とめ第11章

研究成果の反映と今後の展望

11-1

研究成果の反映………………………………………… 140

11-1-1

低レベル放射性廃棄物処分

11-1-2

高レベル放射性廃棄物処分

11-1-3

使用済燃料等の輸送・貯蔵技術

11-2

まとめと今後の展望…………………………………… 142章

ま第Ⅳ部 第第Ⅳ部

11

第第Ⅳ部章第11章

1111-1

研究成果の反映

よびベントナイト系材料には、処分される放射性核種の特性（半減期など）に応じた長期的な核種移行抑制機能

11-1-1

低レベル放射性廃棄物処分（核種の生活圏への移行を極力遅延させる機能：低透水・低拡散性、収着性、低溶出性）が求められる。

第 1 章で述べたように、原子力発電所の運転に伴って廃棄体溶融処理技術に関して、第 5 章で示したプラズ発生する低レベルの放射性廃棄物の処分は、低レベル濃マ溶融技術を用いた低溶出性が期待できる廃棄体製造技縮廃液をセメントなどにより固化した第１号の埋設施設術を開発・提案するとともに、溶融時の核種挙動などのが 1992 年より、また、定期検査などによって発生する廃棄体性能特性を明らかにした。これらの成果は、電気金属類、塩ビなど、固体状廃棄物（いわゆる、雑固体廃事業におけるプラズマ溶融による低レベル放射性雑固体棄物）を対象とした第 2 号の埋設施設が 2000 年より、廃棄物の固化処理の実用化や、その後の技術指針策定な操業を開始している。さらに現在、国などを中心として、どに反映された 2）。

上述した廃棄物よりも比較的放射能レベルが高い高 bg

また、放射性廃棄物処分施設を構成するセメント系材廃棄物などを対象とした次期フェーズの低レベル放射性料およびベントナイト系材料に関して、期待される核種廃棄物に関して、50m 以深（おおむね 100m 程度まで）移行抑制機能のうち低拡散性、低透水性に影響を与えるのやや深い地中におけるトンネル方式による埋設処分施要因のメカニズムを解明し、その長期的な挙動と影響を設（いわゆる、余裕深度処分）の検討がなされている。

評価するために、第 3 章および第 4 章で示したセメント

当研究所では、埋設処分以前の海洋投棄処分が検討さ系材料およびベントナイト系材料を対象とした各種耐久れていた頃から、低レベル放射性廃棄物処分技術の研究性試験および解析モデルの開発を行ってきた。
いずれの成果も、日本原燃および電気事業による低レに長年取り組んできており、安全な処分技術として、前レビューでも示した内容に加えて、２章から５章まベル放射性廃棄物処分施設の計画立案、設計、評価や技でに紹介した研究を実施してきている。当研究所が技術術報告書などへ反映され、処分事業の円滑な推進に貢献開発面でかかわってきたバックエンド事業支援研究の特している。

1）

徴は、①事業の円滑な推進のための技術開発（事業化支援研究）、②学会標準 ･ 基準・指針の策定への研究成果⑵

学会標準などへの研究成果の反映の提供（学術貢献）などを通じての社会貢献であり、国上述のような技術開発成果をもとに、余裕深度処分な内外の情勢を踏まえて先取り的に研究を提案・実施してどの低レベル放射性廃棄物処分に関する原子力学会によきた。

る学会標準（民間規格）の策定、土木学会による技術報

これらの特徴を踏まえて、当研究所が実施した研究成果の主な活用事例を以下に示す。

告書の取りまとめ・公表、および国における安全審査指針の改定などに協力・貢献してきた。表 11-1-1 は、当研究所の研究成果が反映されている国の指針、学会にお⑴事業の円滑な推進のための技術開発

ける民間規格や技術報告書などの一覧である。

低レベル放射性廃棄物処分施設では、放射性廃棄物がさらに、第 3 章における処分施設の検査技術、および封入された容器（ドラム缶など）を、セメント系材料お第 4 章のリスク論的安全評価に関する検討などを進展さよびベントナイト系材料を用いて建設された処分施設にせることにより、低レベル放射性廃棄物処分におけるよ収納し埋設する。このため、放射性廃棄物を封入した廃り信頼性のあるシステムの構築をめざして研究を進めて棄体（放射性廃棄物とそれを封入した容器および充填物いる。の全体を示す）と処分施設を構成するセメント系材料お140

第章

11
表 11-1-1

電力中央研究所が作成・策定に貢献した国・学会の規格・技術報告書の一覧
当研究所が作成・策定に貢献した国・学会の民間基準・技術報告書等

原子力安全委員会（社）日本原子力学会（社）日本原子力学会（社）土木学会時

2010年８月

学会標準「余裕深度処分の安全評価手法」

2009年５月発行

学会標準「余裕深度処分対象廃棄体の製作に関わる基本的要件」

2009年12月発行

学会標準「トレンチ処分施設の施設検査方法」

2011年２月発行

学会標準「低レベル放射性廃棄物の埋設地に係る埋戻し方法及び施設の管理方法」

2009年度末

学会標準「収着分配係数の測定方法 - 浅地中処分のバリア材を対象としたバッチ法の基本手順」

2002年10月

学会標準「クリアランスの判断方法」

2005年７月

学会標準「収着分配係数の測定方法‐深地層処分のバリア材を対象とした測定方法の基本的手順」、および技2006年８月
術レポート
学会標準「返還廃棄物の確認に関する基本的考え方」

2007年３月

エネルギー委員会「低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に関する研究小委員会活動中間報告会」中間報告書

2008年１月

エネルギー委員会「余裕深度処分の安全評価における地下水シナリオに用いる核種移行評価パラメータ設定の2008年６月公表
考え方」
エネルギー委員会「余裕深度処分における地下施設の設計及び品質管理、検査の考え方」

11-1-2期

第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方

高レベル放射性廃棄物処分

2009年７月公表

会議」に協力研究機関として参画し、当研究所の研究成果などを踏まえて、我が国としての総合的な地層処分基

原環機構では、高レベル放射性廃棄物地層処分の処分盤技術開発の推進に貢献している 4）。

地選定を、最終処分法 3） に基づき、次のような３つのステップで進めていくこととしている。

⑵

概要調査における調査・評価技術の体系化①

概要調査地区の選定

原環機構との共同研究として、当研究所横須賀地区に②

精密調査地区の選定

おいて概要調査段階で必要となるボーリング調査技術の③

最終処分施設建設地の選定実証試験を行い、概要調査で必要なボーリング調査技術

当研究所では、原環機構による最初の段階の概要調査の適用性を確認し実施手順を構築した。また、当研究所地区選定（上記①）に向けての事業推進を支援するととを含めて国内における既往調査技術を調査・分析、取りもに、次の精密調査地区選定段階に備えての技術課題をまとめなど行った結果に基づき、本レビュー 2-5 で述べ中心に技術開発を進めてきている。これまでの研究成果たように、概要調査における調査・評価の方法と手順をの活用の主な事例を以下に述べる。

総合的に検討して体系化したフローを提示した。これは、原環機構による今後の概要調査の実施においての活用が⑴

概要調査・精密調査に向けての基盤技術開発期待される。

我が国の高レベル放射性廃棄物地層処分に必要な基盤技術の開発（地層処分対象の TRU 廃棄物も対象に含む）⑶

サイト選定に関わる地質環境

は、JAEA による基礎基盤研究（科学的視点）と、経産高レベル放射性廃棄物処分地選定の概要調査地区選定

省エネ庁による地層処分調査事業としての高度化・実用や精密調査地区選定に際しては、各段階における地質環化研究（工学的視点）を二つの柱として進められている。

境の長期安定性（隆起・侵食、海水準変動、火山など）

当研究所は、第２章でも述べたように、JAEA との共同に関する調査・評価を行うことになるが、その際の基本研究や経産省エネ庁委託研究（地層処分調査事業の一的な考え方を土木学会原子力土木委員会地下環境部会に環）に積極的に参画し、コントロールボーリング掘削調おいて取りまとめ、公表した（「概要調査地区選定時に査技術や地下水年代測定技術など、地質地下水に関わる考慮すべき地質環境に関する基本的考え方」（2001 年 8

当研究所独自の先端的な調査技術を開発してきている。

月））5）。「精密調査地区選定段階における地質環境調査

また、経産省エネ庁主催の「地層処分基盤研究開発調整と評価の基本的考え方」（2006 年 1 月）6） の作成にあ電中研レビュー No.55 ● 141

第章

11

たっては、当研究所が中心的な役割を果たした。これら⒠の成果は、原環機構により公表された「概要調査地区選鋳鉄キャスクの ASME 規格化定上の考慮事項」（2002）に反映されている 。
7）

また、その後の原環機構による報告書「地層処分事業

使用済燃料の輸送・貯蔵兼用キャスクとして、経済的な鋳鉄キャスクの規格を、当所での試験・研究などをもとに、米国機械学会（ASME）規格として制定した。の安全確保（2010 年度版）－確かな技術による安全な

本成果は、使用済燃料輸送・貯蔵容器の調達の選択肢

地層処分の実現のために－（概要版）」（2012）などにもを広げるとともに、放射性廃棄物の余裕深度処分容器の当所研究成果が多数反映されている 。

設計・許認可に活用される。

11-1-3⑵

輸⒜使用済燃料輸送キャスクの密封性能に及ぼす地震の8）使用済燃料等の輸送・貯蔵技術

⑴

貯蔵

⒜

キャスクの耐震性評価
実物大貯蔵容器などを用いた耐震試験結果に基づき、転倒評価指標と地震力に対する燃料集合体の応答評価手

送影響評価
新潟県中越沖地震による使用済燃料輸送キャスクの密封性能への影響はなかったことを、蓋部の部分模型試験により明らかにした。

法を提案した。さらに、残余のリスクとして、地震時に本成果は、原子力発電所構内のキャスク輸送の安全性

万が一、建屋が倒壊し、重量物が金属キャスク上に落下確保の根拠として活用された。

し、衝撃荷重が負荷された場合の金属キャスクの密封性⒝

能などを評価した。

MOX 新燃料輸送物ガスケットの耐熱性能評価

これらの成果は、使用済燃料貯蔵施設の安全審査対応
において、地震時の金属キャスクや使用済燃料の健全性

MOX 新燃料輸送物の密封性能の支配因子となるシール材について、加熱による加速試験を行い、密封性能が５年以上維持される見通しを得た。

評価に活用されている。
⒝

キャスクへの飛来物衝撃評価
金属キャスク貯蔵施設に大型航空機が墜落した場合のシビアアクシデントを想定して、キャスクの縮尺模型に高速飛来物を水平 / 垂直に衝突する試験・解析を行い、キャスク蓋部の密封性能が維持されることを確認した。
本成果は、使用済燃料貯蔵施設に航空機が墜落する仮想

本成果は、MOX 新燃料輸送物の定期点検間隔を５年に延長するための技術的根拠として活用される。
⒞

海没時の環境影響評価
最新の海洋循環モデルを用いて、放射性物質輸送物の仮想海没時の影響評価手法を構築・検証した。
本成果は、軽水炉によるプルサーマル用新燃料輸送の安全性説明資料として準備された。

的な事故時の健全性維持についての PA 資料として活用される。
⒞

11-2

まとめと今後の展望貯蔵建屋への塩分流入対策
キャスク貯蔵建屋への流入塩分低減技術として、低圧損の塩分除去装置を開発した。
本成果は、沿岸域で空気の自然対流により換気を行う

当研究所は、低レベルおよび高レベルの放射性廃棄物の処分ならびに使用済燃料などの輸送・貯蔵に関する、我が国におけるいわゆるバックエンド事業の推進を支援

電力施設などの塩分対策にも活用される。

するために、30 年以上にわたり技術開発に取り組んで⒟きている。本レビューでは、最近の約 12 年間における浅地下ボールト貯蔵施設の成立性評価
浅地下に使用済燃料をボールト貯蔵する場合の概念および許認可性を評価した。
本成果は、将来の次世代大容量貯蔵技術として、ボールト貯蔵方式が選択肢として活用されるよう、実用化をさらに促進する。

バックエンド事業を取り巻く国内状況を総括するとともに、当研究所が注力してきた主な研究成果を取りまとめた。
低レベル放射性廃棄物の処分に関しては、すでに青森県六ヶ所村において、日本原燃による浅地中のピット処分が約 20 年にわたり順調に操業を続けており、近年は142

第章

11
放射能レベルがやや高い低レベル放射性廃棄物を対象と年、青森県むつ市において RFS により建設が進められした余裕深度処分の実現に向けて、電気事業などによるている金属キャスク方式使用済燃料中間貯蔵施設の許認技術的検討とともに、国や学会による指針・民間規格の可申請にも反映されている。さらに、より合理的な貯蔵整備が進展してきた。このような中で、安全審査指針の技術として、コンクリートキャスク、浅地下ボールト、改定などもあり、より長期の処分施設の安全性を評価すあるいは地下トンネルの方式による貯蔵技術の実用化にる必要性が出てきたことから、処分施設の長期のバリア向けた研究も進展させてきており、今後もそれらの実用性能を考慮した調査・設計・評価・管理技術の信頼性向化を目指した研究を進めていく。

上が重要となってきた。このため当研究所では、地質地一方、東京電力（株）福島第一原子力発電所で発生し下水などの天然バリア調査評価技術ならびに処分施設のた破損燃料等の取り出し・輸送・貯蔵に関して、これま設計や人工バリア材料（セメント系、ベントナイト系）での知見を役立てることができれば幸いと考える。の長期性能評価のためのデータ蓄積や、リスク論的評価

使用済燃料などの輸送に関しては、プルサーマルの進手法の高度化・確立などを図ってきた。また、それらの展により MOX 燃料の輸送が始まっており、また英国か成果をもとに、学会における民間規格や国による安全審らの返還ガラス固化体の輸送も始まっている。今後は、査指針の改定などにも反映させてきた。さらに、アーク使用済燃料や各種の放射性廃棄物の増大も予想されるなプラズマによる溶融処理技術を開発し、低レベル放射性ど、放射性物質の大量輸送に備える必要が生じている。

雑固体廃棄物の一括減容処理や除染技術として適用でき

当研究所は、輸送規則を念頭に、上記の新たな原子燃料ることを明らかにした。今後とも、低レベルの各種放射や放射性廃棄物の輸送用容器の耐久性および落下衝撃な性廃棄物の処分事業を安全かつ合理的に実施していくた

どに関わる試験、評価を行い、それらの円滑かつ安全なめに、より信頼性ある技術の確立を目指していく。

輸送を支援していく。

一方、高レベル放射性廃棄物および TRU 廃棄物の地以上のように、今後もより一層、低レベルおよび高レ層処分に関しては、サイト選定の第一ステップである概ベルの放射性廃棄物処分全般、さらには使用済燃料など要調査地区選定のための調査区域への自治体からの応募の輸送・貯蔵の分野を含むバックエンド全体の技術蓄積が待たれる状況にあるが、概要調査段階やその次の精密を有する当研究所の特色を生かして、国内外の機関とも調査段階に備えての地質・地下水環境などの調査・評価密に連携しつつ、我が国のバックエンド事業の推進を技技術の開発・高度化と、総合的調査・評価のための技術術面から支援していく。の体系化と手順の構築などが、国や原環機構においてまた、これまでに蓄積されてきた放射性廃棄物の処着々と進められている。当研究所は、国や原環機構によ理・処分や使用済燃料等の輸送・貯蔵に関する技術は、る上記の技術開発・体系化などにおいて、コントロール

今後における大きな課題である福島第一原発の廃止措置

ボーリング調査技術や地下水年代測定手法など先端的なや事故由来放射性物質による汚染廃棄物対策の進展に向

地質・地下水環境の調査・評価技術や、隆起・侵食、活けて、その有効活用が各方面から期待されている 9）。

断層、火山などの地質環境長期安定性に関わる調査技術の確立とデータ蓄積を図るなど、高レベル放射性廃棄物

当研究所としても、電気事業の中核的な共同研究機関として、これらに積極的に貢献していく。

地層処分の事業化準備に反映させてきた。今後も、上述のような観点から、長期にわたる事業化推進を支援して参考文献いくための技術開発を進めていく。

11-1

使用済燃料などの貯蔵技術に関しては、金属キャスクやコンクリートキャスクによる乾式の中間貯蔵技術の確立のために、落下衝撃、密封性、除熱性能、耐震性などの研究を推進してきた。これらの研究成果の多くは、我が国および米国の学会標準、IAEA 国際基準、さらには国の基準・指針などに取り入れられてきており、また近１）電力中央研究所：原子燃料サイクルバックエンドの確立に向けて、電中研レビュー、No.40、2000 年 11 月．
２）電力中央研究所：アークプラズマとその応用技術－廃棄物処理と材料創製への適用－、電中研レビュー、No.54、2010 年 12 月．
３）特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律、平成 12 年
法律第 117 号、2000 年、2007 年 3 月改正．

電中研レビュー No.55 ● 143

第章11４）経済産業省資源エネルギー庁、日本原子力研究開発機
構：地層処分計画を支える技術基盤の継続的な強化－国の地層処分基盤研究開発の成果と今後の展開、地層処分基盤研究開発調整会議報告会、2007 年 3 月．
５）土木学会 原子力土木委員会 地下環境部会：概要調査地
区選定時に考慮すべき地質環境に関する基本的考え方、
2001 年 8 月．
６）土木学会 原子力土木委員会 地下環境部会：精密調査地
区選定段階における地質環境調査と評価の基本的考え方、

144

2006 年 1 月．
７）原子力発電環境整備機構：概要調査地区選定上の考慮事項、2002 年．
８）原子力発電環境整備機構：地層処分事業の安全確保（2010 年版）−確かな技術による安全な地層処分の実現のために−（概要版）、NUMO-TR-12-04、2012 年 9 月
９）土木学会 東日本大震災２周年シンポジウム 個別テーマ
セッション８：原発事故由来の放射性物質汚染廃棄物等の対策に貢献する土木技術、2013 年 1 月