第１７回
ＰＡＴＲＡＭ２００７
放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議
報告書
監修
有冨 正憲
木倉 宏成
2013年8月18～23日
Hilton Union Square,
San Francisco, California, USA
国立大学法人 東京工業大学
原 燃 輸 送 株 式 会 社
第 17 回
放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議
PATRAM2013 報告書
2013 年 8 月 18 日－23 日
国立大学法人 東京工業大学
原 燃 輸 送 株 式 会 社
はじめに
PATRAM（International Symposium on the Packaging and Transportation
of Radioactive Materials、放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議）は
3 年ごとに開催される放射性物質の輸送に関する最大規模の国際会議であり、第
1 回は 1965 年に米国のアルバカーキで開催された。第 5 回まではすべて米国で
開催されたが、第 6 回からは米国とそれ以外の国が交互に開催するようになっ
た。我が国でも、青木成文先生を組織委員長として 1992 年に第 10 回目である
PATRAM 92 を横浜で開催した。従来から発表内容は、輸送物の開発・設計・
試験や国際原子力機関（IAEA）の放射性物質安全輸送規則に反映されてきた。
今回の PATRAM2013 は第 17 回目であり、米国・サンフランシスコのヒルト
ン・ユニオンスクエアホテルで 2013 年 8 月 18 日から 23 日にかけ、核物質管
理学会（INMM）・エネルギー省（USDOE）・原子力規制委員会（USNRC）・
運輸省（USDOT）の主催にて開催された。発表論文数・参加者とも過去最大規
模であり、我が国からも約 70 名の参加があって盛大な会合となった。初日の午
前中は開会セッションが行われ、午後から最終日の夕刻まで論文口頭発表セッ
ションが行われた。加えて、昼休み前後の全体セッションでの講演、3 日目午前
のポスター発表セッション、4 日目の夕食会が行われ、並行して輸送関係会社・
組織による展示もあって盛り沢山の内容であった。
これまで同様に輸送規制関連、輸送物設計・解析、輸送方法・経験に関する
セッションに加え、収納物・輸送物固有の課題という切り口でのセッションも
行われ、広範囲に今日的なトピックスを網羅した論文発表がなされた。福島第
一原子力発電所事故後の最初の PATRAM であり、日本は当事国としての責任を
果たすべく、事故により生じた放射性汚染物の輸送や燃料取出しのロードマッ
プ、輸送安全基準・緊急時対応の見直し等を含む発表を行った。
夕食会では、恒例の青木賞及び新設のヤング賞の発表が行われ、また、次回
PATRAM2016 の日本開催が宣言された。
本報告書は、東京工業大学原子炉工学研究所と原燃輸送(株)が、PATRAM2013
に参加した有志の協力を得て、会議の概要を報告書としてまとめたものである。
多忙な中、真摯に報告書の原稿を執筆して戴いた諸氏に心から感謝の意を表す
るものである。
平成 25 年 11 月 29 日
東京工業大学原子炉工学研究所
有
冨
正
憲
第 17 回
放射性物質輸送容器と輸送に関する国際会議
PATRAM2013 報告書執筆者名簿
敬称略・順不同
有
冨
正
憲
(学)東京工業大学原子炉工学研究所
松
田
昭
博
筑波大学システム情報工学研究科
小田野
直
光
(独)海上技術安全研究所海洋リスク評価系長
平
尾
好
弘
(独)海上技術安全研究所海洋リスク評価系
近
内
亜紀子
(独)海上技術安全研究所海洋リスク評価系
浅
見
光
史
(独)海上技術安全研究所海洋リスク評価系
小
澤
正
明
(独)日本原子力安全基盤機構原子力システム安全部
北
村
俊
也
(独)日本原子力安全基盤機構耐震安全部
丸
岡
邦
男
(独)日本原子力安全基盤機構核燃料廃棄物安全部
後
神
進
史
(独)日本原子力安全基盤機構核燃料廃棄物安全部
広
瀬
誠
(独)日本原子力安全基盤機構核燃料廃棄物安全部
鈴
木
浩
三菱総合研究所科学・安全政策研究本部
栗
山
和
重
三菱総合研究所科学・安全政策研究本部
玉
置
廣
紀
三菱重工業(株)原子力機器設計部
三
井
秀
晃
三菱重工業(株)原子力機器設計部
浅
野
良
二
日立造船(株)プラント・原子力機器統括部
森
本
好
信
日立造船(株)プロセス機器ＢＵプロジェクト部
坂
本
裕
子
日立造船(株)プロセス機器ＢＵ設計部
北
側
彰
一
日立造船(株)技術研究所
下
条
純
(株)神戸製鋼所機器工場技術室
大
石
章
人
(株)神戸製鋼所機器工場技術室
藤
沢
匡
介
(株)神戸製鋼所海外室
塚
原
好
訓
(株)神戸製鋼所海外室
長
野
孝
洋
(株)神戸製鋼所海外室
川
原
康
博
木村化工機(株)エネルギー･環境事業部
谷
内
廣
明
トランスニュークリア(株)技術部
影
山
典
広
トランスニュークリア(株)技術部
重
吉
史
斗
トランスニュークリア(株)技術部
伊
藤
大一郎
原燃輸送(株)企画部
斎
川
昂
太
原燃輸送(株)企画部
野
島
大
考
原燃輸送(株)技術部
山
口
洵
原燃輸送(株)輸送部
田
中
ゆかり
原燃輸送(株)企画部
以上
目
第１章
次
ＰＡＴＲＡＭ２０１３の概要
１．ＰＡＴＲＡＭの概要 ............................................................................................... 1
２．ＰＡＴＲＡＭの２０１３の概要 .............................................................................. 1
３．プログラムの概要 .................................................................................................. 1
４．発表論文の概要 ...................................................................................................... 2
５．その他.................................................................................................................... 3
第２章
講演
１． 開会セッション
（１）開会挨拶 ............................................................................................................. 5
WA-1 開会挨拶１（核物質管理学会） .........................................................................5
WA-2 開会挨拶２（米国原子力インフラストラクチャ評議会） .................................. 5
（２）開会全体セッション ................................................................................................ 5
OP-1 環境浄化及び国際安全保障のための輸送活動（USDOE） ............................... 5
OP-2 安全かつセキュアな放射性物質輸送：世界規模の解決を要する世界的課題
（IAEA） ...........................................................................................................6
OP-3 世界的な放射性物質輸送実績の反映（Edlow International）.......................... 6
OP-4 産業界からの展望－輸送についての一瞥（WNTI）.......................................... 7
２． 全体セッション
（１）全体セッション ....................................................................................................... 8
2PL-1 深層防護、安全裕度及びリスクをバランスさせるためのリスク情報の活用 ..... 8
2PL-2 使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の管理と処分 ......................................... 8
2PL-3 持続可能な核燃料サイクルに関するバックエンドの展望 .................................. 8
3PL-1 安全を改善するための機会と課題 ......................................................................9
3PL-2 東京電力福島第一原子力発電所の使用済燃料管理ロードマップと乾式キャスク
の調査及び保守結果の報告 ................................................................................9
4PL-1 福島事故を経験した日本における放射性物質輸送及び貯蔵に対する新たな
取組み.................................................................................................................10
4PL-2 原子力発電及び核燃料サイクルに関するＩＡＥＡの活動 .................................. 10
5PL
ドキュメンタリーフィルム“パンドラの約束” ..................................................... 10
（２）テクニカルキーノート ............................................................................................ 11
1TK
放射性物質輸送容器、輸送及び貯蔵における 35 年間の概観 ............................ 11
2TK
新 ASME Section III, Division 3 ひずみベース基準の適用 ............................... 11
(i)
3TK
米国における使用済燃料貯蔵・輸送の社会合意形成：放射線に関する教育
支援の提案 .........................................................................................................11
4TK
使用済燃料輸送のリスク評価に関する NUREG-2125 報告の概要 .................... 12
5TK
東京電力福島第一原子力発電所事故で放射性汚染された廃棄物の輸送............. 13
※ 以下は、キャンセルされた発表は除く。
第３章
口頭発表
１．第 1 日目
セッション 1A
規制及び制度上の課題：IAEA 規則の過去から未来 (Regulatory and
Institutional Issues: IAEA Regulations from Past to Future)
1A-1
国際輸送安全規則の放射線学的安全要件に関する歴史的技術基盤の作成.......... 14
1A-2
国際輸送安全規則の物質と輸送物の分類及び輸送物試験要件に関する歴史的
技術基盤の作成 ................................................................................................... 14
1A-3
放射性物質安全輸送の確保：2012 年 IAEA 輸送規則（SSR-6）の適用............ 15
1A-4
国連“危険物輸送に関する勧告”及び放射性物質に関するモデル規則の最新の
変更及び調和に関する将来の様相 ...................................................................... 15
1A-5
技術協力計画：放射性物質輸送における安全性の改善 ...................................... 16
1A-6
発展的かつ動的な IAEA 輸送安全ユニット及び TRANSSC の輸送作業計画 .... 16
1A-7
2011 年安全かつ防護された輸送国際会議からの勧告の概要 ............................. 16
1A-8
IAEA 放射性物質安全輸送規則の今日と将来 ..................................................... 17
セッション 1B
輸送物設計：廃棄物全般 (Package Design: General Waste)
1B-1
BWR 放射性廃棄物用移送キャスクの設計 ......................................................... 17
1B-2
英国における ILW 用の輸送、貯蔵及び処分容器として使用するための堅牢な
自己遮蔽コンテナ ............................................................................................... 17
1B-3
英国における中レベル廃棄物の貯蔵、輸送及び処分用容器の発展 .................... 18
1B-4
英国における地層処分施設向け遺産 ILW の処分のための大型廃棄物輸送容器
（LWTC）の開発 ............................................................................................... 18
1B-5
R75 型 B(U)輸送物：EDF の原子力発電所からクラスターガイドを輸送する
ための Robatel の新設計 .................................................................................... 18
1B-7
21 世紀のための低レベル廃棄物輸送容器システム ............................................ 19
1B-8
英国低レベル廃棄物処分会社における極低レベル廃棄物輸送の標準化 ............. 19
セッション 1C
輸送運用：輸送経験 I (Transport Operations: Transport Experience I)
1C-1
輸送供給網の取扱：新しい WNTI のワーキングフループ ................................. 20
1C-2
ドイツ国内及びドイツ国外からの B(F)型キャスク輸送の経験 .......................... 20
1C-3
通常時の MOX 燃料輸送の主要特性 ................................................................... 20
1C-4
5 年間の NCS45 キャスクを用いた使用済燃料輸送........................................... 20
(ii)
1C-5
AREVA 内での輸送活動の検査 .......................................................................... 21
1C-6
福島災害が国際核物質輸送安全に与える影響：英国の展望 ............................... 21
1C-7
低レベル放射性廃棄物の輸送及び貯蔵用柔側面輸送容器利用の運用経験と
教訓 ..................................................................................................................... 21
1C-8
2 倍安全で 2 倍効率的......................................................................................... 22
セッション 1D
収納物特有課題：使用済燃料被覆管挙動 (Content Specific Challenges:
Spent Nuclear Fuel Cladding Behavior)
1D-1
高燃焼度使用済燃料輸送の設計的アプローチ .................................................... 22
1D-2
使用済核燃料再構成シナリオの分析結果............................................................ 22
1D-3
使用済 PWR 燃料被覆管の膜応力 ....................................................................... 23
1D-4
使用済燃料健全性に関する水素化物再配向試験 ................................................. 23
1D-5
輸送中の使用済核燃料の振動健全性調査用の反転曲げ疲労試験システム.......... 23
1D-6
BWR 及び PWR 高燃焼度使用済燃料の動的荷重条件下での燃料棒の機械的
性能 ..................................................................................................................... 24
1D-7
高燃焼度 PWR 燃料被覆管合金の基本特性及び DBTT ...................................... 24
セッション 1E
輸送物解析：臨界安全の考慮 (Package Analysis: Criticality Safety
Considerations)
1E-1
使用済燃料の損傷による臨界安全上の影響 ........................................................ 25
1E-2
核分裂性物質輸送物の多重水密構造に関する臨界上の視点 ............................... 25
1E-3
使用済燃料貯蔵及び輸送における燃焼度クレジット：現状及び将来に関する
規制上の視点 ...................................................................................................... 25
1E-4
アクチニド及び核分裂生成物核種を含む使用済 PWR 燃料の燃焼計算の有効性
確認のレビュー ................................................................................................... 25
1E-5
BWR 使用済燃料を装荷した輸送貯蔵キャスクのガドリニウムクレジット
適用 ..................................................................................................................... 26
1E-6
感度及び不確定性解析を用いた二ウラン酸ナトリウムの臨界パラメータ計算の
有効性確認 .......................................................................................................... 26
1E-7
A 型核分裂性輸送物の臨界安全評価における水素含有物質の影響 .................... 26
1E-8
輸送における燃焼度クレジットのための EPRI の燃焼ベンチマークの活用 ...... 27
2．第２日目
セッション 2A
輸送物解析：構造解析－モデル化 (Package Analysis: Structural
Analysis - Modeling)
2A-1
事故条件下での CASTOR 型輸送物の実験的及び数値応力解析の発展の状況 ... 27
2A-2
有限要素解析（FEA）を用いたすみ肉及び部分溶込み開先溶接の設計 ............. 28
2A-3
動的有限要素キャスク解析のためのモデル化戦略 ............................................. 28
(iii)
2A-4
輸送容器のための有限要素モデルの検証と有効性確認 ...................................... 28
2A-6
WAK 社輸送物の性能実証－供試体のモデル化と原型落下試験の解析の有効性
確認 ..................................................................................................................... 29
2A-8
放射性物質輸送物構成部品の数値解析評価における解析的手法 ........................ 29
セッション 2B
輸送物設計：使用済燃料輸送 (Package Design: Spent Fuel Transport)
2B-1
SKODA VPVR/M 輸送容器システムとその研究炉使用済燃料輸送への利用 ..... 29
2B-2
使用済燃料集合体用輸送キャスクの新世代：TN G3 ファミリー....................... 30
2B-3
英国における地層処分施設への遺産 ILW 処分用大型廃棄物輸送容器（LWTC）
の開発 ................................................................................................................. 30
2B-4
TN24E：AREVA/TNI のドイツ市場向け使用済燃料輸送及び中間貯蔵キャスク .. 31
2B-5
GNS CASTOR 兼用キャスク：ドイツにおける使用済燃料中間貯蔵の中枢 ...... 31
2B-6
次世代 PWR 使用済燃料輸送・貯蔵キャスク TK-26 の開発 .............................. 31
2B-7
使用済燃料輸送・貯蔵用キャスク及びキャニスタの供給................................... 32
2B-8
英国における高レベル廃棄物及び使用済燃料深度処分用標準化処分キャスク
群の開発.............................................................................................................. 32
セッション 2C
輸送運用：核不拡散 (Transport Operations: Nonproliferation)
2C-2
高濃縮ウラン（HEU）の返還：高エネルギー放射性核種の航空輸送 ............... 32
2C-3
地球規模脅威削減におけるインターナショナル・ニュークリア・サービスの
役割 ..................................................................................................................... 33
2C-4
RRRFR プログラムへの IAEA の協力の 10 年間 ............................................... 33
2C-5
セルビアの使用済燃料回収作業、課題、解決、教訓 .......................................... 33
2C-6
使用済 TRIGA 燃料の再燃焼 .............................................................................. 34
2C-7
地球規模脅威削減イニシアティブにおける米国起源核燃料物質の除去プロ
グラム：2013 年版.............................................................................................. 34
セッション 2D
規制及び制度上の課題：兼用キャスク (Regulatory and Institutional
Issues: Dual Purpose Casks)
2D-1
輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価統合を目的とした IAEA ワーキンググループ
の活動概要 .......................................................................................................... 34
2D-2
輸送貯蔵兼用キャスクの輸送時の密封設計許認可におけるドイツでの規制
概念 ..................................................................................................................... 35
2D-3
SNF/HLW 輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価書有効性の維持 ........................... 35
2D-4
輸送貯蔵兼用キャスクの許認可 .......................................................................... 35
2D-5
長期間における使用済燃料中間貯蔵の安全性 .................................................... 36
2D-7
ドイツの中間貯蔵施設における輸送貯蔵兼用キャスクの取扱い－安全性.......... 36
セッション 2E
規制及び制度上の課題：輸送規則の適用Ⅰ (Regulatory and Institutional
Issues: Implementation of Transport Regulations I)
(iv)
2E-2
カナダ原子力安全委員会の核物質輸送容器及び輸送規則の改訂 ........................ 36
2E-3
インドにおける安全で効率的、確実な医療放射線源輸送................................... 37
2E-4
ロシア連邦における放射性物質安全輸送に関する適合性評価 ........................... 37
2E-5
B 型及び核分裂性物質輸送容器の米国規則と国際要件との整合 ........................ 37
2E-6
欧州輸送物設計安全報告書技術ガイドの米国 NRC 規制指針 7.9 適合のための
適用ガイド .......................................................................................................... 38
2E-7
B 型及び核分裂性物質輸送容器に関する QA 要件確立のための段階的手法 ...... 38
2E-8
英国内におけ非核物質以外の輸送の規制............................................................ 39
セッション 2F
輸送物解析：固縛システム及び輸送物解析ガイダンス (Package Analysis:
Retention System and Package Analysis Guidance)
2F-1
鉄道輸送中の重量級核物質輸送物固縛システムの加速度及びひずみ測定に
関する経験的手法 ............................................................................................... 39
2F-2
平常の輸送条件の負荷の仮定に関する規制改善の提案 ...................................... 39
2F-3
TCSC1006：輸送中の放射性物質荷重及び輸送物の固縛／保持ガイドの改訂... 40
2F-4
ASME 計算機モデル化に関する特別ワーキンググループにより開発された
六面体要素に関するアワーグラス制御収束性の研究 .......................................... 40
2F-5
放射性物質輸送に関する輸送物落下試験の数値モデル化ガイド ........................ 40
2F-7
輸送容器の効率的な構造解析の手法 ................................................................... 41
2F-8
ASME 計算機モデル化に関する特別ワーキンググループにより開発された
厚肉シェル要素に関するメッシュ収束性の研究 ................................................. 41
2F-9
ASME 計算機モデル化に関する特別ワーキンググループにより開発された
六面体要素に関するメッシュ収束性の研究 ........................................................ 41
セッション 2G
輸送物設計：航空輸送 (Package Design: Air Transport)
2G-1
航空機輸送用 A 型核分裂性輸送容器プロジェクトの概要 .................................. 42
2G-4
ベトナム DNRI 研究炉からロシア連邦への再処理のための使用済燃料の移動.. 42
2G-6
未照射及び照射放射性物質の航空輸送用に承認されたロシアの輸送容器.......... 42
2G-7
TUK-145/C の設計とロシアでの承認 ................................................................. 43
セッション 2H
輸送運用：緊急時準備及び対応 (Transport Operations: Emergency
Preparedness and Response)
2H-1 放射性物質航空輸送の緊急時対応準備：経験及び展望 ...................................... 43
2H-2 スウェーデンからの遺産プルトニウム物質の撤去 ............................................. 44
2H-3 放射性化学研究所における輸送事故後の揮発性核種の室内拡散 ........................ 44
2H-4 地震及び津波に対する核物質輸送船の緊急時対応手順及び訓練 ........................ 44
2H-5 放射線輸送事故事象時の初期対応能力及び性能の準備及び改善に関するエネ
ルギー省の努力 ................................................................................................... 45
(v)
2H-6 放射性物質が関与する海上輸送事故時の所管当局の緊急時対応に関する新しい
影響評価システムの確立..................................................................................... 45
2H-7 RADSAFE：輸送緊急時準備に関する産業界の需要に対応する訓練の開発 ...... 45
2H-8 フランスにおける UF4 輸送に関する緊急時対応準備 ......................................... 45
2H-9 放射性廃棄物輸送における州政府の役割............................................................ 46
セッション 2I
2I-2
収納物固有課題 (Content Specific Challenges)
“天然起源放射性物質の安全輸送のための行政管理の適正レベル”の共同研究
プロジェクト ...................................................................................................... 46
2I-4
医療及び研究炉向け国際仕様最新のキャスク設計 ............................................. 46
2I-5
9977 型輸送容器の収納物追加 ............................................................................ 47
2I-6
解体済サイクロトロンの輸送 ............................................................................. 47
2I-7
未臨界前核実験装置の安全確実な輸送 ............................................................... 47
セッション 2J
規制及び制度上の課題：輸送規則の適用Ⅱ (Regulatory and Institutional
Issues: Implementation of Transport Regulations II)
2J-1
サイト内輸送：フランスの新たな規制の実施 .................................................... 48
2J-4
安全審査と設計精査 ............................................................................................ 48
2J-5
MOPDT 修正システム：カテゴリーC の修正を自己認証可能な英国で唯一の
会社 ..................................................................................................................... 48
2J-6
安全輸送のためのベスト・イン・クラス・プログラム ...................................... 49
2J-7
ISO 国際基準と放射性物質輸送.......................................................................... 49
2J-8
放射性物質を含む消費者製品の輸送：規制免除レベルは免除されるか？.......... 49
2J-9
石油検層に用いられた放射線源の輸送：沖合での運用における放射線安全的
課題 ..................................................................................................................... 49
3．第３日目
セッション 3B
輸送物解析：熱解析 (Package Analysis: Thermal Analysis)
3B-1
熱解析と試験へのガイド..................................................................................... 50
3B-2
希薄なヘリウムガスが充填された容器内の 8×8 で配列されたヒータロッド
温度を予測するシミュレーションのベンチマーク試験 ...................................... 50
3B-3
1PWR 燃料輸送容器の容器位置における火災時の時間依存 .............................. 51
3B-4
規則に基づいた熱試験下での輸送容器の閉じ込め評価への数値解析的手法 ...... 51
3B-5
輸送物緩衝体の耐火試験後の木材燃焼から得られた新たな知見 ........................ 51
3B-6
ドンレーからの自然空冷 ISO コンテナによる輸送の概念検討 .......................... 52
3B-7
航空機燃料による建屋内火災試験 ...................................................................... 52
3B-8
9977 型放射性物質輸送物の熱解析..................................................................... 52
(vi)
セッション 3C
輸送物設計：MOX 新燃料及び特殊収納物 (Package Design: Fresh Fuel
MOX and Special Contents)
3C-1
BWR MOX 燃料用の新たな新燃料容器 .............................................................. 52
3C-2
PWR MOX 燃料用の新たな新燃料容器 .............................................................. 53
3C-4
大型 B 型ドラム型輸送容器の製作 ..................................................................... 53
3C-5
DOE 向け 9977 型 AF 放射性廃棄物容器の製作と展開...................................... 53
3C-6
バルクトリチウム輸送容器の展開 ...................................................................... 54
3C-7
TRUPACT II 及び HalfPACT 容器における過剰プルトニウム酸化物輸送用の
臨界制御オーバーパック積載コンテナの開発 .................................................... 54
3C-8
Safkeg-LS - 小型６M 代替容器の開発と認可 .................................................... 54
3C-9
小型 B(U)型容器セーフティケースについての二重密封境界要求の影響 ........... 55
セッション 3D
輸送運用：特別トピックス (Transport Operations: Special Topics)
3D-9
輸送セキュリティのための IAEA の支援プログラム ......................................... 55
3D-2
高リスク放射線源のトラッキングシステムの評価 ............................................. 55
3D-3
単独及び共同核輸送における原子力損害賠償 .................................................... 56
3D-4
核物質輸送における 2004 年パリ条約の影響 ..................................................... 56
3D-6
収納と輸送の間に時間間隔がある荷送の実施 .................................................... 56
3D-8
輸送容器の遠隔運用のための収納容器吊上げ装置の使用................................... 56
セッション 3E
収納物特有課題：使用済燃料中間貯蔵 (Content Specific Challenges:
Spent Fuel Interim Storage)
3E-1
スイスにおける 30 年間の乾式中間貯蔵 ............................................................. 57
3E-2
使用済燃料兼用キャスクの経年変化管理と貯蔵後輸送 ...................................... 57
3E-3
使用済燃料の延長長期貯蔵と輸送に関する乾式キャスク貯蔵システムの経年
変化管理.............................................................................................................. 57
3E-4
米国における解体原子炉サイトでの乾式貯蔵からの使用済燃料輸送の選択肢 .. 58
3E-5
原子力発電所閉鎖後の燃料取出し戦略の策定／Doel 第１，２号機の例 ............ 58
3E-10 使用済燃料強制ガス乾燥技術 ............................................................................. 59
3E-7
輸送及び貯蔵のための DAHER-NCS 燃料棒カプセル化プロセスの認証 .......... 59
3E-8
破損燃料の輸送及び乾式中間貯蔵に関する AREVA の解決法 ........................... 59
3E-9
使用済燃料輸送・貯蔵キャスクの導管を用いた蓋間圧力監視の検証 ................. 59
セッション 3F
規制及び制度上の課題：コミュニケーションと訓練 (Regulatory and
Institutional Issues: Communication and Training)
3F-1
放射性廃棄物に関わる情報公開の改善 ............................................................... 60
3F-2
ベルギーにおける放射性輸送物の安全、安心のための情報公開 ........................ 60
3F-3
所管官庁間における調整と協力
3F-4
TRASNUSAFE ：管理者への原子力安全文化訓練制度 .................................... 61
－将来への規範－ .......................................... 61
(vii)
3F-5
核物質及びその他の放射性物質の輸送セキュリティに関する IAEA ガイダンス
とトレーニング ................................................................................................... 61
3F-6
放射性物質輸送セキュリティに関するトレーニング・コースの開発 ................. 61
3F-7
品質保証のためのトレーニング及び輸送安全のための自己評価 ........................ 62
3F-8
RadShip: CERN の放射性物質輸送のためのツール .......................................... 62
4．第４日目
セッション 4A
輸送物解析：遮蔽及び密封 (Package Analysis: Shielding and Activity
Release)
4A-1
輸送容器用ゴム O リングの熱機械錬成解析 ....................................................... 62
4A-2
モンテカルロ法による放射線遮蔽評価手法のためのガイドラインの提案.......... 63
4A-3
COG11.1 コードの遮蔽及び臨界安全評価機能 ................................................... 63
4A-4
新しい容器設計による臨界及び線量において得られる利点 ............................... 63
4A-6
アクチニド核種の汎用的な包絡収納量－未臨界増倍の影響 ............................... 64
4A-7
輸送物の遮蔽評価のためのガンマ線線量率変換係数の使用における問題と
明確化 ................................................................................................................. 64
4A-8
非核分裂性物質 B 型輸送物の遮蔽安全評価に関連した規制上の問題 ................ 64
セッション 4B
輸送物設計：設計－試験及び解析Ⅰ (Package Design: Design Testing
and Analysis I)
4B-1
TK 型輸送貯蔵キャスクの 1/3 スケールモデルの落下試験結果 ......................... 65
4B-2
六ふっ化ウラン輸送用の DN30 保護構造容器の落下試験 .................................. 65
4B-3
容器システム自由落下の効果についての数値評価と試験評価 ........................... 65
4B-4
スケールモデルと実機モデルの間の再現性を確保するための設計手法：TN843
への適用.............................................................................................................. 66
4B-5
輸送容器の機械試験キャンペーンにおける品質保証要求................................... 66
4B-7
435-B 輸送容器
4B-8
TN24E 輸送容器の BAM 設計アセスメントの反映 ........................................... 67
セッション 4C
試験と評価 ............................................................................. 67
輸送運用：現在の課題と新たな解決策 (Transport Operations: Current
Challenges and New Solutions)
4C-1
未来を見つめて：輸送拒否を過去のものとするための活動 ............................... 67
4C-2
放射性物質の輸送拒否 ........................................................................................ 68
4C-3
放射性物質の輸送における統括管理の確立と維持 ............................................. 68
4C-4
CEA からの放射線源輸送に係る運用と体制の概括 ............................................ 68
4C-5
超音波によるボルト締付け力測定手法の改良 .................................................... 68
4C-6
DE25 輸送物と取扱工具 ..................................................................................... 69
(viii)
セッション 4D
収納物特有課題：廃棄物収納特定課題 (Content Specific Challenges:
Waste Content Specific Challenges)
4D-1
輸送作業のための廃棄物の特性化 ...................................................................... 69
4D-2
衝撃試験中の 205ℓ ドラム缶への荷重形状の影響 ............................................... 69
4D-3
工具又は予備品輸送物内の放射能量の決定方法 ................................................. 70
4D-4
CEA 遺産廃棄物の輸送容器、輸送及び処理 ...................................................... 70
4D-5
LLW 輸送キャスク：長期利用可能性を確実とするためのステップ .................. 71
4D-6
ROBATEL‐CEA の歴史的廃棄物の搬出課題への CEA の新たな回答：
TIRADE-R76 輸送物 .......................................................................................... 71
4D-7
NUHOMS‐大型容器への照射済み原子炉機器の貯蔵及び輸送 ........................ 71
4D-8
液体廃棄物輸送物：液体により生じる特定の制限をどのように取り扱うか ...... 71
セッション 4E
規制及び制度上の課題：規制課題(IAEA 規則) (Regulatory and
Institutional Issues: Regulatory Issues (IAEA Regulations))
4E-1
UN 危険物輸送勧告－モデル規則と IAEA 放射線物質安全輸送規則の調和..... 72
4E-2
IAEA 輸送規則の LSA-III 物質への要求の簡素化の提案 ................................... 72
4E-3
大型機器の輸送のための個別要件の策定............................................................ 72
4E-4
大型機器の輸送－産業界の展望 .......................................................................... 73
4E-5
輸送中の輸送物がさらされる環境のレビュー .................................................... 73
4E-6
B(M)型輸送物設計に関する英国気候条件と考察 ................................................ 73
4E-7
規則の記載の明確さを改善する必要性 ............................................................... 74
4E-8
ドイツにおける NORM 及び TENORM の輸送に関する危険物規則と放射線
防護規則間の規定の相違..................................................................................... 74
セッション 4F
輸送運用：リスク解析 (Transport Operations: Risk Analysis)
4F-1
使用済燃料輸送のリスク評価：通常輸送............................................................ 74
4F-2
使用済燃料輸送のリスク評価：キャスクの衝撃解析 .......................................... 75
4F-3
使用済燃料輸送のリスク評価：火災時の解析 .................................................... 75
4F-4
使用済燃料輸送のリスク評価：輸送事故時の解析 ............................................. 75
4F-5
使用済燃料輸送のリスク評価：結論 ................................................................... 75
4F-6
南アフリカにおける使用済燃料輸送の安全評価 ................................................. 76
4F-7
再処理のための Mayak PA への Bilibino 発電所の EGP-6 の使用済燃料の輸送
における公衆及び従事者の放射線リスクの評価 ................................................. 76
4F-8
Konrad 処分場への放射性廃棄物の輸送の安全評価－2020 及び 2040 年の想定
シナリオと結果 ................................................................................................... 77
4F-9
輸送リスク評価における経口摂取線量モデル .................................................... 77
セッション 4G
輸送物設計：設計－試験及び解析Ⅱ (Package Design: Design - Testing
and Analysis II)
(ix)
4G-1
ORNL における最近の輸送物に関する試験経験 ................................................ 77
4G-2
トラック輸送の通常輸送時を想定した試験時の PWR 模擬燃料棒への負荷 ...... 78
4G-3
90m/sec 以上の速度で剛体又は実際の地面に衝突した際の使用済燃料航空
輸送用キャスク TUK-145/C の挙動の比較解析結果........................................... 78
4G-4
A 型輸送キャスクの共鳴振動の評価方法 ............................................................ 78
4G-5
ウラン鉱スラリーの輸送用の FRP 補強されたプラスチック製 IP-2 型
コンテナ.............................................................................................................. 79
4G-6
湿った廃棄物を収納する B 型輸送物の内部圧力上昇を誘発する熱的試験 ......... 79
4G-7
TUK-145/C キャスクの国際認可と今後の使用に関する展望 ............................. 79
4G-8
EB3 A400/300 -オーバーパック‐核分裂性物質を収納した DOT7A ドラムの
輸送のための輸送容器 ........................................................................................ 79
4G-9
英国における地中処分施設へ最新の標準処分用キャニスタを輸送するための
輸送容器の開発 ................................................................................................... 80
セッション 4H
輸送物課題：大型機器及び長期経年変化 (Package Challenges: Large
Components and Long-term Aging)
4H-1 TS-G-1.1 の付録Ⅶに基づく日本の大型輸送の適合性評価 ................................. 80
4H-2 Chooz A 原子力発電所から ANDRA 極低レベル廃棄物処分場までの蒸気発生器
の輸送 ................................................................................................................. 81
4H-3 Georges Bessse 1 濃縮プラントの解体－輸送の試み ......................................... 81
4H-4 使用済燃料キャスク用金属ガスケット Helicoflex の高経年化：75000 時間試験
の結果と分析 ...................................................................................................... 81
4H-5 長期貯蔵における金属ガスケットの経年変化を考慮した通常輸送条件下での
兼用キャスクに用いられる金属ガスケットの密封性能の評価 ........................... 82
4H-6 ドイツの輸送物の認可におけるダクタイル鋳鉄破壊力学解析の評価 ................. 82
4H-7 中性子遮蔽材長期性能：マグネシウムの熱酸化劣化に関する新たな手法.......... 82
4H-8 商用使用済燃料安全評価のための統合データ及び解析システム ........................ 82
4H-9 RA02 システム‐解体で発生する大型機器の輸送のための A／AF 型輸送物 .... 83
セッション 4I
パネル討論－輸送物製造 (Package Manufacturing Panel) ................. 83
セッション 4J
規制及び制度上の課題：輸送及び輸送容器の教訓 (Regulatory and
Institutional Issues: Transport and Packaging Lessons Learned)
4J-1
福島第一原子力発電所事故 28 教訓に照らした IAEA 輸送安全基準の見直し.... 84
4J-2
福島原子力発電所事故から顕在化した自然事象に起因する潜在的輸送事象の
摘出及び分類 ...................................................................................................... 84
4J-3
良好事例に関する 50 年間の産業界の経験の記録 ............................................... 84
4J-4
放射性物質安全輸送の情報伝達の現在の傾向 .................................................... 85
(x)
4J-5
フランスでの 2007 年から 2011 年の間における放射性物質が関与する輸送事象
と検査からの教訓 ............................................................................................... 85
4J-6
欧州放射性物質輸送所管当局による適合性検査‐放射性物質安全輸送に関する
欧州所管当局組合発行の技術ガイド ................................................................... 85
5．第５日目
セッション 5A
輸送物解析：構造解析特定トピックス (Package Analysis: Structural
Analysis Special Topics)
5A-1
使用済燃料及び高レベル廃棄物輸送容器に関わる容器蓋システムの数値解析のた
めの方法論的側面 ............................................................................................... 86
5A-2
コーナ衝撃に対する防護：鉄道輸送容器衝撃緩衝材設計時に見出された感度 .. 86
5A-6
容器蓋側からの落下での 9m 垂直落下試験中の使用済燃料容器の収納物挙動 .. 87
5A-7
放射性物質輸送容器の落下試験中の容器内部と収納物の衝突 ........................... 87
セッション 5B
輸送物設計：経年変化管理－長期貯蔵及び密封 (Package Design: Aging
Management - Long-term Storage and Containment)
5B-1
長期貯蔵後の延長貯蔵 ........................................................................................ 87
5B-2
使用済燃料と高レベル放射性廃棄物に共用するキャスクの材料の互換性と材料
パラメータの決定に関する評価のフィードバック ............................................. 88
5B-3
輸送・貯蔵キャスク用金属シールの長期性能 .................................................... 88
5B-4
輸送物の耐用年数延長を支援する材料の経年変化データの強化 ........................ 88
5B-5
兼用金属キャスクのための銀ガスケットの高温下長期シール性能の数値評価 .. 88
5B-6
放射性物質放出計算のための設計漏えい率の検証 ............................................. 89
5B-8
輸送兼貯蔵容器のエラストマーシール挙動の調査 ............................................. 89
セッション 5C
輸送運用：航空及び海上輸送 (Transport Operation: Air and Maritime
Transport)
5C-1
放射性物質の海上輸送－沿岸国の挑戦－............................................................ 89
5C-2
ウラン輸送の新経路の開拓 ................................................................................. 90
5C-3
日本における最近 10 年間の核物質海上輸送の放射線安全実績 ......................... 90
5C-4
使用済燃料の海上輸送及び荷役作業中における確率論的リスク評価 ................. 90
5C-5
スウェーデンの新たな輸送システムの幕開け .................................................... 91
5C-6
国家における航空機による放射性物質の安全輸送の確立................................... 91
5C-7
航空機による危険物貨物の輸送 .......................................................................... 91
5C-8
研究用原子炉 SNF のロシア連邦への多様な返還輸送 ....................................... 92
セッション 5D
輸送物設計：設計－材料の応用 (Package Design: Design-Material
Applications)
5D-1
衝撃吸収コンクリートへのスケールモデル及び実規模動的貫通試験 ................. 92
(xi)
5D-2
過酷な衝撃荷重下の衝撃吸収コンクリートに関する有限要素モデルの開発 ...... 92
5D-3
単純化代表モデルを用いた LS-DYNA 材料の検証 ............................................. 93
5D-4
B 型輸送物緩衝体に用いられるスプルース木材の圧潰特性 ............................... 93
5D-5
核燃料物質に用いられる現場施工発泡ポリウレタンの衝撃緩和及び火炎抑制材
としての性能 ...................................................................................................... 93
5D-6
B(U)型輸送物に用いられる発泡硬ポリイソシアヌール酸塩の認証試験計画 ..... 94
5D-7
スナップ留めボラルカン：中性子透過試験、統計学的分析 ............................... 94
5D-8
発泡ポリウレタンを収納する輸送物内の圧力予測 ............................................. 94
セッション 5E
規制及び制度上の課題：セキュリティ (Regulatory and Institutional
Issues: Security)
5E-1
放射性物質輸送セキュリティ ............................................................................. 94
5E-2
輸送セキュリティの国際調和に関する課題 ........................................................ 95
5E-3
国境における核及び他の放射性物質の不法輸出入の検知方法 ........................... 95
5E-4
原子力セキュリティ文化促進の手法 ................................................................... 95
5E-5
核物質輸送中の妨害破壊行為の放射線学的影響の評価 ...................................... 96
5E-6
使用済燃料セキュリティ‐優先的課題及び研究開発ニーズ ............................... 96
5E-7
米国における区分１及び２放射性物質に関する輸送セキュリティ規則制定
活動 ..................................................................................................................... 96
5E-8
核不拡散の様相における認可外核物質に関する規制方針の検討 ........................ 96
セッション 5F
輸送運用：使用済燃料及び廃棄物管理 (Transport Operations: Spent Fuel
and Waste Management)
5F-1
ドイツにおける原子力発電所廃棄物管理戦略 .................................................... 97
5F-2
地層処分施設への放射性物質輸送‐統合的手法 ................................................. 97
5F-3
欧州における使用済燃料輸送の全貌 ................................................................... 98
5F-4
運転停止原子炉からの標準燃料の搬出に関する輸送作業モデル解析 ................. 98
5F-5
中間貯蔵後の使用済燃料輸送物の輸送能力に関するドイツの手法と経験の
反映 ..................................................................................................................... 98
5F-6
取り外された照射済み MTR 板状燃料の装荷と輸送 .......................................... 98
5F-7
破損照射済み核燃料の中間及び最終貯蔵の安全と信頼性を確実とする梱包
戦略 ..................................................................................................................... 99
5F-8
TN81 キャスクによる残渣の輸送：過去、現在及び未来 ................................... 99
セッション 5G
輸送物設計：経年変化管理－中性子遮蔽材及び全般 (Package Design:
Aging Management - Neutron Shielding and General Interest)
5G-1
機能性放射線遮蔽材の開発 ................................................................................. 99
5G-2
中間貯蔵キャスク用中性子遮蔽材 TN Vyal 及び Kobesh EPR レジンの評価.. 100
5G-3
乾式貯蔵システム用中性子吸収材群の認証 ...................................................... 100
(xii)
5G-4
輸送・貯蔵キャスクに用いる中性子遮蔽材の比較研究 .................................... 100
5G-5
兼用キャスクの設計及び運用における経年変化管理 ........................................ 100
5G-6
輸送・貯蔵用キャニスタの応力腐食割れの防止に関する研究 ......................... 101
5G-7
キャスクフランジ面の表面粗さとガスケット径が密封性に与える影響 ........... 101
5G-8
長期貯蔵への適用中の 9975 輸送物内の籐ファイバーボードの劣化 ................ 101
5G-9
B 型輸送物での 7 件の使用済燃料航空輸送‐まとめと教訓 ............................. 102
セッション 5H
輸送物解析：構造解析及び検証 (Package Analysis: Structural Analysis
and Verification)
5H-1 TK 型輸送貯蔵キャスクの 1/3 スケール落下試験解析...................................... 102
5H-2 落下試験Ⅲにおける放射性物質輸送キャスクへの軟鋼板の衝撃点オフセット
効果 ................................................................................................................... 102
5H-3 輸送及び貯蔵の衝撃シナリオにおけるエンサ社製 ENUN 52B の構造評価の
紹介 ................................................................................................................... 103
5H-4 移送用エアパレットに直立で固定された兼用金属キャスクの長周期地震動に
対する安定性評価手法 ...................................................................................... 103
5H-5 シビアアクシデント時の MSF 型輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価................ 103
5H-6 貯蔵施設におけるキャスク事故事象の数値解析 ............................................... 104
5H-7 TN NOVA の貯蔵認可及び航空機衝突試験 ...................................................... 104
5H-8 コンクリート外容器の動的衝撃解析及び衝撃試験 ........................................... 104
セッション 5I
収納物特有課題：UF6 収納物課題 (Content Specific Challenges: UF6
Content Challenges)
5I-1
六ふっ化ウランに関する収納物特有課題.......................................................... 105
5I-2
濃縮 UF6 シリンダの臨界安全性 ....................................................................... 105
5I-3
不純物を含む濃縮六ふっ化ウランの臨界解析 .................................................. 105
5I-4
六ふっ化ウラン輸送物の規制上の臨界安全性評価 ........................................... 106
5I-5
既存輸送物での研究室サイズの UF6 の輸送 ..................................................... 106
5I-6
UX-30 輸送物運用上の良好事例と持続性 ......................................................... 106
5I-7
大型 UF6 シリンダの洗浄と保守 ....................................................................... 106
5I-8
UF6 シリンダの統一識別システム .................................................................... 107
セッション 5J
規制及び制度上の課題：核分裂性適用除外及び放射線防護 (Regulatory
and Institutional Issues: Fissile Exemption and Radiation Protection)
5J-1
IAEA 輸送規則の臨界安全上の根拠 ................................................................. 107
5J-2
核分裂性物質輸送の要件からの除外規定に関する IAEA での改訂の概要 ....... 107
5J-3
当局承認の核分裂性適用除外－英国の経験 ...................................................... 108
5J-4
10CFR71 の核分裂性適用除外及び一般認可に関する根拠とガイダンス ......... 108
5J-5
英国における放射性物質の通常の航空輸送の放射線的影響の調査 .................. 108
(xiii)
5J-6
第４章
輸送リスク管理による成功例 ........................................................................... 109
ポスター発表
3A-1
重量級輸送物の道路輸送における設計負荷係数 ............................................... 110
3A-3
落下試験条件下の放射性物質輸送物用緩衝体の実験的試験 ............................. 110
3A-4
所管当局設計承認を要しない放射性物質輸送物の品質保証措置の評価 ........... 110
3A-5
機械的事故時の金属ガスケットの径方向変位時の漏えい試験 ......................... 111
3A-6
軸方向間隙測定による 9975 輸送物中のファイバーボードの劣化の決定......... 111
3A-7
兼用キャスク安全評価 ...................................................................................... 111
3A-8
通常及び平常の輸送条件下での核物質輸送キャスクによる加速度の測定........ 112
3A-9
核分裂性輸送物への炭化水素の貫通の臨界安全性への影響 ............................. 112
3A-12 共通キャスク群の管理 ...................................................................................... 112
3A-13 放射性物質輸送のためのマルチメディア教育 .................................................. 112
3A-14 異なる圧力下での UN205 リットルドラム蓋の漏洩の整合性と挙動 ............... 113
3A-15 初期製造キャスクにおける欠点と運用によって生じた磨耗による影響について
の安全報告書 .................................................................................................... 113
3A-16 放射性廃棄物と使用済燃料の輸送 .................................................................... 113
3A-17 ARG-US を用いた放射性物質の監視、追跡の使用経験 ................................... 114
3A-18 フランスでの原子力施設内における危険物輸送規則 ........................................ 114
3A-19 航空輸送による B（U）型輸送物輸送拒否の問題 ............................................ 114
3A-20 ロシア連邦における放射性輸送物の緊急時対応 ............................................... 115
3A-21 浄化目標のための強く緊密な国際的廃棄物容器の利用 .................................... 115
3A-22 英国における放射性物質の安全輸送のための工業実施規格 ............................. 115
3A-23 モンテカルロ法 PHINTS を用いたキャスク遮蔽解析のための適用 ................ 115
3A-24 湿式型輸送容器を用いた破損燃料輸送における水素発生量の評価 .................. 116
3A-25 各国の所管当局との B 型輸送物認可取得の経験 .............................................. 116
3A-27 燃料棒の衝撃条件下での機械的挙動評価のための落重によるリング圧縮試験
......................................................................................................................... 116
3A-29 安全、効率的及び信頼性のある放射性物質輸送のための電子トラッキング .... 116
3A-30 MCNP の入力インターフェース用 CAD 及び FEA ソリッドモデル形状 ........ 117
3A-31 LR-65 型タンクの保守 ...................................................................................... 117
3A-34 クレーンによる使用済燃料移送装置の構造評価 ............................................... 117
3A-35 通常鉄道輸送中の重量級核物質輸送物固縛システムで測定された加速度及び
ひずみの解析 .................................................................................................... 117
3A-37 貯蔵コンテナに関する社内基準 ........................................................................ 118
3A-38 韓国における使用済燃料の状況と健全性評価手法 ........................................... 118
(xiv)
3A-40 輸送緊急時対応プログラムの放射線学的訓練マトリックス ............................. 118
3A-41 低比放射性物質及び表面汚染物の分類における課題 ........................................ 118
3A-42 パイロプロセスホットセル施設に関する概念的安全研究................................. 119
第５章
展示 .............................................................................................................. 120
第６章
その他
１．親睦行事 ...............................................................................................................123
２．青木賞及びヤング賞 ..............................................................................................123
３．次回 PATRAM ......................................................................................................125
４．論文集...................................................................................................................125
付 録
付録１．PATRAM 開催経緯 ........................................................................................126
付録２．PATRAM2013 国別参加数 .............................................................................127
(xv)
第1章
ＰＡＴＲＡＭ２０１３の概要
１． ＰＡＴＲＡＭの概要
PATRAM（放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議）は、1965 年から始まった放
射性物質の輸送容器及び輸送に関する国際会議で、3 年ごとに米国内と米国外で交互に開催
されている。世界中の放射性物質に関係する国際機関、各国当局、研究機関、電力・核燃
料サイクル産業、RI 産業、輸送産業等の関係者が一堂に会する国際会議である。
２． ＰＡＴＲＡＭ２０１３の概要
PATRAM2013 は、米国エネルギー省（USDOE）・原子力規制委員会（USNRC）・運輸
省（USDOT）及び PATRAM 産業界代表団をスポンサーとし、核物質管理学会（INMM）
主催、国際原子力機関（IAEA）協力のもと、2013 年 8 月 18 日(日)から 23 日(金)の 6 日間
（18 日は登録・展示設営とレセプション・パーティーのみ）にわたってカリフォルニア州
サンフランシスコのヒルトン・サンフランシスコ・ユニオンスクエア・ホテルで開催され
た。同ホテルはサンフランシスコでも有数の巨大ホテルであり、基調講演、技術講演、論
文発表（口頭、ポスター）、展示、レセプション、夕食会を含むすべてのプログラムがホテ
ル内で実施された。
PATRAM2013 の実質的な運営は INMM 及び起用されたイベント会社 Sherwood Group
が行い、それに適宜産業界が協力した。シンポジウム計画委員会、サイト選定委員会、国
際委員会、技術プログラム委員会（傘下に論文選考小委員会、セッション調整小委員会、
褒賞小委員会、全体会合計画小委員会）、産業界連絡委員会等の委員会組織が準備作業を分
担し、各委員会には世界の主だった輸送関係者が参加して開催に協力した。
参加者は 22 ヶ国＋3 国際機関から約 800 名で、日本からの参加者は約 70 名であった。
３． プログラムの概要
プログラムを表１に示すが、その中心は、第 1 日目午前中の開会セッションに続いて、
その午後から最終日である金曜日午後まで順次行われる論文口頭発表セッションであり、5
会場併行で 39 セッションが行われた。また、第 3 日目午前にポスター発表、第 4 日午後に
パネル討論セッション（1 件）が行われた。口頭発表が早朝から始まり、昼休みをはさんで、
前には全体講演、後にはテクニカルキーノート講演があって、夕刻まで口頭発表、しかも
金曜日午後までと、忙しい 1 週間であった。日本は 7 つのセッションで副議長を務めた。
なお、前回に続き今回もテクニカル・ツアーはなかった。
親睦行事としては、日曜日夕刻に歓迎レセプション、木曜日夜に夕食会が開かれた。
1
４． 発表論文の概要
論文セッションで発表された論文は、プログラムでは 22 ヶ国 3 国際機関から 368 件であ
り、口頭発表 323 件、ポスター発表 44 件、パネル討論 1 件であった（米国 109 件、ドイ
ツ 47 件、フランス 40 件、英国 40 件）。ただし、発表当日にキャンセルされたものも多く、
実際に発表されたのは口頭発表 291 件、ポスター発表 32 件であった。日本からの発表は口
頭発表 32 件、ポスター発表 3 件の計 35 件に加えパネル討論にも参加し、これまでのよう
に米・独・仏・英に続く位置を占めた。
前回英国での PATRAM 2010 では未来志向のテーマを据えるとかパネル討論セッション
を多用するなど意欲的に新機軸を取り入れたが、今回は従来からのオーソドックスな米国
スタイルに終始した。これまでどおり多岐にわたるテーマについて多数の論文が発表され
たが、トピックスとしては下記のようにザックリと 5 分野に分類された。
・規制関係（セキュリティ、コミュニケーション含む）
： 8 セッション
・輸送物設計関係
： 9 セッション
・輸送物解析関係
： 7 セッション
・輸送運用関係（リスク評価、緊急時対応含む）
： 8 セッション
・固有課題（収納物特有、貯蔵、大型機器等）
： 7 セッション
・パネル討論（製造関連）
： 1 セッション
規制関係では、策定 50 年を超えたこともあり、IAEA 輸送規則の過去・現在・未来とい
う観点でのセッション構成で多くの発表がなされた。特に IAEA 自身から 13 件の発表があ
り、関係国からの発表も含めその輸送関連活動をより幅広く紹介しようという姿勢がうか
がわれた。一方で、前回盛り上がったセキュリティや輸送拒否は控えめとなった。
収納物及び輸送物固有の課題では、輸送・貯蔵における使用済燃料の挙動がクローズア
ップされたが、使用済燃料中間貯蔵においては貯蔵期間の延長・超長期貯蔵の課題が顕在
化してきていることを反映して、燃料及び輸送容器構成要素の経年変化管理に焦点があて
られつつある。大型機器輸送については前回同様にセッションが設けられて規則化に向け
ての動き等が報告された一方で、廃棄物分野では歴史的・遺産的廃棄物の貯蔵・処分に向
けての輸送に様々な課題があることが浮き彫りにされた。固有課題と輸送物設計・試験・
解析にまたがる問題としては、輸送物落下時の収納物による遅れ衝撃があげられる。
輸送物設計及び解析分野では従来どおり様々な輸送物の設計とそれに関連する諸解析が
報告された中で、米国機械学会（ASME）の輸送容器構造規格へのひずみベース基準の導
入についてキーノート講演と集中セッションで紹介され、注目を集めた。また、IAEA 等の
場で議論されている輸送物固縛システムの評価方法とそれに用いる輸送時加速度について
も前回に引き続きセッションが設けられ、関心国が共同又はそれぞれの国において解決に
向けて努力している模様が報告された。
輸送運用においては、米国がキーノート講演と集中セッションで使用済燃料輸送リスク
評価結果をとりまとめた NUREG-2125 について報告した。同書は 1977 年以来行ってきた
2
輸送リスク評価の集大成であり、使用済燃料及び陸上輸送という条件ではあるが米国にお
ける輸送リスク評価が完結し一段落した感がある。あわせて全体講演でもリスク管理規制
枠組みの提案があり、輸送へのリスク評価導入の動機付けがなされた。
多トピックス分野にまたがるものとして、地球規模脅威削減イニシアティブ（Global
Threat Reduction Initiative）に基づく RRRFR プログラム（ロシア研究炉燃料返還計画）
でロシア開発による C 型航空輸送容器を用いた返還輸送について、前回に引き続き輸送物
開発試験、許認可、実輸送経験に関する数多くの発表があった。
日本からは、東京電力福島第一原子力発電所事故後最初の PATRAM であることから、福
島第一原子力発電所の使用済燃料管理ロードマップと乾式貯蔵キャスク及び収納燃料の健
全性確認報告、事故の迅速な収束及び廃止措置に向けた輸送・貯蔵上の課題、事故により
生じた放射性汚染廃棄物の輸送、輸送安全基準の見直し状況、苛酷自然事象に起因する輸
送事象の検討、緊急時対応の改善等について報告し、当事国として更なる輸送安全に取り
組む姿をアピールした。他国では許認可当局が率先して発表し技術支援機関がそれを支え
る発表を行っているケースが多いが、日本は従来から当局による発表が少なく、今回も 1
件もなかった。しかし技術支援機関からは 12 件（JNES5 件、海技研 7 件）が発表された。
5 セッション併行で金曜日の午後までというセッション構成で大量の口頭発表が行われ
たものの、発表のセッションへの割り付けはそれぞれのトピックス分野ごとに行われたこ
とから、トピックス分野をまたがる輸送物や技術課題について聴きたい発表の時間が重複
するようなことがしばしばあった。1 週間の会期で発表できる論文数の限界に達していると
考えられ、新たな開催方法（開催間隔・会期・プログラム構成等）が検討されてもよい時
期と思われる。また、熱心な発表に水を差すものとして、口頭発表では約 1 割、ポスター
発表では約 3 割が発表者の都合でキャンセルされており、何らかの対策が望まれる。
５． その他
展示は前回より大幅に増え、42 の会社又は組織が出展し、仏 AREVA TN 社、英 INS 社
及び米 Worthington 社が複数区画を占めた。日本からは神戸製鋼所、日本軽金属、日立造
船、ニチアス及び原燃輸送の 5 社が展示を行った。
木曜日夜の夕食会で恒例の青木賞等の発表があり、日本からは原燃輸送の野島大孝氏が
優秀ポスター賞を受賞した。また、英国の Clive Young 氏（元英国運輸省危険物輸送課長・
TRANSSC 議長。2012 年 6 月に死去）を記念するヤング賞が新たに設けられて若手発表者
に贈られることとなり、IAEA の熊野裕美子氏（東京電力より出向）が若手優秀口頭発表者
に選ばれた。最後に有富より次回 2016 年の PATRAM は神戸にて 2016 年 9 月 11 日～16
日に開催する旨のプレゼンテーションを行った。
3
表１
８月 19 日（月）
9:00 a.m.開始
7:40 a.m.
10:20 a.m.
開会セッション
K.Sorenson/INMM
D.Blee/NIC
D.Huizenga/DOE
P-S. Hahn/IAEA
J.Edlow/Edlow
H-J.Neau/WNTI
10:40 a.m.
12:10 p.m.
4
1:10 p.m.
2:00 p.m.
2:00p.m.
5:00p.m.
ﾚｾﾌﾟｼｮﾝ
PATRAM2013 プログラム
８月 20 日（火）
セッション A/輸送物解析：構
造解析－モデル化
８月 21 日（水）
セッション B/輸送物設計：使
用済燃料輸送
セッション C/輸送運用：核不
拡散
８月 22 日（木）
セッション A/輸送物解析：遮
蔽及び放射性物質放出
セッション B/輸送物設計：設
計、試験、解析 Ⅰ
セッション A：
８月 23 日（金）
セッション A/輸送物解析：構
造解析特別トピックス
セッション B/輸送物設計：経
年変化管理－長期貯蔵、閉じ
込め
セッション C/輸送運用：現在
の課題と新しい解決法
セッション C/輸送運用：航空
及び海上輸送
セッション D/規制及び制度上
の課題：兼用キャスク
セッション D/現在の特別な課
題：廃棄物収納の特有課題
セッション D/輸送物設計：設
計－材料応用
セッション E/規制及び制度上
の課題：輸送規則の実施 Ⅰ
セッション E/規制及び制度上
の課題：規制課題（IAEA 規
則）
セッション E/規制及び制度上
の課題：セキュリティ
ポスターセッション
全体セッション
（NRC, DOE, AREVA）
全体セッション
（ASN, 電中研）
昼
食
全体セッション
（JNES, IAEA）
全体セッション
（ドキュメンタリーフィルム）
新 ASME Sec.III Div.3 ひずみ
ベース基準の適用
米国における使用済燃料貯
蔵・輸送に関する PA の進展
NUREG-2125 使用済燃料輸
送リスク評価－概要
福島第一原子力発電所事故
により汚染された放射性廃棄
物の輸送
セッションＦ/輸送物解析：固
縛システム及び輸送物解析
ガイド
セッション B/輸送物解析：熱
解析
セッションＦ/輸送運用：リスク
評価
セッションＦ/輸送運用：使用
済燃料及び廃棄物管理
セッション B/輸送物設計：廃 セッション G/輸送物設計：航
棄物全般
空輸送
セッション C/輸送物設計：
MOX 新燃料及び特殊収納物
セッション G/輸送物設計：試
験、解析 Ⅱ
セッション G/輸送物設計：経
年変化管理－中性子遮蔽材
及び一般事項
セッション C/輸送運用：輸送 セッション H/輸送運用：緊急
経験Ⅰ
時対応と準備
セッション D/輸送運用：特別ト
ピックス
セッション H/輸送物課題：大
型機器、長期経年変化及び
貯蔵
セッション H/輸送物解析：構
造解析及び認証
セッション D/収納物固有の課 セッション I/収納物固有の課
題：使用済燃料被覆管挙動
題
セッション E/収納物特別課
題：使用済燃料中間貯蔵
セッション I/パネル－輸送容
器の製造
セッション I/収納物特別課題：
UF6 収納物の課題
セッション E/輸送物解析：臨 セッション J/規制及び制度上
界安全考察
の課題：輸送規則の実施 Ⅱ
セッション F/規制及び制度上
の課題：コミュニケーションと
訓練
セッション J/規制及び制度上
の課題：輸送及び輸送容器
の教訓
夕 食 会
セッション J/規制及び制度上
の課題：核分裂適用除外及び
放射線防護
放射性物質輸送容器、輸送及
び貯蔵における３５年間の概
観
セッション A/規制及び制度上
の課題：IAEA 輸送規則の過
去から未来
第２章
講
演
注記：以降の講演・発表題目、講演・発表者名及び所属組織名の英語表記は PATRAM 2013
Final Program の記載によったものであり、本書中で必ずしも統一されていない。
また、共著者がいる場合、発表者を下線で示した。
１． 開会セッション
開会セッションは 19 日（月）9：00 より行われ、主催者からの歓迎挨拶に続き、4 名の
招待講演者による約 30 分ずつの講演が行われた。
（１） 開会挨拶
WA-1 開会挨拶１（核物質管理学会）
Ken Sorenson (President, Institute of Nuclear Materials Management (INMM)), USA
主催者である核物質管理学会（INMM）の Sorenson 氏より、参加者を歓迎するとともに、
PATRAM 2013 は米国エネルギー省（USDOE）、原子力規制委員会（USNRC）及び運輸省
（USDOT）がスポンサーであり、事前登録者 750 名、応募論文数 450 編、22 ヶ国参加、
展示 40 社と前回ロンドンでの PATRAM2010 と同規模であると紹介された。さらに、技術
プログラムの概要を紹介するとともに、イベント運営の Sherwood 社及び関係者のボラン
タリな支援への謝辞が述べられた。
WA-2 開会挨拶２（米国原子力インフラストラクチャ評議会）
David Blee (U.S. Nuclear Infrastructure Council (NIC)), USA
PATRAM2013 の開催を様々な面で支援している放射性物質輸送産業界を代表して、原子
力インフラストラクチャ評議会（NIC。旧原子力輸送評議会(Nuclear Transport Council)）
の Blee 氏より、会合準備に係わってきた各委員会や永年参加者を紹介するとともに、産業
界としては放射性物質輸送の発展のためには健全な核燃料サイクル及び世界貿易を維持す
ることが重要と考えているとの挨拶があった。
（２） 開会全体セッション
OP-1 環境浄化及び国際安全保障のための輸送活動（USDOE）
Transportation in Environmental Cleanup and Global Security
David G. Huizenga (Senior Advisory for Environmental Management, USDOE), USA
DOE で長年、核物質等の輸送に携わってきた Huizenga 氏より、DOE 環境管理機関によ
る主な活動内容が紹介された。
・サバンナリバーとアイダホ州の各原子力施設からの使用済燃料の搬出
・ハンフォード B 原子炉サイトを含め、各原子力関連施設のクリーンアップ活動の進捗
5
状況（1989 年：110 サイト 35 州 ⇒ 2012 年：残り 17 サイト 11 州）
・TRU 廃棄物を処分するための廃棄物隔離用パイロットプラント（WIPP）に関し、2013
年 4 月時点で 326 件の TRU 廃棄物の同施設への輸送が完了
・ロスアルモスサイトにおける LLW、MLLW の処分完了
・最初の燃料輸送から今年で 50 年となる機関活動の歴史は、50 年前にアイゼンハワー大
統領が原子力平和利用の国際ビジョンの表明してからの歴史と重ねることができる。
OP-2 安全かつセキュアな放射性物質輸送：世界規模の解決を要する世界的課題（IAEA）
Safe and Secure Transport of Radioactive Material: A Global Challenge that
Requires a Global Solution
Pil-Soo Hahn (Head of the Division of Radiation, Transport and Waste Safety, IAEA)
IAEA 事務局次長 Flory 氏の代理で、放射線・輸送・廃棄物安全部門長 Hahn 氏より、放
射性物質輸送に関する IAEA の最近の取組み状況が紹介された。
・1957 年に開催された第 1 回 IAEA 総会において、その必要性が注目された放射性物質輸
送に関する国際規則の調和に関する取組みについては、現在も IAEA で注力されている。
・2011 年の放射性物質輸送安全・セキュリティ国際会議において次の 50 年を見据えて安
全・安心・持続的な輸送規制に関する骨組みの構築への取組みを議論した。
・現在、IAEA が取り組んでいる課題としては次のようなものがあげられる。
－
東電１F 事故教訓（津波の影響等）の輸送安全基準への反映
－
輸送規則の改訂周期の見直し（現状 2 年に 1 回）
－
安全性と商業上の実用性のバランスを考慮した規則の検討
－
規則に関わる技術的妥当性の検証（技術基盤文書等）
－
各国による規則解釈の相違の解消（国際言語への翻訳等）
OP-3 世界的な放射性物質輸送実績の反映（Edlow International）
Reflections on a Career of Shipping Radioactive Material Worldwide
Jack Edlow (President, Edlow International Company), USA
米国の放射性物質輸送会社最大手 Edlow International 社の二代目社長 J.Edlow 氏が、米
国の輸送に関わる業務実績を振り返り、以下のように述べた。
・過去の PATRAM 開催地の紹介：Germantown（第 0 回 1962 年・第 1 回 Albuquerque、
先代社長 S.Edlow 氏参加)、以降、J.Edlow 氏参加の Richland、Miami、Las Vegas 等。
適宜、参加経験者に声かけ。
・1957 年に放射性物質輸送に関与開始、1958 年のアイゼンハワー大統領”Atom for Peace”
の演説以降、原子力供給国としての米国の発展につれて業容拡大。スウェーデンから米サ
バンナリバーへの第一回使用済燃料の返還はエポック。
・原子力は、エネルギーの安定供給と医療関係には欠かせない。
・輸送中における放射能による死亡事故は歴史的に一度も発生していないことは素晴らし
6
い記録だが、何故未だに原子力に対する批判が続いているのか？原子力に対する恐れを払
拭するためには、事実を明白に公に伝えることが重要。
－
PATRAM へ報道関係者、政府関係者が全く参加していないのはおかしい。
・なぜ、PATRAM は未だに米 DOE がリードしているのか？今後、国際的な機関がリード
していく等、別の進め方を検討していく必要があるのではないか？
OP-4 産業界からの展望－輸送についての一瞥（WNTI）
From an Industry Perspective, TRANSPORT AT A GLANCE
Henry-Jacques Neau (Secretary General, World Nuclear Transport Institute (WNTI)), UK
世界の放射性物質輸送関連会社が加盟する世界原子力輸送協会（WNTI）の事務局長 Neau
氏が、輸送に関する産業面での見通し及び WNTI の取組みについて紹介した。
・WNTI メンバー企業の紹介：Areva, NRI, INS, axpo, Riotinto, SKB, PNTL, NFT, EDF,
Sojitz, Marubeni PACTEC, Sellafield Ltd., Cameco, LLW Repository, Ltd., etc.
・No Transport, No Nuclear Energy（輸送抜きでは原子力は存在不可）
・産業と規制の有効的なコラボレーションが重要：各国の規制の調和、教育・訓練、使い
易く（ユーザーフレンドリー）実用的な規則への改善
・WNTI の活動実績～セミナー、ワークショップ開催による啓蒙、支援：ナミビア、ロシ
ア、カザフスタン、中国（実施済）
、パナマ（近々実施予定）
・輸送中の安全保障（実質的な脅威への対策）
：運搬物の特性、輸送容器の安全性、輸送実
績／リスクの検証
・バックエンド輸送における最近の課題：廃棄物の特性、輸送・貯蔵兼用キャスクの検討
等
・国ごとの規制の違いがリスクヘッジに関わる余計な費用を強いている原因：搬出入港ご
との規制の違い、コンテナの積載量・種類の違い、安全保障・貿易管理規制の違い、等々
7
２． 全体セッション
20 日（火）～22 日（木）の 10：40～12：10 に毎日の全体会合として関心分野に関する
最新状況の報告講演、及び 21 日（月）～23 日（金）の 13：10～14：00 にテクニカルキー
ノートとして重要技術課題に関する講演が行われた。また、23 日（金）の午前中には原子
力への賛否に関するドキュメンタリー・フィルムが上映された。
（１） 全体セッション
第２日目（8 月 20 日火曜日）
Opening remarks by Rick Boyle, U.S. Department of Transport
2PL-1 深層防護、安全裕度及びリスクをバランスさせるためのリスク情報の活用
Use of Risk Information for Balancing Defence in Depth, Safety Margins, and
Risk
Geroge Apostolakis, Commissioner, U.S. Nuclear Regulatory Commission
決定論的規制に基づく深層防護要求は過剰な負担を強いがちであるが、リスク情報に基づ
けば現実的な規制ができる。1975 年の WASH-1400 報告は原子炉のリスクが極めて低いこ
とを示しており、1995 年の PRA（確率論的リスク評価）方針声明、1998 年の“リスク情
報に基づく意思決定（RG1.174）”にて不要な保守性を排除しようとしている。今や、
NUREG2150“リスク管理規制枠組みの提案”にて規制の意思決定にリスク管理を用いる
段階となった。輸送規制に関するタスクフォースは、輸送規則が決定論的基盤で良好な実
績を有することを求めつつも、今後の規制においてはリスク管理規制枠組みを考慮すべき
と勧告している。
2PL-2 使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の管理と処分
Management and Disposal of Used Nuclear Fuel and High-Level Radioactive
Waste
Peter B. Lyons, Assistant Secretary for Nuclear Energy, U.S. Department of Energy
DOE のエネルギー庁長官 Moritz 氏はオバマ大統領の原子力エネルギー目標を強く支持
しており、持続可能で革新的な原子力エネルギーに関する DOE がその役割を果たすとして
いる。上院委員会で審議中の 2013 年核廃棄物管理法は大統領のブルーリボン委員会の勧告
を反映したものであり、核廃棄物の地層処分と輸送を管理戦略としている。地層処分場は
2042 年までに認可取得、2048 年に運転開始の計画である。このために使用済燃料の貯蔵及
び輸送の R&D が必要であり、経年変化や延長貯蔵の研究がなされる。地層処分の R&D に
ついては、国際協力が必要である。
2PL-3 持続可能な核燃料サイクルに関するバックエンドの展望
Back End Perspective for a Sustainable Nuclear Fuel Cycle
Dominique Mockly, Senior Executive Vice President, AREVA
前回の PATRAM 後、福島事故による追加安全要求、経済のスローダウン、エネルギー低
8
価格といった環境変化が生じている。しかし、中国・韓国・インド・ロシアの発展で世界
の原子力産業は 2035 年まで 50%成長が期待され、使用済燃料の貯蔵量は 2030 年に現在の
倍となる。原子力産業の持続可能の展望としては、国際協力と長期使用済燃料管理の最適
化があげられる。使用済燃料管理の選択肢としてリサイクルと処分があるが、いずれも安
全かつ防護された輸送が重要であり、AREVA は 50 年の豊富な実績を有する。今後もすべ
てにおいて高い水準を維持し、バックエンド燃料サイクルの課題を解決してゆく。
第 3 日目（8 月 21 日水曜日）
Opening remarks by Scott W. Moore
3PL-1 安全を改善するための機会と課題
Opportunities and Challenges to Improve Safety
Jean-Luc Lachaume, Deputy Director General, French Nuclear Safety Authority
ASN は、緊急時対応を含むフランスの全原子力活動の規制と管理を行っており、その中
で輸送は重要な役割を占めている。放射性物質輸送は危険物輸送の 6%にしか過ぎないが、
年間 83 万個の輸送物で 67 万件の輸送が行われ、核燃料サイクル関係 15%、医療関係 18%、
その他 67%である。輸送事象は INES レベル 0～3 が生じているが、レベル 0 がほとんどで
年間 50～80 件、2002 年にレベル 3 が 1 件、2012 年にレベル 2 が 1 件あった。輸送安全を
改善する方策は、①経験の蓄積、②セキュリティとの調和の促進、③所管当局間の情報交
換の強化、④透明性の拡大が鍵となる。
3PL-2 東京電力福島第一原子力発電所の使用済燃料管理ロードマップと乾式キャスクの調
査及び保守結果の報告
Roadmap of SF Management and Report of Investigation and
Maintenance of the Dry Casks at Fukushima Daiichi Power
Station of Tokyo Electric Company
Toshiari Saegusa, Executive Research Scientist, CRIEPI #344
福島第一原子力発電所では、今秋から 1 年程度で第 4 号機燃料プールから共用プールに使
用済燃料を移送し、燃料点検後、乾式貯蔵キャスクに収納して乾式キャスク仮保管設備に
搬出・保管する。その後、同様の手順で 5 年程度をかけて第 3 号機、第 2 号機、第 1 号機
燃料プールから燃料取出し～乾式キャスク保管を行う。乾式キャスク仮保管設備はコンク
リートモジュール内にキャスクを横置き保管し、当面 60 基の保管容量であるが、増設も可
能である。また、それに先だって津波に襲われた乾式キャスク貯蔵施設内乾式貯蔵キャス
クを共用プールに移送して燃料健全性等を点検後、乾式キャスク仮保管設備で保管開始し
たが、燃料及びキャスクの健全性に問題はなかった。（東京電力プレゼンの代読）
第４日目（8 月 22 日木曜日）
Opening remarks by Steve O'Connor,
9
4PL-1 福島事故を経験した日本における放射性物質輸送及び貯蔵に対する新たな取組み
Approach of Transportation of Radioactive Materials in Japan After
Experienced Fukushima Disaster
Yoshihiro Nakagome, Vice President, Japan Nuclear Energy Safety Organization
#316
1992 年に横浜で第 10 回 PATRAM 開催後 20 年が経過した。この間、日本の原子力利用
は大いに進展したが、重大な課題・事故を持つことなく実施されてきた。これは、日本の
輸送関連の法整備が行われ、規制機関、事業者、及び関係者が輸送規則を確実に遵守して
いる結果である。しかし、残念なことに 2011 年 3 月 11 日の東日本大震災により福島第一
原子力発電所では、炉心を損傷する事故（過酷事故）に至った。この事故の迅速な収束及
び廃止措置に向けて、必要な措置を中長期にわたって進めていく過程で、輸送・貯蔵に絡
む課題についても、関係する産業界や研究機関も協力しつつ、必要となる研究開発を実施
する。今後、この実績を世界に発信してゆくことは日本の義務であり責任である。
4PL-2 原子力発電及び核燃料サイクルに関する IAEA の活動
IAEA Transport Safety Standards Committee (TRANSSC) and the IAEA
Transport Regulations
E. William Brach, Chair, Transport Safety Standards Committee, IAEA
IAEA では、原子力施設、放射線防護、放射性廃棄物及び放射性物質の輸送等に係る IAEA
安全基準文書（IAEA Safety Standards Series）を作成している。安全基準文書は、各分野
に横断的なものと、原子力施設安全、放射線防護、放射性廃棄物及び輸送安全の各分野別
に整備されており、安全原則（Safety Fundamentals）、安全要件（Safety Requirements）、
安全指針（Safety Guide）の 3 段階の階層構造を有する多数の文書から構成されている。
これらの安全基準文書等は、IAEA が開催する専門家会合等を経て作成されるが、原子力施
設、放射線防護、放射性廃棄物及び放射性物質の輸送の各分野別に IAEA に設けられた安
全基準委員会（NUSSC、RASSC、WASSC、TRANSSC）で審査されるとともに、加盟国
からのコメントも踏まえ、最終的には安全基準委員会（CSS）による審査・承認が行われる。
第 5 日目（8 月 23 日金曜日）
Opening remarks by Ken Sorenson, INMM, United Satets
5PL-1 ドキュメンタリーフィルム“パンドラの約束”
Pandra's Promise
特別イベントとして、開演前のポップコーンとコーラのサービスに引き続き、本年 6 月に
公開され議論を呼んだ環境保護派のドキュメンタリー映画監督ロバート・ストーンによる
長編ドキュメンタリーフィルム“パンドラの約束”が上映された（90 分）。かつて反原子力
であった数人のオピニオン・リーダーたちが環境保護やエネルギー資源の観点から原子力
発電の有効性を見直す意見を述べるというもので、福島事故後においてこの巨大技術への
賛否について再考を促すシリアスな内容であった。
10
（２） テクニカルキーノート
第１日目（8 月 19 日月曜日）
Introduced by Doug Ammerman, Sandia National Laboratories, United States
1TK
放射性物質輸送容器、輸送及び貯蔵における 35 年間の概観
A Survey of 35 Years of Packaging, Transport and Storage of Radioactive
Material
Bernhard Droste
BAM, Berlin, Germany #152
ドイツ連邦材料研究・試験所（BAM）はこの分野において 1978 年から活動し、1980 年
に PATRAM を主催した。輸送キャスクを中間貯蔵に使用するために CASTOR キャスクの
開発と試験が 1978 年から始まった。その後、実機大キャスクによる落下試験や二重蓋構造
を持つキャスクの実証試験が行われ、1984 年からスイスにおいて初めての CASTOR-Ic キ
ャスクを使った実使用済貯蔵が開始された。また、ドイツ国内でも Gorleben や Ahaus で
実貯蔵が行われている。2004 年にはベルリンで開催された PATRAM において 2 基の実機
大キャスクを使った落下試験が公開された。これらの期間を通じて鋳鉄の脆性破壊研究や
廃棄物処分キャニスタの試験等多くの研究を行っている。
第 2 日目（8 月 20 日火曜日）
Introduced by Steve Bellamy, Savannah River National Laboratories, United States
2TK
新 ASME Section III, Division 3 ひずみベース基準の適用
Implementing the New ASME Section III, Division 3 Strain-Based Acceptance
Criteria
Gordon Bjorkman
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA #370
輸送キャスクは 9m 落下試験、1m 貫通試験等の設計要求に耐える設計が行われる。また、
貯蔵キャスクは転倒、航空機衝突事故等の仮想事故事象に対する評価が行われる。これら
の事象は従来の圧力容器等で行われる荷重制御型の評価より、エネルギー制御型の評価が
適している。このようなエネルギー制御型評価のために、ASME Section III, Division 3 で
ひずみベース評価基準が 2013 年版から導入される。この評価のためには適切なモデル化
（Quality Model）が必要であり、別途準備されているモデル化のガイドラインに従う必要
がある。モデル化の方法として、片側固定-他方単純支持梁の簡単なモデルを用いて、メッ
シュサイズをパラメトリックに変化させた解析を行った。特別に詳細なメッシュ要求があ
る訳ではなく、通常の FEM 解析で使用されている程度のメッシュで十分であった。
第３日目（8 月 21 日水曜日）
Introduction by David Miller, Savannah River National Laboratory, United States
3TK
米国における使用済燃料貯蔵・輸送の社会合意形成：放射線に関する教育支援の提案
Advancing U.S. Public Acceptance of Spent Fuel Storage/Transport: Proposed
Outreach Services for Ionizing Radiation Education Support
11
Charles W. Pennington
NAC International, Norcross, GA, USA
#342
原子力エネルギーは環境にやさしく安心で信頼でき経済的であるので、米国における将来
的なエネルギー源である。しかし、連邦政府の示す原子力エネルギー利用の政策は理解を
得られず、使用済燃料貯蔵・輸送により放射線被害が生じるのではと多くの人々が心配す
る政策になっている。この問題は 30 年以上あいまいな状態まま学校授業などで扱われてい
る。米国では放射線影響に関する教育の必要性が主張されているが、これに実行が伴って
いない。専門家の見解では、放射線リスクの関するコミュニケーションで必要なことは、
原子力エネルギーや放射線の理解を深める教育である。原子力政策において使用済燃料貯
蔵・輸送が重要であり、よってその教育も重要なことは明白である。この教育のための方
策として、放射線に関する教育支援（OSIRES）を提案する。OSIRES プロセスの重要な
要素は、対応方法、構成及び教育内容であり、公衆への放射線教育に関する米国の方針及
び実務のもとで適用することが長期的にも有効であると証明することができる。さらに、
この米国での対応策は、世界の原子力エネルギー利用者のほとんどに適用可能であろう。
第４日目（8 月 22 日木曜日）
Introduced by Michele Sampson, U.S. Nuclear Regulatory Commission, United States
4TK
使用済燃料輸送のリスク評価に関する NUREG-2125 報告の概要
NUREG-2125 Spent Fuel Transportation Risk Assessment-Introduction
John Cook1, Doug Ammerman2, Ruth Weiner2, Carlos Lopez2
1
US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, USA, 2Sandia National
Laboratories, Albuquerque, NM, USA #110
NRC は使用済燃料（SNF）の輸送容器と輸送を規制しており、公衆の健康と安全に責任
を追う。NRC は、NUREG-0170「放射性物質の航空その他の輸送に対する最終環境提案声
明」を 1977 年 9 月に発行し、輸送安全規制の妥当性を評価した。その中で安全の尺度を通
常時及び事故時の輸送条件における公衆被ばくのリスクとして定義し、そのリスクは許容
できるレベルであると結論した。ただし、使用済燃料輸送に対するこの結論には、当時の
研究に用いられたツールと情報を改良してゆくという約束があった。
ここで紹介する NUREG-2125 報告は SNF 輸送の安全に対する四つの調査結果から成る。
SNF 輸送によるリスクとは、過酷事故の結果、キャスクの遮蔽を透過する放射線と少量の
放射性物質の環境放出の可能性である。本調査の結果、キャスクからの放射線による被ば
くリスクはバックグラウンド放射線によるリスクのほんの一部分に過ぎず、環境放出に至
ってはそれよりさらに数桁低いことがわかった。通常輸送時の外部被ばく線量計算値は既
往研究のそれと同じままである。解析ツールと技法の進歩、データ入手が容易になったこ
と、そして保守的な仮定を減らしたことで、放射性物質の放出から生ずる事故リスクの評
価値は NUREG-0170 の評価値より約 5 桁下がった。結果的に、NRC の規制が SNF の安
全輸送において妥当であり続けていることが証明された。
12
第５日目（8 月 23 日金曜日）
Introduction by: Makoto Hirose, Nuclear Fuel Transport Co., Ltd., Japan
5TK
東京電力福島第一原子力発電所事故による放射性汚染廃棄物の輸送
Transport of Wastes Radioactively Contaminated by Accident at Fukushima
Daiich Nuclear Power Station of TEPCO
Kunio Maruoka, Masami Kato, Masakiyo Hishida, Norikazu Yamada, Tsutomu Baba
Japan Nuclear Energy Safety Organization, Tokyo, Japan #303
2011 年 3 月 11 日の福島第一原子力発電所事故により大量の放射性物質が発電所外に放出
され、その除染による大量の放射性汚染廃棄物が生じることになる。環境省は特措法を制
定して環境修復に取り組んでおり、これら廃棄物は複数の中間貯蔵施設に 30 年間貯蔵する
こととしている。この貯蔵量は約 2,800 万 m3 になると予想され、輸送インフラが整わない
中での中間貯蔵施設への輸送が課題となっている。特措法ではこれら廃棄物輸送について、
放射性物質が飛散しないことと車両から 1m の距離で 100μSv/h 以下を基準としている。
JNES の現地における測定結果を整理すると、これら避難区域を出入りする車両の汚染及び
その保守による作業員の被ばくは十分に低いものであった。
避難区域の指定解除を進め避難している人々が元の場所に戻ることを促進するためには、
汚染廃棄物を収集して適切な場所で管理することが重要であるが、そのためには、大量の
廃棄物の安全かつ迅速な輸送が鍵となる。
13
第３章
口頭発表
口頭発表セッションは、19 日（月）午後から最終日 23 日（金）午後まで、5 セッション
併行にて実施された。1 セッションは質疑応答を含み 20 分の口頭発表 8 件とコーヒーブレ
ーク 20 分の計 180 分を基本構成とするが、1 件程度の増減があり、キャンセルされた発表
は空白時間となる。午前のセッションは早朝 7：40～10：40、午後のセッションは 14：00
～17：00 が基本枠となる。21 日午前のポスター発表、22 日午後のパネル討論 1 セッショ
ンを除き、5 日間 39 セッションで計 323 件（Final Program による）の口頭発表が予定さ
れたが、実際に発表されたのは 291 件であった。
各セッションには 2 名のセッション副議長（Co-chair）が配置され、発表の運営及び褒賞
委員会のための発表の採点を行った。
１． 第１日目（8 月 19 日月曜日）
セッション 1A
規制及び制度上の課題：IAEA 規則の過去から未来 (Regulatory and
Institutional Issues: IAEA Regulations from Past to Future)
Co-Chairs: Frank Nitsche, Federal Office for Radiation Protection, Germany and
Michael Wangler, U.S. Department of Energy, United States
1A-1
国際輸送安全規則の放射線学的安全要件に関する歴史的技術基盤の作成
Developing the Historical Technical Basis for the Radiological Safety
Requirements of the International Transport Safety Regulations
Ronald B. Pope1, Luc Baekelandt2, Chris S. Bajwa3, Yong Kang Zhao4
1
Consultant, Waynesboro, PA, USA, 2Federal Agency for Nuclear Control, Brussels,
#285
Belgium, 3International Atomic Energy Agency, Vienna
IAEA の放射性物質輸送に係る安全要求事項は、1961 年に「放射性物質の安全輸送規則
SS No.6」として初めて出版された。本規則は、新規課題、新技術、良好事例、持続可能な
輸送の要望及び関連規則との調和等の状況に応じて改訂されてきており、50 年間で改訂 15
版が出版された。規則の全ての要求事項は専門家及び適切な技術に基づく検討により構築
されてきたが、時間の経過に従い、輸送安全に係る科学技術的根拠が十分に継承されてい
ないことが明らかとなった。このため IAEA では、1950 年代まで遡ってこれら技術根拠を
調査し、結果を包括的かつ十分に詳述された技術基盤文書（TecBasDoc）としてまとめる作
業を 2010 年から開始した。本発表はその現状を概観するもので、12 から成る章建てのう
ち第 7 章までの内容が、(1)改訂履歴、(2)安全規則の基本、(3)輸送安全の目的及び原理、(4)
一般的安全要求事項、(5)放射線防護及び(6)輸送管理に分けて説明された。
1A-2
国際輸送安全規則の物質と輸送物の分類及び輸送物試験要件に関する歴史的技術
基盤の作成
14
Developing the Historical Technical Basis for the Material and Package
Classification and the Package Test Requirements of the International
Transport Safety Regulations
Ronald B. Pope1, Pierre Malesys2, Chris S. Bajwa3, Yong Kang Zhao4
1
Consultant, Waynesboro, PA, USA, 2AREVA, Paris, France, 3International Atomic
Energy Agency, Vienna, Austria, 4Ministry of Environmental Protection, Beijing,
China, #286
本発表は、TecBaseDoc の第 8 章（物質の分類）、第 9 章（輸送物の分類）及び第 10 章（輸
送物の設計及び試験）について述べたものである。物質は当初、主に物理的性質の観点か
ら 9 種に分類されていたが、今日ではむしろ放射性特性の観点からかなり異なった分類と
なってきている。第 9 章と第 10 章は組み合わせて輸送物の設計・試験要件と分類を規定し
ており、規則で最も努力が傾注された部分である。第 10 章だけて 100 件以上の経緯文書を
参照しており、より完成された文書を目指して更なる調査が継続されている。
1A-3
放射性物質安全輸送の確保：2012 年 IAEA 輸送規則（SSR-6）の適用
Ensuring Safe Transport of Radioactive Materials: Implementation of the 2012
IAEA Transport Regulations (SSR-6)
Ahmad Al Khatibeh, Nancy Capadona, Christopher S. Bajwa, James Stewart
International Atomic Energy Agency, Vienna #459
IAEA 放射性物質安全輸送規則 2012 年版（SSR-6）の主たる改訂箇所は、核分裂性物質
適用除外規定に関する変更であった。この改訂と同時に助言文書（SSG-26）も規則の変更
に合わせて改訂された。2012 年版対応助言文書には、規則の理解をより良くすることを目
的とした 2 つの新しい付属文書（大型機器輸送を特別措置で行うためのガイダンス及び輸
送規制が機能しない状況下での輸送のためのガイダンス）が追加された。発表では、2012
年版規則及び助言文書の主な変更箇所について説明された。
1A-4
国連“危険物輸送に関する勧告”及び放射性物質に関するモデル規則の最新の変更
及び調和に関する将来の様相
Latest Changes in the UN “Recommendations on the Transport of Dangerous
Goods” and Modal Regulations Regarding Radioactive Material and Future
Aspects of Harmonization
Christel Fasten, Frank Nitsche
Federal Office for Radiation Protection, Salzgitter #199
本発表では、国連モデル規則における放射性物質輸送のための規定のうち最近変更した部
分のほか、IAEA 輸送規則とは独立して変更される部分について報告する。後者の例を 2 つ
挙げると、ひとつは海洋汚染物又は環境危険物に対する要求事項から放射性物質が除外さ
れることに関して、他の輸送モードと調和させるために IMDG コードへの変更を提案した
ことである。もうひとつは、国連規則及び輸送規則にある特別規定（例えば、IAEA 輸送規
則の対象範囲外であるが、その他の危険性が生じる可能性がある放射性物質を収納する輸
送物に対する規定等）を変更したことである。
15
1A-5
技術協力計画：放射性物質輸送における安全性の改善
Technical Cooperation Efforts: Improving Safety in Transport of Radioactive
Materials
Manuel Reico, Jose Miguel Roncero Martin, Nancy Capadona, Kasturi Varley,
Christopher S. Bajwa, James Stewart
International Atomic Energy Agency, Vienna #486
IAEA は技術協力プログラムを通じて加盟国がより放射性物質輸送安全の分野において
より総合的な規制枠組みを作るための支援を行ってきている。近年は特に放射性物質の輸
送拒否・遅延に焦点を当てており、今後は地域的プロジェクトにて輸送拒否・遅延課題に
対する認識を高めることにより輸送をより活発なものとしてゆく。それをテコに、原子力
技術の利用に支援を要する国を呼び込んで、原子力技術開発・利用の促進を図ることとし
ている。
1A-6
発展的かつ動的な IAEA 輸送安全ユニット及び TRANSSC の輸送作業計画
An Evolving and Dynamic IAEA Transport Safety Unit and TRANSSC
Transport Work Plan
Bill Brach1, James T. Stewart2, Christopher S. Bajwa2, Kasturi Varley2, Nancy
Capadona2
1
US Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA, 2International Atomic
Energy Agency, Vienna, Austria #437
IAEA の事務局（輸送安全ユニット）及び輸送安全基準委員会（TRANSSC）では、放射
性物質輸送安全を促進するための諸活動を効率的かつ透明性を持って推進するために、
2011 年に「輸送作業計画」と題した３ヵ年の活動計画書を策定した。計画は安全基準文書
の改訂、教育訓練、技術協力計画等の 8 分野で実施すべき事項を列挙するとともにそれら
に A～D の優先度を与え、より重要な事項に資源を集中した活動を行うよう図っている。
計画は毎回の TRANSSC 会合において審議し、活動実績をフォローアップして更新してき
ている。
1A-7
2011 年安全かつ防護された輸送国際会議からの勧告の概要
Overview of Recommendations from the 2011 Safe and Secure Transport
Conference
Nancy Capadona, Kasturi Varley, Chris Bajwa, James Stewart, William E. Brach
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #461
IAEA は、2011 年 10 月に「放射性物質の安全かつ防護された輸送に関する国際会議」を
開催し、2012 年 3 月及び 2013 年 4 月にはその結果をフォローアップする技術会合を開催
した。国際会議では、議長報告として安全とセキュリティ要件の調和、輸送拒否・遅延課
題の解決、緊急時対応の改善、コミュニケーションの促進といった 11 分野で多くの所見が
まとめられ、以降の技術会合ではそのフォローアップ状況が確認されるとともに IAEA の
輸送安全活動への反映が勧告された。必要な事項については IAEA 輸送規則の改訂も提案
されている。
16
1A-8
IAEA 放射性物質安全輸送規則の今日と将来
The IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material Today
and the Future
Jan van Aarle
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom #386
IAEA 放射性物質安全輸送規則は 1961 年に初版制定後 50 年を経過したが、その基本的
構成・内容は維持され続けており、規則は安定していると言える。一方で、規則及びガイ
ド文書について、これらの利用者である産業界からは、記載や解釈が不明確であったり一
部の物質に対する規定が不足していると感じる部分があると指摘されている。今後、規則
及び関連文書はこれら利用者の意見を取り入れて、より一般的で使いやすいものとなるよ
う改訂されてゆくべきである。
セッション 1B 輸送物設計：廃棄物全般 (Package Design: General Waste)
Co-Chairs: Jeff Arbital, U.S. Department of Energy, United States and Neil Carr,
Radioactive Waste Management Directorate, United Kingdom
1B-1
BWR 放射性廃棄物用移送キャスクの設計
Design of Transfer Cask for BWR Radioactive Waste
Yuko Sakamoto1, Akio Oiwa1, Hideyuki Sumiyasu2, Satoshi Ohnuma3
1
Hitachi Zosen Corporation, Tokyo, Japan, 2Tokyo Electric Power Company, Niigata,
Japan, 3Tokyo Electric Power Company, Tokyo, Japan #161
日立造船は、BWR 原子力発電所で高放射化された制御棒(CR)及び局部出力領域モニタ
(LPRM)を構内移送する新型キャスクを設計・製造した。本キャスクは湿式で、鉛によるガ
ンマ線遮蔽（中性子線遮蔽は不要）
、収納効率を最大化するステンレスパイプ構造のバスケ
ットを採用している。事業所外輸送規則を参考に落下高さ、熱源、太陽熱輻射、内圧、使
用温度を設定し、木材緩衝体に基づく落下解析、DOT3.5 コードに遮蔽解析等を実施し、キ
ャスクが十分な強度を有すること、表面線量率が規定以下であること等を確認した。
1B-2
英国における ILW 用の輸送、貯蔵及び処分容器として使用するための堅牢な自己
遮蔽コンテナ
Robust Self-Shielded Containers for Use as Transport, Storage and Disposal
Packages for ILW in the UK
Joerg Viermann, Matthias Messer
GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, Essen, Germany #450
ドイツ GNS 社の厚肉ダクタイル鋳鉄コンテナ（DCIC）である円筒型モザイク及び角型
コンテナは英国市場に導入されている。これらコンテナは、輸送及び原子力廃止措置機関
の放射性廃棄物管理局（NDA／RWMD）が計画する英国地層処分施設（GDF）において処
分で使用するための様々な英国当局による承認を必要とする。これらコンテナは IP-2 要件
を包絡する B(U)型承認を有するものの、GDF のための追加要件を考慮しなければならない。
報告では 1000℃×１時間の耐火試験や 7.5m 落下試験の模様が紹介された。
17
1B-3
英国における中レベル廃棄物の貯蔵、輸送及び処分用容器の発展
Evolution of Packages for Storage, Transport and Disposal of Intermediate
Level Waste in the UK
Robert A. Vaughan, Ron P. Hows, Mark C. Janicki, Clive Beattie
Croft Associates Ltd, Abingdon, United Kingdom #420
英国地層処分施設（GDF）向け中レベル放射性廃棄物（ILW）の長期貯蔵、輸送及び処
分用コンテナの設計は、第 1 世代：コンクリートボックス（WAGR 箱）、第 2 世代：ステ
ンレス製容器中にコンクリート片を充填した箱（GDF 規定廃棄物容器）、第 3 世代：ダク
タイル鋳鉄（DCI）コンテナへと発展してきた。ILW コンテナは GDF への輸送・設置前に
最大 150 年間適切に貯蔵されなければならない。最近 Magnox ILW 用に導入されているド
イツ製 DCI コンテナは、構造強度があり、内容物を考慮することなしに GDF 事故時の条
件を満足する設計が可能とであり、廃棄物の条件設定や制限（グラウチングをなくす等）
に対して恩恵があるため、ILW の単純な貯蔵が可能となる｡
1B-4
英国における地層処分施設向け遺産 ILW の処分のための大型廃棄物輸送容器
（LWTC）の開発
Development of a Large Waste Transport Container (LWTC) for Disposal of
Legacy ILW to a Geological Disposal Facility in the UK
Ian Andrew Grainey1, Neil Carr2, A D. Cummings1
1
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom, 2Radioactive
Waste Management Directorate (RWMD), Harwell, Oxfordshire, United Kingdom
#119
INS 社（NDA の子会社）は、放射性廃棄物管理局（RWMD）の戦略目標のための技術支
援を行っており、標準的廃棄物輸送物 SWTC-85 の設計レビューを経て、現在、8 車軸貨車
による鉄道輸送用の総質量 180t の大型廃棄物輸送容器（LWTC）を開発している。LWTC
の設計思想は、直方体形状による大装填口と高収納効率であり、設計上考慮すべき事項と
しては、輸送規則 B(U)型事故条件、セラフィールドサイト及び地層処分施設における取扱
性、RWMD 遺産 ILW 廃棄物容器との互換性、英国鉄道輸送制限への対応及び実績ある製
造技術の採用である。
1B-5
R75 型 B(U)輸送物：EDF の原子力発電所からクラスターガイドを輸送するための
Robatel の新設計
R75 Type B(U) Package : Robatel's New Design for the Cluster Guides
Transportation from EDF's NPPs
Fabien Labergri1, Mathias Chazot1, Ludovic Carette2, Thierry-Paul Miquel2
1
Robatel Industries, Genas, France, 2EDF, Noisy le Grand, France #242
ROBATEL 社は 50 年以上の原子力の歴史があり、過去 20 年間で約 80 基の輸送容器を
設計しているが、このたび、EDF から原子力発電所機器交換で発生する使用済クラスター
ガイドを関係施設に輸送するための B(U)型輸送容器 R75 型の設計・製造を受注した。クラ
スターガイドは放射化されたステンレス製機器で、様々な形状がある（例：約 300kg、4.5m）。
18
R75 型輸送容器は直径 2.2m、長さ 5.6m、質量 24t で、ステンレス鋼製、鉛遮蔽と自社製
断熱材を有し、横置き輸送される。異なるタイプのクラスターガイドを収納・固定できる
ようバスケットが交換でき、最大 5 アイテムが収納できる。収納物の装荷・取出しは縦置
き姿勢にて水中で行われる。
1B-7
21 世紀のための低レベル廃棄物輸送容器システム
A Low Level Waste Transport Packaging System for the 21st Century
Robert E. Millington
LLW Repository Ltd, Cumbria, United Kingdom #423
英国では、50 年以上にわたって原子力産業からの固体低レベル放射性廃棄物（LLW）の
大半は、貯蔵及び処分のためのカンブリア州の国立低レベル廃棄物処分場に運ばれてきた
が、同施設は現在、LLW 処分会社によって運営されている。処分場は将来の拡張が計画さ
れているが、予想発生量に対し不足が生じることから、2007 年の放射性廃棄物長期管理計
画では、LLW の管理に重点を置いて発生量を最小限に抑えることとなった。このため、既
存の輸送容器群を補完する IP-2 輸送容器システムが必要となり、新たに再利用可能な輸送
容器システム（設計番号 LLWR/TC02）を設計した。発表では、TC02 IP-2 輸送容器システ
ムの構成、主要な設計機能と梱包システムの様々な機器構成オプションが紹介された。
1B-8
英国低レベル廃棄物処分会社における極低レベル廃棄物輸送の標準化
UK Low Level Waste Repository Ltd Standardising the Transport of Very Low
Level Waste
Marc P. Flynn
Low Level Waste Repository ltd, UK, Chester, United Kingdom #390
1940 年代から低レベル廃棄物（LLW）処分会社は英国の主要な LLE 処分場を運営して
きたが、過去 70 年間に多くの戦略変更に直面してきた。最新の放射性廃棄物発生量予測で
は主要な LLW 処分場が不足することが判明した｡ この原因は、発生箇所での低線量率廃棄
物の分別が悪かったためであることから、LLW をリサイクル・分別して極低レベル廃棄物
（VLLW）は認可された地表埋設場に、処理できない LLW 残渣はコンクリートボールトで
最終貯蔵することとなった。LLW 処分会社は処分用に認可されたすべての IP-2 ISO コン
テナ設計を管理しており、それらは標準化されているが、一方で、非原子力の地表埋設場
では様々な異なる容器が認可されている。このため、VLLW 輸送用として新たな IP-1（IP-2）
輸送物 TC11 を開発した。TC11 は IAEA 輸送規則適合、多モーダル対応の柔側壁（ソフト
サイド）
・複合形式の輸送容器システムであり、必要であれば IP-2 にも適合できる。発表で
は、TC11 原型試験及び機能試験（IAEA 要件を超える）が報告された。LLW 処分会社は、
英国における VLLW 管理を主導し、認可済み地表埋設場への VLLW の輸送と処分に関する
原子力賠償保険保護を提供できる。
19
セッション 1C 輸送運用：輸送経験 I (Transport Operations: Transport Experience I)
Co-Chairs: Michael Snyder, MHF Services, United States and Anton Erhard, Federal
Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany
1C-1
輸送供給網の取扱：新しい WNTI のワーキングフループ
Managing the Transport Supply Chain: A New World Nuclear Transport
Institute Working Group
Thierry-Paul Miquel
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom #338
WNTI には、多くのワーキンググループがあり、その中に供給網を通じて放射性物質輸送
の課題を検討するサプライチェーンワーキングがある。このワーキンググループの目的は
輸送供給網やそれに付随する過程の維持及び進行状況を監視し、メンバーに高品質の輸送
運用を達成する共通手段を提供することである。輸送供給網は刻々と変化している社会的、
政治的な情勢に依存する地域もあり、ワーキンググループではそのような環境の中での国
際法への適合と効率的な運用のバランスを目指し、問題解決に挑んでいる。
1C-2
ドイツ国内及びドイツ国外からの B(F)型キャスク輸送の経験
Experience of Type B(U)F Cask Transportation in Germany and Cross-border
Wilhelm Graf
GNS Gesellschaft fuer Nuklear-Service mbH, Essen, Germany #266
ドイツは 2001 年に原子力政策の見直しを行い、国外委託した使用済燃料は再処理し、そ
れ以外の使用済燃料は放射性廃棄物とすることにした。国外再処理に関連して、フランス
のラアーグ再処理施設からゴアレーベン中間貯蔵施設までこれまで多くの高レベル放射性
廃棄物の国際輸送が行われてきた。中間貯蔵施設までの輸送モードや輸送計画はドイツの
治安部隊により規制を受ける。しかし、放射性廃棄物の輸送は反対派にとって大きなイベ
ントと化しており、警備面や安全面で非常に多くの問題を抱えている。発表では、これま
での輸送の経験が紹介され、その背景にある問題が指摘された。
1C-3
通常時の MOX 燃料輸送の主要特性
Key Characteristics of Routine MOX Fuel Transport
Thierry Lallemant
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France
#188
TNI 社は過去 25 年間、世界中で MOX 輸送を担っており、2002 年に初めて MX キャス
クを用いた MOX 輸送を行ってからからこれまでに多くの輸送を実施してきた。これまでの
輸送経験に基づき、MX キャスクを用いた MOX 燃料輸送の特徴、MOX 輸送に関わる各国
の輸送規則、異なる規制の中での TNI の対応及び輸送中の監視システム等が紹介された。
また、MX6 型キャスクを用いたドイツ及び日本向けの MOX 輸送の紹介もあった。
1C-4
5 年間の NCS45 キャスクを用いた使用済燃料輸送
5 Years Operation of the NCS 45 Package for Irradiated Fuel Rods
20
Franz Hilbert, Wolfgang Bergmann
Nuclear Cargo + Service GmbH, Hanau, Germany
#183
PATRAM2004、2007 にて落下試験等を報告した NSC 社の使用済燃料輸送キャスク
NCS45 は、2008 年末にドイツの設計承認を取得した。その後 5 年間の同キャスクに関す
る動向として、他国における再認証とその際の当局からの質問、原子力施設ごとの取扱手
順書の作成及び 3 年間の運用経験が紹介された。取扱手順書は Daher-NCS 社が作成し、サ
イト運転者がチェックした後、サイトの監督専門家組織によるダブルチェックを受ける。
1C-5
AREVA 内での輸送活動の検査
Inspections of Transport Activities Within AREVA
Pierre Malesys1, Pascal De Bastiani2
1
AREVA, Paris, France, 2AREVA / Logistics Business Unit, Saint-Quentin-en
Yvelines, France #268
AREVA では、高いレベルでの安全性を達成するために、監査や関連した活動に特化した
特別な調査団を組織し、AREVA の関係する事業を考慮した調査テーマ（放射線防護、臨界・
火災安全、廃棄物管理、危機管理、危機対応、協力会社管理等）を設定し、取り組んでい
る。2012 年からは輸送がテーマとなり、輸送容器に関する要求事項を満たしているか等に
焦点を当て審査された。20 以上の審査が厳格に実施され、得られた結果から改善を行い、
より高い安全性に寄与している。
1C-6
福島災害が国際核物質輸送安全に与える影響：英国の展望
The Impact of the Fukushima Disaster on International Nuclear Transport
Safety: A UK Perspective
Garry Owen, Simon Chan
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom #121
2011 年 3 月 11 日の東北大震災及び福島第一原子力発電所での事故を受け、英国の原子力
業界では速やかに地震や洪水に対する原子力施設の安全性の再調査を実施した。3 月 14 日
には原子力施設主任調査官 Weightman 博士に、福島事故の状況から英国内の原子力施設の
安全を高めるための教訓の調査が命じられ、5 月中旬に中間報告書、半年後に最終報告書が
まとめられた。これに加え、英国原子力規制庁（ONR）は EC のストレステストに関する
2 編の報告書を作成しており、第 1 編は許認可施設に対して、第 2 編は残りの原子力施設に
対するものである。ストレステストの所見、それが輸送に与える影響及び INS 社の対応が
報告された。
1C-7
低レベル放射性廃棄物の輸送及び貯蔵用柔側面輸送容器利用の運用経験と教訓
Operating Experience and Lessons Learned in the Use of Soft-Sided
Packaging for Transportation and Disposal of Low Activity Radioactive Waste
Ashok Kapoor1, Sydney Gordon2, W T. Goldston3
1
United States Department of Energy, Washington, DC, USA, 2National Security
Technologies LLC, Las Vegas, NV, USA, 3EnergySolutions, Aiken, SC, USA #283
21
DOE サイトでの LLW/MLLW 廃棄体のトレーラ輸送における潜在的汚染評価と柔側壁
（ソフトサイド）輸送物の取扱実績とその教訓について報告された。LLW/MLLW 輸送容器
には規制に適合した数種類の型式があり、高速道路や鉄道により民間埋設施設や DOE 所有
施設へ運ばれている。アイダホ国立環境技術研究所とプラスチック産業界の共同研究によ
って米国輸送規則に適合した数種類の形式の柔側壁廃棄物輸送容器の試験が実施され、除
染・廃炉プロジェクトの輸送及び廃棄容器への利用のために良好な結果が得られた。
1C-8
2 倍安全で 2 倍効率的
Twice as Safe and Twice as Efficient
Johan Rosenblad
Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co. (SKB), Stockholm, Sweden
#374
スウェーデン核燃料・廃棄物管理会社（SKB）は、原子力発電所から中間貯蔵施設への使
用済燃料輸送キャスク 10 基を保有しているが、事故条件下での水侵入に対する二重障壁要
件のため再認可が得られず、2020 年以降は使用できない。そのため、新しい国内規制要件
と国際規則に合わせた新キャスクの開発・設計を行っている。燃料冷却期間が 20 ヶ月であ
るので、特に高燃焼度燃料において線源強度と発熱量が大きいが、フィージビリティスタ
ディによれば、従来より取扱性が良く高性能のキャスクが設計できる見込みである。
セッション 1D
収納物特有課題：使用済燃料被覆管挙動 (Content Specific
Challenges: Spent Nuclear Fuel Cladding Behavior)
Co-Chairs: Brady Hanson, Pacific Northwest National Laboratory, United States and
Annette Rolle, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany
1D-1
高燃焼度使用済燃料輸送の設計的アプローチ
Design Approaches for Transportation of High Burnup Used Fuel
Peter Shih
Transnuclear Inc., Columbia, MD, USA #241
米国では、高燃焼度使用済燃料は原子炉サイト（湿式）又は中間貯蔵施設（乾式）で貯蔵
されるが、これらはリサイクルや最終処分前の中間段階であり、いずれ“輸送”が必要と
なる。原子炉サイト及び貯蔵施設での高燃焼度使用済燃料貯蔵は、それぞれ規則 10CFR 50
及び 10CFR72 に従って認可される。一方で輸送では 10CFR71 に従った認可を要する。高
燃焼度燃料についてこれら規則要件対応と技術的課題が報告され、また、NUHOMS
MP197/MP197HB 輸送キャスクが紹介された。
1D-2
使用済核燃料再構成シナリオの分析結果
Consequence Analysis of Used Nuclear Fuel Reconfiguration Scenarios
John Scaglione1, William Marshall1, Georgeta Radulescu1, Kevin Robb1, John
Wagner1, Michelle Flanagan2, Mourad Aissa2, Zhian Li2
22
1
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 2U.S. Nuclear Regulatory
Commission, Rockville, MD, USA #491
近年の研究では、高燃焼度燃料は大きな照射損傷を受けて低燃焼度燃料とは異なる特性を
示すことが確認されている。加えて、初期申請時の貯蔵期間を超えた乾式貯蔵期間中に崩
壊熱が減少し、水素化物再配向により燃料被覆管の機械的特性が影響を受けている可能性
がある。発表では、オークリッジ国立研究所が実施している初期申請貯蔵期間を超えた高
燃焼度燃料の貯蔵中及び貯蔵後輸送時の安全性に関して技術的な検討結果が示された。
1D-3
使用済 PWR 燃料被覆管の膜応力
Cladding Hoop Stresses in Spent PWR Fuel
Albert J. Machiels
EPRI, Palo Alto, CA, USA #428
使用済燃料は 30～40℃の燃料プールでの湿式貯蔵の後、乾式貯蔵へと移行される。乾式
貯蔵では、燃料被覆管温度が最大で 400℃程度まで上昇すると考えられている。燃料被覆管
温度の上昇は、燃料被覆管内の水素化物の溶解や内圧の上昇の原因となる。乾式貯蔵の継
続で使用済燃料が冷却されると水素化物の再析出が生じ、燃料被覆管内圧による大きな膜
引張応力存在している場合、再析出が周方向から半径方向に再配向する可能性がある。発
表では、使用済 PWR 燃料被覆管の膜応力の評価手法が示され、評価の結果、大多数の高燃
焼度燃料において燃料被覆管の膜応力は充分に低いレベルであることが確認された。
1D-4
使用済燃料健全性に関する水素化物再配向試験
Hydride Reorientation Test for Spent Fuel Integrity
Donghak Kook
Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea, Republic of #302
韓国では原子炉サイトの PWR 使用済燃料プールが飽和状態にあり、他国と同様に乾式貯
蔵が一時的な解決策として最も有望と考えられている。使用済燃料は貯蔵後に最終処理場
へ輸送する必要があるため、貯蔵時における健全性低下のメカニズムの十分な評価が必要
である。その中でも水素化物再配向は輸送時の構造健全性に関して最も重要である。韓国
原子力研究所の照射後材料試験施設（KAERI／IMEF）では、未照射の試験体で水素化物
再配向試験を実施し、照射済の試験体についても試験中である。試験結果は国内規制へ反
映させる見通しである。
1D-5
輸送中の使用済核燃料の振動健全性調査用の反転曲げ疲労試験システム
Reversible Bending Fatigue Test System for Investigating Vibration Integrity
of Spent Nuclear Fuel During Transportation
Jy-An J. Wang1, Hong Wang1, Bruce Bevard1, Rob Howard1, Michelle Flanagan2
1
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 2US Nuclear Regulatory
Commission, Washington, DC, USA #162
オークリッジ国立研究所では、通常輸送時の振動荷重に対して使用済燃料被覆管の健全性
を試験する装置を設置し、数種類の設計の模擬被覆管について試験を行っている。装置は
23
ホットセル内にあり特殊設計の変位計により被覆管の曲げひずみを計測できる。これまで
の試験からはステンレス鋼製被覆とアルミナペレット間の接着が曲げ応答と疲労強さに大
きな影響を与えることがわかり、振動条件下での新たな破損機構が解明された。今春に新
たな試験装置が導入され、使用済高燃焼度燃料被覆管の試験が開始された。
1D-6
BWR 及び PWR 高燃焼度使用済燃料の動的荷重条件下での燃料棒の機械的性能
Fuel Rod Mechanical Performance Under Dynamic Load Condition on High
Burn-up Spent Fuel of BWR and PWR
Masaaki Ozawa1, Tsutomu Hirose1, Hiromichi Miura1, Toshikazu Baba1, Katsuichiro
Kamimura1, Masaki Aomi2, Takayoshi Yasuda3, Kazuo Murakami4, Yasunari
Shinohara5
1
Japan Nuclear Energy Safety Organization, Tokyo, Japan, 2Global Nuclear Fuel Japan Co., Ltd., Yokosuka, Japan, 3Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd.,
Tokai, Japan, 4Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Kobe, Japan, 5Nuclear
Development Corporation, Tokai, Japan #179
乾式輸送・貯蔵容器の落下事故時における高燃焼度使用済燃料の健全性判断基準の整備に
資するため、BWR 及び PWR の高燃焼度使用済燃料被覆管の短冊状試験片を用いて動的引
張試験及び動的リング圧縮試験を実施し、動的機械特性を収集した。また、BWR 燃料棒か
ら切り出した試験片の衝撃荷重負荷試験を実施し、破損しきい値を得るためのデータを取
得するとともに、試験後観察と破損時に放出されたペレットの特性評価を行った。その結
果、
軸方向衝撃荷重ではせん断破損すること、径方向衝撃荷重に対しては被覆管内のペ
レット有無により破壊の形態が相違し、ペレットが有る方が破壊扁平率が低いとの結果が
得られた。破損部から放出されたペレット片の量は、ペレット 2～3 個分相当であり、その
内の 40～60%程度は微粉末とみられる。
1D-7
高燃焼度 PWR 燃料被覆管合金の基本特性及び DBTT
Baseline Properties and DBTT of High-Burnup PWR Fuel Cladding Alloys
Michael C. Billone, Tanya A. Burtseva, Yung Y. Liu
Argonne National Laboratory, Argonne, IL, USA #518
乾式貯蔵キャスクでは貯蔵前の内部乾燥時の燃料被覆管温度上昇～冷却過程で水素化物
再配向が生じ、その後の被覆管健全性に影響を与えることが考えられる。アルゴンヌ国立
研究所では高燃焼度燃料被覆管の脆化について、径方向水素化物処理及びリング圧縮試験
によって、温度を関数とした強度と延性の挙動及び延性－脆性遷移温度（DBTT）を解明す
る試験計画を実施中である。3 種類の PWR 高燃焼度燃料被覆管材料について、照射直後と
それに径方向水素化物処理を行った場合の比較にて試験結果が紹介された。
セッション 1E
輸送物解析：臨界安全の考慮 (Package Analysis: Criticality Safety
Considerations)
Co-Chairs: Hiroaki Taniuchi, Transnuclear, Ltd., Japan and Andrew Barto, U.S. Nuclear
Regulatory Commission, United States
24
1E-1
使用済燃料の損傷による臨界安全上の影響
Consequences of Used Nuclear Fuel Failure on Criticality Safety
William J. Marshall, John C. Wagner
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA #105
米国では、使用済燃料の高燃焼度化（45GWD/t 以上）とともに、貯蔵期間の長期化（40
年以上）が避けられない見通しである。これに伴って使用済燃料が破損する可能性が高く
なるため、その影響について検討した。PWR 及び BWR それぞれの典型的なキャニスタに
対して、6 種類の破損モード（被覆管の破損、燃料棒ピッチの変化等）を想定し、実効増倍
率への影響を評価した。評価結果によれば、その影響は数％Δk と限定的であり、BWR に
ついては部分長燃料の方が実効増倍率への影響は少し高い結果が得られた。
1E-2
核分裂性物質輸送物の多重水密構造に関する臨界上の視点
A Criticality Perspective on Multiple Water Barriers for Fissile Material
Transport Packages
Michelle Nuttall1, Anthony R. Cory2
1
Sellafield Ltd, Warrington, United Kingdom, 2International Nuclear Transport,
Warrington, United Kingdom #186
英国の原子力遺産物を管理するための NDA によるプログラムが進められている。その一
環として、INS 社では、未照射及び照射済核分裂性物質を輸送するため、多重水密構造を
有する輸送容器を開発した。設計においては、燃料の破損による核分裂性物質の局所化等
を考慮したが、臨界安全性が確保できることが確認された。このため、多重水密構造は大
きな経済的メリット（収納量の増大）をもたらすことが確認された。許認可状況が質問さ
れたが、これから許認可書類を提出する予定とのこと。
1E-3
使用済燃料貯蔵及び輸送における燃焼度クレジット：現状及び将来に関する規制上
の視点
Burnup Credit in Spent Fuel Storage and Transportation: Regulatory
Perspective on Current Status and Future Developments
Andrew B. Barto, Meraj Rahimi
US Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA #483
2012 年 10 月に改訂された NRC スタッフ用ガイダンス（ISG-8 Rev.3）「PWR 使用済燃
料の輸送貯蔵キャスクの臨界安全評価における燃焼度クレジット」の概要が紹介された。
これは、フランスによる燃焼燃料の組成に関する試験結果（HTC）と燃焼度測定、誤装荷
評価を考慮して改訂されたもの（NUREG-6955, 6998）であり、アクチニドに加えて核分
裂生成物核種も考慮できるとしている。また、今後の BWR 使用済燃料の燃焼度クレジット
に対する検討計画が紹介された。2014 年までにフェーズ 1 を、その後フェーズ 2 を実施し、
最終的には PWR と BWR をまとめたガイダンスを作成する。
1E-4
アクチニド及び核分裂生成物核種を含む使用済 PWR 燃料の燃焼計算の有効性確認
のレビュー
25
Review of Burn-up Calculation Validation for Spent PWR Uranium Oxide Fuel
Including Actinides and Fission Products
Ingo Reiche, Helge Kroeger
Federal Office for Radiation Protection, Salzgitter, Germany #198
最近、アクチニド 9 核種及び核分裂生成物核種 6 種類を考慮した AREVA の TN-24E に
対する燃焼度クレジットがドイツ当局 BfS から初めて承認された。燃焼度クレジット考慮
時の保守性を保つため、燃焼計算値と PIE データの比較による不確定性を考慮した補正係
数を求める。核分裂生成物核種を考慮する燃焼度クレジットのため、フランスから PIE デ
ータが提供され、ドイツ当局がレビューし、これに基づいて燃焼度クレジットの採用が承
認された。燃焼度クレジット承認における高精度の PIE データの重要性が強調された。
1E-5
BWR 使用済燃料を装荷した輸送貯蔵キャスクのガドリニウムクレジット適用
Gadolinium Credit Application for Transport and Storage Casks Loaded with
BWR UO2 Used Fuel Assemblies
Marcel Tardy
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France #235
BWR 新燃料に可燃性毒物として用いられているガドリニウムのクレジットを考慮した臨
界安全評価手法の AREVA での検討状況が紹介された。ボイド率、径方向及び軸方向濃縮
度分布、制御棒等の影響について、実際と均質化モデル等と比較して保守的なモデルを設
定して、ガドリクレジット採用によるメリットを評価した。これによれば、5%Δk 程度の
効果が期待できる。今後は、軸方向燃焼度及びボイド率等について検討する予定。
1E-6
感度及び不確定性解析を用いた二ウラン酸ナトリウムの臨界パラメータ計算の有
効性確認
Validation of Critical Parameter Calculations for Sodium Diuranate using
Sensitivity and Uncertainty Analysis
Philip Sewell, Peter Vescovi
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #402
UF6 シリンダの洗浄の際に微量の二ウラン酸ナトリウム（Na2U2O7·6H2O）が生成される
が、その臨界安全上のベンチマークデータ等はない。このため、その臨界安全上の影響を
SCALE コードシステムの感度解析コード TSUNAMI を用いて評価し、その影響を定量的
に確認した。
1E-7
A 型核分裂性輸送物の臨界安全評価における水素含有物質の影響
Impact of Hydrogenous Material Modeling in Criticality Safety Analyses of
Type A, Fissile Shipping Packages
Tanya Sloma
Westinghouse Electric Co., Hopkins, SC, USADAHER-TLI, Columbia, SC, USA
#500
ポリエチレン樹脂のような水素含有物質は、水よりも効果的な減速材となる可能性がある
ため、BWR 新燃料 2 体を収納する RAJ-Ⅱ容器を例にして検討を行った。本容器には、内
26
部にセパレーターや梱包材料として水素含有物質が用いられており、これらが火災の際に
溶融して反応度が上昇する可能性がある。評価によれば、水素含有物質によって実効増倍
率が上昇する可能性があり、燃料棒ピッチが拡大する場合には大きな影響を及ぼすおそれ
があるため、水素含有物質量の制限が必要となる可能性がある。
1E-8
輸送における燃焼度クレジットのための EPRI の燃焼ベンチマークの活用
Use of EPRI Depletion Benchmarks For Transport Criticality Burnup Credit
Dale Lancaster
NuclearConsultants.com, Boalsburg, PA, USA #521
使用済燃料輸送キャスクの燃焼度クレジットのベンチマーク評価に用いることができる、
2012 年発行の EPRI レポート 1025203 “Utilization of the EPRI Depletion Benchmarks
for Burnup Credit Validation”の概要が紹介された。SCALE6.1＋ENDF/B-VII を用い、
17×17PWR 燃料に対するベンチマーク解析を行ったところ、ISG-8 Rev.3 で挙げられてい
る 28 核種について、解析結果は実験結果と非常に良い一致を示した。このため、許認可に
は本 EPRI ベンチマークのみを用いることもできる。
２． 第 2 日目（8 月 20 日火曜日）
セッション 2A
輸送物解析：構造解析－モデル化 (Package Analysis: Structural
Analysis - Modeling)
Co-Chairs: Steffen E. Komann, Federal Institute for Materials Research and Testing
(BAM), Germany and Mike Yaksh, NAC International, United States
2A-1
事故条件下での CASTOR 型輸送物の実験的及び数値応力解析の発展の状況
Status of Development in Experimental and Numerical Stress Analysis of
CASTOR® Type Packages under Accident Conditions
Walter Voelzer1, Marc Schäfer1, Erkan Rumanus1, Ralph Liedtke1, Frank Brehmer2
1
GNS Gesellschaft für Nuklear Service, Essen, Germany, 2ITB GmbH, Dortmund,
#201
Germany
CASTOR 輸送物が 9m 落下において機械的健全性が維持されることを、実験及び数値解
析により求めた。応力及び結果の検証が複雑であるために、実際の応力・ひずみ解析及び
その検証には、一般に実験と数値解析の両方が使用されるので、数値解析モデルを用意す
ることが必須となる。局所応力の算出及び評価ができるように、いくつかの落下方向及び
温度に対して対応可能にするとともに、輸送物の短期間の力学的ふるまいを包括的に把握
できる数値解析モデルを作成すべきであるが、CASTOR 輸送物においては落下時のエネル
ギーを吸収する緩衝体の材料挙動について把握できていないため、緩衝体の機械的特性を
エネルギー解析によって明らかにした。さらに、数値解析で得られた結果を落下試験の結
果と比較することで、その数値解析モデルが物理現象を再現するのに十分適合しているこ
とを確認した。
27
2A-2
有限要素解析（FEA）を用いたすみ肉及び部分溶込み開先溶接の設計
Design of Fillet and Partial Penetration Groove Welds using Finite Element
Analysis (FEA)
Lisle Hagler, Edward Russell, Brian Anderson
Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore, CA, USA #445
報告された溶接のガイドラインは、解析的考察ではなく経験的な考察に基づくものであり、
その方法論は溶接接合点の機能等に必要な機械的性質、不完全溶接及び隅肉溶接の特性記
述から成る。過負荷に対応できない場合、溶接物の強度に問題がある場合がある。応力集
中は幾何学的条件又は溶接欠陥に起因する。
2A-3
動的有限要素キャスク解析のためのモデル化戦略
Modeling Strategies for Dynamic Finite Element Cask Analyses
Uwe Zencker, Günter Wieser, Linan Qiao, Christian Protz
Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Berlin, Germany
#280
輸送物の安全性は、輸送規則で定義された荷重シナリオに基づく数値計算法によって実証
され、中間貯蔵等の施設で想定される輸送容器の事故は、通常、有限要素法を用いた動的
解析で評価される。まず、事象シナリオに対応した負荷条件をモデル化するが、現実的又
は保守的な方法で特性をモデル化するか否かを決定する。保守的でない値に対しては安全
係数を考慮するが、保守的な値は負荷荷重が誤っている場合があり、常に良い方法である
とは限らない。次に、数学モデルを有限要素法数値解析モデルとして構築する。応力とひ
ずみに対する要素の大きさの影響を考慮してモデルの全範囲をすべてメッシュ分割し、初
期条件及び境界条件を設定する。発表では、ここ数年にわたって有限要素解析の動的試験
シナリオをモデル化することから得られた教訓が示された。
2A-4
輸送容器のための有限要素モデルの検証と有効性確認
Verification and Validation of Finite Element Models for Transportation
Packagings
Zenghu Han, Vikram N. Shah, Yung Y. Liu
Argonne National Laboratory, Argonne, IL, USA #220
輸送物の構造評価に用いる非線形の動的有限要素法解析において、数値モデル化の検証と
妥当性確認は、数値解析の信頼性の観点から不可欠である。ここでは 3 つの輸送物（9516
型、9979 型、ES-3100 型）の有限要素モデルの検証と有効性確認について検討した。また、
包括的モデルの妥当性確認を可能にするための輸送物内部の加速度、ひずみ及び変形の測
定に用いる計装と遷移時の計測方法の正当化を示す。検討の結果、(1) 輸送物構成部品へ最
も高い衝撃加速度荷重を生じる落下姿勢の決定には加速度計データが役立つ、(2) ひずみ計
データは、輸送物構成材料の破損基準を妥当性確認に用いることができる、(3) 輸送物内部
の変形データは、放射線源と形状に関して遮蔽と臨界の安全評価に資することがわかった。
28
2A-6
WAK 社輸送物の性能実証－供試体のモデル化と原型落下試験の解析の有効性確認
Demonstration of the Performance of the WAK GmbH Packages - Modelling of
the Test Specimen and Validation of the Analyses Against Prototype Drop
Tests
Chi-Fung Tso1, Amar Mistry1, Sundip Shah1, Joerg Melzer2, Gerald Tschan2, Olaf
Oldiges2
1
Arup, London, United Kingdom, 2WAK GmbH, Eggenstein Leopoldshafen,
Germany #477
1986 年以降コンラッド永久処分場への搬入が停止されたため、WAK 社はカールスルーエ
研究所の廃棄物を Konrad-IV 型鋼製容器 3000 個に充填してサイト内貯蔵した。これら廃
棄物は当時のコンラッド受入れ基準には適合しているものの、2007 年に制定された廃棄物
受入れ基準に基づく認可は有していない。これら廃棄物の詰替えは現実的でないことから、
当局（BfS、BAM）と協議して、次のステップで IV 型容器の現行基準適合性を実証するこ
ととした：①現行基準に基づく品質保証計画を確立する、②新たに原型容器落下試験を行
う、③原型容器の有限要素モデルを開発・検証する、④検証された手法により Konrad-IV
型容器を有限要素モデル化し、原型容器落下試験結果を用いて IV 型容器の性能を実証する。
このステップに従ってコンクリート床への 0.8m コーナー落下等について落下試験及び
LS-DYNA 解析を行ったところ、試験結果と解析結果は良く一致した。
2A-8
放射性物質輸送物構成部品の数値解析評価における解析的手法
Analytical Approaches within the Assessment Strategy of Numerical Analyses
of components of RAM Packages
Olaf Schilling1, Lars Mueller2, Frank Wille2, Viktor Ballheimer2, Steffen Komann2
1
TUEV Rheinland Industrie Service, Berlin, Germany, 2BAM Federal Institute for
Materials Research and Testing, Berlin, Germany #217
形状が複雑なこと、荷重分布が特殊なこと、解析式の適用限界を超えていることから、蓋
システム（蓋板、ガスケット、ボルト接続）及び荷重作用点（吊上装置、ボルト接続）に
は、通常、有限要素法による数値的解析が適用される。例えば、基本的な梁理論は小さな
トラニオンの計算に適さず、また、厚肉の蓋にはキルヒホフの平板理論は適さない。加え
て、局部応力や蓋システムの密封性立証のために局所的な広がりが必要となる。適切に単
純化された解析的手法によれば、経済的に保守的な評価が得られる。超重量輸送物のトラ
ニオンシステムと一次蓋のシステムを例として、解析的かつ相対的な計算の可能性と限界
を示すが、ボルトの最大変位量に関しては、FEM による計算結果は梁、平板、シェル等の
理論的な計算結果の 2 倍となった。
セッション 2B
輸送物設計：使用済燃料輸送 (Package Design: Spent Fuel
Transport)
Co-Chairs: Justo Garcia, TN International (AREVA Group), France and Charles
Pennington, NAC International, United States
2B-1
SKODA VPVR/M 輸送容器システムとその研究炉使用済燃料輸送への利用
29
SKODA VPVR/M Transport Packaging System and Its Use for Transport of
Spent Fuel from Research Reactors
Josef Podlaha, Frantisek Svitak
UJV Rez, a. s., Husinec-Rez, Czech Republic #362
チェコの UJV Rez 社が所有する研究炉使用済燃料輸送物システム（TPS）である SKOVA
VPVR/M は、東欧の各国（チェコ、ブルガリア、ハンガリー、ポーランド、ウクライナ、
ベラルーシ、セルビア）からロシアへの研究炉使用済燃料輸送に使用されている。この
SKOVA VPVR/M は 36 体の研究炉使用済燃料を収納し、陸上、海上及び航空輸送に対応で
き、現在 16 基が使用可能である。2007 年からこの輸送物を運用開始し、現在までに 3200
本以上の研究炉使用済燃料をロシアに輸送した。また、2013 年に初めて、ベトナムの研究
炉使用済燃料をハンガリー経由ロシアに輸送する。
2B-2
使用済燃料集合体用輸送キャスクの新世代：TN G3 ファミリー
New Generation of Transport Cask for Used Fuel Assemblies: The TN®G3
Family
Stéphane Brut
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France #222
TNI 社は次世代輸送キャスクとして TNG3 シリーズを開発した。現在、3 種類の TNG3
（TN17MAX、TNG3S、TNG3L）を開発済であり、質量及び使用済燃料の長さによって使
い分ける。TNG3 シリーズは、U-235 濃縮度 5%、燃焼度 70GWd/tU、冷却期間 2 年の多
様な燃料及び使用済 MOX 燃料の輸送に対応できる。IAEA 輸送規則適合の二重密封構造を
有し、臨界制御のためキャスク上下部にドレンを設けている。健全性は落下試験にて確認
済である。優れた遮蔽性能を有し、作業時の被ばく線量を 10～30%低減できる。取扱い性
は原子力発電所やフランス再処理工場に対応しており、最小の設計変更で多様な顧客のニ
ーズに対応できる。遅れ落下対策の有効性確認のため、別途 9m 落下試験を予定している。
2B-3
英国における地層処分施設への遺産 ILW 処分用大型廃棄物輸送容器（LWTC）の
開発
Development of a Large Waste Transport Container (LWTC) for Disposal of
Legacy ILW to a Geological Disposal Facility in the UK
Mark Johnson1, Neil Carr1, Chi-Fung Tso2, Conrad Izatt2, Riccardo Merello2
1
NDA, Harwell, United Kingdom, 2Arup, London, United Kingdom #481
英国では放射性廃棄物（主に使用済燃料）の最終地層処分が計画されており、必要な容器
として、①MPC（廃棄物収納用キャニスタ）、②MPC 輸送用キャスク、③MPC 貯蔵キャ
スク（地上での冷却保管用）、④最終地層処分場での MPC 貯蔵キャスクの開発が検討され
ている。発電所から最終地層処分場への輸送と最終貯蔵のシナリオとして、(1)最終処分場
で燃料を MPC に入れ最終処分を行う案、(2)発電所で燃料を MPC に入れて最終処分場まで
輸送する案、の 2 つがある。MPC への収納体数が多いことや、詰替施設が一つで済むため
コスト上は(1)が有利だが、詰替施設を最終処分場内に建設できるか不明なため、最終決定
はしていない。
30
2B-4
TN24E：AREVA/TNI のドイツ市場向け使用済燃料輸送及び中間貯蔵キャスク
TN®24E : An AREVA / TNI Spent Fuel Transport and Interim Storage Cask for
the German Market
Christian Garat1, Christophe Vallentin1, Pierre Cavelius1, Jochen Seidel2, Frank
Gutermuth3
1
AREVA / TN International, Montigny-le-Bretonneux, France, 2Kernkraft GmbH,
Montigny-le-Bretonneux, Germany, 3EnBW Kernkraft GmbH, Neckarwesthaim,
Germany #170
TN24E は以下の特徴を有する輸送貯蔵兼用キャスクであり、ドイツ国内で 40 年間の貯
蔵認可を取得している。①PWR 使用済燃料 21 体収納可能。また、UOX13 体＋MOX8 体
の組合せ及び MOX のみ 17 体での装荷が可能。②装荷可能な使用済燃料仕様は、U-235 濃
縮度 4.65%（UOX）、燃焼度 65GWd/tU、冷却期間 2 年であり、柔軟な燃料の装荷が可能。
③9 種類のアクチニド（Actinides）及びドイツで初めて 6 種類の核分裂生成物を考慮した
燃焼度クレジットを臨界解析に採用。④内部収納物の遅れ落下対策として、バスケットの
上部に緩衝体を有する。今後、顧客の更なる要求に答えられるよう、破損燃料の装荷や BWR
使用済燃料の装荷に対しても検討を進めていく予定である。
2B-5
GNS CASTOR 兼用キャスク：ドイツにおける使用済燃料中間貯蔵の中枢
GNS CASTOR® V Dual Purpose Casks: The Backbone for Spent Fuel Dry
Interim Storage in Germany
Thomas Funke, Frank Juettemann, Roland Hueggenberg, Jens Schroeder
GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, Essen, Germany #273
ドイツには 2 ヶ所の中間貯蔵施設と 15 ヶ所の発電所内に使用済燃料の貯蔵場所がある。
これまで使用済燃料の輸送・貯蔵のために、CASTOR キャスクが欧州、米国、南アフリカ
で広く使用され、ドイツでは 300 基以上使用されてきた。将来的にはこれら使用済燃料を
再処理又は直接処分する予定であったが、2011 年の東日本大震災後、ドイツの原子炉 8 基
が運転停止し、残り 9 基も順次閉鎖の予定であり、今後は低燃焼度（<10GWd/MTU）の使
用済燃料の貯蔵が生じ、これに合わせた設計が必要となる。また、今後の課題は①使用済
燃料の初期濃縮度の上昇に対する対応、②それぞれの燃料装荷位置での取出時燃焼度の上
昇、③振動により若干の変形が生じた燃料向けのキャスク設計である。
2B-6
次世代 PWR 使用済燃料輸送・貯蔵キャスク TK-26 の開発
Development of TK-26, New Generation Transport and Storage Cask for PWR
Spent Fuels
Hiroaki Taniuchi1, Dai Yokoe1, Jun Shimojo2, Hiroshi Akamatsu2
1
Transnuclear, Ltd., Tokyo, Japan, 2Kobe Steel, Ltd., Takasago, Japan #313
トランスニュークリアと神戸製鋼所は、BWR 用輸送貯蔵兼用キャスク TK-69 及び TK-52
の安全解析を終了し、新たに PWR 用輸送貯蔵兼用キャスク TK-26 を開発した。TK-26 キ
ャスクは以下の特徴を有する。①バスケットには、PWR に特化した A3004 ベースのボロ
ンアルミを採用。このボロンアルミは優れた未臨界性能及び構造強度を有し、コンパクト
なバスケット設計が可能となる。②緩衝体には、傾斜落下及び内部収納物の遅れ落下対策
31
を施した設計を採用。1/3 スケールモデルの 9m 落下試験を行い、その性能を確認している。
③中性子遮蔽材には TNI 社開発の Vyal B 及び神戸製鋼所開発の Kobesh EPR を顧客の要
望に応じ使い分ける。Vyal B は密度が高く中性子のみでなくガンマ線遮蔽にも有利である。
一方、Kobesh EPR は密度が小くより軽量なキャスクの設計が可能となる。
2B-7
使用済燃料輸送・貯蔵用キャスク及びキャニスタの供給
Supply of Casks and Canisters for Transportation and Storage of Spent Fuels
Yoshinobu Morimoto
Hitachi Zosen Corporation, Kumamoto, Japan #353
日立造船は 1978 年以来約 550 基のキャスク及びキャニスタを国内外の顧客に引き渡して
きた。最近 10 年は米国中間貯蔵用コンクリートキャスク用キャニスタ（NAC International
社及び Transnuclear 社）が中心であり、工場を 2.5 倍に拡張して年産 100 基が可能である。
福島事故後、国内での使用済燃料の乾式キャスク貯蔵の増加が見込まれ、これに対応して
ゆくとともに、将来の地層処分用キャニスタの開発も検討している。
2B-8
英国における高レベル廃棄物及び使用済燃料深度処分用標準化処分キャスク群の開発
Development of a Range of Standardised Disposal Canisters for High Level
Waste and Spent Fuel Deep Disposal in the UK
Neil Carr1, Chi-Fung Tso2, Conrad Izatt2, Ryoji Asano3, Chris Fry4, George Wright4,
Chris Punshon5
1
NDA, Harwell, United Kingdom, 2Arup, London, United Kingdom, 3Hitachi Zosen
Corporation, Tokyo, Japan, 4AMEC, Winfrith, United Kingdom, 5TWI, Cambridge,
United Kingdom #495
英国では中・高レベル放射性廃棄物や AGR、PWR からの使用済燃料の地層処分が計画さ
れている。これら廃棄物及び使用済燃料の処分用標準化キャニスタを開発した。約 10,000
年対応の“短寿命”型と 100,000 年を超える期間用の“長寿命”型それぞれ 3 種類があり、
AGR 使用済燃料は 16 体を燃料管に収め、4 本ずつチューブの中に収納する。PWR 使用済
燃料及び高レベルガラス固化体もチューブに 4 本ずつ収納する予定。これらチューブは全
長 4000～5000mm、外径φ1050mm である。
セッション 2C 輸送運用：核不拡散 (Transport Operations: Nonproliferation)
Co-Chairs: Catherine Shelton, AREVA, United States and Laura Holgate, U.S. Natl
Security Council, United States
2C-2
高濃縮ウラン（HEU）の返還：高エネルギー放射性核種の航空輸送
Return of Highly Enriched Uranium (HEU): Air Shipment of Energetic
Radionuclides
Stanley D. Moses1, Igor Bolshinsky2
1
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 2Idaho National Laboratory,
Idaho Falls, ID, USA #336
地球的規模脅威削減イニシアティブ（GTRI）のもと、ロシア研究炉燃料返還（RRRFR）
プログラムとして実施されたベトナムからロシアへの高濃縮ウラン使用済燃料の初めての
32
航空機輸送について報告された。IAEA 輸送規則に高エネルギー放射性核種の航空機輸送の
要件が導入されたため、輸送は、C 型容器 TUK-145/C により実施された。民生用の高濃縮
使用済燃料の B 型容器による航空機輸送は、同プログラムの初期の段階で実施されている。
2C-3
地球的規模脅威削減におけるインターナショナル・ニュークリア・サービスの役割
The Role of International Nuclear Services in Global Threat Reduction
Matt Fox
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom #260
地球的規模脅威削減イニシアティブ（GTRI）に関連して、INS 社は、分離 Pu のスウェ
ーデンから米国への輸送、MOX 燃料の英国からドイツからへの輸送等、海上輸送を含む安
全かつ防護された輸送を実施している。INS 社及び PNTL 社が、IAEA 等国際機関の安全
輸送規則及び IAEA の INFCIRC 等の核物質防護要件に従って実施された輸送の模様が説
明された。
2C-4
RRRFR プログラムへの IAEA の協力の 10 年間
A Decade of IAEA Cooperation with the RRRFR Programme
Sandor Tozser, Pablo Adelfang, Edward Bradley
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #239
2000 年に開始されたロシア研究炉燃料返還（RRRFR）プログラムに IAEA は積極的に貢
献してきた。これまでにロシアの燃料を起源とする研究炉を使用する様々な国からロシア
へ高濃縮ウラン新燃料 25 回、789 ㎏、高濃縮ウラン使用済燃料 28 回、1220 ㎏の輸送が安
全に実施され、14 ヶ国中 8 ヶ国が高濃縮ウランフリーとなった。ロシア及び米国を起源と
する高濃縮ウラン返還プログラムについて、IAEA では TECDOC を発行することを計画し
ている。
2C-5
セルビアの使用済燃料回収作業、課題、解決、教訓
Serbian SNF Repatriation Operation. Issues, Solving, Lesson
S V. Komarov1, A A. Ivashchenko1, A A. Samsonov1, S V. Amosov1, John Kelly2,
Pablo Adelfang2, Radojica Pesic3, Obrad Sotic3, Sergey Komarov1, Sandor Tozser2
1
Sosny R&D Company, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2International Atomic
Energy Agengy, Vienna, Austria, 3Vinca, Belgrade, Serbia #326
セルビアの PCNFS（Public Company Nuclear Facilities of Serbia）が運営する RA 研
究炉からの使用済燃料をロシアに輸送するプロジェクトの内容が紹介された。このプロジ
ェクトでは、損傷燃料が含まれ、RA 研究炉サイトに十分なインフラがない状況下での運用
が求められること、輸送モードは陸上（トラック・鉄道）及び海上となり様々な国の承認
が必要になる等の課題があったが、それらの課題は解決され安全な輸送に成功した。輸送
ルートは、ハンガリーの国境付近までトラック輸送、ハンガリーを経由してスロベニアの
港まで鉄道輸送、ロシアのムルマンスク港まで海上輸送、サイトまで鉄道輸送であった。
33
2C-6 使用済 TRIGA 燃料の再燃焼
Used TRIGA Fuel Burns Again
James D. Adam
NAC International Inc., Norcross, GA, USA
#443
アイダホ国立研究所 INTEC 乾式貯蔵施設から使用済 TRIGA 燃料要素を取り出し、ウィ
ーン工科大学の研究炉での燃焼をより長期にわたって継続させるため低濃縮ウラン燃料炉
心として装荷するために輸送が実施された。さらに、炉心取替え後に、高濃縮ウランを含
む使用済燃料が輸送容器に装荷され、アイダホ国立研究所に返還された。海上輸送には INF
船が利用され、スロベニア、イタリアの第三国を通過して輸送された。
2C-7
地球的規模脅威削減イニシアティブにおける米国起源核燃料物質の除去プログラ
ム：2013 年版
Global Threat Reduction Initiative's U.S.-Origin Nuclear Material Removal
Program: 2013 Update
Charles (Chuck) E. Messick, Jeffrey J. Galan
U.S. Department of Energy - Savannah River Site, Aiken, SC, USA #484
地球的規模脅威削減イニシアティブ（GTRI）における米国起源核燃料物質の除去プログ
ラムの 2013 年における最新情報が報告された。これまでに、62 回の輸送が完了しており、
そのうち 50 回は海上輸送による東海岸への輸送、6 回はカナダからの輸送である。32 ヶ国
から 9563 体の使用済燃料集合体がサバンナリバーサイト（SRS）、アイダホ国立研究所
（INL）、Y-12 に輸送された。また、プログラムが始まった 2006 年以来、約 323 kg の高濃
縮ウラン及びプルトニウムがベルギー、カナダ、チリ、イタリア、オランダ、スウェーデ
ン等の国々から除去された。
セッション 2D
規制及び制度上の課題：兼用キャスク (Regulatory and Institutional
Issues: Dual Purpose Casks)
Co-Chairs: Philippe Moinard, AREVA TN International, France and Toshiari Saegusa,
Central Research Institute of Electric Power Industry, Japan
2D-1
輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価統合を目的とした IAEA ワーキンググループの活
動概要
Overview of the IAEA’s Joint Working Group on Integrated Safety Case for
Dual Purpose Casks
Yumiko Kumano1, Bernhard Droste2, Kasturi K. Varley1, Makoto Hirose3, John
Harvey4, Ingo Reiche5, Dietmar Wolff6, Paul McConnell7
1
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 2BAM Federal Institute for
Materials Research and Testing, Berlin, Germany, 3Nuclear Fuel Transport Co., Ltd.,
Tokyo, Japan, 4Nuclear Decommissioning Authority, Oxford, United Kingdom,
5
Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, Germany, 6Bundesanstalt für
Materialforschung und –prüfung, Berlin, Germany, 7Sandia National Laboratories,
Albuquerque, NM, USA #238
いくつかの国では、輸送貯蔵兼用キャスクが使用済燃料貯蔵に用いられているが、輸送許
34
認可と貯蔵許認可が必要である。2010 年 6 月の IAEA「原子炉使用済燃料管理国際会議」
では、輸送と貯蔵の安全評価の差異について議論し、その差異を埋め評価手法を統一する
方法が提案された。これを受けて IAEA は 2011 年に「兼用キャスクの統合セーフティケー
スのためのガイダンス」を作成するワーキンググループを設置し、3 年をかけて関心国共同
で包括的手法により輸送・貯蔵を統合した安全性評価を行うためのガイドとなる技術レポ
ートをとりまとめた。このレポートは TECDOC として出版される予定である。
2D-2
輸送貯蔵兼用キャスクの輸送時の密封設計許認可におけるドイツでの規制概念
The German Regulatory Concept of Transport Package Design Approval for
Dual Purpose Casks During Interim Storage
Frank Nitsche, Frank-Michael Börst, Ingo Reiche
Federal Office for Radiation Protection (BfS), Salzgitter, Germany #215
ドイツでは、キャスクの許認可申請について、BfS（遮蔽と臨界）と BAM（構造と密封）
が分担して評価を行い、BfS が最終的に許認可を与えている。ドイツの規則は IAEA 輸送
規則を基に構成されており、その中で、貯蔵施設への輸送時の安全性、貯蔵中の安全性及
び長期貯蔵後の輸送が安全であることの評価が要求されている。最近ドイツでは、貯蔵施
設への輸送の認可は 5 年ごと、長期貯蔵中の認可は 10 年ごとに更新することとした。さら
に、貯蔵後の輸送において長期貯蔵（40 年）の経年劣化等を考慮したキャスクの安全評価
を要求している。
2D-3
SNF/HLW 輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価書有効性の維持
Maintenance of Package Design Safety Report Effectiveness of SNF/HLW Dual
Purpose Casks
Bernhard Droste, Frank Wille
BAM, Berlin, Germany #153
多くの国では使用済燃料及び HLW の貯蔵のために輸送キャスクを使用している。輸送貯
蔵兼用キャスクは、IAEA 輸送規則に基づく国内輸送規則及び貯蔵施設の規則に従うよう
設計しなければならない。ドイツでは、キャスク貯蔵期間が 30 年に達しようとしており、
貯蔵期間の延長及び長期貯蔵後の輸送時の安全性を確立することが問題となっている。そ
の中で特に経年劣化の評価が取り上げられており、中性子遮蔽材、バスケット、金属ガス
ケット、本体胴及びトラニオン等の熱的又は化学的な健全性を評価することが重要である。
また、規則変更時や新知見が得られた場合は、それらを踏まえた評価を行う必要がある。
2D-4
輸送貯蔵兼用キャスクの許認可
Package Approval for Type Dual Purpose Cask Packages
Rainer Noering, Jens Schroeder
GNS Gesellschaft fuer Nuklear-Service mbH, Essen, Germany
#195
GNS は輸送貯蔵兼用キャスクとして CASTOR 及び MOSAIK を設計している。輸送貯蔵
兼用キャスクは、輸送認可と貯蔵認可を分割して取得している。輸送キャスク認可の有効
35
期間は 5 年だが、貯蔵認可は 40 年間有効である。この差を埋めるため貯蔵後の輸送まで輸
送認可の有効性を維持する必要がある。技術的観点から見ると、輸送時の荷重条件を貯蔵
キャスクに与えた場合の評価を行うことによって、有効性を確認することができる。
2D-5
長期間における使用済燃料中間貯蔵の安全性
Safety of Interim Storage of Used Nuclear Fuel in the Long Term
Hervé Issard, Just Garcia
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France #226
AREVA グループは、USA、日本、ベルギー、スイスに約 280 基の輸送貯蔵兼用キャスク
を納入している。また、アメリカに約 720 基のキャニスタを納入している。中間貯蔵にお
いて長期貯蔵後の輸送時の安全性が議論されており、特に輸送時の燃料被覆管のふるまい
が重要な問題である。そこで、燃料被覆管について衝撃テストを行い、その安全性に問題
がないことを確認した。また、燃料被覆管のクリープ強度についても評価を行い、乾式キ
ャスクでの貯蔵中の燃料被覆管温度は 300～400℃となるが、キャスク内部の酸素量は低い
ため、燃料被覆管の安全性は維持されることを確認した。
2D-7
ドイツの中間貯蔵施設における輸送貯蔵兼用キャスクの取扱い－安全性
Current Handling of Transport- and Storage Flasks at German Intermediate
Storage Plants - Safety Aspects
Ernst Prucker, Christian Geiser, Michael Ochs
TÜV SÜD Industrie Service GmbH, München, Germany #129
使用済燃料及び廃棄物の中間貯蔵施設の許可の更新を 10 年ごとに行うガイドライン勧告
が、2010 年に新しく発行され、そこには、キャスク貯蔵施設におけるキャスク取扱時の事
故についての記載がある。そこで、最も厳しい条件である取扱中の落下事故について評価
を行った。落下解析結果より、CASTOR V キャスクは密封健全性において要求レベルより
も高い余裕を有していることが示された。また、TUV は貯蔵施設のクレーンの設計も行っ
ており、キャスク及びクレーン等の設計を複合した貯蔵施設の認可を取得した。
セッション 2E
規制及び制度上の課題：輸送規則の適用Ⅰ (Regulatory and
Institutional Issues: Implementation of Transport Regulations I)
Co-Chairs: Christel Fasten, Federal Office for Radiation Protection, Germany and
Michael Conroy, U.S. Department of Transportation, United States
2E-2
カナダ原子力安全委員会の核物質輸送容器及び輸送規則の改訂
Revision of the Canadian Nuclear Safety Commission’s Packaging and
Transport of Nuclear Substances Regulations
Sylvain Faille
Canadian Nuclear Safety Commission, Ottawa, ON, Canada #345
カナダにおいては、運輸省（TC, Transport Canada）が危険物輸送全般を、カナダ原子
力安全委員会（CNSC）が放射性物質輸送を担当している。現行の CNSC の放射性物質輸
36
送及び輸送容器規制は、IAEA 輸送規則 TS-R-1_1996 年版を基にしたものであったが、
“Specific reference to IAEA regulation”という TS-R-1 の参照項を付け加えることで国際基
準との整合に対応してきた。しかしながら、2012 年 6 月 1 日に TS-R-1 2009 年版に合わせ
て国内規則を改訂するよう委員会から指示があり、審議の上最新版の SSR-6 2012 年版を採
用し国内規則を改定することが決定した。これに伴い、IAEA 規則への Reference 項は削除
される。国内取入れに際しては、医療用放射線源の輸送は車両表面の線量率限度規定の対
象から除かれること、特別措置の規定を削除することが決定した。
2E-3
インドにおける安全で効率的、確実な医療放射線源輸送
Safe, Efficient and Reliable Transport of Nuclear Medicine Sources in India
Vivek Jaysukhlal Maradia
Pandit Deendayal Petroleum University, Gandhinagar, India #398
インドにおける放射性物質の輸送は、原子力規制委員会（AERB）が所掌しており、IAEA
輸送規則を基にして策定された国内規程により安全な輸送が実施されている。2001 年 7 月
15 日には、鉄道による放射性物質の輸送が許可された。特に医療用放射線源の利用が急増
しており、それに対応した輸送状況が報告された。
2E-4
ロシア連邦における放射性物質安全輸送に関する適合性評価
Compliance Assessment for the Safe Transport of Radioactive Material in the
Russian Federation
Vladimir Ershov1, Aleksandr Buchelnikov2, Maria Shugaeva2
1
FGUP "Emergency Response Centre", St.-Petersburg, Russian Federation, 2State
Atomic Energy Corporation "Rosatom", Moscow, Russian Federation #298
ロシア連邦法では輸送物設計者、容器製造、専門家、輸送委託者（Shipper）、荷送人、
荷受人、緊急対応チームについての認可制度を実施している。コンプライアンス評価シス
テムは、これら認可状況、輸送物設計及び製造承認（輸送物、輸送容器、輸送他）、一般公
衆への放射線影響評価、緊急時対応計画等が含まれる。この評価は国家規制当局である
ROSATOM の下、専門家組織によって実施されている。発表では、規則概要及びコンプラ
イアンス評価の様式と規範的な文書についての報告と課題等の紹介があった。
2E-5
B 型及び核分裂性物質輸送容器の米国規則と国際要件との整合
Harmonization of U.S. Regulations for Type B and Fissile Material Packaging
with International Requirements
Michele Sampson, John Cook, Jessica Glenny
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA #468
米国では原子力規制委員会（NRC）が B 型輸送物及び核分裂性輸送物に対する審査・承
認の責任を負う。放射性物質輸送に関する国内規則である 10CFR71 は、1958 年に初版が
作成されてから、IAEA 輸送規則（TS-R-1）との整合性の観点から定期的な見直しが行わ
れ、州際通商委員会（Interstate Commerce Commission、ICC）と協力して改正が行われ
てきた。現行規則には TS-R-1 1996 年版 2000 年改訂が採用されている。発表では、10CFR71
37
と TS-R-1 との整合性という観点から改訂を行ってきた成果と今後の改正要件が紹介された。
今後の改正予定は、78 FR 28988 に 1 wt%未満のウランの核分裂性除外と、国際基準と不
整合のある核分裂性 LSA 物質及び SCO、C 型輸送物の要件修正である。また、輸送貯蔵兼
用キャスクに関しては、78 FR 3853 として 2013 年 1 月 17 日に連邦公報を発行した。
2E-6
欧州輸送物設計安全報告書技術ガイドの米国 NRC 規制指針 7.9 適合のための適用
ガイド
A Guide to the Application of European Technical Guide, Package Design
Safety Reports to the Transport of Radioactive Material (PDSR ) to Meet US
NRC Regulatory Guide 7.9
Peter Vescovi, Norman Kent
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #401
米国原子力規制委員会（NRC）は、放射性物質輸送規制 10 CFR 71 の中に Subpart D と
して輸送物承認に係る指針を与えており、また、B 型輸送物及び核分裂性輸送物の承認申請
に関する指針として NRC 規則指針（RG 7.9）を提供している。更に、NUREG-1609 及び
NUREG-1617 のような標準審査要領もあり、これらは RG 7.9 等と矛盾しないよう作成さ
れている。一方で、放射性物質輸送物設計安全報告書技術指針（PDSR）は、放射性物質輸
送に係る欧州各国の規制当局とその協力機関等により作成され、欧州において広く利用さ
れている。本発表で紹介する申請手引書は、申請者が PDSR を米国規制委員会による審査
のために提出する場合に使われることを想定して作成された。本手引書は、PDSR が NRC
の輸送物承認申請要件についてどのように述べているかを示し、PDSR において言及され
ていない NRC の要件を特定している。
2E-7
B 型及び核分裂性物質輸送容器に関する QA 要件確立のための段階的手法
Graded Approach to Establish QA Requirements for Type B and Fissile
Material Transportation Packagings
Ralph R. Fabian1, Ronald B. Pope2, Yung Y. Liu1
1
Argonne National Laboratory, Argonne, IL, USA, 2Consultant, Waynesboro, PA,
USA #277
B 型及び核分裂性輸送容器の品質保証要求事項に関する段階的取組は、米国の放射性物質
の輸送容器及び輸送規則である 10CFR71 に規定された密封、遮蔽、臨界等の基準に基づい
ている。10CFR71 に規定された品質保証要求事項の実施指針は、原子力規制委員会の規制
指針 RG 7.10 及び米国機械学会の ASME NQA-1 に示されている。段階的取組の起源は、
品質保証の有効性を評価し、原子力産業における一般的な品質保証要求事項の適用を改善
の必要性を米国連邦議会に証明するため、米国原子力安全委員会により実施された研究に
ある。発表では、品質保証要求事項策定に関する段階的取組は最も実行可能な方法である
ことが説明された。
38
2E-8
英国内における核物質以外の輸送の規制
Regulating Non-Nuclear Transport Within Great Britain
David Rowe
Health & Safety Executive, London, United Kingdom #421
英国には放射性物質輸送に関わる機関が数百以上存在する。これらには病院、産業用 X
線技師、大学、試験機関、油田開発会社、配達会社等が含まれる。少量の放射性物質を年
に数回輸送するのみの機関もあれば、かなりの量をほぼ毎日輸送する機関もある。HSE は、
放射性物質を保有する許可証や登録証を持つ機関から情報を収集し、フィードバック処理
を通して検査のための優先順位を評価した後、実際の検査を実施し、非コンプライアンス
問題があれば解決し、コンプライアンスに関する傾向を評価するという業務を行っている。
セッション 2F
輸送物解析：固縛システム及び輸送物解析ガイダンス (Package
Analysis: Retention System and Package Analysis Guidance)
Co-Chairs: Frank Wille, Federal Institute for Materials Research and Testing, Germany
and Steven Dhlomo, NESCA, South Africa Ken Sorenson, Sandia National
Laboratories, United States
2F-1
鉄道輸送中の重量級核物質輸送物固縛システムの加速度及びひずみ測定に関する
経験的手法
An Experimental Procedure for Measuring Accelerations and Strains from a
Tie Down System of a Heavy Nuclear Transport Package During a Rail Journey
Andrew D. Cummings1, Jarema Krywonos1, Peter Purcell1, G Rothwell2, R English2
1
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom, 2Liverpool J.M
University, Liverpool, United Kingdom #438
固縛システムに対する現在の設計工程は確立されているが、荷役条件の不確定性による弱
点があるので、鉄道輸送中の固縛システムの設計おいて使用される加速度及びひずみデー
タを収集した。測定されたひずみは非常に低い値であった。測定は疲労評価及び輸送物へ
の振動伝達を研究するのに適しており、測定加速度の最小値の解釈にはサンプリング率、
フィルタータイプ、フィルターオーダー及び周波数遮断フィルターの知識が要求される。
2F-2
平常の輸送条件の負荷の仮定に関する規制改善の提案
Proposal for Regulatory Improvement on Load Assumptions for Routine
Conditions of Transport
Andreas Apel, Viktor Ballheimer, Christian Kuschke, Sven Schubert, Frank Wille
BAM, Berlin, Germany #141
平常の輸送条件下の放射性輸送物の荷重条件に関する最も適切な参照資料は IAEA 助言
文書 TSG-1.1 の付録 IV であるが、現状としては荷重条件データが不十分である。国際的な
調査により各輸送条件に対する異なるアプローチ及び評価を明確にし、平常の輸送条件下
の技術的なガイドラインに対してと重量物輸送のような例外的な状況下に対しての測定を
分離することが重要である。これらの検討に基づいて助言文書の改訂を提案する。
39
2F-3
TCSC1006：輸送中の放射性物質荷重及び輸送物の固縛／保持ガイドの改訂
Revision of TCSC 1006: Guide to the Securing/Retention of Radioactive
Material Payloads and Packages During Transport
David Windley
Onet Technologies UK Ltd, Bishops Waltham, United Kingdom #483
TCSC1006 について、1971 年初版から 2003 年最新版までの歴史を紹介する。経緯調査
の過程で IAEA 規則及び助言文書に多くの矛盾があることがわかった。固縛システムは一
般の輸送条件に耐える必要がないと助言している一方で、TS-G-1.1 第 5.1 表は通常の輸送
条件に適用するよう述べられており、加速度係数は IMO ガイドラインの加速度係数より大
きい値である。IAEA 規則及び助言文書での通常及び一般の輸送条件で参照される加速度係
数は再調査されるべきである。
2F-4
ASME 計算機モデル化に関する特別ワーキンググループにより開発された六面体
要素に関するアワーグラス制御収束性の研究
Hourglass Control Convergence Studies for Hexahedral Elements Developed
by the ASME Special Working Group on Computational Modeling
Gordon Bjorkman1, Michael Yaksh2
1
Nuclear Regulatory Commission, Church Hill, MD, USA, 2NAC International,
Norcross, GA, USA #512
異なるアワーグラス制御法を用いた LS-DYNA の片持ち梁要素に対する解析の収束性を
調査した。粘性型アワーグラス制御法は梁要素のアワーグラスモードが起こるのを防ぐの
に効果的ではなかったが、剛性型アワーグラス制御法は効果的であり結果に重要な効果を
もたらすことがわかった。また、内部エネルギーに対するアワーグラスエネルギーの比
（HG/IE）に対する基準は、各モデル及び特有の境界条件に対して確立される必要がある。
2F-5
放射性物質輸送に関する輸送物落下試験の数値モデル化ガイド
Guide for Numerical Modelling of Drop Testing of Packages for the Transport
of Radioactive Materials
Nicolas Denert1, Stephane Nallet2, Vincent Lapoujade3, Sarah Fourgeaud1,
Marie-Therese Lizot1, Gilles Sert1
1
IRSN, Fontenay Aux Roses, France, 2TN International, Saint-Quentin-en-Yvelines,
France, 3DYNAS+, Toulouse, France #259
輸送物の規則への適合性を示すため、輸送物の落下試験条件下における挙動は、実際の試
験体を使用した試験又は数値解析の結果より評価されなければならない。最近では、輸送
物の試験体による落下試験に代わり数値計算に基づく解析が多く実施されているが、これ
らの解析モデルは、誤った結果につながらないように十分に注意して構築されなければな
らない。これに関連して、放射線防護・原子力安全研究所（IRSN）は過渡動的解析におけ
るモデル化オプション及び関連する確認基準の指針を、LS-DYNA 計算コードを使用した多
数の計算結果及び最も適切なオプションを決定するためのベンチマークからのフィードバ
ックに基づき作成している。
40
2F-7
輸送容器の効率的な構造解析の手法
An Approach to Efficient Structural Analysis of Packaging
Gerald C. Mok, Lisle B. Hagler, Brian L. Anderson
Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore, CA, USA #213
輸送容器の構造解析手法はまだ確立されていない。これは、構造設計は構造設計における
応力とひずみの限度の要件というよりはむしろ密封・遮蔽・臨界の要件から指定されてい
るからかもしれない。輸送物の効果的な構造解析を行うためには、まず、すべての輸送容
器の構成要素の機能を把握し、構造、核工学、必要に応じて簡易計算、輸送容器要件の逸
脱につながるかもしれない潜在的な構造欠陥等を理解する必要がある。また、適切な構造
解析手法とモデルを用いて、輸送物の安全マージンを決定する必要がある。
2F-8
ASME 計算機モデル化に関する特別ワーキンググループにより開発された厚肉シ
ェル要素に関するメッシュ収束性の研究
Mesh Convergence Studies for Thick Shell Elements Developed by the ASME
Special Working Group on Computational Modeling
Gordon Bjorkman1, Michael Yaksh2
1
Nuclear Regulatory Commission, Church Hill, MD, USA, 2NAC International,
Norcross, GA, USA #372
ASME の陽解法動解析モデリングに関する特別ワーキンググループは、陽解法動解析ソ
フトウェアを使用したエネルギー解析に使用する有限要素モデルの開発の指針を作成する
目的で 2008 年 8 月に設立された。有限要素モデルの品質は、ASME Code Section III,
Division 3 及び NRC Regulatory Guide 7.6 より判定する。LS-DYNA を使用した変形と塑
性ひずみの結果について、薄板要素、六面体要素、厚板要素を使用した場合の結果を比較
した。ここでは、厚板要素の収束性について報告された。
2F-9
ASME 計算機モデル化に関する特別ワーキンググループにより開発された六面体
要素に関するメッシュ収束性の研究
Mesh Convergence Studies for Hexahedral Elements Developed by the ASME
Special Working Group on Computational Modeling
Gordon Bjorkman
Nuclear Regulatory Commission, Church Hill, MD, USA #513
ASME の陽解法動解析モデリングに関する特別ワーキンググループは、陽解法動解析ソ
フトウェアを使用したエネルギー解析に使用する有限要素モデルの開発の指針を作成する
目的で 2008 年 8 月に設立された。有限要素モデルの品質は、ASME Code Section III,
Division 3 及び NRC Regulatory Guide 7.6 より判定する。LS-DYNA を使用した変形と塑
性ひずみの結果について、薄板要素、六面体要素、厚板要素を使用した場合の結果を比較
した。ここでは、六面体要素の収束性について報告された。
41
セッション 2G 輸送物設計：航空輸送 (Package Design: Air Transport)
Co-Chairs: Doug Ammerman, Sandia National Laboratories, United States and Martin
Porter, Sellafield Ltd., United Kingdom
2G-1
航空機輸送用 A 型核分裂性輸送容器プロジェクトの概要
Type A Fissile Packaging for Air Transport Project Overview
Kurt Eberl, Paul Blanton
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA #497
航空機輸送に用いられる新型の A 型（及び B 型）核分裂性の 9980 型輸送容器は、HS99
チタン製の球殻容器に LORX という 10 ガロンドラム容器（オーバーパック）を組み合わせ
たものである。収納物は 150g の U-235 であり、輸送物質量は 140 ポンド以下としている。
開発は、2011 年の 2 月から 11 月までの 9 ヶ月間で行われ、5 種類の原型容器の試験を行っ
た。この結果を受けて、2012 年 1 月から 2013 年 8 月にかけて安全審査が行われた。試験
については、
航空機輸送における特別の試験条件である 1475°F で 60 分間の火災試験や、
90m/s の自由落下試験を行った。この試験の結果、緩衝材としてポリエチレンフォーム、ケ
ブラー／ファイバーグラス製の内筒に TR-19 のブロック断熱材とアルミニウムフォームの
スペーサを取り付けた構造が選択された。
2G-4
ベトナム DNRI 研究炉からロシア連邦への再処理のための使用済燃料の移動
Removal of Spent Fuel from DNRI Research Reactor, Vietnam to Russian
Federation for Reprocessing
S Kashkirov1, S Komarov1, O Savina1, Nguyen Nhi Dien2, S D. Moses3, Sergey
Komarov1
1
Sosny R&D Company, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2DNRI, Dalat, Viet Nam,
3
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USy #325
ビデオにより、輸送容器を含む輸送機材と、輸送経験の紹介がなされた。輸送には、
TUK-145/C という、SCODA 製キャスクに航空機輸送用の緩衝体を取付けた輸送容器が使
用された。当該キャスクは、使用済燃料をキャスク底部から装荷する設計となっている。
研究炉から空港までの陸上輸送は、トラックにより横置き状態で行われ、空港で、航空機
輸送用の緩衝体が取り付けられて輸送された。Dry Run により動作の確認が行われた後、
2013 年 6 月に実輸送が行われ、106 体の使用済燃料がロシア連邦に輸送された。
2G-6
未照射及び照射放射性物質の航空輸送用に承認されたロシアの輸送容器
Russian Fleet of Transport Packagings Certified for Shipment of Fresh and
Irradiated Nuclear Materials by Air
V I. Shapovalov, A I. Morenko, P N. Kalmykov, A V. Melnik, L V. Barabenkova, O L.
Amelicheva, Viacheslav Shapovalov
VNIIEF, Sarov, Russian Federation #356
IAEA 輸送規則 TS-R-1 の 1996 年版には、放射性物質の航空機輸送に用いられる輸送容
器への厳しい要求が含まれている。これに対し、ロシア連邦原子力センターVNIIEF は、ロ
シアの輸送容器の承認を更新することとなった。VNIIFE は、5 トンまでの試験体を載せる
42
ことができる水平ロケット軌道を用いて、非降伏面への 90m/s での衝突に相当する衝撃試
験を実施した。衝撃試験については、試験体の角度を様々に変えることで、落下姿勢を模
擬した試験を行った。また、この 90m/s での衝撃試験を解析的に再現することで、IAEA
輸送規則の要件に適合したＣ型輸送物である TUK-145/C を開発した。
2G-7
TUK-145/C の設計とロシアでの承認
ТUК-145/C Design and Certification in Russia
Olga Savina1, S V. Komarov1, A I. Ivashkin1, D V. Derganov1, A K. Chernyshev2, V I.
Shapovalov2, A I. Morenko2, O G. Alexeev2, L V. Barabenkova2, O L. Amelicheva2, S
D. Moses3, Sergey Komarov1
1
Sosny R&D Company, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2CAE-MSS, Sarov,
Dimitrovgrad, Russian Federation, 3Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN,
USA #321
ビデオにより、TUK-145C について、設計における検討事項と承認の取得について紹介
された。TUK-145/C は、SKODA VPVR/M キャスクの衝撃吸収体として開発され、直径
3.8m、高さ 3.9m、総質量 35 トンの輸送物である。TUK-145/C に使用される衝撃吸収材料
については、様々な材質やこれを充填する仕切りの形状が検討された。FEM を用いた検討
の結果から、最終的には衝撃吸収特性と製作の容易性の観点に基づいて、2000 個以上のチ
タン合金の中空球を充填する構造が選択された。この設計の妥当性を確認するため、一般
の試験条件や特別の試験条件での評価を行うとともに、1/2.5 スケールモデルにより、水平
ロケット軌道を用いた 90m/s での衝撃試験を行った。そして、2011 年末から 2012 年にか
けて設計承認が取得され、2013 年 7 月に輸送が完了した。
セッション 2H
輸送運用：緊急時準備及び対応 (Transport Operations: Emergency
Preparedness and Response)
Co-Chairs: Henry-Jacques Neau, WNTI, United Kingdom and Frank Moussa, U.S.
Department of Energy, United States
2H-1
放射性物質航空輸送の緊急時対応準備：経験及び展望
Emergency Preparedness for Radioactive Material Shipment by Air:
Experience and Outlook
A E. Buchelnikov1, V N. Ershov2, S V. Komarov3, I M. Bolshinsky4, S D. Moses5,
Vladimir Ershov6
1
Rosatom State Corporation, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2Federal State
Unitary Enterprise, Dimitrovgrad, Russian Federation, 3Sosny R&D Company,
Dimitrovgrad, Russian Federation, 4U.S. Department of Energy/National Nuclear
Security Administration, Washington, DC, USA, 5Oak Ridge National Laboratory,
Oak Ridge, TN, USA, 6Emergency Technical Center of Minatom of Russia, Federal
State Unitary Enterprise (St. Petersburg), Saint-Petersburg, Russian Federation
#319
世界各地における放射性物質の航空輸送において、放射線影響をもたらすような事故はほ
とんど起きていないが、放射性物質輸送時におけるあらゆる航空機事故に対して、的確な
事故対応を準備し、安全を保障することは極めて重要なテーマである。ここでは、高レベ
43
ル放射性物質の航空輸送とその準備について分析を行い、ロシアとアメリカの試験炉燃料
返還プログラムの緊急時対応体制確立を実現した。
2H-2
スウェーデンからの遺産プルトニウム物質の撤去
Removal of Legacy Plutonium Materials from Sweden
Kerry A. Dunn1, Natraj C. Iyer1, John S. Bellamy1, G T. Chandler1, Elizabeth R.
Hackney2, Richard E. Koenig1, Daniel R. LeDuc1, James W. McClard2
1
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA, 2Savannah River Nuclear
Solutions, Aiken, SC, USA #532
2012 年に実施されたスウェーデンから米国へのプルトニウム輸送における、米国の受け
入れ施設でのプルトニウム輸送物の解析、安定化、輸送物の仕立て等の活動の詳細につい
て報告された。スウェーデンから米国へのプルトニウム輸送は NNSA のグローバル脅威低
減計画に基づいて行われた。輸送容器の技術的改良の検討やフローシートの特徴的な重要
項目及びそれらの実施状況について報告された。
2H-3
放射性化学研究所における輸送事故後の揮発性核種の室内拡散
Indoor Dispersion of Volatile Radionuclides Following a Transportation
Accident in a Radiochemical Laboratory
Giorgio Giorgiantoni, Fabio Girardi, Giuseppe Augusto Marzo, Lorenzo Florita,
Pierino De Felice, Massimo Sepielli
ENEA, Rome, Italy #279
揮発性放射性物質を扱う放射線化学研究所では、事故時にこれら核種が拡散・沈着して建
屋内人員が被ばくすることが考えられる。ENEA ではローマの研究所で I-131 の漏えいを
仮定してその挙動を CONTM コードで解析した。同コードは国立基準・技術研究所（NIST）
で開発された建物内での空気流動や物質移動を解析するものである。解析例が報告され、
緊急時対応計画においてこのような事前評価結果を考慮すべきことと、それを踏まえた対
応準備の重要性が強調された。
2H-4
地震及び津波に対する核物質輸送船の緊急時対応手順及び訓練
Emergency Response Procedures and Trainings for Nuclear Material
Transport Vessels Against Earthquakes and Tsunamis
Kota Saikawa, Fuminobu Makino, Akihiko Matsuoka, Rikio Nakaya
Nuclear Fuel Transport Co., Ltd, Tokyo, Japan #315
2011 年 3 月、日本に大きな地震と津波が襲ったとき、NFT では LLW 輸送物を運搬船か
ら荷降ろししていたが、素早い対応により運搬船は港から安全に避難することができた。
放射性物質輸送の更なる安全のため、NFT は大震災の教訓を基に、地震や津波に対する緊
急時対応手順を見直した。さらに、各港において、緊急離岸マニュアルの有効性や船員の
技能を確認する訓練を実施した。
44
2H-5
放射線輸送事故事象時の初期対応能力及び性能の準備及び改善に関するエネルギ
ー省の努力
Department of Energy Efforts in Preparing and Improving First Response
Capabilities and Performance in the Event of a Radiological Transportation
Incident
Mark E. Linsley, Thomas Clawson, Kenneth Keaton
Technical Resources Group, Inc., Idaho Falls, ID, USA #365
米国では年間およそ 300 万件の放射性物質の輸送があるが、DOE 環境管理事務所ではお
よそ 2 万件の輸送に関与している。環境管理事務所が関与する重要な項目は、輸送危機対
応プログラムであり、その目的は州や地方当局の各規制が求める危機対応に取り組むこと
である。緊急時の初動対応者の訓練や知識の習得によって、DOE が関わる放射性物質輸送
やその他の放射性物質輸送における事故の適切な初動対応を導く。
2H-6
放射性物質が関与する海上輸送事故時の所管当局の緊急時対応に関する新しい影
響評価システムの確立
Establishment of New Consequence Assessment System for Emergency
Response of Competent Authority to Maritime Transport Accidents Involving
Radioactive Material
Mitsufumi Aasami, Hideyuki Oka, Yoshihiro Hirao, Ken-ichi Sawada, Seiki Ohnishi,
Akiko Konnai, Hiromitsu Mochiduki, Naoteru Odano
National Maritime Research Institute, Tokyo, Japan #378
海洋の放射能拡散シミュレーションコード開発の報告で、コードの構成、ミュレーション
の方法を紹介した後、福島第一発電所の海洋汚染のシミュレーション結果が紹介された。
ラグランジェ・パーティクルモデルが汚染のシミュレーションには有効である。海洋と大
気との相互作用の効果は考慮していない。今後政府と共同で年に１回の割合でシミュレー
ションを実施して、コードを改良していく。
2H-7
RADSAFE：輸送緊急時準備に関する産業界の需要に対応する訓練の開発
RADSAFE: Meeting Industry Needs for Transport Emergency Arrangements:
Training Development
Terence D. Kelly
Babcock International (representing RADSAFE CLG), Bristol, United Kingdom
#413
RADSAFE は英国における放射性物質輸送時の緊急時対応の組織で、その組織の仕組み
とこれまでの経過、並びに訓練のコースについての開発改良に関する発表が行われた。訓
練のコースについて、放射性物質輸送の利害関係者を含めて、通常、危険物に接する機会
がないので訓練が重要であること、訓練は、何を目的に誰がトレーニングするかが大切で、
問題点はその課題に適した人材と時間の確保であることが強調されていた。
2H-8
フランスにおける UF4 輸送に関する緊急時対応準備
Emergency Preparedness for UF4 Transports in France
45
Jurgen Werle, François-Cyrille Hugon
AREVA, Tricastin, France #416
Malvesi サイトから Tricastin サイトへの UF4 の輸送はトラックで１日の距離である。本
輸送に係る事故時の対応はフランス政府の責任であるが、最終的な判断は地方レベルで行
われる。事故対応の訓練は年１回の割合で実施している。事故時の対応のために、クリー
ンアップ車が準備されている。この車には事故処理に必要な機器が全て搭載されており、
人が被ばくした場合に使用する除染の装置も搭載している。
2H-9
放射性廃棄物輸送における州政府の役割
The Role of State Governments in the Transportation of Radioactive Waste
Jane R. Beetem
Missouri Department of Natural Resources, Jefferson City, MO, USA #433
放射性廃棄物輸送におけるミズーリ州政府の役割は、輸送のコーデネーションとプランの
作成、及び連邦政府、荷送人、メディア、地方関係者等、各利害関係者との交流である。
必要な人材は地方のグループから出して、費用は州政府が出す。事故時対応の訓練では、
１時間以内に深刻な状況から抜け出せるように計画している。事故を回避するには、事前
の検査、事前通知、モニタリング、事前の天候と道路の混雑状況の情報が必要である。
セッション 2I 収納物固有課題 (Content Specific Challenges)
Co-Chairs: Il Soon Hwang, Seoul National University, Korea and John Cook, U.S.
Nuclear Regulatory Commission, United States
2I-2
“天然起源放射性物質の安全輸送のための行政管理の適正レベル”の共同研究プロ
ジェクト
Coordinated Research Project on the “Appropriate Level of Regulatory
Control for the Safe Transport of Naturally Occurring Radioactive Material
(NORM)”
Kasturi K. Varley, James T. Stewart, Christopher S. Bajwa
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #436
2006 年、国際原子力機関(IAEA)は、IAEA の輸送安全基準委員会（TRANSSC）によっ
て作成された勧告に応じて、現在の天然起源放射性物質（NORM）の輸送に関する安全基
準の妥当性を調査するために、NORM 安全輸送についての共同研究プログラム（CRP）を
実施した。CRP の重要な作業の 1 つは、現在の NORM の免除レベルの基準の根拠を検討
することであった。CRP 結果は技術レポート（TECDOC）として出版予定である。
2I-4
医療及び研究炉向け国際仕様最新のキャスク設計
Newest Cask Designs for International Use in Support of Medical and
Research Reactors Stakeholders: TN-OGL, Flying Pig, TN-LC
Delphine Labroche-Moretti, Isabelle Verdier, Florence Schneider, Nicolas Guibert
Federal Office for Radiation Protection, Salzgitter, Germany #218
研究炉や試験施設及び AREVA の子会社等の国際的な需要のために、AREVA のロジステ
46
ィックスユニットは以下の 3 つのキャスクを開発、許認可取得した。①TN-OGL：航空輸
送用 A 型輸送物で、固体の短半減期の放射性同位元素の輸送に適する。②Flying Pig：少
量の放射性物質輸送用 B(U)型輸送物で、小型（質量:約 2.5t）のため、陸、海、空輸送に対
応可能。③TN-LC：多目的な B(U)-F 型輸送物で、14feet の照射済商業炉用燃料集合体又は
燃料棒や最大 180 の異なる設計の照射済研究炉用燃料集合体等を収納可能。
2I-5
9977 型輸送容器の収納物追加
Expanded Content Envelope for the Model 9977 Packaging
Glenn Abramczyk.
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA #515
9977 型輸送容器の安全解析書に、DOE-STD-3013 に従って安定化された二酸化プルトニ
ウムを収納物として追加するための付属書が追記された。新しい収納物である二酸化プル
トニウムはロスアラモス国立研究所とサバンナリバーサイトの間で輸送される。上記の付
属書類には、新しい収納物が 9977 型輸送物の SAR rev2 で示された安全基準を満たしてい
ることが付記されている。既存の輸送物からの変更点と新しい収納物のための輸送要件の
変更点が報告された。
2I-6
解体サイクロトロンの輸送
Transport of Dis-assembled Cyclotron
Bok Hyoung Lee, Jaesung Lee, Byoungsu Kim
Korea Institute of Nuclear Safety, Daejeon, Korea, Republic of #352
韓国では、医療研究のための放射線同位元素の生成や核医学診療のため、多くのサイクロ
トロンが導入されている。ソウル国立大学病院（SNUH）は、2 つのサイクロトロンを有し
ており、そのうちの 1 つ TR-13 型は 1994 年 6 月に導入され、2011 年 6 月から 2012 年の
秋にかけて廃止措置が行われた。TR-13 型サイクロトロンの廃止後の輸送作業の詳細が報
告され、輸送作業は問題なく完了したこと及び安全輸送のための教訓等が示された。
2I-7
未臨界前核実験装置の安全確実な輸送
Safe and Secure Transport of Subcritical Experiment Assemblies
Michael L. Caviness, Douglas D. Kautz, David C. Gubernatis, Matthew D.
Velasquez
Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, USA #464
アメリカでは、国家核安全保障局（NNSA）により執行されている核兵器備蓄性能維持計
画（Stockpile Stewardship Program, SSP）のため、ロスアラモス国立研究所において、
備蓄品の信頼性評価のための臨界前核実験（Subcritical Experiment: SCE）装置の開発、
製造及び輸送が行われた。最近の臨界前核実験としては、ネバタ国家安全保障施設（NNSS）
の U1a 複合施設で 2012 年に実施された POLLUX 実験が成功を収めた。発表では、フルス
ケール SCE の輸送試験が紹介された。輸送試験は成功を収め、試験結果は現在評価中。
47
セッション 2J
規制及び制度上の課題：輸送規則の適用Ⅱ (Regulatory and
Institutional Issues: Implementation of Transport Regulations II)
Co-Chairs: George Sallit, Department for Transport, United States and Vivien
Tran-Thien, Autorité de sûreté nucléaire, France
2J-1
サイト内輸送：フランスの新たな規制の実施
On-site Transport: Implementation of the New French Regulations
Pierre Malesys
AREVA, Paris, France #391
フランスの原子力活動に関する法的及び規則上の要件は最近、原子力施設の設置によって
生じうるあらゆる種類の有害な影響（例：汚染、廃棄物、騒音）を防止すべく、より統合
的な性質を付与するように更新されている。その一環として 2012 年の 2 月から放射性物質
を含む危険物の構内輸送に新たな技術要件が加わった。構内輸送は施設運用の一部であり、
規制当局 ASN の認証を要するため、新要件を従来の運用ルールと整合させる必要がある。
ただし、それらと IAEA 輸送規則との整合についてはまだ代案に留まっている。この新規
則の詳細と必要性、及び AREVA サイトではどのように履行されているかが説明された。
2J-4
安全審査と設計精査
Licensing Reviews and Design Reconciliation
Philip W. Noss
AREVA Federal Services LLC, Federal Way, WA, USA
#193
輸送容器の設計認証は許認可用の図面で定義されるが、製造時には許認可図面とは別によ
り詳細な図面を用いるのが一般的である。仕様、手順、試験についても同じで、それらが
許認可用の文書と整合しているか確認する文書レビューが求められる。製造用図面や関連
文書が許認可図面と整合していることを確認するには、それら許認可用図面の精査がとも
に必要である。それら二種類の文書を比較しレビューする効果とタイミングについて説明
があり、不完全でタイミングを逸したレビューから生ずる問題についても例示された。
2J-5
MOPDT 修正システム：カテゴリーC の修正を自己認証可能な英国で唯一の会社
MOPDT Modification System: The Only UK Company Able to Self-approve Cat
C Modifications
Kathryn G. Jackson, Andrew James Barber, Sam M. Waters
Magnox Ltd, Thornbury, United Kingdom #270
MOPDT（Magnox 運用プログラム輸送チーム）は、Magnox 社の 4 つの英国のサイト及
びセラフィールドの Dounreay サイトから出る使用済燃料の輸送を請負っている。2010 年
12 月以前、容器設計の変更は全て ONR-RMT（輸送規制当局）に認証のため届け出る必要
があったが、現在、ONR-RMT は MOPDT に対して安全に影響しない容器及び容器設計の
マイナーな変更の自己認証を認めている。これがカテゴリーC の修正であり、Magnox 社は
それができる唯一の英国の会社である。それがどのように行われているか、そして
ONR-RMT の規制資源の合理化や互いの情報交換の利点について説明された。
48
2J-6
安全輸送のためのベスト・イン・クラス・プログラム
Maintaining a Best-in-Class Program for Safe Transport
Stephen O'Connor
U.S. Department of Energy, Washington, DC, USA #311
1989 年に、DOE は核兵器製造及び研究によるリスクとハザードを低減するための環境管
理オフィスを立ち上げ、冷戦が環境に残した負の遺産を扱ってきた。運用で生じた問題は
ユニークで、前例のない汚染廃棄物、水、土壌、核物質、そして大量の汚染構造物の輸送
があった。DOE が直面した課題は、それらの大量輸送を安全で規則に準じて行ことであっ
た。容器と輸送に係る DOE のオフィスが履行した、複数のアプローチが組み合わさってで
きたベスト・イン・クラスの輸送プログラムについて説明された。それには技術的な支援、
規則準拠の評価、内外のステークホルダーとの調整等が含まれる。
2J-7
ISO 国際基準と放射性物質輸送
ISO International Standards and the Transport of Radioactive Material
Pierre Malesys
International Organization for Standardization (ISO) (c/o AREVA), Paris, France
#264
国際標準化機構 ISO についてその組織概要が紹介され、IAEA 輸送規則と ISO 基準文書
の関係が説明された。IAEA 輸送規則 SSR-6 においては 4 件の ISO 基準（密封線源の放射
線防護‐一般用件と分類（ISO2919:2012）、密封線源の放射線防護‐漏えい試験方法
（ISO9978:1992）、一般貨物コンテナ要件（ISO1496:1990）、六ふっ化ウランの輸送容器
（ISO7195:2005））が、助言文書においては 10 個の ISO 基準が参照されている。発表後、
ANSI と ISO 基準の整合性に関する質問があった。
2J-8
放射性物質を含む消費者製品の輸送：規制免除レベルは免除されるか？
Transport of Consumer Products Containing Radioactive Materials: Are
Exemption Levels Exempted?
Igor Gusev, Tony Colgan, Nancy Capadona, Chris Bajwa
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #360
放射性物質安全輸送規則（SSR-6）においては、107 項(e)において、規制上の承認を受け
ている消費者製品の中の放射性物質あって、それらが最終使用者に販売された以降のもの
については、規則の適用から除外されている。したがって、販売前の消費者製品に含まれ
る放射性物質等は SSR-6 の対象となるが、適切に取り扱いがなされていない現状がある。
IAEA は放射性物質を含む消費者製品の取り扱いに関する安全基準を作成しているところ
であり、輸送に関しても SSR-6 を引用して実施することが促される。
2J-9
石油検層に用いられた放射線源の輸送：沖合での運用における放射線安全的課題
Transport of Radiation Sources Used for Oil Well Logging: Radiation Safety
Issues for Off-Shore Operations
49
Igor Gusev, Tony Colgan, Chris Bajwa, Nancy Capadona, Brian Waud
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #361
近年、石油検層のために放射性物質が用いられる場合が増加しており、IAEA においては
その取り扱いについての安全基準の策定が進められている。検層には一般に放射能量の大
きい密封線源が用いられているが、セキュリティの観点からも適切な取り扱いが重要にな
る。特に、沖合で使用される場合の放射線安全的な課題について説明された。
３． 第 3 日目（8 月 21 日水曜日）
セッション 3B 輸送物解析：熱解析 (Package Analysis: Thermal Analysis)
Co-Chairs: Matthew Feldman, Oak Ridge National Laboratory, United States and David
Garrido, Equipos Nucleares, S.A, Spain
3B-1
熱解析と試験へのガイド
A Guide to Thermal Analysis and Testing
Chris Fry
TCSC, Didcot, United Kingdom #294
TCSC（輸送コンテナ標準化委員会）は、放射性物質安全輸送のための要求事項を標準化
の観点から検証し、ガイダンスを発行・維持する英国の原子力産業グループである。「輸送
物の熱解析と試験」
（TCSC 1093）は、SERCO（現 AMEC）のレビューの下、TCSC で承
認され 2012 年 3 月に発行された。この標準は IAEA 規則を補完するものであり、容器の設
計者に対して熱試験の選択方法、試験実施者に対して試験実施方法、解析者に対して熱解
析のモデル化方法について補助する。同時に熱評価から何が得られるか及び異なる型式の
輸送物に対する最適な試験や解析の方法についてのガイダンスを与える。
3B-2
希薄なヘリウムガスが充填された容器内の 8×8 で配列されたヒータロッド温度を
予測するシミュレーションのベンチマーク試験
Experimental Benchmark of Simulations that Predict Temperatures of an 8x8
Array of Heater Rods within a Vessel Filled with Rarefied Helium Gas
Miles Greiner1, Triton Manzo1, Rachel Green1, Paul Laca1, Jie Li2, Yung Liu2
1
University of Nevada,Reno, Reno, NV, USA, 2Argonne National Laboratory,
Lemont, IL, USA #343
使用済燃料棒中には高放射線の燃料ペレットと高圧の FP ガスが入っている。原子炉から
取り出された燃料は燃料プールで放射能と発熱量が減衰される。次に使用済燃料は輸送又
は貯蔵のためキャニスタに収納され、667Pa まで減圧される。減圧により自然対流と熱伝
導率が低下し被覆管温度は上昇する。被覆管表面温度を下げないと水素が被覆管に拡散し、
被覆管の健全性が低下する。現状、この被覆管温度評価は数値解析で得られる。これらの
シミュレーションは貯蔵時に各部の温度を測定することにより検証される。この結果から
減圧されたヘリウムガスの低下した熱伝導下の試験値と計算値の比較が可能となった。
50
3B-3
1PWR 燃料輸送容器の容器位置における火災時の時間依存
Dependence of Fire Time of Concern on Package Location for a 1 PWR
Transport Package
Ketan Mittal1, Miles Greiner1, Ahti Suo-Anttila2
1
University of Nevada, Reno, Reno, NV, USA, 2Computational Engineering Analysis
LLC, Albuquerque, NM, USA #341
直径 12m のジェット燃料プールに PWR 燃料 1 体収納のリーガルウェイトトラック輸送
物を置いたと仮定した CAFÉ（Container Analysis Fire Environment）コードによるシミ
ュレーションにより、火炎中に異なる場所に容器を置いた場合の燃料被覆管、シール、鉛
遮蔽体、液体中性子遮蔽体の温度－時間関係を予測する。容器がプール中央に置かれた場
合は、燃料被覆管破裂温度（750℃）に到達するのに 11.8 から 13.3 時間がかかると算出さ
れた。中心から 6m 離れて置かれた場合は、被覆管は破裂温度に到達しない。解析ではこの
ような安全な距離を決めることができる。
3B-4
規則に基づいた熱試験下での輸送容器の閉じ込め評価への数値解析的手法
Numerical Approach for Containment Assessment of Transport Packages
Under Regulatory T
hermal Test Conditions
Jens Sterthaus, Viktor Ballheimer, Claus Bletzer, Konrad Linnemann, Marko Nehrig,
Frank Wille
BAM, Berlin, Germany #160
一般的に数値解析では、IAEA 輸送規則で規定される 9m 落下試験における密封性は評価
されているが、800℃、30 分後の密封性評価はなされていない。この研究では、非均質な
熱荷重評価を数値解析で試みるもので、容器のボルト近傍のシール部に熱荷重が作用した
状態で数値解析を実施した。いくつかのパラメータサーベイを行い、最終的にモデル化の
方法が得られた。
3B-5
輸送物緩衝体の耐火試験後の木材燃焼から得られた新たな知見
New Outcomes from Combustion of Wood Inside Package Shock Absorbers after Fire
Test
Benoit Eckert1, Benoit Durville2, Sarah Fourgeaud1, Igor Le Bars1, Christophe
Marquié2
1
IRSN, Fontenay aux Roses, France, 2IRSN, Cadarache, France #456
木材を用いた緩衝体は、落下試験、特に貫通試験で被覆缶体が損傷すると火災試験時に内
部の木材が燃焼し、その発熱が加わって輸送物の温度挙動に影響を与えることが考えられ
る。この状況を確認するため IRSN では実寸大緩衝体に落下試験を模擬した損傷を与え、
輸送物を模擬する発熱体を取り付けて火災試験に供し、各部温度測定を行った。その結果、
緩衝体木材の燃焼は缶体内で数日間継続し、輸送物本体側への熱伝達が確認された。
51
3B-6
ドンレーからの自然空冷 ISO コンテナによる輸送の概念検討
Concept Study for a Passively Cooled ISO Container for the Transport of
Materials from Dounreay
Darrell A. Egarr1, Anna Duda1, Jay Ganeshalingam1, Anthony Cory2
1
MMI Engineering, Bristol, United Kingdom, 2International Nuclear Services Ltd,
Warrington, United Kingdom #145
英国ドンレーFBR 実験炉の使用済燃料を輸送する小型容器 Safkeg 及び INS3578（φ
170x660H）を自然空冷の ISO コンテナに複数個配列したときの除熱評価を CFD 解析によ
り実施した。ある給気口、排気口の開口・配置条件において、シール温度は 89℃（許容値
＜100℃）、中性子遮蔽体温度は 111℃（許容値＜100℃）と評価された。中性子遮蔽体の許
容温度を満足させるために開口部の条件をパラメータとした再評価を行う必要がある。
3B-7
航空機燃料による建屋内火災試験
Compartment Fire Test using the Aviation Fuel
Kyoung-sik Bang1, Chung-seok Seo1, Ki-seog Seo1, Ju-chan Lee1, Houng-jin Kim
1
KAERI, Daejeon, Korea, Republic of, 2KRMC, Daejeon, Korea, Republic of #106
キャスク貯蔵施設内で発生するジェット燃料火災の影響を評価する目的で、縦横高さ 4m、
壁厚 10cm の立方体形状のコンクリート製模擬建屋の中に 1/3 スケールのキャスクモデルを
設置し、火災試験を実施した。170ℓのジェット燃料を 40 分間燃焼した結果、火炎温度は
170℃、キャスク表面は 357℃、O リングは 171℃となったが、開口部の大きさやキャスク
の設置位置が最高到達温度に大きく影響すること、キャスクが存在する場合、熱を奪うた
め火炎温度が低下することなどが分かった。
3B-8
9977 型放射性物質輸送物の熱解析
Thermal Analysis of 9977 Radioactive Material Package
Jie Li, Shiu-Wing Tam, Yung Y. Liu
Argonne National Lab., Argonne, IL, USA #155
PuO2 粉末（10kg、発熱量 19W）収納缶 2 個をポリウレタンフォーム内張りの容量 35 ガ
ロン、質量 123kg のドラム型 B 型輸送容器（改良 9977 型）に収納した場合の ANSYS に
よる通常輸送時熱解析を実施した。太陽熱放射有の条件で PuO2、ドラムシール部のバイト
ン O リング等の最高温度を評価し、O リングの許容温度 200°F を下回ることが確認され
た。また、収納缶の発熱量が不均一な場合でもシール部温度に影響のないことが分かった。
セッション 3C
輸送物設計：MOX 新燃料及び特殊収納物 (Package Design: Fresh
Fuel MOX and Special Contents)
Co-Chairs: Robert Vaughan, Croft Associates Ltd, United Kingdom and Scott Ludwig,
Oak Ridge National Laboratory, United States
3C-1
BWR MOX 燃料用の新たな新燃料容器
The New Fresh Fuel Package for MOX BWR Fuel
52
Slade W. Klein
AREVA Federal Services LLC, Federal Way, WA, USA #190
南カリフォルニアに建設中の商用炉用 MOX 燃料製造施設（兵器級 Pu と劣化 U を混合）
向けに AREVA Federal Services 社は BWR 用 MOX 新燃料輸送容器を開発中である。現状
の設計では燃料被覆管と端栓を収納物の境界とし、燃料被覆管健全性確保の観点から、9m
自由落下試験を含めて全規制要求に合致するよう衝撃緩衝用スペーサを上部と下部の４ヶ
所に、また、上下端には衝撃制限機構を取り付けた。熱的保護のため内外筒間に硬質ポリ
ウレタンフォームとセラミックファイバー紙を配置した。容器は、全長 5.77m、幅 1.35m、
高さ 0.91m、全質量 2,812kg である。現状の設計は、ATRIUM 10 MOX BWR と ATRIUM
10XM MOX BWR 燃料用であり、将来は ATRIUM 11
BWR 燃料にも対応する。工学試験
装置（Engineering Test Units, ETUs）と保証試験装置（Certification Test Units, CTUs）
の両者で MOX BWR 燃料集合体の原型を使って試験する予定である。
3C-2
PWR MOX 燃料用の新たな新燃料容器
The New Fresh Fuel Pack age for MOX PWR Fuel
Chuck J. Temus
AREVA Federal Services LLC, Federal Way, WA, USA
#191
上記 MOX 燃料製造施設向けに AREVA Federal Services 社は PWR 用 MOX 新燃料輸送
容器も開発中である。設計要求は、2 体の PWR17×17 集合体を収納し、限られたクレーン
揚程で燃料装荷・取出しが可能なこと、最大質量が 10,000 ポンド（4,536kg）以下である
こと等である。原型集合体及び質量模擬集合体を装荷した工学試験装置（ETUs）を計装付
きの落下試験及び貫通試験に供した後、原型集合体の漏えい試験を実施し各燃料棒内にヘ
リウムガスが保持されていることを確認した。今後、保証試験装置（CTUs）での火災試験、
漏えい試験を実施して許認可申請の予定であるが、MOX 計画の資金制限のため容器開発計
画は延期されている。
3C-4
大型 B 型ドラム型輸送容器の製作
Fabrication of a Large Type B Drum-type Container
Jeffrey G. Arbital1, Christopher Smith1, Kenneth E. Sanders2
1
Y-12 National Security Complex, Oak Ridge, TN, USA, 2U. S. Department of
Energy, Washington, DC, USA #178
Y-12 施設の B 型大型輸送容器設計について、10 種類あるモデルのうち核分裂輸送物
MD-2 型格納容器の外観、構成、寸法等がついて説明された。緩衝体には軽量コンクリート
が使用されている。現状 150 機が発注され、2011 年にインディアナポリスで ASME 規格
及び NQA-1 品質要求に従った製作が開始された。
3C-5
DOE 向け 9977 型 AF 放射性廃棄物容器の製作と展開
Fabrication and Deployment of the 9979 Type AF Radioactive Waste
Packaging for the Department of Energy
53
Paul S. Blanton, Kurt Eberl
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA #503
最近 DOT から使用が認められなくなった UN1A2 容器に替わり、9979 タイプ A 輸送容
器が開発、試験及び承認された。30 ガロンドラムの内容器の外側に 55 ガロンドラムを配し、
その間にセラミック断熱材、ポリウレタンフォーム及びアルミハニカムを緩衝材として設
置している。9m 落下試験等の評価結果が紹介された。また、品質を落とさずコスト低減す
る製造方法として、地理的に近い一連の供給者を採用し QA 図書を 100%電子化した。
3C-6
バルクトリチウム輸送容器の展開
Deployment of the Bulk Tritium Shipping Package
Paul S. Blanton, Kurt Eberl
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA #502
1970 年代中頃から使用されてきた CC-609 容器に替わる新しいバルクトリチウム輸送容
器（BTSP）が開発された。この容器は、ASME NB ベースの設計で、2011 年に 150g のト
リチウムの輸送容器として国立原子力安全管理課に認可された。容器の構造は、溶接密封
容器の側面にポリウレタンフォーム及びアルミハニカム、上下端部に断熱材が配置されて
いる。9m 落下試験、貫通試験、800℃×30 分の火災試験等の評価結果が紹介された。
3C-7
TRUPACT II 及び HalfPACT 容器における過剰プルトニウム酸化物輸送用の臨界
制御オーバーパック積載コンテナの開発
Development of the Criticality Control Overpack Payload Container for
Transport of Excess Plutonium Oxides in the TRUPACT‑II and HalfPACT
Packagings
Brad A. Day
Nuclear Waste Partnership LLC, Carlsbad, NM, USA #116
新型 TRU 廃棄物輸送用 B 型容器として TRUPACT-II 及び HalfPACT が開発された。収
納量は従来容器の 1.9 倍、コストは 30%低減されている。55 ガロンドラムにステンレス製
の臨界制御コンテナ（CCC）が O リングでシールされて収納され、側面はウレタンフォー
ムとアルミハニカムで、上下端部はプライウッドで衝撃吸収する。オーバーパック内には、
TRUPACT-II では 14 個、HalfPACT では７個の CCC が収納される。 MCNP による遮蔽
解析、KENO-V による臨界解析、FEM による熱解析及び垂直及び水平 9m 落下試験の結果
が紹介された。
3C-8
Safkeg-LS - 小型６M 代替容器の開発と認可
Safkeg-LS - Development and Licensing of a Small 6M Replacement Package
Robert A. Vaughan, Sarah Marshall
Croft Associates Ltd, Abingdon, United Kingdom #424
2007 年にミズーリ大学研究炉は Croft 社に 2 種類の B 型容器の開発を委託した。これら
は医療用、研究用及び産業用同位体を運搬するためのもので、遮蔽性能の低い小型容器で
ある Safkeg-LS は 6M 型、遮蔽性能の高い大型容器である Safkeg-HS は 20WC 型容器の
54
代替である。密封容器の周囲にフェノール樹脂が設置されている。原型容器を用いた 9m 落
下等の各種試験結果が紹介された。開発から設計承認取得まで 5 年を要した。
3C-9
小型 B(U)型容器セーフティケースについての二重密封境界要求の影響
Impact of a Double Containment Boundary Requirement on Small Type B (U)
Package Safety Case
Benjamin Acker
International Nuclear Services ltd, Warrington, United Kingdom #123
英国政府は原子力廃止措置機構（NDA）に国内民間原子力サイトの廃棄物を整理する業
務を委託した。そのためには、各サイトの廃棄物を中間貯蔵又は最終処分場に柔軟に輸送
するネットワークが必要である。INS 社は NDA の関連会社であり、核廃棄物を別の場所に
移送する輸送システムを構築するべく各サイトの認可法人を助勢している。このようなシ
ステムを効率よく運用するためには、従来の容器よりも柔軟性に優れた新しい容器を使用
することが有効である。INS により設計された INS3578 型は、二重密封及び独自の遮蔽設
計により収納体数を最大化し運用の柔軟性をもつ新しい容器である。遮蔽、密封、熱解析
の結果が紹介された。800℃、30 分熱試験及び 9m 落下試験はこれから実施予定である。
セッション 3D 輸送運用：特別トピックス (Transport Operations: Special Topics)
Co-Chairs: Franz Hilbert, Nuclear Cargo + Service GmbH, Germany and Naoteru
Odano, National Maritime Research Institute, Japan
3D-9
輸送セキュリティのための IAEA の支援プログラム
The IAEA Assistance Programme for Transport Security
Jean-Yves Recreau
International Atomic Energy Agency, Austria #426
IAEA における輸送セキュリティのための支援プログラム及び教育・訓練について紹介さ
れた。支援プログラムとしては、国際核物質防護諮問サービス（IPPAS）、装置（車両、容
器、制御装置等）がある。また、教育・訓練としは放射性物質及び核物質の輸送に関して
幅広く用意されており、対象者も規制者、政府関係者、事業者、学生向け等、様々であり、
教官を訓練するための教育・訓練も用意されている。
3D-2
高リスク放射線源のトラッキングシステムの評価
Assessing Tracking Systems for High-risk Radiological Sources
Ladsous David, Esteller Laurence, DeLaporte-Normier Marie-Liesse
Institut de Radioprotection et Surete Nucleaire, Fontenay Aux Roses Cedex, France
#133
高リスク放射線源のトラッキングシステムに関して、放射線源の強度及び輸送中の近接可
能性に応じて、いかに技術的及び組織的な対策を決定すべきかについて報告された。市販
品のデータリストを確立し、事業者による運用に取入れられている。また、トラッキング
システムによる高放射能密封線源のセキュリティに関するガイダンスが提案された。
55
3D-3
単独及び共同核輸送における原子力損害賠償
Nuclear Liability in Single/Joint Nuclear Shipments
Khalil Bukhari
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom
#128
INS 社が、単独及び複数の荷送人で異なる国の間で核燃料物質等を運送する際の原子力損
害賠償について考慮している内容について紹介された。輸送事例として、パリ条約非締約
国間、パリ条約非締約国からパリ条約締約国、パリ条約締約国間、パリ条約締約国からパ
リ条約非締約国への輸送について、具体例が示された。
3D-4
核物質輸送における 2004 年パリ条約の影響
Impact of the 2004 Paris Convention to the Transport of Nuclear Material
Jan van Aarle
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom #384
2004 年改正パリ条約により、輸送を委託する原子力施設の保険では核燃料物質の輸送が
カバーされないことになり、個別の核燃料物質の輸送について保険をかけることが必要に
なった。このコストは、施設の許認可取得者である荷送人が負担することとなっている。
2004 年パリ条約は発効していないが、今後各締約国が産業界と調整し、必要な法律の改正
を踏まえ批准することが期待されている。核燃料物質の輸送に関するパリ条約の各国の取
入れ状況の差について紹介された。
3D-6
収納と輸送の間に時間間隔がある荷送の実施
Delivering Consignment Involving Time Lapse Between Packing and
Shipment
Martin Porter, Zoe V. Whittle, Emma Tallantire, Clare Spour
Sellafield Limited, Cumbria, United Kingdom #425
セラフィールド社は、2012 年 9 月に 8 体の MOX 燃料集合体を欧州に輸送した。燃料集
合体は 2009 年に 2 基の輸送容器に装荷されたものであり、収納と輸送の間隔が 3 年間もあ
ったため、核燃料物質の崩壊に伴う装荷質量の検証、容器の保守、許認可書類の調整等、
様々な課題が生じた。これらの課題を解決し、全ての要件を満たして輸送は実施された。
3D-8
輸送容器の遠隔運用のための収納容器吊上げ装置の使用
Using a Containment Vessel Lifting Apparatus for Remote Operations of
Shipping Packages
Bradley Loftin, Richard Koenig
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA #514
9977 及び 9975 型輸送容器は、様々な DOE 施設で使用されているが、施設のインフラが
十分でないような場所では遠隔操作による運用が必要となる。そのため、特に輸送容器の
積降し作業のための容器吊上げ装置を設計した。さらに、吊上げ装置は輸送容器内への装
荷と蓋閉めも可能となっている。これらの設計及び実際の試験等について紹介された。
56
セッション 3E
収納物特有課題：使用済燃料中間貯蔵 (Content Specific Challenges:
Spent Fuel Interim Storage)
Co-Chairs: Kerry Dunn, Savannah River National Laboratory, United States and Marcus
Nichol, Nuclear Energy Institute, United States
3E-1
スイスにおける 30 年間の乾式中間貯蔵
Dry Interim Storage in Switzerland for 30 Years
Frank Koch, Bernd Roith, Stefan Theis
Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate ENSI, Brugg, Switzerland
#197
スイスでは 30 年以上の兼用キャスク（DPC）の使用実績がある。スイスの中間貯蔵施設
“ZWILAG”ではキャスクの密封性やキャスクごと又は施設内の温度、線量のモニタリン
グを行っている。輸送は CASTOR Ic-Diorit キャスク等で行われており、これらは ENSI
（連邦原子力安全検査局）の審査に適合したものである。DPC に要求されるものとして長
期保管の認可や定期的な見直し等があげられるが、近年では既に認可切れの CASTOR キャ
スクや既に貯蔵されている輸送物の更新が現在の技術変化に対して完了していないなどの
問題点もある。今後の展望として更に高い燃焼度と濃縮度の使用済燃料や MOX 燃料等に対
応し、航空機によるテロ等に対応した新しいキャスクの設計を行うことがあげられる。
3E-2
使用済燃料兼用キャスクの経年変化管理と貯蔵後輸送
Ageing Management and Post-Storage Transport of Dual Purpose Cask for
Spent Fuel
Toshiari Saegusa
Central Research Institute of Electric Power Industry, Abiko, Chiba, Japan #144
日本では 2011 年に福島第一原子力発電所で起きた事故により、乾式貯蔵での燃料の中間
貯蔵量が増加した。一方で長期貯蔵における健全性の担保のためには、容器や施設の経年
劣化について考慮する必要がある。発電所から中間貯蔵施設への輸送前、中間貯蔵施設で
の貯蔵中、中間貯蔵施設からの再輸送前に経年劣化管理プログラムの実施により、劣化の
防止・軽減・監視・検査・保守を確実に行う必要がある。また、これらプログラムはキャ
スクの蓋を開けることなく行われる必要がある。これら包括的な経年劣化への対策結果に
ついては規制当局によりきちんと管理されることにより、一貫性のある安全性が保たれる
べきものである。また、金属キャスクによる貯蔵実績はまだまだ少ないため、今後も継続
してこれに関する知見を蓄積し、金属キャスクによる乾式貯蔵の安全性をより確実なもの
にする必要がある。
3E-3
使用済燃料の延長長期貯蔵と輸送に関する乾式キャスク貯蔵システムの経年変化
管理
Managing Aging Effects on Dry Cask Storage Systems for Extended
Long-Term Storage and Transportation of Used Fuel
Omesh K. Chopra, Dwight Diercks, Ralph R. Fabian, David Ma, Vik N. Shah, Shiu W.
Tam, Yung Y. Liu
Argonne National Laboratory, Argonne, IL, USA #517
57
米国では使用済燃料の長期貯蔵として 40 年を設定していたが、今後は 120 年以上の超長
期貯蔵に変更していく予定である。超長期貯蔵のためには環境による構造劣化の防止、経
年劣化対策、容器状態や性能のモニタリングが有効である。経年劣化対策では経年劣化の
予防、緩和、状態と性能の監視が重要であり、また施設や容器の構築物、系統、機器に対
してサイクル疲労による破断が起こるまでの期間や、運転開始から交換までの期限、時間
経過による特性変化などを解析によって評価することも有効である。結論として、乾式キ
ャスクによる貯蔵や敷地外貯蔵施設における経年劣化対策は通常の長期貯蔵に対して行う
対策と大きな差異はない。ただしアクセスのしづらい位置での経年劣化の検出は難しく、
今後も課題になると考えられる。
3E-4
米国における解体原子炉サイトでの乾式貯蔵からの使用済燃料輸送の選択肢
Options for Transportation of Used Fuel from Dry Storage at Decommissioned
Reactor Sites in the United States
Jeff Hays1, Mike Valenzano2
1
AREVA, Columbia, MD, USA, 2Transnuclear Inc, Columbia, MD, USA #312
米国では貯蔵済みの使用済燃料（UNFA）が 232,000t、商用炉にある UNFA が 65,000t
あり、年間 2,000～2,400tUNFA が出続ける予定である。ブルーリボン委員会では 2 つの提
言をしている。①集中貯蔵施設（CFC）の早期建設、②廃炉プラントから使用済燃料の移
動、である。サンフランシスコにある既に閉鎖されたランチョセコ原子力発電所では、493
体の燃料集合体が DSC により貯蔵されているが、これを構内移送の輸送キャスク MP187
で UNFA を CFC へ輸送することとした。なお、MP187 は 2013 年 11 月に認可が切れるた
め、現在 NRC に認可延長を申請している。ランチョセコ発電所にはユニオンパシフィック
鉄道へ通じる線路があり、これらは 2000 年代に修復されている。
3E-5
原子力発電所閉鎖後の燃料取出し戦略の策定／Doel 第１，２号機の例
Developing Unloading Strategy Following NPP Shut Down / Example of Doel
1&2
Nathalie Allimann1, Olivier Lefebvre2, Luc Janssen2
1
Areva - TN International, Montigny le Bretonneux, France, 2Synatom, Brussels,
Belgium #267
ベルギーの Doel 1, 2 発電所は 2015 年に運転停止することが決まっている。この発電所
では使用済燃料を TN24SH キャスクを用いて構内貯蔵しているが、ベルギーの Synatom
では新たにプールから出てくる燃料に対し、キャスク装荷前冷却期間を通常の 5 年から最
大 3 年間に短縮させて同じキャスクを用いて貯蔵する計画を立てている。装荷計画では 556
体の燃料集合体に対し熱及び遮蔽解析を行うことや、熱除去性能などから収納体数の最適
化を図ることとした。一方で TN24SH について 2017 年以降の認可延長申請等も行ってい
る。これら検討の結果、2017～18 年には冷却期間 3 年以内の使用済燃料を新たに 21 基の
キャスクに収納・貯蔵できるようになることを確認している。
58
3E-10 使用済燃料強制ガス乾燥技術
Spent Nuclear Fuel Forced Gas Drying Technology
Rick Springman
Holtec International, USA #597
これまで使用済燃料を乾式貯蔵する際、乾燥方法として真空乾燥システム（VDS）が使用
されてきたが、新しい方法として強制ガス乾燥システム（FGD）が開発された。FGD の利
点は、①乾燥機内を循環するガスの温度を制御するだけで対象物の温度を管理できること、
②乾燥機内の最大温度を 250℃程度とでき、VDS に比べて燃料に与える熱ダメージが小さ
いことなどがあげられる。性能評価のため、RBMK 燃料の模擬試験体と二重壁キャスクを
用意し、このキャスクの中に模擬試験体を入れて水につけて取り出した後に FGD を用いた
乾燥試験を行い、その性能を確認した。
3E-7
輸送及び貯蔵のための DAHER-NCS 燃料棒カプセル化プロセスの認証
Qualification of the DAHER-NCS Fuel Rod Encapsulation Process for
Transport and Storage
Thomas Breuer, Franz Hilbert
Nuclear Cargo + Service GmbH, Hanau, Germany #230
2010 年の PATRAM では、破損した燃料棒を 1 体ずつ乾燥した条件下でカプセルに封入
する新技術について紹介した。今回はプール水中等でも同様のカプセル化作業をできる容
器（UBE）を開発した。本容器は細長い筒状の容器であり、燃料を入れた後、水中でのロ
ウ付けにて密封を行う。実物大の模擬試験体を製作し、水中で作業を再現し各種検査をし
たところ、密封部での漏えい試験を含む全ての試験で問題がなく、乾燥状態で同様の試験
を行ったときと結果が同じであることを確認した。今後ドイツでは 2013 年秋に原子力発電
所内で試用を行う予定である。
3E-8
破損燃料の輸送及び乾式中間貯蔵に関する AREVA の解決法
Areva solutions for Transport and Dry Interim Storage of damaged fuel
Nathalie Allimann
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France #237
ドイツでの廃炉に始まり、ベルギーやスイスを含むヨーロッパ内で破損燃料の貯蔵計画が
始まっている。AREVA では 2012 年から破損燃料貯蔵プロジェクトに取組んでおり、数種
類のキャニスタを用意している。まず破損燃料は専用カプセル（細長い形状で燃料が一体
入るもの）に入れられ、その後カプセル専用キャニスタに装荷され、蓋部の溶接が行われ
る。今後の認可計画としては、様々なタイプの破損燃料に対応し、特に燃料漏れがある燃
料の貯蔵や健全燃料との混載を可能にしたカプセルキャニスタを設計・製作する。
3E-9
使用済燃料輸送・貯蔵キャスクの導管を用いた蓋間圧力監視の検証
Verification of Interlid Pressure Monitoring Using Lead Pipe for a Spent Fuel
Transport & Storage Cask
59
Kazuhiko Katayama1, Atsushi Otsuka1, Mitsuyuki Nomura2
1
Kansai Electric Power Co.,Inc., Osaka, Japan, 2Nuclear Engineering ,Ltd, Osaka,
Japan #253
一般に乾式金属キャスクは二重蓋構造であり、蓋の間には He ガスが充填されている。貯
蔵中の密封性能の評価のためには、蓋間の He ガスの圧力をモニタリングし評価し続ける必
要がある。そこで、He の圧力のモニタリングについて以下の 3 つの条件について①、②は
実験、③は解析で評価した。①直接蓋部を測定した値と導管部を通って測定した値に有意
な差が見られないこと、②①の測定位置の検出のタイミングに有意なずれがないこと、③
環境温度に合わせた警告値に問題がないこと、また貯蔵期間中ずっと作動すること。結果、
①と②では両者の値に有意な差はなく、③においても導管システムによってモニタリング
される場合には修理作業時間は警報によって完全に管理される結果となった。
セッション 3F
規制及び制度上の課題：コミュニケーションと訓練 (Regulatory and
Institutional Issues: Communication and Training)
Co-Chairs: Eileen Supko, World Nuclear Transport Institute, United Kingdom and Brian
Anderson, Lawrence Livermore National Laboratory, United States
3F-1
放射性廃棄物に関わる情報公開の改善
Improving Public Information Regarding Radioactive Waste Shipments
Lisa Janairo1, Ken Niles2
1
The Council of State Governments, Sheboygan, WI, USA, 2Oregon Department of
Energy, Salem, OR, USA #251
2010 年、米国のフルーリボン委員会は米国エネルギー省に対して、再処理施設等が竣工
する際に、最終的に開始する大規模な使用済核燃料や高レベル放射性廃棄物輸送に対して
尽力するよう提言した。この提言を実現するためにマスメディアを含めた情報改善に取り
かかった。情報公開制度は社会に対する輸送物の安全保証ではなく、あくまでも目的を達
成するための最初の手段である。
3F-2
ベルギーにおける放射性輸送物の安全、安心のための情報公開
Communication on the Safe and Secure Transport of Radioactive Material in
Belgium
Rony Dresselaers, Karina De Beule, Céline Faidherbe, Guy Lourtie
Federal Agency for Nuclear Control, Brussels, Belgium #471
ベルギー国内において、医薬品を含め放射性物質の輸送は年間４万回程度、実施されてい
る。その数の中で数十回程度がメディアから注目を浴びる輸送となり、適切な情報提供が
求められている。連邦原子力管理機関（FANC）はベルギー国内の治安当局等と協力し、放
射性輸送物の情報の提供を積極的に実施している。提供している情報の中には、ベルギー
国内における放射性物質の輸送、事故が生じた際の放射性輸送物の影響などが含まれてお
り、随時インターネット等で情報を公開している。
60
3F-3
所管官庁間における調整と協力 －将来への規範－
Coordination and Collaboration Between Competent Authorities - The Future
Model
Stephen Whittingham
Office for Nuclear Regulation, London, United Kingdom #115
世界中で、数パーセントの核燃料物質を含め放射性物質の輸送は年間数百万回、安全に実
施されている。安全を担保しているのは IAEA といった国際規則（SSR6）の定めによる寄
与が大きい。将来的には、発展途上国の医療現場における放射性医薬品や原子力発電所等
の解体による放射性物質等の輸送が増える見込みであり、安全、安全のために一層、国際
法の遵守が求められている。最も効果的、効率的に輸送を実施する手段は各国の所管官庁
が責任を有することである。欧州の例をとり、需要の高まりが見込まれている放射性輸送
物の扱いについて紹介された。
3F-4
TRASNUSAFE ：管理者への原子力安全文化訓練制度
TRASNUSAFE :Training Schemes for Managers on Nuclear Safety Culture
Michel Giot1, Serge Goossens2, Jean-Marie Seynhaeve1, Kristel Vermeersch2
1
Université catholique de Louvain, Louvain-la-Neuve, Belgium, 2EITA European
Isotopes Transport Association, Mechelen, Belgium #281
TRASNUSAFE は欧州委員会（FP7）に支持されているプロジェクトであり、目的とし
ては核施設における管理者として責任を有する者への原子力安全文化のための訓練制度で
ある。訓練制度は 2 種類あり、一つは原子力産業に関連するものであり、もう一つは放射
性同位体を含めた医療機関での電離放射線の利用を目的に関連した訓練制度である。両者
は危機管理への課題として位置付けられたものである。発表では TRASNUSAFE のこれま
での歴史や具体的な訓練制度について紹介された。
3F-5
核物質及びその他の放射性物質の輸送セキュリティに関する IAEA ガイダンスとト
レーニング
IAEA Recommendations and Guidance on Security in Transport of Nuclear
and Other Radioactive Material
Ann-Margret Eriksson1, Richard Rawl2
1
Consultant, Bromma, Sweden, 2Consultant, Oak Ridge, TN, USA #308
IAEA の核セキュリティ勧告見直しにおいて、輸送セキュリティに関するガイダンスと訓
練を更新させることが必要になっている。IAEA は 2011 年に核セキュリティ関連の文書を
整備しており、輸送のセキュリティに関する勧告もこれらに含まれている。輸送セキュリ
ティ計画の開発・実施において加盟国を支援するべきトレーニング・コースを提供してい
る。コースは、加盟国全体に対して 2 回、地域ごとで 1 回実施する。
3F-6
放射性物質輸送セキュリティに関するトレーニング・コースの開発
Development of Training Course on Transport Security of Radioactive Material
61
Ronald B. Pope1, Yung Y. Liu2, James M. Shuler3
1
Consultant, Waynesboro, PA, USA, 2Argonne National Laboratory, Argonne, IL,
USA, 3U.S. Department of Energy, Washington, DC, USA #207
米国アルゴンヌ国立研究所は、DOE 等の支援を受け、核物質及びそのほかの放射性物質
の輸送セキュリティについて、１週間で実施するトレーニング・コースを開発した。トレ
ーニング・コースは、①規制枠組み（Regulatory Framework）、②輸送におけるセキュリ
ティの必要性（Need for Security during Transport）、③米国の関連規則（The U.S. Nuclear
& Other Radioactive Material Transport Security Regime）、③国際法の関連規則（The
International Nuclear & Other Radioactive Material Transport Security Regime）
、④
ARG-US RFID、⑤実技、⑥試験という構成になっている。
3F-7
品質保証のためのトレーニング及び輸送安全のための自己評価
Compliance Assurance Training and Self Assessment for Transport Safety
Michael E. Wangler1, Arungunram Nandakumar2
1
U.S. Department of Energy, Washington, DC, USA, 2Consultant, Mumbai, India
#519
IAEA は放射性物質輸送安全の関連規則に適合できるためのトレーニング・プログラムを
導入した。プログラムの説明は、IAEA 加盟の他の国の専門家により実施してもらう。自己
評価では、コンピュータ・ソフトを開発し、質問に回答する形のものになっている。
3F-8
RadShip: CERN の放射性物質輸送のためのツール
RadShip: A Tool for CERN Shipments of Radioactive Material
Yann Donjoux
CERN, Geneva 23, Switzerland #522
CERN は、原子力研究のための欧州組織であり、
世界最大の加速器を保有している。
CERN
に関係する放射性物質の輸送は、世界中で行われている。CERN は、2005 年から RadShip
を開発してきた。RadShip は、輸送において必要な情報をデータベース化したシステムで
あり、輸送の統計データ、輸出入のトレッキングなどができる。
４． 第 4 日目（8 月 22 日木曜日）
セッション 4A
輸送物解析：遮蔽及び密封 (Package Analysis: Shielding and
Activity Release)
Co-Chairs: Roland Hüggenberg, GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, Germany
and John Scaglione , Oak Ridge National Laboratory, United States
4A-1
輸送容器用ゴム O リングの熱機械錬成解析
Thermo-mechanical Coupled Simulation of Rubber O-rings for Transport
Packages
Akihiro Matsuda, Takahiro Isozaki
University of Tsukuba, Tsukuba, Japan
#212
62
輸送容器用ゴム O リングについて、圧縮永久ひずみを予測するための FEM 解析コードに
よる熱機械錬成解析の妥当性を試験と比較して評価した。試験では、O リングを 40％圧縮
（φ6mm→2.4ｍｍ）して 3 種類の温度（373, 393, 423K）で最大 2000 時間程度保持して
圧縮永久ひずみとの関係を測定した。試験結果と解析は良い一致を示し、本手法がゴム O
リングの圧縮永久ひずみの予測に有用であることを確認した。
4A-2
モンテカルロ法による放射線遮蔽評価手法のためのガイドラインの提案
Proposed Guidelines for Advanced Radiation Shielding Safety Evaluation
Technique by Monte Carlo Methodology
Mitsufumi Aasami, Yoshihiro Hirao, Ken-ichi Sawada, Seiki Ohnishi, Akiko Konnai,
Naoteru Odano
National Maritime Research Institute, Tokyo, Japan #377
使用済燃料輸送キャスクや乾式貯蔵キャスクを対象として、モンテカルロ法による放射線
遮蔽評価手法のためのガイドラインが日本原子力学会の特別委員会にて検討され、提案さ
れた。特別委員会は、大学及び研究機関の研究者のみでなく、キャスク設計者やキャスク
使用者等の幅広いメンバーから成っている。本ガイドラインでは、包括的な計算手順が示
されるとともに、分散低減法、エスティメータ等に加え、ベンチマーク実験も含み、キャ
スクの遮蔽設計等に有用と考えられる。
4A-3
COG11.1 コードの遮蔽及び臨界安全評価機能
COG11.1 Code Features for Shielding and Criticality Safety Analyses
Dave Heinrichs, Rich Buck, Ed Lent, Chuck Lee, Soon Kim, Debdas Biswas, Philip
Chou
Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore, CA, USA #252
米国ローレンスリバモア研究所で開発されている COG コードの最新版 11.1 の紹介。本
コードは、三次元の遮蔽・臨界安全評価用モンテカルロコードで、複数種類の断面積セッ
トの使用、複雑形状のモデル化、繰り返し形状のモデル化等が可能である特徴がある。本
コードを Pu 粉末輸送用 9975 輸送容器の評価に適用し、他のコードによる解析結果との比
較し、基本的に良い一致を示した。本コードは、RSICC を通して公開されている。
4A-4
新しい容器設計による臨界及び線量において得られる利点
Criticality and Dose Uptake Benefits from New Package Design
Dominic Winstanley1, Rachel Atherton1, Ben Acker2
1
Sellafield Ltd, Warrington, United Kingdom, 2International Nuclear Services,
Warrington, United Kingdom #182
英国セラフィールドサイトでは、核分裂性物質の収納缶を輸送するための輸送容器が長年
にわたって使用されてきた。このため、INS 社では、Pu 粉末等を含むこれら収納缶を輸送
するための新しい輸送容器 INS3578 を設計した。本容器は収納量の最大化、幅広い収納物
仕様（密度、U/Pu 比等）を図るため、高性能多重水密構造及び中性子遮蔽体を用いている。
また、作業員の被ばくを低減するための装荷等の手順についても検討した。質疑において
63
は許認可状況が質問され、今後申請予定とのこと。
4A-6
アクチニド核種の汎用的な包絡収納量－未臨界増倍の影響
Functional Bounding Content Envelope for Actinides-Impact of Subcritical
Multiplication
Shivakumar Sitaraman, Soon Kim, Brian Anderson
Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore, CA, USA #132
DOE 施設で使用される容器は、アクチニド核種ごとの 1 g 当たり線量率に基づいて収納
量限度を包絡的に評価している。しかし、アクチニド核種に不純物の軽核種（ベリリウム、
ホウ素から塩素まで）が混合される場合には必ずしも正しくない場合がある。このため、
アクチニド核種と不純物量の組み合わせによって、線量率及び発熱量の観点から収納量の
限度を見直した。これにより、見直した包絡収納量がより幅広い範囲の DOE 施設の輸送に
適用できる。
4A-7
輸送物の遮蔽評価のためのガンマ線線量率変換係数の使用における問題と明確化
Issues and Clarification on Use of Gamma Ray Fluence-to-Dose Factors for
Package Shielding Evaluations
Peter Vescovi, Philip Sewell
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #404
NRC の放射性物質輸送容器の標準審査計画書 NUREG-1609 によれば、線量率変換係数
として ANSI/ANS 6.1.1 の 1977 年版が推奨されている。ANSI/ANS 6.1.1 の最新版は 1991
年版であるが、これは 10 年後の 2001 年に ANS から取り下げられた。ANSI/ANS 6.1.1 の
1991 年版は最新の ICRP-51 に基づいており、広く使われている遮蔽計算コード MicroShield 等にはこちらが使われている。両者は 100keV 以下で差があるため、その領域を含
まない場合でなければ 1977 年版を使用する理由はないと考えられる。
4A-8
非核分裂性物質 B 型輸送物の遮蔽安全評価に関連した規制上の問題
Regulatory Challenges Related to Shielding Safety Analyses for Non-Fissile
Radioactive Material Type B Transportation Packages
Veronica Wilson, Andrew Barto
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA #435
米国 NRC の RIS（Regulatory Issue Summary、規制課題要約）の一つの紹介。NRC が
認可する B 型輸送物の輸送においては、輸送容器の設計が規則要件を満足することを示す
適合証明証（CoC：Certificate of Compliance）とともに、各輸送の最終確認として線量率
測定が要求されている。しかし、歴史的な経緯から一部の非核分裂性物質用 B 型輸送物は
輸送前の線量測定のみで、収納物の放射能量が A2 値比で評価されて輸送が承認されてきた。
もはやそのような評価では不十分であるとして、本問題について詳細を説明している
RIS2013-04 が出された。
64
セッション 4B
輸送物設計：設計－試験及び解析Ⅰ (Package Design: Design
Testing and Analysis I)
Co-Chairs: Ryoji Asano, Hitachi Zosen Corporation, Japan and Drew Winder, Y-12
National Security Complex, United States
4B-1
TK 型輸送貯蔵キャスクの 1/3 スケールモデルの落下試験結果
Drop Test Experimental Results of 1/3 Scale Model for TK type Transport and
Storage Cask
Jun Shimojo1, Keisuke Umehara1, Akito Oishi1, Norohiro Kageyama2, Hiroaki
Taniuchi2, Takao Shirakura2
1
Kobe Steel, Ltd., Takasago, Japan, 2Transnuclear, Ltd., Tokyo, Japan #164
BWR 使用済燃料用輸送貯蔵兼用キャスクとして、同一基本構造の 2 種類の TK 型キャス
ク（TK-69：69 体収納、TK-52CH：52 体収納）を設計した。設計の妥当性確認のため、
最も厳しい設計要件である 9m 落下試験に関して、1/3 スケールモデルを用いた落下試験を
垂直落下、水平落下、コーナー落下、傾斜落下の 4 姿勢について行った。ここで、傾斜落
下の角度設定については、事前解析で蓋部の加速度が最大になる角度（5°）を選定した。試
験結果から得られた落下姿勢ごとの最大加速度や緩衝体の変形量は、当該キャスクの設計
において考慮した範囲に収まっていることを確認した。
4B-2
六ふっ化ウラン輸送用の DN30 保護構造容器の落下試験
Drop Testing of the DN30 Protective Structural Packaging for the Transport of
Uranium-Hexafluoride
Thomas Breuer, Wolfgang Bergmann
Nuclear Cargo + Service GmbH, Hanau, Germany #234
DN30 保護容器は 5％までの濃縮六ふっ化ウランを収納する 30B シリンダ用のオーバーパ
ックで、上部と下部に分割したステンレス鋼製シェルとフェノリックフォーム及びバルブ
プロテクタで構成されており、全長 2.4m、直径 1.2m、総質量 4.1t である。フランスとド
イツでの承認取得のため、落下試験は BAM が計画した。落下試験には 5 つの原型容器を用
い、1.2m 落下、9m 落下及び棒上 1m 落下を連続して行った。各試験体の落下姿勢は、上
部コーナー落下、水平落下（傾斜付き）、下部コーナー落下、垂直落下（バルブ側）及び水
平落下（上部と下部の連結装置を衝突させる側）とした。連結装置を衝突させる水平落下
試験でシリンダからの漏えいが生じたため、連結装置の材質変更や、シリンダの回り止め、
プレ成形型フェノリックフォームの採用（品質管理のため）等の設計変更を行って、再度
落下試験を行う計画である。
4B-3
容器システム自由落下の効果についての数値評価と試験評価
Numerical and Experimental Eevaluations of the Eeffects of a Packaging
System Free Drop
Rosa Lo Frano, Giuseppe Forasassi, Giovanni Pugliese
University of Pisa, Pisa, Italy #465
IP-2 型の廃棄体輸送物について、輸送物を模擬した実物大試験体を用いて一般の試験条
65
件である 1.2m 落下試験と、これを再現する解析を行った。当該輸送物は、直径 0.7m、高
さ 1.3m の円筒形で、内部に固体又は固形化された廃棄物を収納する。落下姿勢は、底部垂
直落下、水平落下、頭部垂直落下、コーナー落下の 4 姿勢を実施した。試験体の内部には
コンクリートを充填し、上部空隙には粒径 40μm のパウダーを充填して密封性の確認を行
った。落下試験では、底部垂直落下で落下試験後に転倒し、この転倒によって蓋部近傍に
損傷が発生した。この底部垂直落下の ANSYS コードによる再現解析では、加速度やひず
みについて試験結果と良い一致がみられた。
4B-4
スケールモデルと実機モデルの間の再現性を確保するための設計手法：TN843 への
適用
Design Methodology to Ensure Similarity Between Scale Model and Package
Model: Application to TN®843
Stéphane Brut
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France #221
TN843 キャスクはラアーグから日本への圧縮廃棄物の輸送用として設計され、圧縮廃棄
物キャニスタ 36 体を収納する。蓋部に二重の EPDM 製ガスケットを備え、緩衝体は木材
と本体側面のアルミ製リングで構成される。安全評価のため 1/3 スケールの試験体を用いた
落下試験を実施した。試験体設計においては、落下試験を行う常温の状態で実機における
最低温度－40℃から一般の試験条件の最高温度までをカバーできる材料を使用し、蓋部の
クリアランス等については製造公差を加味して保守的に設定した。具体的には、構造部材
は高温時の強度低下を考慮して Sy と Su が小さめになるように材料を選定し、木材は低温
時の緩衝性能の低下を考慮して強度が高い材料に変更した。さらに、蓋部の径方向のクリ
アランスについては、蓋の挙動が大きくなるように、実機の製造公差を考慮した上で大き
めに設定した。当該試験体を用いた落下試験は成功し、フランス当局の承認を得られた。
4B-5
輸送容器の機械試験キャンペーンにおける品質保証要求
Quality Assurance Requirements for Mechanical Test Campaigns of
Packagings
Karsten Müller, Thomas Quercetti, Bernhard Droste, André Musolff
BAM - Federal Instiute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany
#181
近年、承認取得用の落下試験キャンペーンは非常に複雑で、様々な試験や測定技術が用い
られている。試験の品質に関して、最大の損傷を与える試験の順序や落下姿勢になってい
るか、試験体が輸送容器の設計を反映しているか、適切な試験及び取扱い装置があるか、
等を確認する必要がある。BAM では「機械試験の品質管理」規定を定め、試験計画や試験
設備、試験体の品質確認を行っている。具体的には、試験計画に関しては落下試験プログ
ラムや試験手順計画書、計測計画書、取扱手順書等を確認し、試験設備に関しては吊上げ
装置の能力や落下標的の大きさ、計測ケーブルの接続、センサーの選択と較正等を、試験
体に関しては試験体の製作記録等を、それぞれ品質管理の観点から確認している。
66
4B-7
435-B 輸送容器 試験と評価
435-B Transport Packaging Testing and Evaluation
Philip W. Noss
AREVA Federal Services LLC, Federal Way, WA, USA
#192
AREVA Federal Service 社はロスアラモス国立研究所とのオフサイト線源回収プロジェ
クトの契約に基づき、LTSS（Long Term Storage Shield）等の輸送用に B 型輸送容器であ
る 435-B 輸送容器を開発した。当該輸送容器について、許認可の一環で確認試験が実施さ
れた。確認試験は、FEM 解析により決定された輸送容器の脆弱性の観点で最も厳しいとさ
れる落下方向で、自由落下試験と貫通試験が実施された。確認試験の結果、435-B 輸送容器
の密封性能が維持されていることが確認された。
4B-8
TN24E 輸送容器の BAM 設計アセスメントの反映
Reflection on BAM Design Assessment of TN®24E Transport Package
Martin Neumann, Frank Wille, Konrad Linnemann, Sven Schubert, Viktor Ballheimer,
Jens Sterthaus, Bernhard Droste
BAM, Berlin, Germany #257
TNI 社によりドイツの使用済燃料用に TN24E 輸送・貯蔵容器が設計され、設計承認申請
が行われた。ドイツ規制当局のもと、放射性物質輸送容器の安全評価を行う BAM の要求で、
TNI 社は新たな強度評価の手法を作成した。特筆すべき要求として、バスケット材料のボ
ロン添加アルミニウムについての時効硬化や高燃焼度燃料の熱影響を受けた場合の強度評
価、40 年間の乾式貯蔵後の材料の適合性の考慮があげられる。次いで 9ｍ落下試験による
胴の楕円変形とそのバスケットへの影響、火災試験時の熱的影響の安全評価が行われた。
セッション 4C
輸送運用：現在の課題と新たな解決策 (Transport Operations: Current
Challenges and New Solutions)
Co-Chairs: Gary Lanthrum, NAC International, United States and Colette Clemente,
ASN (French Nuclear Safety Authority), France
4C-1
未来を見つめて：輸送拒否を過去のものとするための活動
Looking to the Future: Working to Make Denials of Shipment a Thing of the
Past
Ahmad Al Khatibeh, Nancy Capadona, Christopher S. Bajwa, James Stewart
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #462
輸送拒否は、最初の IAEA 輸送規則制定時から課題であった。1957 年の IAEA 総会でも
輸送を困難にさせる規則間相違を避けるべく共通の規則の必要性が述べられている。2007
年に放射性物質の国際間輸送を容易にするために包括的な行動計画を策定する輸送拒否国
際運営委員会（ISCDOS）が設立された。ISCDOS は、IAEA を通じて National Focal Point
と地域協力ルールの制定の 2 つの主行動を策定したが、2013 年現在、輸送拒否問題は低減
されていない。輸送拒否に関するこれまでの活動と将来の行動の方向性が報告された。
67
4C-2
放射性物質の輸送拒否
Denial of Shipment of Radioactive Materials
Paul Gray
Nordion Inc., Kanata, ON, Canada #103
密封線源は、医療、食品、工業、農業、家庭用などあらゆる分野で日常的に使用されてい
るにもかかわらず多くの輸送拒否が起きており、一方でそれは公式には報告されていない。
このような現象が起きるのは、密封線源の重要性や輸送の必要性に関する一般公衆の理解
不足にあると思われる。こうした事態を改善するために、啓蒙活動及び規制の改正と整合
が極めて重要である。
4C-3
放射性物質の輸送における統括管理の確立と維持
Establishing and Maintaining Governance of the Consignment of Radioactive
Materials
Martin Porter, Zoe V. Whittle
Sellafield Limited, Cumbria, United Kingdom #419
セラフィールド社（SL）は、世界各国からの委託を受け陸海空全てにわたり年間約 10 回
の重要な海外輸送を含む年間約 2000 回の放射性物質輸送を行っている。顧客の信頼の維持
には、輸送物の重要性に鑑み、輸送運用が体系的な統括管理下で行われていることが重要
である。OCA という当局が SL の輸送管理を監督する立場にあり、SL サイトでの梱包から
目的地での開梱に至る全プロセスに対して検証、妥当性確認、評価、立会等を展開してい
る。近年、各国機関との連携を含めて利害関係者は多岐にわたり、これらのインターフェ
ースの整理と提案・計画段階から実行に至るまでのプロセス遵守が重要になっている。
4C-4
CEA からの放射線源輸送に係る運用と体制の概括
Overview of the Specification and the Organization for the Transport of
Radioactive Sources from the CEA
Emmanuel Rigaut, Viviane Amouroux
C.E.A, Fontenay-aux-Roses, France #146
フランス研究機関には過去米国から購入した Pu-Be 線源が 44 個存在しており、米 DOE
はこれらを LANL 施設に回収するプロジェクトを立ち上げている。CEA は S300 輸送容器
15 基を用いて各研究機関からこの線源を回収し、米国への輸送を行った。国内外で様々な
輸送モードが存在するうえ、通過地の規制当局が運用する 15 種類もの適用法規への適合確
認を行う必要があり、各国規制間の調和が重要なポイントとなった。当該プロジェクトの
完遂には 5 年の歳月と 1.5M ユーロの費用を要した。
4C-5
超音波によるボルト締付け力測定手法の改良
Improving the Safety of Bolting System Use of the Ultrasonic Test Stress
Tightening Method
Jamal Bekrar1, Uve Guenther2
1
TN International, Montigny le Bretonneux, France, 2TUV Rheinland Industrie
Service GmbH, Koln, Germany #228
68
TNI 社のドイツ向け TN24E 使用済燃料輸送貯蔵キャスクのトラニオンには、非常に高い
締付け力が要求される。キャスクの様々なボルトの締め付けに従来から用いられているト
ルクメータ、トルクレンチ等の工具による締付け力の精度が 20%程度であるのに対し、超
音波法を用いると 2～3%の精度となり、過締付けによるボルト損傷を回避するために守る
べき上限トルク 6.5%を下回る結果が得られた。この手法は、ボルトの頭に接触させたセン
サーから軸方向に発する超音波の往復速度が、締付け時のボルトの伸びによって異なるこ
とを利用し、往復時間と軸力とを対比させることにより締付け力を測定するものである。
4C-6
DE25 輸送物と取扱工具
The DE25 Package and Its Operating Tools
Fabien Carteron1, Hélène Simon1, Gilles Rampal1, Emmanuel Rigaut2
1
CEA/Saclay, Gif-sur-Yvette, France, 2CEA/Fontenay-aux-Roses,
Fontenay-aux-Roses, France #248
放射線分解による水素発生の可能性のあるさまざまな中高レベル雑固体廃棄物をホット
セルなどの CEA 内各施設間で輸送することが可能な B(M)型輸送容器 DE25 を開発した。
この容器は、寸法φ1.8m×2mH、質量が 9.2t で、様々な取扱制約条件に対応可能な設計で
ある。下部には二重の遮蔽ゲートが、上部には吊込用ウインチが設置されており、このウ
インチにより最大 80kg までの廃棄物収納缶を下部から吊り込み、収納できる。
セッション 4D
収納物特有課題：廃棄物収納特定課題 (Content Specific
Challenges: Waste Content Specific Challenges)
Co-Chairs: Kent McDonald, Pacific Northwest National Laboratory, United States and
Norman Kent, DAHER-TLI, United States
4D-1
輸送作業のための廃棄物の特性化
Characterising Waste for Transport Operations
Betty Bonnardel-Azzarelli, Martin Porter, Martin Porter
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, Sellafield, United Kingdom
#516
燃料の製作過程や廃炉作業により様々な化学的な廃棄物が出る。これら廃棄物を安全に処
理し輸送・貯蔵・処分するためには各収納物の特性を把握することが重要である。世界原
子力輸送協会（WNTI）はこれらの問題について、2011 年ロンドン総会で廃棄物在庫予測
と廃棄物特性評価の 2 つのワークストリームの検討会を設けた。現在、廃棄物在庫予測原
則検討会に向け実用的な手引書と、データ表に基づいた廃棄物特性評価手法の規格化を行
っており、2013 年 12 月完成の予定である。データ表では圧縮可能固体廃棄物、燃料構造
固化体、MBE、金属混合物について言及してあり、これらを規格化する内容となっている。
4D-2
衝撃試験中の 205ℓドラム缶への荷重形状の影響
Effect of the Payload Configuration on the Performance of a 205 Litre Drum
During Impact Testing
69
Gerry Holden1, David Windley2
1
Onet Technologies UK Ltd, Southampton, United Kingdom, 2Transport Container
Standardisation Committee, Oxford, United Kingdom #255
LLW 処分会社は英国の低レベル放射性廃棄物の輸送を扱う。容量 205ℓのドラム缶を用
いた IP-2 型（SCO-Ⅱ or LSA-Ⅱ）輸送物の 1.2m 落下試験を行うため、試験体 A（高圧縮
廃棄物、323.5kg）及び試験体 B（極低レベル固体廃棄物、329kg）を用意した。試験体 A
の収納物は油吸収材、木片、鉄片であり、B は土、小石、鉄片である。試験片の蓋部は締め
輪により保護されている。試験の結果、B は蓋にしわが寄ったものの健全性は保たれたが、
A は蓋と胴体部の接合部に裂け目が生じた。よって、試験体 A の収納物のうち鉄片の量を
減らし鉛粒を充填させた試験体 C を用いて同様の試験を行ったところ、蓋部の健全性が保
たれた。もしドラム缶に収納する物質の密度が一様でない場合は、ドラム缶の下側 2/3 に重
たいもの、上部 1/3 には軽い物質を充填すれば良いことを確認した。
4D-3
工具又は予備品輸送物内の放射能量の決定方法
Methods for the Determination of the Quantity of Activity within a Tool or
Spare Part Package
Gaël Penessot, François Renard, Thierry Miquel
EDF/UTO, NOISY LE GRAND cedex, France #112
原子力発電所から発生する汚染機器を他の施設へ輸送する際、輸送物表面の放射能量を把
握する必要があるが、複雑な構造の場合直接測定できない表面が生じる。どのような輸送
物形状・種類にも対応できる扱いの簡単な非直接的測定法として、①数値解析からの算出、
②輸送物表面の EDR の測定値からα、β、γ線量を算出、③輸送物表面の汚染量の測定値
からα、β、γ線量を算出を行った。その結果、②の測定結果が最も保守的となり、それ
を用いることで EDF 運転者が放射能量をこれまでよりも簡潔に評価できるようになった。
4D-4
CEA 遺産廃棄物の輸送容器、輸送及び処理
Packaging, Transportation and Treatment of CEA Legacy Wastes
Olivier Rouleaux Dugage1, Samuel Courteille2, Suzel Vilarel3
1
DAHER, Paris, France, 2DAHER-NCS, Pierrelatte, France, 3CEA, Cadarache,
France #442
フランスの LLW, VLLW は ANDRA 運営の貯蔵所で保管される。2009 年に Daher-NCS
社は 13 箇所ある貯蔵場から遺産 VLLW（現在の技術で取り扱われておらず、フランスの法
律ではこれらに対するクリアランスレベルがない）を ANDRA の最終貯蔵場 CIRES へ輸送
し処理する業務を CEA より委託された。CEA と Daher は本業務のために各発電所での梱
包から Daher の中継サイト STRAC を経由し CIRES へ廃棄物を輸送する新規の物流経路 5
つを新設し、
実際に輸送を行い評価した。2011 年には 937m3、2012 年には 1057m3 の VLLW
が STRAC へ輸送され、853 m3、928 m3 の VLLW が CIRES へ輸送された。この作業を通
じ新規 5 経路が物流経路として追跡性の観点等からも非常に有効であることを確認した。
70
4D-5
LLW 輸送キャスク：長期利用可能性を確実とするためのステップ
LLW Shipping Casks: Taking Steps to Ensure Long-Term Availability
Tim Blythe
Waste Control Specialists LLC, Dallas, TX, USA #111
Waste Control Specialist 社は、フランス Robatel 社と契約して B 型 LLW 輸送容器 2 種
類を設計・製作し米国市場に投入した。従来、米国での廃棄物輸送は EnergySolutions 社
が一手に行っていたが、2012 年に同社の B 型輸送物に問題を生じて輸送ができなくなり、
その代替手段を提供するためである。新型輸送容器は 4 種類の内部遮蔽ライナを用いるこ
とにより、Barnwell の遺産廃棄物を含めた幅広い範囲の廃棄物を輸送することができる。
4D-6
ROBATEL‐CEA の歴史的廃棄物の搬出課題への CEA の新たな回答：
TIRADE-R76 輸送物
ROBATEL-CEA's New Answer to the Issue of Evacuation of CEA's Historical
Waste : TIRADE-R76 Package
Mathias Chazot1, Fabien Labergri1, Alain Joudon2, Michael Kazmaier2
1
Robatel Industries, Genas, France, 2CEA, Cadarache, France #219
CEA は、所有する高・中レベル廃棄物を前処理施設及び新設の廃棄物集積施設 DIADEM
へ輸送するための新 B(M)型核分裂性輸送物 TIRADE/R76 型 4 基の設計・製作を Robatel
社と契約した。これは、廃棄物が有機物を含み放射線分解・熱分解で発生する水素による
爆発が懸念されたため、旧型 DGD/R66 輸送物を代替するためである。輸送物は、内部爆発
の模擬実験と数値解析により、収納物の水素爆発に対応できる設計となっている。
4D-7
NUHOMS‐大型容器への照射済み原子炉機器の貯蔵及び輸送
NUHOWS - Storage and Transportation of Irradiated Reactor Components in
Large Packages
Glen A. Rae1, Jeff Isakson2
1
Transnuclear Inc., Columbia, MD, USA, 2Transnuclear, Columbia, MD, USA #244
照射済み炉心構造物は一般に形状が大きく輸送するには前処理（減容）を要することに加
え Barnwell 処分場の閉鎖等により輸送が困難になってきており、各発電所のプールに蓄積
されている。これを解決するため、TN 社は間欠的に装荷できる大型廃棄物コンテナ RWC
を設計し、MP197B 型輸送容器で発電所内 NUHOMS ボールトモジュール貯蔵施設に輸
送・貯蔵するシステムを開発した。MP197B 型はそもそも使用済燃料輸送用に設計された
もので事業所外輸送にも対応できるので、将来の処分場への搬出にも利用できる。
4D-8
液体廃棄物輸送物：液体により生じる特定の制限をどのように取り扱うか
Liquid Waste Transport Packages: How to Deal With the Specific Constraints
Generated by Liquids
Jean Pavageau, Claude Leroy.
CEA, Cadarache, Saint Paul lez Durance, France #261
CEA は所有する多くの施設間で放射性物質の輸送を行っており、それには様々なレベル
71
の液体廃棄物も含まれる。液体廃棄物輸送用として IP-2 型タンクから B 型に至る多様な輸
送物型式（LR54, LR56, LR144, LR154, SORG）を準備している。液体輸送には独特の難
しさがあり、腐食対策（材料選定等）、氷結対策、注入・排出システム、耐落下衝撃設計、
厳格な輸送容器保守、放射線防護措置、緊急時対応準備等で対応している。
セッション 4E
規制及び制度上の課題：規制課題(IAEA 規則) (Regulatory and
Institutional Issues: Regulatory Issues (IAEA Regulations))
Co-Chairs: Chris Bajwa, International Atomic Energy Agency, Austria and Pierre
Malesys, AREVA, France
4E-1
UN 危険物輸送勧告－モデル規則と IAEA 放射線物質安全輸送規則の調和
Harmonization of the UN Recommendations - Model Regulations and the IAEA
Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material
Akiko Konnai1, Nancy Capadona2, Olivier Kervella3
1
National Maritime Research Institute, Tokyo, Japan, 2International Atomic Energy
Agency, Vienna, Austria, 3United Nations Economic Commission for Europe,
Geneva, Switzerland #290
国 連 危 険 物 輸 送 勧 告 （ UNOB ） の 前 回 改 訂 期 間 中 に 、 IAEA 輸 送 安 全 基 準 委 員 会
（TRANSSC）において新しく定められた改訂検討手順と、関連委員会及び事務局の活動に
ついて紹介があった。今後の国際規則間の更なる調和のためには、各国のクラス 7 輸送の
専門家の提案が、SSR-6 のみならず UNOB の放射性物質に関する規定に直接又は間接的に
関与すべきことを認識することが重要である。
4E-2
IAEA 輸送規則の LSA-III 物質への要求の簡素化の提案
Proposal to Simplify LSA-III Material Requirements of IAEA Transport
Regulations
Frank Nitsche1, Uwe Büttner2, Florentin Lange3
1
Federal Office for Radiation Protection (BfS), Salzgitter, Germany, 2Gesellschaft für
Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS), Köln, Germany, 3Consultant, Meerbusch,
Germany #216
ドイツでは様々な条件下での LSA-Ⅱ、LSA-Ⅲ物質の放出挙動に関する包括的な実験的、
理論的な研究を実施している。その成果に基づき LSA-Ⅲ浸漬試験の必要性と正当性に焦点
を当て LSA-Ⅱ、LSA-Ⅲの要件を検討し、LSA-Ⅲの浸漬試験は要求される安全レベルに寄
与しておらず、この要件を除外しても輸送安全のレベルは低下しないことを明らかにした。
さらに、この結果の正当性に基づく輸送規則の変更を規則見直しサイクルに提案した。
4E-3
大型機器の輸送のための個別要件の策定
Development of Specific Requirements for the Transport of Large
Components
Jeff Ramsay
Canadian Nuclear Safety Commission, Ottawa, ON, Canada #272
IAEA 輸送規則助言文書に特別措置による大型機器の輸送に関するガイダンスが加えら
72
れた。一方で、大型機器の輸送は既に多くの実績があり定常的に輸送がなされるようにな
ってきていることから、特別措置によらない輸送規則の要件に従った輸送を可能とするこ
とが求められている。IAEA 輸送規則の“performance package”の概念に基づき、大型機
器輸送のための個別要件が提案された。
4E-4
大型機器の輸送－産業界の展望
Transport of Large Objects - An Industry Perspective
Jurgen Werle
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom
#458
IAEA の TRANSSC が大型機器の輸送を SSR-6 の現行改訂サイクルの課題として取り上
げたことを産業界は歓迎しており、大型機器を安全に、効率よく、費用対効果を高くして
輸送することの産業界のニーズが紹介された。さらに、特別措置の方法、LSA-I 核分裂性
物質、内部汚染測定の新しい方法、輸送規則に取り入れられていない物質特定方法等の観
点から、現行の輸送規則の課題が示された。
4E-5
輸送中の輸送物がさらされる環境のレビュー
A Review of Environment Experienced by Packages in Transport
Marie-Therese Lizot1, Christophe Getrey1, Katherine Rooney2, Pierre Malesys3, Ingo
Reiche4, Nancy Capadona5
1
IRSN, Fontenay aux Roses, France, 2International Civil Aviation Organization,
Montreal, QC, Canada, 3World Nuclear Transport Insittute, London, United Kingdom,
4
Federal Office for Radiation Protection, Salzgitter, Germany, 5International Atomic
Energy Agency, Vienna, Austria #460
2009 年 9 月の IAEA 総会決議 GC(53)/RES/10 において、世界の気候変化及び輸送設備基
盤と産業活動の変化が輸送安全基準に与える影響をレビューしなければならないと述べら
れた。このテーマのため、2 つの専門家会合による準備を経て、輸送物がさらされる環境の
変化に関する技術会合（TM-44891）が 2013 年 7 月に開催された。環境変化が放射性物質
輸送に与える影響に関して現在までに完了している調査結果が報告された。
4E-6
B(M)型輸送物設計に関する英国気候条件と考察
UK Climatic Conditions and Considerations for Type B(M) Package Design
Jonathan R. Hursthouse
Office for Nuclear Regulation, London, United Kingdom #487
IAEA 輸送規則 TS-R-1 では、輸送物環境条件として太陽熱放射のパラメータや 38ºC の
周囲温度を規定している。それに対して、英国規格 BS3895 では、B(M)型輸送物の英国内
に限る輸送については、周囲温度範囲を－10ºC～+26ºC、太陽熱放射は TS-R-1 における数
値の 50%として、輸送物の設計と実証に関わるコストの削減を図っていた。BS3895 が廃
止されたことから、1961～2010 年への包括的な気象データを分析し、高速道路及び鉄道を
含む主要な輸送経路について評価し、想定温度及び太陽熱放射の妥当性確認を行った。
73
4E-7
規則の記載の明確さを改善する必要性
The Need for Improved Clarity in the Writing of Regulation
James Stewart1, Nancy Capadona1, Gilles Sert2, Jorge Lopez3, Linda Hume-Sastre4
1
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 2Institut de Radioprotection et
de Sûreté Nucléaire, Cedex, France, 3Autoridad Regulatoria Nuclear, Buenos Aires,
Argentina, 4Consultant, St. Catharines, ON, Canada #363
IAEA 輸送規則は、放射性物質の輸送（特に国際輸送）のグローバルスタンダードを提供
するために規定され、50 年の間発展し続けている。各国の規則の適用の違いは安全に及ぼ
す影響が懸念される。特に翻訳した際に異なる解釈が発生することがしばしばある。規則
の記載方法を単純に、より明快にすることにより規則が国際的に統一された解釈となるよ
うに図ることが重要である。
4E-8
ドイツにおける NORM 及び TENORM の輸送に関する危険物規則と放射線防護規
則間の規定の相違
Differences in Provisions between Dangerous Goods Regulations and
Radiation Protection Regulations for the Transportation of NORM and
TENORM in Germany
Markus Trautmannsheimer
Bavarian State Ministry of the Environment and Public Health, München, Germany
#172
天然に存在する放射性物質（NORM）と人為的に濃度が高められた自然発生の放射性物
質（TENORM）がしばしば国際輸送されている。これらの物質は危険物規則と放射線防護
規則とで放射性物質の分類が異なる場合がある。例えば、危険物規則においてクラス 7 に
分類され放射性物質として管理・輸送・貯蔵されている物質が、ドイツの原子力法では放
射性物質に分類されないケースがある。
セッション 4F 輸送運用：リスク解析 (Transport Operations: Risk Analysis)
Co-Chairs: Ashok Kapoor, U.S. Department of Energy, United States and Gordon
Bjorkman, U.S. NRC, United States
4F-1
使用済燃料輸送のリスク評価：通常輸送
Spent Fuel Transportation Risk Assessment: Routine Transportation
Ruth F. Weiner
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA #209
米国の使用済燃料輸送のリスク評価の最新版 NUREG-2125 の通常輸送部分の紹介。トレ
ーラ又は列車輸送を想定したモデルで RADTRAN を用いてキャスク周囲の線量当量率を簡
易的に計算し、キャスク表面から 1ｍ地点では 1.4×10-4Sv/h 程度を得た。輸送経路周辺の
住民、輸送時の近くを通過する人々、輸送業務に携わる人々の被ばく量について考慮する
必要があるが、解析によれば、輸送経路に関係する集積線量はわずかであり輸送経路に関
係ない人が受けるバックグラウンドの放射線量との差は非常に小さいことが示された。
74
4F-2
使用済燃料輸送のリスク評価：キャスクの衝撃解析
Spent Fuel Transportation Risk Assessment: Cask Impact Analyses
Doug Ammerman
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA #473
米国の使用済燃料輸送のリスク評価の最新版 NUREG-2125 での衝撃解析部分の紹介で、
キャスクの密封機能及び遮蔽性能が衝突事故の際に維持されるかどうかを評価している。
有限要素解析を用いて、3 種類の実際のキャスクに対して、衝突速度が 48, 97, 145, 193mph
で剛体に垂直衝突、水平衝突、傾斜衝突、コーナー衝突した場合の評価を行った結果、全
てのケースにおいて収納される放射性物質はキャスクの外部に放出されないことを確認し
た。また、衝突速度が 193mph での解析において、キャスクの密封機能が維持されること
に加え、遮蔽性能も重大な喪失が生じないことを確認した。
4F-3
使用済燃料輸送のリスク評価：火災時の解析
Spent Fuel Transportation Risk Assessment: Cask Fire Analyses
Carlos Lopez, Victor G. Figueroa, Doug Ammerman
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA #474
米国の使用済燃料輸送のリスク評価の最新版 NUREG-2125 での火災解析部分の紹介で、
キャスクの密封機能及び遮蔽性能が火災事故の際に維持されるかどうかを評価している。
キャスクが炎に 1 時間包まれた場合の評価を解析コード CAFE-3D を用いて 3 種類の実際
のキャスク設計に対して行った結果、キャスクのシール領域の温度は評価基準を下回り、
放射性物質の放出は生じないことを確認した。また、燃料被覆管の温度は評価基準を下回
り、燃料被覆管に漏えいが生じないことを確認した。ガンマ線遮蔽機能の有効性は維持さ
れることについても確認した。
4F-4
使用済燃料輸送のリスク評価：輸送事故時の解析
Spent Fuel Transportation Risk Assessment: Transportation Accident
Analysis
Ruth F. Weiner, Douglas J. Ammerman
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA #441
米国の使用済燃料輸送のリスク評価の最新版 NUREG-2125 での事故確率評価の紹介で、
キャスクに影響はないが遅延する事象、ガンマ遮蔽が喪失する事象、放射性物質が放出す
る事象、臨界が生じた場合の評価を行っている。輸送中の 99.5％の事故は特別の試験条件
より厳しい条件ではなく、ほとんどの事故は、ガンマ遮蔽喪失及び放射性物質の放出に至
るような厳しい条件とはならない。また、4 つの事故が起きる確率について評価した結果、
ガンマ遮蔽喪失や放射性物質の放出のような重大事故が生じる可能性は 10 億分の 1 以下で
ある。したがって、このような危機的な事故が起きる可能性は非常に低い。
4F-5
使用済燃料輸送のリスク評価：結論
Spent Fuel Transportation Risk Assessment: Conclusions
75
Doug Ammerman1, John Cook2, Ruth Weiner1, Carlos Lopez1
1
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA, 2US Nuclear Regulatory
Commission, Washington, DC, USA #475
米国の使用済燃料輸送のリスク評価の最新版 NUREG-2125 の紹介の一連の発表の最後
（結論）。本評価では、できる限り現実的で従来より正確な評価を行った（保守側ではなく、
中央値評価）
。評価結果によれば、通常輸送における集積線量はバッククラウンドより 4～5
桁小さく、そのリスクは完全に無視できる。また、事故確率は非常に小さく、更に規則要
件を超える事故の確率は遥かに小さいことが確認された。これらの結果に基づき、規則の
変更等は必要ない。「こんなに安全なら規則の緩和の余地があるのではないか」との質問が
あったが、本研究の目的は規則に反映させることではなく、考えていないとのこと。
4F-6
南アフリカにおける使用済燃料輸送の安全評価
The Safety Case for Transporting Spent Nuclear Fuel in South Africa
Charles G. Kros1, Ruth Weiner2
1
Nuclear Energy Corporation of South Africa, PRETORIA, South Africa, 2Sandia
National Laboratories, Albuquerque, NM, USA #511
2011 年に南アフリカから米国への使用済燃料の返還プロジェクトが実施された。本輸送
の許認可の一部として、リスク評価が求められ、RADTRAN6.0 による評価を行った。通常・
一般・事故条件を考慮して、経路ごとの公衆への被ばく、護衛及び輸送従事者への被ばく
等を評価した。輸送による集積線量は、輸送物の線量率と輸送経路沿いの人口に影響され
るが、非常に小さい。この評価結果に基づいて、輸送の認可が得られた。
4F-7
再処理のための Mayak PA への Bilibino 発電所の EGP-6 の使用済燃料の輸送にお
ける公衆及び従事者の放射線リスクの評価
Assessment of Radiation Risk to Personnel and Public for Shipment of Spent
Fuel of EGP 6 Reactor Facility from the Bilibino NPP to Mayak PA for
Reprocessing
A Detkina1, O Barinkov1, A Dorofeev1, M Orlov1, C Semyonovykh1, A Tselishchev1,
A Stroganov2, A Kuryndin2, A Shapovalov2, Anna Detkina3
1
Sosny R&D Company, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2Scientific and
Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety under Rostechnadzor,
Moscow, Russian Federation, 3Sosny R&D Company, Moscow, Russian Federation
#328
ロシアのシベリア地区にあるビリビノ原子力発電所の EGP-6 使用済燃料のマヤク施設へ
の輸送におけるリスク評価を実施した。本輸送には陸上、海上及び航空による複数の輸送
ルートが考えられる。最適なルートと容器型式を選定するため、Intertran2 を用いたリス
ク評価を行った。オプションとしては、B(U)型輸送物による航空輸送、C 型輸送物による
航空輸送、B(U)型輸送物による海上輸送（輸送回数が減少）が考えられ、それらによる集
積線量等の評価結果が比較検討された。評価によれば、C 型輸送物による航空輸送が最も安
全とされたが、それが難しい場合には B(U)型輸送物による海上輸送が望ましいとされた。
76
4F-8
Konrad 処分場への放射性廃棄物の輸送の安全評価－2020 及び 2040 年の想定シナ
リオと結果
Safety Analysis for the Transport of Radioactive Waste to the Konrad
Repository - Prognostic Scenarios for 2020 and 2040 and Results
Jens U. Büttner, Wenzel Brücher, Reinhard Martens, Florence-Nathalie Sentuc
Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH, Koeln, Germany
#233
発熱量が無視できる低・中レベル放射性廃棄物の Konrad 処分場への輸送のリスク評価が
2009 年に実施された。これは GRS による 1991 年のリスク評価の見直しであり、最新の廃
棄物データやリスク評価の最新手法等を用いたより現実的な評価である。これによれば、
年間 2300 回程度の輸送が必要となる（80％鉄道輸送、20％道路輸送）
。その間に、Konrad
処分場の運開が遅れ、更にドイツの原子力撤退政策により、2022 年までに原子力発電所を
停止し、その後解体することとなった。このため、2020 年及び 2040 年の追加の輸送シナ
リオが想定され、2009 年評価の代表シナリオに基づいて検討された。これによれば、放射
性物質の漏えいを生ずる事故確率は、従来評価に比べて若干低く、事故後の影響は、同程
度か若干小さくなる。
4F-9
輸送リスク評価における経口摂取線量モデル
Ingestion Dose Model For Transportation Risk Assessment
Ruth F. Weiner1, Terence J. Heames2
1
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA, 2Alion Science and
Technology Corporation, Albuquerque, NM, USA #466
輸送事故による放射性物質の放出によって周囲の農作物が汚染し、それを摂取することに
よる公衆の被ばくについて RADTRAN コードを用いて評価した。汚染された農作物は、誰
かが食べるものとして評価した。農作物による経口摂取線量は、放射性物質の移行率とと
もにその地区の農作物の生産性等に影響される。例として、RH-7213 キャスクによるアル
ゴンヌ国立研究所から WIPP までの陸上輸送を想定し、事故発生場所による影響等を試算
した。また、自然放射能 K-40 及び C-14 による内部被ばく線量と事故による経口摂取被ば
く量を比較し、同程度であることを確認した。
セッション 4G
輸送物設計：設計－試験及び解析Ⅱ (Package Design: Design -
Testing and Analysis II)
Co-Chairs: William Woodward, Holtec International, United States and Uwe Zencker,
Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany
4G-1
ORNL における最近の輸送物に関する試験経験
Recent Radioactive Material Package Testing Experiences at Oak Ridge
National Laboratory
Matthew R. Feldman, Scott B. Ludwig, Oscar A. Martinez
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA #411
オークリッジ国立研究所はキャスク関係の試験のパイオニアであり、50 年以上にわたり
77
試験を実施してきた。ここでは PATRAM2010 以降に実施した試験内容について報告され
た。具体的には、ES-4100、Y-12 DPP-1、TRU-Shield TS-141、HS-99 AF 型輸送物等に
ついての試験が実施された。主たる試験は屋内と屋外の落下試験設備を使用した落下試験
であるが、耐火試験も実施した。
4G-2
トラック輸送の通常輸送時を想定した試験時の PWR 模擬燃料棒への負荷
Loading on Fuel Rods in a Surrogate PWR AssemblySubjected to Simulated
Normal Conditions of Truck Transport
Paul McConnell, Doug Ammerman, Ken Sorenson
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA #148
使用済燃料棒のトラック輸送時の健全性評価のための解析手法の妥当性確認を目的とし
て、輸送時振動を振動台で模擬するとともに、燃料ピンが受ける加速度及びひずみ測定を
行い、解析と比較した。対象キャスクは NAC-LWT で、そのバスケットに模擬燃料集合体
1 体を収納した試験体を振動台に乗せて試験を実施した。模擬燃料集合体は、燃料ペレット
は鉛で模擬し、被覆管は銅としている。試験結果及び解析結果により使用済燃料被覆管に
発生するひずみは十分に小さいことが確認された。
4G-3
90m/sec 以上の速度で剛体又は実際の地面に衝突した際の使用済燃料航空輸送用キ
ャスク TUK-145/C の挙動の比較解析結果
Results of Comparative Analysis of the State of Type C Package (TUK-145/C)
for SNF Shipment by Air After Impact onto a Target and Real Ground at a
Velocity of No Less than 90m/sec
A I. Morenko1, O L. Amelicheva1, M S. Barabenkova1, S V. Komarov2, O A. Savina2,
D V. Derganov2, S D. Moses3, Oksana Amelicheva1.
1
CAE MSS, Sarov, Russian Federation, 2Sosny R&D Company, Dimitrovgrad,
Russian Federation, 3Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA #359
ロシアの使用済燃料又は高レベル廃棄物用 C 型輸送物 TUK-145/C について、衝突速度
92m/s 以上での落下試験時の挙動に関する解析結果が説明された。このキャスクは質量 30t、
外径・高さともに 3m、収納可能な放射性物質は最大 450kg で、外容器内にチタン製の中空
構造物を多数配列させた緩衝体構造となっている。ロシア当局は最初にベトナムからの輸
送にこの容器を承認しているが、IAEA より実際の地面を考慮した解析の追加が要請された。
解析を実施したのは砂地、砂と粘土、壌土及び剛体の 4 種類である。解析の結果、キャス
クの健全性が確認された。
4G-4
A 型輸送キャスクの共鳴振動の評価方法
Type A Shipping Package Harmonic Assessment Methodologies
Brian E. Hempy
Federal Office for Radiation Protection, Salzgitter, Germany #107
ウェスティングハウス社は新燃料輸送に Traveller と呼ばれる A 型核分裂性輸送物を使用
している。この輸送物をトラック輸送する際の振動緩和のための材料選定及び健全性確認
78
のため、実際にトラック上に輸送物を乗せ障害物を乗り越える際の燃料の加速度の測定す
る試験を行った。輸送物内部緩衝材として 3 種類が選定され試験に供せられたが、ネオプ
レンと Ethafoam を組み合わせ材料の結果が最も良かった。
4G-5
ウラン鉱スラリーの輸送用の FRP 補強されたプラスチック製 IP-2 型コンテナ
Fiberglass Reinforced Plastic IP-2 Container for the Transport of Uranium Ore
Slurry
Mehdi Kamalian, George J. Saulnier.
AREVA Federal Services LLC, Federal Way, WA, USA #194
ウラン鉱スラリーの輸送に使用する輸送容器の再設計を行った。従来の取扱い条件を変更
しないことが条件であったが、新設計の IP-2 型 ASC7（Areva Slurry Container 7）では、
収納量を 8.25t から 10.3t まで増加させ、ライフサイクルコストを減少させることができた。
本体は FRP を多層に張り合わせたものであり、耐腐食性が高く、寿命は 30 年である。な
お、0.6m コーナー落下試験では蓋は開いてしまうが、内部に設置されている密封性を担保
するバルブは健全であるため問題ない。
4G-6
湿った廃棄物を収納する B 型輸送物の内部圧力上昇を誘発する熱的試験
Thermal Test Driven Pressure Build-up Inside Type-B Packages Containing
Wet Radioactive Waste
Marko Nehrig, Claus Bletzer, Martin Feldkamp, Frank Wille
BAM Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #108
湿式中レベル廃棄物を輸送する場合には容器内部の圧力上昇が問題となる可能性がある。
例えば、環境温度の上昇、崩壊熱による温度上昇、水の放射線分解による圧力上昇、蒸発、
熱分解、火災試験による影響等が原因となる。ここでは、最も不確実性が大きい火災試験
時の圧力上昇について CFD 解析と手計算の二つの方法で評価したが、いずれにしても不確
実性が大きく、極力乾燥させるか、火災試験を実施して挙動を確認することが望ましい。
4G-7
TUK-145/C キャスクの国際認可と今後の使用に関する展望
Perspectives for TUK-145/C Cask International Licensing and Further
Utilization
Tanya Sloma
Westinghouse Electric Co., Hopkins, SC, USADAHER-TLI, Columbia, SC, USA
#324
ロシアの使用済燃料又は高レベル廃棄物の C 型キャスク TUK-145/C は質量 30 トンであ
るが、この内部には、もともと B 型キャスクである SKODA VPVR/M が内装された構造と
なっている。輸送荷姿としては使用する航空機の違いにより 3 種類の方法がある。発表で
は、実際の輸送での実務について説明された。
4G-8
EB3 A400/300 -オーバーパック‐核分裂性物質を収納した DOT7A ドラムの輸送の
ための輸送容器
79
The EB3 A400/300 Overpack - A Packaging for the Transport of Fissile Material
Stored in DOT 7A Drums
Dale Lancaster
NuclearConsultants.com, Boalsburg, PA, USA #521
濃縮ウランの残渣は DOT7A ドラム缶を DOT17H ドラム缶に入れた構造の輸送物で輸送
してきたが、この DOT17H が使用できなくなったため、新たな輸送容器を設計した。これ
は三層構造となっており、まず、DOT7A を EB1-A200 ドラム缶に挿入し、これをさらに
EB3-A400/300 ドラム缶に挿入することで、それぞれの機能を分担している。この設計に対
して 6 種類の落下試験、貫通試験を実施した。火災試験については解析のみであるが、試
験時の健全性を確認した。設計承認取得は今年末を予定している。
4G-9
英国における地中処分施設へ最新の標準処分用キャニスタを輸送するための輸送
容器の開発
Development of a Packaging to Transport the New Standardised Range of
Disposal Canisters to a Geological Disposal Facility in the UK
Peter Purcell1, Neil Carr2
1
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom, 2Radioactive
#120
Waste Management Directorate (RWMD), Harwell, United Kingdom
英国原子力廃止措置機関（NDA）の放射性廃棄物管理局（RWMD）は、高レベル放射性
廃棄物及び使用済燃料の地層処分のための標準化処分キャニスタを開発しており、INS 社
はそのための処分キャニスタ輸送コンテナ（DCTC）を設計している。キャニスタは 3 種類
あり、長さは異なるが外径は同一（1050 mm）である。既存 4 軸貨車に積載できるよう 90t
の輸送物質量制限のもと、構造強度・除熱性・遮蔽性能の兼ね合いで、遮蔽性能を高く設
定した設計と、遮蔽を少なくするが密封性を高くした設計の 2 種類について検討している。
セッション 4H
輸送物課題：大型機器及び長期経年変化 (Package Challenges:
Large Components and Long-term Aging)
Co-Chairs: Koji Shirai, Central Research Institute of Electric Power Industry, Japan and
Dietmar Wolff, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany
4H-1
TS-G-1.1 の付録Ⅶに基づく日本の大型輸送の適合性評価
Compatibility Review of Japanese Large Components Transport with
Appendix VII of SSR-6
Hiroshi Suzuki1, Kazushige Kuriyama1, Makoto Hirose2, Masami Isobe3
1
Mitsubishi Research Institute, Inc., Tokyo, Japan, 2Nuclear Fuel Transport, Co., Ltd,
Tokyo, Japan, 3The Japan Atomic Power Company, Tokyo, Japan #171
欧米において、機器交換や廃炉時に発生する大型機器は、SCO-I なら IP-1 型として、
SCO-II なら「特別措置」で非梱包輸送されている。これらの経験を踏まえ、IAEA 輸送規
則助言文書に「付属書Ⅶ
特別措置による大型機器輸送のためのガイダンス」が取り入れ
られた。日本においても将来的に大型放射性機器の輸送が予想されることから、当該ガイ
ダンスへの適合性を検討した。現在保管されている大型放射性機器を外表面の線量率測定
80
から評価した内部汚染密度に基づき、摂取放射能量の評価、表面線量率、at3m での線量率、
固縛計算等を評価し、検査及び評価手法を含め、ガイダンスへの適合を確認した。
4H-2
Chooz A 原子力発電所から ANDRA 極低レベル廃棄物処分場までの蒸気発生器の
輸送
Transport of Two Steam Generators Between Chooz A NPP and ANDRA’s
VLLW Disposal Site
Thierry Miquel1, Catherine Mialkowski2, Michel Perrollaz3
1
EDF, Noisy le Grand cedex, France, 2EDF/ALN, la Courneuve, France,
3
EDF/CIDEN, Lyon, France #250
Chooz A 原子力発電所はフランスの PWR 第 1 号機であり、1967 年から 1991 年まで運転
されたが、現在、廃止措置中である。4 基の蒸気発生器のうち 2 基を 2012 年 11 月に ANDRA
極低レベル廃棄物処分場まで輸送した。これらの大型輸送物（120t/基）は、除染後、非梱
包で道路輸送を行った。１基は SCO-1 の条件を満たすことができたか、もう 1 基はホット
スポットが残ったため特別措置で輸送した。
4H-3
Georges Bessse 1 濃縮プラントの解体－輸送の試み
Dismantling of the Georges Besse 1 Enrichment Plant - Transport Challenges
Jurgen Werle, Philippe Seurat
AREVA, Tricastin, France #414
トリカスタンにある AREVA の Georges Besse 1 濃縮プラント（GB1、ガス拡散法）は、
2012 年初夏に商業生産を停止した。新しい濃縮プラント建設のため GB1 は解体すること
になっており、廃止機器の処分場への輸送のための検討が進められている。その主な課題
としては、輸送物のクラス分け、核分裂性物質除外に関する IAEA 輸送規則規定と規制当
局との合意、核分裂性 SCO-I の可能性、ベリリウム、輸送／運搬ごとの質量制限を考慮し
た輸送計画等があげられる。
4H-4
使用済燃料キャスク用金属ガスケット Helicoflex の高経年化：75,000 時間試験の結
果と分析
Ageing of Helicoflex® Metallic Gasket for Spent Fuel Cask: Results and
Analysis of Sealing Performances of a 75,000h Campaign
F Ledrappier1, K Vulliez2, L Mirabel2, A Beziat2, L Bruguiere2, J-f Juliaa1, K Shirai3,
H-P Winkler4, B Deschamps2
1
TECHNETICS Group France, Pierrelatte, France, 2CEA Marcoule, Pierrelatte,
France, 3CRIEPI, Chiba-ken, Japan, 4GNS, ESSEN, Germany #114
フランス CEA、ドイツ GNS 及び日本の電中研の共同研究として、使用済燃料貯蔵キャス
ク用金属ガスケット Helicoflex の密封機能の経年変化に関する評価を実施した。60 個を超
える供試体の 75,000 時間（8.6 年）の実験に基づくデータベースから長期密封性能を外挿
することにより、100 年以上の耐久性があることが評価できた。また、二次元及び三次元モ
デルによるシール挙動評価も行っている。
81
4H-5
長期貯蔵における金属ガスケットの経年変化を考慮した通常輸送条件下での兼用
キャスクに用いられる金属ガスケットの密封性能の評価
Evaluation of Sealing Performance of Metal Gaskets Used in Dual Purpose
Metal Cask Under Normal Transport Condition Considering Ageing of Metal
Gaskets Under Long-term Storage
Kosuke Namba, Koji Shirai, Masumi Wataru, Toshiari Saegusa
Central Research Institute of Electric Power Industry, Abiko-shi, Chiba-ken, Japan
#304
長期使用後の金属ガスケットの密封性能の数値的方法論が提案された。有限要素法による
アルミニウムガスケットの圧縮クリープ解析によれば、60 年間使用されたガスケットの戻
り代は 0.09mm であり、一方、蓋部に実際の海上輸送中の測定加速度を加えた LS-DYNA
解析による一次蓋と二次蓋の開口変位は 0.003mm 以下であった。よって、開口変位に比べ
て戻り代のほうがはるかに大きく、貯蔵後輸送において密封機能が失われることはない。
4H-6
ドイツの輸送物の認可におけるダクタイル鋳鉄破壊力学解析の評価
Assessment of Ductile Cast Iron Fracture Mechanics Analysis within
Licensing of German Transport Packages
Steffen Komann, Yusuf Kiyak, Frank Wille, Uwe Zerbst, Mike Weber, Dietmar
Klingbeil
Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #166
ドイツの最近の輸送物の許認可審査においてダクタイル鋳鉄（DCI）製輸送容器の脆性破
壊に対する構造健全性の評価手法が紹介された。輸送物全体の有限要素法モデルで全体応
力分布、部分モデルで特定部分の応力分布を求め、品質保証（超音波試験）と整合する仮
想欠陥を導入したモデルで応力集中係数を決定し、材料の破壊靱性と比較評価する。
4H-7
中性子遮蔽材長期性能：マグネシウム熱酸化劣化に関する新たな手法
Neutron Shielding Materials Long Term Performance: A New Approach for Mg
Thermo-oxidative Ageing
Fidèle Nizeyimana, Justo Garcia
TN International, Montigny le Bretonneux, France #236
中性子遮蔽材の長期性能を評価するモデルについて、シミュレーション結果と実験結果を
比較することにより、新たな経年劣化モデルの詳細が示された。新しい数値解析モデルは、
酸化物が高濃縮度で淵に生成することや水素欠損をモデル化している。これらの手法によ
り、中性子遮蔽材の長期予測の信頼向上及び安全性の確保に繋げることができる。
4H-8
商用使用済燃料安全評価のための統合データ及び解析システム
Integrated Data and Analysis System for Commercial Used Nuclear Fuel
Safety Assessments
John M. Scaglione1, Kevin R. Robb1, Rob A. Lefebvre1, Dan Ilas1, Georgeta
Radulescu1, William J. Marshall1, John C. Wagner1, Howard E. Adkins2, Thomas E.
Michener2, Dennis Vinson3
1
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 2Pacific Northwest National
82
Laboratory, Richland, WA, USA, 3Savannah River National Laboratory, Aiken, SC,
USA #291
使用済燃料輸送物に係る安全評価について、どのように使用済燃料データや輸送容器への
装荷データ等が輸送物の臨界解析や熱解析等に結びついているのかが説明された。使用済
燃料の安全性能の証明には、輸送物及び個々の燃料集合体の経年変化の正確な予測が要求
されるとしている。また、使用済燃料の貯蔵、輸送及び処分に対する解析ツールと一体と
なったデータシステムが紹介され、貯蔵、輸送、再利用及び処分というサイクルにおける
評価の架け橋となることが示された。
4H-9
RA02 システム‐解体で発生する大型機器の輸送のための A／AF 型輸送物
RA02 System - Type A/AF Package for Transport of Large Components from
Decommissioning
George Jobson
Robatel Technologies, LLC, Roanoke, VA, US A #451
廃炉の際に出るバルブやコンプレッサ等の汚染された部品を輸送・処分するための RA02
システムと呼ばれる A/AF 型輸送システムについて、多数の写真を示して説明が行われた。
これにより、大きな部品をそのまま処分して廃炉することができ、また、作業員の安全を
向上させる一方でコストを抑えることができる。
セッション 4I パネル討論－輸送物製造 (Package Manufacturing Panel)
Chair: David Blee, U.S. Nuclear Infrastructure Council (USA)
パネリスト：
TechPrecision：Bill Hogenauer, Huntington Ingalls：Peter Diakun, ATI Nuclear：David Goins,
Joseph Oat：Cliff Decoursey, Westerman Worthington Companies：Brooke Conrad,
Associated Fabrication & Container：Bruce Cohen, Hitachi Zosen：Ryoji Asano, Columbiana
Hi Tech：Joe Faldowski
8 社のキャスク等製造者が参加し（米国 7 社、日本 1 社）、これを 2 つのグループに分け
て、4 社で約 1.5 時間ずつ、各社の紹介とキャスク・キャニスタの製造実績紹介を含むプレ
ゼンテーション（各社 15 分）とパネル討論が行われた。
前半グループでは、TechPrecision は親会社が Ranor で、キャスク・キャニスタを含む大
型機器を製造。Huntington Ingalls は親会社が Newport News（造船所）でやはり大型機
器を製造。ATI Nuclear は特殊金属・合金の供給者。Joseph Oat は 1988 年設立で TMI 廃
棄物容器やユッカマウンテン計画関連の容器を製造。
後半クループでは、Westerman Worthington Companies は UF6 シリンダの大手供給者。
Associated Fabrication & Container は小さな会社で、これまでにキャスク・キャニスタの
製作経験はない。Hitachi Zosen は約 500 基のキャニスタを米国に納入。Columbiana Hi
Tech は最近 TNI 社に買収されたが、UF6 シリンダ、TN キャニスタに加えて、移送キャス
ク、廃棄物コンテナを製作している。
83
セッション 4J
規制及び制度上の課題：輸送及び輸送容器の教訓 (Regulatory and
Institutional Issues: Transport and Packaging Lessons Learned)
Co-Chairs: Dave Pstrak, United States Nuclear Regulatory Commission, United States
and Akiko Konnai, National Maritime Research Institute, Japan
4J-1
福島第一原子力発電所事故 28 教訓に照らした IAEA 輸送安全基準の見直し
Review of IAEA Transport Safety Standard in Light of 28 Lessons Learned
form Fukushima Daiichi Nuclear Power Stations Accident
Makoto Hirose1, Masakiyo Hishida2, James Torrens Stewart3
1
Nuclear Fuel Transport Co., Ltd, Tokyo, Japan, 2Japan Nuclear Energy Safety
Organization, Tokyo, Japan, 3International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria
#214
2011 年 7 月、IAEA 事務局長は福島原発事故を踏まえ、安全基準委員会（CSS）におい
て、12 ヵ月以内に IAEA 安全基準を全て調査することを要求した。CSS が提案したギャッ
プ分析の方法論に基づき、TRANSSC は輸送安全基準（IAEA 輸送規則 SSR-6）のレビュ
ー計画を策定した。まず、福島事故 28 項目の教訓を参考に輸送安全基準で検討すべき項目
を抽出され、それについて日本が提供したギャップ分析に基づいて専門家会合・TRANSSC
会合で議論の結果、緊急時対応等で強化を要する部分はあるものの、直ちに輸送規則の要
件改訂を要するような事項はないとの結論となった。
4J-2
福島原子力発電所事故から顕在化した自然事象に起因する潜在的輸送事象の摘出
及び分類
Extraction and Classification of Transportation Incidents Potentially Caused
by Natural Events Emerged from the Fukushima NPP Accident
Yoshihiro Hirao1, Hiromitsu Mochizuki1, Makoto Hirose2
1
National Maritime Research Institute, Tokyo, Japan, 2Nuclear Fuel Transport Co.,
Ltd., Tokyo, Japan #376
福島事故から過酷自然事象の影響が注目されており、自然事象によって引き起こされる可
能性のある輸送事象を抽出し、輸送物への影響を考慮して詳細検討を要する事象を選定す
る手法が紹介された。潜在的事象を抽出することを目的にハザードマトリックスを用いた
手法を提案し、次に、リスクマップを用いて潜在的事象の発生頻度及びそれが与える影響
に基づき重要度を評価する。発表ではさらにこの手法を日本の輸送状況に適用して 4 種の
事故分類（衝撃、火災、浸漬及び埋没）及び 3 種の輸送モード（陸、海及び荷役）に対し
て抽出した約 300 の候補事象を 9 件の要検討事象に絞り込んでいる。
4J-3
良好事例に関する 50 年間の産業界の経験の記録
Capturing Over 50 Years of Industry Experience in Good Practices
Henry-Jacques Neau, Betty Bonnardel-Azzarelli
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom #275
放射性物質輸送において、安全な輸送が継続され 50 年を経過しようとしていることを決
して当然と位置付けないことは重要である。WNTI は放射性物質の輸送業界で得られた知
84
見を共有する場として機能してきた。安全と防護のための規則は、そのほとんどが国際合
意によって確立されるが、いくつかの差異や矛盾のある解釈・実例がある。業界が標準を
策定し知見を共有することで、規則が差異なく一意的に解釈できるようになる。
4J-4
放射性物質安全輸送の情報伝達の現在の傾向
Current Trends in Communicating Safe Transport of Radioactive Materials
Betty Bonnardel-Azzarelli
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom #337
WNTI では放射性物質の安全輸送に係る情報伝達に関する検討を行っており、15 年かけ
て情報伝達手法を発展させてきた。放射性物質輸送が 50 年間安全に行われてきたのは決し
て当然のことではなく、輸送業界で従来行われている情報伝達手法が適切であったことに
基づくものである。福島原発事故における情報伝達手法の問題点から、輸送業界において
も、不測の事態に対応可能とするための教訓が得られている。放射性物質輸送における優
れた基準を強調し、輸送における情報伝達手法を高度化するとともに、通常輸送作業及び
偶発的事故発生時における情報伝達手法の傾向について再評価する。
4J-5
フランスでの 2007 年から 2011 年の間における放射性物質が関与する輸送事象と
検査からの教訓
Lessons learnt from transport events and inspections involving radioactive
material in France between 2007 and 2011
Claire Sauron1, Xavier Knemp2, Marie-Thérèse Lizot2
1
ASN (French Nuclear Safety Authority), Fontenay-aux-Roses, France, 2IRSN
(French Institute for Radioprotection and Nuclear Safety), Fontenay-aux-Roses,
France #271
フランス原子力安全規制当局（ASN）は、2007 年から 2011 年の間の輸送に関係する全
ての監査と事象報告からフィードバックを分析した。400 件以上の監査と 500 件以上の事
象から得られた教訓を特定した。さらに、フランス放射線防護・原子力安全研究所（IRSN）
は、1999 年からの 1300 件の輸送事例を再検証した。監査から得られた逸脱の要因のほと
んどは人的過誤と組織上の欠陥による。改善を要する分野としては A 型、IP 型の不適合や
医療用及び産業用の放射性物質利用のための教育・訓練があげられる。
4J-6
欧州放射性物質輸送所管当局による適合性検査‐放射性物質安全輸送に関する欧
州所管当局組合発行の技術ガイド
Compliance Inspections by the European Competent Authorities on the
Transport of Radioactive Material - Technical Guide Issued by the European
Association of Competent Authorities for the Safe Transport of Radioactive
Material (EurACA)
Philip Sewell, Peter Vescovi
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #470
2008 年 6 月に最初の技術ガイド「放射性物質輸送における輸送物設計安全評価報告書」
が出版された後、欧州規制当局組合（EurACA）及び技術支援機関は 2 番目の技術ガイド
85
「放射性物質輸送における欧州規制当局による適合性審査」の発行を決めた。EurACA は、
ガイドに記載の適合性確認について情報共有のためのフォーラムやネットワークを提供し
ている。本ガイダンスの採用は、適合性確認を行う上での重複作業の回避及び責任の所在
や輸送物に関する知識のギャップを埋めるための追加検討の必要性を明らかにした。
５． 第 5 日目（8 月 23 日金曜日）
セッション 5A
輸送物解析：構造解析特定トピックス (Package Analysis: Structural
Analysis Special Topics)
Co-Chairs: Frank Nitsche, Federal Office for Radiation Protection, Germany and
Michael Wangler, U.S. Department of Energy, United States
5A-1
使用済燃料及び高レベル廃棄物輸送容器に関わる容器蓋システムの数値解析のた
めの方法論的側面
Methodological Aspects for Numerical Analysis of Lid Systems for SNF and
HLW Transport Packages
Konrad Linnemann, Viktor Ballheimer, Jens Sterthaus, Frank Wille
BAM Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany
#157
9m 頭部垂直落下で生じる収納物の遅れ落下衝撃の発生機構について解析的評価を行った。
遅れ落下は収納物とキャスク内の軸方向の隙間に起因して起こる事象で、隙間が大きいほ
ど衝撃が大きい傾向にあるが、隙間だけが原因ではなく、蓋がバネのような働きをするこ
とでも生じている。また、収納物を一体でモデル化する場合と燃料集合体を個別にモデル
化を行う場合を比較解析した。その結果、最初の遅れ衝撃加速度の大きさはほぼ同じであ
ったが、2 回目以降の遅れ衝突の加速度は、個別モデルの方が小さくなった。この結果から
個別モデルの方がより現実的な解析結果が得られていると考える。
5A-2
コーナ衝撃に対する防護：鉄道輸送容器衝撃緩衝材設計時に見出された感度
Protecting Against Corner Impacts: Sensitivities Discovered During a Rail
Cask Impact Limiter Design
Doug Ammermann1, David C. Harding1, David Garrido2
1
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA, 2Equipos Nucleares, S.A.,
Cantabria, Spain #109
ENSA は新開発の使用済燃料輸送・貯蔵容器（最大直径 3.8m、120t、鉄道輸送）につい
て、9m 落下試験時加速度 60G を設計目標とした。水平落下、垂直落下、コーナー落下、
傾斜落下を考慮した。初期設計で緩衝材は発泡材又は二軸アルミニウムハニカム構造体と
したが、45 度落下解析において 100G を超えたため再設計し、SUS 外殻で成形した発泡材
と二軸ハニカム構造体とした。低温－29℃（－20 F）と高温 127℃（260 F）で 1/3 スケー
ルモデル落下試験を実施し、解析とよく一致した。最終的な緩衝材は、どの方向の落下条
件でも 60G 以下の制限を満足するものであった。
86
5A-6
容器蓋側からの落下での 9m 垂直落下試験中の使用済燃料容器の収納物挙動
The Behaviour of Ccontents of a Spent Fuel Package During a 9m Vertical
Drop Test with Lid Side Downwards
Fumito Shigeyoshi1, Takao Shirakura2, Masahiko Ouchi2
1
Transnuclear, Ltd., Tokyo, Japan, 2Transnuclear, Ltd, Tokyo, Japan #347
キャスク本体内部長さは収納物の熱膨張を考慮して隙間が設けられている。これにより、
蓋内面に対して収納物の遅れ衝撃が起こる。この衝撃は蓋及び蓋ボルトに影響を及ぼすと
ともに、密封性能にも影響する。フルスケールモデル落下試験体を模擬して、収納物とキ
ャスク内部隙間を 54mm、バスケットとキャスク内部隙間を 166mm として個々の収納物
を質点－バネ系にモデル化し、解析的に蓋に与える衝撃力を求めたところ、フルスケール
モデル落下試験の結果と一致した。また、収納物とキャスク内部隙間を 35mm（54mm×
0.65）として解析したところ、衝撃力も 0.65 倍の結果となった。
5A-7
放射性物質輸送容器の落下試験中の容器内部と収納物の衝突
Internal Cask-Content-Collisions During Drop Test of Transport Casks for
Radioactive Materials
Thomas Quercetti, Viktor Ballheimer, Bernhard Droste, Karsten Mueller
Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Berlin, Germany #140
輸送物において、輸送容器内面と固定されていない収納物（例：使用済燃料）との間に間
隙を有する場合、落下試験時に収納物が輸送容器内面と衝突して遅れ衝撃を生じ、特に頭
部垂直落下では大きな応力が生じて蓋や蓋ボルト及び収納物自身を損傷するおそれがある。
この現象について落下試験及び解析により調査した結果、輸送物安全解析においてキャス
クと収納物の衝突を十分に考慮する必要があることが判明した。
セッション 5B
輸送物設計：経年変化管理－長期貯蔵及び密封 (Package Design:
Aging Management - Long-term Storage and Containment)
Co-Chairs: Holger Volzke, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany and Peter Shih, Transnuclear, United States
5B-1
長期貯蔵後の延長貯蔵
Extended Storage after Long-Term Storage
Dietmar Wolff, Holger Völzke, Frank Wille, Bernhard Droste
BAM Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany
#184
使用済核燃料や高レベル放射性廃棄物の処理政策は、世界中で再処理が行われることを前
提に決定されてきた。しかし、立地検討などの大幅な遅延により将来的に延長貯蔵が必要
となった。ドイツでは最大 40 年までの貯蔵期間が設定されているが、20 年とされているも
のもある。乾式キャスク貯蔵に関するドイツの現状について説明されるとともに、貯蔵認
可の更新のために必要となる法規制上の検討及びボルトやシールなどに対する科学的・技
術的検討の内容について報告された。
87
5B-2
使用済燃料と高レベル放射性廃棄物に共用するキャスクの材料の互換性と材料パ
ラメータの決定に関する評価のフィードバック
Assessment Feedback on Material Compatibility and Determination of Material
Parameteres for Transport Packages Used as Dual Purpose SNF and HLW
Casks
Sven Schubert, Frank Wille, Viktor Ballheimer, Bernhard Droste
Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung, Berlin, Germany #154
兼用キャスクの材料は、輸送中、中間貯蔵中、数十年の貯蔵終了時にかかわらず、腐食や
経年変化について評価される必要があり、BAM は安全解析報告書に適用されるセーフティ
ケースの適切な文書化の要求を定義している。IAEA 輸送規則 SSR-6 第 614 項では、キャ
スク部材間及び収納物間での物理的・化学的安定性を要求しており、高レベル放射性廃棄
物容器部材を例に、キャスク部材材料の適合性に関する評価への取り組みが紹介された。
これには収納物装荷時から輸送、貯蔵中の履歴の考慮が重要である。
5B-3
輸送・貯蔵キャスク用金属シールの長期性能
Long-term Performance of Metal Seals for Transport and Storage Casks
Holger Völzke, Dietmar Wolff, Ulrich Probst, Sven Nagelschmidt, Sebastian Schulz
BAM, Berlin, Germany #104
ドイツでは既に 1000 基以上のキャスクで中間貯蔵が実施され、その認可期間は 40 年で
ある。しかし、将来より長期の貯蔵に対する要求が出てくると考えられ、シール材料の追
加データが必要である。ここでは、シール材料として銀とアルミを選択し、そのクリープ
特性に関する報告がなされた。一般的にクリープデータの整理にはラーソンミラーの式が
用いられるが、実験結果は非線形であり、定数 C は温度に強い影響を受けるので定数とし
て扱うことができないことが報告された。
5B-4
輸送物の耐用年数延長を支援する材料の経年変化データの強化
Leveraging Aging Materials Data to Support Extension of Transportation
Shipping Packages Service Life
Kerry Dunn, Eric Skidmore, William Daugherty, Robert Sindelar, John S. Bellamy
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA #482
核物質のインベントリが増加し、それらがより長期間貯蔵できる中間貯蔵場所に輸送され
ている。中間貯蔵においては、貯蔵場所に核物質を輸送するための出荷時の輸送容器をそ
のまま貯蔵に使用することが様々な理由で一般的になってきた。このため、輸送物材料の
経年変化特性が重要になってきており、ここでは、サバンナリバー研究所で実施されてい
るファイバーボードの耐衝撃性、耐火性等の経時変化データについて報告された。
5B-5
兼用金属キャスクのための銀ガスケットの高温下長期シール性能の数値評価
Numerical Evaluation of the Long-term Sealing Performance of the Silver
Gasket for Dual Purpose Metal Cask under High Temperature
Koji Shirai1, Kosuke Namba1, Masumi Wataru1, Holger Völzke2, Dietmar Wolff2,
Ulrich Probst2
88
1
Central Research Institute of Electric Power Industry, Abiko, Japan, 2Federal
Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #355
使用済核燃料の乾式中間貯蔵は、世界的に広く 40～60 年の期間で認可されてきたが、将
来のエネルギー戦略の不確実性を考慮すると貯蔵期間の延長の必要がある。金属キャスク
の貯蔵では、金属シールの高温下での荷重－変形曲線に熱劣化の影響を評価することが重
要である。電中研では BAM と共同実験を実施し、2 年間のクリープ試験からシール性を示
す高温負荷と保持時間の相関が低下することを把握した。ここでは、銀シールの長期性能
への数値計算に適用する改良クリープモデル化手法に関する評価が報告された。
5B-6
放射性物質放出計算のための設計漏えい率の検証
Verification of Design Leakage Rates for Activity Release Calculation
Annette Rolle1, Ulrich Probst1, Viktor Ballheimer1, Tino Neumeyer1, Hans-Peter
Winkler2
1
Bundesanstalt fürMaterialforschung und Prüfung (BAM), Berlin, Germany,
2
Gesllschaft für Nuklearservice mbH (GNS), Essen, Germany #125
キャスクに作用する機械的及び熱的負荷は、その密封システムの気密性に大きな影響を与
えることから、想定される負荷に対し密封システムが持つ設計漏えい率が妥当であるか検
証する試験プログラムが必要となった。このため BAM では蓋の動的変位が標準漏えい率に
与える影響とシール材料の温度と時間が与える弾性回復の影響を明らかにするための試験
を開始した。ここでは、銀やアルミシールに対する弾性回復の試験経過が報告された。
5B-8
輸送兼貯蔵容器のエラストマーシール挙動の調査
Investigation of Elastomer Seal Behavior for Transport and Storage Packages
Matthias Jaunich, Wolfgang Stark, Dietmar Wolff, Holger Völzke
BAM Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #227
ゴムは広く、低・中レベル放射性廃棄物用の容器のための主要なシール材として、また、
使用済燃料と高レベル廃棄容器に金属シールへの追加部材として使用されている。ドイツ
での中間貯蔵は 40 年となっているが、その期間中及び期間終了後の輸送時でも想定される
荷重に対し密封を保つ必要があり、経時劣化を把握することが重要である。ここでは、気
密性の劣化に関して低温でのエラストマーシールの挙動に焦点を当て、フルオロカーボン
（FKM）、エチレン・プロピレン・ジエン（EPDM）ゴムを対象として、シール性能の経
年変化効果について報告された。
セッション 5C
輸送運用：航空及び海上輸送 (Transport Operation: Air and Maritime
Transport)
Co-Chairs: Steve Bellamy, Savannah River National Laboratory, United States and
Pascal Chollet, AREVA, France
5C-1
放射性物質の海上輸送－沿岸国の挑戦－
Transport of Nuclear Material by Sea: Challenges for a Coastal State
89
Sverre Hornkjoel1, Tonje Sekse1, Cris Ardouin2
1
Norwegian Radiation Protection Authority, Oesteraas, Norway, 2National Radiation
Laboratory, Christchurch, New Zealand #265
放射性物質の輸送は長期にわたり、主立った事故もなく世界中で行われてきた。しかしな
がら、時折 NGO による輸送の阻害に苛まれており、警備等の面から楽観視できない状況で
ある。ニュージーランドとノルウェーは沿岸国であり、放射性物質の輸送は海上輸送に頼
ってきた。しかし、両国とも国内におけるコンテナ船等の座礁事故により放射性物質の海
上輸送は警備面も含め一層注目を浴びることとなった。発表では両国の安心、安全を目指
した輸送への取組みが紹介された。
5C-2
ウラン輸送の新経路の開拓
Opening New Roads for Uranium Transports
Pascal Chollet1, Carl Lauron2
1
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France, 2CMA CGM
Logistics, Marseille, France #224
Areva TN 社は世界中で放射性物質のフロントエンド、バックエンド輸送を担っており、
それぞれ年間 3,000 回程度の輸送を行っている。特徴的には鉄道、車両、船舶、航空と全
ての輸送モードで輸送を実施している。カザフスタンから中国へのウランの輸送時に国境
を閉鎖され、陸路での輸送ができなくなった。しかし、AREVA が築いた世界中のネットワ
ークを活かし海上輸送に切り替え輸送を実施することができた。同様に CMA CGM, TNI &
CC Log Partnership も世界的ネットワークを生かした輸送サービスを提供している。
5C-3
日本における最近 10 年間の核物質海上輸送の放射線安全実績
Radiation Safety Records of Maritime Transport of Nuclear Materials for
Recent 10 Years in Japan
Naoteru Odano1, Jun Yamaguchi2, Masami Hanate2
1
Natioanl Maritime Research Institute, Mitaka, Tokyo, Japan, 2Nuclear Fuel
Transport Co., Ltd., Minato-ku, Tokyo, Japane #292
日本では核燃料物質のほとんどが船舶によって輸送されている。使用済核燃料は国内再処
理工場に専用船によって海上輸送されており、低レベル放射性廃棄物も専用船にて廃棄物
処分施設へ輸送しており、核燃料物質輸送の安全性において海上輸送が重要な役割を果た
している。近年の核燃料物質の海上輸送時の安全確保を、海上輸送作業従事者の放射線被
ばくデータに基づき、放射線防護の観点から検証した。既に分析された統計データ（19962001）と新たに調査した 2002 年以降の統計データとが比較・考察された。
5C-4
使用済燃料の海上輸送及び荷役作業中における確率論的リスク評価
Probabilistic Risk Assessment on Maritime Transportation and Port Cargo
Handling of Spent Nuclear Fuel
Yoshihiro Hirao1, Mitsufumi Asami1, Hiromitsu Mochizuki1, Tsuneyasu Yamanaka2
1
National Maritime Research Institute, Tokyo, Japan, 2Japan Nuclear Energy Safety
Organization, Tokyo, Japan #410
90
日本国内において使用済燃料の輸送は専用船を用いて海上輸送されている。IAEA 輸送規
則を規範とした国内法により長期にわたって日本国内では安全輸送が実現できた。今後、
中間貯蔵への輸送や国内 MOX といった新規案件により一層、輸送に対する安全が懸念され
ることとなる。本研究では放射性物質海上輸送のリスクについて考察した。太平洋側の使
用済燃料の輸送を例にとり、所有しているデータを用いて事故等のリスク計算を実施した。
今後はそれぞれの海域における風や波が船舶に与える影響等について考察していく。
5C-5
スウェーデンの新たな輸送システムの幕開け
M/S Sigrid-The First Part of the Renewal of the Swedish Transport System
Jenny Holmstro
Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, Stockholm, Sweden
#389
スウェーデン国内では、放射性廃棄物及び使用済燃料は専用船を用い海上輸送している。
専用船の老朽化に伴い、SKB は 2010 年に新船の建造に着手した。新船には遮蔽材として
700t ものコンクリート、鉄、ポリエチレンが使われており、船員の年間の被ばく量を最小
限に抑える設計となっている。さらに、氷海航海能力にも優れており、環境にも配慮した
専用船となっている。また、区分 II、III 核物質の輸送を担っていることからセキュリティ
対策にも工夫がこらしてある。船内には北欧らしくサウナ室も備えられている。
5C-6
国家における航空機による放射性物質の安全輸送の確立
State System Ensuring Safe Shipment of Radioactive Materials by Air
А E. Buchelnikov1, M D. Shugaeva1, V N. Ershov2
1
Rosatom State Corporation, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2Federal State
Unitary Enterprise, Dimitrovgrad, Russian Federation #318
ROSATOM はロシア国内の放射性物質輸送を規制する組織である。航空機による B 型輸
送物の輸送は稀であり、ロシアを含めて世界的には新しい輸送の形態である。航空輸送用
の C 型輸送物は設計に新しさと複雑さを兼ねたものとなっており、安全面において国際法
及び国内法に適合するよう設計を行った。また、輸送容器だけでなく、放射性輸送物を輸
送するための航空機に対しても工夫が凝らしてある。実際にロシアで実施した航空機によ
る使用済燃料輸送と規制当局等の対応等が紹介された。
5C-7
航空機による危険物貨物の輸送
Safe Air Shipment of Dangerous Cargo
E Lazarev1, A Gulyayanovsky1, S Komarov2, A Smirnov2, M Budu2, Andrey
Gulyayanovskiy3
1
Volga-Dnepr Airlines, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2Sosny R&D Company,
Dimitrovgrad, Russian Federation, 3Volga-Dnepr Airlines, Ulyanovsk, Russian
Federation #329
航空機を用いた放射性物質輸送について、ヴォルガ•ドニエプル航空は航空機による事故
を含めて想定する輸送物の安全性について分析しており、将来にわたって事故を減少、最
91
小に押さえるための技術的、組織的な方法を追求している。これらを背景に、ロシア研究
炉燃料返還（RRRFR）プログラムでの実績も含め、同航空会社の航空機による放射性物質
輸送の豊富な経験が紹介された。
5C-8
研究用原子炉 SNF のロシア連邦への多様な返還輸送
Multimodal Shipments under Program on Russian-Origin Research Reactor
SNF Return to the Russian Federation
Madalina Budu1, S Komarov1, A Dorofeev1, S Komarov1, A Ivashchenko1, A
Buchelnikov2, Alexander Dorofeev1
1
Sosny R&D Company, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2Rosatom State
Corporation, Dimitrovgrad, Russian Federation #327
旧ソビエト連邦がアジア、アフリカ、ヨーロッパ諸国において支援した研究用原子炉にて
用いられた燃料は、現在ロシア研究炉燃料返還（RRRFR）プログラムとしてロシアへ返還
されている。このプログラムの主要な目的は核の不拡散と国際的なテロに対するリスクの
低減である。RRRFR プログラムはこれまで多くの国において多様な輸送形態（陸上、海上、
航空）を用いた輸送を通じて多くの経験を築き、プログラムの発展を支えてきた。
セッション 5D
輸送物設計：設計－材料の応用 (Package Design: Design-Material
Applications)
Co-Chairs: Hiroki Tamaki, Mitsubishi Heavy Industries, Japan and Tom Danner, NAC
International, United States
5D-1
衝撃吸収コンクリートへのスケールモデル及び実規模動的貫通試験
Model-sized and Full-scale Dynamic Penetration Tests on Damping Concrete
Robert Scheidemann, Eva-Maria Kasparek, Karsten Müller, Bernhard Droste,
Holger Völzke
Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #169
キャスク取扱中の事故時（落下時）にキャスクへの衝撃を和らげるため、衝撃吸収力に優
れたコンクリート（damping concrete）を取扱施設床面に採用している。このコンクリー
トは、従来のコンクリートにポリスチレンを混ぜたもので、非常に優れた衝撃吸収性を有
する。このコンクリートに対し、スケールモデルの静的貫通試験、動的貫通試験及びフル
スケール貫通試験を行った。これらの試験結果は、有限要素法解析結果と良く一致した。
5D-2
過酷な衝撃荷重下の衝撃吸収コンクリートに関する有限要素モデルの開発
Development of a Finite Element Model for Damping Concrete under Severe
Impact Loads
Linan Qiao, Uwe Zencker, Eva-Maria Kasparek, Holger Völzke, Robert
Scheidemann
Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #127
#169 で行った衝撃吸収コンクリート（damping concrete）の挙動シミュレーションを、
FEM 解析した（ABAQUS）。標的の拘束条件や応力負荷条件によっては材料が破壊に至っ
てしまうので、忠実に実験事象を再現するには、体積変化や応力負荷条件等、種々の変数
92
の考慮に加え、損傷評価（damage evaluation）が必要である。例えば、ある一定の拘束条
件の下では、応力負荷条件が一定の値を超えると材料が破壊されてしまうので、その値以
下では損傷評価は必要ないが、それ以上の値を加えた条件を再現するには、損傷評価が必
要となる。この損傷評価を加えることで、実験結果をより忠実に再現することができた。
5D-3
単純化代表モデルを用いた LS-DYNA 材料の検証
Verification of LS-DYNA Materials Using Simplistic Representative Model
Andy Langston1, Kate Martin2
1
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA, 2Global Nuclear Fuels, Wilmington, NC, USA
#403
計算コードには、検証（Verification、コード計算の正確性：数学的要素）と有効性確認
（Validation、物理現象の再現性：物理的要素）が要求される。そこで、新燃料輸送容器の
落下試験の再現を、LS-DYNA を用いて行った。その結果、実際の落下試験の破壊現象を忠
実に再現するには、ラボスケールで破壊データを取得し、得られたデータを実際の落下試
験に適用することが必要であることがわかった。また、ラボスケールの材料の機械的性質、
従来のエネルギー評価及び落下試験のベンチマークそれぞれを組み合わせることで、FEM
解析により実際の落下試験事象を保守的に評価できることがわかった。
5D-4
B 型輸送物緩衝体に用いられるスプルース木材の圧潰特性
Crushing Characteristics of Spruce Wood Used in Impact Limiters of Type B
Packages
Germar Eisenacher, Robert Scheidemann, Martin Neumann, Frank Wille, Bernhard
Droste
Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Berlin, Germany #173
B 型輸送容器の緩衝体に木材（スプルース）を使用しており、9m 落下試験事象を FEM
で忠実に再現するために、木材の破壊試験を行った。条件として、変形量、木目方向、拘
束条件、ひずみ速度及び温度を変化させ、合計 620 個の試験を行った。それらの結果を FEM
モデルに反映し解析を行った結果、より忠実に試験を再現するには、複雑な変形を加味す
るためにミクロ的ではなくマクロ的なアプローチが必要であることがわかった。
5D-5
核燃料物質に用いられる現場施工発泡ポリウレタンの衝撃緩和及び火炎抑制材と
しての性能
Pour in Place Polyurethane Foam Performance as an Impact Mitigation and
Flame Retardant Material Used in Nuclear Material
Alan Pagni, Stuart Hopkins, Mitch Johnson
1Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 2US Nuclear Regulatory
Commission, Washington, DC, USA #287
General Plastics 社は、主に B 型輸送物の緩衝体に使われる発泡ポリウレタンを開発した。
この発泡ポリウレタン（商品名：LAST-A-FORM）は優れた衝撃吸収力は有し、また、火
災時には発泡ポリウレタンが炭化し膨張することにより、消火剤として機能する。今回、
93
新たな発泡ポリウレタンを開発した。従来の 2 種類の発泡ポリウレタンと比較すると、炭
化形成がより早く、かつ、安定性が向上したことがわかった。
5D-6
B(U)型輸送物に用いられる発泡硬ポリイソシアヌール酸塩の認証試験計画
Qualification Test Program of Polyisocyanurate Rigid Foam for the Use in
Type B(U)F Packages
Thomas Breuer1, Stefano Ricchetti2, Stefan Offermanns3
1
Nuclear Cargo + Service GmbH, Hanau, Germany, 2DUNA-Corradini S.p.A.,
Soliera, Italy, 3Materialprüfungsanstalt Universität Stuttgart, Stuttgart, Germany
#231
今回開発した Polyisocianurate Rigid (PIR) Foam は発泡ポリウレタンの一種であり、優
れた耐火性を有する。また、密度もある一定の範囲内で調整できる。輸送物の落下解析に
用いる機械試験データを取得するために、ラボスケールでの静的及び動的圧縮試験を行っ
た。試験結果は再現性も良く、DN30 型キャスクの緩衝体として、9m 落下試験に対応でき
る材料であることがわかった。
5D-7
スナップ留めボラルカン：中性子透過試験、統計学的分析
Boralcan-Snap In: Neutron Transmission Testing, Statistical Analysis
Pierre Marchand1, Matthew Eyre2, Richard B. Krutzik3, Jean Alain Laurin
Argonne National Laboratory, Argonne, IL, USA #505
Boralcan はアルミ合金に B4C を添加（16-25%）した材料であり、使用済燃料プールのラ
ック等に用いられている。今回、Boralcan（W1100N.17B）4 ロット（5000kg/ロット、 256
サンプル/ロット）に対し、中性子透過試験を行った。その結果、今後同材料を生産・販売
する際に、ロットのどの部位からサンプルを採取しても、今回の試験結果を証左として、
その領域の実際の B-10 濃度を明確にすることができる。
5D-8
発泡ポリウレタンを収納する輸送物内の圧力予測
Predicting Pressure in Packages Containing Polyurethane Foam
Drew Winde, Ronald Simandl
B&W Y-12, Oak Ridge, TN、USA #175
火災時を想定し、発泡ポリウレタンを密封空間に設置し、加熱試験を行い、圧力及び発生
ガスの分析を行った。発生ガス量は密封空間の湿度が上昇するにつれ増加するが、その主
成分は二酸化炭素であり、有意な量の腐食性ガス等は発生していないことがわかった。
セッション 5E
規制及び制度上の課題：セキュリティ (Regulatory and Institutional
Issues: Security)
Co-Chairs: Yung Liu, Argonne National Laboratory, United States and Franck Bimet, TN
International (AREVA Group), France
5E-1
放射性物質輸送セキュリティ
Transporting Radioactive Materials Securely
94
Henry-Jacques Neau, Trevor Dixon
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom
#385
事業者はセキュリティの重要性について、これまで常に認識しており、核物質の物理的防
護のためのガイダンスや輸送中の放射線源の安全とセキュリティ文書の作成等に関して、
IAEA の活動を支援してきた。過度なセキュリティ対応は、運用上の問題、治安紊乱及び輸
送コストに結びつき、放射性物質の輸送を困難にする場合があるため、理解しやすい科学
論に基づいた対応が必要である。
5E-2
輸送セキュリティの国際調和に関する課題
Challenges Associated with the International Harmonization of Transport
Security
John J. Miller
International Isotopes Inc., Idaho Falls, ID, USA #307
IAEA の放射線源の安全とセキュリティの行動規範及び放射線源輸出入の補足的ガイダ
ンスは、放射線源の安全とセキュリティに関する政策、法律及び規則の作成及び整合性を
支援することを意図している。これらの文書に法的拘束力はないが、現在 100 を超える加
盟国が本規範及びガイダンスを支持することを公式に表明している。放射線源の使用及び
貯蔵における物理的防護要件は、特定の脅威評価に対しては調整可能であるが、輸送中の
放射線源において実装されるべき保安対策については、国際輸送における複雑な法律及び
規則のせいで取組みが難しい。よって、国際的な規則に輸送セキュリティの規定を組み入
れるべきであり、TRANSSC が牽引し、将来的な規則は SSR-6 に属するべきである。
5E-3
国境における核及び他の放射性物質の不法輸出入の検知方法
Methodology to Detect Illicit Trafficking of Nuclear and other Radioactive
Material across Borders
Jean-Yves Reculeau
International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria #409
核物質及び他の放射性物質の不正取引を検知する技術的対応策は開発されてきているが、
不正輸送に対する懸念は残されていることが紹介され、国境を越える核物質及び他の放射
性物質の不正取引移動を検知する方法を規定するガイド文書を IAEA が策定していること
が紹介された。ガイド文書の目的は、核セキュリティの潜在的なギャップを埋め、国の当
局（特に税関）にリスクを事前に知らせた検知方法について情報を提供することである。
5E-4
原子力セキュリティ文化促進の手法
The Approach of an Enhanced Nuclear Security Culture
Gheorghe Vieru1, Ashok Kapoor2
1
Institute for Nuclear Research Pitesti/c.o.Romanian Nuclear Energy
Association-AREN, Bucharest, Romania, 2U.S. Department of Energy, United
States #208
核セキュリティの目的は核物質及び他の放射性物質の制御能力・防護能力の向上であると
95
して、これまでの核セキュリティの考え方が紹介された。発表時間の都合上、途中は省略
され、今後はリーダーシップ及びマネジメントが重要な要素になるという結論が示された。
5E-5
核物質輸送中の妨害破壊行為の放射線学的影響の評価
Evaluation of Radiological Consequences Due to Sabotage During Nuclear
Material Transportation
Naoteru Odano, Mitsufumi Asami, Hideyuki Oka
Natioanl Maritime Research Institute, Mitaka, Tokyo, Japan #258
核燃料物質等輸送時に妨害破壊行為が発生した際の放射線影響について、ガウス分布プル
ームモデルを使用して評価が行われた。主要な輸送物に対して評価した結果、輸送物から
15m 離れた位置での 24 時間の積算線量は、最大で 4mSv 程度であった。これらの評価結
果は、今後、IAEA 核セキュリティ勧告を日本の規制に取入れる際の追加の防護措置の検
討のための基礎データとしての活用が期待される。
5E-6
使用済燃料セキュリティ‐優先的課題及び研究開発ニーズ
Used Fuel Security - Prioritized Issues and R&D Needs
Felicia A. Durán1, Gregory D. Wyss1, James A. Blink2
1
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA, 2Lawrence Livermore
National Laboratory, Livermore, CA, USA #430
米国ブルーリボン委員会の報告によれば、福島事故教訓及び他の要因により使用済燃料の
貯蔵、特に乾式貯蔵について長期化すべきとの主張が増えるであろうと予測されているこ
とが紹介された。また、2012 年度からは使用済燃料の長期貯蔵における保障措置とセキュ
リティに関して、米国エネルギー省では物質防護計量管理技術（MPACT）キャンペーンが
開始されることになっており、その技術面及びセキュリティ面の計画が紹介された。
5E-7
米国における区分１及び２放射性物質に関する輸送セキュリティ規則制定活動
Transportation Security Rulemaking Activities for Category 1 and 2
Radioactive Materials in the United States
Adelaide Giantelli, Pamela Henderson, Brian McDermott
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA #249
2001 年 9 月 11 日の米国同時多発テロ以降、更に強化されてきた米国 NRC の放射線源セ
キュリティプログラムについて紹介された。特に、IAEA の放射線源の安全とセキュリティ
の行動規範に定められている区分 1 及び 2 の放射線源に対するセキュリティ対策について、
NRC は国内規則である 10CFR のセキュリティ評価を行い、セキュリティ強化が可能な分
野を特定して 10CFR の要件を超える課題について暫定的な対応策を示した。
5E-8
核不拡散の様相における認可外核物質に関する規制方針の検討
Study on the Regulation Policy for the License-Exempted Nuclear Material in
Aspect of Nuclear Nonproliferation
96
Ki Hyun Kim, Jae Bum Park, Seong Youn Jo, Wan Ki Yoon
Korea Institute of Nuclear Nonproliferation and Control, Daejeon, Korea, Republic of
#379
現行の韓国核物質安全法令では、非破壊検査用放射線照射装置内に含まれた劣化ウランを
規制免除核物質（License-Exempted Nuclear Material：LENM）として取り扱っている。
放射線防護上、LENM は公衆に対して放射性危険のないものとして承認されている一方で、
保障措置上は政府による管理が必要であり、国全体で LENM が 1 kg を超えると追加措置
として IAEA への報告を要する。今後の LENM 政策においては、規制側には管理情報シス
テム及び使用者教育プログラムの改良が、使用者側には核不拡散への理解促進と政策遵守
が求められ、両者で国際的要求を満たし、不必要な社会問題を防ぐことが必要である。
セッション 5F
輸送運用：使用済燃料及び廃棄物管理 (Transport Operations: Spent
Fuel and Waste Management)
Co-Chairs: Bernhard Droste, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany, Germany and Eileen Supko, Energy Resources International,
United States
5F-1
ドイツにおける原子力発電所廃棄物管理戦略
Nuclear Power Plant Waste Management Strategy in Germany
Anton Erhard, Holger Voelzke, Bernhard Droste, Dietmar Wolff, Frank Wille
Bundesanstalt fuer Materilaforschung und -pruefung, Berlin, Germany #174
福島事故後、ドイツでは原子力撤退の動きとなり、2012 年 2 月 24 日の原子力法改正によ
って 8 原子力発電所が閉鎖され今後解体されることとなった。使用済燃料及び解体廃棄物
保管の選択肢としては乾式貯蔵しかないが、短期間で大量の乾式貯蔵キャスクを許認可・
製造することはできない。このため、使用済燃料は当面、プール貯蔵されざるを得ない。
また、将来の使用済燃料搬出に当たっては、破損燃料が特別の設計・許認可・取扱い手順
を要するので大きな課題となる。
5F-2
地層処分施設への放射性物質輸送‐統合的手法
Transporting Radioactive Materials to a Geological Disposal Facility - An
Integrated Approach
Simon Chan1, John Harvey2
1
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom, 2Radioactive
Waste Management Directorate (RWMD), Harwell, Oxfordshire, United Kingdom
#118
英国では原子力解体庁（NDA）の放射性廃棄物管理理事会（RWMD）が、地層処分施設
（GDF）の計画及び実施に責任を持つ。これには GDF への廃棄物及び使用済燃料輸送が含
まれるが、これは国家的規模となる。これら輸送は廃棄物発生者が各自行うとの極論もあ
るが、ここではひとつの総合組織が統合して行うことの可能性が検討されている。輸送が
行われる期間は 65 年に及ぶと見積もられており、この場合、廃棄物が輸送容器に梱包され
てから輸送されるまで 65 年待つものがあるということになる。
97
5F-3
欧州における使用済燃料輸送の全貌
Overall Used Fuel Logistics in Europe
Thierry Lallemant, Christian Leprunier
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France
#223
TNI 社は欧州を中心とした世界中で使用済燃料輸送を最大 250 回／年、50 年間実施して
きた実績を有する。使用済燃料輸送は各国の規制、関係施設での取扱方法、輸送モードと
経路、輸送のみか輸送・貯蔵兼用か等によって要件が異なり、それに対応するよう様々な
設計の輸送物、輸送手段を取り揃えるとともに、必要な輸送許認可手続き、収納物装荷・
輸送・取出し作業、輸送容器保守・管理、危機管理、技術支援等を行ってきている。
5F-4
運転停止原子炉からの標準燃料の搬出に関する輸送作業モデル解析
Transportation Operations Model Analysis for the Removal of Stranded Fuel
from Shutdown Reactors
Elena Kalinina1, Paul McConnell1, Ingrid Busch2, Steven Maheras3, Ralph Best4
1
Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, USA, 2Oak Ridge National
Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 3Pacific Northwest National Laboratory, Richland,
WA, USA, 4Consultant, Kingston, TN, USA #147
米国において、閉鎖された 9 ヶ所の原子力発電所から仮想的な中央貯蔵施設の標準使用済
燃料輸送について輸送作業計画をシミュレーションするモデルを開発し、総合輸送計画を
評価した。輸送キャンペーンの期間、燃料選定の優先度、輸送隊列の大きさ、中央貯蔵施
設の場所等をパラメータとして解析した結果、輸送計画を支配する要素が摘出され、最適
化のための戦略が提案された。
5F-5
中間貯蔵後の使用済燃料輸送物の輸送能力に関するドイツの手法と経験の反映
German Approach and Experience Feedback of Transport Ability of SNF
Packages after Interim Storage
Frank Wille, Dietmar Wolff, Bernhard Droste, Holger Völzke
BAM, Berlin, Germany #122
ドイツの使用済燃料中間貯蔵の方針は兼用金属キャスクによる 40 年間までの貯蔵で、輸
送については IAEA 輸送規則、貯蔵については原子力エネルギー法に基づく廃棄物管理委
員会の指針に適合としている。輸送認可期間については申請者と当局間協議の結果、3, 5, 10
年とするシステムが確立された。安全評価（セーフティケース）の見直しでは、経年変化
の評価とそれに基づく貯蔵後輸送の可能性が課題であり、技術的検討が進められている。
5F-6
取り外された照射済み MTR 板状燃料の装荷と輸送
Loading and Transport of Irradiated MTR Fuel Loose Plates
Fernanda Di Gasbarro1, Antonio Proietti1, Roberto Vespa2
1
Sogin S.p.A., Rome, Italy, 2MIT Nucleare, Milan, Italy #330
Petten 施設の材料試験炉燃料は、高濃縮ウランを含むウラン－アルミ合金版がカプセル
に詰められキャニスタに収納されている。この使用済燃料を返送するために特殊な詰替え
装置を製作して水中で燃料板を取り出し、装置中で乾燥して乾式で NAC-LWT キャスクに
98
装荷した。キャスクはイタリアの MIT Nucleare 社により陸上輸送され、Ro-Ro 式の INF-II
専用船にて海上輸送された。
5F-7
破損照射済み核燃料の中間及び最終貯蔵の安全と信頼性を確実とする梱包戦略
Packaging Strategies to Ensure Safe and Reliable Intermediate and Final
Storage of Damaged Irradiated Nuclear Fuel
Anna Wikmark
Studsvik Nuclear AB, Nykoping, Sweden #418
使用済燃料乾式貯蔵システムでは通常、破損燃料を健全燃料と一緒に貯蔵することは許さ
れておらず、また、処分場も燃料棒の湿分に制限があることから、破損燃料に関する問題
が顕在化してきている。破損燃料の安全な中間貯蔵・処分のために必要となる追加データ
はホットセルで調査できることから、破損燃料のホットセルへの輸送が必要となる。この
ため、Studsvik では現行輸送物の設計変更又は新規輸送物（SCS-45）による破損燃料の輸
送及び既存施設での燃料装荷設備の概念の検討を行っている。
5F-8
TN81 キャスクによる残渣の輸送：過去、現在及び未来
Transport of Residues with the TN®81 Cask: Past, Present, and Future
Nathalie Allimann
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France #232
フランスは使用済燃料の再処理を行っており、再処理から生じる高レベル廃棄物はガラス
固化体 CSD-V、燃料構造材等の中レベル廃棄物は圧縮体 CSD-C として汎用キャニスタ
（UC）に充填される、燃料発生国に返還される。これら廃棄物を輸送・貯蔵するための TN81
キャスクは 1990 年代中期に開発が始められ、既に仏、スイス、英で認可を得ており、ガラ
ス固化体 UC なら 28 体が輸送・貯蔵できる。
セッション 5G
輸送物設計：経年変化管理－中性子遮蔽材及び全般 (Package
Design: Aging Management - Neutron Shielding and General
Interest)
Co-Chairs: Bradley Loftin, Savannah River National Laboratory, United States and Paul
McConnell, Sandia National Laboratories, United States
5G-1
機能性放射線遮蔽材の開発
Development of Functional Radiation Shielding Material
Yusuke Kamimura1, Toshiaki Yamazaki2, Kazuto Sanada1
1
Nippon Light Metal Co., Ltd., Tokyo, Japan, 2Nikkeikin Aluminium Core Technology
Co., Ltd., Tokyo, Japan #380
粉末冶金法で製作する中性子吸収材 Maxus の製造法を応用して、アルミとタングステン
の粉末で作ったガンマ線遮蔽材料の紹介。軽量で簡単に運搬、組み立てができる特徴があ
る。福島の線量の高いスポットエリアに本材料を持ち込んでボックス状の覆いを組み立て
てガンマ線の減衰実験を行いその効果が確かめられている。課題は材料コストである。
99
5G-2
中間貯蔵キャスク用中性子遮蔽材 TN Vyal 及び Kobesh EPR レジンの評価
Evaluation of Neutron Shielding Materials, TN Vyal BTM and Kobesh EPRTM
Resin for Interim Storage Casks
Akito Oishi1, Jun Shimojo1, Hiroaki Taniuchi2
1
Kobe Steel, Ltd., Takasago, Japan, 2Transnuclear, Ltd., Tokyo, Japan #139
中間貯蔵用キャスクの中性子遮蔽材として、TN I 社開発の Vyal B 及び神戸製鋼所開発の
Kobesh EPR の種々の試験（長期加熱試験、密封加熱試験等）を行い、貯蔵 60 年後の質量
減損等を算出した。これらのデータは神戸製鋼所／トランスニュークリアの中間貯蔵キャ
スク設計に反映されており、両方のレジンを採用することができる。
5G-3
乾式貯蔵システム用中性子吸収材群の認証
Qualification of Neutron Absorber Material Families for Dry Storage Systems
Bernd Roith1, Frank Koch1, Ulla Röder-Roith2, Roland Rödel3
1
Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate ENSI, Brugg, Switzerland, 2SVTI Swiss
Association for Technical Inspections, Wallisellen, Switzerland, 3TÜV Rheinland
Industrie Service GmbH, Berlin, Germany #200
スイスの規制当局から、スイスの使用済燃料貯蔵に関する規制の現状の紹介と中間貯蔵キ
ャスクのバスケットに用いる中性子吸収材の認定の手順が紹介された。材料の認定時や製
作時の記録、モニタリングに加えて、長期の貯蔵においては劣化の試験、10 年ごとの評価、
サンプル試験等が必要であると説明された。スイスにおける基準改定後の認定手順の政府
側からの説明ということで、欧州のキャスク供給者の聴衆が多かった。
5G-4
輸送・貯蔵キャスクに用いる中性子遮蔽材の比較研究
Comparative Study of Neutron Shielding Materials Used for Transportable
Storage Cask
Ryoji Asano
Hitachi Zosen Corporation, Tokyo, Japan #314
輸送・貯蔵キャスクで用いる 2 種類の中性子遮蔽材（水と NS4-FR）について、材料特性
とそれがキャスクの構造に与える影響及び経済性が比較された。材料コストは NS4-FR が
水より高いが、中性子遮蔽体の構造が簡単となるため、経済性は変わらない、キャスクの
設計面からは、NS4-FR を使用したキャスクの方が構造が簡単になるとの説明であった。
5G-5
兼用キャスクの設計及び運用における経年変化管理
Ageing Management in the Design and Operation of Dual-Purpose Casks
Ralf Schneider-Eickhoff, Linus Bettermann, Roland Hüggenberg, Hans-Peter
Winkler
GNS, Essen, Germany #187
ドイツの貯蔵認可期間は 40 年であり、その間、材料（レジン、バスケット及び金属ガス
ケット等）の経年劣化をどのようにマネジメントするかが重要となる。主要なものとして
は、中性子及びガンマ線照射、高温下における荷重、金属ガスケットのクリープ及び腐食
である。GNS の CASTOR キャスクは 30 年以上の実績があり、長期貯蔵に関して信頼でき
100
る。また、主要な材料は検査のために接近可能とすべきであり、保守によって経年劣化の
影響を取り除くことができる。
5G-6
輸送・貯蔵用キャニスタの応力腐食割れの防止に関する研究
Study on Prevention of Stress Corrosion Cracking of the Canister for
Transport and Storage
Akikazu Kitagawa1, Yosuke Yamazaki1, Jyunya Yamada1, Kazurori Kusunoki1,
Tomohiro Tanaka1, Akio Oiwa2, Ryoji Asano2
1Hitachi Zosen Corporation, Osaka, Japan, 2Hitachi Zosen Corporation, Tokyo,
Japan #297
オーステナイト系ステンレス鋼キャニスタの応力腐食割れの防止対策として、レーザ溶接
された 304L と 316L のステンレス鋼にジルコニアピーニングやバニシングを施し SCC の
予防性能を評価した。得られた圧縮応力領域の深さはそれぞれ約 800μと 1500μであった。
これらに対し沸騰塩化マグネシウムを用いた SCC 試験を実施したが、SCC の発生は全く見
られなかった。更に、得られた圧縮応力層は基材が降伏するまで圧縮残留応力状態を保つ
ことを明らかにし、圧縮応力付与法が SCC 防止に非常に有効であることを示した。
5G-7
キャスクフランジ面の表面粗さとガスケット径が密封性に与える影響
Effect of Surface Roughness of Cask Flange and Gasket Diameter to
Sealability
Yukihiro Nagao1, Kanji Hanashima2, Koujiro Kodaka2
1
NICHIAS Co. Ltd, Hashima-city, Japan, 2NICHIAS Co. Ltd, Hamamatsu-city, Japan
#351
キャスク本体フランジ部の金属ガスケットシート面には通常セレーション加工を行う。ガ
スケット取付け時にこのシート面からの漏れ経路としては、径方向及び周方向両方が考え
られる。2 種類のセレーション加工（同心円及び渦巻き形状）について、径の大きさによる
径方向及び周方向からの漏れの変化を調査した。小口径及び大口径どちらも周方向の漏れ
が支配的であるが、径が大きくなるにつれ、径方向の漏れ量が増加することがわかった。
5G-8
長期貯蔵への適用中の 9975 輸送物内の籐ファイバーボードの劣化
Cane Fiberboard Degradation within the 9975 Shipping Package During
Long-Term Storage Application
William Daugherty1, Kerry A. Dunn1, Elizabeth R. Hackney2
1
Savannah River National Laboratory, Aiken, SC, USA, 2Savannah River Nuclear
Solutions, Aiken, SC, USA #493
9975 輸送物はサバンナリバーサイトでの K エリア材料貯蔵施設で特別な核物質の長期保
存のために使用される。 9975 輸送物に用いられるサトウキビ繊維板オーバーパックは、断
熱、衝撃吸収と臨界制御機能を果たす。サバンナリバー国立研究所は、機械的及び熱的試
験により劣化速度を求め、貯蔵環境での劣化を予測した。これまでのデータをレビューす
るとともに、高温・高湿環境下でのサトウキビ繊維板の分解速度を記述する基礎的なモデ
ルを作って評価した結果、50℃以下なら劣化による質量損失はない。
101
5G-9
B 型輸送物での 7 件の使用済燃料航空輸送‐まとめと教訓
Seven SNF Air Shipments in Type B Packages - Summary and Lessons
Learned
M E. Budu1, S N. Komarov1, S V. Komarov1, I M. Bolshinsky2, K Allen2, S D. Moses2,
E N. Lazarev3, Madalina Budu4
1
Sosny R&D Company, Dimitrovgrad, Russian Federation, 2U.S. Department of
Energy/National Nuclear Security Administration, Washington, DC, USA,
3
Volga-Dnepr Airlines, Dimitrovgrad, Russian Federation, 4Sosny R&D Company,
Moscow, Russian Federation #322
B 型輸送物を用いたロシア起源の使用済燃料輸送について、現在、東ヨーロッパ、インド、
ベトナムからロシアに、海上輸送、陸上輸送、及び航空輸送で使用済燃料が返還輸送され
ている。航空輸送について、C 型輸送物ではなく B 型輸送物を用いて航空輸送するときの
利点について報告された。
セッション 5H
輸送物解析：構造解析及び検証 (Package Analysis: Structural
Analysis and Verification)
Co-Chairs: Karsten Mueller, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany and Dave Harding, Sandia National Laboratories, Gerry Mok,
Lawrence Livermore Nationa Laboratory, United States
5H-1
TK 型輸送貯蔵キャスクの 1/3 スケール落下試験解析
Drop Test Analysis of 1/3 Scale TK Type Transport and Storage Cask
Norihiro Kageyama1, Hiroaki Taniuchi1, Kiyoshi Takahama1, Jun Shimojo2, Keisuke
Umehara2
1
Transnuclear,LTD., Tokyo, Japan, 2Kobe Steel, LTD., Takasago, Hyogo, Japan
#301
TK-69 型輸送貯蔵キャスクの 1/3 スケールモデルの落下試験の挙動を再現する解析を行
った。解析対象の落下姿勢は、垂直落下、水平落下、傾斜落下である。落下時の木材ブロ
ックの圧潰を想定して木材ブロック周りの摩擦を考慮する通常のケースと、摩擦を無視し
た仮想的なケースの 2 ケースを解析した。水平落下と傾斜落下は仮想的なケースの方が加
速度の時刻歴に関して試験結果と良い一致を示した。垂直落下は、衝突の初期においてカ
バープレートの変形が少ないことから、摩擦の影響が少なかった。また、緩衝体の最大変
形量も全ての落下姿勢において仮想的なケースの方が試験結果と良い一致を示した。
5H-2
落下試験Ⅲにおける放射性物質輸送キャスクへの軟鋼板の衝撃点オフセット効果
Effect of Impact Point Offset of a Solid Mild Steel Plate to the Nuclear Material
Transport Cask in Drop Test III
Toshiya Kitamura, Hiroaki Doi, Kunio Maruoka
Japan Nuclear Energy Safety, Tokyo, Japan #158
IAEA 輸送規則 727(c)項では、落下試験 III として質量 500kg 未満の輸送容器に最大損傷
を及ぼすように軟鋼板を 9m の高さから落下させる試験を要求している。容器の最大変形量
評価のためには軟鋼板のオフセット落下位置が重要であり、垂直姿勢の円筒形輸送容器（半
径約 400mm）を対象としてオフセット落下位置をパラメータとした解析を行った。結果と
102
して、容器の中心から 300mm のオフセット落下位置で最大変形が確認できた。
5H-3
輸送及び貯蔵の衝撃シナリオにおけるエンサ社製 ENUN 52B の構造評価の紹介
Demonstration of the Structural Performance of Ensa’s ENUN 52B in a Range
of Impact Scenarios in Storage and Transport
Chi-Fung Tso1, Kevin Ip1, Sundip Shah1, David Garrido2, Rafael Grandal2, Enrique
Gomez2, Victor Gomez2, Alejandro Palacio2, David Castrillon2
ⅰ
Arup, London, United Kingdom, 2Ensa, Santander, Spain #476
ENSA 社設計の ENUN 52B 輸送貯蔵キャスクは、BWR 使用済燃料 52 体を収納する。
バスケットはステンレス鋼と MMC（メタルマトリックスコンポジット、金属基複合材料）
を組み合せた板組み構造である。貯蔵施設で想定される転倒や、0.381m 垂直及びコーナー
落下、1m 垂直落下におけるキャスク挙動を解析した。内部蓋ボルト 44 本と外部蓋ボルト
44 本はソリッド要素でモデル化し、バスケットはバスケットレールに沿って移動可能なモ
デルとするため、バスケットの板材側にシェル要素を貼り付ける等の工夫をしている。解
析結果から、底部垂直落下において内部蓋と外部蓋が同じ周期で振動することや、バスケ
ットの発生応力が底部側で大きくなる等の事象が確認された。
5H-4
移送用エアパレットに直立で固定された兼用金属キャスクの長周期地震動に対す
る安定性評価手法
Stability Evaluation Methodology of the Vertically Standing Dual Purpose
Metal Cask Attached to a Transfer Air Pallet During Long-Period Seismic
Motions
Koji Shirai1, Kenji Kanazawa1, Shohei Kawaguchi2
1
Central Research Institute of Electric Power Industry, Abiko-city, Japan, 2Okumura
Corporation, Tsukuba-city, Japan #288
日本の金属キャスク貯蔵施設には、キャスクの移送用にエアパレットシステムを採用して
いる施設がある。重大事故事象としてキャスクの移送中に地震が発生したことを想定した
場合、金属キャスクはエアパレットと一体となって振動する。安全評価上、パレットを取
付けた金属キャスクの強い長周期地震動に対する安定性評価が重要である。長周期地震動
の影響下での安定性評価試験のため、相似則を考慮して 2/5 スケールの金属キャスクとこれ
に取付けるエアパレットモデルを製作し、一軸及び三軸の振動台を用いた振動試験を行っ
た。金属キャスクの転倒評価に関して、当該スケールモデルによる試験結果と、ウィンド
ウエネルギースペクトル法を適用した評価結果について、良い一致が得られた。
5H-5
シビアアクシデント時の MSF 型輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価
Safety Evaluation of MSF-type Dual-purpose Cask Under Severe Accidents
Hideaki Mitsui1, Yoshiyuki Saito1, Toshihiro Matsuoka1, Akio Kitada2
1
Nuclear Energy Systems, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Kobe, Japan,
2
Takasago Research & Development Center, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd.,
Takasago, Japan #346
輸送貯蔵兼用キャスクは、使用済燃料中間貯蔵の有力な手段の一つである。そこで、MHI
103
は実規模モデルを用いた落下試験により、輸送時の事故において MSF 型キャスクが安全性
を維持することを確認した。また、落下試験で検証された構造評価技術を基に、MSF-24P
キャスクを設計した。貯蔵施設での航空機衝突、火災、瓦礫埋没の事故について MSF-24P
の安全解析を行い、これら事故時に MSF-24P は閉じ込め機能及び未臨界機能は健全性を維
持することを確認した。これら評価手法・結果を今後の貯蔵施設設計に反映してゆく。
5H-6
貯蔵施設におけるキャスク事故事象の数値解析
Numerical Analysis of Cask Accident Scenarios in Storage Facilities
Mike Weber, Uwe Zencker, Dietmar Wolff, Holger Voelzke, Uwe Herbrich, Sven
Nagelschmidt
BAM Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #202
貯蔵施設内でキャスクは専用車両にて運搬される。専用車両から貯蔵架台へ移動する際に、
キャスクは 3ｍ高さまで持ち上げられる。取扱い中事故として、キャスクが 3ｍ高さからコ
ンクリートへ底部垂直落下した場合の解析評価を ABAQUS コードを用いて行った。解析に
おいて、底部中性子遮蔽材をモデル化した場合としない場合、コンクリートのモデル化に
おいて鉛直方向の要素数を変えた場合について比較評価を行い、これらのパラメータは解
析結果に大きな影響を与えないことを確認した。また、キャスク取扱い時のコンクリート
への落下事故解析について、ABAQUS を用いて評価する手法を開発した。
5H-7
TN NOVA の貯蔵認可及び航空機衝突試験
TN NOVATM Storage Licensing and Airplane Crash Test
Marc Herouart1, Pierre Alexandre Monsigny2
1
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France, 2AXPO, Baden,
Switzerland #229
スイスでは航空機衝突事故時において使用済燃料貯蔵キャスクが密封機能を維持する要
求がある。TN では 69BTH キャニスタを開発し、同キャニスタの輸送用キャスクとして
MP197HB を、貯蔵時の外容器として TN NOVA を開発した。スイスでの貯蔵認可取得の
ため、2010 年に TN NOVA に対して航空機衝突を模擬した試験を行った。試験には TN
NOVA の 1/3 モデルを用い、衝突試験結果から TN NOVA の閉じ込め機能が維持されるこ
とを確認した。2 年以内に解析を含む評価を行い、トピカルレポートを ENSI に提出する。
5H-8
コンクリート外容器の動的衝撃解析及び衝撃試験
Dynamic Impact Analyses and Tests of Concrete Overpacks
Sanghoon Lee, Sang-Soon Cho, Je-Eon Jeon, Ki-Young Kim, Ki-Seog Seo
Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea, Republic of #381
金属のキャニスタとコンクリートの外容器から構成されるコンクリートキャスクは使用
済燃料中間貯蔵において米国では一般的な手段である。航空機衝突等のシビアアクシデン
ト時におけるコンクリートキャスクの安全性について評価を行った。コンクリートと金属
板を並べたものにミサイルを衝突させる試験を行い、ミサイルのコンクリートへの貫入量
104
及び金属板の変形量を評価した。試験は 2013 年 1 月に行い、試験結果と解析結果を比較し
評価を行い、解析結果は試験結果を良く模擬できることを確認した。得られた試験結果及
び解析結果を、他機関が行った評価とも比較しながら、本評価の妥当性を検証していく。
セッション 5I
収納物特有課題：UF6 収納物課題 (Content Specific Challenges: UF6
Content Challenges)
Co-Chairs: Gilles Sert, IRSN, France and Betty Bonnardel-Azzareli, Betty BonnardelAzzareli, United Kingdom
5I-1
六ふっ化ウランに関する収納物特有課題
Content Specific Challenges for Uranium Hexafluoride
Jessica L. White-Horton, J. Michael Whitaker
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA #339
現在、約 2 万個の UF6 シリンダが流通しており、原子力発電の増大によってその数も増
加する。UF6 は数ステップの処理を加えることで核兵器の原料となることから、核物質防
護上重要である。このためこれらシリンダの管理強化の観点から統一的な識別番号が銘板
に刻印されるようになったが、読みにくいため施設等での管理には用いられていない。オ
ークリッジ国立研究所と DOE は、シリンダの識別と監視・管理のための改善されたシステ
ムを検討している。
5I-2
濃縮 UF6 シリンダの臨界安全性
Criticality Safety of Enriched UF6 Cylinders
Lucile Begue, Mathieu Milin, Gregory Caplin, Stephane Evo
IRSN, Fontenay Aux Roses, France #204
濃縮 UF6 には不純物が含まれ、また、シリンダには残渣がある。これらを考慮して濃縮
UF6 シリンダの臨界解析を行ったところ、シリンダが満杯でないときのほうが反応度が高
くなる、シリンダ間の間隙での減速が反応度を増す、残渣を UO2F2 としてパラメータ解析
すると反応度が著しく増加することがわかった。よって、濃縮 UF6 シリンダの臨界解析で
はこれらのことを適切に考慮しなければならない
5I-3
不純物を含む濃縮六ふっ化ウランの臨界解析
Criticality Analyses of Enriched Uranium-Hexafluoride Containing Impurities
Salaheddine Rezgui, Franz Hilbert
Nuclear Cargo + Service GmbH, Hanau, Germany #130
最近、濃縮 UF6 シリンダの臨界安全性が各方面で議論されている。Daher-NCS 設計の
DN30 型オーバーパックを用いて、単一輸送物、三次元無限配列輸送物について様々な保守
的仮定を用いて臨界評価を行った。不純物については、0.5wt%HF だけでなく、侵入した
水蒸気と UF6 の反応生成物も考慮した。その結果、DN30 型オーバーパックの臨界安全性
が確認された。他型式のオーバーパックでも類似の結果となるであろう。
105
5I-4
六ふっ化ウラン輸送物の規制上の臨界安全性評価
Regulatory Criticality Safety Review of Uranium Hexafluoride Transport
Packages
Gregory J. O'Connor
Office for Nuclear Regulation, London, United Kingdom #366
濃縮 UF6 は 30B シリンダを用いて数 10 年にわたり安全に輸送されてきたが、近年、そ
の臨界解析について再評価がなされつつあり、輸送物セーフティケースに反映されている。
論点は主に 30B シリンダの肉厚、ふっ化水素（HF）不純物の分布、UF6 残渣の加水分解物
の考慮についてであり、その仮定によっては臨界安全性に影響を与えている。
5I-5
既存輸送物での研究室サイズの UF6 の輸送
Transporting Laboratory Quantities of UF6 in Existing Packages
Norman Kent, Andy Langston
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #407
大型である ANSI N14.1 の 30B 及び 48Y シリンダについては保護容器が利用可能である
が、濃縮度 1%を超える濃縮 UF6 が収納できる小型 1S 及び 2S シリンダには標準的なオー
バーパックはない。DOT の 10CFR173.417 によれば A 型少量核分裂性輸送物は 10CFR71
の NRC 一般認可で輸送することができる。よってこの A 型輸送容器をオーバーパックとし
て用いると、一定の制限のもとで 1S 及び 2S シリンダを輸送することができる。
5I-6
UX-30 輸送物運用上の良好事例と持続性
Operational Best Practices and Sustainability of the UX-30 Package
Catherline Grandhomme1, Don Olson2
1
AREVA Group – TN International, Montigny le Bretonneux, France, 2Columbiana
Hi-Tec, Greensboro, NC, USA #240
UX-30 は 30B 又は 30C シリンダを収納して 5%までの濃縮 UF6 を輸送する輸送物であり、
NRC の B 型輸送物認可を始め 10 ヶ国以上で認可を得て 2000 基以上が輸送に供されてい
る。ここ 2 年ほどオーバーパックを閉めるボールロックピンに問題があり、関係者間に情
報共有された。さらに、AREVA と Columbiana Hi-Tec は協力協定を締結して、許認可、
運用、製造等で共同し、同輸送物が継続して供用できるよう図っている。
5I-7
大型 UF6 シリンダの洗浄と保守
Large UF6 Cylinder Cleaning and Maintenance
Ron Noe, Norman Kent
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #406
直径 30 インチ及び 48 インチの鋼製シリンダが UF6 の輸送及び貯蔵に大量に用いられて
いるが、それらは 5 年ごとに洗浄され再認証されなければ継続使用できない。このため、
まずヒールと呼ばれる少量の UF6 残渣を洗浄し、一連の物理的試験によりシリンダの健全
性を確認する。この作業は UF6 製造工場、濃縮工場又は転換工場で通常業務の片手間に行
われている。Daher-TLI 社では世界で初めてこのための専用施設を計画し、当面は濃縮度
106
1%未満 UF6 用 48 型シリンダを対象として内面スケール除去を含む洗浄及びその工程から
生じるウラン副産物を回収し、シリンダ再認証を行う。
5I-8
UF6 シリンダの統一識別システム
Uniform Identification System for UF6 Cylinders
Florian Spielmann, Ben Dekker
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom
#276
世界では大量の UF6 シリンダが用いられているが、その識別番号（ID）はそれを取り扱
う施設ごとに付けられるので、様々な文字・形式がある、自動読取装置に対応していない、
複数の ID を持つ等の欠点がある。発表では、世界統一的な ID システムが提案されてその
得失が検討されており、新規製作シリンダへの導入は容易で ID 管理の合理化が図れるもの
の、既に供用されているものをどうするかとの課題が指摘されている。
セッション 5J
規制及び制度上の課題：核分裂性適用除外及び放射線防護
(Regulatory and Institutional Issues: Fissile Exemption and
Radiation Protection)
Co-Chairs: Ingo Reiche, Federal Office for Radiation Protection, Germany and Ronald
Pope, Consultant, United States
5J-1
IAEA 輸送規則の臨界安全上の根拠
Criticality Safety Basis for the IAEA Transport Regulations
Dennis Mennerdahl
E Mennerdahl Systems, Täby, Sweden #388
PATRAM2010 後に、IAEA 輸送規則 SSR-6 の技術的根拠をまとめた文書の作成が IAEA
にて開始され、草案が作成された。臨界安全に関わる部分については、基本的に適切に運
用されてきたが、適用除外輸送物、LSA-I、Confinement System（臨界安全維持体系）、
CSI 管理の技術的根拠等については問題が残っている。また、核分裂性適用除外の根拠は
50 年前に戻る必要がある。関係者には技術的根拠等に関わる情報の提供が求められている。
5J-2
核分裂性物質輸送の要件からの除外規定に関する IAEA での改訂の概要
Overview of IAEA Modifications for Exceptions to the Requirements for
Transport of Fissile Material
Cecil V. Parks1, Nicholas Barton2, Sam Darby3, Makoto Hirose4, Dennis
Mennerdahl5, Isakun Ortiz de Echevarria Diez6, Ingo Reiche7
1
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA, 2Department for Transport,
London, United Kingdom, 3Department for Health and Safety, Manchester, United
Kingdom, 4Nuclear Fuel Transport, Tokyo, Japan, 5Consultant, Stockholm, Sweden,
6
IRSN, Paris, France, 7BfS, Salzgitter, Germany #427
従来に比べてより等級別手法が採用された新 IAEA 輸送規則 SSR-6 の核分裂性物質の輸
送要件からの除外規定についての概要が紹介された。従来規則 TS-R-1（2009 年版）の 417
項については、大量の集積や安全裕度の整合性を考慮して、新規則 SSR-6 では定義の見直
107
しとともに、417 項（非核分裂性）と 674 項（核分裂性、CSI 管理）に整理された。また、
当局承認規定が追加され、臨界安全質量が簡略化され、より柔軟な利用が可能となった。
5J-3
当局承認の核分裂性適用除外－英国の経験
Competent Authority Approved Fissile Exceptions - UK Experience
Nicholas Barton
Office for Nuclear Regulation, London, United Kingdom #113
PATRAM2010 及び ICNC2011 での発表の続きとして、新 IAEA 輸送規則 SSR-6 で導入
された当局承認の核分裂性適用除外規定に関する考察が述べられた。新規定は、規則に柔
軟性を与えるが、同様に不明確性も持ち込まれる。英国では、主な対象として廃棄物が考
えられ、既にいくつかの試験的な申請を受け取っている（スラッジ、固形化された廃棄物、
缶（＜100gU-235）、集積しそうもない缶、極低濃度核分裂性物質）。英国 ONR では一般的
なガイダンスを作成する。なお、新 IAEA 輸送規則 SSR-6 については、417(a)項の格子状
配列、417(b)項の火災等について懸念がある。
5J-4
10CFR71 の核分裂性適用除外及び一般認可に関する根拠とガイダンス
Bases and Guidance on Fissile Material Exemption and General Licenses in 10
CFR Part 71
Douglas G. Bowen, Cecil V. Parks
Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA #331
米国規則 10CFR71 では核分裂性適用除外について、IAEA 輸送規則 SSR-6 と異なり、2g
以下／輸送物、15g 以下／輸送物＋濃度 200 分の１、180g 以下／360kg＋濃度 2000 分の
１であれば除外できる規定がある。本規定は、2004 年に導入され既に 9 年の運用実績を有
して、これまで問題はない。これらの導入においては、参照文献が作成され、適用のガイ
ダンスとともに、技術的根拠（ベリリウム、黒鉛、重水等の制限値等を含む）も評価され
ている。更に実際的な例も含まれており、有用と考えられる。
5J-5
英国における放射性物質の通常の航空輸送の放射線的影響の調査
Survey of the Radiological Impact of the Normal Transport of Radioactive
Material by Air in the United Kingdom
Tiberio Cabianca, Mike Harvey, Alison Jones, Mike Potter
Health Protection Agency, Didcot, United Kingdom #126
英国 HPA（Health Protection Agency）では、放射性物質輸送による放射線的影響を把
握するため、定期的に実地調査を実施している。2009 年に海上輸送を、2012 年には航空輸
送を調査した。質問表を航空輸送業者に送付して回答を得るとともに、実地訪問及び解析
による作業員及び乗客、乗員等の被ばく量についても評価した。評価結果によれば、いず
れも被ばく量は１未満～数十μSv/y 程度であり十分小さいことが確認された。なお、離隔
距離については、ICAO と IAEA 等で差があり、今後検討が必要である。
108
5J-6
輸送リスク管理による成功例
Success Stories Through Transport Risk Management
Véronique Brandon
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France
#225
AREVA TN では、2010 年から全世界的に全ての輸送に対してリスク評価を実施し、管理
レベルと危険性によるマッピングを行い、比較的リスクが高いとされる輸送に関して、対
策、管理強化等を実施してリスクを低減する活動を実施している。例えば、カザフスタン
から中国への UOC の新たな輸送ルート（海上輸送）等について評価等を実施している。2012
年においては、約 12 万回の輸送に対して、７回の INES-0 レベル、1 回の INES-1 レベル
の事象が発生した。
109
第4章
ポスター発表
ポスター発表はプログラム上 44 件であった。ポスター掲示板は 24m×1.2m の米国サイ
ズで前回の倍以上の大きさであったが、それらを収容するのに十分な広さの会場が準備さ
れ、第 1 日目から 4 日目昼まで掲示された。ポスターセッションは第 3 日目午前中で、多
くの参加者で賑わった。
セッション 3A ポスターセッション (Poster Session)
Chair: Jeffrey England, Savannah River National Laboratory, United States Co-Chair:
Noehmi Brewer, U.S. Department of Energy, United States
3A-1
重量級輸送物の道路輸送における設計負荷係数
Design Loading Factors in Road Transport of Very Heavy Packages
Tim P. Gleed-Owen
#124
Rolls-Royce plc, Derby, United Kingdom
欧州における放射性物質輸送は、医薬品、実験用装置、産業用線源等の小さな輸送物（数
トン以下）が主流であり、これらの輸送では、車両の最大積載量に対して明らかに低い割
合の積載量である。これに対して、積載量を全体に対して影響を与えるような割合とした
重量級輸送物の場合の積載安全性の評価に用いる設計負荷係数について検討した。
3A-3
落下試験条件下の放射性物質輸送物用緩衝体の実験的試験
Experimental Testing of Impact Limiters for RAM packages Under Drop Test
Conditions
André Musolff, Thomas Quercetti, Karsten Mueller, Klaus-Peter Gruender, Bernhard
Droste
Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Berlin, Germany #159
新しいキャスクの設計とその承認手続きにおける落下試験時の緩衝体の実験的試験は、機
械的挙動と安全裕度を評価するうえで、ますます重要になった。近年、BAM では様々な設
計の緩衝体の試験を、特に B 型輸送物の承認手続きに関する特別な試験の中で行ってきた。
緩衝体実験の成果が示され、写真計測法やハイスピードモーション分析等を用いた変形量
の測定技術と衝撃挙動の解明について報告された。
3A-4
所管当局設計承認を要しない放射性物質輸送物の品質保証措置の評価
Assessment of Quality Assurance Measures for Radioactive Material
Transport Packages not requiring Competent Authority Design Approval
Steffen Komann, Carsten Gröke, Bernhard Droste
Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #167
輸送の主流は当局による設計承認が必要ない輸送物である。ドイツにおける原子力撤退の
決定は、原子力発電所の廃炉解体によって発生する LLW や MLLW 輸送のための輸送容器
の大きな需要を導くであろう。当局による設計承認の必要がない輸送物の品質保証につい
110
て、主な問題点を検討した。
3A-5
機械的事故時の金属ガスケットの径方向変位時の漏えい試験
Leakage Testing during Lateral Displacement of Metallic Seals under
Mechanical Accident
Tino Neumeyer, Karsten Mueller, Bernhard Droste, Juergen Auster
Federal Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #168
ドイツにおいては、漏えいを閉止するための一次及び二次蓋ボルトによって構成された二
重密閉蓋システムを持つ多目的キャスクが主に使用されている。許認可に係る自由落下試
験は、部分試験により変形や圧力が明確に模擬されるなど、試験方法の改良がされた。径
方向のずれと漏えい率の関係を調査するために、BAM では輸送容器のフランジ－蓋系の縮
尺モデルと落下試験装置で衝撃テストを実施した。試験の手配、実施内容、径方向変位と
密封性の関係に関連した測定技術について報告された。
3A-6
軸方向間隙測定による 9975 輸送物中のファイバーボードの劣化の決定
Determining Degradation of Fiberboard in the 9975 Shipping Package by
Measuring Axial Gap
Elizabeth R. Hackney1, Kerry Dunn2, William L. Daugherty2, Tina M. Stefek2, Joseph
L. Murphy2
1
Savannah River Nuclear Solutions, Aiken, SC, USA, 2Savannah River National
Laboratory, Aiken, SC, USA #177
B 型核分裂性輸送物として DOE の設計承認を受けている 9975 型輸送容器は数千基が輸
送に使用されている。これら容器は貯蔵用としても承認を受けていて、承認された輸送の
時間よりも長く放射線照射を受けている。安全性を確実とするために、9975 型輸送容器の
繊維体の構造及び温度特性をモニターする広大な観察プログラムが実施された。観察モニ
タリング中に繊維体の軸方向の割れが選択的に発見され、それらは過剰な水蒸気を含んで
いることがわかった。これらの検査で、輸送及び貯蔵状況下での、繊維体の蒸気レベルと
圧縮の関係性について、より良い理解がもたらされた。
3A-7
兼用キャスク安全評価
Dual Purpose Cask Safety Evaluation
Wolfgang Botsch1, Peter Hinterding1, Silva Smalian1, Eva-Maria Kasparek2, Holger
Völzke2, Dietmar Wolff2
1
TÜV NORD EnSys Hannover GmbH & Co. KG, Hannover, Germany, 2BAM Federal
Institute for Materials Research and Testing, Berlin, Germany #180
ドイツの使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物用の多目的キャスクは、安全な輸送及び中
間貯蔵に利用されている。両輸送物における重要な項目は、放射性物質を安全に封入する
こと、崩壊熱を安全に除去すること、臨界安全を確保すること、そして可能な限り被ばく
線量を下げることである。ドイツにおける中間貯蔵用 B 型キャスクの安全評価と設計にか
かる許認可手続きについて、特に遮蔽に係るキャスクと施設建屋の相互作用、熱除去、航
空機の衝突を含めた事故分析に焦点を当てて報告された。
111
3A-8
通常及び平常の輸送条件下での核物質輸送キャスクによる加速度の測定
Measurement of the Acceleration Undergone by a Nuclear Transport Cask
During Routine and Normal Conditions of Transport
Nicolas Baumet, Sabine Chaix
CEA, Saint Paul les Durance, France #189
空の放射性物質輸送容器 CADM（23t）を用いて輸送試験が行われた。この輸送容器は架
台の中心に置かれ、４つの固縛チェーンで固定されて垂直に輸送される。通常の輸送時に
おけるキャスク、トレーラープラットホーム、輸送架台にかかる 3 方向の加速度と固縛チ
ェーンにかかる力を計測した。この試験において、それぞれの計測結果の最大値、最小値
が抽出され統計的に処理された。この結果により、通常の輸送時における上限加速度を決
定することが可能となった。
3A-9
核分裂性輸送物への炭化水素の貫通の臨界安全性への影響
Influence on Criticality Safety of the Penetration of Hydrocarbons into
Packages Containing Fissile Materials
Celine Lenepveu
IRSN, Fontenay Aux Roses, France #203
IAEA 輸送規則では、核分裂性輸送物の臨界安全評価において、水の存在を考慮しなくて
はならない。しかし、中性子減速材として水よりも優れている炭化水素のような物質も核
分裂性物質に混合されている。水や遮蔽材を必要としない未照射 UO2 燃料（粉末又は焼結
ペレット集合体）で一般的に用いられる IF 型輸送物の陸上輸送での事故時における反応度
の影響について調査した。核分裂性輸送物の臨界安全評価における炭化水素の追加考慮に
ついては、IAEA 輸送規則に反映される可能性があり、関心が示されている。
3A-12 共通キャスク群の管理
A Common Cask Fleet Management
Delphine Labroche-Moretti1, Sébastien Claverie-Forgues2
1
AREVA Group - TN International, Montigny le Bretonneux, France, 2CEA,
Cadarache, France #243
フランス原子力研究センターCEA と TNI 社では、研究による原子力製品、放射性液体、
放射性廃棄物等の様々な輸送容器を共に保有している。CEA と TNI は、国内、国際の原子
力産業に関わる様々な輸送容器の設計、許認可、製造、保守等の長い経験を共有している。
また、TNI は 50 年以上原子燃料サイクルに関わる全ての分野の放射性物質輸送に関わって
きた。2008 年に CEA と TNI は保有キャスクの保守管理の最適化のためのパートナーシッ
プを構築した。このパートナーシップは保守分野及び設計許認可分野に関するものである。
3A-13 放射性物質輸送のためのマルチメディア教育
Multimedia Instructions for Carriers of Radioactive Material
Adelia Sahyun1, Gian Maria Sordi1, John Simpson2, Carlos N. Ghobril3, Clarice F.
Perez4
1
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares/ ATOMO Radioproteção e
112
Segurança Nuclear, São Paulo, Brazil, 2Class 7 Limited, Chadderton, Oldham, OL1
2TW, United Kingdom, 3Instituto de Economia Agricola - São Paulo / ATOMO
Radioproteção e Segurança Nuclear, São Paulo, Brazil, 4Centro Tecnologico da
Marinha em São Paulo - CTMSP, Av.Prof. Lineu Prestes 2468 - Cidade
Universitaria, [email protected], São Paulo, Brazil #247
放射性物質を扱う者にとって輸送規則は従わなければならないものであるが、法律的要求
事項は難解なものになっている。南米市場ではこの問題を解決するために、2013 年の終わ
りにそれぞれの輸送物に対するコンプライアンスガイドが発表された。このソフトは英語、
ポルトガル語、スペイン語による利用が可能で、現在広く用いられている。輸送規則が改
正される度に更新を行っているため、最新の法律を知ることができる。
3A-14 異なる圧力下での UN-205 リットルドラム蓋の漏洩の整合性と挙動
Determination of Leak Integrity and Behaviour of 'Standard' UN 205 Litre Drum
Lids When Subject to Differential Pressures
Gerry Holden1, David Windley2
1Onet Technologies UK Ltd, Southampton, United Kingdom, 2Transport Container
Standardisation Committee, Oxford, United Kingdom #254
2012 年より英国 ONET 社により、UN-205 ℓドラム缶による固体輸送物（SCO-II/LSA-II）
を対象とした陸上輸送中における異なる気圧によるドラム缶の挙動についての研究が進め
られた。これまでは固体輸送物を対象とした試験を行ってきているが、有害液体に関して
は行われてきていなかった。IAEA 輸送規則（TS-R-1）が求めている環境の中での漏えい
試験を実施し、2013 年の初頭に結果をまとめた。
3A-15 初期製造キャスクにおける欠点と運用によって生じた磨耗による影響についての
安全報告書
Effect of Original Manufacturing Defects/operational Wear on Older Packages
Safety Reports
Andrew J. Barber, Sam Waters
Magnox Ltd, Oldbury Technical Centre, United Kingdom #269
MAGNOX 社は英国内の原子力発電所等から再処理施設のあるセラフィールドまでの照
射済燃料の輸送を担っている。MAGNOX 社のキャスクを用いた輸送は 2019 年頃まで行わ
れる予定となっている。MAGNOX 社では初期に製造したキャスクに対して、最新の知見を
用いて規則に定められた通常の輸送時、事故時における放熱フィン等の挙動について解析
を実施した。これらの解析結果を今後のキャスクの設計に活かしていく。
3A-16 放射性廃棄物と使用済燃料の輸送
Waste and Spent Fuel Transport
Michelle Nuttall, Gary Jones, Yoshiyuki Fujita
World Nuclear Transport Institute (WNTI), London, United Kingdom
#274
放射性廃棄物の輸送は IAEA の輸送規則（TS-R-1）の枠組みの中で規制されている。し
113
かしながら経験上、輸送業者は特殊な放射性輸送物の輸送に対して多くの問題を抱えてい
る。WNTI ではこれらの輸送のために、共通の問題や経験を持った者が集い、輸送方法論
についてワーキンググループを設置し、解決に努めている。WNTI のバックエンドワーキ
ンググループでは大型放射性廃棄物（蒸気発生器等）の輸送等の問題に取り組んでいる。
3A-17 ARG-US を用いた放射性物質の監視、追跡の使用経験
ARG-US RFID for Monitoring and Tracking Nuclear Materials - The Operating
Experience
Brian A. Craig1, John Lee1, Hanchung Tsai1, Yung Liu1, Jim Shuler2
１
Argonne National Laboratory, Lemont, IL, USA, 2Department of Energy,
#282
Washington D.C., DC, USA
米国 DOE を始めとして、無線自動識別技術を用いた放射線物質の監視、追跡が一般的に
なってきた。このシステムは ARG-US と呼ばれており、2010 年より米国のサバンナリバー
サイトとネバダ核実験場にて同システムを用いた実験結果について紹介している。この装
置は、遠隔地から放射性物質の位置情報の他に、温度、湿度、ガンマ線、中性子線につい
ての情報も知ることができるので、被ばくの低減にもつながる。
3A-18 フランスでの原子力施設内における危険物輸送規則
French Regulation on Transport of Dangerous Goods on Nuclear Sites
Claire Sauron, Colette Clémenté
Nuclear Safety Authority, Fontenay aux Roses, France
#295
国際輸送規則である ADR には原子力発電所を含む私有地での危険物の陸上輸送について
の規制については定められていない。しかしフランスでは、公道と同じように施設内での
人や環境へのリスクを考慮し、2012 年 2 月にそれらの輸送を対象とした新規則（BNI order）
を公布した。この法律は国際法に基づくものであり、BNI order を受け入れた発電所側の
対応等を紹介している。
3A-19 航空輸送による B（U）型輸送物輸送拒否の問題
Problem Regarding Denial of Empty Type B (U) Packages by Airlines
Couwenbergh H. Rudy1, Dekkers Rob2, Doornebos Henk3
1
Isotopes Services International, Mechelen, Belgium, 2AIPES c/o GE Healthcare,
Eindhoven, Netherlands, 3AIPES c/o Mallinckrodt Medical, Petten, Netherlands
#296
航空機による医薬品等の B（U）型輸送物の輸送には輸送拒否の問題がある。輸送拒否に
会うと輸送物は返還されることとなり、莫大なコストがかかる他に、放射性医薬品を必要
とされる場所に届けられないといった問題が発生する。これらの問題は現存する規制によ
ってもたらされるものであり、航空輸送に対する知識と理解が必要とされている。
114
3A-20 ロシア連邦における放射性輸送物の緊急時対応
Emergency Response System for Transport of Radioactive Material in the
Russian Federation
Vladimir Ershov1, Andrey Sorokin1, Sergey Yarmiytchuk1, Eugeny Glukhih2
1
FGUP "Emergency Response Centre", St.-Petersburg, Russian Federation, 2State
Atomic Energy Corporation "Rosatom", Moscow, Russian Federation #299
ロシア連邦において放射性物質の輸送は高度な安全性を有しており、輸送中の事故発生は
極めて小さい。しかしながら輸送中の事故が起こることを考慮してロシアでは輸送中の非
常時対応訓練を実施してきている。非常時の体制は ROSAITOM が担っており、その組織
体制や、これまで実施してきた非常時対応訓練の様子を紹介している。
3A-21 浄化目標のための強く緊密な国際的廃棄物容器の利用
Utilizing Strong Tight Intermodal Waste Packaging To Meet Cleanup Goals
Bruce Cohen
Associated Fabrication & Container Sales, Goose Creek, SC, USA #306
米国 DOE はすべての業者に対して費用削減を手段として環境管理を求めている。放射性
廃棄物は近年、加速度的に増えてきており、処理の需要も高まってきている。その需要に
対して、ACS&F 社は DOE を始めとした省庁の要求に満たすよう膨大な種類の低コストで
ある放射性廃棄物輸送コンテナを設計、製作を行ってきた。
3A-22 英国における放射性物質の安全輸送のための工業実施規格
Industry Code of Practice for the Safe Transport of Radioactive Material in the
United Kingdom
Neil Carr
Transport Container Standardisation Committee, Didcot, United Kingdom #348
TCSC は、放射性物質の安全輸送に要求されている規格を調査する目的で設立された委員
会である。TCSC の主な役割は放射性物質を安全に輸送するための行動基準の維持、発展で
ある。TCSC の設計規格は輸送容器設計の基準になったり、助言として実証された安全書を
公布している。加えてその安全書は工学専門分野において広く使用されている。TCSC によ
る熱解析などの実施規格について紹介している。
3A-23 モンテカルロ法 PHINTS を用いたキャスク遮蔽解析のための適用
Application for Transportation Cask Geometry with Monte Carlo Code PHITS
to Shielding Analysis
Shinji Goko, Jiro Katayama
Japan Nuclear Energy Safety Organization, Tokyo, Japan #349
日本では燃料キャスクの遮蔽解析に二次元コード（DOT 等）を用いた解析が一般的であ
った。JNES では燃料キャスクの遮蔽解析のために三次元モンテカルロコード PHITS
（Particle and Heavy Ion Transport cord System）を開発している。PHITS コードにより
従来得られなかった結果も理解することができ、将来的に大きな役割を担うと考えている。
115
3A-24 湿式型輸送容器を用いた破損燃料輸送における水素発生量の評価
Measurement and Evaluation of Hydrogen Yield in the Transportation of the
Breached Fuel with Wet Type Transport Cask
Hirotaka Nojima1, Mitsuru Yata2, Hironori Mizobuchi2, Tsutomu Matsumoto2, Mitsuo
Matsumoto3
1
Nuclear Fuel Transport Co., Ltd., Tokyo, Japan, 2OCL Corporation, Osaka, Japan,
3
Nuclear Fuel Transport Co., Ltd, Tokyo, Japan #350
日本では使用済燃料の所外輸送及び構内輸送は主に湿式型の NFT 型輸送物を用いており、
胴内水の放射線分解による輸送容器内部の水素発生量を考慮する必要がある。原燃輸送は
健全燃料の所外輸送において容器内気相部の水素濃度を測定し発火下限である４％を十分
下回ることを確認した。今回、被覆管が破損した燃料棒を含む燃料集合体を、燃料収納缶
を有する NFT 型輸送容器を用いて輸送し、輸送後の燃料収納缶内気相部の水素濃度測定を
実施した。湿式容器での破損燃料輸送時の水の放射線分解に関する貴重な情報である。
3A-25 各国の所管当局との B 型輸送物認可取得の経験
Experience of Licensing Type B Packages with Comptent Authorities in
Different Countries
Robert Vaughn
Croft Associates Ltd., Abingdon, United Kingdom #354
国ごとの規制当局により異なる B 型輸送物や核分裂性輸送物に関する許認可方法及びそ
れぞれの手法の一長一短についての、許認可経験に基づく紹介。
3A-27 燃料棒の衝撃条件下での機械的挙動評価のための落重によるリング圧縮試験
Drop-weight Ring Compression Test for Evaluating the Mechanical Behaviour
of Fuel Rods Under Impact Conditions
Elena Torres-Alvarez, Jesus Ruiz-Hervías, Miguel Ángel Martín Rengel
Technical University of Madrid, Madrid, Spain #375
非放射性で水素化（水素濃度は 0, 150, 250 及び 500ppm）ZIRO 被覆管を用いて、3 つの
異なる温度（20, 135, 300℃）で実施されたリング圧縮試験結果から、動的（垂直落下試験
方法）と準静的（従来の試験方法）のいずれの試験方法でも温度と水素濃度の影響は同一
との結果が得られた。動的圧縮試験では温度上昇に伴い最大荷重のひずみ値がより大きく
なった。これらの実験により、使用済燃料被覆管の輸送中事故時の衝撃時挙動については
垂直落下リング圧縮試験である程度シミュレーション可能であるとの結果が得られた。
3A-29 安全、効率的及び信頼性のある放射性物質輸送のための電子トラッキング
Electronic Tracking for the Safe, Efficient and Reliable Transport of
Radioactive Materials
Vivek Jaysukhlal Maradia
Pandit Deendayal Petroleum University, Gandhinagar, India #394
核物質やその他放射性物質を輸送する際の安全性を確保するための手段として、最も効率
的で信頼性の高い電子トラッキングシステムの紹介。
116
3A-30 MCNP の入力インターフェース用 CAD 及び FEA ソリッドモデル形状
CAD and FEA Solid Model Geometry Input Interface for MCNP
Andy Langston, Philip Sewell
DAHER-TLI, Columbia, SC, USA #405
近年においては、CAD 図面を CAD 上のプログラムのまま直接に構造・熱解析するため
の FEA コードに変換することが業界の一般的な手法となっている。更に、CAD インター
フェースや FEA プログラムにおいては直接構造図を MCNP ファイルに変換できるものが
あり、それらの利点や制約事項についての紹介。
3A-31 LR-65 型タンクの保守
Maintenance of LR-65 Tanks
Jurgen Werle, Eric Bauzon
AREVA, Tricastin, France #415
フランスの AREVA ラアーグとトリカスタン工場間での窒化ウランを輸送するための容
器として使われている LR-65 タンクの清掃・保障作業については、従来人が実施していた。
それに代わりより安全な作業環境と効率的なシステムとして開発された電子制御ロボット
アームについての紹介。
3A-34 クレーンによる使用済燃料移送装置の構造評価
Structural Evaluation of Spent Fuel Transfer with a Crane
Michael C. Yaksh, Suresh Babu
NAC International, Norcross, GA, USA
#432
ガントリークレーンを用いてキャニスタを収納した輸送キャスクを輸送架台からコンク
リートキャスクへ移設するためのシステムについて、その耐震性とキャニスタの密封性能
の健全性確保について評価するために実施された各種解析についての紹介。
3A-35 通常鉄道輸送中の重量級核物質輸送物固縛システムで測定された加速度及びひず
みの解析
Analysis of Accelerations and Strains Measured on a Tie-Down System of a
Heavy Nuclear Transport Package Taken During a Routine Rail Journey
Andrew D. Cummings1, Jarema Krywonos1, Peter Purcell1, G Rothwell2, C
Matthews2
1
International Nuclear Services Ltd, Warrington, United Kingdom, 2Liverpool J.M
University, Liverpool, United Kingdom
#439
輸送物の大型化に伴い、固縛システムの設計が重要になってきている。99.7 トンの輸送
物のトレーラ運搬時加速度測定結果から準静的加速度をパワースペクトル密度法、デジタ
ルフィルタ、周波数解析、感度解析により分析した結果、IAEA 助言文書 TS-G-1.1 の横方
向 0.5G、進行方向 1.0G、上下方向 1.0±0.3G に対して、それぞれ 0.16G、0.1G、0.22G（上）
・
0.26（下）という値を得た。
117
3A-37 貯蔵コンテナに関する社内基準
A Company Standard For Storage Containers
Gary Nightingale
AWE, Aldermaston, United Kingdom #449
ほとんどの会社にとって承認された輸送物として放射性物質を受け取った場合、その後の
安全な保管は当該会社の責任となる。AWE 社では 1990 年代に社内基準として貯蔵設計承
認（SDAR）文書にて貯蔵コンテナの設計基準を定めた。これはリスクベース手法に基づき
放射能量と材料形態によって貯蔵コンテナのクラスを分類するもので、遺産廃棄物等を次
の処理のための中間措置とできるか、処分工程に送るべきかを柔軟に決めることができる。
3A-38 韓国における使用済燃料の状況と健全性評価手法
Spent Fuel Status in Korea and Integrity Evaluation Approach
Seongki Lee, Soyoung Kim, Ilsub Jeong
KEPCO Nuclear Fuel, Yuseong, Korea, Republic of #469
韓国においては約 1 万トンの使用済燃料が国内施設に貯蔵され、間もなく飽和するので、
処分が重要な課題となっている。乾式中間貯蔵において燃料健全性は重要な課題であり、
特に福島事故以降は安全要求が厳しくなってきているが、使用済燃料の物理的挙動は非常
に予測しにくい。使用済燃料関係の一連の研究開発は行われているものの、規制面を含め
て使用済燃料処分に向けての具体的動きはない。
3A-40 輸送緊急時対応プログラムの放射線学的訓練マトリックス
Transportation Emergency Preparedness Program Radiological Training
Matrix
Ella B. McNeil1, Tom Clawson2 , Mark Linsley2
1
U.S. Department of Energy, Washington, DC, USA, 2Technical Resources Group,
Idaho Falls, ID, USA #496
米国 DOE の輸送緊急時対応準備プログラム（TEPP）は、放射性物質が関与する輸送緊
急時の対応者向けの幅広い教育訓練コースを提供している。このコースは明確なトピック
スと選択できる到達度で分割されており、参加者の希望や程度に対応する適切なレベルと
タイプの成果を得ることができる。主な対象者は消防、法執行、緊急時医療、環境及び公
共の健康、検視・犯罪捜査分野の人々であり、12 年の実績を反映している。参加者の必要
をする教育訓練が識別できるようマトリックス化されている。
3A-41 低比放射性物質及び表面汚染物の分類における課題
Challenges in Classifying Low Specific Activity Material and Surface
Contaminated Objects
Wade Winters1, Michael Wangler2, Ella B. McNeil2
1
Regulatory Resources, Inc., Kennewick, WA, USA, 2U.S. Department of Energy,
Washington, DC, USA #499
米国では、浅地表処分される低レベル放射性廃棄物は NRC の廃棄物分類基準に適合する
よう定められた各処分施設の受入基準にあわせて特性化されなければならない。一方で、
118
輸送のためには DOT の危険物規則に適合しなければならない。これらが整合していないた
め混乱が生じており、その解決のための課題の提示として SCO の分類の必要性と LSA・
SCO 分類基準における NRC と DOT の相違点を指摘している。
3A-42 パイロプロセスホットセル施設に関する概念的安全研究
Conceptual Safety Study for Pyroprocess Hot Cell Facility
Seong-In Moon, Won-Myung Chong, Gil-Sung You, Jeong-Hoe Ku, Ho-Dong Kim
Korea Atomic Energy Research Institute, Dajeon, Korea, Republic of #501
韓国原子力研究所では使用済燃料のパイロプロセス（乾式再処理）技術を開発中で、今後、
工学規模パイロプロセス施設の概念設計を行う。処理量は 10tHM／年で、パイロプロセス
ホットセルが提案されており、主要設計要件が紹介された。事故シナリオを摘出するため
の危険要因分析、環境安全評価、放射線安全解析、臨界安全解析等の安全評価が実施済み
で、概念設計結果は工学規模実証施設の有効性評価に用いられる。
119
第5章
展
示
巨大ホテルでの開催であり展示会場には大広間が充てられたので、広々とした高い天井の
会場に 2 ブロックに分けられた展示スペースが配置され、中間にコーヒーブレーク用のテ
ーブルが据えられた。展示スペースは 45 区画分が準備され、3 社が 2 区画を使用した。設
営は日曜日午後で、夕刻以降開場されてコーヒーブレーク時を中心ににぎわったが、会場
の都合で木曜日昼に撤収された。
輸送会社、キャスク設計・製造会社中心に材料、部品、NGO を含め下記 42 組織（日本
からは 5 社）が出展した。
(1)
Alpha-Omega Services, Inc.：医療機器、放射線源及びラジオ・セラピーを提供す
る米国の会社で、近年は製品及びサービスを提供するために必要な一連の放射性物質
輸送容器システムを備えている。
(2)
American Society of Mechanical Enginieers (ASME)：言わずと知れた米国機械学
会で、数々の規格・基準を出しており、Boiler and Pressure Vessel Code は特に有名。
その Section III が原子力関係機器構造規格で Division 3 に輸送・貯蔵容器がある。
(3)
AREVA TN：フランス AREVA グループの輸送部門。例年より控えめながら 2 区画
を占め、キャスクのみならず、輸送全体を幅広く紹介。説明者は揃いの上着やネクタ
イで積極的に活動していた。
(4)
Argonne National Laboratory：米国アルゴンヌ国立研究所。DOE 向けの研究を行
っている。FRID トラッキングシステムを展示。
(5)
BOHLER Bleche GmbH & Co KG：オーストリアの金属材料製造者で、キャスク
バスケット及び燃料ラックに用いるボロン添加ステンレス鋼、ボロン添加アルミニウ
ム合金を供給する。
(6)
CAST Transportation：危険物輸送に特化された米国の重量物陸上輸送会社で、放
射性物質輸送も行う。
(7)
Ceradyne Boron Products：カナダの材料供給者でボロンを主とする熱中性子吸収
材である BORAL 板や B4C、ボロン添加アルミニウム合金を供給する。これら合金の
サンプルを展示。
(8)
Columbiana Hi Tech, LLC：米国の大手製缶会社で、原子力プラント用製缶機器を
供給する。UF6 シリンダ等を大量生産しているが、その他の放射性物質輸送容器も製
造。小型容器のサンプル等を展示。AREVA TN に買収された。
(9)
Constellium：ドイツのアルミニウム加工会社で、引抜加工技術に優れる。ボロン
添加アルミニウム合金を含むキャスクバスケット用大型アルミ引抜形材を供給する。
120
(10) Container Products Corporation：主に廃棄物の輸送・貯蔵・処分用各種コンテナ
を供給する米国の会社。除染、減容技術も提供する。
(11) Croft Associates Ltd.：RI を中心とした放射性物質輸送容器の設計、供給及び輸送
を行う英国の会社。
(12) Daher-TLI：フランス Daher 社グループの一員で、北米で放射性物質等の輸送を行
っている。
(13) Edlow International Company：Jack Edlow 氏が率いる放射性物質の輸送会社。
(14) EnergySolutions：放射性廃棄物の処理処分を行う米国の会社。埋設処分場を持ち、
廃炉や原子力発電所機器交換で発生した大型機器のリサイクルや処分を行う。
(15) Equipos Nuclears, S.A. (ENSA)：キャスクを含め、原子力機器を幅広く製造してい
るスペインの会社。
(16) Exchange Monitor Publications & Forums：原子力関連のニュースを配信する米国
の出版社。
(17) General Plastics Manufacturing Co.：社名のとおりプラスチック製造メーカー。
高強度発泡ポリウレタン等と供給する。
(18) German Society for Non-Destructive Testing (DGZfP)：非破壊検査に関する情報
交換や教育を行うドイツの非営利団体。
(19) 日立造船株式会社：日本で最初の本格的使用済燃料輸送容器 HZ-75 の設計・製造を
行ったキャスクメーカーの老舗で、現在は米国向けに大量のキャニスタを供給してい
る。本年、米国 NAC 社を子会社化した。
(20) Holtec International：コンクリートキャスクを代表として、幅広く原子力機器の設
計・製造を行う米国の会社。
(21) International Isotopes, Inc.：Alpha-Omega 社と協力して、自社の輸送容器等を用
いて放射性物質輸送を行う米国の会社。
(22) Internationa Nuclear Services：旧 BNFL のエンジニアリング部門が独立したもの。
今回は 2 区画を使用し、欧州から日本への MOX 新燃料輸送をわかりやすく紹介する
ビデオ等を流していた。
(23) ISSPA - International Source Suppliers and Producers Association：放射線源の
製造、供給者の協会（NGO）で、放射線源の有用性をアピールするパネルを展示。
(24) Joseph Oat：キャニスタやキャスクを含み幅広く大型原子力機器を製造する米国の
会社。
(25) 株式会社神戸製鋼所：鉄鋼材料を供給する製鋼所であるとともに、プラント機器等
の設計製造を行う。キャスクについては開発・設計・材料・製造まで一貫した体制を
敷いている。
(26) Major Tool & Machine：原子力関連機器を含めて大型機器の設計・製造等を行う米
国の会社。
121
(27) Metallix Technologies, Inc.：原子力級の金属材料等の供給及び試験サービスを行う
米国の会社。
(28) NAC International：キャスクやキャニスタを設計・製造する米国の会社。本年、
日立造船の子会社となる。展示は 1 区画のみで地味であったが、今回 PATRAM の大
スポンサーとして存在感を示していた。
(29) 株式会社ニチアス：断熱・保温材を中心とするプラント向け化学品の製造・施工メ
ーカーであるが、キャスク向けには中性子遮蔽材、金属ガスケット等を供給。
(30) 日軽金アクト株式会社：アルミ供給メーカーで、サンプル、パネル展示にてバスケ
ット等材料として開発した MAXUS をアピール。
(31) 原燃輸送株式会社：パネルのみの控えめな展示であったが、コーヒースタンド前の
好位置のせいか日本人参加者の寄合い場所となっていた。
(32) PacTec, Inc.：低／極低レベル廃棄物を収納する IP-1/2 型適合のフレキシブルコン
テナ等を製造する米国の会社。
(33) Paragon D&E：9979-AF 型容器を含めて、各種輸送容器を製造する米国の会社。
(34) Ranor, Inc.：キャスク、キャニスタを含めて大型機器の製造を行う米国の会社。未
来曜日午後の製造パネルに参加した TechPrecision は子会社。
(35) Rio Tinto Alcan Inc.：旧ペシネーの一部門で、ボロン添加を含むアルミ合金を供給
する。パネルに加え、アルミ合金バスケット材のサンプルを展示。
(36) Robatel Technologies, LLC：フランスの輸送容器設計・製造会社。50 年以上の歴
史を有し、70 型式 500 基を超える B 型輸送容器を供給している。
(37) Savanna River National Laboratory：サバンナリバー国立研究所。
(38) Sosny R&D Company：使用済燃料輸送を含めて、様々な原子力サービスを提供す
るロシアの会社。研究炉使用済燃料を航空輸送する C 型輸送容器を開発。
(39) TAM International, Inc.：放射性物質の輸送を世界的に展開しているカナダの会社。
(40) Volga-Dnepr Airlines：世界最大級の貨物機 AN124 等を用いてキャスクや大型貨物
を国際的に輸送するロシアの航空会社。
(41) World Nuclear Transport Institute：世界原子力輸送協会。英 BNFL、仏 TNI と日
本の電力会社が中心となって設立した NGO。
(42) Worthington Industries：旧 Westerman Companies Inc.＝米国の大手製缶会社で、
UF6 シリンダ等を大量生産している。今回は 2 区画展示。
122
第6章
その他
１． 親睦行事
公式の親睦行事としては、日曜日夜のレセプション・パーティーと木曜日夜の夕食会があ
り、夕食会には約 800 人が参加した。このほか、毎朝、その日のセッションの議長と発表
者が集合して顔合せ及び発表の注意事項を確認する発表者朝食会（ポスター発表を含む）
が開かれた。
恒例の夕食会は、ホテル内の大広間で開催された。19:30 からレセプション、20:00 から
食事と催事（青木賞・ヤング賞及び次回開催地の発表）であったが、レセプション時と食
後に壇上で DJ がレコードを流す以外の趣向はなかった。前回ロンドンでは格式高い王立裁
判所のホールでボードヴィルショーを含む凝った演出があったが、今回は米国流の簡素な
催しに終始した。
このほかに、非公式行事として火曜日夕刻から AREVA グループ主催の 50 周年記念パー
ティーがフィナンシャル地区の Bentrey Reserve（格調の高いコンファレンスセンター）で
開催された。また、水曜日夜には原燃輸送主催のパーティーが隣接する Hotel Nikko のレ
ストランで行われ、日本の関係者を中心に約 70 名の参加を得た。
２． 青木賞及びヤング賞
（１） 青木賞
青木賞は、日本で開催された PATRAM92 の際に同組織委員長であった故・青木成文先生
の発案で優秀な論文発表を讃えることにより論文応募のはげみとしようということで設立
された。以降、東京工業大学がスポンサーとなり、毎回褒賞委員会が設置されて論文につ
いてはセッション議長や聴衆の採点をベースに受賞者を選定し、夕食会にて発表している。
今回の褒賞委員会は DOE の Jim Shuler 氏が議長を務め、各国から 12 人の委員が参加し
ており、日本からは前回に引き続き電中研の白井孝治氏が加わった。
青木賞は、永年功労者や機関、優秀口頭発表及び優秀ポスター発表に贈られる。今回の受
賞者は次のとおりであった。日本からは優秀ポスター発表に原燃輸送の野島大孝氏が選ば
れ、壇上で表彰を受けた。
なお、口頭発表については夕食後の金曜日の発表で優秀なものが選ばれる場合もあるので
次回 PATRAM で発表される。
(a) 永年功労賞
・ Ronald Pope（米・コンサルタント／アルゴンヌ国立研究所）：PATRAM 当初から
参画し、IAEA の輸送ユニット長を 2 回も務めた放射性物質輸送社会の大御所で、放
射性物質輸送専門誌“Packaging, Transport, Storage & Security of Radioactive
123
Material”の編集長も務めた。現在でも、コンサルタントとして IAEA 専門家会合等
に参加している。
・ E. William Brach（米・コンサルタント／NRC）：米国 NRC で Office of Material
Safety and Safeguards の長を務め、使用済燃料等輸送・貯蔵分野で日本の経産省核
燃料管理規制課のカウンター・パートであったので知る人も多い。現在、IAEA の輸
送安全基準委員会（TRANSSC）議長を 2 期務めている。
・ Jack Edlow（米・Edlow 社）：米国の危険物／放射性物質の輸送を行う最大手 Edlow
社の 2 代目社長。第 2 回 PATRAM から参加するなど、米国輸送業界の代表として諸
方面で活躍。IAEA の輸送拒否運営委員会初代委員長も務めた。
(b) 永年功労機関
・ BAM（Bundesanstalt für Materialforschung und –prüfung）：ドイツ連邦材料研究・
試験所。当局の技術支援機関であり主に機械・熱的分野を担当。1980 年及び 2004 年
のベルリン PATRAM を主催した。PATRAM においては米国に次ぐ関与度であり、
今回も単一機関としては最大数の論文を発表している。
(c) 優秀口頭発表論文
・ Stephane Brut：使用済燃料集合体用輸送キャスクの新世代：TN G3 ファミリー（#222,
2-B2）
・ Kathryn Jackson：MOPDT 修正システム：カテゴリーC の修正を自己認証可能な英
国で唯一の会社（#270 , 2-J5）
・ Chi-Fung Tso：WAK 社輸送物の性能実証－供試体のモデル化と原型落下試験の解析
の有効性確認（#477, 2-A6）
(d) 優秀ポスター発表論文
・ Andrew J. Barber：初期製造キャスクにおける欠点と運用によって生じた磨耗による
影響についての安全報告書（#269, 3-A15）
・ Brian A. Craig：ARG-US を用いた放射性物質の監視、追跡の使用経験（#282, 3-A17）
・ 野島大孝：湿式型輸送容器を用いた破損燃料輸送における水素発生量の評価（#350,
3-A24）
（２） ヤング賞
今回新たに設立されたヤング賞は、2012 年 6 月に逝去された Clive Young 氏を記念する
もので、同氏は 1978 年から英国運輸省にて放射性物質輸送規制に携わり、1996 年以降、
放射性物質輸送部門長を務めるとともに、1999 年～2004 年には TRANSSC 議長も兼務さ
れた。2005 年 12 月に日本で開催された TranSAS-7（第 7 回輸送安全評価サービス）の評
価チームリーダを務められたこともあり、日本にとってもなじみが深い人である。運輸省
引退後も専門家として IAEA の多くの会合に参加され、放射性物質輸送に関する深い造詣
と軽妙洒脱な人柄は世界中の関係者に愛された。
124
Pope 氏より設立経緯の説明があり、故人の奥様 Martine Young さんからの挨拶と「この
賞は、輸送産業界の発展に貢献する熱意を持った若い人を激励するためのものである」と
の言葉の後、優秀ポスター賞が発表された。優秀口頭発表については、全セッション終了
後の金曜日夜の褒賞委員会で決定された。これらの賞の受賞者は次のとおりである。
・ 優秀ポスター発表：Andrew Cummings（英 INS）“通常鉄道輸送中の重量級核物質
輸送物固縛システムで測定された加速度及びひずみの解析”（#439, 3-A35）
・ 優秀口頭発表：熊野裕美子（IAEA）“輸送貯蔵兼用キャスクの安全評価統合を目的と
した IAEA ワーキンググループの活動概要”（#238, 2-D1）
３． 次回 PATRAM
夕食会の最後のハイライトとして、東工大有富より次回 PATRAM2016 は 2016 年 9 月に
神戸において開催する旨、宣言した。日本地図や会場配置、近隣名所を手際よく織り交ぜ
たプレゼンテーションを行い、各テーブルにはチラシも配布した。PATRAM2016 の主要目
は次のとおり。
・ 開催日：2016 年 9 月 11 日(日)～16 日(金)
・ 開催場所：神戸ポートピアホテル
・ 主催：日本機械学会・日本原子力学会、協賛：原子力規制委員会／規制庁・国土交通
省・経済産業省、協力：IAEA 等（予定）
４． 論文集
PATRAM2013 の論文集（Proceedings）はビデオ等も含め DVD にて 2013 年 12 月に参
加者に配布される予定である。
125
付
録
付録１：PATRAM 開催経緯
First International Symposium on the
Packaging and Transportation
of Radioactive Materials
Albuquerque, N. M., USA (January 12 – 15, 1965)
Second International Symposium Gatlinburg, Ten., USA (Oktober 14 – 18, 1968)
Third International Symposium
Richland, Wash., USA (August 16 – 20, 1971)
Fourth International Symposium Miami Beach, Fl., USA (September 22 – 27, 1974)
Fifth International Symposium
Las Vegas, Nev., USA (May 7 – 12, 1978)
6th PATRAM ’80
Berlin, Germany (November 10 – 14, 1980)
7th PATRAM ’83
New Orleans, Lou., USA (May 15 – 20, 1983)
8th PATRAM ’86
Davos, Switzerland (June 16 –20, 1986)
9th PATRAM ’89
Washington DC, USA (June 11 – 16, 1989)
10th PATRAM ’92
Yokohama City, Japan (September 13 – 18, 1992)
11th PATRAM ’95
Las Vegas, Nev., USA (December 3 – 8, 1995)
12th PATRAM ’98
Paris, France (May 10 – 15, 1998)
13th PATRAM 2001
Chicago, Il., USA (September 3 – 7, 2001)
14th PATRAM 2004
Berlin, Germany (September 20 – 24, 2004)
15th PATRAM 2007
Miami, Fl., USA (October 21 – 26, 2007)
16th PATRAM 2010
London, UK (October 3 – 8, 2010)
17th PATRAM 2013
San Francisco, Ca., USA (August 18 – 23, 2013)
126
付録 2：PATRAM2013 国別参加数
127
291
2
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
44 12
1
0
0
0
1
13
1
10
32
367
7
2
1
1
2
6
2
2
2
1
44
セッション議長
32
0
2
数
13
1
9
2
15
1
実
0
0
0
0
2
1
109
47
40
40
35
21
9
5
5
4
5
3
8
1
1
1
1
1
2
2
2
1
キャンセル
1
1
1
1
2
1
7
4
5
6
3
1
2
合 計
エントリ
323
5
2
数
367
5
1
1
1
9
4
5
7
3
3
3
実
･
30
13
1
9
1
87
42
35
32
32
13
5
4
4
4
3
3
1
1
1
1
1
キャンセル
397
13
1
10
1
1
1
1
13
1
エントリ
計
2
4
100
43
35
33
32
18
6
5
5
4
3
3
6
1
1
1
1
数
合
15
1
10
2
1
2
109
47
40
40
35
21
9
5
5
4
5
3
8
1
1
1
1
1
2
2
2
1
ポスター発表
実
IAEA
ISO
WNTI
16
1
2
キャンセル
23
24
25
125
48
42
40
37
22
11
5
5
4
5
3
12
1
1
1
1
1
2
2
2
1
エントリ
USA
Germany
France
UK
Japan
Russia
Korea
Canada
Sweden
Belgium
Italy
Switzerland
India
Czeck
Norway
South Africa
Spain
Brazil
China
Nigeria
Romania
Australia
数
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
口頭発表
実
Country/
Organization
エントリ
No
却下 取下等
論文応募
94
46
40
38
35
14
7
4
4
4
3
3
2
1
1
1
1
1
0
0
0
0
39
15
8
5
7
13
1
10
1
323
40
全
体
講
演
9
1
2
3
1
1
2
1
18

将来の応募に備えて （本稿は小西俊雄〈IAEA リクルートローカル

1 第18回原子力委員会定例会議議事録（案） 1．日 時 2003年6月17日

（IFNEC） 第3回執行委員会会合結果について

巨大な人口を抱えるアジアの食糧を供給する農業と放射線育種

コテージ貸切信越雪遊び三昧2015春 主催OCH

誌面サンプルを見る

前書き（PDF 58k）

データシート ダウンロード

第1章 大量破壊兵器拡散をめぐる国際政治

木材利用促進政策を考える - 木材利用システム研究会