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。

º1-1-2

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

969798（H10）99

SHP中間報告
原子力委員会
研究開発の進め方

2000

010203（H15）

JNC第2次報告書

04

2005

06

0708（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

ＴＲ
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1995969798（H10）

99

2000

010203（H15）042005060708（H20）092010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

1995

96

97

98（H10）

99

2000

01

0203
（H15）

04

2005

06

0708（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

14092010

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

1751312557730000421801520303720001401414235512計

10910161310158C

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