平成27年11月8日
東北大学 青葉山キャンパス

2015年度バックエンド週末基礎講座

地層処分の工学技術および性能評価研究
日本原子力研究開発機構 バックエンド研究開発部門
核燃料サイクル工学研究所 環境技術開発センター
基盤技術研究開発部 核種移行研究グループ

石寺 孝充
No. 1

内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 2

高レベル放射性廃棄物の処分方法
制度的管理

永久隔離（処分）

地層中地層が持っている物質を閉じ込める性質を利用する

海洋底下
ロンドン条約により禁止

長期管理貯蔵
長期管理貯蔵・現状施設で対応可能
・無期限には困難（将来世代の管理負担増加等）
・いずれ処分が必要

宇宙空間

極地の氷床

発射技術の信頼性に問題あり

南極条約により禁止/氷床の特性等の解明が不十分

地層の性質を利用することが最も現実的な方法No. 3

隔離・閉じ込めを重視したシステム
 安定な地質環境に適切に工学的対策を施すことにより，地質環境が本来有する隔離性と多重の対策（天然の地層＋人工バリア）による閉じ込めにより安全性を確保
 地層処分システムは処分後長期において放射性物質を閉じ込めるため，人間環境への影響は遠い将来において極めてわずかしか見込まれないと考えられる

ガラス固化体オーバーパック
母岩
緩衝材

300m以深

一定期間，頑健な容器で放射性物質を閉じ込めておくものの，未来永劫地層処分システムから放射性物質の漏洩がないことを示すことはできない
 評価上の想定として，いつかは廃棄物中の放射性物質が漏れ出すことを仮定

安定な地質環境

隔離

母岩

人工バリアシステム

閉じ込め
No. 4

実物大の模擬人工バリア

日本原子力研究開発機構
地層処分基盤研究施設（東海）http://www.jaea.go.jp/04/tisou/shisetsu/entry_01.html

原子力環境整備・資金管理センター
地層処分実規模試験施設（幌延）http://www.rwmc.or.jp/institution/project/No. 5

地層処分の安全性とは？
処分場閉鎖前の安全性（操業安全性）：
処分場の建設，操業，閉鎖～事業廃止までの数十年～約百年程度の期間• 放射線安全の確保（他の原子力施設での経験を活用）• 一般労働安全の確保（通常の土木工事での経験を活用）

処分場閉鎖後の安全性（長期安全性）：
廃棄物を定置してから閉鎖後の長期にわたる期間（数万年以上）• 適切なサイト選定• 工学的対策• 長期間の安全性の評価
・人類がかつて経験したことのない巨大システムと評価期間
・地層処分に特有なものとして考慮する必要がある
No. 6

内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 7

地層処分の工学技術
目的及び検討の範囲：・安全性を実現するための信頼性の高い人工バリアならびに処分施設の設計・それらが現実的な工学技術によって合理的に構築できることを示す
処分施設

工学技術の概要
・人工バリア及び処分場の設計
・人工バリア埋設後の健全性評価

緩衝材
オーバーパッ ク

再冠水時の人工バリア挙動評価/構造力学安定性評価/ニアフィールドの耐震安定性評価/ガス移行評価/緩衝材の岩盤内侵入評価・処分場の建設、操業、閉鎖、管理等

ガラ ス固化体

岩盤

人工バリア
No. 8

人工バリアの設計
緩衝材

オーバーパック
設計要件
・腐食性
・耐圧性
・放射線しゃへい性・製作／施工性
・経済性

設計要件
・応力緩衝性・低透水性・コロイドろ過機能・熱伝導性
・製作／施工性（締固め特性）・経済性

設計に必要なデータ
・地下深部の条件を模擬した長期腐食試験
・試作等

設計に必要なデータ
・ベントナイト材料の特性に関する室内試験データ
・原位置施工試験等

単位 [mm]岩盤物性（文献データ・地下研究所等における実測値）
No. 9

オーバーパックの厚さはどのように決めるのか？
<耐圧上必要な厚さ>

人工バリアの設計<放射線の遮へいに必要な厚さ>

岩盤種類 蓋部厚さ

胴部厚さ

硬岩系

110 mm50 mm

放射線分解による腐食への影響を防止のため遮へい上必要な厚さ

軟岩系

80 mm

30 mm

150 mm

1000年間の最大腐食量の予測
酸素による腐食11.8 mm

水の還元や微生物などによる腐食
20 mm＋
31.8 mm

緩衝材の厚さはどのように決めるのか？

これ以上緩衝材が厚くなっても，必要なオーバーパックの厚さはほとんど変わらない（硬岩系岩盤）
これ以上緩衝材が厚くなっても，必要なオーバーパックの厚さはほとんど変わらない（軟岩系岩盤）

設計上必要な厚さ
150 mm＋40 mm

炭素鋼オーバーパックの厚さ
190 mm

腐食代
40 mmに設定（30 wt%ケイ砂混合体，乾燥密度1.6 Mg m-3：胴部）

No. 10人工バリアの長期健全性評価の例
再冠水時の人工バリア挙動評価：（熱-水-応力-化学（THMC）連成挙動解析）
・ニアフィールドの熱的，水理学的，力学的，化学的なプロセスの時間的、空間的な変化を評価
岩盤

熱伝導(℃)
90

温度

ガラス固化体ヒーター

オーバーパック
緩衝材

地下水浸潤

20

1年

3年(pH)
13

膨潤圧

コンクリート支保工（軟岩系岩盤の場合）

7年

地球化学反応
緩衝材／間隙水
化学の変化

ｐＨ
6

ニアフィールドの長期挙動解析例
幌延URLの岩盤等の物性値，ヒーターの埋設を仮定した試解析例

No. 11内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 12

地下研究所の役割：地層処分技術の確立
深地層の研究施設

処分場候補地＜応募された場所＞

調査－予測－検証による技術の確立
調査による地下の予測確立された技術による適性の評価検証された技術
長期性能の保証検証された調査技術による地下の予測
擾乱を与えないように最小限の調査

追加調査による予測結果の検証
地質環境の理解↓調査技術の体系化
適用性確認

長期性能の確認

試行錯誤ができる

失敗は許されない

地質環境の理解↓処分地としての適性評価
処分場の設計・安全評価

No. 13

深地層の研究施設計画の進め方（処分事業への反映）

第１段階
地上からの調査研究

精密調査前半（地上からの精密調査）

概要調査

第２段階
坑道掘削時の調査研究

精密調査後半（地下での精密調査）

第３段階
地下施設での調査研究

坑道壁面の地質観察
坑道周辺の地質環境調査
ボーリング調査
坑道掘削技術

試験坑道
緩衝材

坑道閉鎖技術

ﾋｰﾀｰ
岩 盤
水圧計等

物理探査

地質環境の調査・評価技術

坑道の設計・施工技術

処分システムの設計・安全評価技術

人工バリア挙動評価技術

No. 14

人工バリア性能確認試験【 目 的 】
 人工バリア等を設計し、地下で施工できる事を確認
 人工バリアや周辺岩盤の変化(温度、水分、応力、水質等)を観測し、評価モデルを検証
3.0m
7.3m

コンクリートプラグ

試験坑道4

坑道の埋め戻し350m調査坑道

モニタリング機器

4.5m
注水装置

2.4m
地下施設イメージ※このイメージ図は、今後の調査研究の結果次第で変わることがあります。

緩衝材
模擬オーバーパック

モニタリング用配線

4.2m

●水圧計
▲水分計
●土圧計
■pH計
●炭素鋼腐食センサー

人工バリア性能確認試験概略図

No. 15

内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 16

どのように安全性を確認するのか？
• 地層処分の特有の特徴を考慮すれば，（一般的な人工構造物のように）試作品による実験を積み重ね，その安全性を直接確認するということは不可能• 将来の状態を想像し，それを定量的に表現するモデルを開発し，それらを用いて予測解析することによって安全性を確認（安全評価）

長期挙動の理解

シナリオ構築「もし地層処分システ
ムがこうなったら…」という筋書き
そのために将来起こりうると考えられる‐特質（Feature）‐事象（Event）‐プロセス（Process）

モデル化

解析・評価

シナリオを定量的に表現するための- 概念モデル- 数学モデル

データ整備モデルで使用するパラメータの値を設定するための- 実験・調査等を通じたデータの取得- データベースの整備

評価の信頼性
安全基準への適合性
No. 17

システムに期待する主な安全機能・半減期の10倍の期間で約1/1000

1000年

1万年

10万年

熱・放射線影響 ・地下水の遮断
廃棄体・オーバーパック
腐食生成物

閉じ込め
還元環境の維持

オーバーパックの破損（処分後1000年）

ガラス固化体

緩衝材

・ガラス固化体の低溶解速度・溶解度

放射性物質の保持

廃棄体の保持・拡散・収着・コロイドろ過

放射性物質の移行遅延
・地質環境の安定性岩盤（母岩）

100万年

廃棄体の隔離・応力緩衝性・小さい地下水流量・流速・収着・マトリクス拡散

放射性物質の移行遅延
・希釈

地表環境

No. 18

地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 ０年
母岩
帯水層

緩衝材（ベントナイト+ケイ砂）
地下水流動

オーバーパック
崩壊熱

地下水流動
断層
破砕帯

ガラス固化体処分場

浸入No. 19

地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 数十年
種々の仮定に基づく目安

崩壊熱による影響（≦100℃）
緩衝材は地下水で飽和

帯水層

地下水流動

地下水流動

断層
破砕帯

崩壊熱
浸入
処分場
オーバーパックの段階的な腐食（酸素の消費）No. 20地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 数百年
種々の仮定に基づく目安

温度低下

帯水層

地下水流動

地下水流動

断層破砕帯

処分場
オーバーパックの段階的な腐食（水の還元腐食）

No. 21

地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 数千年
種々の仮定に基づく目安
人工バリアの運度は初期地温にほぼ戻る

帯水層

ガラス固化体の溶解

地下水流動

核種の緩衝材への移行

地下水流動
断層
破砕帯

溶解沈殿

拡散
収着

処分場

オーバーパックに亀裂発生

No. 22

地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 数万年種々の仮定に基づく目安

帯水層

ガラス固化体の溶解
地下水流動

核種の天然バリアへの移行
マトリクス
拡散・収着

溶解
沈殿

拡散
収着

地下水流動
断層
破砕帯

移流・分散

処分場

オーバーパックの腐食による膨張

No. 23

地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 数十万年
種々の仮定に基づく目安
岩盤亀裂への緩衝材侵入

核種の生物圏への移行
帯水層

沈殿核種の溶解

地下水流動核種の天然バリアへの移行
マトリクス
拡散・収着溶解

拡散
・収着

地下水流動
断層
破砕帯移流・
分散

岩盤亀裂への緩衝材侵入

処分場

オーバーパックの腐食による膨張
岩盤亀裂への緩衝材侵入No. 24

地層処分システムがどのように機能するか？
(長期挙動の理解)
処分後 数百万年種々の仮定に基づく目安
岩盤亀裂への緩衝材侵入

核種の生物圏への移行
帯水層

沈殿核種の溶解地下水
流動

核種の天然バリアへの移行

地下水流動

マトリクス
拡散・収着溶解

拡散
・収着

処分場

断層
破砕帯

移流・
分散

オーバーパックが全て腐食
岩盤亀裂への緩衝材侵入No. 25

核種移行評価モデル
地層処分研究開発第２次取りまとめ（H12)での例
実際の地質環境で考えられる移行経路
帯水層

海簡略化

処分場

移行経路

断層

地下水流動

処分場

・オーバーパックは処分後1,000年で全て破損し，漏出開始
・断層に最も近い廃棄体（１本）のみ評価
ガラス
固化体

緩衝材

オーバーパックによる閉じ込め（処分後1000年で破損）

断層破砕帯
人工バリアから放出された核種は最短距離（100m）を通って全て断層に移行

処分場
岩盤（母岩）

断層

生物圏

No. 26線 量 [Sv/y]
線量（μSｖ/年）

10410310210110010-110-210-310-410-510-610-710-810-9

第２次取りまとめの評価結果（レファレンスケース）
わが国の自然放射線レベル （900～1200 µSv/年）
諸外国で示されている安全基準（100～300 µSv/年）

Total

0.005 µSv/年
解析条件（レファレンスケース）
・処分場容量：4万本
・1,000年後に全オーバパックが破損
・処分場深度： 1,000m
・地形：平野・岩種：花崗岩
・地下水：降水系還元性高pH型
・地表への流入：河川

Pb-210Th-229
Np-237

Se-79
Cs-13580万年後

U-238
U-234-101001011021010341010
処分後の時間 [y]
処分後の時間（年）5610710810No. 27

総合的な安全評価解析の結果

No. 28

安全評価の信頼性は？
安全評価の結果だけで，遠い未来の安全性を判断できるのか
セーフティケースの概念
A safety case is the synthesis of evidence, analyses
and arguments that quantify and substantiate aclaim that the repository will be safe after closureand beyond the time when active control of thefacility can be relied on.

セーフティケースは，閉鎖された後の制度的な管理の維持が保証できないような時間枠においても，処分場が安全であり続けるとする主張を定量化し立証するための証拠，解析さらには論拠の統合体である。
Post-Closure Safety Case for GeologicalRepositories: Nature and Purpose (NEA, 2004)

No. 29

内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 30核種の移行シナリオ
ガラス固化体からの核種の溶解
緩衝材中の拡散

亀裂中の移流・拡散

緩衝材への収着

母岩マトリクス中への拡散・収着緩衝材（ベントナイト）

地下水

ガラス固化体母岩

緩衝材 オーバーパック

核種の移行プロセス・ ガラス固化体からの核種の溶解
核種移行解析モデルを
・ 緩衝材中の拡散・緩衝材への収着設定して評価・ 母岩亀裂中の移流・拡散・マトリクス中への拡散・収着
No. 31

母岩中の核種移行解析モデルと入力パラメータ
一次元平行平板モデル
入力パラメータ•調査や実験データ等を元に入力パラメータを設定•核種移行支配方程式を元に核種移行率を算出

亀裂中の核種移行支配方程式

岩石マトリクス部

亀裂部及び断層部
No. 32

入力パラメータ設定の例：収着分配係数の評価
バッチ式収着試験溶液を採取し，限外ろ過フィルターでろ過
一定期間後

濃度分析へ
固相試料（岩石・ベントナイト等）

分配係数（Kd）
核種溶液中に固相試料を添加し，一定期間経過後，溶液を採取・ろ過→ろ液中の核種濃度を測定，以下の式から，分配係数Kdを求める

 固相中核種濃度   C0  C1 V
Kd  溶液中核種濃度  C1 S

C0:初期核種濃度
C1:一定期間後の核種濃度
S:固相添加量
V:溶液体積No. 33

収着データベースの整備
信頼度評価ガイドライン

 Kd実測データのデータベース化（様々な条件・手法で得られた 約28,000件のデータを登録)
 信頼度評価ガイドライン策定と個別データ評価

基準Ⅰ） 文献記載内容の網羅性
基準Ⅱ） 実験方法や条件の信頼度
1.

固相は適切な特性評価がなされているか2.

pHは，適切に測定，制御されているか

3.

酸化還元状態は，適切に測定，制御されているか・・・・・・・・・・

基準Ⅲ） データ相互間の整合性

信頼性の高いKdデータを効率的に抽出可能

JAEA-SDBのWeb公開(http://migrationdb.jaea.go.jp)

Np-ベントナイト系
全てのKdデータ
Np(V)-ベントナイト系
信頼度クラス3以上のデータ

信頼度情報に基づくデータ抽出の例
No. 34

降水系データの抽出（0.001 ≦イオン強度＜0.1）

降水系での設定
0.005-0.1-5

SDBより抽出したデータを用いた分配係数の検討例•収着分配係数は環境条件（地下水組成、緩衝材や岩石の鉱物組成等）に依存して変動するパラメータ

海水系データの抽出（0.1 ≦イオン強度≦1.0）

Kd (m3/kg)

海水系での設定
0.005-0.05-0.5

Kd (m3/kg)•可能性のある全てのサイト
条件で分配係数を整備することは難しい•実測値だけでなく、現象理解に基づいたモデル計算による予測も重要

Cs-花崗岩系岩石 （検索条件：pH 6～10)(NUMO-TR-13-06 / JAEA-Research 2013-037)

No. 35

分配係数変動要因の検討
圧縮ベントナイト（緩衝材）の微細構造
PyriteQuartz•収着に寄与する（複数種の）鉱物の同定•各鉱物中の収着サイトと各収着サイトへの核種の選択定数の決定

Smectite（Montmorillonite）
Calcite収着モデルによる分配係数の予測

スメクタイトの微細構造
表面錯体サイト：収着量が主にpHに依存

イオン交換サイト：収着量が主に塩濃度に依存

No. 36

熱力学的収着モデルの適用性確認 [幌延の堆積岩]
10 1

Kd (m3/kg)

10 0Component Additivity
オパールCT

幌延泥岩へのCsの収着分配係数Kd
feldspar- HDB-6, -500m (稚内層)smectite- 液固比; 30ml/g - 固液分離; 0.45m- 反応時間; 14days

illite黄鉄鉱

hematite + smectite + feldspar + quartz

hematite

GW-B

粘土鉱物

smectitequartzComponent
Generalised
Composite
Additivity model(NEA, 2005)

10 -1

illiteorganic matterclay withweathered feldspar

GW-Asmectite
am. Fe10 -2

10 -3
10-910-8タイト）を収着支配鉱物として，既往イオン交換モデルと鉱物含有率を考慮したCAモデルによって，一連の実測Kdを説明可能

measured Kd
totalCalculated
illite surface coating
Kdof unknown naturesmectite

10-710-6 粘土鉱物（イライト及びスメク

no individual components,generic surface sites for SC, IE(hydr)-GW-Aoxide
GW-B

長石

10-510-4

10-3

10-2

Cs concentration in solution at equilibrium (mol/L)

Tachi et al. (2011)

No. 37

内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 38

安全機能に影響を与える可能性のある現象
・有機物：溶解度上昇/収着量低下
・微生物：酸化還元環境の変化等
・コロイド生成/移行：収着量の低下/マトリクス拡散の減少
・ガス生成/移行：緩衝材中の透気/間隙水の排水・放射線分解/放射線損傷：酸化還元環境の変化
・緩衝材の変質：収着量の低下/膨潤性の低下
・亀裂への緩衝材の侵入：緩衝材密度の低下
・・・
基本ケース（レファレンスケース）に対し、これらの影響を考慮したケースを設定して評価（第２次取りまとめ）
No. 39コロイド影響のシナリオ
ガラス固化体からの核種の溶解

緩衝材中での拡散・収着

亀裂中の移流・拡散

コロイドへ収着した状態での移行

緩衝材（ベントナイト）コロイド

母岩マトリクス中への拡散・収着コロイドによる核種移行の促進
・ 母岩へのマトリクス拡散の減少
・ 母岩亀裂中の移行フラックスの増加

マトリクス拡散の減少

コロイド影響を考慮した核種移行解析モデルを設定して評価
No. 40コロイド影響を考慮した核種移行解析モデル
コロイド考慮モデルの概念
マトリクス拡散

コロイド

核種
Kdd
マトリクス拡散モデル解析上の仮定•コロイドのマトリクス拡散は考慮しない•コロイドと核種の移流速度、分散係数は等しい•核種のコロイドへの収着は、瞬時/線形/可逆•コロイド濃度は場所や時間にかかわらず一定

入力パラメータ•コロイド－核種間の分配係数•コロイド濃度上記の仮定/モデルパラメータを元に核種移行率の解析を実施してコロイド影響を評価
No. 41

コロイド影響の解析結果（第２次取りまとめ）
数倍程度の最大線量の増加

立ち上がりが少し早くなる

レファレンスケース

コロイド影響を考慮したケース

入力パラメータ•コロイド－核種間の分配係数：1000m3/kg （過去の実験データ（文献値）から最も大きいものを採用）•コロイド濃度：1ppm （地下水中のコロイド濃度測定結果より決定）
No. 42

原位置でのコロイド移行試験（CFMプロジェクト）• 原位置試験により，コロイドの生成，核種とコロイドの移行挙動を調査• コロイド影響評価手法の検証データの取得

スイス・グリムゼル試験場（GTS）

コロイド移行試験の概略図

No. 43

原位置実験での核種の破過曲線（CRRプロジェクト）–11) 核種のみ

Normalized Concentration / mlNormalized Concentration / mL

–1–410Am(III)
Pu(IV)
Th(IV)
Np(V)
U(VI)
I

–510–610–710–810101210310Time / min1041051010101010–42) 核種+ベントナイトコロイド
Am(III)
Pu(IV)
Th(IV)
Np(V)
U(VI)
I

–5–6–7–8
110210310Time / min410105

原位置実験における核種の破過曲線

・Am(III), Pu(IV), Th(IV) : コロイドが存在すると移行促進
・Np(V), U(VI) : コロイド存在下でも，破過時間に変化なし
・速い流速条件（~6×10-4 m/s）で実施

No. 44

内容
1. 地層処分における安全確保の考え方
2. 工学技術
2.1 工学技術の目的・概要
2.2 原位置での人工バリア性能確認試験
3. 性能評価
3.1 長期安全性の確認
3.2 収着分配係数の設定と収着のモデル化
3.3 核種移行に及ぼすコロイド影響の評価
4. まとめNo. 45

まとめ
工学技術• 現実的な技術によって合理的に構築でき、安全性が実現できる人工バリアや処分施設を設計すること• 人工バリア等の長期挙動に関する基礎データの拡充、解析手法の改良• 原位置（地下研）での技術の実証と検証データ取得

性能評価• システムの長期挙動の理解を基本に，シナリオ構築，モデル化およびデータ整備を組み合わせた解析・評価• 実測データ（データベース）とモデル化を組み合わせることにより、様々な環境条件での核種移行パラメータ設定値の精度を向上

No. 46

ご静聴ありがとうございました。

No. 47