原子燃料サイクルバックエンドの確立に向けて40 2000.11

電中研レビュー No.

財団法人 電力中央研究所

電中研レビュー第40号

●

目

次

原子燃料サイクルバックエンドの確立に向けて編集担当 ● 我孫子研究所 リサイクル燃料貯蔵技術課題推進担当

巻頭言

関西電力ñ

常務取締役

利有

哲二

2

電中研(原子燃料サイクルバックエンド研究)のあゆみ ……………………

4

はじめに

薫

6

第¿部

原子燃料サイクルバックエンド研究の全貌

第１章

原子燃料サイクルバックエンド研究への取り組みについて ……

7

１−１ ●原子燃料サイクルバックエンドをめぐるわが国の動向 ……………

9

専務理事

岸田

三枝

鮫島

１−２ ●電中研における研究の概要 …………………………………………… 11

第À部

放射性廃棄物処理・処分技術

第２章

高レベル放射性廃棄物処分 ……………………………………………… 17

２−１ ●事業化に向けての技術開発 …………………………………………… 19
２−２ ●地質環境の長期安定性評価−処分候補地選定のための研究− …… 23
２−３ ●地質・地下水環境特性の調査・評価−処分予定地選定のための研究−… 25
２−４ ●ベントナイト系緩衝材・埋戻し材の膨潤・透水特性−処分施設の設計・建設のための研究− …… 28
２−５ ●人工バリアの性能評価手法−処分の安全評価のための研究− …… 33
２−６ ●天然バリアの性能評価手法−処分の安全評価のための研究− …… 36

第３章

TRU廃棄物処分 …………………………………………………………… 41

３−１ ●TRU廃棄物処分の特徴 ………………………………………………… 43
３−２ ●人工バリア（セメント）の特性評価 ………………………………… 44
３−３ ●セメント系材料と処分環境との相互作用 …………………………… 47

第４章

低レベル放射性廃棄物処分 ……………………………………………… 49

４−１ ●コンクリートの長期劣化 ……………………………………………… 51
４−２ ●地下水流動の調査・評価 ……………………………………………… 52
４−３ ●総合安全評価手法 ……………………………………………………… 54

第５章

解体廃棄物処理・処分・再利用 ……………………………………… 57

５−１ ●解体工事の環境影響評価手法 ………………………………………… 59
５−２ ●再利用技術 ……………………………………………………………… 60

第６章

処分技術に関する基礎的研究および将来技術 ………………………… 63

６−１ ●溶存ガスを活用した地下水調査手法の開発 …………………………… 65
６−２ ●低アルカリ性セメントの開発 …………………………………………… 67
６−３ ●低レベル放射性雑固体廃棄物のアークプラズマ溶融処理技術 ……… 68

第Á部

使用済燃料等の輸送・貯蔵技術

第７章

原子燃料等の輸送 …………………………………………………………… 71

７−１ ●使用済燃料輸送物の規則適合性実証試験 ……………………………… 73
７−２ ●高レベル廃棄物輸送物の規則適合性実証試験 ………………………… 75
７−３ ●六フッ化ウラン輸送物の火災時安全性試験 …………………………… 76
７−４ ●海上輸送における仮想海没時の環境影響評価 ………………………… 78

第８章

使用済燃料貯蔵 ……………………………………………………………… 81

８−１ ●貯蔵の需要 ………………………………………………………………… 83
８−２ ●貯蔵の経済性 ……………………………………………………………… 84
８−３ ●金属キャスク貯蔵技術確証試験−通常時健全性− …………………… 87
８−４ ●金属キャスク貯蔵技術確証試験−異常時健全性− …………………… 89
８−５ ●高燃焼度・MOX使用済燃料貯蔵技術 …………………………………… 90

第９章

輸送・貯蔵技術に関する基礎的研究および将来技術 ………………… 93

９−１ ●金属材料構造物の腐食寿命評価技術 …………………………………… 95
９−２ ●輸送の確率論的安全評価 ………………………………………………… 96
９−３ ●廃熱・放射線等利用技術 ………………………………………………… 97
９−４ ●劣化ウランコンクリート技術 …………………………………………… 99
９−５ ●輸送・貯蔵兼用キャスクの実用化 ………………………………………100
９−６ ●コンクリートモジュール貯蔵技術確証試験 ……………………………100

第Â部

海外との協力第10章 研究交流 ……………………………………………………………………103
10−１ ●スウェーデンSKB ………………………………………………………105
10−２ ●英国AEAテクノロジーおよびスイスPSI ………………………………109
10−３ ●米国サンディア国立研究所 ………………………………………………109

おわりに

理事

我孫子研究所長

加藤正進 111

引用文献・資料等 ………………………………………………………………………112●表紙：「使用済燃料貯蔵の一例」

巻

頭

言

わが国では、情報技術の飛躍的進歩を背景に経済社会のグローバル化が進行し、電気事業の一部自由化も始まった。このような状況のもと、わが国の原子力発電は、総発電量の３分の１以上を供給し、エネルギー自給率の向上およびエネルギーの安定供給に貢献するとともに、エネルギー生産当たりの二酸化炭
素排出量の低減に大きく寄与している。また、
原子燃料サイクル技術の確立は、原子力発電の燃料供給安定性をさらに向上させるとともに、原子力が長期にわたってエネルギー供給を行うことを可能にするものである。

このような原子燃料サイクルに関する研究開発を先駆的に実施していくことは、資源の乏しいわが国が国際社会において生き続けるために将来の糧を創り出すことに繋がるものである。このうちで、特に重要な課題とされるのが原子燃料バックエンド対策である。近年、この原子燃料バックエンドに対して国、電気事業者等による取り組
みが強化され、ここ数年で確かな進展があった。

昨年、原子炉等規制法の改正が行われ、使用済燃料中間貯蔵の規定が追加された。
使用済燃料の中間貯蔵は、原子燃料サイクル全体の運営に柔軟性を付与する手段として重要であり、2010年までに操業を開始するべく準備を進めているところである。
また、高レベル放射性廃棄物処分については、今年、処分実施主体である原子力発
電環境整備機構が発足した。今後、処分地選定、処分場建設等の処分実施に向けた歩みを着実に進めていくことが重要である。

2

TRU廃棄物処分についても、処分概念検討書がまとめられたので、今後は、処分の実施体制および安全規制の整備を行っていくことになる。
また、既に事業化している低レベル放射性廃棄物処分については、六ヶ所村にある
低レベル放射性廃棄物埋設センターで、これまでの１号埋設に加えて、今秋２号埋設への充てん固化体の埋設が開始されるなど、バックエンド確立に向けて着実な成果が得られたといえる。

さらに今年10月には、六ヶ所村の再処理工場において、使用済燃料受入れ貯蔵施設に係わる安全協定が、青森県、六ヶ所村および事業者の間で締結された。関係者の皆さまのご尽力に感謝申し上げるとともに、2005年の運転開始に向け、順調に工事が進むことを願っている。

このような電気事業の原子燃料サイクルバックエンド対策の取り組みを支援するため、ú電力中央研究所は、これまで、多数の研究者を結集し、電気事業との密接な連携の下、プロジェクト研究を推進してこられた。本レビューにはその研究成果の概要が紹介されている。本研究に携われた方々の労をねぎらいたい。今後も、バックエンド対策は電気事業にとっての最重点課題の一つであり、(財)電力中央研究所のさらなる貢献･支援研究を期待している。

関西電力㈱ 常務取締役

岸 田 哲 二電中研レビュー No.40● 3

電中研「原子燃料サイクルバックエンド研究」の歩み（昭和30年〜平成12年）
西暦（昭
和、平成）
1955
（S30）
1956
（31）
1957
（32）
1966
（41）
1967
（42）
1970
（45）
1975
（50）
1976
（51）
1977
（52）
1978
（53）
1979
（54）
1980
（55）
1982
（57）
1984
（59）
1985
（60）

1986
（61）
1987
（62）
1988
（63）
1989
（H元）

1990
（2）

1991
（3）

4

当研究所の状況・原子力発電に関する調査研究開始

内

外

の

状

況

・第1回原子力平和利用国際会議（ジュネーブ会議）
・原子力委員会発足
・初の原子力白書発行
・原電、東海発電所で初の営業運転開始

・低レベル放射性廃棄物の固形処理研究の開始
・廃棄物海洋処分と減容の研究を開始
・放射性廃棄物固化体の基準化の研究を開始
・使用済燃料海上輸送安全評価の研究を開始
・使用済燃料輸送容器信頼性実証試験開始（〜H6）・原子燃料物質の陸上輸送安全評価の研究を開始

・原子力安全委員会発足

・大型輸送容器特別研究室を設置

・日本原燃サービス（株）発足
・初の原子力安全白書発表

・再処理返還廃棄物の輸送・貯蔵研究を開始
・日米共同で使用済燃料貯蔵の研究を開始（〜57）
・低レベル放射性廃棄物陸地処分安全評価の研究を開始
・JSS（日本、スイス、スウェーデン）プロジェクト研究（ガラス固化体核種浸出性検討）
・原燃サイクルバックエンドプロジェクトチームによる推進体制を組織
・高レベル放射性廃棄物地層処分の研究を開始
・岩盤中核種移行実験装置の設置
・再処理返還廃棄物輸送容器等安全性実証試験を開始（〜H10）・使用済燃料貯蔵技術確証試験を開始
・放射性廃棄物の処分高度化システム確証試験の研究を開始
・100トン級実規模鋳鉄キャスクの落下試験を公開
実施
・地下水中の環境同位体測定装置の設置
・我孫子研究所にバックエンド研究を統合推進する
原燃サイクル部を組織
・地質環境の長期安定性評価の研究を開始
・ECラウンドロビンテスト開始
・スウェーデンスタズビク社と超ウラン元素（TRU）
核種吸着・移行に関する共同研究開始
・天然六フッ化ウラン輸送容器安全性実証試験を開始（〜H7）
・使用済燃料乾式貯蔵実用化試験を開始（〜H9）・発電所廃棄物第2期埋設処分の研究を開始（〜H7）・雑固体廃棄物処理へのプラズマ溶融処理の研究を開始（〜H8）
・仏IPSN（原子力安全防護研究所）と天然六フッ化ウ
ラン輸送物の耐火試験の共同研究を開始（〜H9）・スウェーデンSKB（スウェーデン原子燃料廃棄物管理会社）とHRL（ハードロック地下研究施設）国際共同研究契約を締結

・日本原燃産業（株）発足
・IAEA輸送規則が改訂

・科学技術庁、「地層処分研究開発5ヶ年計画」発表
・原研JPDRの解体作業着手
・原子力委員会、「放射性廃棄物対策専門部会」設置

・1985年版IAEA輸送規則国内取り入れ・六ヶ所低レベル放射性廃棄物貯蔵センターの着工

・原子力委員会、TRU廃棄物地中処分で指針

西暦（昭
和、平成）
1992
（4）
1993
（5）

1994
（6）

当研究所の状況・日本原燃産業（株）と低レベル廃棄物埋設に関する研究協力協定の締結
・岩石化学特性分析装置の設置
・プルトニウム輸送容器等安全性実証試験を開始（〜H11）
・100kW級プラズマ溶融処理実験設備の設置
・使用済燃料の構内キャスク貯蔵の総合報告書作成
・高燃焼度使用済燃料輸送物の安全性実証試験を開始（〜H11）1995（7）・地下水中の極微量元素分析装置の設置・高レベル廃棄物処分事業化に関する研究を開始（〜H11）

1996（8）

・ベントナイト長期力学試験装置の設置

1997
（9）

・バックエンドプロジェクトを組織して研究を重点化
・TRU廃棄物処理・処分技術の研究を開始
・英国AEAテクノロジーとTRU核種吸着試験について研究契約を結ぶ・実用発電用原子炉廃止措置工事の環境影響評価の研究を開始
・TRUセメント超長期劣化試験装置の設置
・TRU廃棄物のプラズマ溶融処理の研究を開始（〜H10）

1998（10）

・プラズマ加熱を用いた雑固体廃棄物処理技術に関する総合報告書作成

1999
（12）

・米国サンディア国立研究所とバックエンド研究に関する研究交流の覚書締結
・電中研・電事連共同研究報告書「高レベル放射性廃棄物地層処分の事業化技術」を発表
・解体廃棄物の処理・再利用に向けたプラズマ溶融技術の研究開始

2000（12）

・スウェーデンSKB国際共同原位置試験研究の総合報告書を作成
・TRU共同作業チーム「TRU廃棄物処分概念検討
書」を作成

内

外

の

状

況

・原燃2社合併、日本原燃（株）発足
・六ヶ所低レベル放射性廃棄物貯蔵センターの操業開始
・プルトニウム輸送船「あかつき丸」が無事帰港
・日本原燃（株）六ヶ所再処理施設の着工
・高レベル廃棄物処分事業推進準備会発足
・東電、福島第一にわが国初の乾式キャスク貯蔵の採用決定
・原子力委員会、新原子力長計を策定
・科技庁、青森県に対して、返還高レベル放射性廃棄物の最終処分地は青森としないことを文書で回答
・高レベル放射性廃棄物返還輸送船「パシフィッ
ク・ピンテール号」青森・むつ小川原入港
・「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故
・原子力委員会、「原子力バックエンド対策専門部
会」、「高レベル放射性廃棄物処分懇談会」を設置
・原子力委員会、「原子力政策円卓会議」を設置
・原電、雑固体廃棄物のプラズマ溶融処理方式の採用決定・使用済燃料の発電所外貯蔵の検討を閣議了解
・電事連、プルサーマル計画を発表
・動燃、アスファルト固化施設で火災事故

・原電、東海発電所を停止
・総合エネルギー調査会原子力部会、「リサイクル
燃料資源中間貯蔵の実現に向けて」を中間報告
・高レベル放射性廃棄物処分懇談会、「高レベル廃棄物放射性処分に向けての基本的考え方について」を発表
・原子力バックエンド対策専門部会、「RI、研究所等廃棄物処理処分の基本的考え方について」を発表
・総合エネルギー調査会、「高レベル放射性廃棄物処分事業の制度化のあり方」、「商業用原子力発
電所施設解体廃棄物の処理処分に向けて」を発表
・原子力安全委員会、「主な原子力施設におけるクリアランスレベルについて」を策定
・原子炉等規制法に使用済燃料中間貯蔵の規定を追加・JCO、臨界事故発生
・核燃料サイクル開発機構、「わが国における地層処分の技術的信頼性」をまとめる
・原子力バックエンド対策専門部会「TRU核種を含む放射性廃棄物処分の基本的考え方」発表
・同「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性の評価」発表
・「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」公布・「原子力発電環境整備機構」発足

電中研レビュー No.40● 5

は

じ

め
専務理事

に
鮫 島

薫

わが国が商業用原子力発電を開始して30年余が経過し、いまでは高レベル放射性廃棄物処分に代表されるバックエンド対策の確立が、残された重要課題となっている。
これは、わが国だけではなく海外でも同様な状況下にある。今後とも、原子力発電に依存していかなければならないわが国にとっては、特にその解決に向けた研究開発が必要である。
前回の電中研レビュー「原子燃料サイクルの確立を目指して」を刊行してから、10年余が経過した。この間、わが国では、低レベル放射性廃棄物の埋設開始、使用済
燃料の中間貯蔵や、高レベル放射性廃棄物処分の法制度整備などの前進があった。
これらの動向を踏まえ、常に少し先行するようなタイミングで、当研究所はバックエンド研究に取り組んできた。広範囲にわたる専門能力を全所的に糾合した推進体制のもとで、電気事業者、国ならびに内外の関連機関と密接に連携をとり、効果的な研究推進に努めてきた。その結果、バックエンド技術にかかわる多くの成果を得ることができた。

当研究所は、バックエンド技術について、すでに30年に及ぶ研究を進め、得られた種々の成果は電気事業や国に寄与しており、今後も重点をおいていく分野の一つである。このようなことから、
前回の電中研レビュー以降11年の間に得られたバックエンド研究を、取りまとめ公刊することとした。これにより、皆様からのご意見を伺って、なお一層的確な研究開発を推し進めていきたい、と考えている。

6

第ø部
原子燃料サイクルバックエンド研究の全貌

第

章

1

原子燃料サイクルバックエンド
研究への取り組みについて

第１章

原子燃料サイクルバックエンド研究への取り組みについて ● 目
我孫子研究所

次

研究参事

駒田

広也

我孫子研究所高レベル・TRU廃棄物処分技術課題推進担当

河西

基

部長

横山

速一

我孫子研究所リサイクル燃料貯蔵技術課題推進担当

三枝

利有

伊藤

千浩

企画部原子力推進担当
我孫子研究所構造部

上席研究員

１−１

原子燃料サイクルバックエンドをめぐるわが国の動向 …………………………………………………………………9１−２

電中研における研究の概要………………………………………………………………………………………………11

駒田 広也（1970年入所）
ダム基礎岩盤および水力地下発電所空洞の調査設計などの研究に15年間従事した後、日米共同の使用済燃料貯蔵構想プロジェクト研究に参加。その後、低レベル、高レベル、TRU等の放射性廃棄物処分に係わる研究に従事している。特に、この数年間、高レベル
放射性廃棄物地層処分の事業化のための研究開発に取り組んでいる。

河西基（1979年入所）
放射性廃棄物処分問題解決のため地下水環境面より、地盤中の水と物質の移動現象や安全評価手法の研究に主として取り組んできた。
国際共同試験研究のためドイツに１年余り出張し、帰国後２年間ほど日本原燃産業に出向
し、低レベル廃棄物処分施設の事業許可申請
等にも直接関与することができた。今後も放射性廃棄物処分が人間社会の信頼感をもって共生できる技術の確立を目指していきたい。

横山 速一（1976年入所）
入所以来、種々の放射性廃棄物固化体の浸出性に関する研究を実施。また、使用済燃料
貯蔵、ピューレックス再処理を含め原燃サイ
クル全般の研究に関与。この間、スツヅヴィック研究所へ長期出張、日本原燃（当時、原燃サービス）に出向。

三枝 利有（1983年入所）
使用済燃料貯蔵技術の確証試験、原子燃料等の輸送物の安全性実証試験、等のプロジェ
クト研究を推進・取りまとめてきた。最近､放射性廃棄物処分も含めたバックエンド全体の研究推進を手がけたことから、本レビューのとりまとめを担当した。国際原子力機関（IAEA）やASME（米国機械学会）での国際的活動も､電中研の研究に反映している。

伊藤 千浩（1982年入所）
放射性物質輸送容器の落下衝撃に対する健全性評価、航空機等の飛来物に対する鉄筋コ
ンクリートの耐衝撃性評価研究などに従事。
一方、使用済燃料貯蔵技術については、実物大の金属キャスクを用いた落下衝撃試験、貯蔵施設の概念設計検討や経済性評価などを担
当。

8

１−１

原子燃料サイクルバックエンド
をめぐるわが国の動向

わが国の総発電電力量の 36 ％（1998 年）を占める原子的な処理処分を行うとともに、資源の有効利用の観点

力発電に残された最も重要な課題とされるのが原子燃から再利用についての検討も進めている。これらを具料サイクルバックエンド対策である。近年、この原子体的に推進する方策を審議する「原子力バックエンド

燃料サイクルバックエンドに対する国、電気事業等の対策専門部会」が原子力委員会に 1995 年設置され、放取り組みが強化され、この数年で確かな進展の動きが

射性廃棄物対策に関する多くの推進方策が策定されつ

あった。

つある。

原子燃料は図 1-1-1 に示されるように、原子力発電所

原子燃料サイクル関連施設から発生する放射性廃棄および再処理工場を中心に一つのサイクルを構成して物は放射能レベル、発生元等により図 1-1-1 に示したよいる。原子燃料サイクルバックエンドのうちで、重要

うに、高レベル、超ウラン元素（TRU）、低レベル、ウ

な課題となっている各種放射性廃棄物の対策、原子炉

ラン廃棄物に大別される。以下に各放射性廃棄物の対の廃止措置、放射性物質の輸送、リサイクル燃料資源策に関する最近の動向を述べる。

の貯蔵、をめぐるわが国の最近の動きは次のとおりで¸

ある。

高レベル放射性廃棄物の処分
使用済燃料の再処理に伴い発生する高レベル放射性1-1-1

放射性廃棄物対策

廃棄物の処分は、特に、重要な課題であり、この課題解決に向けて、国および電気事業等の関係機関が、諸制度の整備ならびに技術開発を行なっているところで放射性廃棄物は、放射能レベルの高低、含まれる放ある。

射性物質の種類等により多種多様である。この多様性

1993 年に高レベル事業推進準備会が設置され、処分を十分に踏まえた適切な区分管理、区分に応じた合理

ウラン鉱石
ウラン鉱山

製錬工場

イエローケーキ

転換工場

TRU廃棄物
回収ウラン
高レベル
廃 棄 物

天然六フッ化ウラン

ガラス固化体
ガラス固体化
貯蔵

再処理工場

リサイクル燃料
貯蔵施設
低レベル
廃 棄 物

ウラン濃縮
工場

使用済燃料

濃縮六フッ
化ウラン

プルトニウム

再転換工場

原子力発電所

濃縮二酸化
ウラン

燃料
原子炉解体

図1-1-1

ウラン廃棄物

成型加工
工場

原燃サイクルと放射性廃棄物の発生

電中研レビュー No.40 ● 9

の実施主体設立に向けた準備を行なってきた。1997 年

埋設施設への増設が 2000 年から開始された。実際の受には、原子力委員会高レベル放射性廃棄物処分懇談会

け入れは 2000 年の予定である。更に、３号以降の埋設が処分事業資金の確保、実施主体のあり方、諸制度整施設の計画を進めているところである。

備の必要性等を示した。また、技術面から 1999 年には、発電所から発生する低レベル放射性廃棄物のうち、

核燃料サイクル開発機構が「わが国における地層処分

現行の政令濃度上限値を超える廃棄物（炉内構造物、使の技術的信頼性」を示す 2000 年レポートを取りまとめ、

用済み制御棒等）については、原子力委員会バックエン

今後の処分地選定、処分場建設、および技術開発の技

ド対策専門部会でその処分方策の検討が行われた。こ

術的拠り所となっている。

の処分方策の基本的考えは、処分施設を地表から 50 〜

これらの成果を受けて、2000 年 10 月には処分の実施

100 ｍ程度の深さに設置することにより、政令濃度上限

主体「原子力発電環境整備機構」が設立され、処分候

値以下の低レベル放射性廃棄物と同様に、段階的管理

補地の具体的な選定作業に入るとともに、処分施設のに依存した管理型処分が適用可能としている。

信頼性の向上など残された課題を解決していくことになる。

一方、低レベル放射性廃棄物のうち放射能レベルが低く、放射性物質として特殊性を考慮する必要のない
レベルすなわちクリアランスレベルが導入され、原子¹

TRU 放射性廃棄物の処分

力安全委員会放射性廃棄物安全基準専門部会は主要核

TRU 核種を含む放射性廃棄物は再処理工場や MOX

種のクリアランスレベルの基準値を設定した。このレ

燃料加工工場で発生する。TRU 廃棄物はその種類や形ベルが制度化されれば、軽水炉の廃止解体から出され状が多種多様であり、かつ、含有される放射性核種のる廃棄物の 90 ％以上が放射性廃棄物として扱う必要が濃度の幅が比較的広範囲に及ぶことから、個々の廃棄なくなる。再利用可能なものは資源として再利用が図体の特徴を考慮した合理的な処分方策を図る必要があられ、廃棄されるものは放射線防護を考慮することなる。

く、通常の産業廃棄物と同様に廃棄する道が開かれた

廃棄物に含まれる全アルファ核種の濃度が一応の区ことになる。

分目安値（約１ギガベクレル/トン）を超え、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられる廃棄物につい»ウラン廃棄物の処分ては、高レベル放射性廃棄物の処分方策との整合性をウラン濃縮工場、燃料成型加工工場等から発生する図りつつ、技術的検討を進めてきた。2000 年に、電気ウラン廃棄物は、現在、各事業所に貯蔵されている。

事業者等と核燃料サイクル開発機構との共同で、TRU

今後 2030 年度末には全施設で 200 リットルドラム缶換

廃棄物処分概念検討書をまとめた。これにより TRU 廃

算で約 27 万本に達すると推定されている。ウラン濃度

棄物の具体的な処分概念とその安全性の見通しが得らの比較的低い大部分の廃棄物は、簡易な方法による浅れた。

地中処分を行うことが可能と考えられ、今後具体的な

今後、関係各機関が協力して研究開発を進め、TRU

方法の検討を行ない、基準の整備等を図っていくこと

廃棄物処分に関する実施体制および安全規制の整備をになっている。また、平行して、今後の処分実施スケ

行なっていくことになる。一方、比較的濃度の低い廃ジュール、実施体制等の検討を進めているところであ

棄物に対しては現行の浅地中処分を想定している。

る。

º

1-1-2

低レベル放射性廃棄物の処分

原子炉の廃止措置日本原燃ñ六ヶ所村低レベル廃棄物埋設センターでは、原子力発電所の操業時に発生する低レベル均質固

わが国における最初の商業炉である日本原子力発化体が 1992 年より 1 号埋設施設に順調に埋設されてい電・東海発電所が 1998 年３月に最終的な運転を停止し、る。次に、1 号埋設と平行して、金属・保温材等をセメ

廃止措置の段階に移行した。今後、使用済み燃料の取ント固化した非均質雑固化体廃棄物を対象とした２号

り出し、具体的な廃止措置のためのデータ等を取得し10

て、2010 年頃から解体が行われる予定である。解体な用済燃料は、再処理して、リサイクル燃料として使用

らびにそれに伴って発生する廃棄物の処分を安全で合することにしている。現在、使用済燃料は各発電所敷理的に実施するために必要な技術開発、法制度等が進地内に一時的に貯蔵した後、再処理工場に移されるこめられているところである。

とになっている。しかし、今後の使用済燃料の発生量
は再処理能力を上回ることになるため、全国の発電所

1-1-3

放射性物質の輸送の中には、2010 年頃から、その貯蔵能力の限界に達するものも出てくると予想されている。

わが国で使用される原子燃料は、そのほとんどが海

この課題に対して、通産省総合エネルギー調査部会

外から船舶で輸送され、港からトレーラによって再転は、1998 年、使用済燃料はリサイクルできる貴重なエ

換工場などへ陸上輸送されている。また、国内の原子ネルギー資源として「リサイクル燃料資源」と呼ぶに力発電所から出る使用済燃料は国内外の再処理工場にふさわしい貯蔵・管理の必要性を強調して、使用済燃専用運搬船により海上輸送されている。

料の中間貯蔵事業のあり方をまとめた。

海外での再処理により回収されたプルトニウムにつ

報告書では、従来からの発電所内での貯蔵に加え、

いては、基本的には海外で MOX 燃料に加工し、わが国発電所外において使用済燃料を中間的に貯蔵することに海上輸送されている。また、再処理で発生する高レを目的とした施設を 2010 年までに確実に操業開始でき

ベル放射性廃棄物のわが国への返還も英国の専用船でるよう、直ちに必要な制度、立地点の確保等に取り組行われている。

むことが必要であることを示している。

これら放射性物質の輸送においては、一般の輸送と使用済燃料の貯蔵方法には、現在、わが国の原子力は異なる高度な安全対策と、円滑、確実な輸送体制を発電所で実績を重ねている「プール貯蔵」、「金属キャ整えておくことが必要ある。陸上・海上等の輸送モー

スク貯蔵」に加え、海外で実績のある「コンクリート

ドにより、安全輸送規則が細かく定められている。国キャスク貯蔵」、「ボールト貯蔵」、「サイロ貯蔵」があ際的にも IAEA が輸送規則を勧告し、多国間の輸送がる。その経済性については、わが国で実績のあるプー

円滑に行われるようにしている。

ル貯蔵と金属キャスク貯蔵を比べると、施設の維持・

しかしながら、輸送の沿道、沿岸の住民、一般公衆管理、施設の増設などの面から金属キャスク貯蔵方式

から、輸送に対する反対もあり、今後も輸送の更なるが有利とされている。さらに、コンクリートキャスク

安全性、信頼性の向上を図っていく必要がある。

貯蔵、ボールト貯蔵、サイロ貯蔵も海外での十分な実績もあり、前出２方式に比べてコスト面で有利な可能1-1-4

リサイクル燃料資源貯蔵

性が十分にあり、現在、これら貯蔵方式の安全性、合理性などについて、関係機関で研究開発を進めている

わが国では、原子力発電所の運転に伴い発生する使

１−２

ところである。

電中研における研究の概要
2000 年には高レベル廃棄物処分の枠組みを定める法

1-2-1

放射性廃棄物処理・処分技術律が制定され、処分実施主体「原子力発電環境整備機構」が設立された。2030 年代〜 2040 年代半ばまでの処

最近の研究展開を図 1-2-1 に示す。

分開始を目指した処分事業が、いよいよ本格的に展開される状況である。

¸ 高レベル放射性廃棄物処分技術

当所では、電気事業の立場より、地質・地下水環境

電中研レビュー No.40 ● 11

1995

年

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98
（H10）

99

SHP中間報告
原子力委員会
研究開発の進め方

2000

01

02

03
（H15）

JNC第2次報告書

04

2005

06

07

08
（H20）

処分候補地選定

09

2010

処分予定地選定

実施主体設立目

処分サイト選定および合理的な処分施設設計と安全評価への寄与

標処分事業化に向けての技術方策の提案

高
レ
ベ
ル
廃
棄
物

JNC報告書作成支援と処分技術体系化

地質・地下水環境調査技術の開発・高度化地質・地下水環境調査技術の高度化・実証地質環境の長期安定性評価法の開発（候補地選定条件）
主
な
研
究
項
目

サイト特性
調査支援

処分予定地選定支援

処分候補地選定支援

サイト特性調査・評価技術の確立・実証

地質環境の長期安定性評価法の確立（候補地調査・評価技術）

地質環境の長期安定性評価法の実証・適用（候補地調査への適用）

人工・天然バリア評価手法の開発・
高度化

人工・天然バリア性能評価手法の体系化

総合的安全評価手法の確立

合理的な処分技術の開発

合理的な処分技術の確立・実証

処分施設の建設・操業・閉鎖・
モニタリング技術の提案

SKB共同研究
国際共同原位置研究（SKB）（第2フェーズ・天然バリア性能評価実証） （第3フェーズ・人工バリア性能評価確証）処分事業化技術（¿）（技術の体系化）

処分事業化技術（À）（技術マニュアル）処分情報データベース
システム開発

Ｔ
Ｒ
Ｕ
廃
棄
物

低
レ
ベ
ル
廃
棄
物

目
標
主
な
研
究
項
目
目
標

主
な
研
究
項
目

処分情報システム
実用化

TRU廃棄物処分技術報告書
TRU中間レポートへの
反映

返還TRU

TRU処分基本方策策定支援

TRU処理処分技術開発（1）

TRU処理処分技術開発（2）

併置処分（¿）

併置処分（À）

TRU処理処分技術開発
（3）

事業化技術
第2次埋設施設建設

第3次埋設申請 第3次埋設施設建設
第3次埋設計画支援

第2次埋設支援
地下水流動・核種移行の調査評価手法の確立・実証
ガス発生影響評価
手法の高度化（研究協力協定）

地下水流動・核種移行の調査
評価手法の適用・実証
ガス発生影響評価手法の確立

第2期埋設計画技術指導

第3期埋設計画技術指導
燃料取出

東海1号
目
標
解
体
廃
棄
物

安全貯蔵
解体申請

クリアランス 高βγ
レベル

解体廃棄物の関係法令整備の支援と再利用・処分基本方策立案
原電東海炉廃止措置支援
放射能監視システムの開発

廃棄物の区分評価
主
な
研
究
項
目

廃止措置工事環境影響評価手法の開発
解体廃棄物の合理的処分方策（再利用・簡易埋設）

再利用方策
プラズマ溶融システム開発プラズマ溶融技術の適用

図1-2-1 「放射性廃棄物の処理・処分技術」の研究展開

12

解体着手

第3次埋設
施設操業

の調査・評価技術、人工・天然バリア性能評価手法/安が 1992 年に操業を開始し、また第２号埋設施設（雑固体

全評価手法、合理的な処分施設の設計・施工技術など

廃棄物を対象）も 1998 年には着工し、2000 年度より操業に関する研究開発を進めるとともに、電気事業との共を開始した。さらに、2015 年頃の操業開始をめざして同により処分事業化に必要な技術を体系化した技術報第３号埋設計画（放射能濃度がやや高い低レベル廃棄物

告書を取りまとめてきた。これらの研究成果は、核燃も対象となる見込み）の調査検討も進められている。当料サイクル開発機構による高レベル放射性廃棄物地層所では、1992 年に日本原燃（当時の日本原燃産業）と研処分研究開発第２次取りまとめや、国による処分施策

究協力協定を締結し、六ヶ所村の第１号埋設計画の当の立案等に反映されている。

初から低レベル廃棄物の処理・処分技術に関する技術

今後、当所としては、電力が中心となって設立され面での協力と研究開発に積極的に取り組んできている。

る処分実施主体（原子力発電環境整備機構）が進める処

特に、固化体処理技術、地質・地下水の調査・評価技分の事業の推進とともに国による基準・指針類の整備術、および処分施設の耐久性評価手法や安全評価手法

等にも積極的に協力してゆく。特に、サイト選定の円の開発を行うとともに、処分施設形態などの提案を行

滑な実施および合理的な処分技術の確立に必要な次のい、低レベル廃棄物処分事業の推進に反映させてきた。

ような研究を展開してゆく。
A

サイト選定に向けた地質地下水環境調査・評価技術の確立と実証B

今後、当所としては、第３号埋設計画の円滑な推進を支援するため、特に次のような研究を展開してゆく。
A

バリア性能評価手法・安全評価手法の体系化・実地質・地質構造および地下水環境の詳細調査と評証C

合理的な処分技術の確立・実証

D

事業化に必要な技術指針類の提案

価B

合理的な処分概念と処分技術の確立»

解体廃棄物処理・処分・再利用技術
2010 年頃を目途に、わが国初めての商業用原子力発¹

TRU 廃棄物処分技術

電所の廃止措置・解体撤去が実施される。この廃止措2000 年代初頭に海外再処理による TRU 廃棄物が返還

置・解体撤去にともなう環境影響評価技術と解体廃棄される予定である。当所では、人エバリア性能評価手物の合理的な処理・処分・再利用方策の確立に向けて、法の確立に向けた研究開発を進めるとともに、電力・国および電気事業に協力して研究開発を実施している。

サイクル機構に協力して、わが国における TRU 処分の今後とも、当所としては、次のような研究を展開す

成立性および処分施設の概念を示す技術報告書を取り

る。

まとめた。

A

また、特に融点の高いハル・エンドピースの溶融固廃止措置工事に伴う粉塵等による環境への影響評
価化に有効なプラズマ溶融法を開発し、TRU 核種を含む

B

解体コンクリート等の再利用技術の確立

放射性廃棄物の減容・固化処理に適用できる見通しをC

解体廃棄物のプラズマ溶融処理技術の開発得た。
今後、当所としては、TRU 特有の技術的課題にしぼ

1-2-2

使用済燃料等の輸送・貯蔵技術って、特に次のような研究を展開してゆく。
A

最近の研究展開を図 1-2-2 に示す。

セメント/ベントナイトの人工バリア材料に係わる核種移行の長期挙動モデル化
B

高レベル廃棄物との併置処分方式

C

処分時の総合的安全評価手法¸

原子燃料等の輸送技術
昭和 53 年度より、使用済燃料輸送容器信頼性実証試

験を実施して以来、当所は日本における輸送研究をリº

低レベル放射性廃棄物処分技術

日本原燃ñによる第 1 号埋設施設（均一固化体を対象）

ードし、原子燃料サイクルを結ぶ主要な輸送物の安全性実証試験を通して、国内外の輸送技術の発展に貢献

電中研レビュー No.40 ● 13

年

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（H10）

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09

2010

輸送規則改訂輸送物の事故時安全解析手法の開発と許認可支援、放射性物質安全輸送の国内外におけるPA支援
目
標

仏 → 日
HLW 輸送
許認可PA
支援

仏 → 日
MOX新燃料海上輸送PA
支援

六ヶ所使用
済燃料輸送
許認可 PA
支援

廃炉廃棄物の合理的輸送システム開発

輸送のPSA実用化
天然UF6輸送
許認可支援

実物大輸送容器の
規則適合性
実証試験

主
な
研
究
項
目

MOX新燃料の海上輸送における仮想海没時の安全評価

国際沿岸域での仮想海没時の環境影響評価

天然UF6輸送物の火災時における破壊挙動評価（日仏共研─その2）海没した輸送容器蓋部の腐食試験

PSA・衝撃解析手法の開発、密封・腐食試験

緊急時対応システム、廃炉廃棄物輸送

図1-2-2（1/2）「原子燃料等の輸送技術」の研究展開
年

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（H20）

使用済燃料の発電所敷地内・敷地外貯蔵の技術基準策定・許認可支援

目
標

主
な
研
究
項
目

キャスク貯蔵指針策定支援・最初のキャスク貯蔵（東電）許認可支援金属キャスク
貯蔵確証試験
（À）
使用済高燃
焼度・MOX燃料貯蔵技術確証試験発電所敷地内キャスク
貯蔵（原電、他）
許認可支援

敷地外貯蔵（輸送・貯蔵兼用キャスク）の許認可支援

敷地外貯蔵の指針・規格等策定

敷地外貯蔵（コンクリートキャスク）の許認可支援

コンクリートモジュール貯蔵確証試験
・コンクリートキャスク等の耐久性・耐熱・構造的健全性試験評価
・使用済燃料の健全性試験評価
・劣化ウランコンクリートキャスク開発
・廃熱・放射線利用技術開発
・貯蔵の経済性評価

貯蔵技術の長期健全性評価試験

輸送・貯蔵兼用キャスクの実用化等乾式貯蔵のコスト低減技術の開発

使用済燃料管理技術開発
・除熱性能試験・新貯蔵技術調査

・廃熱・放射線利用の予備調査
・敷地外貯蔵の総合評価
・ひび割れ遮へいジョイント構造開発

図1-2-2（2/2）「使用済燃料貯蔵技術」の研究展開

14

09

2010

してきた。当研究所で実施したキャスク実証試験等の全評価手法の実用化に資する。また､輸送経路中の国際実績を表 1-2-1 に示す。

沿岸域での仮想海没時の環境影響評価を行う。
B

最近の主な成果の概要は以下のとおりである。
A

高燃焼度使用済燃料輸送容器の安全性実証試験

廃炉に伴う放射性物質輸送方策の検討

六ヶ所村への初めての使用済燃料輸送に使われる高燃焼度使用済燃料輸送容器の輸送規則適合性実証試験

大型・大量の放射性物質の安全で合理的な輸送シス
テムについての検討・提案を行う。
C

輸送容器密封部の腐食評価を行い、その安全性を実証した。さらに、実際の港湾

海上輸送中の仮想海没事故時の輸送容器の海中でのでの荷役時の落下事故を模擬した輸送荷姿での使用済

腐食挙動を明らかにする試験により、輸送の PA に資す

燃料輸送容器の落下試験や実際の火災事故時の評価をる。

行い、その安全性を実証した。
B

高レベル廃棄物輸送容器の規則適合性実証試験¹

使用済燃料貯蔵技術

海外再処理返還高レベル廃棄物輸送容器の最初の輸

1980 年に日米共同で「環太平洋使用済燃料貯蔵構想

送に先立って、その規則適合性実証試験を行い､その安研究」を実施して以来、当所は日本における使用済燃

全性を実証した。

料貯蔵研究をリードし、国内外の貯蔵技術の発展に貢C献してきた。最近の主な成果の概要は以下のとおりで

天然六フッ化ウラン輸送容器の火災事故時試験
仏原子力安全防護研究所との共同研究により、天然ある

六フッ化ウラン輸送容器の火災事故時試験を行い、A

乾式キャスク貯蔵技術確証試験

800 ℃・ 30 分の火災条件下では容器が内圧が上昇して破実物大の金属キャスク等を用いた試験により、金属裂する可能性について解析で検討し、対策として、耐キャスクの通常時･異常時の除熱･密封・構造的健全性

火保護カバーの必要性・有効性を明らかにした。本成を確証し、それぞれの評価手法を提案した。これらの果により 2001 年以降の安全審査で有効な解析手法を整成果をもとに、原子力安全委員会により、乾式キャス

備し、IAEA や ISO の規則・指針策定活動にも貢献した。

ク貯蔵の許認可に必要な安全設計指針が策定された。

D

このほかキャスク用鋳鉄材料の日本工業規格、IAEA のMOX 新燃料海上輸送の安全性評価
MOX 新燃料の安全輸送に資するため、米国サンディ

キャスクの脆性破壊評価指針、IAEA の貯蔵の安全指針

ア国立研究所の協力を得て、「輸送容器の耐水圧性能解策定にも協力した。これらを踏まえて、我が国で最初

析評価」、「燃料被覆管の耐水圧性能試験評価」、「輸送の乾式キャスク貯蔵（東電福島第一発電所）の許認可を物の海没時の被ばく線量計算評価」に関して、国際的支援した。さらに原電東海発電所の乾式キャスク貯蔵に説得力のある資料を作成し、MOX 新燃料の実輸送をも支援している。

支援した。

B

高燃焼度・ MOX 使用済燃料貯蔵の密度向上・コスト低減技術の開発

今後、取り組む主な研究は、次のとおりである。
A

近い将来、貯蔵の対象となる使用済みの高燃焼度・MOX 燃料は、放射能および発熱量が高く、従来技術で確率論的環境影響評価手法の開発
従来の決定論的な安全評価を補完する確率論的な安そのまま貯蔵しようとすると、貯蔵密度の低下ひいては貯蔵コストの増大を招く。そのため、貯蔵密度を向表1-2-1

キャスク実証試験等の実績上させる技術やコスト低減の研究開発を行った。

輸送容器

落下

伝熱

耐火

耐圧

遮へい

計

使用済燃料
高レベル廃棄物
低レベル廃棄物
六フッ化ウラン低レベル廃棄物
その他

17
5
13
12
55
7

7
3
0
0
0
0

4
2
1
8
0
1

5
2
0
3
0
3

7
2
0
0
0
1

40
14
14
23
55
12

計

109

10

16

13

10

158

C

使用済燃料貯蔵の経済性評価
2010 年に向けた発電所敷地外貯蔵方式として、プー

ル貯蔵とキャスク貯蔵の貯蔵単価を試算し（各々、0.15、0.09 円/kWh）、通産省原子力部会の中間報告に引用・公開された。

電中研レビュー No.40 ● 15

今後、取り組む主な研究は、次のとおりである。
A

源貯蔵技術の実用化

コンクリートキャスク等によるリサイクル資源貯

すでに、許認可されている貯蔵専用キャスクに加え蔵技術の確証試験て、輸送・貯蔵兼用キャスクを実用化することによる経済性に優れているコンクリートキャスク等の実用

コスト低減を図るための技術データを整備する。

化を目指し、コンクリートキャスクの耐候性、耐衝撃

C

貯蔵の経済性評価と立地支援・地域共生型貯蔵技

性試験、キャニスター（ステンレス鋼）の溶接部健全性術の開発試験を行う。併せて、廃棄物のリサイクル利用も兼ね将来的な使用済燃料輸送・貯蔵システムの経済的評

た劣化ウランコンクリートキャスクの開発も行う。

価を行うとともに、使用済燃料の廃熱・放射線利用やB貯蔵施設の景観の向上等を図る。

16

輸送・貯蔵兼用キャスクによるリサイクル燃料資

第¿部
放射性廃棄物処理・処分技術

第

章

2

高レベル放射性廃棄物処分

第２章
我孫子研究所

研究参事

駒田

広也

我孫子研究所地質部

主任研究員

宮川

公雄

我孫子研究所地質部

主任研究員

阿部信太郎

狛江研究所原子力システム部

上席研究員

塚本

我孫子研究所地質部

主任研究員

田中

高レベル放射性廃棄物処分 ● 目
我孫子研究所地質部

次

部長

田中

和広

我孫子研究所地質部

主任研究員

近藤

浩文

我孫子研究所地震耐震部

主任研究員

小峰

秀雄

政樹

我孫子研究所地質部

上席研究員

五十嵐敏文

靖治

我孫子研究所地質部

主任研究員

長谷川琢磨

２−１

事業化に向けての技術開発………………………………………………………………………………………………19

２−２

地質環境の長期安定性評価−処分候補地選定のための研究−

２−３

地質・地下水環境特性の調査・評価−処分予定地選定のための研究−

２−４

ベントナイト系緩衝材・埋戻し材の膨潤・透水特性−処分施設の設計・建設のための研究−

２−５

人工バリアの性能評価手法 −処分の安全評価のための研究− ………………………………………………………33

２−６

天然バリアの性能評価手法 −処分の安全評価のための研究− ………………………………………………………36

駒田 浩也（８ページに掲載）

宮川 公雄（1983年入所）
主に放射性廃棄物処分の地層処分に係わる研究に携わってきた。現在は沿岸部・結晶質岩地域における水理地質構造特性の研究に従事している。

阿部信太郎（1992年入所）
これまで活断層調査の高精度化に関する研
究に物理探査の立場から携わってきた。最近
では、湖における３次元反射法地震探査や地下レーダーを用いた高精度３次元反射法探査、
マグマや地震発生層の把握を目的とした自然地震を用いた深部地殻構造探査に取り組んでいる。今後は、地殻変動のモニタリングや長期変動予測に取り組む。
塚本 政樹（1982年入所）
高レベル廃棄物地層処分時の核種移行挙動
予測手法研究に従事し、ガラスの浸出性評価に関する３国共同研究ではスウェーデンのス
ツヅビク社に滞在、TRU廃棄物処分概念構
築のための共同作業に参加した後、同廃棄物処分システム安全性研究に取り組んでいる。

田中 靖治（1987年入所）入所以来、地下深部の岩盤の水理特性評価試験および地下水流動解析に従事してきた。
特に、多孔式透水試験のデータに対する逆解
析や地盤統計学的手法により、限られたボーリング孔での地下水調査データから岩盤内の水理特性分布を推定することを目指している。

18………………………………………………………23……………………………………………25…………………28

田中 和広（1977年入所）
これまで、水力、原子力地点の立地選定や建設のための地質調査に従事してきた。最近
10年は高レベル放射性廃棄物の地層処分における地質環境の長期安定性の評価や深部地
質・地下水調査技術の開発に携わっている。
今後はサイト選定へ向けて技術の体系化を図りたい。
近藤 浩文（1991年入所）
これまで、水力発電所地点の計画および建設に係わる地質調査に携わってきた。また、
最近では、高レベル放射性廃棄物の地層処分に係わる火成活動特性評価の研究に従事している。

小峯 秀雄（1987年入所）
専門は地盤工学。放射性廃棄物処分におけるベントナイト系緩衝材・埋戻し材の特性評価手法の開発の他、都市土木工事における地盤改良技術や火力発電所の石炭灰の処分技術の開発に携わる。
現在は、「地盤環境」の観点から、放射性および産業廃棄物処分場建設に係わる研究、特に遮水材料の開発とその特性評価・遮水構造設計手法の開発に取り組んでいる。

五十嵐敏文（1983年入所）入所以来、電気事業に伴い発生する廃棄物（放射性廃棄物や石炭灰）に起因する無機物
質の地圏における移行・拡散挙動の評価研究に従事。

長谷川琢磨（1994年入所）
これまで、地下水流動評価の高度化のために、地下水流動に伴う物質やガスの移行などの連成現象について、数値解析手法の開発・適用を行ってきた。今後は、連成する現象を拡張するだけでなく、入力データの統計的評
価などに取り組み、その適用性の向上を目指
したい。

２−１

事業化に向けての技術開発

わが国における高レベル放射性廃棄物対策として、

ばに処分開始のスケジュールを設定し、図 2-1-1 に示す

2000 年に地層処分の実施主体「原子力発電環境整備機

ように、処分事業全体のマスタースケジュールを設定

構」が設立され、高レベル放射性廃棄物であるガラスした。

固化体の発生時期とその後の固化体の冷却期間等を勘ここで、処分候補地の選定段階では、文献調査を中案して、2030 年代から遅くとも 2040 年代半ばまでには心とした「処分候補地の要件」に照らした候補地とし処分を開始する計画としている。実施主体によって進ての適合性評価、候補地の絞り込みを行う。この段階

められる処分地選定、処分地の特性調査、処分場の設のサイト特性調査では、文献調査、リモートセンシン

計・建設、処分場の安全評価、廃棄体の埋設、処分場

グ等、現地に立ち入らない方法で処分候補地を調査しの閉鎖・解体などの一連の処分事業が遅滞なく推進でなければならないと想定される。特に、選定には、「最きるように関連する技術を整備しておく必要がある。

近の火山活動」、「著しい隆起・沈降地域」、「活断層のこれに対して、当所は実施主体が行う一連の実作業を机上の検討で模擬し、わが国において高レベル放射有無およびその位置」、「地質構造の広がりと構成する地層及び岩相」に注意を要する。

性廃棄物地層処分が事業化の観点から可能であること

つぎに処分予定地の選定段階では、処分候補地からを示すとともに、地層処分の事業化に必要な関連技術

処分予定地を選定することになる。この段階から実際を取りまとめたÂ。

に現地に入ってのサイト特性調査が可能となる。選定には広域な地質学的な適合性、社会経済的環境として

2-1-1

地層処分施設の概念の適合性を判断することが基本となる。
さらに進んで処分地の選定では、処分施設の設置位

ここで検討する地層処分施設の概念は実現性等を考置を絞り込むために行う地上からの詳細調査を行う期慮して、これまでに諸外国、核燃料サイクル開発機構

間、および処分施設建設予定地において地下特性調査

等が検討した処分概念をおおむね踏襲するものとした。

施設を建設し、その施設を用いたサイト特性調査及び即ち、地下数百ｍから 1000 ｍ深さに、人工バリア（ガラ

処分技術の実証を行う期間とに分けられる。

ス固化体、オーバーパック、緩衝材などの人工的な製

地上からの詳細調査期間では、処分予定地を対象と作物）と天然バリア（天然の地層）を組み合わせた多重バ

したより狭い区域のより詳細なデータと深さ方向の詳リアで、高レベル放射性廃棄物を長期間にわたり隔離

細なデータを取得するものとし、地表地質精査、ボーし、放射性物質による影響が人間環境に及ぼさないよ

リング調査、物理探査、トレンチ、断層調査ボーリン

うにするシステムである。

グ等からなる。
地下施設での調査および処分技術実証の期間では、

2-1-2

処分事業のマスタースケジュール（案）の設定と実施手順

地下特性調査施設の建設を行うとともに、地下における岩盤特性、水理特性、地球化学的特性等を把握する「サイト特性調査」、深部地下空洞掘削等の建設施工技

地層処分の事業化にとって、最も重要な課題である術、オーバーパック、緩衝材、埋め戻し材等のハンド事業化のための具体的マスタースケジュールとその実リング技術、ならびに原位置でのバリア性能評価を実

施手順を示した。

証する「処分技術の実証」を行う。

10 年間程度で処分候補地選定とその後の処分予定地
選定、15 年間程度で処分予定地のサイト特性調査、処2-1-3

処分施設の概念設計

分場設計、安全審査を経て、最終的な処分地の決定、10 年間程度の処分場建設期間を見込んで、2030 年代半

地層処分施設は主に、高レベル放射性廃棄物である

電中研レビュー No.40 ● 19

2000

処分実施スケジュールと主要なマイルストー
ン（例）

実施主体
設立

想定される処分事業の主行為（例）

2010

2020

候補地選定

予定地選定

処分地選定

安全
審査

→国の確認

→国の確認

→国の確認

→国の許可

・・・
広公候
報募補
活／地
動申選
し定
入調
れ査
／
候
補
地
選
定

・・・・
環予処予
境備分定
調的施地
査な設選
安の定
全概調
評念査
価設／
計廃
検業
体
討地

・・・・
サ処処事
イ分分業
ト技地許
特術選可
性の定申
調実 請
査証

・・
処建
分設
施／
設工
の事
詳方
細法
設の
計認
可
申
請

選
定

必要と考えられる基準・ ・安全確保 ・候補地選 ・予定地選定基準
指針類（例）
の考え方
定要件
・安全要件

図2-1-1

2030
建設
開始

2040

操業
開始

閉鎖
開始

管理
終了

（→国の許可）
・・・
廃廃埋
業業戻
体体し
確定
認置
申
請

・処分地選定基準・安全審査指針

2090 （西暦）

・
閉
鎖
後
管
理

・
事
業
廃
止
確
認
申
請

・操業基準
・閉鎖基準
・埋戻し基準 ・管理終了の要件

処分事業の実施スケジュールと実施手順の検討例

ガラス固化体を受け入れる施設等の地上施設とガラスをベントナイトで混合した材料の使用を検討している。

固化体を埋設する地下施設とからなる。これら処分施

図 2-1-3 に地上施設の鳥瞰図を示した。地上施設の面積

設の設計の考え方とその例示を行なった。

として約 40 万ｍ 2、他に掘削ズリ置き場として約 50 万

わが国では、まだ処分地が決定されていないので、

ｍ 2 が必要となる。

処分地の地質条件として、我が国に比較的広く分布する花崗岩等の結晶質岩盤と砂岩・泥岩等の堆積岩盤の２種類を前提として、４万本（日本の商業用原子力発電が運転を開始した 1966 年から、今後 2015 年までの原子処分坑道力発電に伴う発生量に相当）を１箇所に処分する施設を埋戻し材

・人工バリア
人工バリアはガラス固化体、オーバーパック、緩衝

1100

検討した。

20

材から構成されるもので、高レベル放射性廃棄物に対位の役割分担を明確して、地質環境条件に応じた設計の概念を構築した。

10

800
180

10 400

隙間用緩衝材

10
緩衝材

3810
2660
1860
1710

クの厚さ 18cm、緩衝材の厚さ 40cm とした人工バリア

400 10緩衝材よりもベント
ナイトの含有量を少
なくする。

30

して人工的なバリアを構成するものである。これら部を行なった結果、図 2-1-2 に示すように、オーバーパッ

埋戻し材ブロック処分孔

オーバーパック
ガラス固化体・地上施設
180 430 180
55

パックに封入・溶接・検査する施設、緩衝材や埋め戻

床面処理材

400

地上施設には、ガラス固化体を受け入れ、オーバー

削ズリ置き場等のような廃棄体を地下施設に定置・埋50

し材を製作する施設、さらに管理棟、資材置き場、掘
40

1620

40

1700

設するための準備工程や後行程となる様々な施設が建設される。地下施設の埋め戻しには、地下の掘削ズリ

20

図2-1-2

人工バリアの設計

図るために、遠隔で操作する設備が必要となり、それらの設備の概念設計を行った。
・地下施設の埋め戻し
廃棄体の埋設が終了すると、事前に決められた閉鎖の条件を満たしていることを確認して、地下施設を閉鎖するために埋め戻すことになる。埋め戻し材としては、ベントナイト、砂、礫、現地発生ズリ等の混合材を適切に配合した材料を検討している。

2-1-4
図2-1-3

処分施設の安全評価

地上施設の鳥瞰図

処分施設が将来にわたって人間環境への影響がない
ことを評価する必要がある。本検討では、国内外の安・地下施設
地下の岩盤中に処分坑道を掘削して、その底部の処全評価に関する現状の考え方を参考にして、図 2-1-5 の分孔にガラス固化体を収納した廃棄体を埋設していく

ような安全評価のシナリオを設定してした。地下水シことになる。地下施設には、図 2-1-4 に示すように、そ

ナリオでは廃棄物からの漏洩した放射性核種が人間おの他に廃棄体の搬入、作業員の通路、換気用の各種坑よび環境に接触するプロセスを検討し、人間への長期道等の建設も必要となる。廃棄体の埋設間隔は処分坑的な影響を被ばく線量当量等で表し、目標線量当量と道や処分孔の力学的安定性保持の条件と、廃棄体から比較することによって行われるのが一般的である。一の発熱を発散させる熱的条件とから決定される。設計

方、接近シナリオでは放射性核種が地下水を媒介せず例として堆積岩盤の地下約 500 ｍに４万本を処分する場に人間環境に接近し、被ばくをもたらすことを想定し合、処分坑道の総延長が約 200km、地下施設の面積が

ている。

２

安全評価例として、堆積岩盤の地下 500m に設置され約 2.5km になった。

た処分施設の地下水シナリオの場合を図 2-1-6 に示す。

・廃棄体のハンドリング
廃棄体を地上施設から地下施設に搬入して処分孔に隆起・侵食シナリオが最も線量当量が高くなっている

定置し埋設することになる。廃棄体１体は約 5 ｔ、緩衝が、どのシナリオに対しても、現行の低レベル放射性材は約 10 ｔにもなり、いずれもかなりの重量となる。

廃棄物埋設で用いられている 10 μ Sv/y よりも１オーダ

しかも、ハンドリングには廃棄体からの被ばく低減をー以上低くなっている。なお、隆起・侵食シナリオでは、一定速度で隆起し、同じ度合いで侵食をうけると想定し、最大 300 ｍの隆起・侵食を受け、最終的には土被り厚さ 200 ｍと想定している。

立札

この結果は、安全評価手法の一つの例示としてとらえる必要があるが、ここで例示した処分施設は、長期にわたっておおむね良好な性能を持つものと考えられる。

今後、実際の処分場が決定されるに際し、ここで仮
主要坑道
処分坑道

想した処分地との相違が生じるが、提示した検討手法
は広く応用可能であり、実際の処分事業推進に貴重な連絡坑道

図2-1-4

情報を提供するものである。すなわち、核燃料サイク処分孔

地下施設での空洞（坑道）群の構成

ル開発機構等での地層処分成立性への技術検討に加え、ここで示した手順に準拠し、もしくはこれを応用する

電中研レビュー No.40 ● 21

基本シナリオ
外部環境（地質環境条件、気象条件等）が変化しないシナリオ
人工バリアについては想定範囲内の劣化を考慮

地下水シナリオ
地下水を介して放射性核種が人間と接触する

変動シナリオ
外部環境（地質環境条件、気象条件等）の想定範囲内の変動を考慮したシナリオ、人工バリアも地質環境の変動の影響を考慮

地層処分が人間と環境に及ぼし得る
潜在的影響

天然事象シナリオ
隆起／浸食、火山活動等により廃棄物と人間が直接接触する
シナリオ

接近シナリオ
廃棄物と人間が直接接触する

人間侵入シナリオ
人間が処分場に侵入し、廃棄物と接触するシナリオ

図2-1-5

安全評価シナリオの分類

10−5
10−6

基本シナリオ（人工バリア標準ケース）
氷期継続シナリオ

10−7

間氷期継続シナリオ（淡水域）
間氷期継続シナリオ（塩水域）10−8

隆起・浸食シナリオ（人工バリア標準ケース）

線量当量（Sv／年）

隆起・浸食シナリオ（人工バリア保守ケース）
10−9

沈降シナリオ（移行距離500m）

10−10
10−11
10−12
10−13
10−14
10−15
105

106
107
処分後の経過時間（年）

図2-1-6105

被ばく線量当量評価例（堆積岩サイト、設置深度500m）

ことにより、実施主体は必要な技術の開発および許認研究開発、実証に依存する点も多いが、当面の処分事

可対応等の事業推進に必要な技術事項へのタイムリー

業を技術面から軌道に乗せる作業の一部は行えたもの

な対応をすることができるものと確信する。

と考える。

処分事業化の検討は始まったばかりであり、今後の

22

２−２

地質環境の長期安定性評価−処分候補地選定のための研究∏〜º−

放射性廃棄物は長寿命の放射性核種を含むことから、代の異なる河成段丘面の比高差を用いた手法の適用を長期的な安全性の確保が重要であり、そのためには処行なった（図 2-2-1）。さらに、得られた隆起速度の分布分場を設置する地下深部環境の長期的な安定性の評価

や地球物理学的データ、超短期地殻変動などのデータが重要である。候補地選定の段階においては文献調査を総合化し、地殻変動特性区分を検討した｡また、段丘から、処分場に致命的な影響を与える可能性のある地面の形成年代の検討のため、新たに、熱ルミネッセンス

点は除外することが求められている。地質環境の長期（TL）法、光励起蛍光（PSL）法を用いた堆積物年代測定

的な安定性の検討のためには、特に将来の変動の予測手法の開発を行なった。

が重要な課題となっている。
このため、地層処分の安全性に影響を与える地質要

2-2-3

火山活動

因の抽出、将来予測の考え方について検討を行うとともに、断層活動、火山活動、隆起・沈降、気候変化に火山活動は、処分場の直撃による破壊や熱対流、地ついて既往の知見の整理を行った。さらに、個別の地

化学環境の変化により処分の安全性に大きな影響を与質環境条件である、隆起・沈降、火山活動、地震時のえることが予想される｡このため、東北地域をケースス

地下水挙動に関してそれぞれの変動特性調査・評価手

タデイ地域として、約 1400 万年前以降の火山活動の時法の検討を行った。

2-2-1

将来予測の考え方

将来的な地質変動の予測に関しては、確率論による方法､外挿法による方法、類推による方法、モデルを用いたシミュレーションによる方法などがある。現状では．過去から現在までの変動の履歴を検討し、その中から時間的､空間的な変動の普遍性､法則性を見出すことにより、その傾向を将来へ外挿する｢外挿法｣がもっとも一般的である。将来の予測のためには、変動の時
間的、空間的な特徴を明らかとするとともに、現象発現の背景となるメカニズムを検討することが重要であ
る。

凡例
44m
● 既存のデータによる最終間氷期海成段丘と現海水面との比高
57▲ 新たに算出した
最終間氷期海成段丘と現海水面との比高
65◯ 新たに算出した
最終間氷期海成段丘と現川床との比高（BV法による）
70△ 新たに算出した
１サイクル前の氷期段丘と最終氷期後半海成段丘との比高（TT法による）

2-2-2 隆起運動
隆起運動は、処分施設の地上への接近による周辺地
質環境の変化や場合によっては露出により人間環境に重大な影響を与える事が予想される。このため、段丘等の地形基準面を用いた過去十数万年間の隆起速度を求める手法を開発した。特に、内陸部を含めた隆起速度の検討のため、同様の環境下において形成された時

図2-2-1

東北中北部地域における最近12万年間の隆起量の検討例（60）は参考値

電中研レビュー No.40 ● 23

空的変遷の検討を行ない、火山活動は火山フロントのタ取得と、シミュレーションを行なった｡その結果広域

位置に規制されること、活動域、非活動域が存在する

的に地下水が変動するがその程度は地震断層沿いを除こと、活動域は時代とともに収斂し第四紀の活動は火くと水位変動は数 10cm 〜数ｍ程度であること，変動の山群（クラスター）の中に限定されることなどを明らか

特性は地殻の応力−ひずみ解析により説明できることとした（図 2-2-2）｡火山や温泉などの地熱活動について等を明らかにした。以上より、地震時の地下水挙動がもデータ整理を行い、第四紀火山から約 20km までが影地層処分の安全性に与える影響は小さいものと判断さ響範囲であることを明らかにした｡さらに、サイトの特れる。

性評価のため自然地震波を用いた、地下深部におけるマグマの可視化技術の開発を行なった（図 2-2-3）｡

今後、地層処分に重大な影響を与えると考えられる
地質環境条件について、過去の変動特性から避けるべ

2-2-4

地震時の地下水挙動

き範囲などを決定する。また、候補地が決定された後に、選定において判断した結果をデータで検証するた

地震の前後における地下水変動の地層処分に与えるめの手法の開発を行うことが必要である。

影響の評価のため、兵庫県南部地震を対象としてデー

139°E

141°E

41°N

39°N

0

50

100
km

赤丸：第四紀火山、黒丸：1400万年前から170万年前の火山中心相

図2-2-224

東北日本背弧側における1400万年前以降の火山活動域と非火山活動域の分布

図2-2-3

２−３

鬼首火山地域における３次元地震波トモグラフィー結果の例（明るい部分が低速度域でマグマの可能性がある。
）

地質・地下水環境特性の調査・評価−処分予定地選定のための研究Ω〜≈−

地層処分の安全性を確保するには、天然バリアであ

地下水流動特性に関しては地下水流速・流向、地下水

る地下深部岩盤の地質・地下水特性を明らかにするこ

年代（滞留時間）等が重要となる。地下水の地化学特性とが重要であり、サイト選定や選定されたサイトの特は核種の移行に影響を与えることが予想され、酸化還性調査の各段階における調査や評価のための手法の開元電位などが重要なパラメータとなる。また、地下水発、体系化を行う必要がある。このため当所では、電の流動の場であり地下水の水質形成に影響を与える地

力構造物の建設に伴う調査・評価等において開発・蓄質・地質構造の調査は、上記の特性を評価する上で特積された技術をさらに発展させるとともに新たな技術に重要と考えられる。

開発を含む技術の体系化を図っている。

2-3-2 水理特性調査
2-3-1 地質・地下水調査の考え方
地下水理特性調査としては地下水位測定、間隙水圧当所における天然バリアの評価研究の考え方を図 2-

測定、流向・流速測定、フローメータ検層、トレーサ

3-1 に示す。地質・地下水に関する天然バリアの安全性

ー試験、ラドン検層、透水試験（原位置，室内）等の開は岩盤中の地下水流動評価と核種移行評価により総合発を行なっている｡図 2-3-2 に水みちを特定するため新的に評価がなされる。地下水流動評価については、対たに開発したフローメータ検層装置の適用結果につい

象岩盤の地下水の流れやすさはどうか（透水性）？どのて示す｡また、図 2-3-3 に孔間透水試験結果から逆解析

ように水が流れているか（地下水流動特性）？といったにより求めた透水係数の２次元分布を示す｡

二つの側面から判断される。透水性に関しては、透水係数や水みちといったパラメータや概念が重要であり、電中研レビュー No.40 ● 25

透水性
・透水係数
・水みち

水の流れ易さ（モデル化）［器］

地下水の流動特性・流速・流向・年代（滞留時間）

［器］

堆積岩
・圧密過程
・続成作用
・層状構造

結品質岩：割れ目
・性状
・方向
・分布特性
・充填鉱物

水理地質構造のモデル化
地下水流動解析

地
下
水
流
動
評
価

（モデル化）

天
然
バ
リ
ア
の
性
能
評
価

水の流れ方

結晶質岩：割れ目
・微少割れ目
・充填鉱物
・表面構造

堆積岩
・続成作用
・炭質物

核
種
移
行
評
価

（水─岩石相互反応）

地下水の地化学特性
・水質
・pH
・Eh
・電気伝導度・微生物

核種移行解析

天然バリアの性能評価の考え方

南

坑
0
5

水─岩石反応
・変質
・風化
・圧密
・続成
・割れ目充填鉱物

核種の移動のしやすさ

図2-3-1

0

地
質
環
境
の
長
期
安
定
評
価

地質環境の将来予測
・隆起・沈降・断層活動
・地震・火山・地熱活動

20

40

内

流

60

北

東

速 （mm/sec）
80

100

南（深度−m）
32.00

32.05

120

5m区間透水試験
フローメーター検層

32.10

10
32.15

深

度 （−G.L.m）

15
20
水みち A
方向：N51W44NE、幅：1mm

25

南

30
1.4×10−4cm/sec
35

A

北

東

32.15

南（深度−m）
58.45

1.4×10−4cm/sec

40

58.50

45
58.55

50
55

4.7×10−4cm/sec
水

65
10−7

10−6
透

図2-3-2

2-3-3

58.60

B

60
み

10−5
水 係

ち
58.65

10−4
10−3
数 （cm/sec）

水みちを特定するためのフローメータ検層装置の適用例（孔内流速の変化箇所は透水係数が大きく開口割れ目が観察され、水みちとなっている。）

地化学特性調査

地化学特性調査としては、岩盤地化学特性調査（充填2-3-4

地質構造特性調査

地質・地質構造特性調査は、その目的、スケール，

鉱物の化学分析）、地下水の地化学特性調査（水温、電精度，調査の段階などの観点から、リモートセンシン

気伝導度、pH、Eh、溶存酸素、一般水質、微量元素、グ技術（衛星など）、地表調査技術、トレンチ調査技術、

溶存有機物、安定同位体、放射性元素，溶存ガス）があ

物理探査技術（ジオトモグラフィー等）、ボーリング孔る。図 2-3-4 に沿岸域における地下水の比抵抗と割れ目を利用した調査技術（ボーリング掘削技術を含む）、坑分布を示す｡

道を利用した調査技術、室内試験、環境影響評価技術，

26

長期計測技術等に関する技術開発を行なっている。特るための新たなボーリング技術の開発を含む調査手法に結晶質岩の水理特性を支配する様々なスケールの割の開発と体系化を行なった｡

れ目構造の調査技術や堆積岩の層状構造を明らかとす

深度（m）

B−7孔

B−8孔

Log10 k（cm/sec）

−20

−20

−30

−30

−40

−40

−50

−50

−60

−60

−15

−10

−5

0

5

10

−3.5
−4.0
−4.5
−5.0
−5.5
−6.0
−6.5

−3.0
−3.5
−4.0
−4.5
−5.0
−5.5
−6.0

15
（m）

図2-3-3 孔間透水試験結果より求めた透水係数の２次元分布の例
EL
50（G.L−m）

B12

EL
50

B1
（G.L−m）
B2

0

0

−50

−50

−100

−100

−150

−150

−200

−200

−250

−250

−300

−300

−350

−350

−400

−400

−450

−450

−500

−500

40
（mS/cm）

0

50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550
坑内水電気伝導度
200

5001000 2000 5000（ohm−m）

比抵抗

図2-3-4 沿岸域における地下水の比抵抗と電気伝導度の分布の例

電中研レビュー No.40 ● 27

２−４

ベントナイト系緩衝材・埋戻し材の膨潤・透水特性−処分施設の設計・建設のための研究−れている（図 2-4-1）
。

2-4-1

高レベル放射性廃棄物処分とベント
ナイト系粘土材料

一方、処分孔ピット間を連結する坑道部においても、
砂・ベントナイト混合材料の利用が有望視されている。
この部分に用いられる材料は、「埋戻し材」と呼ばれ、高レベル放射性廃棄物の地下処分施設の建設に際し、先の緩衝材と比べてベントナイトの含有量が低い混合

廃棄物収納容器と周辺地盤との間を埋め戻す材料の開材料の利用が検討されている。埋戻し材には、坑道部発が必要とされている。この材料には、放射性核種をを充填しトンネル周辺岩盤の緩み域の拡大や過度の変長期間隔離する必要性等から、非常に高い止水性や膨形を可能な限り防ぎ、かつ埋戻し部が水みちなどの水潤性等が要求されており、ベントナイトと呼ばれる粘理的な弱点にならないようにする役割が期待されてい土材料の利用が考えられている。ベントナイトの止水る。このような観点から、埋戻し材にも低透水性をは性や膨潤性は締固めることにより、一層向上するので、じめ、処分坑道内に有意な水みちを発生させずに低透

実際の処分では、高圧で締固めて利用することが有望

水性をより向上させるための機能として膨潤性が要求視されている。また、ベントナイトのみで実施するこされている。

とは経済的ではないので、比較的安価な砂や現地発生

以上のように、ベントナイトを含有する緩衝材・埋土をベントナイトに混合して利用することも考えられ戻し材は、高レベル放射性廃棄物の処分技術においてている。このようなベントナイトを含有する粘土材料

重要な役割を期待されている。特に、その膨潤特性とは緩衝材と呼ばれており、長期間にわたり廃棄物を人

低透水性は緩衝材・埋戻し材としての役割を果たすた

間の生活圏から隔離することは勿論のこと、処分施設

めの重要な機能と考えられている。このような背景かの建設に伴い生じる廃棄物収納容器や周辺地盤との間ら、当所では、ベントナイトを含有する粘土材料の透の隙間部分を、膨潤変形により充填する役割が期待さ

水特性および膨潤特性について実験的な調査を進める処分施設への地下水の侵入前

処分坑道

処分施設への地下水の侵入後地下水の侵入周辺岩盤

埋戻し材

廃棄物収納容器や周辺岩盤と緩衝材との間に生じる隙間部分

緩衝材

廃棄物収
納容器

処分孔ピット*処分坑道壁面には、埋戻し材の膨潤に伴う圧
力が作用

処分坑道

周辺岩盤
地下水の侵入)緩衝材の膨潤変形
により隙間部分が充填され、処分孔壁に
圧力が作用

廃棄物収
納容器

当所で開発した膨潤評価式は、緩衝材や埋戻し材の材料条件（ベントナイトの種類、初期乾燥密度、寸法およびベントナイト配合率等）や処分施設周辺の環境条件（温度や地下水の水質等）に応じて、緩衝材や埋戻し材の膨潤挙動を定量的に評価できる。
これにより、地下水が侵入した後に処分孔壁に作用する緩衝材の発生圧力（右上図の)）や処分坑道壁面に作用する埋戻し材の圧力（右上図の*）などを算出することができ、処分施設の力学的安定性の検討が行える。

図2-4-128

高レベル放射性廃棄物処分における緩衝材・埋戻し材の役割

と共に、緩衝材・埋戻し材に要求される性能に応じて、したところ、ほぼ整合することが分かった（図 2-4-3）»。

砂とベントナイトの質量比率や締固め密度などの材料提案した膨潤評価式によれば、地下水が浸入した後仕様を設計できる手法の開発を行っている。

に処分孔壁や坑道壁面に作用する緩衝材や埋戻し材の

ここでは、当所で実施している緩衝材・埋戻し材の圧力を算出することができ、実際に用いる材料や環境

膨潤および透水特性について概説すると共に、当所で条件に則した処分施設の力学的安定性の検討が可能と開発した膨潤評価式とその利用について述べる。

なる（図 2-4-1）。

2-4-2

2-4-3

緩衝材・埋戻し材の膨潤特性と評価
式の開発

緩衝材・埋戻し材の透水特性とその内部構造観察緩衝材や埋戻し材には、周辺岩盤との間に生じる隙

緩衝材・埋戻し材の最も重要な性質は放射性核種を間を充填するための高い膨潤性が要求されており、こ人間の生活圏から長期間隔離するための低透水性であのような観点からの材料設計が必要とされている（図 2-

り、当所では、砂・ベントナイト混合材料の透水特性4-1）。このような背景から、当所ではベントナイトのみ

について実験的研究を行っている。ここでは、砂・ベを締固めた材料に対する膨潤評価式を提案し、国産ベントナイト混合材料の基本的な透水特性および最長 120∆、«

ントナイトに対して適用性を確認してきた。今後は、日間にわたってデータを取得した長期透水特性につい比較的安価な砂や現地発生土をベントナイトに混合して述べるÀ〜Õとともに、電子顕微鏡による微視的な観察て利用することや海外産ベントナイトを利用すること

結果…、 も合わせて報告する。

により、経済性を高めることが重要である。これらの

図 2-4-4 に砂・ベントナイト混合材料の透水係数とベ材料への適用を可能にするため、様々な材料条件（密度ントナイト配合率の関係を示す。ベントナイト配合率

や砂・ベントナイトの配合割合、陽イオンの種類等）とは、全試料の乾燥質量に対するベントナイトの乾燥や環境条件（地下水の水質や温度等）を考慮した膨潤評

質量を百分率で表示したものである。ベントナイトに»価式を新たに構築し提案している 。

は山形県月布産のクニゲル V1（クニミネ工業製）、砂に

当所では、粘土鉱物結晶間の反発力を評価できる拡は粒径 53 〜 590 μ m の三河珪砂 6 号を用いている。こ散二重層理論式と結晶間の引力である van der Waals 力の図から、ベントナイト配合率が 5 〜 20%の範囲では、を評価できる理論式を、小峯らの提案するパラメータ

ベントナイト量の増加に伴い透水係数は著しく低下す…、とるが、20%以上になると透水係数の低下の割合が小さく

組み合わせることにより、緩衝材・埋戻し材の膨潤評なることが分かる。配合率が 5 〜 20%の場合、透水係数価式を提案した（図 2-4-2）。この膨潤評価式では、砂とは 1 × 10 − 10 〜 5 × 10 − 12 m/sec の範囲で大きく変化しベントナイトの質量比率に関するパラメータを導入すているが、20%以上では 5 × 10 − 12 〜 1 × 10 − 12 m/sec のることにより配合割合を考慮している。また、ベント

範囲にある。

「モンモリロナイトの膨潤体積ひずみ」の算出式

ナイトに含有される主要陽イオンである Na、Ca、K、

上記の結果をより深く理解するため、試料周辺の温Mg の個数やイオン半径、価数等に関するパラメータを度と水蒸気圧が制御できる走査型電子顕微鏡により、用いることにより、陽イオンの種類と組成を考慮でき

砂・ベントナイト混合材料中のベントナイトの膨潤挙るようにしている。

動を観察した。図 2-4-5、2-4-6 はベントナイト配合率

この膨潤評価式の適用性を調べるため、国産ベントが 10%および 50%の砂・ベントナイト混合材料内部におナイトを用いた緩衝材・埋戻し材（ベントナイトの配合

けるベントナイトの膨潤挙動の観察結果を例示したも率： 5 〜 100%、乾燥密度： 1.19 〜 2.27 Mg/m3）およびのである。いずれの写真も、加水前には水みちになる

海外産ベントナイトや他の国産ベントナイト（乾燥密と考えられる間隙が観察されている。また、混合材料

3

度： 0.99 〜 2.01 Mg/m ）の膨潤圧・膨潤変形特性に関す中のベントナイトが吸水により体積膨張している状況

る実験データと提案した膨潤評価式の計算結果を比較が観察写真から認められる。ベントナイト配合率 10%の電中研レビュー No.40 ● 29

反発力 fr

結晶層間
距離 2d

モンモリロナイト結晶層間に作用する力の算出式（拡散二重層理論式）

引力 fa

モンモリロナイト結晶層¸

モンモリロナイト結晶と層間に作用する力の概念

吸水前（層間水なし）

ベントナイトの主要交換性陽イオンである Na, Ca, K, Mg の個数、イオン半径、価数などに関するパラメータを用い、陽イオンの種類と組成
を考慮

吸水後

交換性陽イオンの非水和状態で
の直径

膨潤後の
結晶層間
距離
2dfinal

モンモリロナイト結晶レベ
ルの膨潤変形の評価式（当所の提案式）

モンモリロナ
イト結晶層¹

結晶レベルから観たモンモリロナイトの膨潤体積ひずみ

吸水後
吸水中
吸水前

鉛直圧

砂とベントナイトの質量比率に関するパラメータを導入し、配合割合を考慮

鉛直圧
鉛直圧
緩衝材・埋戻し材の膨潤変形とモンモリ
ロナイト結晶レベルの膨潤変形を関係づける評価式（当所の提案式）

ベントナイト砂粒子
間隙（モンモリロ
吸水により膨潤した
ナイトと石英、
モンモリロナイト
斜長石等により構成されてº 緩衝材・埋戻し材中のモンモリロナイトの膨潤挙動のイメージいる）
以上の理論式と提案式を組み合わせることにより、緩衝材・埋戻し材の膨潤評価式を提案

図2-4-2

緩衝材・埋戻し材の膨潤評価式の概念混合材料では、吸水によるベントナイトの体積膨張は30%の混合材料に対し行ったところ、ベントナイト配合

水みちとなり得る間隙を十分に充填するまでに至って率が 20%以上の試料では、間隙がベントナイトの体積膨なく、加水後も間隙が存在していることが分かる。一張により徐々に充填され、最終的には完全に間隙が充方、ベントナイト配合率 50%の混合材料の観察結果では、填されている状況が認められた。

ベントナイトが吸水により体積膨張し、それにより水

図 2-4-4 に示すように砂・ベントナイト混合材料の透みちとなり得る間隙がほぼ完全に充填されていること

水係数は、配合率が 5 〜 20%の範囲では、ベントナイトが分かる。同様の観察をベントナイト配合率 5%, 20%,

量の増加に伴い透水係数は大きく低下している。一方、

30

10−9

4000
10−10
透水係数、k（m/sec）

最大膨潤圧、Psmax（kPa）

5000

3000

2000

1000

0
0.8

10−11

10−12
1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0
初期乾燥密度、ρd0（Mg/m3）

2.2

クニゲルV1：日本・山形県産、Naを主要な交換性陽イオンとする
ベントナイトボルクレイ：アメリカ・ワイオミング州産、Na を主要な交換性陽イオンとするベントナイト
ネオクニボンド：日本・宮城県産、Ca を主要な交換性陽イオンとするベントナイトに炭酸ナトリウムを加え、人工的にNa型にしたベントナイト

10−13
0

20

30

40

50

60

ベントナイト配合率、α（％）

図2-4-4
図2-4-310膨潤評価式の適用性

砂・ベントナイト混合材料の浸透係数とベントナイト配合率の関係

砂粒子
砂粒子上の微粒子はベントナイト間隙

吸水によるベントナイトの体
積膨張は観察できるが、間隙を十分に充填するまでに至っ
ていない。

加水

最適含水比の状態

図2-4-5

砂粒子
砂粒子上の微粒子はベントナイト

加水後の状態

ベントナイト配合率10％の砂・ベントナイト混合材料中のベントナイトの膨潤挙動

吸水によるベントナイトの体積膨張により、間隙が充填されていく過程が観察できる。

間隙

ベントナイトの体積膨張により、間隙がほぼ完全に充填された状態。

加水

最適含水比の状態

図2-4-6

ベントナイトの体積膨張により、間隙が充填され
ている。

加水

加水中の状態

加水後の状態

ベントナイト配合率50％の砂・ベントナイト混合材料中のベントナイトの膨潤挙動

電中研レビュー No.40 ● 31

20%以上になると透水係数の低下の割合が小さくなる。

10−10

図 2-4-5 に例示するように、配合率 5%、10%では、間隙ナイト量の増加により間隙の充填程度は大きく変化し、したがって透水係数の変化も大きくなるものと考えられる。一方、図 2-4-6 に例示するように、ベントナイト

透水係数（m/sec）

が完全には充填されない。このような場合は、ベント
10−11

10−12

配合率が 20%以上の場合は、ベントナイトの膨潤により混合材料中の間隙がほぼ完全に充填されるので、混合10−13

材料の透水係数は 10 − 11 m/sec 以下と非常に小さく、ま

0

1000

たベントナイト量の増加に伴う透水係数の低下傾向も

2000

3000

時間（hour）_

小さくなるものと考えられる。

乾燥密度が比較的大きい場合

10−10以上に述べた透水特性および電子顕微鏡観察の結果

トナイトが膨潤により混合材料中の間隙を充填することに起因していることが明らかになった。
図 2-4-7 に、それぞれ 1.58 〜 1.62 Mg/m3 および 1.71
〜 1.79 Mg/m3 の範囲にある乾燥密度の砂・ベントナイ

透水係数（m/sec）

から、砂・ベントナイト混合材料の止水性能は、ベン
10−11

10−12

ト混合材料の透水係数と経過時間の関係を示す。これ
らの図から、ベントナイト配合率が 10、20%の場合、透水係数は 7 × 10

− 11

〜 4 × 10− 12

m/sec の範囲に、30%と

10−13
0

1000

2000

3000

時間（hour）

50%では 6 × 10 − 12 〜 1 × 10 − 12 m/sec の範囲にあること`

乾燥密度が比較的小さい場合が分かる。また、同じベントナイト配合率であれば、乾燥密度の大きい供試体の方が、その透水係数はやや

図2-4-7

砂・ベントナイト混合材料の長期透水特性

低い値になっている。
完全には間隙は充填されていなかった。このことから、各供試体の透水係数の経時変化については、ベント

ベントナイト配合率が比較的低い 10%や 20%の場合は、ナイト配合率が 50%の場合は約 3000 時間経過まで、間隙の充填程度が不十分であり、時間の経過に伴いベ30%の場合は約 1200 時間経過までの範囲で、その透水

ントナイト粒子が砂粒子間を移動することが考えられ係数の変化はほとんどないことが、図 2-4-7 の結果からる。これにより、時間経過に伴う透水係数の変化が生分かる。一方、ベントナイト配合率が 10%と 20%の場合

じたものと思われる。50%等のベントナイト配合率が比は、先の 30%や 50%の配合率の場合と比較して、やや透較的高い場合には、砂粒子間の間隙はベントナイトの水係数に変化が認められる。

膨潤によりほぼ完全に充填された状態であり、さらに

図 2-4-5、2-4-6 に示したように、ベントナイト配合率

間隙充填後もある程度の圧力を発生している状態にあが 50%の場合、砂粒子間の間隙部分を膨潤したベントナ

るため、透水係数は低く時間が経過してもその変化は

イトがほぼ完全に充填していたのに対し、配合率が 10%小さいと考えられる。

の場合には、ベントナイトの膨潤は生じているものの、

32

２−５

人工バリアの性能評価手法−処分の安全評価のための研究−
実性を解析するコードも整備した。表 2-5-1 に当所が開

2-5-1

人工バリアシステム全体の性能

人工バリア性能評価は人工バリアシステム全体およ発した人工バリア性能評価コードŒ、œをまとめた。

2-5-2

びシステム構成要素の性能を定量化し、合理的な設計

人工バリア要素の性能評価モデルと評価例

や被ばく評価のための天然バリア解析への入力データ¸

を得る目的で実施する。

ガラス固化体からの核種溶出

人工バリアシステム全体の性能は、システム構成要

STRAG4 Œ、–は、ガラス固化体中の発熱による温度分素である高レベルガラス固化体からの溶解、腐食した

布、放射性核種の濃度拡散と熱拡散、シリカ成分の溶オーバーパック容器や緩衝材中を通過する放射性核種

解反応、ガラス表面層の成長と層中の拡散、溶解したの移行挙動を、移流分散方程式を基本とした核種移行

ガラス成分と地下水成分との地球化学反応を総合的に解析で評価する。この解析を実施するにあたり、ガラ

解くコードである。

ス固化体の溶解をはじめとする構成要素の挙動、なら

ガラス固化体中での放射性核種の動きやすさは各核びに吸着反応や沈殿反応など核種の移行に影響する種の拡散係数の活性化エネルギで決まり、拡散により種々の事象の現象論的解析は、長期に渡る性能を実験

ガラス固化体表面に移動した核種は、ガラス固化体母的に示すことの限界から不可欠であり、システム全体

材ホウケイ酸ガラスマトリクスの溶解に伴い周辺地下解析のパラメータ条件の妥当性を示すなどの支援的な水に溶解する。その後一部の核種は地下水成分との沈役割を担う点でも重要である（図 2-5-1）。

殿反応により、地下水中濃度が溶解度と等しくなる。

当所では、システム構成要素の性能を解析するに際従って、ホウケイ酸ガラスの溶解挙動の記述がガラスし、処分場条件下で起こることが想定される地球化学

固化体からの核種溶出を定量的に表す際に重要となる。

的反応を考慮できる解析手法を開発し、高レベル廃棄

ホウケイ酸ガラスの溶解モデルは、その主成分であ物を対象とした人工バリアシステム要素の性能評価をる二酸化ケイ素の溶解機構を説明した遷移状態理論に実施するとともに、他の廃棄物の処分システム性能評

基づく一次反応速度式に、実放射性ガラスを用いた浸価への応用も試みつつある。同時に人工バリアシステ

出試験の結果—を基に、経験的な補正項を加えた溶解速

ム全体性能を評価する移流分散コード、ならびに入力

度式で表した。この溶解速度式ではガラス周辺の地下パラメータの頻度分布を考慮したシステム性能の不確

水中ケイ酸濃度が飽和濃度に近づくにつれて、溶解速度が補正項である長期溶解速度に近い値となる。本コードは地下水中ケイ酸濃度を地球化学平衡計算で求め、人工バリアシステムの性能評価の特徴
経験のない長期間が対象

データの範囲全てを知ることの限界

実証試験に限界

安全側のデータ設定

ナチュラルアナログによる補完
ガラス固化体の例（１千万年）
鉄の腐食（100余年）
緩衝材の安定性（鉱山の例）

計算機シミュレーションの必要性

図2-5-1

過度に安全側の設定
非現実的答え
合理的判断

合理的判断のためには重要な現象の理解が必要

人工バリアシステム性能評価の特徴

表2-5-1

当所の人工バリア性能評価コード
コ

ー

ド

名

略

称

ガラス固化体溶解挙動解析コード

STRAG4

オーバーパック容器腐食挙動解析コード

CRANP

緩衝材中核種移行解析コードGESPER

人工バリア安全評価コード

RAPRAN

人工バリア性能不確実性解析コード

IMUPAS

電中研レビュー No.40 ● 33

A

地下水中の溶存酸素による均一腐食反応

上記の溶解反応に加え、ガラス成分の溶解に伴い表B

地下水成分の放射線分解で発生する酸素の影響面に成長する変質層の成長とその中での拡散による物

C

低酸素濃度条件での水還元型腐食反応

質移動もモデル化した。また、ガラスの溶解の進展にD

処分場内の温度変化を考慮した拡散係数の変化

溶解速度にフィードバックしている。

伴い、固化体の表面積が減少する影響も考慮している。

オーバーパック腐食の解析結果を腐食量を時間の関さらに固化体周囲のオーバーパック腐食生成物へのケ数として図 2-5-3 に示す。腐食量は 1,000 年間でおよそ 2

イ酸吸着の効果や鉄イオンとの共沈効果も地球化学平〜 4cm であり、殆どが水還元型の腐食反応に起因し、衡反応として取り入れることも可能である。

溶存酸素による腐食は 1,000 年間で僅か数 mm である。

同コードは種々の実験室データとの比較解析から、モ

水素発生型腐食を水の還元と鉄の溶解反応それぞれをデルやコード内で用いる定数の妥当性を確認した–、“。

電極反応と捉えた場合の反応速度式の定数の設定によ試算によれば、ガラス固化体は処分場温度が 90 ℃でり、腐食量に約２倍の相違が現れる。腐食量は、短期

Œ、–、‘一定という条件でも 5 万年以上（図 2-5-2）、また、の室内試験による腐食速度 5 〜 6 μ m/y ‘の外挿による地層の温度と同程度の 30 ℃では 100 万年程度の寿命が推定値と調和するが、腐食生成物による抑制効果を考期待できる可能性が示されているŒ。

慮すれば、より小さい値となる可能性が高い。また、

このような極めて長期の溶解寿命は、処分後 1,000 年–

水還元型の腐食反応は 400 年後以降は定常状態となり、間には固化体の発熱による影響がなくなり 、固化体の一定となった腐食速度から、25cm の厚さ ’を想定した

溶解開始時点ですでにケイ酸濃度が飽和溶解度に達す

オーバーパックの全面腐食寿命を推定すると，反応速るために、ガラスの溶解が極めて小さい長期溶解反応

度定数の設定により 17,000 〜 90,000 年となる。

速度のみで決まることによる。
º¹

オーバーパック容器の腐食寿命解析

緩衝材中の核種移行解析
圧縮したベントナイトを想定した緩衝材領域では、

CRANP Œはガラス固化体の周囲のキャニスタあるいはオーバーパックが地下水と接触することにより起こ

拡散が物質移行のメカニズムとなる。従って拡散方程式が緩衝材中の核種移行解析の基本方程式となる。

る金属腐食挙動を解析して、容器の封じ込め性能を評

一方、ヘンリー吸着を仮定して吸着の程度を表す分価するコードである。鉄の腐食反応と金属材料表面で配係数は単純で計算コードでの扱いが簡易という利点の電極反応を考慮し、以下の反応をモデル化してある。

があるが、化学条件の変化を追従できず、環境条件の変化に伴うパラメータの変動を考慮できない。GESPER
は核種と緩衝材との吸着反応機構として、表面錯体生

100

成反応、イオン交換反応を考慮し、それぞれの反応と処分場
地下500mのケース

オーバーパック厚25cm
10-2

10

かなり厳しい条件で計算しても1万年で約1/100しか溶けない

10-3

10-4

10-5
10-1

101

102

103

1
全面腐食に対する

オーバーパック寿命
0.1

最大の特徴：
現状で考え得る殆どの影響を網羅
100

腐食厚さ（cm）

廃棄物ガラスの溶けた割合

10-1

全量が溶けるとこの線になる

104

105

0.01
100

処分後年数

図2-5-2

34

STRAG4によるガラス固化体溶解
挙動予測試算例

図2-5-3

電極反応速度式の定数値の幅による漢籍結果の変動範囲
101

102
103
処分後経過年数

104

105

CRANPによるオーバーパック容器
腐食挙動予測試算例

移流・拡散挙動とをカップリングした解析が可能であた、人工バリア周辺岩盤や天然バリア領域の解析にもる。従って、環境条件や時間に伴う吸着の程度の変化対応できる。

’

を解析に取り入れることができる 。

これまでに、人工バリアからの核種漏洩挙動に対する核種の固体表面への吸着反応を、水溶液中での錯体

液相および固相での溶解度の同位体分配の影響、緩衝材

生成反応に見立てた表面錯体生成反応モデルは、一般

外側の境界条件や周辺岩盤中地下水流速の影響、溶解度的な元素の鉄鉱物や土壌への吸着を対象として研究さ等のパラメータの変動の影響、緩衝材の分配係数や間隙

れてきた

÷、◊

。しかし、現状緩衝材の材料として有望視率等の時間変化の影響把握に用いているŒ、‡、‚、„。

されているベントナイトを対象とした表面錯体モデルに必要なパラメ−タは希少なため、Np や Pu 等の吸着

2-5-4

人工バリア性能の不確実性解析

データを取得した上で解析を行い、同コードの適用性を検討してきた “、ÿ〜‡。分配係数を用いた評価の妥当モデルやパラメータの不確かさにより、ガラス固化体

性を確かめる一手段として、表面錯体生成反応モデルの溶解寿命が評価モデルや入力パラメータ設定により異による Np、Pu、およびイオン交換モデルによる Cs のなったり、ベントナイトの種類や環境条件により核種の拡散挙動の詳細解析と、分配係数による簡易解析を比分配係数が幅広く分布する。人工バリアシステムの性能較検討した。

や仕様を検討する上で、パラメータの分布を考慮するこ

その結果、緩衝材からの核種漏洩の立ち上がりに、とで、評価結果の幅と確率の議論が可能となる。

数値解法上の原因と思われる差が見られたが、定常フ

当所の IMUPAS ‰コードは、人工バリアシステム領域

ラックスはほぼ等しくなり、一定値の分配係数しか取の核種移行を解析解で求め、解析解コードに入力する

り扱えないモデルでも正しい値の入力により、妥当なパラメータをその分布関数から LHS 法で抽出して繰りŒ

結果が得られることが確認できた 。

返し計算することにより解析結果を分布の形で得ることができる。

2-5-3 人工バリアシステム全体の性能評価

図 2-5-5 はガラス固化体の溶解寿命、人工バリア内部
地下水中の核種溶解度、緩衝材への核種吸着分配係数

分配係数を用いた計算の妥当性に基づく一次元移流の分布関数を想定し、人工バリア領域からの核種漏洩

分散コード RAPRAN ·は、移行現象を詳細にモデル化

フラックスの最大値と緩衝材厚さの関係を試算した結しない点で機動性に富み、種々の条件での人工バリア

果である。

システムからの核種漏洩挙動の計算が可能である。ま

2.0×104

毒性指数（−）

毒性指数の最大値（−）

プロットは表面錯体またはイオン交換、
実線は分配係数による計算結果

同図には得られた漏洩フラックス最大値の分布の中

1.5

1.0
分布の平均値

0.5

0.0
0

GESPERによる緩衝材からの核種漏洩挙動の解析結果（吸着モデルの違いによる比較）

20

40

60

80

100

緩衝材厚さ（cm）

処分後経過年数

図2-5-4

分布の＋3σ

図2-5-5

IMUPASコードによる緩衝材厚さと漏洩フラックスの関係の試算結果

電中研レビュー No.40 ● 35

心値と +3 σ（分布の 99.5%が含まれる範囲）を示した。

メータのばらつきによるバリア性能の不確実性を評価

両者とも緩衝材の厚さの増加に伴い減少し、凡そ 30 cmするコ−ドを開発し、今後の評価に備えた。地下深部程度以上では漏洩フラックスの減少の程度が小さくなの現象の正確な把握をはじめとして、今後解明すべきり、核種漏洩低減の観点からの最適な厚さへのパラメ

点が残されているが、開発した手法に適切なパラメーータ分布の影響は小さいことが示されたœ、‰。

タを組み合わせることにより、概略の安全評価が可能

これまでに人工バリアシステム要素ならびにシステと考える。

ム全体の性能解析を目的とした核種移行シミュレ−シ

一連の評価コードは、今後の TRU 廃棄物処分システ

ョンコ−ドを開発し、その時点で入手可能なデータをム性能評価に向けて拡張改良する。同時に逐次得られ基に人工バリアシステムの性能評価を行い、入力パラ

る知見を基に、上記評価を実施する。

２−６

天然バリアの性能評価手法−処分の安全評価のための研究−

高レベル放射性廃棄物地層処分の安全性を評価するた

前述の高レベル放射性廃棄物地層処分の事業化研究にめには、人工バリア性能評価に引き続き、人工バリアか

おいては、代表的な地質条件として、花崗岩地域では簡ら放出される核種の天然バリアとなる岩盤中での移行挙略化した二重間隙モデルを用い、堆積岩地域では各地層動を評価するという天然バリア性能評価が必要となる。

を一定の物性値で代表させる多孔質媒体モデルを用いた

そのためには、核種の移行媒体となる岩盤の水理地質構がÂ、Ê、より現実に近い状況をシミュレートできるスメ

造を適切にモデル化すること、構築された水理地質モデ

アード割れ目モデルÁ、Ëや同一地層中の物性値のバラツ

ル中の地下水流動を評価すること、そして地下水とともキも考慮できるモデルÈ、Íの構築・検証を進めている。

に移行する核種の移行を評価することが重要となる。本節では、当所におけるこれまでの天然バリア性能評価手

2-6-2

岩盤中地下水流動解析手法法の開発・検証・高度化の状況について紹介する。
構築された水理地質モデルに対して地下水流動解析

2-6-1

水理地質構造のモデル化を行うことになるが、当所ではこれまで、異方性多孔質媒体モデル、スメアード割れ目モデル、離散割れ目

現在、岩盤中の地下水流動や核種移行評価のための媒体モデルは、結晶質岩を対象とした亀裂性媒体モデ

モデル、二重間隙モデルによる地下水流動解析手法の開発、検証を行ってきたÁ、Ë、Î、Ï。

ルと堆積岩を対象とした多孔質媒体モデルとに大別さ

岩盤中の割れ目を効率的に評価できるスメアード割れる。さらに、亀裂性媒体モデルは、実際の割れ目のれ目モデルは、スウェーデン原子燃料廃棄物管理会社

性状やそのモデル化手法に応じて、図 2-6-1 に示すよう（SKB）との共同研究の中で一貫して行っているエスポに異方性多孔質媒体モデル、スメアード割れ目モデル、地下研究施設を利用した長期揚水試験Á、Ìやトンネル掘

離散割れ目モデル、二重間隙モデル、割れ目ネットワ

削に伴う岩盤中の間隙水圧低下現象Ë、Óに適用し、本手ークモデル、チャンネルネットワークモデルに細分さ法が有効であることを示した。さらに、トンネル掘削れる。多孔質媒体モデルにおいても、各地層を一定のに伴う水圧低下現象に対しては、図 2-6-2 に示すように物性値で代表させるモデルの他、各地層の異方性や深割れ目帯周辺のグラウトを考慮することにより、トン度依存性を考慮できるモデル、さらに同一地層中の物

ネル周辺の地下水流動をよりよく表現できることを明

性値のバラツキを考慮できるモデルもある。

らかにした。さらに、地下水の温度や塩分濃度を考慮

36

_

異方性多孔質媒体モデル`

スメアード割れ目モデル

a

b

c

d

離散割れ目モデル

図2-6-1

二重間隙モデル

割れ目ネットワークモデル

チャンネルネットワークモデル

種々の亀裂性媒体モデルできるようにモデルの高度化を進めている。

マトリックス拡散、吸着（あるいは収着）、崩壊連鎖、

多孔質媒体であっても、物性値、とりわけ透水係数

分解の現象をモデル化している。特に、SKB との共同が空間的に分布するような場においては、クリギング研究で実施している原位置試験では、単一割れ目を対等により確率論的にその不均一性を評価する手法を開象として、吸着性トレーサの挙動を流れの不均一性を

発しÈ、それを SKB で実施中の割れ目を通しての非吸着考慮し、さらにマトリックス拡散や割れ目表面吸着を

Í

性トレーサ試験にも適用している 。

考慮して評価しているÍ、Ô。図 2-6-3 はエスポ地下研究施設において単一割れ目中の KXTT4 孔に種々の放射性2-6-3 核種移行解析･評価手法

トレーサを注入し、それを周辺ボーリング孔である
KXTT3 孔から揚水した場合に得られた破過曲線を解析

地下水流動解析結果を踏まえ、地下水の流れに沿っ結果と比較した図である。この図から、割れ目内の透た放射性核種等の溶質の移行挙動解析手法を開発・検水性の不均一性のほか、吸着指標である岩盤マトリッ

証している Í、Ï、Ô。溶質移行においては、移流、分散、クスの分配係数と割れ目表面における分配係数を考慮

電中研レビュー No.40 ● 37

トンネル

エスポ島

1000m

2500m
2000m

¸

解析領域と解析メッシュ

40
Case1
Case2
Case3
Case4

dh（mh2o）

30

20

10

0

−10
0

¹

120

240

360
480
経過時間（日）600

720

解析結果（dhは全水頭の実測値と解析結果との差の全観測区間における平均、
Case１とCase２はトンネルおよび立孔の境界条件をそれぞれ大気圧開放、流出量の実測値に設定、Case３とCase４は、それぞれCase１、Case２でグラウトによる透水係数の低減効果を考慮）

図2-6-2

エスポ地下研究施設におけるトンネル掘削に伴う水圧低下に関する解析することにより、原位置試験結果を評価できることがわかった。

ている、Ò。
以上のように、地下水中の溶質移行評価においては、

最近、地下水に本来含まれている成分を天然のトレ

人工トレーサを使用して評価する手法だけでなく Í、Ô、ーサとして、地下水流動の検証を行おうとする試みも天然に存在する水質成分、溶存ガス、Ò、微量元素Ú等

なされている。特に、図 2-6-4 はエスポ地下研究施設のを利用する手法が、近年多用されている。

トンネル掘削により周辺地下水の水質が経過時間とともにどのように変化するかを評価したものであり、こ当所では、国内での小規模な原位置試験や国外でののような手法を用いることにより、地下水流動だけで本格的な地下研究施設を利用しながら、天然バリア性はなく、溶質移行現象も同時に評価できる。図では、能評価に関する手法の開発・検証を行っている。さら特定の水質成分ではなく、水質の主成分分析から推定に、現場調査や室内試験による補完により、来るべきされた起源水のトンネル掘削前後の分布について示し

高レベル放射性廃棄物の処分候補地等の選定に際して、ている。同様な観点から、当所独自の地下水中の溶存

天然バリア性能を適切に評価できるよう、一層の改ガスを利用して地下水の年代や地下水の混合を評価し良・高度化を進めていく予定である。

38

30

Loog10 T（m２/sec）
25

Y（m）

20

15

10

5

0

0

5

¸

10

15
20
X（m）

25

30

単一割れ目内の透水量係数Tの空間分布

107
実測計算

トレーサー量（Bq/hr）

106
105

HTO
Na-22
Rb-86
Cs-137
Ca-47
Sr-85
Ba-133

104
103
102
101
1

10

100

1000

10000

経過時間（時間）¹

KXTT4孔から注入した揚水孔KXTT3孔におけるトレーサの破過曲線

図2-6-3

バルチック海水

雨水

8000

エスポ地下研究施設における単一割れ目中のトレーサ移行解析

3000

7500
7000

2500
6500
6000
5500

2000
1500
1000

トンネル掘削前

図2-6-4

バルチック海水

雨水

8000

3000

7500
7000

2500
6500
6000

2000
1500
1000
5500

トンネル掘削後

エスポ地下研究施設におけるトンネル掘削に伴う周辺地下水の水質変化

電中研レビュー No.40 ● 39

第

章

3

TRU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、

5

4

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

10

3

2
20

する必要がある。

30

40

50
2θ
（度）

60

70

1

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

3-2-1

¹

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

44

10-2

10
8

10-4

pH

（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

14

6
10-6

4
2

10-8
2

4 6 8

2

4 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
pH

0

10
100
1000
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）

106
105
104
103 6 8

2

4

6 8

10
100
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、

2

10

1

10

0

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3-2-3

HFSC

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。

_

0

10-8

10

10-9

100

10-10

2000
10-11
10-12

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

10-14

0

100

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

`

10-8

300

400

500

0

10

100

10-9
10-10

1000

10-11

2000
5000
10000

10-12

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

0

100

200

300

400

500

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。

電中研レビュー No.40 ● 47

第

章

4

低レベル放射性廃棄物処分

第４章

低レベル放射性廃棄物処分 ● 目次

我孫子研究所構造部

主任研究員

広永

道彦

我孫子研究所地質部

上席研究員

馬原

保典

我孫子研究所高レベル・TRU廃棄物処分技術課題推進担当

河西

基

４−１

コンクリートの長期劣化…………………………………………………………………………………………………51

４−２

地下水流動の調査・評価…………………………………………………………………………………………………52

４−３

総合安全評価手法…………………………………………………………………………………………………………54

広永 道彦（1983年入所）
放射性廃棄物処分におけるセメント固化体
等の廃棄体の健全性評価、コンクリートの耐久性評価研究を一貫して実施。バックエンド
全般の廃棄物処分や使用済燃料貯蔵に関する研究に従事。平成5〜6年に日本原燃ñに出向し、第2号埋設施設の設計、安全評価に関わ
った。

河西

50

基（８ページに掲載）

馬原 保典（1974年入所）
定年まであと8年、今でもまだまだ現役をモットーに。地下水に溶けたヘリウムやその他の希ガスを質量分析器で追いかけ、深層地下水が発信してくるかすかな情報を基に地下水の生まれや年齢を推定する手法の確立を目指す地下水探偵団。

４−１

コンクリートの長期劣化処分施設における核種移行抑止のための「人工バリ４ア」として、コンクリートに要求される性能は、A作

凡例：溶液濃度10％浸漬試験体：溶液濃度 5％浸漬試験体

用する土圧等に対する耐力、B放射性核種の生活圏環

10％

3

境への移行を抑止するために、処分施設内への地下水

深の浸入を極力抑える止水性能、C仮に地下水が処分施設内に浸入した場合に核種の移行を遅延させる核種収

さ
2
（mm）

∏

着性能、である 。

5％

放射性廃棄物処分施設の特徴は地中に埋設するため、
1

通常のコンクリート構造物と異なり保守・補修が困難なことである。そのため、できるだけひびわれ等の劣化が生じないような設計、あるいは対策を講じる必要

0

がある。

5

10

15

20

浸漬期間（day）

放射性廃棄物処分施設を構成するコンクリート材料には、通常の土木・建築材料としての検討以外に、上

図4-1-1 エトリンガイドの浸透深さと浸漬期間の平方根との関係（S/Al）

記A〜Cの役割ができるだけ長期に亘って維持できるための検討、また、それらの役割を著しく低下させる現象に対する検討・対策が必要となる。

ント比 150 〜 300 ％のモルタル試験体を用いて透気試験

本研究の目的は、放射性廃棄物処分施設を構成するを実施した。その結果、材齢の影響、配合の影響およ

コンクリートの人工バリア性能を適切に評価するため

び細孔径分布の影響を把握し、飽和状態におけるモルに、処分環境下で生じることが予想される劣化作用にタル試験体のガス透気特性を把握した∫､ª。

対して、Aその劣化・進行程度を明らかにすることと、Bそれらの作用が生じた場合の人工バリアとしての核4-1-2

長期止水性能評価手法の開発

種移行抑止機能を評価できる手法を開発すること、である。

放射性廃棄物処分施設は保守・補修が困難なことから、人工バリアとしての機能が、どの程度維持できる

4-1-1

コンクリートの劣化作用か？

という機能評価手法の確立が必要となる。

そのため、当所では処分施設が置かれる環境条件をA考慮して、作用すると考えられる劣化現象をモデル化

化学的劣化に対する耐久性評価
地下水等に含有される酸・塩類に対する化学的劣化試

して、長期に亘る透水係数の評価が可能な手法を構築

験を行い、時間と劣化深さとの関係を整理した。その結した。また、ひびわれおよび化学的劣化の進行を考慮

果、硫酸ナトリウムに対する時間と劣化深さは、時間のした長期止水性能評価手法を開発し、その手法を用いπ

平方根と比例関係にあることを示した（図 4-1-1） 。

て、良質な材料の選定、入念な施工を行えば、透水係

B ガスの透気特性評価

数は長期に亘っても、大幅に低減しない可能性がある処分施設内で水素ガスが発生した場合のことを想定

ことを示した（図 4-1-2）º。

して、コンクリートからの透気特性を検討した。処分
施設は地下水によって飽和することが考えられること

以上のような研究成果を蓄積することにより、コンから、飽和状態におけるコンクリートの透気特性を把クリートに人工バリアとしての長期耐久性が期待でき握する必要がある。当所では、飽和状態にした水セメ

るようになると、岩盤等、天然バリアの核種閉じ込め

電中研レビュー No.40 ● 51

機能に裕度ができる。すなわち、簡易な設計・安全評

10−4

価およびコスト低減に寄与することができる。
また、今後の TRU 廃棄物および高レベル廃棄物処分施設の立地選定に際しても、裕度のある選定に寄与す10−5ることができる。
透
水係

放射性廃棄物処分におけるコンクリートの耐久性に

10−6

関 す る 研 究 は 、 経 済 性 を 意 識 し な が ら 「 材 料 研 究 」、

数

「設計検討」、「安全評価」との相関性を踏まえながら実ｋ（cm/sec）

施する必要がある。当所では、いずれの分野でも研究10−7

者がそろっており、上記のような意識の下で実施できる唯一の研究機関であると認識している。
今後は、処分環境条件を考慮したセメント溶解に伴
10−8
0

100
経

図4-1-2

200
過

年

300

数（年）

等の閉塞現象を取り入れた止水性能評価手法の高度化を行う。

透水係数の経時変化

４−２う、セメント鉱物の変質と 2 次生成鉱物によるひびわれ

地下水流動の調査・評価

発電所の運転に伴い発生する低レベル放射性廃棄物¸

地下水の起源は、地下施設に埋設される予定である｡すでに、濃縮廃浅層地下水は最近の降水を起源としており、深部に液をセメント等で固めた廃棄物は埋設作業が進められは古い海水を起源とする塩分濃度の高い地下水が存在ており、金属廃棄物を主体とする雑固化体埋設用の施し、サイト全体としては浅層地下水と深部の塩水との設建設も進んでいる。今後は、放射性核種濃度の比較

混合で地下水が作られている（図 4-2-1）｡

的高いものを地下 50 から 100m の深度に埋設できるよう、
サイトの地下水調査が検討されており、今まで以上に深部までの地下水の流動状況を詳細に調査することがδ18O（0/00）−10 −9 −8 −7 −6 −5 −4 −3 −2 −1

求められている｡−10

このような背景の下、地下水の起源や地下水の滞留時間を基に地下水の流動特性や地下水の鉛直方向の分
布と地下水構造を明らかにすること、を目的として研究を実施した｡

浅層地下水
河川水

18
＋
18 O
δ
8・
D＝
δ

−20
−30
−40
−50

地下水の起源を知るために溶存イオン量、安定同位δD（0/00）−60

体、溶存希ガス濃度と同位体比を測定し、サイトにお深層地下水

いて連続的に計測されている、間隙水圧等のデータと

−70
−80

も比較をしつつ、地下水の涵養域と流出域の区分や、地下水の涵養機構と浅層地下水の浸入深度等を評価し、サイトの地下水流動概念モデルを作成した｡

52

図4-2-1

サイト内の浅層・深層地下水および降水の
環境同位体（δD、δ18O）の分布

¹

10−11

浅層地下水の浸入深度
降水を起源とする浅層地下水には、大気起源のトリチウムが含まれている。深度方向にトリチウム濃度と（EL.−40m）

トリチウムがβ壊変して生成されるヘリウム− 3（3He）

過剰3He量（ccSTP/g）10−12濃度を調べると、1960 年代前半の冷戦時代に米ソによ
人為的トリチウムの影響により3Heが増加した範囲って行われた大気圏内核実験の影響によってトリチウ
ム濃度が上昇した範囲と、自然状態で地下深部から供天然起源の3Heの付加による増加範囲

10−13

給される天然起源のヘリウム− 3 濃度分布とを分離する
ことができ、海抜− 30 ｍから− 40m の範囲に、最近の天然トリチウムレベル10TR

降水を起源とする地下水の侵入深度が存在することが天然トリチウムレベル5.5TR

判明した（図 4-2-2）｡

10−14

º

地下水流動概念モデル
地下水の水質分布、地下水の起源、地下水の滞留時

10−15間および浅層地下水と深層地下水の鉛直方向の分布を
50

0

−50

−100

−150

−200

−250

基に地下水の流動概念モデルを推定することができた

採水深度（EL. m）（図 4-2-3）。浅層地下水は数十年のオーダーで循環して浅層・深層地下水中の過剰3He量と天然トリ
チウムレベルおよび採水深度との関係（人為的トリチウム起源による3He量の増加領域と天然起源3Heによる3Heの増加領域）

おり、深部に行くほど地下水の滞留時間は長くなり、
海抜− 100 から− 50 ｍより深い部分には、変質した海水を起源とする滞留時間も 1000 年以上に達する非常に流れが遅い塩水が存在する｡

降
雨
量
EL50m

蒸
発
散
涵
養
量

地下水涵養域

0

地下水面
直接流出量
地下水流出量
沢

尾駮沼
流出地下水

標高（EL. m）

図4-2-2

最近の降水の混入域

地下水は比較的
流動性が高い-40m
比較的古い降水を起源とする地下水域
地下水年代（102〜103年）

若干の地下水流動
は存在する

-100m
非常に古い降水を起源とする地下水と海水の混合域
地下水年代（103〜105年）

地下水の流動は、ほとんどない-150m

図4-2-3

地下水の流動概念モデル

電中研レビュー No.40 ● 53

４−３

放射性廃棄物地下埋設処分の安全評価において、地下

総合安全評価手法
表4-3-1

水移行経路は最も重要な評価シナリオの一つである。す電中研の主要な放射性廃棄物処分バリア性能
評価コード

なわち、固型化された廃棄体に地下水が直接接触する段要

階に至り、放射性核種が地下水中に漏出あるいは溶出し、ガラス固化体STRAG4

ガラス固化中の核種の移行を評価する

オーバーパック

CRANP

オーバーパックの腐食速度等
を評価する

緩衝材

GESPER

緩衝材中の核種の移行を評価する

人工バリア全体

RAPRAN

人工バリア全体の性能を容易
に評価する

地下水流動

GMF
（FEGM）

割れ目系岩盤（地盤）中の地
下水の流れを評価する

熱〜地下水

CHGR

岩盤中の熱と地下水の連成挙動を評価する

核種移行

RMF（FERM）

割れ目系岩盤（地盤）中の移行を評価する

被曝線量

FORADO

食物連鎖等による被曝線量を
評価する

素

コード

内

地下水を媒体として処分施設から周辺の地盤中を移動し、人
工

その一部が人間環境に到達して被曝の原因となる。
このような地下水移行シナリオに関して、特に、低バレベル廃棄物処分では浅地中の飽和〜不飽和領域が、リ
ア

また高レベル廃棄物処分においては割れ目や破砕帯を有する深層岩盤中が、地下水流動と核種移行の場となる。
そこで、当所においては、これらの現象を精度良くかつ実用的に解析・評価するとともに、それらの結果
天
然
バ
リ
ア

をもとに人間への影響（被ばく線量等量）を合理的に評価するためのバリア性能評価手法（処分移設の人工バリ
ア（主として高レベル廃棄物を対象）、天然バリア（周辺地盤）中の地下水流動・核種移行挙動および被曝線量評
価から主に構成）の開発解析コードの体系化整備を図っ

生活圏
牛乳

食物

水

摂取・吸収 （内部被曝）
摂取・吸収

不飽和層

第四紀層

海・河川
海産物

飽和層
土壌中地下水流動解析モデル（FEGM、
SMART-G）
土壌中核種移行解析モデル（FERM、
SMART-R）

第三紀層

割れ目・破砕帯

岩盤中地下水流動・核種移行解析モデル（GMF・RMF）

処分施設
核種漏出（SMART-R）

熱・地下水連成解析モデル（CHGR）

図4-3-154

バリア性能評価/安全評価コード体系の概念図

総
合
安
全
評
価
手
法
︵
Ｓ
Ｙ
Ｓ
Ａ
︶

容

FEGM

FERM

GMF

RMF

CHGR

SYSA

DASH

SMART

FORADO

サイト内外におけるモニタリング情報

地下水・核種移行の解析

被曝線量評価

環境情報のデータベース化

地下水・放射性核種
移行特性の把握より高い安全性と合理的な運用の追求

サイト周辺地域の環境調査データ
現場・室内試験結果

社会情報・解析結果
FEGM
FERM
GMF
RMF
CHGR

図4-3-2：土壌中地下水流動解析モデル：土壌中核種移行解析モデル：割れ目系岩盤中地下水流動解析モデル：割れ目系岩盤中核種移行解析モデル：熱・地下水連成解析プログラム

総合安全評価システム（SYSA）の構成てきた。表 4-3-1 は、当所における主なバリア性能評価

これらのバリア性能評価手法や総合安全評価システ

コードの一覧であり、また図 4-3-1 はバリア性能評価コ

ムの研究成果は、日本原燃ñおよび電気事業による青ード体系の概念を示したものである。さらに、図 4-3-2

森県六ヶ所村における低レベル放射性廃棄物埋設施設

は、コンピュータシステムを用いて統合化した総合安の第１期（均一固化体を対象）および第２期（雑固体を対全評価システム（SYSA）であるæ､ø。

象）の事業許可申請支援等に反映されている。

電中研レビュー No.40 ● 55

第

章

5

解体廃棄物処理・処分・再利用

第５章

解体廃棄物処理・処分・再利用 ● 目狛江研究所原子力システム部

５−１

解体工事の環境影響評価手法

５−２

再利用技術

部長

松村

哲夫

狛江研究所原子力システム部

上席研究員

服部

隆利

我孫子研究所構造部

上席研究員

尾崎

幸男

……………………………………………………………………………………………59…………………………………………………………………………………………………………………60

松村 哲夫（1977年入所）
軽水炉の炉心特性解析など燃料・炉心研究に従事する一方で、バックエンド研究として使用済燃料の貯蔵時の臨界安全解析、貯蔵時の燃料健全性評価並びに廃止措置研究に取り組んでいる。廃止措置研究では原子力プラン
ト内の金属材料やコンクリートの放射化計算を専門とするが、放射化材料の切断時の粉塵の発生量評価および環境影響評価まで幅広く担当している。

尾崎 幸男（1978年入所）
使用済燃料等の輸送・貯蔵研究室長を経て、平成5年より原子力推進室、平成9年より原子力政策室において原子力施設の廃止措置を含むバックエンド対策に取り組む｡平成10年よりバックエンドプロジェクト、平成12年より構造部において、解体廃棄物の再利用研究に重点を置いた研究を実施するとともに、大型
解体廃棄物等の輸送研究も含めた廃止措置対策研究を実施している｡

58次

服部 隆利（1986年入所）
中性子計測による廃棄物中のα放射能評価
作業環境中の空気中のラドンによる被ばく評
価などの研究を経て、放射線モニタリング時の妨害となる周辺環境中のラドン挙動の解明に従事。現在は、主に、廃止措置時に発生す
る解体廃棄物の区分評価手法および廃止措置
工事時の環境影響評価に係る研究に取り組ん
でいる。

５−１

解体工事の環境影響評価手法

原子力発電所の廃止措置を円滑に進めるためには、

種々のパラメータを変化させて発生する粉塵や水中浮

解体時の安全性の確保はもとより、大量に発生する解遊物等の形態・発生量を測定する試験を計画している。

体廃棄物のクリアランスレベル（放射性廃棄物として扱∏

気中熱的切断パラメータ試験

う必要のない放射能レベル）の検認など、微量放射能評π

水中熱的切断パラメータ試験

価技術を確立するとともに、解体廃棄物の再利用や減∫気中機械的切断試験

容も含めた処理・処分、蒸気発生器等の大型放射性廃ª

水中機械的切断試験

棄物の輸送が合理的に行われる必要がある｡
現在、国および電気事業では、平成 10 年 3 月 31 日に併せて、粉塵等の形態・発生量を発生の機構論から検討し、出来るだけ汎用的に利用できる評価モデルを

約 32 年間に亘る運転を停止した、わが国最初の商業炉構築するための以下の研究も進めている。

である｢東海発電所｣の廃止措置、具体的には平成 13 年º

気中切断評価モデル構築

度の｢解体届け｣および平成 20 年ごろの｢解体開始｣に向Ω

水中切断評価モデル構築

けた法制度・技術両面からの各種検討を行っている｡

これまでに、気中のプラズマ・アーク切断試験を行当所においては、平成７年度より放射性廃棄物の区

い、切断時の発生粉塵の生成過程を調べ、切断材料の分評価・簡易処分・再利用研究を継続して行ってきて金属元素の蒸発と凝縮が、主な粉塵の発生機構である

おり、平成 10 年度からは解体工事の環境影響評価手法、

ことを明らかにした。また、粉塵と母材の元素組成比

微量放射能監視システムの開発を実施している｡さらに、

較により、ステンレス鋼の切断の場合には、環境影響平成 12 年度より大型解体廃棄物の輸送システム研究に評価上で重要な放射性物質である Co（Co60）の粉塵中のも着手している｡商業用原子炉の廃止措置工事において割合は、母材と同等以下であることが分かった。また、は、原子炉施設の容器・配管等の切断に際し気体状、粉塵の発生の機構を解明するため、切断時の温度測定

浮遊粒子状の放射性物質が発生する。このため、解体技術を確立し、切断部の温度は切断条件によらず約時に発生する放射性物質の形態・発生量やフィルター1,700 ℃であることを確認した。

等の回収設備の性能等を明らかにし、環境への影響を評価することが重要である。

5-1-2

このため当所では、粉塵・水中浮遊物の発生、フィ

粉塵挙動、回収設備試験および評価
モデル構築

ルタ等の回収処理などの段階に分けて、環境影響評価
手法を平成９年度より平成 18 年度までの 10 ヶ年の計画発生した粉塵の環境への放出を防止するため、切断で構築し、評価方法をとりまとめたハンドブックを作時にはグリーンハウスと呼ばれる拡大防止囲いが設置成する計画である（図 5-1-1）。

される。さらに、排気は高性能の HEPA フィルターな
どで粉塵の放出が防止される。また、発生した水中浮5-1-1切断試験および評価モデル構築

遊物は廃液処理設備で環境への放出が抑制される。これらの設備の性能を確認するため、以下の試験とモデ

容器・配管等の切断にも、気中での切断、水中でのル構築を実施している。

切断などがあり、切断方法もプラズマアークやレーザ

æ

粉塵挙動、回収処理装置試験

ーなどの熱的切断、ソーやカッターなどの機械的切断

ø

粉塵挙動、回収装置、処理設備評価モデル構築があり、発電所の炉型や切断箇所によって使い分けら¿

廃液処理設備試験れられる。

グリーンハウスでは周囲よりも空気圧を低くし、粉このため、本研究では、汎用的な評価を目的として塵などの漏洩が起きないように設計される。しかし、以下の切断試験を実施し、切断速度や切断材料など

部分的に圧が高くなる場合に備えて、模擬グリーンハ

電中研レビュー No.40 ● 59

ウスによる粉塵漏洩挙動確認試験を実施し、漏洩条件への影響について、次の研究を進めている。

（漏洩口仕様、内部圧力）による漏洩量を明らかした。

¡

環境影響評価これまでに、代表的な（最も厳しい）事故事象、放射5-1-3

環境影響評価性物質の主要移行経路、対象核種の検討を行った。今後、各種試験や評価モデルの構築を進め、廃止措置時における環境影響評価手法を確立していく。

上記の試験、評価を総合化して、発電所の周囲環境

平常時および事故時
建屋c) 粉塵の移行・沈着

汚染防止バリアe) 環境移行
局所フィルタ

建屋フィルタb) 粉塵・水中浮遊物発生
粉塵
表面汚染d) 回収処理

水中浮遊物
炉内構造物
a) 残存放射能敷地境界

図5-1-1

廃止措置工事環境影響評価の全体フローにおけるポイント

５−２
解体廃棄物を合理的に再利用するためには、原子力発電所の廃止措置・解体撤去で発生する解体廃棄物のを立案することB

経年劣化性状を把握するとともに、再利用用途を事前に計画し、その用途に合った状態で解体廃棄物を搬出再利用技術

経年劣化による品質の変化に応じた再利用品の開発等、再利用用途を拡大することC

再利用コストに大きく効いてくる輸送距離を 20 〜

することが重要である。このためには、A系統除染−50km 圏内に抑えるとともに、できるだけ既存の処理

安全貯蔵−解体工事−解体廃棄物再利用・処分、まで技術が適用できる簡易な再資源化を行うことの「廃止措置・解体撤去」事業全般に亘る、各工程毎の実施内容・手順の相関関係を把握した上で、B発電

次に、解体廃棄物の経年劣化状況を明らかにするこ所の様々なニーズに耐えられる幅広い再利用用途を整とを目的に、建設後約 20 年経過し、原子力発電所と同備する必要がある。

じように沿岸立地で当研究所の実物大（100 トン級）輸送

建設業界のコンクリート廃棄物の再利用状況を調査

容器に対する大型試験施設（キャスクヤード）からのサした結果、再利用成立条件はほぼ以下の３点に集約さンプリング調査・分析を実施した。海塩粒子による施れることを明らかにした。

設の塩害状況、基礎構造物の地下水影響、および耐火A試験施設の熱による影響等の劣化状況を評価可能とす

60

需給バランスを考慮した具体性のある再利用計画

る各種データを取得した。

成するための支援システムを構築中である。この支援

コンクリート物性については、強度特性、中性化深システムは「廃止措置・リサイクルシミュレータ」（以さに対して、熱や地下水の影響を明らかにすることが下、シミュレータと称す）であり、その基本的な考えできた。セメント水和物性状については、X 線回折、示方・手順は次の通りである。

差熱分析、X 線マイクロアナライザー（EPMA）によりA

ユーザは、廃止措置の基本方針に従った廃止措置

分析し、大気に接触している表面近傍の中性化による各工程の進め方を「廃止措置シナリオ」として、「シ影響(炭酸カルシウムの生成)、熱の影響に最も曝されてミュレータ」で予め用意されている選択肢より、選いる耐火試験装置コンクリートの熱影響（水酸化カルシ

定・作成する。

ウムがほとんど存在しない）、耐圧試験装置コンクリー

B「シミュレータ」は選定・作成された「廃止措置トの地下水影響（カルシウムの溶出状況）等を明らかにシナリオ」に従い、「シミュレータ」内の各データベした。これらの経年劣化による品質の変化は、再利用ースを用い、シナリオ実施に伴う社会的、法制度上の用途や製品の品質に大きな影響を及ぼすものであり等の課題の抽出やコスト、工期、発生廃棄物量等の今後ともデータの蓄積が必要である｡

環境負荷、安全性等の評価パラメータの算定を行う。

試験施設の中で金属廃棄物となる可能性のあるタン

C「シミュレータ」は、抽出、算定した課題や評価

ク・ポンプ類、計装機器、電気機器、電気設備、配パラメータに対し、社会的、経済的、行政的、事業

管・ダクト等の主要機器類についても再利用の観点か的等、設定されている種々の観点からのシナリオのらの経年劣化評価を実施した。その結果、定期点検に評価と評価データの出力を行う。

より整備されている機器類は、中古品としての再利用の可能性はあるものの、需要がない場合にはスクラッ

D

ユーザは、「シミュレータ」のシナリオ評価と評価
データを参考に、作成シナリオの総合評価を行う。

プとしての価値しかないことがわかった。このことか
ら、再利用を促進するためには発生者自らが再利用計

この「シミュレータ」は上流側の計画に対するフィ画を立案・実行していくことが必要不可欠であるもの

ードバック機能があり、またその都度、条件変更もでと考える。

きるようになっている。一般構造物（キャスクヤード）

当研究所においては、以上の経年劣化状況を考慮しの解体撤去への適用性評価を終了し、現在、軽水炉型

つつ、原子力発電所の廃止措置・解体撤去事業を円滑

原子力発電所への適用を図るべく整備・拡張を行ってに進め、合理的な解体廃棄物の再利用・処分計画を作いるところである。

電中研レビュー No.40 ● 61

第

章

6

処分技術に関する基礎的研究
および将来技術

第６章

処分技術に関する基礎的研究および将来技術 ● 目

６−１

溶存ガスを活用した地下水調査手法の開発

６−２

低アルカリ性セメントの開発

６−３

低レベル放射性雑固体廃棄物のアークプラズマ溶融処理技術

我孫子研究所地質部

上席研究員

馬原

保典

我孫子研究所構造部

主任研究員

広永

道彦

横須賀研究所電力部

上席研究員

天川

正士

横須賀研究所電力部

主任研究員

足立

和郎

横須賀研究所電力部

主任研究員

安井

晋示

……………………………………………………………………………65……………………………………………………………………………………………67

馬原 保典（50ページに掲載）

天川 正士（1984年入所）
アークプラズマを用いた放射性廃棄物の溶融処理に関する研究に従事している。特に、溶融固化体の核種閉じ込め性を解明してきた。
他に、アークプラズマの輸送特性や陽極現象のモデリングなどに携わってきた。

安井 晋示（1989年入所）
アークプラズマを用いた放射性廃棄物の溶融処理に関する研究に従事している。特に、可難燃物の熱分解機構を解明してきた。また、溶融時の核種挙動に関する研究を実施してい
る。

64

次

………………………………………………………68

広永 道彦（50ページに掲載）

足立 和郎（1986年入所）
アークプラズマを用いた放射性廃棄物の溶融処理に関する研究に従事している。特に、溶融固化体の強度や均質性を解明してきた。
また、溶融時のアークプラズマの安定性に関する研究を実施している。

６−１

溶存ガスを活用した地下水調査手法の開発

放射性廃棄物の処分のためのサイト調査や安全評価を推定した｡

において重要な地下水の滞留時間の推定、地下水の流動特性を調べたり地下水の入れ物としての地下の構造

6-1-1

地下水年代測定を把握したりするために地下水に溶けている希ガスをトレーサとして地下水の動きを調査している。

溶存ヘリウム濃度を基にした地下水年代測定法の技
術的な妥当性を確認するために、地下水の流れの方向

本研究の目的は次のとおりである。

および地下水の構造が古くからの調査で確認されてお高レベル廃棄物処分のための候補地選定やサイトのり、地下水年代測定法の検証には理想的な地下水盆で特性調査において、あるオーストラリア大鑽井盆地の地下水を対象に溶存A

地下水の年代（地下での滞留時間）を推定する、

ヘリウム蓄積法を解析法、 14C 年代測定法、 36Cl 法と比B

火山活動の影響が及ぶ範囲を推定し火山活動の中較し、溶存ヘリウム蓄積法が有効なことを確認した

心からサイトを離すべき距離に関する基準策定の情（図 6-1-1）。

報を与える｡

6-1-2

火山活動影響範囲の推定

これまでに、A

岩手山において溶存ヘリウム量と同位体比の連続観

同位体比を基に地下水中に蓄積されたヘリウム量を測行った結果、湧水(浅層地下水)と深層地下水の起源・測定し、別途推定した 1 年間に地下水中に蓄積される流動系が大きく異なり（図 6-1-2）、山麓の湧水に火山活

ヘリウム量を基に地下水の地下での滞留時間を評価

動の影響がいち早く現れることを確認した。また、Heした。

同位体比は火山の活動性を鋭敏に反映しており、岩手

B

地下水に溶けているヘリウムガスの量とヘリウム同位体比（3He/4He）の違いから地下水に含まれる溶山の東側を走る火山フロントより外側（海溝側）で He 同

存ヘリウム成分の違いを分別し、ヘリウムの起源を位体比が著しく小さくなる（つまり、マグマの活動が低推定する｡火山の活動に伴うヘリウム成分は、ヘリウい）ことを考慮すると、その地下深部には火山活動から

ムの同位対比が高いという特徴をもっているので、の影響が直接及ばない地域が存在する可能性が示唆さ

ヘリウム濃度と同位体比を基に、火山活動の影響範囲れる（図 6-1-3）。

電中研レビュー No.40 ● 65

図6-1-1

オーストラリア大讃井盆地における溶存ヘリウム蓄積法と他地下水年代測定法の検討比較

七時雨

火山フロント
秋田焼山山頂旭日之湯
えぞだて湧水
松川温泉
深度50m
（斜め）

金沢清水 水位観測孔
水位観測孔
姫神の湯
岩手山山頂

薬師岳
山の湯

生出湧水

10km
水位観測孔
県庁井
秋田駒ヶ岳山頂

20km

田沢湖

水位観測孔

30km
青麻山・泉ヶ岳

採水孔
採水湧水点
地下水位観測孔

図6-1-2665km

岩手山周辺における温泉深井戸・湧水・浅層地下水調査のために配置した採水地点と地下水位観測孔

4.0×10-6

浅層地下水・温泉水

地下水流動（拡散Heを取り込む）（3He/4He）Ratio

3.5×10-6
3.0×10-6
2.5×10-6

深層温泉水
2.0×10-6
1.5×10-6
1.0×10-6
5.0×10-7

深層地下水流動場
He拡散小

0.0
1E―8

He拡散小

深層地下水流動場

６−２

1E―6

1E―5

地下水・温泉水中の溶存He濃度と（3He/4He）
比の関係

岩手山周辺における湧水の涵養と地下水流動概念図

図6-1-31E―7

岩手山周辺の地下水流動・He拡散概念と溶存He濃度と同位体の違いを基にした深層・浅層地下水の区分

低アルカリ性セメントの開発

セメント系材料は、放射性廃棄物処分施設におけるした。

充填材、支保材およびグラウト材などの複数の部位に・水和物中に水酸化カルシウムを生成させない使用されることが想定されている。セメント系材料を・カルシウムシリケート水和物を低カルシウム型に用いることにより生ずることになる高アルカリ性環境
は、他の処分施設構成材料に影響を与え、ガス発生量する。
B

原材料組成から焼成過程を変えることにより、水の増加、腐食環境の変化、ベントナイトの変質などを和物中に水酸化カルシウムが生成せず、代わりにエ引き起こすことが懸念される。セメント系材料の各使

トリンガイトが生成するセメント（LAC-C）を開発し用部位における要求性能は明確化されつつあるが、他た。

のバリア材への影響軽減のために、セメントの pH を調C

LAC-C にシリカフュームを混合することにより、整する技術として低アルカリ性セメントの開発が望まカルシウムシリケート水和物中のカルシウム-シリカ

れている。

モル比を下げ、低カルシウム型にしたセメント

本研究の目的は次のとおりである。

（LAC-S）を開発した。

一般的なセメントの pH は 12.5 〜 13.0 程度であるが、D

LAC の製造方法は、一般のセメントと比べ特殊な

その pH を 10.0 〜 10.5 程度に低下するようコントロール

工程はなく、通常のプラントで対応可能である。

できる方策を検討するとともに、品質的に安定性があE これらの低アルカリ性セメントについて物理試験おり、経済的に認知されやすい低アルカリ性セメントをよび化学試験を実施中であるが、現状までのデータ

提案し、その物理的・化学的基礎データを取得する。

では pH が 10.0 〜 10.5 程度という目標は達成できた

これまでに得られた主な成果は次のとおりである。

（図 6-2-1）。その他の性状についても、スランプなど

A

既存の各種セメントの pH を支配している因子を整のフレッシュ性状および短期的な強度等については、

理し、低アルカリ化方策として以下の２項目を抽出

一般的なコンクリートと比べて遜色がないことを確

電中研レビュー No.40 ● 67

かめた。

13
12.5

今後の展開は次のとおりである。
開発した低アルカリ性セメントについて物理試験お12
pH

よび化学試験を実施中であり、その結果により処分施
11.5

設への適用性の評価を行う。またその際には、長期的
OPC
LAC-C
LAC-S

11
10.5

な評価モデルを適用することが必要となるため、評価モデルで用いる固相の設定や平衡定数等に関わるデー
タを取得していく。

10
0

100

200

300

400

500

600

700

800

浸漬期間（日）図6-2-1

水中浸漬による低アルカリセメントの
pH変化

６−３

低レベル放射性雑固体廃棄物のアークプラズマ溶融処理技術
処分の前に固形化が義務付けられている。この際、廃6-3-1

アークプラズマ加熱技術

棄物を減容できれば、最終処分のコストを大幅に低減できる。

アーク放電の温度は、5,000 〜 20,000K と非常に高い。
アーク放電をノズルやガス流で拘束すれば、一層の高
温と高い指向性が得られる。これをアークプラズマと

6-3-3

低レベル放射性雑固体廃棄物への適用性評価呼ぶ。アークプラズマ加熱技術は、A超高温を容易に発生できる、Bエネルギー密度が高い、C加熱エネル

上述の特長を有するアークプラズマ加熱技術は、低ギーが加熱の場で進行する化学反応に影響されにくい、レベル放射性雑固体廃棄物の一括溶融処理に有望であD排ガスが少ない、E加熱エネルギーの管理と制御がる。このために、プラズマトーチ、プラズマ炉、排ガ容易である、Fクリーンな加熱ができる、という特長

ス浄化装置、計測システム等から構成される 100kW 級を有する。

プラズマ溶融処理実験設備を設置した。プラズマトー
チは、当所の設計によるもので、電極冷却構造などを

6-3-2 低レベル放射性雑固体廃棄物工夫し長寿命化を図った。この設備を用いて、溶融時の炉内の雰囲気や金属、不燃物、可･難燃物の廃棄物の原子力発電所の運転や定期点検等に伴って、固体状

組成を変えて、放射性核種を模擬する非放射性の Co やで発生する低レベルの放射性廃棄物（低レベル放射性雑

セシウム（Cs）等と共に、一括溶融する実験を行い、固体廃棄物）は、炭素鋼等の金属類、保温材やコンクリ

アークプラズマ加熱技術の適用性を評価してきた。評

ート等の不燃物、ビニールやゴム等の可難燃物のよう価の視点は、主として、超高温で溶融しても放射性核に種々雑多であり、発生量が多い。低レベル放射性廃種が安定に溶融固化体に捕捉されること、得られた溶棄物は、六ヶ所村で最終処分が進められており、最終融固化体が最終処分に適することである。

68

模擬核種は安定に溶融固化体に捕捉された。最終処
分の前に行う放射能量の計測に重要な核種で、沸点の低い Cs も 50%以上捕捉できることを明らかにした。ただし、Cs のスラグ層への捕捉率は、加熱雰囲気を常時還元性とした場合に低下したことから、炉内を連続的な還元性の雰囲気としない運転法が推奨される。
溶融固化体は、比重の違いから上部がスラグ、下部が金属の２層構造となる。脆いスラグ層でも、既に最終処分が実施されているセメント均質固化体より強い
圧縮強度を有すること、いずれの層でも模擬核種の分布は均一で、処分前の放射能量の計測が容易になるこ

図6-3-1

飛灰を溶融している炉内の状況と、いずれの層も地下水に晒されても核種を安定に閉じ込められることが明らかになった。以上から、最終処分に適した溶融固化体が作製できることを明らかに華が始まる SiC が主成分である。しかし、炉内の酸素濃した。

度を適切な値に保つことにより SiO2, Si, CO2 等に分解・一連の溶融実験において、金属、不燃物、可･難燃物

溶融できることを明らかにした。

のほとんどが容易に一括してプラズマ溶融処理できた。

以上から、アークプラズマ加熱技術は、低レベル放しかし、超高温のアークプラズマを用いても溶融が難射性雑固体廃棄物の溶融・減容処理へ適用できること

しい廃棄物があった。その一つが、セラミックフィル

を明らかにした。また、これらの研究成果は、低レベ

ターエレメントである。これは、原子力発電所に設置

ル放射性雑固体廃棄物の一括プラズマ溶融処理技術のされている焼却設備の集塵装置の濾材で、2,200 ℃で昇実用化進展に貢献した。

電中研レビュー No.40 ● 69

第¡部
使用済燃料等の輸送・貯蔵技術

第

章

7

原子燃料等の輸送

第７章

原子燃料等の輸送 ● 目次

我孫子研究所構造部

上席研究員

伊藤

千浩

我孫子研究所構造部

上席研究員

山川

秀次

我孫子研究所構造部

主任研究員

加藤

治

我孫子研究所水理部

主任研究員

亘

真澄

我孫子研究所構造部

主任研究員

白井

孝治

我孫子研究所環境科学部

主任研究員

津旨

大輔

我孫子研究所環境科学部

上席研究員

丸山

康樹

我孫子研究所構造物

上席研究員

尾崎

幸男

我孫子研究所リサイクル燃料貯蔵技術課題推進担当

三枝

利有

７−１

使用済燃料輸送物の規則適合性実証試験………………………………………………………………………………73

７−２

高レベル廃棄物輸送物の規則適合性実証試験…………………………………………………………………………75

７−３

六フッ化ウラン輸送物の火災時安全性試験……………………………………………………………………………76

７−４

海上輸送における仮想海没時の環境影響評価…………………………………………………………………………78

伊藤 千浩（８ページに掲載）

加藤治（1966年入所）
放射性物質輸送容器の落下衝撃時および火災事故時等における密封健全性評価研究などに従事。一方、使用済燃料貯蔵技術について
は、キャスクの密封を担う金属ガスケットの
長期密封性能を短時間試験データから予測する評価手法の開発、キャスク蓋部実物大モデルを用いた長期密封性能試験を行っている。

白井 孝治（1987年入所）入所以来、使用済燃料貯蔵施設や放射性物
質輸送容器の安全評価研究に従事。特に、鉄筋コンクリートや金属製構造物の耐衝撃性評価を担当。コンクリートモジュール貯蔵方式の実用化を目指し、鉄筋コンクリート製貯蔵
容器の特性や安全評価技術を検討している。

丸山 康樹（1976年入所）
地域環境問題として発電所建設に伴う海岸変形予測、温排水予測などの数値モデル開発に従事。最近では、エネルギー・環境問題として、都市のヒートアイランド現象把握、地球温暖化に関して大気・海洋結合モデルを用いた全球予測、CO2の海洋隔離などの対策研究を実施。また、応用研究として海洋モデルを用いた海上輸送の環境影響研究に従事。

山川 秀次（1997年入所）
放射性物質輸送容器の火災事故時及び通常輸送時における熱的健全性評価手法に係わる試験研究に従事した。一方、使用済燃料貯蔵技術については、実物大の金属キャスク等を用いた伝熱試験時の熱的健全性評価研究に従事すると共に、貯蔵建家が地震により倒壊し、キャスクが倒壊した建家に埋没した場合の熱的健全性評価手法の開発を行った。

亘真澄（1989年入所）
これまで、天然六フッ化ウラン輸送容器の火災事故時の安全性評価や乾式貯蔵施設の除熱評価に関する研究に従事してきた。現在は、乾式貯蔵施設のうち、主にコンクリートキャ
スクの除熱評価に関する研究を行っている。

津旨 大輔（1993年入所）
主に、放射性物質輸送物の海没時の影響評
価研究に従事。外洋域における海洋拡散現象の把握のため、海洋大循環モデルを利用したトレーサ研究、海底熱水活動による熱水プルーム挙動の観測研究など、数値計算、現場観測の両方からのアプローチを行っている。

尾崎 幸男（58ページに掲載）

三枝 利有（８ページに掲載）

72

７−１

六ヶ所村再処理施設付属プールへの使用済燃料輸送

使用済燃料輸送物の規則適合性実証試験
送物を深さ 200 ｍの水中に１時間浸漬させる。

が本格化することから、使用済燃料輸送の安全性についての関心が高まるものと考えられる。本研究は、「使このような、試験を行った後、試験の前後で、内部用済燃料輸送物を用いて、輸送規則に定められた試験に収納される放射性物質が外部に漏れないことを確認を実施し、輸送規則に定められた技術基準に適合するするため輸送容器の密封装置である輸送容器本体蓋のことを実証するとともに、輸送物が想定される実際の二重 O −リング部の漏洩率を真空放置法により測定し、事故に遭遇した場合の健全性を示す事」を目的にして､密封性能を確認する。さらに、遮へい性能、未臨界性

下記の成果を得ている。

能、伝熱性能等を評価する。その結果、輸送物の健全性を確認し、その安全性を実証した。図 7-1-1 に試験で7-1-1

規則適合性試験

国内発電所から六ヶ所村再処理施設へ輸送するため用いた輸送物の概要図を示す。

7-1-2

事故時模擬試験の、高燃焼度使用済燃料輸送物の実物大試験体等を用いて、輸送規則に定められた落下試験、耐火試験等の高燃焼度使用済燃料輸送物を対象として、これまで

規則適合性試験を実施した。使用済燃料輸送物には以の実証試験で検証してきた落下・耐火解析手法を用い下の要件が課せられている。

て、わが国における使用済燃料輸送時に想定される実際の落下・火災事故条件に対して解析を行い、健全性¸

一般の試験条件下の試験
a．環境伝熱試験を確認するとともに、輸送規則で定められた規則適合性試験との比較をする。

輸送物を 38 ℃の環境に１週間置く。
b．自由落下試験輸送物を 30cm の高さから最大の損傷を与える姿
勢で剛床上に落下させる。

a）落下事故に対する評価（図 7-1-2、図 7-1-4）
わが国の使用済燃料輸送時に想定される最も厳しい
事故条件（港での荷役作業中の落下事故：落下高さは 7.8ｍで、被衝突面はコンクリート床。実際の輸送時を想¹

特別の試験条件下の試験
a．９ｍ落下試験定しているため、規則適合性試験時と異なり輸送物は輸送架台に設置された状態で落下、衝突する）に対し、輸送物を９ｍの高さから最大の損傷を与える姿勢

試験と解析を行った。発生した応力等は、許容値内にで剛床上に落下させる。

あり、また、輸送規則の要件下（剛床上への９ m 落下）

b．鋼棒上への１ｍ落下試験で発生した応力よりも小さいことがわかった.

輸送物を１ｍ高さから直径 15cm の軟鋼棒上へ最大損傷を与える姿勢で落下させる。
c．耐火試験

b）火災事故に対する評価（図 7-1-3）
わが国における使用済燃料輸送時に想定される実際

９ｍ落下試験、鋼棒上への１ｍ落下試験に供したの火災事故条件（タンクローリーとの衝突事故に伴う火輸送物を 38 ℃の環境に表面温度が一定になるまで災事故）に対して解析を行った。蓋部密封境界における置いた後、800 ℃の環境に 30 分置く。

最高温度等は許容値内にあり、また、輸送規則の要件

d．浸漬試験

下で生じた温度よりも小さいことがわかった。

輸送物を深さ 15 ｍの水中に８時間浸漬させる。輸

電中研レビュー No.40 ● 73

下部緩衝体
バスケット
内筒
中間筒
外筒
上部トラニオン

フィン

燃料集合体

上部緩衝体

蓋

近接防止金網下部トラニオン

図7-1-1

実証試験用輸送物

180
170
160

温度（℃）

150
140
130
120
110
100
90

図7-1-2

実証試験

80
0

60

120

180
240
時間（分）

300

360

―事故時試験解析―規則適合性試験解析
140

加速度（G）

120

図7-1-3 火災に関する規則適合性試験解析と事故時解析
結果の比較 −蓋密封部近傍温度履歴−

100
80
60
40
20
0
0

5

10

15
20
25
時間（msec）＜太線：事故時試験解析

図7-1-47430

35

細線：規則適合性試験解析＞

落下に関する規則適合性試験解析と事故時解析結果の比較−加速度時刻歴−40

７−２

高レベル廃棄物輸送物の規則適合性実証試験

海外再処理によって発生した高レベル放射性廃棄物の輸送の安全性について一般公衆の理解を得ることが重要である。このため本研究では、「高レベル放射性廃棄物輸送物を用いて、輸送規則に定められた試験を実施し、規則に定められた技術基準に適合することを実証する事」を目的にして､下記の成果を得た。

本研究を開始した時点では、輸送に仕様が予定されていた COGEMA 仕様および BNFL 仕様輸送容器の最終的な仕様は決定されていなかった。そのため、試験用輸送物として両方の輸送物の特徴を備えた輸送物（ハイブリッド型）を設計・製作し、試験に供した。
実証試験では、7-1-1 項で示した試験条件に対して、輸送物の健全性が維持され、また技術基準を満足することを明らかにする。また、高レベル放射性廃棄物の

図7-2-1

実証試験用輸送物の９m落下試験

輸送物は、使用済燃料の輸送物と同程度の放射能を収納していることから、使用済燃料の輸送物に課せられ

表7-2-1

実証試験用輸送物の基本仕様ている 200m の浸漬試験を行った。
輸送物の落下試験の様子を図 7-2-1 に、基本仕様を表
7-2-1 に示す。

落下試験前後の密封試験の結果より、規則に定められる放射性物質の漏洩基準を十分満足できることが確

全

長

6.8m

外

径

2.4m

重

量

約115トン

収納体数

ガラス固化パッケージ

発 熱 体

41kW／輸送物28体認された。以上より、上記規則要件下の試験後も輸送容器の健全性が保持されることが示された。
以上の規則適合性試験の他、海上輸送時の海面火災
条件下における輸送物の熱的健全性を明らかにした∆、«。

電中研レビュー No.40 ● 75

７−３

六フッ化ウラン輸送物の火災時安全性試験

国際原子力機関（IAEA）放射性物質輸送規則の 1996

し、温度の上昇とともに、体積膨張や内圧上昇を起こ

年改訂により、天然六フッ化ウラン輸送容器に新たにすなど複雑な伝熱現象が生じる。こうした容器内での耐火要件（火炎温度 800 ℃、継続時間 30 分の火災に遭遇

UF6 特有の伝熱現象を再現するためには、UF6 を入れた

しても容器が健全であること）が課せられることとなっ実規模大の容器を使った試験が必要であるが、これまた。これに伴い天然六フッ化ウラン輸送物の耐火性能で UF 6 が放射性物質であることや水と反応した際にフ評価が必要となったため、容器の耐火試験や高温破壊

ッ化水素が発生することなど、その試験の困難さから、試験等を実施し、安全性の実証を行った。

十分な試験データは得られていなかった。そこで、実際の UF6 を用いた実規模容器（直径はほぼ実寸、長さ方7-3-1 耐火試験

向約 1/3、UF6 重量約 4 トン、図 7-3-1 参照）での耐火試験を実施した。なお、本試験は科学技術庁の受託研究

六フッ化ウラン（以下、UF6）は、常温では白色の固体として実施し、フランス原子力庁原子力安全防護研究で、約 64 ℃に三重点（固、液、気体が共存する状態）を所との共同研究（プロジェクト名： TENERIFE）として持つ物質である。また、昇華性がある、体積膨張率がフランス原子力庁カダラッシュセンターで実施した。

大きいなどの特徴を有している。UF6 は水と反応し易く、試験装置は、外部容器、耐火炉、試験容器から構成

水と反応すると化学的毒性の強いフッ化水素が発生すされる（図 7-3-2）。試験容器は、耐火炉の中に入れ、そる。天然 UF 6 が持つ放射線的危険性は小さいため、この耐火炉を外部容器の中に設置して試験を行った。試れまで天然 UF 6 輸送物に耐火要件は課せられていなか験を行う際には、外部容器を閉め、内部を真空にして、ったが、IAEA ではこのフッ化水素の化学的危険性に着耐火炉からの加熱はふく射伝熱のみで行うものとした。
試験では、耐火炉の熱出力や容器本体および容器内

目して耐火要件を課することを決定した。
天然 UF6 輸送容器は、直径 1251mm、長さ約 3804mm、

UF6 の温度、容器内圧等を測定した。UF6 を入れた容器

板厚約 16mm の炭素鋼製で、最大 12.5 トンの UF 6 を収での試験の前に、空容器を使ったキャリブレーション

納することができる（図 7-3-1）。日本では、より安全な試験を行い、試験容器が受ける入熱量を把握した。試輸送を行うため、IAEA 輸送規則に先んじて、耐火要件

験では、耐火保護カバーがない場合とある場合の試験を満足するための耐火保護カバーを開発し、すでに耐を行い、耐火保護カバーがない場合の試験は、加熱時火保護カバーを付けた状態で輸送を行っている。

間をパラメータとした。加熱時間は、カダラッシュ試

天然 UF 6 輸送容器が火災事故に遭遇し、容器が高温

験センターの安全基準の制約から、耐火保護カバーなにさらされると容器内の UF 6 は液体・気体へと相変化

耐火保護カバー

φ1251

φ1254

バルブ

3804

1560

天然UF6輸送容器

試験容器

図7-3-2
図7-3-1

76

天然UF6輸送容器と試験容器の概要

試験装置の外観写真（外部容器、耐火炉を開け、試験容器を設置している状況）

内圧

800

A8

温度（℃）

700

A9
A11

600

A8
A9
A11
ヒーター温度
内圧

3

500
2

400
300

1

200

砂

試験体支持フレーム 断熱材 試験容器

100
0
0

図7-3-3（80％）

圧力（MPa）

900

10

20
時間（分）

30

40

耐火試験結果の一例（耐火保護カバーなし）

加熱用ヒーター

N2

N2

N2

加圧用窒素ボンベ

図7-3-4

高温破壊試験装置の概要

しの場合最大約 20 分間、耐火保護カバーありの場合約規格に準拠している。UF6 が充填されている状態の温度

24 分間とし、耐火要件に対する評価（30 分間の評価）は分布を模擬するため、容器にはヒーターをスポット溶

本試験結果を基に構築した解析手法で行うものとした。

接で固定し、容器内部には砂を約 80%充填した。また、

図 7-3-3 に、耐火保護カバーを付けない容器での試験結温度制御を容易にするため、試験体の外側は断熱材で果の一例を示す。試験結果では、容器温度（UF6 と接し覆う構造とした。加圧は窒素ガスを使って行った。試ていない容器上部）が約 530 ℃、内圧が約 3MPa まで上

験条件は、耐火解析で得られた耐火保護カバーなしの昇した。また、昇華による熱ギャップ（固体 UF6 と容器

条件での温度分布（定常状態：加熱 30 分後の解析結果か内面）の生成と消滅、UF6 の液化や沸騰、UF6 液面温度

ら容器最高温度 620 ℃、最低温度 200 ℃）・圧力を模擬の急激な上昇とそれに伴う圧力の上昇等、様々な伝熱して設定し、合計３体の容器で破壊試験を行った。測現象が容器内部で起こっていることが明らかとなった。

定は、変位測定として、試験中の容器半径方向と円周

一方、両端部に耐火保護カバーを付けた容器での試験

方向の変形量をポテンショメーター式変位計で測定し、では、容器最高温度は約 580 ℃と前記の結果よりも高く

試験後の変形量は事前に 100mm ピッチ間隔で格子状になっているにもかかわらず、内圧は加熱を終了して 2 時

マッピングしていた格子点間隔がどれだけ変化したか

間以上経って 0.3MPa に達したにすぎない結果となった。

を測定し求めた。その他、容器温度、内圧も測定した。

これは容器中心部付近で液化・気化した UF 6 が端部でいずれの試験においても、容器はクリープ挙動により凝縮する効果によるものと推測している。

大きく変形し、補強リング部で破断が発生することが明

これらの試験結果を基に耐火要件に対する解析が行えらかとなった。破断箇所は、容器頂部近傍に位置する補る手法を確立した。

強リングの溶接部、あるいは容器頂部の溶接線を回避するため補強リングに設けた貫通孔の容器表面であった。

7-3-2

高温破壊試験

容器破損時の圧力は 4 〜 5.4MPa で、試験後の変形量測定では、破断が生じた溶接部付近で 30%を超えるよう火災事故時に想定される高温・高圧下における天然な歪みが生じていた。

UF6 輸送容器の破壊挙動を実験的に解明することを目的

天然 UF6 輸送容器の構造材には中低温用炭素鋼として実規模大容器を用いた破壊試験を実施した。な（ASTM SA516）が用いられており、高温下では材料強お、本試験は電事連からの依頼研究として実施し、フ度の低下が懸念される。また、500 ℃以上の温度領域は、

ランス原子力庁原子力安全防護研究所との共同研究

材料の使用範囲外であるため、これまで材料強度デー（プロジェクト名： PEECHEUR）としてフランス装備庁

タがなかった。そこで、上記破壊試験に先立ち当所がランド試験センターで実施した。試験装置は、図 7-3-4

独自に ASTM SA516 材について、容器の高温破壊挙動に示す構成となっている。試験容器は実規模大（直径、を評価するための材料物性試験を行い、クリープ構成

長さともに実寸）で、製造方法は実際の輸送容器と同じ則や破断時間予測式を導出した。これらの構成式を汎電中研レビュー No.40 ● 77

用解析コードに組み込み、破壊試験に対して検証解析構築された構造解析手法を使って、耐火保護カバーをを行い本解析手法の妥当性を検証した。

付けた天然 UF 6 輸送容器について耐火要件に対する評

以上の成果に基づき、耐火試験結果に基づいて構築された耐火解析手法、および高温破壊試験に基づいて７−４

価を行ったところ、容器の健全性が担保されることが証明された。

海上輸送における仮想海没時の環境影響評価わが国では高速増殖炉実用化までの間、軽水炉におけ定しがたいことを確認した。本評価は、このような前るプルサーマル利用が計画されており、海外再処理により提条件の下、公衆の安全性への理解を得るために、内回収されるプルトニウムは、基本的に欧州において MOX

容放射性核種が海洋へ漏洩することを想定し、公衆の新燃料に加工し、わが国へ海上輸送されている。海上輸送

被ばく線量を評価したものである。

の安全性に対する社会的受容性（PA）を得るために、万が一の海没時の被ばく線量を評価することが望まれている。

¹

MOX 新燃料の海没時被ばく線量評価手法
まず海没事故を想定し、その発生地点による水深の違

本研究では、「MOX 新燃料の万が一の海没を想定し、いを考慮し、水深の浅い沿岸域と水深の深い大洋域のそ

その際の被ばく線量評価手法を構築するとともに、ケ

れぞれのケースに対して、核種放出シナリオを想定した。

ーススタディを実施する事」を目的として、下記の成この際、7000m までの耐圧、密封性を持つ燃料被覆管の果を得ている。

存在はどちらのケースにおいても考慮しないこととした。
沿岸域への海没のケースでは、水深が浅いため容器の存¸

評価の前提条件

在を考慮するが、O リングの存在は無視し、容器の蓋と使用済燃料、二酸化プルトニウム、高レベル返還ガラ

胴の隙間部からの漏洩を想定した。また、大洋域への海ス固化体、MOX 新燃料等の放射性物質の海上輸送に用没のケースでは保守側に容器の存在を考慮せず、燃料ペいられる運搬船は、IMO（国際海事機関）の安全基準におレットが海水へ露出されることとした。沿岸域、大洋域

いて最高レベルである「INF3 クラス」に従って設計さのそれぞれの流動評価結果を用いて、想定した放出率をれており、海没事故が生じることは想定し難い。加えて、もとに海洋中核種濃度評価を行った。計算された海洋中

これら放射性物質の輸送については、IAEA（国際原子核種濃度評価結果をもとに、海産物の摂取による内部被力機関）の定めた「放射性物質安全輸送規則」に安全基

ばく、沿岸作業等による外部被ばくを考慮し、公衆の被準が規定されている。同規則には、輸送容器の技術基準、

ばく線量評価を行った。

品質保証計画等が規定され、放射性物質輸送を行っている世界各国は、この規則を国内法制化することにより、放射性物質の国際輸送の安全を確保してきている。

º

被ばく線量評価のケーススタディ
沿岸域の評価として、日本海若狭湾近傍に MOX 新燃

放射性物質輸送船の事故確率評価においても、海没料輸送物１基が海没する事故を想定した。海没水深は、事故が発生する確率は非常に小さいとされている∫。さ200m 以浅ではサルベージが可能であると考えられるこらに、万が一の事故を想定し、MOX 新燃料の海没事故とから、最も環境影響が大きくなると予想される 200mªを想定し、その際の輸送容器 および燃料被覆管の耐圧º

水深を想定した。水深 200m では輸送容器は健全である

性能 を評価している。その結果、双方とも、十分な耐ため、容器のバリア効果を考慮したモデルを用いて核圧性能を有し、内蔵核種が瞬時に漏洩に到ることは想

種の放出率を算出した。バリア効果とは、健全な輸送

78

容器の蓋部に、O リングの機能喪失により生じた隙間かンパートメント間の海水の交換率から、物質循環を算出

ら、自然対流の効果で核種が放出されるというモデル

するモデルである。その結果をもとに、沿岸から離れたである。この際、燃料被覆管の存在による密封性能は海域を対象とするため食物摂取による内部被ばくのみを考慮しないこととした。約 30 年間の表層流速の観測値考慮し、公衆の個人被ばく線量当量を評価した。計算さから設定した年平均流動場を用いて、MOX 新燃料中のれた結果の最大値は 8.1 × 10-8 mSv /year であった。

主な 6 種類（238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 241Am）

被ばく線量評価結果は、沿岸域、大洋域とも ICRP のの核種に対して海洋中の核種濃度計算を実施した。そ

勧告による公衆被ばくの実効線量当量限度（1mSv/year）の結果をもとに、食物摂取による内部被ばくおよび海を十分に下回ることがわかった。原子力に関連する事

浜作業などによる外部被ばくを考慮し、公衆の個人被故評価において、事故発生確率が非常に小さい場合にばく線量当量を評価した。個人被ばく線量とは、ICRP

おいても、影響が大きいことが懸念されるため、影響

勧 告 に よ っ て モ デ ル 化 さ れ た 特 定 の 個 人（ 標 準 人 、評価をしっかりと行う必要がある。今回の評価は、公reference man）に対する被ばく線量評価である。計算衆への安全性説明資料の一つとなりえたと考えられる。

された結果の最大値は 1.1 × 10-6mSv/year であった。
大洋域の評価として、北太平洋の日本近海（約 2500m»

濃度評価手法の高度化

水深）に MOX 新燃料輸送物１基が海没する事故を想定

海洋拡散問題として、より詳細に影響を把握するためした。核種の放出率を算出する際、全燃料ペレットが直に、海洋大循環モデルを用いた海洋中核種濃度評価手法

接海水に露出し、核種が海洋中へ浸出する場合を想定しを開発しているΩ。ここでは、過去の大気圏核実験などた。十分な耐圧性を有する輸送容器と燃料被覆管によるによる放射性降下物の海洋中での再現計算を実施し、観密封性能は考慮しないこととした。沿岸域のケースと同測値との比較により、手法の精度を検証することができ

じく MOX 新燃料中の主な 6 種類の核種に対して、北太た。さらに、現状における人工放射性核種の海洋全体に平洋を対象にしたコンパートメントモデルを用いて海洋おける分布も把握することができた（図 7-4-1）。今後も、中の核種濃度計算を実施した。コンパートメントモデル

よりよい公衆の理解を得るために、海洋中における核種は、海洋の水塊をコンパートメントとして分割し、各コの挙動に関して、検討を深めていく予定である。

concentration

depth＝6.25m

c324 1993 137cs

MIN. 0.00E＋00

MAX. 2.48E＋02

75゜N

50゜N

25゜N

0゜

25゜S

50゜S

75゜S
30″E

90″E

図7-4-1

150″E

150″W

90″W

30″W
単位：Bq/m3

海洋大循環モデルによる放射性降下物の海洋中の分布の再現計算結果。
1993年時点における137Csの表層の濃度分布（図中の単位はBq/m3）
電中研レビュー No.40 ● 79

第

章

8

使用済燃料貯蔵

第８章
経済社会研究所構造部

主任研究員

長野

浩司

狛江研究所原子力システム部

主任研究員

笹原

昭博

我孫子研究所構造部

主任研究員

加藤

我孫子研究所水理部

主任研究員

我孫子研究所水理部

主任研究員

使用済燃料貯蔵 ● 目狛江研究所原子力システム部

次

部長

松村

哲夫

我孫子研究所構造部

上席研究員

伊藤

千浩

治

我孫子研究所水理部

上席研究員

古賀

智成

竹田

浩文

我孫子研究所構造部

主任研究員

白井

孝治

亘

真澄

我孫子研究所構造部

上席研究員

小]

明郎

孫子研究所リサイクル燃料貯蔵技術課題推進担当

三枝

利有

８−１

貯蔵の需要

…………………………………………………………………………………………………………………83

８−２

貯蔵の経済性………………………………………………………………………………………………………………84

８−３

金属キャスク貯蔵技術確証試験−通常時健全性−……………………………………………………………………87

８−４

金属キャスク貯蔵技術確証試験−異常時健全性−……………………………………………………………………89

８−５

高燃焼度・MOX使用済燃料貯蔵技術 ……………………………………………………………………………………90

長野 浩司（1987年入所）
経済社会研究所主任研究員。使用済燃料貯蔵技術の経済性比較、原燃サイクルと炉型戦略のモデル分析などに従事。原子力を中心とするエネルギーモデル分析を基盤として、原子力とくに原燃サイクル政策の研究に取り組んでいる。

笹原 昭博（1987年入所）
これまでFBR関係では超ウラン元素の消滅
解析、リサイクル時の質量バランス解析、炉心安全性パラメータ解析および超ウラン元素
金属の製造を行ってきた。軽水炉関係では炉心燃焼解析、核種生成量解析評価、貯蔵時の燃料特性評価を行ってきた。今後は、照射燃料で得た実験データをより詳細に検討してゆ
きたい。

加藤

治（72ページに掲載）

竹田 浩文（1988年入所）
FBR炉内および使用済燃料中間貯蔵施設内を対象とした熱流動現象に関する研究に従事。
特に、自然循環現象における諸現象の解明および模型試験によって実機現象を精度良く予測するための相似則について検討している。

亘82

真澄（72ページに掲載）

松村 哲夫（58ページに掲載）

伊藤 千浩（８ページに掲載）

古賀 智成（1988年入所）
長年、新型炉の開発、特にプラントの安全設計、システム設計、流動評価などに従事しており、'98年から2年間は当所のFBR実証炉
技術課題推進を担当した。使用済燃料貯蔵技
術関連では、'90年から'97年まで受託；乾式貯蔵技術実用化試験に検討委員会委員や担当者として参画し、'98、'99年にはキャスク貯蔵施設除熱性能試験(東電依頼)を担当した。

白井 孝治（72ページに掲載）

小] 明郎（1991年入所）
金属材料構造物の腐食寿命評価（特にすきま腐食）や破壊力学的健全性評価に関する研究に携わってきた。現在、輸送容器の海没時の腐食評価、貯蔵容器の潮風腐食健全性評価、高レベル放射性廃棄物の地層処分用オーバーパック材の長期腐食寿命評価等に取組んでいる。

三枝 利有（８ページに掲載）

８−１

貯蔵の需要

当所はかねてより、原子燃料サイクル戦略におけるされている。それ以降については、原子力発電設備容量

使用済燃料貯蔵の基本的意義について、以下の 3 つの側のみならず、2010 年を目途に方針が決定される第二民面を指摘してきた∏、«。

間再処理工場などの動向など、多くの不確実性要因があ・原子炉付設プールの容量超過を回避する「緊急避難るため、厳密な予測は困難である。表 8-1-2 は、一連の仮定条件を置いた上での試算として、あくまでも参考の措置」
・再処理施設への使用済燃料フィード（搬入）の調整機ために示したものである。このうちのどれが実現し、また望ましいかの議論はここでは差し控えるが、貯蔵に求能められる役割として重要な視点が３つある。

・将来の不確実性への対処
わが国の原子力発電部門においては、まず第２の必要第一に、2020-30 年程度の中期的には、表 8-1-1 の予測性が 1987 年の「原子力長計」において指摘され、相前及びその外挿線上で予測可能な規模の貯蔵が必要なこ

後して第１の必要性が差し迫ったものとなり、その結果、とが確実であり、適切な時期に所要の貯蔵能力を確保

各発電所におけるプール容量増強、日本原子力発電敦賀できるよう、着実な施策の展開が求められる。

発電所における使用済燃料の号機間移送、東京電力福島第二に、現時点で 2050 年程度まで長期展望すると、第一発電所における共用プール及びキャスク貯蔵施設の貯蔵の必要が単調に増大し続けるケースから、消滅し設置等、個別の対策が相次いで導入されてきた。さらに、ていくケースまで、多様な状況が想定可能であり、こ第 3 の意義及びエネルギー資源利用上の意義に関連して、れらに柔軟に対処できることが必要となる。予測に介1998 年 6 月の総合エネルギー調査会原子力部会の中間報

在する不確実性を除去していく努力とともに、貯蔵技

告書πにおいて「リサイクル燃料資源貯蔵」の早期実用術が外部の状況変化に応じてその貯蔵能力、搬入・搬化への意志が強く示され、これを受けて 1999 年の原子出能力等において十分な対応力を確保していることが炉等規制法の改正により「貯蔵の業」が新たに規定され必要である。
最後に、将来の貯蔵需要を規定する最大の要因が第るなど、着実な制度整備が行われている。
本節では、将来の貯蔵需要の動向を概観する。2020

二民間再処理工場にあることである。とくに、現在計年程度までの貯蔵需要については、資源エネルギー庁に画されている MOX 燃料の軽水炉への装荷.（プルサーマ∫

よる予測評価が行われている。その概要 を表 8-1-1 にル）により、MOX 使用済燃料が発生することになるが、示す。わが国の原子力発電設備容量が着実な伸びを続け

これは第二民間再処理工場で再処理されるよう想定さることにより、年間の使用済燃料発生量は徐々に増加し、れている。第二民間再処理工場の実現如何によっては、所要となる貯蔵対策の規模もまた着実に増大すると予測

この蓄積が長期にわたって存在していくことになる。
このように、今後の貯蔵需要は、単に量的な面だけで

表8-1-1（3）

使用済燃料貯蔵対策必要量

なく、燃料の仕様や組成、排出年度及び貯蔵対策対象（単位：トンU）としての存在期間などにおいて多様性が増していくと19972010年度

20112020年度

言える。このことは、貯蔵施設だけでなく発電所から

使用済燃料発生量（a）

15,20016,000の搬出、輸送、再処理を含めた「使用済燃料管理」全

再処理工場（六ヶ所）搬出量（b）

5,900

8,000

体の問題として、最も経済的、安全でかつわが国原子70

─

力開発利用計画に照らして適切なあり方を立案し選択

発電所内貯蔵量（d）

5,300

4,200

貯蔵対策必要量（a-b-c-d）

3,900

3,800

貯蔵対策必要量の累計

3,900

7,700

期間
項目

海外搬出量（c）

注：
（a）
〜（d）
及び貯蔵対策必要量は当該期間中の合計
四捨五入の関係で、累計値が各項目の数値の合計と一致しない場合がある。

することが要請される。その中で、使用済燃料の発生・処理という「貯蔵の両側の不確実性」に対処する要として、使用済燃料貯蔵が柔軟かつ機動的なバッフ
ァ機能を果たすことが不可欠である。

電中研レビュー No.40 ● 83

表8-1-2
試 算
ケース

ウラン使用
済燃料

2050年時点の使用済燃料存在量及び対策必要量の一試算

新ウラン使
用済燃料

MOX使用済燃料

1

039,00010,0002

7,000

30,00011,0003

021,00013,0004

023,00011,000合 計（A）

発電所内収 貯蔵対策必
第 2 再処理 貯蔵対策必
容可能量
要量
2020年稼働 要量の幅
（B）
（C＝A−B）

49,00024,00027,000

22,00025,000

34,0000-25,000
1,0007,000△8,000試算ケース設定
1. 古いウラン使用済燃料（低燃焼度）を優先して再処理、第二民間再処理設置せず
2. 新しいウラン使用済燃料（高燃焼度）を優先して再処理、第二民間再処理設置せず
3. 2030年に第二民間再処理稼動、古いウラン使用済燃料を優先、MOX使用済燃料再処理せず
4. 2030年に第二民間再処理稼動、MOX使用済燃料・古いウラン使用済燃料の順に優先して再処理（以下は各ケース共通の仮定）
・原子力発電設備容量は2010年に約70GWe、2050年に約90GWe
・2050年の発電所内収容可能量は、貯蔵容量原単位を現状並み（約270tU/GWe）及び若干の拡張（300tU/GWe）として概算した。
・第二民間再処理工場の設備容量は800［tHM/年］とし、2030年に稼動開始するものとした。2020年稼動開始による影響としては、10年早く稼動することにより、累積処理量が800tHM/年*10年＝8,000tHM増加すると仮定した。
・ウラン燃料は1992年までは低燃焼度（平均33,000MWd/tU）、以降は全て高燃焼度（平均45,000MWd/tU）が装荷されるものと仮定した。

８−２

貯蔵の経済性＊１）とした。

るニーズが高まりつつあり、平成 10 年 6 月 11 日通産省¹

評価の前提条件（図 8-2-1、図 8-2-2）

総合エネルギ−調査会原子力部会において、リサイク¶

対象貯蔵施設：水プ−ル貯蔵、金属キャスク貯蔵

使用済燃料（リサイクル資源燃料）の中間貯蔵に対す

ル燃料資源中間貯蔵施設を実現していくために、国においては法制度の整備等を、事業者においては施設のを対象とする。
ß

燃料条件：燃料の燃焼度は 40GWd/t とした º。な立地に向けた取り組み等を早急に進めることが肝要で

お、BWR 燃料と PWR 燃料の貯蔵量は発電容量の比あるとの見解が示された。これにより、サイトや貯蔵率とし 55:45 とする。

方式の選定、事業運営コストなど、使用済燃料の発電®

貯蔵容量・期間 ： 3000tU/5000tU/10000tU ・ 40 年

所敷地外貯蔵の実用化に向けた検討が本格化しつつあ©

割引率＊２）： 5%/年る。
本研究では、「使用済燃料敷地外貯蔵にかかわるコストを試算し、貯蔵方式間の技術経済性比較を行うとともに、貯蔵期間などをパラメータとした評価を行い、実用化検討に資する事」を目的に下記の成果を得ている。

＊１）均等化コストの算出方法設定した使用済燃料中間貯蔵シナリオに沿って発生する施設の建設費・運転費等の支出（Ｃ t）を基準時点における価値に換算した総額〔ΣＣ t/（1+i）t〕が、貯蔵の収入（一定の貯蔵単価（C）×貯蔵施設への使用済燃料の搬入量（Ｑ t）をＴ年における価値に換算した総額〔ΣＱ t/（1+i）t〕に一致するように、次式によって貯蔵単価を求めた。
Ｎt
Ｃ = Σ Ｃ t /（1+i）

t=0

8-2-1

¸

金属キャスク貯蔵方式と水プール貯蔵方式の比較Í

経済性の指標経済性の指標として貯蔵単価（１単位の使用済燃料を貯蔵するのに必要な費用：円/kgU）を用いた。貯蔵
単価は、当所が従来より使用済燃料貯蔵経済性評価に用いてきた、割引現金収支法に基づく均等化コストª、

84

Ｎ

Σ
Ｑ t/（1+i）
t=0
t

ここで、
Ｃ：実質価格表示の貯蔵単価〔円/kg Ｕ〕
Ｃ t ：ｔ年における発生費用（実質価格表示）〔円〕
Ｑ t ：ｔ年における貯蔵施設への使用済燃料搬入量〔kg Ｕ〕
ｉ：実質割引率〔１/年〕
ｔ：設定した貯蔵ｼﾅﾘｵにおいて費用が発生する年＊２）
割引率
将来発生する費用に対して、現時点で、いくら用意しておけばよいか（現在価値換算）を求める際に、事業の業績、物価上昇、金利等を加味して設定する値。たとえば、10 年後に 100 万円の費用が発生することが予想される場合、割引率を 5%とすると100 万円/（1+0.05）10 ≒ 61 万円
を現時点で用意しておけばよいことになる。

ß

金属キャスク費用が経済性に及ぼす影響

153m

金属キャスク貯蔵では貯蔵単価の中で金属キャスク
87m
実入りキャスク費が約 80 ％程度を占めており、そのコストダウンが貯貯蔵プール

蔵単価の低減に効果的であることがわかった（図 8-2-4）。
®

トレーラエリア

発電原価への影響

力量に割り戻したコスト（貯蔵コスト）[円/kWh]を試算

159m

90m

貯蔵単価を、貯蔵で対象とした燃料から発生した電した。貯蔵コストは冷却年数５年の場合、キャスク貯蔵で kWh あたり９銭程度、プール貯蔵で 15 銭程度となった（表 8-2-1）。貯蔵技術ないし貯蔵シナリオによる使用済燃料受け入れ・貯蔵建屋
空キャスク

差違は一見大きいが、平成 11 年 12 月の資源エネルギー庁
使キャスク保管建屋

図8-2-1

総合エネルギー調査会原子力部会で報告されたフ

ロントエンドからバックエンドまで含めた総発電原価
5.9 円/kWh のうち 1.5%（金属キャスク）から 2.5%（プー

プール貯蔵施設の概要（貯蔵容量 5,000tU）ル）程度の値となっている。
º

評価結果

¶

貯蔵方式、貯蔵容量が経済性に及ぼす影響©

感度解析（割引率が貯蔵単価に及ぼす影響）
本評価では割引率を５%として計算したが、公益性の貯蔵容量が小さい場合、プ−ル貯蔵の貯蔵単価は金属

高い貯蔵事業の場合には５%は高いとの批判もありえる

キャスク貯蔵に比べて高いが、容量が増加するにつれて、ので、割引率を０%､２%とした場合、また事業主体とキャスク貯蔵の貯蔵単価（30,000 円/kgU）に近づくことして民間による倉庫業等の事業形態も想定し、8%､10%がわかった（図 8-2-3）。これは、プール貯蔵では、貯蔵とした場合ついて検討した。その結果、本評価の設定

容量の増大に伴う費用の線形的増加がないこと（規模の条件の下では、割引率の変化による貯蔵単価の変動は経済性）が要因になっている。キャスク貯蔵の場合には比較的小さい事がわかった（図 8-2-5）。

量産効果によるキャスク制作費の若干の低減を見込んでまた近年、新たな貯蔵方式として､コンクリートモジ

いるが、本質的には、貯蔵規模の増加に対して貯蔵ユニ

ュール貯蔵方式が､主に米国で実用化しており、これらットを追加していく費用構造のため規模の経済性はなくを含めた経済性評価を行い､その経済性を明らかにして貯蔵単価が貯蔵容量によらずほぼ一定値となる。

いる（8-5 参照）。

金属キャスク
278m
69m

85m

管理エリア

使用済燃料貯蔵エリア

49m

124m

使用済燃料貯蔵エリア

図8-2-2

受け入れエリア

キャスク貯蔵施設の概要（貯蔵容量 5,000tU）

電中研レビュー No.40 ● 85

80

70
輸送費

貯蔵単価（千円/kgU）

60

一般管理費
人件費

50

ユティリティ費
維持費

40

デコミ費
金属キャスク費

30

設備費
建設費

20

10
0
プール

金属キャスク

プール

3000TU

金属キャスク

図8-2-3

貯蔵単価（最大値で規格化）

プール

5000TU

金属キャスク10000TU

貯蔵単価の比較1.0

表8-2-1

貯蔵コスト［円/kWh］

0.8
貯蔵容量

輸送費
運転費
デコミッショニング費
金属キャスク費
建設費

0.6
0.4

3,000tU
15年

5年

15年

5年

15年

キャスク

0.095

0.058

0.091

0.056

0.085

0.052

プール

0.214

0.132

0.150

0.092

0.112

0.069

0.2
：平成10年6月11日通産省原子力部会で報告

基本ケース

金属キャスク費 50％

図8-2-4

キャスク費用と貯蔵単価

貯蔵単位（千円/kgU）

70
60
50
40
30
20

プール
金属キャスク10001

図8-2-5

2

3

4

5

6

10,000tU

5年

0.0

86

5,000tU

冷却期間

7

8

9

割引率に関する感度解析（5,000tU）

10

８−３

金属キャスク貯蔵技術確証試験−通常時健全性−

当所では、わが国における使用済燃料のキャスク貯本研究では､「使用済燃料のキャスク貯蔵に関する研究
成果を総合的かつ系統的に整理・集大成し、総合的な考察を加え、キャスク貯蔵技術の安全性を明らかにし、その許認可に資する事」を目的として下記の成果を得

基準漏洩率

10−5

均 6.81×10−10
10−5 平標準偏差3.02×10−10
−5
10
10−5
10−5
10−5
10−5
0

∏

ている 。

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

経過時間（年）

使用済燃料の健全性

貯蔵キャスク内の使用済燃料の温度を精度よく求めるための解析手法（改良 ABAQUS コードを使用）を開発し、実物大の貯蔵キャスクで検証した。また、貯蔵中

À型モデル

10−5
漏洩率（Pa・m3/s）

8-3-1

¿型モデル

10−5
漏洩率（Pa・m3/s）

蔵に関する研究を昭和 58 年度より鋭意実施してきた。

基準漏洩率

10−5

10−5 平
均 5.73×10−11−11
10−5 標準偏差 2.42×10
10−5
10−5
10−5
10−5

の使用済燃料の健全性を支配する因子か被覆管のクリ

0

2

3

4

5

6

7

8

9

10

経過時間（年）ープ（内圧による膨れ）変形であるとし、過度な（１％以上の）クリープ変形を抑制する限界温度の評価手法を提1

図8-3-1

金属ガスケットの長期密封性能試験

案した。

8-3-2

貯蔵キャスクの密封性能È

変化するため、蓋ガスケッ卜部温度の年変動に相当す
る温度サイクルを繰り返し与える温度サイクル試験を

¸

長期健全性

行い、温度変動が密封性能へ及ぼす影響を確認した。

貯蔵キャスクの密封部に使われる金属ガスケットのその結果、繰り返し数 60 回（60 年に相当）の範囲では、漏洩率変化に関して、温度による加速試験の結果に基密封性能に変化がないことが確認された。したがって、づき、長期密封性能の評価手法を提案した。これによ

貯蔵期間中において、貯蔵環境の温度変化の密封性能

り、金属ガスケットは百年以上の間、所期の密封性能への影響はないものと考えられる。

を維持することを予測した。
また、２種類の実物大蓋部モデルを用いた密封性能

8-3-3

貯蔵施設の除熱性能

確証試験を開始し、試験開始から約８年以上が経過したが（図 8-3-1 参照）、いずれのモデルも試験開始時の良当所では、乾式の自然空冷式中間貯蔵施設について、

好な密封性能を保持していることか確認された。また、

これまでに除熱評価手法の確立を目指し、試験・研究

本試験は、一定温度で実施したのであり、実貯蔵時のを実施してきた…、 、À、Ã。

使用済燃料の崩壊熱の経年変化に伴うキャスク温度低当所が最初に試験・研究した施設の形状は、天井の下を考慮すると、現時点において約 23 年に相当する密高い施設（以降「従来方式施設」という）であったが、封性能の健全性が示されたと考えられる。

現在では、建設コスト低減と建設期間短縮を目的として天井を低くした施設(以降「スタック方式施設」とい¹

環境温度変化が密封性能に及ぼす影響
キャスク温度は、貯蔵環境温度の季節変動に伴ってう）が検討されて、本報告では､この新しい施設を対象とした研究成果を紹介するΩæø。図 8-3-2 にスタック方

電中研レビュー No.40 ● 87

式施設の形状を示す。スタック方式施設については、除熱性能が確認されていないことから、除熱評価が必も大きくなることが分かった。
4）図 8-3-3 は、試験結果に相似則を適用して、実規模要となっている。

¸

施設貯蔵部内の空気温度分布を予測したものである。

¹

除熱性能試験

除熱性能試験解析

スタック方式施設の施設内熱流動現象を評価し、熱1/5 縮尺模型試験で見られた諸現象の詳細把握と、除的健全性を考慮して施設の基本形状（天井高さおよびス

熱性能解析手法の高度化を目的として、試験解析を行

タック高さ）を検討するために、実規模施設の 1/5 縮尺った。

模型を用いた試験を行った。なお、模型と実規模施設

ここでは、貯蔵部内の熱流動現象を対象とした全体との間で浮力と慣性力の比であるリチャードソン数（Ri解析および最も高温となる最終列キャスクを対象とし数）を一致させ、更に施設内を流れる冷却空気の流れがた詳細解析を行った。なお、詳細解析では、キャスク

十分乱流になる条件で試験をすることにより、実規模

周囲の熱流動現象およびキャスク表面温度を評価した。

施設と熱流動上相似の現象を再現した。その結果、以解析に当たっては、当所でこれまでに開発してきた手下の事が明らかとなった。

法に基づいて、更に空間分解能を向上させたメッシュ

1）スタック高さと Ri 数の関係を求め、Ri 数をパラメー

分割法および Skew-Upwind 法注１）を導入した。これにタとした試験を行った。貯蔵部内の熱流動現象は、Riより以下の結果を得た。

数に大きく依存することが分かった。また、除熱上

1）必要なスタック高さを検討した。

全体解析結果図 8-3-4 に試験解析で得られた貯蔵部内の温度分布の

2）天井高さをキャスク高さの約 1.5 倍（1.6 ｍ）から約３一例を示す。吸気口から流入した空気は最上流側のキ倍（3.0 ｍ）まで変えた試験を行い、天井高さが貯蔵部

ャスクに衝突し、一部上昇するものの、主流は、最終内の熱流動現象に及ぼす影響および天井温度を調べ

列キャスク方向へ床を沿って流れた。また、天井部付た。その結果、天井高さは、キャスクの除熱特性に、近での戻り流、貯蔵部内の最下流部での淀みなど、試

ほとんど影響を及ぼさないことが分かった。しかし

験で観察された現象が再現されている。解析の結果、ながら、天井高さにより天井温度が変化することか貯蔵部内の温度分布、流速分布ともに試験値と良く一ら、天井のコンクリート温度を評価して、天井高さ致した。更に、天井高さの低いケースの解析では、キを決める必要があることが分かった。

ャスクで加熱された高温空気が天井付近に留まり、天3）キャスク表面近傍では、浮力による上昇流の他に吸気口から流入する水平方向の吹きつけ流が付加されている。この結果、キャスクの熱伝達率は、従来用井の広い範囲が高温化することが分かった。
2）詳細解析結果
キャスク後背部では、流れのはく離現象が生じた。

いられてきた垂直平板自然対流（層流）の評価値より
Tin＝29.1℃

Tout＝42-6℃

吸気口

排気口
42

支柱

36
35

ハッチ

図8-3-3

図8-3-288

キャスク貯蔵施設の断面図

41
40
38 39

単位：℃
37

実規模施設貯蔵部内の空気温度分布（相似則を適用した予測値）

注 1）：この方法は流跡線法あるいは特性曲線法と呼ばれるもの
で、上流側差分点の中に斜め方向の格子点情報も含めるため、数値計算において重要となる接線（流れに垂直）方向の数値粘性を大幅に低減できる。

キャスク表面温度は、解析では試験結果と比べて周方向の温度差が大きくなった。これは、詳細解析での境界条件に全体解析で得られた温度・流速データを用いているが、解析では水平方向流速を大きく評価しているため直交流による除熱が過度に評価されたものと考
えられる。

8-3-4

24

26

28

30

図8-3-4

32

34

36

38

40

42

44

46

48（℃）

貯蔵部の温度分布（試験解析）＊巻末のカラー頁を参照。

チャンネルボックス付き使用済燃料の貯蔵À

従来、BWR タイプの使用済燃料は、チャンネルボッ
クスと燃料集合体を分離した後、個々に貯蔵・管理しているが、当所では、チャンネルボックス付き使用済
燃料の合理的な貯蔵に向けた試験データを取得した。

８−４

金属キャスク貯蔵技術確証試験−異常時健全性−
重量物が落下しても、キャスクが堅固な強度を有す

8-4-1

貯蔵キャスクの取扱中の落下時の健全性¸ることから、その構造的健全性および密封性能が維持されることを実験により明らかにするとともに、衝撃解析コード DYNA − 3D による解析手法を提案した。

貯蔵キャスクか取扱中に誤って、貯蔵施設のコンクリート床上に落下しても、キャスクの構造的健全性およびπ

建屋倒壊に伴い瓦磯中に貯蔵キャスクが埋没した

密封性能が維持されることを、実物大キャスクを用いた

場合には、使用済燃料等は異常な温度上昇を示すが、試験により確証した。また、衝撃解析コード DYNA −使用済燃料等の健全性が維持されうる限界時間の評

3D に、当所での既開発のコンクリートの破壊モデルを組

価手法を提案した。これにより、埋没により空気のみ込んだコードを開発し、その評価手法を提案した。

対流が閉ざされた場合にも、埋没後、ガレキ類を撤去して対流を回復する時間的余裕があることを示し

また、鋳鉄製キャスクの材料データを取得整備し、た。

衝撃による脆性破壊について評価する手法を提案し、実物大キャスクの試験により検証した。これにより、¡¬∫縦置きされた貯蔵キャスクは最大規模（S 2 クラス）

JIS の材料規格 や IAEA の脆性破壊評価基準 が策定さの地震に対しても転倒しないことを解析・試験によれた。

り明らかにした。

8-4-2∏

地震時の健全性¡

地震により貯蔵建屋が崩壊し、貯蔵キャスク上に

電中研レビュー No.40 ● 89

８−５

高燃焼度・ MOX 使用済
燃料貯蔵技術将来の動向としては軽水炉の高燃焼度化が順調に進いる ORIGEN2 コードを対象として、高燃焼度、MOX

展し、今後発生する使用済燃料は、高燃焼度燃料が主使用済燃料に対する評価精度を明らかにした。また、体になると予想される。さらには、高速増殖炉の実用

MOX 使用済燃料の照射後試験により貯蔵時に問題とな化の遅れに伴い、軽水炉におけるプルサ一マル利用のる被覆管の内面腐食量や、温度上昇時の核分裂性ガス方針が決定され、貯蔵の対象として従来の燃焼度の低放出挙動などについて、従来のウラン燃料と同等か同

い使用済燃料以外に、高燃焼度燃料と混合酸化物

等以上の健全性が担保出来る事を示した。

（MOX）燃料を想定しておく必要が生じている。これら

キャスク等の貯蔵施設の設計の合理化への寄与が期の使用済燃料は初期濃縮度が高く、放射能、発熱量が待される燃焼度クレジットについて導入方策を検討し、高いので、従来技術のままでは貯蔵密度の低下、ひい燃料棒の軸方向の燃焼度分布や運転パラメータのキャては貯蔵コストの上昇が避けられない。

スク反応度への影響を解析し、これらの各種のバイヤ
ス量を等価均一燃焼度の概念で統一的にとりまとめ得本研究では、「軽水炉燃料の高燃焼度化、軽水炉におる可能性を示した。また、幾つかの燃焼度クレジット

けるプルサ一マル利用の本格化に対応するため、これ導入方策を比較評価し、導入のためのフロー・チャー

らの燃料を対象とした貯蔵コストの低減を目指す事」

トを明らかにした。

を目的として下記の成果を得ている。

8-5-3
8-5-1

使用済高燃焼度燃料・ MOX 燃料の
基本特性Ã、Î

高性能バスケット用中性子吸収構造材の材料特性ÄAボロン含有ステンレス鋼、Bボロン含有 3 層クラッBWR および PWR 燃料について、ORIGEN − 2 によド材（ボロン含有ステンレス鋼/銅/ボロン含有ステンレ

る線源評価を実施した。特に、MOX 使用済燃料では、

ス鋼）、Cボロン含有アルミニウム合金、を対象にバス

ウラン使用済燃料に較べて、中性子放出率が約 18 倍とケット用中性子吸収構造材料としての適用性を検討す

顕著に増加するほか、発熱量なども 2 倍程度に増加するるとともに、基準化等に必要な材料データを整備した。

事が示された。

A

ボロン含有ステンレス鋼
ボロンの添加により 0.2%耐力と弾性率は増加、引張

8-5-2

燃焼度クレジットの検討並びに使用済燃料特性試験Ã

強度、延性、衝撃値、曲げ変形性等は減少した。特に
1.4wt%のボロンを含有した材料は引張強度、衝撃値の著しい低下が認められた。クリープ特性、疲労特性、

高燃焼度・ MOX 使用済燃料などに対する貯蔵技術の熱的性質等はあまり変化が見られなかった。組織的に高度化のため、実際の高燃焼度、MOX 使用済燃料を用は折出したボロン化合物の圧延方向への分布が見られいた照射後試験により、たが、材料特性の顕著な異方性は認められなかった。

・使用済燃料の核種組成評価

また、溶接部では、溶接施工性は母材の SUS304 鋼と変・使用済燃料の線源評価

わらず、母材部と比較して引張強度の変化は見られな・使用済燃料の健全性評価

かったが、曲げ変形性の低下が認められた。バスケッなどに寄与する各種データを取得した。特に、核種組ト用構造材としてのボロン含有ステンレス鋼では、延成評価および線源評価において、現在広く用いられて性確保の観点からボロンの添加は 1.2wt%程度以下がの

90

ぞましいいと考えられる。
B

ヘリウムで横置き姿勢の場合）。

ボロン含有 3 層クラッド材

さらに、３層クラッド材を構成している材料間の熱引張強さはボロン含有ステンレス鋼との複合則の成膨張係数の違いによる不具合等は認められないととも立が示され、曲げ性の低下が認められた。また、溶接に、バスケットには、熱応力に起因するひび割れも認部でも曲げ性の低下が認められた。伝熱性能はボロン

められなかった。

含有ステンレス鋼と比較して、著しい向上が認められ

8-5-5

た。
C

密封部の耐食性評価Ã

ボロン含有アルミニウム合金
ボロンの添加により、衝撃吸収エネルギー、伸び、

1）蓋と本体間の腐食によるボルトの押し上げ効果

曲げ性等の低下が確認されたが、引張強度、硬さおよ

キャスク貯蔵中に蓋部と胴部（本体）との間に結露等

び熱的性質等は母材とほとんど変わらなかった。また、による腐食が生じると、その腐食生成物の成長により母材が熱処理型の A6061 合金であるため、1000 時間のボルトが押し上げられ、密封性能に影響を与えること

温度履歴付与後では、引張強度、0.2 ％耐力は初期の半が考えられる。そこで、腐食生成物の成長に伴うキャ分以下に低下することが確認された。温度履歴付与に

スク蓋部とキャスク胴部（本体）との間の面圧の経時変より、吸収エネルギーは増加が認められた。温度履歴

化を実験時に求め、これにより実機の 40 年間（貯蔵期間）

付与による強度低下は、バスケットの設計時においてにおける面間隔の拡がりを推定し、密封性能への影響は十分に配慮する必要がある。

を評価した。

本研究で試作したボロン含有ステンレス鋼、ボロン

その結果、40 年相当の貯蔵期間では、ボルトが降伏

含有アルミニウム合金それぞれについて、ボロンの添応力を越えて破断に到ることはなく、また、面間隔の加による延性の劣化が確認された。これは、添加した拡がりによってキャスクの気密性が失われることはな

ボロンが、ステンレス鋼中においてもアルミニウム合

いと考えられる。

金中においてもほとんど固溶せず、その大部分が化合

2）蓋、本体とガスケット間の腐食寿命物として母相中に折出するためである。できるだけ細自然環境暴露試験および加速環境下での腐食試験を

かく分散折出するように製造時に制御することが、材行い、加速倍率を求めるとともに、求めた加速倍率を料特性を向上させる上での今後の課題である。

加速環境下での密封部小モデル試験結果に適用し、実また、ボロン含有アルミニウム合金では、ボロン系

機の自然環境における 40 年間（貯蔵期間）の密封性能を化合物の折出による熱中性子吸収効果の低下も予想さ予測した。その結果、40 年相当の貯蔵期間では、密封れた。今後、これらの材料を使用する場合には、この健全性が失われることはないと考えられる。

ような特性を理解した上で適用することが重要である。

8-5-6
8-5-4

高性能バスケットの伝熱特性試験Ã

３層クラッド材（ボロン含有ステンレス鋼/銅/ボロン

金属キャスク破壊強度評価手法の高度化Ã（À）破壊靭性値に及ぼす破壊モードの影響検討≈

含有ステンレス鋼）からなる高性能バスケットの除熱性

貯蔵キャスク用鋳鉄および鍛鋼の破壊靭性値に及ぼ能が従来タイプのステンレス鋼製バスケットに比べてす破壊モードの影響を調べるために、破壊モード試験

向上することをスケールモデルの試験体を用いた伝熱を行い、鋳鉄、鍛鋼ともに、KIC< あるいは≦ KIIC<KIIIC、試験により確認した。すなわち、本試験体系の場合、JIC< あるいは≦ JIIC<JIIIC の関係が得られ、モードøの破３層クラッド材からなるバスケットを用いた伝熱試験

壊靭性値が最も低く、最も厳しい評価を与えることがでは、中心位置の模擬発熱体の最高温度が 249 ℃とな確認できた。

り、ステンレス鋼製のバスケットを用いた場合に比較（Ã）実キャスクを想定した大型構造物としての破壊特

して約 85 ℃下回ることが確認された（但し、充填ガスは性

電中研レビュー No.40 ● 91

鋳鉄および鍛鋼の試供体より切出した表面予き裂なその結果、燃焼度クレジットの導入が貯蔵密度の向らびに板厚貫通予き裂付き試験片を用いて、最も厳し

上や経済性に大きな効果を及ぼすことがわかった。たい評価を与える引張負荷および引張曲げ条件下での大だし、燃焼度クレジットの導入は運用等の面で課題も型破壊試験を実施し、J −歪み関係、き裂の取扱い方等、多いことから燃焼度クレジットが導入できない状況で

J 積分設計曲線を求めるのに必要なデータを取得した。

はボロン含有ステンレス等の適用が有効な手段である（Õ）設計曲線の提案∆と考えられる。また、サイロ貯蔵、コンクリートキャ

鋳鉄および鍛鋼の各種破壊靭性試験で得られたデー

スク貯蔵は貯蔵コストが低く有望な方式であることがタを基に、J 値の基準化や、基準歪の設定方法等を検討わかった（図 8-5-1）。サイロ貯蔵やコンクリートキャス

し、J 積分に基づく設計曲線（非線型破壊強度評価式）

ク貯蔵については海外での実績はあるものの我国ではを提案するとともに、落下事象を例として実機への適まだ実用化されていないので、使用済燃料貯蔵方式の用方法を紹介した。

オプションを拡げるという観点からも我国での実用化に向けた研究・試験が望まれる。

8-5-7

新要素技術を導入した使用済燃料貯蔵方式の経済性比較Ã

プール、金属キャスク、ボールト、サイロおよびコンクリートキャスク貯蔵方式の概念設計を行うとともに、上述した要素技術を適用した場合の効果について

8-5-8

貯蔵技術の長期健全性

仏では 2006 年のバックエンド政策決定に向けて、300
年間の長期貯蔵研究が行われているœ。
当所では、使用済燃料の岩盤貯蔵概念の予備的検討を行った–。

検討した。

BWR貯蔵容量：500トン
1

貯蔵単価（最大値：1）

輸送費
人件費他

0.8

ユーティリティ
維持費

0.6

デコミ
キャニスタ

0.4

キャスク
設備
建屋

0.2

0
プール

金属キャスクボールド

サイロ

コンクリートキャスク

貯蔵方式

図8-5-192

燃焼度クレジット等の新要素技術を導入した場合の経済性評価例

第

章

9

輸送・貯蔵技術に関する基礎的研究および将来技術

第９章

輸送・貯蔵技術に関する基礎的研究および将来技術 ● 目次

我孫子研究所構造部

上席研究員

小]

明郎

我孫子研究所構造部

上席研究員

渡部

直人

我孫子研究所水理部

主任研究員

亘

真澄

我孫子研究所構造部

上席研究員

伊藤

千浩

我孫子研究所構造部

主任研究員

白井

孝治

我孫子研究所リサイクル燃料貯蔵技術課題推進担当

三枝

利有

９−１

金属材料構造物の腐食寿命評価技術

９−２

輸送の確率論的安全評価…………………………………………………………………………………………………96

９−３

廃熱・放射線等利用技術…………………………………………………………………………………………………97

９−４

劣化ウランコンクリート技術

９−５

輸送・貯蔵兼用キャスクの実用化 ………………………………………………………………………………………100

９−６

コンクリートモジュール貯蔵技術確証試験 ……………………………………………………………………………10094……………………………………………………………………………………95……………………………………………………………………………………………99

小] 明郎（82ページに掲載）

渡部 直人（1980年入所）
当初はバックエンド関連のセメント固化体の各種試験ならびに、コンクリート構造物の耐久性に関する研究を手がける。その後、発電所廃棄物埋設用コンクリートピットの透水性研究を経て、放射性物質輸送のリスク評価
研究（輸送のPSA）に従事している。最近は、ヴァーチャルリアリティ技術を活用した輸送の支援システムの研究にも着手した。

亘

真澄（72ページに掲載）

伊藤 千浩（８ページに掲載）

白井 孝治（72ページに掲載）

三枝 利有（８ページに掲載）

９−１

金属材料構造物の腐食
寿命評価技術∏〜ª

放射性廃棄物等の輸送・貯蔵・処分の各分野では、

一方、実際の金属材料の腐食寿命評価においては、

材料・構造等の長期的な信頼性確保が日増しに重要と

すきま腐食が発生した場合にどれだけの余寿命が期待なり、腐食に対する精度の高い健全性評価が必要となできるかを推定できるようにしておくことも重要であってきている。このため、当所ではバックエンド分野

ることから、速度論的なすきま腐食寿命評価手法につを対象に金属材料の腐食寿命評価技術に関する基礎的いても研究を進めている。

研究を実施し、得られた成果や蓄積された試験技術を実機に対する試験・評価等に応用している。以下にそ¹の概略を紹介する。

MOX 新燃料被覆管材料の海中腐食
MOX 新燃料輸送物が万が一の海没事故に遭遇し、輸送容器が破損あるいは腐食して容器内部に海水が流入¸

すきま腐食に関する基礎的研究した場合に、燃料被覆管が海中で閉じ込め性能（腐食の腐食評価に際しては、対象とする金属材料が使用環
境で腐食を起こし得るのか、あるいは腐食しないのか、観点から）を保持できるのか否かについてこれまで明らかになっていなかった。
このため、MOX 新燃料被覆管材料（Zr−2 および Zr−4）

また、腐食する場合にはどういった腐食形態（全面腐食、局部腐食（孔食、すきま腐食、応力腐食割れ等））になるを対象に、局部腐食の中で最も厳しい評価を与えるすきのかをまず明らかにする必要がある。

ま腐食に関する電気化学試験を行い、海水中で被覆管材

このため、当所では、電気化学的試験により炭素鋼

料が腐食しない温度条件を平衡論的に明らかにした。

と耐食合金（ステンレス鋼、ニッケル基合金、チタン合

その結果、Zr−4 では海水に近い 3.5 ％ Cl−水溶液で約金等）について、腐食領域図を作成した。局部腐食の中

145 〜 150 ℃で、Zr −2 では 10 ％ Cl − 水溶液で 165 ℃で、でも最も安全側の厳しい評価を与えるすきま腐食に関

すきま腐食が停止した。

する例を図 9-1-1 に示す。

一方、実際の MOX 新燃料被覆管の海没時の温度（海図中の境界線よりも下側の領域がすきま腐食を起こ

水が被覆管に接触した時の温度）は約 100 ℃以下と考えさない領域であることを示す。本結果は、平衡論的なられるため、海没してもすきま腐食を起こす心配がな

手法で得られた結果で、時間とは無関係なことから、いことが明らかとなった。

同図を用いて使用環境に応じた適切な材料選定を行う
ことにより、長期間の健全性を確保しうると考えられる。

º

輸送容器の海中腐食º
万が一輸送物が海没すると、いずれ腐食により容器

本体と蓋とのすきまを介して核種が外に漏れ出すこと
2.4

SUS 304
pH 12.5

3.0
SUS 304
pH 7

3.2

TI-Gr. 1
pH 7

3.4

3.8

50
Ti*Gr. 12
pH 7
INCONEL 625
pH 12.5（境界線より上側がすきま腐食発生域、下側がすきま腐食を発生しない領域を示す。）

101

図9-1-1

102
103
104［Cl−］濃度（ppm）

耐食合金のすきま腐食領域図の例

ータがほとんどなかった。このため、被ばく線量評価
で用いる輸送容器のバリア効果注１）に及ぼす腐食の影響を調べた。
海中に浸漬暴露（最大約１年間）させた輸送容器の密

0
105

度（℃）

2.8

3.6

と蓋とのすきま間隔に腐食がどう影響するか等の実デ

100

温（1／絶対温度）×103
1/T×103103（1/K）

2.6も考えられるが、これまで容器の腐食挙動や容器本体

Ti-Gr. 12
Ti-Gr.1
pH 12.5 pH 12.5

注１）：海没した輸送容器から核種が外に漏れ出す量が容器本体と蓋とのすきま間隔に依存し、すきま間隔が小さい程流出量が抑えられる効果を容器のバリア効果という。容器のすきま間隔は腐食前で 10 μ m と設定し、海没後もこの値が保持されるとこれまで仮定していたが、腐食前後ともに実データによる裏付けがなかった。

電中研レビュー No.40 ● 95

封部を模擬した小モデル試験体（縮尺 1/5）を定期的に引上げて密封性能を調べる（図 9-1-2）とともに、切断・解体して腐食量を実測した。その結果、A約 1 年間はゴ
ムガスケットによって密封性が保持されること、B容
器本体と蓋とのすきま間隔は約１年間の浸漬後においても 1 〜 3 μ m の小さな値を示し、仮にゴムガスケットが劣化して密封機能を失っても、環境影響評価での設
定値 10 μ m を余裕を持って確保できることが明らかとなった。
»

使用済燃料貯蔵容器の貯蔵中における海塩粒子腐食»

図9-1-2

海中浸漬後の密封性能測定状況

使用済燃料貯蔵容器が長期間の貯蔵中に潮風（海塩粒子）により腐食し、密封性能にどう影響するかを調べる

る潮風環境加速試験ならびに自然環境暴露試験を行い、ために容器密封部の 1/5 縮尺モデル試験体や、実機と同金属製貯蔵容器は貯蔵期間 40 年に対して十分裕度を持じガスケット材料を挟み込んだすきま腐食試験片によって密封健全性を確保できることを明らかにした。

９−２

輸送の確率論的安全評価

放射性物質輸送の安全性を評価するために、IAEA 輸¸

事故シナリオ分析手法の構築

送規則に基づく数多くの試験あるいは解析が実施され事故進展を分析するためのイベントツリー手法と事故ており、これらは「決定論的安全評価」と呼ばれてい原因を分析するためのフォールトツリー手法を組み合わる。これに対して、原子力発電所などを対象に、想定せることにより、輸送の事故を分析する手法を構築した。

される事故シナリオを論理的に分析し、その発生確率を求める「確率論的安全評価（PSA）」が実施されてお¹

リスクカーブの検討

り、放射性物質輸送でも各国で PSA が試みられている。

輸送の安全性に関する指標の一例として、リスクカ

当所では、我が国における放射性物質輸送の PSA をーブの作成方法を確立し、トンネル火災時の輸送物へ確立するために、体系的な手法を構築するとともに、の入熱量に関するリスクカーブを作成した（図 9-2-1）。

現実の輸送を対象とするケーススタディにより、同手法の適用性を検討してきたº〜ø。また、PSA の中の一つº

INTERTRAN2 の適用性研究の方法論として、輸送に伴うリスク（被ばく線量と確率

IAEA の国際共同研究の中で開発されているの積）を直接求める計算コード（例えば INTERTRAN2）INTERTRAN2 コードについて、発電所廃棄物コンテナが開発されており、今後規制への取り込みが議論されの輸送を対象としてケーススタディを実施し、同コーている。

ドが適用可能であることを確認した。

当所では、我が国の放射性物質輸送に適用可能なＰ»

輸送リスクのゆらぎ評価方法の提案

ＳＡ手法を確立するとともに、輸送のリスクを計算す

INTERTRAN2 などのリスク評価コードは、現実にはる INTERTRAN2 コードの適用をはかる事を目的に下

入力変数の変動（「ゆらぎ」と称す）にともない、出力と記の研究成果を得ている。

しての被ばくリスクも分布を有する。そこで、統計データより確率分布を作成し、Monte Carlo 法に替わる効

96

180

1.00
0.9

160

120

0.5
0.4

入熱量のリスクカーブ

0.3（累積頻度図を指数回帰して求めたもの）
Psum＝１−EXP（−（Qin/3.01E＋７）＾0.510）

0.2

100
80

INTERTRAN2の500回のサンプリングにより分布を作成した

60
800℃30分の入熱量0.1

図9-2-1

集団被ばく線量

トンネル火災のリスクカーブ（例）

3.9

3.6

3.3

3.0

2.7

2.4

2.1

1.8

1.5

0

注）天然UF6輸送物と熱容量が等価な模擬物を対象に求めたもの

1.2

20
0.9

5.0

Qin×10E＋8（J）

0.6

入熱量

4.0

2.0

1.0

40
0.0

0.0

度

140

0.6

頻

0.7

3.0

累積確率 Psum

0.8

×10−2 man-mSv

注）新燃料輸送の都市部特定区間で求めたもの

率的なサンプリング技法（Latin Hypercube Sampling）
を用いることにより、被ばくリスクを求める手法を提図9-2-2

INTERTRAN2入力変数のゆらぎに伴う被ばく
線量分布

案した。さらに、現実の新燃料輸送を対象とするケー
ススタディを実施し、被ばくリスクの分布を求めた（図9-2-2）。

９−３

廃熱・放射線等利用技術

貯蔵中の使用済燃料からは、長期間に亘って熱と放が一つの貯蔵区画を形成しており、除熱機能は各区画

射線が放出される。これまで、これらのエネルギーを毎に担保される（１区画の発熱量は 306kW）。貯蔵施設

利用する貯蔵施設概念はなかったが、エネルギーの有には、廃熱回収を行うための熱交換器が煙突部に取り効利用の観点から、使用済燃料の熱・放射線を利用す付けられており、熱交換器内で昇温された水はそのまるシステムについてフィージビリティスタディを行っ

ま利用先に送られるか、あるいはヒートポンプによった。

てさらに昇温され利用先に送られる（本検討では利用先検討対象とする貯蔵方式は、敷地外の大容量貯蔵をは特定しないものとする）。このようなシステムに対し、想定して乾式貯蔵施設（自然循環型）とした。また、乾冷却空気温度および燃料被覆管最高温度を計算し、除式貯蔵施設にはいくつかの方式があるが、本検討では、

熱性能上問題がないことを確認した。

廃熱や放射線利用のし易さを考慮してボールト貯蔵方式を対象とした。

ボールト貯蔵施設の冷却空気流量は、使用済燃料からの発熱により暖められた空気のドラフト力と冷却空気流路の圧力損失のバランスから求まる。この場合、

9-3-1

廃熱利用技術熱交換器の温度効率を設定し、熱交換器の循環水側の入口温度 10 ℃、出口温度 15 ℃として、施設内を流れる

使用済燃料乾式貯蔵施設で廃熱回収を行う場合、使冷却空気の流量および温度を求めた。さらに、この冷用済燃料を収納した容器を冷却した空気から熱エネル

却空気温度を境界条件として、収納管内の温度を半径

ギーを回収する方法が安全かつ効率的である。貯蔵部

方向二次元断面の熱伝導解析によって求め、燃料被覆

は 77 本の収納管（一つの収納管内に４体の PWR 使用済

管の最高温度を評価した。その結果を表 9-3-1 に示す。

燃料集合体を収納した貯蔵容器が一つ収納されている）

以上の結果から、使用済燃料被覆管温度等が制限値

電中研レビュー No.40 ● 97

表9-3-1

廃熱回収機能付き貯蔵施設の除熱計算結果
使用済燃料を収納した容器

計算結果

制限温度

燃料被覆管最高温度

299℃

約350℃

貯蔵部入口空気温度

26.2℃

−

貯蔵部出口空気温度

39.2℃

65℃

冷却空気流量23.5kg/s

−

項

目

被照射物

熱交換器

使用済燃料を収納した容器を照射専用の場所に移動

ハンドリングエリア

以下となっており、本来貯蔵施設が持つ除熱安全性を

ヒートポンプ

損なわない廃熱回収システムを構築することが可能で

廃熱利用先
へ

¿

あることが明らかとなった 。
使用済燃料貯蔵部
（発熱部）

9-3-2

放射線利用技術

図9-3-1

冷却空気の流れ

廃熱放射線利用貯蔵施設の概念図

放射線は管理を誤ると人体や環境に悪影響を及ぼすらかとなっている。本検討では、容器の本数をパラメ

が、安全に管理・運用すれば様々な用途に利用が可能

ータとして計算を行ったところ、配列を 2 × 7 列にするである。産業界では、ガンマ線源（Co-60 等）や電子線にと最大線量率が約 11.1kGy/h となり、照射施設として必よる照射利用が数多くなされているが、本検討ではガ

要な線量率が得られることがわかった¡。

ンマ線源に代わる線源として使用済燃料を収納した容器が使えるかどうかを評価した。

以上の結果より、廃熱放射線を利用する貯蔵施設（図 9-3-1）が実現可能なことが明らかとなったが、経済照射を行う方法として、使用済燃料を収納した容器

性や回収した熱エネルギーの有効な利用方法、事業と（一つの容器に PWR 使用済燃料集合体 1 体を収納）をあしての被照射物の選定等を今後さらに検討する必要がる本数照射専用の場所に移設し、容器の間に被照射物ある。

（被照射物は特定しないものとする）を通すことで照射を行うものとした。その場合の照射場における空気吸

9-3-3

金属廃棄物の再利用技術

収線量率を計算（QAD-CGGP2 コードを使用）により求めた。
文献調査及び照射施設での調査から、照射事業では、照射場における線量率が 10kGy/h 程度であることが明98

将来、廃炉に伴い発生する解体放射性金属廃棄物を有効利用する、使用済燃料貯蔵キャスクの製造可能性と課題を明らかにした¬。

９−４

劣化ウランコンクリート技術ª、√、ƒ

軽水炉型原子力発電所の燃料としては核分裂性のウ

45

ラン 235 が 0.7 ％含まれている天然のウランを３％程度

4035
圧縮強度（MPa）に濃縮したものが用いられている。一方、この濃縮の過程でウラン 235 の濃度が天然の存在比 0.7 ％より減少
した、劣化ウラン（Depleted Uranium）と呼ばれるウランが生成される。この劣化ウランは比重がきわめて大

30
25
20

Normal Concrete15
DU Concrete

きい（18.7）という特徴を持つ。一般に比重が大きな材料

10はガンマ線遮へい材として優れているため、使用済燃

5料貯蔵キャスク等への有効利用が望まれる。

0
0

1

2

3

本研究では、ペレット状の劣化ウランを、中性子遮

4

5

6

7

8

比重

へい材として利用されることの多いコンクリ−トに骨材の代替物として混入した重量コンクリ−ト［以下、

図9-4-1

劣化ウランコンクリートの強度特性

劣化ウランコンクリ−ト（Depleted Uranium Concrete :DUC）と呼ぶ）を製作し、圧縮強度試験および遮へい性能試験を実施して、これらの性能を明らかにするとと試験結果 Normal Concrete（比重：2.3）
試験結果 DU Concrete（比重：4.2）
試験結果 DU Concrete（比重：6.2）
解析結果 Normal Concrete（比重：2.3）
解析結果 DU Concrete（比重：4.2）
解析結果 DU Concrete（比重：6.2）

もに技術的な成立性について検討した。
圧縮強度試験結果より、劣化ウランペレットの分布が均一であれば比重が 6 程度でかつ所要の圧縮強度が得られることがわかった。また、遮へい性能試験の結果、

1

劣化ウランコンクリートは明らかに普通コンクリートに比べて遮へい能力が高く、かつ、見かけ比重に見合らの結果より劣化ウランコンクリ−トが構造材および高性能の遮へい材として技術的に成立する見通しを得

透過率

うγ線遮へい性能を有していることを確認した。これ

0.1

0.01

0.001

た。さらに、試験に対して劣化ウランペレットを均一のモデル化し、遮へい解析コード DOT3.5 を用いて遮へ0.0001
0

10

20

30

40

50

60

板厚（cm）

い解析を行い、解析手法の適用性を確認した。
また、実構造物の製作を考えた場合、ワーカビリテ
ィーを確保しつつ劣化ウランペレット分布の均一性を

図9-4-2劣化ウランコンクリートの遮へい性能確保するため流動性をある程度抑えなければならない。
ここでは、小型ブロック状のものを製作し劣化ウラン

一性を実現するためには、施工方法に何らかの工夫がペレットの分布状態を観察した。その結果、材料の均必要であることが示唆された。

電中研レビュー No.40 ● 99

９−５

輸送・貯蔵兼用キャスクの実用化

使用済燃料貯蔵に関する今後の課題として輸送・貯クについては実用化され実績があるが、この兼用キャ

蔵兼用キャスクの実用化がある。輸送・兼用キャスク

スクを我が国で実用化するためには、技術的な観点かとは、同一のキャスクで、使用済燃料の輸送（発電所から、貯蔵終了後にキャスクや燃料が輸送可能な状態すら貯蔵施設、貯蔵施設から再処理施設）と貯蔵の要件をなわち輸送キャスクに関する要件が満たされているこ

満たす機能を持つキャスクのことをいう。さらに、一とを明らかにする必要がある。例えば、貯蔵期間中に般的には、貯蔵後、蓋を開放すること無しに、輸送にキャスクの構成部材の、使用済燃料からの発熱や放射供することのできるキャスクのことをいう。このよう

線による経年劣化を評価する必要がある。

なキャスクのメリットとしては、輸送と貯蔵に同一の

これまでに得られた知見によれば、貯蔵期間中に想キャスクを用いることで、コスト低減を図れること、定される環境条件では、材料の劣化はほとんどないとおよび蓋の開放作業がなくなることで、作業従事者のいう結果が得られているが、更なるデータの蓄積が必

被ばく線量を低減できることにある。

要である。

わが国では、すでに輸送キャスクおよび貯蔵キャス

９−６

コンクリートモジュール
貯蔵技術確証試験≈〜–

平成 10 年６月の通商産業省総合エネルギー調査会原子力部会中間報告において、使用済燃料がリサイクル
燃料資源と位置づけられ、この資源を有効に利用できるように再処理を行うまで中間的に貯蔵することとし、2010 年までに発電所敷地外貯蔵施設を実用化することが示されてから急速に実用化に向けての気運が高まってきた。
現在では、金属キャスク貯蔵が実用化段階を迎えつつあるが、使用済燃料の貯蔵の緊急性を考慮すると、（コンクリートキャスク貯蔵施設：ANO発電所）

経済的な観点からコンクリートモジュール貯蔵の実用化を図る必要がある。海外では、既にコンクリートモ
ジュール貯蔵が認可され、運転中である（図 9-6-1 は、米国で運転中のコンクリートモジュール貯蔵施設の例）。
コンクリートモジュール貯蔵施設は、原子力発電所から取り出された使用済燃料をキャニスタと呼ばれる金属製の輸送・貯蔵兼用の密封容器に収納し、鉄筋コ
ンクリート構造物で貯蔵する方式であり、コンクリー
トキャスク、横型コンクリートサイロ、コンクリート
ボールトの３形式に大別される。

100（横型コンクリートサイロ貯蔵施設：Oconee発電所）

図9-6-1

米国で運転中のコンクリートモジュール貯蔵施設

コンクリートモジュール貯蔵方式は、・鉄筋コンクリートを適用したモジュール構成である
ため、材料単価が安価で初期投資が小さく、金属キ
ャスクと同様に必要に応じて貯蔵容量を拡張できる。
・自然空冷方式であるため、保守が容易である。
・輸送・貯蔵兼用のキャニスタの採用により、輸送キャスクが繰り返し使用できる。
等の特徴を有しており、経済的な貯蔵対策として期待されている。
図 9-6-2 に、キャニスタの概要を示す。キャニスタの
図9-6-3形状は、外径が約 1.7 ｍ、長さが約 4.9m、重量が約 15-

コンクリートキャスクの概念図

19 トン、溶接で２重蓋を取り付けた構造であり、内部を不活性状態に保持するためヘリウムガスを封入する。

米国等と異なり、わが国は海岸での潮風環境下での

図 9-6-3 に、コンクリートキャスクの概要図を示す。

コンクリートキャスクの耐久性評価や、コンクリート

キャスク下部に設けた開口部から冷却空気を取り入れ、等の温度制限上、高精度な除熱設計評価手法等が必要

キャニスタ周囲での冷却空気の自然対流効果により、とされる。

キャニスタ内で発生する使用済燃料の崩壊熱を除去す

図 9-6-4 に、コンクリートモジュール貯蔵技術確証試る方式である。コンクリートキャスクの形状は、外径

験の全体研究概略フローを示す。コンクリートモジュ

が約 3.5 ｍ、高さが約 5.8m、重量が約 120 トンである。

ール貯蔵施設のコンクリート構造物や金属キャニスタ

当所では、このような状況の中、敷地外貯蔵施設のの構造強度部材については、設計貯蔵期間中の温度、実用化の推進に資するため、経済的なコンクリートモ

放射線等の環境、並びにその環境下での経年変化に対ジュール貯蔵技術の実用化研究を推進中であり≈〜–、更して信頼性のある材料を選定し、その必要とされる強なる合理化を含め長期貯蔵中の健全性について確認し、度・性能を維持し、必要な安全機能（密封性能、未臨界

使用済燃料の中間貯蔵に関するコンクリートモジュー

性、遮へい性能等）を失うことのないように設計する必ル貯蔵技術の確立及び原子燃料サイクルの円滑な推進要がある。また、長期にわたる貯蔵期間中の使用済燃に貢献する構想である。

料被覆管の健全性や貯蔵終了後の輸送の安全性に対する評価手法の確立も望まれている。
当所では、コンクリートキャスク等のコンクリート

下部遮へいプラグモジュール貯蔵技術について、キャニスタ胴サポートスリーブ
サポートロッド
ガイドチューブ
ペントボート
上部遮へいプラグ
内蓋

スペーサ
プレート
底板

A

キャニスタ等の金属容器・構造材の健全性評価、B

キャニスタに収納されている使用済燃料や被覆管等の燃料健全性評価

C

キャニスタを包蔵するコンクリート容器・構造材の健全性評価を実規模または縮尺モデルを用いた確証試験を実施しドレンポートている。さらに、これらモジュールを集合させた貯蔵外蓋システムについての検討・評価も併せて実施すること
により、わが国に適したコンクリートモジュール貯蔵

図9-6-2

輸送・貯蔵兼用キャニスタの概要

技術の確立を図っていく。

電中研レビュー No.40 ● 101

要素技術の確証（H11〜15）（確証試験の実施を含む）

金属容器・構造材の健全性評価
・キャニスタ材の溶接部健全性評価・試験
・キャニスタ材等の耐食性評価試験
・構成部品の経年劣化評価試験

燃料健全性評価
・使用済燃料・被覆管の健全性評価試験
・貯蔵時の燃料健全性確証試験
・キャニスタ内部（使用済燃料・構造材）
モニタリング技術の開発

コンクリート容器・構造材の健全性評価
・コンクリートの耐久性能評価
・コンクリートの除熱性能評価
・コンクリートの遮へい性能評価
・コンクリートの構造強度評価

コンクリートモジュール貯蔵技術の確立

コンクリートキャスクの確証試験システムの検討（H11〜15）
貯蔵施設の検討
・敷地外貯蔵システムの検討
・将来技術の検討
・諸外国における燃料貯蔵に関する新技術等動向調査
・使用済燃料貯蔵の経済性評価

図9-6-4102

コンクリートモジュール貯蔵技術確証試験の全体研究概略フロー

第¬部
海外との協力

第

章

10
研究交流

第10章

研究交流 ● 目

我孫子研究所高レベル・TRU廃棄物処分技術課題推進担当

次

河西

基
保典

我孫子研究所地質部

上席研究員

馬原

我孫子研究所地質部

上席研究員

五十嵐敏文

我孫子研究所地質部

主任研究員

長谷川琢磨

企画部原子力推進担当

部長

横山

速一

我孫子研究所リサイクル燃料貯蔵技術課題推進担当

三枝

利有

10−１

スウェーデンSKB …………………………………………………………………………………………………………105

10−２

英国AEAテクノロジーおよびスイスPSI ………………………………………………………………………………109

10−３

米国サンディア国立研究所 ………………………………………………………………………………………………109

河西

104

基（８ページに掲載）

馬原 保典（50ページに掲載）

五十嵐敏文（18ページに掲載）

長谷川琢磨（18ページに掲載）

横山 速一（８ページに掲載）

三枝 利有（８ページに掲載）

10 −１

SKB（スウェーデン核燃料・廃棄物管理会社）は、結スウェーデン SKB
3500m、深さ約 460m の地下研究施設に適用し、手法の晶質岩（花崗岩）のサイトであるエスポ・ハードロック

有効性を確認した。

地下研究施設（HRL）において、高レベル放射性廃棄物・断層活動性年代測定手法： ESR 法による測定を行い、処分技術に関する国際共同原位置試験研究を 1986 年か

今後さらに詳細な検討が必要であるものの、断層の活動ら実施してきている。これまでに、事前調査期（1986 〜

年代を直接把握する上では有効であること等が示された。

1990）を経て、建設期（1991 〜 1994）ではアクセストンネ

・地下水年代測定手法：溶存希ガスや安定同位体を天ル掘削にともなう水理地質構造の調査・試験が、また然トレーサーとする地下水年代測定調査を行い、トン操業期第１段階（1995 〜 1998）では、地下研究施設におネル掘削に伴うバルト海の海水侵入や地下水化学環境

いて地下水流動や核種移行等に関する基本特性の試験、変化状況が把握できた。また、地下水年代を推定する解析が行われてきた。一方、本格的な地下研究施設がためのヘリウム蓄積法は、百万年を超える非常に古い

まだ存在しないわが国にとっては、サイト選定や処分地下水の年代測定に有効であることが検証された。
（図

施設の設計・安全評価等に必要な調査・評価技術を海10-1-2）外の地下研究施設での原位置試験研究に適用し、その・単一孔式地下水流速流向測定：地下 460 ｍ深度のトン手法を確立・実証したり、必要なデータを取得するこ

ネル内の斜め 30 度単一ボーリング孔内で地下水流速流とが重要になっている。

向計を適用し、割れ目帯（１ｍ程度の幅）では年間 10 ｍ

このため、電気事業の立場より、合理的な処分の実現

前後の高流速の流れが計測されたが、それ以外の母岩に必要な技術の確立を目指している当所では、この国際中では有意な流れの無いことが把握され、塩水環境に

共同研究に 1991 年より参加し、HRL におけるデータ・

おける適用性が検証された。（図 10-1-3）

情報を取得するとともに、当所が開発してきた種々の調査・解析技術の適用・実証と体系化を図っている。
これまでに得られた主な研究成果は以下のとおりである。
（図 10-1-1、表 10-1-1）¹

天然バリア性能評価手法の実証
当所で開発した割れ目系岩盤中での地下水流動および物質移行に関する解析コード（FEGM/FERM）をトン
ネル掘削に伴う地下水位低下や水質環境変化への影響¸

サイト特性の調査・評価技術

予測に適用し、国際共同試験の解析評価タスクを通じ)サイト特性の調査・評価技術の体系化て、当所計算コードが割れ目・破砕帯内における地下

地表からのボーリング調査、地下施設の建設中および建設後の各種試験・調査を通じて、地質構造、水理特性、

水流動や物質移行の解析に十分な実用性を有することを確認した。

地化学、物質移行および力学的安定性の評価項目ごとに、今後は、現在進められている詳細な地下水流動・物技術の適用性に関する体系的な取りまとめを行い、今後質移行関する試験研究や処分施設性能の実規模模擬実のサイト特性調査手法に関する技術的基礎を得た。

証試験に対して、引き続き当所技術を適用・実証して当所開発技術の実証
当所で開発した地質・地下水調査技術を全長約ゆくとともに、貴重な原位置試験データ等の入手を図ってゆく。

電中研レビュー No.40 ● 105表10-1-1
試験項目

106

エスポHRL国際共同研究（操業期）における各種原位置試験
目

的試 験 の 概 要

TRUE試験
(Tracer Retention
Understanding
Experiment)

単一割れ目を対象にした地下水流
動・トレーサー移行試験により、割れ目系岩盤内での放射性核種の移行と遅延に関するプロセスを明らかにし、核種移行モデルの信頼性向上を図る。

・TRUE detailed scale試験：
単一割れ目の5m程度のスケールでの物質移行と吸着現象を対象とし、透水試
験、トレーサー試験、樹脂注入による割れ目開口幅試験などを実施。
・TRUE block scale試験：
10〜50m規模の岩体における割れ目ネットワーク通じての物質移行を対象とした試験。

ベントナイトの長期性能試験

緩衝材として用いられるベントナ
イトの長期的な止水性、膨潤特性、変形・流動特性などの性能を明らかにする。

圧縮ベントナイトブロックの中心にヒーターを通した試験体を直径0.3m、深さ約4mの鉛直ボーリング孔の中に設置し性能を試験する。

プロトタイプ処分施設
試験

処分施設全体のバリア性能を試
験・実証（実演）する。

地下450mのTBMトンネルの最先端部に6mの間隔で直径1.6m、深さ8mの処分孔を4孔と2孔を設置した2つの試験区間を設け、それぞれにヒーター付きの模擬処分容器が収納される。埋戻し材、緩衝材および周辺岩盤の温度・圧力分布、応力・変位状態や水分・化学変化特性など
を10〜20年継続して測定する。

REX試験（酸化還元反応試験）

還元環境にある地下深部岩盤が、処分施設の建設や操業により、いったん酸化環境になるため、その影響と岩盤の酸素消費能力等を評価する。

溶存酸素を含む水を割れ目に注入し、割れ目充填鉱物によって酸素がどのように消費されるかなどの特性を観測する。

RNR試験（原位置での核種の吸着・溶解試験）地下水環境下での核種の吸着、溶解特性に関する原位置試験技術の開発し、特性を明らかにする。

トンネル内に掘削したボーリング孔内に大型の原位置試験装置（CHEMLAB）
を製作して埋め込み、原位置で酸化還元
環境、コロイド状態、微生物学的環境、溶存ガス等の条件を考慮させたカラム試
験を行う。

二相流試験
(Two Phase Flow)

地下水に気体が含まれる場合の、岩盤の透気・透水性能を評価する。

ボーリング孔からの湧水量等を異なる
水圧下で測定し、これらの関係からガスの発生や透水性の低下等の特性を明らかにする。

埋め戻しプラグ試験(Backfill & Plug
Test)

坑道の埋め戻し材の選定、埋め戻し方法の開発およびプラグの性能等を評価する。

トンネル内において、締め固めない
TBM掘削ずり、締め固めた掘削ずり等の異なる6種類の埋め戻し材の性能を試
験・比較する。

定置技術の実証(Demonstration of
Deposition
Technology)

処分孔への廃棄体および緩衝材の定置および廃棄体の回収が適切に行われることを確認するための試験。

トンネル内の処分孔に模擬廃棄体と緩衝材を定置し、さらに回収する一連の作業を実規模で模擬的に試験・実演する。

電中研レビュー No.40 ● 107

容

RD&Dプログラム

・原位置試験

・建設期試験

・トンネル施設建設

・深部地下水予測

・事前調査

・サイト選定内

内容と取得時期

当所における主な成果の当所からの現地駐在者

操 業 期

建 設 期

事前調査

フェーズ

1990

1991

1993

1994

木方建造

図10-1-1 エスポHRL国際共同原位置試験研究スケジュールと当所の参加状況¹ − 1）（電中研総合報告¹ − 2）U37）（SKB status report）»¸（IJC meeting）

3）単一孔式地下水流向流速計
総合評価取りまとめ（1991-1998）（電中研研究報告（その３）U98035, SKB report 98-04）

2）ESR等測定による断層活動性評価手法

当所独自技術のエスポサイトへの適用

U94054）

U94005）（操業期実現規模
実証試験）

1999〜

º»

¹ − 3）

長谷川琢磨

RD&D-98

19981）溶存ガスを利用した地下水年代測定法

º

の適用

1997

田中靖治

SKB report 96-07, SKB report 97-07）（SKB report 94-08,

3）単一割れ目を対象としたトレーサ試験に対する当所コード（電中研研究報告（その２）（電中研調査報告（その１）

五十嵐敏文

1996

（操業期基本特性試験）

RD&D-95

19952）トンネル掘削に伴う地下水低下への当所コードの適用

宮川公雄

RD&D-92（地質環境の調査予測技術）

1992

1）長期揚水・トレーサ試験に対する当所コードの適用

当所開発の地下水流動・核種移行解析コードの適用

R&D-891989

事前調査方法の妥当性評価と日本への適用性評価

1988

¹

1987

¸

R&D-861986

（立体図）基準点からきた方向の距離（m）
7600

7400

7200

7000

6800

6600

6400

6200

6000

深

5800

Entrance of T
onnel
0

0
103 年
地
104 年 下
5年 水
10
年
代

−200

度
︵
m
︶ −400

106 年

−600

図10-1-2

スウェーデンSKBとの共同研究における地下水年代測定結果例（ヘリウム蓄積法によって推定したエスポ地下実験施設トンネル内における地下水年代測定）

測定により推定された地下水流れ（約5×10−4cm/sec、割れ目帯に沿ってほぼ下向き；検知区間117.6〜118.4m深度）_

KA3510Aにおける地下水流向流速測定対象深度付近の割れ目性状

図10-1-3

108`

KA3510Aにおける主要な割れ目帯面と地下水流向流速測定により推定された地下水の流れ

当所開発の地下水調査技術の適用実証例

10 −２

英国 AEA テクノロジー
およびスイス PSI

TRU 廃棄物処分研究においては、セメント材料への放射性核種収着機構の解明を最重要課題として進めている。このためには、セメント材料への放射性核種の収着実験が不可欠である。当所においては、アクチニ
ド元素を使用した実験ができないことから、これらの実験に多くの経験を有する AEA テクノロジーおよび
PSI 研究所との共同研究を実施している。
AEA テクノロジーとの共同研究は平成９年度から開始し、平成 11 年度までに OPC（普通ポルトランドセメント）、OPC/BFS（高炉スラグセメント）、および HFSC
（ポゾラン材料高含有セメント）へのアクチニド元素（トリウム、ウラン、ネプツニウム、プルトニウム、ア
メリシウムの５核種）の収着データを幅広く採取した。
また、セメントコロイドの生成試験を実施してきた。

図10-2

AEAテクノロジーハウェル研究所における放射性元素を用いた試験の様子（セメント水和物へのアクチニド元素収着実験を窒素充填グ
ローブボックス内で実施）

していく予定である。

試験は AEA テクノロジーのハウェル研究所にて実施さ

一方、PSI 研究所との共同研究は平成 12 年度より開れている。主な共同研究の結果は前述のとおりである。

始する。PSI 研究所では、セメント材料への放射性核種

これらの共同試験においては当所で調整したセメン

収着機構解明研究の一環としてセメント材料の溶解・トおよび変成セメントを AEA テクノロジーに輸送し、再沈澱にともなう放射性核種の収着および、収着後の放射性核種収着試験に供した。AEA テクノロジーでの放射性核種の固定化に興味を持っており、当所の興味試験実施にあたっては、当所から研究員を長期派遣し、と一致したことから共同研究を進めることとした。平

実際に多くの試験に携わることで試験手法を把握し試成 12 年度から 3 年間の共同研究を行い、CSH 等の生成/験結果の過った解釈を防止した。また、当所では FP 核

再沈殿過程で放射性核種と共沈化合物を形成すること種を用いた試験を実施し、AEA テクノロジーでの試験による核種固定化の効果、および陰イオン交換性のあ

結果の比較評価を行い、試験結果の解釈を補完した。

るセメント構成鉱物による放射性核種含有鉱物の生成

今後、コロイドへの TRU 核種の収着試験等を継続実施の確認等を計画している。

10 −３

米国サンディア国立研究所

当所は、1999 年７月に、米国サンディア国立研究所

たり協力機関に指定されている当所および米国サンデと原子燃料サイクル・バックエンド分野における「研ィア国立研究所との間で、原子燃料サイクル・バック

究協力協定」を締結した。本「研究協力協定」は、通エンド分野における研究協力活動を促進することを目

商産業省 資源エネルギー庁 原子力産業課と米国エネル

的として締結された。

ギー省（DOE）カールスバッド地区事務所の間で締結さ本「研究協力協定」における活動には、原子燃料サれた、核廃棄物管理技術に関する情報交換を促進する

イクル・バックエンド分野における、情報交換、技術協定に基づくものであり、同協定において、実施に当的専門家の交流、共同研究、相互に合意される他の活電中研レビュー No.40 ● 109

動、が含まれている。

・放射性廃棄物貯蔵の安全評価

上記の背景には、廃棄物隔離プラント（WIPP）の許認

・放射性廃棄物処分の安全評価

可取得･運転開始がある。米国エネルギー省（DOE）カー・放射性廃棄物輸送容器

ルスバッド地区事務所（CAO）は、サンディア国立研究・規則適合性評価と相互関係

所（SNL）の支援を得て、ニューメキシコ州カールスバ

・一般公衆との相互関係

ッドにある WIPP での処分について、米国環境省

これまでに、原子燃料等の輸送の分野で、使用済燃（EPA）の最終承認を得た。これにより、WIPP は世界で料輸送物の表面汚染問題でサンディア国立研究所の協初めて、政府の規制当局が承認する TRU 廃棄物処分場

力を得て、わが国から仏への輸送時に計測された表面になり、平成 11 年４月に運転開始した。DOE/CAO お

汚染の技術的原因解明を行った。また、欧州からわがよび SNL が、WIPP 計画の実用化に開発した技術は、

国に初めて輸送された MOX 新燃料輸送物について、耐

わが国の放射性廃棄物の貯蔵、輸送、処分に適用でき

圧性能試験評価や仮想海没時の環境影響評価研究報告るものである。これらの技術と能力には次のものが含書について、サンディア国立研究所の国際レビューをまれる。

受け、円滑な国際輸送に資する事ができた。

・サイト特性の調査・評価

今後は、放射性物質の処理･処分や使用済燃料貯蔵の・実規模原位置試験

分野（貯蔵後のキャスク・キャニスタの輸送時健全性等）

・人工バリアの設計と性能評価でも研究交流し､相互の研究を効果的に推進していく考

・地質/地質工学、地下水理学、地質化学

えである。

図10-3-1

110

サンディア国立研究所における輸送物試験体の落下試験及び火災試験

お

わ

り

に

理事 我孫子研究所長 加藤 正進

20世紀は「開発と成長の世紀」であると言われる。特に第二次大戦以降の産業の発展、人口爆発、化石燃料を中心とするエネルギー消費の急激な増大などに伴い、地球規模の環境問題や資源・食料問題などが顕在化しつつあり、地球の有限性を否応なしに実感せざるを得ない状
況となってきている。このため21世紀においては、地球の有限性を認識し、地球環境と調和した発展を目指すことがますます重要となり、循環型社会への転換が求められる時代となる。
このような観点から、温室効果ガスの排出など環境負荷が少なく、再処理によりウラン資源を有効に活用できる原子力発電は、循環型社会における極めて有効なエネルギー供給システムの一つとして期待できる。
本レビューでは、原子力発電の着実な推進を図るうえで鍵となる、放射性廃棄物の処理・処分技術など原子燃料サイクルバックエンド技術に関して、当所の最近の研究成果を紹介させていただいた。バックエンド技術の開発には、サイエンス・テクノロジー・エンジニアリングに関する様々な知見が必要であり、この成果は、当所の研究力の結集とともに各方面のご協力、ご指導により得られたものである。関係各位に深く感謝申し上げる。
わが国のバックエンド対策は、原子力発電環境整備機構の設立により新しい展開を迎えつつあり、当研究所もさらに積極的に技術開発に取り組む所存である。今後とも関係各位のご指導、ご鞭撻をお願いする次第である。

電中研レビュー No.40● 111

水試験装置の開発」、ú電力中央研究所

引用文献・資料等

研究報告U9（1992）≈

Tanaka, Y., Motojima, I, Estimation of spatial

第２章

distribution of hydraulic conductivities using the data∏

田中和広、千木良雅弘：「わが国の地質環境の長期的変of the crosshole sinusoidal pressure tests Proc. of the

動特性評価（その１）−将来予測の基本的考え方と課

3rd. Int. Conf.on Nucl. Eng.（1995）.

題−」、ú電力中央研究所
π∆

研究報告U96027（1997）

田中和広、遠田晋次、上田圭一、千木良雅弘：「わが国の地質環境の長期的変動特性評価（その２）−隆起・沈降特性評価手法の提案と適用性検討−」、ú電力中央研究所∫

近藤浩文、田中和広、金子克哉：「わが国の地質環境のCanadian Geotechnical Journal, Vol.31, No.4, pp.478-490,

長期的変動特性評価（その３）−東北日本を対象とした

1994.
»

めの緩衝材・埋戻し材の膨潤評価式の提案−砂とベント

幡谷竜太、田中和広：「OSL法、TL法、ESR法による段ナイトの配合割合およびベントナイト中の陽イオンの種

丘堆積物の年代測定−光曝実験と年代既知段丘堆積物の類 ・ 組 成 の 影 響 − 」、 ú 電 力 中 央 研 究 所

研究報告U99063

Komine, H. and Ogata, N. : Experimental study on

田中和広、馬原保典、中田英二、長谷川琢磨、宮川公雄、

swelling characteristics of sand-bentonite mixture for

遠田晋次、千木良雅弘：「兵庫県南部地震の地下水挙動」、

nuclear waste disposal, Soils and Foundations, Vol.39,

ú電力中央研究所

No.2, pp.83-97, 1999.

研究報告U99066（2000）

五十嵐敏文、田中靖治：「難透水性岩盤の透水および溶

小峯秀雄、緒方信英：「放射性廃棄物処分のための砂・質移行特性（その１）−岩石マトリックス中の透水およベントナイト混合材料の膨潤特性とその評価法」、ú電び溶質移行に関する室内試験−」、ú電力中央研究所

ø

研究報告

U99013（1999）…

力中央研究所À

研究報告U95054（1996）
æ

小峯秀雄、緒方信英：「高レベル放射性廃棄物処分のた研究報告U97067（1998）

年代測定−」、ú電力中央研究所Ω

Komine, H. and Ogata, N. : Experimental study on
swelling characteristics of compacted bentonite,（2000）ºGeotechnical Journal, Vol.33, No.1, pp.11-22, 1996.
«

研究報告U96028（1997）

火山活動の時空分布特性評価−」、ú電力中央研究所ª

Komine, H. and Ogata, N. : Prediction for swellingcharacteristics of compacted bentonite, Canadian

研究報告U96029（1997）

小峯秀雄、緒方信英、菅原宏：「砂とベントナイトの混

木方建造、大山隆弘、馬原保典：「圧密型岩石抽水装置

合材料の透水係数」、土木学会第46回年次学術講演会講の製作と深部堆積岩への適用」 応用地質、40（1999）

演概要集（第３部門）、pp.884-885、1991.

馬原保典、田中和広、田中靖治、宮川公雄、谷口公一：

Ã

Komine, H., Ogata, N. Horie, Y., Ishii, T. and Nishio, S. :「天然溶存希ガスを用いた地下水調査法の提案（そのPermeability and mechanical properties of bentonite-２）−水中αトラック法を用いた溶存ラドン測定による

sand mixture for sealing LLW repositories, Trans. 11th

地下水流れの検出−」、ú電力中央研究所

international conference on structural mechanics in

研究報告

U95039（1996）¿

reactor technology, Vol.SD1 pp.271-276, 1991.

宮川公雄、田中和広、井上大栄、大沢英昭、柳澤孝一、

Õ

山川稔：「東濃鉱山における花崗岩の断列系の特性調査

期透水特性」、土木学会第53回年次学術講演会講演概要と岩盤評価（その２）−ボアホールテレビジョン装置による深部岩盤割れ目の分布特性−」、ú電力中央研究所¡

集（第３部門-B）、pp.584-585、1998
Œ

処分の人工バリアシステムの安全評価」、ú電力中央研

宮川公雄、田中靖治、田中和広：「水みち推定を目的と

究所

所

œ

研究報告U91014（1997）

総合報告T92、平成５年４月

塚本政樹、藤田智成：「入力パラメータ値の分布を考慮した高レベル廃棄物地層処分人工バリア性能の解析」、
ú電力中央研究所

田中和広、宮川公雄：「ボアホールテレビジョン装置の–地下深部地質調査への適用」 応用地質、32（1992）√

大江俊昭、塚本政樹、藤田智成：「高レベル廃棄物地層研究報告U91014（1991）
したフローメータ検層の適用性評価」、ú電力中央研究¬

小峯秀雄、緒方信英：「砂・ベントナイト混合材料の長研究報告U96045、平成９年３月

Ohe, T., Tsukamoto, M., Kinoshita, M., Inoue, T.,

田中和広、宮川公雄、千木良雅弘、鈴木浩一、駒田広也、Analysis of high-level waste glass performance by the

河西基、馬原保典、五十嵐敏文、田中靖治、安池慎二：

physical and geochemical simulation code STRAG4.

「深部地質・地下水環境の特性評価−結晶質岩を対象とWaste Management 11, 191（1991）.

した調査・評価法の体系化−」、ú電力中央研究所

研

究報告U32（1998）ƒ

112

田中靖治、駒田広也、大隅多加志：「高精度多機能型透—JSS Project, JSS Project Phase IV,“

Tsukamoto, M., Ohe, T., Fujita, T., Hesbol, R. andHermansson, H.-P., Diffusion of radionuclides incompacted bentonite : Results from combined glass”‡

におけるオーバーパック腐食生成物へのTRUおよびFP

Proc. 353, 291（1995）.

の吸着挙動」、ú電力中央研究所

Ohe, T., Tsukamoto, M., Geochemical properties of

成９年10月bentonite pore water in HLW repository condition,·

Nucl. Technol. 118, 49（1996）
.
‘

÷

◊
ÿ

大江俊昭、安俊弘、池田孝夫、菅野毅、千葉保、塚本政研究報告T92011、平成４年12月‚

degradation of buffer material on radionuclide releasefrom engineered barrier system for high-level waste

塚本政樹、大江俊昭：「緩衝材・埋め戻し材中核種移行

disposal, Proceeding of 1995 International Conference on

挙動解析コードGESPERの開発」、ú電力中央研究所

Nuclear Waste Management and Environmental

研究報告T90011、平成２年11月

Remediation. Berlin, Germany. Vol.1, pp.807-813（1995）.

Dzombak, D. A, Morel, F. M., Surfce Complexation„

overpack materials on the radionuclide release fromNew York, 1990.

engineered barrier systems for high-level waste

Sposito, G., The Surface Chemistry of Soils , Oxford

disposal, 1999 International Conference on Nuclear

University Press, New York, 1984.

Waste Management and Environmental Remediation.

塚本政樹、大江俊昭、藤田智成、Hesbol, R., Hermansson,

Nagoya（1999）.
‰

研究報告

performance of engineered barrier system for geologicaldisposal of high-level waste, 1997 International Conference

Ohe, T., Tsukamoto, M., Fujita, T., Hesbol, R. andon Nuclear Waste Management and Environmental

Hermansson, H.-P., Temperature and pH dependence ofRemediation. Singapore, pp.309-314（1997）.

Conferenceon

NuclearÂ

Waste

Management and Environmental Remediation. Prague,Ê斎藤茂幸：「高レベル放射性廃棄物処分の事業化技術−

Tsukamoto, M., Ohe, T., Fujita, T., Hesbol, R.,

その８

Hermansson, H.-P., Diffusion of neptunium（V）in

原子力バックエンド研究、Vol.5、No.2、pp.169-198、処分施設のバリア性能評価手法と安全評価−」、1999Á

五十嵐敏文、田中靖治、河西基、宮川公雄：「スウェー藤田智成、塚本政樹、大江俊昭、中山真一、坂本義昭：

デン・ハードロック地下研究施設における高レベル廃棄「含鉄鉱物へのネプツニウムの吸着挙動評価」、ú電力中物処分のための国際共同研究（その２）−長期揚水・ト

央研究所

レーサ移行試験に対する3次元スメアード割れ目モデル

研究報告T93100、平成６年５月

Fujita, T., Tsukamoto, M., Ohe, T., Nakayama, S. and
Sakamoto Y., Modeling of neptunium（V）sorptionの適用−」、ú電力中央研究所
Ë

研究報告U94054、1995

田中靖治、宮川公雄、五十嵐敏文：「スウェーデン・ハ

behavior onto iron-containing minerals. Mat. Res. Soc.

ードロック地下研究施設における高レベル廃棄物処分のSymp. Proc. 353, 965（1995）.

ための国際共同研究（その５）−トンネル掘削が地下水

塚本政樹：放射性廃棄物地層処分の安全性研究における流動に与える影響に関する数値解析−」、ú電力中央研

放射性核種の移行挙動解析−表面錯体生成モデルの適用

究所の試み−、保物誌、31, 297（1996）

È

Tsukamoto, M., Fujita, T., Ohe, T., Mechanistic modelingmaterials/water interface, J. Nucl. Mat., 248, 333

研究報告U99064（2000）

田中靖治、駒田広也、河西基、伊藤洋：「透水係数の空間分布を考慮した確率論に基づく地下水流動解析手法のfor description of actinide sorption at the bufferﬂ五十嵐敏文、塚本政樹、藤原啓司、植田浩義、池田孝夫、

Czechoslovakia. Vol.1, p.197 （1993）.

66/67, 397（1994）.

ﬁ

ú電力中央研究所、電気事業連合会：高レベル放射性廃棄物地層処分の事業化技術、1999

loosely compacted bentonite., Radiochimica Acta,›

Tsukamoto, M. and Fujita, T., Uncertainty analysis of

T91077、平成４年６月International‹

Tsukamoto, M. and Fujita, T., The role of corroded iron

Modeling, Hydrous Ferric Oxide , Willey Interscience,

neptunium（V）sorption on bentonite. Proceeding of 1993¤

Tsukamoto, M., Ohe, T., Fujita, T., The effect of

420（1993）

全評価コードの検証」、ú電力中央研究所⁄

塚本政樹、大江俊昭、藤田智成：「人工バリアシステム

システムの初期過渡状態の解析」、日本原子力学会誌35、H.-P.：「高レベル放射性廃棄物地層処分時人工バリア安Ÿ

研究報告U97030、平安全評価簡易解析コードの改良」、ú電力中央研究所

樹、中山真一、長崎晋也：「高レベル放射性廃棄物処分’

塚本政樹、藤田智成：「高レベル放射性廃棄物地層処分

dissolution and migration tests, Mat. Res. Soc. Symp.

開発」、ú電力中央研究所
Í

研究報告U94024（1994）

Tanaka, Y., Hasegawa, T. and Kawanish, M. : Numerical（1997）.

analysis with FEGM/FERM for TRUE-1 non-sorbing

Fujita, T., Tsukamoto, M., The effect of carbonate ionstracer tests, SKB International Cooperation Report 97-07,

on sorption of Europium onto iron oxides, Mat. Res.

1997.

Soc. Symp. Proc. 465, 781（1997）.

Î

河西基、田中靖治、五十嵐敏文：「高レベル放射性廃棄電中研レビュー No.40● 113

物地層処分の天然バリア性能評価手法の開発（そのÏΩ

分の性能評価に与えるコロイドの影響−セメントからの力中央研究所

コロイドの発生とその特性評価−」、ú電力中央研究所

研究報告U93054（1994）

河西基、五十嵐敏文、田中靖治：「高レベル放射性廃棄物地層処分の天然バリア性能評価手法の開発（その研究報告U99057（2000）
æ２）−割れ目系岩盤中の熱および核種の移行解析手法−」、ú電力中央研究所
Ì

藤田智成、杉山大輔、S. W. Swanton：「放射性廃棄物処

１）−割れ目系岩盤中の地下水流動解析手法−」、ú電for Radioactive Repositories, Proc. ICEM 99（1999）.
ø

研究報告U94053（1995）

K. Iriya, et al., The Study on Applicapability of HFSC
塚本政樹、藤田智成：「セメント系材料との相互作用に

Igarashi, T., Tanaka, Y. and Kawanishi, M. : Application

よる岩石および緩衝材の変質反応シミュレーション」、

of three-dimensional smeared fracture model to theú電力中央研究所

研究報告U99046（2000）

groundwater flow and the solute migration of LPT-2

Óexperiment, SKB International Cooperation Report 94-

第４章

08, 1994.

∏

Tanaka, Y., Miyakawa, K., Igarashi, T. and Shigeno, Y. :Application of three-dimensional smeared fracture
model to the hydraulic impact of the Aspo tunnel, SKB

Ô（1999）
πによる劣化機構に関する実験的検討」、電力中央研究所

田中靖治、長谷川琢磨、五十嵐敏文、宮川公雄：「結晶研究報告U93009（1993）∫

解析」、第30回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文（2000）

馬原保典、五十嵐敏文、宮川公雄、田中靖治、木方建造、ª

広永道彦、平井光之、他：「飽和モルタル試験体と細孔

長谷川琢磨：「スウェーデン・ハードロック地下研究施

径分布との関係に関する考察」、土木学会全国大会概要

設における高レベル廃棄物処分のための国際共同研究

集、（2000）（その３）−トンネル掘削が及ぼした地下水環境の動的変化−」、ú電力中央研究所º

研究報告U98035（1999）

Tanaka, Y. and Hasegawa, T. : Dynamic changes in

広永道彦、河西基：「劣化の進行を考慮したコンクリー
ト構造物の長期止水性能評価手法の提案」、ú電力中央

Mahara, Y., Igarashi, T., Miyakawa, K., Kiho, K.,Ú平井光之、広永道彦、他：「飽和モルタル試験体の透気
特 性 − 破 過 圧 の 定 義 − 」、 土 木 学 会 全 国 大 会 概 要 集 、集、pp.253-257、2000

Ò

広永道彦、遠藤孝夫：「モルタルの硫酸ナトリウム反応

International Cooperation Report 96-07, 1996.
質岩中の単一割れ目を対象としたトレーサー試験および



広永道彦：「放射性廃棄物処分の将来展望とコンクリー
ト技術」、日本コンクリート工学協会誌Vol.37, No.3,

研究所Ω

研究報告U95062（1996）

馬原保典、河西基、垣内弘幸、五十嵐敏文、佐伯明義：

groundwater conditions caused by tunnel construction「地球化学的手法を用いた地下水流動調査手法の提案−

at the Aspo Hard Rock Laboratory, Sweden, SKB

六ヶ所サイトの地下水流動特性の把握−」、ú電力中央

International Cooperation Report 98-04, 1998.

研究所

五十嵐敏文、馬原保典：「自然環境中の安定同位元素をæ

用いた放射性核種分配係数測定法の提案」、ú電力中央研究所

研究報告U95044、平成８年３月

駒田広也・馬原保典・河西・五十嵐敏文・志田原・満
木：「低レベル放射性廃棄物陸地処分の安全評価手法の研究報告U95025（1996）

開発」、ú電力中央研究所
ø

総合報告U15（1999）

河西基・田中靖治・五十嵐敏文：「放射性廃棄物処分に第３章

関わる地下水流動・核種移行解析手法の開発」、日本地∏下水学会秋期講演会（1995）

共同作業チーム（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」、平成12年３月

π∫

杉山大輔、藤田智成、中西潔：「水との接触によるセメ

第５章

ント水和物の化学的変質」、ú電力中央研究所∏

研究報

告U99044（2000）

体コンクリートの再利用方策」、第５回動力・エネルギ

Iriya, K., et al. : The Study on Applicability of HFSC

ー技術シンポジウム、日本機械学会、平成８年11月

for Radioactive Repositories, Proc. ICEM 99, 1999.
ªπ

杉山大輔、藤田智成、中西潔、J.A.Berry、S.J.Williams：
検討−溶解によるセメント水和物変質の影響−」、ú電力中央研究所基、尾崎幸男：「解体廃棄物の再利用

ンポジウム、日本機械学会、平成10年11月∫

M. Hironaga, S. Ozaki, M. Hirai, et al., Development of

研究報告U99045（2000）

Decommissioning-Recycle Simulator for Nuclear Power

杉山大輔、藤田智成：「熱変成によるセメントの核種収Station , Eigth International Conferennce on Nuclear

着性能の変化」、ú電力中央研究所

Engineering, Baltimore Maryland USA, April, 2000

平成10年８月

114

廣永道彦、河西成立性に関する検討」、第６回動力・エネルギー技術シ「セメント水和物へのアクチニド元素収着挙動の実験的º

廣永道彦、河西基、金津努、尾崎幸男、隅谷尚一：「解研究報告U97106、ª

廣永道彦、尾崎幸男、他：「解体コンクリート廃棄物のº

再利用成立条件に関する検討」、第７回動力・エネルギ

物の仮想的海没時被ばく線量評価−」、ú電力中央研究

ー技術シンポジウム、日本機械学会、平成12年11月

所

廣永道彦、尾崎幸男、他：「原子力発電所における廃止¡

措置・リサイクルシミュレータの開発｣、第７回動力・Tsumune, D. et al., Estimated radiation dose from a
MOX fuel shipping package that is hypotheticallyエネルギー技術シンポジウム、日本機械学会、平成12年

submerged into sea. RAMTRANS, in printing.
¬

11月

研究報告U98029（1999）

Watabe, N., et al., An Estimation Method of Marine
Accident Probability for Excrusive-Use Ships.,

第６章
∏

π

RAMTRANS, Vol.9 111-121, 1998.

馬原保典：「溶存希ガスを用いた地下水年代測定法の開√容器の耐水圧性能−」、ú電力中央研究所

研究所

U98027（1999）

研究報告U97052（1998）

馬原保典、中田英二、田中和広、長谷川琢磨、三浦大ƒ

介：「火山活動が高レベル処分のための天然バリアの地
山における地下水調査−｣、ú電力中央研究所

研究報

濃度評価手法の開発」、ú電力中央研究所
U99007（1999）∆

大会
一 括 溶 融 処 理 技 術 」、 ú 電 力 中 央 研 究 所

総合報告、

π
∫

CRISCATコードの開発」、ú電力中央研究所ª

電力中央研究所

Wataru M. et al., Safety of the Package of Naturalú電力中央研究所、U999710（1998）Ω

竹田浩文、古賀智成、亘真澄、坂本和昭：「キャスク貯Sert G. et al., TENERIFE Program: Thermalphysical

蔵施設の除熱性能の実証に関する研究−スタック方式施設の除熱試験−」、ú電力中央研究所

依頼報告U99505（2000）
æ

竹田浩文、古賀智成、亘真澄、坂本和昭：「キャスク貯

Kosaki A. et al., Material Properties of a natural UF6

蔵施設の除熱性能の実証に関する研究−スタック方式施Transport Cylinder Vessel at High Temperature , Int.

設の除熱試験解析−」、ú電力中央研究所

J. of Radioactive Materials Transport, Vol.5, Nos.2-4,
1994.

¿

成果報告

書 （平成９年度通商産業省委託研究）平成10年３月、Conditions , Proc. PATRAM 95, Vol.4, 1995, pp.1595-

ø

研究報告L87001（1987）

Behavior of UF6 in a Transport Container under Fire
1602.
æ

山地憲治、長野浩司、三枝利有：「使用済燃料乾式貯蔵º 「原子力発電所使用済燃料貯蔵技術確証試験｣

UF6 under Fire Conditions , Proc. PATRAM 95, Vol.4,Ω

通商産業省資源エネルギー庁冊子：「使用済燃料の中間技術の検討・評価−各種貯蔵技術の経済性比較−」、ú

研究報告

1995, pp.1563-1570.

総合エネルギー調査会原子力部会中間報告：「リサイク

貯蔵について」（1999）

山川秀次、亘真澄：「放射性物質輸送容器の熱解析用
U93006（1993）

総合報告No.U27、（1993）

ル燃料資源中間貯蔵の実現に向けて」平成10年６月11日

研究報告U88068（1989）

三枝利有、他：「原子力発電所構内キャスク貯蔵の検討」
ú電力中央研究所

白井孝治、伊藤千浩：「返還廃棄物用輸送容器の落下衝撃に対する健全性の検討−容器と収納物の連成落下衝撃

º

∏

研究報告

U98010（1998）∫

研究報告U99031（2000）

第８章

小松進一、他：「高燃焼度使用済燃料輸送物の規則適合

簡易解析手法の開発−」、ú電力中央研究所

研究報告U98067（1999）

山川秀次：「同上−高レベルガラス固化体輸送物の熱的健全性−」、ú電力中央研究所

第７章

π

山川秀次：「放射性物質輸送物の海面火災条件下におけ
電力中央研究所«

W12（1998年）

試験と評価手法の提案」、ú電力中央研究所

研究報告

る熱的健全性−船倉ハッチカバー材料の熱特性−」、ú

ª 「プラズマ加熱を用いた低レベル放射性雑固体廃棄物の∏津旨大輔、他：「海洋大循環モデルを用いた海洋中核種

藤田英樹、野口聡、広永道彦：「アーウィン系低アルカ
1998年秋の研究報告

U98028（1999）≈

告U99062（2000）
リ性セメントの開発」、õ日本原子力学会

研究報告伊藤千浩、他：「MOX新燃料の輸送時安全性評価−燃料被覆管の耐水圧性能−」、ú電力中央研究所

下水環境に及ぼす影響評価−火山活動-文献調査と岩手∫

伊藤千浩、他：「MOX新燃料の輸送時安全性評価−輸送発−溶存会ガス地下水調査法の体系化−」、ú電力中央

依頼報告

U99506（2000）
ø

竹田浩文、古賀智成、亘真澄、坂本和昭：「使用済燃料

Shirai K. et al., Mechanical Evaluation of a Natural

用金属キャスク貯蔵施設の除熱特性−スタック方式施設

UF6 Transport Cylinder Vessel at High Temperature ,の除熱特性試験−」、原子力学会

SMiRT14, Div.L, Lyon, France, 1997.

青森大学

津旨大輔、他：「MOX新燃料の輸送時安全性評価−輸送¿

2000年秋の大会D41、

白井孝治、亘真澄、三枝利有：「チャンネルボックス付

電中研レビュー No.40● 115

き使用済燃料の貯蔵字熱特性評価」、原子力学会

1997

貯蔵概念の予備的検討」、ú電力中央研究所

年秋の大会E87、沖縄¡

JIS G 5502：「球状黒鉛鋳鉄品」平成７年７月１日改正、
日本工業標準調査会¬

研究報告

U98002（1998）—

審議（日本工業規格）

三枝利有：「わが国における使用済燃料貯蔵研究と今後の課題」、原子力eye、Vol.44、No.4、p.14（1998）

IAEA Safety Standards Series No. TS-G-1, Appendix
VI Guidelines for Safe Design of Shipping Packages

第９章

against Brittle Fracture, Advisory Material for the∏

IAEA Regulations for the Safe Transport ofRadioactive Material（1996 Edition）（7 July 2000

力中央研究所π

Draft）.
√ 三枝利有：「使用済燃料貯蔵研究」および松村哲夫：

中央研究所
ƒ

電力

電力中央研究所∫

研究発表会−原子力部門−予稿集

央研究所ª Ohe, K. and Saegusa, T.："R&D Program of Spent Fuel

蔵用バスケット」、日本原子力学会誌 Vol.39, No.2, p.156-

Storage Technology：CRIEPI's perspective", Proc.

165（1997）

Spent Fuel Management SeminarX≈, Jan. 12-14, 2000,

Kosaki, A. and Saegusa, T., Fracture Mode Test of

Washington D. C.
º

Fracture（ICF-9）,Vol.5, p.2471-2478（1997）.
小崎明郎、三枝利有：「半楕円表面亀裂付き小型試験片

«

Ω

力学会

（1997）

1994年秋の大会B62
æ

¿のフィージビリティスタディ」、ú電力中央研究所

p.966（1998）

究報告U97023（1997）¡

亘真澄、他：「使用済燃料貯蔵時の放射線エネルギー利用のフィージビリティスタディ」、ú電力中央研究所

Nucl. Eng. Design, 195, p.57（2000）.

研究報告U97024（1997）

性試験−」、ú電力中央研究所¬

除熱特性試験−」、ú電力中央研究所

力中央研究所√

研究報告U98003

研究報告U94002（1994）ƒ

貯蔵システムの熱流動解析手法の構築−」、ú電力中央研
究所

三枝利有、他：「使用済燃料のコンクリートキャスクによる貯蔵技術確証試験の概要」、原子力学会

三枝利有：「使用済燃料の乾式中間貯蔵の現状と課題」、
小松進一、三枝利有、五十嵐敏文：「使用済燃料の岩盤研究

報告U989602（1998）≈10年）
原産セミナー予稿集、日本原子力産業会議（平成12年）

伊藤千浩、他：「劣化ウランを混入した重量コンクリー
トの圧縮強度と遮へい性能」、ú電力中央研究所

研究報告U98031（1999）

Œ 「軽水炉燃料のふるまい」、ú原子力安全研究協会（平成調査報告U98060（1999）

伊藤千浩、白井孝治、服部清一：「劣化ウランを混入した重コンクリートの実用化の検討」、ú電力中央研究所（1998）
坂本和昭、他：「同上（その４）−直交流方式ボールト

大江耕一郎、加藤治、三枝利有：「原子力発電所の解体
金属廃棄物のキャスクへの再利用の予備的検討」、ú電研究報告U97047（1997）

坂本和昭、他：「同上（その３）−キャスク貯蔵施設の116

研

Vault Storage System with Cross Flow for Spent Fuel ,坂本和昭、他：「乾式貯蔵施設の除熱設計評価手法の開–研究報告U99058（2000）

亘真澄、他：「使用済燃料貯蔵時の廃熱エネルギー利用

除熱特性試験」、日本原子力学会誌、Vol.40、No.12、発（その１）−直交流方式ボールト貯蔵システムの除熱特œ

渡部直人：「放射性物質輸送の確率論的安全評価（その６）」、ú電力中央研究所

Sakamoto. K. et al, Heat Removal Characteristics of

Õ

研究報告U98037（1999）
ø

Vol.38、No.6、p.95（1996）
坂本和昭、他：「使用済燃料用金属キャスク貯蔵施設の研究報告U97008

渡部直人、鈴木浩：「放射性物質輸送の確率論的安全評
価（その５）」、ú電力中央研究所

加藤治、伊藤千浩、三枝利有：「使用済燃料貯蔵キャスÃ渡部直人、高野裕：「放射性物質輸送の確率論的安全評
価（その２）」、ú電力中央研究所

クの長期密封性能評価手法の開発」、日本原子力学会誌、

À

研究報告U93036（1994）

による使用済燃料貯蔵容器材料の延性破壊試験」、原子三枝利有、他：「使用済燃料の乾式貯蔵技術の動向」、日…

渡部直人：「放射性物質輸送の確率論的安全評価（その１）」、ú電力中央研究所

本原子力学会誌、Vol.37、No.8、p.675（1995）»

ú電力中

我孫子研究所（2000）

性子吸収構造材を用いた高燃焼度・MOX使用済燃料貯

Ductile Cast Iron for Casks , Proc. 9 th Int l. Conf.
∆

研究報告U97029（1997）「プルトニウム輸送容器等安全性実証試験−仮想海没事
故時の輸送容器の腐食評価−」1999年度成果

安島辰郎、小崎明郎、猪原康人、横山速一：「高性能中≈研究報告U94044（1995）

小崎明郎、猪原康人：「耐食合金のすきま腐食発生条件の評価−自然水環境におけるすきま腐食領域図−」、ú

「使用済燃料貯蔵のための燃焼度クレジット導入方策並
びに高燃焼度・MOX燃料特性試験」、平成９年度

小崎明郎：「炭素鋼の腐食寿命評価（その1）−自然水環
境における実測腐食領域図とすきま腐食電位−」、ú電

2000年秋の大会D27、青森大学∆

白井孝治、他：「コンクリートキャスクの耐熱性能に関する検討∏：高温下における材料物性試験評価」、原子

力学会
«
»

2000年秋の大会D28の適用と圧縮強度試験結果−」、ú電力中央研究所

原子力学会

究報告U97046（1998）

2000年秋の大会D29
2000年秋の大会D30

亘真澄、他：「同上ª：RC円筒構造物や２層円筒構造物の熱応力試験評価」、原子力学会第10章∏

2000年秋の大会D31の１）−事前調査期のサイト特性調査の考え方とその手に関する検討∏：ひび割れが遮へい性能に及ぼす影響」、
原子力学会

Ã

の２）−長期揚水・トレーサー移行試験に対する３次元

及ぼす影響」、原子力学会

スメアード割れ目モデルの適用−」、ú電力中央研究所

2000年秋の大会D33

奥村愛一郎、他：「同上∫：MCNP-4Bによる分散低減法

œ∫

馬原保典、五十嵐敏文、宮川公雄、田中靖治、木方建造、
長谷川琢磨：「同上（その３）−トンネル掘削が及ぼし

松村卓郎、他：「コンクリートキャスクの耐久性能に関た地下水環境の動的変化−」、ú電力中央研究所

する検討∏：高温下における耐久性試験評価」、原子力報告U98053（1999）2000年秋の大会D35ª

研究河西基、他：「同上（その４）−サイト特性の調査・評

長野浩司、他：「使用済燃料貯蔵の技術変遷に関する理価技術と天然バリア性能評価手法の実証−」、ú電力中論的考察」、原子力学会

央研究所

2000年秋の大会D36

総合報告書U37（2000）

笹原昭博、他：「使用済燃料の貯蔵時の健全性評価試験
π」、原子力学会–

2000年秋の大会

研究報告U94054（1995）

D34

学会
Œ

調査報告U94005（1994）

五十嵐敏文、田中靖治、河西基、宮川公雄：「同上（そ柳下拓也、他：「同上π：キャスク配列が遮へい性能にの適用と計算誤差評価」、原子力学会
Õ法−」、ú電力中央研究所
π

2000年秋の大会D32

宮川公雄：「スウェーデン・ハードロック地下研究施設
における高レベル廃棄物処分のための国際共同研究（そ奥村愛一郎、他：「コンクリートキャスクの遮へい性能À研

上野学、他：「同上∫：RC円筒構造物の温度ひび割れ解析評価」、原子力学会…

の定式化（その１）−ホプキンソン棒法式衝撃試験方法

上野学、他：「同上π：RC円筒構造物の熱応力試験評価」、2000年秋の大会M31

白井孝治、他：「コンクリート強度のひずみ速度依存性

電中研レビュー No.40● 117

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図8-3-4

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貯蔵部の温度分布（試験解析）＊本文89頁を参照。

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既刊「電中研レビュー」ご案内
No. 32「人間と技術の調和に向けて―ヒューマンファクター研究―」1995. 3
No. 33「放射線ホルミシス―研究の意義と取り組み―」1996. 3
No. 34「ガスタービン研究―高効率発電の主役を担う―」1997. 1
No. 35「地下の探査・可視化技術」1997. 5
No. 36「送電線コンパクト化技術の開発―高分子材料の適用―」1998. 3
No. 37「乾式リサイクル技術・金属燃料FBRの実現に向けて」2000. 1
No. 38「大気拡散予測手法」2000. 3
No. 39「新時代に向けた電力システム技術」2000. 6

編 集 後 記電中研レビュー第40号「原子燃料バックエンドサイクルの確立に向けて」をお届けいたします。
本号では「巻頭言」に関西電力株式会社常務取締役
岸田

哲二様にお願いいたしました。ご多忙中にもかかわらず快くご寄稿いただき、心からお礼を申し上げます。
エネルギー資源の少ないわが国が21世紀にふさわしい
循環型社会を実現していくためには、温室効果ガス排出量の少ない原子力発電を基幹電源に位置付け活用していくことが合理的です。そのためには一般の人々からも信頼されるバックエンドサイクル技術を着実に確立していくことが重要です。そのような観点から当所では研究を推進してきています。
本レビューでは、バックエンドサイクル研究について、当所の最近の成果を取りまとめました。
電力各社をはじめ関係諸機関の方々の一助になれば幸いです。
本冊子についてのご意見をお待ちしております。

● 編集兼発行・財団法人 電力中央研究所◯

電中研レビュー NO.40● 平成12年11月14日◯

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