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 73.2

TI-Gr. 1
pH 73.4

3.850
Ti*Gr. 12
pH 7INCONEL 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9-1-1102103104［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0105度（℃）

2.83.6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
0.9160120

0.50.4

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

10080

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）3.93.6

3.3

3.02.72.42.11.81.50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

400.00.0

度

1400.6

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302520Normal 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。

00123

本研究では、ペレット状の劣化ウランを、中性子遮

45678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

0.10.010.001

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
0102030405060

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