原環センター

20０４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

原環センター2004 年度技術年報の発行に当たり、一言ご挨拶申し上げます。
原子力発電は、わが国においてエネルギー供給の中核であり、これを揺るぎないものにしていくためには原子燃料サイクルの確立、中でも放射性廃棄物の円滑な処理処分の推進が大きな鍵となっています。わが国では、昭和 60 年の日本原燃産業㈱（現 日本原燃㈱）の発足、平成 12 年の原子力発電環境整備機構の設立と実施体制・枠組みの整備が進み、本年 5 月には原子炉等規制法の改正により放射性廃棄物として扱う必要のないクリアランスの制度が導入されることとなり、さらに、使用済燃料再処理準備金制度を導入するための「原子力発電における使用済燃料の再処理等のための積立金の積立て及び管理に関する法律」が制定されております。こうした実施体制・枠組み整備が進む中で当センターは平成
12 年に最終処分積立金の管理・運用を行う機関として指定され実施体制の一翼を担っておりましたが、さらに使用済燃料再処理等積立金の資金管理法人として指定も受けることとなり、なお一層の重責を担うべく適切な運営に心がける所存であります。
一方、当センターは昭和 51 年に設立されて以来、民間・学界・官界の方々のご協力を得て、放射性廃棄物処理処分の専門調査研究機関として活動してまいりました。具体的には、
低レベル放射性廃棄物の試験的海洋処分に向けた調査研究、低レベル放射性廃棄物の均質
固化体や雑固体の陸地処分に係る調査研究、高レベル放射性廃棄物の処理処分技術や処分の制度化等の調査研究、TRU 廃棄物やウラン廃棄物の処理処分に係る調査研究などを実施してまいりました。
この技術年報では、当センターが平成 16 年度に実施した調査研究の内容をご紹介するとともに、国際交流や国際会議・学会での論文発表実績等当センターの活動状況をご紹介しています。
当センターとしては、今後とも、放射性廃棄物の処理処分に係る「調査研究業務」と「最終処分積立金および再処理等積立金の資金管理業務」を事業運営の二本の柱として、放射性廃棄物全般にわたる専門的な第三者機関としての役割を果たしてまいらなければならな
いと考えております。是非ご一読いただき、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

板倉

治成

目

次

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究 ········································ 4
１．余裕深度処分 ·························································· 4
低レベル放射性廃棄物処分技術調査 ···································· 4２．ウラン廃棄物処分 ······················································ 6
ウラン廃棄物処分技術調査 ············································ 6
３．余裕深度処分等に関する研究 ··········································· 11
Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究 ··································· 12
１．高レベル放射性廃棄物処分 ············································· 12
1-1 地質環境調査技術 ··················································· 12
物理探査技術信頼性確証試験（高精度物理探査技術高度化調査） ········· 12
地質環境評価技術高度化調査 ········································· 14
1-2 処分技術 ··························································· 16
遠隔操作技術高度化調査 ············································· 16
人工バリア特性体系化調査 ··········································· 18
人工バリア材料照射影響調査 ········································· 20
性能評価技術高度化 ················································· 22
地球化学バリア有効性確証調査 ······································· 24
1-3 制度化・社会対応技術 ··············································· 26
モニタリング機器技術高度化調査 ····································· 26
多重バリア長期安定性事例調査 ······································· 28
２．TRU 廃棄物処分························································ 30
人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価 ····························· 30
人工バリア長期性能確証試験 ········································· 32
ヨウ素固定化技術調査 ··············································· 34
放射化金属廃棄物炭素移行評価技術調査 ······························· 36
廃棄体開発調査 ····················································· 38
TRU 廃棄物処分に関する研究 ·········································· 41
Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究 ······································· 42
総合情報調査 ······················································· 42
技術情報広報調査 ··················································· 44
地層処分重要基礎技術研究調査 ······································· 46
Ⅳ．安全基準に関する調査研究 ················································· 48
放射性廃棄物地層処分の安全基準等に関する調査 ······················· 48
安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査 ··························· 50

Ⅴ．国際交流 ·································································· 52
Ⅵ．資料 ······································································ 54（1）研究成果報告書等 ···················································· 54（2）外部発表等 ·························································· 56（3）技術報告書 ·························································· 61（4）委員会一覧 ·························································· 62（5）原環センター主催の講演会等 ·········································· 63

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究
１．余裕深度処分【低レベル放射性廃棄物処分技術調査】

は、規制の解釈の方法や、評価期間、シナリオなどの設定根拠を中心にヒアリング調査を実施した（表-１）。調査整理した事項のうち、フィンラ
ンド、スウェーデンにおける安全確保のための基準値の考え方を図-1、２に示す。

◇事業の概要表-1

TRU 廃棄物、ウラン廃棄物及び発電所廃棄物を対象として、余裕深度処分の全体システム（人工バリア、天然バリア、制度的管理）の安全性能を評価し、その信頼性や合理性を確認するため、以下の調査を実施している。
(1) 余裕深度処分システム性能要素の同定（平成 14 年度～平成 15 年度）(2) 余裕深度処分システム性能評価試算(平成 14 年度～平成 16 年度）(3) 安全対策の検討(平成 15 年度～平成 17 年度）
平成 14 年度は余裕深度処分と類似の処分施設を保有している、チェコ、フィンランド、ノルウ
ェー、スウェーデン４ヵ国を調査対象国とし、それぞれの処分施設について、処分の工学施設の概念、処分深度、処分の性能評価（評価基準、評価
シナリオ、人工バリアおよび天然バリア性能に係るパラメータ）、処分場閉鎖後の管理の考え方等の調査を実施した。またトンネル型及びサイロ型の処分施設形態別に、余裕深度処分システムの性能評価の基本ケースを設定し、試算・評価した。
平成 15～16 年度はフィンランド、スウェーデン
について調査を継続するとともに、人工バリア／
天然バリアの条件を変動させた性能評価試算を実施した。また安全対策の検討として、セーフティ
ケースの枠組と開発計画を検討した。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.1 参照）いるものである。

安全確保の基本的な考え方

安全指標・基準値と安全評価での計算値
評価期間
安全基準・指針な
どの規定内容とそ シナリオの設定方法の考え方、および、 人間侵入の取り扱い実施された安全評 閉鎖後管理の考え方とその取り扱い
価パラメータなどの不確実性の取り扱い
その他①保守的シナリオで、確率論的安全評価（リスク評価）を行い
Σ線量期待値＝Σ（線量×確率）を0.1mSv/年の線量拘束値（リスク拘束値に換算して5×10-6/年）③ALARAの原則
・・・現実的シナリオで、
0.01mSv/年以下で最適化は不要確率

予想しうるシナリオの確率は1と設定④保守的シナリオで、処分場の周辺環境での放射能濃度の増加が自然放射線（Olkiluoto処分場のFSARでは4.4mSv/年と評価）に比べ些細であること

1
評価期間中に発生する確率が低く、高い被ばくを引き起こすシナリオの確率は定量的に算定可

安全基準や
文献などで
この値の表
記はない

線量期待値＝線量×確率が、0.1mSv/年以内のエリア(0.02)

00.01 0.1 0.2

0.4

0.6

0.8

線量（mSv/年）

適用

図-1 安全確保のための基準値（フィンランド）

その他のシナリオ

確率：1の気候変動シナリオ

確率に関係なく選択されるシナリオ

最上位のシナリオとして数例考慮※SSI FS1998:1のガイダンス※SKI FS2002:1

確率
主要なシナリオ

適用

1mSv/年を超える
シナリオは報告1※SSI FS1998:1の背景とコメント

将来の外的事象
で 確率が高いか確率が低いと証明できないものを含むシ
ナリオ

10-6/年のリスク拘束値（線量拘束値に換算して 0.015mSv/年）

適用※SSI FS1998:1の背景とコメント※SKI FS2002:1

主要なシナリオの枠内で評価されないシナリオ

1mSv/年を超えるが、10-6/年以下のリスクである範囲(0.015)00.015 (0.1) 0.2

0.4

安全基準や
文献などで
この値の表
原子力発電所に対する記はない

線量拘束値：0.1mSv/年

4(4.4) 5.0②擾乱進展シナリオで、5mSv/年の線量限度※SKI FS2002:1(1)海外の余裕深度処分システム類似事例の調査
平成 16 年度はフィンランド、スウェーデンの２ヶ国、３処分場（Olkiluoto 処分場、Loviisa
処分場、SFR-1）を対象として、規制当局に対しては、規制の基本的な考え方や評価期間、拘束値などの基準制定の根拠を、また実施主体に対して1.0※安全基準は全てSTUK YVL8.1による

確率の低い
シナリオ

◇平成 16 年度の成果

調査項目

評価方法、ＡＬＡＲＡの原則と最適化などに対する基本的な考え方※SSI FS1991:5

0.6

0.8

1.0

線量（mSv/年）

一般公衆の線量限度：1mSv/年※SSI FS1989:1

図-2 安全確保のための基準値（スウェーデン）(2)余裕深度処分システム性能評価試算
ここでは余裕深度対象廃棄物（TRU 廃棄物、ウラン廃棄物及び発電所廃棄物）を対象に、余１．余裕深度処分

裕深度処分で考慮すべきシナリオ（地下水移行、
外部事象、人間活動）を設定／評価した。
a.対象廃棄物
対象廃棄物の区分等を表-2 に示す。

象廃棄物に関する同様の評価結果を併記した。
隆起侵食露呈による被ばく
1E+7

表-2

対象廃棄物

区分

具体的な廃棄物の例

α核種濃度が1GBq/tonを超える廃棄物中、I-129の濃度 ・低レベル濃縮廃液固化体（アスファルト及が高い廃銀吸着材及びC-14濃度が高く発熱量も多いハ びセメント固化体）
TRU廃棄物高ル・エンドピース廃棄物を除く廃棄物（TRUレポートのグ・可・難・不燃性廃棄物のセメント固化体
ループ３，４が相当）。
・解体廃棄物 等
α核種濃度が1GBq/ton以下の廃棄物中、六ヶ所1/2号 ・低レベル濃縮廃液固化体（アスファルト及
申請放射性核種量の平均α核種濃度(4E+6Bq/ton）の10 びセメント固化体）
TRU廃棄物低 倍を超える廃棄物。なお、I-129の含有量の多い廃溶媒は ・可・難・不燃性廃棄物のセメント固化体
α核種濃度は4E+7Bq/ton未満であるが、対象廃棄物とし ・解体廃棄物
た。
・廃溶媒 等

被ばく線量 (μSv/y)

1E+6
1E+5

TRU高廃棄物

低拡散バリア無人工バリア無最大線量［μSv/y］

低透水モルタル
低透水バリア2m
低透水モルタル
低透水バリア2m
低拡散モルタル

1E+01

1E+00

地下水移行時間＝移行距離÷地下水流速

動水勾配
0.1

1E-01
1E+02

動水勾配
0.03

1E+03
1E+04
地下水移行時間［ｙ］

動水勾配
0.01

1E+05

TRU低廃棄物
ウラン廃棄物

1E+2
1E+1

1E+4

1E+5
1E+6
埋設後の経過時間 (y)

1E+7

1E+8

低透水モルタル
低拡散モルタル
廃棄体溶出率1E-3/y
廃棄体溶出率
1E-4/y
廃棄体溶出率1E-5/yヨウ素モルタル
Kd：1ml/g
ヨウ素モルタル
Kd：10ml/g
ヨウ素モルタル
Kd：100ml/g
ヨウ素モルタル
Kd：1000ml/g

図-3 地下水移行シナリオに関する被ばく線量（TRU 廃棄物高）

c.外部事象
平成 16 年度は外部事象のうち、隆起・侵食に伴う廃棄物露呈シナリオを選定し、被ばく線量評価を実施した。評価結果を図-4 に示す。なお参考として高レベル廃棄物及び六ヶ所浅地中対

d.人為過程平成 16 年度は外部事象のうち、ボーリングシ
ナリオ（ボーリング作業、コア観察、掘削くず処分地での被ばく）を選定し、被ばく線量評価を実施した。評価結果を図-5 に示す。
介入の一般的参考レベル

1E+5
被ばく線量 (μSv/h, μSv/回 or μSv/y)

人工バリア標準

支配核種：ヨウ素モルタルKd大：Se-79
上記以外：I-129発電所廃棄物図-4 隆起侵食露呈ｼﾅﾘｵに関する被ばく線量

b.地下水移行シナリオ
被ばく経路は、第３次中間報告の被ばく経路に、既存の浅地中処分の地下水移行シナリオの被ばく経路（沢、沼経路）を加えたものを設定した。また、評価パラメータについては平成 15年度までの設定に加え、線量低減方策を考慮したケース（図-3 の凡例参照）を検討した。評価
結果の例として、図-3 に TRU 廃棄物高の地下水
移行シナリオに関する被ばく線量を示す。

標準ケース

ガラス固化体1E+3「低レベル放射性廃棄物の陸地処分の安全規則に関する基準値について 第３次中間報告」（以下、「第３次中間報・放射化金属（炉内構造物）
発電所廃棄物 告」という。）において整理された廃棄物を、主に汚染起源
・使用済樹脂 等の核種を含む廃棄物と、主に放射化金属起源の核種を含む廃棄物に分類し、対象廃棄物として設定した。

1E+02

LLW1/2号

1E+4

1E+0
1E+3

「ウラン燃料加工事業者の解体廃棄物及び運転操業廃棄・スラッジ類物の濃度分布」において整理された廃棄物のうち、六ヶ所・焼却灰
ウラン廃棄物 1/2号申請放射性核種量の平均α核種濃度の10倍を目・フィルタ類安に10Bq/g（1E+7Bq/ton）を超える廃棄物を対象とした。
･雑固体 等

介入の一般
参考レベル

吸入被ばく時間 : 500(h)外部被ばく時間 : 1752(h)
呼吸率 : 1.2(m3/h)
希釈率 : 0.016(-)
ダスト濃度 : 0.0001(g/m3)
摂取率 : 130*0.1(kg/y)

1E+4

1E+3

単純化合計
単純化吸入
掘削作業合計
掘削作業吸入コア箱観察合計
コア箱観察吸入泥水ピット合計
泥水ピット吸入くず上居住合計
くず上居住吸入

単純化外部
単純化経口
掘削作業外部
掘削作業経口
コア箱観察外部
コア箱観察経口
泥水ピット外部
泥水ピット経口
くず上居住外部
くず上居住経口

1E+2
管理を必要としな いめ やす 線量

1E+1

1E+0
1E-1
発電所

TRU高
TRU低
廃棄物種類

ウラン

図-5 ボーリングシナリオに関する被ばく線量(3)安全対策の検討
上記の性能評価試算結果を基に、各廃棄物の特徴を考慮した安全対策の検討を実施し中間的にとりまとめた。その結果、本調査で対象としている廃棄物は、全てのシナリオに対して、現在の安全規制における「管理を必要としないめやす線量」である 10μSv/y を適用すると成立が困難となる可能性が示唆され、原子力安全委員会報告で述べられている、「シナリオの発生の可能性を考慮したリスク論的考え方の導入」等の対策を検討しておくことの重要性が確認された。

5

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

２ ウラン廃棄物処分【ウラン廃棄物処分技術調査】
本調査はラドン挙動調査、品質保証高度化技
術開発、および除染技術開発の３テーマにつて実施しており、この３テーマのそれぞれについて、事業の概要と１６年度の成果を分けて示す。
なお本調査は経済産業省の委託により実施するものである。（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等
No.2 参照）（ラドン挙動調査）◇事業の概要ウラン廃棄物から発生するウランの娘核種であるラドンの土壌中における拡散係数や、埋設された廃棄体からのラドンの散逸割合は、ウラン廃棄物処分の長期安全評価のための重要なパラメータである。現状においては、わが国の土壌における拡散係数や、廃棄体からのラドン散逸割合等が得られていないことから、これらのデータを得ることを目的に本調査を実施するものである。
土壌中のラドン拡散係数の取得に際しては、その測定方法が確立していないため、まず測定技術を開発した上で、我が国の代表的な土壌のラドン拡散係数の測定を行う。土壌中のラドン
拡散係数の測定に際しては、処分場の覆土施工まで考慮して、我が国の代表的な土壌について、安全評価に使えるように実験式としてまとめる。
また廃棄体からのラドン散逸割合測定技術を開発し、ウラン燃料加工工場で発生する代表的ラドンの屋内浸入
重要なパラメータ：
Rn屋内浸入率(③)

土

土中のラドン
移動
重要なパラメータ：
Rn拡散係数(②)

廃棄体からの
ラドン散逸
U廃棄物

重要なパラメータ：
Rn散逸能(①)

図-1 ウラン廃棄物からのラドン移行

6

なスラッジ廃棄物のラドン散逸割合を測定する。
さらにラドンの散逸を抑える対策を検討した上で、ラドン散逸対策後の廃棄体についても散逸割合を測定して、安全評価に使えるデータとしてまとめる（図-1）。

◇平成 1６年度の成果
平成 16 年度においては、ラドン散逸対策及び拡散係数の測定を実施した。散逸対策としてウラン廃棄物の溶融固化を採用し、この溶融固化の有効性を示すため、ウラン廃棄物の内、珪藻土と鉄澱物を対象として溶融固化を試み、ラド
ン散逸割合測定実験を行った。散逸対策を実施
しない場合、散逸割合の最大値は珪藻土が 0.55、
鉄澱物がほぼ 1 であるのに対して、溶融固化した場合、珪藻土の散逸割合は 0.001 となり、溶融固化による対策効果が確認できた。珪藻土は主成分がケイ素であるため容易に固化することができた(図-2)。しかし、鉄澱物は溶融固化することができなかった。

図-2

珪藻土溶融固化体

ラドン拡散係数の試験においては、処分場の覆土施工を考慮して、関東ロームを圧縮した土試料を用い、ラドン拡散係数を測定した。
この測定で得られたラドン拡散係数と米国のロジャーズ等が開発した拡散係数実験式との比較を示す（図-3）。
この結果、水分飽和度 0.95 での両者の差異が大きいが、他の水分飽和度では、比較的良い一致を示した。これにより、ロジャーズ等の式が覆土施工した日本の土壌にも適用できることを２．ウラン廃棄物処分確認した。
なお、わが国においては地震が多発するので、土壌の亀裂やゆるみ等に対する対策が重要な課題である。

減速材＋検出器
減速材+He-3

ﾀｰｹﾞｯﾄ

鉛遮へい体
空ﾄﾞﾗﾑ缶ﾀｰﾝﾃｰﾌﾞﾙ

10-1
回転Rogersらの評価式(間隙率；0.668）

拡散係数値 (cm2/sec)

10

-2

金属製机
水分飽和度の範囲：
製作時と測定終了時の範囲
試料厚さ:10cm

10-3

試料厚さ:5cm

図-4 光中性子法によるウラン濃度測定装置

平均値
測定値
拡散係数測定値の範囲：
測定値の標準偏差

10-4

10-5

中性子減速体Rogersらの評価式；
D=D0･P*EXP(-6*m･p-6*m14p)

200Lドラム缶
中性子検出器
電子線加速器D0;空気中のラドン拡散係数(0.11cm2/sec)p;間隙率m;水分飽和度

照射室

計測器

制御室

(6×10×5 ｍh)

10

-6

0.6

0.7

図-3

0.8
水分飽和度

0.9

1

施工土のラドン拡散係数測定

中性子減速体ドラム回転昇降機構（品質保証高度化技術開発）

オペレータ
コンソール

図-5 光中性子法によるウラン濃度測定装置概念◇事業の概要ウラン廃棄物をクリアランスする場合において、クリアランスレベルに相当する廃棄物中のウラン核種の放射能レベルを効率的かつ精度よく測定する必要がある。本調査は、このクリア
ランスレベル相当の極低レベルウラン濃度測定
システム開発を目的として、光中性子法（図-4，
図-5）及びパッシブγ法によるウラン濃度測定装置を開発する。
光中性子法では、溶融金属体やドラム缶単位でのウラン濃度測定、パッシブγ法ではスラッジ等の均一廃棄物を対象としたウラン濃度測定
システム開発を行う。さらに放射線測定に手間のかかる金属小片等を溶融した溶融金属体中のウラン濃度分布を測定して、代表試料測定によるクリアランス検認方法開発等のための基礎データを取得する。測定可能レベルとしては、IAEAの TECDOC855 で提案されている 0.3Bq/g（4.5%
濃縮ウラン換算で 3.3ppm）をクリアランスレベ
ル想定値（以下、クリアランスレベルと称する）
として、開発を進めるものである。

◇平成 1６年度の成果
光中性子法では、電子線加速器による高エネル
ギーＸ線の照射環境下において、中性子を効率よく検出するための He-3 検出器を用いた測定装置を製作し、高エネルギーＸ線を模擬試料に照射する試験を実施した。
平成 16 年度は、検出感度の空間位置依存測定
試験、カドミウム(Cd)板を用いた検出感度確認
試験、ウラン濃縮度測定試験、溶融体測定試験、200L ドラム廃棄物に対するパッシブガンマ法と光中性子法の測定性能評価を行った。
(1)検出感度の空間位置依存測定試験
試験結果を基に、計算機シミュレーションモ
デルの改良を行った。その結果、Ｘ線の空間分
布以外に、Ｘ線のスペクトル変動等に起因した誤差要因が有ることが分かり、これを補正する
ための補正係数 0.1 を導くことができた。平成15 年度に測定したウランを含むリン酸肥料試料の試験結果と、上記の改良計算機シミュレーシ

7Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

遅発中性子計数率(cpm)ョンモデルによる計算結果を比較した結果、約20%の誤差でウラン濃度を計算できることが分かった。
(2)検出感度確認試験
ウラン試料にＸ線を照射した場合、Ｘ線による U-238 の光核反応による遅発中性子の他、中性子反射材から発生した熱中性子により U-235の核分裂反応で生じた中性子と、体系外で散乱した低いエネルギーの中性子(低速中性子)も同時に発生していることが分かった。主にウラン試料からの中性子だけを計測するために、中性子検出器を取り囲んでいる減速材の外側に Cd
板を巻いて試験を実施した。Cd 板付中性子検出器を用いることで、低速中性子の影響を効率良く除去できるために、ウラン廃棄物測定に有効な遅発中性子の積算時間を長くすることができ、遅発中性子の検出感度を約 1.6 倍にすることができた。（図-6）

SUS:t1mm
天然ウラン:t0.1mm,
t0.3mm

高濃縮ウラン

外径：φ11cm

18
16
14
12
10

濃縮ウラン＋天然ウラン

Ｃｄ無
Ｃｄ有

8
6
4

図-7

ウラン濃縮度測定試料（除染技術開発）

2
0
無
図-6

ﾎﾟﾘｴﾁﾚﾝ黒鉛
外部遮蔽体
Cd 有無による検出感度比較(3)ウラン濃縮度測定試験
光核反応で発生する遅発中性子は、
主に U-238
から発生する。一方、通常の熱中性子による核分裂で発生する遅発中性子は U-235 に起因している。従って、2 種類の測定体系（外部中性子遮へい板(黒鉛)の有無）での中性子強度の違い
からウラン濃縮度測定の可能性検討を行った。
試験試料は濃縮度 89.85％の高濃縮ウランと、２種類の重量の天然ウランとを組み合わせることで、15.90%と 5.65%との２種類の濃縮度を設定した（図-7）。この２種類の濃度の測定結果か

8

ら濃縮度に比例して中性子計数率が高くなる結果が得られた。また、外部中性子遮へい板(黒鉛)の有無により、前述の計数率が変化することが分かった。以上２つの現象から、濃縮度を評価できる可能性が確認された。

◇事業の概要原子力発電所で使用するウラン燃料は、ウラン鉱石の製錬、転換、濃縮、再転換、成形加工の各工程を経て製造されている。これらの各工程を担う施設の運転や解体に伴って廃棄物が発生する。
この廃棄物は、ウランが付着したもの（フィルタ、
金属類、レンガ等）や、廃棄物中にウランが取り込まれたもの（スラッジ類、焼却灰）などであり、半減期が長く（例えばウラン 238 は約 45 億年）
時間の経過による放射性物質の低減が期待できないこと、ウラン核種の崩壊により生じた子孫核種が生成し、累積するなどの特徴を有している。
わが国におけるウラン廃棄物の処理処分の基本的考え方は、除染処理を行うことにより、放射性核種濃度を低減し、クリアランスレベル以下に２．ウラン廃棄物処分例）硫酸（Ｈ２ＳＯ４）⑥⑤ウラン(Ｕ)のマスバランス

金属イオン回収液

①溶解率

陽イオン
交換膜

Ｏ２

③スケール

Ｈ２

フッ素用吸着塔②ウラン(Ｕ)の分離率－

ウラン濃縮施設
ウラン加工施設等

フッ素化除染装置

スラッジ類・焼却灰＋

除染・回収装置
ウラン廃棄物発生元

後、溶解液からウランを吸着材で吸着分離する除染法である。これまでに各廃棄物を全溶解することに成功した。アルカリ融解/電解透析除染の概念図を図-9 に示す。

ウラン用吸着塔なるものについては、放射性廃棄物として取り扱う必要のないものとして、処分または再利用する方針としている。現状においては、わが国におけるウラン廃棄物のクリアランスレベルが決まっていないため、IAEA の TECDOC855 で提案されている 0.3Bq/g（4.5%濃縮ウラン換算で 3.3ppm）をクリアランスレベル想定値（以下、クリアランス
レベルと称する）として、これを達成する除染技術の開発を目的とし、研究を実施している。
これまで、フッ素化除染、有機酸等除染、アル
カリ溶解／電解透析除染、鉱物化除染、超臨界炭酸ガス除染、超高圧水除染について試験、検討を行ってきた。これらの除染方法のうち、クリアラ
ンスレベル以下まで除染が有望な候補としてフッ素化除染とアルカリ溶解／電解透析除染について、さらに開発していくこととした。
(1)フッ素化除染
三フッ化塩素ガス(ClF3)をウラン廃棄物中に通すことにより、廃棄物に含まれるウランを UF6の形で廃棄物から分離させ除染する。
これまで、代表的なウラン廃棄物であるフィ
ルタ、鉄澱物、耐火レンガ、金属類をクリアラン
スレベル以下に除染することに成功した。また、実機処理を模擬したロータリーキルン式試験装置でも、鉄澱物をクリアランスレベル以下にまで除染することに成功した。
フッ素化除染システムの概念を図-8 に示す。

Ｆｅ+
Ｈ+
ＳＯ４２-

金属+

Ｆ沈殿物
廃液

⑤フッ素(Ｆ)回収率（Ｕが除去されたスラッジ類・焼却灰）④ＳＯ４２-/Ｆ-の選択回収⑦トータルシステムの成立性

図-9

コスト評価

アルカリ融解／電解透析除染の概念図◇平成 1６年度の成果(1)フッ素化除染
除染が困難で、かつ発生量の多い鉄澱物を試料としてロータリーキルン式反応容器に入れて除染試験を行った。除染時間と除染温度をパラメータとして反応速度定数を調査した。反応温度ごとに除染時間と残渣中ウラン濃度との関係を図-10 に示す。除染温度 550℃、除染時間 120 分以上で処理することにより、クリアランスレベル相
当の除染性能が得られた。

分離回収装置

ウランを転換・揮発コールドトラップ等

フッ素化ガス

昇温時間

温度保持時間1000●：反応温度550℃■：反応温度450℃▲：反応温度350℃◆：反応温度250℃

未反応フッ素化
ガス再利用
ガス再生・
再利用
フィルタ－廃棄物

100

除染後廃棄物（クリアランスレベル相当）

産廃処分or
簡易埋設処分

図-8

UF6

有価物
再利用
（燃料等）

残渣中Ｕ濃度[ppm]

焼却灰
スラッジ等

10

フッ素化除染システムの概念図
クリアランスレベル相当(3.3ppm)(2)アルカリ融解/電解透析除染
極めて除染が困難なスラッジ類、焼却灰を対象にした除染技術であり、廃棄物を全溶解した

1
-100

0

100

200

300

400

反応時間[min](昇温完了時を0minとする）

図-10 フッ素化除染結果（処理温度、反応時間依存性）

9

Ⅰ．放射性廃棄物の管理処分に関する研究

初期反応では残渣中ウラン濃度変化の傾きが大きいが、時間の経過にともない濃度変化が小さくなっている。短時間側の傾きが急な部分は、ClF3 に接触し易い部分にある U と ClF3 の反応を表しており、U と ClF3 の反応が律速であると考えられる。長時間側の傾きが緩やかな部分は、ClF3に接触しづらい部分にある U と ClF3 の反応を表しており、廃棄物内の ClF3 の拡散のような現象が律速になっていると考えられる。
この結果から試験パラメータと除染性能の関係を除染性能評価式としてまとめ、除染試験条件
を評価式に入力することにより実機設計の基礎データを得ることができた。

吸着バッチ試験を行い、pH によるウランの吸着率、分配係数の変化を測定した。測定結果を表-1 に示す。
表-1 の◎と○はウランの分配係数が高いことを示している。この表から酸又はアルカリ廃液
を問わず、pH を 3～4 に調整すればアミドキシ
ム型吸着材だけでウランを吸着でき、pH を一元化できることが分かった。各スラッジごとに溶３解した液を混合した廃液でも、pH 3、
4 で 10 ml/g
レベルの分配係数を確保できるので、１種類の廃液として処理が可能であり、システムを簡略できることが分かった。擬似鉱物化試料におい４ても、pH 3、4 において分配係数が 10 ml/g レ
ベルと高いので、単体廃棄物を別々に溶解しな
くても、一度にまとめて擬似鉱物化し、溶解することでシステムを簡略にできることが分かった。
今後、システムの構築や工学的な検討を実施する。

(2)アルカリ融解/電解透析除染
スラッジ廃棄物を硫酸及び水酸化ナトリウムで交互に溶解を行って全溶解する。この過程で発生する酸及びアルカリ溶解液中のウランを吸着材を用いて分離する。平成 16 年度は 2 種類の吸着材（リン酸型、アミドキシム型）のウラン

表-1 アルカリ融解による除染結果（分配係数の pH 依存性）
廃液種類
酸廃液
鉄殿物
＋ろ過助
アルカリ
剤
廃液
酸廃液
焼却灰

アルミ殿
物

中和殿
物

4種混合
廃液

擬似鉱
物化試
料廃液

アルカリ
廃液
酸廃液
アルカリ
廃液
酸廃液
アルカリ
廃液
酸廃液
アルカリ
廃液
酸廃液
アルカリ
廃液

U吸着材種類

ｐH１

ｐH２

ｐH３

リン酸型

×

×

△

アミドキシム型

ｐH５

ｐH６

◎

○

○

ｐH７

ｐH８

ｐH９ ｐH１０ ｐH１１ ｐH１２○

リン酸型
アミドキシム型
リン酸型

○
△

×

アミドキシム型

○

△
○

リン酸型
アミドキシム型
リン酸型

×

アミドキシム型

○

◎

◎

◎

○

◎

○

○

○

○

◎

◎

△

○

○
〇

リン酸型
アミドキシム型
リン酸型△

アミドキシム型

○

○

○

○

○

リン酸型
アミドキシム型
リン酸型
アミドキシム型

△

△

○

○

△
○

リン酸型
アミドキシム型

○

○

リン酸型

△

○

アミドキシム型

○

○

◎

◎

○

○

○

リン酸型
アミドキシム型

分配係数(ml/g)◎：10-4 オーダー○：10-3 オーダー△：10-2 オーダー
×：10-1 オーダー以下：沈殿発生が確認された領域

10

ｐH４

○

○

３．余裕深度処分等に関する研究

３．余裕深度処分等に関する研究(1) 余裕深度処分の技術基準等に関する研究
余裕深度処分対象廃棄物及び余裕深度処分施設に求められる普遍的な安全要件の在り方について検討した。
(2) Ｌ１廃棄物の合理的処理処分に関する研究※
L1 廃棄物 を合理的に埋設するため、具体的な運用に当たっての法規制体系と、それに基づく事
業形態を検討した。
※L1 廃棄物：余裕深度処分の対象となる廃棄物で、原子炉内で放射化された金属廃棄物等を含む。

(3) Ｌ１廃棄物の廃棄確認方法整備に関する研究
L1 廃棄体の合理的な廃棄確認方法を確立する
ため、廃棄体製作方法、放射能濃度決定方法、廃棄確認方法等の民間規格化のための要件等を検討した。
(4) ウラン廃棄物のクリアランス及び処分方策に関する研究
燃料加工施設等から発生するウラン廃棄物を安全かつ合理的に処分するため、ウラン廃棄物の特徴を踏まえたクリアランスレベルの検討、及び想定した処分概念に対する処分の適用性についての検討を行った。

11

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．高レベル放射性廃棄物処分
1-1

地質環境調査技術【物理探査技術信頼性確証試験（高精度物理探査技術高度化調査）】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物地層処分事業（以下、地層処分事業）において、最終処分地の選定は段階的な調査を経て行われる。地表からの概要調査の段階では、様々な技術を用いて、広域における地形、水理、地質構造、地下環境等の調査、分析、評価を行うこととなる。物理探査は、概要調査以降の段階で重要な調査技術として考えられているが、適用の方法については、これまでの資源探査
や地盤探査とは異なる部分もある。そこで平成 12年度から既存物理探査技術の地層処分事業への適用性を検討し、高度化開発により、より信頼性が高い情報が期待される技術として、電磁法探査、
弾性波トモグラフィ、地質構造モデリング技術を選定し、平成 15 年度までに技術の高度化開発を進めプロトタイプを製作した。また、これらの技術開発と並行して、地質環境調査全体を俯瞰して調査技術と技術の反映先への貢献度を示す調査シス
テムフローを作成したほか、次世代探査技術として先進的な調査技術の地層処分事業への適用性検討を行い、リモートセンシング技術や石油資源探査分野の高度解析技術の適用性検討を実施した。
平成 16 年度からは第 2 フェーズとしてこれまでの成果を踏まえ、高度化開発した電磁法探査技術
および弾性波トモグラフィ技術の実フィールドへの適用性や探査精度の確認、プロトタイプから調査技術に成熟するための技術的課題の抽出・整理、
また多様な地質環境に適用するための具体的な適用課題の抽出と解決方法について研究を進めることとした。なお 15 年度まで本課題で検討してきた
調査システムフローは、地質環境評価技術高度化調査として分離独立し、別途課題検討を行っている。以下に高度化開発を実施した技術概要を示す。
(1)高精度物理探査技術高度化(a)電磁法探査技術の高度化

12・陸域から水深 200 m 以浅の沿岸海域で海底下深度 1 km までを連続的に探査可能な計測システムの開発
・縦型構造の断層等の解析が可能な陸域 3 次
元、海底 2.5 次元解析手法の確立(b)弾性波トモグラフィ技術の高度化
・伝播距離の長い（1km 程度）高出力孔内震源の開発・結晶質岩中での断層構造の検出を目的としたフルウェーブトモグラフィ解析
技術の確立
・広域の透水性状の把握を可能とする音響透
水トモグラフィ技術の確立(c)地質構造モデリング技術高度化
・地質構造モデルにおける不確実性を評価することを目的とした技術開発(2)次世代技術調査
平成 13 年度、14 年度の２年間において、次世代技術調査では下記に示す検討を実施した。
・物理探査技術の現状調査、資源開発技術分野の最先端技術の調査及び地層処分関係で適用された物理探査技術調査
・リモートセンシング技術の地質環境調査への適用性調査(3)調査システムフロー
平成 14 年度から、調査システムフローに関して、下記項目の検討を実施した。
・処分地選定に必要な情報と，既存の調査技術、
その調査結果との相関性の分析・解釈も含めた形で整理する調査システムフローの構築
・パソコン上での調査システムフローの使用環境を整備するための IT（情報通信技術）化
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.3 参照）いるものである。

◇平成 16 年度の成果(1)電磁法探査技術の信頼性確証試験
昨年度に引き続き米国モンテレー湾で、沿岸域の断層を対象とする探査技術を高度化するため開発したスタンドアローン型受信機とケーブル型受信機のプロトタイプによる確証試験を実施した。
また、わが国の沿岸での調査環境を想定して、航行船舶の支障となる水上敷設ブイを用いない探査
機器の海底敷設試験及び、ROV（水中ロボット）を

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-1 地質環境調査技術)利用した機器回収試験を実施した（写真-1～3）。
計測データは、昨年度開発した海底 2.5 次元解析
ソフトウェアを用いて解析し、海底下に存在する断層構造を解明した。陸域の電磁法探査技術では、
核燃料サイクル開発機構（現日本原子力研究開発機構。以下、サイクル機構という）との共同研究により、北海道幌延町で取得された既存電磁法データを陸上３次元解析ソフトウェアを用いて地質構造解析（図-1）を実施した。

写真-１

ROV

写真-２

孔内震源のプロトタイプの伝播性能を向上させるために、共鳴体内部に窒素ガスを注入する圧力
補償ユニットを追加して、サイクル機構が施工した幌延のボーリング孔内で動作試験を実施した（図-2）。音響透水トモグラフィでは、スイスのグリムゼルテストサイトで採取した岩石試料を測定して、岩盤の透水性と弾性波速度分散現象の相関性を確認するとともに、原位置透水試験を実施して、弾性波トモグラフィと組み合わせた解析により岩盤中の透水係数分布を推定できる手法（図-3）を開発した。また広域の弾性波トモグラ
フィ確証試験に備えて、米国デバイン試験場に計測用のボーリング孔を施工し、孔内試験及び弾性
波伝播計測を実施した。

ROV による機器回収

ROV

ボーリング孔を利用した性能試験
ボーリング孔を利用した動作試験

写真-３

図-2

モンテレー湾での電磁法確証試験

孔内震源と圧力補償ユニットの動作試験

透水係数

比抵抗値

図-1

幌延における３次元電磁法解析結果(2) 弾性波トモグラフィ技術の信頼性確証試験
平成 15 年度に技術課題として抽出した高出力

図-3

弾性波トモグラフィとコクリッギング
法の組み合わせによる透水場構築

13

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

整理、及びその論点・課題の整理を行った。さらに、地質環境調査の「全体像と個別項目の相互関◇事業の概要係の把握」を容易にし、その「追跡性」と「透明性」の確保の実現に向け、調査システムフローと
地質環境評価技術は、地層処分の事業化段階に関連情報を IT（情報技術）により可視化するシス
おける処分成立性検討において安全評価技術およ
テムを試構築した（図-1）。
び処分技術と並ぶ重要技術であるが、多岐にわた
平成 16 年度からは「地質環境評価技術高度化調る調査技術あるいは調査で得られる情報と、処分査」として、これまでの調査・研究成果を踏まえ成立性検討に必要となる情報とを結ぶ、ジェネリて、以下を実施することとしている。
ックな評価プロセスはまだ提案されていない。
(1)基本的な調査システムフローの整備
本調査では、わが国の多様な地質環境条件を念
塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩を対象として試構頭に置きつつ、現地調査から処分成立性検討に必築している調査システムフローの見直しを行い、要な情報評価までの複雑で多岐にわたる長期間の地質環境評価シナリオを構築して実データによる調査・評価プロセスをロードマップ化したＩＴベ模擬検討を実施し、調査システムフローの信頼性
ースの調査システムフローを得ることを目的とすを向上させる。また、淡水域（陸域）
・結晶質岩おる。これにより、地質環境調査に求められる、①
よび塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩に対する調査シ
情報の追跡性、②調査・評価の透明性、③合理的・ ステムフローをベースに、日本に分布する多様な
効率的な調査・評価の実行、④専門家や関係者の地質環境に対応する調査システムフローを構築、
コミュニケーション（相互理解）、⑤処分の安全性整備する。
の提示などの要求に応えられることが期待される。 (2)不確実性を考慮した地質環境評価技術の構築
平成 13 年度は、「地層処分経済性向上調査/地層調査システムフローに含まれる調査・評価に対処分サイト評価技術確証試験」においては、まず、する不確実性評価技術の適用方法を整理する。模地点選定段階における地質環境特性評価で必要と擬検討を通してその適用性を確認するとともに、なる評価項目を不確実性を取り扱い可能な地質環境評価システム
・ 地質環境の長期安定性評価を検討する。
・ 性能評価(3)IT ベースシステムの構築
・ 施設設計これまでの可視化システムをベースに、構築しに分けて検討・整理し、調査・評価の考え方ならた調査システムフローに基づいて、地質環境評価
びに適用する調査手法（ボーリング調査、物理探の計画・実施を支援するとともに、地質環境評価
査、トレンチ調査等）や評価技術を整理した上で、全体（調査・評価の技術、プロセス、データ等）
調査から解析、評価に至る地質環境評価のプロセを俯瞰可能な説明・コミュニケーションツールとスを調査システムフローとして体系化した（図-1）。 しての IT システムを試構築する。
なおここでは、日本における代表的な地質環境となお本研究は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.4 参照）
して、淡水域（陸域）
・結晶質岩と塩・淡水域（沿いるものである。
岸域）・堆積岩を設定した。
平成 14 年度、15 年度は「地層処分技術調査等◇平成 16 年度の成果
高精度物理探査技術高度化調査」において、淡水(1) 塩・淡水域（沿岸域）・堆積岩系における調域（陸域）
・結晶質岩における地下水流動評価を対査上の重要因子の分析・評価
象とした模擬検討（既存の地質調査データを用い
塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩を対象とした場合て調査システムフローに従って仮想的に地質環境の地質環境評価上の課題解決に向けた調査上の重特性評価を実施してフローの妥当性を検討するこ
要因子の抽出、分析・評価を行った。また、調査と）および国際レビューを実施し、平成 13 年度に技術に関する最新の知見を調査し、その合理的な試構築した調査システムフローの妥当性を検証し適用方法と組み合わせ方法を検討し、調査システた。また、塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩における
ムフローの見直し・再構築を実施した。
模擬検討の実施可能性について、既存情報の収集【地質環境評価技術高度化調査】

14

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-1 地質環境調査技術)(2) 地層・地質構造、海水準変動が地下水流動に及ぼす影響評価
調査システムフローにおける調査の重要性・優先度を検討するために、地層・地質構造、海水準変動等が地下水流動に及ぼす影響を解析的アプローチ（密度流を考慮した地下水流動解析）により評価した（図-2）。その結果、特に低透水層の存在など地層の不均質性が核種の移行経路やトラベル
タイムに大きな影響を及ぼすこと、従って、その特性調査が重要であることなどを示した。
(3) 塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩系を対象とした模擬検討に向けた事前検討

塩・淡水域（沿岸域）
・堆積岩系における地質環
境評価上の重要課題を整理した上で、下記に関する模擬検討シナリオとデータセットを作成した。
・ 沿岸域での地下水環境（塩・淡水）を考慮
した地下水流動評価（SKB オスカーシャムの調査を対象）
・ 堆積岩におけるニアフィールド地下水流動評価（JAEA 幌延の調査を対象）
・ 堆積軟岩における地下空洞等地下施設の設計（JAEA 幌延の調査を対象）
平成 17 年度はこれらの模擬検討を実施し、調査システムフローの妥当性を検証する。

長期地質安定調査技術の詳細説明

性能評価

モデル化

施設設計

個別フローの詳細説明

調査データ

図-1 調査システムフローとその可視化システム

海岸線

海退後の海岸線

3km

1

5km

2

3

4

5

6

7

8

解析モデル

低透水性地層EL.-2000m

均質な場合
図-2

不均質（低透水層の存在）な場合

地層の不均質性が塩分濃度分布と移行経路に及ぼす影響（海進期（現在）における比較）15

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-2 処分技術【遠隔操作技術高度化調査】◇事業の概要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・検査およびオーバーパックと緩衝材の遠隔ハンドリング・定置に関わる遠隔操作技術について、基礎試験、要素試験等を行い、その成立性、適用性、適用条件などを定量的に評価および表示するための幅広い技術メニューの整備を進めることを主たる目標としている。
このためまず、これらの遠隔操作が現有技術で成立可能かどうかを確認すること、および技術メ
ニュー整備における試験対象項目や試験パラメー
タを的確に抽出することを目的として、実規模モックアップ設備の概念設計を実施する。また遠隔操作による人工バリア構築は、人工バリアシステ
ムの品質確保と密接に関係することから、遠隔操
作及び人工バリアの品質について、地層処分の特徴である長期安全性確保の視点からも検討する。
なお本調査で前提となる人工バリアシステムは、
基本的に第二次取りまとめで提示された概念に基づくものとした。
平成 12 年度にオーバーパックの溶接、検査技術、
オーバーパックと緩衝材のハンドリング・定置を対象として、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。平成 13 年度より抽出した技術開発課題に基づき、各技術について基礎試験、要素試験を行い、現時点における最新技術の適用性、適用範囲、適用条件を表示する技術メニューを整備した。また溶接・検査、ハンドリング・定
置における人工バリアの品質確保の考え方及び処分場における遠隔操作技術全体を対象とした処分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。
図-1 に本調査の検討範囲を示す。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.5 参照）いるものである。

◇平成 16 年度の成果(1)遠隔溶接・検査装置の開発
代表的なアーク溶接である MAG 溶接(Metal
Active Gas 溶接)について、オーバーパックの
全肉厚溶接を前提とし、開先深さ最大 190mm を目標として施工試験を行った。付帯作業の検討として、CCD カメラを用いた遠隔監視法で良好な画像が得られることを確認するとともに、溶接中のスパッタ付着状況から、溶接トーチの清掃頻度を確認した。また、板厚 190mm の試験体により溶接施工条件を把握するとともに、継手性能試験により溶接品質を確認した。
複合オーバーパックへの適用技術として、レーザビーム溶接について、板厚 7mm のチタン材に対する施工試験を行った。平板試験体を用いた試験で、ブローホールの発生を低減できる溶接施工条件とともに、始終端部処理条件の適正
条件を確認し、それらの溶接条件に基づき、蓋溶接施工試験を行った。

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
廃棄体・人工バリア
工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

図―１

16

本調査の検討範囲［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

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-2 処分技術)

非破壊検査技術として、超音波探傷法のうち、表層部の欠陥検出に優れるクリーピングウェー
ブ法について、溶接余盛表面(MAG 溶接（炭素鋼）
及びレーザビーム溶接（チタン）)の検査精度の確認試験を行った。レーザビーム溶接試験体については、開先部の形状による影響から、探傷方向の違いによって検出結果に違いがあることが分かった。また検出性に優れている二振動子法について、きず定量化の可能性を予備試験で検討し、きず長さ、およびきず高さに対する評
価方法を確認した。
また表層部の検出性、定量性に優れる交流電磁場測定法（ACFM 法）を用いてチタン材、及び溶接試験体（レーザビーム溶接）に対する検査
精度の確認試験を行った。ACFM 法では、開先形状による影響はないことを確認したが、炭素鋼と比較して、チタン材に対する検出性は若干劣っていることが分かった。
さらに各溶接・検査技術について、これまでの要素試験の成果を中心に、現状での各技術の適用性、適用範囲、適用条件を表示する技術メ
ニューを整備した。

ビード外観

図-2

レーザビーム溶接

蓋溶接施工試験実施状況(2)遠隔ハンドリング・定置装置の開発
圧縮ブロックを定置するブロック型緩衝材方式については，前年度までの研究成果を反映し、定置の作業性と品質向上の観点から、より具体化した横置き定置システムの概念を提示した。
また処分孔及び処分坑道の状況確認に適用する計測技術について、既存技術の調査を行い、有望な計測技術について、地下処分場で想定される条件への適用性を基礎試験により確認した。
緩衝材を原位置で締固める緩衝材の原位置締固め方式については、原位置締固めの衝撃影響に関する解析的検討より、岩盤の健全性と締固め可能性の 2 つの観点から本方式の成立範囲を示した。締固め機構に関して、緩衝材を静的に締固めた際の緩衝材の体積圧縮特性の解析モデ
ルを構築した。また振動方式による締固めについて基礎試験で締固め特性に関するデータの取得を行い、取得データを基に振動系締固め機械の設計検討を行った。
ペレット状のベントナイトを充填するベント
ナイトペレット方式については、振動による高密度化試験と空隙閉塞時間測定試験、縦置き方
式及び横置き方式に関する施工模擬試験を実施した。この試験結果から、振動を加えることにより、ベントナイトペレットの充填密度の増大が可能であること、縦置き方式については適切な注水量、注水圧の設定により充填後の上面から注水が可能であることを確認した。また横置
き方式についてはスクリューコンベア搬送による充填特性を把握した。
プレアセンブル方式については、エアベアリ
ングシステムのうち上敷材に関する適用性試験を行い、その結果から適切な上敷き材を設置することで、曲面用エアパレットの適用性が拡大すること明らかにした。また処分パッケージの両側面にエアジャッキを配置して把持する方式の適用に向け、基礎試験からエアジャッキの処
分パッケージ把持への適用への見通しを得た。
さらに各方式の遠隔定置システムについて、
これまでの成果を基に、地上施設、アクセス施
設および地下施設を通じた一連の製作・搬送・
定置システム（全体システム）を例示し、現状での実現性を提示した。また各個別技術については技術メニューとして整備した。

処分坑肩部

図-3

スクリュー通過部

廃棄体下部

ペレット方式施工模擬試験充填状況17

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【人工バリア特性体系化調査】（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.6 参照）
を行っている。

◇事業の概要◇平成 16 年度の成果

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・検査技術に関する検討が「遠隔操作技術高度化調査（平成 12～16 年度）」
で現在進められている。これらの溶接技術の成立性、適用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。本調査では溶接部の腐食に関する情報収集及びオーバーパックを模擬した溶接部の耐食性評価試験によって溶接部の長期健全性評価のための知見を整備すると同時に、オーバーパッ
クの溶接技術の妥当性を提示することを目標としている。本調査は平成 16 年度から開始したもので、溶接部の特性について以下の調査・分析を行うものである。
(1)溶接部の腐食に関する情報収集・整備
オーバーパック及び溶接部の腐食挙動に関する過去の研究成果を収集・分析し、溶接部の耐食性に関する知見を整理する。特に、オーバーパック
に関しては過去の研究の経緯、溶接部で留意すべき問題点（例えば残留応力による応力腐食割れ等）についても調査・整理する。
(2)耐食性評価試験「遠隔操作技術高度化調査」で製作した溶接試
験片を用いて母材と溶接部の腐食挙動の比較・評価を目的とした腐食試験を行う。(1)での結果を基に試験計画を策定し、母材と溶接部の耐食性の比較や地層処分後の状態を想定した長期間の腐食挙動を調査する。
(3)溶接部品質検討
耐食性も含めた溶接技術の妥当性を評価する
ため材料科学の視点から溶接部の性状（金属組織、成分等）を調査してデータを整備する。また、溶接部に特有の事象である溶接残留応力の解析・評
価と低減対策についても検討する。さらに、オーバーパックの溶接性や耐食性との関係が深い炭素鋼の鋼種の選定の考え方に関する検討も行う。

(1)溶接部の腐食に関する情報収集・整備
既往文献の調査結果を基に溶接部の特性（特に耐食性）についての知見を整理した。溶接部における腐食問題を次の２つに分類し、それぞれについて考え方をまとめた。
① 固有の耐食性の問題② 巨視的不均一性の問題
また、溶接部の腐食挙動に影響を及ぼす因子について、金属組織、化学成分、硬さ、結晶粒径等の観点で過去の研究成果を分類・整理した。
オーバーパックの腐食挙動については、サイクル機構の「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性（第２次取りまとめ）」で提示された炭素鋼オーバーパックの腐食シナリオ、およびその後の研究等で得られた知見を整理し、溶接部の影響を考慮する必要がある項目を抽出した（図-1）。この結果を基に、次の４つの試験計画を策定した。
① 不動態化挙動と腐食形態② 酸化性雰囲気での全面腐食，孔食，すき間
腐食進展挙動③ 応力腐食割れ感受性、④ 還元性雰囲気における全面腐食進展挙動，
水素脆化感受性(2)耐食性評価試験(1)で策定した計画のうち、「①不動態化挙動と腐食形態」に関して、「遠隔操作技術高度化
1)2)調査」で製作した TIG と EBW の２種類の溶接試験片を用いた腐食試験を実施した。金属組織等の性状が異なる母材と溶接部（熱影響部、溶接金属）の腐食挙動を電気化学的な手法で調査した結果、EBW では母材と溶接部で大きな違いは認められなかった（図-2,-3）。一方、TIG では一部の条件で母材と溶接部の腐食挙動が異なり、溶接方法による違いが若干認められた。
1) TIG：ティグ溶接(tungstein inert gas welding)

なお本調査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 (1)及び(2)については
核燃料サイクル開発機構（（現日本原子力研究開発機構。以下、サイクル機構という）と共同研究

182) EBW：電子ビーム溶接(electron beam welding)(3) 溶接部品質検討
a. 溶接部の性状のデータ整備

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-2 処分技術)(1)で整備した溶接部の耐食性に影響する因子（化学成分、金属組織、硬さ、結晶粒径等）について調べるため(2)で使用した溶接試
験片の材料調査を実施した。母材と溶接部で比較した結果、金属組織学的な違いや材料の化学成分の違いが確認されたが、現時点では、明らかに耐食性に悪影響を及ぼす因子は TIG、
EBW とも特に認められなかった。
b. オーバーパックの溶接部の残留応力
溶接部の残留応力の実測値および数値解析
値に関する過去のデータ等を整理・比較した。
この結果と既往文献の知見を合わせて残留応力解析方法の現状を整理し、課題として挙げられた次の項目について問題の解決に必要な対策と計画をまとめた。
① 入熱効率、熱源のモデル化の検証② 解析手法、材料物性値の妥当性の検証③ 相変態の有無の確認④ ２次元軸対称モデルの妥当性確認（３次元モデルによる検証）⑤ モックアップの残留応力分布のばらつ
きの確認
また、応力腐食割れ対策となる残留応力の低減方法に関する知見を整理し、炭素鋼オー
バーパックを対象とした場合に有力な候補となる手法について技術的妥当性を確認するた
めの試験計画を策定した。
c. オーバーパックに適した鋼種の情報収集
機械的特性、製作性（素材の加工、溶接等）、
耐食性等、オーバーパックと関係する炭素鋼の性質、および過去のオーバーパック関連の試験で使用された炭素鋼の種類と選定理由に関する情報を整理した。鋼種選定の考え方を今後まとめる上で必要なデータが得られた。

ボンド部

母材

溶接金属

熱影響部

0.2mm

図-2

母材および溶接部の金属組織（EBW）

1000
EBW母材
EBW熱影響部
EBW溶接金属2

電流密度 [μA/cm ]

100

10

1
試験溶液：0.005M NaHCO3-0.005M Na2CO3 (pH10)
試験温度：80℃

図-1

炭素鋼オーバーパックの腐食シナリオと溶接部で留意する必要のある項目

0.1
-1000

-500

0

500

1000

電位 [mV vs. SCE]

図-3

母材および溶接部のアノード分極曲線（EBW）

19

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【人工バリア材料照射影響調査】◇事業の概要
従来、材料の放射線照射影響は破壊力学的手法に基づいていた。例えば、軽水炉圧力容器鋼の照
射損傷（照射脆化）に関しては、我が国では原子力発電が始まって約 30 年経過し、軽水炉の寿命延長（高経年化）が検討されている。このためには
圧力容器鋼の脆化を絶えず予測・監視し、健全性を保つ必要があり、主として破壊力学的手法に基づいて内外の関連のデータベースを基にした予測、評価が行われている。しかしながら、従来の知見を超える長期の健全性を評価し、確保するためには、運転中の圧力容器鋼内部の微視的構造変化（照射欠陥や照射下微小析出物形成など）の正確な理解が不可欠であることが指摘されている。
一方、高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア材料であるガラス、炭素鋼には放射性核種の閉じ込めという、より長期の安全性確保が要求されている。このことから、従来技術に基づく照射損傷の定量的な予測(長期の外挿)はさらに困難になってくる。そこで本調査では、従来の破壊力学的手法に依らず、陽電子消滅法という照射による材料の微視的構造変化である格子欠陥(照射欠陥、微小析出物)を正確に把握する測定技術を確立し、測定データを蓄積すると共に照射損
傷に関する理論計算を行って計算結果を検証する
ことで、材料の寿命予測モデル構築のための基礎を確立することを目指している。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.7 参照）いるものである。

◇平成 16 年度の成果
平成 16 年度は平成 15 年度に引き続き、平成 14年度までに整備した測定装置－同時計数ドップラ
ーブロードニング測定装置、電子スピン共鳴装置(ESR)、微小硬度計、２次元角相関装置、低速陽電
子ビ－ム測定装置等－を用いて炭素鋼等、及びガラスの照射試験片について照射欠陥、照射誘起析
出物の測定を進めると共に、理論計算を実施した。
(1)照射試験片の測定
a.炭素鋼等

20

Fe-Cu モデル合金中に熱時効による析出極初期過程で形成する超微小 Cu ナノ析出物を対象として、照射誘起析出で重要になる直径サブ nm～数 nm 程度の析出物寸法を、陽電子消滅 2 光子
2 次元角相関法によって非破壊的に評価する手法を確立すると共に、照射誘起析出で重要になる直径サブ nm～数 nm 程度の析出物の数密度を、
陽電子消滅時間-運動量相関法によって非破壊的に調べる手法を確立し、陽電子の消滅相手元
素の陽電子消滅時間発展を明らかにして陽電子の捕獲率を求めた(図-１)。また、Fe-Cu モデル
合金に第 3 元素として Ni、Mn、P を別々に添加した 3 元系モデル合金を、材料試験炉（JMTR）
で照射し、空孔-Cu 集合体や Cu ナノ析出物形成に対する第 3 元素の効果を陽電子消滅と３次元
アトムプローブを用いて調べた。いずれの試料でも、空孔型欠陥を含む Cu ナノ析出物が形成した。また Ni、Mn は Cu ナノ析出物に偏析すること、Cu ナノ析出物の寸法を減少させ数密度を増加させることを示した。さらに C-Mn 鋼の照射脆化について、JMTR で加速照射（1 週間）した試料と実機発電炉で低照射速度で照射（約 20 年間）した試料を比較し、脆化機構を陽電子消滅と３次元アトムプローブで調べた。低照射速度
172の場合、10 n/cm 程度の低照射量から超微小 Cu
ナノ析出物が生成し、脆化の主な原因となることを明らかにした。
b.ガラス
以下に示すように、各種モデルガラスについて２成分系、３成分系での構造空隙寸法の変化を検討した。
SiO2 に、SiO2 以外の網目形成酸化物である B2O3を加えた SiO2-B2O3 系では、B2O3 を加えても空隙
寸法はほとんど変化しないが、GeO2 を加えたSiO2-GeO2 系の空隙寸法は 100%SiO2 から 100%
GeO2 へモル濃度に比例して緩やかに減少することを確認した。
SiO2 に、網目修飾酸化物であるアルカリ金属
酸化物、アルカリ土類酸化物を加えた、SiO2-R2O(R=Li、Na、K)系、SiO2-Na2O-RO(R=CaO、BaO)系、及び SiO2 を主とする網目修飾酸化物との組合せの比較として作製した B2O3-Na2O 系の組合せにおいては、網目修飾酸化物が導入されると急激に空隙寸法が減少することが分かった(図-２)。

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-2 処分技術)(2)分子動力学シミュレーションと微小析出物の機械特性に与える影響について
分子動力学シミュレーションの結果と Cu ナノ
析出物の寸法を制御した引っ張り試験の結果を比較した。200～300K においては温度の低下に対して降伏応力の増加傾向があり、計算結果との一致が見られた。分子動力学シミュレーションでは転位のカッティング機構に従って計算を実施しており、実験結果もカッティング機構による可能性が高いことを示唆した。Cu ナノ析出物を含む試験片
では、液体窒素温度付近で析出物の寄与による降伏応力増加が小さくなることが明らかになった。
これは、低温ではパイエルス・ポテンシャルの著
しい増加により、析出物による降伏応力の増加が相対的に小さくなるためと考えられた。Cu ナノ析
出物による降伏応力の増加を正確に求めるには、①バックグラウンドが大きくなるため、測定精度を向上させる、②双晶変形の抑制、③降伏応力の結晶方位依存性やホールペッチの効果、④基準となる純鉄の降伏応力の測定値のばらつきの抑制、などの改善が必要であると考えられた。
(3)長期予測に対する課題
炭素鋼などの鉄鋼材料については低照射速度・-4
長期照射（20 年、4×10 dpa）と JMTR の高照射
-3
速度・短期間照射（7 日、3×10 dpa）の比較を-6
そのままオーバパック鉄鋼材料（1000 年、5×10dpa）での照射影響評価に適用できるとは限らない
が、長期間約 200℃程度の照射を受けると、非照射では起こりえないような照射誘起あるいは照射促進拡散によってナノ析出物が形成される可能性があることが示された。
ま た ガ ラ ス の 構 造 空 隙 は 、 (Glass) Network
Former、(Glass) Network Modifier、Intermediateのモル濃度によって系統的に変化すること、特に単結合強度の考え方でその変化が理解できるものと考えた。また現在考えられている高レベル放射性廃棄物モデルガラスでは Glass Former のモル濃度が低く、陽電子が存在するような構造空隙が含まれていないことも明らかとなった。このことは反跳娘核種が安定に存在できる構造空隙があまり無いことを意味しており、長期間のガラス構造安
定性の観点からの考察が必要であると考えられた。

図 -１ 陽 電 子 消 滅 時 間 -運 動 量 相 関 法による純鉄の陽電子消滅における運動量の２次元スペクト

SiO 2-Na2O-BaO
104
103
Counts

また SiO2 に、中間酸化物である Al2O3、ZnO、ZrO2を加えた、SiO2-Na2O-Al2O3 系、SiO2-Na2O-ZnO 系、SiO2-Na2O-ZrO2 系では、Al2O3 を加えても空隙平均寸法はほとんど変化しないが、ZnO を 5%以上加えると、空隙平均寸法が減少していくことが確認され、中間酸化物が網目形成にある程度参加した後は修飾酸化物として働いたためと考えられた。

102
101
100

0

図-2

5
Time[ns]

10

15

SiO2-Na2O-BaO 系の陽電子寿命
スペクトル

21

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【性能評価技術高度化】◇事業の概要地層処分における従来の性能評価では、想定される事象の複雑さや評価期間の長期性のために保守的なモデルが採用されているが、近年の国内外での処分研究の進展に伴い、より現実的なモデル(性能評価技術の高度化)が必要になると考えられる。本調査では、より現実的な性能評価を可能とする性能評価技術の開発を行うため、関連情報の収集･分析と評価技術の開発を行う。
(1)性能評価に関する基礎情報の収集及び整理･分析
ここでは国内外で従来行われてきた性能評価に関する情報を収集し、性能評価の現状を体系的に整理するとともに、総合情報調査で整備しているデータベースに合わせて整備(図-1)する。
(2)現実的性能評価技術の開発
性能評価における課題を明らかにし、より合理的な性能評価を可能とする現実的性能評価技術の開発を行う。
平成 14 年度は第２次とりまとめで行われている安全評価における課題を基に、現時点における性能評価に関する課題を抽出し,重点的に研究を行うべき項目として「①処分場及び近傍の詳細評
価技術の開発」、「②ガラス固化体近傍の詳細評価
技術の開発」、「③性能評価の情報化技術に関わる調査検討」を選定した。
平成 15 年度は海外の性能評価報告書や、FEP、性能評価技術に関する情報を収集、整理するとともに、①～③について、モデル化や適用可能性等について検討した。なお本調査は経済産業省の委託により実施しているものである。（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.8 参照）

図-1

22

性能評価に関する基礎情報の収集及び整理･分析◇平成 16 年度の成果(1)性能評価に関する基礎情報の収集及び整理･分析a. 性能評価に関する調査
米国及びスイスにおける地層処分の性能評
価報告書を基に、わが国における性能評価研究との比較など体系的に整理、分析を行った。またスウェーデンでの性能評価に関する最新情報を収集し、米国、スイスの報告書とともにデータベースに整備した。
b. FEP に関する調査
わが国の安全評価研究において除外された
FEP のうち、昨年度に実施した「将来の人間活動」「隕石の落下」「臨界」「放射線分解／放射線損傷」に、新たに「工学的対策に関する初期欠陥」と「処分施設中での核種移行」を加えた６つについて、国内外の主要な文献を対象に情報収集し、調査票として概要を整理するとともに、データベースに整備した。
c. 現実的性能評価技術に関する調査
スイス、ドイツ、スウェーデン及びベルギーの実施主体等から、性能評価におけるモデル、データ等の不確実性の取扱いに関する情報を収集・整理し、データベースに整備した。
(2)現実的性能評価技術の開発
a. 処分場及び近傍の詳細評価技術の開発
既存の安全評価に含まれる過度な保守性を排除するため、処分場及び近傍での地下水の流れや核種の移行を詳細かつ現実的に評価することが可能な解析技術を開発することを目的とし、以下の検討を実施した。
① 処分場スケールで発生する事象の検討
処分場スケールで発生する事象あるいは複数廃棄体の相互影響によって発生する事象を検討・整理した。検討整理した処分場スケー
ルの発生事象のうち、水理に関連する事象の検討を行った。地下水流動方向の変化、プラ
グの止水性、及び支保工の劣化を選択し、これらの事象が発生したときに、掘削影響領域の通過流量及び下流側の掘削影響領域への移行割合に与える影響を、地下水流動解析を行って定量的に評価検討した。
② 性能評価ツールに取り込むモデルの検討
複数廃棄体モデルによる地下水流動解析、

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-2 処分技術)

及び物質移行解析を実施して、H15 評価モデ
ルで採用した解析モデルの妥当性の確認を行い、問題点を抽出した。さらに、処分場スケールにおいて発生すると想定される事象の主要なものについて感度解析を実施して、重要なパラメータとその影響度について基本的な検討を実施した。
また今後開発する解析モデルの基本検討を行い、マルチスケールモデルの概念（図-2）をコンパートメントモデルに取り入れる必要があるという結論を得た。
核種の
移行確率
（フラック
ス等）

コンパートメントモデル

コンパートメント内領域レベル計算

地下水流れ

コンパートメントA
コンパートメントB
コンパートメントC

処分場領域レベル計算

図-2

溶解が抑制されることが示唆されており、変質層における拡散律速等の物質移行過程を詳細に評価する必要があることが指摘された。
②ガラス固化体の破壊挙動を考慮した核種移行の検討
平成 15 年度の調査結果を踏まえ、変質層成長に対する微視的スケールのモデル（Devreux& Barboux, 2001）を基礎として、• ゲル層による保護効果を考慮したシリカ
溶解（加水分解）反応速度• 拡散層及びゲル層を通じた水の拡散に律速されたガラスの水和反応速度を考慮したガラス溶解モデルを開発し、例題の解析を行った（図-3）。結果は火山ガラスの長期溶解速度とオーダーとして整合的であった。また、既往の FDEM 解析結果に基づきガラス破壊の自己相似性を示した上で、微小破片の寄与も含めた総表面積を推定した。この結果を S/V 比として反映したガラス溶解解析を行い、S/V 比増大による溶解抑制初期に限られることを示した。ただし、絶対値としてのガラス溶解速度はいずれにしても極めて小さかった。

マルチスケールモデルの概要
t=T=0y0[y]b. ガラス固化体近傍の詳細評価技術の開発
ガラス固化体の変形、破壊あるいは変質等の変遷過程に関する力学－化学連成現象の数
値解析を具体化し、ガラス固化体の溶解挙動
等のバリア機能に生ずる変化をシミュレーシ
ョンする手法の開発を目的として以下の検討を実施した。
①人工バリアシステムにおけるガラス溶解挙動の検討
人工バリア体系において想定しうる種々の溶存ケイ酸消費現象をモデル化したガラス溶
解溶存ケイ酸挙動に関する解析を実施し、ガラス固化体近傍での溶存ケイ酸濃度が比較的長期にわたって飽和濃度未満となりうることが示された。しかしながら、既往の観察事実から判断すれば、初期のガラスの溶解によってひとたび変質層が形成されてしまうと、変質層の保護膜的な効果によって、ガラス溶解
に対する溶存ケイ酸濃度の影響は緩和される
こと、換言すれば、化学親和力によるガラス

t= 500[y]T=500yt=1000[y]T=1000yt=2000[y]T=2000y

図-3

微視的スケールにおけるガラス
溶解現象のシミュレーション例

c. 性能評価の情報化技術に関わる調査検討
地層処分システムの性能評価に関して、各分野の専門家等が正確な技術情報を共有化することを目的として、地層処分システムの全体構成の概要に関する可視化、ガラス固化体からの放射線量の分布、オーバーパックによる核種閉じ込め期間中での放射能の減衰、人工バリア中での核種移行に関する 4 項目について可視化コンテンツの作成を行った。

23

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究【地球化学バリア有効性確証調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物地層処分システムのバリ
ア性能は、放射性核種の地下水に対する溶解度や岩石への収着性のような地球化学的反応に影響される。Pu, Np などのアクチノイドは溶解度が小さく岩盤中での収着性が大きいため、生物圏への漏出量は極めて小さいと評価されているが、その潜在的毒性は長期にわたる。地層処分システムのバリア性能に係わる信頼性の向上や安全裕度の確認を行うために以下のような研究を実施している。
①アクチノイドの長期の挙動評価の信頼性を向上させるために、ウラン鉱山の岩石（鉱石）や火山ガラス中のウランが長期間移行しない
地球化学的な地質環境条件を評価する。
②地下水中のアクチノイドの濃度は、共沈等の効果により下がることが期待される。これを確認するために、ウラン共存時のアクチノイ
ド水酸化物・酸化物のデータを取得し、ウランがアクチノイド(Pu, Np など)の溶解度に及ぼす効果を評価する。
③各種条件下で収着実験を行い、岩石にアクチノイドが地球化学的な反応で保持される条件を評価する。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.9 参照）
いるものである。

◇平成 16 年度の成果(1)ウラン鉱山の岩石（鉱石）や火山ガラス中のウランが長期間移行しない地球化学的な地質
環境条件の評価
ロシアのストレツォフスコエ(Streltsovskoe)
ウラン鉱床地帯での各種火山岩(鉱石)及び火山
ガラス中のウランの挙動について、平成 14 年度までに調査を実施した。この鉱床の鉱石は、1.7～1.4 億年前の火山活動で形成されたカルデラ中に 1.35 億年前に U を含む熱水が貫入して、形成されたピッチブレンドを主とする初生鉱石とその後の熱水貫入により生成された二次鉱石からなる。母岩は、玄武岩、石英安山岩などである。

24

岩石(鉱石)中の U の移行挙動調査の結果、岩石(鉱石)中の初生ウランの大部分は、移行していないと推定された。鉱石(ピッチブレンド)形成後に貫入した熱水の作用によっても、U の主たる移行
は、数十 m 以内と推定された。平成 15 年度は、
これらのウランの移行を定量化することを目指
して、ピッチブレンドに、熱水が作用してコフィン石(珪酸ウラン鉱物)様の鉱物に変質する過程の調査を行った。
平成 16 年度はこの調査データを用いて、熱水の作用によるウランの移行の定量化を行った。熱水の作用によってウラン濃度の高い部分からウランが浸出され、濃度の低い部分で沈殿していた。
熱水の作用でピッチブレンドの約 4 分の 1 がコフ
ィン石に置き換えられていたが、鉱体の外に浸出されたウランは全体の１％以下と算定された。このように熱水が還元性である場合は、浸出されたウランが再沈殿し、鉱体の外へは移行しないと考えられる。
(2)ウランがアクチノイド(Pu, Np など)の溶解度に及ぼす効果の評価
平成 14 年度までに、U(Ⅳ)-Pu(IV)水酸化物、U(IV)-Np(IV)水酸化物、U(IV)-Am(Ⅲ)水酸化物などの溶解度を測定した。U(Ⅳ)-Pu(Ⅳ)水酸化物の模擬地下水中の Pu 溶解度は、pH(7～11)に-11
かかわらず、検出限界 1×10 M(mol/L)以下と-9なった。Pu 水酸化物単体の場合では、10 M のオーダーであったので、U の共存が溶解度を大幅に低下させていた。U(Ⅳ)-Np(Ⅳ)水酸化物の Np-７
溶解度は、pH(7～11)にかかわらず、約 2×10 M-8であった。Np 水酸化物単体の場合は、10 M のオーダーであったので、U の共存によって溶解度が増加した。一方、U はいずれの系でも溶解度が増加した。人工海水中でも混合水酸物の Np 溶解-7
度は、3×10 M で模擬地下水中と同様であった。
これらの混合水酸化物系の溶解度は以下のようにアクチノイド間の酸化還元反応に影響される
ものと仮定し、その確認のためのデータの取得を行ってきた。
• 酸化還元による U(IV)の U(VI)への酸化、Pu(IV)の Pu(Ⅲ)、Np(IV)の Np(Ⅲ)への還元による溶解度の増減• Np(Ⅳ)の偶発的な Np(V)への酸化による溶解度の増加

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-2 処分技術)

Pu(IV)水酸化物の重合（ポリマー化）による溶解度の減少

以上の仮定に基づき、平成 15 年度には混合価
数型 U(IV)-U(VI)、Np(IV)-Np(V)水酸化物の Uと Np 溶解度の測定と Pu(Ⅲ)水酸化物の溶解度-9測定を行った。Pu(Ⅲ)水酸化物の溶解度は 10 M
程度で低溶解度の原因でないことが分かった。
平成 16 年度は、混合価数型 U(IV)-U(VI)、
Np(IV)-Np(V)水酸化物の溶解度を継続して測定した。併せて、Pu(OH)4 の重合（ポリマー化）が溶解度に与える影響を検討した。
U(IV)-U(VI)水酸化物の溶解度は、大気中で酸化して U(Ⅳ)含有量を 95%とした水酸化物でも溶-4
解度は、3.8×10 M となり U(Ⅵ)が 20%のものと同等であった。この傾向は、模擬地下水と0.1MNaClO4 溶液中でも同じであった。すなわち、混合価数型 U(IV)-U(VI)水酸化物の溶解度はU(VI)含有量が 16%を越えると増加しないことが分かった。また、Np(IV)-Np(V)水酸化物の Np(IV)は大気中では酸化されず、Np(V)含有量が大きい
水酸化物を調製できなかった。そこで、Np(IV)
水酸化物と Np(V)水酸化物を別々に調製し、所定の割合で混合して溶解度を測定した。Np(V)含有-6
量 8%以上で Np の溶解度は 10 M 程度であった。
これは、Np(IV)水酸化物より３桁程度大きく、
Np(V)水酸化物より２桁程度小さい特異な値を示していた。以上のデータから U(IV)-Pu(IV)水
酸化物と U(IV)-Np(IV)水酸化物の U と Np 溶解度の増加は、U(IV)と Np(IV)の部分的な酸化による可能性を示すことができた。
様々な方法で Pu(OH)4 を調整し、この重合（ポリマー化）が溶解度に与える影響を調べた。水
酸化物中のポリマー形 Pu(IV)は、時間経過とともに増加し、いずれの試料でも 4 ヶ月経過後には、90％がポリマー化していた。溶液中のほとんどのポリマー形 Pu は 100kDa を越えるサイズを持つことが分かった。100kDa～10kDa のものは4%、3kDa のものは 0.2%であった。しかし、経時-9変化した Pu(OH)4 も溶解度は 10 M オーダーであったので、U 共存系での極めて小さい溶解度はポ
リマー化のためではないと推定される。

(3)岩石にアクチノイドが地球化学的な反応で保持される条件の評価
平成 14 年度までに、模擬地下水－花崗岩質岩（花崗岩、石英閃緑岩、花崗閃緑岩など）系での Am と Pu の収着実験を行った。その中で、模擬地下水中では、Pu は負の炭酸塩錯体で、Am は水酸化物または炭酸錯体の形で存在していると推定された。しかし、花崗岩質岩への収着試験
では、地球化学的な反応が起こっていること、コロイド状の放射性核種が、収着挙動に影響を与えている可能性があることが明らかとなった。
平成 15 年度からは、花崗閃緑岩へのアクチノイド元素(Am と Pu)の収着におけるコロイド成分の影響を評価するための実験を行った。岩石から生成する擬似コロイド成分を含む模擬地下水
溶液と孔径 1nm のフィルターによる限外ろ過でコロイド成分を除いた模擬地下水溶液を用い比較収着試験を行った。
平成 16 年度は、平成 15 年度に引き続き、Amと Pu の花崗閃緑岩への収着試験と花崗閃緑岩の単離鉱物(黒雲母、長石及び石英)への収着試験を行うとともに、オートラジオグラフィーにより収着のメカニズムを検討した。
花崗閃緑岩試料と単離鉱物への Am と Pu の収
着では、コロイド成分の影響は認められなかった。これは、岩石試料や鉱物へコロイド成分が保持されないこと及びコロイド成分へ収着した
Am と Pu が収着試験時にコロイド成分から脱着
し、岩石試料と鉱物に収着したことを示していると考えられる。
1 .E - 0 3

S o lu b ilit y o f N p O 2 ( O H ) ~ 7 ×1 0

-4

M (o u r

1 .E - 0 4
Np content in solution, M•

1 .E - 0 5( 6 .1 ± 2 .8 ) ×1 0
M

1 .E - 0 6-6

1 .E - 0 7

1 .E - 0 8-91 .E - 0 9
0-9

S o lu b ilit y o f N p ( O H ) 4 ~ 1 0
1 0 M (o u r d a ta a n d
V N
k J I ) Ki
)
10
20
30
40
50
60
70
80
90

100

N p ( V ) c o n t e n t in N p ( O H ) 4 , w t %図-1 Np(IV)-Np(V)水酸化物の模擬地下水(SGW)溶液への溶解度の Np(V)混合量への依存性

25

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

1-3 制度化・社会対応技術【モニタリング機器技術高度化調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物の地層処分は本質的に「受動的(passive)」な安全確保の概念に立ち、その長期安全性確保のために処分場閉鎖後の人間の管理を必要としないことが原則となっている。しかし、「安全性にかかわる社会的信頼性の醸成」の観点から、制度的管理の有効性が国際機関において明示的に認められるようになってきた。また近年、処分場開発プロセスの柔軟性、段階的アプローチの必要性が議論され、その中で制度的管理の役割が積極的に位置づけられるようになってきた。
本調査では地層処分における制度的管理のうち、モニタリングと記録保存について、国及び関係機関がそれらの実施方策及び計画等を検討する
際の判断材料を整備することを目的に平成 12 年度より調査研究を行っている。
モニタリングについては、その位置づけと目的を整理した上、国内外の処分計画に関連したモニ
タリングの実施・計画状況の調査、既存技術の調査をもとに、適用性について検討している。
記録保存に関連しては、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、記録保存システムとそこに適用する保存のための技術の調査・研究を実施している。
なお本研究は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.10 参照）
いるものである。

◇平成 16 年度の成果(1)処分モニタリングシステムの検討
モニタリングの実施方策及び計画等を検討する際の判断材料を整備することを目的に、これまでモニタリングの位置づけ・意義について、委員会等で議論するとともに、国内外の情報をもとにわが国の処分の考え方等も考慮しつつ整理し、技１）
術報告書にまとめた 。
モニタリングの目的については以下のように分類している。
・ 処分場の安全性能と工学的対策の妥当性の確認

26

・ 法令要件に対する適合性の確認
・ 政策及び事業実施上の意思決定に資する情報提供
・ 地質環境特性のベースライン把握
・ 社会的な意思決定に向けた情報提供
さらに地層処分モニタリングシステムの技術的要件を検討整理し、将来、国、実施主体又は関係機関がモニタリング実施計画を具体化する際に適切に技術を選択できるような「技術メニュー」の整備方策を検討した。上記の分類に対して、どのようなモニタリングの適用が考えられるか（いつ、どこで、誰が、何を、どのように）を技
術メニューから選択できるよう、検索性を考慮した情報化をはかる予定である。また計測技術、地中無線通信技術に関するモニタリング関連技術の調査研究を平成 16 年度も継続した。
これら技術メニューの具体化に向けての、技術調査、既存類似事例の調査及び技術開発との関連は、図-1 に示すように、調査や既存事例から課題を明確にしつつ効果的に行うものとしている。

図-1 モニタリング技術メニュー整備に向けた技術調査、事例検討の実施フロー

技術メニューの整備に関しては、モニタリングの
個々のデータから処分場及びバリアシステムの挙動について、どう理解・解釈を行うか、目的分類との関連性を考慮しつつ、処分場構成要素（人工バリア、ニアフィールド、ファーフィールド、生物圏）ごとに順次検討を行っている。一例として図-2に示すような論理ダイヤグラムに展開して解釈の流れを整理している。今後は、これらのダイヤグラ
ムを網羅的に整備しつつ、これらの解釈の詳細を階層的に検索できる IT 化を通じて、モニタリング
目的に応じた技術の選択肢を効率的に提示できるシステム化を目指す。

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-3 制度化・社会対応技術)

意義･目的

情報

理解･解釈

計測･ﾃﾞｰﾀ

いても調査・分析を実施した。さらに地層処分に関する記録を長期間、高い信頼性を維持した状態で保存するための記録媒体の材料、加工方法、その耐久性評価手法に関する検討では、従来より継続して開発を行ってきている SiC（炭化ケイ素）の保存媒体について、長期耐久性を定量的に評価するための試験データ取得とそれに基づく長期耐久性評価のための検討を実施した。

図-2 技術メニューのダイヤグラム構成例（赤の囲みが理解・解釈の部分）

計測技術に関しては、地下環境への適用も考慮して、国内外で注目されつつある光ファイバーを利用したセンサ技術について、長期にわた
送信部
るモニタリングの信頼性と保守性の面からの受信部
実用化の見通し、並びにフィールドでの適用状況について広範な調査を行った。これらの結果を技術メニュー整備に反映するとともに、今後
図-3 モニタリングと地中無線通信のイメージ２）
は、モニタリング技術としての適用に向けた具体的な開発検討を進めていくこととしている。
地中無線通信技術については、地中からのモニ(3)海水中の極低濃度プルトニウムの計測技術
タリング計測データを地上に送る際に、ケーブル開発に関する検討を設置することによるバリア機能への影響（地下平成 14 年度からの三カ年技術開発計画に基づ
水のみずみち形成）を低減出来る技術として開発
き、平成 14 年度（放射線医学総合研究所が実施）を進めている。
では Pu-236 の高効率生成法の検討を行い、平成
平成 15 年度までスウェーデンのエスポ島地下
15 年度は、高純度 Pu-236 の標準試料生成を実施
施設において行った通信試験の結果（通信距離約し、更に海水標準試料より U と Pu の分離（Pu 分100ｍ）を、電磁波の伝搬理論にもとづいた解析
離効率 1 万倍）に成功した。本年度は、Pu 同位と比較し考察を行った。平成 16 年度は３次元電体混合試料に含まれる Pu-238 量を 0.01%まで削
磁界解析手法を低周波電磁波の伝搬解析に用い減し、高純度 Pu-236 を得る手法を開発した。まる目的で開発し、その評価手法を用いて、地下のた、海水標準試料中の U 濃度を 1000 万分の１ま
各種媒体の電磁気特性が地中無線特性に与えるで低減する技術を開発した。これらの成果を踏ま影響を定量的に評価した。今後の具体的な検討目
え、海水中の Pu 同位体計測における U の妨害を標としては、①長距離通信を目指した機器技術検排除し、かつ Pu 同位体間の干渉を低減させる高討、②中継機を利用した地中無線通信技術の概念
純度分離技術に見通しをつけることができた。
検討(図-3 参照)を進める。
148

1) 原環センター技術報告書「地層処分にかかわるモニタ(2)地層処分記録保存システムの検討

リングの研究－位置付け及び技術的可能性－（平成 16

記録保存に関する制度的検討に資する調査として、特に諸外国のアーカイブ法の情報収集を行うとともに、フランス公文書館に保存された La
Manche 廃棄物処分センターの記録管理状況につ

年 9 月）」, RWMC-TRJ-04003.
2) 原環センタートピックス, 2004.12 NO.72

27

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

ラジル）の代表的ナチュラル・アナログ事例について、科学的背景を含めたより詳細な調査を行った。また、◇事業の概要各国での地層処分の広報において、どのような事例が活用されているかを整理した。その結果、地層処分シ
わが国では、これまで地層処分を説明する資料が数 ステムとの類似性が高いと考えられるオクロとシガー
多く作成され、学術的な会議から一般市民への説明会 レイクが多く活用されていることが明らかとなった。
を含め様々な機会で報告・説明されてきた。それらの
平成 14 年度は、
世界的に著名な「オクロ天然原子炉」
資料には、地層処分が国際的に合意された概念である について天然原子炉成立に関する科学的背景を詳細にとともに、国内でこれまで行われてきた研究成果とそ 調査するとともに、国内の事例では、我が国の地層のれを踏まえた安全評価により、地層処分がわが国でも 長期安定性に関する事例研究として、「（活）断層の影
成立する方策であると説明されている。地層処分は多 響」に関する知見・情報の収集と「考古学的事例」に
重のバリアシステムによって長期にわたって安全を確 ついての調査を開始した。また、広報への適用性検討
保するという概念に基づいていることから、そのバリ として、諸外国の実施主体等を対象に、ナチュラル・
アシステムの長期安定性が一つの技術要件となってい アナログ研究事例の活用実績を調査し、わが国での適る。
用に関する留意点を整理した。さらに、これまでのナ
このような地層処分の信頼性を国民一般に説明する チュラル・アナログ事例調査や適用性検討に基づいて、のに利用することができる有効なツールの一つとして、 広報素材としてのパンフレット素案を作成した。
「ナチュラル・アナログ」がある。ナチュラル・アナ
平成 15 年度は、海外事例として、前年度に引き続き
ログとは、地層処分で考慮すべき長期間の評価を行う オクロ天然原子炉のナチュラル・アナログ研究事例かため、自然界に存在する類似現象と比較して研究する、 ら、特に核種の移動に関する記述を中心に調査・分析
地層処分に関する研究の一分野である。加えて、ナチ し、地層処分における核種移行の観点から類似性を検ュラル・アナログには、地層処分を構成する要素と現 討した。国内事例としては「（活）断層の影響」と「考象についての理解を、自然界に過去から存在する類似 古学的事例」に関する調査を継続実施するとともに、した「もの」により行えるということから、関係者の 我が国の化石塩水の分布や流動性についての文献調査
理解と合意形成を図っていく上で一定の役割を果たし を新たに行った。
うると考えられている。
また広報への適用性検討として、ごみ処理施設等のそこで、情報を発信する側と情報を受け取る側の地 建設時の社会的合意形成の研究事例を調査・分析し、層処分に対する認識の共有化に役立つと考えられるナ 合意形成・理解促進のためにナチュラル・アナログ研
チュラル・アナログについて、広報活動へ活用すると 究事例がどのような役割を果たせるかについて検討しいう観点から、
平成 12 年度から下記の調査を行ってい た。さらに広報素材としての情報整備の一環として、る。
昨年度作成したパンフレット素案をベースに専門家等① ナチュラル・アナログ研究事例調査のレビューにより配布版パンフレットを完成させた。
② 広報へのナチュラル・アナログ適用性のまた、オクロ天然原子炉のナチュラル・アナログ研究
検討の詳細調査に基づき、オクロ天然原子炉の科学的読み③ 広報素材としての情報整備
物（ドラフト案）を作成し、広報素材の充実を図った。
平成 12 年度は、これまでのナチュラル・アナログ研
なお本調査は経済産業省の委託により実施している究について、
その歴史的経緯を明らかとするとともに、 ものである。
（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.11 参照）
世界のナチュラル・アナログ研究事例とその研究成果を用いた広報事例を整理した。
◇平成 16 年度の成果
平成 13 年度は、ナチュラル・アナログ事例調査に加え、考古学分野等、更に対象範囲を広げて有効と考え
世界的に著名なポッソス・デ・カルダス（ブラジル）られる事例の追加を行うとともに、オクロ（ガボン）、 のナチュラル・アナログ研究の詳細調査、わが国の地
シガーレイク（カナダ）、ポッソス・デ・カルダス（ブ 層の長期安定性に関するナチュラル・アナログ事例の【多重バリア長期安定性事例調査】28

１．高レベル放射性廃棄物処分 (1-3 制度化・社会対応技術)調査を実施した。また、これまでに検討した研究事例に関する情報を基に広報素材（パンフレット、読み物）を作成した。
(1) ナチュラル・アナログ研究事例調査
a.海外代表事例の詳細調査
ポッソス・デ・カルダス（ブラジル）における研究事例の情報を収集し、核種移行について分類・分析し、地層処分における核種移行の観点からの類似性について評価した。その結果、ウランをはじめとする放射性核種がその地に存在し、かつ地下水によって移行した現象が観察されたこと、また、酸化還元境界においてウランの析出が確認されるなど、核種の移行特性が明瞭に観察されること等が重要事項として整理された。また、この調査結果を踏まえて、
代表核種としてウランを取り上げ、酸化還元境界をキーワードとしたポッソス・デ・カルダスの科学的読み物としての基本シナリオを構築した。
b.わが国の地層の長期安定性に関する事例調査
昨年度に引き続き、地層の長期安定性に関する下
記①、②の事例について調査を実施した。
①考古学的事例に関する調査
３年間で10遺跡からの24の鉄器試料と土壌を分析することができ、腐食量、埋蔵期間、土壌の腐食性（西独ガス水道協会の方法）との関係を整理した。

データ数は十分とは言えないが、埋蔵期間 400 年～
2000 年の試料において腐食量は最大で 6mm である
こと、また、埋蔵環境が酸化雰囲気の場合、錆はマ
グネタイト層およびゲーサイトと土壌成分の複合酸化物からなる層の２層構造であり、一方、埋蔵環
境が還元雰囲気の場合には錆はマグネタイト単層であるとの特徴的な傾向が得られた。
②断層の影響に関する調査
中部日本の主たる活断層の１つである阿寺断層の調査資料に基づき、断層運動に伴う割れ目形成機
構や、水理学的、地球化学的あるいは力学的影響および範囲を分析・考察した。断層運動に伴う周辺岩盤への影響範囲に関しては既往のプロセスゾーンの考え方と調和的な結果を得た。また、影響範囲の評
価法として割れ目密度解析が有効であることなどが明らかとなった。
(2) 広報素材としての情報整備
身近な素材による信頼性向上を図るべく、国内のナ
チュラル・アナログ事例を集めたパンフレットを有識者のレビューを踏まえつつ完成させた。また、昨年度
作成したオクロ天然原子炉に関する読み物（案）に対し、文章表現、構成、デザイン（表紙・体裁等）等を見直し、科学的書籍として完成させた。

図-1 阿寺断層周辺の割れ目形成と断層運動による影響範囲の概念図

図-2 広報素材としての検討例
上：国内ナチュラル・アナログ事例に基づくパンフレット
下：オクロ天然原子炉の研究事例に基づく科学書籍

29

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

２ ＴＲＵ廃棄物処分【人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価】◇事業の概要超ウラン核種を含む放射性廃棄物（以下 TRU 廃棄物）の地層処分では，廃棄体容器や金属廃棄物の腐食、廃棄物に含まれる有機物の化学・微生物
分解等により発生した水素・メタン等の気体（以下ガスと総称）の蓄積により、バリアシステムの性能等に影響を与えることが懸念されている。
そこで本研究では，TRU 廃棄物の地層処分概念の検討や性能評価の信頼性向上に資することを目的として、スイスのグリムゼル試験場において現実的な地質条件下に TRU 廃棄物のサイロ型処分場を模擬した試験施設を構築し、人工バリアと周辺
岩盤中のガスの移行挙動を試験・評価を行っている。
本研究は図-1 に示す研究フローのように、原位
置試験、室内試験、解析検討で構成されている。
図-2 に、原位置試験施設の概念を示す。施設は破砕帯（シェアゾーン）を含む花崗閃緑岩岩盤内に室内試験掘削された、高さ約 4.5 m，直径約 4 m の空洞内に、直径 2.5m のコンクリートサイロ（上部にガスベントを設置）とベントナイト系充填材（20%ベン
トナイト 80%珪砂）からなる人工バリアシステム、
その上部に砂礫埋戻し材、そしてコンクリートプ
ラグから構成されている。試験は人工バリアシス
テムを水で飽和させ、コンクリートサイロ内に窒素ガスを注入し、人工バリア中を移行させる手順で実施している。表-1 に試験スケジュールを示す。
平成 9 年度に試験施設の設置場所の選定と試験計画を立案し，平成 10 年にアクセス坑道と図-2 に示すような岩盤空洞を掘削した。平成 11 年度から
平成 12 年度にかけ、空洞周辺の岩盤の水理的な特性を調査し、人工バリアシステムの建設と各種のセンサーの設置及び上部の埋め戻しを行った。平
成 13 年度にコンクリートプラグを構築し、人工バ
リアシステムへの加圧注水による人工的な飽和を
平成 14 年度後半まで実施した。その後、平成 15
年度末にかけてガス移行試験を行い，平成 16 年度には，人工バリアシステムの特性調査を実施した。
なお本試験は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.12 参照）いるものである。

原位置試験
試験位置の選定及び地質調査

計測機器の選定及び作動確認
人工バリア、ガスベントの材料特性選定

サイロ空洞掘削と周辺岩盤調査（周辺岩盤のデータ取得）

解析検討
解析手法の調査
・２相流
・２相流＋力学連成
解析モデルの構築

人工バリアシステムの構築

施工予備試験
人工バリアシステムの飽和
人工バリア、ガスベントの材料特性評価

人工バリアシステム特性調査

人工バリアシステムと人工バリアシステムと周辺岩盤の機能の評価
周辺岩盤の機能の評価

図-1

プラグ

花崗岩

ガス移行に適用できる
ガス移行に適用できるモデルの評価／検討
モデルの評価／検討

水／ガスの移行埋め戻し材

ガス

コンクリート
サイロ

ガス移行
ガスベント

ベントナイト混合土
ベンとナイト系充填材

施工打
継目

破砕帯

図-2

30

解析モデルの見直し
試験結果に基ずく
解析結果の評価

解析モデル高度化に向けた 人工バリアシステムの設計や解析モデル高度化に向けた 人工バリアシステムの設計や
データセットの取得／整備施工へのデータの取得
データセットの取得／整備施工へのデータの取得

人工バリア・天然バリアガス移行挙動評価研究フロー

アクセストンネル

ガス注入

予測解析

ガス注入

ガス移行挙動試験施設の概要図

表-1

試験スケジュール

年度（平成）
試験計画の策定
試験位置の選定及び地質調査
試験空洞掘削と周辺岩盤調査
人工バリアシステムの構築
人工バリアシステムの飽和試験
人工バリアシステムへのガス注入試験
人工バリアシステム特性調査
室内試験
解析モデルの構築，解析検討等
試験の総括

9

10 11

12

13 14

15 16

17 18

２．TRU 廃棄物処分

空洞頂部よりの距離(m)平均値●：1.90g/cm3●：2.12g/cm3

平均値▲：11.1%▼：21.1%●：乾燥密度●：湿潤密度▲：重量含水率▼：体積含水率

含水率 (%)密度 (g/cm3)

図-3 密度および含水率の分布測定結果（RC 法）

60
砂置換法

8

：解体調査時：施工時

50

7試験（Data）数Count (-)

40%(1)ベントナイト系充填材の材料特性
人工バリアシステムの特性調査は、ガス注入試
験終了後、施設の解体も兼ね平成 16 年 6 月～11月にかけて実施した。ベントナイト系充填材の施工完了から約 3 年、人工飽和の完了から約 1 年 8ヶ月が経過している。
ベントナイト系充填材の密度は、砂置換法、リングカッター法（金属リングを用いた試料採取）、
採取コアによる測定と、RI 法及び物理検層により調査した。図-3 にリングカッター法での結果を示す。上層部（12 層,11 層）が上部の埋戻し材（砂・砕石）の撤去に伴う荷重の除去及び埋戻し材中の含有水に起因し，他の層に比べ密度は低く、含水率は高くなる傾向を生じているが、それ以深では大略一定の値を示している。なおこの傾向は他の測定方法でも同様であった。また施工時の密度と比較した例を図-4 に示す。砂置換法での平均値で、3
施工時に 1.75g/cm であった乾燥密度が、解体時に3
は 1.98g/cm と高くなっている。この要因の詳細に関しては現在検討中であるが、上層部の転圧施工による締固め度の増加、飽和時に生じる高い有効応力が締固め度におよぼす影響等が予測される。
原位置で透水係数を測定した結果を図-5 に示す。
-10-11
透水係数は 10 ～10 (m/s)オーダーと充分に小さい値であった。より詳細に結果を見ると、可視化トレーサ（硝酸鉛）を 1%混合した第８-10 層が、混合していない他層より大き目の値となっている。
これは塩類のベントナイトの膨潤性能への影響を示唆するものと考えられる。
その他、取得データに関しては埋設計器による計測データも含め、総合的な検討を加えながら精査を実施中である。

空洞頂部よりの距離(m)◇平成１6 年度の成果

30
20
10

Hydraulic Conductivity
from Index Tests

Layers 8-10
Layers 6,7,11

6
5
4
3
2
1

0
1.5

0

1.6

1.7 1.8 1.9 2.0
乾燥密度 (g/cm3)

2.1

2.2

-12.0
-12.0

-11.0
-11.0

-10.0
-10.0

図-4 密度データの分析

図-5 密度データの分析

RGI3a 終了時点（200 日後）

図-6 ガス移行試験中の水飽和率予測例（流路拡幅考慮）

500

0.0
GI1

Pressure Change ΔP (kPa)

450

GI2a

GI4a

GI2b
GI3a

GI4a
GI4b

400

GI4b
GI4c

0.2

350

0.3

300

0.4

GI3b

250
200

0.5

Obs.

Calc.

150

0.6

100

0.7

50

0.8

0

calibrated

–50
–100

0.1
Gas Injection Rate (mg/s)(2)ガス移行に関する解析検討
平成 16 年度も計測データ（間隙水圧など）に基づいた既存の 2 相流解析コードによるガス移行検討を進め、これまでと同様に発生応力に応じ透過係数を増大させ、見掛け上流路を拡幅するモデルを組み込むことでガスの移行挙動を再現できることを確認した（図-6、7）。これまでの解析成果ならびに取得データを踏まえ、来年度より、飽和過程からガス注入試験完了までの一連の状況をシミュレーションする予定である。

-9.0
-9.0

Log10 Hydraulic Conductivity
試験より得られた透水係数
log10(m/s)
K (m/s)

0

50

100

150

0.9

Predicted
200

250

300

350

400

450

1.0
500

Elapsed Time (d)図-7 RGI4 の事後予測解析結果

31

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

証試験、これまでの変質解析評価において考慮されていない事象の影響検討や、現状の知見に基づいた処分システム全体での変質挙動評価を実施した。また人工バリア変質に関する関係者間でのコンセンサス形成を目的として、既往の知見を電子情報化と変質シナリオの整理を実施した。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.13 参照）いるものである。

【人工バリア長期性能確証試験】◇事業の概要超ウラン核種を含む放射性廃棄物（以下、TRU
廃棄物）の地層処分における人工バリアシステム
は、セメント系材料とベントナイト系材料を併用することが考えられている。これらの人工バリア
材料は、地下水の成分及び各バリア材料から浸出する成分との相互作用により長期的に変質し、バ◇平成 16 年度の成果
リア性能に影響を及ぼすことが懸念されている。
人工バリア材料の長期変質挙動評価の信頼性向
本調査は TRU 廃棄物処分施設におけるセメント上を目的として、セメント系材料及びベントナイ
系およびベントナイト系の人工バリア材料の処分
ト系材料の変質試験及び解析的検討を実施した。
場閉鎖後の長期挙動について、地球化学的変化の(1)セメント系材料の長期性能確証試験観点から評価する手法を開発し、確証試験等との現実的なセメント系材料として、フライアッ
比較から解析手法の信頼性向上を図る。また人工シュセメントの変質モデルを構築するための浸バリア材料の劣化挙動に関して、時空間的変遷に漬溶解試験を実施した。粉砕したセメントをイ対応したより現実的な長期性能の評価を試み、人オン交換水、降水系模擬地下水及び海水系模擬
工バリアシステムの合理化に資することを目的と地下水の３種類の試験溶液に浸漬した。試験結している（図-1）。
果と溶解変質解析との比較により、イオン交換
本調査は平成 14 年度から開始し、初年度は人工
水及び降水系模擬地下水を想定した系では、フバリアの変質とそれに伴うバリア性能への影響に
ライアッシュセメントは普通ポルトランドセメ
関する既往知見の調査、調査結果に基づく変質シントと同様に扱うことが可能であることを確認
ナリオの整理、既往の知見をベースとした予備変した。一方、海水系地下水によるセメント変質
質解析を感度解析的に実施し、人工バリアの長期については、両者の結果に相違が認められ、こ挙動評価に関わる課題を抽出・分類した。またこれまでのモデルでの再現性確認が課題とされた。
れらの課題に関して、解析及び試験によるデータ
鉱物の組み合わせ等の解析条件を詳細に検討す取得の両面から長期挙動評価の信頼性を向上させる必要性が指摘された。
るための調査検討の全体計画を策定した。
セメント系材料の長期性能評価において無視
平成 15 及び 16 年度は、セメント系材料及びベントナイト系材料単独系での変質現象の確認試験、 することができないひび割れの影響に関して、ひび割れ近傍における変質挙動を確認するため両者が接触した複合系での人工バリア相互影響確
現実的な評価カップリング
現象理解

現象理解

モデル化／
数値解析

実験
解析の妥当性検討

地球化学的反応

物質移動現象ナチュラル
アナログ
解析の妥当性検討

人工バリア材変質解析手法の信頼性向上

劣化の長期的変遷（時間、空間変化）

劣化の状態に応じた
核種閉じ込め性能
変質影響評価への反映
核種移行解析

図-1

32

長期性能評価のアプローチ

変質影響評価２．TRU 廃棄物処分４）、性能評価パラメータの経時変化を整理した。
(5)人工バリアの変質シナリオの整理
変質シナリオに関するコンセンサス形成を目的として、人工バリア変質に関する知見を集約し、体系化（電子情報化）を実施した。セメン
ト系材料とベントナイト系材料の変質に関する相互関連図やマトリクス表を詳細化し、設定根拠を明確にした。また調査整理した結果をもとに変質シナリオの具現化を行った。

図-２

ひび割れを有するセメント系試料の閉塞状況（海水系模擬地下水に浸漬後の状況）

250
Portlandite

強度(Counts)

ベントナイトとの界面の方向

Calcite

200

150

100

50

10

図-３

15

20

25
2θ (deg)3035

イオン交換水浸漬後の接触試料におけるセメ

ント系材料部での XRD 測定結果（下側が界面近傍）

1.0
変質範囲（m)の浸漬及び通水試験を実施した。浸漬試験では海水系模擬地下水を用いた場合に、ひび割れが閉塞することを確認した（図-２）。また通水試
験では海水系模擬地下水だけでなくイオン交換水を用いた場合でも経時的に通水量が減少し、閉塞する傾向が認められた。閉塞のメカニズム解明やモデル化はさらに検討する必要がある。
(2)ベントナイト系材料の長期性能確証試験
ベントナイト系材料の主要鉱物であるモンモ
リロナイトについて、アルカリ環境下での溶解・沈殿挙動を把握するとともに、現状の変質解析モデルの妥当性を検討するために、モンモ
リロナイトの溶解への随伴鉱物の影響を確認す
る試験等を実施した。随伴鉱物としてカルセド
ニが共存した場合は、モンモリロナイト自体の溶解が抑制される傾向が確認された。
またセメント環境下での変質により、ベント
ナイト中に生成する可能性が指摘されている二次鉱物（CSH ゲル）を精製・定量分析する技術
として、ブロモホルム－メタノール混液を用いた重液分離法及び選択的な溶解法を組み合わせた手法を開発した。
(3)人工バリア相互影響確証試験
人工バリアシステムの変質解析の信頼性向上を目的として、セメント系材料とベントナイト
系材料とを接触させた試料を用いて浸漬試験を行い、界面近傍での変質現象の進展を観察する
長期試験を実施した。一部試料の界面近傍での物質移動を分析した結果、セメント系材料からは Ca の溶脱（ポルトランダイト）が促進されるとともに、炭酸塩（カルサイト）の生成が認められ（図-３）、またベントナイト中のシリカ成分（石英、カルセドニ等）の溶脱が促進されることを確認した。ベントナイト中の高カルシウ
ム成分はカルサイト等の炭酸塩及び CSH ゲル等である可能性が示されたが、さらに長期的な経時変化を継続して確認する予定である。
(4)人工バリア材の変質解析
処分環境における人工バリア材の長期的変質挙動を検討するために、現状の地球化学モデルに組み込まれていない事象についての影響評価を継続するとともに、現状の知見に基づき種々の条件でのシステム全体での長期間にわたる変質挙動の評価を行った。人工バリア材料における変質が発現する時間スケールを検討し（図-ベントナイト混合土層のモンモリロナイトのCa型

セメント水和物溶解0.8

ベントナイト混合土層のモンモリロナイトの溶解

0.6

Ca型化

0.4

ﾓﾝﾓﾘﾛﾅｲﾄ溶解

ベントナイト混合土層のカルセドニの溶解

ｶﾙｾﾄﾞﾆ溶解0.2
0.0
1.E+02

1.E+03

1.E+04モルタル層のポルトラン
ダイトの溶解

1.E+05時間 （年)

図-４

バリア材料の変質が発現する時間スケール

33

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究の７種類のヨウ素固定化技術に対する開発計画を策定した。この開発計画に基づき、前処理技術、固定化技術について、固化体組成及び温度、圧力、時間等の固定化処理条件の最適化を行い、すべての固定化技術について実験室規模での固化体の製作を行った。
さらに製作した固化体について、ヨウ素保持に関する長期性能を評価するために、固化体からのヨウ素放出挙動の解明および固化体の長期安定性に関する試験・検討するための開発課題についてまとめ、試験を開始した。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.14 参照）いるものである。

【ヨウ素固定化技術調査】◇事業の概要

再処理施設の操業等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ため、その移行は地下水理の影響を受けやすく、被ばく線量に大きな影響を及ぼ1)す 。
本調査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、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の提言を目標とし◇平成 16 年度の成果て、以下のステップにより開発を行っている。
(1)岩石固化技術①固定化技術の調査ならびに開発計画の策定
わが国において開発中の各種ヨウ素固定化技
各種還元剤(Na2S2O6, 電解鉄,添加なし)存在環境
術、前処理技術、固化体の物性、ヨウ素の長期下で岩石固化体(ヨウ素吸着材:銀シリカゲル)の保持性能の評価方法に関して、開発の現状を調浸漬試験を 650 日間実施し、浸漬試験後の固化体
内部への溶液の浸入深さはいずれの環境下でも査、整理する。これらに基づき今後高度化すべき開発課題を摘出し、合理的な技術開発計画を10μm 以下と微小であり、溶液と固化体の接触領域においても固化体の顕著な変質は認められな策定する。
②固定化技術高度化試験
かった。一軸圧縮強度も 100MPa 以上と浸漬試験前と比較して顕著な低下は認められなかった。
模擬廃銀吸着材を用いたヨウ素固定化技術、前処理技術の開発を行い、各固化体に対し、固図-1 に溶液との接触領域における TEM 観察写
真を示す。
化体物性データの取得等により長期性能評価モ
デルの高度化を行う。固定化はヨウ素が長半減期であるため、閉じ込めによる減衰に期待するものではなく、ヨウ素が長期にわたり徐々に放出されるコントロールリリースを目指しており、そのための放出評価モデルを構築し、信頼性向上のための開発を行う。また連続処理プロセス等の検討を行い、TRU 廃棄物処理処分における安全性、経済性の観点から技術評価を行う。
：500nm1)

本調査では、TRU 廃棄物処分概念検討書 において想定されている廃銀吸着材の汎用セメントによる固定化以外のヨウ素固定化技術の調査を行い、固定化技術、前処理技術、ならびに固化体の長期性能の検討状況を調査した。さらに開発課題とその解決手法を整理し、岩石固化技術、AgI ガラス
固化技術、BPI ガラス固化技術、アパタイト固化技術、セメント固化技術、難溶性鉱物化技術（合成ソーダライト化技術、合成鉛アパタイト化技術）

34

図-1

岩石固化体の溶液との接触領域(浸漬 650 日後)

これらの結果から岩石固化体のヨウ素保持性能は様々な環境下において長期的に維持可能であると考えられた。
また固化体からのヨウ素放出挙動の把握では、
硫黄系還元剤(Na2S 水溶液)存在環境下でのヨウ化銀(AgI)溶解試験を実施し、HS-により AgI の溶
解反応は進行するが、時間の経過とともに溶解が

２．TRU 廃棄物処分抑制されており、溶解抑制機構が機能していることを確認した。
(2)AgI ガラス固化技術
周辺環境による固化体表面層への影響を評価するために人工バリア共存影響評価を実施し、ベントナイトやモルタルが固化体に接触した場合でも AgI 表面層が形成されることを確認した。表-1 に表面層の化学組成分析結果を示す。従って、様々な処分環境に対して、構築した浸出モデルの適用が可能であると考えられる。

AgI ガラスの表面層化学組成(浸漬期間 365 日)

浸漬液種類

共存バリア材なし

降水系地下水

ベントナイト
モルタルなし

海水系地下水

ベントナイト
モルタル

ガラス表面性状
表面層*

析出物層

AgI
AgI

AgI
(200μm)

AgI(300μm)

AgI(1mm)

Al(OH)3*かっこ内は
表面層厚さ

AFm

リン酸Ca
化合物

2×10-5AgCl

2×10-5

AgCl

AFt

表面層
薄い

AFm

AFt

4000

0 ml/g

AFt

3500

AFt

3000

7×10-6(10μm)(300μm)（g/cm2/d）

6×10-6(10μm)

AgI

Ｐ浸出率（364日時点）

AFt

300 ml/g
500 ml/g×2
1000ml/g

AFt

2500
counts表-1

題の抽出・整理を予定である。
(5)セメント固化技術
水和物長期安定性評価試験、分配係数適用性評
価試験、およびヨウ素酸安定性評価試験を実施した。これらの試験により、AFm から AFt への変遷
挙動に関するデータを蓄積するとともに変遷挙動に関する計算評価に見通しを得た。図-2 にイ
オン交換水を用いたセメント系材料の変質加速試験(液交換 3 回)による鉱物組成変化を示す。
AFm/AFt 比率は接触回数の増加に伴う減少比率を定量的に把握した。

2000

1000ml/g

1500

1×10-5500ml/g×2

1000

表面層
厚い

300ml/g
500

初期試料

0
5

10

15

20

25

30

35

40

45

2θ（deg）

AgCl

2×10-5(3)BPI ガラス固化技術
固化体からのヨウ素放出挙動の把握では、固化体の浸出挙動に及ぼす pH、溶液温度、溶液組成、及び比表面積の依存性に関する試験を実施した。
これらの試験の実施により、固化体と溶液との界面に表面層が形成されること、ヨウ素は表面層に濃集することを確認した。また、pH9、 11 では
pH12.5 の場合と比較してホウ素の浸出量は約1/3 倍であり、BPI ガラス固化体は弱アルカリ(pH8～11)領域でヨウ素保持性能を発揮することを確認した。
(4)アパタイト固化技術
固化体からのヨウ素放出挙動の把握では、ヨウ素含有アパタイト固化体の浸漬試験を実施し、従来の固化処理条件(50MPa, ゼオライト 15wt%充填)で作製した固化体からのヨウ素浸出量はアパ
タイトの溶解に伴い放出されるヨウ素放出量よりも約 2 桁高い値であった。このため、アパタイ
トの焼結割合の向上を目的に固化処理条件を見直した(90MPa, ゼオライト 5wt%充填)ところ、固化体は緻密化され、ヨウ素放出量は理論値に近い値となり改善が見られた。今後、アパタイト固化
体のヨウ素保持性能向上のために検討すべき課

図-2

液交換試験によるセメント系材料の組成変化(6)難溶性鉱物化技術
・合成ソーダライト
固化体からのヨウ素放出挙動試験において、天然および合成ソーダライトの溶解試験を実施し、pH、溶液温度、共存イオンの影響を評価した。その結果、天然および合成ソーダライトの環境影響は類似しており、ソーダライトの構成元素成分が高濃度で液相に存在することにより他の元素の溶解が抑制される、ソーダライトの溶解度積の適用が可能と考えられる現象を確認した。
・合成鉛アパタイト
各種溶液(0～1M-NaCl 溶液)中での合成鉛アパ
タイトの溶解試験を実施したところ、塩化物イオンと合成鉛アパタイトの I-基とのイオン交換反応は確認されなかった。ヨウ素放出挙動の把握のために、合成鉛アパタイトに関する基礎物性の整備が必要である。
1) 核燃料サイクル開発機構・電気事業連合会、TRU
廃棄物処分概念検討書、JNC TY1400 2000-001, TRU
TR-2000-01（2000）35

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究◇平成 16 年度の成果【放射化金属廃棄物炭素移行評価技術調査】◇事業の概要放射化金属廃棄物中に含まれる C-14 は TRU 廃棄物地層処分および余裕深度処分において天然バリ
アへの収着性が低いことから、被ばく評価における主要な核種となっている。これは廃棄物から放出される C-14 の化学形態が有機物であることに起因している。C-14 に関する研究はこれまで主として電力共通研究、原環センター自社研、国の研
究の一部等で実施されてきたが、その TRU 廃棄物
地層処分方策に対する具体的な技術オプションを提示するには至っていない。
本調査は、これまで行われてきた諸研究の成果を集約し、C-14 の放射化金属廃棄物からの放出挙動、化学形態挙動（有機 C-14 の無機化）、および収着に関して体系的に解明することで、被ばく評
価への影響低減に対する有効で現実的な解決策(技術オプション)を提示する。また、TRU 廃棄物
地層処分及び余裕深度処分の事業化に向けて、処分システム性能上の支配核種となる C-14 について性能評価の信頼性の向上を目指し、データの取得整備、現象のより正確な把握を行う。
なお、本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.15 参照）いるものである。

(1) 研究計画立案
平成 16 年度は調査対象とする放射化金属廃棄物として、TRU 廃棄物地層処分のハル・エンドピース（使用済燃料被覆管）廃棄物と余裕深度処分の炉内構造物等（放射化ステンレス鋼）とし、その前提条件を整理した。
研究計画立案としては、図-1 に示す C-14 の放射化金属廃棄物からの放出挙動、無機化、および収着に関する既往の研究について調査し、課題点を整理した。
安全評価における C-14 の取り扱いの観点か
ら、C-14 の移行挙動を把握することによる安全評価への影響度合いについて整理し、検討項目を下記位置づけに分類した。
「C-14 の放出挙動」：長期的なデータ取得
メカニズムの理解「C-14 の無機化」 ：メカニズムの理解「C-14 の収着」
：メカニズムの理解
さらに生物圏での炭素循環モデルの調査及び整理を行い、安全評価への反映する場合の課題点を抽出した。
(2) C-14 の放出挙動検討
放射化金属廃棄物からの C-14 の放出挙動検
討としては、低酸素下での金属腐食試験手法の埋 設 施 設ベントナイト

廃棄体放射化金属廃棄体 人工バリア材
充填モルタル

地下水

溶出

止水

埋戻モルタル

無機化

収着

天然バリア材

収着

収着

生物圏へ

・鉱物に対する有機C-14
分配係数評価データの拡充
N-14→C-14
・生成は確認・存在形態評価が必要

・有機C-14は確認
・放出形態メカニズ
ム評価が必要金属中のC-14形態

C-14の放出率
C-14の放出形態

C-14の放出図-１

36・放射線、触媒の無機化評価が必要

・環境での形態
挙動メカニズ
ム評価が必要

放射線場、触媒によるC-14挙動

化学環境下のC-14形態挙動

有機C-14の無機化

放射化金属廃棄物から放出される C-14 移行挙動の概要

C-14の
分配係数

収着

２．TRU 廃棄物処分

妥当性の検討と放出する炭素の化学形態を測定する手法について検討した。金属腐食試験手法
としては、低酸素雰囲気下での腐食速度の測定に実績のある水素ガス発生量測定法と分極抵抗法を対象として実施した。
水素ガス発生量測定は、JIS で定められている重量法との比較により、腐食速度評価の手法
としての妥当性を検討した。図-２の低酸素雰囲気グローブボックス内で溶液と試験材をアンプ
ル（ガス蓄積型腐食試験）に密封して実施した。
既往研究の脱錆処理による腐食量への影響を考慮すると、重量法より求めたアンプル試験材の腐食量の構成要素はそれぞれ図-3 のように見積もられた。1E-3μm オーダで両法の腐食速度は整合することが確認できた。
分極抵抗法については、雰囲気ガス（3%H2－
N2 ガス、高純度 Ar ガス）による腐食速度の影響について検討し、ステンレス鋼については雰囲
気ガスによる腐食速度の影響がないことが確認
できた。

図-２

グローブボックスとアンプル試験材

試験期間中の腐食量

チレンが検出された。液相で検出された濃度比
率では、ZrC は酢酸が高く、SUS 及び Zr はホルムアルデヒドが高い結果となった。
雰囲気制御グローブボックス
気相部捕集

室温

GC
液相
Zr、ZrC、SUS(Ca(OH)2溶液)
浸漬サンプル：ｐH＝12.5

HPLC

浸漬期間；1ヵ月

図-４

炭素形態測定試験の概要(3) C-14 の無機化検討
有機 C-14 の無機化は、放射線の水の分解で生じる OH ラジカルによる有機化合物の分解、アルカリ環境下での有機化合物への影響、触媒（酸化チタン）による有機 C-14 の分解について、既往研究の成果を調査整理した。またその調査結果からメカニズムを理解するための試験課題と試験パラメータを抽出した。
(4) C-14 の収着挙動検討
C-14 の収着に関する既往知見を調査し、有機炭素の化学形態の違いによる収着機構について整理した。（表-１）
また、有機 C-14 の分配係数に関するデータベ
ース化を試作した。しかし報告データが少ない
ため、核種、固相、液相について体系的な収着データの整備を図り、データの信頼性の向上が必要であることがわかった。

取り出し後の腐食量およびメタルロス

表-１

①重量変化

収着機構及び収着対象となる有機化合物

4.1E-2 μm（今回の解析結果）②水素ガス
Fe3O4 Fe(OH)2溶液への溶け込み＜0.4％

水素ガス発生量測定法と重量法

無機物質

C-14 の放出機構の検討では、低酸素雰囲気下
での Zr、ZrC 及びステンレス綱から放出する炭素の液相、気相の化学形態を測定した。試験に用いた装置の概要を図-4 に示す。
気相では、微量であるがメタン、エチレン、
プロピレンが検出され、ZrC のみエタン、アセ

有機物質

図-３

腐食生成物組成の影響＜34％

材料

特徴

吸着機構

吸着有機物例

活性炭

表面積が大きく細孔径が微細
非極性分子を吸着
表面酸化物の状態により極性分子の
吸着も可能

物理吸着
（ファンデルワールス力）
化学吸着

アルデヒド

陰イオン
交換樹脂

イオン交換基は一～三級アミン、四級アンモニウム

イオン結合

アルデヒド
有機酸

吸着樹脂

イオン交換基はなく、疎水相互作用、
水素結合等で吸着

疎水相互作用
水素結合

有機酸

静電相互作用
イオン結合

アルコール
酢酸（気相）

アルコール

ゼオライト系 分子サイズの細孔による分子ふるい作用
ケージ内静電場により極性分子、分極性分子を選択的に吸着
シリカ系

シラノール基の作用により極性分子を選択的に吸着

共有結合
水素結合

粘土鉱物

層間に分子を取込む
極性物質に対する選択性が強い

イオン結合
静電相互作用（層状ﾊﾞﾅｼﾞｳﾑ 一級アルコールを認識する化合物
として注目
ﾘﾝ酸塩）

配位結合
（EtOHのOがVに配位）

アルコール
アルコール

37

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

低減が望めない C-14 について、その初期濃度が約 1/1000 に減衰する 6 万年を目標とした。また地◇事業概要
層処分システム性能の高度化、仕様の合理化、ハンドリングの効率化等を目標とする廃棄体につい再処理施設や MOX 燃料加工施設から発生する超ては、TRU 廃棄物処分のオプションを用意するこ
ウラン核種を含む放射性廃棄物（以下 TRU 廃棄物） とで、地層処分システムの性能・経済性の向上をのうち、α核種の濃度が一応の区分目安値を超え、 図るものとした。
浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられ
地層処分システム性能の高度化、仕様の合理化、る廃棄物は、安定な地層中に処分する方針のもとハンドリングの効率化等を目標とする各廃棄体にに検討が行われている。本調査は TRU 廃棄物の処
ついては、平成 13 年度までに、落下安全性、ハン分用廃棄体に関して、平成 10 年度に実施された ドリング性等を含めた基本設計を終了し、製作性「地層処分経済性向上調査：地層処分システム開に関しても 1/4 スケールモデルにより確認した。
発調査－廃棄体の開発－」において、公募に応じまた長期の核種閉じ込めを目標とする各廃棄体にて提案された開発テーマを審査し、選定されたテ
ついては、平成 13 年度までに基本設計に加え、そーマについて実用化に向けた開発試験を開始した。 の製作実現性および長期閉じ込め性の考え方の整
TRU 廃棄物処分用の廃棄体について求められる理を実施し、平成 14 年度以降は長期閉じ込め性の要件、機能を整理し、①安全性向上の観点から長確認試験についても実施してきた。
期の核種閉じ込めを行うことで被ばく線量を低減
平成 16 年度はこれら廃棄体のうち、長期閉じ込し、処分の安全性向上を目標とする廃棄体と、②め性を目的とした容器としてコンクリート容器、経済性向上の観点からハンドリング性、処分効率
金属容器各１体（図-1 廃棄体(2)および廃棄体（経済性）の向上を目標とする廃棄体を開発する(5)）について長期閉じ込めの信頼性を検討するとこととし、図-1 に示す 5 つの廃棄体概念およびそ
ともに、その他の廃棄体についての総合評価を実の開発計画を選定した。ここで、長期の核種閉じ施した。
込めについては、性能評価上の重要核種であり、なお、本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.16 参照）
人工バリアおよび地質媒体への収着による線量のいるものである。

【廃棄体開発調査】

コンクリート容器型廃棄体
蓋（鉄筋コンクリート）

高強度高緻密コンクリート

蓋固定モルタル

ハル・エンドピース
キャニスタ

補強バー固定用穴

吊り上げ用金具

廃棄体(1)
充填モルタルハル・エンドピース
キャニスタ
容器（鉄筋コンクリート）

鋼製ボッ クス

充填材

フォークポケット

廃棄体(2)

チタン合金

金属容器型廃棄体
炭

素

蓋

鋼

ハル・エンドピース
キャニスタ

頂部に吊金具設置

ハンドリング容器

ハル・エンドピース
キャニスタ

上蓋
容器

棒ステー

ハル・エンドピース
キャニスタ

廃棄体(5)
ガイド底蓋

珪砂

廃棄体(4)
高耐食性密封容器

廃棄体(3)

図-1

38

各廃棄体の概念図

２．TRU 廃棄物処分◇平成 16 年度の成果
廃棄体(2)は、高強度高緻密コンクリートを用いた一体成型により、打継ぎ欠陥部を排除する長期閉じ込め（6万年）概念である。平成16年度は硬化促進連続打設法によって作成した、ひび割れおよび内継ぎ目のない容器に関して、製作後の収縮挙動を評価し、製作後6ヶ月間で収縮が安定し、その後のひび割れ発生の可能性が低くなることを確認した（図-2）。また硬化時のひび割れ発生予測手法である硬化時温度応力評価解析のための、硬化促
進剤添加時のセメント硬化時の発熱挙動データを取得し、このデータを用いてひび割れ予測を行い、硬化促進連続打設法でのコンクリート容器の製作について検討し、その可能性を示した。
高強度高緻密コンクリートの長期閉じ込め期間
を、廃棄体内部の廃棄物容器表面まで地下水が到達するまでの期間と考えて、図-3のように水浸透及び化学劣化による減肉を評価するため、水浸透
挙動ならびに化学劣化挙動を継続して検討した。
水浸透挙動評価試験では、試験期間（24ヶ月）を通じて水圧10MPaの水中に浸漬しても水浸透が認められないことを確認した。また化学劣化評価試
験では、試験期間（24ヶ月）において、エトリン
ガイトの生成に伴う破壊が起こらないことを確認した。その結果これまでに行った地下水へのコン
クリート成分の溶脱および化学劣化による減肉に
よる水浸透の加速を加味した、水浸透・化学劣化解析による評価結果（6万年間での化学劣化による減肉は約4cm、廃棄体表面からの水浸透距離は14cm、
図-4）が保守的なものであることが確認できた。

高強度高緻密コンクリートの化学劣化モデル

図-4

表-1

水浸透・化学劣化解析の結果

チタン合金の長期閉じ込め性に必要な要件
酸化性

すきま腐食

酸化性 すきま腐食感受性がない ESP<ER,CREV

水素に起因する SCC

10

1

10

0

不働態であること

還元性

-2

10

-3

10

-4

10

-5

[OH ] = 0.223 mol dm

-200

10

-6

deaerated
0.5 V vs. SHE
potentiostatic test

-300

10

-7

-2

400

100
6体目-1
7体目-1

0

6体目-2
7体目-2

-100

80 C

pass

300

i

200

(A m )

10

100

55 C
Ti-Gr.1
模擬セメント平衡水
-

all

0

10

-400

Ti-H-iT Model

寿命期間中問題ない-1

0

Passivity

脱不働態化

10
経過日数（日）ひずみ量（μ）

図-3

10

1

2

10

3

10

90 C
-3

25 C

Ref. [1]pH = 8at 0.5 V

4

10

50 C
25 C

5

10

6

10

7

10

10

8

t (s)

-500

図-5

pH=8 および高アルカリ環境での各温度でのチタン合金の不働態保持電流密度

-600

図-2

一体成形容器の製作後の収縮挙動[1] Y. Fukaya, M. Akashi: CORROSION/2003,
Paper No. 03680 (2003).

39

Ⅱ．放射性廃棄物の地層処分に関する調査研究

廃棄体(2)の高強度高緻密コンクリートの肉厚はうに中性領域でのそれと比較して高いが、処分場20cmと設定しており、6万年間の閉じ込めが可能で内の温度変化を保守的に仮定した前記②の想定にあることが示された。
おいても、6万年間の腐食深さは4.1 mmであり、容廃棄体(5)はハンドリング容器と密封容器で機 器の閉じ込め性を保てることを確認した。また、
能分担しており、このうち密封容器は、耐食層（チすきま腐食については、図-6に示すとおり、高アタン）と強度層（炭素鋼）とで部材別に機能を分
ルカリ環境では中性環境よりも起こりにくいこと
担するチタン－炭素鋼複合容器を採用した概念でを確認した。
ある。
水素吸収に起因するSCCに関しては、水素吸収特平成16年度は長期健全性の担保のための要素試 性試験の結果(図-7)をもとに、拡散支配モデルお験を継続して行うとともに、TRU処分環境での温度、 よび応力腐食割れ進展モデルを用いて、水素化物
および高アルカリ環境の影響についても①６万年層および亀裂の進展をモデル化し、上記①～③の間80℃に保たれる仮定 ②1000年間は80℃とし、 仮定のもとに解析評価を行った。その結果、もっ以後は1000年後の温度が維持される仮定、 ③詳細
とも保守的と考えられる①の仮定においても、極熱解析に基づく温度履歴を仮定 のそれぞれに基
低電流密度において6万年間で成長する水素化物
づいて検討した。
層の厚さは35μm、SCCによる亀裂深さは17μmであ長期健全性を担保するには、表-1に示すように、 り、十分に健全性を保てることが分かった（図-8）。
脱不動態化感受性、すきま腐食感受性、水素吸収
TRU処分環境を現実的に仮定した③の条件に基づに起因する応力腐食割れ（以下SCCとする）のおのいた検討（図-９）により、Ti合金の長期健全性におのについて安全性を示す必要がある。脱不働態
より、６万年間の閉じ込めが有効であることを確化については処分環境での感受性がないことを確認した。
認し、またセメント系材料に起因する高アルカリ
その他の廃棄体に関しては、これまでの成果を性環境での不働態保持電流密度は、図-5に示すよとりまとめ、基本設計に反映した。

ER,CREV ( V vs. SHE )

0.8

0.4

0

Ti-Gr.1

Ti-alloys, 80℃
0.6mol/L[NaCl]
0.6mol/L[NaCl]+0.223mol/L[OH-]+0.36V

-0.4
-0.01

(μm)

水素に起因するSCC生起臨界
水素化物層厚さ、δC=10μm

10

1
100

1000

10

4

10

図-8

チタン合金の高アルカリ環境でのすき間
腐食感受性

水素化物層および亀裂進展解析結果

100

1000

10
60

Corrosion
1

40

1

10

100
1000
Time ( yr)

No Crevice corrosion

チタン合金の水素吸収特性試験結果

0.1

Hydride Layer
20
0.1

10

4

0.01

5

10

60.000years

No Depassivation

図-9

40

100

80

Thickness (μm)

Temperature（℃）

TRU Waste Disposal
Neutral groundwater

図-75

経過年数（年）

0.01 0.02 0.03 0.04 0.05 0.06 0.07
2004.2.16現

10

1
10

0

Pd (%)

図-6

100

一定

80℃/6万年

水素化物層厚さ、δTi-Gr.17
Ti-0.01 BM
Weld Joint

水素に起因するSCCき裂深さ、Cd (μm)

60000年
100

1.2

TRU 処分環境における Ti 合金の長期健全性

２．TRU 廃棄物処分【ＴＲＵ廃棄物処分に関する研究】(1) 合理的な TRU 廃棄物処分概念の構築に関する検討
TRU 廃棄物の地層処分について、我が国の幅広い地質環境条件下において合理的な処分が可能であること及び高レベル放射性廃棄物との併置処分の技術的信頼性向上を図ることを目的に、多様な地質環境条件下における処分坑道の形
状・規模に関する検討並びに海外の併置処分に関する情報調査・分析を実施した。

41

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【総合情報調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物等の処分についての国内外における研究開発の現状、海外における処分事
業の実施状況及び処分技術情報、海外の処分技術
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。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.17 参照）いるものである。

◇平成 16 年度の成果
高レベル放射性廃棄物処分に係る技術情報として、国際機関での検討状況、諸外国における処分
事業の進ちょく、研究開発、立地選定、社会的要求事項に係る検討、処分技術評価、情報提供等の状況についての情報・データを収集し、原典、背景情報、主要文献の翻訳等から構成されるデータベースとして整備した。また各国での資金確保制
度の運用状況、アジアでの処分の検討状況とともに、高レベル放射性廃棄物以外の放射性廃棄物処分の検討状況に関する情報を収集し、同様にデー
タベースとして整備した。さらに収集した処分技
術関連情報・データを分析、評価することにより、今後の研究開発課題、社会的要求事項に係る技術的な実現度等の検討を実施するとともに、データベースの活用方法について検討した。
(1)処分技術関連情報・データの収集・蓄積
各国の高レベル放射性廃棄物等の情報の収集・蓄積に関しては、米国、ドイツ、フィンラ
ンド、フランス、スウェーデン、スイス、スペイン、ベルギーの主要国の処分実施主体等から、政策、処分技術、資金管理関係の情報を収集し、データベースとして整備した。またアジア諸国に関しては、韓国、台湾、中国における放射性廃棄物処分の検討状況に係る情報を収集するとともに、処分概念、サイト選定などの技術情報42を収集した。また海外での環境アセスメント、
環境影響評価に関する法制度、評価方法等を調査した。
各国の研究開発に関しては、地下研究所を含めた研究開発の動向を調査するとともに、処分場の閉鎖の実施を判断する評価・検討・確認方
法に関する検討状況に関する調査を行った。
地層処分関連技術として地層処分代替技術である長寿命核種の分離・変換技術、長期貯蔵に関する最新の検討状況を調査するとともに、関連する技術情報を収集し、データ整備を行った。
また高レベル放射性廃棄物処分事業の評価に関して、フランスの国家評価委員会（CNE）米国の放射性廃棄物技術審査委員会（NWTRB）等での評価体制、評価事例を調査して、主要な評価報
告書をデータベースに整備した。
海外法制度に関しては、高レベル放射性廃棄物、低レベル放射性廃棄物の処分の法令、基準・指針等をデータベースに整備しているが、低レ
ベル放射性廃棄物処分に関しては、英国、ベルギー、カナダ、スペインを中心とした体系的な法制度の調査を実施している。

図-1

整備したデータベースの初期画面（海外機関との情報交換協定等により限定的な利用形態を取っている）

原環センターのホームページにおいては、諸外国の高レベル放射性廃棄物処分を中心とした情報について、最新の動きを『速報』として掲載した。また米国、フィンランド、スウェーデ
ン、ドイツ、スイス、フランス、カナダ、英国、
スペイン及びベルギーの 10 ヶ国については、処分の進捗、法制度、資金、研究開発等の最新の状況を取りまとめて掲載した。

図-2

物ハンドブック」を制作した。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、更新版を原環センターのホームページに掲載した。

ホームページでの『速報』
図-4

国際原子力機関（IAEA）が整備している放射性廃棄物データベース（NEWMDB）については、
国内の放射性廃棄物管理の状況を収集し、データの登録を行った。

放射性廃棄物ハンドブック（賛助会員などに配布）

図-5『諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について』（2004 年 10 月）

図-3

NEWMDB の初期画面© 2005, International Atomic Energy Agency

携帯用技術情報冊子の整備としては、国内外の放射性廃棄物処分の最新の状況、主要な報告書の内容を含めた平成 17 年度版の「放射性廃棄(2)処分技術関連情報・データの活用等に関する検討
今後国として実施すべき課題を摘出するため、評価・規制組織における研究開発内容の調査を
行った。

43

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【技術情報広報調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物地層処分事業の円滑な推進を図るためには、住民、地元自治体等の関係者の事業や計画に対する理解を得たうえでの意思決定が必要条件となる。価値観が多様化している近年の状況では、事業推進に向けた意思決定を図る
ことが困難な場面が近年の事業（ダムや道路整備事業など）において見受けられる。このような背景のもと、今後の処分事業の推進においては、透明な情報公開のもと、客観性の高い意思決定プロ
セスを構築することが強く望まれる。
本調査は平成 15 年度より実施しているものであり、処分事業への適用を念頭において、情報伝
達、認知、計画決定等の意思決定プロセスに必要となる様々な影響因子（プロセス）を抽出し、それぞれの課題についての調査を実施することにより、処分事業に即した意思決定プロセスの構築方法の検討を行い、これらが当該事業の円滑な推進に資することを目的としている。
なお本調査は経済産業省の委託により実施して（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等 No.18 参照）いるものである。

◇平成 16 年度の成果
本事業が扱うテーマは広範で、幅広い学術分野を網羅するものであるため、研究調査作業を大きく次の２つに分類して実施している。
①基礎研究の実施：放射性廃棄物地層処分事業という社会的意思決定の問題を、幅広く長期的な視点で捉え、問題の本質を解き明かすことを目的とした基礎的な研究として位置付けた研究調
査。
②事業推進に資するために早急に行う必要があると想定される作業の実施：放射性廃棄物地層処
分事業が現在直面している状況を念頭に置き、事業推進に資するために早急に行う必要がある
ものと位置付けた研究調査。
(1)基礎研究の実施
事業の初年度である平成 15 年度には、基礎研究調査テーマの抽出を目的として、国内の社会科学関連分野での有識者との意見交換や国内外の44

先行的な研究開発動向の調査を行い、「メンタルモデル・アプローチ（価値構造化理論）」を抽出した。メンタルモデル・アプローチとは、専門家と一般市民とのミスコミュニケーションの原因として、両者の価値構造の違いに着目したもので、両者の知識・価値構造のモデル化を行い比較することで、ミスコミュニケーションの原因を抽出し、改善すべき点を見出すアプローチである。
平成 16 年度の調査は平成 15 年度に引き続き、国内の社会科学関連分野での有識者との意見交
換や国内外の研究開発動向調査による課題抽出を行うとともに、メンタルモデル・アプローチの地層処分事業への具体的な適用性の検討（地層処分事業に関する専門家と一般市民それぞれの知
識・価値構造モデルの作成可能性の検討）として、次の調査・検討を実施した。
①メンタルモデル・アプローチの適用性検討：
同アプローチの先行研究の調査を行い、地層処分事業への適用性の検討を行うとともに、事業関係者等（専門家）により発信されている各種情報をもとに専門家モデル案の検討を行った。
②一般市民モデル作成に向けた予備調査の実
施：今後のモデル作成のための大規模調査（アンケート調査等）の予備調査として、地域レベルでの一般市民を対象としたインタビュー
調査を実施した。
メンタルモデル・アプローチの適用性検討の結果、専門家と一般市民の知識・価値構造の乖離を視覚的に明示する本アプローチが、特に広報資料の検討などに効果的であり、また一般市民モデル作成に向けた予備調査結果から次のような分析結果を得た。
・一般市民については、それぞれが持つ知識情報をベースとした科学的根拠にもとづく判断ではなく、むしろリスクイメージにもとづいて判断している可能性が示唆された。
・一般市民の判断には専門家などの発言が重要な影響を与えており信頼も高い。したがって、
地層処分事業の情報解釈等についても信頼ある専門家などの説明や情報提供が重要である
ことが示唆された。このような専門家像としては、地層処分事業に関わる分野とそれ以外の他分野の専門家が想定されるが、この両者にも意識・価値構造の乖離が予想される。

これらの調査・検討結果を踏まえ、メンタルモ
デル・アプローチの概念に基づき、以下の３つの知識・価値構造のモデル化による、双方の比較検討が効果的であると考えられた。
表-1①提供情報内容に関する意見（改善等の直接的な提言を含む）②情報提示ロジックや提示方法、説明方法などへの総合的な意見、提言③今後の社会対応等に関する提言（課題提起含む）④その他の意見や感想など

意見交換等による収集情報
作成モデル

モデル作成対象

イメージ構造一般市民

知識・価値構造●専門家①：処分事業の関連分●●

野
専門家②：処分事業の非関連●
分野
HLW 処分事業を含む
HLW 処分事業に関す
備考

広範なリスクイメー
る、知識・価値構造ジ注）一般市民と専門家①のイメージ構造モデルの比較、専門家①

これらの情報は、今後の高レベル放射性廃棄物処分事業に関する説明資料の見直しや説明方法の改善などに直接的に資するものであり、更に、
今後の社会対応等に関する取り組みの在り方の検討などにも有用な情報となる（意見集約整理結果の一例として、③の視点での整理結果を表-2に示す）。

と専門家②の知識・価値構造の比較により、それぞれの間に存在する乖離を明確化する。

表-2(2)事業推進に資するために、早急に行う必要があると想定される作業の実施
標記目的に資する作業として、本年度は平成
15 年度に引き続き次の作業を実施した。
①効果的な説明方法の調査・検討②地域レベルでの説明会、公聴会等の効果的な開催手法の調査・検討
効果的な説明方法の調査・検討では、大学所属の有識者等に協力を頂き、事業関係者等から発信される各種提供情報の有効性を検討するために、少数でのグループミーティング形式による意見交換会（模擬的な説明会）を複数回実施した。意
見交換会は、処分事業に対する社会的、科学的な様々な情報を、関係者に正確かつ効率的に伝えるために、これらの情報をどの様に説明することが有効であるかについて検討しておくことが重要との主旨のもとで開催し、これま
でに、図-1 に示す多様な専門性を有する 63 名の有識者に参加頂いた。意見交換会により得られた意見情報を集約し、次の視点で整理した。
2

分野別参加者数（９回総計）
11

医学・生理学分野

22

理学分野
土木・都市工学分野
9

工学分野
原子力・放射性廃棄物分野

今後の社会対応等に関する意見集約結果例
収集意見の集約結果

地域住民による意思決定プロセスとしての、ＰＩ手法等の導入検討の必要性
国の存続・体制を含めた将来世代への責任のあり方の明確化
処分問題の存在や公募情報の幅広い情報認知や問題喚起のためのＰＲの必要性
シナリオや、データ信頼性確保のための体制やシステム構
築の必要性
情報提供・説明における目的・目標（どこまで、何を伝えるか）の明確化、それに伴う内容の再考
第３者（専門家）の役割の明確化・活用可能性模索の必要性
リスク・ベネフィット（インセンティブ）把握や、地域共生（振興策）の具体的情報の拡充（振興策提示に関する国の積極的関与）の必要性
信頼感の醸成が重要
検討自治体サポート体制の模索

地域レベルでの説明会、公聴会等の効果的な開催手法の調査・検討においては、国が行うべき制
度整備の観点から国内外での先行的・実践的な
1)
PI 手法 （パブリック・インボルブメント）に着目した効果的な場の提供方法の在り方について、
平成 15 年度に引き続き、より詳細な情報調査を実施した。調査対象事例として抽出した約 20 事例におよぶ他事業での制度整備先行事例や PI 手法の適用事例について、統一情報フォーマットに基づき情報整理を行い、参照可能な事例情報となるように整備を行った。

社会科学分野11

図-1

81)PI 手法：公衆参加型の意志決定の仕組み

意見交換会参加者の専門性（９回総計）

45

Ⅲ．放射性廃棄物全般に共通する調査研究【地層処分重要基礎技術研究調査】◇事業の概要高レベル放射性廃棄物の地層処分を円滑に進めるためには、地層処分に必要な人工バリア・施設の設計技術や性能評価等について、処分事業の進捗に応じ、着実にその信頼性を向上していくことが重要である。
例えば、有機物の影響、圧縮ベントナイト中での物質移行やベントナイト変質メカニズムなどの現象に対しては、現段階では一定の仮定による保守的な評価を行っているが、現段階から基礎研究に着手してこれらに関する基礎的知見を収集し、将来の定量的な議論に資することが望まれる。
本研究調査では、現在残されている課題の調査・抽出を行い、現段階から着手する必要のある基礎研究を実施することにより、処分事業の進捗に応じた信頼性の向上に資することを目的としている。
なお本研究調査は経済産業省の委託により実施しているものである。（Ⅵ．資料(1)研究成果報告書等
No.19 参照）

◇平成 16 年度の成果
本調査は処分事業の信頼性向上を目的として、基礎的・長期的観点から大学等で実施すべき研究
テーマを抽出し、成果が期待できる大学所属研究
者等に研究を委託実施するものである。
昨年度までの継続研究（平成 13～15 年度）の終了に伴い、平成 16 年度は新規研究テーマの抽出、研究実施者の選定を行った。その結果、平成 16 年
度より、新たに 7 件の研究が採用され、開始された。以下に、その概要を示す。
(1)プレートテクトニクス関連の研究‐プレート
境界近傍の地殻変動データを用いた地殻活動
ポテンシャル評価手法の開発‐
北海道北部地域における GPS 観測とデータの高精度解析および地震活動・地質構造等の他項目
データとの同化作業を行うことにより、当該地域の「現在」のテクトニクス場を明らかにし、そこから「将来」の地殻活動ポテンシャル評価を行う

46

手法を開発するとともに、その有効性・汎用性を検証する。
平成 16 年度は、GPS による地殻変動データ取得のための準備作業（GPS 観測点を新規設置するための机上による観測点選定および現地視察）を展開した。さらに実際の観測に用いる GPS 受信装置の選定・動作確認を行うとともに、調査対象地域である北海道北部の地球物理・地形・地質デー
タの収集および解析を行った。
(2)堆積岩地域における塩淡境界に関する研究‐
空間・時間スケールに応じた塩水・淡水地下水の沿岸域・沿岸海底下での挙動解明‐
地下の塩水・淡水分布の変化速度に関する情報を得る上で有利な場所である熊本県八代海地域を対象として、超長期にわたる陸・海境界部での地下水挙動に関する知見を得るとともに、その挙動を解明する。
平成 16 年度は多深度間隙水圧連続計測システ
ムの設置とボーリング掘削、そこから得られたコ
ア中の間隙水を用いた塩素安定同位体比、塩素イ
オン濃度、酸素・水素安定同位体比分析、海域に設置可能な多深度間隙水圧計測システムの試作と設置、データ取得の開始、得られたデータの処理手法の構築を行った。
(3)圧密ベントナイト中の水に関する物理的・化学的研究‐核種移行挙動に及ぼすベントナイト
間隙の微細構造および間隙水化学の影響‐
近年著しく性能が向上した X 線マイクロ CT 装置を用いて、水あるいは高塩濃度水を含んだベントナイト内部の空隙構造のその場観察を行うとともに、拡散実験を行って幾つかの放射性核種の見かけの拡散係数を決定し、ベントナイトの微細構造と拡散挙動との関連を調べ、そのメカニズムの解明を図る。
平成 16 年度は、3 次元モンテカルロシミュレー
ション計算コードである EGS4 を用いた X 線透過率
計算によって、X 線マイクロ CT 観察の最適条件を求める手法を検討した。また、計算結果から決定した観察条件で乾燥状態のベントナイト試料を観察したところ、明瞭な画像を得ることができた。拡散－実験では、Cl イオンの、濃度が異なる NaCl 溶液で膨潤したベントナイト試料中の見かけの拡散係数
ならびに拡散の活性化エネルギーを決定した。

(4)地層処分におけるコロイド影響‐天然バリア(6)ベントナイト中での炭素鋼の腐食挙動、形態に内における地下水コロイドが核種輸送に及ぼ関する研究‐平均腐食速度のモニタリングとす影響のモデリング‐
孔食係数を決定する因子の解明‐
コロイド粒子の輸送現象に関しては、実験的研
ベントナイト中での炭素鋼の腐食形態に及ぼ究と解析的研究が行われてきているが、まだ十分す環境側と材料側の因子の影響について、特に炭に定量的な評価を得るには至っていない。特に、素鋼表面での腐食速度の不均一分布に注目してコロイド粒子がある大きさを有することによっ調べ、不均一腐食が起きる機構を明らかにする。
てフィルトレーション効果を受け、固相に束縛さまた腐食反応の進行に伴い埋設環境での酸素がれるという現象についての正確なモデル化は行消費され、その結果、炭素鋼の腐食速度が確実にわれていない。そこで、代表的な地下水コロイド
減少することを実際の埋設環境において計測しが長期的な放射線的毒性を支配する放射性核種確認する。さらに腐食モニタリングのための電気の輸送挙動に及ぼす影響を定量的に評価するモ
化学的システムを提案し、炭素鋼を埋設したままデルの開発を行う。
で、その腐食速度を精度良く計測できるシステム
平成 16 年度は代表的な地下水コロイドと核種を実験室レベルで確立する。
の相互作用、核種と固相の相互作用、コロイドと
平成 16 年度は異なる粒経のアルミナ粒子中に固相の相互作用について、バッチ実験や滴定実験、 埋没した炭素鋼の腐食挙動を交流インピーダン
レーザー分光実験などを行い、組み合わせた系にス法によりモニタリングし、炭素鋼が活性状態に応じてそれぞれに適切な吸着平衡・吸着（脱着）あるか不動態化しているかについて、インピーダ
速度に関するモデルを適用し、平衡論および速度ンス特性を評価することで判断できることを示論に関するデータを取得した。
した。pH12 の環境では、アルミナ粒子のサイズに関係なく炭素鋼は不動態化し、pH9 の環境では、10μm 程度の粒経のときだけ炭素鋼は不動態化し、(5)錯生成の挙動‐天然環境における放射性核種
その他の粒経では炭素鋼は活性態となった。
と溶存有機物との錯生成とその溶存形態に関する基礎研究‐
天然環境における放射性核種と腐植物質との錯形成機構ならびに錯形成する部位を特定し、放射性核種が移行する際に作用する溶存腐植物質の影響を明らかにする。また腐植物質の特性と錯体特性との関係を分子サイズの観点より整理して定量化し、腐植物質の特性を考慮した溶存形態を解析して移行動態解明のための基礎的な知見を蓄積する。さらに還元環境下における溶存形態
等の基礎データを淡水および塩水条件下の天然水を対象に取得し、室内実験データの妥当性を検討する。
平成 16 年度は北海道の幌延地域において錯体特性実験を行い、簡易測定法により地下水の腐植
物質の特性を検討した。その結果、サイズ排除ク
ロマトグラフィーでは腐植物質とナフチオン酸
ナトリウムを分子サイズにより分離して測定することができた。また、北海道の別寒辺牛湿原を流れる河川水について鉄の溶存形態を分子サイ
ズ分布の観点より検討した。

(7)セメント利用によるニアフィールド母岩透水
性変化の評価‐強アルカリ地下水の地球化学的影響評価に資する基礎技術の構築‐
セメントからもたらされるアルカリ影響による母岩の透水性の動的変化を観察し、化学反応の平衡と速度、物質移動の速度との関係を明らかにする。なお、従来の透水性に係る研究では、「固相表面の変化」と「浸透性に関わる空隙率の変化」との関係が系統的に整理されていないため、溶解（あるいは析出）過程を伴う流動実験、浸透率変化の予測モデルの検討を行う。
平成 16 年度は主として非晶質シリカ充填層を用いた溶解および浸透率の挙動を観察し、モデルを用いた解析計算と比較することによりその妥当性を評価した。また、回分式実験との比較から、充填層内における非晶質シリカの挙動は回分式
実験とは異なり、充填粒子内部において拡散律速となること等が示された。

47

Ⅳ．安全基準に関する調査研究

Ⅳ．安全基準に関する調査研究【放射性廃棄物地層処分の安全基準等に関する調査】◇事業の概要本調査は高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全確保に関する考え方や安全基準等について、諸外国の概要等の調査・検討を行い、国内における最新の研究開発の状況や処分事業の進捗状況を踏
まえ、今後の原子力安全委員会における最終処分の安全確保のための技術的事項に係る調査審議に資することを目的に実施するものである。また比較的放射能レベルの高い低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に向けた指針・基準等の整備に関して、今後の原子力安全委員会での調査検討に資することを目的に実施するものである。
なお本調査は内閣府 原子力安全委員会の委託（Ⅵ．資料(1)研究成果により実施しているものである。
報告書等 No.20 参照）◇平成 16 年度の成果(1)高レベル放射性廃棄物地層処分の安全基準等に関する調査高レベル放射性廃棄物の地層処分に関して、国際原子力機関（IAEA）、経済協力開発機構／原子力機関（OECD／NEA）、欧州連合（EU）などの国際機関等で実施されている最近の検討状況について調査するとともに、本文書に対する考え方をまとめた。
ａ．IAEA での最近の検討状況及び文書
IAEA での最近の検討状況を概観するとともに、最近出版された文書として、IAEA 安全基
準シリーズ DS154「安全要件：放射性廃棄物の地層処分」、IAEA-TECDOC-1222「放射性廃棄物の管理及び処分のための廃棄物インベント
リ記録維持システム（WIRKS）」の概要を取りまとめた。
DS154 は、今後の地層処分を考える上で重要な位置付けになるものと想定されるため、DS154 が正式に出版された際には、内容を吟味しつつ、適切な検討を行うことが必要と考

48

えられた。
また、IAEA-TECDOC-1222 については、詳細な検討は各国に委ねられているものの、ここで示された指針などに従って、我が国としての具体的な方法・内容などを検討し、早急に、記録維持システムを確立することが重要と考えられた。
ｂ．OECD／NEA での最近の検討状況および文書
OECD／NEA から最近出版された「地層処分場の閉鎖後セーフティケース 特徴と目的」（以下、「セーフティケース冊子報告書」という。）の概要を取りまとめた。またステークホ
ルダーの信頼に関するフォーラム（FSC）に関しては、「放射性廃棄物管理に関する社会的な要件の学習及び適応／ステークホルダーの信頼に関するフォーラムで得られた重要な成果
及び経験」、「放射性廃棄物管理における規制者の進化し続ける役割とイメージ／NEA ステ
ークホルダー信頼性フォーラムで得られた教訓」の概要をまとめた。
セーフティケース冊子報告書については、
国際的な検討の状況が示されているが、各々の国の状況に則したセーフティケースの在り方を検討する必要があると考えられた。
また、FSC の報告書については、放射性廃棄物管理に関係する地域での関係者が参加して開催されるワークショップにより、多くの知見・意見等を収集し、研究報告書として取りまとめられており、種々の立場からの教訓が得られるため、非常に重要な資料と考えられた。
ｃ．EU での最近の検討状況及び文書
EU・欧州委員会（EC）で最近出版された文書として、「深地処分場における長寿命放射性廃棄物の回収可能性に関する協調行動」（以下、「回収可能性協調行動報告書」という。）、「放射性廃棄物の地層処分に向けた段階的アプロ
ーチにおけるモニタリングの役割に関するテーマ別ネットワーク」（以下、「モニタリング
役割報告書」という。）の概要をまとめた。
回収可能性協調行動報告書については、各国での取り組みを参照しつつ、わが国の考え方を明確にする必要があると考えられた。
また、モニタリング役割報告書については、処分の段階的な実施、廃棄物の回収可能性とも非常に密接に関係することから、国際的な検討状況に加え、各国での取り組みを参照しつつ、わが国の考え方を明確にする必要があるものと考えられた。
(2)低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分の安全基準等に関する調査
対象廃棄物の種類、処分施設形態、処分深度等の要素において、わが国の余裕深度処分概念に類似する処分方策の事例及び検討状況について調査・整理した。また国内でこれまでに実施されている、あるいは今後計画されている余裕
深度処分に関する研究開発等の状況を、文献等により調査した。
ａ．海外諸国、国際機関等での類似処分概念の検討状況の調査・整理
海外における余裕深度処分と類似の処分概念を計画・実施している国およびその処分施設を、IAEA による低中レベル放射性廃棄物処分場の分類で MC（Mined Cavity）に分類されている処分施設が相当するものとして、該当する処分場の中から 6 処分場（4 ヶ国）を調査対象として概要調査を実施した。
具体的には、フィンランド（Loviisa 処分
場、Olkiluoto 処分場）、スウェーデン（SFR処分場）、ノルウェー（Himdalen 処分場）およびチェコ（RichardⅡ処分場、Bratrstvi 処
分場）の処分場を対象に、処分場の建設・操業の状況、立地と処分深度、工学施設概念、
対象廃棄物および廃棄体の受け入れ規準の各項目について調査・整理した。
また上記処分場を有する各国の安全基準値と安全評価シナリオの概要について調査・整理した。
さらにフィンランドとスウェーデンに特化して、詳細に調査・整理した。安全基準値に関して、フィンランドでは、フィンランド放射線・原子力安全センター（STUK）の指針によってリスク基準が定められ、線量の期待値に対する線量拘束値として 0.1mSv／年、線量限度として 5mSv／年が規定されている。一方、スウェーデンでは、SFR-1 の操業が開始された時点で廃棄物処分のための安全基準値が定められていなかったが、スウェーデン放射線防護機関（SSI）の規制によってリスク基準がー６定められ、リスク拘束値として 10 ／年が規定されており、1mSv／年を超える結果については別途規制機関へ報告することとなっている。
フィンランドとスウェーデンに関しては、
安全基準値の他に、組織体制と法体系、安全評価の最新動向、規制文書、安全確保の基本的な考え方、安全指標・基準値、評価期間、シナリオの設定、閉鎖後管理、パラメータなどの不確実性等の項目について調査・整理した。
ｂ．余裕深度処分に関する国内の研究実施状況
調査
国内での余裕深度処分に関するこれまでの検討状況についての歴史的経緯を概略的に調査・整理した。
また事業化計画の動向について、原子力安全委員会での説明やその他の講演等から現状を調査・整理した。
その他機関の取り組み活動としては、（社）
日本原子力学会における講演や標準委員会における検討があげられ、これら活動の概要について調査・整理した。標準委員会における検討については、原子燃料サイクル専門部会の下に「余裕深度処分対象廃棄体」と「余裕深度処分安全評価」の２つの分科会が設置され、検討活動が実施されている。余裕深度処分対象廃棄体分科会では、余裕深度処分対象
廃棄体の要求性能、処分容器の規格、廃棄体の製作方法について標準として規定することを検討している。余裕深度処分安全評価分科
会では、余裕深度処分のための安全評価手法を規定することを検討している。平成 16 年度
は、両分科会とも検討が開始されたばかりであるが、今後の検討の動向には注目していく必要がある。
さらに余裕深度処分が対象として追加されることにより、今後議論されていくと考えられる現行の安全審査の基本的考え方について、論点等について整理した。

49

Ⅳ．安全基準に関する調査研究【安全規制及び安全基準に係る内外の動向調査】◇事業の概要本調査は、高レベル放射性廃棄物処分の安全規制の枠組み整備に資するため、海外での検討状況等を調査する放射性廃棄物地層処分基準整備調査と、海外委託再処理に伴う返還廃棄物に係る輸入確認手法の確立に資するため、海外委託再処理受
託国や再処理委託国における現状等を調査する返還廃棄物の輸入確認手法調査の２つの調査に分けられる。それぞれの調査の概要を以下に記す。
なお本調査は経済産業省原子力安全保安院の委託により実施しているものである。（Ⅵ．資料(1)研究開発・実証計画に対する規制当局である原子力発
電検査機関（SKI）による審査など、安全性についての意見等が求められる場合も見られる。
本調査においては、高レベル放射性廃棄物処分に関して、①海外の安全規制制度を調査するとともに、②諸外国での新たな法令・安全基準等を調査することにより、わが国における高レベル放射性廃棄物処分の安全規制に係る今後の法制度の整備等の参考に資することを目的としている。

(2)返還廃棄物の輸入確認手法調査
わが国では使用済燃料の再処理の一部を英国
およびフランスに委託しており、これに伴って発生する放射性廃棄物は、原則としてわが国に返還されることとなっている。これらの返還廃棄物は、
成果報告書等 No.21 参照）
わが国の法規制が適用されない海外で製造されることから、わが国へ受入及び貯蔵（事業所外廃(1)放射性廃棄物地層処分基準整備調査
棄）する際に、事業者はこれを主務大臣（この場「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」
合は、経済産業大臣）に申請し、国の確認を受け（平成 12 年）の第 20 条において、安全の確保のることになっている（原子炉等規制法第 58 条のための規制については、別に法律で定めることと2、外廃棄規則第 3 条、第 4 条）。返還廃棄物のうなっており、今後、安全規制の在り方を明確にしち、フランスからは既に高レベル放射性廃棄物でた上で、法令整備等の法制度を早期に確立するこあるガラス固化体の返還が一部実施されている。
とが喫緊の課題である。
今後は英国 BNFL からもガラス固化体が返還さ
平成 14 年 12 月に処分の実施主体である原子力れる他、フランス、イギリスから低レベル放射性発電環境整備機構が、高レベル放射性廃棄物の最廃棄物についてもいずれ返還される予定である。
終処分施設の設置可能性を調査する区域の公募
特に、低レベル放射性廃棄物については、その仕を開始したところである。現状、「高レベル放射様が多種多様であり、輸入確認の方法が煩雑にな性廃棄物の処分に係る安全規制の基本的考え方
ることが予想される。これらの新たに返還されるについて（第 1 次報告）」（平成 12 年 11 月 6 日、 放射性廃棄物に対する輸入確認手法は、今後順次
原子力安全委員会）で示された考え方に基づけば、 検討されていく予定である。
概要調査地区等の選定においては、安全規制当局
本調査では既に返還が開始されている COGEMAの判断は行われず、精密調査地区（平成 20 年代
ガラス固化体については、フランスにおける我が前半）での調査の結果に基づいた事業許可申請に国の規制機関職員による調査を含む輸入確認のおける安全審査が最初の判断になることが規定
在り方について、現状を踏まえてより良い方法をされている。
検討するため、他の再処理委託国における確認手
一方、諸外国における高レベル放射性廃棄物処法等を調査する。一方、今後返還の開始が予定さ分の立地選定においては、立地段階で安全規制当れている放射性廃棄物については、COGEMA ガラ局の判断は行われないとする規制体系を取ってス固化体の第 1 回受入において生じた類の問題いる場合が見られるものの、米国においては、規の発生を防止しその仕様の確認が適切に行える制当局である原子力規制委員会（NRC）により、ような輸入確認手法を確立するため、再処理受託実施主体であるエネルギー省（DOE）のサイト特国における返還廃棄物の製造管理、品質管理等に性調査活動に対するレビューの実施や、NRC と関する情報や、他の再処理委託国における確認手
DOE との主要な技術的課題（KTI）の協議が行わ法等に関する情報を収集することを目的とする。
れ、スウェーデンでは、サイト選定を含めた研究50◇平成 16 年度の成果(1)放射性廃棄物地層処分基準整備調査
平成 16 年度は海外の主要国を対象として、高レベル放射性廃棄物処分のサイト選定段階での規制機関の関与、建設許認可申請時とその後に得られるデータの取り扱い、操業段階での安全レビ
ューの考え方、閉鎖段階への移行判断の考え方等の規制の在り方について、海外調査・国内調査により調査した。また高レベル放射性廃棄物処分に関して諸外国で整備されている法令、安全基準・指針等について、最新の規定内容を調査するとともに、各々の安全基準・指針等の規定内容と規制上の位置付けを整理した。
a.海外での処分の安全規制に係る規制制度の調査
高レベル放射性廃棄物処分の計画が進められている主要な諸外国について、処分の各段階での規制機関の関与、建設許認可申請時とその後に得られるデータの取り扱い、操業段階での安全評価のレビューの考え方、閉鎖段階への移行判断の考
え方の調査を実施した。
b.諸外国での新たな法令・安全基準等の調査
諸外国における高レベル放射性廃棄物処分に関して、新たに整備された法令、安全基準・指針
等として、スイスでの新原子力法、新原子力令の内容を調査した。
スイスでは従来の原子力法に放射性廃棄物に関する規定がなかったが、2005 年に発効した新
原子力法は、放射性廃棄物に特化した規定があり、全編にわたって放射性廃棄物に係る安全規制、資金確保が規定されている。
一方、新原子力令では、地層処分施設の構成要
素を主施設、パイロット施設及び試験施設とするなど、放射性廃棄物処分概念専門家グループ（EKRA）が提唱した「監視付長期地層処分」概念が明示的に反映されている。
(2)返還廃棄物の輸入確認手法調査
我が国における返還廃棄物の輸入確認手法についての基礎的な資料を整備するため、再処理

受託国、再処理委託国の関係機関に対する海外調査を行い、返還廃棄物の受入実績及び確認手法
等の最新情報を調査した。
再処理受託国においては、返還廃棄物（高レ
ベル、低レベル）の製造方法、製造管理等の品質管理に関する事項を調査し、再処理委託国においては、高レベル返還廃棄物の受入実績及び低レベル返還廃棄物の輸入確認手法に関する事
項を調査した。
a.返還廃棄物製造に係る品質管理等の調査・分析(i)返還高レベル放射性廃棄物の製造管理及び品質管理
英国における放射性廃棄物の規制体制を整理するとともに、返還ガラス固化体の製造状
況、ガラス固化施設の品質管理体制、第三者機関による監査の状況等をまとめた。
(ⅱ)返還低レベル放射性廃棄物の製造管理及び品質管理
英国における返還低レベル放射性廃棄物の製造方法、品質管理、監査等の状況を整理した。
b.返還廃棄物の輸入確認に係る調査・分析
再処理委託国（ベルギー）における放射性廃棄物の規制体制及び輸入確認手法の基本的な考え
方、輸入確認の手順、受入の現状について関係機
関を通じて調査し、これを整理した。
c.我が国の返還廃棄物輸入確認手法の在り方の検討
返還高レベル放射性廃棄物の輸入確認手法の在り方に関して、諸外国における返還廃棄物の輸入確認手法や燃料体検査や溶接品の検査、国内発電所廃棄物の類似事例を参考に、より良い返還廃棄物の輸入確認手法の在り方を検討した。
また返還低レベル放射性廃棄物の輸入確認手法の在り方に関して、COGEMA から返還される予定の低レベル放射性廃棄物（固型物収納体）について、輸送、貯蔵及び処分の観点から安全性評価に重要な情報の項目について検討した。

51

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、各国の放射性廃棄物処分の実施主体や研究機関と制度、
安全規制・基準、実施状況等に関する情報交換協定を締結して情報交換を行っている。
また IAEA 等の国際機関の事業に協力するとともに、国の国際協力事業の一環としてロシアの科
学者・技術者支援のプロジェクトに協力している。
(1)情報交換・研究協力を行っている海外機関
ベルギー／ベルギー原子力研究センター（SCK／CEN）
中国／中国核工業集団公司地質局（BOG/CNNC）
台湾／（財）核能科技協進會（NuSTA）
フィンランド／ポシヴァ社（Posiva Oy）
フランス／放射性廃棄物管理機関（ANDRA）
ドイツ／廃棄物処分施設・建設運転会社／DBE
テクノロジー社（DBE／DBE Technology）
韓国／原子力研究所（KAERI）
韓国／韓国水力原子力株式会社 原子力環境技術院（KHNP/NETEC）
ロシア／ロシア科学アカデミー（RAS）
スペイン／放射性廃棄物管理公社（ENRESA）
スウェーデン／スウェーデン核燃料・廃棄物
管 理 会 社 ／ SKB イ ン タ ー ナ シ ョ ナ ル 社（SKB/SKBIC）
スイス／国家放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）
英国／NIREX 社（NIREX）(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（NEWDB）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52

データの収集及び NEWMDB への登録実務を担当している。
＊(3)国際科学技術センター（ISTC） プロジェクトへの協力
当センターでは、これまで、ISTC プロジェク
トとして超深度ボーリング・データの整理、岩盤中のガス透過性データ等整理等を実施し、熱による岩盤物理特性影響評価、超深度地震デー
タの解析、液体放射性廃棄物の坑井への注入処分の評価、放射性廃棄処分の天然バリアとしての岩石の物理的・化学的特性の実験的・理論的研究を実施してきた。
平成 16 年度においては、平成 15 年度に引き続いて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究を実施し、現在、実施した。
＊ISTC は、政府間協定に基づく国際機関で、旧ソ連の大量破壊兵器科学者の軍民転換支援による流失防止、市場経済移行支援等を目的としており、アメ
リカ、ＥＵ、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、研究者の国際会議出席旅費の提供、研究事業等である。

(4)ITC 最終処分国際研究センターへの協力
平成 15 年 4 月 4 日、放射性廃棄物の最終処分に係る国際的な教育訓練のための機関である「ITC 地下廃棄物貯蔵・処分国際研修センター」(ITC school of Underground Waste Storage andDisposal）協会がスイス連邦ベルン州インナー
トキルヘンに設立された。
（財）原子力環境整備促進・資金管理センタ
ーは、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）及びスイス国家放射性廃棄物管理共同組合（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、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ている。
この協会はすべての機関から独立しており、ITC は産業界、規制当局、大学、政府機関すべ

てから研修生を受け入れることとしている。協会の会員には、ITC の趣旨に賛同する多くの法人・機関の加入を得ていくこととし、第一回総会を 2003 年 9 月に開催した。ITC には、平成
17 年 7 月末現在、14 カ国 57 機関、そのうち日本からは 18 機関が加入している。
(5)IAEA CRP への協力
IAEA の 調 整 研 究 プ ロ ジ ェ ク ト(Co-ordination research Project:CRP) の一つである CRP-Swelling Clays プログラムでは、途上国の支援を目的に、人工バリアの技術情報を集約する作業が進められている。このプロジ
ェクトでは、高レベル廃棄物処分における人工バリア材料の必要機能や特徴など、技術的情報を整理するとともに、参加各国（カナダ、スウェーデン、中国、ロシア、インド、韓国、ウク
ライナ、チェコ、南ア、日本）の人工バリア材
料候補となるベントナイトについて、基本的な情報をデータベース化する予定である。当原環
センターはこのプロジェクトに参加し、日本のベントナイトに関する技術情報を反映した報告書作りに協力している。

53

Ⅵ．資料

Ⅵ．資料
（1）研究成果報告書等

No.
1

研究件名

平成１６年度研究成果報告書

低レベル放射性廃棄物処分技 平成16年度 低レベル放射性廃棄物処分技術調査
術調査
報告書（平成17年3月）
平成16年度 ウラン廃棄物処分技術調査 報告書（平成17年3月）
第１分冊 ラドン挙動調査/品質保証高度化
Ⅵ.資料 (2)外部発表
第２分冊 除染技術開発試験（フッ素化除染技術
No.64 参照
開発）
第３分冊 除染技術開発試験（アルカリ融解/電解透析除染等技術開発）

2

ウラン廃棄物処分技術調査

3

物理探査技術信頼性確証試験 平成16年度 地層処分技術調査等 高精度物理探（高精度物理探査技術高度化 査技術高度化調査（物理探査技術信頼性確証試
調査）験） 報告書（平成17年3月）

4地質環境評価技術高度化調査

平成16年度 地層処分技術調査等 地質環境評価
技術高度化調査 報告書（平成17年3月）

5

遠隔操作技術高度化調査

平成16年度
高度化調査

6

人工バリア特性体系化調査

平成16年度 地層処分技術調査等 人工バリア特性体系化調査 報告書（平成17年3月）

7

人工バリア材料照射影響調査

平成16年度 地層処分技術調査等 人工バリア材
料照射影響調査 報告書（平成17年3月）

8

性能評価技術高度化

平成16年度 地層処分技術調査等 性能評価技術
高度化 報告書（平成17年3月）（第１分冊）（第２分冊）

9地球化学バリア有効性確証調 平成16年度 地層処分技術調査等 地球化学バリ
査
ア有効性確証調査 報告書（平成17年3月）

地層処分技術調査等 遠隔操作技術
報告書（平成17年3月）

平成16年度 地層処分技術調査等 モニタリング
機器技術高度化調査 報告書（平成17年3月）（その１）地層処分モニタリング技術情報調査のモニタリング機器技術高度化
10
メニュー化
調査
（その２）地層処分記録保存システムの調査（その３）海水中の極低レベルプルトニウムの計測技術開発に関する検討

54

外部発表等

Ⅵ.資料 (2)外部発表
No.10,11,12,13,14.15,
40,41,42,45,57,58,59,
60 参照

Ⅵ.資料 (2)外部発表
No.3,4,5,22,23,35,43,
49,62 参照

Ⅵ.資料 (2)外部発表
No.17 参照

11

平成16年度 核燃料サイクル関係推進調整等 多多重バリア長期安定性事例調Ⅵ.資料 (2)外部発表
重部リア長期安定性事例調査 報告書（平成17査No.8,39 参照
年3月）

12

平成16年度 地層処分技術調査等 TRU廃棄物関連
人工バリア・天然バリアガス
Ⅵ.資料 (2)外部発表
処分技術調査 人工バリア・天然バリアガス移行
移行挙動評価No.9,33,50,51,52 参照
挙動評価 報告書（平成17年3月）

No.

研究件名

研究成果報告書

外部発表等

平成16年度 地層処分技術調査等 TRU廃棄物関連
Ⅵ.資料 (2)外部発表
13 人工バリア長期性能確証試験 処分技術調査 人工バリア長期性能確証試験 報
No.1,48 参照
告書（平成17年3月）
14 ヨウ素固定化技術調査

15

平成16年度 地層処分技術調査等 TRU廃棄物関連
Ⅵ.資料 (2)外部発表
処分技術調査 ヨウ素固定化技術調査 報告書
No.24,61 参照（平成17年3月）

放射化金属廃棄物炭素移行評 平成16年度 地層処分技術調査等 TRU廃棄物関連
価技術調査
処分技術調査 報告書（平成17年3月）

16 廃棄体開発調査

平成16年度 地層処分技術調査等 TRU廃棄物関連 Ⅵ.資料 (2)外部発表
処分技術調査 放射化金属廃棄物炭素移行評価技 No.2,25,26,27,53,54,
術調査 報告書（平成17年3月）
63 参照

17 総合情報調査

平成16年度
3月）

総合情報調査18 技術情報広報調査

平成16年度17年3月）

技術情報広報調査

報告書（平成17年

報告書

（平成

19

地層処分重要基礎技術研究調 平成16年度 地層処分重要基礎技術研究調査
査告書（平成17年3月）

報20

放射性廃棄物地層処分の安全 平成16年度 放射性廃棄物地層処分の安全基準等
基準等に関する調査に関する調査 報告書（平成17年3月）

21

安全規制及び安全基準に係る 平成16年度 安全規制及び安全基準に係る内外の内外の動向調査
動向調査 報告書（平成17年3月）

55

Ⅵ．資料

（2）外部発表等（学会発表等）
No.

題

目

発

表

者

発

表

先

1

Long‑Term Performance Assessment for
Eengineered Barriers ‑Study on barriermaterials alteration‑

朝野英一、大和田仁、
加藤博康

International Workshop on
Bentonite ‑Cement Interaction
in Repository Environments‑(NUMO/POSIVA)(2004年4月14‑16日)東京

2

鉄筋コンクリートを用いたＴＲＵ廃棄物処分廃 大和田仁、伊藤貴司、棄体の開発（５）大川賢紀、近藤誠、−高透気性充填モルタルの開発−
松原龍一、小川秀夫

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

3

増田良一、多田浩幸、
高温多湿環境におけるベントナイトブロックの竹ヶ原竜大、高尾肇、
状態変化に関する検討（その２）
上坂文哉、宇津野二士

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

4

多田浩幸、増田良一、
ベントナイト緩衝材ブロックの摩擦特性に対す
竹ヶ原竜大、高尾肇、
る模型実験的検討
上坂文哉、宇津野二士

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

5

緩衝材原位置締固め工法における加速度減衰特 増田良一、西村毅、
性の検討
雨宮清

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

6

中空円筒形ＲＣ構造物の水密性評価（その１） 藤原愛、三浦律彦、−加圧注水実験による平均透水性評価−
小西一寛、辻幸和

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

7

中空円筒形ＲＣ構造物の水密性評価（その２） 藤原愛、三浦律彦、−採取コアの透水試験による複合透水性評価− 小西一寛、辻幸和

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

8

山本修一、大久保秀一、 土木学会「平成16年度全国大会
ナチュラル・アナログとしての化石塩水に関す
桑原徹、正本美佳、
第59回年次学術講演会」(2004年
る情報整備
高橋利宏
9月8‑10日)名古屋

9

岡本修一、山本修一、
ガス移行挙動評価のための原位置ガス注入試験 藤原愛、安藤賢一、
志村友行、田中達也

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

吉村公孝、山本修一、
石橋勝彦、中野靖、
塩淡域・堆積岩環境を対象とした調査システム
10
安藤賢一、田中達也、
フロー構築において考慮すべき事項について
井尻裕二、松村淳、
吉村実義

土木学会「平成16年度全国大会
第59回年次学術講演会」(2004年
9月8‑10日)名古屋

11

地層処分における電磁法解析技術の開発（その 吉村公孝、大久保秀一、 物理探査学会「第110回学術講演会」(2004年5月25‑27日)東京
３）
林俊夫、山根一彦

吉村公孝、大久保秀一、
地層処分における海底電磁法機器の製作（その 林俊夫、中田晴弥、
物理探査学会「第110回学術講演
12２）
大里和己、山根一彦、 会」(2004年5月25‑27日)東京
中嶋智
13

56

大久保秀一、吉村公孝、
地質環境調査支援ツールの概念モデルへの適用
物理探査学会「第110回学術講演
須山泰宏、安藤賢一、
性検討会」(2004年5月25‑27日)東京
吉村実義、堀尾淳

No.

14

題

目

発

表

者

発

表

先

吉村公孝、虎田真一郎、
地中無線通信技術の放射性廃棄物地層処分モニ
物理探査学会「第110回学術講演
竹ヶ原竜大、笠嶋善憲、
タリングへの適用性検討（その２）会」(2004年5月25‑27日)東京
奥津一夫、新保弘

吉村公孝、大久保秀一、
弾性波速度の周波数依存特性を利用した岩盤透 安藤賢一、金亨穆、
物理探査学会「第110回学術講演
15
水場の試構築と花崗岩を対象とした適用性検討 西山哲、大谷俊輔、会」(2004年5月25‑27日)東京
菊地崇
16 日本における放射性廃棄物処分を巡る現状

坪谷隆夫、岡野憲太「第19回KAIF/KNS年次大会」(2004年4月26〜27日)韓国 Seoul

Expected Roles of Chemical Sensors on
朝野英一、虎田真一郎、
電気化学会「第10回化学センサ
17 Monitoring Geological Repository for High‑ 大内仁、坪谷隆夫、
国際会議」(2004年7月)筑波
level Radioactive Waste
竹ヶ原竜大

TRU廃棄物処分における硝酸塩の影響(1)18−試験計画と処分場の化学環境評価−

加藤博康、村瀬拓也、
塚本政樹、藤田智成、
杉山大輔、高瀬敏郎、
稲継成文

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

TRU廃棄物処分における硝酸塩の影響(2)19−セメント系材料の変質への影響−

金子昌章、加藤博康、
三倉道孝、立山伸治、
村瀬拓也、塚本政樹、
稲継成文

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

TRU廃棄物処分における硝酸塩の影響(3)加藤博康、中澤俊之、
20 −ベントナイト系材料及び岩盤の変質への影響 村瀬拓也、塚本政樹、−
稲継成文

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

金子昌章、加藤博康、
TRU廃棄物処分における硝酸塩の影響(4)三倉通孝、立山伸治、
21−セメント系材料及び岩の分配係数への影響− 村瀬拓也、塚本政樹、
稲継成文

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

高レベル放射性廃棄物地層処分における人工バ
リア材料のハンドリングﾞ・定置に関わる遠隔 朝野英一､増田良一、
22
操作技術の開発−曲面用エアベアリングﾞ 吉田健、岩田裕美子の製作および適用可能範囲の検討−

日本機械学会「第9回動力・エネ
ルギー技術シンポジウム」(2004
年6月22‑23日)東京

朝野英一､ 増田良一 、 日本機械学会「第9回動力・エネ
河村秀紀、長谷川宏、 ルギー技術シンポジウム」(2004
Ian G.McKinley
年6月22‑23日)東京

23

高レベル放射性廃棄物処分操業時における安全・品質保証の考え方

24

朝野英一、加藤修、
還元雰囲気FeCI2水溶液中でのヨウ化銀（AgI）
西村務、新開篤、溶解挙動
稲垣八穂広、

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

朝野英一、大和田仁、
TRU廃棄物廃棄体の開発（６）大槻彰良、渋谷和俊、
25 高強度高緻密ｺﾝｸﾘｰﾄを用いた一体成型法による
武井明彦、吉田拓真、
製作技術の検討松尾俊明、川嵜透

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

朝野英一、大和田仁、
TRU廃棄物廃棄体の開発（７）大槻彰良、川嵜透、
26 高強度高緻密ｺﾝｸﾘｰﾄの水浸透挙動評価手法の検吉田拓真、松尾俊明、討
渋谷和俊、武井明彦

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

57

Ⅵ．資料

No.

題

目

TRU廃棄物廃棄体の開発（８）27チタン合金の長期健全性評価

表

者

発

表

先

朝野英一、大和田仁、
大槻彰良、澤周補、
深谷祐一、中山元、
明石正恒、

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

28

極低レベル雑固体廃棄物処分安全性対策試験（１）−全体実施概要−

斎田勇三、山本正幸、
今井淳、佐伯悌

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

29

極低レベル雑固体廃棄物処分安全性対策試験（２）−降雨覆土浸透水量測定試験−

斎田勇三、山下亮、
今井淳、鈴木正人

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

30

極低レベル雑固体廃棄物処分安全性対策試験（３）−ｷｬﾋﾟﾗﾘｰﾊﾞﾘｱ型覆土の性能実証試験−

斎田勇三、山下亮、
鈴木正人、今井淳

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

斎田勇三、金子昌章、
佐伯悌、久野義夫、
山本正幸、

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

極低レベル雑固体廃棄物処分安全性対策試験
斎田勇三、金子昌章、
32 （５）−実規模実証試験の水分移動・トレーサ
黒沢満、山本正幸、
移行評価−

日本原子力学会「2004年秋の大会」(2004年9月15‑17日)京都

人工バリアシステムの原位置ガス移行挙動試験 岡本修一、藤原愛、
33 における２相流モデリングの適用性に関する一 森康二、多田和広、考察
登坂博行

土木学会「第34回岩盤力学に関するシンポジウム」(2005年1月6‑7日)東京

斎田勇三、今井淳、
鈴木正人、山口陽久

廃棄物学会「第15回廃棄物学会
研究発表会」(2004年11月17‑19日)高松

極低レベル雑固体廃棄物処分安全性対策試験
31 （４）−実規模実証試験の水分移動測定とトレーサ移行分析結果−

34 降雨覆土浸透水量測定試験

オーバーパック、緩衝材の遠隔ハンドリング・35
多田浩幸
定置技術の開発

日本原子力学会 バックエンド
部会「第20回バックエンド夏期
セミナー」(2004年7月29‑30日)
姫路

36 余裕深度処分施設に関する技術要件について学

日本原子力学会 バックエンド
部会「第20回バックエンド夏期
セミナー」(2004年7月29‑30日)
姫路

藤原愛、坪谷隆夫

IAEA International
Conference on Nuclear
Knowledge Management:
Strategies,Information
Management and Human
Resources Development(2004年9月7‑10日)フランス サクレー

大内仁

IAEA International
Conference on Nuclear
Knowledge
Management:Strategies,Informa
tion Management and Human
Resources Development(2004年9月7‑10日)フランス サクレー

37

38

58

発

Nurture of human resources for geological
repoitory program

Robust Record Preservation system on
Geological Repository

橋本

No.

題

目

発

表

者

発

表

先

39

吉村公孝、山本修一、
ナチュラル・アナログ的見地による我が国の化
桑原徹、正本美佳、
石塩水の特徴横井悟、高橋利宏

日本応用地質学会「平成16年度
研究発表会」(2004年10月28‑29
日)新潟

40

地層処分における電磁法解析技術の開発（その 吉村公孝、大久保秀一、 物理探査学会「第111回学術講演
４）
林俊夫、山根一修、会」(2004年9月21‑22日)盛岡

大久保秀一、吉村公孝、
地層処分における海底電磁法機器の製作（その 林俊夫、中田晴弥、
物理探査学会「第111回学術講演
41３）
大里和己、山根一修、 会」(2004年9月21‑22日)盛岡中嶋智
42

弾性波の長距離伝搬を目指した高出力孔内震源 吉村公孝、大久保秀一、 物理探査学会「第111回学術講演
開発（その３）
林俊夫、榊原淳一
会」(2004年9月21‑22日)盛岡

43

オーバーパックへのクリーピング波の適用性（その２）

朝野英一、大槻彰良、
渡瀬保夫、山口憲治

Long‑term performance assessment for
44 engineered barrier ‑Evaluation of barrier 寺田賢二
materials alteration‑

IAEA調整研究ﾌﾟﾛｼﾞｪｸﾄ(CRP)主催
Technical Committee(2004年10月11‑15日)中国 FUZHAO

吉村公孝、安藤賢一、
Kim Hyung‑Mok、
西山哲、上原真一、
大西有三

ISRM International Symposium‑The 6th International
Workshop on the Applicationof Geophysics to RockEngiineering‑(2004年11月30‑12月2日)京都

増田良一、多田浩幸、
多様な地質条件におけるＴＲＵ廃棄物処分坑道
稲継成文、金谷賢生、の安定性
中野靖、森聡日本原子力学会「2005年春の大会」(2005年3月29‑31日)平塚

A case study of permeability analysis
45 using frequency dependent acoustic wave
velocity and applying in‑situ data46

日本非破壊検査協会「平成16年度秋季講演大会」(2004年11月
16‑17日)大阪

Generation of actinide colloids and theirsorption on rocks‑A study on colloids in47
an ISTC(International Science andTecgnology Center) project藤原愛

原研/JNC主催「NUCEF2005 国際
シンポジウム」(2004年2月9‑10日)東海

Development of Analytical Technique of
Alterｒation Minerals Formed in bentonite
48
by the Reaction with Hyper‑alkaline
Soluton

久野義夫、朝野英一、
金子昌章 大和田仁、
坂本浩幸、柴田真仁

ANDRA主催 Clays in Naturaland Engineered barriers forRadioactive Waste Confinement
TOURS 2005(2005年3月14‑18日)
フランス TOURS

朝野英一、増田良一、
多田浩幸、森拓雄、
中岡健一、小峰秀雄

ANDRA主催 Clays in Naturaland Engineered barriers forRadioactive Waste Confinement
TOURS 2005(2005年3月14‑18日)
フランス TOURS

49

Thermal conductivity improvement ofbentonite buffer material

岡本修一、山本修一、 ANDRA主催 Clays in Natural
The in‑situ Gas Migration Test(GMT)at the 藤原愛、安藤賢一、
and Engineered barriers for
50 Grimzel Test Site:Gas Injection and System 志村友行、S.Vomvoris、 Radioactive Waste Confinement
HydrauP.marschall、
TOURS 2005(2005年3月14‑18日)
G.W.Lanyon
フランス TOURS51

Gas flow mechanism in an engineered
barrier system

藤原愛、Georg Klubertanz,
Jean Croise,
Michel de Combarieu,
Stratis Vomvoris

ANDRA主催 Clays in Naturaland Engineered barriers forRadioactive Waste Confinement
TOURS 2005(2005年3月14‑18日)
フランス TOURS

59

Ⅵ．資料

No.

題

目

発

表

者

発

表

先

A Discussion of the Applicability ofWater/Air Two‑phase Flow Modeling to In‑
52
situ Gas Migration Behavior in Engineered
Barrier System

岡本修一、藤原愛、
森康二、多田和広、
登坂博行、

ANDRA主催 Clays in Naturaland Engineered barriers forRadioactive Waste Confinement
TOURS 2005(2005年3月14‑18日)
フランス TOURS

Hydrogen‑Induced Stress Corrosion Crack
53 Initiation and Propagation in Titanium
Alloys in Deep Underground Environments

大和田仁、朝野英一、
河原憲一、中山元、
深谷祐一、明石正恒、澤周輔、阿波野俊彦、
平野孝、菅野毅、

EuroCorrosion 2004
Proceedings(2004年9月12‑16日)
フランス ニース

TRU廃棄物処分環境下におけるTi合金製廃棄体
54
容器の長期閉じ込め性能評価

大和田仁、大槻彰良、
朝野英一、中山元、
深谷祐一、明石正恒、澤周輔、菅野毅

腐食防食協会「第５１回材料と環境討論会」(2004年9月8‑10日)
名古屋（論文投稿）
No.

論

文

著

者

投

稿

先

55

長期加圧注水実験による中空円円筒形RC構造物 藤原愛、三浦律彦、の水密評価
小西一寛、辻幸和

土木学会「土木学会論文集」
No.788/VI‑67(2005年5月)

56

採取コアの透水試験による中空円筒形RC構造物 藤原愛、三浦律彦、の透水評価
小西一寛、辻幸和

土木学会「土木学会論文集」
No.788/VI‑67(2005年5月)

57 浅海域での電磁法調査の問題点と対策試案

吉村公孝、山根一彦、Steven Costable、
Arnold Orange

物理探査学会「物理探査」
Vol.57.No.4（2004年8月)

58 地質環境調査における信頼性向上の検討

吉村公孝、安藤賢一

物理探査学会「物理探査」
Vol.57.No.4（2004年8月)

リモートセンシング解析技術の地質環境への適 吉村公孝、林俊夫、
用性検討
筒井健、宮崎早苗

物理探査学会「物理探査」
Vol.57.No.4（2004年8月)

59

Uncertainty assesment of geolgical
60
modelling using Evidential Support Logic

大久保秀一、吉村公孝、
戸井田克、須山泰宏、 物理探査学会「物理探査」
Andrew Bowden、Vol.57.No.4（2004年8月)
Richard Metcalfe

ヨウ素酸イオンを吸着させたエトリンガイド及 金子昌章、岡本賢一郎、 原子力学会 バックエンド部会
61 びヨウ素酸型合成エトリンガイドからのヨウ素 長崎晋也、田中知、「原子力バックエンド研究」
酸離脱
春口佳子
Vol.11.No.1（2004年10月)
62

土木学会「土木学会論文集」
No.777/VI‑65(2004年12月)

Hydrogen‑Induced Stress Corrosion Crack
63 Initiation and Propagation in Titanium
Alloys in Deep Underground Environments

久野義夫、朝野英一、
金子昌章 大和田仁、
坂本浩幸、柴田真仁

Demonstration of a Method to Suppress
64 Radon Emanation from
Uranium‑bearing Wastes

Journal of Nuclear Science
佐々木朋三、軍司康義、
and Technology
奥田武
Vol.41,No.8(2004年8月1日)

6560

増田良一、朝野英一、
原位置締固め工法によるベントナイト系緩衝材
雨宮清、茂呂吉司、
施工技術の実証的検討
小菅一弘、小峯秀雄

余裕深度処分に関する技術要件について書

EuroCorrosion 2004
Proceedings(2004年9月)

報告 原子力環境整備促進・資 国立国会図書館
金管理センター
月31日)

寄贈(2004年3

（3）技術報告書

No.

表

題

著

者

発行年月

1

地層処分人材養成の基本的考え方(RWMC‑RRJ‑04001)

藤原愛、坪谷隆夫

平成16年5月

2

金属廃棄物中の放射化物（炭素14)の挙動等に関する国内外の情報調査 (RWMC‑TRJ‑04002‑1)

金子昌章、朝野英一、
金子悟、田辺博三

平成16年7月

3

金属廃棄物中の放射化物（炭素14)の挙動等に関する国内外の情報調査(別添資料)(RWMC‑TRJ‑04002‑2)

金子昌章、朝野英一、
金子悟、田辺博三

平成16年7月

4

地層処分にかかわるモニタリングの研究−位置付け及び技術的可能性−(RWMC‑TRJ‑04003)

竹ヶ原竜大、虎田真一郎、
朝野英一、大内仁、
平成16年9月
坪谷隆夫

61

Ⅵ．資料

（4）委員会一覧

区名

分

１．放射性廃棄物の管理処分に関する調査研究

称

低レベル放射性廃棄物処分技術検討委員会
ウラン廃棄物処分検討委員会
ウラン廃棄物除染検討委員会
余裕深度処分の技術基準等検討委員会

２．放射性廃棄物の地層処分に関す
る調査研究

地球化学バリア有効性確証調査検討委員会
物理探査技術確証試験検討委員会
地質環境評価技術高度化検討委員会
遠隔操作技術高度化調査検討委員会〃

遠隔溶接・検査技術検討部会〃

遠隔ハンドリング・定置技術検討部会

地層処分モニタリングシステム検討委員会
ガス移行挙動評価検討委員会
ヨウ素固定化技術調査委員会
廃棄体開発検討委員会〃

コンクリート容器検討部会〃

金属容器検討部会

人工バリア長期性能確証試験検討委員会
人工バリア特性体系化調査検討委員会
放射化金属廃棄物炭素移行評価技術検討委員会
３．放射性廃棄物全般に共通する調
査研究

地層処分重要基礎技術研究委員会
性能評価技術開発検討委員会
高レベル放射性廃棄物処分技術開発委員会

62〃

地質環境評価ＷＧ〃

処分技術ＷＧ〃

性能評価ＷＧ（5）原環センター主催の講演会等

講

演

会

等

名

フランスにおける高レベル放射性廃棄物処分計画

開講演会

講師：フランス ANDRA（放射性廃棄物管理機関）
国際協力部部長
ベルナール・フォーシェー(Bernald FAUCHER)氏

原子力環境整備促進・資金管理センター 研究発表会
研究発表：「放射性廃棄物の最終処分に関する調査研究の概要」「高レベル放射性廃棄物処分に係るサイト調査・許認可の動向」「極低レベル放射性廃棄物処分の安全性実証試験の成果」
特別講演：「アーカイブ 〜未来へのメッセージ〜」
講師:国際資料研究所 代表 小川千代子氏

戦略的環境アセスメントの考え方と動向 講演会
講師：東京工業大学大学院
総合理工学研究科教授
原科幸彦氏

ＨＬＷ処分事業の推進における社会的意志決定に関する講演会
講師：ロシア科学アカデミー シュミット地球物理学研究所
地球物理センター 副所長
Mr.Viadislav
N.Morozov氏
賛
ロシア連邦 Promtechnology 研究所助
副所長 Mr.Eugene N.Kamnev氏
会員
向放射性廃棄物処分政策について講演会
け
講師：経済産業省 資源エネルギー庁
講
放射性廃棄物対策室長 山近英彦氏
演会
等 ドイツにおける放射性廃棄物の現状 講演会
講師：ドイツ DBEテクノロジー社
国際協力部長 ビュールン博士「ロシアにおける放射性廃棄物の処置に関する問題」「ロシアの高ﾚﾍﾞﾙ放射性廃棄物（HLW）及び使用済み核燃料（SNF）の地下処分の問題」
講師：ロシア科学アカデミー会員 ボリスＦ．ミャソエドフ氏
ロシア科学アカデミー 地球化学研究所 教授 ヴァジ
リーＩ．ベリチキン氏

催

日

場

所

東京
平成16年10月6日 六本木アカデ
ミーフォーラム

平成16年11月18日

東京
石垣記念ホール

平成16年6月24日

東京
原環センター

平成16年7月16日

東京
原環センター

平成16年9月29日

東京
霞山会館

平成16年12月15日

東京
原環センター

東京
平成17年3月25日 東海大学 校友会
館

63原環センター ２００４年度

技術年報

2005 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〒105－0001 東京都港区虎ノ門 2-8-10 第 15 森ビル 4F
TEL 03－3504－1081（代表）
FAX 03－3504－1297
URL http://www.rwmc.or.jp/
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