原環センター

201４年度

技 術 年 報公益財団法人 原子力環境整備促進・資金管理センター

ご

あ

い

さ

つ

当センターは、1976 年の設立以来、産業界、学協会、官界などの幅広いご支援を得て、放射性廃棄物に特化した我が国唯一の中立的調査研究機関として、低レベルから高レベルに至る放射性廃棄物の処理処分に関する調査研究活動を行ってまいりました。
近年は、高レベル放射性廃棄物やＴＲＵ廃棄物を対象とした地層処分や発電所等廃棄物を対象とした余裕深度処分に係る工学的な技術の調査研究に力を注いでいます。また、海外の研究機関、処分事業実施機関等との国際的なネットワークで収集した放射性廃棄物に関する各国の政策、制度、事業の進捗状況、研究開発動向等の膨大な情報を分析・加工し、我が国各界の利用の便に供する情報センターの役割も担っています。
原子力エネルギーの利用や放射性廃棄物の最終処分に関する様々な議論が行われていますが、
当センターは、原子力技術分野に関わる一員としての立場を認識し、社会から求められる調査研
究やそれら成果の普及に積極的に取り組んでいます。この技術年報は、2014 年度(平成 26 年度)に実施した調査研究等の内容をご紹介するとともに、国際交流や国際会議・学会等での発表実績など当センターの一年間の活動状況を取りまとめたものです。本年報を通じて、当センターの活動をご理解いただければ幸いです。

公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター
理事長

i

髙

橋

彰

目

次

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究.................................. 1
１．地下空洞型処分施設閉鎖技術確証試験.................................. 1
２．諸外国の廃棄物確認技術等に関する調査 ............................... 14
３．その他の管理処分に関する調査研究................................... 16
Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究................................. 17
１．処分システム工学確証技術開発....................................... 17
1-1 人工バリア品質／健全性評価手法の構築－オーバーパック ........... 19
1-2 人工バリア品質／健全性評価手法の構築－緩衝材 ................... 23
1-3 モニタリング関連技術の整備..................................... 27
1-4 自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る基盤技術の開発 ....... 31
２．地層処分回収技術高度化開発......................................... 35
３．ＴＲＵ廃棄物処理・処分技術高度化開発 ............................... 41
3-1 ヨウ素 129 対策技術の信頼性向上................................. 43
3-2 炭素 14 長期放出挙動評価........................................ 46
3-3 ナチュラルアナログ調査......................................... 49
3-4 人工バリア材料長期挙動評価・人工バリア評価の初期条件の設定 ..... 56
3-5 ガス移行連成挙動評価手法の開発................................. 60
４．使用済燃料の直接処分に関する技術調査と処分場操業技術の概念構築（その２） ........................................................ 64
５．ハル・エンドピースの地層処分に向けた廃棄物データの整備に関する研究計画の検討 .................................................... 68
６．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 ................. 69
７．その他の地層処分に関する調査研究................................... 71
Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等................................... 73
１．放射性廃棄物海外総合情報調査....................................... 73
２．放射性廃棄物重要基礎技術研究調査................................... 75
３．安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査 ........................... 79
４．放射性廃棄物処分の制度的管理に関する調査 ........................... 81
５．福島第一原子力発電所で発生する廃棄物等の処理処分に関する検討 ....... 83
６．その他の放射性廃棄物全般に共通する調査研究等 ....................... 84
Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進........................................... 85
１．地層処分実規模設備運営等事業....................................... 85
Ⅴ．国際交流 .............................................................. 93ii

Ⅵ．資料 .................................................................. 95
１．講演会・セミナー等 ................................................ 95
２．論文投稿、学会発表等 .............................................. 96
３．刊行物 ........................................................... 101
４．ホームページへの海外最新情報の掲載................................ 102
５．委員会一覧 ....................................................... 106iii

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

平成 23 年度：側部緩衝材（一部）、上部充填材
施工確認試験
平成 24 年度：側部緩衝材（一部）、上部コンク
リートピット、上部低拡散材の
１．地下空洞型処分施設閉鎖技術確証試験
施工確認試験
平成 25 年度：上部緩衝材（一部）、上部埋戻し◇事業の概要材（一部）の施工確認試験
地下 50m 以深の大断面の地下空洞にコンクリー
平成 26 年度：前年度に引き続き、上部緩衝材
トの処分ピットを構築し、その周囲をベントナイ（一部）、上部埋戻し材（一部）
トの緩衝材、モルタルの低拡散材で覆う地下空洞の施工確認試験型処分施設は、平成 10 年代中頃から関係する箇所
平成 19 年度から実施したこれら一連の施工確
1)で小規模な試験 や検討が行われてきた。その中で、 認試験において、地下空洞型処分施設としての主平成 17 年度以降、「地下空洞型処分施設性能確証
要な構造部材について、在来の施工機械を基にし試験」として、人工バリアの主要な部分の施工方
た施工方法の組み合わせで充分品質の高いもの
法及びバリアの初期性能の確認など諸試験を順次が構築可能なことを示すと共に、その初期性能を実施し、平成 25 年度からは「地下空洞処分施設閉把握することができた。
鎖技術確証試験」として、空洞上部の部材につい
図-1 に地下空洞型処分施設の概念図を、表-1て施工方法及び初期性能の確認などの諸試験を進には本事業で設定した試験施設の主な仕様、目標
めてきた。平成 26 年度は、引き続き、施工方法及性能を示す。
2)
び初期性能の確認などの諸試験 を実施するとと
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁のもに、8 ヶ年の成果の取りまとめを行った。
委託により実施したものである。
本確証試験は、低レベルの放射性廃棄物の余裕
約 14ｍ
深度処分施設の検討のため、地下の空間を活用し、地下空洞型処分施設の施工技術に関する確証試
上部埋戻し材
緩衝材
験を行うものであり、大断面の実環境下での施工
低拡散材確認試験となる。試験の計画・実施に当たっては、
コンクリート
発電所廃棄物や長半減期低熱放射性廃棄物（TRU
ピット
廃棄物）の余裕深度処分などに関係してきた専門充填材家からなる委員会を立ち上げ、幅広く関連する知
見や意見などを取り入れて検討を進めてきた。以廃棄体
下に各年度の実施項目を記す。
平成 17 年度：施設形態・人工バリア要求機能
図-1 地下空洞型処分施設の概念図
設定、試験全体の基本計画策定
表-1 試験施設の主な仕様等
平成 18 年度：詳細設計、詳細試験計画策定
主な部位
主な仕様、目標性能
平成 19 年度：大断面の試験空洞において、底材料：ベントナイト(クニゲルＧＸ)
部・側部埋戻し材、底部緩衝材
緩 衝 材
厚さ：1m
透水係数：5×10 m/s（一部）の施工確認試験
材料：高流動モルタル
平成 20 年度：奥部緩衝材、底部低拡散材、底低拡散材
厚さ：0.6m
部・奥部・側部コンクリートピ
ﾄﾘﾁｳﾑの実効拡散係数：1×10 m /s
材料：鉄筋コンクリート
ット施工確認試験
コンクリートピット
幅:10.35m、高さ:7.64m、奥行:12.10m
平成 21 年度：手前部コンクリートピット、側厚さ：底部 0.8m、側・奥・上部 0.7m
部低拡散材、充填材、側部緩衝
材料：高流動モルタル、高流動コンク
充填材・上部充填材
リート
材（吹付け工法）施工確認試験
側部・底部、奥部 材料：鉄筋コンクリート
平成 22 年度：充填材（残部）、側部緩衝材（転材料：ベントナイト混合土（砂 85％、上部圧工法）施工確認試験
ベントナイト 15％）
埋戻し材

約 11ｍ

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する
調査研究

-13

-12

埋戻し材

－1－

2

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究330.1Mg/m ）を満足し、分布幅は 0.082 Mg/m （±3（図-4 参照）
0.04Mg/m ）程度と小さな値であった。

◇平成 26 年度の成果
平成 26 年度は、上部緩衝材及び上部埋戻し材の施工確認試験・初期性能確認試験、地震による埋設施設への影響評価、品質評価、施設・周辺岩盤挙動に係るデータ取得、ベントナイト・ベント
ナイト混合土の材料特性に係るデータ取得、セメ
ント系材料の拡散特性に係るデータ取得、上部緩衝材・上部埋戻し材の品質に係るデータ取得等について実施した。

図-2(1)上部緩衝材施工確認試験・初期性能確認試験
上部緩衝材は、上部がアーチ状に湾曲した非
常に狭隘な空間が施工箇所であり、直下には重要な人工バリアである上部低拡散材がある。実施設での施工には、底部緩衝材で適用した大型機械ではなく小型、もしくは中型の施工機械の使用が想定される。

－2－

図-3

小型振動ローラによる転圧状況

35

全データ
30

度数

25
20
15
10

平均値
中央値
標準偏差
変動係数
最大値
最小値
幅
個数

1.639
1.639
0.017
0.010
1.683
1.601
0.082
60

5
0
1.40

1.45

1.50

1.55

1.60

1.65

1.70

1.75

1.80

乾燥密度(Mg/m3)

図-4

コア密度の測定結果（全データ）

35

全データ；端部
3025

度数1)上部緩衝材施工確認試験
施工確認試験は、昨年度の試験結果に基づき施工方法を選定し、施工精度、施工に係る品質のばらつき等についてデータを取集し、検討、評価を加え、転圧工法の上部緩衝材施工への適用性を確認することを目的とする。
施工機械は、施工箇所の直下の部材に与える
影響、限られた上部空間や施工ヤードの条件等
から、昨年度と同じ小型振動ローラとして、その適用性を確認した。
施工条件の敷均し厚さは、実際の施工での適用が考えられる小型のアスファルトフィニッシ
ャを想定した敷均し厚さ（100mm）とした。上部
緩衝材の施工高さを 1.0m として、敷均し厚さ100mm、仕上り層厚は約 50mm で計 21 層の施工（20層を施工試験、最後の 1 層を仕上げ層）を実施した。敷均し状況を図-2 に示す。
施工パターンは、昨年度の結果を踏まえて 1
層単位で、敷均し（厚さ 100mm）、予備転圧（プレートコンパクタ＋バイブロコンパクタ）、本転圧（小型振動ローラ 2Pass）とした。小型振動ローラによる転圧状況を図-3 に示す。
また、小型振動ローラでは転圧ができない端部
では、ランマを補助的に使用して本転圧を行った。
小型振動ローラによる施工箇所の施工後の密3
度は、平均で 1.639 Mg/m と管理目標値（1.6±

敷均し状況

20
15
10

平均値
中央値
標準偏差
変動係数
最大値
最小値
幅
個数

1.621
1.624
0.024
0.015
1.663
1.551
0.112
40

5
0
1.40

1.45

1.50

1.55

1.60

1.65

1.70

1.75

1.80

乾燥密度(Mg/m3)

図-5 コア密度の測定結果（全測定データ；端部）

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

施工後の密度は昨年度の結果とほとんど変わ
りないことを確認した。端部（ランマ施工箇所）
3の平均値（1.621 Mg/m ）は小型振動ローラによる仕上り密度より若干小さくなっているが、分布幅
33は 0.112 Mg/m （±0.056Mg/m ）となり、小型振動
ローラより大きい。（図-5 参照）にあり、一層内の上下のコア密度は上部に比べ下部の方が小さくなっている。一方、クニゲル
GX の室内締固め試験結果より得られた締固め曲線と比較すると、2 分割コアの密度測定結果は締3固めエネルギー4.5Ec 程度（1Ec≒550kJ/m ）の結果となった。
-13
透水試験の結果、透水係数は 1.0×10 m/s 程度であることがわかった。

2)上部緩衝材初期性能確認試験
緩衝材には「基本安全機能」として閉じ込め③ 膨潤圧測定試験
及び移行抑制機能が要求されており、その技術
供試体の乾燥密度が大きくなるに従い膨潤要件として透水特性が、また、「操業上の機能」
圧も大きくなる傾向となり、膨潤圧は 1.2～の技術要件として力学特性が挙げられている。
1.3MPa 程度であった。
実施した初期性能確認試験について以下に示す。
① 建設・操業時に安全確保性能確認のため(2)上部埋戻し材施工確認試験・初期性能確認試の試験：一軸圧縮試験
験② 止水性能確認のための試験：透水試験、上部埋戻し材の施工箇所は、狭隘で天井がア
乾燥密度測定試験
ーチ形状の空間であり、そのような箇所に適用③ 閉鎖後の力学的・科学的安定性の確保性
可能な施工方法、施工材料、使用機械等の選定・能確認のための試験：膨潤圧測定試験
検討を行うことを目的として試験を実施した。
なお、サンプリングは 17、18 層を対象とした。
平成 26 年度は、平成 25 年度に行った施工確認試験の結果を踏まえ、連続式二軸強制ミキサで① 一軸圧縮試験2製造したベントナイト混合土を使用し、転圧工試験の結果、一軸圧縮強さ（qu）は 652.5kN/m
2～743.9kN/m の範囲、変形係数（E50）は 38.3～
法と吹付け工法の二つの工法を組み合わせて施2
49.9MN/m の範囲であり、それぞれの平均値は一工確認試験を実施した。
2
軸圧縮強さ（qu）が 697.9kN/m 、変形係数（E50）
2が 41.6MN/m であった。
1)上部埋戻し材施工確認試験① ベントナイト混合土の製造② 乾燥密度測定試験、透水試験
埋戻し材には、ベントナイトと砂を混合した
小型振動ローラによる転圧を行った箇所か
ベントナイト混合土を使用した。この混合土のら採取したコアを上下に 2 分割したコア密度の製造は、施工の安定性（混合率、含水比の設定
測定結果について室内締固め試験と比較した値、製造量等の変動）の向上を目的に、連続式
結果を図-6 に示す。
二軸強制ミキサと材料供給機を組み合わせて実施した。（図-7 参照）

図-6

コア密度測定結果と室内締固め試験の比較
32 分割したコア密度は 1.60～1.70Mg/m の範囲

－3－

図-7

連続式二軸強制ミキサ（GeoTom10）

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究製造したベントナイト混合土の混合率・含水比は、設定値（混合率 15％、含水比 13.5％）
に対し、共に±1.5％程度の範囲で製造することができた。
② 転圧施工転圧施工は計 16 層実施し、転圧はプレート
コンパクタ（60kg）による無振動の予備転圧、バイブロコンパクタ（300kg）による振動を加えた本転圧とした。（図-8 参照）
転圧の回数については、最初の 1～3 層目を対象に以下のパターンで試験を行い、仕上り密度の比較を行い決定することとした。
1 層目：敷均し厚さ 150mm、転圧回数 6 回
2 層目：敷均し厚さ 150mm、転圧回数 4 回
3 層目：敷均し厚さ 200mm、転圧回数 6 回
上記のパターン試験結果から、3 層目の施工条件（敷均し厚さ 200mm、転圧回数 6 回）を基本として、以後の施工確認試験を行った。
本転圧後の乾燥密度、締固め度は、平均乾燥3
密度で約 1.69Mg/m 、締固め度で約 93％であった。
3
品質のばらつきは、乾燥密度が 1.65～1.76Mg/m
程度、締固め度は 91～97％程度であった。
③ 吹付け施工
吹付け箇所は、転圧施工ができない上部のアーチ状の空間で、最大高さはセンター部分の1.98m である。吹付けは人力で行った。（図-9参照）
今年度は材料含水比を昨年度より下げて最適含水比程度とし、材料分離の一因と考えられた下記の対策を実施した。
・ 圧送途中の再加圧を中止した。
・ 吹付け機械をピットに近づけて圧送距離を短縮した。
その結果、施工中のホースの閉塞は発生することなく吹付けを行うことができた。しかし、混合率と含水比の吹付け前後の変化について
は、程度を小さくすることはできたが、完全に抑制することができなかった。
図-10 に施工前後の材料の混合率を示す。吹付け前の材料と吹付け後の材料の混合率にはほとんど変化はない。しかし、リバウンド材の混合率はそれらと比べて低い値となった。原因として、平成 25 年度と同様に吹付け時に材料

－4－

図-8

バイブロコンパクタによる本転圧状況

図-9

図-10

図-11

吹付け施工の状況

吹付け施工前後の材料の混合率

吹付け施工前後の材料の含水比の変化

分離が発生した結果、吹付け施工箇所の砂分が減少し、ベントナイト混合率が上昇したものと考えられる。
吹付け施工前後のリバウンド材の含水比のⅠ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究3

乾燥密度の平均値は転圧施工（1.662 Mg/m ）3の方が吹付け施工（1.652 Mg/m ）に比べて若干高くなっているが、密度のばらつきは転圧施工の方がやや大きくなっている。

変化を図-11 に示す。施工前に比べてリバウン
ド材の含水比は低下し、混合率も同様に低下している。しかし、低下の割合は平成 25 年度に比べて平成 26 年度の方が小さくなっており、
材料分離の割合は低減できたことが分かる。
なお、材料の設定含水比を下げたことによりリバウンド率は上昇すると思われたが、実際には減少する結果となった。これは、含水比の低下によるリバウンド率の上昇よりも材料分離の低減によるリバウンド率の減少の影響の方が大きかったことによるものと考えられる。
図-12 に転圧施工、吹付け施工の含水比、乾燥密度の測定結果を示す。吹付け工法の乾燥密
3度 の 平 均 値 が 1.694Mg/m 、 転 圧 工 法 が
3
1.689Mg/m と、吹付け工法の方が乾燥密度は若干高かったが、吹付け工法のベントナイト混合率が高いため、有効粘土乾燥密度を算出すると
3吹付け工法の平均値が 0.606Mg/m 、転圧工法が
3
0.551Mg/m と、密度差はさらに大きくなる。

図-12

施工後の乾燥密度と含水比の関係

2)上部埋戻し材初期性能確認試験
上部埋戻し材の要求機能として、核種の移行抑制としての低透水性、緩衝材の膨潤変形を抑止する力学特性があげられる。
これらの特性を確認するために、初期性能確認試験として下記の試験を行った。以下、測定結果をまとめる。
① 低透水性の把握：透水試験及びその代替
特性確認のための乾燥密度測定試験② 力学特性の把握：一軸圧縮試験、三軸圧
縮試験、膨潤圧測定試験② 力学特性の把握：一軸圧縮試験、三軸圧縮試
験、膨潤圧試験2
現場採取の一軸圧縮強さ(qu)は 76.6kN/m ～2
111.1kN/m に分布し、変形係数(E50)は 4.0～
2
6.3MN/m の範囲であった。一方、室内成型の一22
軸圧縮強さ(qu)は 117.7kN/m ～156.6kN/m に分2布し、変形係数(E50)は 16.8～20.8MN/m の範囲であった。
三軸圧縮試験（UU 試験）の結果、現場施工箇所の試料では拘束圧の増加に伴い変形係数は増加し、室内成型試料ではベントナイトの混合率が低いほど拘束圧の増加に伴う変形係数の増加量が大きくなっている。また、ベントナイトの混合率と強度との関係では、混合率が低いほど内部摩擦角が大きくなる傾向が確認された。
膨潤圧試験は、現場施工箇所（転圧施工、吹付け施工）から採取した試験の結果、平衡に達した時の膨潤圧は約 0.03MPa 程度であった。一方、ベントナイトの混合率を変化させた試験室で作製した圧縮成形供試体の場合、混合率の高
い供試体ほど膨潤圧は高く、ベントナイトの混合率が 15％で約 0.05MPa 程度であった。
(3)施設・周辺岩盤挙動計測
平成 26 年度は平成 25 年度に実施した上部緩衝材、上部埋戻し材を空洞横断方向に拡張した。
この上部埋戻し材の施工時と施工後の既設部材への影響を検討するため、上部埋戻し材に沈下計、温度計を新たに設置した。（図-13 参照）
計器用ボルト（吹付けコンクリートに固定）

計器固定金具（鋼製角パイプ）
固定金具用ボルト(4本)

沈下計
沈下板

温度計

センサーケーブル① 低透水性の把握：乾燥密度測定、透水試験
乾燥密度測定は、吹付け施工箇所及び転圧施工箇所から採取した試料を対象に実施した。

－5－

上部埋戻し材図-13

沈下計、温度計の設置状況

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

計器設置

2.0

①

0.0

②

沈下計(計器設置時)
沈下計(計器設置後)沈下量（mm）

1)計測データの収集
収集図化の対象となる計器は、昨年度までに設置した既設計器及び今年度新たに設置した計器（631 計器）である。ここでは、今年度新設した
沈下計、温湿度計の計測データについて述べる。

-2.0
-4.0
-6.0

① 上部埋戻し材（沈下計、温度計）
計測は上部埋戻し材の吹付け施工再開直前（9/10 8:30）から開始した。その後の施工イ
ベントを表-2 に示す。
表-2

：期間①
：期間②
・沈下方向が負。
・9/9に計器設置、9/10 8:30（吹付け再開時）にゼロクリアした。

-8.0

図-14

施工イベント

12/18

12/8

11/28

11/18

11/8

10/29

10/19

10/9

9/29

9/9

9/19

-10.0

沈下計計測結果（全計測期間）

計器設置

施工材料

施工数量

9/10AM

上部埋戻し材（吹付け施工）

4.8t

9/10PM〃

4.8t

9/11AM〃

4.1t

9/25AM

吹付けコンクリート（表面処理用）1.0

沈下速度（移動平均）（mm/day）

変位速度（移動平均）（mm/day）

施工日時

5.3t

①

0.5

②

0.0
-0.5

沈下速度

-1.0
：期間①
・沈下方向が負。

-1.5

：期間②

(4)地震が地下空洞施設に与える影響の検討
本検討は埋設施設の設計・施工技術等に反映することを目的に、地震動が地下空洞施設に与える影響を検討した。地震計の観測データを整理し、応答挙動（応答加速度、フーリエスペク

－6－

図-15

図-16

12/18

12/8

11/28

11/18

11/8

10/29

10/19

10/9

9/29

全計測期間の計測結果を図-14 に示す。計測の結果、上部埋戻し材及び吹付けコンクリートの施工イベントに伴い、沈下は進行し、2 月 20日の時点で約 5.2mm となっている。施工イベン
トと変位量の関係を求めるために、変位量の計測結果から変位速度（1 日移動平均）を算出した。（図-15 参照）
期間①の上部埋戻し材吹付け施工再開後は変位速度が大きくなる（最大 1.1mm/day）が、上部埋戻し材吹付け施工が終了した翌日（9/12）には変位速度は約 0.2mm/day まで低減する。その後、期間②の吹付けコンクリート施工（9/25）の前まで変位速度は、約 0.07mm/day まで下がり
続け、収束する。期間②の吹付けコンクリート
施工時には変位速度が大きくなる（最大0.17mm/day）が、その後変位速度は収束する。
以上のことから、上部埋戻し材の沈下挙動は
施工イベントと関連しており、施工位置が計器位置から離れるほど計器位置の沈下に与える影
響が小さくなることが推察される。

9/19

9/9

-2.0

変位速度（全計測期間）

解析終了時の緩衝材の塑性化状況

トル分析等）を分析するとともに、地震応答解
析結果との比較分析から試験施設の地震時の定性的な挙動について検討を行った。
図-16 に緩衝材の塑性化状況を示す。埋戻し直後のケースを対象として、仮想的に設定した検討用地震動を用いて、緩衝材の弾塑性を考慮した非線形地震応答解析を実施した結果、緩衝材の一部がせん断強度に達し塑性化する領域が発生する結果が得られた。
緩衝材が塑性化すると、塑性ひずみの発生（連続体挙動）やせん断帯の発生・進展（不連続体挙動）に伴い、透水性が変化する可能性が考えられるため、解析結果及び既往試験結果に基づ

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究あり、平成 24 年度から実施している上部低拡散材についても同様な結果となった。
空隙率測定の結果、上部低拡散材に対する全空隙率は 13.7％～14.4％、連続空隙率は 4.5％
～4.6％であった。平成 25 年度の結果（材齢 14カ月）と比べると、材齢 24 カ月のものはほとん
ど変化していない。
ひび割れ調査の結果、対象部材（上部低拡散材、上部コンクリートピット、左側部低拡散材）のひび割れ幅の増大、進展、新たなひび割れの発生が無いことを確認した。

いて、地震時の透水性の変化についての分析を行った。その結果、緩衝材の透水係数の増加は最大でも 0.1％程度であることが分かった。
(5)ベントナイト系材料特性測定
本検討は、材料特性に関する知見が十分に得られていない上部埋戻し材のベントナイト混合
土について、材料特性の把握を目的とし、不飽和から飽和へ遷移する際の変形特性を把握する
ため吸水に伴う変形測定試験を、強度特性及び圧密特性を把握するため圧密非排水三軸圧縮試
験、段階載荷による圧密試験、長期圧密試験を行った。
吸水に伴う変形測定試験の結果、試験に用いた鉛直圧レベル（500kPa）の荷重が加われば、ベントナイト混合土の場合、圧密現象とともに膨潤現象も同時発生すると考えられ、載荷した
鉛直圧とこれらの現象（圧密と膨潤）がバラン
スすることで変形が発生すると考えられる。
圧密非排水三軸圧縮試験の結果において、昨年度に実施した室内成形供試体では、乾燥密度が高ければ直接、強度に反映され、強度定数’（φ 、M ）も大きくなる相関性が確認されたが、現場施工の供試体を用いた今年度の結果では、
室内圧縮成型供試体で得られる強度よりも、現場採取試料で得られる最大主応力と強度定数’（φ 、M ）の方が小さいことが分かった。このことより、室内圧縮成型供試体による試験結果を設計で用いる場合、現場での施工時の強度差を考慮し、裕度を持たせた設計とすることが望ましいと考えらえる。
圧密試験の結果からは、圧縮指数(Cc)、膨張指数(Cs)ともに乾燥密度が大きいほど小さい値を示す傾向が確認された。また、長期圧密試験
の結果、二次圧密係数(α)は 0.002 であった。
(6)セメント系材料特性測定
拡散抑制が期待される低拡散材について、品質管理方法の信頼性向上を目指し、これまで実施した低拡散材に係わる取得データの拡充を目的に、上部低拡散材の拡散係数及び空隙率（空隙径分布測定等）のデータを継続して取得した。
これまで現場で施工された低拡散材を用いた
拡散係数測定の結果、得られた定常状態後の実
-13
-13
2
効拡散係数は 1×10 ～2×10 (m /s)の範囲で

２．平成 19 年度～平成 26 年度のとりまとめ◇確証試験の目的
発電所廃棄物や長半減期低発熱放射性廃棄物（TRU 廃棄物）等の低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分は、地下 50m 以深の大断面の地下空洞型処分施設における処分を概念とした検討が行われている。これまで、処分施設の構築・施工技術に関しては、主に地上での小規模要素試験等において基礎的な試験が行われているのみであり、今後の地下空洞型処分施設の設計・施工に当っては、
地下環境下での総合的な施工技術の確証試験が必要となる。
本確証試験は、大断面の地下空洞において、人工バリアとしての要求品質の確保と、合理的な施工技術、施工方法の実規模施設への適用性の確証を目的とし、処分施設を模擬した実規模施設における施工試験を実施し、実用的な施工技術の確立に資するものである。
また、本確証試験は、地下空洞型処分施設を対象としており、これまでの試験結果・検討結果に基づいた施工技術の確立と、構築された施設の初期性能を地下空洞内の環境で確認できる。このため、同様の処分施設形態が検討されている発電所
廃棄物や TRU 廃棄物等の余裕深度処分に対して人工バリア等の施工技術が現実的に適用可能であると考えられる。本試験で、特に期待される成果を以下に示す。
 地下空洞内の環境における施工技術の実施工への反映 材料配合、施工手順、施工方法及び初期性－7－Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

能に対する知見の実施工への反映
実処分施設の建設段階での国の規制に対する挙動計測、モニタリング等の知見の反映
◇確証試験の内容と成果(1)緩衝材
余裕深度処分の施設は要求機能に応じた複数の部材で構成されており、廃棄体、コンクリー
トピット及び低拡散材を包み込むように緩衝材が配置される計画である。
緩衝材の主たる要求機能は建設・操業期間中における閉じ込めと、埋戻し後の移行抑制であり、これらの機能を満たすための低透水性が重要な性能として期待されている。緩衝材の仕様の設定や施工方法の検討を行うにあたり、施工性の確認と低透水性等の性能の確認を行うことが重要である。以下に、本確証試験で明らかになった要点を示す。
 比較的大量の含水比調整をバッチ式機械で実施した結果、初期含水比にばらつきがある場合でも、材料のグルーピングにより所定の品質で調整可能なことを明らかにした。
 吹付け工法への適用を想定した凍結混合法（水分を凍らせて粉砕したものをベントナイトと混合した後、常温に戻す含水
比調整法）による含水比調整も、水添加混合法と同等の品質が確保できることを確認した。
 実際の施工空間を模擬した施工試験を通して、施工条件を踏まえた施工機械により、敷均し・転圧の一連の施工試験を行った結果、要求機能を満たした緩衝材が施工できることを明らかにした。
 底部緩衝材ではアスファルトフィニッシ
ャによる敷均し、大型振動ローラを用いた振動締固めを行い、既存技術を用いた緩衝材の施工実現性を確認した。
 側部緩衝材では狭隘な環境で施工性を踏まえて開発した材料供給機、敷均し機を用いた施工試験を行い、小型振動ローラ
による実環境下での施工が可能であることを確認した。
 転圧工法では底部・側部・上部緩衝材、

－8－















それぞれの部位を対象に、敷均し厚さと転圧回数を管理することにより品質確保が可能であることを確認した。
転圧工法で、乾燥密度のばらつきを低減するため、敷均し厚さを薄くすることが有効であることを確認した。
吹付け工法を狭隘な空間である底部緩衝材隅角部、側部緩衝材奥部・一般部、上部緩衝材隅角部等に適用し、人力、及びロボットによる施工試験を行った結果、いずれの部位においても所定の品質を満足し、実規模レベルでの施工方法を確立した。
吹付け時に発生するリバウンド材料の回収方法、再利用方法を検討し、リバウン
ド材料とフレッシュ材料の混合により再利用が可能であることを確認し、吹付け工法の効率化を図った。
実規模施工への吹付け工法の適用性検討
を通して、シリコンオイル法（シリコンオイルを利用したアルキメデスの原理による密度の測定方法）による密度測定や、含水比と材料供給量を制御する密度管理
方法の適用性を確認し、吹付け工法による品質･施工管理方法を確立した。
実際の地下環境下で施工した緩衝材から採取した試料を用いた初期性能試験を実施した結果、転圧工法、吹付け工法のいずれにおいても必要な初期性能を満足す
ることを確認した。
初期性能試験の結果は室内で圧縮整形された供試体を用いた既往試験の結果と同等であることを確認した。この結果から、
これまでの室内試験レベルでのデータも
実構造物の設計・評価に用いることが可能であることを確認した。
挙動計測の結果、底部緩衝材の上載荷重の影響は、概ね上載圧に相当する挙動（土圧、沈下量）であることを確認した。
挙動計測において底部緩衝材には上載荷重が要因で過大な土圧、沈下は生じておらず、支持部材としての機能を維持していることを確認した。

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究(2)低拡散材
低拡散材は放射性核種の拡散を抑制すること（拡散抑制）を主たる要求機能とし、低拡散性により、核種移行の遅延を図る部材である。低拡散材は異物による水みちの発生を防ぐため鉄筋や骨材を排し、無筋のモルタル造となっている。低拡散材には、拡散係数の小さい緻密な材料であること、及び施設全体としての拡散抑制機能が低下しないように、ひび割れの発生やセメントの溶脱を抑制する材料であること等が求められる。
このような確証試験の目的として、実規模の施工試験における出来形やひび割れの発生状況
及び初期性能等を確認することで、適用した施工方法の妥当性や成立性の評価、及び要求機能の確証等があげられる。以下に、本確証試験で明らかになった要点を示す。
 低拡散性、充てん性及びひび割れの制御効果を確保した材料・配合を選定し、実規模試験で構築した部材から採取したコアを用いた定常拡散試験法（室内でトリチウムを用いて測定）を行った結果、拡-13 2
散係数は10 m /sオーダーと極めて低い-12 2
拡散性（管理目標値1.0×10 m /s以下）の達成を確認した。
 本試験で採用した低熱ポルトランドセメ
ント、フライアッシュ、石灰石微粉末を使用した高流動モルタルは、良好な流動性を示し、部材の端部まで充てん可能であった。
 低拡散材に対する型枠は要求機能上、異物による水みちの発生を防ぐため、セパレータを使用しない方法を確立した。
 打込み時の側圧に関するデータを取得した。打込み時の側圧は、打込み開始から
約1時間20分までは液圧で作用し、最大で70kPa程度であった。この知見は、型枠の設計・施工の合理化に向けて活用できるものである。
 ひび割れは低熱ポルトランドセメントや膨張材等の効果によって制御され、低拡散材全体についても、ひび割れ開口部表
面積比率が0.01％以下という、高い品質を有していることを確認した。
 低拡散材に生じたひび割れは、温度、乾







燥及び隣接部材の拘束の影響を受けて発生したものと考えられる。材齢10日程度の水和熱による温度ひび割れは、膨張材等の効果により十分制御されたと考えられる。
上部低拡散材において、打ち込み中のミスト散布、再振動、表面締固めバイブレータによる表面仕上げを実施し、ひび割れの低減効果があることを確認した。
上部低拡散材において、湿潤養生マットと湿潤保温養生マットで養生した結果、湿潤保温養生マットで養生した部分にひび割れが発生した。養生終了後、発生したひび割れの幅の増大、進展、新たなひび割れの発生は確認されていない。養生
マットの使用により、保水効果、水和発
熱の急冷抑制効果を確認した。
挙動計測の結果、底部低拡散材では、上載荷重の影響でひび割れが発生しているが、ひずみ・応力の計測からひび割れは
局所的なものと考えられ、底部セメント
系部材の健全性は確保されていると評価される。

(3)コンクリートピット
地下空洞型処分施設におけるコンクリートピ
ットは空間・力学安定性を主たる要求機能とし、建設・操業中の安全、作業空間の確保や、自重・外力に対する安定性を確保するものである。その要求機能は通常の土木構造物と同様のものであり、現状の土木分野における構造設計が適用可能である。
このようなコンクリートピットには力学安定性の確保に関わる所定の力学特性を有する材
料・配合であること、及び安定性を損なうような欠陥が生じない、均質な部材を構築し、所定の出来形・空間を確保する施工が求められる。
コンクリートピットの確証試験は、力学安定性を満足し、ひび割れの制御効果や緻密さが期待できる材料・配合を選定し、実規模の施工試
験を行うこと、適用した施工方法の妥当性や出来形、ひび割れの発生状況及び初期性能を確認すること等により、施工の成立性や要求機能が確保できることの確証を得ることを目的として
実施した。

－9－

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究
















選定した配合において、所定の圧縮強度
温度変化に伴う変動と同程度であることを満足できることを確認した。
を確認した。また、これらの変状は、施設計基準強度に達するために必要な積算工終了後、ひずみは残留せずに減少する
温度は平均して2,000（℃・日）程度、材ことも確認した。
齢換算では約100日程度であることを確認した。
(4)充てん材
出来形の確保については、各部材の座標
充てん材は廃棄体を線源とする放射線に対す計測による出来形管理を実施した。コンる遮へいと、放射性核種の収着性を主たる要求
クリートピットのいずれの部位（底部、機能とし、放射線量を合理的な範囲で極力低く
側部、上部）における出来形も規格値内することで核種移行の遅延を図るものである。
に仕上がり、選定した配合及び施工方法
充てん材のうち、区画内充てん材は廃棄体間により高い精度で部材の施工が可能であ（一部上部）の狭隘な空間を確実に充てんできることを確認した。
るよう高流動モルタルを基本とする配合とした。
石灰石微粉末の種類や量、環境温度の変一方、上部充てん材にはより高い遮へい性能が化等がフレッシュ性状に与える影響を検求められることから粗骨材を使用し乾燥単位容
討し、それらの変動要因に対しては混和
積質量を大きくした高流動コンクリートを選定
剤添加率で調整が可能であることを確認した。充てん材の施工は放射線環境下での作業した。
となり、遠隔操作による無人化施工が前提とさポンプ圧送を前提とした検討を実施した。 れるため、充てん性や流動性が施工上、特に重打込み箇所の数と場所の設定、補助バイ
要な要求事項であった。
ブレータの使用、吐出量の調整による流充てん材の確証試験は、遮へい性を満足し、動勾配の調整により、充てん施工が可能
施工時の充てん性や流動性が期待できる材料・であることを確認した。
配合を選定し、実規模の施工試験を行うことに上部コンクリートピットにおいてコンク
より、適用した施工方法の妥当性や出来形及びリート表面の乾燥が原因とされるひび割
初期性能を確認することで、施工の成立性や要れの対策とし、打込み中のミスト散布、求機能が確保できることの確証を目的として実
再振動、表面締固めバイブレータによる施した。
表面仕上げを施し、ひび割れの低減効果
以下に、試験の主な成果の概要を述べる。
があることを確認した。また、上部低拡
 遮へい性能に関する管理項目である乾燥散材と同様に養生マット（湿潤、湿潤保
単位容積重量について、「コンクリーﾄの3)温）で養生し、その保水効果と養生中に乾燥単位容積質量試験方法JASS 5N 」に準拠して試験を行った。選定した配合の発生するセメントの水和熱の急冷抑制効
材料で必要な単位容積質量を確保できる果を確認した。
ことが確認された。
挙動計測の結果、底部コンクリートピッ ポンプ方式、バケット方式の両打込み方
トの上載荷重の影響は、引張応力が作用式における充てん性と流動性、セルフレ
するもののその強さは引張強度以下であべリング性について検証を行い、選定さり、ひずみ増加量は季節変動による温度
れた充てん材の配合で問題無く充てん可変化に伴う変動と同程度であることを確
能なことを確認した。
認した。
 無人化施工を模擬した移動式バケットと挙動計測において、側部コンクリートピ
表面均し装置による仕上げにより、遠隔操ットの側圧の影響は、隣接部材施工時に作による無人化施工の可能性を確認した。
引張側に応力は増加するが、全期間を通 打込み後、区画内充てん材の水分が他部
じて引張応力は引張強度以下であり、同材へ吸収されることで界面に間隙が発生様に、隣接部材施工時にひずみは増加すする可能性が高いことを確認した。間隙
るが、ひずみの増加量は季節変動による－10－

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究の発生が許される程度により、吸水を抑制するための散水方法を検討する必要がある。

規模試験で構築した部材から採取したコアを用いた透水試験の結果、透水係数は-1110 m/s程度で、空洞周辺の原地盤の透水-8
係数（10 m/s程度）よりも低い部材を構築できることを確認した。
挙動計測の結果、上部埋戻し材の施工が進行するに従い、新たに構築された上部
埋戻し材の自重増加により沈下計に5mm程度の変位量が観測された。

(5)埋戻し材

上部埋戻し材の狭隘な空間、すなわち、人工バリア（低拡散材・緩衝材）と岩盤との間の空洞や隙間は、地下水の流動に伴う核種移行の経路としないため、隣接する緩衝材をはじめとした人工バリアや空洞の力学的安定性を保つため、(6)挙動計測・地震影響
また、容易に人が侵入できないようにするため
1)挙動計測に、埋戻す必要がある。
試験施設の施工を開始した平成 19 年度から、
ベントナイト混合土を用いた上部埋戻し材の試験施設に温度計やひずみ計等の計測器を設置
確証試験は、低透水性、隙間なく施工できる充し、施工時及び施工後の試験施設の挙動を計測
てん性が期待できる材料・配合を選定し、実規してきた。また、周辺岩盤には、間隙水圧計及模の施工試験を行うことにより、適用した施工
び岩盤変位計を設置して、試験施設構築に伴う方法の妥当性及び初期性能を確認することで、挙動を計測した。
施工の成立性や要求機能が確保できることの確
施工確認試験による人工バリアの構築は段階証を目的として実施した。
的に進められる。そのため、試験施設を構成す
以下に、試験の主な成果の概要を述べる。
る部材は、その施工により隣接部材に力学的な 粉末ベントナイトを母材である砂に混合影響を与えるとともに、後続する部材の施工のした材料を用いることとし、要求する性影響を受ける。挙動計測は、施工時及び施工後能を満足する仕様（混合率、乾燥密度、の試験施設の力学挙動と周辺岩盤への影響を把
初期含水比）を室内試験（締固め試験、握すること及び試験施設の健全性の評価を行う
透水試験）より設定した。
こと等を目的とする。
 バッチ式及び連続式の機械を用いてベン挙動計測では、施設構成部材に計測器を設置し、トナイト混合土の製造に関する試験を実施工中及び施工後の計測を継続して実施した。
施した結果、いずれの機械でも所定の品
また、コンクリートピットや低拡散材等のセ質を確保することができることを確認しメント系部材の打込み時に得られた計測結果をた。
用いて、初期性能（試験施設の建設完了時点の
 製造した混合土の混合率及び含水比の精性能）に関するデータを取得した。
度をあげるためには、緩衝材と同様に混試験施設構築に伴う挙動については各部材の合前の各材料の初期含水比の把握が重要項で述べたので、ここでは周辺岩盤の挙動、坑であることを確認した。
内環境について述べる。
 大型で汎用的な連続式の混合機械を用い 周辺岩盤の変位については、上載荷重のて大量の混合土を製造した結果、所定の影響を把握するため岩盤変位計を設置し仕様の混合土を安定的に製造できること計測した結果、岩盤変位は弾性挙動の範を確認した。
囲内にあり、緩みの進展はなく、健全な 狭隘空間に適用し得る施工方法として、状態にあることを確認した。
転圧工法と吹付け工法の組合せによる方 試験施設の荷重により生じる周辺岩盤の法を選定し、その適用性を確認できた。
岩盤変位は、この変位量から推定した岩 吹付け工法と転圧工法を交互に行うこと
盤の弾性係数（2,300MPa）と確証試験着で、アーチ形状の隅角部を含む狭隘な空手時の検討に採用した弾性係数
間での施工が可能であることを確認した。
（2,000MPa）が同程度であることから、
 ベントナイトと砂の混合土を使用し、実－11－

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

想定範囲内の挙動と言える。
周辺岩盤の間隙水圧について、その変動を把握するため間隙水圧計を設置し計測した。その結果、試験期間中の全計測孔
での間隙水圧の変動は小さく（水頭差で最大3m程度）、施設構築の周辺岩盤の地下水流動への影響は小さいと考えられる。
坑内気温については日平均気温、日最高
気温、日最低気温ともに季節変動がみられ、日最高気温は12～2月の冬期間で10℃前後であり、7～8月の夏季期間では20℃前後となっている。

2)地震影響一般に地下構造物は耐震性に富む構造物であることが知られている。しかし、過去の地震によるトンネルの被害事例によると、地震の規模が大きく、地震断層面からの距離が近く、地山に何らかの欠陥がある場合等の条件が重なれば、トンネルも地震被害を受ける可能性があり、①坑門、坑口部の被害、②不良地山区間の被害、③断層のずれによる被害の 3 パターンに分類されている。これまで、大深度の放射性廃棄物処
分施設の処分坑道を対象として、周辺地盤及び支保工の力学安定性を評価した事例はあるが、空洞内の人工バリア施設を含めた地下空洞施設の地震影響の検討は報告されていない。
そこで、地震が地下空洞施設の全体挙動や人工バリア部材であるコンクリートピット・低拡
散材及び緩衝材に与える影響を把握するために、仮想的に設定した地震動レベルの異なる 3 つの地震動（解放基盤面での水平方向最大加速度がLv1 では 250Gal、Lv2 では 450Gal、Lv3 では
900Gal）を用いて 2 次元有限要素法(FEM)による
地震応答解析を行った。以下に結果を示す。
 セメント系部材（コンクリートピット、
低拡散材）は、Lv3の大きな地震動に対しても、部材（鉄筋及び圧縮縁のコンクリート）の耐力は十分であり、力学安定性が非常に高い結果が得られた。
 緩衝材は、廃棄体定置前では底部緩衝材の左右端でせん断・引張応力が生じ易く、埋戻し直後では施設全体が周辺岩盤と一体になって挙動するため、廃棄体定置前と比較して、せん断・引張応力が生じる－12－

領域が大きくなり、地震動がLv2以上でその発生が顕著になることがわかった。
また、Lv2 の地震動を用いた緩衝材の詳細検討の結果、以下の点を確認した。
 緩衝材と周辺部材との剥離・すべり及び緩衝材の弾塑性挙動を考慮できるモデルで検討した結果、緩衝材の厚さ方向の残留変化量は最大で0.49mmであり、もとの緩衝材の厚さ（1,000mm）に対して十分に小さいことが分かった。
 緩衝材が塑性化すると、塑性ひずみの発生（連続体挙動）やせん断帯の発生・進展（不連続体挙動）に伴い、透水性の変化が考えられ、解析結果や既往試験結果に基づき、地震時の透水性の変化について分析を行った。その結果、連続体挙動の範囲では、地震の影響による緩衝材の透水係数の増加は最大でも0.1％程度であり、影響は小さいことがわかった。
 緩衝材のせん断帯の発生・進展に伴う不連続挙動が透水性に与える影響に関しては、既往文献調査を実施し、定体積条件
においては、緩衝材にせん断による低密度帯が生じにくく、仮にせん断帯や隙間が存在しても、再冠水後の飽和状態になれば透水性に与える影響は小さくなることがわかった。
試験施設に地震計を設置し、平成 25 年 10 月
～平成 27 年 2 月の期間で 16 波の観測地震動を取得した。また、観測データを用いた地震応答解析を実施し、試験施設の地震時挙動を把握した。検討成果及び今後の課題を以下に示す。
 軟岩中における大規模地下空洞及び実規模大の試験施設の地震動観測を実施した
事例は少なく、地震動観測データは、今後の地下空洞施設の地震影響検討において有用なものと考えられる。
 地震動観測データ及び地震応答解析結果
より周辺岩盤の固有振動数（数Hz）と比較して、試験施設の固有振動数が15～20Hz程度と大きい可能性があるという地
震時振動特性が推測される。

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

図-17

試験施設の全景（平成 26 年度末）

1) 土木学会、第 62 回年次学術講演会、余裕深度処分における側部ベントナイト層の現場施工に関する検討、
2007
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度管理型処分技術調査等事業 地下空洞型
処分施設閉鎖技術確証試験報告書、2015
3) 日本建築学会、建築工事標準仕様書・同解説 JASS5N
原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事、
2001

－13－

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

２．諸外国の廃棄物確認技術等に関する調査◇事業の概要本調査では、余裕深度処分対象廃棄体の廃棄物
確認方法の整備及びピット処分対象廃棄体の廃棄物確認方法の高度化に資するために、以下の調査を実施した。
・諸外国の廃棄物確認に関する制度の調査
・諸外国の廃棄物確認に関する実施方法の調査
・諸外国の廃棄物確認技術に関する調査
本調査においては、表-1 に示す国・処分場を調査対象とした。
表-1

対象国
アメリカ

(1)諸外国の廃棄物確認に関する制度の調査
表-1 に示した調査対象各国における廃棄体に関する規制要件を調査し、廃棄体、検査などの項
目ごとに、その規定内容及び該当する法令等を整理した。
また、廃棄物発生者及び埋設事業者が規制要件に基づき整備している文書の種類と内容の調査を実施した。調査結果については、廃棄物フローとの関係を示す図の形式で取りまとめた（図-1）。
さらに、調査対象の各処分場に関する、規制要件及び埋設事業者が定める廃棄物受入基準の関係を調査した。調査結果については、規制項目ごとに規制基準とそれに基づく受入基準が対比できるような表形式で取りまとめた。

調査対象国及び処分場

処分場
バーンウェル処分場（エナジーソ
リューションズ社）
クライブ処分場（エナジーソリューションズ社）
テキサス処分場（ウェースト・コ
ントロール・スペシャリスト社（WCS 社））フィンランド◇平成 26 年度の成果

オルキルオト処分場（テオリスー
デン・ヴォイマ社（TVO 社））
ロヴィーザ処分場（フォルツム・
パワー・アンド・ヒート社（FPH社））

スウェーデン

SFR-1（スウェーデン核燃料・廃棄物管理会社（SKB 社））

フランス

オーブ処分場（放射性廃棄物(2)諸外国の廃棄物確認に関する実施方法の調査
調査対象の各処分場について、規制機関や埋設事業者の実施する廃棄体確認の手順書や関連資料を入手し内容の調査を行った。また、廃棄体確認に関して、確認項目、確認内容、判断基準、確認頻度（全数確認、抜取り確認の別）を規制者によるもの、埋設事業者によるものに整理して取りまとめを行った。
さらに、廃棄物確認において不合格になった廃棄体の扱いの調査、抜取り確認を行っている場合の確認方法、判断基準及び抜取り数の設定根拠について調査し取りまとめた。

管理機関（ANDRA））
ラ・マンシュ処分場（ANDRA）
イギリス

ドリッグ処分場（低レベル放射性廃棄物処分場
会社（LLWR 社））

韓国

月城処分場（韓国原子力環境公団（KORAD））

なお、本事業は、原子力規制委員会原子力規制庁の委託により実施したものである。

－14－

図-1 米国 WCS テキサス処分場の MCC（モジュラーコンクリートキャニスタ）Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究(3)諸外国の廃棄物確認技術に関する調査
調査対象の処分場について、廃棄物発生者、または、埋設事業者による評価対象核種の種類、当該核種の選定根拠及び核種ごとの放射能濃度評
価方法を調査した。また、難測定核種について、スケーリングファクタを用いて評価を行っている場合には、その設定方法を調査した。
また、200L ドラム缶以外の廃棄体容器を使用している処分場に関して、放射能濃度の非破壊検査の有無を調査し、実施している場合、以下を調査した。
・容器内部の放射性物質の充填状態に関する規定の有無。規定内容及び根拠・測定対象核種
・測定方法
・放射能測定精度

図-1

米国クライブ処分場におけるトラックで輸送されてきた放射性廃棄物の受入時検査の様子

さらに、韓国の月城処分場で行われているⅩ線
検査について、検査装置構成、測定性能、及び確
認内容、その判断基準について調査した。

図-1

韓国月城処分場における廃棄物確認のフロー－15－

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

３．その他の管理処分に関する調査研究
その他、低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分、浅地中処分に関する以下の調査研究を行った。
(1) 余裕深度処分埋設核種分析手法の確立に係る委託事業者が検討する余裕深度処分埋設核種の分
析手法の妥当性を評価することを目的に、専門家によるレビュー委員会を設置し、運営を行った。また、委員会での審議内容、委員から提案された分析操作上の注意点や改善点等の整理・取りまとめを行った。
(2) Ｌ１廃棄体の標準的な製作方法及び検査方法に関する標準化委託
L1（余裕深度処分）廃棄体の標準的な製作方法及び検査方法の民間規格制定に必要な検討を行い、日本原子力学会での審議に対応した。
(3) 廃止措置における国内外の技術、制度面の相違等に係る調査
諸外国における運転中及び廃止措置に伴う放射性廃棄物の処理処分方法の最新情報を整理し
た。

－16－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究
１．処分システム工学確証技術開発◇事業の全体概要
原子力発電の利用に伴って発生する放射性廃棄物のうち高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）については、地層処分に向けた取組が行われており、処分技術の信頼性向上に関する基盤技術の開発が、最終処分のサイト選定プロセスを考慮
して段階的に実施されている。
処分場の操業期間中におけるガラス固化体のオーバーパックへの封入・検査技術、オーバーパ
ックの周囲に設置される緩衝材の施工技術、人工バリアのモニタリング技術等の要素技術について、サイト選定の第 3 段階である精密調査の前半段階（地上からの調査段階）において必要となる基盤技術を整備してきた。今後は、実際の深部地下環境での活用を通して、これらの工学的な要素
技術の信頼性を高める必要がある。さらに、東京
電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ、巨大地震、巨大津波等に対する操業期間中の安全対策に係る基盤技術の整備も喫緊の課題となっている。
本事業は、上記の状況を踏まえ処分場の操業期
間中における人工バリアの製作・施工技術、モニタリング技術等の工学技術を、地下研究施設を活用して確証していくとともに、自然災害に対する

操業期間中の工学的対策に関する基盤技術の整1)
備を行うことを目的としている 。
本事業は、人工バリア品質／健全性評価手法の構築－オーバーパック、人工バリア品質／健全性
評価手法の構築－緩衝材、モニタリング関連技術の整備、自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る基盤技術の 4 つの研究開発項目で構成されている。
(1)人工バリアの工学技術に関する開発経緯
原環センターでは平成 24 年度までに、オーバーパックと緩衝材の製作・施工に関する要素技2),3)。オーバーパックについ術の開発を実施したては、封入方法として溶接技術の適用性についての検討を行い、緩衝材については、施工方法
及び施工品質についての検討を行った。また、人工バリアの製作・施工時に生じる不均一性が、その品質に及ぼす影響を調べるため、オーバーパック溶接部の腐食試験、再冠水時を対象とした緩衝材の流出や変質などに関する試験を実施した。その結果、溶接金属の組成によっては溶接部での選択的な腐食が生じる可能性があること、地下水の流量によっては緩衝材の流出が生じる可能性があることがわかった。
(2)人工バリアの健全性を判断するための指標
人工バリアの設計から処分場の閉鎖までの各段階の工程を概略的に図-1 に示す。健全な人工バリアとは、設定された安全機能が、要求され②製作、施工におけるプロセス管理による品質確保のための指標①長期の健全性を確保する人工バリアの設計のための指標③定置後の人工バリアの状態（品質）を評価するための指標

人工バリア材料の製作 処分場の建設

合数年～数十年

不
合

人工バリア
搬送・定置

合

不
合

埋戻し

地下施設建設坑道掘削、処分孔掘削、換気・排水等設備構築

不

定置

搬送

緩衝材
配合、ブロック製作、ペレット製作、

閉鎖

合

不

保管

合

不

検査

人バリ健
全性評価
手法の構
築の知見

合

不

熱処理

要件

不

溶接

概念

設計

処分環境

組立て

モニタリング

不

･･･
合

閉鎖後の人
工バリアの
長期挙動

再冠水過程

施工時の品質の影響

図-1

ＯＰ：溶接部 残留応力
緩衝材：密度不均一性、すき間、間隙分布

人工バリアの設計から処分場閉鎖までの各段階の工程－17－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

る期間の終了時点まで維持されている状態と考えることができる。製作された人工バリアが健全であることを判断するためには、以下の指標と許容値が必要となる。
指標：人工バリアが安全機能を維持できることを判断するための目印となるもの。
許容値：人工バリアが健全であることを判断するための指標に対する値の範囲。
人工バリアが健全であることを判断するためには、以下の 3 段階の指標を設定する必要がある。
①長期の健全性を確保する人工バリアの設計のための指標②製作・施工におけるプロセス管理による品質確保のための指標③定置後の人工バリアの状態（品質）を評価す
るための指標①は、定置後の材料劣化を考慮した上で設定される人工バリアを設計するための指標である。②は、仕様通りの人工バリアが構築されたことを確認するための指標である。③は、定置後の処分環
境が、人工バリアの設計条件の範囲内にあることを評価するための指標である。
(3)モニタリングとの関連
現状では、人工バリアの品質／健全性評価の検討は、我が国の代表的な地質環境を対象として実施している。処分サイトが決定した場合には、詳細な環境条件を取得するためのモニタリングを実施することになる。そのため、図-1 で示した
表-1

操業期間中の各段階で必要な指標に対して、モニタリング項目を抽出し、モニタリング計画を策定することが必要である。
(4)自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る基盤技術の開発
平成 24 年度に、自然災害を起因とするリスク事象として抽出した技術開発課題から、優先度が高いと判断された①施設計画技術、②人工バリアの限界性能等の調査・試験について検討を実施している。平成 26 年度は、火災事象に対する安全確保対策の検討、および人工バリアの限界性能等の調査・試験を実施した。
平成 25 年度に策定した処分システム工学確証
技術開発の 5 ヵ年の開発目標を表-1 に示す。各
研究開発項目の内容は、次ページ以降に記載する。
1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター,
平成 26 年度処分システム工学確証技術開発報告書、2015 年 3 月
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター,
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業 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（第 1 分冊）遠隔操作技術高度化開発、2013
年3月
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター,
平成 24 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（第 2 分冊）人工バリア品質評価技術の開発、2013 年 3 月

各開発項目の年度ごとの実施内容及び目標（平成 25 年度策定）

H25

H26

H27

H28

1)人工バリア品質／健全性評価手法の構築
オーバーパック

・判断指標の抽出
・健全性評価モデル
案の作成
・研究開発計画策定

・判断指標に影響す
る劣化事象の抽出・地下施設での腐食試験開始

・破壊評価に基づく
限界欠陥寸法の提示
・材料因子と腐食現
象の関係

・材料劣化を考慮した品質評価法の提案

2)人工バリア品質／健全性評価手法の構築
緩衝材

・緩衝材の品質評価
項目の抽出・研究開発計画策定

・エロージョンによる性能劣化事象（流入量、液種）の定量化

・ウォーターマネジメ
・緩衝材の設計・施ント（人工注水、グ工仕様策定に資す
ラウト等）の実施方
る指標範囲の提示
法・課題の提案

3)モニタリング関
連技術の整備・性能確認モニタリ
ングの課題抽出・研究開発計画策定

・操業安全等に関る
モニタリングの課
題抽出

・地下調査施設による地中無線モニタリング技術の確証・性能確認モニタリ
ング結果反映方法
提案

・実現可能な技術選
択肢による人工バ
リア等のモニタリ
ング計画の例示

4)自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る
基盤技術の開発

・検討手法等の適用性の確認・研究開発計画策定

・火災事象に対する
人工バリアの健全性の把握

・火災事象に対する
施設計画時の制約
事項等の提案

・人工バリア限界性能等に関する知見の整備

・地下施設の操業安全確保のための制
約事項等の提案－18－

H29

・品質評価／健全性
評価手法の提案
・説明性のある長期健全性判断指標の提示Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-1 人工バリア品質／健全性評価手法の構築－
オーバーパック◇事業の概要1)

平成 24 年度までの遠隔操作技術高度化開発 では、溶接による封入方法や非破壊検査による溶接欠陥の検出確率について検討を行った。また、人1)
工バリア品質評価技術の開発 では、溶接部を対象とした腐食試験を実施し、全面腐食および局部腐
食に関するデータを取得した。
平成 25 年度からは、これまでの研究開発成果を踏まえた上で、オーバーパックの健全性評価手法の構築に向けた検討を実施する。一般的な構造物
は、供用後の検査や補修により、その健全性を確保している。しかし、処分孔定置後に、オーバーパックの検査や補修の実施は想定されていない。
そのため、定置前の段階で閉鎖後のオーバーパッ
クが安全機能を発揮することを示す必要がある。
オーバーパックが安全機能を有していることを判断するためには、例えば、溶接部の許容欠陥寸法などの指標が必要となる。このような指標は、定置後に生じる可能性がある破損要因を防止する観点から設定することができると考えられる。そのため、実際の地下深部を想定したオーバーパッ
ク溶接部の腐食試験を実施するとともに、材料劣化による機械的特性の変化がオーバーパックの健全性に及ぼす影響について調査・検討を実施する。
本年度は、オーバーパック溶接部健全性評価に係わる以下の内容について検討した。
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

義することができる。
4)
一般的な構造物の破損要因 を表-1 に整理した。
構造物の破損モードを静的破壊、動的破壊、その他で分類し、変形様式としては、弾性変形、弾塑性変形に分類した。これらの破損要因のうち、定置後のオーバーパックに生じる可能性のある要因を○印で表中に示した。
オーバーパックは定置後の補修を前提としていないことから、オーバーパックの腐食代を設定するためには、全面腐食による腐食量を把握するとともに、応力腐食割れ、局部腐食の発生を防止する必要がある。構造については、崩壊、欠陥を起点とした破壊を防止する必要がある。また、サイト選定段階で活断層を避けるが、必要に応じて、断層運動などに対するオーバーパックの弾塑性破壊について評価する必要があると考えられる。
溶接部の腐食評価については、「第 2 次取りまと3)め」で示された腐食シナリオ に基づいて、研究開発課題を図-2 のように整理した。腐食評価では、
オーバーパック定置後に生じる腐食現象を把握するための腐食試験と腐食メカニズムを解明するための腐食試験を実施した。
構造評価については、強度評価と欠陥評価に分

図-1

オーバーパックの健全な状態の定義
表-1◇平成 26 年度の成果
2)

変形様式
弾性変形

弾塑性変形
動的破壊

弾性変形
弾塑性変形

その他

－19－

静的破壊

平成 26 年度の成果の概要は以下のとおりである 。
(1)オーバーパックの健全性評価手法の構築
オーバーパックの健全性について検討するためには、健全な状態を定義する必要がある。平成 25
年度に、オーバーパックの健全な状態を図-1 のよ
うに定義した。オーバーパックには、想定される期間、閉じ込め性を有することが基本要件として
3)要求されている 。つまり、閉じ込め期間が終了するまで、ガラス固化体と地下水の接触を防止している状態が、オーバーパックが健全な状態と定破損
モード

構造物の破損要因
破損の要因
脆性破壊
応力腐食割れ延性破壊
座屈崩壊
クリープ破壊弾性破壊
高サイクル疲労弾塑性破壊低サイクル疲労
全面腐食
局部腐食
欠陥を起点
とした破壊

オーバーパック
の破損要因
×
○
×
×
○
×
×
×
○
×
○
○
○

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

類し、破壊の駆動力と破壊抵抗の観点から、研究開発課題を図-3 のように整理した。本年度は、溶接部の限界き裂寸法、超音波探傷法による欠陥
寸法測定、材料の脆化の検討を実施した。
処分開始

NO

処分環境下で不動態化する

YES
NO

酸素の還元をカソード反応とする全面腐食

孔食・すきま腐食は
生起する

YES

NO

腐食性微生物の活性はあるかYES

応力腐食割れは
生起する

NO

YES
不動態保持電流密度に相当する腐食

NO

腐食の加速
が大きい

孔食、すきま腐食
が進展

YES

YES

酸化剤枯渇前に貫通するほど進展が速い

H2発生を伴う
全面腐食

NO
YES

再不動態化

水素脆化は
生起する

YES

応力腐食割れは
生起する

NO

NO
期待される寿命
達成前に貫通

図-2

期待される腐食寿命達成酸化剤枯渇による脱不動態化期待される寿命
達成前に貫通溶接部の腐食評価に関する研究開発課題の整理に関する試験データの取得を開始した。また、同様の試験装置を用いて、次年度から開始する地上
施設での工学規模試験のための試験条件などを、
幌延 URL での試験状況を踏まえて設定した。さらに、腐食計測技術に関する最新のセンサ類についての情報を調査し、それらの有効性を整理した。
小規模要素試験は、工学規模試験の試験データを補完するために、次年度からの実施を予定している。そのための試験装置、試験条件等について分析し、試験ケースの案を提示した。
実験室規模試験は、主に原子力機構との共同研
注 2)
究 として実施している。本年度は、低酸素雰囲
気下での浸漬試験の維持管理を実施した。低酸素
雰囲気の炭素鋼溶接部の浸漬試験は、現在５年及び 10 年間のデータ取得に向けた試験を実施中である。また、チタンの浸漬試験についても、10年を目標にした浸漬試験を継続して実施している。

構造評価
σmax < σD

強度評価

欠陥評価
有限要素解析

最大応力
σmax

応力拡大係数K

設計応力, σD
裕度
降伏応力, σy

限界き裂寸法acrit

K < Kc
破壊靱性値, Kc

処分環境
（外圧）

残留応力

裕度

脆化（照射、水素）模擬オーバーパック
直径10cm
長さ130cm

欠陥寸法, a

緩衝材
溶接方法：TIG溶接

超音波探傷○形状: 外径30cm・内径11cm
リング型： 厚さ10cm→13段
ディスク型： 直径30cm
厚さ10cm→1段○密度：1.6±0.1Mg/㎥

150cm
溶接部

図-3

モデル欠陥寸法amoda ≤ amax

使用する計測機器

材料

・熱電対：温度の取得
・Eh計：酸化還元電位の取得
・湿度計：緩衝材中の浸潤状況の確認
・三電極法センサー：模擬OP表面腐食
挙動を連続的に取得
・pH計：模擬OPに接する地下水組成、緩衝材透過水の取得
・土圧計：緩衝材膨潤圧の測定により間接的に緩衝材ブロックの浸潤状況の確認

構造評価に関する研究開発課題の整理(2)現象理解のための腐食試験
地下環境における炭素鋼溶接部の腐食挙動を把握するため、以下の 3 つの異なる大きさの試験体を用いた腐食試験を平成 25 年度に計画した。
①模擬オーバーパック溶接試験体を用いた腐食試験（工学規模試験）、②数十 cm 程度の試験体を用いた腐食試験（小規模要素試験）、③数 cm 程度の試験片を用いた腐食試験（実験室規模試験）。
工学規模試験は、地下施設と地上施設で実施する。地下施設で実施する試験は、日本原子力研究
注 1)
開発機構（以下、原子力機構）との共同研究として、幌延深地層研究センター（以下、幌延
URL）の地下 350m 調査坑道で実施している。オー
バーパック溶接部腐食試験の概要を図-4 に示す。
試験孔内の不均一な環境での腐食挙動を広範囲に把握するために、模擬オーバーパック溶接試験
体には、円周方向に 2 カ所の溶接部を長手方向に設けた。試験体の周囲には緩衝材を配置し、緩衝材と試験孔の隙間はケイ砂で充填した。試験装置
内には、各種のセンサを設置し、環境条件や腐食

図-4

ケイ砂
55cm

オーバーパック溶接部腐食試験の概要(3)腐食メカニズム解明のための腐食試験
これまでの腐食試験で得られている局部腐食
や腐食速度に関するデータは、オーバーパックの寿命に比べると短期間（十数年程度）で取得されている。そのため、腐食メカニズムを明らかにした上で、腐食速度などの長期予測を行うことにより、取得された試験データの信頼性を向上させることができると考えられる。腐食は材料が環境と接する表面で発生することから、腐食メカニズムを明らかにするためには、腐食現象に及ぼす材料
因子及び環境因子の影響を調べる必要がある。
腐食現象に及ぼす材料因子の影響を調べるた
め、炭素鋼溶接部を対象とした腐食試験を実施した。本年度は、溶接時の入熱による金属組織の不均一性が、オーバーパックの腐食挙動に及ぼす影－20－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

許容残留応力, MPa

響を調べるための試験を開始した。同一の母材を寸法を推定することができる。ただし、検出すべ使用して TIG 溶接と電子ビーム溶接（EBW）によきき裂寸法には、寸法測定誤差などを考慮して適り、金属組織を変化させて化学成分を固定した試
切な裕度を考慮する必要があると考えられる。
験体を作製した。TIG 溶接では、母材と溶接部の成分が同じになるように、母材から作製した溶加棒を使用した。TIG 溶接では繰り返しの入熱があるため、溶接部には原質部と再熱部が形成される。
電気化学的手法による加速試験の結果を図-5 に深さ（mm）
溶接試験体の外観示す。EBW 溶接試験体では、溶接金属全体が均一
0.00.1に腐食する傾向が確認された。繰り返しの入熱を0.2
受けた TIG 溶接試験体では、溶接パスに対応する
0.3
0.4
ように縞状の腐食が発生し、原質部と再熱部で腐0.5
EBW試験体TIG試験体食深さに差が生じた。以上より、金属組織の違い
形状測定結果により、溶接部では選択的な腐食が発生すること
図-5 溶接試験体の腐食試験結果を確認した。
腐食現象に及ぼす環境因子の影響を調べるた
a
110
めに、緩衝材中での腐食試験方法及び緩衝材試料の調製方法や腐食挙動の測定手法を予備的に検討した。溶液中のイオン濃度が比較的高い条件では、緩衝材の膨潤による変形量が小さいため、検討した試験装置で腐食試験のための試料として使用できることを確認した。この緩衝材試料を 2
限界き裂寸法 a, mm
電極間に挟み、各種の電気化学的パラメータの取図-6 許容残留応力と限界き裂寸法の関係得を開始した。また、緩衝材試料を用いずに試験溶液のみのブランク試験からは、溶液抵抗や電荷(5)超音波探傷による欠陥寸法定量化
移動抵抗について妥当な測定結果が得られ、測定
超音波探傷試験により測定される欠陥寸法をシステムとしての適用性を確認した。
定量化することを目的として、フェーズドアレイ(4)溶接部の限界き裂寸法に関する検討
法（PhA 法）による超音波シミュレーションおよび探傷試験を実施した。超音波シミュレーション
炭素鋼製オーバーパックの落し蓋構造を対象
では、これまでに実施した溶接試験体の断面観察として、溶接部の限界き裂寸法を有限要素解析での結果から得られた欠陥形状を入力条件として求めた。オーバーパックの板厚は、強度層の 110mm
与え、欠陥からの超音波の反射波を解析的に調べとし、溶接部のき裂形状は半楕円の開口き裂とした。L 字型の欠陥形状で上端が深さ 182mm の位置た。オーバーパックに作用する負荷は、「第 2 次にある欠陥を対象とした解析結果の例を図-7 に取りまとめ」における硬岩系 1,000m の外圧値示す。欠陥指示付近の拡大図に示すように、欠陥
10.7MPa と溶接部残留応力 100MPa とした。解析
形状が複雑になると欠陥で反射される超音波のの結果、応力拡大係数に対する外圧の寄与は相対経路が複雑になり、本来の欠陥指示よりも深い位的に小さく、残留応力の寄与が大きくなった。
置からの反射波が確認された。これは、欠陥形状
現状では、き裂が存在する場合の破壊抵抗値でが欠陥寸法の測定誤差の要因の一つになることある破壊靭性値が、放射線の照射や水素吸収によを示している。
る脆化によりどの程度低下するか予測することがまた、PhA 法で用いる超音波探触子の開口寸法難しい。そのため、限界き裂寸法と許容残留応力を 64mm（昨年度までは 16mm と 32mm）として探傷の関係を破壊靭性値ごとに求めて、図-6 に整理し試験を実施し、欠陥深さ位置と測定精度の関係にた。この図から、破壊靭性値と残留応力が与えらついて調べた。その結果、開口寸法を大きくする
れた場合、非破壊検査で検出する必要があるき裂－21－Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究ことにより、相対的に深い位置にある欠陥の寸法測定精度が向上することを確認した。
高さ8mm×横幅11mm

設定位置
上端 Z1=182 mm
下端 Z2=190 mm

欠陥の段差等で反射を複雑に繰り返して遅れて生じる指示
これらを含めると
約180～約210mm
本来の欠陥指示固化体からのオーバーパックの照射速度およびはじき出し数を算出した（表-3）。また、はじき
出し数から損傷量を予測するための解析モデルの概念検討を実施した。オーバーパックの脆化量を予測するためには、照射により形成される欠陥集合体の核生成過程、照射条件の依存性及び水素の影響を考慮する必要があることを示した。
表-2

材料劣化事象

欠陥指示付近の拡大図

オーバーパックで想定(a)解析モデルmm

される材料劣化事象mm(b)解析結果(Bスコープ画像)

図-7

L 字型の欠陥を対象とした解析結果(6)材料劣化に関する検討

5)

原子力発電所における経年劣化事象（抜粋）き裂発生・成長

低サイクル疲労

中性子照射脆化

中性子照射脆化

水素脆化

高サイクル熱疲労

6)

材料劣化により強度が大きく低下する場合に表-3 照射速度とはじき出し数
は、閉じ込め期間に達する前にオーバーパックが中性子線
γ線
破損する可能性がある。
照射速度 [n/cm s]
4.41×103.01×10
オーバーパックの材料強度を低下させる可能(ガラス固化体製造後 50 年)
5)性のある材料劣化事象 を表-2 に整理した。また、はじき出し数 [dpa]1.79×10
1.97×106)(処分後 1000 年間の累計)
原子力発電所で経年劣化管理が必要な事象 のうち、材料強度に関係する項目を併せて示した。表1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、-2 の中で、疲労やき裂発生・成長については、
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業 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国内最大級の地震を想定したオーバーパックの発報告書 平成 19 年度～平成 24 年度の取りまとめ報告
応力解析から、定置後のオーバーパックには地震書、20137)動による大きな応力変化は生じないという結果
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 処分システム工が得られているため、疲労やき裂発生・成長は生学確証技術開発報告書（第 1 分冊）－人工バリア品質
じないと考えられる。そのため、中性子照射及び／健全性評価手法の構築－オーバーパック、2015
水素吸収による脆化が、オーバーパックの材料強3) 核燃料サイクル開発機構、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 －地層処分研究度に影響を及ぼす要因と考えられる。
開発第 2 次とりまとめ－、1999
中性子による照射脆化は、軽水炉の圧力容器鋼
4) 例えば、西田、溶接構造物の疲労破壊と疲労強度因子8)などを対象として予測式が提案されている 。し（１）、溶接学会誌、Vol.62、No.8、pp.595-598、1993
5)
三菱重工業株式会社、オーバーパックの構造健全性にかし、オーバーパックのような低照射速度、低温関する研究（核燃料サイクル開発機構研究委託内容報度の照射条件は、その予測式の適用範囲外である。
告書）、JNC TJ8400 99-050、1999
また、高照射速度に比べて低照射速度の照射では、 6) （社）日本原子力学会、日本原子力学会標準 原子力発
電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2011 （ 追 補 2 ）、同じ累積線量でも脆化量が大きくなることが報
AESJ-SC-P005:2011、20119)
告されている 。低照射速度、長期間の照射損傷
7) 山本陽一、鈴木覚、安保英範、藤原啓司：地震動による人工バリアへの影響、原子力バックエンド研究、は、時間的な制約により実験的に調べることが難Vol.21、No.2、pp.101-104、2014
しいため、解析などにより損傷量を予測する必要
8) （社）日本電気協会、原子炉構造材の監視試験方法，がある。そして、解析で求めた損傷量と材料試験
JEAC 4201-2007[2013 年追補版]
9)
Y. Nagai et. al., “Kinetics of irradiation-inducedで得られるマクロな材料強度の変化を関連付け、
Cu precipitation in nuclear reactor pressure vessel
閉じ込め期間終了時点の破壊靭性値の低下量をsteels”, APPLIED PHYSICS LETTERS, Vol.87, 261920,
推定する必要がある。
2005
注
1)
地下施設を利用したオーバーパック・緩衝材の施工
そ の た め 、 最 新 の 燃 焼 計 算 コ ー ド
品質の確証に関する研究、(2014 年 4 月)
（Origen2.2-upj、MCNP-5）および核データライ
注 2) オーバーパッ ク溶接部の耐 食性に関する 研究、(2014 年 4 月)
ブラリ(JENDL4.0、ENDF/B-VI)を用いて、ガラス
2

－22－

4

10

-7

-5

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

緩衝材◇事業の概要本事業は、ベントナイト系緩衝材の品質を確保した施工技術、再冠水後の緩衝材の健全性が維持されていることを評価する手法を構築し、緩衝材の流出などに対する工学的対策を提示することを目的としている。平成21年度から継続して研究開発を実施しており、緩衝材の製作・施工技術について小規模試験から実規模試験に至る各種の試験を通じて実現性を示す一方、緩衝材の初期の密度差は膨潤しても均質化せず密度差が残ることや、隙間を有する緩衝材施工において湧水量によってはパイピングが発生し、ベントナイトが流出する
1)
ことを示した 。
平成26年度は、緩衝材の密度の均質化、浸潤速
度、膨潤挙動、化学変質に関する長期試験のデー
タを継続して取得するとともに、岩盤の割れ目等の緩衝材流出挙動への影響を調べるため、国立研
究開発法人日本原子力研究開発機構 幌延深地層研究センター（以下、幌延URL）の地下施設での試験を実施した。また、流出に対する工学的対策として、緩衝材を予め膨潤させる施工方法や、処分孔に不陸を設けるなどの検討を行った。
本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託に2)より実施したものである 。

◇平成 26 年度の成果(1)再冠水による緩衝材密度の均質化
平成 21 年度から、緩衝材の再冠水過程におけるベントナイトの膨潤挙動によって密度が均質化されるかどうかを確認するため、密度の異なる緩衝材を用いて試験を実施している。
供試体はクニゲル V1 とケイ砂（3 号と 5 号を等量混合）を 7:3 の割合で混合して用い、乾燥密3
度は均質になった場合に 1.6 Mg/m となる 2 つの密度の組み合わせで作製した。乾燥密度の組合せ
33
3
は、1.5/1.7 Mg/m 、1.2/2.0 Mg/m 、1.4/1.8 Mg/mの 3 種である。通水液は蒸留水及び海水相当の塩
水環境を模擬するために 0.5M NaCl 水溶液を用いた。乾燥密度の異なる供試体を接触させずに、双方の膨潤圧のみを作用させるようにした試験装置を用いて供試体に通水することにより、密度の時間変化を測定した。
乾燥密度の経時変化（図-1）に示すように、乾燥密度は初期には均質化する方向に変化したが、その後の変化量は小さく、時間の経過とともにその動きは緩慢になった。わずかながら均質化する
方向に動いているものの、密度の変化量は小さく3なっており、試験前の乾燥密度が 1.2Mg/m と3
2.0Mg/m の組み合わせで蒸留水を用いた試験で3は 、 双 方 の 密 度 は 現 在 ま で に 1.45Mg/m と3
1.69Mg/m になっている。今後膨潤圧が釣り合った状態に達すれば、密度差が残留する可能性がある。また、NaCl 水溶液を通水している試験では、
33
密度は 1.30Mg/m と 1.84Mg/m であり、蒸留水での試験より残留密度差は大きいという結果が得られた。
再冠水により密度が均質にならずに密度差が残留するとすれば、施工時に許容される密度の幅を把握する必要がある。緩衝材の性能は透水係数で評価されるため、密度から透水係数を得る方法
3)として Kozeny-Carman 則 を適用し、フィッティ
ングカーブを用いて透水係数の算出を試みた。図-2 にその例を示す。図より均質化後の透水係数-13は、蒸留水では、10 m/s オーダーであり、NaCl-11-12水溶液では、
10 m/s から 10 m/s 程度であった。
-12
仮に、緩衝材に要求される透水係数が 5×10 m/s
以下であるとすると、地下水が 0.5M 程度の海水系地下水の場合には、再冠水後の密度は3
1.63Mg/m 以上でなければならない。このように、ベントナイト乾燥密度と透水係数の関係を用いることで、緩衝材の施工の仕様を、再冠水後の緩衝材の性能を考慮して決定することが可能とな
る。

－23－

2.2 NaCl水溶液(0.5M)
2.0

乾燥密度 (Mg/m3)

1-2 人工バリア品質／健全性評価手法の構築－

d=1.5 (Mg/m )3

d=1.2 (Mg/m )3

d=1.4 (Mg/m )3

d=2.0 (Mg/m )3

d=1.8 (Mg/m )d=1.7 (Mg/m )

3
3

1.8
1.6
1.4
3

1.2

蒸留水

d=1.5 /1.7(Mg/m )3

d=1.2/2.0(Mg/m )3

d=1.4/1.8(Mg/m )

1.0
0

100

200

300

400

500

経過日数 (日)図-1

膨潤に伴う乾燥密度の経時変化

1
0.1
0.01
1E-3
1E-4
1E-5
1E-6
1E-7
1E-8
1E-9
1E-10
1E-11
1E-12
1E-13
1E-14
1E-15
1E-16
1E-17
1E-18
1E-19
1E-20

再冠水前の密度差
蒸留水
Kozeny-Carman則1000

1 g 1 ek
5  Sv 2 e  1

飽和度が95%以上になった場所を浸潤フロントとした場合
NaCl
H2O

900

NaCl水溶液

3800

浸潤フロント d(mm)透水係数 k(m/sec)Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

再冠水後の密度差
蒸留水

再冠水後の密度差

NaCl水溶液

700
600
500

d=11.5*(t-80)0.5

400
300

d=6*(t-590)0.5

200

再冠水後の密度差100

再冠水前の密度差

0
0

200

400

600

800

1000 1200

1400

1600 1800 2000

経過時間 t (day)0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0 2.2 2.4 2.6 2.8 3.0

有効ベントナイト乾燥密度(Mg/m3)

図-2

図-3

ベントナイト乾燥密度と透水係数の関係(2)緩衝材中の溶液の浸潤速度
本試験は、平成 21 年度より継続して実施して
おり、水が浸潤する場合の不飽和領域と飽和領域の境界（浸潤フロント）の移動速度を測定し、これを解析等に反映することにより、再冠水の進行を推定し、人工バリアの長期的な健全性の評価に資することを目的としている。
試験では、蒸留水と 0.5M NaCl 水溶液を通水した時の緩衝材中の比抵抗値を計測することにより、緩衝材中の飽和度の変化を調べることができる。予備試験により、比抵抗値とベントナイトの飽和度の関係をあらかじめ取得し、比抵抗値から飽和度を算定した。飽和度が 95％に達した位置を浸潤フロントとした場合の浸潤フロントの位
置 d (mm)と経過時間 t (day)の関係を図-3 に示す。試験結果は、毛細管現象による水の拡散速度4)の理論式である Washburn の式 で近似した。d とt の関係は、蒸留水では d = 6(t-590)0.5、NaCl 水0.5溶液では d = 11.5(t-80) で表すことができ、供試体上部（浸潤距離 d=1,000 mm）まで到達する
時間は、蒸留水で約 78 年、NaCl 水溶液で約 21年と算出された。NaCl 水溶液の場合には液中のイオン濃度が高いことにより、モンモリロナイトが凝集するために毛細管現象に寄与する微小な空隙が減少するため、液相の移動距離が小さくな
り、とどまる液量が多くなるため、飽和度は高くなると考えられる。そのため、95％飽和時を浸潤
フロントとした場合の速度は、蒸留水に比べてNaCl 水溶液の方が速くなったと考えられる。

浸潤フロント（95％）の進展状況(3)再冠水時における緩衝材の流出現象
再冠水時の地下水の湧出による緩衝材の流出
は、人工バリアの性能を低下させる。そのため、緩衝材の安全機能を確保するためには、流出による性能低下の程度を把握する必要がある。本試験では地下水組成、流量による緩衝材の流出への影
響を把握するための試験を行い、さらに流出に対する工学的対策について検討するための試験を実施している。
①小型セルによる緩衝材流出試験
平成 25 年度までに、湧水量が大きい場合には、緩衝材に水みちが形成され、ベントナイトの成分が流出することを確認した。また、緩衝材ブロッ
クの施工時の隙間は、通水後の時間の経過とともに膨潤により塞がれるが、最終的には一つの水みちになる傾向が見られた。この流出現象は地下水の組成や流速の影響を受けると考えられるため、本年度は、ベントナイト供試体（クニゲル V1）にイオン強度 0.5 の CaCl2 水溶液を通水する試験を実施した。これにより、緩衝材の流出に対するCa イオンの影響を調べた。
試験はあらかじめ人工的な複数の水みちを作製した供試体に通水する試験、ベントナイトペレ
ットに通水する試験等、数種類の供試体を用いて行った。あらかじめ水みちを作製した供試体を用いた通水試験（図-4）では、水みちはベントナイ
トとアクリル容器の界面に発生したが、蒸留水、
NaCl 水溶液での試験の際に観察されたような水
みちが 1 本に収斂する現象は見られなかった。大小のペレットに通水した試験では、通水後から 8日後までは水みちが収斂する様子が確認されたが、16 日後には水みちが帯状となった（図-5）。

－24－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

CaCl2 水溶液の通水試験では、ベントナイトが Ca型化したことにより、膨潤性が低下して水みちをシールしないため、帯状となったと考えられる。
通水液の総流量とベントナイトの流出量の関係を図-6 に示す。クニゲル V1 の CaCl2 水溶液を用いた場合の近似直線の勾配は、NaCl の場合とほぼ同じであった。ただし、CaCl2 の方が流出量は多かった。これは Ca 型化によってベントナイ
トが塊状になり、沈殿した塊状のベントナイトが目詰まりした後に破過する際に一気に流出したためであると考えられる。

図-5

人工的な水みち作成後（左）、CaCl2 水溶液を通水し、水みちが 1 本に収斂しない状況（右）

2 日後

4 日後

8 日後

16 日後

大小ペレットに 0.1L/min で CaCl2 水溶液を通水した
場合の水みちの形成状況

MX80
ms=200*(mw)0.65

10000

エロージョン質量 (g)1000

Kunigel V1
ms=1.5*(mw)1.0
MX80
ms=2*(mw)0.65
Kunigel V1
ms=0.8*(mw)0.65

10

0.1

図-6

15

MX80 （SKB,R-06-72）
0.01 L/min., tap water, 1.0m
0.01 L/min., 1% Saline water 2.5m
0.01 L/min., 1% Saline water 1.0m
0.01 L/min., 3.5% Saline water 1.0m
0.01 L/min., 1% Saline water 0.2m
0.001 L/min., 1% Saline water 1.0m
10000
0.1 L/min., 1% Saline water 1.0m
1.0 L/min., 1% Saline water 1.0m

Kunigel V1
ms=0.11*(mw)1.0

1

0.1

1

10
総流量 (L)

100

1000

限界流速確認試験

側面図(上)、平面図（下）20KuniGel V1 Large and small pellet mixture
0.1 L/min. distilled water, 0.1m
0.1 L/min. 0.5M NaCl, 0.1m
0.1 L/min. 0.5M CaCl2, 0.1m

100

0.01
0.01

図-7

膨潤量 ds (mm)

図-4②地下水の限界流速の検討
再冠水時における地下水流量の大きさによっては緩衝材の流出量が増大し、緩衝材の性能が維持されなくなる可能性がある。地下水流量と緩衝材流出量の関係を把握し、緩衝材の性能を維持する方策を検討するためには、この関係が、系の大
きさ、通水方向、膨潤方向のそれぞれに依存するかどうか、材料に対して一意に決まるか等を確認する必要がある。この流量と流出量の関係が材料特性によるものだとすると、材料特性としての限界流速が存在すると考えられるため、緩衝材に対する地下水の限界流速の確認試験を実施した。使用したベントナイトは(1)と同じである。
緩衝材の定置時に緩衝材側面部から地下水が流出する場合を模擬するために緩衝材を人工的に作った流路の河床部に設置して、様々な流速で通水する試験を行った（図-7）。乾燥密度は 1.8
3
3
Mg/m と 1.6 Mg/m とした。得られた結果から、初期乾燥密度毎に平衡状態の膨潤量と流速の関係を曲線で近似した（図-8）。流速が遅くなるほど、膨潤量の差に対する密度の影響が小さくなった。
これは、流速が遅い方が流出せずに十分にベントナイトが膨潤するためであると考えられる。この
3近似式で外挿すると、初期乾燥密度 1.6 Mg/m の3
限界流速が 0.22 m/s、1.8 Mg/m の場合が 0.40 m/sと算出された。今後、さらに限界流速に関するデータを取得し、流出対策を検討する必要がある。

10

ds=5.8ln(-1.23ln(1.1v))
ds=5.8ln(-1.23ln(2.0v))

50-5d=1.6Mg/m3
d=1.8Mg/m3

-10
-15
-20
1E-6 1E-5 1E-4 1E-3 0.01

総流量とベントナイトが流出した質量の関係0.11

流速 v (m/s)

図-8

－25－

膨潤量と流速の関係

10100

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究③工学規模での緩衝材流出試験
小型セルを用いた緩衝材流出試験で、緩衝材とセルの界面に水みちが形成されることが確認された。これを受けて、水みちの形成に対する試験
体の大きさの影響を把握するため、供試体をスケールアップした試験を行った。試験には、直径500 mm×高さ 500 mm の円筒状の緩衝材を用いた。
アクリルセルと緩衝材の間には 30 mm の隙間があるため、緩衝材は、膨潤後の平均乾燥密度が 1.6
3
Mg/m 程度になるように作製した。供試体の底面から上面に向かって蒸留水を 0.1 L/min で通水した。
通水後、5 日目および 14 日目における試験状
況を図-9 に示す。通水により、緩衝材とセルとの界面に階段状の水みちの形成が観察された。これは、緩衝材の膨潤が一様ではなく、膨潤が早期に発生する場所と遅れて発生する場所が存在し、遅れて膨潤する場所が選択的に水みちとなるためであると考えられる。
また、この試験ケースを対象に、工学的対策の案の一つとして、人工不陸（処分孔内部において人工的に作成する凸部）を取り上げ、その効果を調べた。人工不陸があることによって、先に述べた膨潤が遅れて発生する領域が押しつけられ、水みちの形成を防ぐことが期待できる。図-10 に試験装置の概略図を示す。試験の結果、人工不陸の下側に水みちが形成されても、通水圧の増加に
より緩衝材を上に押し上げることによって、水みちを塞ぐ効果があることが確認された。

下段

5 日目

中段

14 日目

図-9

工学規模試験における水みち形成状況

図-10

緩衝材流出対策としての人工不陸(4)地下研究施設における緩衝材流出試験
地下環境における緩衝材の流出挙動を調査す
ることを目的として、幌延深地層研究センターの地下 350 m 坑道で緩衝材流出試験を実施した。試3
験には、高さ 100 mm、乾燥密度 1.6 Mg/m の緩衝材ブロックを使用し、それを 6 段積み上げて試験孔に定置した。緩衝材ブロックと試験孔の隙間には、直径 4 mm と 0.3 mm のベントナイトペレット
を重量比 1：1 で事前に混合し、自然落下させて充填した。
緩衝材を定置した後、地下水が浸潤することによりベントナイトペレットが膨潤し、緩衝材ブロックと処分孔の隙間が閉塞されることが確認された。しかし、水みちの形成、継続的な緩衝材の流出は観察されなかった。この原因は、試験孔近傍の地下水が試験孔の上部に見られた割れ目を選択的に通過したため、実験室での試験とは異なり、水みちの形成に十分な流量が緩衝材に作用しなかったためであると考えられる。本年度の試験により、地下水環境での緩衝材の膨潤挙動については把握できたため、次年度はこれを踏まえた緩衝材の施工条件を設定し、地下環境での緩衝材の水みちの形成を観察するために十分な流量を確保できるよう、割れ目を塞ぐ等の対策を施した上で、流出挙動について観察を行う予定である。
1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業 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 平成 19 年度～平成 24 年度の取りまとめ報告書、20132) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 高レベル放射性廃棄物処分関連 処分システム工学確証技術開発 報告書（第 2 分冊）人工バリア品質／健全性評価手法の構
築-緩衝材-、2015
3) Ichikawa, Yasuaki, Selvadurai, A.P.S.:Transport
Phenomena in Porous Media Aspects of Micro/Macro
Behaviour, Springer-Verlag Berlin Heidelberg,
p.173, 2012
4) 小石眞純、榑松一彦、ナノテクノロジー時代の含浸技術の基礎と応用、テクノシステム、pp.79-83、2007－26－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-3 モニタリング関連技術の整備◇事業の概要本事業では、高レベル放射性廃棄物の地層処分を対象に処分システムの状況等に関わるモニタ
リングに関する研究と制度的管理の一環である
記録保存に関する調査を実施している。モニタリ
ングについては、サイト調査前から閉鎖後の各段
1)階を対象に意義や目的について整理 した上で、適用可能性のある測定方法を調査し、地層処分モニタリング技術メニュー（以下、技術メニュー）として整備している。一方、記録保存については、
地層処分における記録の長期保存に係る要件、課
2)
題、方策等の整理 、最新動向の調査を実施している。
平成 26 年度は、平成 25 年度に立案した 5 年間の研究計画の 2 年目として、モニタリングの枠組
みと技術的側面に関する検討、記録保存に関する
3)
調査及び技術メニューの整備を実施した 。
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果(1)地層処分モニタリングの枠組みに関する検討
本検討では、地層処分における各種のモニタ
リングについて分類し、特に処分場操業期間中に実施される閉鎖後の安全性に関するモニタリ
ング（性能確認モニタリング）について検討を実施している。また、平成 26 年度はこれに加え、操業時の安全性に関するモニタリング及び廃棄体（オーバーパック）の回収可能性に関わるモ
ニタリングについて検討を行った。
性能確認モニタリングは、人工バリアの長期健全性に影響を与える外部因子の確認等が含まれ、1-1 のオーバーパックに関する検討及び 1-2の緩衝材に関する検討における、長期健全性に関する指標と関連するものである。性能確認モ
ニタリングの具体的なパラメータの候補の検討においては、モニタリングの実施が考えられる処分場の操業期間内においてバリア性能に影響を与え得る事象として、緩衝材と坑道埋め戻し
材の再冠水過程（膨潤過程）に着目した検討を行った。検討においてははじめに緩衝材と坑道－27－

埋め戻し材の安全機能、技術要件に影響する FEP(Features, Events and Processes)について、
4)
5)「第 2 次取りまとめ」 の FEP と、SKB(2010)
において再冠水過程（不飽和フェーズ）にて重要とされた FEP の対比により選定した。次にこれらの FEP に対応するモニタリングパラメータ
を、既往の技術でモニタリングできること（技術的実現性）を考慮して抽出した。この結果、
モニタリングパラメータは緩衝材について全圧、間隙水圧、含水比、温度、変位、排水中の緩衝材量及びコロイド量、坑道埋め戻し材について
全圧、間隙水圧、含水比に限定された。
このように、人工バリア内でのモニタリング
では技術的制約により、得られる情報が限定される。このため、幅広い情報を基に人工バリアの性能を確認することを目的とし、人工バリアの性能に影響を与え得るニアフィールドの事象をモニタリングし、人工バリアの性能について
間接的に情報を得る方法について検討を行った。
ニアフィールドのモニタリングによる人工バ
リア性能の確認に関する検討では、ニアフィー
ル ド の 各 FEP の 重 要 性 を 評 価 し て い る
6)Posiva(2012) を参照して FEP 内容を整理することで人工バリア性能に影響を与える要因（熱、水理、岩盤力学、化学）を特定し、これらに関連する約 30 種類のモニタリングパラメータの候補を抽出した。なお、坑道での施工が予測されるセメント系材料による影響等については、
7)「TRU 第 2 次取りまとめ」 も参照した。次に、国内外の地下研究所での計測、モニタリングの実績等を勘案し、技術的実現性よりパラメータへの絞り込みを行った。ニアフィールドのモニ
タリングにおいては坑道の埋め戻し前と後で状況が異なるが、埋め戻し前で、モニタリング箇所にアクセス可能な状態では、現場でのセンサによる測定と、サンプリングと室内測定を組み合わせることで、ほぼ全てのモニタリングパラ
メータの候補がモニタリング可能と推定された。
さらに、センサ類で直接計測可能なパラメータのモニタリングシステムについて、技術メニュ
ーや、性能確認モニタリングに関する国際共同
研究 MoDeRn (Monitoring Developments for Safe
Repository Operation and Staged Closure）プ
ロジェクトに参画して地層処分におけるモニタ
8)
リング技術を取りまとめた報告書 （以下、

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

MoDeRn 技術報告書）に基づいて検討した。最後に、モニタリング結果の反映として、オーバー
パック、緩衝材及び埋め戻し材・止水プラグの9)
技術要件 ごとのニアフィールドでのモニタリ
ングによる確認項目を示した。これにより、人工バリアの性能確認に果たすニアフィールドのモニタリングの役割を示すことができた。
地層処分場の操業時には、労働安全や放射線安全等の作業員の安全性に関するモニタリングが実施される。本年度は、作業時の安全に関する異常状態や事故等の項目を抽出し、これらの項目に関連するモニタリングに適用可能な技術8)について、技術メニューや MoDeRn 技術報告書等を対象に調査を行い、計測、モニタリングするパラメータとその方式の例を整理した。その結果、これらのモニタリングは基本的に坑道埋め戻し前のアクセス可能な状態、機器の交換が可能な状態で実施されるものであることから、既存技術にて可能とされた。
廃棄体の回収可能性に関連したモニタリング
については、「回収を実施する際の安全性」及び「一部の廃棄体を回収した際に回収行為が他の廃棄体のバリア性能に与える影響」という観点から検討を実施した。検討対象を処分孔竪置き方式として、処分坑道端部のプラグまでが施工された状態を初期条件とした。廃棄体の回収時には、作業が進むにつれ、プラグ、坑道埋め戻
し材、緩衝材が順に除去され、最終的に廃棄体が回収されることを想定した。次に、これらの作業の段階ごとに、坑道やニアフィールド、人工バリアの状態について、力学的影響、水理的影響、化学的影響、熱的影響による変化を整理し、これらの状態変化に関するモニタリングパ
ラメータの候補を抽出した。これらのパラメー
タは、現場でのセンサによる測定と、サンプリ
ングと室内測定の組み合わせによりモニタリン
グされるものと想定できた。
(2)地層処分モニタリングの技術的側面の検討
8)
本検討では先ず、MoDeRn 技術報告書 を基にモニタリング技術の現状について、パラメータごとに、現地でのセンサによるモニタリングと、
サンプリングと室内分析によるモニタリングに分けて再整理を行い、(1)の検討に反映した。
次にモニタリング実施上の技術的制約事項で－28－あるモニタリング機器の設置による水みちの形成を制限し得る、地中無線モニタリング技術の開発を昨年度に引き続き実施した。地中無線モ
ニタリング技術を用いることにより、坑道が埋め戻された後も、人工バリアやニアフィールドの状態を把握することが可能となる。
地中無線モニタリング技術の開発に於いては、昨年度抽出した課題を踏まえ、中継システムの多段化の検討、モニタリング装置への長期給電技術に関する検討を実施した。さらに、日本原子力研究開発機構との共同研究として幌延深地層研究センターにおける人工バリア性能確認試
験及び瑞浪超深地層研究所における再冠水試験への適用、フランス・ANDRA(放射性廃棄物管理機関)との共同研究として緩衝材膨潤挙動の長期モニタリング、長距離通信試験のための機器製作及びワークショップの開催を実施した。
地中無線中継装置については平成 25 年度までに 1 段の中継のための装置開発と中継通信試験を実施し、通信の成立を確認した。しかしながら地層処分場でのモニタリングへの適用のためには、内部電源での運用と複数段、複数経路での中継等の課題が残されている。地中無線中継装置を地層処分場でのモニタリングに適用する
場合、中継装置は坑道埋め戻し材中に設置されるものと予測される。この場合、内部電源での運用が不可欠であるが、これは同時に通信距離の制限を伴うため、中継の多段化が必要となる。
また、中継を多段化することで、地層処分施設
が段階的に埋め戻され、複数のプラグをまたいでモニタリングデータを送る必要性が生じた場合にも対応可能となる。これに加え、中継の経路を複数設けることにより、一部の中継装置が故障した場合にもモニタリングデータの受信が可能となる（図-1）。本年度は中継の多段化、複数経路化において課題となる、電力消費の低減
方法や送受信に用いる時計の同期方法を検討し、基本的な技術的実現性を示した。
地中無線装置を用いた長期モニタリングに必要となる電力供給技術については、昨年度の文献調査結果を基に、電磁波による給電技術及び放射性同位体熱電気変換器（以下、RTG）による給電を有力な候補として選定し、これらの技術について検討を行った。なお、現在の地中無線
送信装置の電源であるリチウム系一次電池での

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

運用可能期間は約 10 年間である。

緩衝材膨潤挙動の長期モニタリングを継続するとともに、長距離通信試験のための機器製作を実施した。長距離通信試験は平成 27 年度に ANDRA
により実施される計画である。また、地中無線
モニタリングに関するワークショップを開催し、成果の普及と今後の開発課題に関する検討を行
った。

受信装置

ノード（中継装置）
配置概念図
１グループ８台を２列に配置した例
中継装置 1 台の通信可能距離図-1

地中無線装置による複数段、複数経路でのデータ中継のイメージ（●、●：中継装置、●：受信装置）

電磁波による電力伝送については、緩衝材中に設置された地中無線モニタリング装置への電力供給を想定し、電力供給に優位な手法として
磁界共振結合方式を選定するとともに最適な周波数を選定した。その後、緩衝材を媒体とした電力伝送試験を実施し、電力供給が基本的に可能であることを示した。
RTG については、処分坑道に設置した地中無線
モニタリング装置の電源として、人工衛星用の既存の RTG を適用した場合を想定し、熱伝搬及び電磁波伝搬に関する解析を実施した。その結果、発電に必要な RTG 内部と設置環境の温度差を確保したうえで、坑道埋め戻し材と無線モニタリング装置に有意な熱影響を与えない発電条
件に関する知見を得た。また、金属材料を多用する RTG が地中無線モニタリング装置による通信に有意な影響を与えないための、RTG と無線モニタリング装置間の距離に関する知見を得た。
これらの技術開発に加え、地中無線モニタリ
ング装置の適用性の実証として、日本原子力研
究開発機構の幌延深地層研究センターにおける
人工バリア性能確認試験の緩衝材及び坑道埋め戻し材中に小型地中無線送信装置を設置し（図-2）、土圧及び間隙水圧のモニタリングを開始した。また、瑞浪超深地層研究所における坑道冠
水試験での水圧モニタリングのための装置の設置を行った。
さらに、フランス・ANDRA との共同研究として

図-2

人工バリア性能確認試験における模擬処分孔中の緩衝材ブロックへの小型地中無線送信装置の設置状況（左下：土圧計、左上及び右上：間隙水圧計）(3)記録保存に関する調査及び技術メニューの整備
本調査の目的は、高レベル放射性廃棄物の地層処分における記録保存について、その目的、具体的方策及び技術的可能性を検討し、国及び関連機関等が記録保存計画を策定する際の判断
材料を整備することである。平成 26 年度は、記録保存に関する技術的進展に関する調査を実施するとともに、平成 25 年度に引き続き OECD/NEAの 記 録 保 存 に 関 す る プ ロ ジ ェ ク ト （ RK&M
（Records, Knowledge and Memory：記録、知識、記憶）プロジェクト）について主要報告書を調査した。また、記録保存に関する既往の調査結果を、モニタリング技術に関する調査結果と同様に技術メニューに収録した。
記録保存に関する技術的進展として、平成 26
年に開発された石英ガラスにブルーレイディス
10)
ク並みの容量のデータを記録する技術 について調査し、地層処分への適用可能性については、
11)
既往の類似技術 と同様に読み取り装置の維持管理に課題を持つことを示した。
OECD/NEA の RK&M プロジェクトに関し、調査を行った文献は以下のとおりである。

－29－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究12)

・「地層処分場のモニタリング」
13)
・「マーカーに関する文献整理」
14)
・「津波石碑の考察」
15)
・「記録の喪失に関する検討」
これらの主要報告書のうち「地層処分場のモ
12)
ニタリング」 は、地層処分場のモニタリングと「記録、知識、記憶」との関連について検討している。報告書の結論として、地元ステークホ
ルダが、施設におけるモニタリングと「記録、知識、記憶」の保存に関心を持っており、共通理解を実現すべきこと、様々な国々において地
元自治体が放射性廃棄物管理プログラムの様々な段階への関与を深めるに伴い「記録、知識、記憶」の保存への関心が高まる傾向にあることが述べられている。さらに、モニタリングと「記録、知識、記憶」の保存を包含する概念的枠組みとして「監視（oversight）」を挙げた上で、監視の組織化や推移に関する決定に関するステークホルダとの議論の必要性を述べている。
13)「マーカーに関する文献整理」 では、処分場への侵入に関する動機の分析等を行い、マーカー単独での処分場への侵入阻止は困難であるとの結論に達している。また、「津波石碑の考察」
14)
では、日本の津波に関する石碑をマーカーのア
ナログとして検討し、石碑の寿命（最長で千年）
は、類似の時間スケールにわたるマーカーの残存可能性を例証していること、目に見えるマー
カーは記憶の保持に寄与するが、警戒機能が失われた歴史的物体になる可能性があることを述
べている。
15)
「記録の喪失に関する検討」 では、埋立地、有害廃棄物の工業用地、処分サイトの事例を対象に情報の喪失に係る調査・整理を行い、喪失要因の特定を行っている。
12)
上記の OECD/NEA の報告書 に示されるように、記録保存はモニタリングとの関連を有する。本
年度はこのような事項を勘案し、既往の記録保存に関する調査結果を技術メニューに収録した。
収録内容は以下のとおりである。
・長期的な記録の保存事例
・保存時期の設定
・保存技術の選定
・記録区分（階層）の設定
・背景情報の抽出
・記録の分散・配置の方法

・永続的な記録保管庫や媒体の設置
・媒体等の耐久性
・媒体等の配置の方法
・情報の階層化
・情報の表示形式（文字・図・シンボル）・記録保存の方策（記録保存システムの導出
経緯等）
1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、 地層
処分にかかわるモニタリングの研究－位置付け及び技術的可能性－、RWMC-TRJ- 04003、2004
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、地層処分にかかわる記録保存の研究－位置付け・方策・技術的可能性－、RWMC-TRJ 08001、 20093) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、平成
26 年度 地層処分技術調査等事業 処分システム工学確証技術
開発 報告書（第 3 分冊）－モニタリング関連技術の整備－、
2015
4) 核燃料サイクル開発機構、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、1999
5) SKB.FEP report for the safety assessment SR-Site, TR-1045, 20106) Posiva,Monitoring at Olkiluoto-a Programme for the Period
Before Repository Operation、2012-01, 20127) 電気事業連合会／核燃料サイクル開発機構、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まとめ－JNC TY1400 2005-013、 FEPC TRU-TR2-2005-02、2005
8) MoDeRn,State of Art Report on Monitoring Technology,
http://www.modern-fp7.eu/fileadmin/modern/docs/Deliver
ables/, 20139) 原子力発電環境整備機構（NUMO）、処分場の安全機能と技術要件、NUMO-TR-10-11、2011
10) 株式会社日立製作所、石英ガラスの内部にブルーレイディス
ク TM 並みの記録密度でデジタルデータの記録・再生に成功、
http://www.hitachi.co.jp/New/cnews/month/2014/10/1020
a.pdf、2014
11) 株式会社日立製作所、石英ガラスの内部に CD 並み容量のデ
ジタルデータを記録・再生する技術を開発、http://www.
hitachi.co.jp/New/cnews/month/2012/09/0924.pdf、2012
12) OECD/NEA,Preservation of Records, Knowledge and Memory(RK&M) across Generations: Monitoring of Geological
Disposal Facilities: Technical and Social Aspects,
http://www.oecd-nea.org/rwm/docs/2014/rwm-r2014-2.pdf,
201413) OECD/NEA,Literature Survey on Markers and Memory
Preservation for Deep Geological Repositories,
Preservation of Records, Knowledge and Memory acrossGenerations (RK&M), https://www.oecd-nea.org/rwm/docs/
2013/rwm-r2013-5.pdf, 201314) OECD/NEA, Markers - Reflections on Intergenerational
Warnings in the Form of Japanese Tsunami Stones,
Preservation of Records, Knowledge and Memory acrossGenerations, https://www.oecd-nea.org/rwm/docs/2014/
rwm-r2014-4.pdf, 201415) OECD/NEA, Loss of Information, Records, Knowledge andMemory – Key Factors in the History of Conventional Waste
Disposal, Preservation of Records, Knowledge and Memory
across Generations, https://www.oecd-nea.org/rwm/docs/
2014/rwm-r2014-3.pdf, 2014－30－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-4 自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る基盤技術の開発◇事業の概要本事業は、地層処分システムに関わる巨大地震、津波等の対策技術を開発し、大規模な自然災害に対する処分システムの安全性確保に資することを目的とする。平成 24 年度においては、巨大地震・津波に代表される大規模な自然災害を原因とするリスク事象及びその影響を想定し、リスク低減に
1)
向けた 7 つの技術開発課題を抽出した 。抽出した技術開発課題から優先度が高いと考えた「施設計画技術」、「人工バリアの限界性能等の調査・試験」に対して工学的視点で検討を行い、対策技術に関わる技術調査や適用性確認試験等を平成 25
年度～平成 29 年度に実施するものである。
平成 25 年度における「施設計画技術」の検討では、災害による火災に着目し、簡易モデルによる火災解析、避難シミュレーションを実施し、評価手法の適用性を検討した。
「人工バリアの限界性能等の調査・試験」では、地上施設で火災が発生した場合の人工バリアへの影響（温度、塑性ひずみなど）について解析を行った。解析において必要となる高温時の緩衝材の熱特性データについて実験により取得した。一方、津波に伴う海水によるステンレスの腐食については、既存文献の調査を2)実施した 。
平成 26 年度においては、平成 25 年度の成果を踏まえ、操業安全を考慮した技術要件の調査・検討、火災事象に対する安全確保対策の検討及び人3)工バリアの限界性能等の調査・試験を実施した 。
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果(1)操業安全を考慮した技術要件の調査・検討
1)操業期間中の安全確保と技術要件実施主体である原子力発電環境整備機構
4)（NUMO）の操業期間中の安全確保の考え方 を踏まえた上で、放射線安全と一般労働安全の確保に向けた安全対策の対象となる技術要件を整理した。

2)放射線安全の確保に向けた対策の動向
技術要件の整理を受け、第二種廃棄物埋設施設
や地層処分施設と同様にガラス固化体を扱う施設である再処理施設の関係法令とともに最新の情報として福島第一原子力発電所の事故以降に施行された再処理施設、第二種廃棄物埋設施設の新規制基準における放射線安全に関する考え方について整理した。
3)一般労働安全の確保に向けた安全対策の検討
操業期間中の地層処分施設における一般労働安全の確保に関わる技術要件に対して過年度までに整理した技術開発課題との関連を整理した。
さらに、一般労働安全に係る安全確保の検討にあたり、平常時、災害発生時それぞれの対応の流れを把握するが必要である。図-1 に火災発生を想定した安全を確保の流れを示す。

図-1

火災発生時の安全確保の流れ

また、東北地方太平洋沖地震とそれに伴う津波による甚大な被害発生を契機に、原子力発電所を抱える自治体において原子力災害に伴う公衆安
全に係る防災計画が策定されつつある。このこと
から、一般労働安全の確保に資する情報として原子力防災に関する法令等を整理するとともに、原
子力災害特有の対策や事業者から行政に対する対応と初期対応段階における緊急防護措置について調査・整理を行った。
4)安全対策技術の考え方と評価方法に対する考察
地層処分システムの空間的なスケール（処分場、坑道、人工バリアなど）ごとに安全対策の考え方を整理した。さらに、安全対策技術を選択する際に必要となる評価方法について、一般的な施設における安全性の捉え方を踏まえ、客観的に判断す
る方法について整理するとともに、自然災害に対－31－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究する影響を確認する方法の一つとしてシミュレーションの活用及び必要性を提示した。さらに、国内での地層処分施設建設の実施事例がなく、予期しない事象が起きることも考えられるため、Plan（計画）→ Do（実行）→ Check（評価）→
Action（改善）の 4 つの段階（PDCA サイクル手法）を継続的に実施し、施設の安全性を高めていくことが重要ある。
(2)火災事象に対する安全確保対策の検討
1)通気解析に関わる数値解析技術の検討
地層処分施設における火災による煙や熱などの流れを検討するにあたっては、通気をより正確に解析することが重要である。そのため、通気解析の根幹となる流体の力学特性である物質の運動を表現する支配方程式や数値解析技術（離散化法）
について整理・検討を行った。支配方程式については坑道の総延長が長く、合流部が多いことから、
壁面摩擦や粘性を考慮したナビエ・ストークスの式を用いることとした。離散化法については、粗いメッシュでも質量の保存則等が成り立ち易いことを踏まえ、有限体積法を用いることとした。
2)地層処分施設の解析条件の設定
地層処分施設の形状・寸法等については、「第5)2 次取りまとめ」 を踏まえて設定し、通気解析
及び火災影響評価を行うにあたって必要となる
風量（風速）、坑内温度、酸素濃度、二酸化炭素
濃度の閾値については、労働安全衛生規則、換気6)
技術指針 などを参考とした。
また、「第 2 次取りまとめ」では建設中パネル、操業パネル、埋戻しパネルの各パネルには立坑が2 本以上存在することになっている。その立坑を入気・排気用の坑道とすることにより、パネル毎に独立して通気が確保されると仮定した。通気解析の対象となるパネルについては、掘削中の坑道や作業員の有無を考慮し、風量が多く必要な建設
中パネルとした（図-2）。

建設中パネルのモデル化にあたっては、全てを
3 次元モデル化すると膨大な計算格子数となり、計算時間がかかることから、気流の乱れが小さい
区間を 1 次元モデル化して併用することにより計算負荷を抑えた。
3)解析の実施
図-3 に示す手順に従い、火災事象に対する検討した。
通 気 解 析地層処分施設内の通気を確認

火 災 解 析火災による熱、ガスの移動の確認

避難ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ

火災による施設の影響評価

図-3

火災事象における検討の流れ

作業員の安全確保から全ての坑道に通気を確保する条件で通気解析を実施したところ、分岐後の坑道において風量を確保できないことが分かった。そこで、分岐部に局所ファンを設置して通気を強制的に変えることとした。具体的には、掘削中の処分坑道は、局所ファンを設置して通気し、掘削済みの処分坑道はダクト等で繋いで過大な風量にならないように設定して通気解析を行った。
また、切羽付近での火災を想定した解析を実施したところ、比重が軽い一酸化炭素（CO）は、発
火から 120 秒後までは坑道上部で拡散し（図-4）、
180 秒後に下部に拡がり、坑道断面全体で拡散する結果となった。また、熱の拡散については、COの拡散速度より速く、900 秒後でも坑道上部で熱が広がっている結果となった（図-5）。
CO 濃度0.010%
0.005%
主要坑道付近切羽
0%

図-4

処分坑道内における火災解析結果（CO）

主要坑道付近

切羽

温度
37℃

30℃

図-2

図-5

建設中パネルと作業員の配置イメージ－32－

処分坑道内における火災解析結果（温度）Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

避難シミュレーションでは、処分坑道に各 6 名の作業員を配置し、門扉などの障害物を想定した
ところ、図-6 に示すように作業員の避難速度の低下や避難完了の遅れが生じる結果となった。これにより、火災解析を避難シミュレーションと組み合わせる手法により障害物や安全対策の効果に対して定量的に評価（見える化）できることを確認した。

施設での火災解析でも確認できたように、多量の燃料に対して局所的に酸素が足りず、燃料が燃焼することなく流出したことが考えられる。すなわ
ち、坑道の断面積や風量を抑えることが、火災に対する減災対策になることが分かった。

門扉
避難完了率

門扉

図-8
経過時間

図-6

避難シミュレーションによる解析結果(3)人工バリアの限界性能等の調査・試験
1)人工バリアの熱応力解析による火災影響の検討
昨年度の地上施設での火災解析を踏まえ、地下施設で火災が発生した場合の人工バリアの影響について検討を行った（図-7）。

発熱曲線と火災解析曲線

伝熱解析では、火災によるオーバーパックへの入熱は蓋上面からが主であるため、伝熱解析ではオーバーパック蓋上部の温度上昇が顕著である
結果となった。特に、蓋上部において局所的に1,000℃超となる部位が見られた。また、1,000℃
超の最高温度到達時におけるオーバーパックの胴部の温度は、上部近傍の領域を除くと 200℃以下であり、内部のガラスの温度上昇は約 1.5℃にとどまった。
1,064℃まで上昇

最大 1.5℃の上昇

図-7

地下施設における火災影響

図-9

検討手順としては、シナリオ設定、火災曲線の解析、伝熱解析、応力解析の順に実施し、人工バ
リアの応力分布等を求めて検討を行った。
シナリオ設定では、オーバーパック定置直後に搬送・定置装置のバッテリーパックが燃焼すると仮定し、風速 0.5m/s と 2.0m/s に対する発熱曲線を設定した。しかしながら、火災解析結果による発熱量は、風速を速く設定した 2.0m/s の場合でも図-8 に示すように発熱曲線の最大値を 20MW ほ
ど下回る 80MW であった。原因は、昨年度の地上

火災発生後最高温度到達時（1,440 秒後）の温度分布（単位：℃）

応力解析では、温度分布に伴って生じる熱応力の発生が胴部にもみられるが、火災が鎮火して時間が経過するにつれて、蓋部近傍を除いて初期応
力分布に近い状態に戻る結果となった。
2)地上施設で火災発生を想定したガラス固化
体キャニスタの特性データの取得
実験で取得した SUS304L の物性値（0.2%耐力、
ヤング率、線膨張係数）と平成 25 年度の火災解析－33－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究において 600℃以下の物性値を基に外挿した値とを比較した結果、ヤング率と線膨張係数に大きな差は見られなかった（図-10）。0.2%耐力について
は、実験で取得した値の方が、外挿した値よりも大きい結果となった。平成 25 年度の解析は、実験で取得した応力より小さい値の降伏条件（安全側）
で解析した結果であり、塑性ひずみが小さかった
ことから、再解析する必要はないと判断した。

図-10

SUS304L の物性値（線膨張係数）

3)津波に伴うガラス固化体キャニスタの腐食環
境（温度）条件設定に関する整理平成 25 年度の海水等によるステンレスの腐食に関する文献調査を踏まえ、地層処分施設におけるガラス固化体キャニスタ周辺の環境条件について解析、検討を行った。解析に用いたシナリオ
は、図-11 に示すように地上施設でガラス固化体
を仮置き中に津波の被害を受け、ガラス固化体キ
ャニスタの半分の高さまで海水が浸漬したと想
定した。

図-11

浸漬後モデルの概念図

解析では、ガラス固化体キャニスタ上部で海洋性湿潤大気環境になる一方、崩壊熱によって 25℃の海水が 50～80℃程度まで加熱されるとともに酸化性が強まる可能性と想定した条件でのガラス固化体のキャニスタは、浸漬した約 400 時間後に応力腐食割れ（SCC）の発生が示された。
平成 25 年度、平成 26 年度における火災事象を中心とした解析、検討結果を以下に整理した。
「施設計画技術」の検討では、作業員の安全確保の観点から火災解析と避難シミュレーション
を組み合わせることにより安全対策の効果に対して定量的に評価できることを確認した。
通気解析では、分合流部等の複雑な通気をより正確に解析可能な 3 次元解析で実施したところ、分岐部において局所ファンを設置して通気を確保する必要がある。また、火災解析では、作業員の安全確保の観点から換気設備を動かす条件としたが、電源喪失による換気設備の停止時の安全対策についても検討する必要がある。
「人工バリアの限界性能等の調査・試験」では、地上施設、地下施設での火災を想定した人工バリ
アへの影響評価手法を提示するとともに、解析を実施した。また、解析に必要となる高温時の熱特性・力学的特性データを実験により取得した。解析結果からは、想定以上の酸素が供給されることがなければ、人工バリアへ大きな影響を与えないとことが分かった。今後は、平成 25 年度に作成
した 5 カ年計画を踏まえ、津波・落盤等の災害による人工バリアへの影響を検討するために必要なデータの取得、整備を図る。
1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業 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、20132) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等事業 高レベル放射性廃棄物処分関連 処分システム工学確証技術開発（第 4分冊）自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る基盤技術の開発、2014
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 高レベル放射性廃棄物処分関連 処分システム工学確証技術開発（第 4分冊）自然災害に対する操業期間中の安全対策に関る基盤技術の開発、2015
4) 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）、NUMO-TR-11-01、平成 23 年 9 月
5) 核燃料サイクル開発機構、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－、平成 11 年 11 月
6) 建設業労働災害防止協会、新版・ずい道等建設工事における換気技術指針(換気技術の設計および粉塵等の測定)、平成 24 年 3 月－34－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

表-1

２．地層処分回収技術高度化開発

事業の全体スケジュール
平成 23 年度

平 24 年度

平 25 年度

平 26 年度

策定

見直し

見直し

見直し

実証試験
地下実証試験計画◇事業の概要まとめ
装置開発

高レベル放射性廃棄物地層処分における廃棄体の回収可能性に関して、平成 18 年 9 月に取りまとめられた「放射性廃棄物の地層処分に係る安全規制制度のあり方について」（総合資源エネルギー調
査会原子力安全部会廃棄物安全小委員会）では、
基本的に廃棄体を回収するような事態が生ずることはないと考えられるとしながらも、処分場閉鎖までの間は廃棄体の回収可能性を維持することが必要であると記されている。また、平成 24 年 12月 25 日に原子力委員会が発表した「今後の原子力研究開発の在り方について（見解）」において、回収可能性の合理的な担保のあり方に関する研究開発を継続的に進めることが重要である、と記されている。なお、平成 27 年 5 月に改定された「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」では、
特定放射性廃棄物が最終処分施設に搬入された後においても、安全な管理が合理的に継続される範囲内で、最終処分施設の閉鎖までの間の廃棄物の搬出の可能性（回収可能性）を確保するものとす
る、と記されている。
また、資源エネルギー庁の基盤研究開発では、回収技術の中核技術を塩水を利用した緩衝材除去
1)技術とし、その適用性が検討された 。
本事業は、地下環境で適用可能な回収装置の開発を表 1 に示すスケジュールに即して、平成 23 年度から実施している。本年度は、事業の最終年度
2)として以下の内容を実施した 。
(1)緩衝材除去システムの改良及び総合動作確認(2)地下環境での実証試験計画の見直し(3)処分施設における回収維持期間の検討
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果(1)緩衝材除去システムの改良及び総合動作確認
本年度は、事業の最終年度であり、平成 25 年
度までに製作した緩衝材除去システムの課題を基にシステム改良後、総合動作確認試験によりシステムの操作性、成立性を確認した。図-1、表-2に緩衝材除去システムの構成を示す。

（緩衝材除去システム）

策定

見直し

設計

製作

装置開発計画組立

改良装置の設計・製作
機能確認試験（地上）総合動作確認試験（地上）

回収維持期間 の検討③遠隔操作設備

塩水スラリー②塩水リユース設備

・無線 LAN・有線施設・無線

・水供給槽
・遠隔操作
・計測装置

・固液分離槽・塩水貯留槽・塩水噴射・スラリー吸引装置
・昇降装置（把持・振れ止め部）
・把持装置

・噴射ポンプ・吸引ポンプ①噴射・吸引設備図-1

緩衝材除去システムの構成

表-2

緩衝材除去システムの構成
緩衝材除去システム

構成設備

構成装置
（機能）

噴射・吸引設備
・油圧ユニット
・走行装置
・昇降装置
・把持装置
・塩水噴射・スラリー吸引装置

塩水リユース設備
・吸引ポンプ・噴射ポンプ・一時回収槽・固液分離槽・成分調整槽
・水供給槽
・塩水補給槽・塩水貯留槽・緊急貯留槽

遠隔操作設備・操作制御装置
・操作監視装置

1)緩衝材除去システムの改良
平成 25 年度の動作確認の結果、緩衝材除去時の噴射・吸引量のバランスを一時的に維持できなかった。そのため、塩水噴射・スラリー吸引装置の吸引ホースを径φ50、φ40 から径φ80 に交換
し、ホース材質を補強コード入り耐圧ホースとした。また、ホース径の拡張によるホース巻き取り装置の改良、搖動トルクの改良も併せて実施した。
（図-3）

－35－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

模擬処分孔

昇降装置
把持装置

模擬廃棄体

塩水噴射・スラリー吸引装置

図-3

緩衝材
除去対象

噴射・吸引設備
図-42)緩衝材除去システムの総合動作確認
改良後のシステムの総合動作確認として、①緩衝材除去（緩衝材除去特性）、②塩水リユース設
備の稼働（塩水リユース特性）、③遠隔操作によるシステム制御・監視を実施した。
a)試験方法地上に第 2 次取りまとめに示された処分坑道
及び処分孔を模擬した施設を準備し、模擬処分孔（内径：2,596mm、深さ：4,556mm）に実物大の緩衝材及び模擬廃棄体を設置し、処分孔竪置き方式
による緩衝材除去試験を実施した。
試験は、図-4 に示すように廃棄体上部～廃棄体側部までの緩衝材除去を実施した。

緩衝材除去対象エリア
表-2

項目

試験条件

模擬廃棄体

c)試験結果試験から得られた知見を以下に示す。試験結果
は、改良効果を確認するために平成 25 年度の緩衝材除去試験結果と比較した。
①緩衝材除去特性
・ 模擬廃棄体周囲の緩衝材（乾燥密度 1.6Mg/㎥、飽和度 60％程度）を除去できることを確認した。（図-5）・ 平成 26 年度は除去深度による速度低下はな
く、噴射・吸引機能の改良効果を確認した。
（表-3）
・ 模擬廃棄体周囲の緩衝材除去に約 77 時間を要した。（図-6）

－36－

直径
高さ
重量

820mm
1,730mm
約 6.1tベントナイト：ケイ砂=7 : 3
密度
1.6Mg/m3
飽和度
60%程度

緩衝材

直径

2,260mm

合計高さ 3,130m
隙間充填（模擬廃棄体～緩衝材）

ベントナイト 100%
密度1.37Mg/m3

形状

20mm 級，4mm 級，
1mm 級，0.3mm 級

塩水噴射条件b)試験条件試験に使用した緩衝材、模擬廃棄体及び緩衝材除去条件を表-2 に示す。また、緩衝材と模擬廃棄体の隙間（幅 t=20mm）にはペレットを充填（有効ベントナイト密度 1.37Mg/㎥）した。この状態から緩衝材除去を開始した。

試験条件

スラリー吸引条件

噴射圧力 0.6MPa±0.5%
噴射流量 15m3/h
ノズル径 φ2.2mm
ノズル数 下向き：16 ノズル×2 環
搖動速度 1cm/sec
吸引流量 15m3/h 以上(噴射流量×1.5 倍以上)

図-5
表-3

緩衝材除去試験状況
緩衝材除去速度

除去深度（除去部位）
0～300mm（円盤状緩衝材部位）
300～475mm（リング状+上部ペレット）
475～1,970mm 付近（リング状+側部ペレット部位）

平均除去速度(mm/h)
平成 25 年度

平成 26 年度

22.3

16.2

14.2

17.1

12.7

22.9

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

緩衝材除去形状

1,730mm
400mm
除去時間 77 時間

除去時間 42 時間
図-6

緩衝材除去形状と除去深度（3D スキャナデータ）②塩水リユース特性・ スラリー吸引流量は塩水噴射流量を上回り、噴射・吸引機能の改良効果を確認した。
・ 処理したスラリーの浮遊物質濃度（SS 濃度）
は平均 298mg/L であり塩水としてリユース
するには十分な濃度であった。（図-7）7000

リユース塩水濃度

6000
5000
スラリー濃度 平均4929mg/L

4000
3000
2000
1000

リユース塩水濃度 平均298mg/L

スラリー／塩水 SS [mg/L]

スラリー／塩水 SS [mg/L]

スラリー濃度
リユース塩水濃度

スラリー濃度7000a)試験方法
引き抜き試験では、上記（ⅰ）と（ⅱ）の状態を再現した引き抜き試験用試験体タイプ A、試験
タイプ B を用意した（図-8）。各試験体に使用する材料仕様を表-4 に示す。
引き抜き方向8000

8000①緩衝材と廃棄体側面間に発生する表面摩擦力②廃棄体底部に発生する負圧のうち、①の緩衝材と廃棄体側面間に発生する表面摩擦力を検討した。
表面摩擦力は、（ⅰ）緩衝材と廃棄体の隙間にペレットを充填する施工方式と（ⅱ）廃棄体定置
後に緩衝材と廃棄体の隙間が発生しない施工方
式、により異なると考えられる。そこで、要素試
験では（ⅰ）と（ⅱ）の表面摩擦力を把握するために、以下に示す試験体を用いた引き抜き試験を
実施した。

炭素鋼

6000

4000

100mm200mm

200mm

スラリー濃度 平均3236mg/L

3000

0

10

20

30

40

50

緩衝材除去時間[h](a) 平成 26 年度

図-7

60

70

80

100mm

ペレット

2000
1000
0

10

20

30

40

50

40

20 20 6 20 20mm

緩衝材除去時間 （h）(b)平成 25 年度

100mm

100mm

リユース塩水濃度 平均329mg/L

0

0

側
圧
側
圧
側圧

緩衝材

5000

6 40mm(ⅰ)試験体タイプ A (ⅱ)試験体タイプ B

ケース 1

固液分離設備前後の SS 濃度

図-8③遠隔操作性・ 固液分離槽のスラリーの固液分離機能、リユースの SS 濃度、塩分濃度、pH 等性状を遠隔操作設備内で監視しできることを確認した。
・ 模擬廃棄体の引き上げを実施し、昇降装置の引き上げ能力範囲で引き上げ可能なことを確認した。
以上、上記①、②、③の結果から、遠隔操作（制御・監視）により、実物大の緩衝材を除去し、模擬廃棄体を引き上げることができるシステムを開発した。

引き抜き試験の試験体及び試験状況
表-4

試験体に使用する材料仕様
仕様

ペレット
緩衝材
模擬廃棄体
（炭素鋼）

備考
緩衝材除去試験と0.3mm 級ペレット、4mm 級ペレット

同等仕様

クニゲル V1 70wt%、

緩衝材除去試験とケイ砂 3 号 15wt%、ケイ砂 5 号 15wt%

同等仕様

SFVC1（JIS G 3202）b)試験条件
各試験の条件を表-5 に示す。試験体は、人工バリア定置直後を想定した。各試験体には、0.05、
0.15、0.30、0.60MPa の側圧を作用させ、引き抜き時の引き抜き力を計測した。（図-8）3)異なる特性をもつ緩衝材への緩衝材除去シス
テムの適用性
廃棄体が緩衝材から受ける抵抗力以上の力で廃棄体引き上げを行えば、廃棄体を回収できるので、本事業では、廃棄体引き上げ時に作用する抵
抗力の把握を目的とした要素試験を実施した。
廃棄体に作用すると考えられる抵抗力として、

－37－

表-5
試験条件

試験条件

試験体タイプ A

試験体タイプ B

ペレット

緩衝材

緩衝材

乾燥密度

1.37 Mg/m3

1.60 Mg/m3

1.60 Mg/m3

含水比
（飽和度）

5～10 %※

20～23 %

20～23 %

（30～55%）（85～90%）（85～90%）

試験体に作用させる側圧0.05、0.15、0.30、0.60 MPa

引き抜き速度

0.2mm/min

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究c)試験結果図-9 に各試験体の最大表面摩擦力と側圧の関係を示す。側圧が小さい場合、試験体タイプ A が試験体タイプ B よりも表面摩擦力が低い値を示した。一方で、側圧が大きくなると表面摩擦力の差は生じなかった。
以上の結果から、人工バリア定置直後の比較的膨潤圧などの側圧が発生していない状態では、廃棄体と緩衝材の隙間にペレットを充填している方が、廃棄体回収時の引き抜く力が小さく、廃棄
体回収に有効と推定された。

表面摩擦応力 (MPa)

0.3

0.2

y = 0.2577x + 0.0591
R² = 0.9793
y = 0.364x + 0.002
R² = 0.9973

0.1

試験体タイプＡ

試験体タイプB

0.0
0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

側圧 (MPa)

図-9

表面摩擦応力（最大値）と側圧の関係(2)地下環境での実証試験計画の見直し
緩衝材除去システムを用いて、地下環境で緩衝材除去試験の実証試験を行うための試験計画の検討として、以下の 3 項目を実施した。
①実証試験に必要な装置、設備の調査・検討②実証試験に必要な試験坑道の断面、延長の検討③実証試験に必要な試験坑道の基本設計
本検討では、図-10 に示す幌延深地層研究センターの「深度 350m 調査坑道、試験坑道 2（坑道
断面φ4,000mm、坑道延長 25m）」を地下環境と設定し、緩衝材除去試験に必要となる設備、坑道断面等の検討を実施した。

検討対象：
試験坑道 2東立坑

図-10

幌延深地層研究センターの深度 350m 調査坑道 6)1)実証試験に必要な設備の調査・検討
前記（1）、2）で実施した緩衝材除去試験を試
験坑道 2 で実施するために必要なインフラ設備
を調査・検討し、必要なインフラ設備を明らかにした。
・ 緩衝材除去システムを稼働するためには、深度 350m 調査坑道内に、電気容量 100V 4kw、200V 48kw、400V 22kw の電気設備が必要となる。
・ 試験坑道 2 内の換気設備として送気管φ200、
排気管φ300 が必要となる。
また、東立坑から試験坑道 2 へ緩衝材除去シス
テムを運搬する場合、「噴射・吸引設備」を分割運搬する必要がある。
2)実証試験に必要な試験坑道の断面、延長の検討
緩衝材除去システムの「噴射・吸引設備」、「塩
水リユース設備」を試験坑道 2 内へ配置する検討を実施した。検討の結果、図-11 に示すように、緩衝材除去試験の実施のために必要な坑道断面、延長を明らかにした。
・ 試験坑道 2 を「第 2 次取りまとめ」の堆積岩系断面へ拡幅する。
・ 噴射・吸引設備、塩水リユース設備を配置するため、既設延長 L＝25m に対して、9.5m の掘削延長（新規掘削）を行い、坑道延長を34m とする。
・ 塩水リユース設備を試験坑道 2 に搬入するため、試験坑道入口部は、両端を 1,500mm 程
度拡幅する。
・ 分割運搬した（（2）、1）の検討結果）噴射・吸引設備を組み立てるため、幅 5,000mm、高さ 6,981mm（インバート上面から天端）、延
長 7,490mm の組立エリアを設ける。
・
3)実証試験に必要な試験坑道の基本設計（2）、2）で検討した坑道形状（図-11）について、支保工設計を実施した。支保工設計の検討断面は、最大断面となる噴射・吸引設備の組立エリ
ア （ Case1 ） と 最 大 拡 幅 断 面 と な る 坑 道 入 口（Case2）とした。（図-11）
支保工設計の検討方法として、既存の幌延地下施設の支保設計の考え方を踏襲し、岩盤の応力－
ひずみ関係は弾完全塑性モデルを採用し、2 次元
平面ひずみの条件下において解析を行った。

－38－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

解析により、試験坑道 2 に必要な支保工の仕様を明らかにした。
・ 組立エリアは、吹付けコンクリートのコンク
2
リート強度を f’
ck=36N/mm 、厚さを 30cm、鋼製支保工は高規格(HT590) HH-200 とする。
・ 坑道入口は、吹付けコンクリートのコンクリ
2ート強度を f’ck=36N/mm 、厚さを 20cm、鋼製支保工は高規格支保工 HH-154 とする。

の温度及び地下水水質を用いて、オーバーパック
に対する腐食影響、緩衝材の流出量を定量的に評
価した。
表-7

検討対象の定置方式及び坑道状態
定置方式

処分孔竪置き定置方式

処分孔横置き定置方式

処分孔横置き定置方式
（PEM）

処分坑道

処分坑道

Ⅰ

(3)処分施設における回収維持期間の検討
平成 25 年度より、処分施設を完全に埋め戻さずに、廃棄体を回収するための維持期間について検討を開始した。本年度は、表-7 に示す定置方式とその坑道状態を設定し、以下の 4 項目を実施した。
①処分施設を一定期間埋め戻さない場合に人工バリア性能に及ぼす影響の定量的評価（以下、人工バリア性能に及ぼす影響の定量的評価）②①の結果を基に処分施設の状態の検討及び回収維持期間の例示（以下、回収維持期間の例示）③②の結果に対する処分施設の維持管理方策の検討（以下、処分施設の維持管理方策の検討）④①～③の検討結果から残される課題の整理（以下、残される課題の整理）
1)人工バリア性能に及ぼす影響の定量的評価
表-7 に示す坑道状態Ⅰ～Ⅱに対して、処分坑
道内の温度について解析を実施し、廃棄体の発熱による坑道内の温度履歴、最高温度を把握した。
また、既往文献の調査により、セメント系材料による地下水への影響等を調査し、地下水の水質（降水系・海水系、pH など）について整理した。
以上の解析、文献調査結果から得られた坑道内

主要坑道
オーバーパック

主要坑道

緩衝材

オーバーパック 緩衝材

処分孔

処分坑道

処分坑道

処分坑道

膨出抑え蓋

Ⅱ

主要坑道
オーバーパック

主要坑道

緩衝材

坑道状態

主要坑道

オーバーパック 緩衝材

オーバーパック 緩衝材

処分孔

埋戻し材

処分坑道

埋戻し材
プラグ

埋戻し材

処分坑道

処分坑道

膨出抑え蓋

Ⅲ

プラグ

主要坑道
オーバーパック

主要坑道

緩衝材

プラグ

主要坑道

オーバーパック 緩衝材

オーバーパック 緩衝材

処分孔

埋戻し材

処分坑道

埋戻し材
プラグ

埋戻し材

処分坑道

処分坑道

膨出抑え蓋

Ⅳ

プラグ

プラグ

主要坑道
オーバーパック

主要坑道

主要坑道

オーバーパック 緩衝材

オーバーパック 緩衝材

緩衝材
処分孔

2)回収維持期間の例示
我が国におけるトンネル、鉱山の事例では、トンネル供用期間は最大で 70 年程度、鉱山の稼働期間は最大 150 年程度であることから、処分施設
を一定期間埋め戻さず人工バリア性能を維持する期間（回収維持期間）の例示として、これらの期間が目安となると考えられる。
3)処分施設の維持管理方策の検討
処分施設の維持管理方策として、一般的なトンネルの維持管理を例とし、坑道状態Ⅰ～Ⅲ（表-7）の場合に必要な方策を示した。

Case1

Case2

組立エリア

Case2
9500mm
Case1

Case1断面（組立エリア）

25000mm
34500mm実証試験に必要な坑道寸法
図-11

緩衝材除去試験に必要な坑道断面

－39－

拡幅

Case2断面（試験坑道入口部）

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究・ 人工バリア性能を維持できるようになるまで作業段階を進める（「第 2 次取りまとめ」の想定する作業段階）。
・ 人工バリア性能を低下させないように坑道環境を維持管理する。特に、坑道を埋め戻さない状態は、湧水対策が必須となる。
4)残される課題の整理
前記（3）の 1）～3）の検討結果から残された課題を以下のとおり整理した。
・ 処分坑道を埋め戻さず維持すると、廃棄体の発熱により緩衝材が高温環境下に曝される。この高温による人工バリア性能の影響を検証するため、緩衝材の高温環境下における長期挙動を含めた特性試験を通して、
人工バリア性能への影響を把握する必要がある。
・ 処分孔及び処分坑道を埋め戻さないことによる緩衝材の変質やオーバーパックの腐食への影響を検討するためには、坑道の埋戻しを前提とした人工バリアの設計に対する考え方を整理する必要がある。
・ 処分施設の維持管理は、計画、点検（調査）、対策工、記録などを総合して考える必要があり、別途、処分システム工学確証技術開発で検討されているモニタリングなどの成果を合わせた検討が必要である。
1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
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（第 1 分冊）遠隔操作技術高度化開発、2012
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度地層処分技術調査等事業（地層処分回収技
術高度化開発）報告書、2015
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度地層処分原子力発電施設広聴・広報等事業
地層処分実規模設備整備事業報告書、2014
4) 核燃料サイクル開発機構、わが国における高レベル放射性廃棄物地層処理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－分冊 2 地層処分の工学技術、
JNC TN1400 99-022、1999
5) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 23 年度地層処分技術調査等（高レベル放射性廃棄物処分関連 地層処分回収技術高度化開発）報告書、
2013
6) 花室孝弘、幌延深地層研究計画：平成 25 年度調査研究
成果報告、JAEA-Review 2014-039、2014－40－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

グループ１ 廃銀吸着剤：燃料溶解工程等のオフガス系で、主にヨウ素 129 を捕集したフィ
ルター
グループ２ ハル・エンドピース：使用済燃料をせん断、溶解した後に残る金属部材を圧縮成形したものグループ３ 濃縮廃液：使用済燃料の溶解液か
ら、ウラン、プルトニウムを抽出する際に発生する低レベル濃縮廃液を固化したもの
グループ４ その他の廃棄物

３．TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発◇事業の全体概要
本開発は、再処理工場および混合酸化物燃料の加工施設から発生する放射性廃棄物（TRU 廃棄物）の地層処分における人工バリア材の特性（ベントナイト系緩衝材・セメント系材料における長期にわたる複合的事象の評価）ならびに重要核種の影響（ヨウ素 129 及び炭素 14 による被ばく
線量の低減対策）について、特に長期評価の信頼性確保の観点から、これまでに明らかになった
課題を解決し、安全評価の信頼性を向上させることを目的としている。
TRU 廃棄物は、図-１に示すように、使用済燃料の再処理によってガラス固化体（高レベル廃棄物、
以下 HLW という）を製造する際に発生する種々の1)
廃棄物であり 、地層処分の対象となるものをその性状に基づいてグループ分けすると、以下の 42)
グループに区分される 。

図-1

TRU 廃棄物の地層処分では、効率的に処分を行う観点から、地質環境に応じて掘削可能な範囲で大口径の処分坑道に、ドラム缶やキャニスタ等を数体まとめて収納した容器を集積配置する処分
2)
方法が考えられている (図-2)。そのため、処分
坑道の空洞安定性を維持するための支保工や、容器内および容器間の充填材等に、大量のセメント系材料の使用が考えられている。また、核種の移行抑制を期待して、ベントナイト系材料を緩衝材2)として使用することも考えられている 。

使用済燃料の再処理工程と発生する TRU 廃棄物 1)－41－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

図-2

2)

第 2 次 TRU レポート で示された処分坑道の断面と各部材に期待する機能の例

図-2 に示すように、処分坑道内に設置された各
人工バリアのうち、充填材等に用いられるセメン
ト系材料及び緩衝材及び埋め戻し材に用いられる
ベントナイト系材料には、閉鎖後の長期にわたる
2)
核種の移行抑制に関わる機能が期待されている 。
これら人工バリア材料の性能は、地下水や廃棄体成分等との反応による化学的な変質によって変化するため、長期にわたる人工バリア材料の化学的変質について信頼性高く予測し、その安全尤度を示すことが必要である。加えて、ベントナイト
系材料の密度変化に伴う水理特性及びガス移行特性の変化や、各バリア材料の収着性の変化など上
述の材料間の相互作用によって生じる性能の変化について、ナチュラルアナログ等も活用して、予図-3

第 2 次 TRU レポートのレファレンスケース
2)に於ける線量評価結果測する必要がある。
また、図-3 に示すように、TRU 廃棄物の地層処分において、
影響線量を支配する核種はヨウ素 129
及び有機形態の炭素 14 である。これらは地質媒体
や人工バリア材への収着性が極めて低く、人工バ
リアおよび天然バリアに於ける移行遅延効果を見込めないため、十分な減衰効果を得ることが難しい。そのため、その影響低減には、固化体の性能や廃棄物からの放出過程の現実的な評価等、廃棄体からの放出を低く出来る技術や信頼性の高い放出データの蓄積ならびに放出モデルの構築が必要となる。
当センターは、TRU 廃棄物の安全評価の信頼性を高めることを目的として、前述のような人工バ
リア材料の長期的な変遷とその影響に関する評価
技術の構築・改良を進めるとともに、ヨウ素 129の影響低減対策としてヨウ素を長期間保持する固化体の開発を、炭素 14 の影響低減対策として、グループ 2 の放射化金属に含まれる炭素 14 の放出過程の現実的な評価を、それぞれ実施している。
以下に個別の実施内容について述べる。
1) 資源エネルギー庁 Web Site「放射性廃棄物のホームペ
ー ジ 」， http://www.enecho.meti.go.jp/category/electricity_and_gas/nuclear/rw/tru/tru01.html2) 電気事業連合会･核燃料サイクル開発機構、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
まとめ－、2005 年 9 月－42－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究◇事業の概要
再処理施設の操業に伴い、ヨウ素吸着材によって回収されるヨウ素 129（以下、I-129）は、半減期が 1,570 万年と長く、また、人工バリアや岩盤等への収着性が低いことから、地表まで移行するまでの時間は地下水流速等の地質環境条件の影響を受け易い。このため、TRU 廃棄物の地層処分の安全評価において、地質環境条件によっては被ば
く線量に大きな影響を及ぼす放射性核種となる。
本事業は、地層処分において I-129 による被ば
く線量の低減が可能であり、さらに長期性能評価
において不確実性が小さく、経済性の観点からも有効なヨウ素固定化技術を開発し、我が国の幅広い地質環境条件に柔軟に対応することのできる処分技術を提言することを目的としている。
天然バリア及び人工バリアへの収着性による移行遅延効果が十分期待できない I-129 の影響を低減するために、本事業では、固化体によってヨウ素を固定化する技術を開発することとし、固定化処理技術の開発目標値を①固化体からのヨウ素放出期間 10 万年以上(特に地質条件が悪い場合でもI-129 からの最大被ばく線量を現行よりも約 1 桁低減可能なヨウ素放出期間に相当)、②ヨウ素固定化処理プロセスにおけるヨウ素回収率 95％以上(未回収のヨウ素からの最大被ばく線量をできるだけ小さくするように設定)、として開発を進めている。平成 12 年度に実施した国内のヨウ素固
1)定化処理技術の調査結果 に基づき 7 つの技術について開発計画を策定し、開発を進めた。平成 16
年度にはヨウ素放出抑制能力と処理プロセスの成2)
立性を中心に評価を行い 、5 つの技術に絞り込んだ。平成 18 年度はそれまで検討を行った各固化体のヨウ素放出期間及び固定化処理プロセスの3)
成立性について、より詳細な検討を行い 、平成
19 年度には、目標とした 10 万年のヨウ素放出を見込める環境条件を提示するとともにヨウ素回収率を 95％以上とする目処が得られた技術を以下の4)3 つに絞り込んだ 。

② BPI ガ ラ ス 固 化 技 術 ： 無 機 イ オ ン 交 換 体
BiPbO2NO3 の NO3 をヨウ素で置換して BiPbO2I とし、ガラスフリットと混ぜて溶融固化する技術③セメント固化技術:廃銀吸着材から脱離させたヨウ素をヨウ素酸溶液とし、アルミナセメントにヨウ素の収着性の高いセメント水和鉱物である エト リンガ イト (AFt) や モノサル フェ ート(AFm)を生成させる目的で二水石膏を加えたセ
メントとともに混練し固化体を作製する技術
これら 3 つの技術に対し、固化体長期評価モデ
5)ルの確立や信頼性確保のための検討を実施した 。
また、上記技術開発は、平成 19 年度より平成
24 年度までの 6 カ年にわたる本事業の取りまとめ
6)の結果 を反映させ、今後 5 カ年で必要な研究開発計画を策定した後に実施した。
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果(1)アルミナ固化技術
ヨウ素閉じ込め性をより高めるため、廃銀吸着材に焼結性の高いα-アルミナ試薬を添加して固化体を作製した。このアルミナ混合固化体で浸漬試験を行ったところ、ヨウ素の規格化浸出量が低下し、これまでの固化体よりもヨウ素閉じ込め性を向上させることができた。
ヨウ素の溶解速度は時間とともに低下（図-1）
し、反応物の拡散移行過程または移行経路の形成
過程に支配されると考えられた。

①アルミナ固化技術：使用済みのヨウ素吸着材（以下、廃銀吸着材）を熱間等方圧加圧(HIP)
処理し、焼結体とする技術

－43－

1500

規格化浸出量 NL i , g/m2

3-1 ヨウ素 129 対策技術の信頼性向上

1000
H25年度緻密固化体

500

H26年度アルミナ混合固化体

0
図-1

0

5

10

15
20
time,d2530

アルミナ混合固化体のヨウ素規格化浸出量

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

このとき、アルミの規格化浸出量もこれまでの固化体より低下していて、アルミナ結晶粒界の状態
がヨウ素閉じ込め性に影響すると考えられた。
このように、α-アルミナ結晶を成長させてヨウ化銀を取り囲ませる方法が有効と考えられた（図-2）。今後、このアルミナ混合固化体を主に用いて評価していく。

旧固化体（常温脱気）

アルミナ添加（アルミナ90/廃銀吸着材10）

空隙率 15％

図-2

空隙率 3.2%

アルミナ固化体の内部構造（SEM，1 万倍）(2)BPI ガラス固化技術
多様な環境条件のひとつとして、炭酸イオンがガラス溶解及びヨウ素放出挙動に与える影響を評価した。ベントナイト平衡水+0.01MNaHCO3 溶液
では主にハイドロセルサイトで変質層が構成され、ベントナイト平衡水+0.1MNaHCO3 溶液になると、さらにセルサイト（PbCO3）のピークも認められた。この変質層の表面には Zn と Al を主成分とする炭酸塩が析出していた。
BPI ガラスの化学構造の詳細検討として、化学構造モデル精緻化のため、少量成分のビスマスや亜鉛の配位環境を J-PARC/MLF BL20(iMATERIA)を用いた中性子回析に基づき、中性子構造因子を導出して、局所構造に関する情報を取得した。

I：濃い紫 Pb：灰
Bi：明るい紫
B：緑 O：赤ガラスの構造モデルの構築
反映

ヨウ素放出モデルの初期配置
反映

後

0.0

このようにして求めた化学構造モデルを、モン
テカルロ法によるガラス溶解シミュレーションの初期配置に反映させることができた（図-3）。
これにより予備的な計算ではあるものの、長期浸漬試験結果を再現する見通しを得た。
(3)セメント固化技術
実規模サイズ（200 L）へのスケールアップを念頭に、熱的影響評価として固化体の温度分布の検討、鉱物組成の検討を行った。
温度分布の検討として硬化反応時の温度変化を取得した。型枠材質の影響は小さく、固化体規模が小さいほど最高温度が低いことを確認した。
また、0.2 L と 200 L の固化体サイズによって形成する鉱物組成に顕著な違いが無い（図-4）こともわかった。一方、ヨウ素が取り込まれる鉱物
相が固化体サイズによって異なり、実規模固化体作製における課題が明確になった。

水酸化
アルミニウム
未水和物
カルサイト
ハイドロ
ガーネット
モノサルフェート
エトリンガイト

20L
0.2L （中心部）

図-4

20L
（中心部）

セメント固化体の鉱物相とヨウ素含有率(4)技術選定の検討・準備
技術選定に向けた考え方や必要な評価項目など適宜整理し、必要な研究開発について抽出することを目的として、処分事業者及び再処理事業者に対して各技術の現状について説明し、課題や事業者としてのニーズを抽出し、現状の技術課題についてコンセンサスを得られた。今後必要な技術課題として実廃銀吸着材の分析や、固化体の性能を保証するための方策の検討がさらに必要であった。今後の事業化のスケジュール等を考慮し、技術選定のための要件について各技術の特性も踏まえ具体的に検討していく。

50.0 nm

図-3

0.2L

BPI ガラス固化体のモンテカルロ法
による溶解シミュレーション－44－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1) 財団法人原子力環境整備促進･資金管理センター、平成12 年度地層処分経済性向上調査 地層処分システム開発調査報告書、2001
2) 財団法人原子力環境整備促進･資金管理センター、平成
16 年度地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術調
査 ヨウ素固定化技術調査報告書、2005
3) 財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、平成 18 年度地層処分技術調査等 TRU 廃棄物関連処分技術
調査 ヨウ素固定化技術調査報告書、2007
4) 財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、平成 19 年度地層処分技術調査等委託費 TRU 廃棄物処分技術 ヨウ素・炭素処理・処分技術高度化開発 報告書（第１分冊）－ヨウ素固定化処理技術開発－、2008
5) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発報告書（第１分冊）－ヨウ素 129 対策技術の信頼性向上－、2015
6) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度地層処分技術調査等 TRU 廃棄物処分技術ヨウ素・炭素処理・処分技術高度化開発－平成 19 年度～
平成 24 年度の取りまとめ報告書－、2013－45－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

3-2 炭素 14 長期放出挙動評価◇事業の概要本事業は、使用済燃料の再処理過程で発生する
ハル（ジルカロイ被覆管）
・エンドピース（ステンレス鋼）に含まれる炭素 14(以下、C-14)の長期的放出挙動の評価の信頼性向上を目的として、平成
16 年度に開始した。研究は大きく 3 つの項目に分類される。第一に C-14 インベントリの合理的設
定方法の検討、第二に放射化金属からの C-14 放出挙動評価、第三に放出挙動評価の補完試験としての金属の腐食速度評価などのコールド試験（想定される処分環境温度 30℃～80℃での腐食試験）である。
事業開始以来、事業を効率よくかつ確実に前に進めるという観点から研究フェーズを区切って実施してきた。フェーズ 1 に該当する平成 16 年から
平成 18 年度までに、ジルカロイ被覆管・ステン
レス鋼の特性に関わる情報収集等を行い、試験計
画の立案を行うとともに、基礎試験を実施し、一1)部のデータを取得した 。
フェーズ 2 に該当する平成 19 年度から平成 24
年度までに、それまで PWR を代表として評価されていた C-14 のインベントリについて、炉型（PWR、BWR）や燃料型式、さらに材料毎の詳細なインベン
トリを初めて評価した。同時に C-14 の分析手法の見直しを行い、極めて低い濃度の C-14 の分析手法を確立させ、照射済み被覆管から放出される C-14を定量することが可能となったことにより、BWRの照射済み被覆管を用いた、10 年間の浸出試験計
2)
画をスタートした 。
また、長期にわたる C-14 の放出挙動を評価する
ために、ジルカロイ被覆管の短期的な腐食挙動に加え、長期の腐食挙動を把握する必要があったた
め、想定される処分環境での腐食試験を実施し、その試験により得られた腐食速度や酸化膜の性状等を基に、処分環境での腐食挙動と加速的な条件と考えられる高温（300℃前後、炉外）条件での腐食挙動とを比較した。それらが類似していれば数十年に及ぶ高温条件での知見の蓄積により得られた経験的な腐食挙動や腐食式の想定される処分環
境への適用が可能となり長期的な腐食挙動予測の信頼性を高めることが期待できる。従って、本事業では、ジルカロイについては、高温での試験等の結果を基に構築された腐食モデルの地層処分への適用性について今後も検討を進め、提案した長期予測の腐食式に基づく腐食モデルの構築に取り組むこととした。また、ステンレス鋼や瞬時放出とされている酸化膜からの C-14 の放出についても、ジルカロイの腐食による C-14 の放出に次いで優先度は高く、核種浸出の長期予測モデルの構築と、照射済み金属を対象とした試験を含めたデー
2）
タ取得による確証を実施することとした 。
これらフェーズ 2 の成果を踏まえ、平成 25 年度
からフェーズ 3 として、長期的な C-14 の放出挙動の調査（ホット試験および長期腐食試験）に加え、3）
下記に示す項目についても調査を実施している 。
・ジルカロイの長期腐食モデルの検討
・ステンレス鋼の長期腐食モデルの調査
・C-14 の化学形態の調査
・国際的な情報共有・調査
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。平成 26 年に実施
4)
した項目についてその成果を以下に示す 。

◇平成 26 年度の成果(1)ジルカロイの長期腐食モデルの検討
平成 26 年度は、ジルカロイの長期腐食モデルの検討のため、腐食速度へ影響を与える因子について試験を実施した。その結果、データの蓄積が行え、高温の炉外試験に基づくジルカロイ腐食式の想定される処分環境温度への適用について検討を進めることができた。なお、腐食速度へ影響を与える因子については、フェーズ 2 で検討が行2）
われており 、フェーズ 3 では、抽出された因子の中で影響度の大きいものから評価を行っている。今回対象とした因子は、処分環境における液性の違い、表面状態の違いによるものであり、以下に結果を示す。
ガラス製密封容器内で、30℃の純水にジルカロ
イを 2 年間浸漬させ、腐食試験後の容器内の水素ガス濃度およびジルカロイ試料の水素濃度分析を実施した。その結果、水素ガス濃度から算出した放出水素ガス等価腐食速度及び、吸収された水素量から求めた水素吸収等価腐食速度はそれぞ-4-3
れ 2～3×10 μm/y 及び約 3×10 μm/y、水素吸
収率は約 90～95％、被膜厚さは約 8～10nm という結果を得た。また、地下水に含まれる成分が腐食に及ぼす影響を調べるため、イオン交換水及び降水系模擬地下水を NaOH を用いて pH=12 に調整－46－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

さらに、腐食に影響を与える因子と考えられる
放射線の照射について本年度は、平成 19 年度に浸漬した酸化膜付照射済み被覆管(STEP I)1 試料の C-14 浸出データを取得した。その成果により、腐食速度へ与える影響について検討を行った。

1.00E+00

腐食速度/ μm ・y‐1

Zry‐4,30℃、NaOH(pH12.5)
Zry‐4,30℃,模擬地下水(pH12.5)

1.00E‐01

1.00E‐02

1.00E‐03(2)ステンレス鋼の長期腐食モデルの検討

0

200

400

600

800

経過時間 / day
図-1 ジルカロイの等価腐食速度に及ぼす模擬地下水の影響した液を用いた同様の試験を行ったところ、図-1に示すように等価腐食速度に大きな違いは見られなかった。
表面粗さの影響を調べる目的で、#200 及び#2000 の研磨紙で表面仕上げを行った試験片を 6ヶ月間浸漬した時点での水素ガス発生速度および水素吸収率を測定した結果、顕著な差異は認められず、表面の粗さが腐食速度に及ぼす影響は小さいことが示された。
次に、高温での試験等の結果を基に構築された腐食モデルの処分環境温度（30℃～80℃）への適用について検討を進めるため、そのメカニズムが同じであるか確認する目的で、中間の温度と処分環境温度で純水での腐食試験を行い、腐食挙動を高温腐食でのそれと比較した。その結果、試験温度 270℃の腐食増量の挙動はおおよそ 1/3 乗則に則っており、過去の知見データ（Hillner の高温
5)腐食式） とも整合性のある挙動を得られた。同時に、影響因子の一つである水素吸収について調べた結果、図-2 に示されるように試験温度 270℃で積算試験時間の増加に伴い、水素量がわずかに増加していた。一方、試験温度 180℃、210℃では水素量の増加は見られなかった。

図-2 水素量分析結果

本年度まで実施してきたステンレス鋼の腐食6)試験結果 から、現時点では図-3 に示すように、埋設初期はステンレス鋼中のイオンが表面に形成した不働態皮膜を超えて移動して電気化学的な反応により被膜が成長すると考えられる。不働態皮膜は、環境中での溶存酸素濃度、温度、pHなどの環境に応じて、平衡となる厚さまで成長するが、それ以降は溶出したイオンの溶液中での溶解度に応じて析出した（水）酸化物が不働態
皮膜上に堆積することで皮膜が成長するモデルが考えられる。なお、この部分の皮膜成長速度の例として、現時点では 30℃、pH12.5 での実験値からおおよそ 1nm/年程度という値が得られている。以上より、ステンレス鋼からの C-14 の放出挙動について、長期予測のためのモデルを検討するための基礎を構築できた。
★埋設前★埋設初期から★変曲点以降

変曲点以前
不動態皮膜

不動態皮膜

不動態皮膜

ステンレス
Fe+Cr

ステンレス
Fe+Cr

ステンレス
Fe+Cr

大 気 中での 平 衡となり

溶存酸素、温度、pH などにより皮膜を通してイオンが環境

一般的には数 nm 程度決定される皮膜厚さまで、イオ中に溶け出し、溶解度を超の厚さ

ンが不働態皮膜を越えて移動えたものが元々の皮膜上して成長する。

に堆積して成長する。

（拡散：1/2 乗則、<10nm）（溶解度平衡：直線則）

図-3 ステンレス鋼の不働態皮膜成長モデル(3)炭素化学形態の調査
アンプル試験の試料アンプルと四重極型質量分析計（QMS）を直結させるサンプリング・分析
システムを構築した(図-4)。直結することにより、アンプル試験における汚染を抑制することができ、メタン、エタン等はバックグラウンドの低減が実現し、有機ガス成分の微量分析が可能なことを確認した。これにより、C-14の化学形態の調査、把握を行うためのシステムを作ることできた。ただし、今回の試験では水素発生量から換算した炭
素溶出量の方が生成側の炭素総量より少なかったなどの問題点があり、対策等を検討する必要があることが確認された。

－47－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

④

⑥

⑦

⑧

⑨

MS

Ar
②

①

③
④’

②
⑩

③

⑤
① パージ用高純度 Ar② 蛇腹管③ 開封容器兼搬送容器④ ３方コック（パージ状態）④’ （サンプリング時）⑤ 冷却管（水分トラップ）⑥ ⑧ バルブ⑦ バッファータンク
あらかじめ真空にしておく⑨ 分析装置（真空系）⑩ 試験後の液相と気相が入ったアンプル

図-4 大気非開放サンプリング装置（概念図）

1)

2)

3)

4)

5)

6)

財団法人原子力環境整備促進･資金管理センター、平成 19 年度地層処分技術調査等委託費 TRU 廃棄物処分
技術 ヨウ素・炭素処理・処分技術高度化開発報告書（第 3 分冊）－C-14 の放出挙動等に関するデータの取得－、2008
公益財団法人原子力環境整備促進･資金管理センター、
平成 24 年度 地層処分技術調査等 TRU 廃棄物処分技術
ヨウ素・炭素処理・処分技術高度化開発－平成 19 年度～平成 24 年度のとりまとめ報告書、2013
公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等－放射化金属廃棄物
中の C-14 の放出挙動評価－報告書（第 3 分冊）、2014
公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処分
技術 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発 報告書(第 2 分冊) －炭素 14 長期放出挙動評価－、2015
E.Hillner, E.G.Franklin , J.E.Smee, Long-term
Corrosion of Zircaloy before ane after
Irradiation., Journal of Nuclear Materials
278,334-345, 2000
公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発報告書（第 2 分冊）－炭素 14
長期放出挙動評価－、2014－48－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究3-3 ナチュラルアナログ調査
Fossil TypeのNAサイト◇事業の概要Saile鉱山
Manleluag hot spring

本事業は、ナチュラルアナログ（以下、NA）調査を実施することで、アルカリ－緩衝材反応による緩衝材の長期変遷に関する直接的な根拠となるデータを取得し、フィールドデータと解析モデ
ルを活用したアルカリ変質現象の解釈に基づき、TRU 廃棄物処分における人工バリア性能評価に係るセメント系材料の影響による人工バリア（ベントナイト）の長期健全性評価の信頼性向上を図る
1)
ことを目的としている 。
平成 24 年度まで調査を実施した過去のアルカ
リ性地下水との反応が確認できたフィリピンの2)
Saile 鉱山の NA（“Fossil Type”の NA） に対して、平成 25 年度から５カ年の計画で、アルカリ
地下水の地球化学特性とその反応時間がより明確になり、また室内実験との対比も可能な過渡的なアルカリ変質現象の観察が可能な場として、現在もアルカリ地下水がベントナイト層に浸出しているフィリピンの（“Active Type”の）NA サイ
トおける調査を実施する。
3)
平成 26 年度は、平成 25 年度までの調査結果を踏まえ、(1) Bigbiga 地区（Saile 鉱山と同様に Zambales オフィオライトの西端のサイト）の調査（NA サイトの探査、NA サイト成立性の評価
及びアルカリ環境下でのベントナイトの長期変質プロセス、(2) 新規の NA 候補サイト（Palawan
及び Pinatubo：図-1 参照）の概査、(3) 年代測定
による反応時間の評価、(4) 地球化学シミュレー
ションモデルによる変質解析、について検討した。
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

Active TypeのNA候補サイト
Bigbiga

Zambales(Pinatubo)
PalawanZambales(Poonbato)◇平成 26 年度の成果(1)Bigbiga 地区の調査
1)NA サイトの探査
Bigbiga 地区においては、平成 25 年度までの調査結果及び地質調査に基づき、Well-1(DH08)
以外でアルカリ地下水が確認されている井戸（Well-3）の近傍で試錐孔(DH10)を掘削して、試錐調査を実施した（図-2 参照）。
Aksitero 累層（海洋性堆積物）と Zambales オ

－49－

図-1

NA 調査サイトの位置図

フィオライトの基盤岩である安山岩質溶岩（Pillow Basalt）とは深度 34.3 m で接していた。
DH08 孔の基盤深度が 11.5m であるのに比べ、DH10 孔周辺ではステップフォルトにより基盤深度が深いため、堆積する石灰岩質層が厚い。
Aksitero 累層の岩質／岩相は浅部から順に砂岩
泥岩互層、石灰質砂岩（一部凝灰質）、泥岩（粘土質）である。また、38.0～39.0 m に断裂系（割れ目集中帯）が存在する。基盤岩上の Aksitero
累層のスメクタイトを含む泥岩（粘土質）は DH08
孔でも同様に見られた。
DH10 孔 の 地 下 水 は 、 掘 削 位 置 が Well-3(pH8.9)近傍で 100 m 近くまで試錐調査を実施したが、アルカリ性の地下水にはあたらなかった。
ただし、揚水試験から DH10 孔の表層水の流入の影響が大きかったことを加味すると、この地点
での基盤岩だけでなく直上の堆積層までアルカリ地下水が流動していた可能性がある（なお、Bigbiga でのベントナイトの変質については 3)に記載）。
2)NA サイト成立性の評価
これまでの調査結果を踏まえ、Bigbiga 地区を対象にした Active Type の NA サイトとしての成立性を評価した。Active Type の NA サイトとしての具体的な成立要件（要素）は、①アルカリ
地下水が pH 11 程度の高アルカリ地下水である
こと、緩衝材の候補材料の一つであるベントナ
イトのアナログとすれば、鉱物組成としては、②モンモリロナイトに富むベントナイト層またはベントナイト質堆積物が存在すること、アルカリ地下水の流路としての断層・亀裂の性状とⅡ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

N

Zambales Ophiolite Basement

Aksitero Formation
32

BBG11
BBG12

pH 9.1, ORP 60 mv, Temp. 32℃-4.0

カチオン ←・→ アニオン
-1.0

-0.8

-0.6

-0.4

-0.2

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

-3.0

-0.8

-0.6

-0.4

-0.2

0.0

Na+K

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

Na+K

Ca

1.0

1.0

50

SO4(+NO3)

2.0

3.0

カチオン ←・→ アニオン
-1.0 -0.5 0.0
0.5
1.0

pH 7.0

20

32

25
20

25

Mg

pH 8.4-2.0

BB-10-WP-04-1.5

カチオン ←・→ アニオン
-1.0 -0.5
0.0
0.5
1.0

1.5

(meq/l)
2.0

Cl

Na+K

pH 9.0～9.6, ORP -240～20 mv
Temp. 29℃
カチオン ←・→ アニオン

(meq/l)
1.5
2.0

-4.0

SO4(+NO3)

Mg

BB- 1 0 - KWP- 02

40

BBG01

HCO3

Ca

BB-09-WP-04
BB-09-WP-06

BB-11-WAR-02

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

Na+K
BBG18(250/0)
DH02B<1.5m/4m>
BBGF1W1(35/0)
B B G 17(145/50)
Ca
HCO3
DH07 BBGF1W1(245/0)
BBG16
30
25◎
Mg
BBGF1(500/0)
SO4(+NO3)
BBT01
B B G 15(103/60)
BB- 1 0 - KWP- 03
DH02A<3m/4m>
BBG14
Well1(~30m)◎◎
BBGF1E1(35/0)
BBG6(140/0)
◎
◎
◎
BBG05
DH08
BB-10-KWP-03
BBG04
◎
DH09
DH05
◎ DH04<2m/15m>
DH06
BBG07
BBG03
BBGF1DE1(25/0)
BB-10-WP-01
BBGF1EE1(150/0)
BB-10-WP-05
BBG02

Ca

BB-10-WP-03

pH 7.717 15

pH 7.5カチオン ←・→ アニオン
-8.0-7.0-6.0-5.0-4.0-3.0-2.0-1.0 0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 7.0 8.0

Na+K<2m/3m>16-2.0

カチオン ←・→ アニオン
-0.5
0.0
0.5
1.0

-1.0

Na+K

ガス計測
（CH4 / H2），赤外輪はガスが検出された地点

Ca

Mg

◎ 試錐

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

Cl
HCO3
SO4(+NO3)
BB-12-DH06-H-W19

SO4(+NO3)

カチオン ←・→ アニオン
-2.0

-1.0

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

Cl
Ca
Mg

pH 7.916

HCO3
SO4(+NO3)
BB-13-well3

カチオン ←・→ アニオン
-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

Cl

Ca

56

-3.0

Na+K

BBGF4(295/0)
BBGF4W1(310/0)

BB-09-WP-02

1.5(meq/l)
2.0

HCO3
Mg

SO4(+NO3)
DH10

14

pH 8.4

Cl
HCO3

-2.0

カチオン ←・→ アニオン
-1.0 -0.5 0.0
0.5
1.0

-1.5

SO4(+NO3)

Na+K

BB- 1 1 - KWAR-01 -F
BB-11-KWAR-01-F

CaMg＜基盤岩深度／総掘削延長＞
トレンチ

ストリッピング

0.0

B B G13 (560/6)

pH 8.3
-1.5

-0.2

Ca

HCO3

-4.0

DH01< /14m> ◎-2.0(meq/l)
1.5
2.0

Cl

Mg

Na+K

地下水調査（原位置での物理化学パラメータとパッ
クテスト）

-0.4

Mg

Na+K
Ca

24

Observed Fault

調査地点

カチオン ←・→ アニオン
-1.0 -0.5
0.0
0.5
1.0

10

-4.0

Formation Contact-0.6

pH 8.4～9.6, ORP -6～40 mv
Temp. 38℃

BBGF4W8(60/0)

BB-11-WAR-01

カチオン ←・→ アニオン
-0.8

1 1 - H- Well2

35

Presumed Fault-1.5

Well3(~100m)

16

Strike / Dip

pH 7.3-1.0

11-H-Well2

Pillow Lava
10

BB-13-DH09-O-15

Na+K

20

B B G8 (530/130)
DH03B< /4m>

BBT02

HCO3
SO4(+NO3)

Mg

DH03A< /7m>

BBG9
BBG10 ◎ ◎
◎

DH03C

Cl

Ca

◎
BBGF3E2(100/0)
BBGF3W4(1150/0) DH10

BB-10-WP-02

BasaltpH 7.1

SO4(+NO3)
BB-13-well1

BB-09-WP-003

Zambales Ophiolite

4.0

pH 6.8

BBGF3W5(85/0)

BBS01/02

3.0

HCO3

25

Aksitero Fomation
Limy (calcareous)
Sandstone and claystone
Bentonitic Sediment

2.0

Cl

[Grid survey area for gas measurements]
Well2
10 (~75m)

20

BB-10-KWP-02

LegendSO4(+NO3)
BB- 0 9 - KWP- 04
BB-09-KWP-04

Cl

Na+K

HCO3

Mg

BB-13-DH08-O-22

pH 8.8
-1.5

Cl

Na+K
Ca

SO4(+NO3)

BB-12-DH05-H-W25-2.0(meq/l)カチオン ←・→ アニオン
-3.0 -2.5 -2.0 -1.5 -1.0 -0.5 0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0

4.0

HCO3
Mg

BB-12-DH07-H-W22

SO4(+NO3)

0.0

Ca

HCO3

Mg

HCO3

Mg

-1.0

Cl

Cl

Ca

Cl

-2.0

Na+K

カチオン ←・→ アニオン
-1.0

pH 6.7

カチオン ←・→ アニオン

pH 7.3pH 7.0Moriones Formation

30(meq/l)
1.5

2.0

Cl
HCO3

SO4(+NO3)
BB- 0 9 - KWP- 02
BB-09-KWP-02

10m

図-2

平成 26 年度までの調査結果に基づく Bigbiga 地区の Compilation Map1)

しては、③アルカリ地下水の流路となり得るオ
フィオライト基盤岩中の断層・亀裂がアルカリ
地下水の形成・貯留場からベントナイト層へ直接連結していることである。
①アルカリ地下水の賦存については、当地での最高 pH は、既存井戸(Well-1)の湧水地下水における pH9.0～9.6 の範囲であり、還元環境を示す。
このアルカリ地下水は、Zambales オフィオライト
4)と地下水との相互作用により形成される 。これまでの地下水調査から、Manleluag の裂か水はpH10.1（母岩は細粒斑れい岩）、Poonbato の裂か
水は、pH 11.7（母岩はかんらん岩）、そして、
Bigbiga の裂か水は、pH 9.6 （母岩は枕状玄武岩
または自破砕玄武岩）である。より高い pH の地
下水の形成はより母岩の塩基性度が大きくなる必要があり、Bigbiga 地区でのアルカリ地下水形－50－

成場の母岩が、枕状玄武岩または、自破砕玄武岩であることから、①の要件である高アルカリ地下水の賦存の可能性は低いと考えられる。
②モンモリロナイトに富むベントナイト層またはベントナイト質堆積物の存在については、
ベントナイト形成の原岩となる Aksitero 累層を構成する凝灰岩質層の存在環境が地質環境条件となる。これまでの地表調査等により、凝灰岩
質堆積物は、Bigbiga 地区で広く分布している石
灰質砂岩・シルト岩・泥岩層中に挟在して分布しているが、薄層で、ベントナイト化が顕著でない。基盤岩の直上にある安山岩起源で、淡褐色の凝灰岩質砂岩には、相対的にモンモリロナ
イトが多いが、薄層である。このモンモリロナ
イト形成の程度は、ベントナイトを形成する原岩の組成に依存するためであると考えられる。

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

Bigbiga 地区では、石英安山岩起源の凝灰岩質層が多い傾向にあるため、対象地層としてのベントナイト層あるいは、ベントナイト質堆積物の更なる分布の可能性は低いと考えられる。
③アルカリ地下水の流路となり得る断層・亀裂については、Bigbiga のアルカリ地下水が裂か水であることから、断層・亀裂を通路として湧水していることが明らかである。しかし、このアルカリ地下水の流路となっている断裂系（割れ目集中帯）の性状については、DH08 孔のみで確認されているが、ベントナイト質堆積物とのコンタクトを判定できる断裂系（割れ目集中帯）の性状を目視確認出来ていない。また、①と②が同時成立する露頭（コンタクト部）が唯一基
盤岩直上に限定されるため、そのコンタクト部
が、より深部になることが懸念される。
以上のように、Bigbiga 地区を NA サイトとしてこれらの３つの成立要件のもと検討した結果、これらの成立要件がより満足される可能性は低いものと評価し、フィールドでの調査は今年度で終了することとした。
Depth (m)

~5m
(EW)

BBDH10°Well-33)アルカリ環境下でのベントナイトの長期変質プロセス
Bigbiga 地区の試錐孔 DH08 及び試錐孔 DH10から採取したそれぞれのコア試料からは、アルカリ地下水がベントナイト質の粘土岩に作用していたと考えられることから、低アルカリが長期間ベントナイト質堆積層に作用する現象を自然界で適切に抽出可能な NA として、詳細な鉱物
学的・鉱物化学的特性の観察・分析にもとづく
アルカリ変質反応の地球化学的プロセスを考察した。
低アルカリ性地下水は、基盤岩である
Zambales オフィオライト（基盤岩）と天水起源の降雨水との相互作用により形成された裂か水で 、その流動 場は、図-3 のよ うに 基盤岩とAksitero 累層が断層で接している断裂系（割れ++目集中帯）とその近傍である。水質は、Na (K )2+
2(Ca )－HCO3 タイプで若干の Cl と SO4 （化石海水の影響）を含み、pH は 9 < pH < 10 である。
このような環境下でのベントナイト質堆積物
中のモンモリロナイトの低アルカリ性地下水と~120m(N10°E)~11.62m(N40°W)

BBDH08°Well-1[自墳井戸]

Aksitero
Formation
Rh-010(~-11m)-10 m

Aksitero
Formation

Slickenside(Crack多し)-15m「自墳開始」（pHの増加）-20 m

ZambalesOphiolite-22.1mpH: ~9.1

pH: ~7.9
ORP: 28.6 mv
Temp: 28.6℃

Rh-026(~-24m)「裂か水の主要水路」（最大の自墳量）
断裂系-28.4m-30 mPale brown
limy‐tuffaceous
sandstone/
mudstone(Bentonic clay)

Rh-041(~-32m)pH: 9.3~9.5
ORP: ‐242~ mv「主要水路の連
Temp: 30℃結」（Well‐1白濁） （割れ目集中帯）<BBDH08の渇水> -30 m

ZambalesOphiolite-40 m
Rh-054(~-41m)-40.54 m(-44.75 m)(-100 m)図-3

pH: 8.3~9.6
ORP: ‐9~28 mv
Temp: 32℃

LegendFoult zone
Core‐lacked zone

Bigbiga 地区の二次元水理地質構造概念モデル－51－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究の変質反応をまとめると図-4 のようになる。
この低アルカリ変質反応は、Saile ベントナイト－沸石（モルデン沸石を生産）鉱床の周辺部のトレンチ内で観察された、拡散支配場での物質移動と（アルカリ性地下水(10 < pH < 11)との）変質反応による変質鉱物の生成に関する地球化
学的プロセスである”Fossil Type”の NA と類似している。Bigbiga の NA では、時間スケールは明確でないが、低アルカリ条件でも長期の相互作用ではモンモリロナイトがアルカリ変質する事例が観察された。ただし、変質の程度やもともとのベントナイトの鉱物組成や物理条件については、このサイトではデータの取得が十分できないため、この事例だけをもって、処分場
での低アルカリ環境下のベントナイトの変質が問題となるとは言えない。このような条件を明らかにするためにも、ベントナイトの鉱物組成
や物理状態の空間的な変化を把握することができるトレンチ調査が可能な別のサイトでの調査が重要である。

① モンモリロナイトの鉄イオンとの反応を伴う変質（溶解・沈殿）反応(Ca)-モンモリロナイト（２・八面体）→ サポナイト（３・八面体）/ 一部Fe‐サポナイト(Ca・Mg →Fe2+)→ ノントロナイト（２・八面体）(Al・Si→Fe3+)②モンモリロナイトの溶解・沈殿反応(Ca)-モンモリロナイト→斜プチロル沸石＋カリ長石＋方解石＋非晶質シリカ鉱物
図-4Bigbiga 地区の低アルカリ環境下の変質反応(2)新規の NA 候補サイトの概査
1)Plawan 島中・南部地区
Palawan 島中・南部地区における調査では、オ
フィオライト中の断層または亀裂に伴う高 pH（10 < pH < 12）のアルカリ地下水の湧水を複数個所（Narra 地区及び St. Lucia 温泉）で確認した（図-5 参照）。これらのアルカリ地下水はほとんどの表層附近の湧水であるが（降雨水による希釈の影響大）、pH と温度が高く、酸化還元電2+2+位が低く（還元性）、総じて Mg 濃度が低く、Ca濃度が高い蛇紋岩化作用に伴うアルカリ地下水の典型的な特徴を示す。また、岩石・鉱物学的にも、Palawan オフィオライトは、Zambales オ
フィオライトと比較してより塩基性であることから、蛇紋岩作用が顕著であり、測定したような高アルカリ地下水が形成される十分な環境であることがいえる。
+
Na と Cl 濃度は明確に pH と負の相関を示すことから、アルカリ湧水サイトによって海水（または化石海水）の影響を受けているがことが考2+
えられ、St. Lucia が最もその影響が強い。Ca
濃度と pH の正の相関はアルカリ地下水の形成過2+程で Ca により pH が上昇したためであり、また、Si 濃度と pH の負の相関はオフィオライト基盤岩の塩基性を示しているためであり、それぞれオ
フィオライト中の超塩基性岩と天水との水－岩－52－

石反応である蛇紋岩化作用による高 pH のアルカ
リ地下水の生成環境であることを示している。
また、Zambales オフィオライトのアルカリ地下
2++
水（Poonbato）との比較では、Ca より Na 濃度の方が高い点は異なるが、Narra3-1 も海水影響があることも考慮すると、フィオライト基盤岩中で生成されたアルカリ地下水の組成は比較的近いものと推測される。
高アルカリ地下水の湧出部に良く発達する石灰華(Travertine)の下位に粘土や土壌などが観察され、その粘土質土壌試料はほとんどが方解石からなるものであったが、Zambales オフィオ
ライトでは XRD で明確なピークが見られなかった 蛇 紋 石 や 一 部 水 滑 石 (Brucite) 、 霰 石(Aragonite)を同定した。しかしながら、Narra
地区の高アルカリ泉の近傍では、ベントナイトの NA サイトとなり得るスメクタイトを含む凝灰質堆積物の明瞭な露頭は確認できなかった。
以上の結果から、Palawan 島中・南部地区では
高 pH（10 < pH < 12）のアルカリ地下水が現在も湧出し、“Active Type”の NA サイトの重要な要件の一つ（(1)2）で示した①）を満たす有望な候補サイトを確認できた。

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

ベントナイト層またはベントナイト質堆積物の存在可能性のある対象層
PLi

Iwahig Fm

PWO01-14-Rh-009

カチオン ←・→ アニオン
-6.0 -5.0 -4.0 -3.0 -2.0 -1.0 0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

Na+K

5.0

Panadian Fm

HCO3
SO4(+NO3)

Mg

St. Lucia-G1(N.W)
カチオン ←・→ アニオン
-5.0

-4.0

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

2.0

3.0

Na+K

4.0

5.0

PWO00-14-Hh-001
PWO01-14-Rh-001
St. Lusia
pH 9.5, ORP -220 mv, Temp. 43℃

ClPanas Fm

KEbp

Ulugan
Bay

6.0

Cl

Ca

Op

St. PaulSubterranean River
PWO01-14-Rh-008 National Park

HCO3

Ca

SO4(+NO3)

Mg

St. Lucia
カチオン ←・→ アニオン
-5.0

-4.0

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

5.0

PWO01-14-Rh-002

Na+K
Cl

PWO01-14-Rh-010

HCO3

Ca
Mg

SO4(+NO3)
St. Lucia-H

カチオン ←・→ アニオン
-4.0

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

2.0

3.0

4.0

Cl

-2.0

-1.0

0.0

Narra3-2-G1(N.W)

1.0

2.0

3.0

PWO01-14-Rh-011

ClMg

カチオン ←・→ アニオン
-3.0

53

HCO3

Ca

SO4(+NO3)

Mg

-3.0

Na+K

HCO3

Ca

Barangay
Sun Miguel

カチオン ←・→ アニオン

1.0

Na+K

SO4(+NO3)

-2.0

-1.0

0.0

1.0

Na+K

2.0

3.0

Cl

Ca

Narra3-2-H

HCO3
SO4(+NO3)
Mg

PWO01-14-Hh-005~ 007
Narra 3-2 (Down Slope from Western Site)
pH 10.9, ORP -60 mv, Temp. 37℃

Narra3-1カチオン ←・→ アニオン
-4.0

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

Na+K

2.0

3.0

4.0

Cl
Ca

HCO3

AbrlanSO4(+NO3)

Mg

Narra3-1-G1(N.W)
カチオン ←・→ アニオン
-3.0

PWO01-14-Rh-003

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

Ca

Quezon

5.0

Rizal

Cl
HCO3

Ca

SO4(+NO3)

Mg

Narra1
カチオン ←・→ アニオン
-6.0 -5.0 -4.0 -3.0 -2.0 -1.0 0.0

1.0

Na+K

2.0

3.0

4.0

5.0

6.0

0.0

BerongNickel Mine
(Open Pits)

1.0

2.0

3.0

Cl

PWO01-14-Rh-004~ Rh-007
PWO01-14-Hh-001~ 004
Narra 3-1 (Crack Water of Western
Site apart from Babatou Fall)
pH 11.2, ORP -420 mv, Temp. 38℃

カチオン ←・→ アニオン
-4.0

Na+K

-1.0

Na+K

Narra 1 (San Isido)
pH 10.5, ORP -300 mv, Temp. 46℃
-5.0

-2.0

HCO3
Mg

SO4(+NO3)
Narra3-1-H

カチオン ←・→ アニオン
-3.0

-2.0

-1.0

0.0

Na+K

2.0

3.0

HCO3

Mg

Cl

1.0

Cl

Ca

SO4(+NO3)
Narra2-H

Ca

HCO3

Mg

カチオン ←・→ アニオン

SO4(+NO3)
Narra1-G1(N.W)

カチオン ←・→ アニオン
-5.0

-4.0

-3.0

-2.0

-1.0

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

Cl

Na+K
Ca
Mg

HCO3

90,91
74

-2.0

-1.0

0.0

1.0

カチオン ←・→ アニオン
2.0

3.0

Cl

Na+K
Ca

Mg

-2.0

-1.0

0.0

SO4(+NO3)

1.0

2.0

3.0

Cl

HCO3

Narra2

71

-3.0

Na+K

Narra 2 (Down Stream from
Babatou Fall)
pH 10.5, ORP -180 mv, Temp. 36℃ , CH4 3600 ppm

SO4(+NO3)
Narra1-H

図-5

5.0

-3.0

92

Ca
Mg

HCO3
SO4(+NO3)
Narra2-G1(N.W)

Palawan 島中・南部地区の地質図と地下水調査結果（黄色下三角：採水地点、緑丸：岩石試料採取地点)

2)Pinatubo 地区
Pinatubo 山の火山活動により、噴出・流出・堆積した火山砕屑性堆積物が、Zambales オフィ
オライト複合岩体に近接または、直接コンタク
トする露頭が分布する可能性が考えられることから、Pinatubo 地区において Zambales オフィオ
ライトの断裂系に伴う高アルカリ湧水を対象にした地球化学的調査と、湧水が賦存する母岩の岩石鉱物学的調査などによる概査を実施した。
しかし、雨期の増水により、沢沿いに観察される断裂系に随伴する高アルカリ湧水箇所は水没して未確認となった。また、火山砕屑性堆積物の露頭についても、増水のため踏査できなかった。
3)今後のフィールド調査の課題
以上の調査結果や文献調査などから、“Active
Type”の NA サイトとしての検討については、現状での相対的評価のための判断程度を表-1 に示す。高アルカリ性地下水が確認された Palawan
島を“Active Type”のポテンシャルサイトの対象として、高アルカリ湧水周辺でのトレンチ調査などを実施し、モンモリロナイトを多く含む
ベントナイト層またはベントナイト質堆積物の分布に関する十分なデータ・知見などを取得することが必要である。
(3)年代測定による反応時間の評価
方解石の生成年代から高アルカリ地下水が流出していた時期を推定することを目的として、炭酸塩鉱物の熱ルミネッセンス（TL）法による年代測定の精度向上や適用可能性（鉱物の産状等）の範囲を探るために、Bigbiga 地区の炭酸塩
鉱物について、その化学組成が TL 発行特性に及ぼす影響を把握し、それを補正した TL 年代の算出に関する検討を実施した。
Bigbiga の試錐コア（DH05 孔）の方解石の熱
ルミネッセンス年代は、従来の方法より蓄積線量から算出した結果（10ka～500ka）、同じ層準でも最大で 400ka の違いがある。これまで検討から、放射性元素濃度が同じであってもルミネッセンスを生じさせる効率が炭酸塩の化学組成に依存するため、蓄積線量の違いをもたらした可能性がある。そこで、各試料独自のルミネッ－53－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究表-1

NA サイトの地質・地下水の地球化学的特性
ルソ ン島

調査サイ トSaile鉱山周辺

NAタ イプFossil Type

1. 地質

基盤岩

パラ ワン島Bigbiga地区

Pinatubo地区

Palawan島の中央部・南部地区（Narra地区）

Active Type

Zambales Ophiolite [44~45Ma*]

Palawan Ophiolite [43.8Ma**]

上部地殻－沈み込み帯
定置

ﾀｲﾌﾟ

海底地殻

時期

Aksitero累層（遠洋性堆積物）
対象層

2. 地下水（湧水）

ベントナイト層（Saileベントナイ
ト‐沸石鉱床）淡褐色石灰質・凝灰質砂岩・泥岩

Manleluag
Springs（低温）

湧水井戸
（低温）

賦存状況
pH

Panadian累層（鮮新世）Panas累層（始新世）

凝灰質堆積物（ベントナイト質堆積物）

遠洋性堆積物（一部タービタイト）
泥岩・シルト岩、一部凝灰質砂岩

Loob Banga Creek
（低温）

~9.3

~11.7

Narra springs
（高温）
~11.3
Mg2+ が低く、Cl‐, NO 2‐, Ca2+ がやや高く、Na+ が高い

Mg 2+ , Cl‐が低く、Ca2+が高い
Ca2+ ‐OH‐型

Na+ (Ca2+ )－HCO 3‐型

Ca2+ ‐OH‐型

細粒斑レイ岩枕状玄武岩質溶岩(自破砕玄武岩質
溶岩)

超塩基性岩（かんらん岩・ダナイト・ハ
ルツバージャイト）超塩基性岩（かんらん岩・ダナイト・斑れい岩）・枕状玄武岩①高アルカリ
地下水の存在（pH10~11）

○

×

○

◎

②対象地層
の分布

◎

○

○

○

③高アルカリ
地下水の
流路(断裂
系の存在)

◎

◎

◎

◎

④コンタクトの確認（①, ②, ③
の会合部）

△

△

○

○

母岩

サイ トの
成立性

後期白亜紀～始新世
火山砕屑物・火砕流堆積物・
降下火砕堆積物（鮮新世）
Tarlac累層（漸新世・中新世）

裂罅水（温水の湧出：オフィオライト－地下水の相互作用）~11
水質中国（南部）の大陸地殻

始新世(Eocene)（薄層）

Ca2+ ‐OH‐型【相対的評価のための判断程度】 ◎（十分満足する），○（満足する），○（今年度未調査、今後の課題），△（現時点での判断が難しい），×（満足しない）

センス効率の算出から、TL 年代を再評価した。
その結果、天然試料分析により得られている化学組成を考慮した TL 年代は（Fe 濃度・LA- ICP-MS
基準は除くと）、RW-003(98~104ka: 図-6 参照)＞RW-015(29~34ka)≧RW-016 (25~33ka)と評価された。
一方、これらの産状観察から、初生的な特徴を持つ方解石が多い RW-003 が最も古く、RW-015と RW-016 の比較では、ゼオライトと方解石の産状から RW-015 の方解石がゼオライトよりも先に晶出した産状を示すのに対し、RW-016 の方解石は後に晶出した産状を示すことから、RW-015 の
ほうがより古いと考えられる。したがって、こ
れらの鉱物学的な産状は定性的には TL 年代と一致するといえる。
この Bigbiga 地区の炭酸塩の TL 年代とアルカ
リ地下水がベントナイト質の Aksitero 層群に作用した時間との関係について、Aksitero 累層の堆積年代は 23～29Ma であるのに対し、その炭酸塩の TL 年代は 14~181ka であり、方解石の産状観察－54－

から脈状の方解石や溶解・再結晶した痕跡が多くみられることから、この年代のギャップは二次的に溶解・再結晶した方解石の年代を示していると思われる。変質に要した時間との関連は明らかにできないが、少なくとも 100 万年オーダーの形成年代をもつ方解石なら TL は検出されないため、堆積後初期に形成したと考えられる炭酸塩の生
成年代ではないことは確かである。
TL 年代測定手法については、数 ka の誤差を含む方解石の TL 年代から石灰質堆積層の相対的な

図-6

Bigbiga の RW003 の方解石の TL 年代

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

年代差の評価が可能であるというこれまでの検討結果から、現状の手法でも NA の時間スケールの推定に適用可能であるといえる。ただし、TL
年代値については、試料の化学組成に基づくル
ミネッセンス効率を適用した評価の方が真値に近いと考えられ、化学組成と TL 特性との関係は引き続き検討が必要である。
(4)地球化学シミュレーションモデルによる変質解析
フィリピン国ルソン島西部の Saile ベントナ
イト・ゼオライト鉱山のトレンチ調査で観察された NA では、地球化学シミュレーションモデル
において現在得られている反応輸送モデルや構成式、熱力学的データベースで説明可能かどうかの検証に値する空間的な情報が得られている。
そこで、この NA で観察されたベントナイト―枕状溶岩界面の鉱物の溶解や沈殿により変化する
鉱物の共存状態の進化過程を再現することを目
5)
的として、地球化学計算コード PHREEQC による変質解析を実施した。
本年度は、昨年度までの検討成果を踏まえ、ベントナイトに含まれる一次鉱物であるモンモ
リロナイトや玉髄、灰長石、方解石の溶解だけ
でなく、カギを握る二次鉱物のカリ長石と Feサポナイトの溶解・沈殿を速度論的に取り扱い、計算を実施した。
カリ長石の生成については、生成を平衡論で取り扱った系で生成が認められたが（図-7）、生成を速度論で取り扱った系では、60 年という反応期間では生成が認められず、数百年程度まで
その傾向は変わらなかった。また、カリ長石の溶解を平衡論と速度論で取り扱った系を比較す
ると、その分布の広がりに違いが認められ、平衡論で取り扱った系では、その分布が時間の経過とともに下流側に移動していた。しかし、少なくとも反応期間で 550 年まではカリ長石が消滅することはなかった。
鉄サポナイトの生成については、溶存鉄濃度の高い溶液条件において、生成を平衡論で取り扱った系で鉄サポナイト生成が認められたが（図-7）、生成を速度論で取り扱った系では、60年の反応期間では生成が認められなかった。 溶
存鉄はより下流側でのクロッギングやノントロ
ナイト生成に消費されることが予想されるが、これは上流側での鉄サポナイト生成の速度論に左右される。
以上の検討結果からは、変質ベントナイト中で生成する二次鉱物（カリ長石、鉄サポナイト、沸石）の鉱物組み合わせを再現するために、それらの二次鉱物の生成は平衡論的、溶解は速度論的に取り扱う必要性が示唆された。ただし、本質的にはベントナイトのアルカリ変質反応については、反応に寄与するアルカリ溶液の①拡
散速度と②鉱物の溶解・生成（沈殿）の反応速
度の大きさによって平衡論と速度論の取り扱いが決まるものと考えられる。したがって、NA における拡散速度を評価し、これと生成する鉱物の反応速度との関係を明らかにし、変質解析への適用を検討することが、本検討での重要な課題であると考えられる。

図-7

カリ長石・鉄サポナイトの生成を平衡論で扱ったケースの 60 年後のベントナイトの鉱物組成

1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発報告書 (第 3 分冊) －ナチュ
ラルアナログ調査－、2015
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度 放射性廃棄物共通技術調査等事業 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査 多重バリアの長期安定性に関する基礎情報の収集及び整備 平成 19 年度～24 年度の取りまとめ報告書、2013
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発報告書 (第 3 分冊) －ナチュ
ラルアナログ調査－、2014
4) 藤井直樹，山川稔，鹿園直建，佐藤努，フィリピン国・
ルソン島北西部に分布するザンバレスオフィオライト
で生成されたアルカリ溶液との反応によって変質されたベントナイトの地球化学的・鉱物化学的特性，地質学雑誌，120(10)，361-375，2014
5) Parkhurst, D.L. and Appelo, C.A.J., User's guide to
PHREEQC (version 2) - a computer program forspeciation,
batch-reaction,
one-dimesnionaltransport, and inverse geochemical calculations,
USGS Water-resour. Inv. Rep., 99-4259, 1999－55－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究3-4 人工バリア材料長期挙動評価・人工バリア◇平成 26 年度の成果

評価の初期条件の設定(1)人工バリア材料長期挙動評価
人工バリアに使用されるベントナイトは、セメ◇事業の概要
ント成分が溶解することにより高 pH になった地
再処理工場、MOX 燃料加工工場等から発生する下水の接触により化学的に変質する。化学的な変TRU 廃棄物の地層処分における人工バリアシステ
質は力学的な人工バリアの状態に影響を及ぼし、
1)
ムでは、セメント系材料とベントナイト系材料のこれらは相互に影響を及ぼし合う (図-2 参照)。
1)
平成 24 年度までに、これらの現象を人工バリア併用が検討されている 。これらの材料は、地下水や各バリア材料からの浸出成分との作用によりの長期挙動評価へ考慮するために、化学解析、力
長期的には変質し、人工バリアの特性に変化をも学解析及び 1 次元での化学力学弱連成解析手法
2)
たらす可能性がある。そのため、これらの材料のを構築した 。
これらの現象をより忠実に人工バリアの長期地下環境での長期的変化の人工バリアの性能への影響を評価し、人工バリアの成立性の説明や設計、 挙動評価に反映するには、ベントナイトの主要成分であるモンモリロナイトの溶解に加え、それに施工への反映をすることが必要である。
伴う二次鉱物の生成及び体積変化などの現象及本事業では、平成 19 年度より平成 24 年度まで
2)
びこれらが水理力学挙動に及ぼす影響の把握とに実施した事業の成果及び抽出された課題 に基づき、TRU 廃棄物の地層処分における人工バリア
評価解析への反映、並びに解析手法の 2 次元化なの長期挙動評価を目的として、平成 25 年度より 5どが必要である。平成 25 年度から、これらの点
カ年の計画で「人工バリア材料長期挙動評価」及に関して、①緩衝材(ベントナイト)の化学変質にび「人工バリア初期条件の設定」に関する調査研関する試験、②緩衝材の力学特性に関する試験及3)2)究を実施している 。本事業の実施概要を図-1 にび③HMC 連成解析手法の検討を実施している 。
示す。「人工バリア材料長期挙動評価」では、緩「①緩衝材の化学変質に関する試験」では、平衝材(ベントナイト)を対象に、水理－力学－化学
成 25 年度に実施した、アルカリによるモンモリ（HMC）連成挙動及び数値解析による長期挙動評価
ロナイトのゼオライト化において二次鉱物としの信頼性を高めることを目的に、確証試験と数値てアナルサイムが生成するケースの体積変化挙解析への適応を検討する。一方、「人工バリア初動の検討に加え、平成 26 年度はクリノプチロラ
期条件の設定」では、セメント系材料の長期挙動
イト生成ケースを検討した。体積変化挙動の試験
評価への初期条件の設定及びその閉鎖
操業
建設
時 間 の 経 過⼈⼯影響に着目し、解析精度の向上を目
バリア(地下施設)• 処分坑道• 緩衝材、構造躯体の施⼯• 埋め戻し⻑期的な処分場の状態変化
的に、操業中の熱の影響、施工によの掘削• 廃棄体の定置• プラグの施⼯(T H M C)• ⽀保、覆• 充填材施⼯、緩衝材設置
冠⽔開始
緩衝材が飽和⼯の施⼯る初期設定への影響等を検討する。
処分場内が地下⽔で満たされる
地下⽔
坑道内は排⽔このうち、平成 26 年度は、平成
セメント系材料の物性変化
２次元(⼈⼯バリア断⾯)での
⻑期挙動評価HMC解析⼿法構築の基点
25 年度に策定した実施計画及びこ部材レベルの
熱影響
材料物性値
化学変質・⼒学挙動のモデル化
(熱変質)
解析の
変動
(ベントナイト(モンモリロナイト)溶解、れまでの成果をもとに、現象把握と初期条件
⼆次鉱物⽣成影響の設定
セメント-ベントナイト相互作⽤等)
モデル化、HMC 解析の手法の検討、
⼈⼯バリア初期条件の設定
⼈⼯バリア材料⻑期挙動評価
加えて初期条件への反映事項につ4)
いて検討を行った 。
図-1 人工バリア材料長期挙動評価・人工バリア初期条件の設定の実施概要
なお、本事業は経済産業省資源エ
⼒学的挙動
固相の
ベントナイト
体積変化の特性変化
モンモリロナイト
ネルギー庁の委託により実施した
化学的変質
膨張圧・間隙量
乾燥密度のCa型化、溶解、の変化
膨潤量
⼆次鉱物⽣成ものである。
Ca溶解・変質
間隙率
地下⽔

セメント
系材料

⾼pH地下⽔セメント-ベントナイト
相互作⽤

図-2

－56－

ベントナイト系材料

透⽔性の変化
ベントナイトの特性変化
間隙率(乾燥密度)

応⼒再分配

変
質

健
全

変
質

健
全

人工バリア材料の相互影響と性能との関係

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

は、実環境を考慮して、ベントナイトの圧密状態、温度、圧力の影響にも着目し、図-3 の模式図に示すようにシリンジ中で試料を変質させ体積変化を測定した。その結果、圧力の作用した高圧条件(5MPa)において、試験開始後初期の体積減少とその後の時間の経過に伴う体積増加を確認した。
また、試験後のベントナイト試料にはクリノプチ
ロライトの生成が認められた(図-3)。一方、モン
モリロナイト試料の試験では、体積増加が認められなかった。これらの違いより、二次鉱物生成へのベントナイトに含まれる石英の溶解の影響が考えられる。今後、これらの現象を体系的に把握してモデル化し、化学解析へ反映する予定である。
セメントとベントナイトの接触部分で生成する珪酸カルシウム水和物(C-S-H)は、ベントナイ
トの変質を抑制する可能性がある。これに関して
現実的な条件での挙動の把握と化学解析の検証を目的とし、Nagra(放射性廃棄物管理協同組合、
スイス)の GTS(Grimsel Test Site:グリムゼル試
験場）の構造物から採取した、建設後 12 年間を3)経過した試料 の分析を開始し、XAFS(X 線吸収微細構造)分析により、C-S-H の生成を確認した。
また、7 年間 60℃で浸漬したセメント－ベントナ
イト接触試料の分析より、モンモリロナイトのイ
オン型は長期的にはカリウム型化よりもカルシ
ウム型化が卓越し、これまでの化学解析結果との整合を確認した。
「②緩衝材の力学特性に関する試験」では、ベントナイトの圧密変形(完全飽和線)に関して、二次鉱物としてアナルサイムが生成した場合の力学挙動に関する試験データを拡充してモデル化の検討を行った。図-4 に示す様にベントナイト
が変質してアナルサイムが生成する場合においR-I

ベントナイト

1.00

0.90

R-Ix4

常圧

ベントナイト体積(mL)Clay volume (ml)

ALT9
ALT11

(ベントナイト)mnt0=0.59(クニゲル）,
=0.0
mnt

ALT12

4

※圧⼒下での変質では体積の増加傾向を確認

シリンジを⽤いた体積変化の測定装置
Mont. or Benton.
Ti
w/ solution

0.75

⾼圧

0.70

0.65

0.60
0.0

図-3

間隙比 e

0.80

50.0

100.0

200.0

time (d)
試験時間(⽇)250.0

mnt=0.73αmnt0:モンモリロナイ
ト含有率
βmnt ：モンモリロナ
イトの変質率mnt=0.3
試験結果
mnt=0.5 (H25試験結果)

2

PEEK plugmnt=0.661 (H26試験結果)･R-I：模擬RegionI溶液
KOH
0.3M
NaOH
0.2M
Ca(OH)2 70μM
･R-Ix4：上記R-Iの4倍濃度溶液150.0

mnt0=0.20
mnt=0.5

0.85

5MPa

基準圧力 p モデルより算出(モンモリロナイト)
mnt0=1.00(クニピア)

5

ALT10

0.1MPa0.95

2)ても、平成 24 年度までのモデル と同様に圧密変形の挙動は完全飽和線(正規圧密曲線)の移動で説明できると考えられた。また、二次鉱物生成
は間隙を充填するため、完全飽和線の移動は少な
いと考えられた。これらの結果より二次鉱物生成
を土粒子密度の変化ととらえ、平成 24 年度まで2)に構築した力学挙動のモデル の拡張し、試験データとの整合を確認した。今後、試験データを拡充してモデルを検証し、信頼性を高める必要がある。加えて、ベントナイトの膨潤特性及びせん断変形の特性について試験による把握を進めた。今後、変質に伴う挙動の変化を考慮したモデルを構
築、力学解析に反映する予定である。
「③HMC 連成解析手法の検討」では、化学解析
手法の高度化及び 2 次元の HMC 連成解析手法に関する検討を行った。
化学解析の高度化としては、モンモリロナイトの溶解速度式の実効反応表面積に関して、平成
24 年度までに試験で確認した乾燥密度の増加に伴う溶解速度の低下をモンモリロナイト粒子同士のマスキングによることを説明するために、数学的な手法でのモデル化を検討した。モンテカル
ロシミュレーションで円盤状粒子の積層の平衡状態を計算し、その状態の実効反応表面積を算出し た 。 平 成 25 年 度 の 検 討 に よ る 乾 燥 密 度
3
3)
0.05Mg/m 以下での積層状態の再現 に加え、平成3
26 年度は、1.2Mg/m 程度までの現実的な乾燥密度での再現ができ、実効反応表面積の定式化をした(図-5)。この定式化の結果を用いた長期の化学解
2
析結果は、従来の実効反応表面積(7m /g)のケースと比較してモンモリロナイトの溶解量が減り、長期評価の不確実性を低減した(図-6)。
同じく化学解析の高度化に関し、セメント系材

mnt=0.322 (H26試験結果)

1

0
0.01

300.0

0.1

1

10

100

1000

10000

圧密圧力 p (MPa)

ベントナイトの変質時の体積変化(温度 70℃)

図-4

－57－

緩衝材の力学挙動に関する試験結果

実効反応表⾯積Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

地下⽔流れ

0年

1 万年後

5 万年後

(a)処分坑道断⾯の2次元化学解析結果の例(pH分布)
体積ひずみ分布(圧縮が正)

乾燥密度

膨張

⾼密度で⼤きくな
るマスキング効果
をモデルで表現実効比端面積の変化 (解析結果)
実効反応表⾯積の定式化

Amin (  d )  0.6 ln(  d )  0.2

圧縮

Amin : 実効反応表⾯積 [m2/g]、ρd : 乾燥密度 [Mg/m3]

図-5 圧密下のモンモリロナイト実効反応表面積の定式化

5000年

10000年

15000年
岩盤

上部緩衝材

3.25m
2.5m

1次元化学解析結果(10万年後)

廃棄体

⻑期のNaモンモリロナイト量(初期約0.2)への本モデルの効果
0.4

従来

縦軸：鉱物体積割合(－) 0.3

鉱物体積割合(-)

カルサイト

Na-モンモリロナイト

アナルサイム

※図の凡例は、左図と右図で同じ

図-6

0.1

0

1.25m
1.3m

底部緩衝材

0.2

C-S-H

0.1

Ca(OH)2

3 ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ4

5モルタル層67

従来の実効反応表⾯積(7m2/g)のケース

20000年

2 岩盤

3 ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ4

5モルタル層6

溶解前(健全)

本検討より定式化した実効
反応表⾯積のケース

粗⼤空隙

溶解に伴う変化(変質)セメント系材料
セメントペースト

遷移帯
⾻材
セメントペースト

粗⼤空隙

H24までに構築

C-S-H

C-S-H

未⽔和セメント鉱物

未⽔和セメント鉱物

溶解の程度に応じた拡散係数をモデル化Ca(OH)2

遷移帯

遷移帯⇒溶解？

⾻材

⾻材(砂利、砂)(砂利、砂)

ランダムウォーク法で拡散係数を算定

図-7

これまでの健全な混合セメントでの計算⼿法の応⽤に
より多様なセメン
トへの対応が可能となった。
遷移帯の拡散係数に⽂献値を⽤いて健全なモルタル材料への対応が可能になった。変質時の設定が今後の課題。

セメント系材料の拡散係数モデルの概要

インバートコンクリート

3.7m

図-8

2 次元化学解析結果

7

長期化学解析における本検討での定式化の効果

セメント系材料
セメントペースト

25000年(b)処分坑道断⾯の2次元⼒学解析結果(化学変質考慮)
6

AFt(ettringite)

02 岩盤

6.4m 18.4m

本検討

0.3

カルセドニ 0.2

Ca-モンモリロナイト

0.4の力学解析と化学解析の弱連成手法について検討した。力学解析には、平成 25 年度に構築したベン
トナイトの化学変質やそれに伴う固相量の変化に3)対応可能な構成モデル を 2 次元 FEM 化した土/水連成有限要素プログラム DACSAR-BA を使用した。
化学解析には、地球化学・物質移動連成解析コー
ド PHREEQC-TRANS を使用した。図-8 に人工バリア
断面での長期化学解析結果と化学解析結果を考慮
した長期力学解析結果を示す。底部緩衝材はセメントの影響による化学変質を受けやすく、それにより圧縮方向の体積ひずみが発生する点等の緩衝材の長期力学挙動の評価への化学変質の影響の考慮が可能になった。今後は、化学解析と力学解析の弱連成のためのデータ受け渡し手法の検討及び化学変質及び力学挙動のモデル化の成果の反映を行ない、長期解析手法を構築し、これを用いた人工バリアの長期挙動評価により、その成立性や設計・施工への反映事項を抽出していく予定である。

料の変質に伴う物質移行特性(拡散係数)変化のモ
デルを、現実的な材料に適応させるための検討を行った。構成要素と各々の変質挙動を考慮した 3
2)次元モデルとランダムウォーク法による手法 を、 (2)人工バリア評価の初期条件の設定
3)
人工バリアの長期挙動評価の解析の起点は、図
図-7 に示す様にマルチスケールモデル等の適用-1に示す様に処分場が建設、操業を経て閉鎖さによるモデルの拡張について検討し、モデル化の見通しを得た。今後試験データによる検証を行う。 れた時点である。解析の起点における材料特性値
等の初期条件は、長期の解析結果に影響を及ぼす
これにより、セメント系材料の初期物性値を取得
ため、より正確な設定が必要である。そのため、すれば、変質試料の拡散試験を行わずに様々な変解析の初期条件は、従来用いられてきた材料自体
質段階の拡散係数を得ることが可能となる。
の特性に関する情報に加え、建設や閉鎖までの影
HMC 連成解析手法に関する検討では、2 次元で－58－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

合成C-S-H Ca/Si=0.83
試験期間52週

トバモライト(1.4nm)強度(count)

響を考慮する必要がある。本検討では、セメント系材料の材料特性値(拡散係数、力学特性等の物性値)で予想される、処分場の閉鎖までの放射性廃棄物の熱による変質の影響及び人工バリアのセメント系材料の部材の大きさでの、部位の違いによる特性値の変動について検討し、長期の解析の初期条件の設定に考慮すべき事項を提示する。
加えて、人工バリアの長期性能、初期条件等への影響が考えられるセメント系材料のひび割れに関する非破壊検査手法について検討する。
セメント系材料の熱変質は、熱履歴による
C-S-H の結晶化(トバモライト化)によるもので、これまでに建設後 80 年程度の熱履歴を受けたコンクリート(経年コンクリート)試料により確認し2)ている 。この結晶化により、セメント浸出水のpH の低下が期待される一方、材料特性値の変化が懸念される。また、平成 25 年度から開始した合成
C-S-H を一定温度に保管する定温度試験で、TRU
処分坑道の制限温度の 80℃より低い温度で C-S-Hの結晶化を確認した。そのため、先ず、結晶化条
件を明らかにする必要がある。平成 26 年度は、合成 C-S-H の定温度試験より、C-S-H の Ca/Si モル
比(C/S)がトバモライトの組成の 0.83 程度、温度が 50℃以上等の結晶化条件を把握した(図-9)。加えて、より現実的な普通ポルトランドセメント(OPC)を水和後に石英型 SiO2(骨材を模擬)と共に粉末化した試料で定温度試験を開始し、C-S-H の結晶化の傾向を確認した。今後、定温度試験を継続して確認する必要があるが、熱の影響により骨材等から溶解した Si が C-S-H へ供給されて C/S
が 0.83 程度に低下し、結晶(トバモライト)化したと考えられる。なお、結晶化の材料特性値への影
響は少ないとされるが、80℃以下では結晶化が起1)
こらないとして制限温度を設定した ため、セメント系材料の結晶化による材料特性値の変化について検討し、初期条件の設定方法の提示に加え、人工バリアの性能への影響を明らかにし、必要に応じ対策等を検討する必要がある。
人工バリアのセメント系材料の部材における特性値の変動は、平成 25 年度の文献調査により、コンクリートの打設方法による部位毎の特性値の違い、打ち継ぎ、打ち重ね部分が地下水の選択
的流路となる場合及び乾燥を受けた場合等の養生
3)状態と関連があることがわかっている 。平成 26
年度は、このうち打設方法及び養生方法の影響に

5

10

15

20

25

30

35

2θ(°)Cu-Kα

40

45

50

55

90℃
80℃
70℃
50℃
試験開始
60

図-9 合成 C-S-H の定温度試験結果(XRD での結晶化確認)

ついて、それぞれ要素試験で検討した。打設方法に関して高流動コンクリートを用いた水平部材(長さ6m)及び垂直部材(高さ 1m)の施工試験で空隙率、拡散係数及び圧縮強度の変動は少ないこと、また、養生状態で拡散係数が変動するがそれと相関のある空隙特性で変動を把握できることを確認し、初期条件、施工等への反映事項が得られた。
セメント系材料のひび割れの非破壊検査手法については、視覚的な検査が難しい部材の内部及び裏面側のひび割れを超音波法により検査する手法を検討した。セメント系材料の様に超音波が減衰しやすい材料に有効なステップ型パルサ(広帯域周波数)を適用し、平成 25 年度までに、緻密で超音波が伝播しやすい高強度高緻密コンクリート(圧縮強度200MPa)でその有効性を確認し、加えて、検査手法の構築のために必要な要素技術とその課題を抽出2)3)した 。平成 26 年度は、抽出した要素技術である、ひび割れ検出精度を高める超音波集束技術及び広範囲の検査のための TOFD 法(画像化技術)の有効性を確認した。なお、人工バリアのセメント系材料のうち超音波伝播特性が比較的良好な高強度コンク
リート(圧縮強度 60MPa)において、本手法を用いても超音波伝播時の減衰が大きく、検査に支障がある
ため、減衰を改善する方策の検討が必要である。
1) 電気事業連合会･核燃料サイクル開発機構、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
まとめ－、2005 年 9 月
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処分
技術 人工バリア長期性能評価技術開発 平成 19 年度～
24 年度取りまとめ報告書、2013
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発（第 4 分冊）－人工バリア材
料長期挙動評価・人工バリア初期条件の設定－、2014
4) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発（第 4 分冊）－人工バリア材
料長期挙動評価・人工バリア初期条件の設定－、2015－59－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

3-5 ガス移行連成挙動評価手法の開発◇事業の概要1)

不確実性を有する多くの課題が残された。
これを踏まえ、フェーズ３（平成 25～29 年
4) 5) 6)に対応した検討では、残された課題の解度）
決を目的として、ベントナイト系緩衝材のみならず、セメント系材料中におけるガス移行挙動の不確実性の把握・理解に係る知見（室内試験によるデータ取得）を拡充していく他、把握されたガス
移行挙動の素過程（現象）の理解とモデル化を進めつつ、試験結果を再現できる解析・評価手法の4) 5) 6)。
信頼性向上を図っていくこととした
また、材料単体のみならず、人工バリア内のガス移行経路になることが懸念される材料界面（異種材料間/同種材料間）を考慮した複合システム
としてのガス移行連成挙動の評価手法の高度化、及び多様な処分概念への対応に向けたシナリオ・
FEP（Features，Events and Processes）の拡張と、より現実的なガス移行評価シナリオの構築に
4) 5) 6)。
向けた検討を推進していくこととした

本事業では、「第 2 次 TRU レポート」 で提示されたガス移行挙動評価の課題や、「TRU 廃棄物の2)
地層処分基盤研究開発に関する全体基本計画」
で提示された課題のうち、ガス発生影響評価に関する課題の解決を目指す。
具体的な課題として、処分施設内で構造材や廃棄体に含まれる金属の腐食等によって発生するガスが内部で蓄圧されること等により、人工バリアの長期安全性に影響を及ぼす可能性がある。その影響の程度を評価するために、ベントナイト系緩衝材中の力学連成を伴うガス移行を考慮した評価
モデルの開発、掘削影響領域を含むニアフィール
ド全体におけるガス移行評価モデルの開発等が必要である。
図-1 に、本事業において対象とする TRU 廃棄（鋼製容器/セメント系充填）物処分施設の人工バリア概念（廃棄物グループ 21) 3)（ベントナイト系：
移行の例） と人工バリア材料（赤字で表記）を示（材料間
砂混合材料）
界面：異種
す。
圧力上昇
材料間の
掘削
接合面）
本事業では、上記のうち人工バリア（ベントナ
ガス
影響
発生
（材料内
領域
イト系/セメント系材料）の課題解決に係る「ガ
界面：施工
継目）
ス移行連成挙動の評価手法」を開発・整備して人工バリア性能への影響評価を行い、その上で人工（セメント系）（ベントナイト系：
バリアの健全性を示すことを目標としている。
100％/砂混合材料）
岩盤 （天然バリア）
なお、「TRU 廃棄物の地層処分基盤研究開発に 図-1 本事業において対象とする TRU 廃棄物処分施設の2)
関する全体基本計画」 では、地層処分の事業化
人工バリア概念図（廃棄物グループ 2 の例）と人工バリア材料（赤字で表記）1) 3)
フェーズである国の基盤研究開発を、サイト選定
プロセスを考慮し段階的に成果を反映させること
なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁のを念頭に置き、フェーズ１～３として定義してい委託により実施したものである。
るが、本事業においても当該計画に沿う形で検討を進めた。
◇平成 26 年度の成果
このうち、フェーズ２（平成 19～24 年度）に対応した検討では、「第 2 次 TRU レポート」で提平成 26 年度の成果の概要は以下のとおりであ6)
示された課題の解決に資するため、「ガス移行挙る4)動の評価」 の調査研究を行った。具体的には、 (1)ガス移行評価シナリオの拡張
人工バリアのうちベントナイト緩衝材中のガスのガス移行評価シナリオや FEP を拡張するため移行挙動解明に向けて、水とガスの透過性及び力の新たな検討として、前フェーズ（平成 19～24
学特性データの取得やガス移行解析モデルの構築
年度）の成果（処分施設内から比較的多くのガ／高度化を推進した他、人工バリアの周辺岩盤をス発生が懸念される廃棄物グループ 2 の処分概
含むガス移行挙動を評価するためのシナリオ構築、 念を対象に構築したシナリオ及びシナリオ構
4)
及びシナリオ評価手法を整備した 。しかし、そ築・評価手法）を用いることで、平成 25 年度はの一方で、現実的なガス移行挙動を評価するには、 グループ 3 を対象としたシナリオを構築した 5)。

－60－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究10.00
解析解（予察）

実測値
排水量（cm3）

平成 26 年度は、新たにグループ 1 と 4 を対象としたシナリオを構築するとともに、これまでに構築したシナリオ（グループ 2 と 3 が対象）に統合させた。その一方で、より現実的な評価
シナリオの構築や評価手法の整備には根拠の拡充が必須であるが、その根拠の一つであるガス発生に係る最新の知見を取り纏めることで、統合したシナリオにおける不確実性を低減させた。

5.00
Case1(CODE_BRIGHT)

Case2(CODE_BRIGHT)

Case2(気相浸透率変更）

FY2010_ケース②

FY2010_ケース③

FY2011_SG①

FY2012_SG①

FY2012_SG②

供試体NO.1
供試体NO.2(2)ガス移行連成解析ツールの高度化
0.00
5)
平成 25 年度に策定した実施計画 に基づき、
0
100
200
300
400
時間（日）
ガス移行シナリオの根拠の拡充や評価手法の整図-3 取得データと予察解析結果の比較（左：累積排水備に必要なガス移行モデルの検証や解析手法の量の経時変化）の一例
整備を進めるため、既存の解析ツールの高度化を図った。
なお、予察解析では前フェーズ（平成 19～24
その成果として、ガス移行シナリオで想定す年度）までに検証してきた古典気液二相流およるようなベントナイト緩衝材中やセメント系材
び力学連成二相流モデル（構成則）・パラメー
料中において気液二相流が主体となる（特に緩タ（二相流特性値）を用いたが、前記のように*衝材中で大破過 等が生じない）条件下でのガ試験データを概ね再現可能なことが検証できた
ス移行試験によって取得された実測データ（後ことで、当該モデルの信頼性や妥当性を向上さ
述の(3)『ベントナイト系材料及びセメント系材
せた。
料のガス移行に係るデータの拡充』での成果）が、予め実施した予察解析結果と概ね整合する(3)ベントナイト系材料及びセメント系材料のガことを確認できた。特に、ベントナイト中のガス移行に係るデータの拡充
ス移行メカニズムの詳細な把握を目的として、
5)
平成 25 年度に策定した実施計画 に基づき、複数条件で実施した予察解析のうち、力学連成
ガス移行シナリオで想定する現象の理解や不確二相流解析コード（CODE_BRIGHT）と解析モデル
実性の低減、ガス移行モデルの検証のため、前フ（供試体の 2 次元軸対象半断面モデル、図-2）
ェーズ（平成 19～24 年度）で取得されたガス移による予察結果（Case2 CODE_BRIGHT）は、供試行に係わるデータ（特に緩衝材中の大破過が生じ
体中のガス移行に伴う排水挙動の実測データる際の挙動に着目したもの）をさらに拡充／充実（供試体 No.1）を良く再現できている（図-3）。
させていくこと（前フェーズで取得した以外のデgータの取得）を目的として、緩衝材（ベントナイ
Pl=Pg=大気圧ト）やセメント系材料（モルタル）中において気液二相流が主体となる（特に緩衝材中で大破過等が生じない）ことを想定した条件でのガス移
5) 6)。
行試験を実施した
特に、ベントナイトを対象とした成果として、
Pl=Pg=圧力境界
前述の「(2)ガス移行連成解析ツールの高度化」
で述べた通り、取得されたデータ（気液二相流挙動）はガス移行モデルによって概ね再現できてい図-2 力学連成二相流解析モデル（供試体の 2 次元軸
4)るが（図-3）、フェーズ２までの検討 では不明
対象半断面モデル）と境界条件（Pl は水圧、Pg
はガス圧を示しており、それぞれガス注入時と確であったガス移行試験中における供試体内部の等価な圧力値を設定）
力学挙動との関連を明らかとするために、予察解*『ガス圧上昇中にガスの排出量が急激に増大する現象』
析結果のうち「Case2 CODE_BRIGHT」の平均有効

と定義

7)

－61－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

応力分布の経時変化（図-4）および間隙率分布の経時変化（図-5）に着目することとした。
図-4 より、供試体底部（ガス注入側）の平均
有効応力がガス注入開始の約 30.5 日後より低下している。これは、供試体内へのガス浸入に伴う間隙ガス圧の上昇により生じた現象であると解釈
でき、図-3 で見られるような同時期付近における排水挙動（供試体 No.1 の実測データ）の変曲
点として捉えられていることとも整合する。その後は気液二相流によるガス移行に伴い、有効応力低下のフロントが供試体のガス注入側から排水側に向けて進展していき、透気に至る（ガス注入開始から約 365 日後）ものと予測される。

間隙率（ ）

a
P
M

）

100

200

300

経過時間（日）

0 日後

400
平均
有効応力
(MPa)

365 日後力学連成二相流解析結果の一例（供試体内の平均
有効応力分布の経時変化）

また、図-5 より、供試体底部（ガス注入側）の間隙率が約 30.5 日後のガス浸入に伴って一時的に低下するが、その後は上昇に転じている。これは、供試体底部からのガス圧によって押されて一時的に収縮するが、間隙ガス圧の上昇により間隙が押し広げられることによる変形現象であると解釈でき、同じく図-3 で見られるような同時期
付近における排水挙動（供試体 No.1 の実測デー
タ）の変曲点として捉えられていることとも整合する。その後は供試体底部の間隙率上昇（体積膨張）に伴って排水側の間隙率が低下しながら（圧縮されながら）気液二相流によるガス移行が進展していき、透気に至る（ガス注入開始から約 365
日後）ことが同様に予測される。

100

200

300

経過時間（日）図-50.10

case2‐排出側

0.40

0 日後

case2‐排水側0

case2‐中央

0

case2‐中央

0.30

case2‐注入側

0.60-

平均有効応力（case2‐注入側

0.80

0.20

0.50

‐0.10

図-4

1.00

400
間隙率
(-)

365 日後力学連成二相流解析結果の一例（供試体内の間隙率分布の経時変化）

ここで、図-6 に示すような供試体内飽和度の経時変化に着目すると、供試体底部（ガス注入側）の飽和度が約 30.5 日後のガス浸入に伴って低下し始めている。これは、間隙水の押し出しによる現象であると解釈でき、同じく図-3 で見られるような同時期付近における排水挙動（供試体No.1 の実測データ）の変曲点として捉えられていることとも整合する。その後は気液二相流によるガス移行に伴い、飽和度低下のフロントが供試体のガス注入側から排水側に向けて進展していき、透気に至る（ガス注入開始から約 365 日後）ことが同様に予測される。

飽和度
(-)

図-6

－62－

0 日後

30.5 日後

100 日後365 日後力学連成二相流解析結果の一例（供試体内の飽和度分布の経時変化）

ただし、飽和度分布の予察解析結果については、

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

継続試験中（平成 27 年 3 月 31 日現在）のガス注
入試験の終了後に実施する供試体の解体調査（ガス注入開始から 365 日後を予定）によって実測値を取得し、比較検証する必要がある。
なお、ベントナイト中におけるガス・水の透過性は、飽和度の変化（サクションの変化）に伴って変化するが、特にガスの透過性（相対浸透率：Krg）は、図-7（力学連成二相流解析で設定した
二相流パラメータ、Krg：注ガス過程）のように飽和度の低下（サクションの上昇）に伴って非線形に上昇しながら変化していく。

1.0E+02

Van Genuchten
モデルパラメータ
注水過程
Po= 3.50E‐01

注ガス過程

1.0E+01

a
P

0.0

0.5

1.0

鉛直基底応力：0.2MPa
鉛直基底応力：0.4MPa

Sls= 1.00
Slr= 0.39
n= 1.82

間隙比（ ）

1.0E-02

0.90

0.85

鉛直基底応力：0.2MPa
鉛直基底応力：0.4MPa

0.9

吸水膨潤過程0.80

s=0.0894

0.8

s=0.0345

0.75

脱水収縮過程0.7

飽和度（-）

s=0.0195

s=0.0123

1.0

0.70

0.6

100

1000

10000

サクション＋大気圧（kPa）

相対浸透率（ ）図-8Krw (注水過程)

0.5

1.0

間隙比（ ）

1.0E-01

注ガス過程
Po= 6.61E‐01）

1.0E+00

Sls= 1.00
Slr= 0.00
n= 1.60-

サクション（

注水過程-

1.0E+03

フェーズで取得対象としたベントナイト 100％
材料の特性データの他、処分材料の多様性に対応するべく、平成 25 年度以降は底部緩衝材に想定されているベントナイト・砂混合材料を検討対象に加え、データを拡充していくこととし
5) 6)
。
た
平成 25 年度は、体積一定（ひずみ拘束）下のサクション制御試験により、サクションと飽和5)度の関係を取得した 。
平成 26 年度は、一定応力下のサクション（飽和度）制御試験により、膨潤（吸水飽和）・収縮（ガス移行による押し出し脱水）過程における詳細な材料挙動を把握したとともに、材料特性に係わるデータを取得・同定した（図-8）。

Krｇ (注水過程)
Krw (注ガス過程)
Krｇ (注ガス過程)

100

1000

10000

サクション＋大気圧（kPa）

ベントナイト・砂混合材料の吸水（サクション低下）過程における膨潤挙動（左、膨潤指数κs ）と脱水（サクシ ョン増加）過 程における収 縮挙動（右、収縮指数κs）

-

0.0
0.0

0.5

1.0

飽和度（-）

図-7

力学連成二相流解析で設定した二相流特性値（前フェーズの検討：平成 19～24 年度に検証済みの二相流パラメータ）

以上から、特にベントナイト中のガス移行現象
は、気液二相流挙動（飽和度やサクションに依存
して透過性が変化するガス・水の移行挙動）と力学挙動（応力の変化や変形挙動）とが連成（ガス
圧作用に伴う間隙率変化／変形等→変形等に伴う飽和度変化等→飽和度変化等に伴う透過性の変化等）する複雑かつ非線形な挙動として解釈可能であることが示唆された。
一方で、上記のような緩衝材中のガス移行挙動の把握・理解に資する、力学連成二相流解析
における高精度の解を得るためには、ベントナ
イト系材料の特性（力学特性パラメータ）を適切に取得・同定する必要がある。このため、前

1) 電気事業連合会･核燃料サイクル開発機構、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まとめ－、 2005 年 9 月
2) 地層処分基盤研究開発調整会議、地層処分基盤研究に関する全体計画【研究開発マップ】（平成 25 年度～
平成 29 年度）、2014 年 3 月
3) 原子力発電環境整備機構、地層処分を行う低レベル放射性廃棄物（TRU 廃棄物）について、2008 年 4 月
4) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処分技術 人工バリア長期性能評価技術開発 平成 19
年度～24 年度取りまとめ報告書、2013
5) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発 報告書(第 5 分冊)－ガス移
行連成挙動評価手法の開発－、2014
6) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発 報告書(第 5 分冊)－ガス移
行連成挙動評価手法の開発－、2015
7) 一般財団法人電力中央研究所、処分施設条件を考慮した締め固めたベントナイトのガス移行特性評価 電力
中央研究所報告、2012－63－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

４．使用済燃料の直接処分に関する技術
調査と処分場操業関連技術の概念構築（その２）◇事業の概要2)技術オプションの特徴整理抽出した各技術オプションの技術の概要、特徴、地層処分に関わるニーズ・モチベーション、
START
使用済燃料の仕様
地下施設の概念
人工バリアや処分施設に求められる機能に対応した設計要件の整理
人工バリア設計
坑道の設計

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)が、経済産業省資源エネルギー庁から受託した「平成26 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)」では、わが国において使用済燃料の直接処分が技術的な合理性をもって実現できることを示すため、わが国の地質環境条件や使用済燃料の特性を踏まえ、処分場施設の設計・性
1)
能評価技術の開発 を実施している。そのうち、
原環センターが原子力機構から受託した「使用済
燃料の直接処分に関する技術調査と処分場操業関連技術の概念構築(その 2)」では、上記を踏まえ、搬送・定置設備と封入設備の技術オプ
ションの体系的整理を行い、その成果を用いた概念設計を実施した。

に対して、物流・交通など地層処分以外の産業も対象に含めて、適用候補となる技術を技術オプションとして抽出した。一例として⑱の処分
坑道の廃棄体搬送・定置装置の技術オプション
を表-2 に示す。なお、PEM 方式の装置について
は、廃棄体の装置分類に含むものとした。但し、搬送物を区別するため PEM 搬送・定置装置等と呼称することとした。

◇平成 26 年度の成果

建設、操業、閉鎖技術の検討
地層処分システム性能の確認
END

図-1
表-1
区

搬送・定置設備の構成装置

分

アクセス坑道(斜坑)
連絡・主要坑道(アクセス坑道－
連絡・主要坑道)

施
設

－64－

処分施設の設計フロー

アクセス坑道(立坑)

下(1)技術オプションの体系的整理
1)装置構成・機能による技術オプションの体系化
既存の技術開発、概念設計の検討成果の設備
2) 3)の役割、ハンドリングフローなど から、地下施設のアクセス坑道～処分坑道(処分孔)における搬送・定置設備を構成する装置を表-1 に示すように分類した。そして、装置を構成する機能

技術オプションの整理・活用
・適用候補技術の絞込み
・設計着目点や開発課題の明確化
設備概念設計地

人工バリアを地上施設から処分坑道(処分孔)まで搬送し、定置を行う搬送・定置設備は、人工バリアの形状、寸法、質量などに加えて、竪置きと横置きの定置方式、地質環境などの様々な条件を前提として設計される。その概念設計の前段階として、搬送・定置設備を構成する技術を幅広く抽出し、技術オプションとして体系的に整理した。
技術オプションの整理結果を活用してPEM(Prefabricated Engineered barrier system
Module)方式の搬送・定置設備の概念設計を行い、実現可能性を評価した。処分施設の設計フローを
図-1 に示す。本委託では封入設備の概念検討も実施したが、本報では搬送・定置設備の検討成果について記載する。

搬送・定置設備および地上施設の設計

連絡・主要坑道(連絡・主要坑道－
処分坑道(処分孔))

処分坑道

装

置

の

種

類

①廃棄体搬送装置②緩衝材搬送装置③隙間充填材搬送装置④廃棄体搬送装置⑤緩衝材搬送装置⑥隙間充填材搬送装置⑦廃棄体積替え装置⑧廃棄体傾転装置⑨緩衝材積替え装置⑩緩衝材傾転装置⑪隙間充填材積替え装置⑫廃棄体搬送装置⑬緩衝材搬送装置⑭隙間充填材搬送装置⑮廃棄体積替え装置⑯緩衝材積替え装置⑰隙間充填材積替え装置⑱廃棄体搬送・定置装置⑲緩衝材搬送・定置装置⑳緩衝材原位置締固め装置
21 隙間充填材搬送装置・充填装置○

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

表-2

技術オプション(処分坑道廃棄体搬送・定置装置)
機

能

技術オプション

軌条式
走行機能
無軌条式

走行(駆動)機能

把持機能

昇降・定置機能
傾転機能

表-3
設計因子

鉄レール
タイヤ
タイヤ
クローラ
電動機－バッテリ
電動機－架線給電
電動機－ケーブルリール
内燃機関
押込み
把持部吊り下ろし
片持ち吊り下ろし
真空吸引
電磁石
エアベアリングウォーターベアリング
フォーク
ベルトコンベア
ワイヤ＋ウィンチ
油圧シリンダエアベアリングウォーターベアリング
機械式傾転／油圧式傾転

課題/留意点を 1 件 1 葉の書式に整理した。そして、技術オプションを共通の視点で客観的に比較評価できるよう、原子力発電環境整備機構(以下、原環機構)の処分概念・技術オプションの特徴比
4)
較の視点の設計因子 を参考に、表-3 に示す搬
送・定置設備に関わる技術オプションの特徴を整理する視点と具体的内容について設定した。表-3に示した特徴整理の視点と具体的内容により、各技術オプションの特徴整理を行った。特徴整理においては、搬送・定置設備の前提条件に対する技
術オプションの有効性が評価できるよう、特定の条件を設けずに全体をできるだけ網羅するよう広く調査した。
(2)PEM 方式の搬送・定置設備の概念検討
平成 25 年度に設定された人工バリアのレファ
2)レンスケース(PWR 使用済燃料集合体 2 体収容)を対象とし、技術オプションの整理結果を用いて、処分坑道 PEM 搬送・定置装置の概念検討を行った。

搬送・定置設備に関わる技術オプションの特徴整理の視点と具体的内容
搬送・定置設備の特徴整理の視点

特徴整理の視点の具体的内容

閉 鎖 後 長 期 人 工 バ リ ア の ・ニアフィールドにおける残置物と人工バリア
・発生する残置物の種類(コンクリート、金属など)、量
の安定性
長期安定性
との相互作用・廃棄体や装置の遮へいによる作業領域の非管理区域化の可否
・遮へいの有無(廃棄体表面で 2mSv/h、表面から 1m の位置で 100μSv/h の基準値への適合により判定)
放射線安全・廃棄体からの放射線による影響とその大きさ(装置や材料の劣化、および操業安全性
・放射線による装置への影響の可能性
故障、誤動作の発生)・装置稼働時の作業環境
・振動騒音、排気ガスの発生の有無
一般労働安全・装置による災害の危険性
・装置に起因する火災、爆発・衝突・積荷の落下等の災害発生の可能性
・装置が役割を発揮するために必要となる速度や時間（搬送機能の場合は工程・装置の作業速度・作業時間
搬送速度、昇降・定置機能の場合は作業あたりの時間など)
・定置方式(竪置き、横置きなど)への適応性
・緩衝材の形状や方式(ブロック方式、一体型方式など)への適応性
・搬送定置装置の適用範囲
・各坑道(立坑、斜坑、水平坑道)への適応性
定置方式、緩衝材、坑道種類、処分深度・広範囲の処分深度への適応性
・装置の大きさ、および作業時の作業範囲の大きさ(それぞれ坑道断面の大・定置装置稼動部の空間的制約
定置作業性
きさや形状への影響を含む)・性能(必要とする機能を発揮するための能力)
・緩衝材搬送・定置、廃棄体搬送・定置装置の 例）対象物(形状、寸法、重量、材質)の搬送・定置能力/斜坑の登坂能力
・遠隔操作、自動運転に関する実績
能力
性能、遠隔操作性、作業精度、作業時の振動 ・作業精度(走行機能では停止精度、昇降・定置機能では定置精度など)
工学的成立
・作業時に対象物に発生する振動や衝撃の大きさ
性/品質保証・基準を設けて技術レベルと難易度を判定
技術レベル：実用(他分野で十分実績がある)レベル、実証実験レベル、技術開発の・技術レベルおよび課題の難易度
基礎(要素)実験レベル、机上検討レベルで分類
進展
課題難易度：実現性に影響する重要課題の数および課題対策の方法や技術の難易度を評価
効率性(物流) ・搬送・定置の作業量
・上記の工程因子にて評価
・坑道内付帯物の設置要否と設置内容(装置以外の空間確保の必要性)
・装置稼動に対し、坑道内温度や廃棄体の表面温度、処分容器表面温度な
どの温度が及ぼす影響と制約
地 下 環 境 へ の ・想定される地下環境条件への適用性
適応性・閉鎖狭隘空間、坑内温度・湿度・湧水・路盤 ・装置稼動に対し、坑道内湿度(ほぼ湿度 100％)が及ぼす影響と制約
・坑道上部からの湧水への適応性（適用可能な湧水量）
・坑道内の路盤の段差や起伏に対する適応性
・操業作業の地質環境条件の不確実性に対する ・装置稼働に必要な坑道底部岩盤の地耐力
柔軟性
・様々な作業速度および作業時間設定に対する柔軟性
工学的信頼性・操業条件(1 日当たりの定置廃棄体数)の変化に ・動力停止時の事故・トラブルの発生可能性(装置の暴走や搬送物の落下・対する柔軟性
転倒など)・故障時の重大災害に対する信頼性
回収可能性
・搬送・定置後の再移動のしやすさ
・搬送・定置作業の逆工程による廃棄体回収の成立性
・技術レベルも設けて判定
社会経済的側面
・ステークホルダーの受容性
技術レベル：実用レベル(他分野で十分実績がある)、実証実験レベル、
基礎(要素)実験レベル、机上検討レベル

－65－

700

φ2,295φ879

廃棄体

ベルトコンベアフォーク

20

なお、定置方式は横置き方式を対象とした。
ガラス固化体を 3 体収納する PEM(PEM 容器の長5)
さがレファレンスケースと類似)の検討例 を参考に、PEM 容器について図-2 のとおり設定した。
廃棄体、緩衝材および PEM 容器をモデル化した遮へい計算により、線量当量率が PEM 容器表
面で 23μSv/h(2mSv/h 以下)、PEM 容器表面から1m 位置で 9.9μSv/h(100μSv/h 以下)となり、輸送の基準を参照して設定した基準値(( )内の数
値)以下となることを確認した。そのため、表-3に示す「操業安全性／放射線安全」の「遮へいの有無」の視点について搬送・定置設備への遮へい体の設置は不要とした。
搬送・定置設備の前提条件を平成 25 年度報告2)
書 等から設定し、機能毎に技術オプションの有効性を評価する指標を設定した。
技術オプションの利害得失による体系的整理
結果と、設定した技術オプションの有効性の評
価指標をもとに、処分坑道 PEM 搬送・定置装置の把持機能、走行機能、走行(駆動)機能および昇降・定置機能の技術オプションの評価を行い、「指標を満たさない」の項目がない技術オプシ
ョンを各機能に利用できる候補技術として抽出した。一例として、把持機能の技術オプションの有効性評価結果を表-4 に、各機能の候補技術
抽出結果を表-5 に示す。次に、表-5 の下線を付2)した平成 25 年度の廃棄体搬送・定置装置概念と類似する技術を設定し、処分坑道 PEM 搬送・定置装置の概念を検討した。表-6 に概略仕様、
図-3 に概念図を示す。有効性評価における各項目の重み付けや、候補技術の絞込み方法については今後の課題である。
最後に、技術オプションの有効性の評価をもとに、処分坑道 PEM 搬送・定置装置に対する実現可能性を評価する指標を設定し、技術オプションのウォーターベアリング

PEM の概念図

電磁石

処分坑道 PEM 搬送・定置装置の把持機能の技術オプションの有効性評価の指標

エアベアリング

有効性評価項目(設計因子)(mm)

技術オプション
真空吸引
片持ち吊り下ろし

図-2

把持機能の技術オプションの有効性評価
押し込み

4,780
5,010
6,466

表-4

把持部吊り下ろし

230

28
700

φ839

700

28

28

整理結果を活用して、概念検討した処分坑道 PEM
搬送・定置装置の実現可能性評価を行った。処分
坑道 PEM 搬送・定置装置の実現可能性の評価結果
および主な技術開発課題を表-7 に示す。

PEM 容器

700

緩衝材

隙間充填材

20

竪置き
時上側

28

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

閉鎖後
人工バリアの○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ×
長期の残置物がないこと
長期安定性
安定性
放射線による著しい劣化や誤作
放射線安全
動の可能性が低い、または対策 ○ ○ ○ △ △ △ △ ○ △ができること操業安
全性
騒音振動、排気ガスに対して遵守 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○一般労働安全△ △ △ △ △ △ △ △ △災害防止の対策があること
横置き方式の廃棄体が把持でき△ ○ ○ × △ ○ ○ △ ▲ること
水平坑道(処分坑道)で作業でき○ ○ ○ △ ○ ○ ○ ○ ○
ること

定置作業性

深度 1000m の位置、環境で作業○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○できる○ △ △ △ △ ○ ○ △ △想定坑道で作業できる対象物の PEM を取り扱えること × ○ × × △ ○ ○ × ×
工学的
成立性
/品質
保証

遠隔操作、自動運転の実績があ△ △ △ △ △ △ △ △ △ること○ ○ ○ ○ ○ △ ○ ○ △振動・衝撃が 10G 以下

技術開発の進 実用レベルあるいは実証実験レ△ △ △ △ △ △ ○ △ △展
ベルであること付帯設備が無いこと、少ないこと ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ×○ ○ ○ ○ △ ○ ○ ○ ○地下環境への 坑内温度 45℃で作業できること
適応性
坑内湿度 100%で作業できること ○ ○ ○ ○ △ ○ ○ ○ △○ ○ ○ ○ △ △ ○ ○ △滴水程度で作業できること
工学的信頼性

故障時の重大災害に対する対策△ △ △ × × △ △ △ △
があること

回収可能性

再把持(逆工程)が可能なこと△ △ △ △ ○ △ △ △ ▲○：指標を満たす。 △：条件付きで指標を満たすものの検証が必要。
▲：搬送のみ指標を満たし、定置には別技術が必要。 ×：指標を満たさない。

表-5
機

処分坑道 PEM 搬送・定置装置の候補技術
能

技術オプションから抽出された候補技術

把持機能

把持部吊り下ろし、エアベアリング、ウォーターベアリング

走行機能

無軌条－タイヤ、無軌条－クローラ

走行(駆動)機能
昇降・定置機能表-6項

処分坑道 PEM 搬送・定置装置の概略仕様
目

外形寸法
装置質量
搭載質量
走行速度
走行方式
給電方式
把持方式
昇降・定置方式
監視方式－66－

バッテリ＋電動機、ケーブルリール+電動機、内燃機関
ワイヤ＋ウィンチ、油圧シリンダ、エアベアリ
ング、ウォーターベアリング

概

略

仕

様

高さ約 3.5m×幅約 3.5m×長さ約 14.5m
100～150ton
165～215ton(処分坑道 PEM 搬送・定置装置＋PEM)
約 1km/hr(約 16.7m/min)
タイヤ(無軌条)
バッテリ＋電動機
把持部吊り下ろし
ワイヤ＋ウィンチITV(industrial television)カメラ方式

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究機能設 定 技 術

把持機能

把持部吊り下ろし

走行機能

無軌条－タイヤ

走行機能(駆動)

バッテリ＋電動機

昇降・定置機能

ワイヤ＋ウィンチ

監視機能

ＩＴＶカメラ

(mm)

図-3
表-7
設計因子

処分坑道 PEM 搬送・定置装置の概念図

処分坑道 PEM 搬送・定置装置の実現可能性の評価結果
処分坑道 PEM 搬送・定置装置の実現可能性の評価の指標

処分坑道 PEM 搬送・定置装置の実現可能性の評価結果

閉鎖後長期の安定性 人工バリアの長期安定性 ・残置物がないこと
放射線安全
操業安全性
一般労働安全・残置物は発生しない・遮へい機能は不要
・放射線による著しい劣化や誤動作の可能性が低い、または対策ができること
・労働安全衛生法を順守できること・装置に起因する火災、爆発、衝突、積荷の落下等の災害防止の対策ができること
・搬送速度は 1km/h 以上を確保できること

・遮へい機能はなし
・タイヤなど有機材料・部品に対する放射線劣化の検証が必要
・振動騒音、排気ガスは法規制を順守可
・トンネル建設工事等での実績から、防災の対策あり

・横置き定置方式に適用できること

・走行機能は搬送速度を確保できる。
作業時間はシステムの検討が必要。
・横置き定置できる昇降・把持機能である・緩衝材の種類は PEM 方式
・水平坑道（処分坑道）で作業できること
・深度 1,000ｍで作業できること
・内空断面高さ 5m,幅 5m の幌型坑道で作業できること
・対象物の PEM 容器が取り扱えること

・PEM 方式のため評価対象外
・水平坑道で作業できる・深度 1,000ｍで作業できる・装置概寸：高さ 3.5m、幅 3.5m、作業時の作業範囲の拡大なし
・能力を有した装置を設計対応可能

・遠隔操作、自動運転の実績があること
・定置精度は 10cm 以内
・振動・衝撃は 10G 以内
・実用レベルあるいは実証実験レベルであること

・既存技術はあるが、地下坑道での実証が必要
・昇降・定置のガイド機構の検討が必要
・ダンパ等で抑制可能である
・個々の機能は実用レベル、機能を組み合わせたシステムの検証が必要

・上記「工程」と同じ・「工程」にて評価
・付帯設備はない
・坑内温度 45℃で作業できる・坑内湿度 100％で作業できる・滴水で作業できる・作業可能である
・車輪数の設計などで対応可能

工学的信頼性・付帯設備がないこと、少ないこと
・坑内温度 45℃で作業できること
・坑内湿度 100％で作業できること
・滴水程度で作業できること
・段差±2cm で作業が可能なこと
・路盤の地耐力への対応ができること(一軸圧縮強度 50～100MPa)
・1 日 5～10 体の定置への柔軟性があること

回収可能性
社会経済的側面

・故障時の重大災害に対する対策がとれること・再移動（逆工程）が可能なこと
・上記「技術の進展」と同じ・対策はとれるが、対象物の健全性評価は必要
・再移動（逆工程）はできる
・「技術の進展」にて評価

工程

定置作業性

工学的成立性/品質保証
技術開発の進展
効率性(物流)地下環境への適応性

主な技術
開発課題

1) 日本原子力研究開発機構、平成 26 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、
20152) 日本原子力研究開発機構、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、
20143) 財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 16 年度地層処分技術調査等遠隔操業技術高度化○○

・走行機能は搬送速度の柔軟性を持つ。
作業時間はシステムの検討が必要。

調査報告書参考資料(技術メニュー)、遠隔溶接・検査 遠隔ハンドリング・定置技術、2005
4) 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-,NUMO-TR-11-01、2011
5) 中島均他、PEM システムの基本形の検討(その 2 人工バリア一体型モジュールの検討)、土木学会第 68 回
年次学術講演会(平成 25 年 9 月),CS11-056－67－Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

５．ハル・エンドピースの地層処分に向けた
廃棄物データの整備に関する研究計画の検討◇事業の概要ハル・エンドピースは使用済燃料の再処理工程
で、燃料棒の裁断及び核燃料の溶解工程から排出されるジルカロイ製の被覆管及びインコネル製の支持バネ等と、燃料棒の上下に接合されていたス
テンレス鋼製のエンドピースからなる廃棄物であり、TRU 廃棄物の地層処分ではグループ２に分類
1)
されている 。
ハル・エンドピースに含まれる放射性核種のうち、特に処分後の影響が大きい核種は、ジルカロ
イ及び炭素鋼に含まれる非放射性の窒素及び炭素2)の放射化によって生成した炭素 14 である 。
当センターでは、Ⅱ.3-2 で述べたとおり、経済産業省からの受託事業において、TRU 廃棄物の地層処分の安全評価の信頼性向上を目的として、ハル・エンドピースに含まれる炭素 14 のインベント
リ評価、ならびに放出挙動のモデル化及び評価を
2)3)実施してきた 。
一方で、廃棄物の処分に向けては、廃棄物に含まれる放射性核種の総量（インベントリ）の推定や、廃棄物の受け入れ等に必要な廃棄体確認等で必要となる核種濃度の推定･設定等のために、今後、
炭素 14 以外の放射性核種に対するデータ取得が必要となるものと考えられる。
そこで、本検討では、これまでに実施した炭素
14 のインベントリ設定方法を参照しつつ、その他の核種のインベントリに関するデータ取得の手法
及び計画について検討することとした。
このような検討には、対象とする被覆管及びス
テンレス鋼等に含まれる添加元素や不純物等に関するデータや、放射化計算を実施するための運転履歴に対するデータなど、材料メーカーや電力会
社等が所有するデータを用いる必要がある。そのため、本検討においてはそのようなデータを収集するための体制及び収集方法について検討を開始した。
今後、データ取得体制及びその収集法法に基づいて、廃棄物データの整備に関する研究計画を立案していく。

1) 電気事業連合会･核燃料サイクル開発機構、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
まとめ－、2005 年 9 月
2) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 24 年度 地層処分技術調査等事業ヨウ素･炭素処
理・処分技術高度化開発 平成 19 年度～24 年度取りまとめ報告書、2013
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度 地層処分技術調査等事業 TRU 廃棄物処理・処分技術高度化開発（第 2 分冊）－炭素 14 長期放出挙動評価－、2014－68－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

６．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や研究機関などの報告書から、研究開発の現状及び将来の展望について調査した。
(2)検討の条件、前提の整理◇事業の概要我が国の原子力政策の基本方針として、高レベ
ル放射性廃棄物の最終処分に向けた取組の抜本強化、使用済燃料の貯蔵能力の拡大、放射性廃棄物の減容化・有害度低減のための技術開発、再処理やプルサーマル等の推進などがエネルギー基本計
1)
画で示されている 。そのため、今後は、これまでとは異なる特性を有する放射性廃棄物が生じることが考えられる。HLW 第 2 次取りまとめでは、
45 GWd/THM の UO2 使用済燃料を再処理する過程で発生する高レベル放射性廃液をガラスで固化した
ガラス固化体をリファレンスケースとして、その発熱量に基づく処分場の温度解析により、地層処分場の概念設計が実施された。そして、人工バリ
アおよび天然バリア中の核種移行解析などにより、2)地層処分の成立性が示されている 。
本事業では、原子力エネルギーの継続利用の視点から現行の地層処分概念に対して、燃料の高燃
焼度化、核燃料サイクルにおける分離変換技術の導入など、今後の発電側の条件や先進的なサイクル技術などの導入を見込んだ場合の地層処分概念の成立性への影響について、最新の知見を調査して検討を行い、今後の研究開発課題を整理することを目的としている。初年度となる平成 26 年度は、
以下の項目について調査、検討を実施した。
①国内における既往の研究成果の調査、整理②検討の条件、前提の整理③地層処分概念成立性の検討◇平成 26 年度の成果(1)国内における既往の研究成果の調査
今後発生する放射性廃棄物の特性を把握するために、高燃焼度 UO2 燃料、MOX 燃料の利用にともない発生する使用済燃料の放射能及び再処理後に発生するガラス固化体の発熱量について公開文献を基に調査した。また、これらの使用済燃料に対する再処理方法、ガラス固化技術、核燃料サイクルにおける分離技術、高速増殖炉（FBR）
や加速器駆動核変換システム（ADS）を用いた核変換技術などの先進的技術について、国の委員会

今後の原子力エネルギーの利用状況を俯瞰しながら、放射性廃棄物が地層処分概念へおよぼす影響を検討する上で前提となる条件を整理した。
現行の地層処分概念では、PWR の UO2 使用済燃料（燃焼度 45 GWd/THM）を 4 年間冷却し、再処理の過程で発生する高レベル廃液をガラス固化
して 50 年間貯蔵したガラス固化体を対象として2)
いる 。しかし、現時点では 4 年の冷却期間を超える使用済燃料が多く存在している。また、燃料の高燃焼度化も進められており、将来 70 GWd/THM程度まで UO2 燃料および MOX 燃料の燃焼度を向上させることが検討されている。さらに、放射性廃棄物の減容化・有害度低減を含めた FBR や ADS の1)研究開発も進められている 。
UO2 および MOX の使用済燃料の再処理方法については、PUREX 法だけでなく、他の再処理方法に
3)
ついても研究開発が行われている 。また、日本
原燃では、ガラス固化体中心温度の設計目標値は
4)
500℃に設定されており 、高レベル廃液の分析
値のばらつきやプロセス運転上の変動を考慮して、ガラス固化体の発熱量は 2.3 kW/本を目標と5)して管理されている 。しかし、UO2 燃料や MOX 燃
料では、燃焼度の増加にともない発熱量が増加す
235る。また、相対的に Pu の燃焼が多くなるため、 U
239と Pu の核分裂収率の違いにより使用済燃料中の
6)
FP に含まれる白金族元素や Mo 量が増加する 。再処理にともない発生する高レベル廃液中の白金族元素や Mo の濃度が高くなると、液体供給式直接通電型セラミック溶融炉（LFCM）でのガラス固化に技術的な課題が生じることが報告されてお7)
り 、高燃焼度燃料などのガラス固化には、高周波電磁誘導加熱方式による金属製溶融炉（AVM）
やコールドクルーシブル誘導加熱炉（CCIM）が有効になると考えられる。
原子力発電、核燃料サイクル、地層処分に関する前提条件を把握するために、核燃料サイクル－
地層処分の関連を図-1 に整理した。
(3)地層処分概念成立性の検討
現状の地層処分概念では、50 年間貯蔵したガラス固化体の発熱量が 350 W/本程度になること－69－

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究3) 高速増殖炉サイクル実証プロセス研究会、核燃料サイ
から、緩衝材の性能を損なうような変質が生じな
クル分野の今後の展開について【技術的論点整理】、第いとされる制限温度（100℃）を下回るように、
28 回原子力委員会資料第 1-1 号、(2009).
2)
廃棄体 1 体あたりの専有面積が確保されている 。 4) 日本原燃、特定廃棄物管理施設のガラス固化体貯蔵建
屋Ｂ棟及び再処理施設においてガラス固化体を貯蔵す
高燃焼度 UO2 燃料や MOX 燃料では、Am や Cm など
る類似の冷却構造を有する設備における崩壊熱の除去
6)の MA の発生量が多くなる 。MA の増加は、ガラ
解析の再評価結果報告書（平成 17 年 1 月 28 日）、2005
5) 日 本 原 燃 、 ガ ラ ス 固 化 体 の 製 品 品 質 に つ い て 、ス固化体の発熱を長期化させる要因となる。その
http://www.iae.or.jp/wp/wp-content/uploads/2014
ため、再処理時の MA の分離などが有効になると/09/cycle_201308/03_attachment/attachment_10_r.
考えられる。また、これらの廃棄物を地層処分で
pdf
6)
Y. Inagaki, et al., LWR High Burn-Up Operation and受け入れるための方法として、ガラス固化体の貯MOX Introduction; Fuel Cycle Performance from the
蔵期間の延長や廃棄体の離間距離の拡張などがViewpoint of Waste Management, JNST, Vol. 46, Issue
考えられる。
7, pp.677-689 (2009).
1) 経済産業省、エネルギー基本計画、2014
2) 核燃料サイクル開発機構、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 次とりまとめ－、1999

7) 日本原子力学会再処理・リサイクル部会、ポジション
ステートメント「ガラス固化技術」、AESJ-PS019 r0、2012

従来の地層処分（分離・変換なし）

U, Pu

45GWd/THM

MOX燃料製造

TRU廃棄物350 W/glass unit
緩衝材温度<100℃

2.3 kW/glass unit

UO2燃料

燃焼度

NPPs

使用済燃料

冷却

MA, FP

再処理

分離・変換技術の適用

U, Pu

45GWd/THM
燃焼度

NPPs

ガラス固化体貯蔵

地層処分

MOX燃料製造

TRU廃棄物
使用済燃料

冷却

再処理

 MA（Np、Am、Cm）：核変換による短寿命化
 白金族（Ru、Rh、Pd等）：再利用
 発熱性元素（Sr、Cs）：焼成体として冷却後に地層処分
 その他元素：高含有ガラス固化体として地層処分

群分離

UO2燃料

LFCM法

MA

核変換（短寿命化）

白金族FP

再利用

発熱性FP

廃棄体

その他FP

LFCM法

ガラス固化体地層処分

貯蔵

 従来の地層処分に対する分離・変換技術の効果を定量的に把握する
UO2燃料
MOX燃料

燃焼度

NPPs

使用済燃料

冷却

直接処分

地層処分
TRU廃棄物

高燃焼度化
将来の地層処分

U, Pu
再処理

群分離

【Puの利用】
・MA増加→ 発熱量の増加、長期化
・Mo, 白金族FPの増加→ ガラス固化技術への課題
・長寿命核分裂生成物の増加

FBR燃料製造

核変換

MA

地層処分

白金族FP

再利用

その他FP

LFCM法

廃棄体離間
距離の拡張

ガラス固化体 将来の地層処分に対する分離・変換技術は有効と考えられる
図-1

核燃料サイクル-地層処分関連図（概略版）

－70－

貯蔵

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

７．その他の地層処分に関する調査研究
その他、高レベル放射性廃棄物、TRU 廃棄物の地層処分に関する以下の調査研究を行った。
(1) 操業期間中の回収可能性に関する技術的検討
高レベル放射性廃棄物の横置き PEM 方式を対象として、回収技術の適用性に関する調査と操業期間中の事故時の回収と復旧に関する検討を行うとともに、回収維持に伴う閉鎖後長期の安全性に関する調査を行った。
操業期間中において廃棄体の回収が実現可能であることの技術的論拠を整備すると共に、廃棄体の落下等の事故が発生した際の回収方法について検討を行った。また、回収維持に伴う閉鎖後長期安全性に関して、操業期間中の坑道開放による水位変化と回復過程を追跡する水理解
析体系を構築した。

－71－

(This page(p72) is intentionally kept blank.)

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

る法規制文書や関連報告書等をデータベースとして整備するとともに（図-1）、データベース管理システムの実行環境及び開発環境のバージョ
ンアップ対応や機能拡充を実施した。

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査
研究等
１．放射性廃棄物海外総合情報調査◇事業の概要高レベル放射性廃棄物等の地層処分を中心として、海外における政策、処分事業の実施状況及び処分技術情報、研究開発の現状、処分技術評価の関連情報等の情報・データを収集・分析し、処分
技術関連情報等の総合的なデータベースとして整備を行うとともに、収集した情報等に基づいてホームページ、技術情報冊子等を通じて外部に向けて発信し、関係者間での情報共有と知識普及、幅1)
広い国民各層への理解促進を図った 。
なお、本事業は、経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果
図-1

データベース管理システムの画面例(1)海外情報の収集・分析と総合的なデータベース（海外機関との情報交換協定等により限定的な利用形態を取っている）の整備
欧米諸国の高レベル放射性廃棄物等の情報については、フィンランド、スウェーデン、フラン (2)諸外国における廃棄物処分の最新動向に関する調査・分析
ス、スイス、英国、米国、ドイツ、スペイン、ベ地層処分以外の処分オプション（核種分離・変
ルギー、カナダを対象として、各国の処分実施主換、超深孔処分）、暫定保管、回収可能性及び使体等からの直接的な情報収集も活用しつつ、法制
用済燃料の直接処分等に関連する、諸外国の考え度の整備状況、立地活動や許認可申請・発給の状方や取り組み、それに至る背景情報を収集し、取況、処分技術情報、情報提供・広報、社会的意思りまとめた。
決定方策、地域振興方策、資金確保関係等の情報を収集・分析した。また、アジア諸国に関しては、
韓国、中国、台湾における放射性廃棄物処分の関 (3)調査情報の整理・発信・普及
上記(1)、(2)でデータベースとして整備した各連情報として、法制度の整備状況とともに、処分概念、サイト選定等の技術情報、資金確保関連、 種情報等を活用して、国の政策立案に必要な情報の取りまとめを行うとともに、一般への情報提供、
地域振興方策等の情報を収集・分析した。
関係者間での情報共有、知識普及を目的として、以上の調査に加えて、その他の個別情報の調査
ウェブサイト、技術情報冊子等を整備した。
として、海外主要国における放射性廃棄物処分のウェブサイト「諸外国での高レベル放射性廃棄関連法規制の詳細や、各国関係機関が発行する主物処分」(http://www2.rwmc.or.jp)では、諸外国
要報告書等の調査を行った。
での進捗状況の理解を深めることを目的として、
また、国際機関として、経済協力開発機構／原原子力発電の動向や使用済燃料／高レベル放射性子力機関（OECD／NEA）、国際原子力機関（IAEA）、廃棄物の発生や貯蔵など、処分前管理に関する情
欧州連合（EU）等を対象とした最新動向を調査し報を充実させた（図-2）。
た。
上記のウェブサイトにおいては、諸外国におけ以上の調査により得られた情報に加え、関連する地層処分計画と技術開発、処分事業に関わる制－73－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

度・実施体制、処分地選定の進め方と地域振興、処分事業の資金確保、安全確保の取り組み･コミュ
ニケーションの観点から最新情報と解説を掲載した。また、『海外情報ニュースフラッシュ』として、諸外国の高レベル放射性廃棄物処分を中心としたニュース記事を 75 件掲載した（記事タイトルの一覧は、資料 VI-5 を参照）。

図-2に難しい表現をできるだけ避け、諸外国の状況や多様な取り組みがわかるように配慮している。具
体的には、地層処分概念や施設設計、処分事業の計画や進捗のみならず、法制度、資金確保、サイト選定の進捗や地域振興などの幅広い観点から、当該国での地層処分事業の特徴について解説している。2015 年版では、主要 8 カ国（スウェーデン、フィンランド、フランス、ドイツ、スイス、
英国、米国、カナダ）の各々を各編とした構成として、また、中国、韓国、ロシアの地層処分に関する動向を短く解説したページを付録としてまとめ、平成 26 年末時点の最新情報を反映して作成した。
技術情報冊子②（平成 27 年 3 月発行）は、欧
米主要国の地下研究所、処分場候補サイトなどを訪問、視察を企画・検討する際の補助的な資料と活用してもらうことを意図したものである。訪問先として注目される地下研究所、高レベル放射性廃棄物処分場の候補サイト、中間貯蔵施設、放射性廃棄物処分場などの所在地、施設概要のほか、見学方法、問い合わせ先などの情報を最新化してまとめた。
これら 2 つの冊子の PDF 版をウェブサイト「諸外国での高レベル放射性廃棄物処分」に掲載した。

ウェブサイト「諸外国での高レベル放射性廃棄物処分」の閲覧イメージ
http://www2.rwmc.or.jp

技術情報冊子の整備として、①『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について（2015年版）』（図-3:左）と②『諸外国における放射性廃棄物関連の施設・サイトについて』(図-3：右)の 2 種類の資料を作成した。
技術情報冊子①（平成 27 年 2 月発行）は、諸外国における高レベル放射性廃棄物の地層処分の進捗状況に関する情報を体系的に整理・解説することにより、地層処分の理解促進に資することを目的とした資料である。誰でも利用できるよう

図-3

平成 26 年度に整備した技術情報冊子

1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度 放射性廃棄物共通技術調査等事業 放射性廃棄物海外総合情報調査報告書、2015－74－Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

２．放射性廃棄物重要基礎技術研究調査◇事業の概要我が国では、原子力発電の利用に伴って既に放射性廃棄物が発生しており、その処理処分対策を着実に進める必要がある。高レベル放射性廃棄物の地層処分や長半減期低発熱放射性廃棄物（TRU廃棄物）を初めとする低レベル放射性廃棄物の処
理処分等に係る政策立案や研究開発において、国や関係機関、処分実施主体等の役割分担のもとで進めていくことが重要である。
これらの背景を踏まえて、本調査では、高レベ
ル放射性廃棄物の地層処分を中心とした先進的な研究開発を実施するとともに、今後の我が国の基盤研究開発の課題を検討することで、処分実施主
体が将来処分事業を進めるにあたって必要となる技術基盤の整備を図ることを目的とした。
調査においては、処分技術に関連する先進的な研究開発テーマ及び研究実施者を公募により選定し、当該テーマに関する研究開発を実施するとともに、研究の実施に係る進捗管理や成果のとりま
1)とめを行った 。
なお、本事業は、経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果(1)処分技術に関連する先進的な研究開発テーマの選定
平成 26 年度より 4 ヵ年の計画で研究を実施す
ることを前提として、基礎的な研究ではあるものの、国で実施する政策や事業に関連あるいは反映できると考えられる、5 つの分野（地質環境、工学技術、性能評価、直接処分、及び社会的な課題解決に関する分野）を対象とした研究テーマ
及び研究実施者を公募した。選定においては、地層処分関連分野の専門家・有識者等で構成される選定委員会を設置し、当該委員会での審議により、6 件の研究テーマ及び研究実施者を選定した。
(2)研究開発に関する進捗管理・取りまとめ選定した 6 件の研究テーマの進捗管理等のための検討委員会（親委員会及び分野別委員会（地質環境、工学技術、性能評価、直接処分の 4 分野））を設置し、平成 26 年度の研究開発内容・進捗状
況に関する研究実施者による最終報告に基づいて、チェックアンドレビューを行った。
また、上記の検討委員会によるチェックアンド
レビューの他に、研究実施者との間で電子メール
や面談による意見交換等を行うことにより、進捗管理を行った。
以下に、平成 26 年度より開始した 6 件の研究テーマの概要と本年度の成果概要を示す。
①断層周辺の地下水流動特性および物質移行特性に関する包括的研究（研究者：京都大学 柏谷公希）
本研究は、断層周辺の地下水流動及び物質移行における断層のパスあるいはバリアとしての機能を明らかにすること、さらに、断層の地下水流
動および物質移行におけるパス、バリアとしての機能を評価するための手法を構築することを目的としている。
平成 26 年度は、研究対象となる断層を選定するため、文献調査を行った。その結果、独立行政法人日本原子力研究開発機構瑞浪超深地層研究
2)
所の主立坑断層 を主要な研究対象として研究を実施することとした。
また、近年、地下水の環境トレーサーとして用いられている六フッ化硫黄（SF6）の分析を行う
ために、分析前処理装置を作製し、分析のためのプロトコールを整備した。
②岩石き裂の治癒作用を利用した不連続面のバ
リア性能向上に関する研究（研究者：鳥取大学奈良禎太）
岩盤内では、き裂や空隙のネットワークが流体の流路となるため、遮蔽性が大きくなるためには、き裂の進展が防がれるとともに、き裂や空隙を閉塞させるプロセスが重要となる。本研究では破壊力学試験と透水試験により、岩石内の節理や断層の遮蔽性（バリア性能）の特性を調査する。
平成 26 年度は、破壊力学及び透水試験を行う
環境を整備し、予備試験を実施した。破壊力学試
験では、ダブルトーション法による測定を 1～2
週間程度連続で行うことにより、長期連続測定によるき裂進展データを取得できる環境を整備した。大島花崗岩を試料として用いた予備試験では、－75－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

従来よりも低いき裂進展速度の測定に成功し、応力拡大係数とき裂進展速度の関係が取得可能であることを確認した。
透水試験については、稲田花崗岩を試料として、
トランジェントパルス法による予備試験を行い、透水係数に関するデータが取得可能であることを確認した。

解析シミュレータの開発・高度化については、
地下空洞の安定性を確認するための有限要素（FEM）解析のために、FEM 解析コードにコンプ
3)
ライアンス可変型構成式である大久保モデル を組み込んだ。また、開発した解析コードの検証として、一軸圧縮試験解析を行い、プログラムが正
しく計算されていることを確認した。
④硝酸塩影響評価のための高イオン強度下におけるアクチノイドの溶液化学的研究（研究者：
京都大学 小林大志）

図-1

大気中・水中双方の環境下で得られた大島花
崗岩でのき裂進展速度と応力拡大係数の関係③天然バリアと人工バリアの力学特性を考慮した放射性廃棄物処分施設の長期的な力学挙動予測システムの開発（研究者：福島高専 金澤伸一）
本研究は、処分施設の建設から閉鎖までの期間に着目し、岩盤とベントナイト緩衝材の力学特性を考慮できるモデルを組み込んだ、熱／土／水／
空気連成有限要素解析を実施し、建設から供用までの力学挙動を連続して解くことで、岩盤とベントナイト緩衝材の長期的（数十万年オーダー）な
力学的相互作用を把握することを目的とする。さ
らに、解析条件の選定や解析結果の評価方法までの一連の流れを整備し、処分施設の長期的力学挙動の予測システムを開発することを目標とする。
平成 26 年度は、ベントナイトに関する温度変化の影響を考慮した膨潤量・膨潤圧試験、温度変化を考慮した圧密試験、温度変化による一軸強度
データを取得するための試験環境の整備を行った。

本研究では、TRU 廃棄物に含まれる硝酸塩が処
分施設内や近傍においてアクチノイドの移行挙動に与える影響を定量的に評価するため、高濃度硝酸ナトリウム溶液中でのアクチノイドの錯
生成、酸化還元、コロイド挙動について検討するとともに、反応に関わる熱力学データを取得する。また、高イオン強度下でのアクチノイドの熱力学モデルを提案し、硝酸塩影響下でのアクチノイドの化学的挙動の理解及びその定量的評価につなげることを目的とする。
平成 26 年度は、高イオン強度下での 4 価アクチノイドの錯生成反応に関連する文献の調査を行い、これまでの知見を整理した。4 価のトリウ
ム（Th）、プルトニウム（Pu）及びアクチノイドの類似元素であるジルコニウム（Zr）について、硝酸錯体及び炭酸錯体の熱力学データに関する調査を行い、4 価金属と硝酸イオンの錯生成反応
については、地下水条件下（中性～アルカリ性pH）では硝酸錯体の寄与は低下するが、イオン相
4)互作用係数が寄与することが報告されていた 。
また、炭酸イオンとの錯体形成では、Zr、Th、Puの種類によって異なる炭酸錯体化学種が報告されていること、一方で、高イオン強度における実験値は不足しており、これらの熱力学データが必要であることが考えられた。さらに 4 価金属の加水分解反応のデータから、4 価水酸化物コロイド
種の挙動について、熱力学的な解釈が可能である
ことが示唆された。
また、高イオン強度下での実験・測定に向けた予備実験として、高濃度の NaNO3 及び NaCl 溶液下での pH 測定及び酸化還元電位（Eh）測定を行い、pH については実測値から水素イオン濃度（pHc）
を決定するための換算係数を、各イオン強度において求めた。Eh については、安定な酸化剤、還－76－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

元剤の組み合わせであるフェリシアン－フェロ
34シアン系（Fe(CN)6 /Fe(CN)6 ）の Eh 値を低濃度から高濃度までの NaNO3 及び NaCl 溶液下で測定した。その結果、Eh 値のイオン強度依存性が特
異イオン相互作用理論(SIT)によるモデルにより良く再現できた。
⑤地層処分の性能評価の精緻化を目指した薄片状雲母を用いた核種の収着メカニズムに関する基礎的研究（研究者：東北大学 千田太詩）
本研究は、雲母の異方性が核種収着挙動に与える影響について基礎的知見を取得し、核種移行評価への反映方法を併せて提示することにより、天然バリア中の核種移行評価(地層処分システムの性能評価)に資することを目的とする。具体的には、雲母が有する異方性が核種収着挙動に与える影響について基礎的知見を取得する。さらに、取得データをもとにした拡散・収着を考慮した二次元数値解析を実施するとともに、雲母薄片への核種収着に重要となる因子を整理し，核種移行評価への反映手法を提示する。
平成 26 年度は、黒雲母薄片及び緑泥石を用いたユウロピウム（Eu）の収着試験に着手した。黒雲母薄片を用いた Eu(Ⅲ)の収着試験では、試験開始後に水溶液中の Eu 濃度が急激に減少したが、その後減少は緩やかになた。試験結果から、固相表面に Eu(Ⅲ)が収着した後に、カリウム（K） とのイオン交換を伴いながら層間内部へ Eu が収着
及び拡散が進行するメカニズムが考えられた。既往研究では粉砕した黒雲母試料に多量に存在する断口部への速やかな核種収着が観察されたの5)みである のに対し、本研究で試験を行った薄片状試料対しては収着と拡散という二つの過程が存在すると考えられ、花崗岩表面に断口部が露出する確率が高い黒雲母には更なる核種遅延効果が期待できる可能性が示唆された。
また、収着試験後の黒雲母薄片を用いた蛍光分
光分析及び二次イオン質量分析（SIMS）について、本研究の収着試験条件における黒雲母薄片内のEu の拡散挙動観察に適した分析条件の設定を行
った。

図-2

黒雲母薄片に対する Eu(Ⅲ)収着と K 溶出の経時変化

⑥高レベル放射性廃棄物処分に関わるアジェン
ダ・セッティング（政策課題設定）の基礎的研
究（研究者：東京大学 小松崎俊作）
本研究は、処分事業に対する国民･社会の理解促進と信頼性向上をはかる上での前提条件となるアジェンダ・セッティング（政策課題設定）についての研究を通じて、社会的意思決定に関わる研究の効率的な進展に貢献し、処分事業の社会的側面に関する理解を深めることを最終目標とする。そのために、（ⅰ）高レベル放射性廃棄物処分のためのアジェンダが設定されるための要因を抽出し、（ⅱ）我が国における高レベル放射性廃棄物処分のために有効なアジェンダ・セ
ッティングのあり方を提示することを目的とする。
平成 26 年度は、既存の様々な分野における事例について政治過程分析を行い、アジェンダ・セ
ッティングが起こる要因を抽出し、アジェンダ・
セッティングの類型化を試みた。医師不足、郵政
民営化、ドイツのシュレーダー政権下における脱原発の決定等のアジェンダ・セッティングが行われた事例を 10 例選定し、次に、それぞれの事例についてその政策過程を分析し、アジェンダ・セ
ッティングの類型化と事例を分類した。類型化（仮説）した結果から、放射性廃棄物処分に関するアジェンダ・セッティングは、官僚ないし専門家が、当該政策課題とは離れた領域における小さな政策による波及効果で起こすことを目指すというオプションが提示された。
また、以前に実施されたアンケート調査のデータについて社会心理学的分析を行い、東日本－77－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

大震災ならびに福島第一原子力発電所事故が高レベル放射性廃棄物処分政策や原子力政策に対するステークホルダーの態度に与えた影響を分析した。高レベル放射性廃棄物処分施設受け入れへの態度の変化については、震災後に一時受け入れに好意的に転じていた態度が、震災 2 年後では一転して大幅に低下（否定的に変化）していた。また、被害規模の認知は事故後に有意に上昇した後は変化せず、また、原子力発電のメリットと従来考えられていた経済性認知は継続して低下し続けていた。このような原子力関連施設に対する認識が、高レベル放射性廃棄物処分施設受け入れへの態度において否定的な結果につながっていることが示唆された。
1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度放射性廃棄物共通技術調査等事業 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査（国庫債務負担行為に係るもの）報告書（平成 26 年度分）、2015
2) 鶴田 忠彦 他, 超深地層研究所計画 主立坑断層を対象としたボーリング調査結果報告書 JAEA-Technology
2012-001、2012 年 3 月
3) 大久保誠介他、 非線形粘弾性モデルによる坑道変形のシミュレーション、日本鉱業学会誌、Vol.103,No.5、
1987
4) Rand, R., Fuger, J., Grenthe, I., Neck, V., Rai, D.:
Chemical Thermodynamics of Thorium, In: Chemical
Thermodynamics (Eds.: F. J. Mompean et al.) Vol. 11,
Elsevier, North-Holland, Amsterdam,20095) 原子力安全研究協会、岩石と核種の相互作用に関する調査研究(III)，PNC-TJ 114 84-01、1984－78－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等③

３．安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査④◇事業の概要⑤

本調査では、我が国の放射性廃棄物処分に係る安全規制体系の整備に資するため、放射性廃棄物処分に関する安全規制の枠組み及び安全評価手法、廃棄物の管理と処分のあり方等について、諸外国における動向の調査を行った。
本調査においては、以下の国及び国際機関等を調査対象とした。
表-1

スイス

スペイン

国際原子力機関（IAEA）

フィンランドカナダ

ベルギー

経済協力開発機
構／原子力機関（OECD/NEA）

フランス

⑦
⑧
⑨

調査対象国及び国際機関

スウェーデン

米国

⑥

英国

ドイツ

中国

韓国

⑩
⑪
⑫
⑬

国際放射線防護委員会（ICRP）⑭

欧州連合（EU）⑮
なお、本事業は、原子力規制委員会原子力規制庁の委託により実施したものである。

⑯

処分場の最適化と BAT（利用可能な最善の技術）
人間活動の影響（人間侵入、人為事象シナ
リオ）
長期に係る線量・リスク基準・代替指標と解釈・信頼性・根拠
性能評価・安全評価における不確実性の取扱い
セーフティケースの内容とレビュー
社会・ステークホルダーとのコミュニケーション
定期的な安全レビュー（PSR）の取扱い、結果の反映方針
可逆性と回収可能性
許認可終了後の制度的管理（管理の方法、主体、管理終了の判断等）
能動的な制度的管理（モニタリング・サー
ベイランスのあり方等）
受動的な制度的管理（文書・マーカ等の記録の管理等）
環境影響評価並びにヒト及び動植物への放射線学的影響評価
処分場の操業時における放射線事象等の異常事例について、異常の概要、原因、事業者及び規制者の対応等の情報
その他、特記すべき動向◇平成 26 年度の成果(1)諸外国における安全規制等に関わる最新情報の調査・整理
調査対象国、及び調査対象国際機関等に関する
放射性廃棄物の処分等についての最新知見等を調査し整理した。
具体的には、平成 25 年度及び平成 26 年度に公表された規制関連情報、対象国の実施主体等の取りまとめた報告書、許認可申請書などを中心に調査し、以下に示す事項について、規制での取扱いの状況、事業者の取組状況、状況に至る背景及び過程に関して進捗が見られるものについて整理
を行った。
①

②

立地選定段階における規制側の関与（法的根拠の有無、法的根拠が無い場合の関与のよりどころ等）
評価期間の考え方（安全機能、各バリア要素との関係も含む）

図-1

米国ユッカマウンテン処分場の性能評価での人間侵入シナリオ（様式化）(2)放射性廃棄物の処分における管理の考え方の整理
放射性廃棄物の取扱いとして、暫定保管及び－79－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

長期保管（以下「長期保管等」という。）に関して、(1)に示した対象国等の情報について次の視点で調査した（例：表-1）。
 長期保管等について検討の際に考慮された概念
 オプション(地上、浅地下、深地下) 長期管理等が有効とされた時間スケール 処分と比較したメリット・デメリット
 処分、または長期管理等を選択した経緯や議論の経過等また、放射性廃棄物処分の廃棄体の定置後に考慮が必要となる、閉鎖や能動的な制度的管理の終了の判断、処分の終了に伴う管理主体の移動のタ
イミングと判断の考え方等に係る情報を調査した。
表-1

本年度の調査においては、次の国、機関、及び関連施設を対象に訪問調査を行った。
①スウェーデン・スウェーデン核燃料・廃棄物管理会社（SKB社）
・放射線安全機関（SSM）②スイス
・放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）
・連邦原子力安全検査局（ENSI）③フランス
・放射性廃棄物管理機関（ANDRA）
・原子力安全機関（ASN）
・ビュール地下研究所

英国で検討された長期管理オプション

1. 貯蔵（a.長期中間貯
蔵、b.永久貯蔵）2. 短寿命放射性廃棄物の浅地中処分
3. 地層処分
4. 段階的地層処分
5. 直接注入による処分
6. 海洋処分
7. 海洋底下処分
8. 氷床処分

9. 沈み込み帯への処分
10. 宇宙処分
11. 希釈及び分散
12. 分離及び核種変換
13. プ ル ト ニ ウ ム 及 び
ウランの原子炉での燃焼
14. 廃 棄 物 を 減 容 す る
ための焼却
15. 炉 で 金 属 を 溶 融 して減容(3)海外現地調査(1)及び(2)の調査について、海外現地調査を行い、放射性廃棄物処分実施主体、規制機関等から聞き取り調査を実施するとともに、放射性廃棄物
処分関連施設を訪問し情報収集を行った。

なお、海外訪問調査等の機会を活用し、(1)及び(2)の調査結果について、内容の確認も実施し
た。

図-2

－80－

スウェーデン放射線安全機関（SSM）による許認可
申請書の審査計画

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

４．放射性廃棄物処分の制度的管理に関する調査◇事業の概要本調査では、我が国の第一種廃棄物埋設の事業（地層処分）及び第二種廃棄物埋設の事業（余裕深度処分）における制度的管理、可逆性及び回収可能性、人間侵入シナリオの考え方等に関する技
術的知見の整備を目的として、諸外国の現状を調査、整理した。
本調査では、以下の国及び国際機関等を調査対象とした。
・スウェーデン・フィンランド
・米国
・フランス
・スイス
・英国
・ドイツ
・スペイン
・チェコ
・ノルウェー
・国際原子力機関（IAEA）
・経済協力開発機構原子力機関（OECD/NEA）
・欧州連合（EU）

図-1

なお、本事業は、原子力規制委員会原子力規制庁の委託により実施したものである。

◇平成 26 年度の成果(1)制度的管理に関する調査
調査対象国、国際機関等における放射性廃棄物処分の制度的管理に関して、規制要件、計画・実施されている能動的な制度的管理及び受動的な制度的管理の調査を実施した。
能動的な制度的管理については、監視項目（モニタリング・サーベイランスの項目）、監視期間、
監視地点、監視で取得する情報の判断、保存及び活用先を調査した。また、受動的な制度的管理については、文書・マーカ等による記録保存の考え
方、その考え方に基づいた制度設計、管理が保証
可能な期間等を調査し報告した（例：図-1）。

米国ユッカマウンテンでのサイト外辺部モニュ
メント及び閉鎖後管理エリア標識(2)可逆性及び回収可能性に関する調査
調査対象国、国際機関等における放射性廃棄物
処分の可逆性及び回収可能性について、規制要件、それらの考え方に基づく安全設計への反映状況、回収技術の検討状況を調査した。また、我が国の第二種廃棄物埋設の事業における操業段階及び保全段階に当たる期間における可逆性及び回収可能性についての考え方を取りまとめた。
(3)フランスにおける放射性廃棄物の管理に関する調査
フランスにおいては、1991 年に法律が施行され、長寿命廃棄物に関する研究方針が明示された。
この方針では、長寿命廃棄物の選別から処分に至るまでの廃棄物管理の一連のプロセスを考慮した 3 つの方針（核種分離・変換、地層処分、コン
ディショニングと長期貯蔵）で研究を進めることとされ、この方針に従い研究が進められてきた。
本調査では、これら 3 つの方針のうち、「コン－81－Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

ディショニングと長期貯蔵」に関する研究成果を整理するとともに、最終的な放射性廃棄物の管理方法を決定するに至るまでの経過情報や研究段
階ごとの判断、3 つの放射性廃棄物の管理方法ごとのシナリオ及び管理期間についても整理を行った。

スとなる調査対象国、国際機関等の事例を整理した。各国の事例については、人間侵入の開始時期と管理期間の関係、想定されている人間侵入シナリオの内容（例：図-3）をはじめ、検討開始からの議論の内容、最終的な結論に至った経緯についても調査した。

(4)我が国の事業の廃止に相当する行為の判断に関する調査
我が国の廃棄物埋設事業の廃止に相当する行為の判断について、調査対象の諸外国の規制要件、
具体的な規制項目及びその基準、実施主体の廃止措置計画を調査した。調査に当たっては、実施主
体や規制機関が決定に至った、議論の内容や根拠などの背景情報についても可能な限り調査した。
(5)人間侵入シナリオの考え方に関する調査
国際原子力機関（IAEA）において実施されている、人間侵入シナリオに関するプロジェクト
HIDRA （ Human Intrusion in the context of
Disposal of Radioactive Waste）において、人間侵入シナリオがどのように考えられているのかを公開情報に基づき取りまとめた（例：図-2）。
また、HIDRA プロジェクトにおける議論のベー

図-3

図-2

HIDRA プロジェクトのワーキンググループの相関図

ドイツ、ゴアレーベンにおける予備的安全評価における人間侵入シナリオ「地下空洞施設の建設」－82－

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究等

５．福島第一原子力発電所事故で発生する廃棄物等の処理処分に関する検討のある技術について幅広く調査し、その特徴、適用範囲などを基に、次第に明らかになる事故廃棄物の性状にあわせて順次絞り込みを実施し、最終的に実用化の可能性のある技術を選定することが有効と考えられた。
この考え方に基づき、当センターでは、平成 23
年度から国内外の処理技術について、以下の各観点から幅広く調査してきた。

平成 23 年 3 月 11 日に発生した東日本大震災によって発生した津波によって、東京電力福島第一原子力発電所（以下福島第一発電所という）では、
原子炉内の燃料の溶融、水素爆発に伴う損傷等、甚大な被害が発生した。その結果、初期に原子炉の冷却のため投入された海水等による多量の塩分① 原子力発電所での廃棄物処理において実績のを含む汚染水や、その汚染水を処理する目的で使ある技術 およびそれらから派生した技術用された吸着材等、多岐にわたる廃棄物が現在も② 国内外の研究機関で、放射性廃棄物の処理・発生し続けている。これら廃棄物は、事故により処分への適用が検討された実績のある技術
コントロールできない状態で発生したものであり、 ③ 塩分を含む廃棄物の固化について国内外で発破損した燃料に由来した放射性核種を含んでいる
表された技術
ことや、事故直後の炉心冷却に用いた海水の成分を含む可能性があること、汚染のレベルが多岐にその結果は、図-1 に示すように処理技術の特徴
わたりその物量も大きいこと等、従来の原子力発を基に、対象とする廃棄物（ゼオライト、スラッ電所で発生する放射性廃棄物とは異なる特徴があジ、燃料デブリなど）ごとに、溶融固化、マトリる。
ックス固化、容器収納等のグループにまとめた「取事故当初は、廃棄物に関する情報が極めて限らりまとめ表」と、個別の処理技術の詳細を記述しれており、また、汚染水の処理等で発生する吸着
た「個別技術調査表」として取りまとめた。
これらの成果は、東京電力ならびに日本原子力
材や安定化材に含まれる放射性核種の種類、量に研究開発機構と情報共有され、処理技術のデータ
関する分析結果も限られているなど、廃棄物の処ベース化にも利用されている。
理・処分の方策を特定の技術に基づいて検討していくことは困難であった。そのため、適用可能性

図-1

廃棄物処理技術の調査表の例－83－Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

６．その他の放射性廃棄物全般に共通する
調査研究等
その他、以下の放射性廃棄物全般に共通する調査研究等を行った。
(1) 放射性廃棄物基本情報体系化調査
国内外の放射性廃棄物に係る基本情報を収集して体系的に整理するとともに、収集した情報に基づいて「放射性廃棄物ハンドブック（平成26 年度版）」を作成した。

(2) 学会による研究開発課題の検討（原子力事故
廃棄物）
福島第一原子力発電所構内の廃棄物の処理処分に向けて、日本原子力学会特別専門委員会において、以下の検討を行い、その成果をまとめた。
 今後の廃棄物の処分に向けた処理、処分概念の検討等において必要となる、重要核種（評価対象核種）の選定方法－84－Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進
１．地層処分実規模設備運営等事業◇事業の概要総合資源エネルギー調査会電気事業分科会原
子力部会放射性廃棄物小委員会の報告書中間取りまとめ「～ 最終処分事業を推進するための取組の強化策について～」（平成 19 年 11 月 1 日）
において、『国は、深地層の研究施設等を活用して、国民が最終処分事業の概念や安全性を体感できるような設備を整備し、国民全般や最終処分事
業に関心を示した地域の関係住民に対する広報に用いれば、理解を促進することができる。このような観点も盛り込んだ形で研究開発を進める
べきである。
』としている。
資源エネルギー庁の基盤研究開発では、平成 20
年度から平成 25 年度に「原子力発電施設広聴・広報等事業（地層処分実規模設備整備事業）」を1）実施した 。上記事業は、実規模・実物（実際の放射性廃棄物は使用しない）を基本とし、人工バ
リア材（緩衝材）の定置技術、人工バリア材等処
分場の操業に係る工学技術の実現性を検証する
地上実規模施設である「地層処分実規模試験施設」の整備を実施した。
2)
具体的には、「第 2 次取りまとめ」 や原子力発
電環境整備機構の公募資料等に示された我が国の地層処分の概念（多重バリアシステム）、人工バリア材料等の処分場の操業に関わる工学的技術について、実規模・実物を基本とした施設（実際の放射性廃棄物は使用しない）を運営・維持管理し、その工学的な実現性及び人工バリア（緩衝材）の挙動等を実感・理解できる試験及び広報活動を実施した（図-1、図-2）。
本事業は、日本原子力研究開発機構（以下、原子力機構という）と「地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究」に係る共同研究契約及び施設・設備の共用に係る覚書を締結
して実施した。
本事業は、原子力機構が策定した「深地層研究所（仮称）計画（平成10年10月）」の「地層処分研究開発」と「透明性の確保」に該当し、実施に当たって、平成12年11月に北海道、幌延町及び原子力機構（当時核燃料サイクル機構）が締結した「幌延町における深地層の研究に関する協定書」を遵守した。
平成26年度は、「原子力発電施設広聴・広報等
事業（地層処分実規模設備運営等事業）」として、上記の地層処分実規模試験施設（以下、施設）を運営（一般公開）及び維持管理を実施することで、国民が高レベル放射性廃棄物地層処分（以下、地層処分）の安全確保の考え方、その実現性及び地層処分に使用される材料の性質等を実感・体感し、地層処分に関する理解を深めることを目的とし、
3)
以下の項目を実施した 。
１．施設の運営（一般公開）・維持管理(1)運営（一般公開）・維持管理(2)緩衝材定置試験(3)緩衝材可視化試験
２．施設を利用した地層処分へのさらなる理解促
進のための方策検討※なお、本事業は経済産業省資源エネルギー庁の委託により実施したものである。

展示施設全景人工バリア カットモデル
オーバーパック〈 カットモデル 〉
ガラス固化体キャニスタ ：
ステンレス製

人工バリアカットモデル

緩衝材

オーバーパック

可視化試験装置

緩衝材定置試験装置
オーバーパック

緩衝材（1/8ブロック）

オーバーパック上蓋

緩衝材定置試験装置

1/10把持装置

図-1

展示状況その 1

図-2

－85－

模擬処分孔

展示状況その 2

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進◇平成 26 年度の成果
１．施設の運営・維持管理(1)運営（一般公開）・維持管理
1)展示物の維持管理
施設内では、図-1、図-2 に示す実物の人工バ
リア（放射性破棄物は使用しない）であるオー
バーパック・緩衝材、緩衝材定置装置及び緩衝材可視化試験装置等の維持管理を実施した。
2)施設の運営（一般公開）
施設の一般公開対応として、施設訪問者に対して、説明員を常時 2 名配置し、説明マニュア
ルを基に、本事業及び地層処分の概要、施設目的の説明を実施した。一般公開は、以下に示す
ように、隣接する幌延深地層研究センター「ゆめ地創館」（原子力機構運営）と合わせて実施した。
・開館時間 9:00～16:00
・休館日 毎週月曜日（休館日が祝日または振替休日の場合は水曜日）
年末年始（12 月 29 日～1 月 3 日）
平成 26 年度の施設訪問者数（平成 27 年 3 月
31 日）を表-1、図-3 に示す。施設訪問者は、
6,100 人であり、平成 22 年 4 月 28 日の一般公開以来の施設訪問者は延べ 32,655 人となった。
表-1

施設訪問者推移その 1

来館者推移
年月
平成26年4月
平成26年5月
平成26年6月
平成26年7月
平成26年8月
平成26年9月
平成26年10月
平成26年11月
平成26年12月
平成27年1月
平成27年2月
平成27年3月
合計

10,000

8,000

来館者数
一般
関係者

260
595
557
785
1103
1512
549
287
130
86
89
122
6075

5
7
4
0
0
1
2
3
0
1
1
1
25

男

150
304
337
496
545
664
338
199
51
58
70
79
3291

男女別
女

85
186
174
220
333
391
154
57
31
12
15
27
1685

子供

30
112
50
69
225
458
59
34
48
17
5
17
1124

月計
週計

累計
（ H26/4/1~）

265
602
561
785
1103
1513
551
290
130
87
90
123

備考

265 毎週月曜休館
867 毎週月曜休館
1428 毎週月曜休館
2213 毎週月曜休館
3316 毎週月曜休館
4829 毎週月曜休館
5380 毎週月曜休館
5670 毎週月曜休館
5800 毎週月曜休館
5887 毎週月曜休館
5977 毎週月曜休館
6100 毎週月曜休館
6100

また、平成 26 年度の施設訪問者数を平成 25
年度の施設訪問者数と比較すると、・年度累計施設訪問者数
地層処分実規模試験施設 6,100 人（平成 25 年
度 5,474 人）
参考：ゆめ地創館 8,380 人（平成 25 年度 7,548 人）となった。施設訪問者が増加した理由として、
団体見学の申し込み件数が増加、地元地域配布（FM わっかない番組表）広告の効果、旅行広報誌「るるぶ」等広告の効果が考えられる。
3)施設の維持管理
施設内は、温度管理、湿度計測を実施し、施設訪問者が見学できる環境を整えた。計測箇所
は以下の通り。
・1 階人工バリアカットモデル裏側（南側）・1 階緩衝材製作ビデオ放映箇所近傍（西側）・地下階及び事務所外壁
施設の点検は、エレベーター、天井クレーン、受電設備及び消防設備について法令に基づく点検を実施した。
(2)緩衝材定置試験
緩衝材定置装置を用いた緩衝材定置試験をより多くの施設訪問者に見て頂き、同時に施設訪問者に本施設に対する理解を深めてもらうことを目的に、北海道経済産業局が主催した「おもしろ科学館 2014 in ほろのべ」の開催日に併せ、9 月 6 日（土）及び 7 日（日）に実施した。
試験では、1 段目から 3 段目までの緩衝材を予め模擬処分孔に定置し、4 段目のみを繰り返
し真空把持装置による定置する試験を公開した。試験回数は、合計 22 回実施した。
（6 日（土）
11 回／7 日（日）11 回）

平成26年度 来館者数の推移<参考> ゆめ地創館
地層処分実規模試験施設

6,000

4,000

2,000

0

図-3

施設訪問者推移その 2
図-4

－86－

おもしろ科学館での緩衝材定置試験状況

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

試験ケースを表-2に示す。表中のEX1、EX2
は平成25年度に設置したものである。
試験ケースは、EX1～Case2までが初期の乾3
3
燥密度が1.6Mg/m 、Case3～6は1.8 Mg/m とした。緩衝材供試体上面の隙間はすべてのケー
スで1.0cmとした。なお、緩衝材供試体の材料
は、ベントナイト：ケイ砂＝7：3の重量比で混合したものを使用した。

9 月 6 日（土）、7 日（日）2 日間の施設訪問者数は、905 名であった。
（6 日：480 名／7 日：
425 名）
なお、この施設訪問者数は平成 22 年度開館以降の「おもしろ科学館」で最大であった。
(3)緩衝材可視化試験
緩衝材の技術要件うち「緩衝材の隙間」に関わる事項と考えられる「自己修復性」、「自己シール性」について、緩衝材可視化試験状況の展示を実施することとした。
緩衝材可視化試験では、隙間における緩衝材
挙動を観察できるように供試体の上端面に隙間を設け、この水平方向の隙間の浸潤による隙間の閉塞がどのような緩衝材の挙動（膨潤、流出・侵入など）によるものかを確かめることを目的とした（図-5）。

表-2
試験ケース

EX1

EX2

Case1

Case2

Case3

Case4

Case5

Case6

1.6

1.6

1.6

1.6

1.8

1.8

1.8

1.8

12.6

12.6

12.6

20.2

9.13

9.13

14.61

14.61

50

50

50

80

50

50

80

80

131

180

96

乾燥密度d0（Mg/m3）
含水比 w0（%）

試験ケース

飽和度 Sr
（%）
隙間

1.0

（cm）
設置期間

102

（日）

102

47

47

48

観察方向
隙間

2)試験結果
試験状況及び緩衝材上面の経時変化を図-7、図-8に示し、以下に得られた知見を示す。

供試体
水平方向隙間の浸潤実験

図-5

隙間に対する可視化試験の考え方

1)試験方法水平方向の隙間の浸潤を対象とした緩衝材
可視化試験の概要を図-6に示す。緩衝材を設置したモールドを水中に投入し、アクリル板にあけられた孔を通じて緩衝材上面に設けた隙間に注水し試験を開始した。水の浸潤状況及び隙間の状況は供試体上面から観察した。供試体中
心にダイヤルゲージを設置し、緩衝材の膨潤による鉛直変位を測定した。

図-7

1.0

膨潤量（変位）の計測

0.9

緩衝材表面変位（cm，+膨潤）隙間

膨潤 隙間閉浸潤

突き固め試験用
モールド

供試体

水平方向隙間の浸潤試験状況（Case3）・試験開始後、緩衝材に水が接触するとすぐに膨潤し隙間の閉塞が始まった。
3・変位量は、飽和度によらず乾燥密度1.6Mg/m
3は試験開始から19日程度、密度1.8Mg/m は11日程度で収束し、乾燥密度の違いにより8日程度の差が生じた。

ダイヤルゲージ

アクリル板

0.8
0.7
0.6
0.5

隙間 1.0cm

0.4

乾燥密度1.8Mg/m3
変位収束位置0.3
0.2

乾燥密度1.6Mg/m3
変位収束位置

0.1
10

20

図-8
図-6

EX1

EX2

Case1

Case2

Case3

Case4

Case5

Case6

供試体
水の浸潤

0.0
0

（側面）

48 日後

試験開始 11 日後

試験前

（上面）

緩衝材可視化試験装置の概要

－87－

30
40
経過日数（day）

50

60

水による浸潤による緩衝材の変化（イメージ）

緩衝材供試体の変位（膨潤）Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

次に、各試験ケースにより得られた供試体の深さと含水比、乾燥密度の関係を図-9、図-10に示す。図-9の横軸は、試験によって得られた含水比wiを試験ケースの初期含水比w0で除して基準化したものであり、図-10の横軸は試験によって得られた乾燥密度ρdiを初期乾燥密度ρd0で除して基準化したものである。また、乾燥密度は、
飽和度100％以上のデータは飽和度を100％とし、含水比・土粒子密度から再計算し想定した密度である。以下、得られた知見を示す。
・含水比は、各試験ケースともに緩衝材上部（隙間を埋めた緩衝材）が最も高くなった。
・隙間から最も離れた供試体下部は試験開始
時点の含水比とほぼ同じであった。
・乾燥密度は、隙間の膨潤挙動により供試体上部が各試験ケースとも最も密度が低くなった。
・供試体の乾燥密度は上部のみ密度低下が生じ、下端部は試験開始時からあまり変化が生じ
なかった。
0

1

wi /w03245２．施設を利用した地層処分へのさらなる理解促
進のための方策検討
地層処分のさらなる理解促進のため、（1）施設訪問者の集客力増加のための広報活動、（2）
体験実験、（3）アンケート調査を実施した。

6

供試体上部からの距離（cm）

0
2
4
6

上部

8

供試体

10

下部

12

EX1

EX2

Case1

Case2

Case3

Case4

Case5

Case6

(1)広報活動(a)原環センターのホームページ（HP）への掲載
原環センターのHPに、地層処分実規模試験
施設用HPを掲載し、施設内のコンテンツについて情報発信を実施した。以下に、HPのアクセス数を示す。
*1*2
地層処分実規模試験施設HP のアクセス数
平成26年4月1日～平成27年1月31日：
訪問者数1,861、訪問数3,551
当センターのHPのアクセス数：
訪問者数14,368、訪問数38,936*1：http://www.fullscaledemo.rwmc.or.jp*2：訪問数は、訪問者が最初の閲覧から24時
間以内に再度閲覧を行った場合の数値
施設HPでは、「実規模試験施設の設置目的」、「展示物」や「緩衝材搬送・定置試験実施状
況」、「緩衝材製作工程」、「オーバーパック製作工程」の動画などを公開中。

飽和度Sr=100%

14

図-9

0

含

含水比の深さ方向分布0.5di /d0

1

1.5

供試体上部からの距離（cm）

0
2
4
6

上部
供試体
下部

図-11

8
EX1

EX2

10

Case1

Case2

12

Case3

Case4

Case5

Case6

14

図-10

度
乾燥密度の深さ方向分布－88－

地層処分実規模試験施設 HP

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進(b)広報物配布による活動
地層処分実規模試験施設のリーフレット（図-12、13）及び「諸外国における高レベル
放射性廃棄物の処分について」（経済産業省資
源エネルギー庁発行2014年2月）を施設内に配備した。リーフレットは、幌延町トナカイ観
光牧場、豊富温泉宿泊施設、各電力会社の原
子力発電所PR館及び稚内市内の空港、JR駅などに配備した。
また、その他の活動として、以下に示すと
おり一般紙等を使用した広報活動を実施した。

 るるぶ冬の北海道（発行：JTBバブリッシ
ング、図-15）平成26年10月に北海道にて37,000部掲載。
 るるぶFREE 富良野・旭山動物園（発行：
JTBバブリッシング、図-16）平成26年7月に旭川市内レンタカー会社、宿泊施設及び観光施設に70,000部設置。
 北海道新聞広告特集チラシ－るるぶ夏のグルメ&行楽決定版（発行：北海道新聞、
図-17）平成26年7月12日に札幌市内にて
370,000部を配布。

図-14
図-12

ＦＭわっかない番組表掲載の案内広告

地層処分実規模試験施設リーフレット（表面）

図-15

図-13

るるぶ冬の北海道広告掲載

地層処分実規模試験施設リーフレット（裏面） 地元FMラジオ局（FMわっかない）の番組表に「実規模試験施設」の案内広告を掲載（図-14）。配布箇所は、稚内空港、フェリー乗り場、等稚内市内50箇所、5,000部。
 「おもしろ科学館2014 in ほろのべ」の実規模試験施設のラジオCMを製作し、8/30～
9/5の期間地元FMラジオ局（FMわっかない）にて、宗谷管内にCMを放送した。
－89－

図-16

るるぶ FREE 広告

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

図-20
図-17

北海道新聞折り込みチラシ広告(2)体験実験
緩衝材定置装置では、緩衝材の把持方法として真空吸引方式である真空把持装置を採用している。施設では、1/10人工バリア及び真空把持装置
模型（図-18）を設置し、施設訪問者に真空把持の仕組みについて体験できるようにしている。
また、緩衝材の膨潤、止水機能を簡単に理解できる参加型緩衝材止水試験を実施し、施設訪問者に緩衝材の膨潤、止水状況を実際に見てもらえるようにしている。
（図-19、20）

図-18

緩衝材止水の体験試験の状況(3)アンケート調査の実施
ゆめ地創館と協力してアンケート調査を実施した。
（図-21、図-22）アンケートの集計結果の一例を図-23に示す。アンケートの回答は、2,651
名（回収率43.5%、総施設訪問者数：6,100名／
回答数：2,651名）に協力頂いた。

1/10 人工バリア及び把持装置模型

水を入れた容器を逆さまにして粘土の上に容器を上に持ち上げる

釘を刺して、ゆっくり抜く

穴を開けても水は出ない

図-19

図-21

アンケート用紙その 1

図-22

アンケート用紙その 2

緩衝材の止水試験の方法－90－

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

1) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 25 年度地層処分原子力発電施設広聴・広報等事業
地層処分実規模設備整備事業報告書、2014
2) 核燃料サイクル開発機構、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 次とりまとめ－、平成 11 年 11 月
3) 公益財団法人原子力環境整備促進・資金管理センター、
平成 26 年度地層処分原子力発電施設広聴・広報等事業
地層処分実規模設備運営等事業報告書、2015

図-23 アンケートの集計結果（一例）（実物大の人工バリアについて）

次に、施設訪問者の主だった感想の概要を以下に示す。
 せっかくこの様な施設が幌延にあるのだか
ら、学校などが子供達に見学する機会を作り、見学した方がいいと思う。
 これだけの設備なので、定置装置を活用した実験を広く周知できると効果的ではないか。
 半減期が数万年と言う物もあるのに対して
オーバーパックは1,000年でいいのか？何故1,000年なのかを詳しく表記した方がいいと思う。子供や余り知識のない人達には良いのかもしれないが、全体的に物足りない。パネル等もう少し詳しくした方が良いと思う。
 処分はすごく難しい問題でどうにかしなけ
ればならない。処分は必要なのは分かっているが、現実としては自分の所には来て欲しくないと言うのが本音だろう。
 以前来た時に比べて広くて見やすくなった。
原子力の事について、勉強するのに展示物など見られて解りやすい。
 原発は電気料金が安いと言われていたけれ
ど、処分費用の事を考えると決して安くな
いのではないかと思う。処分地も処分方法が確立されてないのに原発を再稼働させようとしているのは間違っている。
 大間や、福島原発などで原子力に対する拒否反応などある人もいるが、この施設に来て、色々な研究をして考えられていたことが解り勉強になった。他の施設も行った事があるが一番良かった。

－91－

(This page(p92) is intentionally kept blank.)

Ⅴ．国際交流

Ⅴ．国際交流放射性廃棄物の処理処分は我が国のみならず
世界各国共通の課題であり、協力して進めることが重要である。このため原環センターでは、海外の放射性廃棄物処分の研究機関、処分事業実施機
関等と包括的な協力協定を締結し、この国際的なネットワークを活用し、放射性廃棄物に関する各
国の政策、制度、事業の進捗状況、研究開発動向等に関する情報の収集・交換、研究協力等を行っている。
併せて、欧州原子力共同体（EURATOM）、欧州委
員会(EC)等の国際機関の事業に積極的に協力している。

(2)炭素のソースタームに関する国際共同研究
EC の 2013 年までの研究開発の枠組みである
FP7 の も と 、 欧 州 原 子 力 共 同 体 (EURATOM) のIGD-TP （ Implementing Geological Disposal
Technology Platform）のプロジェクトとして実施されている「炭素のソースタームに関する共同
研究 CAST(Carbon-14 Source Term)」に参画し、炭素 14 のインベントリ設定手法や浸漬試験等の成果を提供するとともに、欧州での研究状況の情報収集等を行った。これらの成果は CAST の Web
Site http://www.projectcast.eu/ において各
ワークパッケージ（WP）の年度報告書として公開されている。

(3)モニタリングに関する国際共同研究
平成 25 年度まで参画した、EURATOM の「モニ(1)情報交換・研究協力を行っている海外機関
タ リ ン グ に 関 す る 国 際 共 同 研 究 MoDeRn
放射性廃棄物管理分野における相互協力に関（Monitoring Developments for Safe Repository
して、現在までに当センターとの間で協定、或いOperation and Staged Closure）」プロジェクト
は、覚書を締結している海外機関は次表のとおりの後継として、EC の HORIZON2020 の枠組みにおである。
下表のうち、平成 26 年度には、NAGRA、SKB/SKBI、 いて EURATOM が実施する IGD-TP のプロジェク
ト で あ る MoDeRn2020 （ Development andDBE と情報交換等を実施した。
Demonstration of monitoring strategies and
表-1 当センターが協力協定（覚書）を締結している
technologies for geological disposal）プロジ
海外機関一覧
ェクトへの参画の準備及び手続きとして、欧州委
国
機関名
員 会 に 提 出 す る Deliverable の 準 備 、 Grant
フィンランドポシヴァ社（Posiva Oy）
Agreement への押印の手続き等を行った。原環セ
スウェーデンスウェーデン核燃料・廃棄物管理会社
ンターは本共同研究に於いて、欧州の処分実施主/SKB インターナショナル社（SKB/SKBI）
体によるモニタリング計画のレビュー及び地中
フランス
放射性廃棄物管理機関（ANDRA）
無線モニタリング技術に関する情報交換等を実ドイツ
ドイツ廃棄物処分施設建設・運転会社/DBE テ ク ノ ロ ジ ー 社 （ DBE/DBE
施する予定である。
Technology）

スイス

放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）

ベルギー

ベ ル ギ ー 原 子 力 研 究 セ ン タ ー （ SCK ･
CEN）

スペイン

放射性廃棄物管理公社（ENRESA）

英国

原子力廃止措置機関（NDA）

ロシア

ロシア科学アカデミー（RAS）

韓国

韓国原子力研究所（KAERI）
韓国水力・原子力株式会社中央研究所（KHNP/CRI）
韓国原子力環境公団（KORAD）

中国

中国核工業集団公司地質・鉱山局（CNNC/DGM）

台湾（財）核能科技協進會（NuSTA）(4)セメント系材料の長期性能評価に関する国際共同研究
EC の HORIZON2020 の枠組みにおいて EURATOMが実施する IGD-TP のプロジェクトである CEBAMA（Cement-based materials, properties,
evolution, barrier functions）プロジェクトで実施する、セメント系材料と他の材料との界面での力学、物質移行挙動の変遷に関する試験（WP1）、及び、その解析（WP3）への参画の準備及び手続きとして、欧州委員会に提出する Deliverable の準備、Grant Agreement への押印の手続き等を行
った。

－93－

(This page(p94) is intentionally kept blank.)

Ⅵ．資料

Ⅵ．資料
１．講演会・セミナー等
講演会等概要

講演会
セミナー
研究発表会

第 1 回講演会「地層処分の 5W1H－その考え方の進展－」杤山 修 氏（公益財団法人原子力安全研究協会 処分シス
テム安全研究所 所長）
第 2 回講演会「処分容器の健全性評価における金属工学的アプ
ローチ」
小林 正人（処分工学調査研究プロジェクト）
第 3 回講演会「ベントナイトの遮水性能の正しい認識と誤解の払拭」
小峯 秀雄 氏（早稲田大学理工学術院 創造理工学部 社
会環境工学科 教授）
第 4 回講演会「欧米主要国での放射性廃棄物処分事業の進捗状
況」
稲垣 裕亮（技術情報調査プロジェクト）
第 1 回原環センターセミナー「放射性廃棄物最終処分の安全評価の基礎Ⅰ」杤山 修 氏（公益財団法人原子力安全研究協会 処分シス
テム安全研究所 所長）
第 2 回原環センターセミナー「放射性廃棄物最終処分の安全評価の基礎Ⅱ」杤山 修 氏（公益財団法人原子力安全研究協会 処分シ
ステム安全研究所 所長）
第 3 回原環センターセミナー「放射性廃棄物最終処分の安全評価の基礎Ⅲ」大江 俊昭 氏（東海大学工学部原子力工学科 教授）
平成 26 年度原環センター研究発表会
1.研究発表「原環センターの調査研究活動の概要」
浦上 学（常務理事）「地層処分における緩衝材の品質－水との付き合い方－」
江藤 次郎（処分工学調査研究プロジェクト）「TRU 廃棄物地層処分における固体化の機能－ヨウ素 129・
炭素 14 の放出挙動を例に－」
桜木 智史（処分材料調査研究プロジェクト）
2.特別講演「エネルギー政策の動向と高レベル放射性廃棄物問題」
山地 憲治 氏（公益財団法人地球環境産業技術研究機構(RITE)理事・研究所長 東京大学名誉教授）

－95－

開催日

会場

平成26年6月13日

原環センター

平成26年10月17日

原環センター

平成27年1月28日

原環センター

平成27年3月26日

日本交通協会

平成26年5月23日

京都大学
東京オフィス

平成26年10月16日

京都大学
東京オフィス

平成26年11月20日

東海大学高輪キャンパス

平成26年12月9日

星陵会館
ホール

Ⅵ．資料

２．論文投稿、学会発表等(1)論文投稿
No.

1

題

目

原環センター著者

フィリピン国・ルソン島北西部に分布す 藤井直樹、山川稔
るザンバレスオフィオライトで生成されたアルカリ溶液との反応によって変質されたベントナイトの地球化学的・鉱物化学的特性発表

先日本地質学会 地質学雑誌
第 120 巻第 10 号（通巻 1429
巻）2014 年 10 月

Springer,
Nuclear Back-end andTransmutation Technology
for Waste Disposal: Beyond
the Fukushima Accident
2014 年 11 月
Long Term Corrosion of Zircaloy Hull 田辺博三、桜木智史、 Material Research Society
大和田仁
Symposium Proceedings
Waste under Geological Disposal
vol.1665,Scientific Basis of
Conditions －Corrosion
Nuclear Waste
Correlations,Factors Influencing
management XXXVII,2014
Corrosion Test Data,and a Preliminary
Evaluation
Consideration on treatment anddisposal of secondary wastes
generated from treatment ofcontaminated water

田辺博三、星野国義

Improvement of C-14 Measurements
for Inventory and Leaching Rate for
Hull Waste, and Separation of theOrganic Compound for Chemical
Species Identification

田辺博三、桜木智史

Material Research Society
Symposium Proceedings
vol.1665,Scientific Basis of
Nuclear Waste
management XXXVII,2014

C-14 Ralease Behavior and Chemical
Species from Irradiated Hull Waste
under Geological Disposal Conditions

田辺博三、桜木智史

田辺博三、桜木智史

6

Corrosion Tests of Ziracaloy Hull
Waste to confirm applicability ofcorrosion model and to evaluate
influence factors on corrosion rate
under Geological Disposal Conditions

Material Research Society
Symposium Proceedings
vol.1665,Scientific Basis of
Nuclear Waste
management XXXVII,2014
Material Research Society
Symposium Proceedings
vol.1665,Scientific Basis of
Nuclear Waste
management XXXVII,2014

大和田仁、石井智子

7

A method of measuring the specificsurface area of bentonite for
evaluation of the hydraulicperformance of bentonite engineered
barriers

2

3

4

5

－96－

Proceedings ofInternational Symposium
on Geomechanics fromMicro to Macro,Vol.2,2014

Ⅵ．資料(2)学会発表等
No.

原環センター発表者

発表先

山田淳夫、秋山吉弘

1

低レベル放射性廃棄物処分における埋戻し材に関する材料特性評価試験について（その 2）

地盤工学会
第 49 回地盤工学研究発表会
2014/7/15～172放射性廃棄物処分容器の構造健全性に関する研究（健全性評価に対する考え方）

川久保政洋、
小林正人、朝野英一

日本機械学会 M&M2014
材料力学カンファレンス
2014/7/19～21

藤井直樹、山川稔

3

Geochemical influence ofhyperalkaline groundwater on
bentonite in Zambalesophiolite of thePhilippines

AOGS(Asia Oceania
Geosciences Society)11th
Annual Meeting
2014/7/28～8/1

オーバーパックの健全性評価手法に関する研究

川久保政洋、
小林正人、朝野英一

日本原子力学会バックエン
ド部会 第 30 回バックエン
ド夏期セミナー2014/8/6～7

中山真理子、
川久保政洋、
小林正人、朝野英一

日本原子力学会バックエン
ド部会 第 30 回バックエン
ド夏期セミナー2014/8/6～7

Process Development of Synthetic
Rock Technique for Immobilization of
Iodine桜木智史、吉田誠司

Microscopic Structural Analysis ofLead Borate-Based Glass

桜木智史

Iodine Release Behavior from
Iodine-Immobilized Cement Solid
under Geological Disposal Conditions

桜木智史、大和田仁

Corrosion behavior of Stainless Steelby Continuous Hydrogen
Measurement under
Deoxidized,Low-temperature andHigh-pH Condition

桜木智史、吉田誠司

The 15thIUMRS-International
Conference inAsia(IUMRS-ICA 2014)2014/8/24～30
The 15thIUMRS-International
Conference inAsia(IUMRS-ICA 2014)2014/8/24～30
The 15thIUMRS-International
Conference inAsia(IUMRS-ICA 2014)2014/8/24～30
The 15thIUMRS-International
Conference inAsia(IUMRS-ICA 2014)2014/8/24～30

The measurement method of specificsurface area of bentonite for
evaluation of hydraulic performance ofbentonite engineered barrier

石井智子、大和田仁

4

5

6

題

目

①溶接構造物としての健全性評価の考え方
オーバーパックの健全性評価手法に関する研究②健全性評価に対する腐食試験の考え
方

7

8

9

10

－97－

International Symposium
on Geomechanics fromMicro toMacro(IS-Cambridge2014)2014/9/1～3

Ⅵ．資料

No.

題

目

地中無線モニタリング技術の開発（3）11無線中継システムの原位置試験

原環センター発表者

発表先

江藤次郎、鈴木圭、
田辺博三

日本原子力学会
2014 年秋の大会
2014/9/8～10
日本原子力学会
2014 年秋の大会
2014/9/8～10

緩衝材の再冠水挙動評価 （8）12鈴木圭、竹内伸光、パイピング・エロージョン現象の実験的 朝野英一
検討研究
緩衝材の再冠水挙動評価 （9）

13

14

15

16

17

18

19

20

21

22

鈴木圭、竹内伸光、
処分概念におけるパイピング・エロージ 江藤次郎、朝野英一
ョンの考え方

日本原子力学会
2014 年秋の大会
2014/9/8～10

自然災害に対する地層処分場の安全対策

山川浩光、朝野英一

日本原子力学会
2014 年秋の大会
2014/9/8～10

山田淳夫、秋山吉弘

土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会
平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12
土木学会主催平成 26 年度全国大会
第 69 回年次学術講演会
2014/9/10～12－人工バリアの火災影響評価手法の検討－
地下空洞型処分施設における上部埋戻し材の施工確認試験（その 1）－施工性の確認－
地下空洞型処分施設における上部埋戻し材の施工確認試験（その 2）

山田淳夫、秋山吉弘－施工後の品質と確認－
山田淳夫、秋山吉弘
狭小な坑道内のアーチ部におけるベン
トナイト混合土吹付け量管理への 3 次元計測技術の適用性について
連続式練混ぜ機械によるベントナイト
混合土の練混ぜ試験

山田淳夫、秋山吉弘

地下空洞型処分施設への地震影響についての基本検討（その 2）

山田淳夫、秋山吉弘

圧縮ベントナイト（大型供試体）のガス 古賀和正、大和田仁
移行時における力学影響検討

TRU 廃棄物処理におけるガス移行挙動
評価シナリオ構築

古賀和正、大和田仁

湧水が緩衝材の施工に及ぼす影響とその対策に関する一考察

朝野英一、鈴木圭、
竹内伸光

－98－

Ⅵ．資料

No.

23

24

25

26

題

目

原環センター発表者

鉛ホウ酸塩系ガラスの原子間ポテンシ
ャルを利用した RMC 構造の改良

桜木智史

フィリピン国・ルソン島北西部に分布す
るベントナイトのアルカリ変質反応による地球化学的・鉱物学的特性
Experimental investigations of piping
phenomena by saline water inbentonite based buffer materials for
HLW repository
Effects of pH and hydrosulfide ion on
the iodine release behavior from theSynthetic Rock山川稔、藤井直樹

鈴木圭、朝野英一、
江藤次郎、竹内伸光

桜木智史、吉田誠司

発表先日本セラミックス協会
第 27 回秋季シンポジウム
2014/9/9～11
日本地質学会
第 121 年学術大会
2014/9/13～15
MECC14
2014/9/16～19

2014 MRS Fall Meetingand Exhibit“Symposium
EE: Scientific Basis for
Nuclear Waste
Management XXXVIII”
2014/11/30～12/52728

炭素鋼オーバーパックの耐食性に対する溶接封入の影響

日本原子力学会
小林正人、
中山真理子、2015 年春の年会
川久保政洋、朝野英一 2015/3/20～22

人工バリアの健全性評価手法に関する研究―地下研を活用した試験計画の概要―

中山真理子、小林正人、日本原子力学会
川久保政洋、鈴木圭、 2015 年春の年会
江藤次郎、朝野英一
2015/3/20～22

－99－

Ⅵ．資料

(3)解説等
No.

1

2

3

4

題

目

著

Details of experimental
design,especially pore watercomposition,operating
conditions,availability of analyticaltechniques for non-irradiated Zircaloy
and stainless steel.
地層処分事業等の国際的な動向

者

桜木智史

発

表

先

CAST projectD3.5 Annual progress
Report-Year12014 年 9 月

稲垣裕亮

日本原子力産業協会、原子力年鑑 2015、2014 年 10 月

吉田崇宏
日本原子力学会 2014 年春の年会
バックエンド部会セッション「SEEN-AESJ joint session on“Waste
Management”」参加報告

日本原子力学会バックエン
ド部会 原子力バックエン
ド研究 Vol.21 No.1

高レベル放射性廃棄物地層処分に関する工学技術の開発状況について2014 年 12 月

江藤次郎、小林正人、 日本原子力学会バックエン
川久保政洋、朝野英一 ド部会 原子力バックエン
ド研究 Vol.21 No.1
2014 年 12 月

5

日本の TRU 廃棄物処分における安全評
価のためのガス移行シナリオの構築

並木和人、大和田仁

日本原子力学会バックエン
ド部会 原子力バックエン
ド研究 Vol.21 No.1
2014 年 12 月

6

IGD-TP 主催 Geodisposal
議 参加報告2014 国際会 田辺博三

日本原子力学会バックエン
ド部会 原子力バックエン
ド研究 Vol.21 No.2
2014 年 12 月

－100－

Ⅵ．資料

３．刊行物
No.

刊 行 物 名主な内容

1

原環センタートピックス№110

地層処分の 5W1H－その考え方の進展－（その１）2014 年 6 月

2

原環センタートピックス№111

地層処分の 5W1H－その考え方の進展－（その２）2014 年 9 月

3

原環センタートピックス№112

エネルギー政策の動向と高レベル放射性廃棄物問題2014 年 12 月

4

原環センタートピックス№113

処分容器の健全性評価における金属工
学的アプローチ2015 年 3 月

5

原環センター2013 年度

発行 日2014 年 11 月

技術年報

上記の刊行物は、原環センターホームページのライブラリー
ご覧いただけます。

－101－

http://www.rwmc.or.jp/library/ からⅥ．資料

４．ホームページへの海外最新情報の掲載
原環センターのウェブサイト「諸外国での高レベル放射性廃棄物処分」（http://www2.rwmc.or.jp）において、以下の海外情報ニュースフラッシュ記事を掲載した。
〔各タイトル記事内容は上記の URL にアクセスしてください。〕
掲載日

タイトル
追記）米国の廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）で放射線事象などが発生〔20141

2014/4/4

2

2014/4/8

3

2014/4/8

4

2014/4/8

5

2014/4/11

6

2014/4/14

スウェーデンで SSM が使用済燃料の処分に関する世論調査結果を公表

7

2014/4/24

ドイツでサイト選定法に基づく「高レベル放射性廃棄物処分委員会」が設置

8

2014/4/24

スイスの連邦エネルギー庁が地層処分場のサイト選定スケジュールを改訂

9

2014/4/25

10

2014/5/9

11

2014/5/13

12

2014/5/16

13

2014/5/19

14

2014/5/22

15

2014/5/26

16

2014/5/28

17

2014/5/30

18

2014/6/4

年 2 月 25 日既報〕
英国における処分関連組織の動き－放射性廃棄物管理局（RWMD）と原子力規制局（ONR）
が新組織に移行
カナダの使用済燃料処分場のサイト選定の状況－先行地域で第 3 段階第 2 フェーズを開始
追記）米国で NRC がユッカマウンテン処分場の建設認可に係る許認可申請書の審査活動状況等を公表〔2014 年 2 月 3 日既報〕
追記）米国で NRC がユッカマウンテン処分場の建設認可に係る許認可申請書の審査再開の実施事項を決定〔2013 年 11 月 19 日既報〕

米国で DOE が廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）の放射線事象に関する初めての事故調査報告書を公表
フィンランドの地下特性調査施設（ONKALO）の建設状況 －立坑の掘削が完了
フランスの放射性廃棄物管理機関（ANDRA）が公開討論会の総括報告書公表を受け、地層処分プロジェクトの継続に関する今後の方針を決定
追記）米国 DOE が連邦議会に拠出金額をゼロにする提案を提出〔2013 年 11 月 20 日既報〕
追記）スイスで NAGRA が地層処分場の地上施設の設置区域の絞り込みの結果として最初の 1 カ所を提案〔2013 年 9 月 13 日既報〕
追記）ドイツでサイト選定法に基づく「高レベル放射性廃棄物処分委員会」が設置〔2014
年 4 月 24 日既報〕
追記）ドイツでサイト選定法に基づく「高レベル放射性廃棄物処分委員会」が設置〔2014
年 4 月 24 日既報〕
追記）スイスで NAGRA が地層処分場の地上施設の設置区域の絞り込みの結果として最初の 1 カ所を提案〔2013 年 9 月 13 日既報〕
フランス会計検査院が放射性廃棄物管理を含む原子力発電事業の費用に関する報告書を更新
米国の廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）で放射線事象に対応した一部の廃棄物容器の隔離計画を検討

－102－

Ⅵ．資料

掲載日
19

2014/6/4

20

2014/6/17

タイトル
スイスで連邦エネルギー庁が地層処分場の地上施設の設置区域の選定結果を取りまとめ
フランスで国家評価委員会（CNE）が第 8 回評価報告書を公表
カナダの使用済燃料処分場のサイト選定の状況－オンタリオ州ニピゴン・タウンシッ

21

2014/6/24

プが選定プロセスからの撤退を決定

22

2014/6/30

追記）フィンランドで放射線・原子力安全センター（STUK）が建設許可申請書に対する安全審査の第一段階完了を公表〔2013 年 4 月 26 日既報〕

23

2014/7/2

スウェーデンの規制当局が原子力廃棄物基金への 2015 年拠出単価の試算値を公表

24

2014/7/4

スイス連邦評議会が廃止措置・廃棄物管理基金令改正案を閣議決定

25

2014/7/4

追記）韓国で中・低レベル放射性廃棄物処分場の竣工予定を 2014 年 6 月に再変更〔2012年 1 月 24 日既報〕

26

2014/7/17

27

2014/7/28

28

2014/7/28

追記）米国で NRC が「廃棄物保証」規則の改定案などを提示〔2013 年 6 月 27 日既報〕

29

2014/8/1

英国政府が地層処分施設の新たなサイト選定プロセス等を示した白書を公表

30

2014/8/4

31

2014/8/21

32

2014/8/26

33

2014/8/26

34

2014/8/28

35

2014/9/2

36

2014/9/5

37

2014/9/8

38

2014/9/22

39

2014/9/22

40

2014/9/26

41

2014/10/2

追記）米国で 2015 会計年度の予算要求－高レベル放射性廃棄物処分関連に対して7,900 万ドルを要求〔2014 年 3 月 13 日既報〕
追記）米国で 2015 会計年度の予算要求－高レベル放射性廃棄物処分関連に対して7,900 万ドルを要求〔2014 年 3 月 13 日既報〕

ドイツで連邦政府とニーダーザクセン州がゴアレーベン・サイトの維持管理方針に関して合意
カナダの使用済燃料処分場のサイト選定の状況－オンタリオ州セントラルヒューロン
自治体で第 3 段階第 1 フェーズを開始
ドイツ「高レベル放射性廃棄物処分委員会」の第 2 回会合議事録が公開
韓国で使用済燃料公論化委員会が「使用済燃料管理方策に関する課題及び検討意見書」
を受領
米国で NRC が使用済燃料の継続貯蔵に関する連邦規則を承認
追記）米国で NRC が使用済燃料の継続貯蔵に関する連邦規則を承認〔2014 年 8 月 28
日既報〕
ドイツで放射性廃棄物処分に関する新たな規制機関である連邦放射性廃棄物処分庁（BfE）が活動を開始
スイスで ENSI が地球科学的調査を実施せずに予備的安全評価が可能と判断
追記）米国で 2015 会計年度の予算要求－高レベル放射性廃棄物処分関連に対して7,900 万ドルを要求〔2014 年 3 月 13 日既報〕
追記）米国で NRC が使用済燃料の継続貯蔵に関する連邦規則を承認〔2014 年 8 月 28
日既報〕
追記）ドイツ「高レベル放射性廃棄物処分委員会」の第 2 回会合議事録が公開〔2014年 8 月 26 日既報〕
米国の廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）で操業の再開に向けた復旧計画を公表

－103－

Ⅵ．資料

掲載日

タイトル
追記）米国で DOE が廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）に係る適合性再認定申請

42

2014/10/2

43

2014/10/14

44

2014/10/15

45

2014/10/20

46

2014/10/20

47

2014/10/22

48

2014/11/25

49

2014/12/1

50

2014/12/10

51

2014/12/15

52

2014/12/15

53

2014/12/22

54

2014/12/22

スウェーデン SKB 社が短寿命低中レベル放射性廃棄物処分場の拡張を申請

55

2014/12/22

フランスで地層処分場の閉鎖技術の安全性に関する規制機関等の見解が発表

56

2014/12/22

57

2014/12/22

58

2015/1/27

59

2015/1/30

米国で NRC によるユッカマウンテン処分場の安全性評価報告（SER）の全 5 分冊が完成

60

2015/1/30

米国テキサス州で使用済燃料の中間貯蔵施設の建設計画を地元自治体が承認

61

2015/2/3

62

2015/2/3

63

2015/2/10

書を提出〔2014 年 3 月 27 日既報〕
追記）米国で DOE が廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）に係る適合性再認定申請書を提出〔2014 年 3 月 27 日既報〕
追記）スウェーデンの規制当局が原子力廃棄物基金への 2015 年拠出単価の試算値を公
表〔2014 年 7 月 2 日既報〕
米国で NRC がユッカマウンテン処分場の安全性評価報告（SER）第 3 分冊「閉鎖後の処
分場の安全性」を公表
追記）英国政府が海外起源の使用済燃料等の代替管理方針案に関する公開協議を開始〔2014 年 3 月 13 日既報〕
英国の原子力廃止措置機関（NDA）の放射性廃棄物管理会社（RWM）が地質学的スクリーニングに関する技術イベントの報告書を公表
カナダ OPG 社の低・中レベル放射性廃棄物の地層処分場プロジェクトに関する意見収
集が終了
スイスで連邦エネルギー庁が地層処分場が与える社会影響・経済影響・環境影響に関する調査の最終結果を公表
カナダの使用済燃料処分場のサイト選定の状況－オンタリオ州ブルース郡内の 5 地域
での第 3 段階第 1 フェーズの調査が完了
追記）韓国で中・低レベル放射性廃棄物処分場の竣工予定を 2014 年 6 月に再変更
追記）米国で 2015 会計年度の予算要求－高レベル放射性廃棄物処分関連に対して7,900 万ドルを要求〔2014 年 3 月 13 日既報〕
米国で NRC がユッカマウンテン処分場の安全性評価報告（SER）第 4 分冊「管理上及びプログラム上の要求事項」を公表

追記）スウェーデンの規制当局が原子力廃棄物基金への 2015 年拠出単価の試算値を公
表〔2014 年 7 月 2 日既報〕
追記）米国で DOE が廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）に係る適合性再認定申請書を提出〔2014 年 3 月 27 日既報〕
カナダの使用済燃料処分場のサイト選定の状況－オンタリオ州北部の 6 地域で第 3 段
階第 1 フェーズの調査が完了

スウェーデン SKB 社が使用済燃料のキャニスタ封入施設の建設許可申請の補足書を提出
米国で 2016 会計年度の予算要求－高レベル放射性廃棄物処分関連に対して 1 億 836 万ドルを要求
スイスで NAGRA が地層処分場のサイト選定プロセス第 2 段階での絞り込み結果を公表

－104－

Ⅵ．資料

掲載日
64

2015/2/10

65

2015/2/10

66

2015/2/12

67

2015/2/16

68

2015/3/5

69

2015/3/5

70

2015/3/13

71

2015/3/19

72

2015/3/24

73

2014/3/26

タイトル
原子力安全機関（ASN）が地層処分事業における「可逆性」に対する見解を表明
米国でウェースト・コントロール・スペシャリスト（WCS）社が使用済燃料の中間貯蔵施設の許認可申請の意向通知を NRC に提出
追記）米国でウェースト・コントロール・スペシャリスト（WCS）社が使用済燃料の中間貯蔵施設の許認可申請の意向通知を NRC に提出〔2015 年 2 月 10 日既報〕
フィンランドで放射線・原子力安全センター（STUK）が使用済燃料処分場の建設許可申請書に対する安全審査の結果を公表
カナダの使用済燃料処分場のサイト選定の状況－2 地域がサイト選定プロセスから除外追記）米国で NRC によるユッカマウンテン処分場の安全性評価報告（SER）の全 5 分冊が完成〔2015 年 1 月 30 日既報〕
追記）米国で NRC によるユッカマウンテン処分場の安全性評価報告（SER）の全 5 分冊が完成〔2015 年 1 月 30 日既報〕
追記）米国の連邦議会上院で「2013 年放射性廃棄物管理法」の法案が提出〔2013 年 6月 28 日既報〕
米国でネバダ州選出の連邦議会下院議員がユッカマウンテン処分場について議論を呼び掛け
追記）米国で 2013 会計年度の予算要求－「使用済燃料処分等プログラム」（UFD）に対して約 6,000 万ドル要求〔2012 年 2 月 15 日既報〕

－105－

Ⅵ．資料

５．委員会一覧
分野区分

研究件名

委員会名称

審議事項

Ⅰ.放射性廃棄物の管理処分に関す
る調査研究

地下空洞型処分施設閉鎖 地下空洞型処分施設閉 原位置での確証試験の計画、
技術確証試験
鎖技術確証試験検討委 試験結果の審議
員会

Ⅱ.放射性廃棄物の地層処分に関す
る調査研究

処分システム工学確証技 処分システム工学確証 人工バリア品質/健全性評価
技術検討委員会
術開発
手法、モニタリング関連技術、
自然災害に対する操業期間中の安全対策に関する調査結果
等の審議
地層処分回収技術高度化 地層処分回収技術高度 緩衝材除去技術開発の成果、開発
化開発検討委員会
回収維持期間、実証試験計画の調査結果等の審議
ＴＲＵ廃棄物処理・処分 TRU 廃棄物処理・処分技 TRU 廃棄物の地層処分におけ
技術高度化開発
術高度化開発検討委員 る重要核種（ヨウ素 129 及び会
炭素 14）への対策技術、人工バリアの長期性能の変遷に係る試験・解析等に関する計画、成果等の審議先進的核燃料サイクル技 先進的核燃料サイクル 先進的核燃料サイクル技術の術の地層処分概念への影 技術の地層処分概念に 地層処分概念への影響等の審響検討
関する検討委員会
議

Ⅲ.放射性廃棄物全般に共通する調
査研究等

放射性廃棄物重要基礎技 選定委員会
術研究調査

公募した処分技術に関連する研究開発テーマ及び研究実施
者の選定

検討委員会

採択した研究開発テーマに関する研究計画、研究成果の審
議

－106－

原環センター ２０１４年度

技術年報2015 年 11 月発行
公益財団法人 原子力環境整備促進･資金管理センター〒104-0052 東京都中央区月島一丁目 15 番 7 号
パシフィックマークス月島 8 階
TEL 03-3534-4511（代表）
FAX 03-3534-4567
URL http://www.rwmc.or.jp/
本誌の全部または一部を複写・複製・転載する場合は、企画部にお問い合わせください。