⽇本原⼦⼒学会 バックエンド部会
バックエンド夏期セミナー

2018年8⽉22‐23⽇、仙台

廃棄物管理における負荷低減のための分野横断的な原⼦⼒システムの研究

2018年8⽉23⽇
公益財団法⼈ 原⼦⼒環境整備促進・資⾦管理センター
朝野英⼀

1

廃棄物管理/負荷低減/分野横断/原⼦⼒システム
１．経緯
２．研究例：⽇本原⼦⼒学会2018春の年会発表
・シナリオ
・燃料サイクル諸条件
・環境負荷（廃棄物量＆放射線影響）・評価指標
・負荷低減：発電、使⽤済燃料、核種分離、ガラス固化、地層処分・提⾔
３．今後に向けて2

１．経緯
1‐1 ⾃主調査研究/原環センター/平成26〜30年度「先進的核燃料サイクル技術の地層処分概念への影響検討」① 原⼦⼒システム：廃棄物⇒上流側② 物量評価：計算/解析③ 負荷低減：廃棄物処分場⾯積⇒指標
④ 選択肢
【成果】
（１）研究発表
・⽇本原⼦⼒学会2018春の年会（分野：放射性廃棄物処理）「21世紀後半に向けた廃棄物管理の選択肢：Pu利⽤推進と環境負荷低減型地層処分に関する研究」(1)〜(6)：シリーズ発表（２）論⽂
High burn‐up operation and MOX burning in LWR; Effects of burn‐up and extended cooling
period of spent fuel on vitrification and disposal,
K.Kawai, H.Sagara, K.Takeshita, M.Kawakubo, H.Asano, Y.Inagaki, Y.Niibori, and S.Sato
J. Nucl. Sci. Technol, on line publication, 20183

1‐2 核燃料サイクル基本問題懇談会/原⼦⼒安全研究協会（2004年〜2012年）①バックエンドの視点からサイクル横断的取り組み②専⾨家：炉物理・炉⼯学、発電炉/運転、燃料/製造、再処理、廃棄物処理・処分③⾼燃焼度化④ガラス固化技術⑤TRU廃棄物⑥FBRサイクル/環境負荷低減
⑦国際会議
【成果】
論⽂
LWR high burn‐up operation and MOX introduction; Fuel cycle performance from the viewpoint ofwaste management,
Y.Inagaki, T.Iwasaki, S.Sato, T.Ohe, K.Kato, S.Torikai, Y.Niibori, S.Nagasaki, and K.Kitayama
J.Nucl. Sci. Technol. Vo.46, No.7, 667‐689(2009).
Thermal impact on geological disposal of hull and end piece wastes resulting from high‐burn‐up
peration of LWR and introduction of MOX fuels into LWR,
F.Hirano, S.Sato, T.Kozaki, Y.Inagaki, T.Iwasaki, T.Ohe, K.Kato, K.Kitaya, S.Torikai, Y.Niibori and S.Nagasaki
J. Nucl. Sci. Technol, Vol.26, No.5, 443‐452 (2009).
Burning of MOX fuels in LWRs; fuel history effects on thermal properties of hull and end piece wastes
and the repository performance,
F.Hirano, S.Sato, T.Kozaki, Y.Inagaki, T.Iwasaki, T.Ohe, K.Kato, K.Kitayam, S.Nagasaki and Y.Niibori
J. Nucl. Sci. Technol., Vol.49, No.3, 310‐319(2012).
4

２．研究例【⽇本原⼦⼒学会2018年春の⼤会、放射性廃棄物処理、3O11〜3O16】
21世紀後半に向けた廃棄物管理の選択肢：Pu利⽤推進と環境負荷低減型地層処分に関する研究*
発表

着眼点

対象成果

１

経緯、視点、研究展開

廃棄物管理、選択肢

留意事項、研究全体構想

２

事例調査

CEA2012年報告書

シナリオ、評価指標

３

核燃料サイクル諸条件

使⽤済燃料、ガラス固化体

評価指標/導⼊４

廃棄体専有⾯積

Cs/Sr分離、⾼含有ガラス分離割合(⼗分条件)、評価指標/有効性５

廃棄体専有⾯積

MA分離、SNF/UO2冷却期間分離割合(⼗分条件)、評価指標／有効性６

研究開発への提⾔

バックエンドシステム統合−*佐藤正知、北海道⼤学名誉
新堀雄⼀、東北⼤学
稲垣⼋穂広、九州⼤学
千葉豪、北海道⼤学
⽵下健⼆、東京⼯業⼤学
川合康太、東京⼯業⼤学(現：三菱総合研究所)
岡村知拓、東京⼯業⼤学
三成映理⼦、東京⼯業⼤学
坪能和宏、原環センター
川久保政洋、原環センター
朝野英⼀、原環センター5

2.1 事例調査：フランス/エネルギー/原⼦⼒政策

年

トピックス

1991年

放射性廃棄物管理研究法

2006年

放射性廃棄物管理計画法

３つの技術オプション：分離変換、⻑期貯蔵、地層処分

2012年12⽉

原⼦⼒・代替エネルギー庁CEA

技術報告書（第２巻/全５巻）
・⻑寿命放射性核種の分離変換研究
・⾼速炉、ADS利⽤

2013〜2015年

エネルギー・気候変動総局(DGEC)
原⼦⼒安全機関(ASN)

放射性物質及び放射性廃棄物の管理に関する国家計画(PNGMDR)

2015年6⽉

原⼦⼒・代替エネルギー庁CEA

技術報告書（概要/PTとFNR利⽤Pu多重リサイクルに関する研究進捗）

2015年7⽉

グリーン成⻑のためのエネルギー移⾏法(エネルギー転換法）

・低炭素国家・原⼦⼒発電依存度の削減：75%⇒50%, 2025年(2030〜2035年)(2015年12⽉)(パリ協定採択（2016.12発効）)

2016〜2018年

エネルギー・気候変動総局(DGEC)
原⼦⼒安全機関(ASN)

放射性物質及び放射性廃棄物の管理に関する国家計画(PNGMDR)＊⽇本原⼦⼒学会2018春の年会、3O12「21世紀後半に向けた廃棄物管理の選択肢：Pu利⽤推進と環境負荷低減型地層処分に関する研究,(2)技術報告書(CEA/フランス)に関する事例調査」発表資料より抜粋

6

2.2 事例調査：技術報告書(CEA/フランス,2012)（１）エネルギー戦略(２）放射性廃棄物管理：インベントリー削減

第１巻 Sustainable management of radioactive materials with reactors of 4th generation/
第4世代原⼦炉による放射性物質の持続可能な管理
第２巻 Separation‐transmutation of long‐lived radioactive elements/
Séparation-transmutation des éléments radioactifs á vie longue
⻑寿命放射性核種の分離・変換（第５章 分離変換の技術的経済的研究）
第３巻 Four sodium‐cooled fast neutron reactors of 4th generation/
第4世代の4つのSFR
第４巻 Fast neutron reactors of 4th generation with gas‐cooled reactor/第4世代ガス冷却FR
第５巻 Synthesis and recommendation/まとめと提⾔

Sustainable Radioactive Waste Management Act of June 28, 2006:
Results of research carried out on the separation and transmutation oflong‐lived radioactive elements, and on the development of a new generationof nuclear reactors

7

2.3 事例調査：留意事項/CEA2012技術報告書
No.

１項⽬

シナリオ

対象

パラメータ単位

原⼦⼒発電設備容量−

GWe

Puリサイクル

−−時間
核種分離
２

ケーススタディ
核変換⽅法

３

ガラス固化体４

総インベントリー

５

放射性毒性

６

処分場への影響

７

処分場⾯積現状⇒移⾏期⇒平衡期

年

分離対象核種／Am、MA

−

分離割合％

有／無−

SFR／均質炉、⾮均質炉

−

ADS

−

廃棄物含有量

−

Wt%/本

α核種濃度

−

Bq/本

発⽣本数

−

本

評価対象核種Pu、Am、MA

ton

核変換

有／無−

経⼝摂取−

Sv

放射線影響

被ばく線量

Sv/y

発熱影響

最⾼温度℃

⾯積削減効果

HLW専有⾯積ha、m2

処分場全体⾯積ha、m28

2.4 事例調査：シナリオ/CEA2012技術報告書
３フェーズ：現状⇒移⾏期⇒平衡期Installedcapacity(GWe)

Implementation of transmutation

現状
第３世代原⼦炉(欧州加圧⽔型原⼦炉/EPR）
第４世代原⼦炉(⾼速中性⼦炉/FNR)

Pu利⽤の多重サイクルにおけるマイナーアクチノイド(MA)のナトリウム冷却型⾼速炉における核変換

Target/fuel fabrication

Transmutation

Treatment

Non‐transmuted AM
Waste

Report on Sustainable Radioactive Waste Management, Vol. 2 Separation – transmutation of long-lived radioactive elements,
CEA, France, Dec. 201292.5 事例調査：ケーススタディ/CEA2012技術報告書
 基本：Na冷却⾼速炉(RNR‐Na)による核変換
 オプション：ガス冷却⾼速炉(RNR‐G) ADS(Accelerator Driven System)を利⽤する階層型核変換*FNR‐Na(RNR‐Na)
FNR : Fast Neutron Reactor (En)RNR : Rapid Neutron Reactor (Fr)Na : Sodium cooled
G : Gas cooled

⾼速炉のタイプ
核変換無し
核変換／均質炉
核変換/⾮均質炉(MA炉⼼＆Am炉⼼）
Am付加燃料/⾮均質核変換／ADS

Report on Sustainable Radioactive Waste Management, Vol. 2 Separation – transmutation of long-lived radioactive elements,CEA, France, Dec. 201210

粘⼟層出⼝における線量/通常シナリオ

2.6 事例調査/処分場への影響/CEA2012
技術報告書

Dose(Sv/year)(1)放射線影響
核種移⾏評価：⽀配核種はLLFPと放射化⽣成核種(2)発熱影響 発熱性核種‐ Cs‐137 & Sr‐90(T1/2=approx.30 y)‐ Cm‐244(T1/2=approx.18 y)‐ Am‐241(T1/2=approx.433 y)
 ⽀配核種：AmTime(year)
ガラス固化体の発熱量の時間(貯蔵期間)変化

Puリサイクル

Pu+Amリサイクル

Pu＋MAリサイクル

thermal power of CSD‐V(Watt / container)

Report on Sustainable Radioactive Waste
Management, Vol. 2 Separation –transmutation of long-lived radioactive
elements,CEA, France, Dec. 2012

package storage time (years)112.7 事例調査：処分場⾯積/CEA2012技術報告書
シナリオ期間中(2040〜2150年)に発⽣する廃棄物の周密化した地層処分(1) MA核変換
 HLW専有⾯積を1/10に削減
 総処分場⾯積を1/3に削減

No transmutation,核変換無し
storage:120 years
処分場面積
・HLW専有：1,200ha
・総面積 ：1,400ha
・掘削量 ：6.7Mm3(2) ガラス固化体貯蔵期間：120年

核変換：Am
処分場面積・HLW専有：160ha
・総面積 ：500ha
・掘削量 ：3.3 Mm3

核変換：MA
処分場面積・HLW専有：120ha
・総面積 ：430ha
・掘削量 ：3.3Mm3

地層処分場の⾯積と掘削量の⽐較
Report on Sustainable Radioactive Waste
Management, Vol. 2 Separation – transmutationof long-lived radioactive elements,CEA, France, Dec. 201212

2.8 研究への反映事項
研究

シナリオ

CEA技術報告書、 ・基本⽅針
第2巻、2012年
・国家的戦略

本研究・多様性・柔軟性

評価指標

放射性廃棄物管理・なし
・処分場⾯積(HLW専有＆処分場全体)

・分離変換の効果の確認
・分離変換の妥当性の確認
・概念の強化・今後の開発⽅針

・多様な条件、パラメータを考慮した評価のための指標の考案⇓・評価対象・選択肢の提⽰(1)シナリオの作成
近未来(〜2030)から次未来(〜2100)の原⼦⼒利⽤形態の記述(2)評価指標の導出
・地層処分から上流側を俯瞰
・上流側諸条件と地層処分システムの関連性、整合性
・放射性廃棄物管理における環境負荷：廃棄物量&放射線影響(3)実⽤化/技術の絞り込み(4)コスト13

2.9 廃棄体専有⾯積削減効果（CAERA）指標の導⼊(1) 核燃料サイクル諸条件の緩衝材温度への影響を1つの図に集約
項⽬

単位

パラメータ

図における表⽰⽅法

核燃料サイクル諸条件

1

燃料タイプ

‐

UO2, MOX

UO2⽤／MOX⽤に分けて表⽰

2

燃焼度

GWd/THM28, 33, 45, 55, 70

差異による影響は無視可能

3

使⽤済燃料冷却期間年

4, 10, 20, 30

⾊分け:
4(⾚), 10(⻘), 20(橙), 30(灰)4

核種分離割合(Cs/Sr)%0, 70, 90

シンボル:0%(×), 70%(◇), 90%(△)

5

廃棄物含有率wt%/本

20, 30, 35

6

廃棄体専有⾯積m2/本

44 〜 300

CAERA値CAERA指標：包括的な検討による廃棄体専有⾯積削減効果（Comprehensive Analysis of Effects on Reduction of disposal Area）
𝟐𝐤𝐠⁄𝐦

廃棄物含有率 𝐰𝐭%⁄本𝐍𝐚𝟐 𝐎含有率 𝐰𝐭%⁄本
廃棄体専有⾯積 𝐦𝟐 ⁄本

固化ガラス重量 𝐤𝐠

𝟏𝟏𝟎𝟎14

(2) CAERA指標と緩衝材温度との関係 -UO2燃料基本ケース（第２次取りまとめ＊）UO2 燃料：45GWd/THM，使⽤済燃料冷却期間4年
廃棄物含有率20.8wt%，廃棄体専有⾯積44.4m2，0.97kg/m2

専有⾯積拡⼤緩衝材温度100℃以上
処分不可

⾼含有化
緩衝材温度100℃以上
処分不可

緩衝材制限温度: 100℃

専有⾯積拡⼤緩衝材温度100℃以下
処分可⇒専有⾯積増⼤

⾼含有化
緩衝材温度100℃以下
処分可⇒専有⾯積削減
処分場負荷低減に向けて狙う領域＊わが国における⾼レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性−地層処分研究開発第2次取りまとめ−15

３. 今後に向けて
3.1 燃料サイクル諸条件の考慮(例)
炉型

燃料

使⽤済
燃料

再処理

ガラス固化

−

UO2/
MOX

燃焼度

冷却期間

分離プロセス

分離効率

分離対象
核種

ガラス特性/ガラスマト
リックス

LWR

UO2

45GWd/
THM

４年

−

−

U/Pu:
99.5%

−

ガラス
固化体

地層処分

溶融炉/
運転

廃棄物
含有率

貯蔵期間

廃棄体
専有⾯積

−

約20wt%

50年

44m2/本

分野横断的な原⼦⼒システムの研究

UO2LWRFR

MOXPu-th
MOXfull

LBU~
HBU

4年以上対象核種と分離効率に依存

地層処分からの要求値

MA:Np,
Am,Cm

対策

−

発熱Cs/Sr−

−

発熱
⾼含有化

Mo
PGM:Ru,Rh,Pd

対策
対策

YP析出
沈降−−

-処分場
全体
-廃棄体
専有⾯積
-廃棄体
定置⽅法

16

3.2 次の⼀歩/期待・21世紀後半 ・廃棄物管理
・Pu利⽤推進・環境負荷低減型地層処分

・技術選択
・分野横断
＋ ・原⼦⼒システム ＋ ・実現性
・組込み専⾨家の交流(1)⽥辺⽒/内閣府原⼦⼒政策担当室「放射性廃棄物の処分と分離変換」
・原環センター講演会(H30.3.2)
・原環センタートピックス、2018.6.No.126
・分離変換技術の対象、処分への効果、両者⽐較の注意事項、期待、ロードマップ、フランスの⽅針と研究状況、分離変換の実⽤化に向けて(2)⾼⽊先⽣/東京都市⼤学「GLOBAL2017国際会議の概要報告、1.分離・核変換技術」
・⽇本原⼦⼒学会誌、Vol.60,No.5(2018)
・潜在的毒性、エネルギー収⽀、経済性、システム安全性、総合的視点、実効性、科学的フェーズ、⼯学実証、原⼦⼒政策への実践的な反映(3)稲垣先⽣/九州⼤学
巻頭⾔「分野の垣根を越えた議論を」・原⼦⼒バックエンド研究,Vol.25,No.1(2018)
・核燃料サイクル、複合システム、サイクル全体を俯瞰、部分最適化、技術や知⾒の統合、全体最適化、他分野への関⼼
17

ご清聴ありがとうございました。

本発表の内容は原環センター⾃主研究「先進的核燃料サイクル技術の地層処分概念への影響検討（平成26〜29年度)」の成果を基にしたものである。

18