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。

5101520

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10−80100経

図4-1-2200
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
δ8・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

¹10−11

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）｡

10−14º

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
500−50−100−150−200−250

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
︵ＳＹＳＡ︶

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