第30回バックエンド夏期セミナー
2014年8月7日(木)福島県郡山市ビッグパレット福島

使用済燃料の直接処分に関する研究開発の現状と課題

独立行政法人 日本原子力研究開発機構
柴田 雅博

発表内容




経緯
国際動向/国外の検討例
日本における使用済燃料の現状
使用済燃料の特徴
直接処分に関する研究開発課題1

経緯
わが国は、資源の有効利用、高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減等の観点から、使用済燃料を再処理し、回収されるプルトニウム等を有効利用する核燃料サイクルの推進を基本的方針としている。
⇒ ガラス固化体（高レベル放射性廃棄物）および一部のTRU廃棄物が地層処分の対象となる廃棄物とされている。
使用済燃料の直接処分関する検討・研究開発は限定的なものであった。
原子力政策大綱（原子力委員会，平成17年）の策定にあたっての検討と記載
核燃料サイクル政策の検討に資することを目的として，直接処分のコスト評価が行われた。
『基本シナリオの核燃料サイクルコスト比較に関する報告書』 平成16年11月 原子力委員会 新計画策定会議 技術検討小委員会
使用済燃料を対象とした地層処分施設の設計と費用の試算が行われるとともに，安全性に関する予備的評価が行われた。また，この中で，「安全評価及び設計・施工における課題」が抽出された。
『原子力政策大綱』 原子力委員会，平成17年10月11日 （抜粋）
「国，研究開発機関，事業者等は，長期的には，技術の動向，国際情勢等に不確実要素が多々あることから，それぞれに，あるいは協力して，状況の変化に応じた政策選択に関する柔軟な検討を可能にするために使用済燃料の直接処分技術等に関する調査研究を，適宜に進めることが期待される。」
2

経緯
東北地方太平洋沖地震（東日本大震災）及びこれに起因する福島第一原子力発電所の事故（平成23年3月11日）以降の動き『核燃料サイクル政策の選択肢について』 平成24年6月21日， 原子力委員会決定 （抜粋）
「最終処分場に関しては，すでに発生している研究炉の使用済燃料や福島第一原子力発電所の使用済燃料対策などを考えると，使用済燃料を直接処分することを可能にしておくことの必要性は明らかである。したがって，直接処分を可能とするための技術開発や所要の制度措置の検討に早急に着手すべきである。」『今後の原子力研究開発の在り方について（見解）』 平成24年12月25日 原子力委員会 （抜粋）
「既に発生している研究炉の使用済燃料や東京電力（株）福島第一原子力発電所の使用済燃料などの対策を考えると，ガラス固化体の処分だけでなく，使用済燃料を直接処分することを可能にしておくことの必要性は明らかであり，事業者及び研究開発機関は，海外において間もなく安全審査が開始されようとしている直接処分の技術動向を十分に踏まえて，わが国においてこれを可能にするため，ガラス固化体の処分技術では不足する点を明らかにし，研究開発課題を定め，その解決に向けての取組を着実に進めるべきである。」『エネルギー基本計画』 平成26年4月 （平成26年4月11日 閣議決定） （抜粋）
「地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価・反映するとともに、幅広い選択肢を確保する観点から、直接処分など代替処分オプションに関する調査・研究を推進する。」

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経緯『地層処分基盤研究開発に関する全体計画（平成25年度～平成29年度）』 2013年3月 地層処分
基盤研究開発調整会議 * における使用済燃料の直接処分研究開発計画の策定『全体計画』における直接処分研究開発の5カ年のマイルストーン
1)当面の１ヵ年（平成２５年度迄を目処）：
使用済燃料の直接処分の実現可能性と課題を第１次取りまとめとして提示
2)当面の３ヵ年（平成２７年度迄を目処）：
使用済燃料の直接処分の技術的信頼性について第２次取りまとめ（レビュー版）として提示
3)当面の５ヵ年（平成２９年度迄を目処）：
上記の第２次取りまとめ（レビュー版）をベースとして，国内外の有識者によるレビュー等を経て，直接処分研究開発の第２次取りまとめ（最終版）を提示
・ これらの節目に沿って必要な研究開発成果が提示できるように，研究開発計画を展開する。
・ 計画期間等について，必要に応じて見直しを行う。
* 平成17年，国の基盤研究開発の効果的かつ効率的な推進のための調整を継続的に行うために，資源エネルギー庁の主導のもと設置された。
現在の構成機関は以下のとおり，経済産業省資源エネルギー庁，（独）日本原子力研究開発機構，（公財）原子力環境整備促進・資金管理センター，（一財）電力中央研究所，（独）産業技術総合研究所，（独）放射線医学総合研究所，原子力発電環境整備機構

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国際動向
諸外国の高レベル放射性廃棄物処分の対象廃棄物と事業の進捗状況等
国 名

処分対象廃棄物

スウェーデン

使用済燃料：12,000t（ウラン換算）

フィンランド

使用済燃料：9,000t（ウラン換算）

フランス

*

高レベル・ガラス固化体：6,690m3
TRU 廃棄物等：59,300m3※ 全量再処理を前提とした 2005 年の処分費用見積の条件として採用された量（処分容器を含まない量）ドイツ

高レベル・ガラス固化体と使用済燃料固形物収納体（CSD-C）等処分量合計：29,030m3（2022 年までに全ての原子炉を閉鎖する場合）※体積値は、廃棄物容器を含む量

スイス

高レベル・ガラス固化体と使用済燃料：7,325m3
TRU 廃棄物等：2,280m3※体積の値は、処分容器を含む量

英 国

高レベル・ガラス固化体：7,454m3
低中レベル放射性廃棄物：約 380,000m3※ 上記以外に、一部の使用済燃料を再処理せずに直接処分することも検討している。

処分候補地選定状況
岩種／深度
エストハンマル自治体
フォルスマルク
岩種：結晶質岩
深度：約 500m
ユーラヨキ自治体
オルキルオト
岩種：結晶質岩
深度：約 400～450m
候補サイトを特定（ビュール地下研究所の近傍）
岩種：粘土層深度：約 500m
ニーダーザクセン州
ゴアレーベン（サイト選定方法を再検討中）
岩種：岩塩ドーム
深度：840～1,200m
3 カ所の地質学的候補エリアを連邦政府が承認
岩種：オパリナス粘土
深度：約 400～900m
サイトは未定岩種：未定
深度：200～1,000m 程度

事業計画等
2011 年 3 月：立地・建設許可申請
処分開始予定：2029 年頃

2012 年 12 月：建設許可申請
処分開始予定：2022 年頃

2010 年：地下施設展開区域（ZIRA、約 30km2）の決定
処分開始予定：2025 年頃

処分開始予定：2035 年頃

2008 年～：特別計画に基づくサイト選定の開始
処分開始予定：2050 年頃

2008 年 6 月：英国政府がサイト選定プロセスを開始
処分開始予定：2050 年代まで

* フランスでは，核燃料のリサイクルを基本政策としていることから，使用済燃料について，現状では廃棄物との認識は有していないものの，地層処分実現可能性研究成果報告書（Dossier 2005）（Andra,2005）においては，将来の電力および原子力産業界が選択する可能性のあるシナリオを考慮するためとして，使用済燃料の直接処分についても，そのフィージビリティースタディを行っている。
『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について（2014年版）経済産業省資源エネルギー庁』 をもとに作成

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国外の使用済燃料の直接処分の検討例
処分容器（キャニスター）
PWR燃料
集合体

約4,4m

4,835m

約4,3m

BWR燃料
集合体

キャニスタ

インサート

銅製容器

141mm

214mm

鋳鋼製 厚さ：約150mm
φ1,050m

炭素鋼製 厚さ：約110mm
最大12本収納 最大4本収納

重量 BWR 約24.7トン

PWR 4体収納(ただし，MOX使用済燃料1体のみ収容)

PWR 約26.8トン

スウェーデン（SKB, 2011）

フランス（Andra, 2005）

BWR 9体/PWR 4体収納
重量 約26トン
代替デザインとして，銅の外殻も検討

スイス（Nagra, 2002）

SKB（2011）： SKB TR-11-01（ただし，図は『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について（2014年版）経済産業省資源エネルギー庁』 より転載）.
Andra (2005)： Dossier 2005 Argile, Tome Phenomenological evolution of a geological Repository.
Nagra(2002)：Project Opalinus Clay, Safety Report, NTB 02-05

6国外の使用済燃料の直接処分の検討例
処分概念
緩衝材

スウェーデン，フィンランド

横置き（代替方法）
キャニスタ

フィンランドの搬送定置装置の検討例

縦置き（基本方法）

Saanio et al. (2007)

鋼製キャニスタ，ベントナイト緩衝材及び穿孔鋼鉄製シェルを伴うスーバーコンテナ

エンドプレート

ベントナイトブロック
ベントナイトリング
鋼製キャニスタベントナイトブロック

処分孔の仕様例
SKB（2010）

スウェーデン・フィンランドの概念に基づく定置技術の検討例油井（2009）

Saanio et al. (2007)：Preliminary Design of the Repository Stage 2, Posiva Working Report 2006-94..
SKB（2008）： SKB 3H, SKB R-08-43，SKB（2010）：Design, production and initial state of the buffer, SKB TR-10-15.
油井(2009)：JAEA-Review 2009-020

穿孔鋼鉄製
シェル

足部

SKB（2008）

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国外の使用済燃料の直接処分の検討例
処分概念
ガラス固化体

使用済燃料

坑道径 2.5m

ガラス固化体

坑道径 約0.7m

ガラス固化体(BNFL仕様，40年冷却)埋設時 688W

使用済燃料（PWR：UO2 3体（40年貯蔵） +MOX 1体(55年貯蔵)）
埋設時 1,490W
使用済燃料 坑道径 約 3m (MOXは2.5m)

フランス（Andra, 2005）
Andra (2005)： Dossier 2005 Argile, Tome Phenomenological evolution of a geological Repository.
Nagra(2002)：Project Opalinus Clay, Safety Report, NTB 02-05，
Johnson et al.(2001)： NTB-01-04

Johnson et al.（2001）

ニアフィールドの熱解析事例

スイス（Nagra, 2002）8日本における使用済燃料の現状
貯蔵量（t）

事業所等
北海道電力

泊発電所

400

女川原子力発電所

420

東通原子力発電所

100

福島第一原子力発電所

1,960

福島第二原子力発電所

1,120

柏崎刈羽原子力発電所

2,380

中部電力

浜岡原子力発電所

1,140

北陸電力

志賀原子力発電所

160

美浜発電所

390

高浜発電所

1,160

大飯発電所

1,430

中国電力

島根原子力発電所

390

四国電力

伊方発電所

610

玄海原子力発電所

870

川内原子力発電所

890

敦賀発電所

580

東海第二発電所

370

東北電力

東京電力

関西電力

九州電力
日本原子力発電日本原子力研究開発機構

日本原燃

原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）（研究開発段階炉）
大洗研究開発センター（研究炉施設）東海研究開発センター
原子力科学研究所（研究炉施設）東海研究開発センター
核燃料サイクル工学研究所
再処理施設

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使用済燃料の種類

備考

ウラン酸化物燃料集合体

注１）

ウラン酸化物燃料集合体
混合酸化物燃料集合体

1618

ウラン酸化物燃料集合体

41

ウラン酸化物燃料集合体
混合酸化物燃料集合体

再処理事業所再処理施設

2,834

ウラン酸化物燃料集合体

合計17,349

注２）

注1）貯蔵量については，原子力・エネルギー図面集2013
による（2012年9月末時点）
注2）使用済燃料管理及び放射性廃棄物管理の安全に関する条約 日本国第４回国別報告書 平成23年10月
表D2-1および付属書Ｌによる （2011年3月末時点）

9使用済燃料の特徴 (ガラス固化体との比較)
使用済燃料とガラス固化体の形状・重量の比較
沸騰水型炉（BWR）の燃料集合体

加圧水型炉（PWR）の燃料集合体

ガラス固化体注：高さの縮尺は統一しているが，縦横比は異なっている。

ガラスJNFL仕様

キャニスタ（ステンレス製）
1.34m

・重さ： 500 kg(ｶﾞﾗｽ重量:400Kg)
43 cm

0.8 MTUの燃料に対して，ガラス固化体 １体 生成

重さ：約 250 kg 程度

重さ：約 670 kg 程度

ウラン重量：0.17～0.18 MTU

ウラン重量：0.46～0.47 MTU

出典：原子力・エネルギー図面集 2013
原燃輸送㈱ホームページ
原子力教科書 原子炉設計(ｵｰﾑ社)

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使用済燃料の特徴
使用済燃料の多様性
・沸騰水型（BWR）と加圧水型（PWR）の炉型の違い
・それぞれの炉型での，燃料／燃料集合体の仕様の変遷⇒ 燃料集合体の形状，燃料被覆管等の構造材材料の違い
・燃料の高燃焼度化等による，様々な燃焼度の燃料の存在
・プルサーマルによるMOX燃料の発生・試験研究炉燃料の存在
発生量は商用炉からの使用済燃料に比べて少ないが，その形状，燃料組成，構造材材料などの性状は多岐にわたる。

PWR燃料集合体の燃焼度の実績の例
出典 ： 佐治ほか（2009）： 三菱重工技報 Vol.46, No. 4, pp28-32.
「PWR燃料・炉心の更なる信頼性向上・高度化に向けた取組み」

11使用済燃料の特徴 (ガラス固化体との比較)含有する放射性物質とその存在状態の違い
ガラス固化体：・再処理工程を経ることで，燃料中に存在していた U と Pu のほぼ全量が回収され，揮発成分（H，C，I，Cl，希ガス）が取り除かれている。
・使用済燃料の被覆管等の構造材は，せん断時に混入するごく一部の微粉末を除き，除去され，TRU廃棄物となる。
使用済燃料：
・ガラス固化体に含まれる核種に加え，U，Pu およびそれらの娘核種，揮発成分を含有する。
・核分裂生成物の一部である希ガス（Xe，Kr）は，燃料棒中に気体状で存在する。
・燃料（UO2）中に存在する放射性核種に加え，燃料被覆管などの構造材中に放射化生成物を含有する。

12

使用済燃料の特徴 (ガラス固化体との比較)

放射能量の時間変化（1 MTUあたり）

発熱量の時間変化（1 MTUあたり）

解析条件
項 目
燃料タイプ
濃縮度
燃焼度
計算コ ド

設定値
PWR燃料
4.5%
45,000 MWD MTU-1

集合体1体に含まれる，ウラン量，構造材金属量，構造材組成については，H12レポートのインベントリの計算条件（Ludwig and Renier, 1989）に従った。

ORIGEN 2 2

原子力機構(2014)：平成25 年度地層処分技術調査等事業使用済燃料直接処分技術開発報告書

13

使用済燃料の特徴 (ガラス固化体との比較)

放射能量の時間変化（1 MTUあたり）

発熱量の時間変化（1 MTUあたり）

14

使用済燃料の特徴 (ガラス固化体との比較)含有する放射性物質の違いによる設計・安全評価上の留意点
使用済燃料は，ガラス固化体に比べ，以下の特徴がある。
・Pu や Puの崩壊により生成する娘核種の寄与により，100年以降，時間の経過に伴う全放射能の減衰が遅い。
・炉取り出し後，10年～1000年の期間には，Pu-241の娘核種である Am-241の寄与，1000年以降はPuやUの崩壊の寄与により，ガラス固化体に比べて，発熱量が高い・核分裂性物質が多く含まれることにより，臨界可能性を考慮した設計・評価が必要となる。
・核分裂性物質が多く含まれることにより，保障措置，核物質防護に係る諸制度の適用等についての検討が必要となる。
・ガラス固化体に比べα放射能が高いため，放射線分解の影響が大きい可能性があり，この検討・評価が必要となる。

15

使用済燃料の特徴 (ガラス固化体との比較)
放射性物質の存在状態の違いによる安全評価上の取り扱いの違い
ガラス固化体：・安全評価におけるガラス固化体からの核種浸出モデルにおいては，ガラス固化体は均一な物質とみなすことができ，ガラスの溶解に伴って核種が調和的に溶出するとした取り扱いが可能である。
使用済燃料：
・燃料（UO2），構造材の両方に放射性核種が存在する。
・燃料では，一部の核種については，燃料と被覆管の隙間や，燃料の割れや粒界に存在し，地下水と接触した際に速やかに溶出される成分（IRF: Instant Release Fraction）がある。他は，UO2マトリックスの溶解（放射線分解による酸化溶解等が主要なメカニズムと考えられている）に伴い，溶出するとされている。
・構造材については，表面の酸化被膜に存在する核種は，比較的速やかに溶出し（IRF），金属中に存在する放射化生成物は，金属の腐食に伴い溶出するとされている。

16

使用済燃料の特徴
使用済燃料中の主要核種分布
Nagra（2002）

使用済燃料の溶解／核種の溶出挙動
・核分裂生成物のうち，I，Csなどの揮発性成分は，高温環境での揮発・拡散によって，燃焼により生じる燃料内部の粒界（Grain Boundary）や隙間（Gap）などに蓄積し，TcやPdなど白金族元素は合金を形成して粒界近傍に析出し，希土類元素やZrはUO2と固溶体を形成する。これら核種性状による存在部位の局在化は，燃焼度の増加とともに促進される傾向にある。

瞬時放出

使用済燃料からの核種放出概念（Bruno and Ewing, 2006）・隙間や粒界に存在する放射性核種は，容器破損時の地下水との接触によって瞬時に放出し（IRF：Instant Release Fraction），一方で燃料マトリク 赤矢印：瞬時放出
スの溶解は長期にわたりゆっくりと進行するため，使用済燃料からの核種放出は「瞬時放出」と「マトリクス溶解」のふたつに分けて評価される。

Nagra(2002)：Project Opalinus Clay, Safety Report, NTB 02-05，
Bruno, J. and Ewing, R. C. (2006) ：Spent Nuclear Fuel, Elements, 2, pp.343-349.

ﾏﾄﾘｸｽ溶解青矢印：ﾏﾄﾘｸｽ溶解

17使用済燃料の直接処分に関する研究開発課題『基本シナリオの核燃料サイクルコスト比較に関する報告書』 （平成16年11月 原子力委員会
新計画策定会議 技術検討小委員会） において示された課題
設計・施工上の課題（９項目）①ガラス固化体に比べ、寸法、重量ともに大きくなることに対する処分坑道、処分孔、人工バリア仕様等の検討②ガラス固化体に比べ発熱量が大きくなることに対する処分場設計への影響評価③ガラス固化体に比べ放射線量が大きくなることに対する遮へい対策④放射線分解による酸化還元フロントに対する対策⑤臨界を避けるための検討⑥非収着性核種（C-14）に対する被ばく低減化対策⑦地上施設の詳細検討⑧操業中及び閉鎖後管理段階の保障措置やテロ対策⑨回収可能性の検討

安全評価上の課題（７項目）①評価上考慮するシナリオ②臨界回避・評価③核種の瞬時溶出挙動と評価④UO2マトリクス溶解挙動とそれに伴う核種溶出挙動
及びそれらの影響⑤放射線分解や酸化還元フロント進展の挙動と影響⑥廃棄体が大きくなることによる掘削影響領域の拡大等の挙動と影響⑦核種挙動や移行特性18使用済燃料の直接処分に関する研究開発課題『地層処分基盤研究開発に関する全体計画（平成25年度～平成29年度）』（2013年3月 地層処分基盤研究開発調整会議）における研究開発の分類・細目・課題の設定
分類
廃棄物データベース開発

細目
インベントリデータ整備課題
使用済燃料に関する発生量評価とインベントリ評価
直接処分に関する方策の検討

処分場設計技術開発

設計技術開発設計支援システム開発

処分場の工学技術

使用済燃料の特徴を考慮した人工バリア概念の設定
人工バリア概念の開発
人工バリア概念設定に資するデータの整備及び評価手法開発
性能評価モデル／データ整備

現象理解・モデル開発
データ整備・データベース開発
地質環境条件の設定
シナリオの開発

性能評価技術総合性能評価手法の開発

処分場周辺における臨界可能性評価
直接処分総合性能評価手法開発
直接処分に係る技術・知識・情報・データ等の知識ベース化

19

使用済燃料の直接処分に関する研究開発課題『地層処分基盤研究開発に関する全体計画（平成25年度～平成29年度）』の各課題の概要（1/2）

課題

概要

使用済燃料発生量評価：国内の発電用原子炉や試験研究炉等の使用済燃料の現在／将来の発生量に関する調査・分析とデータの使用済燃料に関する発生量 整備
評価とインベントリ評価
使用済燃料インベントリ評価：国内の発電用原子炉や試験研究炉等の使用済燃料についての特性調査とインベントリデータの分析・評価
直接処分に関する方策の検 諸外国における直接処分方策の分析に基づく，わが国における現実的な直接処分方策の検討
討
使用済燃料を直接処分する際の保障措置に関する方策及び対処技術の検討

設計技術開発人工バリアの搬送・定置設備及び処分場の地下施設の設計
使用済燃料の封入から保管までを想定した地上施設の概念設計
搬送・定置設備の枢要な機構を対象とした実現性の確認のための試作設計支援システム開発

地上施設の設計，廃棄体パッケージや緩衝材等の搬送・定置設備の設計，地下施設の設計や解析等で用いるデータを共有することで処分施設の設計研究を効率的に行うことが可能となる設計支援システム（初期モデル）の開発

使用済燃料の特徴（形状，寸法，重量，発熱特性，放射線影響，核分裂性物質等の量と割合，臨界可能性等）を考慮した人工バリア
使用済燃料の特徴を考慮し概念（廃棄体パッケージの仕様，緩衝材の仕様）の設定
た人工バリア概念の設定
廃棄体パッケージの仕様に適用する蓋構造の閉蓋方法の提示
使用済燃料に特徴的な環境条件下における廃棄体パッケージ材料の腐食実験による基盤データの整備
人工バリア概念設定に資す整備されたデータに基づく廃棄体パッケージの長期的な腐食挙動評価及び寿命評価手法の開発
るデータの整備及び評価手
緩衝材仕様設計に資する緩衝材の基盤データの整備
法開発
廃棄体パッケージに適用する新材料の調査，基礎データの整備

20使用済燃料の直接処分に関する研究開発課題『地層処分基盤研究開発に関する全体計画（平成25年度～平成29年度）』の各課題の概要（2/2）
課題

現象理解・モデル開発概要
使用済燃料の溶解と核種の浸出挙動：瞬時放出と燃料マトリクス溶解に関するメカニズムやモデル化の知見収集・整理と，挙動評価が可能なモデルの開発
使用済燃料からの放射線分解影響：燃料表面での長期的溶解挙動と酸化還元フロントによる核種移行への影響に関する既往知見の整理及び試験・解析に基づく，放射線分解による影響を評価可能なモデルの開発

使用済燃料の核種浸出データ取得：上記の燃料溶解や放射線分解のモデル構築のための基礎試験等の実施
データ整備・データベース開核種移行データの取得：拡充が必要なU, I-129, C-14 等に関する収着等の移行パラメータの基礎データの取得
発
核種移行データベースの開発：国内外の既往のデータの収集・整理と核種移行データベースとモデルの開発

地質環境条件の設定性能評価における地質環境条件設定技術に関する諸外国の事例調査と技術的課題に関する検討・整理，わが国の地下深部の地質環境特性（結晶質岩及び堆積岩）についての情報を収集と分類・整理。
隆起・侵食などの長期的な自然現象が地質環境に与える影響評価に関する技術情報の整理とパラメータ設定手法の検討。これらの検討・整理結果に基づく，直接処分システム性能評価に当たってのわが国に幅広く分布する地質環境に関する解析条件の設定

シナリオの開発

使用済燃料の直接処分に特徴的なFEP（特徴，事象，プロセス）やシナリオの体系的な抽出・整理。
総合性能評価の前提となるリスク論的考え方に基づくシナリオの開発。

処分場周辺における臨界可 廃棄体から浸出した核分裂性物質（U，Pu）が一か所に濃集することによる臨界可能性についての，評価の考え方の整理と評価ツー
能性評価
ルの整備。地質環境条件や物質移行特性及びそれらの不確実性を考慮した臨界可能性の評価の実施。
直接処分システムの性能評価解析を行う総合性能評価手法の整備と評価の実施。得られた結果に基づく，人工バリア概念の開発及直接処分総合性能評価手法 び性能評価モデル／データ整備への課題のフィードバック。
開発
直接処分を対象とした安全確保の考え方の検討，不確実性要因の分析，不確実性が処分システム性能へ与える影響についての評
価，評価指標の考え方の整理等を含めた，セーフティケース構築の方法論に関する検討・整理。
直接処分に係る技術・知識・情報・データ等の知識ベース 使用済燃料の直接処分に関する研究開発で得られる多様な技術・知識・情報・データ等の段階的な整備と知識ベース化。
化

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