原環センター

20０８年度

技 術 年 報財団法人 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、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係る調査研究活動を行ってまいりました。
最近は、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おります。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おります。
このように当センターは、時代が求める様々な課題に対し、先駆けとして取り組み着実に成果を上げてきました。
現在、地層処分に対する国民の理解促進が、地層処分事業推進上の大きな課題となっております。このような課題については、2008 年度に国からの受託事業として、国民全般の地層処分への理解を深めるための実規模・実物の人工バリアやその長期挙動等を実感・体験できる設備の整備を行う、「地層処分実規模設備整備事業」に着手いたしました。
この技術年報は、当センターが 2008 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くとともに、ご指導を賜れば幸いでございます。

財団法人

原子力環境整備促進・資金管理センター

理事長

井 上

毅

目

次

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究 ................................4
１．地下空洞型処分施設性能確証試験 ....................................4
２．その他の管理処分に関する調査研究 ..................................8
Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究 ................................9
１．処分システム工学要素技術高度化開発 ................................9
1-1 遠隔操作技術高度化開発........................................9
1-2 人工バリア品質評価技術の開発 .................................11
1-3 モニタリング技術の開発.......................................13
２．人工バリア長期性能評価技術開発 ...................................15
2-1 人工バリアの長期挙動の評価 ...................................15
2-2 ガス移行挙動の評価 ...........................................17
３．ヨウ素・炭素処理・処分技術高度化開発 .............................19
3-1 ヨウ素固定化処理技術開発 .....................................19
3-2 放射化金属廃棄物中の C-14 の放出挙動評価 ......................21
3-3 C-14 の長期閉じ込め技術の高度化 ..............................23
４．沿岸域塩淡境界・断層評価技術高度化開発 ...........................25
５．沿岸域における物理探査技術に関する既存情報の収集・分析・整理 .....27
６．量子化学的手法を用いたニアフィールド現象の評価手法技術の整備 .....29
７．ビュール地下研究所における無線モニタリング技術確証 ...............31
８．その他の地層処分に関する研究 .....................................33
Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究 ...................................34
１．放射性廃棄物海外総合情報調査 .....................................34
２．放射性廃棄物重要基礎技術研究調査 .................................36
2-1 地層処分に関する最新基礎情報の収集及び整理 ...................36
2-2 放射性廃棄物に関する基礎技術研究調査 .........................37
2-3 地球化学バリア有効性確証調査 .................................40
2-4 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 .........44
３．低レベル放射性廃棄物処分状況等調査 ...............................46４．放射性廃棄物処分の安全指針等に関する調査 .........................48
５．返還放射性廃棄物の廃棄確認と品質保証に係る海外調査 ...............49
６．第二種特定放射性廃棄物処分に係る諸外国状況の調査 .................50
７．中国産ベントナイト利用基礎調査 ...................................51
８．その他の放射性廃棄物全般に共通する調査研究 .......................52
Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進.........................................53

１．地層処分実規模設備整備事業 ...................................... 53
２．放射性廃棄物関連パンフレット等の作成 ............................ 55
３．放射性廃棄物に関するワークショップの開催 ........................ 56
Ⅴ．国際交流 ............................................................ 58
Ⅵ．資料 ................................................................ 60（1）講演会・セミナー等 ................................................. 60（2）外部発表等 ......................................................... 62（3）技術報告書 ......................................................... 70（4）ホームページへの海外最新情報の掲載 ................................. 71（5）委員会一覧 ......................................................... 74

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究
１．地下空洞型処分施設性能確証試験◇事業の概要4(報告書)平成 20 年度 管理型処分技術調査等委託費
下空洞型処分施設性能確証試験 報告書

図-1

地

地下空洞型処分施設の概念図

表-1

試験施設の主な仕様等

主な部位

主な仕様、目標性能

緩衝材

材料：ベントナイト(クニゲルＧＸ)
厚さ：1m
-13
透水係数：5×10 m/s

低拡散材

材料：セメント系材料
厚さ：0.6m-12２
拡散係数：1×10 m /s

コンクリートピット

材料：鉄筋コンクリート
厚さ：底部 0.8 m、側部・上部 0.7 m

充填材

材料：セメント系材料

埋戻し材

地下空洞型処分施設は、放射能レベルが比較的高い低レベル放射性廃棄物を対象としていること
や、地下 50 m～100m 程度の地下空洞に建設する処分施設であるため、これまでの浅地中処分施設の建設とは異なる設計や施工技術が必要とされている。地下空洞型処分施設の設計や施工技術の基礎となる試験データ等は、これまでは主に試験室規模での要素試験が中心であったが、現実の処分施設設計・建設に反映させるためには、より現実的な試験条件下で実施する実証的な試験が必要とされている。
「地下空洞型処分施設性能確証試験」は、こうした確証的試験の必要性に鑑み、ベントナイト材
料やセメント系材料等の人工バリアの原位置での施工性と、その施工に伴う人工バリアの品質の確認を主たる目的として行うものである。本試験の成果は、地下空洞型処分施設の建設に関わる基盤技術の確立に反映される。
本試験は、地下約 100 m に掘削された横約 18 m、縦約 16 m の地下空洞において、実規模の地下空洞型処分施設を模擬した施設を構築し、以下の試験を実施する。
(1)処分施設施工確認試験
地下空洞環境下において実規模の施設を施工することにより、施工方法、施工手順、品質管理方法等の実施設への適用性を確認する。
(2)初期性能確認試験施工された施設について、力学的安定性、核種閉じ込め性等の初期性能を確認する。
(3)施設／岩盤挙動計測
施工された施設の力学挙動や試験位置周辺の地下水挙動等を計測する。
本事業は、平成 17 年度より開始し、初年度は試
験の基本計画を策定した。平成 18 年度は、試験の詳細計画の策定を行うとともに、セメント系材料の予備試験の実施、海外の地下研究施設の調査、岩盤挙動計測のための一部の計測器の設置を行った。詳細試験計画に基づき、平成 19 年度から試験
空洞内において実規模施工試験を本格的に開始し、底部・側部埋戻し材施工確認試験、底部緩衝材施工確認試験の一部を開始した。平成 20 年度は、底部緩衝材施工確認試験の残り９層の施工を実施し、引き続き底部低拡散材、底部・奥部・側部コンク
リ－トピットの施工試験を実施した。同時に、これらの施工に伴う計測設備の設置とその観測、セメント系材料・ベントナイト材料特性に係るデ－タを取得した。
図-1 に地下空洞型処分施設の概念図を示す。また、試験施設の主な仕様等を表-1 に示す。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。

側部・底部

材料：鉄筋コンクリート

上部

材料：土質系材料、セメント系材料◇平成 20 年度の成果(1)ベントナイト含水比調整
底部緩衝材施工確認試験において使用するため、ベントナイト（クニゲル GX）の含水比調整

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

0.20

1.8
平均層厚（レベル値）

1.7

乾燥密度（レベル値と投入質量から算出）

0.18

1.6

0.17

1.5

0.16

1.4

0.15

1.3

0.14

1.2

0.13

1.1

0.12

1.0

0.11

0.9

0.10

0.8

0.09

0.7

0.08

0.6
敷均し

図-3

乾燥密度（Mg/m3)

層厚（ｍ）

0.19

無振動4Pass

振動1Pass

振動2Pass

振動4Pass

11t 大型振動ローラによる転圧回数と乾燥密度(10 層目)
35
30
25
20

度数

(2)底部緩衝材施工確認試験
本年度は昨年度に引き続き全 10 層のうちの残り 9 層(目標厚さ 900mm)を施工した。含水比 21±2％の範囲内に調整したベントナイト（クニゲル GX）を大型振動ローラ(19t 及び 11t)により締固める方法で施工した。なお、側部等の大型振動
ロ－ラでの施工が困難な箇所は小型振動ローラ(1.5t)、タンパによる締固め施工を実施した。
施工手順として、ベントナイト敷均し－無振動
転圧－振動転圧とし、施工中のベントナイト密度の日常管理指標として、敷均し量と転圧後のベントナイト厚さから管理することを基本とし、コア
サンプリングによって所要密度の確認を実施した。

-13

数を測定し、約 1×10 m/s の性能が得られ、緩-13衝材の目標性能である 5×10 m/s を満足することが確認された。
図-3 に 11t 大型振動ローラによる転圧回数と乾燥密度の関係を、図-4 にレベル測量に基づく
各施工段階での平面的な乾燥密度の分布を示す。

度数を行った。調整には、実績があるパン型強制混合
造粒ミキサ（ペレガイア）にて含水比の管理目標
値を 21±2％として調整を行った。1 回目の調整
では 21±2％に調整できなかったものが約 15％発生した。2 回目の調整において、管理目標値の含水比より高い場合は未調整ベントナイトを添加・混合する方法で、低い場合は水添加・練混ぜを行う方法で再調整した結果、全て管理目標値の範囲内に収めることが出来た。

1層目
2層目
3層目
4層目
5層目
6層目
7層目
8層目
9層目
10層目

15
10
5
0
1.45

1.50

1.55

1.60

1.65

1.70

1.75

乾燥密度(Mg/m3)

図-4

図-2

11t 大型振動ローラによる振動転圧状況

その結果、19t 大型振動ローラによる施工では、
敷均し後、無振動 4 往復、振動 1～2 往復で所要の密度となり、11t 大型振動ローラでは、無振動
4 往復、振動 4 往復で目標性能である平均乾燥密3
度 1.6Mg/m に施工できることを確認した。ここで、
振動 1 往復とは往路を振動転圧し、復路では無振動転圧することを示す。
また、施工した緩衝材のコアサンプルの透水係

レベル測量による各施工段階毎の乾燥密度の分布(3)底部低拡散材施工確認試験-12 2
低拡散材の拡散係数として 1×10 m /s を目標性能とした。この目標性能を満足させ、長期に信頼できる性能とするため、材料配合には以下の点が重要となる。
①低拡散性能とするため、緻密な空隙構造となること。
②水和熱や収縮によるひび割れが発生しにく
いこと。
③施工の不確実性の低減のため、極力人手を介在させない自己充填性を有すること。
④長期の信頼性向上のため、化学的安定性を確

5Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

保できること。
これらの要求を満足させるため、低熱ポルトラ
ンドセメントにフライアッシュおよび石灰石微粉末を混入したモルタル（高流動型）を基本に、室内及び実機で試験を行った上で適切な材料配合を表-2 のように決定した。この配合の材料により底部低拡散材の打設を行った結果、打込箇所を順次移動し、バイブレータにより先行部のモル
タルと打重ねるモルタルの一体化を図りながら打設する方法により、広い範囲に打設可能である
ことがわかった。施工状況を図-5 に示す。硬化後の底部低拡散材のひび割れ観察において、表面の一部にひび割れが見られたものの、局所的な締固め不足によるもので、施工上対処可能なもので
あった。
ホ－ス先端

図-5

合での対策を検討した。表-3 に決定した材料配合を示す。
底部の打設において、本配合の高流動コンクリ－トは標準的な流動勾配であることを確認したが、供給量と平面的な打設範囲等の条件を考慮して、筒先を固定する方法とせず、筒先を順次移動し、層毎に打設する方法を採用した結果、良好な施工性が確認された。施工状況を図-6 に示す。
硬化後の底部コンクリートピットのひび割れ
観察において、表面の一部にひび割れが見られた
ものの、坑内換気による急激な乾燥や狭隘部の仕上げ不足によるもので、施工上対処可能なものであった。奥部・側部の壁面においては、目視において観察されるようなひび割れは無かった。
また、温度応力によるひび割れ予測解析においては、解析精度の向上のため、現実を再現できる
材料の物性データ等のパラメータの一部を変更してコンクリートピットのひび割れ予測解析を

底部低拡散材モルタル打設状況(4)底部・奥部・側部コンクリートピット施工確認
試験
低熱ポルトランドセメントにフライアッシュ
および石灰石微粉末を混入した高流動型コンクリートを使用し、昨年度実施した底部・側部埋戻し材施工確認試験で課題とされていたフレッシ
ュ性状のばらつきや粘性の高さについて材料配
図-6
表-2
空気量
(%)

W/B
(%)

W/P
(%)

細骨
材率
s/a
(%)

65

2.5

45.0

28.1

―

表-3

3

使用材料及び単位量(kg/m )
水W

粉体 P
結合材 B
LPC１
FA２
LEX３

230

338

2：FA はフライアッシュ

153

20

3：LEX は膨張材

LS４

細骨
材S

粗骨
材G

混和剤
P×(%)

307

1119

―

0.65

4：LS は石灰石微粉末

コンクリートピットの配合（高流動コンクリ－ト）

スランプ
フロー
(cm)

空気量
(%)

W/B
(%)

W/P
(%)

細骨
材率
s/a
(%)

65

2.5

45.0

26.4

51.6

1：LPC は低熱ポルトランドセメント

6

低拡散材の配合条件（高流動モルタル）

スランプ
フロー
(cm)

1：LPC は低熱ポルトランドセメント

底部コンクリ－トピット打設状況

使用材料及び単位量(kg/m3)
水W

粉体 P
結合材 B
１
FA２
LEX３
LPC

160

229

2：FA はフライアッシュ

107

20

3：LEX は膨張材

LS４

細骨
材S

粗骨
材G

混和剤
P×(%)

249

820

780

0.80

4：LS は石灰石微粉末

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究実施した。この解析結果において、深部におよぶ
ひび割れの発生はなく、表面において多少のひび割れが発生する結果となった。これに対し、現実のコンクリートピットのひび割れ観察において
温度ひび割れが発生していないことから、解析結
果はやや保守的な結果を与えており、更なるひび
割れ予測精度の向上に向けたパラメータ取得、解析手法の改良等が必要であることが示唆された。
施工状況を図-7 に示す。

ることを確認した。
また、空隙率が大きい試料ほど時間経過による実効拡散係数の低下が顕著であり、試験終了
時に空隙径分布測定を行った結果、試験開始時と終了時で空隙率はほとんど変わらないが、空隙径分布において空隙径の細密化が進んでいることがわかった。このことより、空隙構造の変化が実効拡散係数を低下させる要因と考えられ、拡散係数の把握には空隙径分布の把握が必要であることが確認された。
1.0E-09

De (m2/s)

実効拡散係数安田ら(2002)の経験式

1.0E-101.0E-11OPC

OPC+FA20
空隙率が大きい試料は

1.0E-12

時間経過に従ってDeが低下
1.0E-13

基本配合、空気量増大ケース
では、Deはほとんど低下せず
1.0E-1410

図-7

底部・奥部・側部コンクリ－トビット施工状況

空隙率

図-8

100

実効拡散係数の空隙率依存性(7)ベントナイト材料特性試験(5)施設／岩盤挙動計測
不飽和状態での強度特性および変形特性の知
本年度施工した底部緩衝材、底部低拡散材およ見を得るために、ベントナイト（クニゲルGX おび底部・側部コンクリ－トピットの挙動を計測す
よびベントナイト砂礫混合土）の一軸圧縮試験おるための計測器（温度計、ひずみ計、鉄筋計、無よび三軸圧縮試験を実施した。一軸圧縮試験によ
応力計、有効応力計等）を設置した。計測デー
る変形係数は乾燥密度と線形近似の関係を示す
タを集中監視する既設計測システムに本年度ことがわかった。
設置した挙動計測器の信号を受信するための緩衝材における合理的な水分挙動計測手法を増設を行い、昨年度までに施設と岩盤に設置した計測器を含め連続計測データを取得した。また、 確立することを目的として、本年度は、FDR-V 法（複素誘電率法）による水分量の計測を行い、そ昨年に引き続き、低周波電磁波を利用した地中無の適用性を確認した。供試体は、含水比を調整し線データ通信技術の適用性を確認する目的で、底たクニゲル GX を用いた。既往の知見による他の部緩衝材中に送信機を設置した。その結果、設計測定方法による計測結果と比較し、水分測定方法どおりの信号強度が得られ、温度計及び間隙水圧の評価を行った。その結果、既往の計測方法と比のデータを取得することができた。
較して、FDR-V 法による体積含水率の計測値は、設定値との差が最も小さくなった。
(6)セメント系材料特性試験
このことより、FDR-V 法が最も精度よく水分量
本調査より得られた成果として、空隙率と実計測が行える計測機器である可能性を示すこと
効拡散係数の関係を図-8 に示す。本年度は、ができた。
昨年度までに試験が定常に達していない可能
また、ベントナイト（クニゲル GX）の実効拡性のある供試体に対する拡散試験を継続し、デ3
散係数を測定した結果、乾燥密度が 1.5 Mg/m とータの精度向上を図った。その結果、実効拡散
3-13 2
1.6 Mg/m の実効拡散係数に差はなく、約 1.2×
係数が 3×10 m /s 程度の値となり、目標であ
-10 2
-12
2
10 m /s の値が得られた。
る 1×10 m /s 以下を満足する緻密な材料であ7

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

２．その他の管理処分に関する研究(1)余裕深度処分廃棄体製作の実証に関する研究
余裕深度処分対象廃棄体の製作に係る廃棄体
パラメータ設定の実証的検討等を行った。
(2)L1 廃棄体の標準的な放射能濃度評価及び廃棄確認方法に関する調査
L1 廃棄体の合理的な廃棄確認のための廃棄体製作方法に関し、各廃棄体製作ステップでの記録
すべき項目イメージの整理を実施した。
注）L1 廃棄体：余裕深度処分の対象となる発電用原子炉内で放射化された金属廃棄物等の廃棄体(3)余裕深度処分埋設施設における標準的な施設
確認方法
余裕深度処分埋設施設における標準的な施設
確認方法検討の前提となる基本安全機能とその担保方法を検討し、必要な要件を抽出した。
(4)L2/L3 廃棄体等の標準的な製作方法及び検査方法に係る民間規格整備に関する調査
L3 廃棄体等の標準的な製作方法及び検査方法について民間規格制定に必要な検討を行い、技術
要素・技術的要件を摘出した。
注）L2/L3：浅地中ピット処分（L2）及び／又は浅地中ト
レンチ処分（L3）を意味し、廃棄体等又は埋設施設を形容する用語として用いている。

(5)L2/L3 埋設施設の標準的な施設確認方法に係る
民間規格整備に関する調査
L2/L3 埋設施設における標準的な施設確認方法
検討の前提となる基本安全機能とその担保方法を検討し、必要な要件を抽出した。
(6)放射性廃棄物処理処分等に対する海外の規制文書及び基準類に関する調査
放射性廃棄物処理処分等に係る技術基準、民間規格文書等の調査を行い、廃棄物の管理段階等に基づく整理を行った。

8(7)ウラン廃棄物の処分方策に係る研究
ウラン廃棄物処分の合理化及び現実的なウラン廃棄物処分場の設定・評価等の検討を行った。

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．処分システム工学要素技術高度化開発
本開発は、高レベル放射性廃棄物の地層処分に係る工学技術として、処分場操業の遠隔操作技術、
人工バリアの品質等の評価技術及び処分システムの状況等をモニタリングする技術を高度化し、これら工学技術の信頼性や成立性等の向上に資する
技術基盤を確立することを目的としている。

1-1 遠隔操作技術高度化開発の視点を新たに加え、幅広い技術の成立性、適用性、信頼性等を定量的に比較、評価し、それらを取りまとめる第 2 段階の技術メニューの整備に着手した。平成 17 年度には第１フェーズの成果を基に、改めて技術課題抽出と開発計画を検討し、平成 18 年度からは開発計画に基づいた各要素技術の調査、適用性確認試験等を開始している。図-1に本事業の検討範囲を示す。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 20 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－◇事業の概要本事業では、高レベル放射性廃棄物地層処分場の操業段階で用いられるオーバーパックの遠隔溶
接・検査ならびにオーバーパックと緩衝材の遠隔搬送・定置に関わる遠隔操作技術について、その成立性、適用性、信頼性などを定量的に評価、表示し、地質環境条件及び様々な処分概念への対応や品質に係る情報等も明記した、幅広い技術メニ
ューの整備を主たる目標としている。
そのため、遠隔操業設備の概念設計に基づき、必要とされる要素技術とその試験パラメータを抽出、各要素技術に関する適用性確認試験を実施する。試験結果を人工バリア品質（地層処分の特徴である長期健全性の確保）と遠隔操業システム化の視点から体系的に評価、検討することで、多様な技術オプションを整備する。なお、本開発における人工バリアは、地層処分研究開発第 2 次取り
まとめで提示された概念に基づくものである。
第 1 フェーズとして、平成 12 年度にオーバーパ
ックの溶接・検査、オーバーパックと緩衝材の搬送・定置を対象とした遠隔操作設備の概念設計を行い、技術開発課題を抽出した。続いて平成 13 年
度より、抽出した技術開発課題に基づき、各技術の適用性確認試験等を行い、各要素技術の成立性、
適用性、信頼性を表示する第 1 段階の技術メニューを整備した。また、人工バリア品質確保の考え方ならびに処分場における遠隔操作技術を対象とした遠隔操業システム構築に関わる品質、安全の考え方についても検討を行っている。
第 2 フェーズとしては、人工バリアの設計、品質、及び遠隔操業システムの成立性確認や高度化

検討対象［地上施設］
オーバーパック遠隔溶接・検査
人工バリア材料準備

廃棄体・人工廃棄体・人工バリア遠隔
バリア遠隔
操作全工程

［アクセス坑道］
オーバーパック・緩衝材の搬送

検討対象［処分坑道・処分孔］
オーバーパック・緩衝材の遠隔ハンドリング・定置
遠隔搬送・定置図-1 本事業の検討範囲◇平成 20 年度の成果(1)遠隔溶接・検査技術の開発
遠隔溶接技術の開発については、オーバーパッ
クの溶接構造ならびに材料(母材、溶加材)組成を考慮した溶接技術開発の必要性に基づき、開発を継続した。溶接構造を考慮した溶接技術の開発については、実規模落とし蓋構造を想定した溶接開先（最大深さ 190 mm、円周状溶接線）を設けた
炭素鋼供試体に対して、2 電極高能率 TIG 溶接装置を用いた適用性確認試験を実施した。その結果、
開先構造の改良(焼きばめ・突起付き開先形状の採用)と溶接施工法の改良(図-2：予熱 200℃・溶
着金属厚さの最適化)によって、仮付け無しでの初層以降の連続溶接を可能とする溶接条件を得た。本年度までの成果により、リファレンスケー
ス（落とし蓋構造，平蓋構造）について、最大溶接深さ 190mm を達成するための TIG，MAG 溶接施
工条件を整備することができた。
材料組成を考慮した溶接技術の開発について

9Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

は、過去の溶接試験結果、炭素鋼一般の溶接技術に関する文献調査、整理を行うと共に、溶接金属
組成と強度・じん性の相関に関わる試験、溶接金
属組成と低温割れ感受性の相関に関わる試験を実施し、炭素当量をベースとした相関データ(図-2)を取得、母材・溶材組成選定の指針を得た。
今後、1-2 で取得する溶接金属組成と耐食性の相関データも踏まえ、整備する必要がある。
遠隔検査技術の開発については、各超音波探傷法（Creeping wave 法、TOFD 法、Phased array
法、Phased array-TOFD 法）について、自然欠陥付与試験体(190mm 厚)に対する適用性確認試験を実施し、探傷性能を確認した。今後、破壊試験を実施し、本年度の試験結果と比較・検証すること
で、各探傷法の自然欠陥に対する特性を把握する必要がある。また、オーバーパック設計や封入部の品質評価の観点から、各探傷法を組み合わせた
非破壊検査システムの概念を構築した。
さらに、溶接姿勢や溶接時間等に注目して、落とし蓋構造と TIG，MAG，電子ビーム溶接(EBW)の各溶接法を選定、上記にて構築した非破壊検査シ
ステムの概念と組み合わせることで、溶接から検査までを一貫して対応しうる遠隔溶接・検査シス
テムの例を提示した。
300

TIG溶金部 じん性

250vE-33 (J)200

(YM-24S
使用)

150(TGS-50
使用)

100
50
0
0.25

(MIX-50S
使用)

0.30

0.35

0.40

Ceq（%）

図-2 ｵｰﾊﾞｰﾊﾟｯｸ溶接の予熱状況及び強度・じん性ﾃﾞｰﾀ例(2)遠隔搬送・定置技術の開発
遠隔搬送・定置技術の開発に関しては、抽出した技
術課題に基づき、幅広い技術の検討を実施している。
操業環境維持制御の検討では、操業の要素技術を開発する上で必要となる前提条件を整理する目的で、既設坑道の不陸環境について調査し、地質条件や建設方式の違いによる不陸環境の違いを整理した。また、海底トンネルや炭坑などの換気システムや排水システムを文献調査し、処分場におけるシステム設計の考え方を取りまとめた。
PEM（Pre-fabricated EBS Module）施工に関する検討では、リング状緩衝材を用いた PEM 組立技術に対して、実寸の PEM 容器を用いた組立試験を10実施し、その成立性を確認した。また、搬送技術の検討として、エアパレットとエアジャッキを併用する搬送方式に対してエアジャッキの適用性を確認するための試験を実施し、PEM の支持性や
エアジャッキの抜き取り性を確認した（図-3）。
緩衝材の品質確保に関する検討では、ニアフィ
ールド修復技術としてのベントナイトグラウト
技術の適用性を、岩盤亀裂を模擬した平行平板型の装置を用いた浸透試験で把握した。また、微小亀裂への適用性が高いと考えられる動的グラウ
ト工法の適用性について実験を行い、粘性が高い
ベントナイトグラウトに対して動的加振が効果的であることを確認した。
施工品質管理技術に関する検討では、施工管理指標の一つである緩衝材密度に着目し、異なる施工法に対する様々な密度計測手法の適用性の観点から計測実験を行い、適用性を一覧表として取りまとめた。
品質評価に関する検討では、遠隔操業システム
成立性の評価体系の構築と成立性評価に用いるための技術メニューの考え方について検討し、第２フェーズの技術メニュー構築に向けた課題等を整理した。
遠隔制御技術の検討では、様々な技術で構成される遠隔制御技術のなかで、汎用的かつ基本的な技術である通信技術について、処分場を模擬した
地下空洞において電波伝搬実験を行って適用性を評価した結果、地下空洞においても地上と同等以上の通信状態が得られる可能性が確認できた。
この他に、｢回収技術に関する技術分析｣、｢緩衝材の遮へい効果に関する計算｣、｢ベントナイトの長期挙動に関するデータ取得や解析検討｣なども実施し、得られた知見を技術メニュー整備に向けて整理した。
エアジャッキ試験

支持性・エアジャッキが膨張した時点で、エアパレットの抜き取りに必要な上昇幅を確保

100mm

ナイロン紐
エアージャッキ

図-3

エアジャッキ試験の実施状況

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-2 人工バリア品質評価技術の開発◇事業の概要高レベル放射性廃棄物の地層処分に用いられる
オーバーパックの溶接・検査技術について、施工面からの検討が平成 12～17 年度の経産省委託事
業「遠隔操作技術高度化調査」で行われている。
これまでの同調査においてオーバーパックに適用可能な複数の溶接プロセスが提示されたが、これらの技術の成立性を評価するためには地層処分後の長期健全性、即ち溶接部の耐食性に関する知見が必要不可欠であるとされた。このような背景から、オーバーパックを模擬した溶接部の耐食性評
価試験を通してその長期健全性を評価すると同時に、溶接部の材料性状や溶接残留応力が健全性に与える影響を調査し、オーバーパックに適用可能な溶接技術の妥当性を提示することを目標としている。
本事業は平成 16 年度から開始したもので、主にオーバーパックの溶接部を対象とした品質評価を行うものであったが、平成 20 年度からは緩衝材の設計や品質管理、搬送・定置技術、長期性能予測等に資するために、新たに緩衝材の品質評価に関する検討も開始した。
(1)オーバーパック溶接部の品質評価技術「遠隔操作技術高度化調査」で製作した溶接試
験片等を用いて母材と溶接部の比較・評価を目的とした腐食試験を行う。処分場閉鎖後の地質環境を想定した条件での母材と溶接部の腐食挙動を比較し、長期健全性を評価する。長期健全性に影響を及ぼす腐食挙動に対し、その原因を調査し対策を検討する。
耐食性の評価に資するため、材料科学の視点
から溶接部の性状（金属組織、成分等）を詳細に調査する。また溶接部で問題となる溶接残留応力の解析・評価手法と低減対策を検討する。
(2)緩衝材品質評価技術
緩衝材の設計や品質管理、搬送・定置技術、長期性能予測等に資するために、施工品質（密度差、隙間等）が再冠水時の現象（膨潤挙動等）に及ぼす影響等を試験により明らかにし、再冠水時に緩衝材に発生する現象を考慮した施工品
質の評価を実施する。

なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。また、(1)は日本原子力研究開発
機構との共同研究として実施した。
(報告書）平成 20 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－◇平成 20 年度の成果(1)オーバーパック溶接部の品質評価技術
平成 16 年度に策定した計画に基づき、「遠隔操作技術高度化調査」で製作した TIG、MAG、EBW（計3 種類）の溶接試験片を用いた下記①～④の試験、残留応力評価及び代替材料のチタンの耐食性評
価試験を実施した。
① 酸化性雰囲気での全面腐食、局部腐食試験
EBW の場合は母材と比較して溶接部に顕著な腐食は見られない。人工淡水中での TIG と MAG の浸漬試験で、溶接金属の一部で選択腐食が認められたが、極値統計解析により平均減肉量から推算した最大腐食深さは、従来のオーバーパック寿命評
価で用いられた酸化性雰囲気における腐食深さの上限を著しく超えるものではなかった。また選
択腐食の要因として考えられている、化学組成や熱サイクル条件が、耐食性に及ぼす影響を大まかに評価することが出来た。局部腐食試験では、すき間部近傍から局部腐食の発生が認められ溶接
金属が相対的に腐食する傾向を示した。しかし浸漬時間の経過とともに孔食係数が小さくなり、見かけ上全面腐食に近い腐食挙動を示す。
② 緩衝材中での応力腐食割れ(SCC)感受性調査
圧縮ベントナイト＋1.5M 炭酸塩水溶液中では、電位条件によって溶接方法(TIG、EBW)によらず母材及び溶接部に SCC が発生した。しかし、溶接部と比較して母材の SCC 感受性が高く、溶接の影響
で SCC 感受性が増加する傾向は認められなかった。また緩衝材中では溶液単独条件よりも SCC 感
受性が低下した(図-1)。これは溶液中と緩衝材中の不働態化挙動の違いに起因していると考えられる。

11

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究
1.5

1.0

0.8

図-1 炭酸塩濃度と最大 SCC 破面率 Iscc の関係（TIG 溶接試験片、80℃、v =1μm/min）③ 還元性雰囲気浸漬試験及び水素吸収挙動
浸漬 3 年後の試験片の腐食状況を調査した結果、全面腐食の進行を確認した。TIG 及び MAG の溶接金属では軽微な減肉が認められたが、浸漬 1
年後の結果と比較しても選択腐食が加速的に進展する可能性は低いと考えられる。浸漬 3 年経過した試験片の水素分析の結果、水素脆化に関与す
る拡散性水素量は浸漬 1 年後と比較しても明確な増加は認められず、遅れ破壊を生じる濃度には達していないことが確認された。
④ 水素脆化感受性調査
材料の機械特性に及ぼす水素の影響を調査するため、材料中に高濃度の水素を侵入させて低ひ
ずみ速度引張試験(SSRT)を行った。水素侵入による破断ひずみ量の減少率を水素脆化感受性指数(EI)として評価した。その結果母材が最も破断
ひずみ量の減少が大きく、母材＞熱影響部＞溶接
金属の順で水素の影響が大きくなる傾向が認められた(図―2)。水素チャージした試験体の破面
は脆性破壊を示す擬へき開破面が支配的であった。また TIG 材においては破断の起点部にブローホールが認められ、溶接欠陥が水素脆化に大きく関与していることが示唆された。

TIG

MAG

溶接金属

2

熱影響部

1
1.5
炭酸塩濃度, C / M

母材

0.5

溶接金属

0.0

0

熱影響部

0.2

母材

溶金(緩衝材中)
HAZ(緩衝材中)

0.4

溶接金属

母材(緩衝材中)

熱影響部

溶金(溶液のみ)
HAZ(溶液のみ)

0.5

0.6

母材

1

水素脆化感受性指数 ＥＩε

SCC破面率, Iscc

母材(溶液のみ)

EBW

図-2 水素脆化感受性指数 EIεの比較

果が ABAQUS 解析結果に整合することが判明し、ABAQUS を用いた残留応力解析手法の信頼性を確認することができた。また、JWRIAN による残留応力解析手法をも確立することができた。
さらに、上記の残留応力解析手法を用いて、平成 13 年度実験結果を対象に、PWHT(溶接後熱処理)による残留応力低減効果を解析した。今後は同手法を活用して、より具体的な熱処理条件を開発する必要がある。
⑥ 代替材料（チタン）の浸漬試験
オーバーパックの代替材料として検討されているチタンについて、純 Ti(Gr.2)、Ti-Pd 合金(Gr.7)の溶接試験体を用いて、炭素鋼と同様に溶接部の耐食性試験を実施した。平成 20 年度は溶接部の腐食速度や、最も注意すべき破損形態である水素脆化の生起可能性を評価するため、アンプルを用いた低酸素雰囲気での長期浸漬試験を開始した。

(2) 緩衝材品質評価技術
本検討では、先ず、緩衝材の施工品質（隙間の有無・位置、密度分布の程度・方向、及び初期透水性）によって影響を受ける現象を、FEP（Feature, Event and Process）等を活用し抽出した。そして、緩衝材の施工品質が再冠水時に発生する現象に及ぼす影響を定量的に評価する⑤ 残留応力に関わる検討ための試験計画を立案した。試験計画については、
平成 16 年度の試験計画に基づき、残留応力解
小規模試験から土槽試験、工学規模試験へ順次ス
析手法の高精度化、高速化について検討した。平ケールアップすることを基本とし、小規模試験結成 19 年度の解析コード ABAQUS による解析結果と果等に基づき順次パラメータを絞り込んでいく
平成 13 年度実験結果との乖離について、異なる
解析コード(JWRIAN)を用いて検証した。その結果、 こととしている。
実験結果の処理手法 (実測値から残留応力値を同定する方法)を最適化することにより、実験結12Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-3 モニタリング技術の開発◇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かかわるモニタ
リングシステムに関する研究と、閉鎖後の制度的管理の一環である記録保存に関する研究を実施している。このうちモニタリングシステムについて
は、サイト調査前から最終閉鎖後の各段階を対象にモニタリングの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、技術メ
ニュー（データベース）として整備している。地層処分でのモニタリングは、処分事業実施者、安
全規制機関、地方自治体等がそれぞれの役割や目的に応じて実施することが考えられているので、この技術メニューでは各機関の計画するモニタリ
ングに柔軟に資することが出来るよう 5W1H の視点で分類・整理している。モニタリングについて
は、平成 12 年度から平成 18 年度までの第 1 フェーズに引き続き、平成 19 年度より第 2 フェーズに着手している。平成 16 年度には位置付け及び技術
1)
的可能性に係る技術報告書 を取りまとめた。
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の位置づけとその実施制度に向けた課題の整理、記録保存システムに適用する技術の調査研究を継続的に実施しており、平成 14 年度には位置付けと方策に係る技術報告書を取りまと
2)
め、平成 20 年度にはその改訂版 を発刊している。
なお、本事業は、経済産業省の委託により実施したものである。

ータに関する検討成果も考慮すると共に、技術的な観点での実現可能性を踏まえたモニタリング計
画に資するように、検討を進めていく必要がある。
(2)中核的なモニタリング技術の調査研究
本研究では技術メニューの整備に並行して技術的に有望であり、地層処分へ適用性が高く、共通性が高い等重要と考えられるモニタリングの新技術等を活用し、基礎試験や解析により当該技術の適用性調査を実施している。本年度は地中無線伝送技術、光ファイバセンサ技術、及びパッシ
ブ無線センサ技術の調査研究を継続実施した。
地中無線伝送技術は、ケーブルの敷設が不要なためバリア機能を損なうことなくデータを取得できると共に、作業性・経済性に優れている。本
技術については、地層処分プロジェクトにおける適用可能性に関する検討として、これまでに受信・送信に関する検討、及び岩盤等における低周波電磁波伝播特性に関する検討を進めてきた（図-１）。本年度は、伝播特性に関する検討の一環として低周波電磁波の伝播解析技術の高度化を行った。具体的には、地下空洞における地下施設並
びに周辺地盤のモデル化及び３次元低周波電磁波伝播解析等の調査研究を行い、鋼材を多く使用したコンクリート構造物におけるモデル化手法（配筋状況を考慮した損失媒質のモデル化）の整備等を実施した。今後は本技術の信頼性向上に向け小型化等を行い、国内外の地下研究施設での適用実績を増やしていくことが重要となる。
Receiver(報告書)平成 20 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 3 分冊）－モニタリン
グ技術の開発－◇平成 20 年度の成果(1)地層処分モニタリングの目的等の整理
モニタリングの目的等の整理においてはこれまでに設定した目的を対象に、計測方法の定量下限等を考慮し、具体的な候補計測パラメータの検討を行っている。本年度は設定したモニタリングの目的の一つである「処分場の安全評価の妥当性の確認」に着目した検討を実施し、計測可能なパラメータを抽出した。今後は、現在検討が進められている IAEA・
EU 等でのモニタリングの目的や候補計測パラメ

Sensor + Transmitter

図-1

坑道間における地中無線伝送技術適用概念

光ファイバセンサ技術については、空間分解能が高く、電気式センサと比較し、防爆・耐ノイズ・耐腐食性に優れ、定期的な較正が不要であり、かつケーブルの敷設量を低減できるセンサとして、
FBG 式光ファイバセンサに着目し、圧力・温度の多点計測への適用性調査を実施している。これま13Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

でに、１本の光ファイバで３点の波長シフトの違を用いている。
いを認識することにより３点の温度の計測が可技術メニューは、これら専門家やステークホル
能であることを確認している。本年度は①単式のダー間のコミュニケーションツールとしての役
土圧計（温度補償付き）を用いてベントナイトの割も期待している。今後は公開に向けての専門家
膨潤圧を計測し、長期間継続して圧力、温度を計
レビュー等を進め、将来的には各機関がこの技術測できることと、②多点計測に向けて２連の土圧メニューを利用して、透明性の高いモニタリング
計を製作し、圧力を２点計測可能であることを確計画策定の議論を行うことを期待している。
認した。今後は、実際の適用において重要となる敷設方法の検討も併せて行い、地層処分における(4)記録保存技術の調査・分析
工学規模や実規模等での緩衝材中の挙動のモニ
記録保存技術は、制度的管理の一つとして近年
タリングへ展開していくことが望まれる。
社会的信頼性向上の観点からその必要性が議論
外部から動力を供給することが可能なためバされている。本年度は、国及び関連機関等が高レッテリーが不要なパッシブ無線センサ技術につ
ベル放射性廃棄物地層処分に対する社会的信頼
いては、先ずベントナイト中での通信試験を行い、 性の向上につながる記録保存計画を策定する際市販品の UHF 帯 RFID では、通信可能な距離が 10cmの判断材料の提供を目的に、国内外の動向等を踏程度であることを確認すると共に、ベントナイト
まえ、地層処分にかかわる記録保存の方策及び記の特性（比誘電率等）を考慮し、センサのカスタ
録保存システムの検討を実施した。具体的には、マイズが必要であることを確認した。今後の課題
定義したリレーシステムと永続システムに関し、としては、パッシブ無線センサ技術の長所（ケーそれぞれ考慮すべき事項及びその検討状況を取
ブルレス、小型で安価等）を考慮した上で、そのりまとめた。今後の課題としては、地層処分だけ適用性を検討していくことが挙げられる。
でなく原子力関連アーカイブの開発等原子力全体としての取り組みやわが国における公文書管(3)モニタリング技術メニューの開発
理の検討状況も視野に入れ、概念・技術及び制度
モニタリングの定義・目的とその進捗度についの国内外の動向を継続的に調査し、記録保存技術ては、国によって異なっており、例えば、フィンに基づいた記録保存システムの具体例を整理しランドでは地質環境調査を中心としたモニタリていくことが挙げられる。
ングが現在進められており、フランスでは処分場の可逆性の管理や操業安全の観点で検討が行わ(5)モニタリングシステムの今後の展開れている。日本では地層処分におけるモニタリン
従来のモニタリングと異なり、地層処分モニタ
グ計画がまだ整備されていないのが現状である。
リングは対象とする期間が長い上、閉鎖措置にか
3)
そのため、本研究では地層処分モニタリングにかわる判断に資することが求められている 。そのため、今後の検討においては、閉鎖措置時の判かかわる様々な技術情報を体系的に整理し、今後断の観点から、サイト調査前から最終閉鎖後のモのモニタリング計画策定に柔軟に対応できるよ
ニタリング計画に資するように技術メニューをうにするため、地層処分モニタリング技術メニュ
整備していくことが望まれる。
ーの整備を実施している。技術メニューではサイト調査時の地質環境等のベースラインの把握か
1) 原環センター技術報告書「地層処分にかかわるモニタ
ら始まり、処分場閉鎖前の工学的対策の妥当性のリングの研究－位置付け及び技術的可能性－」,確認、及び閉鎖後の制度的管理の期間のモニタリ
RWMC-TRJ- 04003(2004)
ングに至るまで全ての処分事業段階を対象とし
2) 原環センター技術報告書「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ている。また、様々な目的に応じ、時期、場所、
08001(2009)
対象（パラメータ）及び方法（計測機器）等多岐
3) 総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会廃棄物安全小委員会, 高レベル放射性廃棄物等の地層処分
にわたる情報を収録するため、現在、センターでに係る安全規制について (2008)は公開可能なウェブシステムの構築を進めている。IT 化においては使い易さを考慮し、Windowsのエクスプローラに類似した形式のツリー表示

14

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

２．人工バリア長期性能評価技術開発
2-1 人工バリアの長期挙動の評価◇事業の概要妥当性を検討した。また、ベントナイト系材料の変質を、化学・力学・物質移動を連成させて解く
解析手法を検討した。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。

主に再処理工場や MOX 燃料加工工場から発生す(報告書)平成 20 年度 地層処分技術調査等委託費 TRU 廃
る TRU 廃棄物の地層処分における人工バリアシス
棄物処分技術 人工バリア長期性能評価技術開発報告書（第 1 分冊）人工バリアの長期挙動の評価
テムにおいては、セメント系材料とベントナイト
系材料が併用される。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長期◇平成 20 年度の成果的に変質し、人工バリアの特性に変化をもたらす(1)セメント系材料の長期変質挙動の確証試験懸念がある。本事業では、人工バリア材の長期挙
セメント系材料は、環境条件を考慮してセメン
動とバリア性能評価に係わる技術的信頼性の向上
ト種が選定されることが考えられる。このため、及び技術基盤の確立を目的に、セメント系材料のセメント系材料の物質移動をセメント種に依ら変質や、セメント－ベントナイト相互作用によるず普遍的に表すモデル構築を目的として、普通ポ
ベントナイト系材料変質に関し、環境条件やセメ
ルトランドセメント（OPC）、フライアッシュ混合
ント系材料種の多様性を考慮してデータ取得を実セメント（FAC）及び高炉スラグ混合セメント施する。また、地球化学的反応と物質移動を連成（BFSC）の反射電子像を測定し、輝度の違いからさせた解析手法により人工バリア材の変質現象を
相分離を行い、自己相関関数を用いて硬化体およ
予測し、その結果と実験結果を比較することによび空隙構造をモデル化し（図-１）、その硬化体・りその解析手法の妥当性を検討する。
空隙モデルを用いて、空隙と C-S-H の相が物質移本事業では、平成 19 年度より次項について実施
動に関与することを仮定し、ランダムウォーク法している。
を適用して物質移動を評価した。物質移動モデル①セメント系材料の長期変質挙動の確証試験により評価したセメント系材料の拡散係数は、既②セメント－ベントナイト相互影響の確証試験
往の実験結果と概ね相関関係が得られた（図-２）。
③人工バリア性能評価解析の高度化
力学挙動の変化を表すモデル化として、有限要素
平成 20 年度は、セメント系材料の変質挙動の確法により上記硬化体・空隙モデルの線形解析を行
証試験について、種々の混合セメントの長期変質
い圧縮強度を推定し、実測した圧縮強度と比較し試験を実施するとともに、長期材齢を経たセメンた。その結果、OPC に関しては良好な相関関係がト系材料の変質挙動の既存の変質評価モデルで予得られたが、FAC 及び BFSC に関しては推定値と測可能であるか検討した。また、セメント系材料
実測値にばらつきがあり、取得したデータの信頼の変質に伴う物質移動、力学特性変化を表すモデ
性を含めさらに検討を進める必要がある。
ルの検討を行った。セメント－ベントナイト相互影響の確証試験については、セメントとベントナイトを接触させた試料の長期変質試験を実施し、生成する二次鉱物に関して評価した。また、ベントナイトの主要鉱物であるモンモリロナイトについて、圧縮を受けた場合の溶解速度を測定した。
32m
この他、ベントナイト系材料の変質に伴う力学特(a)全体(c)空隙＋C-S-H
性、物質移動の変化を表すモデルの検討を行った。
(b)空隙
人工バリア性能評価解析の高度化については、セ
図-1 セメント系材料の硬化体・空隙モデルの一例
メント系材料の長期変質挙動及びセメント－ベン
トナイト相互影響のそれぞれの確証試験により得られた人工バリア材の変質に関するデータと、解析により予測される結果とを比較し、解析条件の15

4E-11
3E-11
2E-11
1E-11

OPC 28日
OPC 6ヶ月
FAC 6ヶ月
BFSC 28日
BFSC 6ヶ月

0
1E-11 2E-11 3E-11 4E-110
モデルによる拡散係数の評価結果(m2/s)

図-2(3)人工バリア性能評価解析の高度化
海水系地下水に 90 年間接触していたセメント
系材料の変質の進展について解析し、同試料の分

セメント系
材料接触面
からの距離

0-1 mm
2-3 mm9-10 mm

4020

4040
4060
Energy（eV）

4080

図-3

セメント－ベントナイト接触試料をイオン交換水中で浸漬させて変質させた試料のベントナイト側の XANES スペクトル表-１

XANES スペクトルのパターフィットの結果

セメント系材料の塩素の拡散係数実測値とモデルによる拡散係数評価値の比較(2)セメント－ベントナイト相互影響の確証試験
放射光を利用した XAFS 分析により、セメント影響によるベントナイトの変質のマーカーとして Ca に注目し、セメント－ベントナイト接触試料の界面近傍の変質を評価した。得られた XANESスペクトルを（図-３）、種々の Ca 化合物の標準試料及び Ca 化ベントナイトのスペクトルとパターンフィットさせた結果、界面近傍のベントナイ
ト側の Ca は C-S-H と Ca 化ベントナイトで説明でき（表-１）、C-S-H が生成していることを確認できた。
また、圧縮系でのモンモリロナイトの溶解速度を位相シフト干渉計及びカラム試験法を利用して測定した。その結果、これまでのところ Sato1)
Cama の式 による予測と比較して速い溶解速度が測定されたが、両測定においては、測定に供す
る以前にモンモリロナイト粒子が歪みの影響を受けたことによって速い溶解レジームが長期間継続している可能性もあるため、さらに長期間に及ぶ測定を実施する必要がある。以上に加え、ベントナイトの変質に伴う力学・物質移動特性の変化を表すモデル構築を目的として、モンモリロナ
イトの応力歪みに関するデータ（完全飽和線、膨潤曲線）を取得するとともに、Kozeny-Carman 則の適用性の検討も実施した。

16

Normalized absorption coefficient

塩素による拡散試験の結果(m2/s)

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

測定箇所
Ca化合物
C-S-H (Ca/Si0.6)
C-S-H (Ca/Si0.83)
C-S-H (Ca/Si1.0)
C-S-H (Ca/Si1.4)
Ca化ベントナイト

0-1 mm

2-3 mm9-10 mm

40%
57%
10%
33%

15%
45%

7%
33%
60%

析結果と比較した結果、フリーデル氏塩の生成に関する再現性が乏しく、Al を含有するセメント鉱物の設定について Al 量や Al の溶解挙動について検討が必要であることの知見を得た。また、セメント系材料の溶解により高アルカリ性環境に変化した際のベントナイトの変質に関して、OPCとクニゲル V1 の接触試料の浸漬試験における変質の進展を解析した結果、鉱物の変質挙動は概ね再現できたものの、解析では変質範囲を４倍程広く評価しており、材料間の空隙の閉鎖すなわち沈澱生成による物質供給の抑制を考慮した解析体系の検討が必要であることの知見を得た。さらに、
ベントナイトの変質に伴う力学・物質移動特性の変化を表すモデルとして、土／水連成有限要素解
析プログラム DACSAR をベースにモンモリロナイ
トの応力ひずみ関係について解くプログラムを開発するとともに、Kozeny-Carman 式の導入を検討した。
1) Sato et al., Proceedings of the International
Workshop on Bentonite-Cement Interaction in
Repository Environments, Tokyo, Japan(2004),
NUMO-TR-04-05(2004).

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

運転制御が可能であることを確◇事業の概要認し、同時に 2
つの試験容器で1)
本研究は、第 2 次 TRU レポート 等で提示され飽和試験を行えたガス移行挙動評価に関する課題を踏まえ、TRU
る改良案を示す
廃棄物処分施設内で発生する可能性があるガスをと共に、試験体対象とし、その移行に伴う多重バリアシステムのの全応力及び間
性能評価手法の不確実性低減を目指すものである。
隙圧を除いた計
さらに、より現実的なガス移行挙動評価手法の構測システムにつ築に向けた検討を実施し、TRU 廃棄物処分に係るいても、特に問人工バリアの長期性能評価の信頼性向上等に寄与
題なくデータ収することを目的とする。
集･記録が実施可
図-1 飽和試験装置外観
実施工程としては、地層処分事業の精密調査地
能であることを確認した。
区選定スケジュールを念頭におき、ガス移行特性
また、力学と連成するガス移行挙動のモデル
データ･挙動評価結果の提供による貢献を目指し、化･評価を目指し､ベントナイトの物性パラメー
平成 19～23 年(５年)を第１フェーズの研究開発
タ取得試験として、応力変化による膨潤･圧縮挙期間として設定した。
動試験及び飽和度の変化による同試験を実施し、平成 20 年度は、第１フェーズでの成果獲得を
3
不飽和ベントナイト（乾燥密度 1.0Mg/m )の圧縮
目指し、特に「ベントナイト系材料中のガス移行指数･膨潤指数に係わるデータを取得した。
特性の把握」に重点をおき、①ガス移行に関する・工学規模材料特性試験
材料特性データの取得に向けた室内試験の着手、寸法効果試験として、一連のカラム試験に関②モデル化・解析手法の高度化に向けた解析の実する実施設計を行い、試験設備の整備と本試験
施、及び③ガス移行挙動評価手法の構築に向けたに対応する容器作成、機器構成や試験手順の確
シナリオの整備を進めた。なお、本事業は METI認を目的とした予備試験を実施した。
の委託により実施したものである
その結果、飽和過程、ガス移行過程において(報告書)平成 20 年度 地層処分技術調査等委託費
試験装置は順調に稼働し、適切な計測が行える
TRU 廃棄物関連処分技術 人工バリア長期性能評価
3
ことを確認した。また、乾燥密度 1.36 Mg/m の技術開発(第 2 分冊)－ガス移行挙動の評価－
緩衝材では、初期飽和度の変化が膨潤圧に及ぼす影響が殆ど無いことが確認され、飽和促進の◇平成 20 年度の成果
ための初期飽和度 90%の供試体作製は十分可能であり、今後の本試験の方法として有効である(1)ガス移行に関する材料特性データの取得ことが確認できた。
平成 19 年度に策定された試験計画に基づき、下記の基礎的データ拡充試験及び工学規模材料(2)モデル化・解析手法の高度化
特性試験を実施した。
高密度ベントナイトの完全飽和状態を対象とし・基礎的データ拡充試験
1)のた多数の試料を用いた既存の室内透気試験系
今後の本格的な試験への貢献を目指し、試験モデル化と再現解析を行い、GETFLOWS の適用性
手順や効率に関する確認と評価のため、一連の確認と基本パラメータの同定を行った。その結果、試験に関する実施設計を行った。さらに試験の第１段階として、飽和挙動の評価と確認のため、 完全飽和状態からのガス圧入試験においては、
GETFLOWS によって試験結果を再現可能であるこ必要な試験設備の整備を行い、飽和試験を実施とが分かった（図-２）。また、CODE_BRIGHT でした（図-１）。110 日間にわたる長期の飽和試も破過現象を除く試験結果を定性的に再現可能
験では、試験装置の順調な稼働を確認し、特にであることが分かった。
流体供給系(シリンジポンプ)は、定圧モードで再冠水と廃棄体発熱を考慮した熱-水連成解析の微量流量 (0.001mL/min) の長時間にわたる自動

2-2 ガス移行挙動の評価

17

3.0E-8

17

2.5E-816

2.0E-8

15

ガス圧

ガス圧

1.5E-81.0E-8

14
13

流出ガス量

流出ガス量

5.0E-9Gas Pressure(MPa)

Flow rate(m3 ・S-1 ) at STP

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

12

0.0E+0

11
0

5

10
15
20
Elapsed time(days)

25

30 30

35

40

45
50
55
60
Elapsed time(days)

65

70

75

図－2 実験結果と解析結果の比較（左：1 回目、右：2 回目のガス透気結果）

によるケーススタディでは、人工バリア内部の温度分布の変化が再冠水及びガス移行挙動へ与える影響を評価した。非等温流体系を前提とした場合、高圧環境下では、間隙水の粘性低下によって再冠水時間が早まり、また体積膨張によって施設内圧力を上昇させる等の等温流体系と異なる特徴的な傾向が確認された。
さらに、熱-水連成解析の妥当性確認のため、大気圧環境で行われた FEBEX のモックアップ試
験を対象として、廃棄体発熱時の再冠水挙動を含む実測データの再現解析を行った（図-３）。
その結果、内部の再冠水挙動は、外側から熱源に向かう浸潤の進展と同時に、熱源から外側へ向かう水分移動によって特徴づけられ、加熱、注水負荷を同時に与えた解析の結果、試験結果と良い一致を得た。その結果、ベントナイト中の温度分布の変化は再冠水挙動を解釈するための重要因子であり、ガス発生・移行に関して、
ベントナイト内部の温度分布の把握は不可欠であることが分かった。
発熱体

Time (days)=801.59

-3

-2.5

-2

-1.5

-1

-0.5

0

ベントナイトと接する境界条件の把握、時系列的に変遷するベントナイト特性を総合的に評価する必要性があることが分かった。
これらの調査･整理結果を踏まえ、掘削影響領域･人工バリア構成要素と想定される現象を時系列に沿って取り纏めた状態変遷表を作成した。この表をもとに、安全機能から導かれる人工バリアへの要件を考慮しつつ、5 つの媒体からなる統合
FEP を構築した。
また、ガス移行挙動と核種移行挙動に関する考察から連関図を作成し、複雑な系での挙動を単純化する一方で、統合 FEP の時系列変遷を考慮しつ
つ、蓋然性の高い 3 つのシナリオを時系列で結んだ基本シナリオと変動シナリオを構築した。なお､
基本シナリオは時系列に沿って変動していく特徴があり、従来のパラメータ変化だけでなく、人工バリア全体のモデル構成も変化させる必要性があることが分かった。これらの検討結果を踏まえ、図-4 に示すとおり、平成 19 年度に作成されたシ
3)
ナリオ整理シート を改訂した。

0
-0.1
-0.2
-0.3
-0.4
-0.5
-0.6
-0.7
-0.8

Water Saturation: 0.54 0.58 0.62 0.66 0.7 0.74 0.78 0.82 0.86 0.9 0.94 0.98

図-3

解析結果：水相飽和度分布（単位：×100%）(3)ガス移行挙動評価手法の構築
TRU 処分におけるガスの取扱いについて、現状図-4 シナリオ整理シート(平成 20 年度改訂版)
での国内外の知見を整理し、評価上の問題点を明らかにした。特に、ガス発生に関連する情報につ 1) Horseman S.T., et al.: Gas migration in clay
barriers, Engineering Geology, 54 139-149 (1999)
いては、安全評価に大きな影響を及ぼすため、今2) TRU 廃棄物処分技術検討書 －第 2 次 TRU 廃棄物処分研後さらなる検討を要することが分かった。また、
究開発取りまとめ－2005 年 9 月，電気事業連合会･核燃料サイクル開発機構
人工バリアを構築する様々な要素を対象に、ガス
3) 平成 19 年度 地層処分技術調査等委託費 TRU 廃棄物
移行と核種移行の観点から移行モードを分類整理
関連処分技術 人工バリア長期性能評価 技術開発(第し、特にベントナイト内でのガス移行については、
2 分冊)－ガス移行挙動の評価－

18Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

本開発は、TRU 廃棄物の地層処分に係る安全評価における重要核種であるヨウ素 129 及び炭素 14を対象として、これらによる被ばく線量を低減することにより幅広い地質環境に対して処分の安全性が成立する代替技術の開発を目的としている。

3-1 ヨウ素固定化処理技術開発◇事業の概要
再処理施設の操業に伴い発生する廃銀吸着材に含有されるヨウ素 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、地下水移行中の I-129の減衰は地下水流速等の地質環境の影響を受けやすく、TRU 廃棄物の地層処分の安全評価において、被ばく線量に大きな影響を及ぼす。
そこで本事業では、地層処分におけ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、わが国の幅広い地
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標としている。
本技術開発では、固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 の最大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ヨウ素固化処理プロセスにおけるヨウ素回収率
95 ％以上(2 次廃棄物を低レベル放射性廃棄物以下に区分出来るヨウ素回収率)、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定化技術の調査結果に基づき 7 技術について開発計画を策定し、開発が進められた。平成 16 年度にはヨウ素放出抑制能と処理プロセスの成立性を中心に評価を行い、5 技術に絞り込んだ。平成 18 年度
はこれまで検討を行った各固化体のヨウ素放出期間及び固化処理プロセスの成立性について、より詳細な検討が行われた。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ことができた岩石固化体、BPI ガラス固化体、セメント固化体の 3 技術について、ヨウ素
回収率を 95 %以上とできる目処が得られたことか
ら、これらの 3 技術への絞り込みが行われ、長期的なヨウ素保持性能の信頼性向上を目的とした開発を継続するとともに、固化処理プロセスに関するデータ取得の試験計画を策定した。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 20 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－◇平成 20 年度の成果(1)岩石固化技術
固化体の長期浸漬試験を平成 19 年度より継続実施した（結果の例を図-1 に示す）。固化体からのヨウ素浸出に関して、熱間等方圧加圧（HIP）
処理条件や pH 等の影響を確認し、還元剤種類による影響以外は長期的に顕著な差異はないと想定された。また、ヨウ素放出の速度定数は浸漬後200 日程度で 1 桁程度低下する浸出挙動を示す傾向が見られた。
1.4E-03
ヨウ素積算浸出量[g-I/cm2]

３．ヨウ素・炭素処理・処分技術高度化開発

pH：12.5
還元剤：Na2S
温度：35℃

1.2E-03
1.0E-038.0E-04
6.0E-04
4.0E-04
2.0E-04
0.0E+00
0

5

図-1

10

15
20
√(浸漬日数)25

30

長期浸漬試験結果（一例）

還元雰囲気における AgI 単独での溶解挙動を検討した結果、FeCl2 水溶液中では AgI 溶解は温度上昇とともに速くなり、溶解反応は時間の平方根則に従って進行する傾向が見られた。ただし、高温の実験では溶液の酸化還元電位（Eh）が上昇
し、溶解速度データの信頼性は低いと考えられた。
さらに、還元雰囲気における固化体のマトリクスであるコランダムの溶解挙動を検討したとこ
ろ、水入れ替え試験ではマトリクス溶解速度の低下と平衡濃度の低下が認められ、二次鉱物の生成によるマトリクス溶解への影響と考えられた。
以上の検討等をもとに、固化体からのヨウ素放出の素過程に関しては、マトリクス溶解が律速過程であると考えられた。

19

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究(2)BPI ガラス固化技術
固化体の物性評価及び構造解析を目的とし、BPI ガラス及び類似組成のガラスサンプルについて X 線回折等の分析を実施し、主要元素の配位数、原子間距離、短周期構造等の情報を取得し、その結果は既往研究と整合的であることを確認した。
Na2SO4 水溶液での浸漬試験等の結果より、ヨウ素の溶出機構は溶液性状によって異なり、可溶性元素であるホウ素と同様の速度で溶出する場合と、ヨウ素が遅く溶出する場合とに大別されることが確認された。また、NaCl 溶液に浸漬した固相表面の分析結果では、BPI と類似したものは見られず、ヨウ素の濃集も認められなかった。
浸漬試験で取得したヨウ素とホウ素の規格化
浸出率の関係を図-2 に示す。ヨウ素の放出は模擬
緩衝材間隙水や NaCl 溶液は調和的、Ca(OH)2 溶液
や Na2SO4 溶液では非調和的であった。

Al(OH)3
AFt 系

400

AFm 系

AFm 系

AFm 系

Lin (Counts)

ヨウ素の規格化浸出率 [g/m2/d]

AFm 系

300

6
Ca(OH)2
NaCl：0.0055M
NaCl：0.055M
NaCl：0.55M
模擬緩衝材間隙水
Na2SO4 : 0.0001M
Na2SO4 : 0.001M
Na2SO4 : 0.01M

5
4
3

200

2500  m
1000  m
500  m250  m100

100  m50  m25  m
0 m

0
9

10

20

30

2-Theta - Scale

2

図-3

1
0
0

1

2

3

4

5

6

ホウ素の規格化浸出率 [g/m2/d]

図-2 各溶液条件におけるホウ素・ヨウ素の規格化浸出率

固化体の長期浸漬試験を平成 19 年度より継続して実施し、得られたデータは既往の結果と整合的であることを確認した。
(3)セメント固化技術
セメント固化体でヨウ素を保持していると考えられるヨウ素酸型のエトリンガイト（AFt）の合成結果より、ヨウ素酸の陰イオン配位部への取り込み量には上限があることが示唆された。
これまで取得した試験結果を用いてモデルの高度化を行い、セメント固化体に想定される鉱物
メンバーの溶解挙動から、セメント固化体の溶解モデルを設定し、浸漬試験で得られた液相中の元素濃度を概略予測可能であることを確認した。また、セメント固化体ブロックについて化学・拡散

20

連成計算を実施し、拡散により溶解が律速される
ため内部の変質は遅延する結果が得られ、現モデル（瞬時平衡を仮定）は保守的だと考えられた。
固化体の長期浸漬試験を平成 19 年度より継続して実施している。図-3 にセメント平衡水に浸漬したブロック体の X 線回折図を示す。セメント平衡水に浸漬した場合、表層においてもモノサルフ
ェート（AFm）系鉱物の特有のピークが確認できる。一方、イオン交換水に浸漬した場合、表層には AFm 系鉱物のピークが確認できないことから、表層の AFm 系鉱物が溶解していることが示唆され、イオン交換水とセメント平衡水では固相鉱物
組成が変わることが示された。

セメント平衡水に浸漬したブロック体
X 線回折図（浸漬期間：7.5 ヶ月）(4)プロセスの整備
ヨウ素固定化処理施設設計の概念検討に反映するためにプロセスデータの取得を開始した。岩石固化技術においては、加熱処理時にヨウ素が脱離する可能性があるため、その対処方法の検討が必要であることが判明した。また、40L の大型固化体が作製できることを確認した。BPI ガラス固化技術では、ヨウ素脱離の基本条件を試験により確認した。また、0.5L のガラス固化体を製作できることを確認した。セメント固化技術では、酸化処理試験設備を製作し、プロセスデータを取得できる環境を整備した。図-4 に作製した 0.5L サイズの BPI ガラス固化体の外観写真を示す。

図-4

0.5L サイズの BPI ガラス固化体の外観写真

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

し、C-14 放出データの取得・整備を行うことで、現象を正確に把握・理解し、より現実的な C-14 挙
動評価に資することを目指している。さらに、C-14は金属腐食に伴い放出されると設定されているこ1)とから 、処分環境における腐食挙動について検討を加える。平成 19 年度までに、照射済み BWR 被覆管の C-14 濃度を実測するとともに、同試料を用いた C-14 浸出試験を行っている。また、ジルカロ
イの腐食試験においては試料の前処理方法の標準化を確立させた。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。

3-2 放射化金属廃棄物中のC-14 の放出挙動評価◇事業の概要放射化金属廃棄物（ハル・エンドピース）中に含まれる C-14 は、TRU 廃棄物地層処分における被1)
ばく評価上の重要核種となっている 。これはC-14 の半減期が約 5,730 年と比較的長く、廃棄物中のインベントリが比較的多いこと、さらに廃棄物から放出される C-14 が有機物と想定されていることから、天然バリアへの収着性が低く、移行の際に遅延効果が期待できないからである。C-14に関する研究は、これまで主として電力共通研究、
原環センター自主研究、国の研究の一部で実施さ (報告書)平成 20 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・処分技術高度化れてきたが、現状の知見は限られたものであるた
開発 報告書 （第 3 分冊）－放射化金属廃棄物
中の C-14 の放出挙動評価－
め、安全評価において、過度に保守性が確保されている可能性があり、現実的・合理的な取扱いが◇平成 20 年度の成果
望まれている。
本事業は、放射化金属廃棄物中の C-14 インベン
(1)C-14 のインベントリの合理的設定方法の検討
トリの合理的設定及び C-14 放出挙動の解明に注
放射化金属中の C-14 インベントリを合理的に力し、C-14 の化学形態及び収着挙動、有機 C-14
設定するには、実際に原子炉にて使用された照射の無機化等、環境中の移行挙動を明らかにすると済み被覆管の測定を行い、現実的なデータを取得
共に、生物圏の知見と合わせて、C-14 の挙動を総するとともに、解析（放射化計算）との整合性を合的に評価することを目的としている（図-1）。
確認する必要がある。
特に、C-14 の浸出率は、これまで短期的な C-14
照射済み BWR 被覆管中の C-14 濃度測定に対しの浸出試験結果から外挿されているため、過度にて平成 19 年度は ORIGEN による放射化計算を実施
保守的に評価されている可能性がある。本事業でした。その結果、計算値/測定値は約 1.5～4.0 では、照射済み被覆管を用いた長期浸出試験を実施あった。本年度はより詳細に解析するため、MCNP

埋 設 施 設ベントナイト

天然バリア（母岩）空域

充填モルタル大気
CO 2

埋戻モルタル

エンドピース

地下水

溶出

無機化

ハル
ハル
（せん断した
燃料被覆管）

収着

・拡散
・収着

・収着
陸域
・移流分散
生物圏へ
・マトリクス
有機物
C-14
拡散

CO 2

大気
CO2

微生物影響・同位体効果
水域

エンドピース

無機
C-14

微生物

無機
C-14

プランクトン

使用済み燃料・有機C-14の無機化（放射線場、触媒、化学環境）
・C-14の移行遅延評価（分配係数？）
・拡散

有機物
C-14

微生物

魚類

・金属/酸化膜性状・C-14濃度・放射化計算の評価

・C-14放出速度
・C-14放出化学形態
・金属の腐食・水素吸収挙動

C-14インベント
リの合理的設定

C-14の放出挙動評価

C-14の移行挙動評価

生物圏評価（金属腐食メカニズムの理解）（無機化、収着など移行メカニズムの理解）（モデルの理解と課題評価）

図-1

有機物

海底

放射化金属から放出される C-14 の移行挙動の総合的な評価方法の検討

21

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

C/M=2

12

C/M=1

4

Calculations, 10 Bq/g

108

価するため、平成 19 年度より、10 年程度の密閉性を担保できる容器中にて、照射済み BWR 被覆管を用いた浸漬試験を開始した。本年度はそのうち初期（浸漬開始から 6 ヶ月）の C-14 放出データの取得を行ったが、浸出率は非常に小さいことが
分かった。

6

(3)金属の腐食・水素発生挙動
平成 19 年度よりジルカロイとステンレス鋼に4ついて長期的浸漬試験を実施し、腐食速度に関す
2るデータを継続して取得している。ジルカロイに
Oxide腐食速度：
PWRはlinear
関する腐食速度の経時変化を図-4、ステンレス鋼
BWRは1/3乗則0に関する腐食速度の経時変化を図-5 に示す。ジ
0
2
4
6
8
10
12
4
ルカロイ、ステンレス鋼ともに腐食速度は経時的
Measurements, 10 Bq/gに減少する傾向にあり、温度依存性も認められた。
図-2 MCNP コードによる照射済み被覆管中のまた、ジルカロイの腐食速度は NaOH 系溶液とC-14 濃度の実測値と計算値の比Ca(OH)2 系溶液では顕著な差は認められなかった。
コード（モンテカルロ法による中性子輸送計算）
今後は継続して腐食挙動データを取得するとにより C-14 生成量を評価した（図-2）。その結果、 ともに、金属腐食と C-14 放出に相関が認められ従来の ORIGEN 計算に比べ、計算精度の向上が図るかを確認することが必要である。
られた。
1.0E+0
また、被覆管外表面の酸化膜中の C-14 濃度については、金属母材より 2 倍以上の高濃度である
ことがこれまでに分かっている。酸化膜中の C-14
1.0E-1
生成起源として、金属母材中の微量元素である窒素が、腐食反応中に酸化膜に取り込まれることが第 2 次 TRU レポート設定値
要因のひとつとして考えられることから、オート
1.0E-2
クレーブにより強制的に酸化膜を生成させ、窒素濃度を測定した。その結果（図-3）、金属母材中と同程度以上の窒素が酸化膜中に検出された。
1.0E-3PWR (ORIGEN-2)
BWR (ORIGEN-S)
BWR (MCNP)PWR Oxide (ORIGEN-2)
BWR Oxide (ORIGEN-S)

Zry-4：30℃（ガスフロー）
Zry-4：30℃（ガスフロー）

累積等価腐食速度[水素ガス発生+水素吸収]（μm/y）

Zry-4：30℃（ガスフロー）
Zry-4：30℃（ガスフロー）
Zry-4：80℃（ガスフロー）

図-3

Zry-4：30℃（ガス蓄積）
Zry-4：50℃（ガス蓄積）
Zry-4：80℃（ガス蓄積）
Zry-2：50℃（ガス蓄積）

Zry-4：50℃，Ca(OH)2（ガス蓄積）

0ジルカロイ酸化膜中の窒素濃度の測定結果

100

200
300
経過時間（日）図-4

酸化膜Ｎ：54ppm（Zr金属換算）

酸化膜
金属
酸化膜
400μm

処理温度：500℃
処理圧力：103 MPa
処理時間：24時間
雰囲気 ：Ａｒ：Ar

ガスフロー：pH12.5，30℃
ガスフロー：ｐH12.5，30℃

第2次TRUレポート設定値

22

ガス蓄積：ｐH12.5，30℃
ガス蓄積：pH12.5，50℃

1.0E-02

ガス蓄積：pH12.5，80℃

1.0E-03

1.0E-04050

図-5(2)放射化金属からの C-14 浸出挙動
放射化金属からの長期的な C-14 放出挙動を評

500

ジルカロイの腐食速度

1.0E-01
累積ガス発生等価腐食速度（μm/y）

母材Ｎ：45ppm

400

100

150
200
250
経過時間（日）

300

350

400

ステンレス鋼の腐食速度

1)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，電気事業連合会･核燃料
サイクル開発機構

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

3-3 C-14 の長期閉じこめ技術の高度化
高強度高緻密コンクリート◇事業の概要放射化金属廃棄物（ハル・エンドピース）中に含まれる C-14 は、TRU 廃棄物地層処分における被ばく評価上の重要核種となっている。本事業は TRU
廃棄物の処分用廃棄体に関して、平成 10 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-廃棄体の開発-」において、公募に応じた提案を審査し、①長期間核種閉じ込めにより被ばく線量を低減し、処分の安全性向上を目標とする廃棄体容器、②ハンドリング性、処分効率等の向上を目標とする廃棄体容器を開発することとし、概念とその開発計画を選定した。これらのうち、②については、平成 16 年度に開発を終了し、その後、①について、C-14 の影響を低減するための代替技術として、長期閉じこめ型容器の開発を実施している。
核種の閉じ込め期間は、性能評価上の重要核種で、人工バリアや地質媒体への収着による線量低減が望めない C-14 について、初期濃度が約 1/1000に減衰する 6 万年間を目標とした。平成 13 年度までに基本設計に加え、その製作実現性及び長期閉
じ込め性の考え方の整理を行い、平成 14 年度以降
は長期閉じ込め性の確認試験を実施した。平成 16
年度にはコンクリート容器（図-1）、金属容器（図-2）各１体について長期閉じ込めの信頼性を検討した。平成 17 年度以降は長期閉じ込め性担保のために、コンクリート容器について処分環境下でのひび割れ発生、進展及び閉塞等を含む長期挙動の評価に重点をおいた開発を実施し、金属容器については、溶接・加工影響部等や欠陥の影響を含めた長期評価に重点をおいて開発を実施した。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 20 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 2 分冊）-C-14 の長期閉じこめ技術の高度化-◇平成 20 年度の成果(1)長期閉じ込め型コンクリート容器
平成 20 年度は、長期閉じ込め性を担保することを目的とした化学的安定性評価試験、ひび割れ
挙動評価試験、及び製作時の品質管理の観点から廃棄体の仕様と特長
大きさ

1.8mL×1.8mW×1.6mH

廃棄体重量

総重量：約13トン
コンクリート：約7トン
キャニスタ：約4.2トン
鋼製ボックス：約1.8トン

閉じ込め目標再冠水:6万年程度

製作方法

一体成型法

高強度高緻密コンクリート:圧縮強度200MPa
鋼製ボックス
キャニスタ（ボックス内に固定、隙間は砂充填）

６本収納：３行×２列
６本収納：３行×２列

図-1

長期閉じ込め型コンクリート容器の概念図
基 本 仕 様対象廃棄物

ハル・エンドピース
圧縮体キャニスタ寸

法□1,038×1,726mm

重量

約6.5Ton

高耐食性密封容器
寸

法

Φ490×1,496mm

重量0.55Ton（空重量）材

質

強度層：炭素鋼(19mm)
耐食層：チタン合金(6mm)

ハンドリング容器

図-2□1,038×1,726mm

寸

法

重

量

0.62Ton（空重量）

材

質

炭素鋼

長期閉じ込め型金属容器の概念図

非破壊検査技術の開発を実施した。
コンクリート容器に関して、長期的にひび割れが発生しないことを説明するのは難しく、6 万年後までの核種の閉じ込め可能性を提示するには、水の浸透挙動とひび割れ挙動を評価する必要がある。コンクリート内部への水の浸透挙動については、低水圧法による水浸透試験、硬化体内部に存在する空気層の影響確認試験等を実施し、これら挙動を示す水浸透・化学劣化評価モデルを構築
して 6 万年間の水浸透距離、Ca の溶脱深さを予測するのが有効であると考えられる。
低水圧法による水浸透挙動試験では、処分環境を想定し、1MPa、10MPa の水圧下で水浸透深さを取得した。測定値は、解析結果より小さく、解析手法の保守性が確認された。ただし、繊維補強材を用いた試験体の水浸透深さは、解析結果を下回っているが、繊維とマトリクスの界面
沿いでの水浸透の懸念があることから、今後、
繊維補強材の水浸透挙動への影響について検討する必要がある。
次に、硬化体内部に存在する空気層の影響確認
試験では、空気層により水の浸透挙動が影響を受ける可能性があるため、試験を実施し、その影響やモデルへの反映の必要性について検討した。図-3 に示すように空気の移動性を確保した開放系と、等方圧をかけ、空気が外部へ移動できない閉23

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

鎖系での結果（図-4）を比較したところ、空気層の量や作用水圧に関わらず開放系の試料のほうが水浸透量が多かった。閉鎖系では内部に閉じこめられた空気層の空気圧上昇、水蒸気による内部
相対湿度の増加に伴う毛管力の差が低減すること等により、水の浸透が抑制された可能性が示唆された。今後、水浸透挙動を評価するには、解析において、空気層内の圧力や相対湿度の変化を考慮することが必要である。

水
試料

図-3

の独立気泡も、ひび割れの検出を困難にする。平
成18年度の超音波法での要素試験結果を受け、平成19年度は、高強度コンクリート(仏ANDRA製)のひび割れ検出、サイジング性に関する試験を実施
したが、ひび割れの検出は可能であるものの、サイジングに必要な欠陥端部の反射波（端部エコー）が内部反射波と重なり、サイジングは不可能であった。そこで、平成20年度は、高強度コンク
リートに比べ、ノイズの原因が少ないと考えられ
る高強度高緻密コンクリートで試験した結果、固定斜角・端部エコー法及びTOFD法(Time Of Flight
Diffraction法)において、ひび割れの検出、サイジングの可能性が確認できた。今後は、ひび割れ
幅やひび割れ角度等、ひび割れの形状等に対する適用性を確認していく必要がある。

試験概要(左：開放系、右：閉鎖系)(2)長期閉じ込め型金属容器
金属容器に使用するTi合金の母材や加工・溶接
影響部の不働態健全性、水素に起因する応力腐食
0.01
0.008
割れ感受性の長期腐食挙動評価を実施し、処分環
0.006
境や材料加工に関わる影響について確認した。
0.004
開放_0.5_10
不働態健全性については、コンクリート透過水
0.002
閉鎖_0.5_20
0環境下での長期定電位試験を80℃及び25℃で開
0
2
4
6
8
10
12
14
水浸透期間（週）
水浸透期間(W)始した。還元性環境の影響を確認するために保持電位は0V以下に設定した。80℃においては、不働図-4 試験結果の一例
態保持電流がカソード電流を呈したために保持電位を見直して試験を再開した。さらに、材料のこれら各種試験を通じて得られたデータ・知見
加工影響を確認するため、短期定電位試験を10％を基に、非ダルシー性を考慮した水浸透解析を実冷間加工及び600℃熱時効について実施した。そ施した。解析には細孔壁面と水との間のせん断抵
れぞれの結果は、平成19年度までの母材での結果抗を考慮したコードを使用し、小さな空隙に対しに類似しており、不働態健全性に対する加工の影
限界動水勾配を設定して、初動動水勾配を有する
響はないものと考えられる。
非ダルシー挙動を水浸透解析に反映させている。
水素に起因する応力腐食割れ感受性評価につ
それにより6万年間の水浸透距離を算出した結果、
いては、材料の加工影響を確認するため、10％冷
10mmという結果が得られた。また、変質現象の最-2間加工について0.05Am の長期定電流試験を開始
も厳しくなる環境として暴露後に飽和状態になした。試験開始から2000時間経過までの電位は母ることを仮定した6万年の化学劣化解析から、Ca材での試験結果に比べて低く、ばらつきが確認さの溶脱深さは130mmと予測された。
れている。また、Ti合金試験片を降水系、海水系
非破壊検査技術の開発では、容器製作時の品質管理において、ひび割れ等の欠陥（幅0.05mm以上） 模擬地下水に長期間浸漬・静置する自然浸漬試験については浸漬0.5年の試験体について開封、分の検出、サイジング(ひび割れの長さ測定)を目標に、超音波法による検査技術の開発を行っている。 析を行った。浸漬0.5年の段階では、加工の有無について顕著な差異は認められなかった。
コンクリートは、セメントペーストと骨材との複水浸透量
開放系＞閉鎖系
0.012

単位面積当たりの水浸透量(g/㎝2 )0.014

合材料で、現在使用を検討している高強度高緻密
コンクリートでは、更に補強材として用いる短繊維の影響も考慮する必要がある。また、硬化体内

24

今後、実機製作工程を想定した加工影響を中心に試験を継続・実施し、長期健全性予測モデルの高度化を行う必要がある。

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

４．沿岸域塩淡境界・断層評価技術高度化
開発◇事業の概要質分析を行い、地層の透水係数、地下水の溶存イ
オンや電気伝導度分布等を把握した。（図-2）。
0Cations
meq/L
40 30 20 10 0 10

Anions20 30 400電気伝導度 （mS/m)
100
200
300

400

0

10
20
経済産業省の公募委託事業「沿岸域塩淡境界・
30
断層評価技術高度化開発」が平成 19 年度から行わ
4050
れている。当センターは、平成 20 年度の本事業を
60
担当した。
70
80
海岸線付近の陸地から浅海域までを含む沿岸域
90の地質環境については、内陸地域に比べて調査の100
実績が少なく、海水の影響や塩淡境界の存在やそ
110120の位置の変遷等といった特有の事象を考慮する必130
要があるなど、研究開発の余地が大きい。さらに、140150
海域、特に陸域から浅海域に連続する範囲を対象
160とした地質環境調査技術にはまだ多くの検討課題(1)ヘキサダイヤグラム(2)電気伝導度の結果が残されている。
図-2 コア間隙水の水質分析結果
本事業では上記のような背景をもとに、北海道(3)トモグラフィ試験
天塩郡幌延町沿岸域をモデルサイトとし、塩淡境
本件では、弾性波透水トモグラフィと比抵抗ト
界面や沿岸域に存在する断層系に着目し、各地質環境調査技術の適用性確認や高度化開発を行った。 モグラフィを実施した。弾性波透水トモグラフィ
は、弾性波速度構造から地盤の透水係数分布へ変(報告書)平成 20 年度 地層処分技術調査等委託費 地層換する技術であり、2 孔間で行った。比抵抗トモ
処分共通技術調査 沿岸域塩淡境界・断層評価技
術高度化開発 報告書
グラフィでは、1 本のボーリング孔と地表で囲まれた区間を対象とし、比抵抗構造を取得した。
◇平成 20 年度の成果
2040

深 度 (m)

60

80

100

120

140

160

(1)ボーリング掘削
沿岸域（海岸線から 300m 程度内陸側の敷地内、図-1）においてボーリング孔 2 孔をそれぞれ深度
158m まで掘削した。深度 100m 程度までは砂を主体とする沖積層で、特に 78m から 100m 程度まで
は砂礫層が分布、深度 100m 以深はシルト（粒径がやや大きい泥）を主体とする更別層（または恵北層）がそれぞれ分布する結果が得られた。

(4)陸域・海域での電磁法探査・解析
本件では、陸域 26km と海域 10km において電磁法による探査・解析を行い、陸域から海域にかけて連続する測線で沿岸域の比抵抗構造を取得した。
海域での探査では、海域用の機器（図-3(1)）を海中に投入し（図-3(2)）
、海底に沈め、電磁場を計測した。なお、図-3(1)に示す海底用の機器は、
1)
当センターが平成 18 年度までの事業 において開発・試作した機器をベースとしたものである。

機 器

図-1

ボーリング孔掘削地点の外観(2)孔内調査
ボーリング孔を使った孔内調査（物理検層と水理試験）と、ボーリングコアの間隙水を使った水(1)海底用の機器(2)機器の投下作業状況
図-3 海域での電磁法探査の実施状況(5)地下水流動解析
本件では、幌延町沿岸域で存在の可能性がある

25

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

ものの従来の地下水流動解析モデルに反映されていない地質構造等（背斜構造、海域の断層、透水異方性）に着目し、それらをモデル化することによる地下水流動・塩分濃度分布への影響を示す
ための感度解析を行った（図-4）。その結果、背斜構造の影響で塩淡境界が陸側に移動すること、
高透水性の海域断層は塩水の侵入経路となりうることなど、着目した地質構造等はいずれも地下
水流動や塩分濃度分布に対する影響が大きく、相乗的な影響を及ぼすことが判明した。
淡水

得られた電気伝導度が比較的高い地下水が存在する区間（深度 35m～70m）と、比抵抗トモグラフィで得られた低比抵抗域（高電気伝導度域）の深度と、岩石物理学的手法で得られた地下水の塩分濃度が高い区間（高電気伝導度区間）は調和的であり、各調査手法の適用性は高い。断層については、陸域・海域での 2 次元電磁法探査・解析で得られた比抵抗構造と、構築した 3 次元地質構造
モデルを比較すると（図-6）、比抵抗構造では、
背斜構造を示唆する比抵抗分布は明瞭に確認することができるが、各断層の存在を示唆するような比抵抗の不連続分布を確認することはできず、
今後さらなる検討や高度化開発が必要であると考えられる。

塩水
陸域

海域

ボーリング孔の位置30km
0Ec (mS/m)
200 400010

図-43 次元地下水流動解析の結果（塩分濃度分布）

20
30

比較的塩分
濃度の高い
区間

40
50
60
70
深 度 (m)(6)3 次元地質構造・水理地質構造モデルの構築
本件では、既存文献ならびに前記陸域・海域での電磁法探査により得られた比抵抗構造を解釈
し、ボーリング孔掘削地点を含む海域から陸域までを対象に 3 次元地質構造・水理地質構造モデルを構築した。

80
90
100

塩分濃度
110
120
130
140

(7)岩石物理学的解釈手法の検討
本件では、前記電磁法探査・解析により得られ(1)水質分析 (2)比抵抗トモグラフィ(3)岩石物理学的解釈手法
た比抵抗構造から、理論式等を使って地下水の塩
図-5 塩分濃度に関する結果の比較
分濃度分布へ換算することを試みた。これにより、
海 域
海岸線
陸 域
ボーリング孔を使用した調査では難しい「広域で何千 m という深部まで」の地下水の塩分濃度分布を取得できる可能性がある見通しが示された。
150

5.00
3.40
2.35
1.65
1.13
0.80
0.50

160

勇知層

更別層

比抵抗

稚内層

増幌層以前の新第三紀中新
統
先新第三系

声問層

大曲断層に伴う
小断層卓越部(8)データベースの開発
北海道北部（日本海側）地域を対象地域とし、地質・地質構造、断層、深部岩盤、地下水等の特２）性データについて、Google Earth をベースマッ
プとして、地図情報とリンクしたメタデータ（データに関連する情報）の表示機能を有するデータベースを開発した。
(9)評価
平成 20 年度に得られた地下水の塩分濃度に関する主な結果を比較すると（図-5）、水質分析で

26

S4断層

沿岸海域断層（層境界と断層の位置・形状：３次元地質構造モデルから切り出したもの）

図-6

サロベツ断層帯：ボーリング孔掘削地

比抵抗構造と地質構造モデルの比較

１）原環センター：平成 18 年度 地層処分技術調査等 高精度物理探査技術高度化調査 物理探査技術信頼性確証試験 報告書、平成 19 年 3 月
２）Google Earth Web ページ：http://earth.google.co.jp/

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

５．沿岸域における物理探査技術に関する既存情報の収集・分析・整理◇事業の概要既存情報は、実海域で高度化開発技術により実施した海底電磁法による調査・解析であり、海底
電磁法用の装置の動作確認およびその装置を使用した手法による断層検知能力の評価等を目的
３)、４)。
として実施したものである

高レベル放射性廃棄物地層処分事業では、精密調査地区選定段階から、地上からの地質環境調査(2)既存情報の分析・整理が実施される。このうち地下深部の地質環境を調
既存情報の分析・整理は、JAEA が構築した知査する技術として物理探査が適用されることが考識の収集・分析・整理の方法に基づき行った。具
えられるため、原環センターは経済産業省の委託体的には、地質環境調査から地層処分の成立性な
１）
事業で物理探査技術の高度化開発を行ってきた 。 ど評価へと至る一連の情報の流れを、品質管理、高度化開発では、適用できる技術が限られ、適用ノウハウに係る情報や様々な判断根拠といった事例も少ない沿岸域、特に浅海域を対象とした物
背景情報とともに、次のような点に留意しながら
2）
理探査の調査・解析技術に着目して、海底に敷設
詳細な分析・整理を行った 。
・ 調査の進展に伴う情報の詳細化や空間的なして探査する電磁法探査技術開発を行ってきておスケールの変化り、当該技術の関連情報収集、機器開発から原位・ 不確実性及び品質の取扱いと意思決定の過置での実証試験を通じて、沿岸域の地質環境調程査・評価技術のノウハウや判断根拠等が蓄積され・ 次段階の調査評価へのフィードバックている。
また、既存情報で得られなかったノウハウ等に沿岸域における物理探査技術に関する既存情報
５）
ついては、物理探査学会（2008） 等を中心としの収集・分析・整理業務では、これまで原環センた情報収集や、物理探査の計画等に実際に従事しターが蓄積してきた沿岸域の物理探査技術に関すている者へのヒアリングにより補足した。
るノウハウや判断根拠を基にして、日本原子力研
究開発機構（以下 JAEA）が開発した計画立案、調２）(3)ノウハウ等の分類・整理
査実施を支援するシステム に反映することを目的として、JAEA が構築した知識の収集・分析・整
既存情報の分析・整理結果に基づき、ノウハウ
理の方法に基づき、分析・整理し、タスクフロー等の分類・整理を行った。この際、3 項目（タスの構築、知識の整理とルールベース化を行った。
ク、サブタスク、ステージ）に既存情報の分析・
なお、本業務は、平成 20 年度資源エネルギー庁
整理結果を分類した。ここで、タスクとは 3 つの事業「地質環境総合評価技術高度化開発」を受託時期（物理探査計画時、物理探査実施時と解析作した JAEA からの委託「平成 20 年度沿岸域におけ
業実施時）のことである。また、サブタスクは、
る物理探査技術に関する既存情報の収集・分析・各タスクにおいて実施する項目・内容であり、ス
整理」として行ったものである。
テージは、各タスクにおいて実施する詳細な項
目・内容のことである。ここでは上記３項目の実(報告書)平成 20 年度 沿岸域における物理探査技術に関施時期での技術的な判断根拠等を分類・整理する
する既存情報の収集・分析・整理 成果報告書ことができている。
◇平成 20 年度の成果(1)ノウハウ等の情報源
沿岸域での物理探査技術に関するノウハウ等の情報源（以下、既存情報と称す）は、当センタ
ーが平成 12 年度から 18 年度までに実施した高度化開発のうち、平成 15 年度および 16 年度に実施
したアメリカのモントレー湾の海域での物理探
３)、4)。
査による調査・解析とした(4)タスクフローの作成ノウハウ等の分類・整理の結果をもとに、タス
クフローを作成した。タスクフローは、各タスク、サブタスクとステージの流れを示しており、タスク、サブタスクやステージと、それらに関連する知識から構成されている。この際、関連する知識の流れについては、あるタスクやステージでは、
それまでのタスクやステージで得られた知識を

27

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

すべて引き継ぐものと定義した。ここでは、前述の３項目に関連して、判断根拠となる情報を系統的に構築することで判断に至る情報の流れを示すことができている。
(5)タスク知識・ドメイン知識の整理およびルール
ベースのとりまとめ
タスクフローをもとに、各サブタスクとステー
ジにおける知識をタスク知識とドメイン知識に
分類・整理した（表-1、2）。ここで、タスク知識とは、個別の専門分野に依らずある程度一般化可能なタスクのそれぞれに関する目的やゴール、処理の内容、制約条件、先行あるいは後続する他のタスクとの関連性についての知識、ドメイン知識
は専門分野に固有の対象に関する教科書などに記載されている、当該タスクあるいは関連するほ2)かのタスクにおいて定義される知識である 。
さらに、サブタスクまたはステージの遂行に関する意志決定のうち、「if（前件部）、then（後件部）」の形式で表現可能なものについては、この形式でルールベースとしてとりまとめた（表-3）。その結果、全 33 ステージ中 4 つのステージにおいて、ルールベースとしてとりまとめた。このように判断根拠に関する情報をルールベース
にとりまとめることで、計画・調査・解析段階における技術的判断に資することができる。
表-1

タスク知識の整理表の例

ステージ名

海底での受信データの取得

目的

海底で受信データを取得するため。

先行する関連タスクやステージからの知識 ・測定使用機材の提供
・許認可証明書
後続する関連タスクやステージへの知識の海底での受信データ提供必要となるリソース

・海底用受信器の取り扱い説明書
・海底用受信器の使用経験
・電子機器の知識・使用経験
・チェックリスト
・海底用受信器の稼働時間
・調査船およびその付帯設備の使用経験
・ROVの使用経験
・ダイバー自身の海底作業の経験
・波形とその観察用ソフトウェアに関する知識・測定タイムテーブル
・探査計画書

成果の目標

測定仕様機材と許認可証明書を考慮し、海底用受信器の取り扱い説明書に基づき、海底での受信データを取得すること。

28

表-2

ドメイン知識の整理表の例

ステージ名

海底での受信データの取得

教科書等に記載されている一般的な知識・海底受信器
・電子機器
・調査船
・ROV
・ダイバー
・波形
・波形観察用ソフトウェア

関連する他のタスクにおいて定義されている知識

当該タスクにおいて定義すべき知識

表-3
ステージ名

判

受信データ：電場・磁場データのこと。
測定タイムテーブル：海底用受信器の投入状況（時刻、測点）、回収時刻、取得データ名を記入した表のこと。
チェックリスト：測定間隔やデータ名等のロガーの設定を確認する表のこと。

ルールベースのとりまとめ表の例
断If（前件部）

Then（後件部）

仕様を満たすデータが得られた場
測定データの保存・整理を行う
合（判断A)
仕様を満たすデータ
仕様を満たすデータが得られな
の判断
判断Bへ
かった場合

品質低下の原因が受信器にある場 受信器の交換や調整などを行い、受信（判断B）合器の投入（サブステージ）に戻る
海 底 で の 受 信 品質低下原因の判断
品質低下の原因が受信器ではない
データの取得 (1)
判断Cへ場合
品質低下の原因が船舶の通行など
受信器の投入（サブステージ）に戻る
一次的なものにある場合（判断C）
品質低下原因の判断(2)
品質低下の原因が一次的なもので 測定位置を変更し、受信器の投入（サはない場合
ブステージ）に戻る

1）例えば、原環センター：平成 18 年度 地層処分技術調査等 高精度物理探査技術高度化調査 物理探査技術
信頼性確証試験 報告書、平成 19 年 3 月
2）日本原子力研究開発機構：地質環境総合評価技術高度化開発－次世代型サイト特性調査情報統合システムの
開 発 － 、 平 成 19 年 度 成 果 報 告 書 、 JAEA-Research
2008-085、partⅠ
3）原環センター：平成 15 年度 地層処分技術調査等 高精度物理探査技術高度化調査 報告書（第 1 分冊） －物理探査技術高度化開発－、平成 16 年 3 月
4）原環センター：平成 16 年度 地層処分技術調査等 高精度物理探査技術高度化調査 物理探査技術信頼性確証試験 報告書、平成 17 年 3 月
5）物理探査学会：新版 物理探査適用の手引き 土木物
理探査マニュアル 2008

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

６．量子化学的手法を用いたニアフィール
ド現象の評価手法技術の整備◇事業の概要地層処分システムのニアフィールドの長期性能に関する潜在的課題を明らかにし、これに対処することにより、セーフティケースの信頼性向上を図るために、時空間スケールに基づき構造化された問題分析モデル体系の開発が資源エネルギー庁
事業「先進的地層処分概念・性能評価技術高度化開発」において平成 19 年度から実施されている。
問題分析モデル体系ではマクロスケールからナノスケールという幅広い空間スケールを対象とす
るが、ナノスケールモデルについては研究例が極めて限定的であった。これは、ニアフィールド現象を考える上では化学反応が重要になることに対して、広く普及している経験的な分子シミュレーション法では化学反応を本質的に取り扱えないためである。しかし、近年の計算機能力の向上により、化学反応を評価できる非経験分子軌道法等の量子化学的手法の実用性が向上し、第一線の化学研究において量子化学計算が不可欠な手法となっていることからも、その性能評価への適用を検討することは有用と考えられる。
本事業では上記の経緯を踏まえ、ニアフィールド現象を対象とした量子化学的手法の適用性検討
やツールの整備を、課題の検討や先行的な例題の解析などを通じて行うことを目的として以下の内容を実施する。
(1)量子化学計算手法の特徴の整理(2)量子化学計算手法が適用可能な性能評価上の課題の分析(3)量子化学計算手法を用いた例題の解析
なお、本事業は平成 20 年度資源エネルギー庁事
業「先進的地層処分概念・性能評価技術高度化開発」を受託した日本原子力研究開発機構からの委託として、日本原子力研究開発機構との検討を積み重ねつつ実施したものである。

◇平成 20 年度の成果(1)量子化学計算手法の特徴の整理
ナノスケールの計算物理的な手法は、多数の原子・分子から構成される系を対象とする分子シミュレーション法と、原子を構成する電子の構造まで対象とする量子化学計算手法とに大別される。
量子化学計算手法は、対象や電子系の取扱い及びパラメータの取扱いによって図-1に示すようにさらに細かく分類される。例えば、対象に関して
は、孤立系を取り扱う分子軌道法（MO法）と、周期的境界条件を前提としたバンド計算法がある。
また、パラメータの取扱いについては、第一原理
的、半経験的、経験的に分類される。現状、量子化学計算は経験的パラメータに(ほとんど)よらない第一原理的手法が主流である。一方、経験的
手法は計算自体が軽く、系を大きくしてもコストがかからないというメリットがある。
また、国内外で公開されている量子化学計算手法等による既往事例の文献調査を実施した。
ナノスケールシミュレーション
量子化学計算手法（電子状態計算）

分子シミュレーション法
モンテカルロ法（Monte Carlo 法：MC）（古典）分子動力学法（Molecular Dynamics 法：MD）

バンド構造（周期境界条件）

クラスター構造（孤立系）

密度汎関数法（Density Functional Theory：DFT）
分子軌道法（Molecular Orbital 法：MO）

バンド計算法・全電子法・擬ポテンシャル法
・CP 法（Car-Parrinello 法：第一原理分子動力学法）

経験的 MO

半経験的 MO

非経験的 MO（ab initio MO：第一原理 MO）

・Hartree-Fock 法（HF 法）
・摂動法（MP 法：Møller-Plesset）
・配置間相互作用法（CI 法：Configuration Interaction）
・クラスター展開法（CC 法：Coupled-Cluster）
・多配置 SCF 法（MCSCF 法：Multi-configuration self-consistent field）

図-1

量子化学計算手法の分類(2)量子化学計算手法が適用可能な性能評価上の課題の分析
量子化学計算手法のようなナノスケールモデ
ルの性能評価への適用に関する検討を効果的・効率的に実施するために、性能評価の専門家と量子化学計算の専門家から構成される量子化学計算
ワーキンググループを設置し、性能評価のニー
ズ・期待と量子化学計算で技術的に可能なアプローチについて検討を重ね、最終的に６つの量子化
学計算の課題とアプローチ案をまとめた。
①核種のスペシエーション
クラスター計算（分子軌道法）により、アクチ
ニド（Np を優先して）のヒドロキシ錯体、炭酸錯体、ヒドロキシ炭酸錯体の構造を決定する。
また、アクチニド元素同士に限らず、遷移金属

29

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究という広い意味で、他の元素との類似性等も考慮し、スペシエーションの推定における化学ア
ナログの利用の妥当性を第一原理 MO 法による構造安定化計算に基づき理論的に評価する。
②溶解度
平衡定数や溶解度など濃度に関するパラメー
タを直接量子化学計算で扱うことは困難であるため、古典 MD 計算によるエンタルピーの評
価からの溶解度の評価手法を検討する。
③ベントナイトへの収着
スメクタイトエッジの吸着核種の水和構造や安定性について、二次元周期境界条件（バンド計算法）もしくはクラスター条件（第一原理
MO 法）による電子状態計算により、スメクタ
イトエッジにおける水存在下での核種の吸着構造を計算する。
④ベントナイトのアルカリ溶解
強アルカリ性（pH=12 程度）、高 Ca 濃度下でのスメクタイトの溶解反応について、官能基の脱プロトン化及び／もしくは OH の付加を行った
クラスター条件（第一原理 MO 法）による電子状態計算もしくは二次元周期境界条件（バンド計算法）により、溶解の素過程を探る。
⑤ベントナイトの鉄共存の影響
スメクタイトの鉄共存下の変質過程について、鉄との電子の授受によるスメクタイト溶解が
量子化学的に起こりうるのかを、二次元周期境界条件（バンド計算法）による電子状態計算で
確認する。
⑥ガラス
ボロシリケート結晶を対象に、バルクおよび表面構造の電子状態計算を行ない、原子間ポテン
シャルを評価する。次に、古典 MD 計算により、ホウケイ酸ガラスの分子構造が再現できる計算モデルを検討する。さらに古典 MD 計算で得られた分子構造から切り出したクラスターについて、第一原理 MO 法による構造安定化計算を実施する。
(3)量子化学計算手法を用いた例題の解析(2)で示した課題への対応を具体的な解析に展開していくためには、その基盤として、試解析等
を通じて、モデル・計算手法、原理や概念などの量子化学計算手法の特徴についての理解を深め
適用の見通しを得ておくことが有効と考えられ30る。ここでは、量子化学計算手法の適用が比較的容易と考えられる(2)で挙げた④と⑥の課題と関係する以下の解析を試行的に実施した。
a)ベントナイトのアルカリ溶解
モンモリロナイトが強アルカリ性・高Ca濃度の条件下にさらされた時の構造変化に関して、クラスターモデルを用いて、OH の攻撃パターンを変えた第一原理MO法による構造最適化計
算のケーススタディを行った。その結果、アルカリの条件に応じた原子間の結合の状態を求めることで、アルカリ条件下で溶解しやすい場
所が特定できることを示した。これにより、量子化学的計算手法により、モンモリロナイトの溶解の素過程を示し、理論的にどの溶解速度式で表現されている現象が生じるのかの評価に利用できる見通しを得た。

図-2

強アルカリ・高Ca濃度条件下におけるモンモリロ
ナイト中規模クラスターモデルの最適化構造（矢印が溶解しやすい場所）b)ガラスの分子構造のモデル化
溶解挙動の鍵となる物性や表面反応を量子
化学計算手法で評価するためのホウケイ酸ガ
ラスの分子構造の構築を目的として、「電子状態計算による原子間ポテンシャルの評価」と「古典MD計算の繰り返しによる結合状態やモ
デルポテンシャル関数の評価」とを組み合わせ
たアプローチを構築し適用した。古典MD計算結果のガラスネットワーク構造の統計科学的な解析により、架橋酸素数と酸素の配位環境を評価した結果、NaO量に対するB原子の配位数の変化とネットワーク構成リングの分布の違いを把握できた。これにより、電子状態計算と実験とを合わせて、最適なガラス構造の構築に必要なデータを得ることができる見通しを得た。

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究（Specific agreement on wireless monitoring）
を締結し、両機関でそれぞれの目標を掲げ、効率的な研究開発を実施している。
本研究では、ANDRA が所有する Meuse/Haute◇事業の概要
Marne URL（以下、ビュール地下研究所）に無線モ
本事業では、地層処分のバリア機能を損なうこ
ニタリングを適用することを目的に実施しており、となくモニタリングを行うために、無線モニタリ
これまでに下記に示す 5 の Work Package を立案し、ング技術の実証を目的に原位置試験などを実施し実施している。なお、本研究は ANDRA からの委託ている。以下、事業の概要を示す。
に基づき実施しているものである。
今後わが国の地下研究所等では、核種封じ込め
WP1：ビュール地下研究所での電磁ノイズ調査・予機能が期待される人工バリアの性能実証試験が実
備通信試験施されようとしている。この試験において、従来
WP2：プロトタイプ送信機設計・製作・性能確認
方式を用いてバリア内部の情報を得ようとすると、 WP3：ビュール地下研究所内でのボアホールへのセンサとデータ記録装置を接続する伝送ケーブル
プロトタイプ設置及び性能確認試験
が人工バリアを貫通することとなり、バリア機能
WP4：WP３後、継続モニタリングを損なう可能性が生じる。このような背景から、WP5：坑道間通信（WP３と同時）
地中無線データ伝送技術（以下、当技術）については、本研究の基盤となる経済産業省委託事業「モ
先ず、WP1 では、電磁ノイズの調査並びに通信
ニタリング機器の開発」の中で、モニタリングの確認試験を実施し、以下の 3 点を確認している。
中核技術の一つとして、平成 13 年度から地層処分①原位置の電磁ノイズレベル
事業への応用に向けた高度化調査を実施している。
②母岩が通信に及ぼす影響
当技術は、人工バリアのバリア機能を損なうこと③鋼製支保材が介在する坑道内及び坑道間におなく情報取得が可能な技術であるため、モニタリ
ける「送受信機の配置」と「受信電磁界強度」
ングの中核技術の中で、最も期待度が高い。
の関係
当技術に関する課題の一つには、岩盤を伝播媒
また、これらの結果をもとに、WP2 ではプロト体とした場合の伝送可能距離が挙げられていた。
タイプ送信装置及び受信装置一式を設計・製作しこの点に関しては、これまでの検討により、“送受た上で、その通信性能が設計どおりであることを
信コイルアンテナの仕様と伝送可能距離の関係”確認している。
を明らかにしており、原環センターでは、短距離
WP3 では、プロトタイプ送信装置をビュール地
伝送から長距離伝送（最大 500 ｍ）まで、伝送ニ下研究所の GL-490 m の地下施設内に設けられた内ーズに応じたアンテナ設計並びに試験機構築が可
径約 35cm、深さ約 10 m の垂直ボアホールの底部
能な技術レベルに達している。
付近に設置した。送信装置には温度計、土圧計等の 5 つのセンサを接続した。全体システム図を図
フランスでは長寿命核種を含む放射性廃棄物の-1 に示す。センサのデータは、無線通信により坑処分に関して、「可逆性」の必要性が示されている道内に設置した受信装置に伝送され、立坑内に敷ため、フランスにおける放射性廃棄物処分の事業設された光ファイバを介して地上施設に送られる。
実施主体である ANDRA では、可逆性を考慮した地
日本からは、インターネット回線を通じて送信装層処分の研究開発を進めている。ANDRA は地層処
置にアクセスすることができ、データの回収や、分におけるモニタリングに関する研究の中で、バ送信装置の通信モード（高頻度モードから消費電
リア内を貫通する通信ケーブルを用いることなく力を抑えた長期運用段階の低頻度モードまで 5 段
廃棄体近傍のモニタリングデータを無線で伝送で階）の変更を遠隔で行うことが可能である。
きる手法（無線モニタリング）の実証を検討して送信装置の設置時には、WP5 として地下施設内
きた。
の種々の地点に受信機を配置し通信を実施するこ
そこで、原環センターと ANDRA は、平成 18 年 3とにより送信装置が設計どおりの性能を満足して
月 30 日 に 無 線 モ ニ タ リ ン グ に 係 る 個 別 協 定いることを確認した。更に、送信装置から送られ７．ビュール地下研究所における無線モニ
タリング技術確証

31

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

た磁界の強度を測定することにより、データの搬送波である低周波電磁波の地下施設内における伝播挙動を把握した。
WP1 では、緩衝材及び現地の母岩が低周波電磁波の伝播に与える影響が、ほとんどないことを明らかにした。一方で、低周波電磁波は、地下施設内に使用されている鋼製支保工や鋼管等の鋼材の影響を強く受け、複雑な伝播挙動を示すことも確認されている。そこで、WP3 及び 5 の検討では、
これまで原位置で得られてきた通信試験結果をモ
デルやインプットデータに反映した 3 次元電磁波
伝播解析も実施し、鋼材等に起因する複雑な低周波電磁波の伝播挙動を数値解析的に検討し、その再現性を確認している。

(2)今後の展開
今後は、ANDRA での処分概念などを考慮し、ビュール地下研究所で計画されている実規模実証
処分セル用の送信装置（図-2）を設計・製作し、適用すると共に、無線装置の耐熱性や耐放射線性等の基礎研究も行う予定である。
センサ

送信装置

受信装置

廃棄体
ベントナイトプラグ
コンクリートプラグ

日本
ビュール地下研究所

図-2

地上施設
受信装置

無線通信

光ファイバ通信
10m

図-1

センサ

無線モニタリングシステムの概要◇平成 20 年度の成果(1)WP4（継続モニタリング）
図-1 に示す送信装置には無線通信の信頼性を検証するため、有線通信用のケーブルも接続している。本研究（WP4）では、WP3 でのモニタリン
グを継続し、無線通信によるデータ値と有線通信によるデータ値とが一致していることを１年以上にわたり確認している。

321)

原環センターでは、今後、「モニタリング機器の開発」の中核技術としての無線モニタリングの研究開発を効率的に実施していくため、本研究のように国内外における実際のフィールドでの適用を多く実施していきたいと考えている。
1) ANDRA: Dossier 2005, Les recherches de l’Andra surle stockage géologique des déchets radioactifes àhaute activité et à vie longue (2005)

送信装置
GL-490m

実規模実証試験イメージ

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

８．その他の地層処分に関する研究(1)合理的なＴＲＵ廃棄物処分概念の構築に関する研究
高レベル放射性廃棄物との併置処分を念頭においた処分概念と処分技術の構築を目的として、代替技術であるヨウ素固定化と炭素 14 の長期閉
じ込め型パッケージを導入した際の処分コストへの影響を提示するとともに、それらを導入した
場合の処分概念について検討した。
(2)処分場におけるセメント利用技術に関する調査検討
地層処分場の建設でセメント系材料の使用が想定される部材等について、長期特性の面からの要求特性やセメントの種類ごとの長期挙動に関する情報を取りまとめるとともに、処分場設計時の配合設定、材料設計等のために不足している情報及び今後の開発課題を抽出した。
(10)地下施設における岩盤の諸特性調査・評価手法に関する調査
間隙水の地球化学に与える微生物の影響評価
について、国際地下圏微生物シンポジウム（ISSM）に参加し、情報を収集した。また、新第三紀の堆積岩について岩盤のゆるみ・安定性解析に対して間隙弾性論の適用に関する検討を実施した。
(11)地質環境調査技術動向調査
学会等との意見交換により大学、研究機関及び民間企業の地質環境調査技術の最新技術動向を調査した。また、中国核工業集団公司地質局（CNNC/BOG)と地質環境調査から得られるデータ
等の SIFD（調査システムフロー）を使った管理手法について情報交換を行った。
(12)ヨウ素 129・炭素 14 の移行パラメータに関する基礎調査
ヨウ素 129 や炭素 14 の地質環境や生物圏における移行パラメータに関する基礎的な調査を行うため、原子力学会や土木学会等のセミナーに参加するとともに、関係機関との情報交換を実施することで、最新の情報・知見を収集した。

33

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究
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、それらに係る海外における政策、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・データを収集し、処分技術関連情報等の総合的なデータベースとしての整備を行うとともに、これらの情報等をホームページ、技術情報冊子、講演会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、幅広い国民各層への理解促進を図る。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。

放射性廃棄物管理委員会（RWMC）の下に設置されるビューロー会議、IAEA の国際放射性廃棄物技術委員会（WATEC）には、専門家を派遣して最新の検討情報等の把握を行った。
以上の調査により得られた情報に加え、関連す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）、利用者の操作性向上等を目的とするデータベース管理システムの改良や機能拡充を実施した。

(報告書)平成 20 年度 放射性廃棄物共通技術調査等委託費
放射性廃棄物海外総合情報調査◇平成 20 年度の成果(1)海外情報の収集・分析と総合的なデータベースの整備
図-1 整備したデータベースの初期画面
各国の高レベル放射性廃棄物等の情報の収（海外機関との情報交換協定等によ
集・蓄積に関しては、主要国である米国、フィン
り限定的な利用形態を取っている）
ランド、スウェーデン、フランス、ドイツ、スイス、スペイン、ベルギーの処分実施主体等から、 (2)調査情報の整理・発信・普及
法制度の整備状況、立地活動や許認可申請・発給
上記(1)でデータベースとして整備した各種情の状況、処分技術情報、情報提供・広報、社会的報等を活用して、国の政策立案に必要な情報の取意思決定方策、地域振興策、資金管理関係等の情りまとめを行うとともに、一般への周知、関係者報を収集した。また、アジア諸国に関しては、韓間での情報共有、知識普及を目的とした、ホーム
国、中国、台湾における放射性廃棄物処分の関連
ページ、技術情報冊子、講演会等を通じた外部へ情報として、法制度の整備状況とともに、処分概の情報発信を行った。
念、サイト選定等の技術情報、資金確保関連情報
原環センターのホームページ
等を収集した。
(http://www2.rwmc.or.jp/overseas/ )において以上の調査に加えて、海外主要国における放射は、諸外国の高レベル放射性廃棄物処分を中心と性廃棄物処分の関連法規制の詳細、事業進捗に大した情報について、最新の動きを『海外情報ニュ
きな動きのあった米国ユッカマウンテンの許認
ースフラッシュ』として掲載した（図-2）。また、可手続きやフランスの地域共生策に関する取組
米国、フィンランド、スウェーデン、ドイツ、スの詳細、更に地層処分代替技術（長寿命核種の分イス、フランス、カナダ、英国、スペイン及びベ
離・変換技術、長期貯蔵等）に関する最新の検討
ルギー10 ヶ国については、処分の進捗、法制度、状況を調査した。
資金、研究開発等の最新の状況を取りまとめて掲
また、国際機関の動向情報の調査として、経済載した。
協力開発機構／原子力機関（OECD／NEA）、国際原技術情報冊子の整備として、国内外の放射性廃子力機関（IAEA）、欧州連合（EU）等を対象とし棄物処分の最新の状況、主要な報告書の内容を含た最新動向の調査を行うとともに、OECD／NEA のめた平成 21 年度版の「放射性廃棄物ハンドブッ

34

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究ク」を制作した（図-3）。また、『諸外国における
高レベル放射性廃棄物の処分について』と題する
技術情報冊子（図-4）に関しては、処分方針、廃棄物の特徴、処分の安全確保の取り組み、研究体
制、地層処分の制度、理解促進等の情報を、「オールカラーで判りやすく」を旨に編集を行い、更新版を出版するとともに原環センターのホームページに掲載した。さらに、『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』と題す
る技術情報冊子(図-5)に関しては、フィンランド、米国、スウェーデン、ドイツ、フランス及びスイスの放射性廃棄物管理の概要をまとめた上で、放射性廃棄物管理関連施設の地図とともに、各施設の概要・アクセス方法をまとめて、原環センターのホームページに掲載した。
講演会については、原子力発電環境整備機構（NUMO）の協力も得て、表-1 に示す海外要人による講演会を開催し、各国の放射性廃棄物の取組
状況等の最新情報を紹介した。
表-1

平成 21 年度版『放射性廃棄物ハンドブック』（2009 年 3 月）

図-4

『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について』（2009 年 2 月）

平成 20 年度の講演会開催実績

開催日

講演者

10 月 24 日

米国：サンディア国立研究所（SNL）
Andrew Orrell 氏、Peter Swift 氏

11 月 14 日

英国：原子力廃止措置機関（NDA）
John Mathieson 氏、Malcolm Barents 氏、John Inkester 氏、Steve Barlow 氏

図-2

図-3

原環センターホームページでの『海外情報ニュースフラッシュ』

図-5『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』（2009 年 3 月）

35

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

２．放射性廃棄物重要基礎技術研究調査
本調査は、地層処分事業を進めて行くにあたり、基礎的かつ学際的な知見として事業の進捗に貢献し得る諸分野の広範な研究開発テーマについて、その体系を整理するとともに、中でも重要な基礎
テーマを調査・抽出し取り組んでいくことにより、所要の基盤技術を確立することとあわせ、研究成果や収集した情報の提供を行い、情報の共有化、知識の普及を図ることを目的としている。

2008:04), Mars 2008)」を基に、性能評価等の概要をまとめるとともに、データベースに登録した。
（図-2 参照）

ネバダ試験サイト及びネバダ試験・訓練場（サイト境界線）
性能目標：
通 常 操 業 及 び 予 想 さ れ る 事 象 シー ケ ンス に 関 し て、
100 mrem/年の制限値。
安全評価：
0.11 mrem/年の見積もり （名目）。
性能目標：
異常な事象に関して、5 rem の制限値。
安全評価：
30 mrem の見積もり。

公衆（一般的にサイト境界線における環境）

2-1 地層処分に関する最新基礎情報の収集及び
整理

性能目標：
通 常 操 業 及 び 予 想 さ れ る事 象
シーケンスに関して、15 mrem/
年の制限値。
安全評価：
0.05 mrem/年の見積もり。
性能評価：
異常な事象に関して、5 rem の制限値。

◇事業の概要本研究調査は、地層処分の安全性を示すために
地質関連、工学関連、評価技術関連等の様々な分野における最新の研究成果をとりまとめた性能評
価報告書等を対象として、主要国における最新情報を対象として体系的に整理し、主要文献の一部を日本語に翻訳し、別途整備している技術情報データベースへの登録を行うものである。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書)平成 20 年度 放射性廃棄物共通技術調査等 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査 報告書（第 1分冊） 地層処分に関する最新基礎情報の収集及
び整理

安全評価：
10 mrem の見積もり。

放射線作業者（地層処分 場操業エ リ
ア 内）
性能目標：
通常操業及び予想される 事象シー ケン ス
に関して、5 rem/年
の制限値。
安全評価：
1.3 rem/年の見積もり。
非放射性作業者（ 処分 場の 外部 及 び サ イ ト境界
線内部）
性能目標：
通常操業及び予想される事象
シーケンスに関して、100 mrem/
年の制限値。
安全評価：
10 mrem/年の見積もり （名目）。
78 mrem/年の見積もり （最大）。

図-1 ユッカマウンテン処分場における閉鎖前安全解
析の結果と規制性能目標との比較（ユッカマウン
テン安全性説明書より引用）◇平成 20 年度の成果(1)米国における性能評価に関する調査
米国の連邦エネルギー省（DOE）が公表した許認可申請安全解析報告書の処分場閉鎖後の性能
評 価 書 「 Yucca Mountain Repository License
Application(DOE/RW-0573, June 2008）」を基に、米国における性能評価等の概要をまとめるとともに、データベースに登録した（図-1）。
(2)スウェーデンにおける性能評価に関する調査
SKB が 2006 年に公表した性能評価書 SR-Can に対して、放射線防護機関（SSI）と原子力発電検査機関（SKI）（現在は合併して、放射線安全機関（SSM））がレビューした性能評価関連報告書「 SKI:s och SSI:s gemensamma granskning av
SKB:s säkerhetsrapport SR-Can(SKI2008:19(SSI36

図-2 SR-Can におけるモデルダイヤグラムの例（掘削／操業、温暖期の評価モデルフロー（AMF）チャート）

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

2-2 放射性廃棄物に関する基礎技術研究調査◇事業の概要本研究調査は、放射性廃棄物の地層処分基盤研
1)究開発に関する全体計画 に沿いながら、我が国の放射性廃棄物地層処分の推進に向けて、大学等による基礎的な研究を実施するものである。
具体的には、平成 18 年度及び平成 19 年度に選定した研究テーマを継続して実施するほか、当該研究を年度毎に進捗状況、成果について有識者によるレビューを行い、研究成果の情報共有、関連分野での活用が図られるよう学会等の場を通じて情報発信を行うものである。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施しているものである。

また境界条件の変化に相当する塩水から淡水への移行に伴う割れ目近傍での水－岩石反応の検討として、花崗岩及びモルタルのタブレット試料を用いた試料表面と水質変化の測定試験を行い、海水中の岩石の変質に及ぼす塩分濃度の影響を明らかにした。そして離水サンゴ周辺の割れ目の物理的・化学的性質の調査により、割れ目近傍での硬化が生じた原因について検討し、離水サン
ゴそのものと割れ目充填物の年代は異なり、常に充填物の方が新しい年代を示すことが分かった。

(2)緩衝材の局所変形帯形成に関する基礎研究－
周辺岩盤形成に伴う緩衝材の局所変形帯形成に関する基礎研究―（研究者：名城大学 小高猛司）
急激な地殻変動や周辺岩盤の長期的なクリー(報告書)平成 20 年度 放射性廃棄物共通技術調査等 放プ破壊に起因した、緩衝材中に形成される局所変射性廃棄物重要基礎技術研究調査 報告書（第 2形帯について、その発生メカニズムならびに内部
分冊） 放射性廃棄物に関する基礎技術調査研究
構造等の諸性質を明らかにする。さらに、局所変形帯が緩衝材性能に及ぼす影響について検討を◇平成 20 年度の成果行う。
平成 20 年度（最終年度）までの 3 年間の研究
平成 18 年度及び平成 19 年度より継続の(1)～成果として、一面せん断試験及び透水試験により、(9)に示す 9 件の研究を実施した。また研究成果の再冠水の途上にある不飽和圧縮ベントナイトは、
情報発信等としてワークショップが 1 件開催され、飽和供試体に比べて大きなせん断強度を有する研究者による学会報告、論文投稿等は 40 件近くに反面、大きな亀裂を伴い脆性的な破壊挙動を示す
上っている。以下に、各研究の概要を示す。
ことが分かった。しかし、その亀裂に水が侵入しても比較的短時間で修復される可能性も確かめ(1)地下水水質への影響評価に関する基礎研究－られた。一方、圧縮ベントナイトは飽和してしま
地下水流動経路としての割れ目からの各種情
えば、せん断強度は低下するものの、大きな変位
報とその評価に関する基礎研究－（研究者：埼を与えても低密度領域等は発生せずに、緩衝材と玉大学 長田昌彦）
しての大きな性能低下を引き起こさない可能性
岩盤に内在する割れ目から得られる幾何学的が高いことも示された。
な情報と化学的な情報を取得整理して、地形の隆
また一面せん断試験のシミュレーションを実起侵食や海水面変動等の境界条件の変化によっ施し、今後処分場を実際に設計する上で非常に重て、主に地下水流動や地下水水質に影響を与えや要かつ有益なツールとなるが、その際には抜本的すいと考えられる高流量を流すような割れ目のに数値解析手法の再構築をすすめる必要がある
構造とその特徴を明らかにする。
ことを提言した。
平成 20 年度（最終年度）までの 3 年間の研究成果として、割れ目の成因推定のための表面粗さ(3)ガラス固化体の長期性能に及ぼすオーバーパ
計測により、4 つのパラメータを算出して、それ
ック腐食生成物の影響に関する定量的評価（研らの特徴と傾向を比較することでそれぞれの相究者：九州大学 稲垣八穂広）関を得た。これらの指標をうまく用いることによ
地層処分におけるガラス固化体の性能に影響って、引張やせん断等の破壊モードや、更にはせを及ぼす環境特性のうち、固化体に隣接しその影ん断変位量との関係等を導ける可能性を示した。
響が大きいと予想されるオーバーパック腐食生37

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

成物との相互作用について、現象の基礎科学的理(5)放射性核種収着現象の分子生物学的及び地球解に基づいた定量的かつ体系的な評価を行う。
化学的研究（研究者：静岡大学 木村浩之）
平成 20 年度は、オーバーパック腐食生成物と放射性核種を収着した微生物からタンパク質して想定される鉄鉱物試料（マグネタイト(Fe3O4)、 等の生体分子を分離・抽出・分析する手法を確立
するとともに、核種環境を対象に、微生物の分類
ゲータイト(-FeOOH)）について、還元雰囲気でのシリカ収着実験を行い、シリカ収着のシリカ濃群、生死、活性についての知見を集積する。また、
度依存性、pH 依存性、及び酸化還元雰囲気依存
微生物及び生体分子へのランタノイドの収着に性を評価した。その結果、還元雰囲気におけるシおける結合サイトをＸ線吸収微細構造（XAFS）法
リカ収着挙動は、これまでに報告されている酸化により解析し、その化学的特徴を明らかにし、分雰囲気及び不活性ガス雰囲気での収着挙動と概配モデルを構築する。
ね同様の傾向を示すものの、その絶対値及び pH
平成 20 年度は、ウランの化学的作用及び放射依存性に有為な差が認められた。
線の影響を受けた微生物からの生体分子の抽
また、ガラス固化体の溶解／変質実験を還元雰
出・分離法の確立として、ウランに曝露した微生
囲気において実施するための、高温（100℃迄）物試料に発現した生体分子、ここではタンパク質
での還元雰囲気の維持手法についての準備／確を抽出し、２次元電気泳動法により分離回収する認を行った。
ことに成功した。さらに、ウランの化学的な作用及び放射線作用により発現するタンパク質が異(4)処分環境における炭素鋼の水素吸収挙動に関なることも明らかにした。
する研究（研究者：大阪府立大学 井上博之）
また希土類元素パターンによるアクチノイド
溶接線近傍部の材料（溶接熱影響部;HAZ）や溶（Ⅲ）の地層中での挙動に対するバクテリアの影
接金属は、焼きなまされた母材と比較し、一般に響の評価により、バクテリア細胞表面の希土類元水素脆化に対する感受性が高い。本研究では、炭素（REE）の吸着サイトとして、リン酸のサイト
素鋼製オーバーパック溶接部の水素脆化感受性が安定であることが明確に示された。さらにリン評価に対する基礎データを得ることを目的とし、酸サイトが REE で飽和した場合、次に安定なサイ
実オーバーパック溶接部を模擬した試験体からトとしてカルボキシル基が REE を吸着すること採取された試験片を用いて、その水素吸収特性並が分かった。
びに模擬埋設環境での水素溶解量を測定する。
そしてロシア・マヤク地区（位置は 2-3 章「地平成 20 年度は、電気化学透過法を用いて炭素
球化学バリア有効性確証調査」の「PA “Mayak”
鋼試験片の水素吸収特性を評価する試験槽を作サイト」を参照）の非汚染地区より採水された地
成するとともに、実オーバーパックの熱影響部に下水試料について、16S リボゾーム RNA 遺伝子を相当する硬度を持つ試験片を作成した。同試験片対象とする詳細な遺伝子解析を行うことにより、を用いて予備測定を行い、作成した試験槽ならび採取された地下水中の細菌群集組成を明らかにに適用する解析方法により、水素吸収特性が正当した。
に測定できることを検証した。
また実オーバーパック溶接部を模擬した試験(6)地震波トモグラフィーによる地殻構造推定技
体から試験片を採取し、採取した試験片の水素拡術の高度化（研究者：東北大学 趙大鵬）
散係数並びに模擬処分環境中での自然状態にお火山体下のマグマ溜りや内陸地震断層等の地
ける水素含有量を測定した。模擬処分環境中にお殻構造異常体をより高い精度で推定するために、ける自然状態での水素含有量は、ティグ溶接(TIG,
地震波トモグラフィー解析技術を高度化する。特Tungsten Inert Gas welding)と電子ビーム溶接に地殻と上部マントル内の反射波や変換波等の(EBW, Electron Beam Welding）の溶接金属部の後続地震波データを用いた日本列島下の地殻ト結果を比較すると、前者の方が後者と比較し約３
モグラフィーの解析法を検討する。
割高いとの結果が得られた。
平成 20 年度は、地震波トモグラフィーと波線
追跡の計算法の検討として、自然地震からの直達
P 波と地殻反射波 PmP 波を同時に用いる場合の地38

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

震波トモグラフィーの計算アルゴリズムの開発と改善を行った。
また地殻反射波を用いた東北日本の地殻構造の推定として、地殻内地震のモホ面で反射した
PmP 波を地震の波形記録から多く収集し、岩手火
山等の活火山下のマグマ溜まりを明瞭にイメー
ジングできた。
そして西南日本における地殻反射波の検出として、60 個の地殻地震の波形記録から大量の P
波と PmP 波の走時データを集めた。
(7)地下水流路構造の不均質性の評価と流動モデルの構築（研究者：東北大学 平野伸夫）
各種岩石（花崗岩、堆積岩）のき裂に関して流路構造の不均質性の定量的な評価を、異なる寸法のラボスケールサンプルについて実施し、フィー
ルドスケールへのアップスケール手法を検討する。加えて、岩石き裂の不均質流路構造を DFN（Discrete Fracture Network）モデリング手法に組み込むことによりフィールドスケール地下
水 流 動 モ デ ル を 提 案 し 、 FWS （ Flow Wetted
Surface）の理解につなげる。
平成 20 年度は、大型透水試験装置を用いた大面積花崗岩き裂の透水試験及びき裂表面形状の各種パラメータ測定により、これまでの小面積き裂の透水試験と異なる、き裂寸法依存を示唆する
ような結果が得られた。さらに透水シミュレーシ
ョンに必要なき裂間隙構造の基本となるき裂表
面形状について、この形状から得られる幾何情報
は岩種によって異なっている可能性があることが分かった。
また従来の二次元単一き裂内流体流動シミュ
レーションから三次元複数き裂内流体流動シミ
ュレーションへの拡張を行ったが、その結果、平行平板き裂の場合とは全く違うシミュレーショ
ン結果が得られる場合があることが分かった。
(8)鉄-ベントナイト相互作用のナチュラルアナロ
グ研究（研究者：金沢大学 福士圭介）
地質現象として認められる還元環境での低温
含鉄溶液によるベントナイト変質の産状を観察・分析し，変質年代や熱履歴を評価することにより，天然での長期にわたる鉄‐ベントナイト相互作用を明らかにする。
平成 20 年度は、宮城県川崎鉱山における鉄により変質したベントナイトの詳細な岩石学的・鉱物学的分析と変質の化学的環境の推定を行い、緑
色脈は熱水溶液から直接沈殿して生成したこと、その周辺部はベントナイトが熱水作用の影響を受け変質をこうむったことが認められた。
またベントナイトの変質年代と温度決定の試
みにより、ベントナイトの変質温度は 100℃以下であったことが示唆された。
そして青森県黒石鉱山の現地調査と、鉄により変質したベントナイトの予察的岩石学的・鉱物学的分析により、変質体は緑色を呈し網状にベントナイト層に存在していることが確認され、緑色変質部であっても粘土鉱物種はスメクタイトのまま変化していないことが見出された。一方緑色部に認められるスメクタイトの化学組成は Fe と Kが未変質のものと比較して増加する傾向が認められた。この化学組成の変化の傾向は川崎鉱山で認められたものと同様であった。
なお 11 月 18 日～19 日の日程で、鉄-ベントナ
イト相互作用に関する国際ワークショップを開催し、シミュレーションや実験研究を行っている研究者（海外から 4 名、国内から 3 名）を招聘して、ディスカッションを行った。
(9)放射性廃棄物処分事業の社会的側面の基礎研
究（研究者：東京大学 堀井秀之）
処分事業に対する国民･社会の理解促進と信頼性向上に向け、社会的側面に係る研究の効率的な進展を図ることを目的とする。平成 20 年度は、
社会的側面に係る研究課題の体系化、及び、スイスのヴェレンベルグ低･中レベル放射性廃棄物処分地選定プロセスを対象として、当該プロセスの政治過程分析を行った。
すなわち、処分事業の社会的受容性が高まり、事業が円滑に実施されるために、どのような社会的仕組みが必要かという観点から、社会的側面に係わる研究課題の体系化を行った。
またスイスのヴェレンベルグにおける低・中レ
ベル放射性廃棄物処分地選定プロセスの政治過程分析を行い、各アクターの行動モデルを構築し、州投票否決に至った要因を明らかにした。
1) 資 源 エ ネ ル ギ ー 庁 ・ 日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構 他（2006）：「高レベル放射性廃棄物の地層処分基盤研
究開発に関する全体計画」、「ＴＲＵ廃棄物の地層処
分基盤研究開発に関する全体基本計画」

39

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

2-3 地球化学バリア有効性確証調査
3/94◇事業の概要3/28

Basin no.2

227/702/94

地層処分システムにおける天然バリア中の放射性核種の移行速度は、核種の岩盤への収着を考慮すると地下水流速より大幅に小さくなり、放射性核種の大半は地層中で固定・崩壊し、生物圏への大きな影響はないと考えられている。一方、放射性核種が地下水中のコロイド物質に収着し地下水によって輸送される現象や放射性核種自体がコロイドとなり地下水中を移行する現象（コロイドによる放射性核種の移行）も確認されている。このようなコロイドによる放射性核種の移行の場合、岩盤への収着による遅延効果が少なくなる可能性が指摘されている。本研究では、ロシアの放射性物質で汚染されたサイトにおけるコロイドによる放射性核種移行データやそれを評価するための室内実験に基づき、このサイトでの放射性核種のコロイドによる移行の概念モデル検討等により、コロイドによる放射性核種の移行現象の理解度を深めることによって、地層処分システムの天然バリ
ア性能評価の信頼性向上に資することを目的としている。
本研究におけるロシアの汚染されたサイトでのコロイドによる放射性核種移行に係る研究データ
等は、ISTC（国際科学技術センター）プロジェク
ト No.3290 “ Evaluation of the Groundwater
Colloidal Migration of Radionuclides from
Geochemical Viewpoint”として、ロシアの研究機
関（ベルナッキー地球化学・分析化学研究所：
GEOKHI、鉱床地質学、岩石学、鉱物学及び地球化学研究所：IGEM)が取得するものである。
本研究の現地調査サイトは、図-1 に示すロシアの Mayak 生産連合（PA“Mayak”）、チェリアビンス
ク州の再処理プラントで発生した高濃度の硝酸塩を含む放射性液体廃棄物を投棄したカラチャイ(Karachay)湖周辺である。
(1)既存データの収集
ロシア国内から提供されるプロジェクトの研究目的に沿った現在利用可能なデータを収集し、汚染問題の現状（特に PA “Mayak”サイト）が把握できるようにまとめた。

40

K-108

221/702/28
230/70217/70K-113

156/70Basin no.17
38/70

31/70

36/70

39/70

32/70

2/95

Basin no. 10
K-107

41/70

225/70207/70L. Karachai
1/95

カラチャイ湖I

41/77
9/62 5/68
63/68
64/68
10/68

16/68

65/68

3/68

14/68
8/68
66/68

2/68
1/69

Ash dump no. 2

9/68
43/78
28/62
176
173 20/62
4/90
209
13 15 14

L. Ulagach

I’

Water intake of Novogornyi settlement

L. Irtash
Chelyabinsk
B-3

Lake
Kyzyltash
(B-2)

B-4

Techa R.
Resevois
Lake Karachai(B-9)

Study Area

B-10

B-17

カラチャイ湖Lake Tatysh
R. Mishelyak
Lake Ulagach
0

2.5

5.0

7.5

10.0 kmモスクワ

図-1

PA“Mayak”サイトのカラチャイ湖(B-9)周辺の地下水観測孔井配置図(2)現地調査と実験研究
現地では、原位置での地下水の化学的性質測定（地球化学検層）、採取した地下水からろ過で分離したコロイド物質の化学分析、放射性核種濃度
分析、コロイド物質と放射性核種の結合状態の特性研究等を行った。実験室では、現地調査のデー
タを補完するため、実地下水から分離したコロイ
ド物質のミクロ観察、これとアクチノイドの結合状態、Pu 水酸化ポリマー（真性 Pu コロイド）の
化学特性研究、岩石への収着挙動研究などを行った。

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究(3)理論モデルの開発
データ収集と併行して自然環境での放射性核種
及びコロイド挙動の概念モデルを構築した。
(4)コロイド生成データの評価
上記の研究情報に加えて、現地調査等で得られる有機コロイド特性に関するデータを解析し、一般化するための基礎的検討を行った。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施したものである。
(報告書) 平成 20 年度 放射性廃棄物共通技術調査等 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査 報告書（第 3分冊） 地球化学バリア有効性確証調査◇平成 20 年度の成果(1)現地調査
カラチャイ湖周辺の放射性汚染地下水（汚染地
下水）プルームは、風化地層帯水層中を、主に南方向に拡散している。帯水層の透水性は深さにより、不均質であり、硝酸ナトリウムなどが高濃度であるため、密度が大きい汚染地下水は、重力で沈降し、層状に水平移動している。
1)汚染地下水プルームの地質学・地球化学的研究
地球化学検層による汚染地下水の特性と地質環境の関係が図-2 に示す汚染地下水プルームの南半分の範囲に設置されている観測孔井において検討された。
・ 汚染地下水プルームの垂直区間中に、主要パ
ラメータの急激な増加が見られる比較的短い区間が特定された。これらの区間は、凝灰岩質岩層の内部にあり、汚染物質の移行を制御する断裂帯の境界を示すものと推定される。
・ 汚染地下水流の方向及び幅の大部分は、北西－南東走向の Myshelyak 広域断層の内部構成要素である狭区間大傾斜の割れ目及び断裂帯の組み合わせによって制御されている。
・ 1993～1994 年から 2007 年の期間に検討対象の観測孔井の地球化学検層の結果、物理化学
パラメータに著しい変化（電導率の増加、硝酸イオン及びナトリウムイオン濃度の増加、酸化還元電位の上昇、pH 値の低下）が起きていた。この期間に、汚染地下水は 0.4～0.5 km
ほど南東方向に伝播した。

図-2

カラチャイ湖周辺の放射性硝酸ナトリウム地下
水プルームの南側部分における観測孔井の所在
地1－地下水地球化学検層を用いた調査が行われていない観測
孔井；2～5－HGL が実施された観測孔井：2－1993～1998 年；
3－1993～1998 年、2004 年、2007 年；4－1993～1998 年、2007；
5－1993～1998 年、2006 年、2007 年、2008 年；6－Myshelyak
断層帯
A-A 汚染プルームの拡散方向、B-B 汚染プルームの拡散に垂直な方向

2)コロイド特性の調査
汚染地下水が移動する深さの区間は観測孔井の地球化学検層で明らかにされてきた。本年度は、図-3 に示す汚染プルーム域に完全に入った５本の観測孔井(80m)の地下水試料から得られたコロイ
ド物質の特性を選択的浸出法で調査した。昨年度までの結果と合わせて以下の結論が得られた(図-4)。
・ Fe、Mn、Si、Pu、Am、Cm のような元素はフィ
ルターによって実質的に保持される。しかし、
U と Np はろ液中に検出される。フィルター上の Pu、Am、及び Cm の量は Fe の量と相関性があった。
・ 選択的浸出により、Np はイオン交換フラクシ
ョンに完全に洗いだされ、他の元素より弱く
コロイド物質に結合しているということが明らかになった。
・ Pu は非晶質酸化物の中に多く、Am はイオン交換フラクションと有機物質の中に多い。
・ Pu と Am の移動性は天然の Th と Eu より大きい。底部帯水層に沿った水平移行では、汚染地下水が天然水で希釈されるに従い、Pu と超プルトニウム元素のコロイド物質との結合力は減少してくる。その結果、コロイドの質的な構成が変化する。希釈の間に、鉄水酸化物

41

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究の相対的な量は減少し、粘土鉱物の量は増加する。
・ 表層への汚染地下水の垂直-水平移行では、希釈されている間に、コロイド物質とアクチノイドの結合力は増加する。このことは表層面近くの水域でフミン酸の濃度が増加するためとして説明できる。

カラチャイ湖

14/68

３/68

65/68

石炭灰ダンプ

2/68 2/99

取水口

図-3

100
90
80
70
60

フラクション中の割合

Percentage in Fraction

2008 年度に地下水中のコロイド特性調査を行った観測孔井(2/68,3/68,2/99,65/68,14/68 孔)

％

50
40
30
20
10
0
H20

Ca(NO3)

Hac
Pu

フラクション中の割合％

Percentage in Fraction

Am

NaOH
90Sr

Np

H2C2O4

residueU100(2)実験研究
1）溶液中でのポリマーPu の存在形態の安定性
地下水や地表天然水によるプルトニウム移行の形態を実験に基づいて評価する方法の基礎として、ポリマーPu 水酸化物（Pu 真性コロイド）の存在形態の安定性を検討した。
58・ pH8 付近では、10 から 10 M のポリマー
Pu(IV)は不均化反応を起こさないで安定なポリマー形で存在する。Pu(V)は、不均化反応を起こして Pu(IV)と Pu(VI)の結合したポリマ
ー構造を形成するため存在しない。
・ 同じ条件でもポリマー形の Pu(IV)がないとこ
ろでは Pu(VI)はゆっくり加水分解して溶液中で特有のポリマー形を作る。
-5-8・ 濃度 10 M から 10 M の Pu(Ⅲ)は pH８付近でPu(IV)に酸化され、その過程の中でコロイド性の Pu(IV)形に変移していく。

90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
H20

Ca(NO3)

Hac
Pu

図-4

Th

NaOH
Am

Eu

H2C2O4

residueFe

選択的浸出法によるコロイド物質と放射性核種・化学成分の結合度（3/68 孔）

浸出液と化学形―H2O:水溶性、Ca(NO3):イオン交換性、Hac:
炭酸塩、NaOH:有機物、H2C2O4:非晶質酸化物、residue:不溶解残渣423)現地調査（変質した母岩の鉱物学・地球化学的分析）
傾斜の大きな断層帯と風化地殻断面の露頭を対象に、「上部」連続層火山岩の浅成変質の特性が調査された。浅成環境に由来する粘土鉱物の中では、緑泥石、緑泥石-スメクタイトの混合生成
層、水酸化鉄（及び水酸化マンガンの可能性もある。）、加水雲母（イライト）及び沸石が支配的であることが分かった。この鉱物構成はフェミック
火山岩の変質に特有のものであり、地下水が上部連続層）の岩石中を移行する過程で、コロイド粒子の主要な発生源となる可能性があることが分かった。

2)様々な分子量のポリマーPu 水酸化物の岩石への静的収着挙動PA”Mayak”地域で典型的な岩への、模擬地下
水中のポリマーPu 水酸化物の収着挙動の研究が行われた。粒子サイズが 220 nm を上回るポリマ
ーPu 水酸化物は、20 日間で 99%まで岩石に収着されることが示された。0.05M OEDPA 溶液(0.1M
HNO3)と 0.1M Tamm 溶液という強力な錯化材を用いても、脱離した Pu は収着された Pu の 40%に達せず、ポリマーPu 水酸化物は岩石と強く結合することが分かった。

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究(3)放射性核種のコロイド促進移行の理論モデル
母岩への地下水放射性コロイドの収着に関する理論モデルが確率論に基づいて開発された。このモデルの利点は、放射性コロイドの収着が,既に収着していた非放射性粒子との部分的な置換として取り扱えることである。このモデルは一連のKolmogorov-Feller の式の解析的な解に基づいており、この解はあるタイプの放射性粒子に占有された母岩の収着可能なサイトの部分を、収着サイ
トに放射性プルームが接近する時間の関数として表している。
(4)カラチャイ湖周辺の放射性核種移行の概念モ
デル
カラチャイ湖周辺での放射性核種移行挙動を
現在得られている情報から推定すると、汚染水の天然水の希釈により生成する鉄水酸化物など擬似コロイド粒子への収着や共沈の形態でのプル
トニウムと超プルトニウム元素の移行が主な機構であると考えられる。

カルボン酸の添加により増加し、その変化量はカルボン酸との錯生成定数及び溶解度積によって解釈できることが分かった。これまで得られた知見は、概ねトリウムで見られる傾向と一致しており、コロイド生成の寄与が重要な 4 価アクチノイ
ド金属錯体の見かけの溶解度は、信頼性の高い熱力学データを用いて系統的に理解することが十分可能であることを表している。なお、一部のPu 実験では、静置期間が短い影響で定常状態に達していない可能性があり、引き続き溶解度測定を行う必要がある。
フミン酸錯体の見かけの安定性を予測するための熱力学平衡モデルが開発された。このモデル
は錯生成定数を官能基の種類･量及び骨格構造の違いに基づき整理した半経験式で記述したもの
で、地下水中のあらゆる核種濃度、pH、イオン強度下での予測が可能である。これまでに 3 価 Eu
に対してその有効性を示してきたフラグメント
モデルを、4 価 Th に適用することができた。

(5)ISTC プロジェクト No.3290 データの評価
ISTC プロジェクト No.3290 でこれまで数多くのフィールド調査データが蓄積され、現象の確認が進んだが、現象の解釈には至っていない。例えば、地下水中の Pu 溶存濃度に水平距離依存性が無く、ほぼ一定であることは、プルトニウムのコロイド移行だけでは解釈できないと考えられる。
これには、有機物とアクチノイドイオン濃度との相関の孔径依存性に関するフィールド調査デー
タが重要であると考えられる。
我が国の地層処分の安全評価への適用性については、本研究で水酸化鉄コロイドなどとプルト
ニウムなどの結合特性のデータ、有機物で表面が被覆された無機コロイドの安定特性などのデータが蓄積されており、現象の理解や実験研究での課題整理に貢献できると考えられる。
(6)コロイド生成データの評価
地層処分安全評価において 4 価アクチノイド
イオンの地下水移行に影響を及ぼすと考えられ
る有機酸、とりわけ地下水中に普遍的に存在するフミン酸との相互作用について、熱力学的な観点から理解するための基礎的検討を進めた。
Pu 及び Th 水酸化物の見かけの溶解度は、有機

43

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究2-4 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
◇事業の概要本研究調査は、多重バリアシステムを基本とす
る地層処分において、将来生じることが予測される現象と類似した天然現象（ナチュラルアナログ）を見出し、その理解やもたらされた結果を、わが国における地層処分事業の段階に応じた一般国民との合意形成をはかる上で、その安全性を説明する論拠の一つとして活用できる情報を整備することを目的としている。
そのため、処分場の長期安全性を示す際の課題の解決に向けて、人工バリアの長期健全性等の原位置における調査研究の具体的計画を策定した上で順次実施するとともに、既往調査研究成果から得られる処分場の長期安全性の論拠として活用できる情報をデータベースとして取りまとめる。
なお、本事業は経済産業省の委託により実施しているものである。

層となるアクシテロ(Aksitero)層群（後期漸新世に形成）が堆積しており、主要な断裂系は北東－
南西(NE-SW)系である。また、地球化学的な特性から、地下水流動系はベントナイト上部の地表水系とベントナイト下部の地下水系に明確に分離できること、オフィオライトを通過してきた高ア
ルカリ地下水は、ベントナイト層下部を移動していることが推定されている。
Mangatarem

ルソン島
Manila図-1

Mangatarem 地域の位置

Formation
Lithology
Alluvium
Andesite Plug
Tuffaceous Sandstone,
Siltstone, Conglomerate(報告書)平成 20 年度 放射性廃棄物共通技術調査等 放射性廃棄物重要基礎技術研究調査 報告書（第 4分冊） 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理

Claystone, Siltstone,
Tuffaceous Sandstone(Bentonitic, Zeolitic)
Pillow Basalt
Diabase Dike
Gabbro◇平成 20 年度の成果(1)高アルカリ地下水の影響によるベントナイトの長期健全性に関するナチュラルアナログ調査・研究処分場の支保工やグラウト及び TRU 廃棄物ではセメントが使用されることが想定されるため、緩衝材（ベントナイト）とセメントの長期の相互作用は長期の性能評価において重要な課題であり、ナチュラルアナログの重点課題と位置づけられている。
高アルカリ湧水（pH 11 以上）が複数確認され、またこれらを供給するオフィオライトを基盤とするベントナイト鉱床の存在も確認された、フィ
リピンのルソン島北西部のマンガタレム(Mangatarem)地域（図-1）のセール鉱山(Saile
Mine)およびその周辺の対象地域とした予察調査を実施した。これまでの調査結果から、対象地域
では、図-2 に示すように古第三紀・始新世から漸新世に形成されたザンバレス(Zambales)オフィオライト複合岩体の上にベントナイトの胚胎

44

図-2

Saile Mine 周辺地域の地質・地質構造(オレンジ色がベントナイト胚胎層)

本年度の予察調査では、オフィオライト基盤岩とベントナイト層との接触を確認するためにトレンチ調査を実施した。3 ヶ所のトレンチ全てにおいて接触が確認されたが、そのうち接触部が明瞭であり風化の影響を受けていないトレンチ 1を重点的に調査した。
トレンチ 1 の枕状溶岩と接触している上部のAksitero 層は Ca-スメクタイトを主とするベントナイトであり（図-3）、エチレングリコール処
理後の分析から膨潤性を保持した状態で存在している。一方、枕状溶岩の接触部近傍ではゼオラ
イト（Ca-モルデナイト、クリノプチロライト）
が確認でき、ベントナイトの変質鉱物が形成されている可能性を示唆している。
トレンチ１はおおよそ東西(EW)系の断裂系に位置しており、その断層充填物を観察した結果

Aksitero Fm

Sm
Sm

0.8m

Mo+Sm

【南壁】

Alteration Halo

Sm
Mo+Sm

Pillow Lava
Cal+SmMo+Clino+Sm

Cal+SmCal
S30º W

Cal
1.8m

【底面】

4.5m
3.4m

図-3

【北壁】

トレンチ 1 の断面写真と鉱物組み合わせ（Sm:スメクタイト、Mo：モルデナイト、Clino：クリノプチロライト、Cal：方解石）

方解石（白色）Tuffceous Sandstone,
Siltstone,
Conglomerate[Basal Conglomerate]

Claystone,
Siltstone,
Taffaceous Sandstone(Bentonitic, Zeolitic),[Zeolite Layer]

Aksitero Fm

Limestone
Mn-Hydrooxides[Bentonite Layer]

Alteration HaloMn-Nodules

Pillow Lava
Zambales Ophiolite Complex（図-3 底部の穴がコアリングの痕）、縁辺部に蛇紋岩、中心部に方解石が確認された（図-4）。これは過去に高アルカリ地下水が断裂系沿いに上昇し上部のベントナイト層と接触していたことを示す痕跡である。また、枕状溶岩中には変質鉱物としてスメクタイトとゼオライトと脈状の方解石が確認できる。これらの事実から、この地域の地下水組成は図-5 の模式柱状図に示すように、
高アルカリ地下水が枕状溶岩中の亀裂を移動し、その過程で方解石や蛇紋石が生成されたものと考えられる。

Moriones
Fm

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

Serpentinization
Antigorite [Mg,Fe]6Si4 O10(OH)6]:High Temp TypeChrysolite [Mg6, Si4 O10 (OH)6]: Low
Temp Type

Dunite(?) Boulder

Sheeted(Dyke)
GabbroLegendFracture (Pathway of High pH solution)
Pillow Lava

Dunite(?) Ultramafic Rocks

Carbonates

Serpentinite

Mn-Nodule

Alteration Halo

図-5

Saile Mine 周辺地域の模式柱状図

この地域の高アルカリ地下水はセメント浸出液との類似性を示し、特に pH と Ca イオン濃度が高いことが特徴である。
今回の調査により、高アルカリ地下水によるベ
ントナイトの長期健全性への影響についての調査・研究に資するような、高アルカリ地下水の過去の通路の証拠が、オフィオライト基盤岩とベントナイト層とのコンタクト（トレンチ１）に見出すことができた。また、これまでの調査結果から、この地域では現在も高アルカリ地下水とベントナイト層が接触している可能性が高いと考えられることから、さらなる調査により、高アルカリ
地下水が湧出し、ベントナイト層に直接接する地
点が新たに見出されることが期待される。

蛇紋岩（緑色）(2)ナチュラルアナログ(NA)情報データベースの整備
ナチュラルアナログデータベースを広く普及させることを目的として、
平成１９年度の本事業
図-4 トレンチ 1 底面の断層充填物
で開発したナチュラルアナログ情報データベー
Mangatarem 地域周辺の高アルカリ地下水は、
スシステムの改良を実施した。また、ネットワー
高アルカリ性の Ca-OH の水質タイプである。また、 ク構築に関する環境調査について検討するとと同位体分析の結果から高アルカリ地下水は降雨
もに、システムや内容について確認するためにパ
水起源であり、これは Zambales オフィオライト
ーソナル・コンピュータ上で活用できるようにす複合岩体と降雨水による蛇紋岩化作用によってるための CD-ROM を準備した。
生成されたことを裏付ける。また、フィリピン国
既存のナチュラルアナログ情報をベースに、わ内の他の地域に分布するオフィオライトからのが国の地層処分へのエビデンスとその解釈の適
湧水（地下水）の主要化学組成については、特に用を科学的な限界を考慮し、ナチュラルアナログ
Na イオンや Ca イオンと pH の相関が認められる。
成果から得られるメッセージについて検討した。

45

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

３．低レベル放射性廃棄物処分状況等調査◇事業の概要研究施設等廃棄物の処分に関して、国民・立地
地域住民への理解増進を図るための国の政策検討に資するため、諸外国における低レベル放射性廃棄物処分に係る「理解増進活動」及び「地域共生方策」の先行事例等について、公開文献の調査並びに処分事業関係者（政府、事業実施主体等）へのヒアリング等の現地調査を行う。
なお、本事業は文部科学省の委託により実施したものである。

モル市が処分場の受入条件として地域振興を求めたことから、事業主体と地域パートナーシップとの協働により地域振興事業が検討されている。
そこで、事業主体の資金により今後実施される地域振興事業として、地域振興基金（7,000 万ユー
ロ程度と試算）の設立、コミュニケーションセン
ターの設置、各種インフラ整備、土地利用計画の見直し及び雇用創出等への効果を整理した。

(報告書)平成 20 年度 低レベル放射性廃棄物処分状況等調査◇平成 20 年度の成果
ベルギー、ドイツ、韓国の３か国を対象として、
文献による調査、対象国における処分事業の関係者（政府、事業実施主体 等）へのヒアリング調
査等の現地調査を行い、調査結果の整理、取りまとめを行った。
①理解促進活動に関する調査
図-1 コミュニケーションセンターの施設計画（ベルギー、デッセル自治体）
・ 実施時期（立地活動等処分事業の進ちょくとの関係、実施時期の設定理由、課題、効果 等）
・ 具体的な活動内容（方法、実施主体、対象、 (2)ドイツ
媒体、説明内容 等）①理解促進活動に関する調査
2002 年 5 月に非発熱性放射性廃棄物（主に我・ 費用（実際に要する金額、費用負担の主体・が国における低レベル放射性廃棄物）の処分場と分担 等）して建設・操業・閉鎖が許認可されたコンラッド②地域共生方策に関する調査処分場事業での理解促進活動について、実施主体
・ 実施時期（立地活動等処分事業の進ちょくとの関係、実施時期の設定理由、課題、効果 等） の連邦放射線防護庁（BfS）、建設・操業を担当するドイツ廃棄物処分施設建設・運転会社(DBE 社)、
・ 具体的な方策（具体的な事業内容及びその背及び電力会社における取り組みを整理した。
景、費用、費用負担の主体・分担 等）(1)ベルギー①理解促進活動に関する調査
1999 年～2006 年の低中レベル放射性廃棄物処分場のサイト選定活動時期を中心に、事業主体であるベルギー放射性廃棄物・濃縮核分裂性物質管理機関（ONDRAF/NIRAS）及び候補サイトの地域パートナーシップ（地元の政治・経済面の有力者等で組織）が実施した理解促進活動を整理した。
②地域共生方策に関する調査
処分サイトとなったデッセル市及び隣接市の46②地域共生方策に関する調査処分場を受け入れた地元地域への地域共生方
策は制度化されていないが、現在、地元地域への補償金の支払い及び補償金を支払うための基金の設立が、連邦政府及び電力会社において検討されている。そこで、基金の規模、連邦政府と電力会社の負担割合等の検討状況について整理した。
また、DBE 社における地元企業への建設・操業に関する業務発注や、地元住民の雇用確保の側面における地元地域への貢献についても整理した。

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

図-2

図-3

サイト選定時に使用された広報資料（韓国）

図-4

月城原子力管理センターの現場事務所内に設置されている臨時展示物（韓国、慶州市）

コンラッド処分場事業の広報施設 Info Konradの様子（ドイツ、ザルツギッター市）(3)韓国①理解促進活動に関する調査2005 年 11 月の住民投票による低中レベル放射性廃棄物処分場サイトの決定に至るまでの、韓国
政府、慶州市等による活動を整理した。また、処分サイトとして決定された慶州（キョンジュ）市において現在建設が進められている月城原子力管理センター（低中レベル放射性廃棄物処分場）での活動を整理した。
②地域共生方策に関する調査
処分場サイトの地元地域を支援するための特別法が制定されており、具体的には、3,000 億ウ
ォンの特別支援金の支給、原子力発電事業者本社の移転、廃棄物ドラム缶の搬入手数料として年間85 億ウォンの支援、誘致地域支援委員会の設置等が規定されている。慶州市の申請に基づいて、上記委員会により誘致地域支援計画が策定されており、3 兆 4,350 億ウォンの短期的な 7 事業、
1 兆 192 億ウォンの長期的な事業として確定されており、その使途、経済波及効果等を整理した。

47

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

４．放射性廃棄物処分の安全指針等に関する調査◇事業の概要本調査は、諸外国の高レベル放射性廃棄物等処分の安全規制に関する事項について、「精密調査地区選定に係る環境要件」に関する事項に関して検討に必要な諸外国の情報・事例等の調査を行うとともに、「安全審査基本指針」の検討に資するために中長期的な検討が必要となる課題に関する諸外国の検討状況の調査を行い、これらを体系的に整理する。また、低レベル放射性廃棄物の埋設処分に係る指針・基準等の整備に関して、諸外国の規制行政庁、研究機関、国際機関等における規制、研究、検討状況の調査を行う。
なお、本事業は内閣府原子力安全委員会事務局の委託により実施したものである。
(報告書)平成 20 年度 放射性廃棄物処分の安全指針等に関する調査 報告書

◇平成 20 年度の成果(1)高レベル放射性廃棄物等処分に係る国際的な規制動向調査ａ.精密調査地区選定に係る環境要件等に関する調査
我が国の精密調査地区の選定の際に実施されるボーリング調査等の地上からの調査を中心とした調査に関して、諸外国でのボーリング調査
等の地上からの調査に基づくサイト選定基準の内容を調査するとともに、ボーリング調査等により得られた結果をサイト選定基準に照らし評価した事例を調査した。相当する調査が実施されているフランス、スウェーデン、フィンラン
ドのほか、サイト選定基準が整備されつつある
スイス、英国を調査対象とした。
ｂ.第１次報告の見直しに係る調査
今後、策定が見込まれる安全審査基本指針の検討に資するため、中長期的に検討が必要となる課題に関して、特定放射性廃棄物処分安全調
査会での審議内容に合わせて、国際機関、諸外
国の法令等での最新の検討状況の調査を行い、調査結果の整理、取りまとめを行った。
ｃ.諸外国の地層処分等に係る安全基準等に関する調査

48

地層処分の実施に向けて新たな段階に入る準備を進めているフィンランド、英国、ドイツ等を対象に、平成 20 年度に改訂・検討が行われている法令、安全基準等の調査・分析を行った。
ｄ.諸外国の地層処分等に係る安全審査指針に関する調査
地層処分や余裕深度処分に係る長期評価において重要と考えられる課題について、国際機関、
フィンランド、フランス等での検討状況と内容を整理するとともに、法令等に基づいて実施された安全評価・性能評価及び規制機関による審査等の事例を調査した。
ｅ.諸外国の不確実性の評価に関する調査
地層処分や余裕深度処分における長期の評価に係る不確実性について評価を行っている事例
として、スウェーデンの SR-Can 安全評価、米国のトータルシステム性能評価における不確実性の取り扱いを調査し、分析した。
ｆ.諸外国等における最適化及び利用可能な最善の技術（BAT）に関する調査
放射性廃棄物処分における標記の概念の適用に関する国際機関等や諸外国における検討状況を調査した。また、スウェーデンの安全評価
SR-Can の規制機関レビューでの BAT に関連する
言及内容、英国の環境規制機関が取りまとめている BAT 評価ガイドの内容を調査した。
ｇ.諸外国の放射性廃棄物処分の安全性を確保するための第三者機関等に関する調査「特定放射性廃棄物処分に係る安全規制の許認可手続と原子力安全委員会等の関与のあり方について（中間報告）」（平成１９年５月）において指定された事項のうち、フランス及び米国、
スウェーデンを対象に、各国の第三者機関の概要や活動状況等について調査した。
(2)低レベル放射性廃棄物処分に係る国際的な規制動向調査
国際原子力機関（IAEA）において取りまとめが進められている安全要件 DS354「放射性廃棄物の処分」の内容を調査するとともに、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方（中間報告）」と対比して内容を整理した。また、諸外国での低レベル放射性廃棄物処分に係る最新の検討状況、事業･規制動向に関して調査した。

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

５．返還放射性廃棄物の廃棄確認と品質保証に係る海外調査◇事業の概要海外における再処理委託により発生し、我が国に受入れ、最終的に処分の対象となる放射性廃棄物（以下、「返還放射性廃棄物」という。）については、その受入れ、貯蔵及びその後の処分を安全に実施するため、返還放射性廃棄物に対する製造管理、品質管理等の調査が重要である。
本調査は、海外委託再処理に伴って発生する返還放射性廃棄物に係る輸入確認手法の適正化に資するため、再処理受託国における品質管理に係る規制当局の係わりと電気事業者が委託している第三者機関の再処理事業者の監査方法の詳細な調査を行うとともに、再処理委託国における輸入確認時検査項目や検査手法に係る規制当局の考え方・検討状況、検討内容等を把握することを目的とするものである。
なお、本事業は独立行政法人原子力安全基盤機構（JNES）からの委託により平成 19～20 年度にかけて実施したものである。
(報告書)平成 19 年度 返還放射性廃棄物の廃棄確認と品質保証に係る海外調査報告書（２）とともに、LR が実施を予定している残滓搬出施設に対する監査の内容を確認した（監査プログ
ラム（ドラフト版）やチェックリストの内容確
認等）。
(2)ガラス固化体の蓋溶接と製造品質管理に関す
る調査
英国セラフィールド・リミテッドにて製造・保管されている高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の蓋溶接について、溶接施工方法の確認試
験及び、セラフィールド社が実施している製造品質管理の状況を現地調査した。また、ガラス固化体の製造管理項目について、セラフィール
ド・リミテッドが実施している製造管理の状況と第三者機関であるロイドレジスター（LR）の監査状況を調査した。具体的にはガラス固化体の製造管理に関わる、①か焼炉及び溶融炉の運転管理、②ガラス固化体容器の蓋溶接の作業管
理、③ガラス固化体の汚染及び貯蔵管理、④ガ
ラス固化体容器等の調達品の管理、⑤搬出時の検査、について運用されている手順書や監査内容を確認した（手順書の内容、準拠基準、LR による監査プログラム等の把握）。

(3)英国の原子力規制に関する調査
高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の製造及◇平成 20 年度の成果
び貯蔵に対する英国の規制当局である原子力施
英国の再処理事業者であるセラフィールド・リ
設検査官室（NII）の規制状況に関する動向を調ミテッドから返還されるガラス固化体の蓋溶接査し、ガラス固化体の製造管理に関わる、NII に及び製造品質管理に関する調査及び返還残滓搬
よる監査の重要項目（放射性廃棄物管理全般に出施設（REF）に関する状況を現地調査するとと対する一般的な重要監査項目）や残滓搬出施設
もに、英国の原子力規制に関する調査を実施した。
（REF）に対する監査実績等の情報を入手した。
(1)英国セラフィールド社の残滓搬出施設（REF）
に関する調査高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の搬出時の検査等の実施が予定されている返還残滓搬出施設(REF)について、検査装置の種類、性能及び設置状況、並びに本施設に関するセラフィール
ド・リミテッドの品質管理と第三者機関である
ロイドレジスター（LR）が実施を予定している
監査の内容を調査した。具体的には、ガラス固化体に係る、①閉じ込め性検査、②外観検査、③表面汚染検査について、利用される個々の検査機器とそれらの検査・測定条件等を把握する

49

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

６．第二種特定放射性廃棄物処分に係る諸外国状況の調査◇事業の概要本事業では、第二種特定放射性廃棄物処分に相当する廃棄物（以後、第二種相当廃棄物）処分に係る諸外国状況を、我が国の制度・法規制、並びに技術的事項との比較の観点から調査した。
なお、本事業は原子力発電環境整備機構の委託により実施したものである。
(報告書)第二種特定放射性廃棄物処分に係る諸外国状況の調査

連邦放射線防護庁（BfS）提供

図-2

ドイツ・コンラッド処分場の地下構造◇平成 20 年度の成果
本調査では、第二種相当廃棄物の処分に取り組む国として、米国、ドイツ、フランス、スイス、
英国及びベルギーを調査対象国とし、主として各国の法令や、処分事業の実施主体等の報告書から情報収集を行った。制度、法規制に関する調査として、改正最終処分法や改正された核原料物質、
核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律等の我が国の関連法令や諸制度との比較の観点から調査を実施し、対象国における第二種相当廃棄物に関する処分政策、実施体制、資金確保制度、それらに関する法制度を整理した。また、技術的事項に関する調査として、TRU 廃棄物処分技術検討書との比較の観点から調査を実施し、対象国における第二種相当廃棄物に関する処理・処分技術、処分場概念、サイト環境条件、性能評価の内容等を図-1～図-4 のようにまとめた。

図-1©放射性廃棄物管理機関（ANDRA）

図-3

放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）提供

米国・WIPP の処分場の俯瞰図
図-450

フランスにおける粘土層での高レベル放射性廃棄物（C 廃棄物）と長寿命中レベル放射性廃棄物（B廃棄物）の同一処分場における併置処分の概念

スイスにおける高レベル放射性廃棄物及び長寿命中レベル放射性廃棄物処分場のレイアウト

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

製品名称または鉱山名

７．中国産ベントナイト利用基礎調査◇事業の概要産出国

産地
原環センターでは、平成 18 年度から特別賛助会員の参加を得て、中国産ベントナイトの放射性廃タイプ
棄物分野への利用可能性について調査を行ってき膨潤力 (ml/2g)
た。この活動では、当センターが永年協力関係にpHある中国核工業集団公司地質局、同公司北京地質 MB 吸着量(mmol/100g)
研究院の協力を得て、ベントナイトに関する日中CEC (meq/100g)
交換性 Na イオン量
ワークショップを日本及び中国で開催する共に、(meq/100g)
中国側の案内により、中国のベントナイト鉱床及交換性 K イオン量
びベントナイト加工工場の視察調査を行ってきた。
(meq/100g)◇平成 20 年度の成果

高廟子
GMZ-1

劉房子

建平

MX-80

クニゲ
ル V1

中国

中国

中国

米国

日本

内モンゴ
ワイオミ
吉林省 遼寧省
山形県
ル自治区
ング
Na 型

Na 型

Ca 型を
Na 型
改質

Na 型

18

16

25

33

18

8.7～9.9

9.7

10.2

10.05

9-10.5

102

68

112

110

82

77.3

70.5

80.3

84.0

68.0

43.4

39.0

62.5

48.0

60.0

2.5

1.4

2.2

1.6

3.1

交換性 Mg イオン量(meq/100g)

12.3

7.7

13.2

13.3

4.1

交換性 Ca イオン量(meq/100g)

29.1

22.5

64.0

19.8

56.1

平成 20 年度は、西安での日中韓 3 国のベントナ
イトに関するワークショップへの参加及び陝西省洋県の鉱床（未開発）、遼寧省建平の工場の現地調査を行った。
中国の主なベントナイト産地、鉱床と当研究でのこれまでの訪問調査位置を図-１に示す。
表-１に主な中国産ベントナイトの物性を、ワイ
オミング産の MX-80、日本産のクニゲル V1 と比較して示した。
写真-1 建平鉱山（遼寧省）

内モンゴル自治区
高廟子(GMZ)

遼寧省
建平

◎
北京

◎ 西安

推定埋蔵鉱量

雲南省
硯山

陝西省
洋県

吉林省
劉房子

中国ベントナイトの約 90％が Ca ベントナイト
であり、Na ベントナイトは吉林省、新彊ウイグル自治区など少ない。内モンゴル自治区高廟子では、地表付近は Ca ベントナイトで、Na 型は地下に分布している。
吉林省四平では坑道方式で地下から Na 型が採掘されている。遼寧省建平では、地表からオープ
ンカットでＣa 型が採掘され工場で Na 型に改質されている。

5千万t以上5百万～ 5千万t

図-1

中国のベントナイト鉱床と現地調査位置図

51

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究

８．その他の放射性廃棄物全般に共通する
調査研究(1)TRU 廃棄物廃棄体技術基準の検討及び適合性評
価に関する研究
発電所廃棄物や高レベル放射性廃棄物における廃棄体技術基準の検討結果を踏まえ、TRU 廃棄物の各処分方法（浅地中処分、余裕深度処分及び地層処分）に関する安全確保の考え方について検討した。
(2)放射性廃棄物処理処分に関する国内外動向等調査
海外機関との協力協定等に基づく情報交換、東アジア放射性廃棄物管理フォーラム（EAFORM）東京会議の開催、欧州原子力共同体(EURATOM)プロ
ジェクト OBRA（放射性廃棄物管理の長期ガバナ
ンスに向けた欧州オブザーベトリ）ワークショップへの参加、IAEA 中深度処分ワークショップへの参加等による最新情報の収集等を行った。
(3)ベントナイト緩衝材の飽和過程挙動、メカニズ
ムに関する基礎調査
ベントナイト緩衝材の飽和過程における浸潤・膨潤挙動とそのメカニズムの実験によるアプ
ローチ、熱力学的評価等の最新情報を、国内の研究機関、大学等の専門家を通じて収集した。

52

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

60 0

計画建物
（ﾌﾟﾚﾊﾌﾞ本設建屋）

幌延深地層研究センター
PR施設

ク
）

ＤＮ

連絡通路
連絡通路

ＤＮ

「ゆめ地創館」, 350

30 150

ＤＮ

24 50

計画建物
（実証設備建屋）
87 00

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。
これらを背景として本事業では、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解を深めることを目的に、実規模・実物を基本として（実際の放射性廃棄物は使用しない）、地層処分概念とその工学的な実現性や長期挙動までを実感・体感・理解できる地上設備と深地層研究施設等における地下設備の整備を行うものである。
本事業は平成20年度から開始したもので、以下の項目を実施した。
①全体計画の立案（一部製作を含む）②地上での設備と試験の検討（設備建屋の設計と設備の概念設計、一部詳細設計）③地下での設備と試験の検討（概念設計）
本事業は経済産業省の委託により、日本原子力
研究開発機構との共同研究として、実施したもの
である。

34 50

◇事業の概要

仮設の建屋
計画建物（H20年度完成）
ﾊﾌﾞ仮設建屋）

地上の設備（設備建屋）
設備建屋）

14 850１．地層処分実規模設備整備事業

設備の整備状況等の事例調査を行った。各国ごとに、PR 館等での展示状況、試験設備の実績やその内容、及び、人工バリアの長期挙動試験設備等の整備状況を調査した。
設備の建屋については、展示する技術を対象に、地層処分の事業段階に留意した上で「実証」を位置づけるとともに、設備の建屋の要件を検討した。
具体的には、研究活動をそのまま見て頂くことで、研究の真摯さ・誠実さを伝える設備の建屋について検討した。また、現段階までの進捗を提示し、トレース可能とすることで透明性を確保するとともに、設備と試験の陳腐化の防止に向けて検討した。また、隣接する原子力機構の｢ゆめ地創館｣との役割分担を明確にし、相互に補完することで全体としての訴求効果をあげるとともに、後続する地下での設備と試験への展開を検討した。設備の建屋の配置を図-1 に示す。また、設備の建屋
内部のイメージを図-2 に示す。

28000

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進（H21年度完成予定）
H21年度完成予定）設備建屋平面図（１Ｆ）
注）今後変更が生じることがあります。

図-1
人 工バリア長期設備の建屋の配置図
人工バリア等の展示

挙動試 験設備(報告書)平成 20 年度核燃料サイクル関係推進調整等委託
費（地層処分実規模設備整備事業）報告書◇平成 20 年度の成果(1)全体計画の立案
全体計画の立案では、海外の事例の調査を行い、それを参考に、展示方法、試験方法、試験設備等についての検討を行い、最終的に全体計画として地上と地下のそれぞれにおける設備と試験を整備する対象を絞り込んだ。
海外事例の調査では、試験設備の全体計画の立案に資するため、DBE（ドイツ）、ANDRA（フランス）、SKB（スウェーデン）等、海外機関での試験

緩衝材定置試験設備

図-2

設備の建屋内部のイメージ

人工バリアについては、処分概念に基づく人工バリアシステムの実規模・実物の展示物の製作を行った。ガラス固化体（模擬体）、キャニスター、

53

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

オーバーパック、緩衝材のバリア構成を理解出来るように組み合わせた。
定置試験や人工バリア長期挙動試験について
は、縦置き方式等の所定の処分概念に基づく人工バリアシステムを対象に、緩衝材定置試験設備の詳細設計を行い、その一部を製作した（図-3）
。

図-4

仮設の建屋

平成20
年度製作
平成20年度製作
真空ポンプ

平成20
年度製作
平成20年度製作
把持装置（真空吸引パッド）

図-3

図-5

製作した緩衝材定置装置

人工バリアの展示状況

本事業の実施スケジュールを表-1 のように設
定した。
図-6
表-1
項目
全体計画

スケジュール

仮設の建屋
のチラシ

年度

H20

H21

H22

H23

H24

H25

全体計
画策定

地
上 仮設の建屋の設 建屋および備 装置の整備

設計・
製作

地下の設備

設計

仮設

設計・製作

移
設

運用（試験を含む）
準備 設計・製作・運用（試験を含む）(2)地上での試験と設備
設備の建屋の設計、人工バリアの概念設計及び定置試験や人工バリア長期挙動試験の概念設計を幅広く行った。
設備の建屋の設計としては、建屋の詳細設計を
図-7 オーバーパック製作映像
行い、建築確認申請書類を作成し提出した。また、仮設の建屋の詳細設計を行い、図-4 に示すように、 (3)地下での設備と試験
仮設建屋の建設を行い、図-5 に示すように、人工実証坑道の調査、及び定置試験や人工バリア長
バリアの展示を行った。
期挙動試験の概念設計を行った。
仮設の建屋の公開に先立ち、仮設の建屋の公開を一般の人に知らせるために図-6 に示すチラシ(4)事業の評価を作成した。また、展示する人工バリアの説明パ
平成 20 年度に開始した事業であるが、仮設のネルを製作すると共に、展示施設で放映すること
建屋を建設し、実規模・実物のオーバーパックとを目的として図-7 に示すようにオーバーパック
緩衝材を製作・展示することにより実物を体感しと緩衝材の製作工程の映像を製作した。
て地層処分に対する理解を深めるという目的に対し、一部ではあるが成果が得られ始めている。

54

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

２．放射性廃棄物関連パンフレット等の作成◇事業の概要平成 19 年 11 月に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中間取りまとめとして、処分事業の推進のための取組の強化策が取りまとめられた。この中で、処分事業を進めるために国民全般への広聴・広報の拡充、国による文献調査の実施の申し入れ、地域振興構想の提示等が指摘され、国民の理解を得ることが喫緊の課題となっている。また平成 20 年 9月に地域振興構想研究会の提言がとりまとめられ、高レベル放射性廃棄物等の処分事業を推進するため、長期間にわたり処分事業と地域とが共生によ
図-1 地域振興パンフレット「地域の創造と地層処分」の表紙と導入部（地層処分の概要等）
り発展する姿を提示することが求められている。
こうした背景を基に、処分事業が行われる地域
だけではなく、周辺市町村等に及ぶ地域振興の絵
姿を分かりやすく解説・提示するパンフレットの作成を行った。
本事業は経済産業省の委託により実施したものである。

◇平成 20 年度の成果(1)パンフレットの作成
地域振興構想研究会の報告書を踏まえた地域
振興パンフレット（パンフレット名：「地域の創造と地層処分」；図-1）を作成し、都道府県、市
町村、関連機関等へ配布した。
パンフレットは、相互理解促進の観点から、分
かりやすく、読みやすい構成とし、報告書の内容
のみならず、我が国のエネルギー供給構造、原子力の利用、核燃料サイクルの概要、放射性廃棄物
地層処分の概要、電源三法交付金の概要及び諸外国の事例等を盛り込み地層処分全般への理解と具体的な地域振興に資する構成とした（図-2）。
(2)事業の評価
地域振興パンフレットについてアンケートを実施し、事業の評価分析を行った。
その結果、地域振興パンフレットの目的として、一般住民への「見やすさ、分かりやすさ」に重点を置いたパンフレットを作成したことについては、アンケート結果でも「肯定」の意見が多く、目的はほぼ達成しているものと思われる（図-3）。

図-2

地域振興パンフレット「地域の創造と地層処分」の本文（地域振興の絵姿）

1.1 本パ ンフレットはあなたのまちの未来を考える上で、ご参 考になったでしょうか。
肯定
どちらかと言えば肯定どちらとも言え無い
どちらかと言えば否定
否定

1. 3 本パンフレットの内容は分 かり易 かったでしょうか。
肯定
どちらかと言 えば肯定
どちらとも言 え無い
どちらかと言 えば否定
否定

図-3

1.2 本パンフレットの内容は量的に適当だったでしょうか。
回答数
肯定的
中立
否定的

72
68.1%
19.4%
12.5%

回答数
肯定的
中立
否定的

72
70.8%
22.2%
6.9%

肯定
どちらか と言 えば肯定
どちらとも言え無い
どちらか と言 えば否定
否定

1.4 本パンフレットのデザインは見やすかったでしょうか。
肯定
どちらかと言えば 肯定
どちらとも言え無 い
どちらかと言えば 否定
否定

回答数
肯定的
中立
否定的

72
62.5%
23.6%
13.9%

回答数
肯定的
中立
否定的

72
93.1%
6.9%
0.0%

アンケートによる地域振興パンフレットの評
価結果

55

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

３．放射性廃棄物に関するワークショップの開催

・◇事業の概要・す」をテーマにしたワークショップを開催
福島市：学識経験者による専門的な講演を組み込んだワークショップの開催
名古屋市：地層処分に関する情報提供のあり方に関する意見交換会を開催
福岡市：霧箱実験及び学識経験者による講演を組み込んだワークショップの開催
宇和島市（松山市）：愛媛県内で理解の輪を広げるために、宇和島市においてワークシ
ョップを開催放射性廃棄物の処分事業について、国民の目線・にあった相互理解促進の取組みを行うため、地域に根ざしてエネルギー・原子力等に関する相互理・解促進活動を実施している NPO 等団体と連携して、高レベル放射性廃棄物の処分に関するワークショ
ップを開催する。
なお、本事業は経済産業省の委託により平成 19(3)地域間の交流事業の実施
年度より実施したものである。
10 地域でのワークショップの開催後に、各地(報告書)平成 20 年度 放射性廃棄物に関するワークショ
域のファシリテーターを対象とした交流事業をップの開催 報告書
独立行政法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センター（岐阜県瑞浪市）において開催した。
◇平成 20 年度の成果
交流事業では、地下研究施設の見学、放射性廃(1)ワークショップの開催
棄物に関する講義・講演及びファシリテーターに
全国及び地域で活動している NPO 等の団体とよるワークショップを行った。ワークショップで連携して、住民参加型の地域ワークショップを、は、ファシリテーターによる意見交換、各地域で10 地域（さいたま市、仙台市、津市、鹿児島市、理解促進活動を継続・展開していくための企画検
松江市、福井市、京都市、静岡市、水戸市、横浜討を行った（図-3）。
市）で開催した。ワークショップには、当該地域の自治体、企業、大学、NPO 等に所属する多様なメンバーが参加し、一部の方が議論の進行・調整を行うファシリテーターを担当した（図-1）。
ワークショップは午前・午後の２部構成とし、第 1 部では環境・エネルギー問題等及び放射性廃棄物に関する講演・講義を行い、第２部では参加者を複数のグループに分けて放射性廃棄物に関するグループ討論を行った（図-2）。討論では参加者全員から幅広い意見を述べて頂き、全ての意見を集約してグループ毎に共有化した。討論の後、その結果をグループ毎に発表し、地域全体で総括
図-1 ワークショップの開催概要
した。
ワークショップを通じた放射性廃棄物に関する理解・意識の変化を把握するために、開催前・後に参加者全員へのアンケートを実施した。
(2)フォローアップ事業
平成 19 年度にワークショップを開催した 5 地
域での継続した理解促進活動として、地域ファシ
リテーターが主体となって検討した企画に基づくフォローアップ事業を開催した。
・ 札幌市：「原子力政策に市民の意見を活か

56

図-2

ワークショップの開催風景

Ⅳ．放射性廃棄物処分への理解促進

図-3

地域間の交流事業での意見共有化の一例(4)事業の広報
ワークショップの開催を広く周知し、地域住民の積極的な参加を得るために、開催案内チラシを作成し、開催地域の NPO、企業、大学、新聞社等に配布した。この活動を通じて、ワークショップの開催に関する記事が新聞・雑誌等に掲載された。
また、ワークショップ及び交流事業の開催結果を周知するために、経済産業省「放射性廃棄物のホームページ」上に放射性廃棄物ワークショップのホームページを作成した（図-4）。

(5)事業の評価
ワークショップの開催前後及び交流事業の際に実施したアンケート結果をもとに、ワークショ
ップによる理解促進の効果を検証した（図-5）。
その結果、ワークショップが放射性廃棄物の処分
事業の必要性や安全性等に関する理解向上に寄与していることを確認した。
なお、ワークショップに参加した地域ファシリ
テーターがワークショップ以外の相互理解促進活動にも参加し、この課題に関して積極的に自らの考えを発信する、あるいは自主的な取り組み（環境フェアでのパネル展示）を行う等の動きがあり、少しずつではあるがワークショップの開催が各地の草の根の相互理解活動に繋がりつつあることが確認できた。

Ｑ 自分の生活と関係があると思いますか？
（上段：開催前、下段：開催後）

Ｑ 地層処分することの安全性についてどのように感じていますか？（上段：開催前、下段：開催後）
図-5 事業の評価結果の一例（放射性廃棄物への意識に関するアンケート結果）
図-4 放射性廃棄物ワークショップのホームページ（http://www.enecho.meti.go.jp/rw/ene/index.html）

57

Ⅴ．国際交流

Ⅴ．国際交流放射性廃棄物の処理処分はわが国のみならず世
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。
また IAEA 等の国際機関の事業に協力するとともに、ロシアの科学者・技術者支援のプロジェク
トに協力している。

(2)IAEA 放射性廃棄物データベース（NEWMDB）への協力
国際原子力機関（IAEA）は、2001 年から各国の放射性廃棄物に関する情報(放射性廃棄物の管理プログラムと体制、計画と活動状況、関係する法律と規制、政策、廃棄物のインベントリ)を収集するデータベースの開発を進めている。
原環センターは IAEA の放射性廃棄物データベース（NEWMDB）整備活動に関し、カントリー・コーディネータである経済産業省の委託によりレポート・コーディネーターとして、我が国のデータの収集及び NEWMDB への登録実務を担当している。

(3)IAEA WATEC への協力
IAEA の原子力エネルギー局廃棄物技術課が所(1)情報交換・研究協力を行っている海外機関
管しているバックエンド分野（放射性廃棄物管理、・ベルギー／ベルギー原子力研究センター
原子力施設廃止措置）の国際協力活動に関して、（SCK／CEN）
戦略、実施、技術、方法について IAEA の活動や・中国／中国核工業集団公司地質局（CNNC BOG） 方向性に対するアドバイスを行うとともに、現状、・台湾／（財）核能科技協進會（NuSTA）
経験、最近の開発や取り組みに関する情報交換フ・フィンランド／ポシヴァ社（Posiva Oy）
ォーラムの役割を担っている放射性廃棄物国際・フランス／放射性廃棄物管理機関（ANDRA）
技 術 委 員 会 （ The International Radioactive
・ドイツ／廃棄物処分施設建設・運転会社／
Waste Technology Committee: WATEC）に委員とDBE テクノロジー社（DBE／DBE Technology）
して参加し、提言などを行っている。
・韓国／韓国原子力研究所（KAERI）＊
・韓国／韓国水力原子力株式会社原子力環境技(4)国際科学技術センター（ISTC） プロジェクト
への協力
術院（KHNP NETEC）
原環センターは、これまで、ISTC プロジェク
・ロシア／ロシア科学アカデミー（RAS）
トとして超深度ボーリング・データの整理、岩・スペイン／放射性廃棄物管理公社（ENRESA）
盤中のガス透過性データ等整理等を実施し、熱・スウェーデン／スウェーデン核燃料・廃棄物による岩盤物理特性影響評価、超深度地震デー
管 理 会 社 ／ SKB イ ン タ ー ナ シ ョ ナ ル 社
タの解析、液体放射性廃棄物の坑井への注入処（SKB/SKBIC）
分の評価、放射性廃棄処分の天然バリアとして・スイス／放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）の岩石の物理的・化学的特性の実験的・理論的・英国／原子力廃止措置機関（NDA）
研究、アクチノイドを含む放射性廃棄物の地層処分のための地質・地球化学条件の評価等の研2008 年度には、フランス ANDRA とのモニタリ究を実施してきた。平成 17 年度より、ロシアの
ング無線通信技術に関する共同研究、コンクリ
カラチャイ湖周辺での放射性核種のコロイドにート容器に関する共同研究及び同機関への技術
よる移行挙動の研究を行っている。
者の派遣を継続して実施した。また、スイス
NAGRA、フィンランド Posiva 社、英国 NDA、韓＊ISTC は、政府間協定に基づく国際機関で、旧ソ連の国 KHNP、中国 CNNC BOG との人工バリア長期変
大量破壊兵器科学者の軍民転換支援による流失防止、遷、ハル廃棄物からの炭素 14、ガス挙動、ベン
市場経済移行支援等を目的としており、アメリカ、EU、
トナイト、調査システムフロー等に関する技術
日本等が参加している。主な事業は、研究プロジェク
ト資金の提供、セミナー等の開催、研究者の国際会議
情報交換等を行った。
出席旅費の提供、研究事業等である。

58

Ⅴ．国際交流(5)最終処分国際研修センターへの協力「最終処分国際研修センター」(ITC school ofUnderground Waste Storage and Disposal 以下
ITC）は、スイス連邦に本拠を持つ放射性廃棄物の最終処分に係る国際的な教育訓練機関である。
原環センターは、平成 15 年 4 月に、ベルン大学（スイス）、カタロニア工科大学（UPC、スペイン）
スイス連邦原子力施設安全本部（HSK、スイス）
及びスイス放射性廃棄物管理組合（NAGRA、スイス）とともに、ITC の設立メンバーとして参加した。
ITC は、すべての機関から独立しており、放射性廃棄物などの有害廃棄物の最終処分に携わる
次世代の科学者、技術者、意志決定者に、最終処分に求められる幅広い知識と技術を伝承することを目指し、産業界、処分実施主体、規制機関、大学、政府機関などすべてから研修生を受け入れることとしている。
当センターは、設立以来、ITC 理事会メンバー
として研修コースの企画など ITC の運営に協力している。ITC 会員は、平成 21 年 7 月現在、16カ国 61 機関、そのうち日本からは 19 機関が加入
している。

59

Ⅵ．資料

Ⅵ．資料
(1)講演会・セミナー等（経済産業省委託事業「放射性廃棄物海外総合情報調査」により実施した講演会）
講

演

会

名

等

開

催

日

場 所

「米国ユッカマウンテンにおける高レベル放射性廃棄物処分プロジ 平成 20 年 10 月 24 日 東京ミッドタウン
ェクトの最新状況と安全評価」
カンファレンス ル
アンドリュー・オレル氏（サンディア国立研究所 原子力センター長）
ーム 7
ピーター・スウィフト氏 （サンディア国立研究所 主席研究員）「英国における放射性廃棄物管理の現状」
平成 20 年 11 月 14 日 東海大学校友会館
ジョン・マセソン氏（英国原子力廃止措置機関(NDA) 国際関係部長）
マルカム・バレンツ氏（NDA サイトプログラムマネージャー）
ジョン・インケスター氏（NDA エンジニアリング部長）
スティーブ・バーロー氏（NDA アセスメント部長）

60

Ⅵ．資料

（原環センター主催の講演会・セミナー等）
講

演

会

名

等

開

催

日

場

所

平成 20 年度 原環センター研究発表会
平成 20 年 11 月 21 日 石垣記念ホール
報告：「原環センターにおけるＴＲＵ廃棄物処分研究」
田辺博三（技術総括室）「人工バリアの長期挙動研究の成果と課題」
大和田仁（処分技術調査研究プロジェクト
特別講演：「地層処分のためのコミュニケーション技術：“ブリッジマン”への道」
鎌田浩毅氏（京都大学大学院人間・環境学研究科 教授）

講演会・セミナー等

第１回講演会「原子力施設の廃止措置に関する国際基準の検討 平成 20 年 5 月 30 日
状況等について」
山本正史 （基準・規格調査研究プロジェクト）

原環センター

第２回講演会「粘土と岩石の微視特性と巨視挙動」
平成 20 年 6 月 27 日
市川康明氏 （名古屋大学大学院 環境学研究科 都市環境学専攻 准教授）

原環センター

第３回講演会「原環センター事業概況、研究成果等の報告会」 平成 20 年 7 月 29 日
1.平成 19 年度事業の概要について 藤原愛(企画部)
2.調査研究について(1)全体概要 田辺博三（技術総括室）(2)調査研究の紹介①海外における地層処分の動向について
稲垣裕亮（技術情報調査プロジェクト）②ヨウ素固化体の開発について
大和田仁（処分技術調査研究プロジェクト）

虎ノ門パストラル

第４回講演会「長期安全確保に向けた技術開発の方向性」
北山一美氏（東京工業大学 客員教授）

平成 20 年 9 月 12 日

原環センター

第５回講演会「地震環境への変動地形学的アプローチ」
中田高氏（広島工業大学 環境学部 教授）

平成 20 年 10 月 10 日 原環センター

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にお 平成 20 年 11 月 27 日 財団法人
ける化学の基礎」
深田地質研究所
杤山修氏（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）鹿園直建氏（慶應大学 理工学部 応用化学科 教授）
第６回講演会「放射性廃棄物処分施設におけるセメント系材料 平成 20 年 12 月 11 日 原環センターの超長期性能評価の現状」
辻幸和氏（群馬大学大学院 工学研究科 社会環境デザイン
工学専攻 教授）
第７回講演会「中国産ベントナイト利用基礎調査の概要」
寺田賢二（Ｌ１チーム）
関根一郎氏（戸田建設）
伊藤雅和氏（クニミネ工業）
雨宮清氏（間組）

平成 21 年 3 月 24 日

東海大学校友会館

61

Ⅵ．資料

(2)外部発表等(1/7)（学会発表等）
題

No.

1

目

発 表

者

発 表

先

地下空洞型処分施設性能確証試験 窪田茂、石橋勝彦、

土木学会「平成 20 年度全国大会第 63

における底部・側部埋戻し材施工確 寺田賢二、根木政広

回年次学術講演会」、2008/9/10～12

認試験に関する検討（その１）他（東北大学川内北キャンパス）－施工確認試験の概要－
地下空洞型処分施設性能確証試験 武地真一、窪田茂、 土木学会「平成 20 年度全国大会第 63、2008/9/10～12における底部・側部埋戻し材施工 石橋勝彦、寺田賢二 回年次学術講演会」
2

確認試験に関する検討（その２）他（東北大学川内北キャンパス）－低熱ポルトランドセメントとフライアッシュ、石灰岩微粉末を使用したコンクリートの諸性能－
地下空洞型処分施設性能確証試験 取違剛、窪田茂、

土木学会「平成 20 年度全国大会第 63、2008/9/10～12における底部・側部埋戻し材施工確 石橋勝彦、寺田賢二 回年次学術講演会」
3

認試験に関する検討（その３）他（東北大学川内北キャンパス）－多量に石灰岩微粉末を混入した
コンクリートのブリーディングと施工性能に関する考察－
地下空洞型処分施設性能確証試験 鈴木康正、窪田茂、 土木学会「平成 20 年度全国大会第 63、2008/9/10～12における底部・側部埋戻し材施工 石 橋 勝 彦 、 寺 田 賢 回年次学術講演会」

4

確認試験に関する検討（その４）二、根木政広他（東北大学川内北キャンパス）－コンクリートのひび割れ予測評価に関する考察－
地中無線モニタリング技術の適用 青 木 和 弘 、 須 山 泰 土木学会「平成 20 年度全国大会第 63
5性検討、2008/9/10～12
宏、新保弘、高村尚 回年次学術講演会」
他（東北大学川内北キャンパス）海外産ベントナイトの特徴と放射 関 根 一 郎 、 伊 藤 雅 土木学会「平成 20 年度全国大会第 63
6

性廃棄物処分への適用可能性調査、2008/9/10～12
和、山本卓也、雨宮 回年次学術講演会」
清、佐藤泰、寺田賢 （東北大学川内北キャンパス）二

7

Study of subcritical crack

大和田仁、奈良禎太 1st Southern Hemispheregrowth and long-term strength他

for rock and cementitious
material for radioactive waste
disposal

62

International Rock Mechanics
Symposium,2008/6/29～7/2

Ⅵ．資料

(2/7)
（学会発表等）
No.

題

目

発 表

藤原愛、坪谷隆夫

A SUGGESTION TO DEVELOP
8

者

発 表

先

欧州原子力学会“NESTet 2008”,
2008/5/4～8

SUSTAINABLE HUMAN RESOURCES FOR
RADIOACTIVE WASTE DISPOSALPROGRAM IN JAPAN

弾性波速度の分散特性を用いた岩 吉村公孝、坂下晋、 物理探査学会「平成 20 年度春季学術講
9

盤の透水トモグラムの評価手法に 西山哲、大西有三他

演会」、2008/5/13～15（早稲田大学国関する研究－結晶質岩中の水理場

際会議場）

構築事例－
地層処分における電磁法解析技術 岡崎幸司、吉村公孝 物理探査学会「平成 20 年度春季学術講10

11の開発（その８）－地下水塩分濃 他

演会」、2008/5/13～15（早稲田大学国度分布の検討－際会議場）

Full-scale demonstration of EBS 戸栗智仁他

EU/ESDRED International conference,

construction

2008/6/16～18（チェコ工科大学）

technology,(I)Block,pellet

andin-situcompaction method

12Full-scale demonstration of EBS 朝野英一他

EU/ESDRED International conference,

construction

2008/6/16～18（チェコ工科大学）

technology、(Ⅱ)Design、 manufacturing andtransportationofpre-fabricated EBS Module(PEM).

13

The Potential in the Philippines 山川稔

4th Japan-Korea Workshop on RadWaste

for Studying Natural Analogues（日韓ワークショップ）、2008/5/27～

of the Interaction of Low-alkali

28（ホテル箱根パウエル）

Cement Leachates and Bentonite
Barriers in a Radioactive Waste
Repository

14

Assessment of dissolution of 藤井直樹

4th Japan-Korea Workshop on RadWaste

vitrified waste by the coupling（日韓ワークショップ）、2008/5/27～

analysis model based on Monte28（ホテル箱根パウエル）

Carlo method
1516

人工バリアの長期挙動の評価

黒澤進、中西博、

日本原子力学会「2008 年秋の大会」、(1)全体概要大和田仁

2008/9/4～6（高知工科大学）

人工バリアの長期挙動の評価

中西博、大和田仁他

日本原子力学会「2008 年秋の大会」、(2)経年コンクリートを用いた変2008/9/4～6（高知工科大学）

質データの取得

63

Ⅵ．資料

(3/7)
（学会発表等）
題

No.

目

発 表

人工バリアの長期挙動の評価
17

者

黒澤進、大和田仁他

発 表

先

日本原子力学会「2008 年秋の大会」、
2008/9/4～6（高知工科大学）(3)セメント・ベントナイト相互作
用により生成した二次鉱物の同定と定量
人工バリアの長期挙動の評価

18

黒澤進、大和田仁他

日本原子力学会「2008 年秋の大会」、
2008/9/4～6（高知工科大学）(4)干渉計を用いた圧縮スメクタ
イトの溶解速度測定

フライアッシュセメント系材料に 根 木 政 広 、 寺 田 賢 日本原子力学会「2008 年秋の大会」、
19

対するトリチウム水の実行拡散係 二、松村勝秀、加藤 2008/9/4～6（高知工科大学）
博康他

数の測定(2)

沿岸域の地質構造調査に向けた海 吉 村 公 孝 、 岡 崎 幸 日本原子力学会「2008 年秋の大会」、
20

21

底電磁法技術の高度化開発司、大里和己、大澤 2008/9/4～6（高知工科大学）

その１：高度化開発の概要

健二

工学規模 S/B 供試体の長期飽和挙 林秀郎、朝野英一、 日本原子力学会「2008 年秋の大会」、動に関する解析的検討

志村友行他

2008/9/4～6（高知工科大学）

ＴＲＵ地層処分システムのガス移 朝野英一、志村友行 日本原子力学会「2008 年秋の大会」、
22

行挙動評価に関する予察解析と課 他

2008/9/4～6（高知工科大学）

題検討

23

「余裕深度処分対象となる放射化 大塚久雄他

日本原子力学会「バックエンド部会」

金 属廃棄物の 材料と乾燥 試験結

第 24 回バックエンド夏期セミナー、果」の概要

2008/7/31～8/1（仙台エクセルホテル東急）

Development
24

25

26

of

A

Wireless 須山泰宏他

日本原子力学会「バックエンド部会」第Transmission Monitoring（ANDRA と

24 回バックエンド夏期セミナー、2008/の無線モニタリング技術共同開発）

7/31～8/1（仙台エクセルホテル東急）

ヨウ素固定化技術開発(9)－岩石 山 口 賢 治 、 桜 木 智 日本原子力学会「2008 年秋の年会」、
固化体の処理条件と物性の相関－

史、大和田仁他

2008/9/4～6（高知工科大学）

放射席廃棄物処分における知識マ 田辺博三

日本原子力学会「バックエンド部会」

ネジメント－IAEA 文書とりまとめ

第 24 回バックエンド夏期セミナー、作業からの紹介2008/7/31～8/1（仙台エクセルホテル東急）

27

人工バリア変質の信頼性向上に関 黒澤進、大和田仁他

日本原子力学会「バックエンド部会」

する検討－不確実性とその提言に第 24 回バックエンド夏期セミナー、

関する検討－

2008/7/31～8/1（仙台エクセルホテル
東急）

64

Ⅵ．資料

(4/7)
（学会発表等）
題

No.

目

発 表

者

発 表

先

Current Status of Demonstration 大 沼 和 弘 、 秋 山 吉 2008 East Asia Forum on Radwaste
28

Test of Cavern Type Disposal 宏、根木政広、松村 Conference in Tokyo,2008/10/20～21
勝秀、寺田賢二、坪 （虎ノ門パストラル）

Facility

谷隆夫

29

30

横置き定置方式における緩衝材周 中島均他

土木学会「平成 20 年度全国大会第 63

辺隙間へのベントナイトペレット

回年次学術講演会」、2008/9/10～12（東の充てん方法に関する研究

北大学川内北キャンパス）Corrosion Behavior of the Weld 横山裕他

MRS2008 fall meeting“Symposium Q:

Zone of Carbon Steel Overpack for

Scientific Basis for Nuclear Waste

HLW Geological Disposal(HLW 地層

Management XXXⅡ”,2008/12/1～6

処分用炭素綱オーバーパック溶接部の腐食挙動）31

高レベル放射性廃棄物地層処分にお 朝野英一他

東京工業大学原子炉工学研究所講演会

ける人工バリア材料の長期健全性評「第 2 回革新的バックエンド研究会」、

価とその課題－オーバーパック溶接

2008/12/4部の中性子照射脆化の可能性

32

33

34

35

XAFS studies for evaluation of 黒澤進、大和田仁他

化学技術振興機構(JST)「微小部・微量

the

the

X 線分析法」に関する国際強化支援シ

forンポジウム、2009/2/12～14（大阪市立

barriergeologicalsystemindisposalradioactive waste

大学）

フランスの HLW 処分の経緯、計画 田辺博三

日本原子力学会「再処理・リサイクルの枠組み（管理研究法、管理計画

部会セミナー」、2009/1/27（東京大学法）について

山上会館）

専門家から見た分離変換／回収可 和田隆太郎

日本原子力学会「再処理・リサイクル部会

能性オプションとその効果セミナー」、
2009/1/27（東京大学山上会館）

The Effect of Calcium Silicate 黒澤進、大和田仁他

Materials Research Society(MRS）,The

Hydrate

33rd

Precipitates

at

the

International

Symposium

Interface between Cementitious“Scientific Basis for Nuclear Waste

and Bentonite Material on theManagement”,2009/5/24～29 （SaintLong-termPetersburg, ロシア）

PerformanceofEngineered Barrier System in the
TRU Waste Disposal Facility
地下空洞型処分施設性能確証試験 秋 山 吉 宏 、 大 沼 和 土木学会地下空間利用委員会「第 1436の実施状況について、2009/1/23
弘、松村勝秀、寺田 回地下空洞シンポジウム」
賢二

65

Ⅵ．資料

(5/7)
（学会発表等）題No.
Behavior
37

目

in

39

発 表

先

the International Conferences

simulated yasoedov,A.Fujiwar “Plutonium Futures-the Sciencea,O.Tochiyama 他

groundwater solutions.

38者

polymeric T.I.Trofimov,B.F.M

ofplutonium(IV)

発 表

2008”
, 2008/7/7-11(Dijon, フランス)

Solubility of Pu 、

Np and U T.I.Trofimov,the International Conferences

dioxidesinsimulated B.F.Myasoedov,“Plutonium Futures-the Sciencegroundwater

solutions

under A.Fujiwara,

2008”, 2008/7/7-11(Dijon, フランス)

various conditions.

O.Tochiyama 他

Partitioning of plutonium

A.P.Novikov,

the international Conferencescolloidal forms collected from

B.F.Myasoedov,“Plutonium Futures-the Science

contaminated groundwater by

K.Fujiwara,

2008”, 2008/7/7-11(Dijon, フランス)

methods of successive selective A.Fujiwara 他
leaching.
40

放射化金属廃棄物の C-14 の放出移 桜 木 智 史 、 山 口 憲 日本原子力学会「2009 年春の大会」、行に関する研究－(5)研究概要－

治、田辺博三2009/3/23～25（東京工業大学）

放射化金属廃棄物の C-14 の放出移 山 下 雄 生 、 桜 木 智 日本原子力学会「2009 年春の大会」、
41

行に関する研究－(6)照射済み被史、山口憲治、田辺 2009/3/23～25（東京工業大学）

覆管およびステンレス鋼からの博三他

C-14 浸出挙動－
放射化金属配意器物の C-14 の放出 西村努、桜木智史、 日本原子力学会「2009 年春の大会」、
42

移行に関する研究－(7)高アルカ

山口憲治、田辺博三 2009/3/23～25（東京工業大学）

リおよび低酸素条件下におけるス他

テンレス鋼の腐食速度の評価－

43

ヨウ素固定化技術開発－(10)セメ

山 口 憲 治 、 桜 木 智 日本原子力学会「2009 年春の大会」、

ント固化体中でのヨウ素存在状態

史、大和田仁他

2009/3/23～25（東京工業大学）

に関する検討－44

沿岸域の地層構造調査に向けた海吉村公孝、岡崎幸司 日本原子力学会「2009 年春の大会」、

底電磁法技術の高度化開発他

2009/3/23～25（東京工業大学）

その２：装置開発と検証
Buffer Construction Methodology 秋 山 吉 宏 、 中 島 貴 Waste Management Symposia, Waste
45

46

66

in Demonstration Test for Cavern 弘、松村勝秀、寺田 Management

Conference

2009,

type disposal facility

賢二、坪谷隆夫他

2009/2/28～3/5

放射性廃棄物地層処分における人

黒澤進、大和田仁他

高エネルギー加速器研究機構・物質構

工バリアの Ca の状態分析－人工バ

造科学研究所・放射光科学研究施設主

リア中のセメントとベントナイト

催 「 第 26 回 PF シ ン ポ ジ ウ ム 」、の相互作用－

2009/3/24～25（つくば国際会議場）

Ⅵ．資料

(6/7)
（学会発表等）
題

No.

目

発 表

者

Measuring Temperature、pressure、 秋宗淑雄、
47

発 表

先

The Asian-Pacific Network of Centersand pH by Optical-Fiber Sensor

和田隆太郎、for Research in Smart Structure（光ファイバセンサを用いた、温青木和弘他

Technology,2008/6/24～25

寺田賢二

第 43 回地盤工学研究発表会「続 21 世

度、圧力、ｐＨ測定）
放射性廃棄物地層処分事業と地盤
48

工学的課題

紀を創る地盤工学セッション～地層処
分における地盤工学～」、2008/7/9（広島国際会議場）

地下空洞型処分施設性能確証試験
49

寺田賢二

の試験計画と進捗

日本原子力学会バックエンド部会「第24 回バックエンド夏期セミナー」、
2008/7/31～8/1（仙台エクセルホテル東急）

Numerical Analysis on the50

黒澤進、大和田仁他

2008 the 2nd conference of East Asia

Long-Term Performance ofForum on radwaste management,

Engineered Barrier System of TRU

2008/10/20～23（虎ノ門パストラル）

Waste Repository
Manufacturing of51

中西博、大和田仁他

2008 the 2nd conference of East Asia

high-durability TRU waste

Forum on radwaste management,

package made of High-Strength

2008/10/20～23（虎ノ門パストラル）

and Ultra Low-Permeability
concrete

52

Immobilization of Iodine-129

桜木智史、山口憲2008 the 2nd conference of East Asia

using AgI vitrification

治、那須裕二、朝野Forum on radwaste management,

technique for the TRU waste

英一

2008/10/20～23（虎ノ門パストラル）

disposal in Japan
Theoretical Basis for Measuring 佐々木朋三、軍司康
Small Radon Diffusion
53

義、飯田孝夫

Journal of Nuclear Science andTechnology,Vol.45,No.7(2008)

Coefficients for a
Radium-Bearing Porous Material
Generated by Precipitation ofIron (Ⅲ) Hydroxide

67

Ⅵ．資料

(7/7)
（学会発表等）
題

No.

54

目

発 表

者

発 表

先

Decontamination of Sludgelike

佐々木朋三、

Journal of Nuclear Science andUranium-Bearing Wastes:

今村光孝他

Technology,Vol.45,No.5(2008)

Decontamination Feasibility
Judgment Using Radon Emanation
Coefficients and Development of
Decontamination Methods

55

56

物理探査による塩分濃度推定手法

岡崎幸司、吉村公孝、 日本地球惑星科学連合「2008 年大会」
、

の検討

坂下晋他

2008/5/25～30

弾性波速度分散現象を用いた透水

吉村公孝、

日本地球惑星科学連合「2008 年大会」、

場構築手法について

安藤賢一、西山哲、

2008/5/25～30

大西有三

68

Ⅵ．資料

（論文投稿等）
No.

1

題

目

著

者

投

稿 先

地下環境における高強度高緻密コ

渋谷和俊、

コンクリート工学年次大会 2008

ンクリートの水浸透挙動に関する

大和田仁他

2008/7/9～11

日本の表層土を用いたラドン拡散

軍司康義、

日本原子力学会和文論文誌

係数の測定」

佐々木朋三他

Vol.7、No.3(2008)

Long-Term Integrity of Waste

朝野英一、伊藤貴司

原子力学会英文誌"Journal of NUCLEAR

検討
2

SCIENCE and TECHNOLOGY 2008/8"

Package Final Closure for HLW
3Geological Disposal(V)applicability of MAG Welding
Method to Overpack Final Closure

4

Aqueous Dissolution of Silver

朝野英一、Journal of NUCLEARE SCIENCE and

Iodine and Associated Iodine

稲垣八穂広他TECHNOLOGY Vol.45, No.9 2008/11

吉村公孝

物理探査学会「創立６０周年記念事業

Release Under Reducing
Conditions with FeCl2 Solution
高レベル放射性廃棄物処分事業の5

6

概要調査段階に向けた物理探査技

シンポジウム」

術高度化開発の概要

2008/10/21～23（タワーホール船橋）

岩石と高強度高緻密コンクリート

奈良禎太、

日本材料学会会誌「材料」 Vol.58

におけるサブクリティカルき裂進

大和田仁他

2009/5

Formation of polymericYu.M.Kulyako,B.F.M

the Russian journal Radiokhimiya instructures by hydroxides of

yasoedov,A.Fujiwar

2009

Pu(IV) in aqueous solutions.

a,O.Tochiyama 他

展と長期強度

7

8

9

Sorption of polymeric Pu(IV) on S.A.Perevalov,B.F.

the Russian journal Radiokhimiya inhost rock typical for the Mayak Myasoedov,A.Fujiwa

2009

area.

ra,O.Tochiyama 他

Disproportionate of polymericYu.M.Kulyako,B.F.M

the Russian journal Radiokhimiya in

Pu(IV) in neutral solution.

yasoedov,A.Fujiwar

2009

a,O.Tochiyama 他

10Behavior of polymeric Pu(IV) in T.I.Trofimov,B.F.M

the Russian journal Radiokhimiya insimulated ground water.

2009

yasoedov,A.Fujiwar
a,O.Tochiyama 他

69

Ⅵ．資料

（論文投稿等）No.

題

目

放射性廃棄物地層処分における人

1

著

者

黒澤進、大和田仁他

投稿 先

文部科学省「先端研究施設共用イノベ

工バリアの Ca の状態分析－人工バーション創出事業」の「つくば 4 機関

リア中のセメントとベントナイト

連携ワークショップ:イノベーションの相互作用－」

つくば 2008」ポスターセッション
2008/12/1（つくば国際会議場）

2

3

4

デコミッショニングに関する IAEA

原安協だより第 223 号

稲垣裕亮「原子力年鑑 2009」（監修：日本原子の安全基準文書について
地層処分事業等の国際的な動向

力産業協会、発行：日刊工業新聞社）
放射性廃棄物処分の着実な進展に

田辺博三「原子力年鑑 2009」（監修：日本原子向けて力産業協会、発行：日刊工業新聞社）

欧州での”放射性廃棄物管理のガ
5

山本正史

佐原聡、坪谷隆夫

日本原子力学会誌 Vol.51,No.5(2009)

バナンス研究”の動向
社会の中で地層処分事業が長期に持続するために(3)技術報告書
No.

1

70

表

題

著

者

地層処分にかかわる記録保存の研杉山和稔、高尾肇、

究－位置付け・方策・技術的可能

杉山武、青木和弘、性－

大内仁、坪谷隆夫

発行 年 月

平成 21 年 3 月

日

Ⅵ．資料

(4)ホームページへの海外最新情報の掲載

掲載日

タイトル

1

4月1日

英国の原子力廃止措置機関（NDA）がドリッグ処分場の管理契約を締結

2

4月3日

（追記）英国の原子力廃止措置機関（NDA）が戦略報告書を公表－政府が戦略報告書ドラフトを承認－

3

4月7日

英国で保健安全委員会（HSC）と保健安全執行部（HSE）が統合

4
6

4月8日
4 月 10 日

カナダの核燃料廃棄物管理機関（NWMO）が 2007 年度の年報を公表（追記）米国で 2009 会計年度の予算要求

7

4 月 10 日

スイスで連邦評議会が特別計画「地層処分場」を承認

8

4 月 17 日（追記）韓国産業資源部が「放射性廃棄物管理法」の法案を立法予告

9

4 月 18 日

ベルギーで ONDRAF/NIRAS が短寿命・低レベル放射性廃棄物処分場の建設準備として地質調査を開始

10

4 月 18 日

スウェーデンで SKB 社の安全評価 SR-Can 報告書に対する SKI と SSI による評価報告書が公表される

11

4 月 22 日

フランスで放射性廃棄物管理機関（ANDRA）が技術センターの建設を開始

124 月 23 日（追記）ベルギーで ONDRAF/NIRAS が短寿命・低レベル放射性廃棄物処分場の建設準備として地質調査を開始

13

4 月 30 日

ポシヴァ社が使用済燃料処分容量の拡大の原則決定申請－オルキルオト原子力発電所 4 号機の導入計
画への対応－

145月7日（追記）英国政府が放射性廃棄物管理委員会（CoRWM）を再構成

15

5月7日

米国の廃棄物パッケージに関する一様腐食試験の結果についての脆弱性－サンディア国立研究所による評価で判明－16

5月9日

フランスで「放射性物質及び放射性廃棄物管理国家計画」（PNGMDR）デクレが公布－地層処分場の建設許可申請は 2014 年末までに－

17

5 月 21 日

ポシヴァ社が最終処分場の拡大に関する環境影響評価（EIA）計画書を提出

18

5 月 21 日

ドイツで連邦放射線防護庁（BfS）がコンラッド処分場に関する情報提供施設を開設

19

5 月 21 日

米国のユッカマウンテンに関する DOE の許認可申請を巡る動向－申請は 6 月前半に実施される見通し－20

5 月 21 日

英国で環境規制機関（EA）が放射性廃棄物の許可要件に関するガイダンスの公衆協議を開始

21

5 月 22 日（追記）米国 米国でユッカマウンテン処分場のキャニスタ･システムの性能要件の最終版を公表

22

5 月 23 日

スウェーデンにおける使用済燃料の最終処分に関する世論調査結果（2008 年 4 月実施）を SKB 社が公
表

23

5 月 26 日

カナダの核燃料廃棄物管理機関（NWMO）が今後 5 年間に関する実施計画案への意見募集を実施

24

6月4日

米国で DOE がユッカマウンテン処分場の許認可申請書を NRC に提出

25

6 月 11 日

欧州連合（EU）における高官レベルグループの検討状況－EU 全体での放射性廃棄物管理等の取り組み
の強化へ－

26

6 月 11 日

フランスで長寿命低レベル放射性廃棄物処分場のサイト選定を開始－2008 年 6 月中に処分場の公募を開始、設置許可申請は 2013 年までに－27

6 月 13 日

英国政府が放射性廃棄物管理に関する白書を公表－地層処分場選定プロセスに関心を示す自治体の募
集を開始－

28

6 月 17 日

米国で DOE がユッカマウンテン処分場の許認可申請書を NRC に提出

29

6 月 18 日

フランスの原子力安全機関（ASN)、長寿命低レベル放射性廃棄物処分場のサイト調査等に向けた安全に関する一般方針を策定

30

6 月 20 日（追記）米国で DOE が許認可支援ネットワーク（LSN）への書類登録証明

71

Ⅵ．資料

31

6 月 23 日

米国でユッカマウンテン処分場の安全性説明書を公表－許認可申請書における処分システム概要と性能評価結果－

32

6 月 25 日（追記）フランスで長寿命低レベル放射性廃棄物処分場のサイト選定を開始－2008 年 6 月中に処分場の公募を開始、設置許可申請は 2013 年までに－

33

7月2日

スウェーデンで SKI と SSI が合併し「放射線安全機関」（SSM）が発足

34

7月3日

（追記）米国で DOE がユッカマウンテン関連法案を連邦議会に再提案

35

7月9日

ドイツで放射性廃棄物管理に関する「廃棄物管理委員会」（ESK）が発足

36

7 月 22 日

英国の原子力廃止措置機関（NDA）が地層処分場に関する費用見積りを公表

37

7 月 22 日

米国の連邦議会下院でユッカマウンテン処分場に関するヒアリングを開催－建設認可申請書提出後の対応について関係者が証言－

38

8月6日

米国で DOE がユッカマウンテンプロジェクトの費用見通しを改定－トータル・システム・ライフサイ
クル・コスト（TSLCC）分析報告書及び拠出金妥当性報告書の改定版公表－

39

7 月 24 日（追記）英国政府が放射性廃棄物管理に関する白書を公表－地層処分場選定プロセスに関心を示す自治体の募集を開始－

40

8月8日

（追記）カナダの核燃料廃棄物管理機関（NWMO）が今後 5 年間に関する実施計画案への意見募集を実施

41

8 月 13 日

米国における 2009 会計年度歳出法案の審議状況

42

8 月 19 日

韓国教育科学技術部（MEST）が中低レベル放射性廃棄物処分場の建設・操業許可を発給

43

8 月 20 日

カナダの核燃料廃棄物管理機関（NWMO）が処分場サイト選定手続き策定に向け意見募集を開始へ

44

8 月 27 日

フィンランドの雇用経済省、最終処分場の拡大に関するポシヴァ社の環境影響評価（EIA）計画書への見解書を公表45

9月9日

米国で NRC が DOE によるユッカマウンテン処分場の許認可申請書を受理

46

9 月 24 日

英国で原子力廃止措置機関（NDA）が放射性廃棄物処分に関するワークショップを開催

47

9 月 24 日（追記）カナダの核燃料廃棄物管理機関（NWMO）が処分場サイト選定手続き策定に向け意見募集を開始へ

48

9 月 29 日（追記）米国における 2010 会計年度歳出法案の審議状況

49

10 月 1 日

米国で環境保護庁（EPA）がユッカマウンテン放射線防護基準の連邦規則最終版を公表－1 万年から 100
万年までの放射線防護基準は 1 ミリシーベルト－

50

10 月 3 日

台湾行政院経済部が低レベル放射性廃棄物最終処分場の潜在的候補サイト 3 カ所を公告

51

10 月 10 日（追記）米国で DOE がユッカマウンテン処分場の許認可申請書を NRC に提出

52

10 月 16 日（追記）米国で環境保護庁（EPA）がユッカマウンテン放射線防護基準の連邦規則最終版を公表－1 万
年から 100 万年までの放射線防護基準は 1 ミリシーベルト－

53

10 月 23 日（追記）米国で NRC が DOE によるユッカマウンテン処分場の許認可申請書を受理

54

10 月 27 日

英国における高レベル放射性廃棄物等の地層処分場選定の動き－カンブリア州の一部自治体が関心表
明－55

11 月 4 日

米国で DOE がユッカマウンテンプロジェクトの管理・操業契約者を選定－URS 社グループの米国処分場サービス（USA-RS）社が主契約者に－

56

11 月 5 日

ポシヴァ社が最終処分場の拡大に関する環境影響評価（EIA）報告書を提出

57

11 月 11 日

スイスで地層処分場のサイト選定が始まる－地層処分場の候補サイト地域を公表－

58

11 月 14 日

米国で廃棄物輸送のための鉄道敷設及び操業に関する公聴会を開催－DOE の申請に対する許認可手続
きで輸送監督当局が決定－

59

11 月 21 日（追記）スイスで地層処分場のサイト選定が始まる－地層処分場の候補サイト地域を公表－

60

11 月 28 日

米国で原子力規制委員会（NRC）がユッカマウンテン処分規則の最終規則案を策定

72

Ⅵ．資料

61

12 月 11 日

米国で DOE が第二処分場の必要性及び中間貯蔵に関する報告書を公表

62

12 月 11 日

英国における高レベル放射性廃棄物等の地層処分場選定の動き（2）－カンブリア州が関心表明を決定－63

12 月 22 日（追記）米国で DOE が第二処分場の必要性及び中間貯蔵に関する報告書を公表

64

12 月 24 日（追記）英国における高レベル放射性廃棄物等の地層処分場選定の動き（2）－カンブリア州が関心表
明を決定－

65

12 月 24 日（追記）ポシヴァ社が使用済燃料処分容量の拡大の原則決定申請－オルキルオト原子力発電所 4 号機の導入計画への対応－

66

2009 年1 月 13 日（追記）英国で原子力廃止措置機関（NDA）が放射性廃棄物処分に関するワークショップを開催

67

1 月 19 日

米国でユッカマウンテン処分場プロジェクトの新スケジュールを公表

68

1 月 21 日

米国で DOE が全米輸送計画を公表し、コメントを募集

69

1 月 22 日

韓国で新しい放射性廃棄物管理事業の実施主体の設立－韓国放射性廃棄物管理公団（KRMC）の発足－

5

1 月 27 日（追記）カナダで中低レベル放射性廃棄物の地層処分場の環境評価方法が決定－評価パネルによる評
価を実施－

70

2月3日

英国における高レベル放射性廃棄物等の地層処分場選定の動き（3）－アラデール市が関心表明を決定－71

2 月 18 日（追記）米国で原子力規制委員会（NRC）がユッカマウンテン処分規則の最終規則を承認

72

3 月 11 日（追記）英国で環境規制機関（EA）が放射性廃棄物の許可要件に関するガイダンスの公衆協議を開始

73

3 月 11 日（追記）米国における 2009 会計年度歳出法案の審議状況

74

3 月 13 日

フィンランドの雇用経済省、最終処分場の拡大に関するポシヴァ社の環境影響評価（EIA）報告書への見解書を公表75

3 月 13 日

米国で処分関連予算を大幅に削減する2010 年度予算方針を公表－高レベル放射性廃棄物処分の新たな戦略検討の意向も表明－

76

3 月 16 日（追記）米国で原子力規制委員会（NRC）がユッカマウンテン処分規則の最終規則を承認

77

3 月 24 日（追記）米国で処分関連予算を大幅に削減する 2010 年度予算方針を公表－高レベル放射性廃棄物処分の新たな戦略検討の意向も表明－

78

3 月 27 日

ポシヴァ社が使用済燃料処分容量の拡大の原則決定申請－ロヴィーサ原子力発電所 3 号機の導入計画
への対応－

79

3 月 27 日

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

73

Ⅵ．資料

(5)委員会一覧

分野区分
1.放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究
2.放射性廃棄物の地層処分に関す
る調査研究

研究件名

委員会名称

検討事項

地下空洞型処分施設性能確 地下空洞型処分施設性 原位置での確証試験の詳細計画
能確証試験検討委員会
証試験及び試験結果に関する検討
処分システム工学要素技 遠隔操業システム高度 遠隔操作技術開発に関する全般
術高度化開発化検討委員会的検討
遠隔溶接・検査技術検討 遠隔溶接・検査技術の開発に関す
委員会
る検討
遠隔搬送・定置技術検討 遠隔搬送・定置技術の開発に関す
委員会
る検討
オーバーパック溶接部 オーバーパック溶接部の耐食性の品質評価技術検討委 と溶接残留応力解析手法高度化
員会に関する検討
緩衝材品質評価技術検 緩衝材の定置後飽和に至るまで
討委員会の膨潤挙動に関する検討
地層処分モニタリング 地層処分モニタリングへの適用
システム検討委員会
性の視点に立った技術メニューの整備及び技術調査に関する検討
人工バリア長期性能評価 人工バリア長期挙動検 人工バリアの長期性能の評価手
技術開発
討委員会
法を確証するための技術的事項
に関する検討
ガス移行挙動評価検討 人工バリアシステム及び周辺岩
委員会
盤でのガス移行挙動を評価する
ための技術的事項に関する検討
ヨウ素・炭素処理・処分技 炭素 14 放出挙動検討委 放射化金属廃棄物から放出され術開発
員会
る C-14 の放出移行挙動を確証するための試験手法及び評価に関する検討
廃棄体開発検討委員会

TRU 廃棄物の処分における、C-14の長期閉じ込めのための廃棄体開発に関する検討

ヨウ素固定化処理技術 ヨウ素固定化に関する固定化技
開発委員会
術、固化体のヨウ素放出抑制能等に関する検討
沿岸域塩淡境界・断層評価 沿岸域塩淡境界・断層評 沿岸域における塩淡境界・断層の技術高度化開発
価技術高度化評価委員 評価技術の高度化に関する検討会
3.放射性廃棄物全 放射性廃棄物重要基礎技 地層処分重要基礎技術 研究計画のレビュー及び年度成般に共通する調 術研究調査
研究委員会
果の評価
査研究
ナチュラルアナログ検 ナチュラルアナログ事例の安全討委員会
論拠としての使用に当たり、適用の限界、課題及び解決方策等に関
する検討

74

Ⅵ．資料

地球化学バリア有効性 地層処分におけるコロイドによ
確証調査検討委員会
る放射性核種移行への地球化学的影響に関する検討
4.放射性廃棄物最 地層処分実規模設備整備 地層処分実規模設備整備事業検討委員会
終処分への理解 事業促進
放射性廃棄物関連パンフ 地域振興パンフレット
レット等の作成
検討会

地層処分実規模設備整備事業の計画、実施内容等に関する検討
地域振興パンフレットの製作における、内容等に関する検討

75

原環センター ２００８年度

技術年報2009 年 11 月発行
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/
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原子力環境整備促進・資金管理センター

組織

評議員会

評議員

理事会

監

理事長（代表理事）事

最終処分積立金
運用委員会

専務理事

企画部
総務部
技術総括室

再処理等積立金

常務理事

会計監査人

理

運用委員会

事

基準・規格

処分技術

事業環境

調査研究

調査研究

調査研究

プロジェクトプロジェクトプロジェクト

技術情報調査プロジェクト

L1チーム

資金管理
業務部