第章

3TRU廃棄物処分

第３章 TRU廃棄処分 ● 目 次
企画部原子力推進担当

３−１

TRU廃棄物処分の特徴

３−２

人工バリア（セメント）の特性評価

３−３

セメント系材料と処分環境との相互作用

横山速一

狛江研究所原子力システム部

上席研究員

塚本政樹

狛江研究所原子力システム部

主任研究員

藤田智成

狛江研究所原子力システム部主任研究員

杉山大輔……………………………………………………………………………………………………43………………………………………………………………………………………44………………………………………………………………………………47

横山 速一（８ページに掲載）

藤田 智成（1991年入所）
界面化学の観点から、高レベル廃棄物・TRU廃棄物の人工バリア構成材に対する放射性核種の収着挙動等について実験的な検討を進めると共に、バリア性能評価解析を実施している。また、コロイドの及ぼす影響評価にも従事している。

42部長

塚本 政樹（18ページに掲載）

杉山 大輔（1994年入所）
放射性廃棄物処分における人工バリアの化学的性能評価研究に従事。1998年4月より1年6ヶ月間英国AEAテクノロジー社に滞在、アクチニド元素を用いた試験を実施。セメント水和物の化学的変質、核種固定化現象を主に実験的手法により評価している。

３−１

TRU 廃棄物処分の特徴

再処理施設および MOX 加工施設から発生する超ウラ処分施設設計/建設/閉鎖技術、そして安全評価技術にン元素（TRU）核種を含む低レベルの放射性廃棄物（以下、分けることができる。前２者については、多くの部分

本報告では TRU 廃棄物と称す）は、放射性核種濃度がで先行している高レベル廃棄物処分技術開発や低レベ比較的高いものから低いものまで広範囲に分布していル廃棄物処分技術開発で得られたものを改良活用できる。多くはセメント固化体であるが、アスファルト固るものと思われる。TRU 廃棄物処分と高レベル廃棄物化体も含まれており、また硝酸や有機物、金属等を含処分を安全評価の観点から比較すると、大きな違いはむ多種多様な廃棄物である。さらに、半減期の比較的人工バリアの構成、特にセメントを使用している点で長い TRU 核種とともに安全評価上重要な I

129

14と C 及びある。低レベル廃棄物処分においてもセメントが使用36されているが、この場合は TRU 廃棄物処分ほど、長期TRU 廃棄物処分施設は TRU 廃棄物のこのような特徴の安全性確保が要求されない。したがって、TRU 廃棄を考慮して設計されなければならない。核燃料サイク物処分に特徴的な安全評価技術課題としては、セメン

ル開発機構と電気事業連合会を中核とした共同作業チトの長期的特性に起因するものが主となる。

Cl を含んでいることが特徴的である。

∏ームにより「TRU 廃棄物処分概念検討書 」が刊行さ以上より、以下を主要課題として取り上げることとれ、わが国における TRU 廃棄物処分概念が示された。

した。

本検討書によると、TRU 廃棄物はその特徴を踏まえ、・セメント水和物の超長期的変質過程の把握とセメン４グループに分けて処分することが提案されている。

ト水和物への放射性核種収着機構の解明

処分坑道は、幌型が提案されており、廃棄物の種類にセメント水和物が地下水と長期間接触する間に、一よってベントナイトがあるものと、ないものとに分け部成分が溶解/再沈澱し、セメントの組成が変化する。

られる。TRU 廃棄物の発熱は比較的小さいことから重放射性核種の溶解度はセメントを溶解した地下水組成ねて処分することができる。このため処分孔道自体はに依存し、セメント水和物への放射性核種収着性能は大きくなるが、TRU 廃棄物の総量が高レベルガラス固セメントの組成によって変化する。

化体総量より多いにも拘わらず、処分施設全体の大き・セメントの影響を考慮した安全評価手法の開発（コロさは約 1/50 程度になる。

イドによる核種移行を含む）

わが国においては、高レベル廃棄物処分および低レセメントから発生するコロイドは核種移行に影響をベル廃棄物処分に関する技術開発は、当所や核燃料サ及ぼす可能性がある。

イクル開発機構を中心として精力的に進められてきた・セメントからの高 pH 地下水による影響把握が、TRU 廃棄物処分に関する研究は遅れ気味であった。

諸外国においては、高レベル廃棄物と TRU 廃棄物のTRU 廃棄物処分全体を把握した報告書としては、上記一部を同一のサイトに処分する計画がある。この際、「TRU 廃棄物処分概念検討書」がわが国における最初のTRU 廃棄物処分に使用する大量のセメントが高レベルものである。当所は、電気事業との共同作業を通じて廃棄物処分に影響を及ぼす可能性が議論される。この

本検討書作成にも直接携わったが、さらに、本検討書

影響は TRU 廃棄物処分施設の周辺岩盤の核種遅延効果の基盤となる技術的知見の整備等を目的として、以下にも関係するため検討の必要がある。のとおり技術開発を継続実施中である。
放射性廃棄物処分に関する技術は、大きく立地技術、これらの研究実施においては、TRU 廃棄物に含まれる有機物、硝酸塩の影響を考慮して進める。

電中研レビュー No.40 ● 43

３−２

人工バリア（セメント）の特性評価

放射性廃棄物処分においてセメント材料には人工バ

1：水和OPC
2：変質水和OPC（溶解変質時の液固比100：1）
3：変質水和OPC（溶解変質時の液固比400：1）
4：変質水和OPC（溶解変質時の液固比700：1）
5：変質水和OPC（溶解変質時の液固比1000：1）：Portlandite（Ca（OH）
2）：Ettringite

リアとして核種閉じ込め能力が期待される。長半減期
核種閉じ込めの安全確保のためには、収着性能に代表5される化学バリア性能が特に重要となる。ところが、

54

安全評価期間において、セメント水和物は化学的に変43質し、これが化学バリア性能に変化をもたらす可能性がある。よって長期的なバリア性能の評価には、セメ

2ハイドロタルサイト
1

ント水和物の化学的変質と核種収着挙動の関係を把握

103220する必要がある。

3040502θ
（度）

60701

また大量にセメントを使用する TRU 廃棄物処分では
図3-2-1

セメントを起源とするコロイド生成の可能性が認識されており、その核種移行挙動への影響評価も必要である。

溶解変質によるOPC水和物の変化（粉末X線回折パターン）度が低いため組成に大きな変化はなかった。また、いずれの試料についても、浸漬時間の増加に伴い、水と3-2-1¹セメント水和物の長期変質の接触による水和反応の進行や溶解に伴う構成鉱物の変化が原因と推察される比表面積の増大を観察した。

放射性廃棄物処分で利用が想定されるセメント材料

上記の溶解変質実験における固相分析に基づき、水として、普通ポルトランドセメント（OPC）、高炉スラ和・溶解モデルを作成した。本モデルは、非晶質水和グセメント等がある。また最近、水和セメントの溶解物である CSH gel の溶解に加え、変質実験で同定されによる高 pH、高 Ca 環境に起因した処分場周辺の岩盤やた結晶質水和物の溶解をも考慮できることが特徴であ緩衝材（ベントナイト）の溶解、変質を抑制する観点かる。その結果、OPC および HFSC の水和物について、ら低アルカリ型セメントが注目され、研究が進められ固相中の主要な鉱物の組成分布、さらに図 3-2-2 に示すている。

ように液相の pH、Ca 濃度を、ほぼ再現することができ、地下処分場環境において、セメント水和物は地下水

本モデルの妥当性が示された。同時に、本モデルの評との接触による構成成分の溶解、イオン成分との反応

価精度を高めるためには、アルミネート系鉱物の溶解による鉱物生成、熱的条件による構成鉱物の変成等にデータを整備する必要があることも示された。

より化学的に変質する。これは化学バリア性能の変化

今後は、連続的な通水によるセメント水和物の溶解につながる可能性があり、セメント水和物の化学的変100

質挙動の把握は、長期的なバリア性能の評価において12一つであるポゾラン材料高含有セメント（以下 HFSC ∫）の微粉砕試料を用いて蒸留水への溶解実験を行った。
その結果、OPC 水和物では、図 3-2-1 に示すように水和反応の進行とポルトランダイト（Ca（ OH）2）の溶解による構成鉱物の組成変化が見られた。一方、高炉スラグセメントおよび HFSC の水和物では構成鉱物の溶解4410-210810-4pH（OPC、高炉スラグセメント、低アルカリ型セメントの液相中成分濃度/mol dm-3重要である。
そこで、溶解反応に注目し、三種のセメント硬化体

14610-64210-824 6 824 6 8測定値
カルシウム
ケイ素
アルミニウム
硫酸イオン
pH
モデル計算値
カルシウム
ケイ素
アルミニウム硫酸イオン
pH0101001000
OPC単位質量当りの累積接触液量/cm3g-1

図3-2-2

溶解モデルによる液相組成計算結果（OPC水和物）み合わせることで、実処分場におけるセメント水和物の溶解に伴う物質移動現象を検討する。

3-2-2

セメント水和物への核種収着現象»¼

トリウム収着分配比/cm3g-1

変質実験を行い、上記で得た溶解化学反応の知見と組

107
水和OPC
変質OPC
（溶解変質液固比10：1）
変質OPC（溶解変質液固比100：1）
変質OPC（溶解変質液固比1000：1）
水和HFSC
変質HFSC（溶解変質液固比10：1）
変質HFSC（溶解変質液固比100：1）
変質HFSC（溶解変質液固比1000：1）

106105104103 6 8246 810100
N2-BET比表面積/m2g-1

セメントの化学バリア性能は、その高 pH 緩衝性によ

図3-2-4る放射性核種の溶解度低下やセメント水和物への核種2トリウム収着分配比とセメント水和物および溶解変質セメントのN2-BET比表面積の関係収着現象などで放射性核種の移行が遅延されることによりもたらされる。よって、核種収着の分配比は、処ように、変質による水和物の比表面積の増大が考えら分の安全評価において重要なパラメータである。

れた。これにより、溶解によりセメント水和物が変質

セメント水和物への核種収着データについてはいくらか報告例があるものの、長半減期のアクチニド元素しても、アクチニド元素に対する化学バリア性能は低下しない可能性が示された。

についてのデータは少ない。また低アルカリ性セメン

処分環境中の水熱変成による化学バリア性能変化にトについては、核種収着データはほとんど見当たらなついて、70 ℃までの温度で熱変成させた OPC、高炉ス

い。

ラグセメントに対する陽イオン形態のストロンチウム

そこで、OPC および HFSC の水和物に対するトリウと陰イオン形態のセレンの収着実験により検討した º 。

ム、ネプツニウムの収着による分配比を、微粉砕試料

熱変成によってセメント水和物を構成する鉱物の分３3を用いたバッチ法により取得し、10 cm g−1以上と大解・生成や、結晶性の変化が起こること、またそれにきな値を得た（図 3-2-3）。この結果は、アクチニド元素伴って元素収着の分配比が変化することを観察した。

に関してこれらのセメント材料の化学バリア性能を十

この収着性能の変化は、収着する元素とセメント水和分に期待できることを示すものである。

構成鉱物の組み合わせにより、向上する場合と低下す

また、セメント水和物の化学的変質と核種収着挙動る場合があり、長期的なバリア性能の評価においてセの関係を把握することを目的に、蒸留水への溶解によメント水和物固相の変化の考慮が重要であることが示

り変質させたセメント水和物の微粉砕試料へのトリウされた。

ム、ネプツニウムの収着実験を行った 。OPC 水和物、長期的なセメント水和物の化学バリア性能の評価に

HFSC 水和物の双方について、溶解変質によって分配比は、対象とする実期間のデータ取得が不可能であるこが増大した（図 3-2-3）。主な原因として、図 3-2-4 に示すとから、メカニズムを明らかにしたモデル評価法が不可欠である。そこでセメント水和物へのトリウムの収着挙動について、反応を水和物表面における吸着反応とみなした表面錯体モデルを用いて予備的に評価を行

トリウム分配比/cm3g-1

106

った ª 。パラメータ計算結果と収着実験結果を比較し、10510表面錯体モデルは適用可能と判断された。

4

これまでは、セメント水和物への核種の収着現象を

10310表面吸着と仮定して検討を進めてきた。しかしながら、

2101100

溶解変質 液固比 1000：1
溶解変質 液固比 100：1
溶解変質 液固比 10：1
水和物（未変質）OPC

図3-2-3HFSC

セメント水和物および溶解変質セメントへのトリウム収着分配比

セメント水和物と核種の相互作用では、吸着に続いて構成水和鉱物中に取り込まれたり、鉱物の溶解・再沈殿時に共沈するなどの可能性がある。今後はセメント水和鉱物と核種の共沈実験を進め、上記の固定化に関わる各現象の把握、モデル化によって、信頼性の高い統合的な核種移行評価手法を開発する。

電中研レビュー No.40 ● 45

生を確認する浸出試験及び発生したコロイドの特性評

3-2-3

セメント施設から発生するコロイドの影響評価

価を行ったΩ。
浸出試験は、粉砕したセメント水和物を模擬地下水溶液に浸漬し、最長で 8 ヶ月の静置期間の後、溶液を採地中における放射性核種の移行へのコロイドの関与取した。溶液中に浸出したコロイドを観察基板上へ超の可能性は、広く認識されつつある。しかしその挙動遠心析出し、透過型電子顕微鏡（TEM）によって観察しや移行する媒体の複雑さから、信頼性の高い評価にはた。
図 3-2-5 に、ポゾラン材料高含有セメント æ （以下、至っていない。コロイドのもたらす影響は、放射性核種がコロイドに収着すること（擬似コロイドの形成）にHFSC）から発生したコロイドの TEM 写真を、表 3-2-1

よる、放射性核種の見かけの溶解度の上昇と、イオンに発生したコロイドの数濃度、粒径分布、組成および形状の放射性核種とは異なる移行挙動をとることにある状を示した。Ca-Si-Al を主成分とした楕円形状のコロイと考えられる。

ドが、最大で 1 × 1012 個/l 観察された。コロイド数濃度はコロイドの発生源は地質鉱物や腐植物質など不偏的浸漬試験の固液比で変化し、固液比が高い場合は、コロに存在すると考えられるが、処分に使用されるセメンイド数濃度は減少した。コロイド数濃度の値は、概ね中トもその一つとなる可能性がある。そこで、処分場に性近傍の地下水中のコロイドの測定例と同程度であった。

設置されるセメント施設から発生するコロイドの核種

HFSC から発生したコロイドの特性は、溶液中の Ca移行に及ぼす影響評価のため、セメントコロイドの発濃度に強く依存したものであることが、コロイド粒径分布やゼータ電位の Ca 濃度依存性を調べた特性評価試験から示された。Ca 濃度が高い場合（約 10-3M 以上）には不安定化し、凝集、最終的には沈殿して溶液中から除去される。このため、処分場においても Ca 濃度が高い期間はコロイドの影響は少ないものと予想される。またセメントから発生したコロイドの安定性は DLVO 理論を用いた解析による推定とほぼ一致し、DLVO 理論を用いた定量的なコロイドの安定性評価の可能性が示された。
今後は今回の検討結果を踏まえて、コロイドに対する放射性核種の収着性とその可逆性の研究を実施する。

図3-2-5

発生したコロイドのTEM観察写真

また、地質媒体中における移動性についても検討していく。

表3-2-1

発生したコロイドの数濃度と特徴（D: Dominant M: Minor）
浸 漬 期 間 ８ ヶ 月

浸漬試験時の固液比

１：５

コロイド数濃度/N・L−1

6.3×1010

粒子形状

粒径分布、および組成

平均粒径/nm

D：クラスタ様（集合体）

比較的粗大で楕円形状のSi-Al-Ca

広く分布

M：楕円形状のCa
D：楕円形状のSi-Ca-Al
１：50

1.1×1012

M：棒状のSi-Al
M：板状のCa
D：楕円形状のSi-Al-Ca

１：100

1.1×1012

M：棒状のSi-Al
M：板状のCa46

200nm
10nm−300nm
66nm

10nm−300nm
68nm

３−３

セメント系材料と処分環境との相互作用¿

TRU 廃棄物の固化材や処分坑道の充填材として有望択が評価結果の妥当性を左右することを示すものである。

視されているセメント材料は、その成分の地下水への本手法の整備により、緩衝材あるいは岩石の変質の溶解により、地下水中カルシウム濃度が上昇したり、程度や地下水 pH の変化のシミュレーションが可能とな地下水 pH が高アルカリ性となる。そのような地下水がり、概略解析からは、岩石の変質により処分システムベントナイト緩衝材や周辺岩盤と相互作用を起こし、の安全性への影響が大きい放射性核種の吸着性の向上

これらの材料の性質が変化する可能性が知られている。

が期待できる可能性が示唆された。これらの効果の実

従って、当該廃棄物処分施設設置に伴う周辺処分環境証により、処分システムの安全性の観点からのサイトの健全性や処分システムへの安全性を評価するには、選定に裕度が生まれるとともに、人工バリアへの負担セメントによる化学的影響の把握が重要となる。

軽減に繋がると考えられる。従って、本研究でのシミ

このような状況を鑑み、固化体（廃棄体）、人工バリュレーション結果の妥当性を検証し、処分システムのア材、岩盤の間の相互作用による処分システム性能へ性能評価より確かなものとするために、実験データにの影響を明らかにする目的で、処分施設周辺環境で起よる現象の補足的確認と詳細な解析を実施中である。

こりうる地球化学反応を評価する手法として、人工バリア領域と天然バリア領域を合わせた広域の地層処分
10-7環境での地球化学反応と物質移動を解析するコード

TRU 廃棄物処分環境で想定される種々の事象の中で、セメントとの相互作用に関わる代表的な地球化学反応に着目し、緩衝材および岩の変質反応を同コードで予

水素イオン濃度（M）

GESPER を開発した。

_010-81010-9100

10-102000
10-1110-12

備解析した結果、TRU 廃棄物処分システム要素として10-13

想定したベントナイト緩衝材とカルシウムイオンとの10-140100

イオン交換反応の影響の程度、セメント系材料から発10-7イオン性の核種）吸着性に富む鉱物（セメントモルタルに含まれる C-S-H）が生成する可能性、等の知見を得た。

水素イオン濃度（M）

動に対する緩衝材・岩盤中で起こる水素イオンの吸（特に被ばくの観点から重要となるヨウ素 129 などの陰`10-8300400

500

01010010-910-101000

10-112000
5000
1000010-12

図 3-3-1 には TRU 廃棄物処分施設から流れ出た高アルカ

10-13

リプルームが岩盤中を移動する際に、岩盤表面への水素10-14

イオンの吸着・脱着反応が移行解析結果にどの程度影響

200

緩衝材との境界からの距離（m）

生する高アルカリ性地下水（高アルカリプルーム）の移着・脱着反応や鉱物生成反応の影響、岩盤領域で核種

10000

5000

1000

0100200300

400500

緩衝材との境界からの距離（m）するかの試算結果を示す。同図より、解析時に同反応を考慮した場合には、高アルカリプルームの移動が大きく遅延されており、評価の際に考慮すべき反応の適切な選

図3-3-1 高アルカリプルームの移行挙動試験結果。
_岩盤等への水素イオンの吸着・脱着反応を考慮しない場合、`考慮した場合。図中数字は経過年数を表す。

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