原子燃料サイクルバックエンド研究の全体像

第１章

原子燃料サイクル
バックエンド研究の取組みについて1-1

原子燃料サイクルバックエンドをめぐる我が国の動向… …………………………………………… 81-1-1

放射性廃棄物処分対策

1-1-2

使用済燃料等の輸送・貯蔵

1-2

電力中央研究所におけるバックエンド研究の取組み… ………………………………………………… 10

1-2-1

放射性廃棄物の処理・処分

1-2-2

使用済燃料等の輸送・貯蔵

1-2-3

電力中央研究所における基盤技術の開発

1-2-4

電力中央研究所における国際研究協力

1-2-5

本レビューの構成と内容

第Ⅰ部 第１章

第Ⅰ部

第
第Ⅰ１
部章第１章

1-1 原子燃料サイクルバックエンドをめぐる我が国の動向

れぞれ日本原燃（株）（以下、日本原燃）により青森県
六ヶ所村において順調に稼働している 2）。
一方、今後新たに発生する低レベル放射性廃棄物とし21 世紀に入ってこれまでの 10 年余りの間に、地球規ては、廃炉に伴う解体廃棄物の中で炉内構造物から出て模の温暖化への対策やエネルギー源の安定確保が世界的くる放射能レベルがやや高い高 bg 廃棄物がある。これに重要な課題になっており、特に 1990 年比 25％の CO2

らの廃棄物は、50 ｍ以深のやや深い地中において、ト削減という先進国の中でも突出して高い目標を掲げていンネル方式によるいわゆる余裕深度処分施設への処分がる日本は、その実現に向けて実効性ある具体的方策を打予定されており、その事業許可申請に向けた検討が電気出すことが国際的にも問われている。このため、エネル

事業や日本原燃において行われている。また、そのためギー資源に乏しい我が国においては、低炭素社会の実現に、原子力安全委員会が安全評価の考え方 5） の検討やに向けて、太陽光、風力などの再生可能エネルギーの利

安全審査指針の改定を進める一方、（社）日本原子力学

用拡大を図りつつも、原子力発電を基幹電源としてベス会（以下、原子力学会）による民間規格 6） やそれと連トミックスの考え方によるエネルギー安定確保を図って携した（社）土木学会（以下、土木学会）での技術報告

い く 必 要 が あ る。 こ れ ま で の「 原 子 力 政 策 大 綱 」1）

書の取りまとめ・公表など 7, 8）が行われている。

（2005）や総合資源エネルギー調査会による「原子力立我が国初めての商業用原子力発電所である日本原子力国計画」 （2006）においては、2030 年以降も総発電量

発電（株）（以下、日本原電）の東海発電所では、1998の 30 ～ 40％程度を原子力発電が担うこと、さらに、原年に営業運転を停止し、2001 年より廃止措置工事に着子力発電所で運転した後の使用済燃料を再処理し、ウラ手している。今後、原子炉本体などの解体撤去が行われンやプルトニウムを取り出して使用するリサイクル路線

る予定であり、高 bg 廃棄物などが処分対象廃棄物としを堅持することなど、我が国の基本方針が示されている。

て発生してくる。また、資源の有効活用の観点から、解

また、原子力発電所の安定した稼働を維持するには、放体撤去により発生する廃棄物のうち、放射性物質でなく射性廃棄物の処理・処分を円滑に進めることが不可欠で一般廃棄物としての扱いの可否を判断するための「クリあり、原子燃料サイクルの柔軟性を確保する上では、使アランス制度」が 2005 年に制定された。クリアランス

用済燃料の中間貯蔵を進めていくことも必要であるとさレベルの判定基準は、国際原子力機関（以下、IAEA）れていた。しかしながら、2011 年 3 月に起った未曽有の国際基準などを参考に 10 m Sv/y と定められている。

の東日本大震災とそれにともなう大津波によって起こっ

この制度により、廃炉に伴う低レベル放射性廃棄物の発た東京電力福島第一原子力発電所事故により、原子力発

生量が大きく低減されることとなった。

2）

電の今後については国レベルでの原子力利用政策の見直しが行われている。原子力利用政策の今後の方針転換に⑵

高レベル放射性廃棄物処分

よらず、放射性廃棄物の処分と使用済燃料貯蔵の技術は高レベル放射性廃棄物に関しては、我が国では、2000

益々重要な位置づけをなすものであり、着実な技術開発

年に制定された「特定放射性廃棄物の最終処分に関するが必要である。

法律（以下、最終処分法）」9） により、再処理施設から発生するガラス固化体を対象として、地下 300m 以深の1-1-1

放射性廃棄物処分対策 3, 4）

深い安定した地層中に処分することとされ、原子力発電
環境整備機構（以下、原環機構あるいは NUMO）がそ⑴

低レベル放射性廃棄物処分の実施主体として設立された 10）。また、当面の大きな

原子力発電所の運転に伴って発生する低レベル放射性課題である最終処分地の選定については、概要調査地区

廃棄物の埋設処分については、低レベル濃縮廃液をセメ→精密調査地区→最終処分施設建設地の選定という３段ントなどにより固化した均一固化体を対象とした第１号

階を経て行われる計画である。原環機構では、最初の段の埋設施設が 1992 年より、また、金属などの雑固体廃階にあたる文献調査に基づく概要調査地区選定調査の進棄物を対象とした第２号の埋設施設が 2000 年より、そめ方や考慮事項などを公表するとともに、2002 年 12 月

8

第１章

から、全国の市町村を対象に調査対象区域の公募を開始

本的考え方について」（2000 年）13）において、ウラン廃した。2007 年１月に高知県東洋町から初めての応募が棄物の特徴を踏まえ、除染、減容・安定などにより廃棄なされたものの、その後に取り消しがなされ、現時点ま

物の発生量を低減すること、クリアランスの導入によるで応募がない状況が続いている。一方、地層処分技術の資源としての再利用、あるいは放射能濃度に応じた合理

最近までの技術が信頼性向上がなされていることを技術的な処分方法を検討していく方針が示されている。

報告書 11）を取りまとめるとともに、福島第一原発事故を踏まえた地層処分事業の安全確保に関する総点検を追

1-1-2

使用済燃料等の輸送・貯蔵

加して検討している。
⑴⑶

TRU 廃棄物処分

使用済燃料の貯蔵技術
我が国で初めての民間再処理工場は、日本原燃により2007 年６月に改正された「最終処分法」 により、運転の準備が進められているが、当初計画の処理能力量

高レベル放射性廃棄物の最終処分計画とその実施スケに余裕がさほどないことや、今後のリサイクル路線の柔ジュールが改定されたことに加えて、原子燃料のリサイ

軟性を確保するなどの観点から、使用済燃料中間貯蔵施クル工程である再処理や MOX 燃料加工に伴って発生す設の重要性がより一層増してきている。このような状況る「超ウラン核種を含む放射性廃棄物（通称「TRU 廃で、リサイクル燃料貯蔵（株）（以下、RFS）による、棄物」あるいは「長半減期低発熱放射性廃棄物」ともい

我が国初の使用済燃料中間貯蔵施設は、福島第一原発事う）のうち、地層処分対象の TRU 廃棄物も高レベル放故等の影響もあり、１年遅れの 2013 年 10 月に青森県む

射性廃棄物と同様に特定放射性廃棄物の対象とされ、原つ市での操業開始を目指し、2010 年 5 月に事業許可を環機構が併せて処分の実施主体として事業化を推進する

得て、建設が進められている。この他、中部電力（株）こととなった。

の浜岡原子力発電所においても、使用済燃料の乾式貯蔵9）

なお、我が国の地層処分対象 TRU 廃棄物ならびに高が計画されている。

レベル放射性廃棄物地層処分研究に関して、経済産業省

また、福島第１発電所内の共用プールにある使用済燃資源エネルギー庁（以下、経産省エネ庁）の主導により、料は、金属キャスクによる乾式貯蔵が行われる計画であ国の基盤研究開発の実施機関である（独）日本原子力研る。

究開発機構（以下、JAEA）、原環機構、電気事業連合会（以下、電事連）、および当研究所を含めた国内主要⑵

使用済燃料等の輸送技術研究機関が参加する「地層処分基盤研究開発調整会議」

我が国では、使用済燃料から再処理により分離されたにおいて、国内における基盤研究開発の全体基本戦略とプルトニウムをウランと混ぜて混合酸化物燃料（以下、研究開発マップが検討されてきている

MOX 燃料）に加工し、これを軽水炉で再利用するプル。

12）

サーマルを、2015 年度までに 16 ～ 18 基の原子炉で行⑷

ウラン廃棄物の処理処分

うことが電気事業の目標とされている 14）。2009 年５月

ウラン濃縮工場や原子燃料加工工場など、ウランを取に中部電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）の３り扱う原子力施設や研究・医療施設などからは、ウラン社により MOX 燃料の輸送が行われた。また 2010 年に核種を含む低レベルの放射性廃棄物が発生する。これら

英国からの返還ガラス固化体の輸送も開始されている。

は、ウラン廃棄物と呼ばれ、これまでに各事業所に保管

今後の原子力政策は不透明であるが、今後とも輸送技されている。その量は 2030 年度末には、200 リットル

術の合理化や輸送事故リスクへの対応など、安全、安心

ドラム缶換算で約 27 万本程度になるものと推定されての確保が望まれる。

いる。原子力委員会による「ウラン廃棄物処理処分の基

電中研レビュー No.55 ● 9

第１章
＜目標＞

バックエンド事業化・推進（＋基準・指針・民間規格策定）への寄与

高レベル放射性廃棄物処分

低レベル放射性廃棄物処分

ﾘｻｲｸﾙ燃料の輸送・貯蔵

国・実施主体・電気事業などからの受託研究
キャニスタＳＣＣ評価技術

貯蔵施設性能評価技術（除熱など）

キャスク密封性能評価技術

海没時の輸送安全評価手法

セメント系材料の開発長期性能評価技術（溶脱など）処分施設へのガス発生影響評価技術

微生物影響調査評価技術

安全評価手法（ニアフィールド核種移行評価など）

地下空洞の設計・長期安定性評価技術

ベントナイト材料の長期性能評価技術（熱など）

地下流動・物質移行特性調査評価技術（地下水年
代、コロイド影響など）

地質・地下水環境特性調査評価技術（コントロール
ボーリング調査技術など）

地質環境長期安定性評価（火山、活断層など）

プロジェクト研究を支える基盤要素技術

基盤技術（地質環境長期挙動調査評価、施設の設計・性能評価、施設材料特性長期挙動評価、安全評価手法）
知的財産（研究成果、特許、ソフトウェア、データベース）

図1-2-1

人 材

研究設備（横断的連携）

電力中央研究所のバックエンド関連基盤技術と反映先

1-2 電力中央研究所におけるバックエ
ンド研究の取組み 4）への協力と必要な技術開発の実施
また、放射線安全に大きく関係する放射性廃棄物処分システムの性能評価・安全評価の研究やそれらに関わる

バックエンドを取り巻く環境の変化が大きい中、バッ

データ取得、廃棄体検認に関する研究は、別途、プロクエンド事業推進における重要な課題解決のため、当研

ジェクト研究「合理的放射線安全確保」を設定して実施究所においては 2012 年まで３つのプロジェクト研究をしている。

推進してきた。

これらの各課題には技術的に共通するところが多いこ①

リサイクル燃料の輸送・貯蔵とから、所内の専門分野別研究所が連携して総合力を発②

高レベル放射性廃棄物処分

揮できる体制をつくり、また、限られた研究資源を有効③

低レベル放射性廃棄物処分活用するため、外部機関と積極的に連携・協力し、研究

TRU 廃棄物の地層処分は、高レベル放射性廃棄物処を推進している（図 1-2-1）。

分プロジェクトの中で、それ以外の廃棄物処分は、低レ
ベル放射性廃棄物処分プロジェクトの中に含めて研究を

以下では、当研究所におけるバックエンド技術に関わる最近の研究開発状況を紹介する。

実施している。
なお、現在は、これらを統廃合して次の２つのプロ

1-2-1

放射性廃棄物の処理・処分

ジェクトとして、新たな研究体制での取り組みを開始し研究展開を図 1-2-2 に示す。

ている。
①

使用済燃料の長期貯蔵管理技術の開発②

放射性廃棄物処分の長期安全性評価技術の体系化

これらの研究は、次のような目標を設定している。
・各バックエンド事業の円滑な推進の支援と将来展開に備えた技術の開発と確立
・国による基準・指針や学協会による民間規格の策定

10⑴

低レベル放射性廃棄物の処理・処分
低レベル放射性廃棄物の処分については、日本原燃が、コンクリートピット処分方式による第１号および第２号の浅地中処分施設を円滑に操業している。当研究所は、その円滑な操業を技術支援してきている。また、次期の

第１章

年

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

2013
（H25）

2014

▲
ｺﾝｸﾘｰﾄﾋﾟｯﾄ処分埋設施設運転開始（2号）△
ｸﾘｱﾗﾝｽﾚﾍﾞﾙ設定△
余裕深度処分施設の安全評価に関する基本的考え方（原子力安全委員会 中間報告）△
余裕深度処分施設の安全評価に関する基本的考え方（案）（原子力安全委員会）▽原子力学会標準「余裕深度処分の安全評価手法」▽土木学会技術報告書「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考え方」▽土木学会技術報告書「余裕深度処分における地下施設の設計、品質管理および検査の考え方」

セメント系
材料の長期
変質評価

セメント硬化体を用いたセメント水
和物の溶脱現象の研究

セメント系人工バリア材料の溶脱変質過程の解明

地下水中炭酸水素イオ
ンによるセメント系材
料の溶脱抑制高果

セメント系材料の長期耐久性評価に向けた純水および地下水模擬溶液を用いた溶脱挙動の合把握

セメント系材料と地下水の接触による2次鉱物生成メカニズムの把握

低熱ポルトランドセメントの長期変質による拡散・分配係数への影響評価
65℃におけるセメント系材料の熱変質試験

高温負荷による普通・低熱ポルトランドセメント硬化体の細孔構造変化とイ
オン拡散性および力学的物性への影響評価

セメント系材料の品質検査手法の開発

ベントナイトの長期変質評価海水の影響を考慮した各種ベントナイトの膨潤性の解明

セメント系材料の品質検査技術の開発

セメント系材料の養生方法の最適化と品質管理法の構築

高圧縮ベントナイトのアルカリ溶液影響評価

ベントナイト系材料の地化学反応による長期鉱物変遷の評価

セメント系材料の非破壊技術の開発

スメクタイト溶解へのアル
カリ溶液の種類の影響

ベントナイト混合土の塩影響
特性把握とその対策の検討

ベントナイトのガス透気特性評価

高圧縮ベントナイトのガス透
気メカニズムの解明と解析コ
ードの構築

低熱ポルトランドセメントの高温負荷による影響評価モデルの構築

ベントナイト混合土の塩影響メカニズムの解明

高圧縮ベントナイトガス透気特性評価の高精度化応力連成
解析コードの開発

ベントナイト系材料の諸特性評価
手法の提案

低配合ベントナイトガス透気特性評価と高精度応力連成解析コードの開発

高レベル放射性廃棄物処分事業支援（地点選定のための調査、評価技術の開発）△
実施主体設立△ＴＲＵ廃棄物事業

文献の基本的考
え方

概要調査における調査技術・評価手法の体系化

概要調査における調査技術・評価手法の高度化および開発（地表からの調査技術、評価手法）

精密調査における調査技術・評価手法の高度化および開発（調査坑道内でのサイト特性調）△
第１次ＴＲＵレポート取りまとめ（処分概念の検討）△
第２次ＴＲＵレポート取りまとめ（併置処分概念の検討）

△
制度化

△
実施主体設立ＴＲＵ廃棄物処分基本方策策定支援・地層処分対象分事業化支援

ＴＲＵ廃棄物処理処分技術開発（セメント系バリアの性能評価手法の開発とパラメータ取得、コロイド成分の影響評価）

黄色ハッチ項目はＴＲＵ廃棄物の特化した研究項目
ＴＲＵ廃棄物－ＨＬＷ併置処
理時の相互影響評価（セメント系材料と粘土系材料、岩との化学反応シミュレーション）

緑色ハッチ項目は放射性廃棄物に共通の研究項目
放射性廃棄物処分のソースターム評価研究（セメント系バリアの拡散抵抗性の評価、開発とパラメータ取得、コロイド成分の影響評価）

セメント系バリア、ベントナイト系バリア材料の変質挙動解析手法の開発

長期の放射性廃棄物処分における不確実性評価研究（リスク論的安全評価手法の開発、放射性廃棄物処分事業の体系的な品質保証概念の構築・提案）
放射性廃棄物処分のリスクコミュニケーションに関わる研究（HLW・TRU廃棄物処分のセーフティケースを対象としたステークホルダとの科学技術コミュニケーション）

図1-2-2 「放射性廃棄物処理・処分」の研究展開

電中研レビュー No.55 ● 11

第１章
埋設処分事業として、原子力発電所の運転や廃止措置・

射性雑固体廃棄物の減容処理に適用する技術を開発し、解体撤去に伴って発生する高 bg 廃棄物など、従来より実用化した。また、減圧アーク（本レビュー 5-2）を原もやや放射能レベルの高い低レベル放射性廃棄物を主な

子力施設廃棄物乾式表面除染技術として適用できる可能対象とした余裕深度処分が計画されており、その事業の性を示した。さらに、廃炉に伴い大量に発生する炉内構円滑な実施に向け、電気事業や日本原燃を技術的に支援造物などの大型廃棄体中の放射能濃度分布を、精度よくしている。特に、処分施設の設計・評価において必要と評価することのできる廃棄体内放射能評価システムを開なる処分場として想定される地化学環境条件下でのセメ発した。これらの技術は、搬出前検認技術としての活用

ントやベントナイト系などの人工バリア材料の千～万年が期待されている。

オーダーの長期性能（核種移行抑止機能である低透水性、低拡散性など）の信頼性や、地質・岩盤などの天然バリ⑵

高レベル放射性廃棄物地層処分

アの長期性能（核種移行抑止機能）の評価を進め、さら当研究所では、原環機構による高レベル放射性廃棄物には、施設検査技術や長期の不確実性への対処のためのおよび地層処分対象の TRU 廃棄物の最終処分事業を技品質保証体系の構築、確立を図っている。一方、国や学術的に支援するとともに、合理的な処分を行うための調会において進められている低レベル放射性廃棄物処分施

査・設計・評価技術の開発、実用化を図っている。特に、設の安全評価などに関わる基準・指針、あるいは民間規処分事業のマイルストーンを考慮し、３段階のサイト選格の策定に協力している。

定のうち、当面の目標となる概要調査地区選定後の調査

人工バリアの長期性能に関しては、処分環境条件下での円滑な実施、およびその後の精密調査地区選定の段階の長期耐久性試験（セメント系材料、ベントナイト系のに向けての調査・評価手法の高度化と体系化を図る一方、変質）の結果から、セメント系材料の変質挙動（Ca の最終処分施設建設地選定段階に備えて、必要となる調

溶脱あるいは溶出）は、二次鉱物の沈殿により抑制され査・設計・評価手法に関わる技術開発を進めている。

ることを明らかにした。また、それらの抑制効果を考慮

これまでに、地質環境特性に関する実データに基づき、できるように解析コードを高度化し、整備した 15）。さ

概要調査の具体的な実施方法について検討し、時系列的らに、高圧縮ベントナイト系材料の透気メカニズムを考で総合的な調査・評価フローを構築し、提案した。また、慮したガス移行解析手法を提案し、整備した。

原環機構との共同研究として、当研究所横須賀地区構内

また、当研究所の地質・地下水・水質・微生物などのにおいて、概要調査において用いられると想定される一調査技術を六ヶ所サイトの試験空洞に適用し、想定され連の調査技術、特に重要となるボーリング調査について、る処分施設設置深度付近では、安全性評価の観点から重計画からボーリング掘削、調査と評価の手順に関する現

要な還元性の環境が保たれていることなどを明らかにし場での適用性を評価し、取りまとめた。概要調査や精密た。

調査などで用いるための基盤技術開発に関しては、経産

一方、余裕深度処分に関する国の安全審査指針の改定に向けた検討が行われ省受託研究として、コントロールボーリング掘削調査技、2010 年 8 月に原子力安全委術（任意の方向と傾斜でボーリング掘削をしながら詳細

員会により改定された。それに連動して、原子力学会のな調査が可能な技術）の開発、改良、高度化と適用性実

民間規格や土木学会の技術報告書の取りまとめが行われ、証試験を、北海道幌延地区に分布する大曲断層を挟む地

その成果が公表されている。当研究所ではこれらの学会

域において実施している（JAEA との共同研究）。地表

活動 に 参 画 し、 特 に、土木学会エネルギー委員 会 が踏査や地震探査の結果に基づいて設定した計画孔跡に2008 年 6 月に取りまとめて公沿って、長さ約 950m、深さ 450m、最終傾斜がほぼ水表した技術報告書の作成では、当研究所が中心的な役割平となるボーリング掘削を 2010 年度に完了し、コントを果たした。これらの成果は、原子力学会おいて策定さロールボーリング掘削調査技術が、概要調査や精密調査

れた学会標準で十分に実用化できる見通しを示した 15）。さらに、当7）5, 16）

および 2009 年７月

8）に反映されている。

6）

さらに、低レベル放射性廃棄物処分をより合理的に行研究所が保有する水理特性調査評価技術、地下水年代測

うための関連技術として、アークプラズマを低レベル放定技術および地下水水質進化評価技術を組み合わせるこ

12

第１章

とにより、より精度の高い数 100 万年オーダーの地下水まとめ作業に協力し、研究成果の一部を同レポートに提年代測定技術、地下水流動評価技術として高度化・体系供した。特に、セメント材料の長期変質挙動モデルとし化を図り、我が国の複雑な地質地下水環境条件へ適用すて当研究所が開発したセメント鉱物（カルシウムシリるための実証研究を進めている（一部、経産省受託研

ケート水和物）の溶解沈殿モデルが、また、コロイド挙究）。

動の評価には当研究所のセメントコロイドの安定性モデ

一方、1991 年より、当研究所は、スウェーデン原子ルが採用されることになった。その後、原子力委員会の燃料廃棄物管理会社（SKB）のエスポ島地下研究施設に

長半減期低発熱放射性廃棄物処分技術検討会などで、当おける国際共同原位置試験研究に参加している。近年は、研究所の研究成果が検討され、議論された。

実規模の地下模擬処分施設の性能に関わる試験により、

なお、TRU 廃棄物処分の技術的課題で、一部の当該

当研究所開発の解析コードの適用性の検証などを行って廃棄物に特化したもの以外は、高レベル放射性廃棄物処いる。また、2008 年より、スイス放射性廃棄物管理共分や低レベル放射性廃棄物処分に共通する部分が多い。

同組合（NAGRA）のグリムゼル地下研における花崗岩

そこで、2000 年以降は、放射性廃棄物の種類や処分シを対象とした、「コロイドの形態と移動」に関する共同

ステム概念に共通する技術的課題に関する研究を継続し研究へ参加している。ここでは特に、経産省受託研究とている。

して、岩盤中トレーサ移行状況を精度よく評価する手法を開発・高度化するとともに、対象とする割れ目の性状

1-2-2

使用済燃料等の輸送・貯蔵を評価するためのラドン計測、音響を用いた断層写真計
研究展開を図 1-2-3 に示す。

測技術や高粘性流体試験法などを適用し、割れ目系岩盤中の物質移行を評価するシステムとして体系化した。さらに、スイス・モンテリ地下研究施設における堆積岩を⑴

使用済燃料の貯蔵技術対象とした国際共同研究では、岩盤の異方性を考慮した

当研究所ではこの 10 年にわたり、金属キャスクやコ

応力測定法の適用・実証の研究などを行っている。このンクリートキャスクによる乾式の使用済燃料中間貯蔵技

ほか、東急建設（株）、横浜国立大学との共同研究によ術の確立に向け、落下衝撃、密封性、除熱性能などの研り、堆積軟岩が分布する相模原の地下坑道内で、処分環究を継続して実施してきた。それらの成果の多くは、国境を模擬した原位置ヒーター試験を実施し、計測技術や内外の学会標準や国際原子力機関（以下、IAEA）国際物理探査による温度分布評価法などの高度化を行うとと基準、あるいは国内の基準・指針などに反映されてきてもに、加熱時の岩盤挙動の特性を把握した。

いる。
近年では RFS が、青森県むつ市において、我が国初⑶

TRU 廃棄物処分の金属キャスク方式による使用済燃料貯蔵施設である

TRU 廃棄物処分に関わる研究は、1997 年度から本格「リサイクル燃料備蓄センター」の 2012 年操業開始を目的に開始した。特に、TRU 廃棄物処分システム材料と指した事業許可申請を行い、2010 年５月に国の許可をして重要視されているセメント材料を重点的に研究し、得た。現在は、１年遅れでの 2013 年 10 月操業開始を目

その長期変質挙動、核種収着挙動、コロイド発生と移行

指して準備が進められている。

に関する実験と解析モデルの構築の両面から取り組み、研究成果をあげてきた

これまでに、金属キャスク貯蔵の安全性に関して航空。一方、我が国の TRU 廃棄機が貯蔵建屋に落下衝突した場合を想定した高速飛来物物処分の概念検討、および高レベル廃棄物との併置処分

衝突時の試験を行い、結果の分析や数値解析による評価も含めた処分技術の検討が、関係機関の共同作業としてに基づいて、キャスクが十分な密封健全性を有すること進められ、電事連と核燃料サイクル開発機構（現在のなどを確認した 26）｡

17-23）

JAEA）によりそれぞれ、第一次 TRU レポート（2000年）

および第二次 TRU レポート（2005 年）

また、次世代型貯蔵方式として、使用済燃料をキャニとしスタと呼ばれる鋼製容器に収納した上で、それをコンクて取りまとめられた。当研究所はこれらのレポート取り

リート製キャスクに貯蔵する方式（コンクリートキャス

24）

25）

電中研レビュー No.55 ● 13

第１章
2000

年

2001

2002

2003
（H15）

2004

2005

2006

2007

2008
（H20）

2009

2010

2011

2012

2013
（H25）

2014

目

使用済燃料の発電所敷地内・敷地外貯蔵の技術基準策定支援・許認可支援標
主 な 研 究 項 目

リサイクル燃料の輸送・貯蔵

輸送物の事故時安全解析手法の開発と許認可支援

コンクリートキャスク貯蔵に関する研究［通常時・事故時除熱性、耐震性、コンクリート塩害・中性化・キャニスタ落下事故時構造健全性など］

金属キャスク貯蔵に関する研究

長期健全性に関する研究

輸送に関する研究（SCC対策技術開発）［耐震性、長期密封性、徐熱性］［金属ガスケット応力緩和試験など］［事故時安全解析手法の開発と許認可支援、ゴムガスケット経年劣化評価、緩衝体材料データベース構築］

図1-2-3

使用済燃料の輸送・貯蔵の研究展開

ク貯蔵）など、新しい貯蔵技術の実用化に向けて、下記

ルサーマルが開始されたことに呼応して、MOX 燃料ののような要素研究、実証試験研究などを推進している。

輸送が開始されるとともに、海外からの返還放射性廃棄

キャニスタの長期密封性に関して、高耐食性キャニス物（高レベル）の輸送についても、これまでの仏国に替タ材を対象とした応力腐食割れ（以下、SCC：Stress

わり英国からの海上輸送が始まっている。当研究所では、Corrosion Cracking）試験を行い、60 年程度の貯蔵期

これらの海上輸送の安全性や事故時のキャスクの密封機

間中にキャニスタ表面に SCC が発生する可能性は低い

能の健全性に関わる研究を推進し、継続して研究成果をことを示した 27）。さらに、コンクリートキャスクの地

基準・指針に反映させてきた。

震時安定性については、実物大のコンクリートキャスク

現在は、今後の輸送量の増大などに備え、より合理試験体を用いて、（独）防災科学技術研究所兵庫耐震工

的・経済的な輸送技術の確立に向けた技術開発を行って学研究センターの実大三次元震動破壊実験施設（E －いる。

ディフェンス）の大型振動台による試験を行った。この
結果、固縛をしないコンクリートキャスクは、地震によ1-2-3

電力中央研究所における基盤技術の開発

り揺れ、滑りや回転を伴う３次元的な応答を示すが、阪神大震災規模の地震でも転倒には至らないことを明らか

本レビュー 1- 2 の冒頭で述べたように、当研究所は、にした。また、この試験結果から、キャスク内部に収納

バックエンド事業を支援するためのプロジェクト研究をされた使用済燃料集合体に発生する最大応答ひずみは弾重点的に推進している。これまで、低レベル（廃炉措置

性範囲内であることを示すとともに、地震時のキャスクを含む）
・高レベル放射性廃棄物処分、使用済燃料の輸の転倒評価指標と地震力に対する燃料集合体の応答評価

送・貯蔵などのバックエンド研究を長く継続して実施し手法の提案も行った 26）。

てきており、この分野で総合的で豊富な技術蓄積を有している国内有数の研究機関である。

⑵

使用済燃料等の輸送技術

プロジェクト研究の推進においては、開発すべき技術

使用済燃料や放射性廃棄物（返還放射性廃棄物を含課題の将来展開を見通した上で、限られた研究資源を有む）の輸送に関する当研究所の研究は、おおむね 10 年

効に活用するとともに、総合力を発揮して目標を達成でほど前までに技術的な検討は完了し、それまでの成果は、きるように、図 1-2-1 に示すような研究展開を図ってい基準・指針や学会標準の策定と輸送事業の推進に反映さる。この中で、開発を進めるべき基盤技術として、「地せている。最近の状況として、我が国の原子力発電でプ

質環境長期挙動調査評価」、「施設の設計・性能評価」
、

14

第１章

「施設材料特性長期挙動評価」、「安全評価手法」の４つを位置づけ、研究を進めている。以下に、それぞれの研究の主な内容と方向性をとりまとめた。

⑷

安全評価手法当研究所では、これまでに使用済燃料などの海上輸送時の安全評価に必要な海洋大循環・環境影響評価手法を確立しており、今後増大する原子燃料・廃棄物の輸送時⑴

地質環境長期挙動調査評価

安全評価に対するこの手法の適用を図っている。一方、地震・断層、火山・火成活動、隆起・浸食、地形変動

放射性廃棄物処分施設における人工バリアの長期挙動、などの地質環境の長期安定性、および地質・岩盤・地下処分施設周辺岩盤中の核種移行評価手法、および天然バ

水・地化学などの地質環境特性に関する調査技術は、こリア中の地下水流動・物質移行評価手法については、国れまでの電力施設の立地調査などにより豊富な知見と技内外における地下研究施設などを活用した共同研究によ術蓄積があり、さらにこれらの技術を処分問題などに特り、高度化と適用性の実証を進めている。さらにこれら有の超長期性などを考慮し、最先端の技術に進化させての評価のもととなる核種収着モデル評価や人工バリア・きている。例えば、地下水中に存在する He、 He や Cl

天然バリア中での放射性核種移行評価技術、ならびにリを用いた 100 万年オーダーの古い地下水年代を精度よくスク論的考え方に基づく不確実性解析や線量評価の技術

測定する技術やサンプリング技術などは、当研究所が独も高いレベルで保持している。

3

4

自に蓄積した技術をさらに高度化し、実用化したものである。
⑵

施設の設計・性能評価

1-2-4

電力中央研究所における国際研究協力

当研究所は、放射性廃棄物処分および使用済燃料貯蔵

使用済燃料の輸送・貯蔵に主に関わる技術として、落に関する技術を確立するために、欧米において先行して下衝撃、除熱性能、地震時安定性、金属材料腐食、およいる技術・情報を吸収しつつ、また、国内では困難な

び経年劣化・長期密封性などの試験・評価技術（実規模

フィールド試験や実規模実証試験などを行うため、海外

大を含む）は、バックエンド事業支援のために、当研究の機関との共同研究や研究交流を積極的に推進している。

所が継承してきた技術をさらに開発・高度化したもので

表 1-2-1 に国際共同研究の一覧を示す。

ある。また、処分施設関連では、地下空洞・地下処分施設の長期安定性評価技術などの開発・高度化を進めてき

1-2-5

本レビューの構成と内容ており、2009 年度初めには超長期遠心載荷岩盤実験装置を導入している。この装置を利用することで、超長期以上、電中研レビュー№ 40「原子燃料サイクルバッ

にわたる廃棄体周辺の人工バリア、ニアフィールド岩盤

クエンドの確立に向けて」を刊行した 2000 年以降の約の挙動を、時間を短縮して評価する実験を行うことが可12 年間のバックエンド研究の国内動向を見渡すととも能である。

に、その間の当研究所の技術開発の取り組み状況について概観した。

⑶

施設材料特性長期挙動試験評価
処分施設材料として重要なベントナイト系やセメント

以 降 の 各 章 で、 研 究 内 容 の 詳 細 を 紹 介 す る。 本 レ
ビューの内容構成は、以下の通りである。

系の材料に関しては、千年オーダーあるいはそれ以上の第Ⅰ部；原子燃料サイクルバックエンド研究の全体像

長期バリア性能を評価する必要性が高まってきている。

１章では、最近の約 12 年間の原子燃料サイクルバッ

このため、当研究所では、実際の処分環境の地化学条件

クエンド研究の概要を紹介する。

などを考慮して、各種の長期挙動試験や評価手法の開第Ⅱ部；放射性廃棄物処理・処分技術

発・高度化を進めている。処分施設の設計や評価におい

低レベル・高レベルの放射性廃棄物処理・処分の課題て、不確実性や過度の保守性をできるだけ排除した合理的な処分方法を確立することを目標としている。

解決のために共通する基盤研究の成果を紹介する。
放射性廃棄物処分施設は、核種移行抑制機能が要求されることから、低透水性や低拡散性の特徴を有するセメ

電中研レビュー No.55 ● 15

第１章
表 1-2-1
共同研究／協力名称

国際共同研究・研究協力一覧

相手機関

モンテリ国際共同研究プロ モンテリコンソーシアム
ジェクト
（スイス）

エスポ地下研究所（HRL） スウェーデン原子燃料
国際共同研究廃棄物管理会社（SKB）
国際共同研究コロイド移行（CFM）プロジェクト（ス スイス放射性廃棄物管理
イス・グリムゼル地下研究 共同組合（NAGRA）
所）
バックエンド分野における 台湾原子力科学技術協会
研究協力協定（NuSTA）

期

間

実施概要

2002〜

高速道路の避難坑道を利用したモンテリサイトにおいて堆積岩（オパリナスクレイ）を対象とした高レベル放射性廃棄物処分に関わる主としてサイト特性調査に参加し
ている。

1991〜

エスポ HRL において地下約 450 ｍ程度の花崗岩（結晶質岩）を対象とした高レベル放射性廃棄物地層処分に関わる原位置試験研究に参加している。近年では特に、熱・水・応力・化学の連成挙動に関わる試験・評価を行っている。

2008〜2012

グリムゼルテストサイト（花崗岩）において、コロイドの発生メカニズムやコロイドが放射性核種の移行に与える影響について検討するための原位置実験に参加してい
る。

2009〜

放射性廃棄物の処理・処分や使用済燃料の輸送・貯蔵な
どバックエンド全体にわたる技術分野に関わる情報交
換や研究協力を推進している。台湾核能研究所（INER）
も台湾側の協力機関で参加。

コンクリートキャスク（VSC-17）の経年変化に対 アイダホ国立研究所（INL、2003〜2007
する調査研究に関する日米 米国）
共同研究

コンクリートキャスクの経年変化に関する実測データを取得するため、アイダホ国立研究所において 15 年以
上屋外で使用済燃料を実貯蔵実験中の VSC-17 型コンク
リートキャスクを対象に、キャスク内外の表面状態や遮へい性能に関する実測試験を実施した。

ボールト貯蔵除熱解析に関 フランス原子力庁（CEA、2006〜2008
する日仏共同研究仏国）

キャニスタ貯蔵システムの除熱性能解析手法を確立するため、CEA が実施したボールト貯蔵体系のキャニスタ
縮尺モデルの除熱試験データに対し、ベンチマーク解析を実施した。

フランス原子力庁（CEA、
高温コンクリート耐久性に 仏国）
2006〜2011
関する日仏共同研究
フランス電力公社（EDF、仏国）

キャニスタ貯蔵システムのコンクリート構造物の合理的な温度制限値を提案するため、CEA が保有するボール
ト貯蔵施設の実物大部分モデルの加熱試験（80℃）を実施し、コンクリートの微視的構造物性が温度とともに変化する挙動に関わる試験・評価を行っている。

フランス原子力庁（CEA、金属ガスケット応力緩和に 仏国）
2009〜2016
関する日仏独共同研究
ドイツ原子力サービス会社（GNS、独）金属キャスクの密封性能に及ぼす経年変化の影響を評価するため、金属ガスケット被覆材の応力緩和特性とガスケットの強度特性に関わる試験。評価を行っている。

ガスケット漏えい特性に関 ドイツ連邦材料研究所
する日独共同研究（BAM、独）2010〜2012

金属キャスクに使用される金属およびゴムガスケットの経年変化評価に必要な物性データを取得するため、19年間以上にわたり、高温状態で経年変化したガスケットの分析・評価を行っている。

セメント系材料への TRU
旧 AEA テクノロジー社、
核種の収着特性評価試験
1997〜2005
Serco 社（英国）（フェーズ 1 〜 3）

放射性廃棄物、とりわけ TRU 廃棄物の処分に固化材・充填材・構造材として使用される予定のセメント系材料
による核種移行抑制効果の評価のため、セメント系材料への TRU 核種の収着データ、セメント硬化体中の拡散
データ、セメントコロイドへの核種収着データなどを取得し、評価モデル開発に役立てた。

セメント系材料による放射性核種固定化の分野におけ パウル・シェラー研究所
る協力（フェーズ 1、フェー （スイス）
ズ 2）

2000〜2005

TRU 廃棄物の処分に固化材・充填材などに大量に使用される予定のセメント系材料について、放射性核種移行に対するバリア機能評価のためのデータ取得、機構解明を実施した。

経済協力開発機構 / 原子力
経済協力開発機構 / 原子機 関「 収 着 プ ロ ジ ェ ク ト
2000〜2003
力機関（OECD/NEA）（フェーズ 2）」放射性核種収着メカニズムモデルの適用性を検討するた
め、参加 12 機関が共通の対象（バリア材、収着放射性核種）に対して解析のベンチマークを実施し、モデルの妥当性や安全評価におけるモデルの位置づけについての共通認識を形成した。

16

第１章

ント系材料、ベントナイト系材料などのいわゆる人工バ

サーマルが開始されたことなどから、放射性物質の輸送

リアと、地盤や岩盤などの天然バリアで構成される。放の一層の安全性の向上が求められている。これらに対応

射性廃棄物処分施設の設計に際しては、これらの天然バ

する輸送 ･ 貯蔵技術のさらなる合理化が焦眉の課題でリア、人工バリアの核種移行抑制機能を精度よく評価し、ある。

放射性核種の移行挙動を計算して生物圏での被ばく線量

６章、７章では、それぞれ金属キャスクおよびコンクを評価する安全評価が行われ、施設の安全性が担保されリートキャスクを実用化するための設計要件である、金る。当研究所では、これらの過程における種々の技術開

属キャスクの①密封性能の評価、②貯蔵施設の貯蔵時除発を進めてきている。

熱性能の評価、③コンクリートキャスク用キャニスタの２章では、処分施設が建設される地盤の長期安定性の

SCC の評価 ･ 対策、コンクリートキャスクの④地震時観点から、①地盤の隆起 ･ 浸食、火成活動、活断層 ･ 活

転倒安全性の評価、⑤遮へい性能の評価について紹介す褶曲の調査 ･ 評価技術、核種移行の媒体となる②地質・る。

地下水の状況を把握するための調査 ･ 評価技術、処分施設を建設するために実施する地盤掘削による周辺地盤の８章では、キャスク貯蔵以外の貯蔵方法としてのトンネル貯蔵技術、ボールト貯蔵技術について紹介する。

変化を、③地下水を介して物理 ･ 化学的に調査する技術

貯蔵施設の安全性を確保するための遮へい性能や除熱および④微生物影響の調査 ･ 評価技術について紹介する。

性能評価では、使用済燃料の中に生成する核種の量を精

３章では、人工バリア候補材料の長期健全性に関わる度よく評価する必要がある。９章では、①核種生成量の技術として、①処分環境を考慮したベントナイト特性評

評価精度向上方法、および②燃料棒の長期健全性評価技

価技術、②セメント系材料の長期耐久性試験・評価技術、術について紹介する。

③ベントナイト長期挙動試験評価技術、④処分場の品質10 章では、輸送安全性向上技術として、①緩衝体用管理技術、長期的な耐久性が期待できる⑤新しい人工バ

木材の高温圧潰特性、②密封ゴムシールの耐久性、およリア材料開発、および⑥地下空洞の長期安定性評価技術

び③海上輸送時の仮想海没時の環境影響評価について紹

について紹介する。

介する。

４章では、安全評価で必要となる技術として、①放射性核種の挙動に影響する廃棄物固化体や人工バリアの長期的な変質挙動、②廃棄物固化体と人工バリアおよびそ第Ⅳ部；研究成果の活用と今後の展開
これまでの研究成果の活用例を紹介し、今後の展望をとりまとめる。

の周辺岩盤を含むニアフィールド中での核種移行評価のためのデータ取得やモデル解析技術、さらには③評価が参考文献

超長期に及ぶことに起因するデータやモデルの不確実性

1-1の取り扱いに関する技術について紹介する。

1） 原子力委員会：原子力政策大綱、閣議決定、2005 年．

５章では、放射性廃棄物の減容に役立つバックエンド
関連技術として、発生する低レベル放射性廃棄物の容積を極力減らすための①プラズマ溶融処理技術、②減圧
アーク除染技術、原子炉の廃止措置に伴って大量に発生する大型放射性廃棄物の放射能濃度を検査 ･ 評価する③
検認技術について紹介する。
第Ⅲ部；使用済燃料等の輸送・貯蔵技術
使用済燃料などの輸送・貯蔵に関する基盤研究の成果を紹介する。
高レベル放射性廃棄物の処分事業の現状に鑑みて、原子燃料サイクルの柔軟性を確保する観点から、使用済燃料などの貯蔵技術の重要性が増している。また、プル

2） 総合資源エネルギー調査会 電気事業分科会 原子力部
会：原子力立国計画、2006 年．
3） 河西基：放射性廃棄物処分技術の展望と電力土木の役割、電力土木、No.343、2009 年．
4） 河西基：バックエンド事業の円滑な推進を支える使用済燃料輸送・貯蔵と放射性廃棄物処分にかかわる先端技術の開発、日本原子力学会誌、Vol.52、No.1、2010 年．
5） 原子力安全委員会：低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方（中間報告）、2007 年．
6） 日本原子力学会：日本原子力学会標準 余裕深度処分の
安全評価手法、AESJ-SC-F012-2008、2009 年．
7） 土木学会 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：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
メータ設定の考え方、2008 年．
8） 土木学会 エネルギー委員会 低レベル放射性廃棄物の余

電中研レビュー No.55 ● 17

第１章
裕深度処分に関する研究小委員会：余裕深度処分におけ

19）杉山大輔、藤田智成：熱変成によるセメントの核種収着る地下施設の設計、品質管理および検査の考え方、2009

性能の変化、電力中央研究所研究報告 U97106、1998 年

年．

8 月．

9） 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．

分の性能評価に与えるコロイドの影響－セメント水和物

10）原子力発電環境整備機構：知ってほしい今、地層処分－
放射性廃棄物の地層処分に向けた取り組み－、原環機構
パンフレット、2009 年．

からのコロイドの発生とその特性評価－、電力中央研究
所研究報告 U99057、2000 年 5 月．
21）杉山大輔、藤田智成、中西

11）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－（概要版） NUMO-TR-12-04、2012 年

潔：水との接触によるセメ

ント水和物の化学的変質、電力中央研究所研究報告
U99044、2000 年 5 月．
22）杉山大輔、藤田智成、中西 潔、J. A. Berry、S .J. Williams：

12）経済産業省資源エネルギー庁・（独）日本原子力研究開

セメント水和物へのアクチニド元素収着挙動の実験的検発機構：地層処分計画を支える技術基盤の継続的な強化

討、電力中央研究所研究報告 U99045、2000 年 5 月．

－国の地層処分基盤研究開発の成果と今後の展開－、全23）塚本政樹、藤田智成：セメント系材料との相互作用によ

電通ホール、2007 年．

る岩石および緩衝材の変質反応シミュレーション、電力

13）原子力安全委員会 原子力バックエンド対策専門部会：
ウラン廃棄物処理処分の基本的考え方について、2000 年．
14）電気事業連合会ホームページ．
15）地球工学研究所：我孫子地区

中央研究所研究報告 U99046、2000 年 5 月．
24）電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構共同作業チー
ム：TRU 廃 棄 物 処 分 概 念 検 討 書、JNC TY1400-2000-

研究概要－ 2008 年度研究成果－、pp.5-6、2009 年 6 月．
16）総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会

001、TRU TR-2000-001、2000 年．
25）電気事業連合会・核燃料サイクル開発機構：TRU 廃棄

廃物処分技術検討書－第 2 次 TRU 廃棄物処分研究開発取棄物安全小委員会：低レベル放射性廃棄物の余裕深度処

りまとめ－、JNC TY1400-2005-013、FEPC TRU TR2-分に係わる安全規制について、2008 年．
17）藤田智成、杉山大輔、塚本政樹、横山速一：TRU 廃棄物処分の化学的バリア性能に関する課題の調査、電力中央研究所調査報告 U97017、1997 年 8 月．
18）杉山大輔：浸漬試験によるセメント材料の長期変成挙動に関する検討－試験条件、方法の検討－、電力中央研究
所調査報告 U97019、1997 年 8 月．

1820）藤田智成、杉山大輔、S. W. Swanton：放射性廃棄物処2005-02、2005 年．
26）電力中央研究所：原子力研究の主要な成果、2008 年版、2009 年 1 月、2009 年版、2009 年 8 月．
27）三枝利有他：中間貯蔵用キャニスタの耐食性評価 －（1）
応力腐食割れ評価手法の提案－、日本原子力学会 2009
年秋の大会、2009 年．