「エネルギー問題に発⾔する会」
ご説明資料

NUMO包括的技術報告書（セ フティケ ス）について
NUMO包括的技術報告書（セーフティケース）について「包括的技術報告：わが国における安全な地層処分の実現－適切なサイトの選定に向けたセーフティケースの構築－」（レビュー版）

2019年 6⽉20⽇

原⼦⼒発電環境整備機構（NUMO）
藤⼭ 哲雄
P. 0

地層処分の歴史的背景
地層処分は国内外で⻑い年⽉をかけて検討が積み重ねられてきた

⽇ 本

海 外

1962年：原⼦⼒委員会報告書「⾼レベル放射性廃棄物の処分⽅針について」検討開始

1950

1976年：原⼦⼒委員会決定「放射性廃棄物対策について」 地層処分研究スタート

1960

1992年：動燃事業団（現JAEA) 技術報告書（第1次取りまとめ）にて地層処分の技術的可能性を⽰す

1970

1999年：核燃料サイクル開発機構（現JAEA) 研究開発成果（第2次取りまとめ）にて⽇本において地層処分は技術的に実現可能であることを確認

1957年：⽶国科学アカデミー会議
地層処分の概念が初めて提⽰

1960
1970
1980

1995年：OECD/NEA報告書「現世代の責任で地層処分を実施することは最も好ましい」との結論

1990

2000年：「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」制定・NUMO設⽴

2000

2015年：国が基本⽅針を改訂、科学的により適性の2015年
国が基本⽅針を改訂 科学的により適性の⾼いと考えられる地域を提⽰するなど、国が前⾯に⽴って取り組むことを明記

2010

2017年：科学的特性マップの公表

2018

2000
2010
2015

1977年: OECD/NEA報告書
様々な処分⽅法のうち、「安定な地層中へ閉じ込めることが、最も進歩した解決⽅法である」との結論

2011年：スウェーデンが処分地の建設許可を国に申請
2015年：フィンランドが処分施設の建設許可を発給2018年：包括的技術報告書（レビュー版）の公表
P. 1

経緯トピックス（1/3）
 1992年 「⾼レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術報告書」（通称：第１次取りまとめ） 動燃事業団（現JAEA）が30年以上にわたる研究開発成果を取りまとめ、地層処
分 技術的可能性を提⽰
分の技術的可能性を提⽰
 1999年 「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－」
地層処分研究開発第２次取りまとめ 」
 核燃料サイクル開発機構（現JAEA）が、わが国でも⾼レベル放射性廃棄物の地層処分が技術的に⼗分信頼性をもって⾏えることを提⽰ ⇒ 2000年、原⼦⼒委
員会はこれを地層処分の事業化に向けての技術的拠り所になると評価
 2000年 「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」（最終処分法）
 原⼦⼒発電環境整備機構（NUMO）設⽴ ⇒ ⾼レベル放射性廃棄物を地層処分する認可法⼈として事業開始
 2001年 深地層研究の開始
 深地層における体系的な研究を⾏うため、核燃料サイクル開発機構（現JAEA）に
深地層における体系的な研究を⾏うため 核燃料サイクル開発機構（現JAEA）により2001年 幌延深地層研究センター、2002年 瑞浪超深地層研究所が開所国の基盤研究として堆積岩および結晶質岩に対する深地層研究がスタート
 2002年
年 公募開始公募 始
 全国の市町村対象に「最終処分施設の設置可能性を調査する区域」の公募開始
P. 2

経緯トピックス（2/3）
 2005年 「TRU 廃棄物処分技術検討書 －第2次TRU廃棄物処分研究開発取り
第2次TRU廃棄物処分研究開発取りまとめ」
 電事連・核燃料サイクル開発機構（現JAEA）がTRU等廃棄物処分の技術的成事
核 料開発機構（現）
廃棄物処分 技術
⽴性や安全性の⾒通しなどについて、2000 年「TRU廃棄物処分概念検討書」（第1 次TRUレポート）以降の成果を反映し、取りまとめた「第2次TRUレポート」
 2007年
年 地層処分対象にTRU等廃棄物追加
地層処分対象に等廃棄物追加 「第2次TRUレポート」を踏まえて最終処分法が改正。TRU等廃棄物（地層処分相当低レベル放射性廃棄物）の処分がNUMOの事業に追加
 2011年 東京電⼒福島第⼀原⼦⼒発電所事故発⽣
 東北地⽅太平洋沖地震、東京電⼒福島第東北地⽅太平洋沖地震 東京電⼒福島第⼀原⼦⼒発電所事故が発⽣
原⼦⼒発電所事故が発⽣。これをこれを※1踏まえて、科学技術の限界の⾃覚（⽇本学術会議） 、最新の知⾒を反映した
定期的な地層処分の実施可能性の調査研究とその成果の国⺠との共有の必要性（原⼦⼒委員会）※2などの指摘あり※1：「回答 ⾼レベル放射性廃棄物の処分について」、⽇本学術会議、2012※2：「今後の⾼レベル放射性廃棄物地層処分に係る取組について（⾒解）」、原⼦⼒委員会、2012 2013年 「包括的技術報告書」作成に着⼿
 最新の科学技術的知⾒に基づき、安全な地層処分の実現性を⽰すため
P. 3

経緯トピックス（3/3）
 2013年 原⼦⼒⼩委員会に「放射性廃棄物WG」「地層処分技術WG」 設置
 地層処分技術WGにおいて、最新の科学的知⾒を踏まえてもわが国に好ましい地質
環境が存在し選定できる⾒通しがあることを再確認
 放射性廃棄物WGにおいて、地層処分を進めることは有⼒な対処⽅策であること、地層処分の技術的信頼性について定期的かつ継続的に評価・反映することの必要性などを再確認 2015年 最終処分基本⽅針の改定
 「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本⽅針」（最終処分基本⽅針）の改定。可逆性・回収可能性の担保、国が科学的有望地を提⽰することなど盛り込む 2017年 「科学的特性マップ」公表
 地層処分についての国⺠の関⼼や理解を深めていくため、全国的なデータに基づき、地層処分を⾏う場所を選ぶ際にどのような科学的特性を考慮する必要があるのか、それらは⽇本全国にどのように分布しているかとい たことを⼤まかに俯瞰して⽰した「科れらは⽇本全国にどのように分布しているかといったことを⼤まかに俯瞰して⽰した「科学的特性マップ」を国が提⽰
 2018年 「包括的技術報告書」公表
P. 4

参考／科学的特性マップ（2017年7⽉ 資源エネルギー庁）◆「科学的特性マップ」は、地層処分を⾏う場所を選◆「科学的特性マップ」は地層処分を⾏う場所を選ぶ際に考慮する科学的特性と、その特性の⽇本全国における分布を⼤まかに⽰したものであり、地域の科学的な特性を確定的に⽰すものではない◆処分場所の適性の確認のためには、最終処分法に基づく三段階の処分地選定調査をNUMOが⾏
い 詳しく調べて評価することが必要
い、詳しく調べて評価することが必要
出典：「科学的特性マップ」、経済産業省、2017.7
P. 5

事業の段階的な展開

出典：「地層処分に関する地域の科学的な特性の提⽰に係る要件 基準の検討結果」（総合資源エ提⽰に係る要件・基準の検討結果」（総合資源エ
ネルギー調査会 電⼒・ガス事業分科会 原⼦⼒⼩委員会 地層処分技術WG とりまとめ、
2017.4）

出典：総合資源エネルギー調査会 電⼒・ガス事業分科会 原⼦⼒⼩委員会 地層処分技術WG とりまとめ（2014）
P. 6

包括的技術報告書作成の⽬的
⽬ 的
これまでに蓄積されてきた科学的知⾒や技術を統合して、地層処分の実施主体として、わが国の地質環境に対して安全な地層処分を実現するための⽅法を説明し、技術的な取り組みの最新状況として取りまとめる
安全な地層処分の実現に向けた技術やそれを⽀える科学的知⾒を包括的に⽰した報告書として「包括的技術報告書」を作成
位置づけ 今後、⽂献調査・概要調査・精密調査と事業の段階が進むのに応じて、
今後 ⽂献 査 概
査 精密 査 事業 段階が進応じ調査結果や最新の知⾒などを反映した最新の検討状況を公表していく
予定 ⇒国際的な「セ⇒国際的な「セーフティケース」の考え⽅に合致
フティケ ス」の考え⽅に合致
 将来的には、規制機関に提出する「事業認可申請書」へ
 包括的技術報告書はサイト調査に⼊る前段階のわが国のセーフティケー
包括的技術報告書はサイト調査に⼊る前段階のわが国のセ フティケ
スとして作成P. 7

地層処分の安全性を説明するための考え⽅
 地層処分は、将来数万年以上にわたる安全性を確保しなければならな
ば
い、⼈類にとって初めてのプロジェクトであり、事業期間だけでも約100年
 地層処分の安全性を確保し事業に対する信頼を確かなものとしていくた
めには、事業の各段階（サイトの調査前、調査中、許認可、建設・操業
中 閉鎖時など）において 事業者はその時点の最新の科学技術的知
中、閉鎖時など）において、事業者はその時点の最新の科学技術的知
⾒に基づいて「なぜ安全な処分場を構築できるといえるか」を説明し、
 ステ
ステークホルダーが「次の段階に進んでよいか？」を判断するための材料を提供
クホルダ が「次の段階に進んでよいか？」を判断するための材料を提供
 処分場の安全性に関する説明性を段階的に向上

 事業者はこの説明を事業者はこの説明を、根拠とともに報告書として取りまとめて社会に提⽰根拠とともに報告書として取りまとめて社会に提⽰（この報告書は「セーフティケース（safety case ※）」と呼ばれる） セーフティケースは、ステークホルダーとの対話の⼟台
セ フティケ スは ステ クホルダ との対話の⼟台※ case：討論や論争あるいは訴訟事件の⼀⽅の当事者を⽀援する⼀連の事実や論拠（Oxford辞典）。元々は裁判で使われる証拠を意味
P. 8

各国におけるセーフティケースの例
ジ ネリック（サイトが不特定）
ジェネリック（が 特定）

ジェネリック
英国RWM
2016

IAEA
2012

OECD/NEA
2004/2012

国際的指針

フランスAndra 2005
サイトスペシフィック

スイスNagra
2002

NUMO包括的技術報告書
2018
ジェネリックまたは岩種
スペシフィック
ベルギーONDRAF/NIRAS
2001
許認可申請
⽶国USDOE
フィンランド2008
スウェ デン Posiva
スウェーデン
SKB 2011 2012

サイトスペシフィック（特定のサイトを対象）
P. 9

包括的技術報告書が⽰したいこと
 現段階において、NUMOがどのように安全な地層処分を実現しようとしているのかを説明したもの（セーフティケース） 地層処分の安全確保に必要な技術的な内容を詳細に説明① どのようにして適切な地質環境を選ぶのか② どのようにして安全性に余裕を持たせた処分場を設計し、どのような技術を⽤いて処分施設の建設や廃棄物の埋設を⾏うのか③ どのようにして処分場を閉鎖するまでの建設・操業中、および処分場を閉鎖した以降の数万年以上の将来に対する安全性（放射性物質が⼈間に有意な影響を及ぼすリスクは⼗分⼩さいこと）を確認するのか④ 技術的検討の品質管理、次世代への知識継承、⼈材育成・確保、
技術的検討の品質管理 次世代への知識継承 ⼈材育成 確保
技術開発の継続などの事業のマネジメントをどのように実施するのか

P. 10

包括的技術報告書の構成
 第1章：報告書作成の背景と⽬的
第1章 報告書作成の背景と⽬的
 第2章：安全確保の基本的な考え⽅• 地層処分事業の概要• 安全確保のための基本⽅針

地層処分の安全性を説明するために必要な技術的項⽬を網羅

 第3章：適切な地質環境の選定技術、わが国の地質環境のモデル化• 適切な地質環境を選ぶための⽅法、調査・評価技術の提⽰
適切な地質環境を選ぶため ⽅法 調査 評価技術 提⽰• 全国規模の情報に基づくわが国の代表的な岩種に対する地質環境モデルの作成
 第4章：処分場（⼈⼯バリア、地上・地下施設）の設計と⼯学技術の提⽰
第4章：処分場（⼈⼯バリア、地上 地下施設）の設計と⼯学技術の提⽰• 処分場の設計技術の提⽰• 地質環境モデルに対する処分場の設計の実施• 設計した処分場を建設・操業・閉鎖する⼯学技術の提⽰
 第5章、第6章：処分場が安全に機能することの確認（安全評価）• 処分場の閉鎖前および閉鎖後の安全性を評価する技術の提⽰• 設計した処分場に対する安全評価の実施
 第7章：技術的な信頼性に関する議論と今後の取り組み• 技術的信頼性の確認と今後の取り組み
 第8章：まとめP. 11

地層処分の対象となる放射性廃棄物
⾼レ ル放射性廃棄物
⾼レベル放射性廃棄物

TRU等廃棄物（地層処分相当低レベル放射性廃棄物）
等廃棄物（地層処分相当低レ ル放射性廃棄物）
廃棄体
グループ

ガラス固化体

1

2

廃銀吸着材

4

3

エンドピース

ハル

低発熱性L

発熱性H

難燃性廃棄物

濃縮廃液など
硝酸系廃液
モルタル
など

排気

ペレット

吸気

（単位：mm）

430

乾燥・
ペレ ト化
ペレット化

工具
具

（単位：mm）
620

200L ドラム缶

1600

キャニスタ

200L ドラム缶

金属配管（単位：mm）

1600

620
1200

（単位：mm）

890

890

1335

620

主な廃棄体の形態

不燃性廃棄物890

細断・圧縮

放射性のヨウ素を除去する吸着材料【⽇本原燃製造の仕様】
発熱量：350 W（製造後50年）
重量：約 500 kg
⾼さ：1340mm
直径：430 mm
ステンレス製容器厚さ：6 ｍｍ
表⾯線量：約160 Sv/時間（製造後50年）（

ゴム手袋（焼却・圧縮）
焼却
縮

銀吸着材

概要

低レベル放射性廃棄物

角型容器

200Lドラム缶

その他（ハル缶，インナーバレル）特徴• 放射性ヨウ素(I-129)を含む(I129)を含む• セメント固化体• 発熱量が比較的大• 放射性炭素(C-14)を含む• 硝酸塩を含む• モルタル，アスファルトに
モルタル アスファルトによる固化体など

見込み発生量319 [m3]

5,792 [m3]5,228 [m3]5,436 [m3]1,309[m3]最大発熱量（発生時点）

1 [W/本]未満

90 [W/本]未満

1 [W/本]16 [W/本]210 [W/本]※貯蔵総本数2,485本（2018年9⽉現在）

可溶性、⾮収着性、
⻑寿命核種

緩衝材や⺟岩の収着性を低下させる•焼却灰，不燃物•セメント固化体など

発熱量⼤
P. 12

ガラス固化体が有する放射能の時間的変化
時間の経過に伴い放射能は減衰するが ⻑期間にわたり残存時間の経過に伴い放射能は減衰するが、⻑期間にわたり残存

核燃料１
１ ton (MTU) にに相当する放射射能[GBq ]

11

10

1011

1010

10

109

10

燃料取り出し
燃料取り出し9

8

再処理・ガラス固化
再処理・ガラス固化

8

10

10

7

ガラス固化体１本の元にな た燃料製造 必 なウ
なった燃料製造に必要なウラン鉱⽯と同等の放射能量になるまで数万年を要する

7

10
0

10

106

6
燃料装荷
燃料装荷 10

濃縮
濃縮

105

105

ウラン採鉱・製錬
ウラン採鉱・製錬

4

4

10

10

3

3

10

10

ミルテーリング
減損ウラン

2

10

101

102

ガ
使 ラ
用 ス
済 固
燃 化
料 体
貯 貯
蔵 蔵

1

10

ウラン鉱物として地質環境に賦存

0

10

燃
料0
製10
造

転
換

-1

発
電

-1

10

10

-2

10

10

-2

10

108

106

104

燃料装荷までの時間 [y]

102

100

0

0

10

2

10

4

10

燃料装荷からの時間 [y]

6

10

8

10

ウラン原料
ウラン鉱石（品位 1％）（約 750 ton ）（六フッ化ウラン）

核燃料（約 10 ton ）（ｳﾗﾝ :1 ton (MTU) ）ガラス固化体（約 500 kg ）核燃料サイクル開発機構（1999）：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－」より引⽤
P. 13

包括的技術報告書における放射性廃棄物の検討条件
 国の最終処分計画（2008）に基づき、以下を処分できる処分場を想定
 ⾼レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）：4万本（年間1,000本）
 TRU等廃棄物：19,000m3
 両廃棄物を同⼀サイトで処分する併置処分を想定して検討を実施
 ガラス固化体の仕様は、実際の処分時に最も多くの数量を占める⽇本原燃の仕様を標準として設定
 廃棄体製造から処分施設受⼊れまでの貯蔵期間を以下のように設定し、発熱量と放射能インベントリを算出（製造品質や貯蔵期間の不均⼀性は考慮しない）
 ⾼レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）：30年および50年と設定
 TRU等廃棄物：25年と設定

P. 14

地層処分の基本概念○ 地下深部の⼀般的な特徴
 ⼈間の活動や地上でのさまざまな⾃然現象の影響を受けにくい
 地下⽔の流れが極めて遅く、物質の移動速度が⼩さい
地下⽔の流れが極めて遅く 物質の移動速度が⼩さい
 酸素が消費されているため腐⾷や溶解といった物質の変化が起こりにくいなど• 地下深部は、本来的に放射性廃棄物を⼈間の⽣活環境から物理的に隔離する機能、廃棄物から地下⽔中への放射性物質の溶解や移⾏を抑制し、⻑期間にわたって放射性物質を岩盤中に閉じ込める機能を有する• 地震・断層活動や⽕⼭活動が活発な場所を除けば、上記の地下深部の⼀般的
地震 断層活動や⽕⼭活動が活発な場所を除けば 上記の地下深部の 般的な特徴はわが国でも観測される事実
例えば、総合資源エネルギー調査会（2014）：「最新の科学的知⾒に基づく地層処分技術の再評価－
地質環境特性および地質環境 ⻑期安定性に
地質環境特性および地質環境の⻑期安定性について－」、地層処分技術WG
地層処分技術○ 地層処分の基本原理
 地下深部の地質環境が有する天然のバリア機能に⼈⼯的なバリアを組み合わせた多重
地部 地質 境が有然 バ 機能的 バ
組 合
多重
バリアを構築し、⻑期間にわたって放射性物質を処分場周辺に閉じ込める
 これにより、放射性物質が地表に到達するとしても⾮常に⻑い時間がかかり、その間に放射能が減衰し、将来の⼈間が放射線の影響を受けるリスクは⼗分に低くなる
P. 15

処分場に求められる安全機能（①処分場の閉鎖前）○ 放射線防護に関する安全機能
基本概念
操業時
閉じ込め
放射線
遮へい
遮

安全機能

説明

廃棄体からの放射性物質 操業期間中において廃棄体からの放射性物質の漏えいを防の漏えいの防⽌
⽌すること
施設外への放射性物質の 操業期間中において放射性物質取り扱い施設からの放射放出の防⽌性物質の放出を防⽌すること
放射線の遮へい

廃棄体からの外部放射線による空間線量率を遮蔽により低減すること
減○ ⼀般労働安全に関する安全機能
基本概念
本概

安全機能
安
機能

説明

労働災害
防⽌

災害の発⽣・拡⼤の防⽌

労働災害の要因となる事象の発⽣防⽌と拡⼤の対策を有すること

災害時の避難経路確保

災害時の避難経路が確保されていること
が作業環境
作業環境の維持維持労働に適する環境を維持すること○ 処分場周辺の環境保全に関する機能（⽔質汚染防⽌、騒⾳振動防⽌、⽣態系保全など）
P. 16

処分場に求められる安全機能（②処分場の閉鎖後⻑期）
基本概念

隔離

安全機能

説明

⾃然現象の著しい影響か ⾃然現象の著しい影響により廃棄物が地表に接近あるいはらの防護
露出しないように防護すること
⼈の接近の抑制⼈が特殊な技術を⽤いることなしに、廃棄物への偶発的な接近を困難にすること

放射性物質の溶出抑制

廃棄体からの放射性物質の溶出を抑制することで、地下⽔への放出率を低下させること

放射性物質の移⾏抑制

溶出した放射性物質の移⾏を抑制することにより、放射性溶
放射性物質 移放射性物質の移⾏率を低下させること

閉じ込め
閉

放射性物質を処分場周辺にとどめてておく
P. 17

安全確保のための基本⽅針
 三段階の調査（⽂献調査、概要調査、精密調査）により、処分場に重⼤な影響を与える可能性のある⾃然現象（活断層や⽕⼭活動など）が及ぶ範囲を避けて、好ま
しい地質環境を有するサイトを選定
 選定されたサイトの将来の地質環境の変化も考慮して、⼗分に安全裕度を持たせて処分場（⼈⼯バリアや地下施設など）を設計
 処分場の設計は、サイトの条件の具体化に応じて段階的に詳細化
処分場の設計は サイトの条件の具体化に応じて段階的に詳細化
 さまざまな不確実性を考慮した安全評価によって算出される影響が、許容できる範囲（※規制機関が⽰す安全基準）に収まる場合は安全と判断、収まらない場合は処分場 設計 ⾒直 やサイト 変更などを実施
分場の設計の⾒直しやサイトの変更などを実施
 処分場閉鎖前：多重の安全対策が機能しないという異常時を想定した解析によって影響を評価
 処分場閉鎖後：将来⻑期間にわたり、処分場の安全性を損なう可能性のあるさ
まざまな事象が起こることを想定し、処分場から放射性物質が地表に到達するとした場合の⼈間にもたらされる放射線影響を解析によって評価※ 地層処分に対するわが国の規制基準は今後整備
包括的技術報告書では、国際機関（ICRPなど）が提唱する安全基準を参考に、包括的技術報告書では国際機関（ C など）が提唱する安全基準を参考に
安全性の「めやす」を設定
P. 18

第３章 地層処分に適した地質環境の選定および デル化選定およびモデル化
内容 地層処分に適した地質環境を選定するための調査・評価技術について説明 わが国の地質環境に関する最新の科学的知⾒に基づいて、今わが国の地質環境に関する最新の科学的知⾒に基づいて 今
後のサイト選定で調査対象となる可能性がある⺟岩を設定し、それぞれの特性を反映した地質環境モデルを作成。
 この地質環境モデルは、第4章の処分場の設計および第6章の地質環境 デ
第 章 処分場 設計お び第 章
安全評価の対象となる

P. 19

地層処分に適した地質環境を選定する調査・評価技術○ 地質環境の調査・評価の基本；
地質 境
査
価 基本
過去から現在までの地質学的な現象を正しく観察することにより、現在⽣じている現象の理解を深め、将来の現象を推測する
⽕⼭活動、断層活動などの⾃然現象の著しい影響が将来にわたって回避されることが⾒込まれるとともに、将来の地下深部の⽔理場や化学場などの変化が処分場の安全機能を損なわない程度の範囲に収まる地質環境を選定する○ 処分場に適した地質環境を選定する調査・評価技術の状況；
処分場に適した地質環境を選定する調査 評価技術の状況
 地層処分にとって好ましい条件・特性が⻑期にわたり維持される安定な地質環境を選定する技術を整備している
 サイト調査の基本的な考え⽅や、わが国の地質環境に幅広く適⽤可能な⽅法論および調査・評価技術を体系的に整備（調査フロ による体系化、調査計画⽴案マニュアル、品質管理⼿引書の整備、⾃然事象（調査フローによる体系化、調査計画⽴案マニュアル、品質管理⼿引書の整備、⾃然事象の確率論的な評価⼿法の開発など）
 サイト調査に必要な技術の適⽤性が実証されており、実践的な経験や知⾒が蓄積（全国地質情報データベースの整備（全国地質情報デタベ スの整備、幌延・瑞浪における調査の繰り返しによる不確実性の幌延・瑞浪における調査の繰り返しによる不確実性の低減と情報の統合化の実証、横須賀による実証）
P. 20

調査⽅法の体系的な整備
データ解釈，モデル化・解析・評価
デタ解釈，モデル化 解析 評価

調査フローの例（概要調査）

計画・調査

 自然現象の著しい影響の評価
 地下施設の建設や維持・管理に困難をきたす
 地質環境特性とその長期的安定性の評価
要因の評価
 地質環境の隔離機能を喪失させる要因の評価

概要調査地区の選定

概要調査計画策定広 域的・ 概 略的調査の計画策定• 地表踏査• 水文調査• 物理探査• ボーリング調査など

基礎的情報・調査データの整理

文献調査における概要調査地区としての適格性評価結果の確認• 第四紀火山や活断層の分布や活動性• 非火山性熱水・深部流体の流入状態• 隆起・侵食の傾向

広域的・概略的な地質環境特性とその時間的変遷の把握• 調査・評価すべき自然現象や地質環境の特性・プロセスの再確認• 地質構造発達史の整理結果の更新• 地質環境の長期変遷を考慮した地質環境モデル（広域スケール）の妥当性確認および更新処分場概念 の概略検討結果の確認・更新• 施設設計や安全評価の観点で影響度の大きな不確実性を低減するために優先的に取得すべきデータの特定

概要調査

計画
調査
データ解釈〜
モデル化・解析・評価
意思決定

施設設計
安全評価

地下深部の特性に係る直 接的調査の計画
策定• ボーリング調査• 高密度物理探査など

基礎的情報・調査データの更新

文献調査における概要調査地区としての適格性評価結果の最終確認• 地質環境モデル（処分場スケール）の構築
各特性の三次元分布
各特性の三次元分布• 地質環境長期変遷モデルの構築

精密調査地区に不適格な地域が含まれていないことを確認

Geosynthesis
精密調査地区の選定

地下深部の地質環境特性およびその時間的・空間的変遷の把握

処分場概念 の構築
• 施設 の概 念
設計• 予備的安全評価• 施設設計や安全評価の観点で影響度の大きな不確実性を低減するために優先的に取り組むべき課題の特定

環境影響の回避・低減や経済性などの観点も加えた総合的な評価

精密調査計画P. 21

検討対象とする⺟岩の設定
 ⽇本地質学会がわが国の岩種を７種類に分類。このうち、処分場の設置に適さないと想定される２
⽇本地質学会がわが国の岩種を７種類に分類 このうち 処分場の設置に適さないと想定される２岩種（強度が⼩さい第四紀堆積岩類、⽕⼭近傍に分布する第四紀⽕⼭岩類）を除いた５岩種について、幌延・瑞浪を含む全国規模の地質環境の公開情報に基づいて特性を整理
 ５岩種のうち、地下深部に広く分布し、特徴の異なる深成岩類、新第三紀堆積岩類、先新第三紀５岩種のうち 地下深部に広く分布し 特徴の異なる深成岩類 新第三紀堆積岩類 先新第三紀堆積岩類を検討対象⺟岩に設定
時代

新第三紀

先新第三紀

新第三紀・ 新第三紀・
先新第三紀
先新第
紀 先新第
先新第三紀
紀

岩種

堆積岩類

堆積岩類

火山岩類

深成岩類

変成岩類

地表分布比（％）

11

33

10

16

7

深度
深度500m分布面積比（％）
布 積比（％）

15

35

15

20

5

深度1000m分布面積比（％）

10

45

10

25

10

水みちの構造

粒子間隙
割れ目

割れ目
層理面
粒子間隙

割れ目
粒子間隙

割れ目
岩脈

割れ目
片理面

透水係数の代表値（m/s）

3×10-7

5×10-72×10-7

5×10-8

9×10-7

有効間隙率の代表値（％）

25～26

4～7

5～8

0.8～1

1～7

熱伝導率の代表値（W/m/ K）

1.7～1.8

1.4～1.5

2.4～2.5

2.8～2.9

3.3

一軸圧縮強さの代表値（MPa）

9～28

74～90

92～106109～111

26～46

大

大

小

小

小

化学的緩衝能【参考】第２次 地質学的分類
取りまとめにお 設計・安全評
ける区分
価上の分類

堆積岩系

（参考）地質時代
第四紀

新第三紀

現代
約258万年前

新第三紀
約2300万年前

古第三紀

先新第三紀

（新第三紀より古い時代と
いう意味）

結晶質岩系

軟岩
多孔質媒体

硬岩
亀裂性媒体
P. 22

深成岩類の地質環境モデル
上部割れ目（風化）帯被覆堆積岩層断層・割れ⽬の⻑さ、分布密度、
⽅向性、透⽔性などに関する深
成岩類の実際のデータに基づき、コンピュータ上で断層・割れ⽬の状態を発⽣させてモデル化

現時点で得られている公開情報の範囲のなかで各岩種の“平均的な姿”を表現

地下水流動
1km

100～200m
100～200m

花崗岩
活断層

活断層

一般的に認められる地質環境の概念モデル

断層長さ＞1k
断層長さ＞1km

断層長さ＞1k
断層長さ＞1km

割れ目
長さ＞10m
長さ＞10広域スケール

処分場スケール

パネルスケール（50km×50km）（5km×5km）（800m×800m）【活⽤したデ タ】【活⽤したデータ】• 瑞浪超深地層研究所を含む全国規模で取得された地質環境情報【地層処分の観点からみた特徴】• 断層・割れ⽬が地下⽔流動を⽀配、⼒学強度は⼤P. 23

新第三紀堆積岩類の地質環境モデル
被覆堆積岩層（数十m）

淡水・塩水混合域
海

断層・割れ⽬の⻑さ、分布密度、
⽅向性、透⽔性や褶曲構造などに関する新第三紀堆積岩類の実際のデータに基づきモデル化

500m
地下水流動
活断層
基盤堆積岩

基盤花崗岩

活断層

一般的に認められる地質環境の概念モデル【活⽤したデータ】

広域スケール

処分場スケール

パネルスケール（30km×30km）（5km×5km）（800m×800m）• 幌延深地層研究センターを含む全国規模で取得された地質環境情報
幌延深地層研究センタ を含む全国規模で取得された地質環境情報【地層処分の観点からみた特徴】• ⽔平構造や緩やかな褶曲構造などを呈する地層として分布• 多孔質な基質部と断層・割れ⽬の両⽅で地下⽔が流動、⼒学的な強度は⽐較的⼩P. 24

先新第三紀堆積岩類の地質環境モデル
 わが国の地下深部に最も広く分布 第２次取りまとめでは
地質環境モデルを作成していない岩種

スラスト

第四紀堆積物 （数十m）
淡水・塩水混合域

地下水流動
1km

海

一般的に認められる地質環境の概念モデル【活⽤したデータ】• 地下発電所⼯事などの全国規模で取得された
地質環境情報広域スケール（40km×40km）

処分場スケール（5km×5km）

パネルスケール（800m×800m）【地層処分の観点からみた特徴】• 付加体に代表される、褶曲や断層で分断されたブロックの集合体から構成される複雑な構造。
複数の岩相が混在• 断層・割れ⽬の発達度や⼒学強度などは深成岩類と概ね同程度
断層 割れ⽬の発達度や⼒学強度などは深成岩類と概ね同程度• 透⽔性の低い岩盤が存在。断層・割れ⽬が地下⽔流動を⽀配
P. 25

第４章 処分場の設計と⼯学技術
内容

 処分場の設計⽅法や⼿順について説明
 第３章で設定した地質環境モデルに対して、安全機能を満⾜する処分場（⼈⼯バリア 地下施設 地上施設）を設計る処分場（⼈⼯バリア、地下施設、地上施設）を設計
 設計した処分場を建設、操業、閉鎖するための⼯学技術について適⽤性を提⽰

P. 26

処分場の設計の基本的な進め⽅
 設計で考慮すべき多⾯的な要求事項を満たすよう、⼈⼯バリア（オーバーパック、緩衝
設計で考慮すべき多⾯的な要求事項を満たすよう ⼈⼯バリア（オ バ パック 緩衝材など）、地下施設、地上施設の設計要件を詳細に設定
設計因⼦
閉鎖前の安全性

閉鎖後⻑期の
安全性
回収可能性
⼯学的成⽴性
経済的合理性


















要求事項
廃棄体からの放射性物質の漏えいの防⽌施設外への放射性物質の放出の防⽌
放射線の遮蔽
作業環境の維持
災害の発⽣ 拡⼤の防⽌
災害の発⽣・拡⼤の防⽌
災害時の避難経路の確保
⾃然現象の著しい影響からの防護
⼈間の接近の抑制
放射性物質の溶出抑制
放射性物質の移⾏抑制
回収可能性の維持
回収可能性の維持による安全性への影響の防⽌・低減
実現可能な建設・操業・閉鎖の作業⼯程・⽅法実証された技術の適⽤処分場の建設・操業・閉鎖の合理性
調達性

環境保全
・・・

 設計要件（例：オーバーパックは少なくとも1000年間は地下⽔とガラス固化体の接触を防⽌ きる耐⾷性 構造健全性を防⽌できる耐⾷性、構造健全性、…を有する）を⼗分な余裕をもって満たす仕様を有する）を⼗分な余裕をも 満たす仕様（例：オーバーパックの厚さ、材料など）を決定する
P. 27

⼈⼯バリアの設計結果の例（⾼レベル放射性廃棄物）• オーバーパック：炭素鋼製、厚さ
オ バ パック 炭素鋼製 厚さ 190mm
190（第２次取りまとめと同様）
最新知⾒に基づくと、閉じ込め期間1,000年に対する必要最⼤厚さは121mm。厚さ190mmでは
約17,000年の閉じ込めを確保できる可能性があり、⼗分な安全裕度を有することを確認• 緩衝材：ベントナイト70％・砂 30％、膨潤後密度1.6 Mg/m3、厚さ 700mm（第２次取りまとめと同様）塩⽔条件を含めた幅広い地下⽔条件に対して、低透⽔性、⾃⼰修復性、製作施⼯性などの設計要件を満たすことを確認
処分坑道

岩

岩

盤

埋め戻し材
（緩衝材同仕様）

盤

処分坑道
埋め戻し材

PEM容器

緩 衝 材

オーバーパック

オーバーパック
ガラス固化体

ガラス固化体

緩衝材

岩

ｲﾝﾊﾞｰﾄｺﾝｸﾘｰﾄ

盤（横置き・PEM⽅式）（竪置き・ブロック⽅式）

P. 28

最新知⾒に基づくオーバーパックの厚さの検討• 短半減期核種の放射能が⼤きく減衰するまでの少なくとも1短半減期核種の放射能が⼤きく減衰するまでの少なくとも1,000年間は、オーバーパックによりガラス000年間は オ バ パ クによりガラス固化体と地下⽔の接触を防⽌し、地下⽔への放射性物質の溶出を防ぐ• 最新の⻑期腐⾷試験データや放射線による腐⾷促進に関する最新知⾒に基づくと、設定した地質
環境モデルに対しては121mmの厚さで良いことを確認
境 デ
対
良
確

100

（単位：mm）

人工海水,80℃,ρ=1.8,r=0(谷口ほか，2010)
人工海水,50℃,ρ=1.8,r=0(谷口ほか，2010)
人工淡水 80℃
人工淡水,80℃,ρ=1.8,r=0(谷口ほか，2010)
1 8 0(谷口ほか 2010)
NaHCO3(0.1 mol l -1)+NaCl(0.5 mol l -1)

平均腐食
食速度[μmm/y]

80℃,ρ=1.8,r=0(谷口ほか，2010)
人工海水, 80℃,ρ=1.6, r=30(谷口ほか，2004)

2μm/y（深度500m）①酸化性環境における腐食代

1

オ バ パックの必要厚さ
オーバーパックの必要厚さ(①+Max(②+③、④))

蓋部

≥11

胴部

≥12
≥6

≥104

④放射線による腐食促進防止に対する遮蔽代

0.1
0.1

胴部

②還元性環境1000年間における腐食代③静水圧などへの耐圧代

1

新第三紀堆積岩類
紀 積 類

蓋部

腐⾷の不均⼀
性も加味

10

深成岩類
深
類
（深度1、000m）

≥44

≥78

≥25

≥80 （※第２次取りまとめは150mm）
≥121

10
100
期間［年］
69mmの余裕が還元性腐⾷など
還元性環境における平均腐⾷速度の経時変化データにより失うまでに約17,000年

≥91

≥96

≥92

現状の設定値：190 mm→ ⼗分な安全裕度を有する
P. 29

⼈⼯バリアの品質確保と操業性に優れたPEM⽅式の導⼊
ガラ ス固化体

Prefabricated Engineered barrier system Module

緩衝材
オーバーパッ ク

ＰＥＭ容器
PEM仕様
・PEM容器：円筒形，無孔，厚さ 28 mm
・サイズ：直径 約2.3 m，長さ 約3.4 m
・総重量：約37.2 トン
・表面線量：1.3μSv/h
表 線（50年冷却時）
年冷却時

PEM⽅式の利点• 地上施設で組⽴のため⼈⼯バリアの品質管理が容易• 湧⽔・滴⽔・⾼湿度などの環境下でも操業が容易
湧⽔ 滴⽔ ⾼湿度など 環境下 も操業が容易

鋼殻リング法によるPEM組⽴実証（RWMC、 2011)②処分坑道の埋め戻し①処分坑道へのPEMの定置実規模⼤でPEMの製作技術の開発や搬送・定置技術の検討が進んで実規模⼤でPEMの製作技術の開発や搬送定置技術の検討が進んでおり、⼈⼯バリアの施⼯技術の実⽤性が向上している
P. 30

各⺟岩の地質環境モデルに対する処分場のレイアウト検討• 坑道掘削に⽀障をきたすと考えられ、かつ地上からの物理探査で把握可能と考えられる⻑さ1km以上の断層を避け、地下⽔移⾏時間を⻑く確保できる領域に処分区画（パネル）を配置• HLWとTRU等廃棄物処分場との相互作⽤（熱影響や化学影響など）を考慮• 操業時の換気、物流性などを考慮• 褶曲や断層を伴う複雑な地質構造に対しても、レイアウト可能であることを確認
地下水の流れの方向
最大主応力軸の方向
アクセス斜坑（ＨＬＷ）
アクセス斜坑（ＨＬＷ）
トレ ス長
トレース長
1km以上の断層

予備区画

連絡坑道
区画①

アクセス斜坑（TRU）

アクセス
斜坑（TRU）

下部泥岩
区画③

区画②

予備
区画

区画④

連絡坑道
予備 区画⑥区画

0500m

深度1000 m 平面図

予備
区画

区画①

区画⑤

区画③
アクセス斜坑（ＨＬＷ）

0

20

40

単位長さ当たりの地下水移行時間（年/m）(a)深成岩類・竪置き⽅式
竪置き方式（平面図）

トレ ス長
トレース長
1km以上の断層

TRU
処分区画

地下水の流れれの方向

地下水の流れ
れの方向

区画②

上部泥岩

予備
区画

TRU
区画

区画⑥
区画⑦

TRU処分区画

区画④

区画⑧

区画④
区画⑤
区画③

0

500m

区画①

連絡坑道

アクセス
斜坑（TRU）

区画②
予備区画

トレース長
以 の断層
1km以上の断層

区画⑤

砂岩
区画⑥

0

500m

上部泥岩

深度1000 m 平面図

深度500 m 平面図
単位長さ当たりの地下水移行時間 （年/m）

新第三紀堆積岩類・竪置き⽅式(a) 新第三紀堆積岩類（竪置き方式）（平面図）

単位長さ当たりの地下水移行時間 （年/m）(b) 先新第三紀堆積岩類・竪置き⽅式
先新第三紀堆積岩類（竪置き方式）（平面図）

P. 31

⼩規模な断層や岩盤割れ⽬に対する対応策の検討• 処分区画（パネル）の範囲には、坑道掘削に⽀障を伴うおそれがある⻑さ1km以上の断層を避けてレイアウトする。それより⼩さな断層や⼩規模な岩盤の割れ⽬については、断層・割れ⽬からの地下⽔の湧⽔量が多い場合に緩衝材の流出が懸念される• 断層・割れ⽬からの湧⽔によって、緩衝材の流出が⽣じるおそれがある処分孔はどの程度かを解析的に評価する検討を実施●坑道周辺の全⽔頭分布
処分坑道

割れ⽬が卓越する深成岩の場合は、処分孔の21％は許容湧⽔量を上回る（全体の79％しか廃棄体を定置できない）と評価された→ 地質調査の結果から、どの程度の処
分孔が利⽤できるかをあらかじめ評価
しておくことで、処分区画を広めに確保した地下施設のレイアウトの⼯夫など
で対応可能

連絡坑道側

処分坑における湧⽔量を地下⽔流動解析により評価

実際の地下深部で遭遇し得る地質環境を想定した、より実⽤的な
実際の地下深部で遭遇し得る地質環境を想定したより実⽤的な設計の考え⽅を⽰した
P. 32

地質環境に対応した⼈⼯バリアと地下施設の設計
深成岩類 （モデル⽔質:２種類）

HLW 竪置き・ブロック⽅式

新第三紀堆積岩類（モデル⽔質:２種類） 先新第三紀堆積岩類（モデル⽔質:２種類）

HLW 横置き PEM⽅式

TRU等廃棄物（緩衝材敷設有り）

廃棄体パッケージ２種類

TRU等廃棄物（緩衝材敷設無し）

廃棄体パッケージ２種類

P. 33

処分場の操業と安全対策
 放射線安全の確保のための設計• 地上輸送⾞両、地下施設での搬送⾞両・定置装置：放射線遮蔽機能• 廃棄体を取り扱う地上施設：壁厚による放射線の遮蔽、負圧管理や換気設備におけるフィルター設置など
地上施設における工程

地下施設における工程

１．地上施設への輸送

７．処分坑道の埋め戻し
2. 3. 4.

1.
5.

6.
7.

２．ガラス固化体の受入・検査・一時仮置き

６．処分坑道での搬送と定置れ
３．ガラス固化体のオーバーパックへの
封入
収納

上蓋溶接

４．搬送車両への積込み

５．アクセス坑道での搬送

検査

斜坑

P. 34

⼯学技術の実⽤化
 処分場の建設・操業・閉鎖に⽤いる⼯学的な技術の提⽰• 国内外における実規模スケールの実証試験の蓄積と⼯学技術の信頼性向上

PEMの組⽴実証試験（出典）原環センター（2011）：
平成22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書

模擬廃棄体

オーバーパック製造試験（原環センター地層処分実規模試験施設ホームページ）
https://fullscaledemo.rwmc.or.jp/movie/
ps // u s a doo jp/ o /⾃動運転による廃棄体定置試験（スウェーデンSKB社ホームページ）
http://www.skb.se/nyheter/temakvall-om-maskinutveckling/

処分孔
P. 35

第５章 閉鎖前の安全性の評価
内容

 操業時における作業従事者や施設周辺の⼀般公衆に対する放射線影響を評価する⽅法を提⽰
 第４章で設計した地下施設、地上施設に対して、何らかの要因
第４章で設計した地下施設 地上施設に対して 何らかの要因により設計の想定を超える異常状態が万⼀発⽣した場合の影
響を評価

P. 36

閉鎖前の安全性の評価• 施設内に異常事象が発⽣し、設計した多重の安全対策が無効化することを想定したシナ
施設内に異常事象が発⽣し 設計した多重の安全対策が無効化することを想定したシナリオの抽出• 事象が発⽣したことを想定した影響を解析的に評価
オーバーパックの落下事象のイベントツリーの例
想定する異常状態

異常発生防止策

不完全な把持・定期点検，メンテナンス
・確実に把持しない限り吊り上げをしない天井ク
レーンのインターロック
レンのインタ ロック

異常状態
想定内の
場合

異常拡大防止策

力学的/熱的影響

取り扱い高さの制限

オーバーパックへのオ
バ パックへの落下衝撃力

取り扱い高さの制限

オーバーパックへの
落下衝撃力

取り扱い高さの制限

オーバーパックへの
落下衝撃力

落下防止成功オーバーパックの落下
想定を
超える場合

吊り上げたまま
把持解除

・定期点検，メンテナンス
・確実に降ろさない限り把持解除しない天井ク
レーンのインターロック

想定内の場合
落下防止成功オーバーパックの落下
想定を
超える場合

把持装置の
吊り上げ
ワイヤの損傷・定期点検，メンテナンス
・天井クレーンのワイ
ヤーの二重化

想定内の場合落下防止成功オーバーパックの落下
想定を
超える場合

P. 37

処分場閉鎖前の安全性の評価
 操業中における万⼀の異常状態の発⽣を考慮し、処分施設の安全性を
業
常 態 発
考慮 処分施安
定量的に評価する⼿法を提⽰
オーバーパックの落下
ガラス固化体5本／日

ガラス固化体28本仮置き可

オーバーパック封入室

9mの高さからの落下（施設内の最大高さ）

ガラス 固化体検査・仮置き室

換気塔
吊上げ高さ制限の設定

塑性ひずみ

吊り上げ中に万一落下したことをあえて想定した評価
輸送容器一時保管区域
搬送車両

ガラス固化体取出し室

輸送容器
20基収容可コン クリート床板

地下からの搬出による動線単純化
アクセス 斜坑<断面拡大図>車両入口（常時閉）

津波・洪水による浸水防止
津波
洪水による浸水防止

ガラス 固化体受入・検査・封入施設

オーバーパック表面は変形するものの，貫通亀裂の発生には至らず，ガラス固化体への影響は考えにくい。

地上施設におけるガラス固化体の異常状態の評価事例
P. 38

第６章 閉鎖後⻑期の安全性の評価
内容

 処分場閉鎖後⻑期の安全評価を⾏う⽅法・⼿順を提⽰
 ICRP等（※）の国際的な指針等を参考に、安全性を判断す
るための線量基準などを⾃主的に仮設定し 第3章で設定したるための線量基準などを⾃主的に仮設定し、第3章で設定した３種類の検討対象⺟岩に第4章で設計した処分場に対して安全評価を実施• ICRP（1999）：Radiation protection recommendations as applied to the disposal of long-lived solidradioactive waste, Publication 81, Annuals of the ICRP, Vol. 28, No. 4.
• ICRP（2007）：The 2007 Recommendations of the International Commission on RadiologicalProtection, Annals of the ICRP, Publication 103, Vol. 37, Nos. 2-4.
• ICRP（2013）：Radiological protection in geological disposal of long-lived solid radioactive waste, ICRP
Publication 122, Annuals of the ICRP, Vol.42, No.3.
• IAEA（2011）： Disposal of radioactive waste, Specific Safety Requirements, IAEA Safety Standard
Series, No. SSR-5.

P. 39

閉鎖後⻑期の安全性の評価
 閉鎖後⻑期の安全評価を⾏う⼿法・技術の提⽰
閉鎖後⻑期 安全評価を⾏ ⼿法 技術 提• 事象の発⽣可能性を考慮した安全評価シナリオの作成⽅法の構築• 国内外の最新のデータベースに基づいた放射性物質の移⾏パラメータの設定• ⼈⼯バリアや地下施設の構造的な特徴、地下施設周辺における地質環境モデルの特徴などをできるだけ詳細に反映し、三次元的な放射性物質の移⾏現象を解析する技術
の導⼊
導⼊
など

 安全評価の実施
安 評価の実施
三岩種の地質環境モデルを対象とした処分場の設計結果に対する安全評価を実施•→ 発⽣する可能性が極めて⼩さい安全評
価シナリオを想定した解析を含めて、国際機関の勧告に基づいて設定しためやすの線量を下回る結果：放射性物質が存在する範囲

廃棄体から地表まで放射性物質が移⾏するシナリオの概念図
P. 40

安全評価シナリオ区分とめやすの設定• 国際機関（国際放射線防護委員会ICRP、国際原⼦⼒機関IAEA）の指針に基づき、発⽣可
能性に応じてシナリオを区分し、区分ごとにめやす線量を設定
シナリオ区分

基本
シナリオ

各シナリオの意味

 地層処分システムに対して発⽣する可能性が最も⾼いと想定されるシナリオ

⾃然事象→ 科学的な知⾒が少なく不確実性が⼤きい場合には、基本シ
科学的な知⾒が少なく不確実性が⼤きい場合には 基本シ
ナリオについても、安全上厳しい結果になるように設定

めやす線量

安全性確保の⽔準：
300μSv/y->ICRPの推奨値と同⽔準

基本シナリオに対する事業者としての努⼒⽬標：10μSv/y

変動
シナリオ

 基本シナリオに対して、不確実性を考慮して様々な解析ケースを設定するシナリオ

稀頻度
事象
シナリオ

著しい影響の⽔準：
 発⽣可能性が極めて⼩さく、現実社会で⽣じる
発⽣可能性が極めて⼩さく 現実社会で⽣じる 20〜100mSv(1年⽬)
20 100 S (1年⽬)
ことはほとんど想定されないが、あえて過酷な条 1〜20mSv/y(2年⽬以降)件を想定して評価するシナリオ->ICRPが推奨する緊急時被ばく

⼈間侵⼊
シナリオ

著しい影響の⽔準：
 偶発的な⼈間侵⼊の発⽣可能性は極めて⼩ 20〜100mSv(1年⽬)
さいが あえて過酷な条件を想定して評価する 1〜20mSv/y(2年⽬以降)
さいが、あえて過酷な条件を想定して評価する
1 20 S / (2年⽬以降)
シナリオ->ICRPが推奨する緊急時被ばく->諸外国の規制基準の最⼩値>諸外国の規制基準の最⼩値(スウェーデン)と同⽔準の参考値などと同⽔準の参考値などと同⽔準

P. 41

閉鎖後⻑期の安全評価に対する解析ケース
No
No.
基本シナリオの解析

変動シナリオの解析

稀頻度事象シナリオの解析
⼈間侵⼊シナリオの解析

Name

1

基本ケース

2

ガラス溶解速度の不確実性ケース

3

ハル・エンドピース腐⾷速度の不確実性ケース

4構造躯体の劣化に関する不確実性ケース

5

硝酸プル ムの広がりに関する不確実性ケ ス
硝酸プルームの広がりに関する不確実性ケース

6

⺟岩の割れ⽬の連結性に関する不確実性ケース

7

緩衝材への核種の収着分配係数の不確実性ケース

8

緩衝材中の核種の実効拡散係数の不確実性ケース

9

⺟岩への核種の収着分配係数の不確実性ケース

10

⺟岩中の核種の実効拡散係数の不確実性ケ ス
⺟岩中の核種の実効拡散係数の不確実性ケース

11

溶解度設定における温度影響の不確実性ケース

12

溶解度制限固相の熱⼒学データの不確実性ケース

13

新規⽕⼭発⽣の直撃を仮想したケース

14

地下深部からの断層進展直撃を仮想したケース

15

ボ リング作業従事者の被ばくを仮想したケ ス
ボーリング作業従事者の被ばくを仮想したケース

16

ボーリング孔による核種移⾏経路短絡を仮想したケース
P. 42

閉鎖後⻑期の安全評価結果例（基本シナリオ、変動シナリオ）
将来の人間が受ける最大線量 [μSv/y]10‐4 0.001

基本シナリオ

0.01

0.1

1

10

10+5 10+6

NUMO努力目標
10 [μSv/y]

基本ケース
基本ケ
ス
10‐4

100 1000 10+4

安全性確保の水準
300 [μSv/y]
0.001

0.01

0.1

1

10

100 1000

10+4 10+5 10+6

ガラス溶解速度増大ケース
ﾊﾙ･ｴﾝﾄﾞﾋﾟｰｽ腐食速度増大ケース
構造躯体劣化不確実性ケ ス
構造躯体劣化不確実性ケース

変動シナリオ

硝酸塩プルームの影響考慮ケース
母岩の大規模な割れ目存在ケース
母岩の大規模な割れ目存在ケス
緩衝材中の収着性低下ケース

安全性確保の水準
300 [μSv/y]

緩衝材中の拡散性増大ケース
母岩中の収着性低下ケース
母岩中の拡散性増大ケース
温度による溶解度増大ケ ス
温度による溶解度増大ケース

不確実性を考慮した
様々な解析ケースの評価においても、めやす線量を下回っている

熱力学データの不確実性考慮ケース
P. 43

閉鎖後⻑期の安全評価結果例（稀頻度事象シナリオ、⼈間侵⼊シナリオ）
あえて過酷な条件を想定した評価においても、めやす線量を下回っている
将来の人間が受ける最大線量 [μSv/y]
10‐4

0.001

0.01

0.1

1

10

1000 10+4 10+5 10+6100

稀頻度事象シナリオ
新規火山発生ケース
新規火発生
断層進展ケース
発生後2年目以降のめやす線量
1～20 [mSV/y]10‐4 0.001

0.01

0.1

1

10

100

発生後1年後のめやす線量
20～100 [mSV]1000 10+4 10+5 10+6

人間侵入シナリオ
ﾎﾞｰﾘﾝｸﾞ孔短絡経路ケース
作業者によるﾎﾞｰﾘﾝｸﾞｺｱ観察ケース

P. 44

稀頻度事象シナリオの評価：新規⽕⼭発⽣ケースの例• シナリオの考え⽅
⽇本列島に沈み込むプレートの位置
や運動⽅向・速度は約200万年前からほとんど変化がなく、⽕⼭の分布も過去からほとんど変化がない
̶

⽕⼭・⽕成活動が及ぶ範囲を避けてサイトを選定しておけば、将来も⽕⼭・⽕成活動の影響を受けることは考えにくい̶

特に地質環境の安定性に関する不確実性が⼤きくなる将来10万年程
度を超える期間において、新たな⽕⼭・⽕成活動の発⽣を完全に否定することはできない̶

① 閉鎖後10万年後に処分場に貫入したマグマが放射性物質を取り込む② マグマが地表に噴出し噴出物（火山灰）として堆積
厚さ

降下火砕物

距離

地表
処分場
火道 評価上は保守的に噴⽕した直後の⽕⼭灰を想定③ 農業従事者が被ばく• 線量の評価結果 0.09
0 09 mSv/y：稀頻度事象シナリオの「めやす」線量（1-20
mSv/y：稀頻度事象シナリオの「めやす」線量（1 20 mSv/y）
より⼩さい• リスクの試算 1×10-12/y （※ここでのリスクとは、致死性の癌や重篤な遺伝的影響が発⽣する確率）
̶

処分場が新たな⽕⼭の直撃を受ける確率 2.5×10-7/y （ITM-TOPAZ Projectで開発した⼿法を適⽤:NUMO-TR-12-05、 2012）
P. 45

稀頻度事象シナリオの評価：断層伸展ケースの例• シナリオの考え⽅
̶

活断層は基本的に同じ場所で繰り返し活動することから、活断層の影響が及ぶ範囲を避けてサイトを選定しておけば、将来もこの影響を受けることは考えにくい̶

地震発⽣層と呼ばれる深さ6〜12kmの地下深部に存在する活断層や、今後成⻑する断層の全てを把握することは困難
̶

地震発⽣層から伸展してきた断層が処分場（⾯積25km2）を偶然直撃する確率を保守的に試算すると9.3×10-11（回/年）程度と極めて⼩さい確率であるが、調査における活断層の⾒落としなどの可能性も考慮して、1000年後にあえて起こることを仮定して評価を実施
活断層（処分場スケールに含まれない）

活動性が不明な大規模な断層（処分場スケールに含まれない）• 線量の評価結果 14 mSv/y≒ 稀頻度事象シナリオの「めやす」
線量（1-20 mSv/y）
処分場

広域スケール

処分場スケール• リスクの試算 7×10-14/y（※ここでのリスクとは、致死性の癌や重篤な遺伝的影響が発⽣する確率）

地震発生層（一般に深さ6～20kmの範囲に分布）
P. 46

第７章 セーフティケースとしての信頼性
セ フティケ スとしての信頼性
内容

 第２章〜第６章の検討成果が技術的な信頼性を有していることを述べる
 本報告書がサイトが特定された後に更新していくセ
本報告書がサイトが特定された後に更新していくセーフティケース
フティケ スの基本形として活⽤することが可能であるかを述べる

P. 47

セーフティケースの信頼性確保の取り組み
地層処分の安全性の説明が信頼のおけるものであるためには、その裏づけとなる論拠が科学
地
処分 安全性 説 が信頼裏づ
論拠が科学的に妥当であり不確実性に対し頑健であることが必要
 評価基盤に関する信頼性
地質環境モデルの構築にあたり品質に留意して取得された地下深部のデータを活⽤モデルやデータセットの技術的な妥当性などについて、外部の専⾨家に確認を⾏いながら⼀連の検討を実施• 不確実性への対処
̶
処分場の設計では、安全に裕度をもたせた設計を実施
̶
閉鎖後⻑期の基本シナリオの安全評価では 諸外国の安全規制で⽰されている最も厳しい線
閉鎖後⻑期の基本シナリオの安全評価では、諸外国の安全規制で⽰されている最も厳しい線量基準（10μSv/y）を事業者の⽬標として設定
̶
保守性に留意してシナリオ、モデル化やパラメータの設定を実施• ナチュラルアナログによる傍証
̶
安全評価上の設定の保守性の確認
 ガラス固化体の溶解速度：100〜200万年前の天然ガラスの存在 など••

 安全性に関する多⾯的議論
多 的議•

線量以外の補完的指標による処分場の安全性の検討
̶
処分場の放射能は10万年後にその元となった天然のウラン鉱⽯と同等以下に減衰̶
基本シナリオの解析結果では、三種類の岩種とも処分後10万年時点で98〜99%の放射能が処分場内に保持（閉じ込め機能の発揮）
P. 48【参考】第２次取りまとめおよび第2次TRUレポートからの主な進展
 幌延・瑞浪を含む地下深部で実際に取得された情報に基づき、地下深部の状づ
況（特に、断層・割れ⽬の特性など）がより実態に即して表現されたわが国の代表的な三種類の岩種の地質環境モデルを対象とした処分場の設計と安全評価を実施したことで、わが国の多様な地質環境に対する地層処分技術の信頼性が向上
 処分場の設計技術をより具体化・詳細化
 断層・割れ⽬への対処⽅法
 廃棄体の回収技術の具体化 など

 実規模⼤の実証試験が国内外で数多く蓄積されていることによって、⼯学技術の信頼性が 段と向上の信頼性が⼀段と向上
 操業中における万⼀の異常状態の発⽣までを考慮した安全性について、定量的かつ詳細な評価を実施
 閉鎖後⻑期の安全評価について、最新のデータベースに基づく核種移⾏パラ
メ タの設定や 三次元核種移⾏解析技術などの最新知⾒を適⽤することでメータの設定や、三次元核種移⾏解析技術などの最新知⾒を適⽤することで、安全評価の信頼性が向上
P. 49

まとめと今後の予定

P. 50

包括的技術報告書のまとめ
 最新の科学技術的知⾒を反映し、地層処分の安全な実施に必要となる地質環境の調査・評価、処分場の設計、安全評価に関する⼀連の技術とその信頼性を⽰す根拠、⻑期の事業を⾒据えた事業
マネジメントの考え⽅を包括的に取りまとめ
 技術的信頼性や実⽤性をさらに向上するための技術課題を抽出 包括的技術報告書は、今後の技術開発成果や、サイトが明らかに
包括的技術報告書は 今後の技術開発成果や サイトが明らかになった場合にはそのサイト固有の条件などを反映して、継続的に作成 更新を⾏う「安全性を説明する技術報告書」（セ フティケ
成・更新を⾏う「安全性を説明する技術報告書」（セーフティケース）の基本形として活⽤可能
 以上から、NUMOは⽂献調査以降に進むための技術的な準備が整っていると結論
P. 51

詳細度に応じて階層化した包括的技術報告書の⽂書体系
想定読者は技術者、研究者などの専⾨家

概要編

約130ページ

包括的
技術報告書

本編
約670ページ

本編の内容を概略的にまとめた⽂書安全な地層処分を実現するための⽅法について説明する⽂書

付属書

本編に記載する個別技術項⽬の詳細を説
明する⽂書

約170偏
合計4,000ページ程度
・・・

論拠（引⽤⽂献）となる個別レポート・論⽂
NUMO-TR、 JAEA-Research、電⼒中央研究所報告、学術雑誌など

⽂書を相互にハイパーリンクで繋げてNUMOのホームページ上で容易に閲覧
⽂書を相互にハイパ
リンクで繋げてNUMOのホ ムペ ジ上で容易に閲覧可能とする計画・・・読者の関⼼に応じた技術的根拠の追跡可能性の確保
P. 52

NUMOホームページ上での閲覧画⾯
リンクをクリックするとPDFが開き、必要に応じてより深い根拠をたどることが可能P. 53

今後の予定（案）① 2019年9⽉以降：⽇本原⼦⼒学会レビュー報告書受領（⽇本語・
英語）② 2020年春頃：原⼦⼒学会レビューコメントを踏まえた報告書の修正
報告書英語版（国際レビュー版）の作成③ 2020年夏以降：国際機関によるレビュー開始（予定）④ 2021年：国際機関によるレビュー終了（予定） 各学会等での発表、多様な専⾨家を招いたワークショップの開催な各学会等での発表、多様な専⾨家を招いたワ クショップの開催などを⾏い、地層処分技術の説明や他分野専⾨家とのコミュニケー
ションを図っていく ⽇本原⼦⼒学会、国際機関によるレビューの評価結果は公表し、報告書の技術的な信頼性の確認結果を発信する
P. 54

ご清聴ありがとうございました

P. 55