究の結果は全体の傾向と類似しており、特に、国内の PWR とは燃焼度は異なるが、C-14
濃度は同程度であった。
一方、本研究で使用した酸化皮膜中の C-14（約４%）は、既往研究 PWR の結果の 17%に比べ低い値となった。これは、炉型及び燃焼度の相違による酸化皮膜の形成厚に起因すると推察される。一般に、PWR 被覆管の方が厚い皮膜が形成される傾向にある。

(3)C-14 の無機化検討
有機 C-14 の無機化を、実際の処分環境で影響する可能性のある因子、放射線分解、アルカリ加
水分解、光触媒反応について検討した（表-2）。
放射線による無機化は、直接的な反応よりも、水の放射線分解で生じる OH ラジカルによる有機化
合物の分解が支配的である。今回設定した処分環
境条件では、有機物の濃度が減少することが分かったが、共存物質や金属による OH ラジカルの消費など、不確実性を多く含んでいる。エタノールのアルカリ加水分解を検証したところ、気相移行は少なかったが、より低級な有機物に分解することが確認された。酸化チタンを用いた光触媒による分解反応では、触媒表面に生じた OH ラジカルやオキシドラジカルによって有機物が分解される。一般に低酸素・高 pH では光触媒反応は弱まると考えられるが、処分環境下でも無機化の効果を期待できる試験結果が得られた。
(4)C-14 の収着挙動検討
有機 C-14 の収着が期待できる鉱物を選定し、収着試験を行った（表-2）。収着メカニズムにはpH の影響が大きいことが明らかになった。収着媒体に対して、有機・無機それぞれの収着分配係
数が明らかになった。
表-2

20.1

模擬ハル試料の性状調査結果

母材厚
さ
μm

重量割合（wt%)

752.4

酸化皮膜
2.2

母材
97.8

C-14存在割合

放射能濃度（Bq/g）
酸化皮膜
3.3E+04

母材

酸化皮膜

1.9E+04

0.04

環
境

母材
0.96

影
響
因
子

C-14 の無機化及び収着挙動

因子

廃棄体内

構造躯体

緩衝材

岩盤

線量率

高

低

低

低

pH

高

高

低

低

無
機
化

放射線

○

×

×

×

光触媒

○

×

×

×

アルカリ

○

○

×

×

収
着

有機Kd

○

×

×

○*

無機Kd

○

○

×

○*

○：条件によって効果が期待できる。
×：効果が期待できない。

140

クラッド

Cooper(B)
W-Robinson(P)Calbert Cl./1(P)：N=17～37ppm
Calbert Cl./2(P)：N=23～25ppm
Calbert Cl./3(P)：N=38～45ppm
ICEM'99：酸化皮膜付模擬ハル(P)ICEM'99：酸化皮膜なし模擬ハル(P)本研究データ：模擬ハル母材(B)
本研究データ：模擬ハル酸化皮膜(B)120

C-14濃度 (MBq/Kg

酸化皮
膜厚さ
μm

表-1

100
80

本研究
取得データ

60

国内のPWR炉

40
20
0
0

図-3

模擬ハル試料の観察

10

20

図-4

30
燃焼度 (MWd/t)

40

50

60

ハル中の C-14 濃度データ39

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【廃棄体開発調査】◇事業の概要
再処理施設や MOX 燃料加工施設から発生する
TRU 廃棄物のうち、α核種の濃度が一応の区分目
安値を超え、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられる廃棄物は、安定な地層中に処分する方針のもとに検討が行われている。本調査は TRU
廃棄物の処分用廃棄体に関して、平成 10 年度に実施された「地層処分経済性向上調査：地層処分システム開発調査－廃棄体の開発－」において、公募に応じて提案された開発テーマを審査し、選定されたテーマについて実用化に向けた開発試験を開始した。
TRU 廃棄物処分用の廃棄体について求められる要件、機能を整理し、①安全性向上の観点から長期の核種閉じ込めにより被ばく線量を低減し、処分の安全性向上を目標とする廃棄体と、②経済性向上の観点からハンドリング性、処分効率（経済性）の向上を目標とする廃棄体を開発することとし、廃棄体概念およびその開発計画を選定した。
ここで、長期の核種閉じ込めについては、性能評価上の重要核種であり、人工バリアおよび地質
媒体への収着による線量の低減が望めない C-14について、その初期濃度が約 1/1000 に減衰する 6万年を目標とした。また地層処分システム性能の高度化、仕様の合理化、ハンドリングの効率化等を目標とする廃棄体については、TRU 廃棄物処分のオプションを用意することで、地層処分システ
ムの性能・経済性の向上を図るものとした。
地層処分システム性能の高度化、仕様の合理化、
ハンドリングの効率化等を目標とする各廃棄体については、平成 13 年度までに、落下安全性、ハン高強度高緻密コンクリート

廃棄体の仕様と特長
大きさ

1.8mL×1.8mW×1.6mH

廃棄体重量

総重量：約13トン
コンクリート：約7トン
キャニスタ：約4.2トン
鋼製ボックス：約1.8トン

閉じ込め目標再冠水:6万年程度

製作方法

一体成型法

ドリング性等を含めた基本設計を終了し、製作性に関しても 1/4 スケールモデルにより確認し、平成 16 年度をもって開発を終了した。また長期の核種閉じ込めを目標とする各廃棄体については、平成 13 年度までに基本設計に加え、その製作実現性
および長期閉じ込め性の考え方の整理を実施し、平成 14 年度以降は長期閉じ込め性の確認試験についても実施してきた。平成 16 年度以降はこれら廃棄体のうち、長期閉じ込め性を目的とした容器としてコンクリート容器（図-1）、金属容器（図-2）
各１体について長期閉じ込めの信頼性を検討するとともに、その他の廃棄体についての総合評価を実施している。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術調査 廃棄体開発調査 報告書◇平成 17 年度の成果
平成 17 年度は、コンクリート容器の長期健全性評価のための要素試験と、金属容器の製作を想定した最適な合金種の選定のための調査を実施した。
長期閉じ込め型コンクリート容器は、高強度高緻
密コンクリートを用いた一体成型により、打継ぎ
欠陥部を排除する長期閉じ込め（6万年）概念である。平成17年度は、コンクリート容器の長期閉じ込め性を担保することを目的に、長期化学劣化評
価試験およびひび割れの進展・閉そく評価試験を実施した。また、製作時の品質管理の観点から、
非破壊検査技術の開発に着手した。
長期化学劣化評価は、コンクリート容器における核種移行経路を、コンクリート内の空隙中の自由水と考え、6万年後までに地下水が容器表面から浸透し、廃棄物表面に達さないことを示すことを目的として、低水圧下（10MPa）での長期浸漬試験、溶脱劣化試験、及び硫酸塩劣化試験を実施した。
基
高耐食性密封容器（以下密封容器）（強度層：炭素鋼、 耐食層：チタン合金）

高強度高緻密コンクリート:圧縮強度200MPa
鋼製ボックス

ハンドリング容器

40

様

寸

法

重

量

約6.5Ton寸

法Φ490×1,496mm

重量0.55Ton（空重量）材

質

強度層：炭素鋼
耐食層：チタン合金

ハンドリング容器

６本収納：３行×２列
６本収納：３行×２列

長期閉じ込め型コンクリート容器の概念図

仕

高耐食性密封容器

キャニスタ（ボックス内に固定、隙間は砂充填）

図-1

本

ハル・エンドピース
圧縮体キャニスタ□1,038×1,726mm

対象廃棄物

図-2

※充填材にけい砂を使用する

寸法□1,038×1,726mm

重量0.62Ton（空重量）

材

質

炭素鋼

長期閉じ込め型金属容器の概念図

2.TRU 廃棄物処分10
推定浸透距離(mm)10MPa

温水 繊維なし
常温 繊維なし

温水 繊維あり
常温 繊維あり86H14計算結果
解析結果

4
実測値

2
0
0.1

図-3

1
10
経過時間(month)

高強度高緻密コンクリートへの水浸透挙動

変質フロント位置（μm）

1500

図-5

高強度高緻密コンクリートの化学劣化モデル

UHPC
OPC（W/C=40%）

1200
900

UHPCの
推定水浸透深さ

600
300
0

図-4

100

0

予亀裂を有する試験

28
91
浸漬期間（√t日）

体 に、 引 っ張 り 応力を下回る応力を載荷

高強度高緻密コンクリート(UHPC)の溶脱深さ変化

し、応力緩和と亀裂の進展を測定する

3年間10MPaの圧力水中に浸漬した高強度高緻密
コンクリートへの水の浸透距離は約5mmであった。
この結果は、その間の重量増加から予測される水浸透距離約6mmと、拡散係数の変化から予測される
水浸透距離約7mmを上回らないことが実測により確認された（図-3）。表面近傍でのセメント成分の溶脱挙動調査では、普通コンクリートの溶脱進行を上回ることはなく、従来のセメント系材料の化学劣化解析結果とは異なる挙動であることを示した（図-4）。また、硫酸塩によって生成するエトリ
ンガイトの膨張による劣化は、溶脱に伴う劣化と比較してその進行が遅く、影響が小さいことが確認された。コンクリート容器の長期閉じ込め期間
を、容器内側表面まで地下水が到達するまでの期間と考え、図-5のように水浸透を評価している。
本年度得られた結果より、これまでに実施した水浸透・化学劣化解析による6万年間の予測結果（化学劣化深さ6cm、水浸透距離14cm）が保守的であった可能性を示唆している。
ひび割れの進展・閉そく評価試験は、容器製作

図-6

ダブルトーション法による亀裂進展試験模式図時および定置後に容器コンクリートに微小なひび割れが発生した場合に、そのひび割れが、コンク
リート容器内の残留応力及び地圧等の外圧の影響で進展し、容器の内外を貫通しないことを確認す
ること、及び地下水との反応により微細なひび割
れの閉そくが見込めるかどうかを確認することを目的として、処分後の外部からの圧力によってコンクリート容器に生じる引っ張り応力の評価、ダブルトーション法による引っ張り強度を下回る応
力下での亀裂進展評価(図-6)によるひび割れ進展評価試験、及び拡散場並びに移流場でのひび割れ
試験体の透水係数変化の取得試験を実施した。
容器は処分後に受ける地圧等の外部応力によって変形し、場所によって引っ張り応力を生じる。

41

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

Crack velocity〔m/s〕

その引っ張り応力の大きさによっては、亀裂の スと骨材とを有する複合材料であり、高強度高緻
密コンクリートではこれらに加えて補強材として発生、進展の原因となる。そのため、処分後の容用いる繊維の影響も考える必要がある。また、製器に生じる引っ張り応力を有限要素法解析によって推定した。その結果、深度500mで想定される地 作時に不可避な独立気泡も、超音波によるひび割れの検出を難しくする。
圧（13.6MPa）によって、容器に生じる引っ張り応
平成17年度は、超音波法によって幅0.05mmのひ力は最大約4MPaであり、高強度高緻密コンクリー
び割れ検出の可能性を確認する目的で、供試体でトの引っ張り強度を大きく下回っており、ただちに容器の破壊が起こることはないことが示された。 のひび割れ検出試験を実施した。マイクロＸ線CT
ひび割れ進展評価試験では、岩石の亀裂の進展 法によってひび割れを確認した供試体について超速度の評価に用いられているダブルトーション法
音波法でのひび割れ検出試験を実施した結果、幅によって、高強度高緻密コンクリートの亀裂の進0.03mmのひび割れについても検出することは可能
展挙動を測定した。その結果、図-7に示すようにであるが、ひび割れ位置およびひび割れ面の大き岩石と同様の良好な直線を得ることができ、本法さの特定には課題が残る結果となった。
の適用性を確認した。また、温度及び絶対湿度の金属容器に関しては、容器の製作工程および材異なる条件での試験結果から、岩石とは異なり、料の入手性、経済性等を考慮した最適な合金種の
大気中での亀裂の進展に関しては、水蒸気圧は支選定を目的に、耐食性合金について、国内外の既配因子ではないことが示された。
存の調査・研究成果、工業的な利用状況等につい
ひび割れ閉そく挙動試験では、あらかじめひび て調査を実施した。
割れを導入した試験体に、イオン交換水および人
これまでの調査で、チタン合金にパラジウムを工海水を通水したところ、いずれの条件（流速及0.01wt%以上加えることで、脱不働態化感受性、すび液組成）でも透水係数の低下が観られた。また
き間腐食感受性、水素吸収に起因する応力腐食割
同様に浸漬した試験体でも透水係数の低下が見られの各観点から、長期健全性を有すること、及びれ、地下水との接触により亀裂の閉そくを見込め
パラジウムの添加量を増加させても、これらの特る可能性が示唆された。
性に影響を及ぼさないことを確認したが、より入手性、経済性の高い材料として、ASTM等に記載されたTi合金の規格材料、Ni-Cr基合金、銅などにつNo.1 No.2 No.3
11℃
いて調査し、今後本調査の対象とすべき合金とし56℃
1.0E-02（湿度：52%RH、大気環境下）て、規格材料の中からTi-Gr17（チタンにパラジウ
1.0E-03
ムを0.06wt%加えた合金）を選定した（表-1）。
1.0E-04

表-1

1.0E-05
1.0E-06
1.0E-07

高強度高緻密コンクリート1.0E-08
1.1

1.2

1.3

1.4

1.5

1.6

Stress intensity factor〔MN/m3/2〕

耐食性合金の調査結果

耐食性能

材料入手性

加工性

溶接性

Alloy 22

×

○

△

△

経済性
○

Alloy 686

△

△

△

△

○

Alloy 59

○

○

△

○

○

Alloy MAT21

○

△

△

△

△

Ti-0.01%Pd

○

△

△

△

---

Ti-Gr. 17

○

○

△

△

△

Ti-Gr. 11

○

○

△

△

△

図-7 高強度高緻密コンクリートの亀裂進展試験結果

非破壊検査技術の開発は、コンクリート容器の製作時の品質管理において、ひび割れ等の欠陥（幅0.05mm以上）の検出を可能とすることを目標に、超音波法による検査技術を開発するものである。
コンクリートは、セメントペーストのマトリック42<外部発表等>
H.Owada et.al, “ Development of waste package for
TRU-disposal(1)-concepts and performances- ” ,Proc.,GLOBAL2005,No.351(2005),

2.TRU 廃棄物処分【ＴＲＵ廃棄物処分に関する研究】(1)合理的な TRU 廃棄物処分概念の構築に関する検討
本年度は，TRU 廃棄物処分場の管理の考え方としてモニタリングおよび回収可能性の国内外の動向に関する調査を行い、我が国におけるモニタ
リング、回収可能性に関する方向性について整理を行った。
モニタリングについては、低レベル放射性廃棄物処分事業並びに海外の高レベル放射性廃棄物，TRU 廃棄物処分分野における基本的考え方、指針、技術について調査、整理を行った。また、回収可能性については、海外における検討状況、規制等
並びに IAEA、EU/EC により示された考え方、SKB
による回収技術の検討例等をとりまとめ、TRU 廃棄物処分場へ適用した場合の考え方を整理した。

43

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【地下空洞型処分施設性能確証試験】◇事業の概要地下空洞型処分施設は、比較的放射能レベルの高い放射性廃棄物を対象としていることや、地下50ｍ以深の地下空洞に建設する処分施設であるため、これまでの浅地中処分施設の建設とは異なる
設計や施工技術が必要とされている。地下空洞型処分施設の設計や施工技術の基礎となる試験デー
タ等は、これまでは主に実験室での要素試験が中心であったが、現実の処分施設設計・建設に反映させるためには、原位置試験など、より現実的な試験条件下で実施する確証的な試験が必要とされてきている。
「地下空洞型処分施設性能確証試験」は、こうした確証的試験の必要性に鑑み、ベントナイト系
材料やセメント系材料等の人工バリアの原位置での施工性と、その施工に伴う人工バリア性能の確認を主たる目的として行うものである。本試験の成果は、発電所廃棄物の余裕深度処分や TRU 廃棄物の余裕深度処分等の安全確保に関わる基盤技術の確立に反映される。
本試験は、地下空洞型処分施設を模擬した施設を構築し、以下の試験を実施する。
(1)処分施設施工確認試験
実際の地下空洞環境下において実規模の施設を施工することにより、施工技術、施工手順、施工方法等の実施設への適用性を確認する。
(2)初期性能確認試験施工された施設について、力学的安定性、核種閉じ込め性等の安全評価において要求される初期性能（要求品質）等を確認する。
(3)施設／岩盤挙動計測試験施工された施設の力学的安定性や地下水流動を評価するために、施設や周辺岩盤の力学･水理
挙動を捉える。
図-1 に地下空洞型処分施設の概念図を示す。

成 19 年度から平成 23 年ころまでに試験施設を建設しつつ上記試験を実施する計画である。
なお、本試験は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術調査 地下空洞型処分施設性能確証
試験 報告書図-1

地下空洞型処分施設の概念図◇平成 17 年度の成果
本研究の初年度となる平成 17 年度は、試験の基本計画の策定、課題の抽出、課題に関連した調査・解析を実施した。
(1)処分施設施工確認試験の基本計画の策定
人工バリアが所定の性能を達成するための材
料特性や施工方法について調査を行い、施設を構成する各部位に対して材料及び施工方法の選定、施工手順の検討、施工管理方法の検討を実施し、処分施設施工確認試験の基本計画を策定した。また、地下空洞型処分施設の全体構造について基本設計を行い、構造計算等により施設の成立性を確認した（図-2）。

初年度である平成 17 年度は試験の基本計画を策定した。18 年度にはこの基本計画をもとに、詳細計画の策定と一部の予備試験を実施した後、平図-244施工方法の選定（緩衝材）

材料、施工方法等の計画は、以下の点を十分考慮に入れて計画した。
①発電所廃棄物の余裕深度処分計画や、TRU 廃棄物処分において検討されている情報を十分取り入れ、現実に採用される可能性の高い施工材料、施工方法を選定する。
②その上で、今後採用の可能性のあるものに幅を広げて選定する。
こうした考え方のもとに、図-2 に示すように、幾つかの材料、工法による試験計画とした。
(2)初期性能確認試験の基本計画の策定
わが国における余裕深度処分計画や、TRU 廃棄物処分の検討状況を十分踏まえた上で、各部位の初期性能確認項目を抽出し、試験方法を調査・検討した。また、初期性能の試験数量、試験位置（サンプリング位置等）、サンプリング方法、工程について検討を行い、初期性能試験の基本計画を策定した（図-3）。

図-3

図-4

岩盤の水理挙動計測器配置(4)課題の整理・対応策の検討
試験・施工計画に関する課題を抽出し、以下に示す課題解決に必要な情報収集、予備解析を実施した。
・ベントナイト膨潤・施工に関する調査
・セメント系材料のひび割れに関する調査
・底部緩衝材の操業時における支持力解析
・試験空洞周辺の地下水流動再現解析
二次元の弾塑性解析の結果より、操業時の荷重に対して底部緩衝材は十分な支持力を有していることを確認した。また、三次元の飽和定常地下水流動解析の結果より、現状の試験空洞内の湧水量を概ね再現できることが確認できた（図-5）。

初期性能確認試験の手順（低拡散材）(3)施設／岩盤挙動計測試験の基本計画の策定
本試験を計画している試験場所は、既に地表か
ら約 100m の深さに幅約 18m、高さ約 16m の地下空洞が掘削されており、この地下空洞に試験施設を構築する計画としている。
構築した試験施設の力学挙動（変形、沈下）等
を把握・評価するための計測項目、計測方法の調査・検討、施設周辺の岩盤の力学挙動、地下水挙動を把握・評価するための計測項目、計測方法の調査・検討を行った。また、計測数量、配置およびセンサー設置方法、工程、データ管理方法について検討を行い、施設／岩盤挙動計測試験の基本計画を策定した（図-4）。

図-5

地下水流動再現解析結果

45

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【総合情報調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物等の処分についての国内外における研究開発の現状、海外における処分事
業の実施状況及び処分技術情報、海外の処分技術
評価の関連情報等の情報・データを収集し、処分
技術関連情報等の総合的なデータベースとしての整備を行う。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度

総合情報調査報告書◇平成 17 年度の成果
高レベル放射性廃棄物処分に係る技術情報として、国際機関での検討状況、諸外国における処分
事業の進ちょく、研究開発、立地選定、社会的要求事項に係る検討、処分技術評価、情報提供等の状況についての情報・データを収集し、原典、背景情報、主要文献の翻訳等から構成されるデータベースとして整備した。また、アジアでの処分の検討状況とともに、高レベル放射性廃棄物以外の放射性廃棄物処分の検討状況に関する情報を収集し、同様にデータベースとして整備した。さらに収集した処分技術関連情報・データを分析、評価することにより、今後の研究開発課題を検討するとともに、社会的要求事項に係る技術的な実現度等の検討を実施した。
(1)処分技術関連情報・データの収集・蓄積
各国の高レベル放射性廃棄物等の情報の収集・蓄積に関しては、米国、ドイツ、フィンランド、フランス、スウェーデン、スイス、スペイン、
ベルギーの主要国の処分実施主体等から、政策、処分技術、資金管理関係の情報を収集し、データベースとして整備した。また、アジア諸国に関しては、韓国、台湾、中国における放射性廃棄物処分の検討状況に係る情報を収集するとともに、処分概念、サイト選定などの技術情報を収集した。
さらに、海外での環境アセスメント、環境影響評
価に関する法制度、評価方法、評価内容等を調査した。
各国の研究開発に関しては、地下研究所を含め46た研究開発の動向を調査するとともに、処分場の閉鎖の実施を判断する評価・検討・確認方法に関する検討状況に関する調査を行った。
地層処分関連技術として地層処分代替技術である長寿命核種の分離・変換技術、長期貯蔵に関する最新の検討状況を調査するとともに、関連する技術情報を収集し、データ整備を行った。
また、高レベル放射性廃棄物処分の規制機関に関して、ドイツ、英国、スイス、カナダの機関の概要、組織の構成、人員構成、主な規制等の調査を実施した。高レベル放射性廃棄物処分事業の第三者評価に関しては、スイス、スウェーデン、米国、カナダ等での評価体制、評価事例を調査して、主要な評価報告書をデータベースに整備した。
海外法制度に関しては、高レベル放射性廃棄物、低レベル放射性廃棄物の処分の法令、基準・指針
等をデータベースに整備しているが、低レベル放射性廃棄物処分に関しては、英国、ベルギー、米国を中心とした法律、基準、許認可申請、セーフ
ティケース等に関する情報を実施している。

図-1 整備したデータベースの初期画面（海外機関との情報交換協定等により限定的な利用形態を取っている）

原環センターのホームページにおいては、諸外国の高レベル放射性廃棄物処分を中心とした情報について、最新の動きを『海外情報ニュースフラッシュ』として掲載した。また、米国、フィン
ランド、スウェーデン、ドイツ、スイス、フランス、カナダ、英国、スペイン及びベルギーの 10
ヶ国については、処分の進捗、法制度、資金、研究開発等の最新の状況を取りまとめて掲載した。

図-4

放射性廃棄物ハンドブック（賛助会員などに配布）

図-2

ホームページでの『速報』

国際原子力機関（IAEA）が整備している放射性廃棄物データベース（NEWMDB）については、国内の放射性廃棄物管理の状況に関する情報を収集し、データの登録を行った。

図-5『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について』（2006 年 3 月）

図-3NEWMDB の初期画面© 2006, International Atomic Energy Agency(2)処分技術関連情報・データの活用等に関する検討
今後国として実施すべき課題を摘出するため、評価・規制組織における研究開発内容の調査を行った。

携帯用技術情報冊子の整備としては、国内外の放射性廃棄物処分の最新の状況、主要な報告書の内容を含めた平成 18 年度版の「放射性廃棄物ハンドブック」を制作した。また、『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について』と題す
る技術情報冊子に関しては、処分方針、廃棄物の特徴、処分の安全確保の取り組み、研究体制、地層処分の制度、理解促進等の情報を、オールカラ
ーで判りやすくを旨に編集を行い、更新版を原環センターのホームページに掲載した。

47

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【技術情報広報調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物の地層処分事業（以下「HLW 処分事業」という。）の円滑な推進においては、地元住民や自治体等の関係者のみならず、広く国民レベルでの事業に対する理解のもとで意思決定が必要となるが、価値観などが多様化している近年の状況においては、事業推進に向けた意思決定を図ることが困難な場面が見受けられる。
このような背景のもと、本調査は、今後の HLW 処
分事業の推進において透明性・客観性の高い意思決定プロセスを進める際に開催される説明会等の様々な場面において必要となる説明情報の整備や説明手法等に関する調査・検討を行い、HLW 処分
事業に関する国民への理解を深めることにより、事業の円滑な推進に資することを目的し、平成 15年度より 17 年度まで実施したものである。
なお本調査は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 17 年度

技術情報広報調査報告書◇平成 17 年度の成果
本調査が扱うテーマは広範で、幅広い学術分野を網羅するものであるため、研究調査作業を大きく次の２つに分類して実施している。
①基礎研究の実施：放射性廃棄物地層処分事業という社会的意思決定の問題を、幅広く長期的な視点で捉え、問題の本質を解き明かすことを目的とした基礎的な研究として位置付けた研究
調査。
②実践的研究の実施：放射性廃棄物地層処分事業が現在直面している状況を念頭に置き、事業推進に資するために早急に行う必要があるものと位置付けた研究調査。
(1)基礎研究の実施
ａ.社会科学関連研究動向調査
平成 15 年度から 16 年度にかけて、基礎的研究項目の抽出と調査計画の立案、及び円滑な HLW
処分事業の実施に直接的に資することを目的として、社会科学関連研究動向調査を実施し、平成 17 年度においては、以下の項目が今後の課題

48

としてまとめた。
・意思決定に必要とされる関連情報の把握・提供手段の確立・国民各層の知識・価値構造を把握し、適切な対応を行うための情報収集システム及び情報分析技術の確立
・地域及び国レベルでの意思決定のプロセスや枠組みの確立・PI（公衆参加型の意志決定の仕組み）運営プ
ロセス情報の保存・再利用を可能とする情報管理技術の確立ｂ.原子力施設等に対する知識・価値構造に関する調査
HLW 処分事業の推進にむけた意思決定の場面においては、その問題が抱える多岐にわたる専門性により、専門家と一般市民の知識や価値構造の乖離によって多くのミスコミュニケーションが起こっていることが、意思決定における問題の１つとして指摘されている。平成 16 年度では、これらのミスコミュニケーションの解決にむけた手法としてのメンタルモデル・アプローチの適用性を検討し、本アプローチが、特に広報資料の検討などに効果的であるとの分析結果を得た。
平成 17 年度では、平成 16 年度に作成されたドラフトモデルを基に、HLW 処分事業の専門家と他分野の専門家に対しインタビューを行い、特定項目の精緻化、不足項目の付加などを経て専門家の知識・価値構造のモデルを作成した。
このモデルで示される各報提供項目についての
一般市民の関心度をアンケート調査により把握するため、関心度の調査を実施した（表-1）。
その結果、双方が地層処分の安全性を重視する等の共通点がある一方で、事業の必要性や万一の場合の対応等、双方で相違するものもある
ことが明らかとなった。また、専門家の中でも、HLW 処分事業の専門家と他分野の専門家の間での相違も把握され、さらに、一般市民と他分野の専門家に多くの類似的な傾向を示すという興味深い結果も示唆された。
また、一般市民が重視する情報が賛否態度により異なるのかどうかを把握するため、「自身の居住地域での処分場立地の賛否」と、情報提供
項目を変数として重回帰分析を行った。賛否態
度によって有意な差が見られた項目を表-2 に示す。一般市民の中でも反対と賛成の態度によって重視する情報に異なる傾向があることが示唆

された。
表-1

一般市民の関心の高い情報提供内容（上位 10 項目）に正確かつ効率的に伝えるために、情報をどの様に説明することが有効であるかについて検討
しておくことが重要との主旨のもとで開催した。
また、意見交換会により得られた意見を参考に
一般市民向け解説資料を作成し、一般市民参加の意見交換会を１回実施した。
その結果、表-3 に示すような有識者と一般市民の意見・認識の違いが見られた。
表-3 有識者と一般市民の意見・認識の違い

表-2

賛否態度と関心の高い情報提供項目との重回帰分

有識者

一般市民

処分の安全性（処分後の長期安全性）19%

情報提供における注意点
等に関するもの 20％

地層処分に用いられる技術 14％

高レベル放射性廃棄物について 18％

わが国の政策・制度
13％

処分の安全性（処分後の長期安全性） 12％

数値は、全体人数に対する意見提示者数の比率

また、以下が今後の課題としてまとめられた。
・知識・価値構造のより有効なモデルの作成と効果判定
・意思決定に必要とされる一般市民の意識把握
・市民の関心に応じた情報提供のための幅広い専門家の関与・知識向上のための新たなコミュニケーション
手法の確立
・処分場の必要性についての理解促進(2)実践的研究の実施
ａ.効果的な説明方法の調査・検討
大学所属の有識者等に協力を得て、事業関係者等から発信される各種提供情報の有効性を検討するために、少数でのグループミーティング
形式による意見交換会（模擬的な説明会）をこまで 13 回実施した。意見交換会は、処分事業に対する社会的、科学的な様々な情報を、関係者

また、以下が今後の課題として挙げられた。
・効果的な情報提供内容及び手法の確立
・情報提供の内容や手法について、対象に応じた使い分けの検討
・地域住民による意思決定プロセスとしての PI（パブリック・インボルブメント）手法等の導入の検討
・第三者（専門家）の役割の明確化・活用可能性模索の必要性
ｂ.地域レベルでの説明会、公聴会等の効果的な開催手法の調査・検討
地域レベルでの説明会、公聴会等の効果的な開催手法の調査・検討においては、国が行うべき制度整備の観点から国内外での先行的・実践的な PI 手法に着目した効果的な場の提供方法の在り方についての調査を、平成 16 年度までに実施し、調査対象事例として抽出した約 20 事例に及ぶ他事業での制度整備先行事例や PI 手法の適用事例について、統一情報フォーマットに基づき情報整理を行い、参照可能な事例情報となるように整備を行った。
平成 17 年度は、以下の項目が今後の課題としてまとめられた。
・PI 運営におけるサポート体制の確立
・地域における情報の分析・解釈におけるサポート体制の確立49

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【地層処分重要基礎技術研究調査】◇事業の概要放射性廃棄物の地層処分を円滑に進めるためには、地層処分に必要な人工バリア・施設の設計技
術や性能評価等について、処分事業の進捗に応じ、着実にその信頼性を向上していくことが重要である。本研究調査では、現在残されている課題の調査・抽出を行い、現段階から着手する必要のある基礎研究を実施することにより、処分事業の進捗に応じた信頼性の向上に資することを目的としている。
なお本研究調査は経済産業省の委託により実施
しているものである。
(報告書)平成 17 年度
報告書

地層処分重要基礎技術研究調査◇平成 17 年度の成果
本研究調査は処分事業の信頼性向上を目的として、基礎的・長期的観点から大学等で実施すべき研究テーマを抽出し、成果が期待できる大学所属
研究者等に研究を委託実施するものである。
平成 17 年度は、昨年度より継続実施の 7 件に加えて、さらに新規研究テーマの抽出、研究実施者の選定を行った。その結果、下記の（8），(9)に示す 2 件の研究が採用され、開始された。以下に、その概要を示す。
(1)プレートテクトニクス関連の研究－プレート
境界近傍の地殻変動データを用いた地殻活動
ポテンシャル評価手法の開発－
北海道北部地域における GPS 観測とデータの高精度解析及び地震活動・地質構造等の他項目データとの同化作業を行うことにより、当該地域の「現在」のテクトニクス場を明らかにし、「将来」の地殻活動ポテンシャル評価を行う手法を開発、その有効性・汎用性を検証する。
平成 17 年度は、GPS 観測点を 6 箇所設置して観測を開始するとともに、観測データの予備解析を実施した。さらに、観測から得られた変位場のデータを歪場に変換するための定式化とプログ
ラミングを行い、地表で得られる地殻変動データ
から、地殻活動ポテンシャルを評価するスキーム

50についての検討を行った。
(2)堆積岩地域における塩淡境界に関する研究－
空間・時間スケールに応じた塩水・淡水地下水の沿岸域・沿岸海底下での挙動解明－
地下の塩水・淡水分布の変化速度に関する情報を得る上で有利な場所である熊本県八代海地域を対象として、超長期にわたる陸・海境界部での地下水挙動に関する知見を得るとともに、その挙動を解明する。
平成 17 年度は、塩素安定同位体比を用いた技術を確立するという視点から、ボーリングコア中の間隙水を用いた検討を実施し、不知火海永尾沖の調査地点において、海成粘土層と凝灰角礫岩層の境界における溶質拡散現象の評価を行った。
(3)圧密ベントナイト中の水に関する物理的・化学的研究－核種移行挙動に及ぼすベントナイト
間隙の微細構造および間隙水化学の影響－
X 線マイクロ CT 装置を用いて、水あるいは高塩濃度水を含んだベントナイト内部の空隙構造のその場観察を行うとともに、拡散実験を行って幾つかの放射性核種の見かけの拡散係数を決定
し、ベントナイトの微細構造と拡散挙動との関連を調べ、そのメカニズムの解明を図る。
平成 17 年度は、引き続きベントナイト内部微細構
造観察とその観察の最適条件を求めるシミュレー
ション計算を実施した。拡散実験では、引き続き－Cl イオンの、濃度が異なる NaCl 溶液で膨潤したベントナイト試料中の見かけの拡散係数ならびに拡散の活性化エネルギーを決定するとともに、新たに+Na イオンについても同様の実験を行った。
(4)地層処分におけるコロイド影響－天然バリア
内における地下水コロイドが核種輸送に及ぼす影響のモデリング－
コロイド粒子の輸送現象に関しては、実験的研
究と解析的研究が行われてきているが、まだ十分に定量的な評価を得るには至っていない。そこで、代表的な地下水コロイドが放射性核種の輸送挙動に及ぼす影響を定量的に評価するモデルの開発を行う。
平成 17 年度は、コロイド粒子がマトリクス拡散を起こすか否かを確定する研究を行った。イオ
2+ンとして Sr を、コロイド粒子としてラテックス
粒子を取り上げ、それぞれの破過曲線をマイクロ2+

化学リアクタを用いて取得し、Sr ではマトリク
ス拡散係数の流速依存性の測定、ラテックス粒子
では破過曲線の破過濃度と注入濃度の比の値か
ら、マトリクス拡散の生起について検討した。
(5)錯生成の挙動－天然環境における放射性核種と溶存有機物との錯生成とその溶存形態に関する基礎研究－実際に天然水（地下水等）から分離精製した腐植物質を用いて放射性核種との錯形成実験を行うとともに、溶存有機物濃度が高く、酸化還元環
境下にある天然水を採取し、微量元素を用いた溶存形態の解析を行う。
平成 17 年度は、北海道の幌延地域において錯体特性実験を行い、簡易測定法により地下水の腐植物質の特性を検討した。また、北海道の別寒辺
牛湿原を流れる河川水のフィールド観測を行うとともに、室内実験等を実施した。地下水中の溶
存腐植物質の特徴は地層環境等によって異なり、それが微量金属元素、アクチノイドとの錯形成を支配する要因の１つと考えることができる。
(6)ベントナイト中での炭素鋼の腐食挙動、形態に関する研究－平均腐食速度のモニタリングと孔食係数を決定する因子の解明－
ベントナイト中での炭素鋼の腐食形態に及ぼす環境側と材料側の因子の影響について調べ、不均一腐食が起きるメカニズムを明らかにする。また、埋設された金属材料の腐食状態（腐食速度）
を地上でモニタリングできる簡便な電気化学的システムを確立する。
平成 17 年度は､電気化学インピーダンス法によるベントナイト中での炭素鋼の腐食モニタリ
ングを行った。また、腐食の不均一化の程度を調べるため、電極を 3 ヶ月で取り出し、レーザー変位計により表面の腐食浸食分布を調べた。不均一性に及ぼす環境因子として塩化物イオン、材料側の因子として電子ビーム溶接の影響に着目した。
(7)セメント利用によるニアフィールド母岩透水
性変化の評価－強アルカリ地下水の地球化学的影響評価に資する基礎技術の構築－
セメントからもたらされるアルカリ影響による母岩の透水性の動的変化を観察し、化学反応の平衡と速度、物質移動の速度との関係を明らかにする。従来の透水性に係る研究では、「固相表面の変化」と「浸透性に関わる空隙率の変化」との関係が系統的に整理されていないため、溶解（あるいは析出）過程を伴う流動実験、浸透率変化の予測モデルの検討を行う。
平成 17 年度は、シリカスケール粒子充填層を用いた強アルカリ水溶液の長期循環試験、回分式
実験におけるカルシウムイオンの存在する場合のケイ酸の溶解挙動及び浸透性変化の予測モデ
ルの検討を行った。
(8)人工バリア材としてのセメント材料に関する基礎研究－不飽和領域バリア機能の検証と水和生成物の安定化に向けた研究－
セメント系材料に対する透水試験結果を基に、透水現象の支配メカニズムを解明し、不飽和領域
における気相の存在を考慮した物質移行解析の枠組みを構築する。またモデル化と解析を通じて、
セメント系材料の長期安定化技術に関する概念検討を行う。
平成 17 年度は、コンクリート供試体を用いてアウトプット法による透水試験を行い、減圧過程
での透水量の変化及び透水停止現象と、昇圧過程
での始動動水勾配の存在について検討した。また、コンクリート中の液状水の移動について、液状水を非ニュートン流体とみなすことで壁面摩擦の影響を考慮したモデルを構築し、解析を行った。
(9)断層の水理特性に関する研究－伝達関数を利用した岩盤の水理特性の評価手法に関する研究－
弾性波，電磁波あるいは電場ポテンシャルからなる入力値を高精度に制御した周波数で媒質（地盤）に送信し，受信された信号から当該媒質の伝達関数を求め，この伝達関数より地盤の水理特性を評価する手法を開発する。
平成 17 年度は、弾性波を入力信号とした伝達関数を求める技術の構築を図るため、周波数制御
した信号の受発信による岩石の伝達関数の計測、伝達関数と水理特性との相関性の確認を行い、岩石試料が周波数に対して水理特性と結びついた理論に応じた反応をすることを示した。

51

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【高レベル放射性廃棄物処分の冊子の改訂等】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物処分の理解促進を図る
ために、これまでに作成された高レベル放射性廃棄物処分の安全性及び諸外国の状況に関する冊子に最新情報を取り入れて改訂増刷・配布するとともに、当該冊子の情報のホームページ化を含めた「放射性廃棄物のホームページ」の改訂・拡充を行う。
なお、本業務は経済産業省の委託により実施したものである。

◇平成 17 年度の成果(1)冊子の改訂増刷
これまでに作成された２種の冊子、①「高レベル放射性廃棄物の処分の安全性について考えてみませんか」、②「諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について」についての増刷・配布を行った。なお、両冊子ともに増刷前の表
現等のチェックを行うとともに、冊子①については最新情報の取り入れによる内容の改訂を行った（図-1、図-2）。
(2)放射性廃棄物のホームページの改訂
既に整備・運用されている「放射性廃棄物のホームページ」について、最新情報の取り入れによる内容の改訂を行うとともに、よりわかりやすくユーザーフレンドリーなものとなるように構成を見直した。また、上記で改訂を行った
冊子「高レベル放射性廃棄物の処分の安全性について考えてみませんか」をホームページ化して、同ホームページに組み入れた(図-3）。

図-2

冊子「諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について」

図-3

図-1

52

冊子「高レベル放射性廃棄物の処分の安全性について考えてみませんか」「放射性廃棄物のホームページ」

【サイクル廃棄物広報対策等】◇事業の概要サイクル廃棄物の処理処分に向けた取り組み
等の、放射性廃棄物の処理処分対策に主眼を置いた広報を進め、サイクル関連施設の設置の必要性に関する知識の普及や運転の円滑化に資することを目的とし、我が国でのサイクル廃棄物の現状、及び諸外国の低レベル放射性廃棄物処分の現状をまとめた広報資料の作成・配布を行う。
なお、本業務は文部科学省の委託により実施しているものである。

・チェコ（リチャード処分場等）
・フィンランド（オルキルオト処分場等）
・フランス（オーブ処分場等）
・ノルウェー（ヒムダーレン処分場）
・スペイン（エルカブリル処分場）
・スウェーデン（ＳＦＲ処分場等）
・英国（ドリッグ処分場）
・米国（バーンウェル処分場等）
資料作成においては情報収集作業として、対象国についての文献・公開情報等の調査、関連施設の訪問調査等を実施し、関連情報の収集、低レベル放射性廃棄物処分施設の運転状況の確認等を行った。

◇平成 17 年度の成果
標記の目的のために、次の広報資料の作成を行った。
①低レベル放射性廃棄物の処理処分の現状②諸外国の低レベル放射性廃棄物処分の現状
上記の広報資料の作成においては、より正確な情報の提供を可能とするために、1)情報収集、2)
広報資料の作成、という２段階の手順により作業を実施した。以下に、それぞれの広報資料に関する作成作業の内容及び成果物である資料内容について記す。
(1)低レベル放射性廃棄物の処理処分の現状
本資料は、核燃料サイクル廃棄物等の特徴、処理方法、保管方法、処分方法、廃棄物保管量等の放射性廃棄物に関するデータ等をまとめたものである。資料作成においては情報収集作業として、文献・公開情報等の調査や国内のサイクル関連施設への訪問調査を実施し、サイクル
廃棄物の処理処分方法等に関連する情報の入手、関連施設の運転状況の確認等を行った。また、原子力以外の類似施設等についても同様の調査を実施し、理解増進等の方策の調査を行った。
(2)諸外国の低レベル放射性廃棄物処分の現状
本資料は、低レベル放射性廃棄物処分事業が既に実施されている次の８ヶ国（括弧内は本資料で紹介している処分場を示す）について、原子力の基本政策、低レベル放射性廃棄物処分の取り組み状況、法規制体系や立地地域との関係等をまとめたものである。

図-1

低レベル放射性廃棄物の処理処分の現状

図-2

諸外国の低レベル放射性廃棄物処分の現状

53

Ⅳ．安全基準に関する調査研究

Ⅳ．安全基準に関する調査研究【放射性廃棄物処分の安全基準等に関する調査】◇事業の概要本調査は、諸外国の概要等の調査・検討を行い、国内における最新の研究開発の状況や処分事業の進捗状況を踏まえ、今後の原子力安全委員会における最終処分の安全確保のための技術的事項に係る調査審議に資することを目的に実施するものである。また比較的放射能レベルの高い低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に向けた指針・基準等の整備に関して、今後の原子力安全委員会での調査検討に資することを目的に実施するものである。
なお本調査は内閣府 原子力安全委員会の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 放射性廃棄物処分の安全基準等に関する調査 報告書

◇平成 17 年度の成果(1)高レベル放射性廃棄物地層処分の安全基準等に関する調査諸外国の検討状況・研究状況の調査として、米国、スイス、スウェーデン及びカナダでの最近の法令、安全基準の検討状況を調査した。また、最近の安全評価の事例として、スイス、スウェーデ
ンにおける高レベル放射性廃棄物処分の検討・研究状況を調査した。
ａ.最近の法令、安全基準の検討状況の調査
米国・環境保護庁の 40 CFR Part 197「ネバダ州ユッカマウンテンのための公衆の健康及び環境放射線防護基準」については、環境保護庁（EPA）による 40 CFR Part 197 の修正内容を整理し、10,000 年後から 100 万年後までの線量基準値である 3.5mSv／年の設定の考え方を明らかにした。
スイス・原子力法及び原子力令については、
規定内容を整理し、地層処分場に関する閉鎖までのモニタリング、モニタリングの終了後の閉鎖、閉鎖後の監視、監視期間の完了後の環境監視などの規定内容を整理した。
さらに、スウェーデン・原子力発電検査機関の SKIFS2004:1「原子力施設の安全性に関する54

原子力発電検査機関の規則」については、施設の安全評価を少なくとも 10 年に 1 度実施することなどの評価の考え方を整理した。
カナダ・原子力安全委員会（CNSC）の G-320「放射性廃棄物管理の長期的な安全性に関する評価」については、放射線防護、補完的安全指標、安全評価の方法、安全評価の時間フレーム、
制度的管理、評価シナリオ、人間侵入などの内容を整理した。
ｂ.最近の安全評価の事例による検討・研究状況の調査
諸外国での高レベル放射性廃棄物処分に関する最近の安全評価事例の調査として、スイス（Nagra）の「オパリナス・クレイプロジェクト
安全報告書－使用済燃料、ガラス固化高レベル
廃棄物及び長寿命中レベル廃棄物に関する処分の実現可能性の実証」及びスウェーデン・SKB
社の「安全評価 SR-Can に関する中間主要報告書」を対象とした調査を行い、各国の安全基準等との対応等の観点から調査結果の整理を行った。
整理結果として、報告書の概要等を示すとともに、今後の安全基準等の検討に資する記述に関して詳細な内容を抜粋して提示した。さらに、第９回特定放射性廃棄物処分安全調査会（平成15 年 6 月）で提示された「今後の特定放射性廃棄物処分安全調査会の進め方（案）」で示された、８つの検討課題と対比できるように、上記２件の評価に関する報告書での扱いや議論の内容を検討課題毎に対比できるように一覧表形式での整理を行い、今後の安全基準等の整備に係る各種課題の検討において、それらの把握が容易なものとした。
(2)低レベル放射性廃棄物の埋設処分の安全基準等に関する調査
地中処分を含めた低レベル放射性廃棄物の埋設処分に関して、統一的な考え方に立った安全審
査指針等の策定に向け、放射性廃棄物・廃止措置
専門部会低レベル放射性廃棄物埋設分科会において検討が進められている。この埋設分科会の検討に資するため、国際機関等の IAEA、OECD/NEA、
ICRP 及びフィンランド、スウェーデン、米国、
フランス、英国、ドイツについて検討状況・研究
状況の調査を行った。

ａ.国際機関等と諸外国における地中処分の検討
状況の調査・整理平成 16 年度に詳細な調査を行ったフィンラ
ンドとスウェーデンの安全規制のまとめから、「安全評価の時間枠」、「シナリオの設定方法」、「リスク評価」、「最適化と BAT」の４つの主要な概念を抽出し、その考え方の比較・分析を行った。さらに、それぞれの概念を形成する基盤となっている国際機関等の考え方や取組み事例について調査を行い、その内容を整理した。ここで、リスク評価の整理にあたっては、独自に考案した「リスク－線量－確率関係図」を用いている。最後に地中処分の類似事例として、米国、フランスにおける最近の検討状況についての概要調査を行った。
「安全評価の時間枠」では、「時間の経過に伴い廃棄物の危険性が低減する」という放射性廃棄物の特性と時間経過に伴う不確実性の増大という２つの観点で初期の段階が重要視されていることがわかった。また、安全評価の時間枠に対する考え方をオーダー（桁）単位で整理した
上で、初期の段階ではリスク・線量の定量的解
析を主とし、時間の経過に伴い他の安全指標と組み合わせ、徐々に定性的評価に重みをおくという考え方や、100 万年以降は安全評価の信頼性がないという考え方等を取り上げ、フィンラ
ンドとスウェーデンにおける考え方との比較・整理を行った。
「シナリオの設定方法」では、基本的に確率に基づいて区分されていることがわかった。そこ で 、 ICRP に お け る likely な シ ナ リ オ とless-likely なシナリオの区分や人間侵入シナリオの考え方について、フィンランドやスウェ
ーデンにおけるシナリオ区分やその考え方との比較を行った。またパラメータの不確実性を確率論的に評価する場合と決定論的に評価する場
合との比較・整理を行った。
「リスク評価」の考え方は、基本的に ICRP の考え方が基盤となっていることがわかった。また、ICRP においてリスク評価手法として提示されている統合アプローチと線量／確率分解アプ
ローチについて「リスク－線量－確率関係図」
を用いて整理し、フィンランドとスウェーデン
におけるリスク評価手法や安全規制体系との比較・整理を行った。

「最適化と BAT」では、最適化の考え方が ICRP
で記述されている ALARA の考え方に基づいており、また BAT の考え方は環境部門の考え方に基づいている。そこで、最適化と BAT のそれぞれについて、フィンランドとスウェーデンにおける規定の背景や適用方法等についての比較・整理を行った。
地中処分の類似事例としては、米国における商業用低レベル放射性廃棄物のうち、クラス C
を超える低レベル放射性廃棄物（GTCC LLW）とフランスにおける長寿命低中レベル放射性廃棄物を調査対象とした。両国では、これらの廃棄物に対し、現在、その処分方法を検討中であるが、浅地中処分と地層処分との間の中間的な深度に地中処分することが一つの案として計画、議論されている。そこで、廃棄物の区分や特性、処分概念についての考え方を整理するとともに、今後の見通しについて調査・整理を行った。
ｂ.処分形態に関する基本的安全要件等の整理
浅地中処分から地層処分を含めた横断的な基本的安全要件を俯瞰するために、まず、IAEA の安全要件から、軸となる項目を整理した。IAEA
WS-R-4 は地層処分対象の安全要件であるが、その内容は浅地中処分も含めた基本的な安全要件の考え方に応用することが可能であると考えられることから、WS-R-4 の要件を軸となる項目とした。その上で、各項目に関連する、低中レベ
ル放射性廃棄物に係わる諸外国の法令等における規定状況を整理した。これにより、地層処分の基本的安全要件の内容と浅地中処分・地中処
分に係る各国の規定状況を並べることができ、個々の要件毎に、横断的に基本的安全要件を俯瞰することができる。諸外国の状況としては、
スウェーデン、フィンランド、米国、英国、フランスの 5 カ国の法令等を整理した。この結果、概ね共通的ではあるものの、隔離の確保の観点等では差異のあるものもあった。

55

Ⅳ．安全基準に関する調査研究【安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査】◇事業の概要本調査は、高レベル放射性廃棄物処分の安全規制の枠組み整備に資するため、海外の主要国での高レベル放射性廃棄物の地層処分における安全規制の考え方、規制の枠組み、策定された基準・指針、評価方法及びその考え方、背景情報等を調査し、調査結果に基づきシナリオの方向、評価モデ
ル及びパラメータの設定方法などについての検討を実施するものである。
「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」（平成 12 年）の第 20 条において、安全の確保のための規制については、別に法律で定めることとなっており、今後、安全規制の在り方を明確にした上で、法令整備等の法制度を早期に確立することが喫緊の課題である。
平成 14 年 12 月に処分の実施主体である原子力発電環境整備機構が、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を開始したところである。現状、「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）」（平成 12 年 11 月 6 日、原子力安全委員会）で示された考え方に基づけば、概要
調査地区等の選定においては、安全規制当局の判断は行われず、精密調査地区の選定（平成 20 年代前半）での調査の結果に基づいた事業許可申請における安全審査が最初の判断になることが規定されている。
一方、諸外国における高レベル放射性廃棄物処分の立地選定においては、立地段階で安全規制当局の判断は行われないとする規制体系を取っている場合が見られるものの、米国においては、規制当局である原子力規制委員会（NRC）により、実施主体であるエネルギー省（DOE）のサイト特性調査
活動に対するレビューの実施や、NRC と DOE との主要な技術的課題（KTI）の協議が行われ、スウェ
ーデンでは、サイト選定を含めた研究開発・実証計画に対する規制当局である原子力発電検査機関（SKI）による審査など、安全性についての意見等が求められる場合も見られる。
本調査においては、高レベル放射性廃棄物処分に関して、①海外の安全規制制度を調査するとともに、②諸外国での新たな法令・安全基準等を調56

査することにより、わが国における高レベル放射性廃棄物処分の安全規制に係る今後の法制度の整備等の参考に資することを目的としている。
なお本調査は経済産業省原子力安全・保安院の委託により実施しているものである。
(報告書)平成 17 年度 安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査 報告書◇平成 17 年度の成果(1)海外での処分の安全規制に係る規制制度の調査
平成 17 年度は海外の主要国（米国、フィンラ
ンド、スウェーデン、フランス、ドイツ、スイス）を対象として、高レベル放射性廃棄物処分の立地
段階での規制側のサイト選定基準の在り方、安全評価の対象期間と安全規制期間との関係、事業廃止の前後での安全規制及び事業規制の役割、処分場閉鎖後の原子力賠償の考え方、事業廃止以降の安全責任の在り方について、海外調査・国内調査
により調査した。
ａ.立地段階での規制側のサイト選定基準の在り方
海外の主要国における立地段階での規制機関の関与を整理した上で、規制側が整備しているサイト選定基準などを整理した。各国の規制機関とも、サイト選定への寄与に大きな差があるが、何らかの形でサイト選定基準を策定している。
ｂ.安全評価の対象期間と安全規制期間との関係
海外の主要国において処分場の許認可申請などで要求している安全評価の期間、安全規制を終了するまでの期間などを調査するとともに、それらの期間の整合性・正当性を確保するための安全確保・安全規制の基本的考え方を整理した。評価の期間については、ほとんどの国で 100
万年単位の超長期が想定されている一方で、安
全規制が終了するまでの期間は、高々百年単位が想定されている。
ｃ.事業廃止の前後での安全規制及び事業規制の役割
海外の主要国における事業廃止前後での規制のおおよその流れを把握し、規制の役割などを明確にするために、回収可能性の維持及び制度

的管理に着目し、その考え方などについて整理した。回収可能性について規制機関の役割が明確になっているのは米国及びスイスであり、米国は性能確認プログラムの結果を規制機関が判断するまでの回収可能性の維持を求め、スイス
は処分場が回収可能性を具備していることが許可条件及び施設の要件となっている。制度的管理についても米国及びスイスの考え方が明確であり、米国及びスイスは実施側が検討したモニタリング等の内容を規制機関が判断を行うこと、
スイスは標識を規制機関が定めることとされている。
ｄ.処分場閉鎖後の原子力賠償の考え方
国際機関などの動向も踏まえ、海外の主要国での閉鎖後の処分場に係る原子力賠償の考え方や制度等について整理した。原子力損害賠償に関する国際条約として、「原子力の分野における第三者に対する責任に関する条約」（パリ条約）、「原子力損害の民事責任に関するウィーン条約」（ウィーン条約）、ならびにパリ条約を補足するブラッセル補足条約などがあり、平成 15 年
2 月時点で上述のパリ条約にフィンランド、スウェーデン、フランス、ドイツが加盟している。
また、フィンランド、スウェーデン、スイスでは、閉鎖後の処分場に係る原子力賠償に関する規定が法律により定められている。
ｅ.事業廃止以降の安全責任の在り方
海外の主要国における事業廃止後の国などでの安全責任の捉え方などについて整理した。地層処分に関する制度を今後整備するフランス以外の国は、法令で明確にしている米国、フィン
ランド、ドイツ及びスイス、実質的に国の管理を想定しているスウェーデンも含め、全ての国が事業廃止後の管理を国が実施することとしている。

ａ.米国ユッカマウンテン地層処分場に関する連
邦規制の修正案
米国での連邦規則の修正案の調査結果として、次の視点による情報の整理を実施した。
・基準策定までの経緯
・裁判で争点になった基準の策定
・ユッカマウンテンに係る裁判の判決
・裁判を反映した規則の見直し
ｂ.スウェーデンの放射線防護機関（SSI）の規則
適用の指針
スウェーデンの放射線防護機関（SSI）は、高レベル放射性廃棄物等の地層処分に適用するための「使用済燃料及び原子力廃棄物の最終管理に関連した人間の健康と環境の防護に係る放射線防護機関の規則」（SSI FS1998:1）を策定しているが、2005 年 9 月 5 日付で「使用済燃料及び原子力廃棄物の最終管理に関連した人間の健康と環境の防護に係る放射線防護機関の規則（SSI
FS1998:1 ） の 適 用 に つ い て の 指 針 」（ SSI
FS2005:5）を策定しており、本指針の内容についての情報整理を実施した。

図-1

フィンランド ONKALO（地下特性調査施設）へのアクセス坑道入口（海外訪問調
査時に撮影）(2)諸外国の基準・指針等での要求事項の調査
高レベル放射性廃棄物処分に関して諸外国で整備されている法令、安全基準・指針等について、最新の規定内容を調査するとともに、各々の安全基準・指針等の規定内容と規制上の位置付けを整理した。平成 17 年度は、米国での連邦規則の修正案、スウェーデンの放射線防護機関（SSI）の
規則適用の指針を対象とした。

57

Ⅳ．安全基準に関する調査研究

造工程で使用されている機器は、AREVA-NC ラ・
アーグ工場で採用されているものと基本的に同◇事業の概要じである。ガラス固化体貯蔵施設（VPS）は、垂直な円筒管にガラス固化体を 10 本収納し、自然海外における再処理委託により発生し、我が国通風による空冷方式を採用している。
に受入、最終的に処分の対象となる放射性廃棄物
廃液は、サンプリング時に攪拌され、分析にについては、その処理（放射性廃棄物の製造）によってタンク内の廃液が均一であることを確認
おける製造管理、品質管理、及び我が国における後、ガラス固化プロセスに供給される。
受入に際し、貯蔵及びその後の処分を安全に実施調整された廃液は、か焼炉で酸化物に転換さするための調査が重要である。
れ、ガラス原料とともに金属製の溶融炉に供給
本調査は、海外委託再処理に伴う返還廃棄物のされ、溶融炉からは 8 時間ごとにガラス溶融物
輸入確認手法の高度化に資するため、再処理受託
がキャニスタへ充填される。注入されたガラス国における品質管理手法、製造状況の実態及び第固化体はクーリングジャケット内で冷却される三者機関の監査方法の調査を行うとともに、再処が、この間の温度管理はしておらず、ステンレ
理委託国における輸入確認手法の検討状況、検討
スビーズでビードブラスト処理後、除染を除染
内容等の把握を目的とするものである。
セルにて行い、表面汚染検査は自動スミヤ装置
なお本調査は、平成 16 年度までに行われた、で行われている。
経済産業省原子力安全・保安院からの委託業務で②品質管理体制
ある「安全規制及び安全基準に係る内外の動向調
HLW プラントの品質マニュアルは、組織、責任
査 －返還廃棄物の輸入確認手法調査－」により、および品質管理システムの文書化についての階
これまで行ってきた調査結果を基に、平成 17 年
層を定義している。
度に独立行政法人原子力安全基盤機構の契約に③監査システム1
2より実施するものである。
LR EMEA が検査で発見した Finding は LR EMEA
(報告書)平成 17 年度 返還放射性廃棄物の廃棄確認に係と BNGS 間の月例連絡会議で報告され、BNGS にる海外調査報告書
対して品質改善勧告（QIN）を発行している。
ｂ.AREVA-NC の低レベル放射性廃棄物の製造状◇平成 17 年度の成果
況・品質管理①固型物収納体（CSD-C）の製造状況(1)再処理受託国における返還廃棄物の製造に関ACC 施設は 2002 年 5 月より運用を開始し、雑する調査
固体廃棄物（TW）37 体を含む、累積 3,095 体を再処理受託国の関係機関を調査し、入手した生産している。
資料の分析・整理を行った。高レベル放射性廃②処理対象物拡張状況
棄物については BNGS（旧 BNFL）を対象に、特に現在、以下の対象物の拡張を計画中である。
監査過程と監査の関わりを調査し、監査行為の・燃料剪断施設等から出てくる溶液＋残留物）
実態を見極めた。AREVA-NC(旧 COGEMA)について・雑固体廃棄物（Technological Waste）
は返還予定の低レベル放射性廃棄物について注
・高燃焼度 UOX3 燃料の為の範囲拡大
目し、フィルタを付けているとされる廃棄体の・MOX の為の範囲拡大
実情の詳細と、国内受け入れに際して密封する③品質管理規定とした場合どの様な問題が生じるのか、技術的高レベル放射性廃棄物と同様に、ISO9001 の認に密封が可能か否かについて調査した。
証を受けたシステムにより管理されている、品【返還放射性廃棄物の廃棄確認に係る海外調査】

ａ.BNGS の高レベル放射性廃棄物の製造状況・品質管理①ガラス固化体の製造
WVP 施設のガラス固化体製造プロセス及び製

58

1

LR EMEA：ロイドレジスター欧州・中東・アフリカ（BNGS に対する第三者監査機関）
2
製造時のパラメータ又は、品質保証パラメータが所定範
囲外か、範囲内で有ることを証明出来ない事例

質保証計画（QAP）
・品質管理計画（QCP）により製造及び品質管理がされている。QAP・QCP を順守するための手順書や指示書の規定から外れた物 は 逸 脱 と さ れ 、 QAP ・ QCP か ら 外 れ た 物 は
Finding の対象となり、されに保証パラメータに適合していない物は不適合とされる。
例外を設定してこれに関する特定分野の見直しを行い、将来的に承認される見込みの有るものはリペアされる。（図-1 参照）

仕様領域（保証パラメータ）

特例または仕様領域の進展に基づく状
況の修正

品質保証計画書
品質管理計画書

認証領域（手順書、指示書）

逸脱

製品品質の
Finding
レポート

不適合（保証パラメータとの不適合）

リペア

図-1 AREVA-NC における逸脱と Finding④固型物収納体の蓋閉め
ポーラル（PORAL）フィルタは、放射線分解により発生するガスの排出、過剰圧力の防止、水素濃度による爆発リスクの防止のため、中蓋及び外蓋に設けられている。（図-2 参照）
蓋閉めは、封印時に容器内部のガス放射性分解による圧力の上昇がない場合に限り可能であり、顧客の貯蔵施設に大きな制約のある場合の要求に応じて実施される。
AREVA-NC では、有機物は分離処理し（ガスケット、O リング、電線の被覆等の有機物はセメン
ト固化）、水分除去は完全に出来るため、蓋締めは可能であるとしており、様々な雑固体廃棄物の乾燥試験を実施しており、また乾燥に必要な時間を評価する計算も行われている。
(2)再処理委託国における返還廃棄物の受入確認に関する調査返還廃棄物の受入確認に関する諸項目について、再処理委託国の状況を調査するとともに、返還高レベル放射性廃棄物については、特にオランダが 2004 年から受入を行っており、その実績（受入確認検査項目・方法等）及び返還低レ

ベル放射性廃棄物の受入準備の状況について詳細に調査した。
ａ.オランダの高レベル放射性廃棄物の受入状況
3
EPZ は AREVA-NC との間で 2003 年までに 310トンの使用済燃料再処理を契約しており、ガラス固化体の返還総数は 190 本となる予定であり、合計で７回の受入が予定されている。
ガラス固化体の受入実績は 2004 年 9 月に第 1
4
回、2005 年 4 月に第 2 回のガラス固化体を HABOGに受入れた（共に、28 体入り TN28 キャスク 1本）。BNGS に依頼している分は 2012 年から受入開始を予定（オランダ政府承認済み）している。
ｂ.オランダの低レベル放射性廃棄物の受入に関する検討状況
①AREVA-NC の CSD-C の仕様について
CSD-C の仕様については、COVRA と EPZ が技術検討を進めており、オランダ向けの固型物収納
体には燃焼度の限られた、有機物を含まない物を依頼しており、現状では法令により蓋締めが要求されているが、将来的に放射性ダスト放出量の規制が引き上げられれば蓋締め無しでの受入れを考えている。
②CSD-C の輸入確認手法
受入検査についての検査項目、検査数はガラス固化体と同様であることが予定されている。

ガス抜き用ポーラルフィルタ

図-2

CSD-C の外形とポーラルフィル

3

EPZ：南オランダ電力会社
HABOG：オランダ中央放射性廃棄物機関（COVRA）の高レ
ベル放射性廃棄物貯蔵施設

459

Ⅴ．国際交流

Ⅴ．国際交流原環センターは IAEA の放射性廃棄物データベース（NEWDB）整備活動に関し、カントリー・コーディネータである経済産業省の委託によりレ
ポート・コーディネーターとして、我が国のデー
タの収集及び NEWMDB への登録実務を担当している。

放射性廃棄物の処理処分はわが国のみならず世
界各国共通の課題であり、協力して進めることが重要である。このため原環センターでは、各国の放射性廃棄物処分の実施主体や研究機関と包括的な協力協定を締結し、制度、安全規制・基準、実＊(3)国際科学技術センター（ISTC） プロジェクト
施状況等に関する情報交換や研究協力等を行ってへの協力いる。
当センターでは、これまで、ISTC プロジェク
また IAEA 等の国際機関の事業に協力するととトとして超深度ボーリング・データの整理、岩盤
もに、国の国際協力事業の一環としてロシアの科
中のガス透過性データ等整理等を実施し、熱によ
学者・技術者支援のプロジェクトに協力している。
る岩盤物理特性影響評価、超深度地震データの解
析、液体放射性廃棄物の坑井への注入処分の評価、(1)情報交換・研究協力を行っている海外機関
放射性廃棄処分の天然バリアとしての岩石の物
・ベルギー／ベルギー原子力研究センター
理的・化学的特性の実験的・理論的研究を実施し（SCK／CEN）てきた。
・中国／中国核工業集団公司地質局
平成 16 年度においては、平成 15 年度に引き続（CNNC / BOG）
いてアクチノイドを含む放射性廃棄物の地層処
・台湾／（財）核能科技協進會（NuSTA）
分のための地質・地球化学条件の評価等の研究を・フィンランド／ポシヴァ社（Posiva Oy）
実施した。
・フランス／放射性廃棄物管理機関（ANDRA）＊ISTC は、政府間協定に基づく国際機関で、旧ソ連
・ドイツ／廃棄物処分施設・建設運転会社／の大量破壊兵器科学者の軍民転換支援による流失
DBE テクノロジー社
防止、市場経済移行支援等を目的としており、アメ（DBE／DBE Technology）
リカ、ＥＵ、日本等が参加している。主な事業は、・韓国／韓国原子力研究所（KAERI）
研究プロジェクト資金の提供、セミナー等の開催、・韓国／韓国水力原子力株式会社 原子力環境
研究者の国際会議出席旅費の提供、研究事業等であ技術院（KHNP/NETEC）
る。
・ロシア／ロシア科学アカデミー（RAS）
・スペイン／放射性廃棄物管理公社（ENRESA）(4)ITC 最終処分国際研究センターへの協力
・スウェーデン／スウェーデン核燃料・廃棄物
平成 15 年 4 月 4 日、放射性廃棄物の最終処分
管 理 会 社 ／ SKB イ ン タ ー ナ シ ョ ナ ル 社に係る国際的な教育訓練のための機関である（SKB/SKBIC）「ITC 地下廃棄物貯蔵・処分国際研修センター」
・スイス／放射性廃棄物管理共同組合(ITC school of Underground Waste Storage and（NAGRA）
Disposal）協会がスイス連邦ベルン州インナート
・英国／NIREX 社（NIREX）
キルヘンに設立された。
（財）原子力環境整備促進・資金管理センター(2)IAEA 放射性廃棄物データベース（NEWMDB）へ
は、ベルン大学（スイス）、カタロニア工科大学の協力（UPC、スペイン）スイス連邦原子力施設安全本
国際原子力機関（IAEA）は、2001 年から各国部（HSK、スイス）及びスイス国家放射性廃棄物の放射性廃棄物に関する情報(放射性廃棄物の管管理共同組合（NAGRA、スイス）とともに、ITC
理プログラムと体制、計画と活動状況、関係するの設立メンバーとして参加した。ITC は、放射性法律と規制、政策、廃棄物のインベントリ)を収廃棄物などの有害廃棄物の最終処分に携わる次集するデータベースの開発を進めている。
世代の科学者、技術者、意志決定者に、最終処分

60

に求められる幅広い知識と技術を伝承することを目指している。
この協会はすべての機関から独立しており、ITC は産業界、規制当局、大学、政府機関すべて
から研修生を受け入れることとしている。協会の会員には、ITC の趣旨に賛同する多くの法人・機関の加入を得ていくこととし、第一回総会を 2003
年 9 月に開催した。ITC には、平成 17 年 7 月末
現在、14 カ国 57 機関、そのうち日本からは 18機関が加入している。
(5)IAEA CRP への協力
IAEA の調整研究プロジェクト(Co-ordination
research Project:CRP) の 一 つ で あ る
CRP-Swelling Clays プログラムでは、途上国の支援を目的に、人工バリアの技術情報を集約する作業が進められている。このプロジェクトでは、高レベル廃棄物処分における人工バリア材料の必要機能や特徴など、技術的情報を整理するとともに、参加各国（カナダ、スウェーデン、中国、
ロシア、インド、韓国、ウクライナ、チェコ、南ア、日本）の人工バリア材料候補となるベントナ
イトについて、基本的な情報をデータベース化す
る予定である。当原環センターはこのプロジェク
トに参加し、日本のベントナイトに関する技術情報を反映した報告書作りに協力している。

61

Ⅵ．資料

Ⅵ．資料
(1)研究成果報告書等
(1/2)
No.
1

研究件名
低レベル放射性廃棄物処

平成 17 年度管理型処分技術調査等

分技術調査

性廃棄物処分技術調査

放射性廃棄物管理に関す
2

平成１7 年度研究成果報告書

る国際機関等の検討状況
調査

平成 17 年度
討状況調査

報告書

成果の外部発表等

低レベル放射（平成 18 年 3 月）

放射性廃棄物に係る国際機関等の検（平成 17 年 12 月）

平成 17 年度

ウラン廃棄物処分技術調査

報告書（平成 18 年 3 月）
2

ウラン廃棄物処分技術調査

第１分冊

ラドン挙動調査/品質保証高度化

第２分冊

除染技術開発試験（フッ素化除染技術開発）

第３分冊

除染技術開発試験（アルカリ融解/電解透析除染等技術開発）

3

4

化調査（物理探査技術信頼

査技術高度化調査（物理探査技術信頼性確証試験） No.3,4,5,13,14.24,

性確証試験）

報告書

地質環境評価技術高度化

平成 17 年度

調査

技術高度化調査（1/3）

25,26,33 参照（平成 18 年 3 月）

高度化調査
遠隔操作技術高度化調査

高精度物理探地層処分技術調査等
報告書

地質環境評価（平成 18 年 3 月）

地層処分技術調査等
報告書

（2/3）

同参考資料

7

－遠隔ハンドリング・定置技術－

バリア機能総－人工バリア特性体系化調査－

Ⅵ.資料(2)外部発表

No.12 参照
原子力環境整備促進・-II

資金管理センター、日（共同研究）（June 2006）

JAEA-Reseach 2006-031

本原子力研究開発機構

RWMC-JRJ-031

共同研究報告書

平成 17 年度

調査

料照射影響評価高度化

地層処分技術調査等報告書（平成 18 年 3 月）

地層処分技術調査等

報告書

人工バリア材

性能評価技術（平成 18 年 3 月）

（第１分冊）性能評価に関する情報の収集及び整理（第２分冊）現実的性能評価技術の開発（第３分冊）多重バリア長期安全性調査

62

46,47,48,59,60,64 参

オーバーパック溶接部の耐食性評価に関する研究

人工バリア材料照射影響

性能評価技術高度化(2)外部発表

照

地層処分技術調査等

報告書

平成 17 年度
8

Ⅵ.資料

No. 2,6,15,16,28,32,（3/3）（平成 18 年 3 月）
人工バリア特性体系化調査(2)外部発表

No.7,34,38,50 参照（2/2）

平成 17 年度
合調査

Ⅵ.資料

遠隔操作技術（平成 18 年 3 月）

（平成 18 年 3 月）
（1/2）

6

(2)外部発表

平成 17 年度

平成 17 年度

5

地層処分技術調査等

Ⅵ.資料

高精度物理探査技術高度

(2/2)
No.
9

研究件名

平成１7 年度研究成果報告書

地球化学バリア有効性確

平成 17 年度

証調査

有効性確証調査
平成 17 年度

10

地層処分技術調査等
報告書

成果の外部発表等

地球化学バリア（平成 18 年 3 月）

地層処分技術調査等
報告書

モニタリング機

モニタリング機器技術高器技術高度化調査（平成 18 年 3 月）

度化調査（その１）地層処分モニタリングシステムの調査（その２）地層処分記録保存システムの調査

1112

人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価
人工バリア長期性能確証
試験

ヨウ素固定化技術調査

14

15

16

行評価技術調査
地下空洞型処分施設性能確証試験

廃棄体開発調査

総合情報調査18

技術情報広報調査

19

20

21

表

評価

報告書

（平成 17 年 3 月）

参照

平成 17 年度

地層処分技術調査等

処分技術調査-人工バリア長期性能確証試験書

報告

地層処分技術調査等

処分技術調査TRU 廃棄物関連

ヨウ素固定化技術調査

報告書

平成 17 年度

地層処分技術調査等

処分技術調査放射化金属廃棄物炭素移行評価技術

調査

報告書

（平成 18 年 3 月）

平成 17 年度

地層処分技術調査等

処分技術調査報告書

22

TRU 廃棄物関連(2)外部発No.29,39,40,

Ⅵ.資料
表

Ⅵ.資料
表

(2)外部発No.43 参照
(2)外部発No.44,45 参照

TRU 廃棄物関連

地下空洞型処分施設性能確証試験（平成 18 年 3 月）

平成 17 年度

地層処分技術調査等

処分技術調査廃棄体開発調査

TRU 廃棄物関連

報告書（平成 18Ⅵ.資料
表(2)外部発No.18,19,20,

21,22,23,49 参照

平成 17 年度 総合情報調査 報告書（平成 18 年 3 月） Ⅵ.資料
（第１分冊）（第２分冊）（第３分冊）

平成 17 年度

技術情報広報調査表(2)外部発No.37 参照

報告書

（平成 18 年 3 月）
平成 17 年度

究調査書

放射性廃棄物地層処分の平成 17 年度

放射性廃棄物の安全基準等に関する調安全基準等に関する調査

査（平成 18 年 3 月）

安全規制及び安全基準に

平成 17 年度

係る内外の動向調査

向調査

確認に係る海外調査

No.8,11,51,53

Ⅵ.資料
表(2)外部発41,42,62 参照（平成 17 年 3 月）

地層処分重要基礎技術研

返還放射性廃棄物の廃棄

Ⅵ.資料

人工バリア・天然バリアガス移行挙動

年 3 月）
17

No.9,35,36 参

処分技術調査TRU 廃棄物関連(2)外部発照地層処分技術調査等（平成 18 年 3 月）
放射化金属廃棄物炭素移表

平成 17 年度

平成 1７年度
13

TRU 廃棄物関連Ⅵ.資料

地層処分重要基礎技術研究調査報告（平成 18 年 3 月）

報告書

平成 17 年度
外調査

安全規制及び安全基準に係る内外の動報告書

返還放射性廃棄物の廃棄確認に係る海

報告書

同参考資料

（平成 18 年 3 月）
（平成 18 年 2 月）

（平成 18 年 2 月）

63

Ⅵ．資料

(2)外部発表等(1/6)（学会発表等）
No.
1

2

3

題

目

5

7

者

発

表

先

韓国原子力学会・日本原子力学会等主催、

金子昌章、斉田勇三、Barrier Type Over-capping

鈴木正人、今井淳

放射性廃棄物地層処分緩衝材の材料

田中誠、増田良一、(社)地盤工学会「平成 17 年度研究発表会」

特性を考慮した動的締固め時挙動解

多田浩幸、朝野英一、(2005/7/5～8)

析

雨宮清、粥川幸司

函館市

地層処分における電磁法解析技術の吉村公孝、関口高志、

開発（その５）

大久保秀一、山根一修製作（その４）(2005/5/15～19) 韓国(社)物理探査学会「第 112 回学術講演会」(2005/5/9～11)
早稲田大学(2005/5/9～11)

山根一修、中島智早稲田大学

適用事例について関口高志、山根一修

用性基礎試験

「ICAPP'05」

関口高志、大里和己、

大久保秀一、吉村公孝、

処分孔三次元遠隔計測システムの適

IAEA 等共催

吉村公孝、大久保秀一、 (社)物理探査学会「第 112 回学術講演会」

沿岸域の海底下のおける断層調査の高レベル放射性廃棄物処分における6

表

Leachate Reduction by Capillary

4 地層処分における海底電磁法機器の4発

多田浩幸、増田良一、
朝野英一、高尾肇、
竹ヶ原竜大、上坂文哉、
宇津野二士(社)物理探査学会「第 112 回学術講演会」(2005/5/9～11)
早稲田大学(社)土木学会「平成 17 年度全国大会第 60回年次学術講演会」(2005/9/7～9)
早稲田大学

海水準変動を考慮した沿岸地域の地

山本修一、吉村公孝、(社)土木学会「平成 17 年度全国大会第 60

下水流動に及ぼす地層構造の影響に

岡本修一、大久保秀一、 回年次学術講演会」(2005/9/7～9)

ついて

井尻裕二

早稲田大学

岡本修一、山本修一、

8

原位置環境下でのベントナイト混合

藤原愛、志村友行、(社)土木学会「平成 17 年度全国大会第 60

土の長期材料特性 -グリムゼル岩盤

安藤賢一、田中達也、

回年次学術講演会」(2005/9/7～9)

実験場におけるガス移行挙動試験-

Stratis Vomvoris,

早稲田大学

Bill Lanyon
アジア・オセアニア地球科学学会
9Long-term Record Preservation on

大内仁、虎田真一郎、Geological Disposal

坪谷隆夫「2nd Asia Oceania Geosciences Society(AOGS) Annual
Meeting 2005(2005/6/20～24)
シンガポール

10

11

12

64

余裕深度処分に関する安全対策の検討(社)日本原子力学会バックエンド部会主催
橋本学、小林立「第 21 回バックエンド部会夏期セミナー」(2005/7/28～29)山形市

藤原愛、岡本修一、

国 際 会 議 「 International Symposium on

The Gas Migration Test(GMT) at the

坪谷隆夫、安藤賢一、Engineered

Grimsel Test Site

志村友行、S.Vomvoris、 Radioactive Waste Disposal"ISEB 2005

Barriers

for

High

Level

P.Marschall(2005/9/8～10)中国

電気化学的手法による炭素綱オーバ

三井裕之、大槻彰良、(社)腐食防食協会「第 52 回材料と環境討論

ーパック溶接部の腐食挙動評価

朝野英一、谷口直樹

会講演」(2005/9/14～16)北海道大学

(2/6)
No.

題

目

発

表

者

発

表

先

Estimation of permeability
13

distribution in rock mass from上原真一、吉村公孝、(社)可視化情報学会「4th World Congress on

acoustic wave tomography using

大西有三、西山哲、Industrial Process tomography」国際会議

frequency-velocity dispersion

安藤賢一、矢野隆夫(2005/9/5～8)福島県会津若松市

沿岸海底下における断層調査への海吉村公孝、大久保秀応用地質学会「平成 17 年度日本応用地質学

底電磁法の適用について

山根一修

会研究発表会」(2005/10/27～28)名古屋市

relationship14増田良一、朝野英一、
15

Buffer Construction Technique by

多田浩幸、志村友行、

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際

means of Granular Bentonite

松田武、納多勝、会議場

森拓雄、鵜山雅夫
Remote Handling and Emplacement
Technology for Waste Package andBuffer Material at HLW
16

Repository-Feasibility Study on
Transportation Techniques
Employing Air-Bearing System for岩田裕美子、吉田健、
菅野毅、多田浩幸、
増田良一、朝野英一

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際
会議場

Pre-Assembled Package at Drift
TunnelDevelopment of waste packages for18

TRU-disposal(2) -Development ofConcrete Container Type Package:
Package 1

伊藤貴司、小林茂樹、
小川秀夫、朝野英一、
大和田仁、大槻彰良

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際
会議場

Development of waste packages for19

TRU-disposal(3)渋谷和俊、朝野英一、-Examination of manufacturing

大和田仁、大槻彰良、

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際

technique of TRU waste package Made

川崎透、吉田拓真、

会議場

of High-Strength and Ultra

松尾俊明、武井明彦

Low-Permeability ConcreteDevelopment of waste packages for20

TRU-disposal(4)川崎透、朝野英一、-Evaluation of Confinement

大和田仁、大槻彰良、

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際

Performance of TRU Waste Package

吉田拓真、松尾俊明、

会議場

Made of High-Strength and Ultra

渋谷和俊、武井明彦

Low-Permeability ConcreteDevelopment of waste packages for21

TRU-disposal(5)Development of cylindrical metal
package for TRU wastes

嶺達也、水林博、
朝野英一、大和田仁、
大槻彰良

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際
会議場

65

Ⅵ．資料

(3/6)
No.

題

目

Development of waste packages for
TRU-disposal(6)22

Photocatalytic Decomposition ofRadioactive Organics in Waste
Packages

発

表

者

発

表

先

中西智明、加藤修、
大和田仁、大槻彰良、

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際

朝野英一、栗本宜孝、

会議場

和田隆太郎、安永龍哉

Development of waste packages

23

for TRU-Disposal(7)神徳敬、澤周補、-Development of the Long-Term

菅野毅、深谷祐一、Confinement Container

中山元、明石正恒、(Titanium-Carbon Steel

朝野英一、大槻彰良、Composite Container)for TRU

大和田仁、栃木義克

GLOBAL2005(2005/10/9 ～ 13) つ く ば 国 際
会議場

Waste Disposal弾性波速度の分散特性を用いた岩24

盤の透水トモグラムの評価手法に
関する研究

25

26

27

28

29

秋期)学術講演会」(2005/10/16～18)沖縄県

安藤賢一

ータに基づく3次元解析技術の試解法

津久井朗太、山根一修秋期)学術講演会」(2005/10/16～18)沖縄県

地層処分におけるフルウエーブト

李鐘河、吉村公孝、(社)物理探査学会「第 113 回(平成 17 年度

モグラフィ技術開発

坂下晋秋期)学術講演会」(2005/10/16～18)沖縄県

高レベル放射性廃棄物処分場モニタリ

竹ケ原竜大、椋木敦、(社)物理探査学会「第 113 回(平成 17 年度

ングの概要と物理探査技術への期待

吉村公孝、虎田真一郎秋期)学術講演会」(2005/10/16～18)沖縄県

オーバーパックへのクリーピング

鈴木紀生、大槻彰良、(社)日本非破壊検査協会「平成 17 年度秋季

波の適用性(その 3)

朝野英一、山口憲治

講演大会」(2005/111/21～22)広島県

Study on long-term alteration of

久野義夫、大和田仁、

IAEA 放射性廃棄物処分の安全性に関する国

engineered barrier materials

金子昌章、朝野英一

際会議(2005/10/3～7)東京

原子力環境整備促進・

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関する資金管理センター

国際会議」(2005/10/3～7)東京

Leachate Reduction by Capillary

金子昌章、斉田勇三、

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関するBarrier Type Over-capping

鈴木正人、今井淳

国際会議」(2005/10/3～7)東京

原子力環境整備促進・

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関する資金管理センター

国際会議」(2005/10/3～7)東京

Electromagnetic Method for

原子力環境整備促進・

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関する

Various Environment

資金管理センター

国際会議」(2005/10/3～7)東京

of trench disposal of VLLW

Study on Remote Operation
32(社)物理探査学会「第 113 回(平成 17 年度

大西有三、金亨穆、

大久保秀一、吉村公孝、 (社)物理探査学会「第 113 回(平成 17 年度(パネル展示・ビデオ映写・発表論文)
31

菊地崇、西山哲、

北海道幌延地域の既存電磁法探査デ

Verification tests for the Safety
30

坂下晋、吉村公孝、Technology at HLW Repository)(パネル展示)Development of High Resolution

33(パネル展示・模型展示)66

(4/6)
No.
34

題

目

発

表

者

発

表

先

Demonstration of Web-based SIFD

原子力環境整備促進・

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関(パソコンによるデモ)

資金管理センターする国際会議」(2005/10/3～7)東京

原子力環境整備促進・

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関

資金管理センターする国際会議」(2005/10/3～7)東京

・Monitoring Technology for Geological
Disposal
35

・Record Preservation Study on
Geological Disposal(パネル展示・記録媒体展示・発表論文)

36

Feasibility study of monitoring and its
technology for geological repositories
Information Database for High-level

37

Radioactive Waste Disposal(パソコンによるデモ)

38

39

42

43

44

する国際会議」(2005/10/3～7)東京
IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関

資金管理センターする国際会議」(2005/10/3～7)東京

大内仁、坪谷隆夫、

REPOSITORY DEVELOPMENT PROGRAM

安藤賢一

人工バリア長期性能確証試験

朝野英一、久野義夫、大－(1)全体概要－

和田仁、金子昌章－(2)フライアッシュセメントの変質モデ

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関原子力環境整備促進・

INVESTIGATION FLOW DIAGRAM IN

朝野英一、久野義夫、
大和田仁、坂本浩幸、
柴田真仁、山田憲和、
下田紗音子

国際会議「2005 ISRSM」(2005/11/2～4)韓国

日本原子力学会「2006 年春の年会」(2006/3/24～26)日本原子力研究開
発機構
日本原子力学会「2006 年春の年会」(2006/3/24～26)日本原子力研究開発機構

人工バリア長期性能確証試験

朝野英一、久野義夫、

日本原子力学会「2006 年春の年会」－(3)ひび割れへの二次鉱物析出に伴う物

大和田仁、渡邉賢三、(2006/3/24～26)日本原子力研究開

性変化－

横関康祐

発機構

人工バリア長期性能確証試験

朝野英一、久野義夫、

日本原子力学会「2006 年春の年会」－(4)セメント系材料とベントナイト系材

大和田仁、金子昌章、(2006/3/24～26)日本原子力研究開

料の界面近傍での挙動－

宮本真哉、佐藤光吉

発機構

還元雰囲気 Na2S 水溶液中でのヨウ化銀(AgI)溶解挙動

稲垣八穂広、斉藤育成、 日本原子力学会「2006 年春の年会」
加藤修、朝野英一、(2006/3/24～26)日本原子力研究開

西村務、金子昌章

発機構

放射化金属廃棄物の C-14 の放出移行に関金子昌章、西村務、する研究(その 1) －全体計画－

朝野英一、田辺博三

放射化金属廃棄物の C-14 の放出移行に関
45

坪谷隆夫

吉村公孝、山本修一、

ルの構築－

41

福岡敬介、大内仁、

DEVELOPMENT OF THE WEB-BASED SITE

人工バリア長期性能確証試験40

虎田真一郎、杉山武、する研究(その 2) -腐食速度評価手法の検討-

金子昌章、西村務、
朝野英一、田辺博三、
中西智明、加藤修、
建石剛

日本原子力学会「2006 年春の年会」(2006/3/24～26)日本原子力研究開
発機構
日本原子力学会「2006 年春の年会」(2006/3/24～26)日本原子力研究開
発機構

67

Ⅵ．資料

(5/6)
No.
46

47

題

目

表

者

オーバーパックの遠隔溶接・検査技術の朝野英一、大槻彰良、

開発 (3)溶接法の適用性評価

鴨和彦、片岡茂樹

オーバーパックの遠隔溶接・検査技術の開発 (4)非破壊検査技術の適用性評価
高レベル放射性廃棄物地層処分の遠隔48

発

ハンドリング・定置技術の開発 (1)要素技術の体系的評価

発表

先日本原子力学会「2006 年春の年会」(2006/3/24 ～ 26) 日 本 原子 力研 究
開発機構

大槻彰良、朝野英一、

日本原子力学会「2006 年春の年会」

山口憲治、前田一人、(2006/3/24 ～ 26) 日 本 原子 力研 究

片岡茂樹

開発機構

戸栗智仁、増田良一、
朝野英一

日本原子力学会「2006 年春の年会」(2006/3/24 ～ 26) 日 本 原子 力研 究
開発機構

The Development of Concrete Packages
for Geological Disposal of B-and TRU
49

Radioactive Waste-Collaboration Between ANDRA and大和田仁、朝野英一、

WasteManagement'06(2006/2/27 ～A.Roulet、F.Pineau

3/2)米国

RWMC-

50

51

DEVELOPMENT OF A WEB-BASED SITE

吉村公孝、山本修一、

INVESTIGATION FLOW DIAGRAM FOR HLW

佐藤晶子、安藤賢一、

REPOSITORY DEVELOPMENT

大内仁、坪谷隆夫

54

55

56

57

68

Radioactive

WasteManagement Conference(2006/4/30～5/4)米国

志村友行、藤原愛、

国際会議

安藤賢一、山本修一、

High-Level

Grimsel Test Site

S.Vomvoris、P.Marschall、 Management Conference(2006/4/30

A 2-PHASE,3-D FLOW MODELING FOR THE

森康二、多田和広、

GAS MIGRATION TEST

登坂博行、藤原愛、Stratis Vomvoris

53

2006 International

High-Level

Large-Scale Gas Migration Test at

G.W.Lanyon

52

国際会議

2006International
Radioactive

Waste～5/4)米国
国際会議
High-Level

2006International
Radioactive

WasteManagement Conference(2006/4/30～5/4)米国

MODELING APPROACHES FOR THE DESIGN AND

Rainer Senger、藤原愛、

国際会議

ANALYSIS OF THE GAS MIGRATION

志村友行、B.Lanyon、High-Level

TEST(GMT) AT THE GRIMSEL TEST

P.Marschall、S.Vomvoris、 Management Conference(2006/4/30

SITE,SWITZERLAND

山本修一、安藤賢一

原環センターにおける安全研究

田辺博三(財)原子力環境整備促進・資金管理セン
ターにおける放射性廃棄物研究
安全評価の基本的考え方等に関する調査研究－処分の安全基準等の調査
ハル・エンドピース中に含まれる炭素の地質環境中での化学形態に関する研究

田辺博三

稲垣裕亮

朝野英一、金子昌章

2006International
Radioactive

Waste～5/4)米国
原子力安全委員会主催「安全研究成果報告会」(2006/3/3)東京
原子力安全委員会主催「安全研究成果報告会」(2006/3/3)東京
原子力安全委員会主催「安全研究成果報告会」(2006/3/3)東京
原子力安全委員会主催「安全研究成果報告会」(2006/3/3)東京

(6/6)（論文投稿）
No.
58

題

目

発

地中無線伝送を応用したモニタ

表

者

発

大内仁、虎田真一郎

リング技術

表

先

日本工業出版「検査技術」(掲載 2005 年 9 月号)

Long-term Integrity of Waste
Package Final Closure for HLW
59

Geological Disposal,(Ⅰ)

原 子 力 学 会 英 文 誌 (j.Nucl.Sci.Technol.)

朝野英一、有冨正憲

Points at Issue Concerning

Vol.42 №5(掲載 2005 年 5 月)

1,000Years Containment
Capability of OverpackLong-Term Integrity of Waste
Package Final Closure for HLW
60

Geological Disposal,(Ⅱ)

朝野英一、澤周補、

原 子 力 学 会 英 文 誌 (J.Nucl.Sci.Technol.)Applicability of TIG Welding

有冨正憲

Vol.42 №6(掲載 2005 年 6 月)

高村 尚

日本原子力学会誌(掲載 2005 年 11 月号)

Method to Overpack Final
Closure61

続・フランス放射性廃棄物管理機関(ANDRA)滞在記
Study on a long-term

62

alteration of engineered
barrier materials

63

IAEA「放射性廃棄物処分の安全性に関する国際

久野義夫、朝野英一、

会議」:Contributed papers(2005/10/3～7)東

山田憲和

京

原子力環境整備促進・資月刊エネルギー,特集「安全な高レベル放射性金管理センター

廃棄物処分に向けて」(2005 年 11 月号)

Geological Disposal,(Ⅲ)

朝野英一、前田一人、

原 子 力 学 会 英 文 誌 (J.Nucl.Sci.Technol.)Applicability of Electron Beam

有冨正憲

Vol.43 №2(掲載 2006 年 2 月)

各国の現状
Long-term Integrity of Waste
Package Final Closure for HLW

64

Welding to Overpack Final
Closure(3)技術報告書
No.
1

表

題

著

者

高レベル放射性廃棄物地層処分に関する研究開発

田辺博三、稲垣裕亮

全体マップの整備(RWMC-TRJ-04005-1)

江守稔

発行年月
平成 17 年 3 月

69

Ⅵ．資料

(4)委員会一覧(1/3)
区
1.放射性廃棄物分(1)余裕深度処分

委員会名称

委

員

（○：主査 敬称略）

低レベル放射性廃棄物○田中 知（東京大）、

大江俊昭（東海大）

処分技術検討委員会

杤山

木村英雄（JAEA）

修（東北大）、の管理処分に

大井貴夫（JAEA）、

妹尾宗明（RANDEC）

関する調査研岩沢信夫（新金協）、

佐々木則行（日本原燃）

究(2)ウラン廃棄物

ウラン廃棄物除染検討○松本史朗（埼玉大）、 寺井隆幸（東京大）委員会

板垣乙未生（東北大）、 高島正之（福井大）

処理処分

榎田洋一（名古屋大）、 池田泰久（東工大）
村田雅人（JAEA）、

平林孝圀（RADA）

板橋隆昭（日本原燃）、 藤永英司(新金協)
ウラン廃棄物処分検討○浜田達二（RI 協会）、 田中知（東京大）

委員会

中沢正治（東京大）、

金井豊（産総研）

吉岡勝廣（島根県）、

田子格（JAEA）

板橋隆昭（日本原燃）
ウラン廃棄物処分技術○田中 知（東京大）、

下 道國（藤田保健衛生大）総合検討委員会

浜田達二（RI 協会）、

松本史朗（埼玉大）

木村英雄（JAEA）、

財津知久(JAEA)

内田滋夫（放医研）

板橋隆昭（日本原燃）

藤永英司（新金協）

2.放射性廃棄物(1)高レベル放射の地層処分に性廃棄物処分

物理探査技術確証試験○大西有三（京都大）、 松岡俊文（京都大）

検討委員会

六川修一（東京大）、

長谷川 健（JAEA）

内田利弘(産総研)、

河西鈴木義和（東電）、

土

関する調査研
究基（電中研）
宏之（NUMO）

地質環境評価技術高度○堀井秀之（東京大）、 大江俊昭（東海大）

化検討委員会徳永朋祥（東京大）、

福島龍朗（JAEA）

丸井敦尚（産総研）、

宮川公雄（電中研）

齋藤典之（東電）、

小池章久（NUMO）

佐々木 泰（日本原燃）
遠隔操作技術高度化調○有冨正憲（東工大）、 池内建二（大阪大）

査検討委員会

小菅一弘（東北大）、石川博久（JAEA）(遠隔操業システム高度

河西

北山一美（NUMO）

基（電中研）、化検討委員会)同上(遠隔溶接・検査技術検
討委員会)
同上

70

○池内建二（大阪大）、 谷口直樹（JAEA）
植田浩義（NUMO）、

入江宏定（JWSC）

大岡紀一（JWES）、長澤和幸（東電）○小菅一弘（東北大）、 小峯秀雄（茨城大）(遠隔ハンドリング・定藤田朝雄（JAEA）、

置技術検討委員会)

齋藤典之（東京電力）、 阪部靖（NUMO）

人工バリア特性体系化○村川英一（大阪大）、 春名

匠（関西大）

調査検討委員会

井上博之（大阪府立大）新孝一（電中研）(2/3)
区

分

委

委員会名称

2.放射性廃棄物(1)高レベル放射の地層処分に性廃棄物処分

関する調査研
究

員

（○：主査

敬称略）

性能評価技術開発検討○大江俊昭（東海大）、 新堀雄一（東北大）

委員会

石黒勝彦（NUMO）、ナチュラルアナログ検○鹿園直建（慶応大）、 徳永朋祥（東京大）討委員会

新堀雄一（東北大）

佐藤石黒勝彦（NUMO）、佐藤正知（北海道大）

田中忠夫（JAEA）

努（金沢大）、

瀬尾俊弘（JAEA）(2)TRU 放射性廃地球化学バリア有効性○杤山修（東北大）、 長崎晋也（東京大）確証調査検討委員会

森山裕丈（京都大）

鹿園直建（慶応大）

大貫敏彦（JAEA）

木村貴海（JAEA）

油井三和（JAEA）

楠瀬勤一郎（産総研）

地層処分モニタリング○田中知（東京大）、 大江俊昭（東海大）

システム検討委員会

徳永朋祥（東京大）、

長崎晋也（東京大）新堀雄一（東北大）、

河西

梅木博之（JAEA）、

黒田茂樹（関西電力）

北山一美（NUMO）、佐々木 泰（日本原燃）

基（電中研）

ガス移行挙動評価検討

○辻

委員会

登坂博行（東京大）、

西垣

棚井憲治（JAEA）、

丸井敦尚（産総研）

棄物処分

幸和（群馬大）、 大西有三（京都大）
誠（岡山大）

中川加明一郎（電中研）、神田和彦（日本原燃）
人工バリア長期性能確○大江俊昭（東海大）、 田中

証試験検討委員会

岸利治（東京大）、知（東京大）

井上厚行（千葉大）

坂井悦郎（東工大）、佐藤努（金沢大）

田中忠夫（JAEA）、

本田明（JAEA）

加藤和之（東電）、

堀江正人（日本原燃）

ヨウ素固定化技術調査○大江俊昭（東海大）、 田中 知（東京大）委員会

田辺哲朗（九州大）、

加藤尚武（工学院大）

亀井玄人（JAEA）、

武部愼一（JAEA）

月村勝宏（産総研）、

越智英治（日本原燃）

放射化金属廃棄物炭素○杤山修（東北大）、 出光一哉（九州大）

移行評価技術調査委員

藤本愼司（大阪大）、会

加藤和之（東京電力）、 佐々木規行（日本原燃）

地下空洞型処分施設性○辻

能確証試験検討委員会

前川宏一（東京大）、小峰秀雄（茨城大）

坂井悦郎（東工大）、

北山一美（NUMO）

宮本陽一（JAEA）、

竹内真司（JAEA）

本田

幸和（群馬大）、 西垣

鈴木和義（東京電力）、 京谷
廃棄体開発検討委員会

明（JAEA）
誠（岡山大）

修（日本原燃）○寺井隆幸（東京大）、 魚本健人（東京大）小澤一雅（東京大）、

名和豊春（東北大）

馬場恒孝（JAEA）、豊田政男（大阪大）

篠原

白井孝治（電中研）

正（NIMS）、

堀川義彦（関西電力）、 小林康利（日本原燃）
越智英治（日本原燃）

71

Ⅵ．資料

(3/3)
区

分

3.放射性廃棄物全般に共通する調
査研究

委員会名称

委

員

（○：主査

修（東北大）、 田中

敬称略）

地層処分重要基礎技術

○杤山

研究委員会

大西有三（京都大）

大江俊昭（東海大）

北山一美（NUMO）、山崎晴雄（首都大学東京）

最終処分人材養成調査

○杤山

検討委員会

石川博久（JAEA）、

河西

西脇由弘（JNES）、

北山一美（NUMO）

知（東京大）修（東北大）、 長崎晋也（東京大）基（電中研）

岡本光雄（日本原燃）、 藤原啓司（電事連）

JAEA：(独)日本原子力研究開発機構
産総研：(独)産業技術総合研究所
RANDEC：(財)原子力研究バックエンド推進センター
NIMS：(独)物質・材料研究機構
RADA：(財)放射線利用振興協会
NUMO：原子力発電環境整備機構
JWES：(社)日本溶接協会

72

放医研：(独)放射線医学総合研究所
JNES：(独)原子力安全基盤機構
RI 協会：(社)日本アイソトープ協会
電中研：(財)電力中央研究所
新金協：(社)新金属協会
JWSC：(財)日本溶接技術センター

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73

原環センター ２００５年度

技術年報

2006 年 11 月発行
財団法人 原子力環境整備促進･資金管理センター〒105－0001 東京都港区虎ノ門 2-8-10 第 15 森ビル 4F
TEL 03－3504－1081（代表）
FAX 03－3504－1297
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