Vol.21 No.1Vol.xx No.x

講演再録

原子力バックエンド研究

PEM 定置方式における人工バリア長期挙動に関する検討
後藤考裕＊1 鈴木覚＊1

黒澤進＊1

窪田茂＊1

出口朗＊1

石黒勝彦＊1

原子力発電環境整備機構は，今後の技術開発の対象として有望と考えられる PEM 定置方式の基本形の設定に向けた検討を行ってきた．基本形の設定にあたっては，操業技術としての成立性だけでなく，閉鎖後長期安全性を確保することも重要である．そこで，人工バリアおよび残置物の化学的な相互作用について化学影響解析を試行し，人工バリアの性能に与える影響範囲について検討した．ここでは化学影響解析の結果について報告する．
Keywords: HLW，PEM 定置方式，人工バリア長期挙動
NUMO studied the basic concept of the PEM emplacement method which is a promising method for the emplacement of the EBSin a repository. In setting the concept, it is important not only to ensure the engineering feasibility but also to secure the long-termsafety. Thus, NUMO carried out a preliminary simulation on chemical interaction between the EBS materials and residual materials
to investigate the influences of residual materials on the performance of the EBS. In this paper, we report the results of the chemicalsimulation.
Keywords: HLW, PEM emplacement system, EBS long-term prediction

1 はじめに－緩衝材－PEM 容器）」と「PEM 容器外側（PEM 容器－埋戻し材－セメント支保）」に分割して実施した．埋め戻し後

PEM(Prefabricated Engineered barrier system Module)定置の再冠水挙動については考慮せず，解析開始時点で解析体方式は横置き定置方式を対象に，地上施設で予めガラス固系内はすでに FRHP 間隙水[5]で飽和していると仮定した．

化体，オーバーパック，緩衝材を鋼製の容器内に格納し，そのモジュール（以下，PEM）ごと処分場へ搬送・定置する方式である[1]．
PEM 定置方式は，原位置で施工する従来の竪置き，横置き定置方式と比較して，人工バリアの品質の信頼性向上と作業の効率化が期待できる．
一方で，課題としては以下の 2 点が挙げられる．まず 1
つ目として，重量物である PEM（約 37t）を搬送するため，搬送定置装置への負荷が大きい事が挙げられる.これについては，現在，実規模試験によりその工学的実現性に関する技術開発が進められている[2]．また，SKB では有力な横置き定置方式として，廃棄体と緩衝材を一体化させたスーFig. 1

Conceptual design of analysis

パーコンテナを坑道内で移動させる実証試験が進められて
3 解析結果いる[3]．
2 つ目として，閉鎖の際にセメント支保等の残置物が原3.1

位置施工方式と比較して多くなるため，閉鎖後長期挙動へPEM 容器内側の影響が大きくなる可能性がある事が挙げられる．そこで，PEM 容器内側の解析結果を Fig. 2(a)に示す．オーバーパ

NUMO では 2012 年度，オーバーパック，緩衝材，埋め戻ック－緩衝材界面および緩衝材－PEM 容器界面に Na-Feし材，PEM 容器，セメント支保といった，人工バリアおよsaponite を主とする二次鉱物が沈殿し，廃棄体埋設から約び残置物の化学的な相互作用について化学影響解析を試行

200 年で空隙が閉塞する解析結果が得られた．このとき，し，人工バリアの性能に与える影響について評価した．

二次鉱物の沈殿は界面近傍に限定され，それ以外の領域において緩衝材の主な構成鉱物である Na-montmorillonite は2 解析手順ほとんど変質しないことも示された．
また，PEM 容器内側の緩衝材間隙水中の pH の変遷を Fig.

PEM 埋め戻し後の体系での鉄（オーバーパック，PEM3(a)に示す．今回検討した評価期間 200 年では，緩衝材の容器），ベントナイト（緩衝材，埋め戻し材），セメント（セpH は初期値である pH8.4 でほとんど変化しないことが示

メント支保）の化学相互作用について，THMC 連成可能なされた．

汎用解析ソフトウェア QPAC[4]を使用し，化学反応－物質3.2

移行連成解析を実施した．解析の概念図を Fig. 1 に示す．

PEM 容器外側

PEM 容器外側の解析結果を Fig. 2(b)に示す． PEM 容器

本解析では，解析体系を「PEM 容器内側（オーバーパック－埋め戻し材界面に Na-Fe saponite，Ca-Fe saponite を主とする二次鉱物が沈殿し，廃棄体埋設から約 200 年で空隙をThe basic concept of the PEM emplacement method and its long-term safetyassessment by Takahiro GOTO (tgoto@numo.or.jp), Satoru SUZUKI, Susumu
KUROSAWA, Shigeru KUBOTA, Akira DEGUCHI, Katsuhiko ISHIGURO＊1 原子力発電環境整備機構 技術部
Nuclear Waste Management Organization of Japan (NUMO)〒108-0014 東京都港区芝 4-1-23 三田 NN ビル 2 階

閉塞していることがわかる．同様に，埋め戻し材/セメント支保界面においても calcite を主とする二次鉱物の沈殿が示された．一方で埋め戻し材ではセメント支保から供給され23

MMMM yyyJune 2014

原子力バックエンド研究

Volume fracture(%)

Overpack

Bentonite buffer

Metal shell

Porosity
BruciteFriedel_Salt
Thaumasite
GypsumNa-clinoptilolite
Laumontite
IlliteSepiolite
Ettringite
MonosulfoaluminatePortlandite

Na-Fe Saponite
Na-montomorillonite
Chalcedony
QuartzDistance from center of PEM(a)Volume fracture(%)

Metal shell

Bentonite backfill

Rock support

Hydrotalcite
Ca(OH)2(CSH)
SiO2(CSH)
Siderite
K-montmorillonite
Fe-montmorillonite
Ca-montmorillonite
Magnetite

Ca-Fe Saponite
Na-Fe Saponite
Ca-montomorillonite
Na-montomorillonite
Chalcedony
QuartzCronstedtite
Fe(OH)2
Clinochlore
Greenalite
AmesiteLizardite
Chamosite
Analcime
Berthierine
K-saponite
Na-saponite
Ca-saponite
Ca-Fe saponite
Na-Fe saponite
K-Fe saponite
Chalcedony
QuartzNa-montmorillonite
DolomiteCalcite

Distance from center of PEM(b)Fig. 2Mineral composition plots for analysis; (a) Inside the metal shell (196 years): (b) Outside the metal shell (184 years).

る Ca2+イオンにより，埋め戻し材全体で Na 型モンモリロナイトの一部が Ca 型化することが示された．また，埋め4 まとめと今後の課題

戻し材，セメント支保中の間隙水 pH の変遷を Fig. 3(b)に示す．セメント支保中の pH が減少する一方，埋め戻し材中PEM 容器内側については，オーバーパックや PEM 容器の pH は上昇する傾向にあることが示されたものの，今回による影響は小さいことが示唆された．一方，PEM 容器外実施した期間 200 年の化学影響解析では人工バリアシステ側については，とくにセメント影響による埋め戻し材の劣ムに影響を与えるほどの変化には至っていない．pH の変遷化が，長期においては懸念される．今回は解析体系を分割についてはより長期間の化学影響解析を実施し，人工バリして解析を実施したが，今後は解析体系を一体化し，よりアの安全機能への影響を確認する必要がある．

長期間の化学影響解析を実施していく予定である．
参考文献
[1]

原子力発電環境整備機構：地層処分事業の安全確保（2010 年度版）－確かな技術による安全な地層処分の実現のために－，NUMO-TR-11-01(2011).

[2]

原子力環境整備促進・資金管理センター：平成 21 年
度地層処分技術調査等委託費高レベル放射性廃棄物処分関連処分システム工学要素技術高度化開発報告

Distance from the center of metal shell (m)

書（第 1 分冊）遠隔操作技術高度化開発（2／2），平成 22 年 3 月(2010).

(a)
[3]

SKB : Horizontal deposition of canisters for spent nuclear
fuel

Summary of the KBS-3H Project 2004–2007,

Technical Report SKB TR-08-03 (2008).
[4]

Benbow, S. and Robinson, P. : QPAC 1.0 User Guide,[5]

小田治恵，柴田雅博，油井三和：地層処分研究開発第Quintessa Limited(2007).
2 次とりまとめにおける緩衝材間隙水化学の評価.
Distance from the center of metal shell (m)JNC TN8400 99-078(1999)．

(b)
Fig. 3Evolution of porewater pH; (a)inside the metalshell: (b)outside the metal shell24