第１５回
放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議
ＰＡＴＲＡＭ２００７報告書
ＰＡＴＲＡＭ２００７報告書
監修 有冨 正憲
2007年10月21～26日
Doral Golf Resort & Spa, Miami, Florida, USA
国立大学法人 東京工業大学
原 燃 輸 送 株 式 会 社
第 15 回
放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議
PATRAM2007 報告書
2007 年 10 月 21 日－26 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、従
来から発表内容は国際原子力機関（IAEA）の放射性物質の安全輸送規則に反映
されてきた。第 1 回の PATRAM は 1965 年 1 月 12 日から 15 日にかけ米国のア
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 9 月 13 日から 18 日にかけ第 10 回目である
PATRAM 92 を横浜で開催した。
今回の PATRAM2007 は第 15 回目であり、米国・マイアミの Marriott Doral
Golf Resort & Spa で 2007 年 10 月 21 日から 26 日にかけ、米国運輸省（DOT）、
原子力規制委員会（NRC）、エネルギー省（DOE）の主催、核物質管理学会
（INMM）と IAEA の協賛にて開催された。我が国からも約 60 名の参加があり、
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
日の夕刻まで論文発表セッションが行われた。加えて、毎朝の全体セッション
での講演、昼のパネル討論、3 日目午後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。
論文発表は、従来どおり輸送物試験、輸送物設計・解析、輸送方法・経験に
関するものが中心であったが、規則適合輸送物の安全裕度確認の経験を総括し
ようという動きから、規則基準外試験に関する 2 セッションが設けられたのが
今回の特徴である。輸送・貯蔵兼用キャスクの一般化、MOX 燃料・解体廃棄物・
大型輸送物の登場という最近の傾向に加える新たな動きとしては、輸送保安（セ
キュリティ）の強化、輸送拒否・遅延問題等があげられる。
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、PATRAM2007
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 19 年 11 月 30 日
東京工業大学原子炉工学研究所
有
冨
正
憲
第 15 回
放射性物質輸送容器と輸送に関する国際会議
PATRAM2007 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
小田野
直 光
(独)海上技術安全研究所海上安全研究領域
丸
岡
邦
男
(独)原子力安全基盤機構規格基準部システム評価グループ
白
井
孝
治
(財)電力中央研究所地球工学研究所バックエンド研究センター
津
旨
大
輔
(財)電力中央研究所環境科学研究所
荻
野
晴
之
(財)電力中央研究所原子力技術研究所放射線安全研究センター
佐々木
道
也
(財)電力中央研究所原子力技術研究所放射線安全研究センター
浅
野
良
二
日立造船(株)機械事業本部原子力・エネルギー営業部
伊
藤
大一郎
三井造船(株)環境・プラント事業本部設計部原子力グループ
赤
松
博
史
(株)神戸製鋼所高砂機器工場技術室
下
条
純
(株)神戸製鋼所高砂機器工場技術室
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
横
江
大
トランスニュークリア(株)技術部
菊
池
晴
晃
(株)オー・シー・エル設計部基本設計第 2 グループ
松
本
光
郎
原燃輸送(株)技術部
高
月
英
毅
原燃輸送(株)技術部
広
瀬
誠
原燃輸送(株)技術部・企画部
以上
目
第１章
次
ＰＡＴＲＡＭ２００７の概要
１．ＰＡＴＲＡＭの概要 ............................................................................................... 1
２．ＰＡＴＲＡＭの２００７の概要 .............................................................................. 1
３．プログラムの概要 .................................................................................................. 1
４．発表論文の概要 ...................................................................................................... 1
５．その他.................................................................................................................... 2
第２章
講演
１． 開会セッション
（１）開会挨拶 ......................................................................................................... 3
（２）開会挨拶 .............................................................................................................. 3
（３）ユッカマウンテンプロジェクトの最新情報 ........................................................ 3
（４）放射性物質の輸送において浮かび上がっている問題 .......................................... 3
２． 全体セッション
PS-1
ドイツにおける規則試験基準を超える環境での B 型輸送物の試験 ................... 4
PS-2
放射性物質安全輸送における IAEA の活動 .......................................................4
PS-3
米国輸送協議会からの展望 ................................................................................4
PS-4
日本における使用済燃料貯蔵/輸送容器の試験...................................................5
PS-5
ロンドンでの Po-210 の除染－緊急時の関係機関間の業務の経験 .....................5
第３章
口頭発表
セッション 1A
規則試験環境とは異なる環境での輸送物試験－Ⅰ (Package Testing to
Environments Different from Regulatory Test-I)
1A.1
英国における B 型輸送物のヘリコプタによる落下試験 ..................................... 6
1A.2
放射性物質の陸上車両輸送中の事故を模擬した初期の試験 ..............................6
1A.3
米国における規則輸送物構造試験基準を超える環境での B 型放射性物質
輸送物の初期の構造試験 ....................................................................................6
1A.4
さて、お立ち会い！マグノックス関連の試験で学んだこと ..............................7
1A.5
日本における規則輸送物試験基準と異なる条件での B 型輸送物の試験............7
1A.6
米国における規則輸送物試験基準を超える衝撃に対する B 型輸送物の最近
の評価.................................................................................................................8
1A.7
輸送物性能評価：過去 30 年の経験....................................................................8
1A.8
規則と異なる苛酷事故における B 型輸送物設計のフランスの安全性評価 ........9
(1)
セッション 1B
輸送物設計－新燃料 (Package Designs - Fresh Fuel)
1B.1
PWR 新燃料 B 型輸送容器の開発 .......................................................................9
1B.2
M4/12 型 MOX 燃料輸送容器の性能と特徴........................................................9
1B.3
フランスから日本へ MOX 燃料を輸送する容器の開発 ......................................9
1B.4
新型の TN International 容器：環境を考慮した設計 ........................................10
1B.5
新型 ATR 新燃料輸送物 ......................................................................................10
1B.6
エネルギー省の 110 ガロン仕様 6M 輸送コンテナの代替品の開発....................10
1B.7
多目的新燃料輸送容器 ........................................................................................10
1B.8
AREVA NP 次世代新 UO2 燃料集合体輸送容器：臨界安全性を高めるための
SCALE-CRISTAL の比較 ..................................................................................11
セッション 1C
保安（セキュリティ）及びリスク評価概要 (Security and Risk Assessment
Overview)
1C.1
形態解析を用いた放射性物質輸送に対する脅威解析 .......................................... 11
1C.2
放射性物質輸送保安―新勧告の認識及び応用 ....................................................12
1C.3
保安準備設計への試みに基づくリスク ...............................................................12
1C.4
輸送保安準備を示唆する放射能拡散兵器シナリオ .............................................12
1C.5
物質の回収とその場所に放射性物質が置き去りにされることの輸送安全
リスクと輸送制限オプションや輸送遅延による脆弱性 ......................................12
1C.6
核燃料物質輸送安全のための効率的な管理ツールに関する人間工学的手法 ......13
1C.7
輸送リスクアセスメント－30 年から何を学び推測できるか..............................13
1C.8
NRC の使用済燃料輸送リスク評価方法 .............................................................13
セッション 1D
混合酸化物燃料の輸送 (Transport of Mixed Oxide Fuels)
1D.1
陸上及び海上による MOX 輸送..........................................................................14
1D.2
日本原子力研究開発機構による MOX 粉末の海上輸送......................................14
1D.3
特殊保安車両によるドイツの原子力発電所への未照射 MOX 燃料要素の輸送
－最近 20 年の概観.............................................................................................14
1D.4
MX6 及び MX8 燃料輸送キャスクの使用に関する情報 .....................................14
1D.5
EUROFAB プロジェクト・プルトニウムと MOX 燃料の国際輸送例 ...............15
1D.6
Futurix-FTA 燃料棒輸送容器とその輸送 ..........................................................15
1D.7
CASTOR KNK によるドイツ小型ナトリウム冷却原子力施設 KNK II からの
燃料の返還 .........................................................................................................15
1D.8
ロシアでの SNF 輸送の核及び放射線安全性の状態及び VVER-1000 原子炉
からの MOX 輸送の課題：キャンセル...............................................................16
セッション 2A
規則試験環境とは異なる環境での輸送物試験－Ⅱ (Package Testing to
Environments Different from Regulatory Test-II)
2A.1
放射性物質輸送物の規則外試験－産業界の視点 ................................................16
(2)
2A.2
異なる標的への衝撃に対する B 型輸送物の挙動評価 ........................................16
2A.3
非常に厳しい機械的衝撃条件での LSA 物質輸送物の大気中放出計測試験 .......17
2A.4
米国における規則輸送物熱試験基準を超える環境での B 型放射性物質輸送物
の初期の熱試験 ..................................................................................................17
2A.5
使用済燃料キャスクの挙動へのトンネル火災の影響 .........................................18
2A.6
米国における規則基準と異なる苛酷な熱的環境にさらされた使用済燃料輸送物
の最近の評価......................................................................................................18
2A.7
海上事故環境での B 型輸送物の挙動評価 ..........................................................18
2A.8
MOX 新燃料輸送物の仮想的な海没事故時の放射性核種濃度の推定 .................19
セッション 2B
放射線防護 (Radiation Protection)
2B.1
IAEA-TECDOC-1449 から導出される輸送物の表面汚染免除レベルの問題点 ..19
2B.2
使用済燃料輸送キャスクの非固定性表面汚染基準値の策定 ...............................20
2B.3
低レベルの NORM の輸送－整合性と実用性について .......................................20
2B.4
NORM 放射性物質の輸送に関する除外、規制免除及び LSA 量：キャンセル ..20
2B.5
放射性物質、特に天然起源放射性物質（NORM）、の輸送に関する規制免除の
シナリオと判定基準の検討：キャンセル ...........................................................20
2B.6
カナダにおける放射線防護計画の実施 ...............................................................21
2B.7
水の浸入を考慮した使用済燃料キャスクの臨界安全に関する規則の更新..........21
2B.8
核分裂性物質用のキャスク設計における効率的な許認可...................................21
セッション 2C
国際保安の努力と緊急時対応 (International Security Efforts and
Emergency Response)
2C.1
輸送・貯蔵キャスクに対するサボタージュに関する国際作業部会....................21
2C.2
核物質輸送に関するサボタージュ：装甲貫通兵器によるサボタージュのケース
スタディのための一般的アプローチ ..................................................................22
2C.3
使用済核燃料サボタージュ試験: 劣化ウラン酸化物のエアロゾル.....................22
2C.4
サボタージュによる高レベルガラス固化体からの空気中放出...........................22
2C.5
HEDD 攻撃により使用済燃料から放出されるエアロゾルのパラメータ研究 ....23
2C.6
UKAEA の輸送緊急時配置 ................................................................................23
2C.7
放射性物質輸送における危機時コミュニケーション：いかにしてブルドッグ
に口紅を塗るか ..................................................................................................23
2C.8
輸送セキュリティリスクの最適化／緊急時対応準備 .........................................24
セッション 2D
放射線防護及びマネジメント管理 (Radiation Protection and
Management Controls)
2D.1
ドイツにおける放射性物質輸送事象及び事故の 10 年間の経験のレビュー.......24
2D.2
ドイツにおける放射線照射線源の通常輸送により生じる公衆及び職業上の
放射線被ばく......................................................................................................24
(3)
2D.3
放射性物質輸送に関する放射線防護計画：キャンセル .....................................25
2D.4
LSA-II 大型廃棄物コンテナの放射能分布推定のための新モニタリング
システムの開発 ..................................................................................................25
2D.5
チェルノブイル起源核物質検出用ポータル・モニタ：キャンセル....................25
2D.6
放射性廃棄物輸送のための収納物仕様の開発....................................................25
2D.7
Roadrunner 輸送容器の輸送物密封損傷に関する調査－運用経験 ....................25
セッション 2E
様々な衝撃事象の解析 （Analysis of Various Impact Events）
2E.1
規定された試験条件と事故条件下における UF6 容器比較 .................................26
2E.2
容器性能に関する最新の研究状況......................................................................26
2E.3
BAM キャスクの落下試験と数値計算による設計評価：貯蔵施設基礎への
緩衝体なしの落下事故試験 ................................................................................26
2E.4
強い地震にさらされるフリースタンディングの使用済燃料キャスクの実験的
研究 ....................................................................................................................27
2E.5
落下衝撃下の使用済燃料キャニスタ健全性を高める設計の特徴 .......................27
2E.6
貯蔵キャスクの転倒事象評価におけるコンクリート材料の数値モデルに
関するシミュレーション研究.............................................................................27
2E.7
ハンドリング事故時に衝撃荷重を受ける輸送貯蔵金属キャスクの密封解析 .....28
2E.8
事故条件におけるセメント廃棄物への Karagozian & Case モデルの適用 .......28
2E.9
HI-STORM 100 システムでの使用済燃料の地下貯蔵の重要な特徴について...28
セッション 2F
2F.1
臨界及び遮へい (Criticality and Shelding)
輸送中の垂直落下事故による軽水炉燃料の燃料棒ピッチの拡大制限の検討
方法.....................................................................................................................29
2F.2
輸送キャスクの臨界安全性に関する使用済燃料棒の事故時の挙動による影響
－ 基本的な考慮点 .............................................................................................29
2F.3
多重で高性能な水のバリアを有する輸送物の臨界安全解析における水の存在
の仮定 .................................................................................................................29
2F.4
多重バリア：輸送中の事故による燃料集合体の配置に対する代替策.................30
2F.5
燃焼度クレジットに関する IAEA の活動 ...........................................................30
2F.6
輸送貯蔵兼用キャスクに対する燃焼度クレジットの適用...................................30
2F.7
MOX 及び HLW 用キャスク運搬船 Pacific Heron の遮へい解析.......................30
2F.8
新しい中性子遮へい材の適用性試験及び遮へい評価..........................................31
2F.9
TN International における正確なキャスク遮へい解析 .....................................31
セッション 2G
輸送物設計－廃棄物 (Package Designs - Wastes)
2G.1
TGC36 圧縮廃棄物（CSD-C）の輸送及び中間貯蔵用多目的キャスク ..............31
2G.2
多目的キャスク TN24 に関する新方法：総合的な解決策の提供 .......................32
2G.3
VRTF：セラフィールドから日本への固化残渣廃棄物輸送用の新輸送物 ..........32
(4)
2G.4
新燃料、使用済燃料及び廃棄物輸送用に CEA 及び TN インターナショナル
で開発された最新の革新的な B 型輸送物設計....................................................32
2G.5
医療用線源の貯蔵及び輸送用 B(U)型輸送物 ......................................................32
2G.6
スエーデンの輸送システムにおける新しい B(U)型キャスク .............................33
2G.7
中低レベル放射性廃棄物用 IP-2 型輸送物の開発 ...............................................33
2G.8
放射能汚染された鉛の輸送容器、輸送及び処分.................................................33
セッション 2H
マネジメント管理 (Management Controls)
2H.1
自動輸送管理システム（ATMS） ......................................................................34
2H.2
Geel の欧州委員会の共同研究センターにおける輸送組織.................................34
2H.3
核分裂性物質の航空輸送に係る IAEA 輸送規則（TS-R-1）に従った新燃料
輸送容器に対する承認に関するロシアの経験....................................................34
2H.4
効率的なシステム計画のための輸送事業実行のベンチマーク...........................35
2H.5
IP 型輸送容器として貨物コンテナを使用する上での技術的で規制考慮すべき
事項 ....................................................................................................................35
2H.6
低コスト可能性評価を介した容器寿命の延長....................................................35
2H.7
ロスアラモス国立研究所（LANL）TA-18 施設核物質非インベントリ化
プロジェクトの成功の鍵 ....................................................................................35
セッション 3A
3A.1
落下試験－Ⅰ (Drop Testing - I)
実物大及び 1/2.5 スケール落下試験に基づく MSF-57BG 輸送貯蔵キャスク
の構造造健全性 ..................................................................................................36
3A.2
実物大原型モデル及び縮尺モデルを用いた使用済燃料輸送物設計の落下試験
結果の比較 .........................................................................................................36
3A.3
鋼棒上キャスク落下試験におけるフィンありとフィンなし表面の挙動の比較..37
3A.4
相似則を考慮した小型縮尺輸送物による場合の IAEA1m 貫通試験の正しい
評価の提案 ......................................................................................................... 37
3A.5
実物大 CONSTOR® V/TC 原型の落下試験結果 ................................................. 37
3A.6
放射性物質輸送物の設計安全評価における小型縮尺モデル緩衝体の利用 ......... 38
3A.7
NCS 45 の落下試験............................................................................................ 38
3A.8
TN-40 輸送物に関する緩衝体落下試験 .............................................................. 38
3A.9
最新の医療用放射性同位元素輸送物の規則試験 ................................................ 39
セッション 3B
構造材料／被覆材／線源容器 （Structural Materials / Cladding / Source
Packagings）
3B.1
放射性物質輸送キャスクのためのダクタイル鋳鉄の動的破壊靭性評価方法
：キャンセル...................................................................................................... 39
3B.2
放射性廃棄物容器のための低延性鋳鉄の適用制限............................................. 39
(5)
3B.3
使用済燃料容器のためのダクタイル鋳鉄の延性及び材料ミクロ組織と鋳造
欠陥との相関関係について ................................................................................ 40
3B.4
B(U)型容器の本体に適用する鍛造材料の開発 ................................................... 40
3B.5
輸送条件における燃料棒の機械特性 .................................................................. 40
3B.6
S300 特別形線源のオーバーパック.................................................................... 40
3B.7
線源密封カプセルの開発及び承認...................................................................... 41
3B.8
B 型放射性物質輸送容器の新製品系列............................................................... 41
セッション 3C
規則の適用 （Application of Regulations）
3C.1
放射性物質の安全輸送の促進：ISO の活動 ....................................................... 41
3C.2
IAEA 輸送規則修正第 672(a)項における重水素及びベリリウム限度の根拠...... 42
3C.3
産業界による承認手続の統一的手法 .................................................................. 42
3C.4
放射性物質輸送物の輸送物設計安全報告書に関する欧州技術ガイド ................ 42
3C.5
輸送物安全審査の効率的な準備と管理............................................................... 42
3C.6
IAEA 輸送規則－新しい見直し-改訂サイクルと出版の判断基準
：キャンセル...................................................................................................... 43
3C.7
IAEA 放射性物質安全輸送規則と国連「危険物輸送に関する勧告」の調和
に関するいくつかの側面 .................................................................................... 43
3C.8
IAEA 放射性物質安全輸送規則に関する新たな要綱の策定 ............................... 43
セッション 3D
管理研究炉燃料及び六フッ化ウランの輸送 (Transport of Research
Reactor Fuel and UF6)
3D.1
カナダから日本への天然 UF6 輸送の経験........................................................... 44
3D.2
48 インチ UF6 シリンダの熱保護に関する産業界の経験.................................... 44
3D.3
DUF6（劣化六フッ化ウラン）シリンダの輸送 .................................................. 44
3D.4
チェコ共和国からロシア連邦への高濃縮ウラン使用済燃料の計画、準備及び
輸送..................................................................................................................... 45
3D.5
VINCA RA 炉使用済燃料の返還......................................................................... 45
3D.6
使用済原子力発電炉燃料集合体の航空輸送：キャンセル .................................. 45
3D.7
スコットランド Dounreay の再処理工場から、ドイツ研究炉の再処理燃料
からの廃棄物の返還に関するパイロットスタディ ............................................. 45
セッション 4A
熱試験及び解析－Ⅰ (Thermal Testing and Analysis - I)
4A.1
KN-12 型使用済燃料輸送キャスクに対する熱解析：キャンセル ...................... 46
4A.2
輸送時の MPC 鉄道輸送キャスクの燃料被覆管及びバスケット表面温度に
関する熱流動解析............................................................................................... 46
4A.3
燃料集合体を模擬した発熱管を用いた水平・垂直状態における自然対流/放射
に関するシミュレーション ................................................................................46
4A.4
火災事故条件下の廃棄物輸送物の性能に関するコンピュータ解析....................47
(6)
4A.5
大規模プール火災下の鉄道輸送キャスクサイズの円柱型熱量計の温度応答 .....47
4A.6
火災条件下のトラック輸送キャスクの燃料領域における自然対流/放射
熱伝達シミュレーション ....................................................................................47
4A.7
セラミック繊維紙付きのポリウレタンフォームの燃焼試験 ..............................48
4A.8
マグノックス廃棄物の充填材として用いるポリマーの縮小モデル火災試験 .....48
セッション 4B
輸送物設計－使用済燃料 (Package Designs – Spent Fuel)
4B.1
輸送物設計に関する異なる原理の比較 ...............................................................48
4B.2
輸送・貯蔵に関する TN の新技術の概要・評価 .................................................49
4B.3
使用済燃料の MSF 輸送・貯蔵キャスクの開発..................................................49
4B.4
新世代の使用済燃料の乾式輸送貯蔵
4B.5
トランスニュークリアの輸送、経年劣化及び処分システムの設計 ....................49
4B.6
照射燃料棒又は放射化機器の輸送 ......................................................................50
4B.7
DOE 標準容器を含む輸送容器に対する適合証の取得........................................50
4B.8
研究用原子炉からのロシア製の使用済燃料輸送用 C 型輸送物の概念 ................50
セッション 4C
-MAGNASTORTM システム-................49
核物質防護措置及び緊急時対応（Physical Protection Measures and
Emergency Response）
4C.1
UF6 輸送物のための全地球測位システムの開発と運用経験 ..............................50
4C.2
核物質輸送のためにリスク因子を定量化する地理情報システム方法論の
デモンストレーション........................................................................................51
4C.3
核物質輸送の物的防護の日米協力......................................................................51
4C.4
核物質及び他の放射性物質の輸送の安全と保安 ................................................51
4C.5
エネルギー省の世界原子力パートナーシップ(GNEP)計画に関連する輸送の
側面 ....................................................................................................................52
4C.6
スエズ運河運行中の原子力船の仮想事故における緊急時準備と対応 ................52
4C.7
テロと原子力貨物...............................................................................................52
4C.8
米国の重大な危険物質トラック事故の分析 .......................................................53
セッション 4D
4D.1
海上及び鉄道による輸送 (Transport by Sea and Rail)
鉄道車両/トラック相互作用：安全性能に影響するおそれのある課題
：キャンセル ......................................................................................................53
4D.2
鉄道の制約の中で大型の輸送物の輸送を支援する鉄道輸送の解決策の開発 ......53
4D.3
ウラン精鉱の国際輸送 ........................................................................................53
4D.4
韓国における低中レベル放射性廃棄物の海上輸送システム ...............................54
4D.5
照射済ユーロピウム制御及び安全棒の輸送：キャンセル ..................................54
4D.6
核分裂性輸送物の効率的な海上輸送.................................................................. 54
4D.7
セラフィールドからの HLW の輸送における Pacific Sandpiper の線量率
評価.................................................................................................................... 54
(7)
4D.8
核燃料物質輸送のための「開栄丸」の建造 ....................................................... 54
セッション 4E
4E.1
衝撃解析 (Impact Analysis)
ポリスウレタン緩衝体を用いた HLW 輸送キャスクの 9m 落下試験の有限
要素法による衝撃解析....................................................................................... 55
4E.2
高強度発泡ポリウレタンを緩衝体材料に用いたキャスクの落下衝撃挙動の
調査 ................................................................................................................... 55
4E.3
Graviner キャスクの衝撃性能の実証................................................................ 55
4E.4
内圧及び連続衝撃下での大型トリチウム輸送物の動的シミュレーション ........ 56
4E.5
ベンチマークされた LA-DYNA 動的モデルを用いた HI-STAR ファミリー
輸送物の緩衝体の応答予測 ............................................................................... 56
4E.6
大容量、機械的組立構造の使用済燃料バスケット設計の構造評価................... 56
4E.7
CASTOR キャスクの鋼棒上 1m 落下の数値解析.............................................. 57
4E.8
照射済トリウム集合体輸送キャスクの数値解析と縮尺モデル落下試験............ 57
セッション 4F
設計及び材料－バスケット、ガンマ線及び中性子遮へい材 (Design &
Materials - Basket, Gamma and Neutron Shielding)
4F.1
アルミニウム合金製及びボロン入りアルミニウム合金製のバスケットに
関する設計規格の開発と検討 ............................................................................ 57
4F.2
放射性物質輸送容器の中性子吸収材としてのニッケルベースのガドリニウム
合金.................................................................................................................... 58
4F.3
輸送貯蔵キャスクのためのボロン添加アルミニウム材料の開発....................... 58
4F.4
固定された中性子吸収体として使用される金属複合材料の認証の経験 ............ 58
4F.5
非鉄材料製の輸送・貯蔵用燃料保持構造の開発................................................ 58
4F.6
環境にやさしい使用済燃料輸送・貯蔵キャスク KATS の開発 ......................... 59
4F.7
中性子遮へい材 TNTM Byal-B レジン及び kobesh EPR レジンの長期健全性
及び耐火性能 ..................................................................................................... 59
4F.8
高密度コンクリートによって収納性を改良した使用済燃料の貯蔵・輸送用
キャスク：キャンセル ....................................................................................... 60
セッション 4G
安全の実証 (Demonstrating Safety)
4G.1
日本における放射性物質輸送の概観及び日本 TranSAS で得られた経験......... 60
4G.2
フランス TranSAS ミッションからのフィードバック ..................................... 60
4G.3
使用済燃料輸送プロジェクトの全段階への着手から得られたステークホルダ
協調の価値の理解.............................................................................................. 60
4G.4
輸送における認識ギャップ：挑戦と機会 .......................................................... 61
4G.5
ユッカマウンテンへの使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の輸送経路鑑定
における DOE の主導 ....................................................................................... 61
(8)
4G.6
WIPP 輸送安全プログラム：放射性廃棄物輸送における州と官庁間の協調に
関する枠組みモデル .......................................................................................... 61
4G.7
RAM（放射性物質）輸送の経済性は何に支配されるべきか？ ........................ 62
4G.8
放射性同位元素輸送に関する米国仕様の B(U)型コンテナ製造の体制確立
の進捗状況 ........................................................................................................ 62
セッション 4H
大型対象物の輸送/一般的事項 (Transportation of Large Objects/General
Interest)
4H.1
スエーデンにおける炉心構造物及び大型汚染物の輸送..................................... 62
4H.2
当局の観点から見たスエーデンにおける大型対象物の輸送経験 ...................... 63
4H.3
蒸気発生器 2 基の KWO 原子力発電所から EWN 中間貯蔵サイトへの輸送 .... 63
4H.4
デイリーランド LACBWR 原子炉容器の梱包と輸送 ........................................ 63
4H.5
RFID 技術の核物質管理への適用 ..................................................................... 63
4H.6
放射性物質輸送物オーバーパック用衝撃吸収材としての発泡ポリウレタンの
適用 ................................................................................................................... 64
4H.7
輸送物設計安全解析に用いるための落下試験パラメータ制限の影響 ............... 64
4H.8
ROBATEL INDUSTRIES の技術 .................................................................... 64
セッション 5A
設計方法論 (Design Methodologies)
5A.1
ASME NUPAC の現状報告 ............................................................................... 64
5A.2
輸送物設計安全解析の現状技術による評価 ....................................................... 65
5A.3
スケールモデルによる落下試験における密封システムの類似性について......... 65
5A.4
輸送物臨界評価の国際整合を図るための臨界専門家及び原子力技術者の努力 . 65
5A.5
TCSC1087：輸送容器の衝撃性能の実証のための有限要素解析の適用に
対する良好事例のガイド.................................................................................... 65
5A.6
ASME B&PV コード Section III に関するひずみベースの許容基準 ................ 66
5A.7
有限要素法における次数低減積分のメッシュ考慮 ............................................ 66
5A.8
SG-600 –小さな核分裂性物質輸送物の試験のためのガイド ............................. 66
セッション 5B
材料相互作用／密封／シール （Materials Interactions / Containment /
Seals）
5B.1
Pu-O-H システム内のガス生成 ......................................................................... 67
5B.2
放射性物質の湿式輸送中における水素リスクの触媒緩和 ................................. 67
5B.3
密封容器内の超ウラン放射性廃棄物からの水素-空気爆燃圧力の解析的予測
及び立証 ............................................................................................................ 67
5B.4
金属プルトニウムを含むステンレス缶体の潜在的共晶欠陥メカニズム............ 68
5B.5
新しい金属ガスケットの性能確認試験：TNI キャスクでの特別の試験条件
に対する耐性..................................................................................................... 68
(9)
5B.6
一般及び特別の試験条件における CASTOR キャスクの金属シールの挙動：
性能確認及び評価.............................................................................................. 68
5B.7
トリチウムを入れる放射性物質容器に使用されるインコネル C-スプリング
の試験................................................................................................................ 69
5B.8
6M 容器として使用する 55 ガロンドラム用の標準的な上部開放 C リング
密封装置を代替する高性能ドラム密封装置の開発、試験及び展開................... 69
セッション 5C
輸送安全管理 （Managing Safe Transport）
5C.1
国家環境政策法と輸送プロジェクト開発 .......................................................... 69
5C.2
連邦鉄道管理局の使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物鉄道輸送に関する
安全及び保安輸送監視プログラム：システム手法：キャンセル ...................... 70
5C.3
総合マネジメントシステム ............................................................................... 70
5C.4
多組織環境における総合輸送容器プログラムの確立 ........................................ 70
5C.5
全寿命中の安全－密封放射線源の安全評価における重要な側面 ...................... 71
5C.6
輸送物設計承認に適合する輸送容器及び輸送物設計承認証に関するフランス
のデータベース ................................................................................................. 71
5C.7
航空機事故率..................................................................................................... 71
5C.8
放射性物質輸送物設計の相互承認に関する枠組み............................................ 71
セッション 5D
輸送拒否及び遅延 （Denial and Delay）
5D.1
放射性物質の輸送拒否に対する国際原子力機関の対応..................................... 72
5D.2
輸送拒否及び遅延：忍耐、思慮分別、創造性................................................... 72
5D.3
クラス 7 放射性物質輸送の促進 ........................................................................ 72
5D.4
輸送の継続 ........................................................................................................ 73
5D.5
世界の廃棄プルトニウム線源回収及び輸送を妨げる課題：限られた輸送
選択肢と輸送拒否.............................................................................................. 73
5D.6
原料、燃料及び使用済燃料輸送・貯蔵に使われた廃止キャスクの解体に
関する TN インターナショナルとその実施からのフィードバック................... 73
5D.7
韓国における放射性廃棄物の海上輸送の準備：キャンセル ............................. 74
セッション 5E
落下試験－B/熱試験及び解析－B （Drop Testing - B/Title: Thremal
Testing and Analysis - B）
5E.1
数値法を用いた対象熱伝達及び分布の検討 ...................................................... 74
5E.2
使用済燃料キャスク乾燥工程の改良熱解析モデル－解析的及び統計的手法 .... 74
5E.3
使用済燃料貯蔵又は輸送キャスクの被覆管最高温度 ........................................ 74
5E.4
輸送貯蔵キャスクの外部フィン構造の開発及びその熱除去性能の検証............ 75
5E.5
BAM 落下試験施設の衝突標的の特性............................................................... 75
5E.6
計算ツール“ImpactCalc”を用いた 9m 落下試験時のキャスク減速度及び
緩衝体変形の予測...............................................................................................75
(10)
5E.7
落下試験結果に基づく“MSF”輸送貯蔵キャスクの構造健全性の評価............76
5E.8
許認可における衝撃解析の利用－新燃料輸送用産業用コンテナ .......................76
セッション 5F
設計と材料－緩衝体、品質保証 （Design & Materials – Impact Limiters,
Quality Assurance）
5F.1
使用済燃料キャスク緩衝体の取付け設計欠陥....................................................76
5F.2
輸送貯蔵キャスクのためのレッドウッドの動的衝撃吸収特性...........................76
5F.3
緩衝体の木材機械特性及び衝撃エネルギー吸収特性における温度依存性 .........77
5F.4
放射性物質容器の動的シミュレーションにおける発泡ポリウレタン
：キャンセル......................................................................................................77
5F.5
使用済燃料及び高レベル廃棄物輸送・貯蔵キャスクの製造における品質保証
の公的監視 .........................................................................................................77
5F.6
使用済燃料乾式キャスク用溶接継手の検査技術に関する研究...........................77
5F.7
放射性物質輸送容器のライフサイクル管理 .......................................................78
5F.8
放射性物質輸送容器の品質保証監査 ..................................................................78
セッション 5G
リスク評価 (Risk Assessment)
5G.1
トラクタ/トレーラの事故統計 ............................................................................78
5G.2
都市エリアにおける州間街道近隣の昼間人口と夜間人口の LandScan USA
を用いた比較 ......................................................................................................79
5G.3
使用済燃料の輸送中における臨界事故リスク ....................................................79
5G.4
SARS: 保安装置の評価・報告ソフトウェア：キャンセル.................................79
5G.5
ユッカマウンテン処分場への使用済燃料の輸送に対する RADTRAN5.5 を
用いた事故リスク評価 ........................................................................................80
5G.6
意思決定支援技法の輸送経路への適用 ...............................................................80
5G.7
RADTRAN 用の大気放出モデル ........................................................................80
5G.8
輸送リスク評価における不確定性 ......................................................................80
セッション 5H
使用済燃料及び高レベル廃棄物の輸送・貯蔵 (Transport and Storage of
Spent Fuel and High Level Waste)
5H.1
ドイツ原子力発電所における施設内使用済燃料集合体の貯蔵及び運転経験 .....81
5H.2
ガラス固化体輸送・貯蔵キャスクに関するヨーロッパの経験...........................81
5H.3
ヨーロッパにおいて初めて全装荷された使用済燃料中間貯蔵施設....................81
5H.4
潜水艦の原子炉格納容器の長期中間貯蔵施設....................................................82
5H.5
使用済燃料の輸送・貯蔵キャスクの評価に用いるソースターム .......................82
5H.6
使用済燃料キャスク群の最新化の維持...............................................................82
5H.7
台湾の使用済燃料乾式貯蔵管理 .........................................................................83
5H.8
中国の使用済燃料輸送：キャンセル .................................................................. 83
(11)
第４章
ポスター発表
3E.1
低濃縮ウラン酸化物の処分用 AF 型認可 ...........................................................84
3E.2
RADCALC：放射性物質及び廃棄物輸送者のための解析ツール .......................84
3E.3
新しい核物質輸送コンテナ設計者の選定プロセス.............................................84
3E.4
国内外規則に従った輸送容器及び部品の試験に関するルーマニアの 20 年の
経験の概観 .........................................................................................................84
3E.5
放射性廃棄物の D&D 作業及び輸送中の汚染の制御に用いるポリマー障壁
システム(PBS) ...................................................................................................85
3E.6
先進的安全性を有する多目的輸送キャスクの概念と製造技術...........................85
3E.7
放射性物質の安全輸送－英国の実行基準 ...........................................................85
3E.8
表面汚染を最小化する最適方法：使用済燃料輸送容器に関するブリティシュ
・エナジーの作業経験........................................................................................86
3E.9
2 つの DCI 大型試験片実験シリーズの動的破壊靱性データの統計解析............86
3E.10 輸送・貯蔵キャスク用金属シールの軸圧縮変化による密封性能の調査.............86
3E.11 多目的輸送容器 -解析による設計と認可- ..........................................................86
3E.12 光学表面数値化による衝撃吸収材変形の特性解析.............................................87
3E.13 輸送可能な貯蔵キャスクを用いた中間貯蔵施設のための合理的遮へい性能
評価 ....................................................................................................................87
3E.14 輸送容器設計安全評価のための IRSN の経験フィードバックのリスト ............87
3E.15 ブラジルの放射性物質輸送における輸送の拒絶と遅延......................................87
3E.16 放射性物質の輸送規制のためのマネジメントシステム：キャンセル ................88
3E.17 RAJ-II と NPC 輸送コンテナ開発と認可の現状 ................................................88
3E.18 TN インターナショナルの輸送と貯蔵キャスクの中性子吸収物質としての
Alcan’s Al-B4C 金属マトリクス複合材料の使用................................................88
3E.19 収納物として高燃焼かつ高負荷キャニスタの AREVA/Transnuclear’s
NUHOMS® MP197 輸送キャスク ....................................................................88
3E.20 JAEA 東海からの研究炉使用済燃料の返還輸送での経験 ..................................89
3E.21 使用済燃料輸送容器の定期検査 .........................................................................89
3E.22 放射性物質輸送中の職業上の被ばく－ブラジル REM 社－...............................89
3E.23 乾式貯蔵キャスクの伝熱性能に関する実験研究 ................................................89
3E.24 韓国の放射性物質輸送容器の安全性試験の状況 ................................................90
3E.25 高燃焼度使用済燃料向け中性子吸収材 MAXUS の開発 ....................................90
3E.26 国際キャスク群に関するフランス原子力庁とトランスニュークリア社の
共同事業 .............................................................................................................90
3E.27 韓国における KN-12 の定期検査 .......................................................................90
3E.28 韓国における放射性物質輸送に関する安全規則 ................................................90
(12)
3E.29 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクのバスケット用アルミニウム合金の開発
と信頼性確認...................................................................................................... 91
3E.30 エポキシ系レジンの硬化挙動のシミュレーションを適用した金属キャスク
中性子遮へい材製作条件の最適化...................................................................... 91
3E.31 フランス原子力庁マルクールサイトからの放射性物質安全輸送の体系化 ......... 91
3E.32 落下試験条件下における気密の数値シミュレーション...................................... 92
3E.33 ポーランドにおける放射性物質の輸送規則と輸送：キャンセル ....................... 92
3E.34 使用済燃料輸送キャスク遮へい計算用断面積 SFCX-J33 の開発 ...................... 92
3E.35 放射性物質海上輸送事故時の緊急時対応支援システム用の大気及び海洋放出
モデルの改良...................................................................................................... 92
3E.36 金属廃棄物の最適利用による最終処分用容器.................................................... 92
3E.37 PNTL の新船－PNTL 船団に加わる新船進水の報告......................................... 93
3E.38 “製造のための設計”新設計核分裂性物質輸送物に関する臨界性の考慮を
経た検討：キャンセル ....................................................................................... 93
3E.39 KN-12 輸送キャスクの使用前検査のための遮へい性能試験 ............................. 93
3E.40 放射性物質輸送物設計の相互承認の枠組み ....................................................... 93
3E.41 ランチョ･セコ原子炉容器細断プロジェクト...................................................... 93
3E.42 輸送及び乾式貯蔵の使用済燃料解析及び認可のための燃焼度クレジットの
状況 .................................................................................................................... 93
3E.43 DOE-ロシア研究炉燃料返還プログラムで使用する新しい輸送/貯蔵キャスク
システムの開発 .................................................................................................. 94
3E.44 世界における使用済燃料中のアクチノイドの分離プロセス研究の概観
：キャンセル...................................................................................................... 94
3E.45 消費者用危険物供給チェーンにおける放射性物質の追跡及び監視.................... 94
3E.46 ：キャンセル...................................................................................................... 94
3E.47 輸送容器と輸送の安全－エネルギー省サイトの浄化・閉鎖に不可欠 ................ 94
3E.48 プール外で装荷した輸送物を用いた使用済燃料輸送 ......................................... 94
第５章
パネル討論
PL-1
当局承認輸送物の試験........................................................................................ 95
PL-2
将来輸送への挑戦............................................................................................... 95
PL-3
当局承認を要しない輸送物－試験と実際の事故 ................................................ 95
PL-4
安全及び公衆の認知に関する最近の課題 ........................................................... 96
PL-5
輸送拒否 ：キャンセル...................................................................................... 96
PL-6
安全と保安におけるステークホルダとの情報共有の課題 .................................. 96
(13)
第６章
展示 ............................................................................................................... 97
第７章
その他
１．親睦行事 ................................................................................................................ 99
２．青木賞.................................................................................................................... 99
３．次回 PATRAM ...................................................................................................... 100
４．論文集................................................................................................................... 100
(14)
第1章
ＰＡＴＲＡＭ２００７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． ＰＡＴＲＡＭ２００７の概要
PATRAM2007 は、米国運輸省（DOT）、原子力規制委員会（NRC）、エネルギー省（DOE）
の主催、核物質管理学会（INMM）と IAEA の協賛で、2007 年 10 月 21 日(日)から 26 日(金)
の 6 日間（21 日は登録とレセプション・パーティーのみ）にわたって米国・フロリダ州マ
イアミの Marriott Doral Golf Resort & Spa で開催された。同施設は 5 つのゴルフコース
を有する広大な敷地にホテルや催事場を有し、すべてのプログラムは同施設内で行われた。
PATRAM2007 の実質的な運営は INMM（実態は Sandia 国立研究所）が行い、技術プ
ログラム委員会、論文選考委員会、セッション調整委員会等の委員会組織が準備作業を分
担し、開催期間中は、講演、論文発表（口頭、ポスター）、パネル討論、レセプション･夕
食会等が行われた。
参加者は 24 ヶ国＋4 国際機関から約 700 名で、日本からの参加者は約 60 名であった。
３． プログラムの概要
プログラムの中心は、第 1 日目午前中の開会セッションに続いて最終日である金曜日夕
刻まで順次行われる論文口頭発表セッションであり、4 会場併行で 32 セッションが行われ
た。また、毎朝、特定テーマに関しての全体セッションでの口頭発表、第 3 日目午後には
ポスター発表が行われたほか、5 件のパネル討論会が開かれた。日本は 6 つのセッションで
議長又は副議長を務めた。
なお、前回 PATRAM2004 では 2 回の実物大キャスクの落下試験がテクニカル・ツアー
として行われたが、今回はテクニカル・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、木曜日夜に晩餐会が開かれた。
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 24 ヶ国 4 国際機関から 300 件であ
り、口頭発表 255 件、ポスター発表 45 件であった（米国 104 件、ドイツとフランスが 38
件づつ、英国 30 件）。ただし、19 件が発表当日にキャンセルされた。日本からの発表は口
頭発表 26 件、ポスター発表 7 件の計 33 件である。このうち、仏・米・日の TNI/AREVA
1
グループからの発表が 34 件あり、同グループの世界戦略の成果がうかがわれる。
セッションの構成は下記のとおりであり、発表テーマは、従来からの放射性物質輸送に
関する規制・輸送経験／管理、輸送物に関する設計、解析・試験・製造・材料に関するも
のがほとんどであった。
・規則・基準関係
： 2 セッション
・輸送物試験・規則基準外試験
： 4 セッション
・輸送物設計（新燃料、使用済燃料、廃棄物、設計方法）
： 5 セッション
・解析関係
： 4 セッション
・材料関係
： 3 セッション
・輸送方法・輸送実績関係
： 5 セッション
・放射線防護、輸送管理関係
： 4 セッション
・PP・セキュリティ、緊急時対応、リスク評価
： 4 セッション
・運搬拒否・遅延
： 1 セッション
近年は、輸送貯蔵兼用キャスクが一般化するとともに輸送物の種類が多様化し、また、
輸送の保安対策（セキュリティ）・リスクに関するものが増える傾向にある。今回の特徴と
しては、国際的呼びかけに応じて規則基準外試験についてまとまった量の発表があったこ
と、最近話題となっている運搬拒否・遅延のセッションが設けられたこと、材料ではボロ
ン添加材（ボロン添加アルミニウム合金等）などがあげあられる。日本からの発表も概ね
これらの分野をカバーしていたが、他国に比べて当局からの発表が少ない（原子力安全委
員会からの 1 件のみ）。
５． その他
展示では、32 の会社又は組織が出展し、フランスの TN International/AREVA グループ
が 4 区画の最大のスペース、続いて米国 Westerman 社が 3 区画を占めた。日本からは三菱
重工業、木村化工機及び原燃輸送が展示を行った。
木曜日夜の晩餐会で恒例の青木賞等の発表があり、日本からは口頭発表部門で電力中央
研究所白井主任研究員が受賞した。また、英国運輸省より次回 2010 年の PATRAM の開催
地は英国、ただし開催場所は未定との発表があった。
2
第２章
講
演
１． 開会セッション
（１） 開会挨拶
Richard Boyle, Department of Transportation, USA
PATRAM2007 の開催に当たり主催国の代表として各国からの参加者及び開催関係者に
対して謝意の挨拶がなされた。
【KSL 赤松】
（２） 開会挨拶
Dale Klein, Nuclear Regulatory Commission, USA
米国では、長い間、原子力発電所の新規建設がなかったが、昨今、原子力エネルギーに大
きな注目がなされていることを受けて、原子力政策が見直された。その結果、米国で 15～
20 基程度の新規原子炉の建設が予定されている。このような背景のもと、今後、国際的な
協力が非常に重要なっており、また、国際輸送の重要性もさらに高まってきている。
【KSL 下条】
（３） ユッカマウンテンプロジェクトの最新情報
Yucca Mountain Project Update
Ward Sproat, Department of Energy, USA
ユッカマウンテンプロジェクトは、米国内の 121 の異なる施設からの放射性物質の受け
入れを行うものである。原子力は、将来的にも米国のエネルギー政策の中心を担うもので
ある。許認可は順次進められており、2008 年 6 月末を目標に、NRC への設置許可の申請
を準備している状況である。民間放射性廃棄物管理局(OCRWM)によって各種仕様等の制定
がなされている。安全、
確実かつ効率的な輸送システムの構築こそが OCRWM の要である。
本プロジェクトの推進にあたって輸送はキーとなる。また、使用済燃料の輸送経験は、
OCRWM による輸送システムの開発において役立つものである。さらに、今後、業界団体
の協力が期待されている。
【TN 影山】
（４） 放射性物質の輸送において浮かび上がっている問題
Emerging Issues in Radioactive Material Transport
Lorne Green, World Nuclear Transport Institute, UK
原子力は現在、全世界の電力の 16％を発電している。持続可能でクリーンな電力に対し
て増大する世界の需要に応えるために、原子力はますます重要な役割を担うことになる。
コバルト 60 を一例とするような放射性物質の需要はますます増大しており、こうした放射
性物質を各国のユーザーに送り届けるために、これら放射性物質の海上輸送は極めて重要
3
である。放射性物質の輸送は挑戦の一つであり、より広範な原子力産業内において輸送と
重要な関わりを持つ多くの問題が浮かび上がっている。
【TN 横江】
２． 全体セッション
PS-1
ドイツにおける規則試験基準を超える環境での B 型輸送物の試験
Testing of Type B Packages in Germany to Environments beyond Regulatory
Test Standards
Bernhard Droste, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
PATRAM2004 を主催した BAM より、テクニカル･ツアーで実施した 2 件の実物大キャ
スク落下試験の一連の作業の紹介の後、ドイツで実施されたヘリコプタからの落下試験、
緩衝体なし落下試験、発電所路面模擬標的への落下試験、航空機墜落模擬衝突試験、LPG
積載車爆発試験等の輸送規則基準を超える各種苛酷試験の紹介があり、これら設計、試験、
安全解析の要素は複雑に絡み合っているので、それらを総合的に計画するのは極めて難し
いと結ばれた。
PS-2
【NFT 広瀬】
放射性物質安全輸送における IAEA の活動
IAEA Activities for the Safe Trasport of Radioactive Radioactive Material
Ann-Margreth Eriksson Eklud, International Atomic Energy Agency (IAEA), Austria
国連勧告等の輸送モーダル規則と IAEA 放射性物質輸送規則(TS-R-1)との関係、TS-R-1
の見直し／改訂手順、ガイド文書、訓練コース、IAEA 安全基準文書体系等の輸送規則に関
わる諸事項から、行動規範(Code of Conduct)に基づく放射線源の安全確保、輸送セキュリ
ティガイド文書の策定、運営委員会(Steering Committee)を設置しての輸送拒否・遅延の改
善に向けての行動等、放射性物質輸送に関連した IAEA の幅広い活動について紹介された。
【NFT 広瀬】
PS-3
米国輸送協議会からの展望
Perspective from the U.S. Transport Council
David Blee, Transport Council, USA
米国輸送協議会（U.S.T.C.）の活動とその活動を通じて得られた見解が説明された。活動
の 1 つに放射性物質輸送、特に Yucca Mountain への輸送のための啓蒙活動があるが、こ
れの成果として、「輸送が安全に行なえるのか」との公衆からの問いに対して、安全とそれ
を行なう能力が第一であり、対話と透明性をベースとしたリスクの説明が重要であると主
張。また、政府が(DOE)が主導するのではなく、専門の民間に委ねる考えが大切であると主
張した。政府の作った造語、TAD、GNEP、GTRI 等は公衆に受け入れられていない。
【HZ 浅野】
4
PS-4
日本における使用済燃料貯蔵/輸送容器の試験
Testing of Spent Fuel Storage/Transport Packages in Japan
Toshiari Saegusa, Central Research Institute of Electric Power Industry, Japan
日本で実施した輸送規則基準外試験という観点から、電力中央研究所がこれまでに実施し
てき主に輸送キャスク及び輸送貯蔵兼用キャスクに関する実規模試験について紹介された。
これらは、架台付き輸送容器の岸壁模擬面上落下試験、貯槽施設での取扱時事象を模擬し
た緩衝体なし落下試験、貯蔵キャスク上へのコンクリート塊落下試験等であり、いずれの
場合もキャスクの安全機能は維持された。最近実施した貯蔵施設模擬床上へのキャスク蓋
部衝突試験では、蓋の微細な移動･変形や衝突直後の蓋部漏えい率の連続計測が実施され、
漏えい率が一旦増えて、しばらくしてから元に戻るような挙動が観察されている。今後の
基準外試験として航空機衝突模擬試験等を計画している。
PS-5
【電中研白井】
ロンドンでの Po-210 の除染－緊急時の関係機関間の業務の経験
The Po-210 Decontamination in London, Experience of Inter-agency Working in
an Emergency
John Barradell, Westminster City Council, UK
2006 年 11 月に発生した元ロシア諜報機関員リトビネンコ氏の Po-210 を用いた暗殺事件
に伴って、大都市内での放射性物質汚染に対する危機管理について関係機関と協力しつつ
対応した経験がユーモアを交えて紹介された。事件発生後、病院で Po-210 が検出されてか
ら、国外を含めて移動経路に沿った調査が行なわれた。政府、警察を始め様々な関係機関
の協力を得て対処したが、官僚主義により対応が困難となった場面もあった。幸い、Po-210
は飲み込まない限り危険性はなく、半減期（138 日）も短いため、除染ではなく 10Bq/cm2
を判定基準として、これ以下の場合は基本的に対処しないこととした（remediation, not
decontamination）。最終的には数百人を調べて、17 名が陽性となった。今後は、類似の事
象を考慮した対策を準備しておくことが重要と考えられる。
5
【MES 伊藤】
第３章
セッション１A
口頭発表
規則試験環境とは異なる環境での輸送物試験－Ⅰ (Package
Testing to Environments Different from Regulatory Test
Environment – I)
英国における B 型輸送物のヘリコプタによる落下試験
Helicopter drop testing of Type B packages in the UK
Robert A. Vaughan, Croft Associates, Ltd., UK
1964 年に IAEA 輸送規則が制定されて以降、輸送規則の妥当性について多くの議論がな
1A.1
されてきた。特に 1980 年代の米国では、Pu の航空輸送用 B 型輸送物の妥当性について関
心が高くなり、米国 NRC 発行の NUREG-0630（マコウスキー修正条項）により、厳しい
試験条件が課せられた。英国でも同様な関心が産業界や議会内でも高まったため、BNFL
は 9m 落下試験適合の B 型輸送物の限界性能落下試験を実施した。試験では、2 種類の容器
をヘリコプタで吊り上げ、約 16000 フィートで飛行中の航空機から輸送物がコンクリート
床上へ落下した時の終端速度（200～240ft/s, 61～73m/s）を模擬した。輸送物は大きく変
形したものの内容物の飛散等は発生せず、9m 落下試験に適合する B 型輸送物の堅牢性が確
認されており、輸送規則の見直しの必要はないことが示唆されている。
1A.2
【電中研白井】
放射性物質の陸上車両輸送中の事故を模擬した初期の試験
Early Accident-simulating Testing of Radioactive Material Packages in Road
Vehicles
Ronald B. Pope, Consultant, USA
IAEA 輸送規則での試験要件制定以降、この試験要件がどの程度現実の事故を包含してい
るかが議論されてきた。その結果、規制側のみならず事業者や公衆からも規則要件が担保
する安全性のレベルがどの程度保証されているかを示すデータの必要性が認識され、この
数十年間、車両に積載された輸送容器の事故を模擬した試験が多数実施された。1960 年代
には米国で使用済燃料輸送物のコンクリート壁への衝突試験（衝突速度 48km/h）、1970 年
代には英国で A 型と B 型輸送物積載トラックのコンクリート壁への衝突試験（衝突速度 35
～110km/h）が実施され、いずれの試験でも輸送物の健全性は確保されて輸送容器の妥当性
が傍証されている。なお、これらはデータが古く、データの一部が失われていることもあ
り、過去の貴重なデータを後世へ伝えることの重要性も指摘された。
1A.3
【電中研白井】
米国における規則輸送物構造試験基準を超える環境での B 型放射性物質輸送物の
初期の構造試験
Early Structural Testing of Type B Radioactive Material Packages in the US to
Environments beyond the Regulatory Package Structural Test Standards
Ronald B. Pope, Consultant, USA
6
1950～1970 年代にかけて数多くの放射性物質輸送容器の開発が行われたが、衝撃荷重に
対する輸送容器の応答評価技術はまだ十分ではなく、落下試験による評価が主流であった。
米国 DOE と旧動燃の要請により、当時の新旧キャスクを用いた試験プログラムが実施され、
オークリッジ国立研究所(ORNL)が解析を、サンディア国立研究所(SNL)が試験を担当した。
本発表では過去の試験データを見直し、まず、使用済燃料輸送容器や MOX 新燃料輸送容器
等の 9m 落下試験結果が、続いて、輸送規則を大きく超える条件に対する試験、例えば、ヘ
リコプタで輸送容器を 610m まで吊り上げ原野へ落下させる試験、100 トン級キャスクを積
載したトレーラのコンクリート壁への衝突試験（衝突速度 100～135km/h）、100 トン級キ
ャスクを積載したトレーラへの 109 トン機関車の 130km/h での衝突試験が紹介され、キャ
スクの限界性能や輸送規則要件との関連性について述べられた。
1A.4
【電中研白井】
さて、お立ち会い！マグノックス関連の試験で学んだこと
Smash Hit! Magnox Lesson for Today
Clive N. Young, Safe International Transport Radioactive Material, UK
本発表は、英国のマグノックス使用済燃料輸送物の試験関連論文 21 編を総括したもの。
最も苛酷な試験の一例としては 1984 年 7 月の 100mph で走行する機関車をマグノックス
使用済燃料輸送容器へ衝突させる試験があり、わかりやすくメディアにも度々登場してい
るが、実施に 4 年と多額の費用を費やした。この試験を含めその他の試験結果の総括によ
る重要な知見としては、容器の衝撃応答評価のためのスケールモデル試験の現実性と有効
性（縮尺率の適用範囲）
、容器の衝撃力や損傷を予測するための簡略モデルやコンピュータ
解析（LS-DYNA）の活用、最も苛酷な現実的事故シナリオや確率を導出する方法論の整備、
またそれらシナリオと IAEA 規則要件との関連性、その他の輸送物設計へ適用可能なデー
タや手法の整備等があげられる。輸送物はこれらの知見に裏付けされた高い安全性を有す
る規則要件に従って輸送されていることを認識すべきとしている。
1A.5
【電中研白井】
日本における規則輸送物試験基準と異なる条件での B 型輸送物の試験
Testing of Type B packages in Japan to conditions different from the
Regulatory Package Test Standard
Toshiari Saegusa, Central Research Institute of Electirc Power Industries, Japan
日本で実施された実物大容器による輸送規則を超える落下・火災・浸漬試験の総括。落下
試験としては、港湾荷役中の落下事故模擬のコンクリート床上への架台付 100 トン級輸送
物 7.8m 落下試験、緩衝体なし金属キャスクのコンクリート床への落下試験（1.5m～17m）、
縦置き金属キャスク上への重量物（82.5ton のコンクリートスラブ）の 17ｍ高さからの落
下試験があり、いずれの試験でも密封機能の堅牢性が確認された。シリコンゴムを外周部
に有する輸送物の耐火試験では、シリコンゴムの燃焼により 1000℃の環境に曝されても輸
送容器が健全であることが示された。海没事故想定の苛酷な浸漬試験では、を 3000ｍ水深
相当圧力で１時間浸漬させても輸送容器密封部の堅牢性が維持された。
7
【電中研白井】
1A.6
米国における規則輸送物試験基準を超える衝撃に対する B 型輸送物の最近の評価
Recent Assessments in the U.S. of Type B Packages to Impacts beyond the
Regulatory Package Test Standards
Doug Ammerman, Sandia National Laboratories, USA
輸送物の衝撃荷重に対する設計評価は、設計者による規則要件への適合証明として行われ
ているが、リスク評価や公衆との対話の観点から NRC や DOE を中心に規則要件を超える
荷重に対する容器の応答が実験と解析により評価されてきた。サンディア国立研究所(SNL)
は NRC と DOE の委託により「使用済燃料輸送のリスク評価研究」と「輸送容器性能評価
研究」の二本立てで一連の輸送規則を超える試験や解析を実施してきた。前者の研究では、
4 種類のキャスクを用いて最大 120mph での剛なターゲットへの衝突試験が実施し、ガス
ケットの滑りや口開き変位で密封性能を評価した。後者の研究では、2 種類のキャスクを用
いて最大 75mph での衝突試験や解析（蓋部垂直・傾斜・水平）を実施し、衝突速度が 60mph
までは内容物の漏えいはなく、輸送容器の安全裕度が大きいことを確認し、輸送規則要件
の妥当性が傍証した。また、収納燃料の健全性への関心も高まっており、100G の衝撃荷重
が作用する燃料の健全性評価のための三次元モデルも開発している。
1A.7
【電中研白井】
輸送物性能評価：過去 30 年の経験
Package performance evaluation: our 30-year experience
Pierre Malesys, TN International AREVA, France
TNI 社では過去 30 年にわたり、IAEA 輸送規則適合試験に加え、これら規則適合試験を
超えるものとして MOX 粉末輸送容器の長時間耐火試験、使用済燃料や HLW、MOX 新燃
料輸送容器のスケールモデルの深度浸漬試験、輸送・貯蔵キャスクスケールモデルの航空
機衝突試験や解析等を実施してきた。試験・解析結果を総括すると、TNI 社設計のキャス
クは、これら規則適合試験を超える試験に耐え得る。例えば、深度浸漬試験では 3430bar
まで密封を維持し、800℃×3.5 時間及び 1000℃×1.5 時間の火災条件に耐え、50ｍ高さか
らの港湾繋留構造物上への落下でも健全であり、湿地へのキャスクの埋没でも 2 週間は健
全であること等である。また、輸送物設計では、遮へい性能や未臨界性の優先度が高いた
め構造強度や除熱性能は相対的に裕度が高く、また、多層防護のシステムを考慮した容器
取扱いにより、突然輸送容器が損傷を起こすような「絶壁効果(Cliff Effect)」はないことが
強調された。
1A.8
【電中研白井】
規則と異なる苛酷事故における B 型輸送物設計のフランスの安全性評価
Evaluation of safety of French type B package designs in severe accident
environments other than regulatory
Gilles Sert, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
IAEA の輸送規則適合試験は 40 年以上も前に制定されたものであり、実輸送を考慮した
場合、全く異なる状態が考えられる。例えば、衝突形状は平坦ではなく、衝突速度も大き
く、火災についても 800℃×30 分以上の条件もあり得る。本発表では、フランスにおいて
8
設計された使用済燃料・HLW・MOX 新燃料・MOX 粉末輸送容器について、衝撃と火災に
関する苛酷な現実事象に対する輸送容器の挙動の評価結果をとりまとめている。まず、衝
撃については、衝突面をパラメータ（柔な地面、輸送架台又は鉄道車両）として、9m～50m
高さからの落下評価を実施し、非降伏面上への 9m 高さからの落下試験結果と比較し、安全
率を算出している。現実的な衝突面や被衝突物にはエネルギー吸収が期待でき、IAEA の落
下要件は妥当であるとしている。また、火災については、トンネル火災を含む長時間にわ
たる条件を考慮し、400～1200℃×15 分～３時間の条件で IRSN 所有のコードで熱評価を
行って安全率を算出しており、いずれの事象も安全率は 1.5 以上である。また、これらの評
価結果は火災の緊急時対応に活用されている。
セッション 1B
1B.1
【電中研白井】
輸送物設計－新燃料 (Package Designs - Fresh Fuel)
PWR 新燃料 B 型輸送容器の開発
Development of a Type B PWR Fresh Fuel Package
Charles J. Temus, Packaging Technology, Inc., USA
PWR 燃料 2 体を収納する B(U)F 型輸送容器の説明である。回収ウランを対象としている
ため U-234 の量が多く、従来の A 型ではなく B 型となっている。形状の異なる種々の燃料
集合体を収納できるように収納孔サイズ及び軸方向収納長さを可変としているのが特徴で
ある。中性子減速材の耐熱性を上げるために、ナイロン系材料が使用されている。また、
落下試験、耐火試験についても発表された。
1B.2
【TN 谷内】
M4/12 型 MOX 燃料輸送容器の性能と特徴
Performance Characteristics and Capability of the M4/12 MOX Package
Anthony Cory, British Nuclear Group, UK
2004 年の PATRAM で発表した本輸送容器を 2 基製造して実輸送に備えている。名前か
ら分かるように PWR 燃料 4 体又は BWR 燃料 12 体を輸送できる輸送容器である。核分裂
性 Pu の割合は低燃焼度では高く、高燃焼度では低くなるため、例えば 33GWD 燃焼度の場
合は核分裂性 Pu の割合は７％、50GWD の場合には 4.5％となる。また、燃料の許容最高
温度としては 200℃を設定しており、最大発熱量は 3.2kW としている。
1B.3
【TN 谷内】
フランスから日本へ MOX 燃料を輸送する容器の開発
Packaging Development for MOX Transport from France to Japan
Viallon Lilian, TN International AREVA, France
1999 年－2000 年に最初の MOX 燃料が輸送されたが、この際には陸上輸送は軽量輸送容
器として FS65 を用い、海上輸送は重量輸送容器である TN12 を用いた。現在は陸上輸送
には MX6 が使用されている。さらに、新型バスケットを開発中であり、MX6 では 10 体、
9
TN12 では、現状の 12 体を 21 体に増加させている。また、TN17 でも 8 体収納を計画して
いる。
1B.4
【TN 谷内】
新型の TN International 容器：環境を考慮した設計
The new TN International casks: designing for the environment
Christine Georges, TN International AREVA, France
TN International では容器の設計、製造から、輸送、燃料装荷、取出し、保守、廃棄後
の処分まで容器の寿命期間全体を考慮して環境にやさしい容器の開発に努めている。MX6,
TN112 などの開発でこの概念は取り入れられており、使用する材料の量を極力減らし、容
器重量も軽くしている。容器周囲の線量を低く抑えるとともに、収納効率を上げることに
より輸送回数を減らすことも可能となった。
1B.5
【TN 谷内】
新型 ATR 新燃料輸送物
The New ATR Fresh Shipping Package
P. Noss, Packaging Technology, Inc., USA
Advanced Test Reactor（ATR）用の新燃料集合体を運ぶ AF 型容器の開発に関する発表
である。設計の目標は容器の占有スペースを 50%削減することである。容器の蓋の設計、
断熱材、容器の強度及び未臨界性の維持について開発の結果が説明された。
1B.6
【HZ 浅野】
エネルギー省の 110 ガロン仕様 6M 輸送コンテナの代替品の開発
Development of Department of Energy Replacement for 110-Gallon
Specification 6M Shipping Container
Jeffrey. G. Arbital, Y-12 National Security Complex, USA
MUTR や ETR の研究炉に燃料や核分裂物質を運ぶ 110-Gallon 6M Container の代替容
器の開発。使用期限が迫っており開発を始めた。BWXT Y-12 の提案が選ばれた。外径は
34cm、長さは 72inch である。開発は 2006 年 8 月より始められ、SAR の提出は 2009 年 3
月、許認可取得は 2010 年 3 月の予定である。NRC との予備的な議論は始めたとのこと。
【HZ 浅野】
1B.7
多目的新燃料輸送容器
Multipurpose Fresh Fuel Package
Charles J. Temus, Packaging Technology, Inc., USA
輸送と貯蔵を兼ねた多目的の新燃料容器の開発の紹介。容器は外容器と内容器で構成され、
内容器は燃料の貯蔵に使用される。内容器とその Oven Pack を使用して多種類の内容器が
外容器に収納できる。CTUI と CTUZ を使用して落下試験と火災試験が行なわれた。
【HZ 浅野】
10
1B.8
AREVA NP 次世代新 UO2 燃料集合体輸送容器：臨界安全性を高めるための
SCALE-CRISTAL の比較
AREVA NP Next Generation Fresh UO2 Fuel Assembly Shipping Cask : SCALE
- CRISTAL Comparisons Lead to Safety Criticality Confidence
Michael E. Doucet, TN International AREVA, France
「新燃料容器の設計」の Session であったが、発表の内容は AREVA の設計した新燃料容
器を用いて、臨界解析システム SCALE と AREVA の所有する CRISTAL システムの結果を
比較したもの。後者のシステムは CEA - IRSN で作成したものである。2 つのシステムで解
析した結果は良く一致していた。また、対象となった新燃料容器は CRISTAL を用いて申請
した最初の容器である。
セッション 1C
【HZ 浅野】
保安（セキュリティ）及びリスク評価概要 (Security and Risk
Assessment Overview)
1C.1
形態解析を用いた放射性物質輸送に対する脅威解析
Threat Analysis for the Transport of Radioactive Material using Morphological
Analysis
Thomas P. Ritchey, Swedish Defense Research Agency, Stockholm, Sweden
スエーデン原子力発電検査機関（SKI）は、原子燃料、廃棄物及び他の放射性物質の輸送
に関する承認、検査の責任とともに、これら輸送への敵対する脅威に関する準備計画の責
任を有している。スエーデン国防研究所（FOI）は、SKI により放射性物質輸送に対する核
物質防護及び管理事項に関して、広範囲な脅威解析を行うことができる原型モデルを開発
する試験的な検討を委託された。この種の脅威解析は、多くの本質的に異なる定量化でき
ない要素を含む複合的な研究領域である。これらは、技術的、組織的、政治的、倫理的、
国家保障事項を含み、専門的な判断及び評価に基づいて行わなければならない。研究は、
柔軟な、1990 年代に FOI で開発された非定量的モデリング法コンピュータ形態解析（MA）
を用いて行われる。形態解析の基本及び現在の SKI の一般的な脅威シナリオ、輸送状況、
敵対行為、戦略的対抗措置を含む原型モデルについて紹介している。
1C.2
【JNES 丸岡】
放射性物質輸送保安―新勧告の認識及び応用
Radioactive Material Transport Security – Awareness and Application of New
Recommendations
Ann-Margreth Eriksson Eklund, International Atomic Energy Agency, Austria
放射性物質の輸送は高度に規制され、輸送安全規則は、何十年も施行されてきている。放
射性物質の数多くの型式に対する輸送保安規則が策定され、適用されている。また、輸送
運用の内在するインパクトは重要である。標準規則である国連の危険物安全輸送規則に加
えられる保安手段及び高度に重要な放射性物質の定義は、IAEA の放射性物質保安に使われ
る他の非常に積極的な手順で構成されている。2006 年 1 月に IAEA で行われた放射性物質
11
輸送における保安の確認指針の専門家会合の勧告は、良い要約となっている。本発表は、
IAEA の保安勧告の策定、改訂、海上輸送、陸上輸送によるいくつかの課題の要約について
述べており、加えて、国連勧告-モデル規則と IAEA 規則の違いについても言及している。
【JNES 丸岡】
1C.3
保安準備設計への試みに基づくリスク
Risk Based Approach to Design of Security Arragements
Robert E. Luna, Consultant, USA
どの指針を変えることが最も公衆のリスクを減らすか明確にすることを助けるために、放
射性物質の安全な輸送のための勧告は、非常にリスク評価に有用である。リスク評価技術
は、微粒子の放出と潜在的結果を推定するために、事故環境への輸送物と物質影響の分析
と同様に事故発生率統計に依存する。評価の変更の結果として放出される物質の量の変化
を評価して、具体的な運用又は輸送物設計は、リスクの低減が何の提案された変化により
そうか理解するのを許す。類似したプロセスは、保安システムの成功又は失敗かの最終的
な結果である最初の事象や引き続いて起こる事象の条件付き確率や設計に適用されること
ができる。積載の安全を破壊するどんな試みでも進行中の明白な決定に依存し、脅威と保
安の実行と同様に攻撃する方法は測定する。分析は統計学的に記述された事象に依存しな
い。その代わりに、分析は、保安を破る試みの成功又は失敗まで通じたいろいろな事象に
ついて行う。論文は、保安設計と評価方法に関するものである。
1C.4
【JNES 丸岡】
輸送保安準備を示唆する放射能拡散兵器シナリオ
Dirty Bomb Scenario Consequences Delineate Transport Security
Arrangements
Robert E. Luna, Consultant, USA
国連オレンジブックは、輸送（クラス 7 を含む）において危険物に対する最小限の保安必
要条件を含む。そして、IAEA は、輸送において大部分の放射性物質の安全のための補完的
なガイドラインを含んでいる TecDoc を策定した。IAEA 勧告文書は、特定の保安システム
取り決めを輸送における放射性物質の捕獲の脅威、脆弱さとその結果の分析に基づく方法
について記載している。様々な一般的な放射能拡散兵器使用の結果の理解を高める最近の
取り組みは、輸送で特定の種類の放射性物質の保安システムの設計に役に立つであろう情
報を提供する。本論文は、結果予想（放射線量、影響を受ける地域と改善費用見積り）の
結果をテロリストの標的と考えられるいくつかの放射性物質と配備シナリオを提供する。
結果は、放射性物質使用の相対的な結果に関する意見を提供する。
1C.5
【JNES 丸岡】
物質の回収とその場所に放射性物質が置き去りにされることの輸送安全リスクと
輸送制限オプションや輸送遅延による脆弱性
12
Transportation Safety Risk for Source Recover vs. Consequence of Leaving
Radioactive Sources in place and Vulnerable Due to Limited Transport Option
or Denail of Shipment
Justin M. Griffin, Los Alamos National Laboratory, USA
放射性物質回収のための安全輸送に内在するリスクと輸送制限や遅延により放射性物質
が置きざりにされて回収できないという潜在的なリスクを Co-60、Cs-137 の輸送例などを
引用して評価されている。結論としては、通常の回収輸送のためのリスクはその場所に置
き去りにされたことに起因するリスクよりも低いと評価されている。
1C.6
【NFT 松本】
核燃料物質輸送安全のための効率的な管理ツールに関する人間工学的手法
Human Factors Approach an Efficient Management Tool for the Safety of
Nuclear Transportation
Francois Harari, LMC (AREVA group), France
LMC 社が行った多数の輸送事故・故障例（重大な事故を含む）を商業用航空界の分析手
法から開発された方法論によって評価した結果が解説された。その結果、この手法を活用
することによって従業者の事故に関する認識が高まり、是正･予防措置が実行され、見落と
されがちな故障までもが大幅に減少したことなどが発表されている。
1C.7
【NFT 松本】
輸送リスクアセスメント－30 年から何を学び推測できるか
Transportation Risk Assessments – What Can We Lean from 30Years of
Predictions
Thomas I. McSweeney, Battele Memorial Institute, USA
輸送リスクアセスメントについて、この 30 年間ユッカマウンテンプロジェクトのために
トラック、列車など 5 つの使用済燃料輸送アセスを通じて、恒常的に実行されている評価
例が発表された。これらのアセスメントの手法は、リスク評価をより精度よく推測するこ
とに活用でき、これらの努力は現在の推測の不確からしさを確定して、将来の輸送リスク
を減じることに有効であるとのこと。
1C.8
【NFT 松本】
NRC の使用済燃料輸送リスク評価方法
NRC Spent Fuel Transportation Risk Assessment Methodology
Doug Ammerman, Sandia National Laboratories, USA
NUREG-0170 について、NRC はサンディア研究所とともに 30 年にわたって SF 海上輸
送における解析方法の変更などを行ってきたが、これらの手法は古くなり現在の輸送環境
条件を十分に評価できていないなどの批判があった。そこで、本発表では最新化するため
の方法論が述べられており、具体的にはキャスク構造、海上輸送モード、キャニスタの有
無などの因子を考慮しつつ、構造や除熱評価には 3D 有限要素法による解法の導入が含まれ
ている。
【NFT 松本】
13
セッション 1D
1D.1
混合酸化物燃料の輸送 (Transport of Mixed Oxide Fuels)
陸上及び海上による MOX 輸送
MOX Transport by Road and Sea
Alastair A. Brown, British Nuclear Group, UK
MOX 燃料や区分１物質を英国から輸送する際には、出発港までの陸上輸送、海上輸送、
到着港からの陸上輸送の 3 つのカテゴリに分類される。安全やセキュリティに関する規則
に従うとともに、一般公衆とのバランスの取れたコミュニケーション及び規制当局と事業
者との密接なコミュニケーションが重要である。輸送計画の立案、それに関連する人々の
教育訓練、輸送を実施する管理能力が区分１物質を含む MOX 燃料輸送の成功の鍵である。
【NFT 高月】
1D.2
日本原子力研究開発機構による MOX 粉末の海上輸送
JAEA Sea Transport of MOX Powder
Yuichiro Ohuchi, Japan Atomic Energy Agency, Japan
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅと実験炉常陽用の MOX 粉末を輸送
する計画をしている。六ヶ所再処理工場からの輸送は、国際的な設計基準脅威に対応した
防護を要求される日本ではおそらく初めてのケースとなる。近い将来、日本原子力研究開
発機構は、六ヶ所再処理工場からの輸送に対する安全課題を安全規制当局と協力して評
価・計画する必要があることが示された。
1D.3
【OCL 菊池】
特殊保安車両によるドイツの原子力発電所への未照射 MOX 燃料要素の輸送－最近
20 年の概観
Shipment of Unirradiated MOX-fuel-element to Nuclear Power Plant in
Germany with Special Security Truck Service – An overview of the Last 20
years
Ulrich H. Alter, Federal Ministry for the Environment, Germany
ドイツの発電所から約 5400 トンの Heavy Metal が 1973 年から 2005 年にかけてフラン
スに運ばれた。英国には 850 トン近く運ぶとともに、カールスルーエにおいておおよそ 200
トンの SF が発生した。フランス、英国、ドイツで生成されたプルトニウムの総量は約 38,000
キロになる。フランスからドイツへのプルトニウム輸送が始まったのは 1980 年代初頭であ
り、ドイツのハナウで MOX 燃料を製造していたが、問題が発生し、1991 年に停止した。
その後、プルトニウムはベルギー、フランス、英国で製造されている。ドイツ政府は原子
力発電所の供用期間を 32 年と決定したため、原子力発電所の残りの運転期間が決まってお
り、その期間内に MOX 燃料を使用しなければならない。
1D.4
MX6 及び MX8 燃料輸送キャスクの使用に関する情報
Feedback on the Use of the MX6 and MX8 Fuel Transport Casks
Potier Gilles, TN International AREVA, France
14
【NFT 高月】
MX6 及び MX8 燃料輸送キャスクは、BWR 又は PWR 用の MOX 新燃料の輸送のために
TN インターナショナルによって開発された。これらは主にフランス、ドイツ及びスイスの
原子炉で使用されてきたが、2009 年からは日本を始めとして世界規模で使用される予定で
あることが示された。
1D.5
【OCL 菊池】
EUROFAB プロジェクト・プルトニウムと MOX 燃料の国際輸送例
EUROFAB Project, An Example of International Transport of Plutonium and
MOX Fuels
Blachet Laurent, TN International AREVA, France
米国とロシアの兵器級プルトニウムの廃棄の条約に従い、DOE と AREVA は EUROFAB
プロジェクトを立ち上げた。兵器級プルトニウム PuO2 はロスアラモスからシェルブール
に PNTL 船で輸送され、ラアーグを経由しメロックスでペレットを製造する。製造された
MOX 燃料は同じ経路で 2005 年 4 月にチャールストンに経由し、ロスアラモスに到着した。
【NFT 高月】
1D.6
Futurix-FTA 燃料棒輸送容器とその輸送
The Packaging and Transportation of Futurix-FTA Fuel Pins
Frederick Yapuncich, Areva Federal Services, Packaging Technology Inc., USA
Futurix-FTA プロジェクトは、米国エネルギー省とフランス原子力庁との国際的な協力
事業である。外国の許可証を得た TN-BGC1 輸送キャスクを活用した、INL（アイダホ国際
研究所）からフェニックス原子炉までの燃料棒の非照射プルトニウムの船積み過程につい
て示された。
1D.7
【OCL 菊池】
CASTOR KNK によるドイツ小型ナトリウム冷却原子力施設 KNK II からの燃料の
返還
Return of the Fuel from the German Compact Sodium-Cooled Nuclear Facility
KNK Ⅱ with the CASTOR KNK
Roger Vallentin, WTI GmbH Germany
1977～1991 に運転された小型ナトリウム冷却炉 KNKⅡは高富化度のウラン・プルトニ
ウム燃料を使用していた。この燃料はフランスの 1993 年よりフランスの CEA に輸送され
再処理されたが、2413 本のロッドが難溶性のため再処理できず、カプセル封入され、プー
ル貯蔵されている。これらをドイツに戻し、ZLN で最大 40 年貯蔵するために CASTOR
KNK が GNB によって設計された。このキャスクの特徴として、特に臨界安全に特徴があ
り、バスケットには 20%B4C が入ったボロンアルミに吸収材が取り付けられ、モンテカル
ロ法で解析を行った結果、燃料が集合した場合と拡散した場合においても Keff が 0.98 以下
となることを確認した。
【NFT 高月】
15
1D.8
ロシアでの SNF 輸送の核及び放射線安全性の状態及び VVER-1000 原子炉からの
MOX 輸送の課題
Status of Nuclear and Radiation Safety of SNF Transportation in Russia and
Challenges for Transportation of MOX from VVER-1000 Reactors
Mikhail M. Morev, Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation
Safety, Moscow, Russian Federation ：キャンセル
セッション 2A
規則試験環境とは異なる環境での輸送物試験－Ⅱ (Package
Testing to Environments Different from Regulatory Test-II)
2A.1
放射性物質輸送物の規則外試験－産業界の視点
Extra-regulatory Testing of RAM Packages - an Industrial View
William Wilkinson, World Nuclear Transport Institute, UK
IAEA 輸送規則では、放射性物質輸送容器の通常時及び事故時の衝撃・火災・浸漬に関す
る試験要件が規定されている。これらの要件については、厳しい事故をほぼカバーしてい
ることを証明する多数の検証報告がこれまでになされており、また、40 年以上の長きにわ
たる安全かつ効率的な輸送実績にも裏付けられている。さらに、トラックや鉄道の高速衝
突、高所からの落下、長時間の火災試験や爆発等の規則外試験も実施され、これらの試験
が IAEA 輸送規則の要件の範囲内であることも示されることにより、公衆への理解にも役
立っている。一方、これらの試験は多額の費用を要するものであり、輸送業界のコスト負
荷を考慮すれば、現状の IAEA 輸送規則の要件の範囲で輸送物の健全性を評価することが
望ましい。ただし、一般公衆の安全・安心を獲得するためのたゆまぬ広報・広聴の努力を
継続することは言うまでもない。
【電中研白井】
異なる標的への衝撃に対する B 型輸送物の挙動評価
Evaluating Type B Package Response to Impacts onto Different Targets
Doug Ammerman, Sandia National Labortories, USA
IAEA 輸送規則では、放射性物質輸送容器の事故時の衝撃に関する試験要件として非降伏
2A.2
面上への 9m 落下試験を規定している。9m 落下時の衝突速度は時速 30 マイル（13.3m/s）
であり、一般のトラックや鉄道の輸送車両の走行速度に比べれば小さく、一般公衆や環境
への防護レベルとしては不十分ではとの指摘が度々なされている。サンディア国立研究所
(SNL)では、非降伏面への衝突の厳しさを証明するため、非降伏面と実際の衝突面との関連
性を評価するための研究を実施した。実際の衝突面は、土壌、コンクリート舗装道路や滑
走路、橋脚、水面、その他の輸送車両等であり、衝突速度は最大時速 246 マイル（110m/s)
である。これらの研究結果より、非降伏面上への 9m 落下の衝突速度は、実際の衝突面の剛
性（縦弾性係数やポアソン比）を含む関数を用いて実際の衝突面への衝突速度に外挿でき
ること、輸送規則の落下要件はほぼすべての現実の衝突事象を包含しており、IAEA 輸送規
則の要件は十分妥当であると結論している。
16
【電中研白井】
非常に厳しい機械的衝撃条件での LSA 物質輸送物の大気中放出計測試験
Testing of Packages with LSA Materials in Very Severe Mechanical Impact
Conditions with Measurement of Airborne Release
Oliver Nolte, Fraunhofer ITEM, Department of Aearosol Technology, Germany
LSA-II, LSA-III 輸送物の事故のリスクを評価するためには、事故時に雰囲気中に放出さ
2A.3
れ浮遊する放射性物質の定量化が重要である。LSA 輸送物の輸送中や取扱中の落下事故を
想定し、放射性物質の種類と、輸送容器から雰囲気中に放出される浮遊物量（100μ以下の
粒子）との関係を定量化するための実験研究を 2004 年に実施した。衝撃試験では、小型試
験片に最大 27m までの落下高さ相当の初速度を与えて剛壁に衝突させ、試験片からの飛散
量と飛散粒子径の測定を行った。また、相似則評価のため、代替 LSA（コンクリート）試
験片の大きさをパラメータ（１～200ℓ）として、ドラム缶に収納した状態又は裸の状態で、
特殊な蓋開閉システムをもつ密閉容器中での非降伏面上への落下試験を実施し、密閉容器
内に放出される浮遊物量の測定を行った。その結果、小型試験片を用いた浮遊物量は保守
的な値を示しており、これらの値による評価を行っても、IAEA 輸送規則に適合した LSA-II、
LSA-III 輸送物の放射線学的リスクは十分に低いと結論できる。
2A.4
【電中研白井】
米国における規則輸送物熱試験基準を超える環境での B 型放射性物質輸送物の初
期の熱試験
Early Thermal Testing of Type B Radioactive Material Packages in the US to
Environments beyond the Regulatory Package Thermal Test Standards
Ronald B. Pope, Consultant, USA
1970 年代後半から 1980 年代中頃にかけて、米国 DOE と旧動燃の要請によりサンディア
国立研究所(SNL)は、当時の新旧キャスクを用い 3 種類の耐火要件に係わる規則外試験を実
施した。これらの試験結果より現実の火災環境との関連性が説明され、IAEA 輸送規則の耐
火要件（800℃・30 分）の妥当性が示されている。最初の試験は、衝突事故により損傷し
た鉄道車両上での 68 トン旧型キャスクと新型キャスクのプール火災試験であり、いずれの
試験でも雰囲気温度は 800℃を超えている。旧型キャスクは 125 分の火災試験に供し、90
分まで健全性を維持した。新型キャスクは 72 分の火災試験に供し、健全性が維持されるこ
とを確認した。次の試験は、トレーラ上に積載した MOX 容器の火災試験であり、90km/h
で衝突試験後、90 分の火災試験に供した。緩衝材であるバルサ材の断熱性が良く、輸送物
の健全性が確認された。最後の試験は、45 トン使用済燃料キャスクであり、1200℃・30
分のトーチ試験を実施した。輸送容器内の温度上昇は、IAEA 輸送規則で規定されている耐
火要件の評価範囲内であることが確認された。これらの試験結果より、IAEA 輸送規則で規
定されている耐火要件に対して設計された輸送物の妥当性が傍証されている。なお、これ
らはデータが古く、データの一部が失われていることもあり、過去の貴重なデータを後世
へ伝えることの重要性も指摘された。
【電中研白井】
17
2A.5
使用済燃料キャスクの挙動へのトンネル火災の影響
Effects of Tunnel Fires on The Behavior of Spent Nuclear Fuel Casks
Christopher S. Bajwa, Nuclear Reguratory Commission, USA
NRC は、オークランド・カルデコット(1982 年)やボルチモア(2001 年)で発生したトンネ
ル火災を考慮し、国家運輸安全委員会(NTSB)・国立標準技術研究所(NIST)・パシフィック
ノースウエスト国立研究所(PNNL)と共同で、これらの厳しい火災事故シナリオを想定した
輸送キャスクの被ばく評価を実施し、NUREG/CR-6886(Rev.1)「ボルチモアトンネル火災
における使用済燃料輸送物の応答」及び NUREG/CR-6894(Rev.1)「カルデコットトンネル
火災における使用済燃料輸送物の応答」を発行した。本発表では、NIST が開発した FDS
コードを用いたトンネル火災解析結果が示されており、ボルチモアトンネル火災ではトン
ネル天井付近で 1100℃・3 時間、カルデコットトンネル火災でも 1000℃・30 分に達する。
また、これらの火災環境を考慮し、数種類の輸送キャスク（HI-STAR100、 NAC/LWT 等）
を対象に ANSYS コードや COBRA/SFS コードによる火災解析が行われ、シール部や燃料
の温度を評価した結果、いずれのケースにおいても放射性物質の放出量は IAEA の事故時
の要件に対して定める A2 値以下であった。
2A.6
【電中研白井】
米国における規則基準と異なる苛酷な熱的環境に晒された使用済燃料輸送物の最
近の評価
Recent Assessments in the U.S. of Spent Fuel Packages Exposed to Severe
Thermal Environments Different from Regulatory Standards
Carlos Lopez, Sandia National Laboratories, USA
リスク評価や一般公衆との対話の観点から、DOE 傘下の国立研究所は、輸送規則を超え
る火災環境に対する輸送物の挙動を把握するための実験的・解析的評価を実施してきた。、
サンディア国立研究所(SNL)では、4 種類の標準キャスクに対して CFD(Computational
Fluid Dynamics)手法による長時間火災条件下の解析を実施し、燃料やシール部が限界温度
に達する時間を求め、輸送規則の条件が十分保守的であるとしている（NURE/CR-6672）。
また、2 種類の使用済燃料キャスク（HI-STAR100 積載鉄道車両と GA-4 積載トラック）を
対象に、液面高さをパラメータとした 1.5 時間のプール火災を評価した（NUREG-1768）。
さらに、リスク評価の観点から、キャスク転倒時を想定し、雰囲気の流況や火炎の位置を
パラメータしたオフセット火災解析や、タンカーやタンクローリー、パイプラインの火災
解析等、現実的な火災事故条件に対する解析事例も紹介され、いずれの火災事象において
もキャスクの健全性に問題ないことが示された。
【電中研白井】
海上事故環境での B 型輸送物の挙動評価
Assessing the Response of Type B Packages to Maritime Accident
Environments
Doug Ammerman, Sandia National Laboratories, USA
使用済燃料や高レベル廃棄物、プルトニウム等の海上輸送については、特に原子力を持た
2A.7
ない輸送沿岸国にとっては極めて関心が高く、輸送に係わる原子力保有国は安全で確実な
18
方法で輸送を実施する義務がある。安全な輸送とは、IAEA の輸送規則に適合した輸送容器
を使用することはもとより、一般公衆への広報、IAEA との協調、技術開発に努力すること
である。その一環として、IAEA において国際共同研究(CRP)が推進され、使用済燃料輸送
物の海上輸送での事故評価例が TECDOC-1231 にとりまとめられている。本発表では、
TECDOC で示された機械的・熱的荷重に対する輸送物の評価結果や輸送規則との要件との
比較が紹介された。事故事例として、船舶同士の衝突事故、機関室火災や可燃性貨物の火
災事故が紹介され、海上輸送モードにおける事故の厳しさは、陸上輸送モードの程度とほ
ぼ同等であり、IAEA 輸送規則の耐火要件に適合するキャスクの密封堅牢性に問題ないこと
が示された。
【電中研白井】
2A.8 MOX 新燃料輸送物の仮想的な海没事故時の放射性核種濃度の推定
Estimation of radionuclides concentrations in the ocean at the hypothetical
submer-gence of fresh MOX fuel package
Daisuke Tsumune, Central Research Institute of Electric Power Industry (CREIPI),
Japan
B型輸送物の海上輸送について輸送沿岸国の一般公衆から更なる理解を得るには、当該輸
送物が海没事故に遭遇した場合の環境影響評価の実施が重要である。B型輸送物（使用済燃
料、PuO2粉末、高レベル廃棄物やMOX新燃料）を対象とした海没事故時の環境影響評価結
果（輸送物からの放射性物質漏えい量、海洋中核種濃度、公衆への被ばく量の推定）を実
施した結果、公衆への外部被ばく量はICRP勧告の基準値（1mSv/年）をはるかに下回った。
これらの評価には多くの不確実性が含まれることから、特に、海洋中核種濃度の評価が現
実的となるよう、日本海と外洋について沿岸領域と遠洋領域にわけてそれぞれ循環モデル
を構成し解析した。この解析手法の精度については、現実に海没事故例による検証例題が
ないため、大気圏内核実験等による放射性降下物（フォールアウト）3種(137Cs,239Pu,240Pu)
について海洋中濃度の再現計算を行い、既往の観測データと比較して経年変化による濃度
減少及び鉛直分布形の経年変化をよく再現することを確認した。また、B型輸送物からの仮
想的な漏えいによる海洋中核種濃度の計算結果は、フォールアウトによるバックグラウン
ド値よりもはるかに小さい値であることが紹介された。
セッション 2B
2B.1
【電中研白井】
放射線防護 (Radiation Protection)
IAEA-TECDOC-1449 から導出される輸送物の表面汚染免除レベルの問題点
Issues on exemption levels for package surface contamination simply derived
from IAEA-TECDOC-1449 “Radiological aspects of non-fixed contamination of
packages and conveyances”
Haruyuki Ogino, Central Research Insutitute of Electric Power Industries, Japan
IAEA 輸送規則の表面汚染基準は、非常に古いモデルに基づいており、これを見直すため
19
の CRP（Coordinate Research Project）が行われ、TECDOC-1449 が作成された。本発表
書の核種ごとの線量変換係数と規制免除の線量規準 10μSv/y に基づいて核種ごとの表面汚
染基準を評価した。これによれば、Co-60、Pu-239、Am-241 で従来よりもかなり厳しい結
果となるが、現行の汚染なしの判断基準と整合していない。これは、評価モデルが過度に
安全側になっているためであり、見直しが必要と考えられる。
2B.2
【MES 伊藤】
使用済燃料輸送キャスクの非固定性表面汚染基準値の策定
Establishing Risk-Informed Non-Fixed Surface Contamination Limits for Spent
Fuel Transportation Casks
Richard R. Rawl, Oak Ridge National Laboratory, USA
IAEA 輸送規則の表面汚染基準見直しのための CRP（Coordinate Research Project）に
よって、TECDOC-1449 が作成された。これの核種ごとの線量変換係数は核種によって７
～10 桁異なり、公衆と従事者で大きく異なる。個人の被ばくの低減とともに、汚染による
公衆の被ばくと除染のための従事者の被ばくのトータルの被ばく量の低減を図る必要があ
る。この観点から、使用済燃料輸送キャスクについて Co-60 の表面汚染基準は 10 倍程度に
緩和することが適切である。
2B.3
【MES 伊藤】
低レベルの NORM の輸送－整合性と実用性について
Transport of Low-Level NORM - A Case for Consistency and Practicality
Richard R. Rawl, Oak Ridge National Laboratory, USA
従来から行われてきた微量の放射性物質を含む物質（鉱石等）の輸送へ影響を低減するた
め、IAEA 輸送規則 107(e)項では、原子力での使用を意図しない天然物質（NORM）につ
いては、規制除外濃度の 10 倍までの物質の輸送を規制対象から除外している。しかし、技
術的には、使用の意図の有無によって規制を変えることは適切ではないと考えられる。こ
のため、規制除外濃度 10 倍以下の NORM については、使用の意図に関係なく、規制対象
から除外すべきである。
【MES 伊藤】
2B.4
NORM 放射性物質の輸送に関する除外、規制免除及び LSA 量
Excluded, Exempt and LSA Quantities for the Transport of NORM Radioactive
Material
Paulo F. Heilbron, Bazilian Nuclear Energy Commission, Brazil ：キャンセル
2B.5
放射性物質、特に天然起源放射性物質（NORM）、の輸送に関する規制免除のシナ
リオと判定基準の検討
Review of Scenarios and Criteria of Exemption for the Transport of
Radioactive Material, especially Naturally Occurring Radioactive Material
(NORM)
Marie-Line Perrin, Autorité de Sûreté Nucléaire [ASN], France ：キャンセル
20
2B.6
カナダにおける放射線防護計画の実施
Implementation of the Radiation Protection Program for Carriers in Canada
Sylvain Faille, Canadian Nuclear Safety Commission, Canada
IAEA 輸送規則（1996 年版）で、放射性物質輸送において Radiation protection plan(RPP)
の実施が規定された。カナダにおいてもこの規定を 2000 年 6 月に取り入れた。そして、200
の輸送業者に RPP の提出を要求し、2004 年からデータベース化を実施している。しかし、
一部の業者からは回答がなく、電話による調査を実施したところ、様式の簡略化が必要と
考えられた。小規模又は、たまにしか輸送しない業者や子会社については困難があるが、
引き続きデータベースの維持管理を実施する。
2B.7
【MES 伊藤】
水の浸入を考慮した使用済燃料キャスクの臨界安全に関する規則の更新
Update on Regulatory Issues Associated with Criticality Safety of Spent Fuel
Casks Considering Water Inleakage
Nancy L. Osgood, Nuclear Reguraory Commission, USA
米国の臨界安全評価においては、容器内への水の浸入を考慮することが要求されていた。
しかし、2003 年 5 月ガイダンスが見直され、試験によって water-tight であることが実証
されれば、事故時においても密封装置内に水の浸入を考慮する必要はないこととなった。
現在、キャスクへの使用済燃料の装荷量の増加等への適用が検討されている。
【MES 伊藤】
2B.8
核分裂性物質用のキャスク設計における効率的な許認可
Efficient Licensing of Package Designs for Fissile Material
Dennis Mennerdahl, E Mennerdahl Systems, Sweden
核分裂物質の輸送においては、ヒューマンエラーや測定誤差等を考慮する必要があり、核
分裂性物質からの除外規定について検討する必要がある。天然ウランを除外すべきではな
く、新しいカテゴリの追加が必要である。また、核分裂性除外物質の混載等についても考
慮する必要がある。
セッション 2C
【MES 伊藤】
国際保安の努力と緊急時対応 (International Security Efforts
and Emergency Response)
2C.1
輸送・貯蔵キャスクに対するサボタージュに関する国際作業部会
International Working Group for Sabotage Concerns of Transport and Storage
Casks
Bruno Autrusson, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
輸送・貯蔵キャスクへのサボタージュのための国際作業部会(WGSTSC)は、異なった国(米
国 DOE、NRC、ドイツ GRS、サンディア国立研究所及びフランス IRSN フラウンホーフ
ァー研究所)の複数の組織からなる。WGSTSC の目標は、民間原子力物質か他の民間放射性
物質の輸送と貯蔵に対して直接、間接にサボタージュの効果と環境影響を評価、モデル化
21
する情報共有と共同研究である。2000 年以来、IWGSTSC は、高エネルギー密度装置によ
る使用済燃料輸送サボタージュの場合に放出されたエアロゾルソースタームの算定のため
の大規模な試験計画を開始している。各国の専門家の助言により、IAEA は、輸送中、放射
性物質等の保安のための指針となる草案文書を提案した。IAEA 文書は、物質輸送の保安を
実現又は向上させる一般的な助言を含んでいる。
2C.2
【JNES 丸岡】
核物質輸送に関するサボタージュ：装甲貫通兵器によるサボタージュのケーススタ
ディのための一般的アプローチ
Consequences of a Nuclear Material Transport Sabotage: A General Approach
for the Case Study of Sabotage Per Use of an Armor Piercing Weapon
Olivier Loiseau, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
核物質の輸送に対して向けられたサボタージュの結果を予測して、発表論文は、キャスク
の収納物を取り出すために穴を開けるか貫通させる装置を使用の際の放出物の評価に使わ
れたアプローチのいくつかの手法を集約するもの。サボタージュの目的は、即座に目標の
付近を含む重要な地域を汚染させるソースタームを発生させること。この論文は、様々な
脅威への様々なキャスクの抵抗性について研究することである。貫通の後に最終的な放出
物の評価のときに関係する重要な要因の定義を与える。これらの定義を提示するのは、そ
れがサボタージュによる放出と偶然の放出の違いを明確にする。次に核物質輸送物の容器
を貫通させる兵器の使用の後に作成されたソースタームを評価する。
2C.3
【JNES 丸岡】
使用済核燃料サボタージュ試験: 劣化ウラン酸化物のエアロゾル
Spent Fuel Sabotage Testing: Depleted Uranium Oxide Aerosol Results
Martin A. Molecke, Sandia National Laboratories, USA
実物の使用済燃料か代替材のペレットを使用して高エネルギー密度装置（HEDD）により
作り出されたエアロゾルを定量化する国際、多フェーズ使用済燃料サボタージュ試験計画
について述べる。この計画は、使用済燃料輸送・貯蔵キャスクへのサボタージュシナリオ
に関連するソースタームデータを提供する。使用済燃料供試体の代わりに劣化ウラン酸化
物のペレットと非放射性の核分裂生成物を使用することで重要な結果を提示する。試験は、
U.S. PWR 原子炉から実物の使用済燃料を含む個々の短い燃料棒を使用して、ソースターム
データ、エアロゾル結果及びエアロゾル放出と放射線影響評価を導いている。この使用済
燃料サボタージュ、エアゾール試験計画は、主としてサンディア国立研究所で実施され、
DOE、NRC の支援で行われた。それは、輸送・貯蔵キャスクへのサボタージュのための国
際作業部会の一部としてドイツ、フランス、イギリス及び日本で米国と国際的なプログラ
ム関係者たちで実施された。
2C.4
【JNES 丸岡】
サボタージュによる高レベルガラス固化体からの空気中放出
Airborne Release from Vitrified High Level Waste Due to Sabotage
Oliver Nolte, Fraunhofer ITEM, Department of Aerosol Technologgy, USA
22
ガラス固化された高レベル廃棄物(HLW)を収納している輸送・貯蔵キャスクへの装甲貫通
兵器によるサボタージュ攻撃は、微粒子状放射性物質の環境への放出を引き起こす。非放
射性の、しかし、化学的に同等なガラス化された HLW 実物大の模型への円錐状爆薬(CSC)
攻撃の効果の一連のスケール実験が、空気中放出物を定量化するために行われた。CSC 衝
撃によるガラスエアロゾル粒子と断片サイズは、一般に、脆性破壊により得られたパター
ンを示す。これらは、放出された総質量の測定に基づく様々な粒径範囲での廃棄物の放出
の相似則に従う。エアロゾル粒子の化学分析の結果は、目標との相互作用で CSC の内張り
材料から発生するエアロゾルは、機能強化の過程で重要な役割を果たすことがわかる。
【JNES 丸岡】
2C.5
HEDD 攻撃により使用済燃料から放出されるエアロゾルのパラメータ研究
Parametric Study of the Release of Spent Fuel Aerosol Resulting from HEDD
Attack
Robert E. Luna, Consultant, USA
HEDD を用いた攻撃によりキャスクが破損し、収納された燃料集合体の粒子が放出され
ることを SNL 及び GRS のデータに基づき評価した。それらの情報に基づいて、破損する
燃料数や影響部の直径を求め、穴径と放出量の関係が示された。今後の課題として、他の
型式におけるモデル試験や内部圧力の考慮、燃料の燃焼度や富化度をパラメータとした新
たなモデル開発が必要である。
2C.6
【NFT 高月】
UKAEA の輸送緊急時配置
UKAEA Transport Emergency Arrangements
Terence D. Kelly, UKAEA, UK
UKAEA はイギリスの原子力研究開発の受け皿として設立されたが、現在サイトは使用を
中止している。UKAEA は英国における放射性物質の輸送における事故が発生した際に、
緊急時支援を提供する RADSAFE の創立会員のうちの１社である。RADSAFE の対応は 3
つのレベルに分類されており、そのレベルに対応した支援を提供する。ADSAFE のアラー
トセンターは UKAEA の CULHAM サイトに設置され、人員は 24 時間常駐しており、ヘ
リコプタを設備して緊急時に備えている。
2C.7
【NFT 高月】
放射性物質輸送における危機時コミュニケーション：いかにしてブルドッグに口紅
を塗るか
Crisis Communication in Radioactive Transportation : How To Put Lipstick on
a Bull Dog
Bernard Monot, AREVA Business Unit Logistics, France
AREVA では世界中で年間 3000 回の輸送を行っており、貯蔵キャスクやトラックや運搬
船、貨車などを所有している。静的な危機時コミュニケーションの環境として、ステーク
ホルダーとのコミュニケーション、パブリックアクセプタンス、強力なブランドイメージ
23
等の準備が必要である。輸送事故では、すぐに、何が起こったか情報が不十分でありかつ
重いプレッシャーの下、未知の環境で行動することが強いられる。したがって、メディア
がどのように情報を提供するか知ること、メディアに対して効果的に話せるよう訓練を行
うこと、意見を注意深く見守ることが重要である。また、危機に対応する充分な設備の準
備、最も良い技術的及びコミュニケーションのプロセスの準備とともにプロフェッショナ
ルであることが求められる。
2C.8
【NFT 高月】
輸送セキュリティリスクの最適化／緊急時対応準備
Optimizing Transport Security Risk Analysis/Emergency
Preparedness
Daniel Chanson, TN International AREVA, France
Response
AREVA グループの輸送セキュリティと原子力安全の有効な実現を最適化するため、ビジ
ネスユニットロジスティックスは 2006 年に新しいプロセスを提供した。ビジネスユニット
ロジスティックの任務は、サービスを提供するため、下請契約者を登録して監督し、すべ
てのサポートを供給するための輸送準備と組織、緊急事態の処理、規則をモニタし、輸送
に関連する技術的専門知識を有する。本組織は原子力のロジスティクスの安全をサポート
するため世界標準との調和を形成し、世界中の放射性物質の効率的で信頼できる輸送を実
施する。
セッション 2D
【NFT 高月】
放射線防護及びマネジメント管理 (Radiation Protection and
Management Controls)
2D.1
10 年間のレビュー：ドイツにおける放射性物質輸送事象及び事故の経験
Review of 10 years: Radioactive Material Transport Incident and Accidents
Experience in Germany
Günter Schwarz, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit [GRS] mbH,
Germany
ドイツにおける 1995 年－2005 年の 10 年間の運送事故を解析したもの。この間に放射性
物質は 700,000 回運ばれ、事故は 495 件報告された。66.7%は取扱いの事故で 25.1%は書
類の不備。IAEA のレベルでは Level 0 が 41%、Level 1 が 55%であった。深刻な被ばく事
故はなかった。
2D.2
【HZ 浅野】
ドイツにおける放射線源の通常輸送から生じる公衆及び職業人の放射線被ばく
Public and Occupational Radiation Exposure Arising from the Normal
Transport of Radiographic Source in Germany
Florence-Nathalie Sentuc, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit [GRS]
mbH, Germany
ドイツでの放射性物質輸送における職業人と一般人の被ばくについて調査した結果を発
24
表。取扱い時の被ばくは含まれていない。ドイツでは年間 20,000～25,000 の輸送が道路輸
送を中心に行なわれており、Ir-192 の輸送が全体の 72%、Se-75 は 21%である。被ばくは
100μSv/年を下回っており輸送規則を守っていれば被ばくが少ないことが判った。
【HZ 浅野】
2D.3
放射性物質輸送に関する放射線防護計画
Radiation Protection Programs for Transport of Radioactive Material
N. Capadona, Autoridad Regulatioria Nuclear, Argentina ：キャンセル
2D.4
LSA-II 物質用大型廃棄物コンテナの放射能分布に関する新しいモニタリング･シス
テムの開発
Development of New Monitoring System for Activity Distribution Estimation in
Large Waste Container for LSA-II Materal
Michiya Sasaki, Central Research Institute for Electric Power Industries, Japan
原子炉廃止措置に伴い発生する廃棄物の多くは LSA-II 物質に分類されるが、廃棄物が大
型となるため、経済性の観点から従来の運転中に排出される LLW が収納される 200ℓドラ
ム缶よりも大型コンテナに収納し輸送することが望ましい。LSA-II 物質の輸送にあたって
は、輸送前に放射性物質が全体に分布していることを確認することが求められている。本
研究では、三次元形状測定、モンテカルロ計算、放射線測定の組合せにより、充填率の高
いコンテナにも十分適用可能な放射能分布モニタリングシステムの提案を行っている。
【海技研小田野】
2D.5
チェルノブイル起源核物質検出用ポータル・モニタ
Portal Monitor for Detection of Chernobyl Origin Nuclear Materials
Vladimir I. Kirischuk, Institute for Nuclear Research, Ukraine：キャンセル
2D.6
放射性廃棄物輸送のための収納物仕様の開発
Development of Contents Specifications for the Transport of Radioactive
Waste
Iain Gray, RM Consultants Ltd., UK
英国における放射性廃棄物輸送に使用される 3m3 ドラム缶、500ℓドラム缶、3m3 ドラム
缶及び 500ℓドラム缶を収納する B 型輸送物の要件に合致する輸送物に関し、容器に収納す
る放射性物質の制限について熱生成量、放射線量の制限等の条件から決定する概念を開発
した。これらの仕様を事前に決め放射能の比較を行うことは、放射性廃棄物輸送の計画及
び運用段階で重要となる。
2D.7
【海技研小田野】
Roadrunner 輸送容器の輸送物密封損傷に関する調査－運用経験
Roadrunner Transportation Package Containment Seal Damage Investigation
- Operating Experience
Ulf Stahmer, Ontaril Power Generation, Canada
25
Roadrunner は中間レベル廃棄物をオンタリオ発電所から輸送するための B 型輸送物で
あるが、2005 年の輸送で荷揚げ中に輸送物の密封に損傷があることが発見された。輸送物
には二重の O リングの密封があるため環境への放射性物質の漏えいはなかったが、輸送プ
ログラムを見直すよい機会であり、輸送手順、品質保証、コンプライアンス等について包
括的な調査とアクションプランの策定を行った。その結果、職員の教育、輸送物の健全性
確認、指導の職制上の管理等について、見直しを行っている。
セッション 2E
2E.1
【海技研小田野】
様々な衝撃事象の解析 （Analysis of Various Impact Events）
規定された試験条件と事故条件下における UF6 容器比較
Comparision of UF6 Packages Uder Certification Test and Accident Conditions
Carlos Lopez, Sandia National Laboratories, USA
米国内の UF6 輸送容器として NCI-21PF-1、UX-30、ESP30X の 3 種類が NRC の承認を
受けている。承認を受けるためには 10 CFR Part71 の輸送事故条件を模擬した一連の試験
を行わなければならない。本プロジェクトの主な目的は、試験条件と実際に起こりうる潜
在的条件を比較し、このような事故が起こる確率を評価することである。構造的、熱的効
果をコンピュータでモデル化し、関連する確率、事故率、輸送ルートの特徴がイベントツ
リーで整理され、10 CFR Part71 の試験条件と比較しながら一般化された確率を得た。解
析の結果、規定されている条件は、実際の事故条件を超えるものではなさそうであった。
【KSL 赤松・下条】
2E.2
容器性能に関する最新の研究状況
Package Performance Study Status Update
Daniel Huang, Nuclear Regulatory Commission, USA
米国 NRC では使用済燃料輸送キャスクの健全性を証明すること、また、実規模キャスク
の試験を通じて一般の理解を高めることを目的とした研究を提案している。キャスクの性
能研究（Package Performance Study, PPS）は国際的協力をしながら進めており、
PATRAM2004 に BAM で実施された落下試験のデータと解析結果等についても米国の PPS
にも使用される予定である。
2E.3
【KSL 赤松・下条】
BAM キャスクの落下試験と数値計算による設計評価：貯蔵施設基礎への緩衝体な
しの落下事故試験
BAM Cask Design Evaluation Using Drop Tests and Numerical Calculations :
Accidental Cask Drop Test Without Impact Limiters onto a Storage Building
Foundation
Holger Völzke, Federal Institute for Material Research and Testing (BAM), Germany
BAM では GNS、TN-I、MHI 等の広範囲に渡る落下試験を行っているが、これらはすべ
26
て IAEA 規則の条件によるのもである。しかし、貯蔵施設内での事故条件としては緩衝体
がない状態での取扱い時の評価が必要である。緩衝体なしの場合の衝突は、ありの場合と
比べて全く異なる応答となる。CASTOR HAW28M の 1/2 スケールモデルを使用して、非
降伏床面上への 0.3m 落下試験を実施した。非降伏床面はすべての施設の基礎床面を安全側
に高応力及び高ひずみ速度として評価できるように設定された。緩衝体ありの 9m 落下で
220G に対して、約 300G の加速度であった。また、1/2 スケールとフルスケールの比較で
は時刻歴は 2 つ山の G ピークがあり傾向は同じであった。さらに、0.1°程度の僅かな傾き
の違いで応答に違いが確認された。
2E.4
【KSL 赤松・下条】
強い地震にさらされるフリースタンディングの使用済燃料キャスクの実験的研究
Experimental Studies of Free-Standing Spent Fuel Storage Cask Subjected to
Strong Earthquake
Koji Shirai, Central Research Institute for Electric Power Industries, Japan
フリースタンディング状態で設置されているコンクリートキャスクの地震時における転
倒及びすべり挙動、燃料の健全性は、安全性に関する技術的な問題となっている。フルス
ケールコンクリートキャスクの 3 次元地震試験設備 E-Defence による耐震試験を実施した。
キャスク試験体（Φ4m×6m, 180ton）はコンクリートスラブ（8m×8m×0.8m,135ton）
上に設置され、地震波はエルセントロ及び兵庫県南部地震の人工地震とした。兵庫県南部
地震では、回転応答角度は 0.028rad、すべりは約 80cm であり、転倒は生じなかった。ま
た、燃料の最大変形量も弾性範囲内であった。
2E.5
【KSL 赤松・下条】
落下衝撃下の使用済燃料キャニスタ健全性を高める設計の特徴
Design Features that Enhance Spent Fuel Canister Integrity Under Drop
Impact
Gordon Bjorkman, Nuclear Regulatory Commission, USA
乾式キャスク貯蔵システムでは、溶接キャニスタによって通常貯蔵時だけでなく転倒など
の事故事象時においても、放射性物質の密封性能が担保されている。よって、キャニスタ
は軸方向に高い圧縮強度を持っており、落下高さによっては胴下部で座屈許容値をもって
いる。この領域では局所的な高ひずみが生じるが、この部分に溶接された付属品やバスケ
ットサポートなどが自由座屈を拘束するかもしれない。その効果を評価したところ、簡単
な改良で落下事象時の周方向の最大塑性ひずみを 20%減らすことができ、溶接の初期不良
率を 5 倍減らすことができた。
2E.6
【KSL 赤松・下条】
貯蔵キャスクの転倒事象評価におけるコンクリート材料の数値モデルに関するシ
ミュレーション研究
Simulation Study of Concrete Mterial Numeric Model in the Evaluation of
Storage Cask’s Tipping Over Event
Norihiro Kageyama, Transnuclear, Ltd., Japan
貯蔵施設内で転倒事象が起こった場合、蓋の密封部が床面に衝突する可能性がある。衝突
27
時の動的挙動はキャスクの密封機能に大きな影響を及ぼすので、キャスクの蓋と施設の床
との相互作用を明らかにすることが重要である。ここでは、LS-DYNA を用いて評価を行っ
た。コンクリートのモデル化として以下の 3 種類を用いて比較した。
1) 電中研で開発されたひずみ速度依存性と多軸破壊を考慮したコンクリートモデル
（落下試験結果をベンチマークとして再現性が確認されている）
2) Pseudo テンソルコンクリートモデル
3) 等方断塑性モデル
2)によるモデル化の場合、G値及び変形量について1)の解析結果と一致するよい結果が得ら
れた。
2E.7
【KSL赤松・下条】
ハンドリング事故時に衝撃荷重を受ける輸送貯蔵金属キャスクの密封解析
Confinement Analysis of Dual Purpose Metal Cask Subjected to Impulsive
Loads During handling Accidents
Koji Shirai, Central Research Institute for Electric Power Industries, Japan
中間貯蔵キャスクでは金属ガスケットが密封維持に使用されている。中間貯蔵キャスクが
緩衝体なしの状態で衝撃荷重を受けた場合の密封健全性及び放射性物質の漏えい率評価を
行うことを目的に、LS-DYNA の解析結果とフルスケールモデルキャスクの衝撃試験（1m
水平落下及び 1m 回転落下）と比較して確認した。一時的漏えい率が低下することはあるが、
その後、初期相当の漏えい率に回復することが確認できた。更に、貯蔵施設内部での 1m 高
さからの転倒や落下事象の解析を行った。いずれのケースでも一次蓋の漏えい率は 1.0×
10-5(Pam3/sec)より小さい値であり、内部圧力の低下は考えられない。【KSL 赤松・下条】
2E.8
事故条件におけるセメント廃棄物への Karagozian & Case モデルの適用
Applcation of the Karagozian and Case Mterial Model to Cemented Wastes
Under Accident Conditions
Gordon Turner, Nuclear Decommissioning Authority, UK
英国では原子力廃棄物当局が地下処分場への放射性廃棄物の輸送システムを開発中であ
る。そのためには、廃棄物がセメント固化される。 Karagozian & Case Consulting
Engineers によって、コンクリートモデル化のための新しい材料モデルが開発された。この
モデルは、他の材料モデルよりも、挙動が分りやすいモデル化であるという点で異なって
いる。すなわち、材料の挙動が、他の材料モデル化よりも強固にモデル化されることから、
このモデルを用いるとより安全性が高い点でメリットがある。しかしながら、使用するた
めにはベンチマーク試験による確認が必要である。
2E.9
【KSL 赤松・下条】
HI-STORM 100 システムでの使用済燃料の地下貯蔵の重要な特徴について
On the Essential Characteristics of Underground Storage of Spent Nuclear
Fuel in the HI-STORM 100 System
Kris Shingh, Holtec International, USA
HI-STORM 100 システムはキャニスタ方式の縦型貯蔵システムであり米国内であれば
28
どこのサイトでも使用する許認可が承認されている。地下貯蔵タイプの HI-STORM 100 シ
ステムが現在 NRC の許認可過程の最終段階にある。本貯蔵システムの特徴である独特の遮
へい能力、高い除熱性能、更に地震、火災、洪水などの自然現象に対する耐性について説
明された。特に地震については LS-DYNA で解析された。
セッション 2F
【KSL 赤松・下条】
臨界及び遮へい (Criticality and Shelding)
2F.1 輸送中の垂直落下事故による軽水炉燃料の燃料棒ピッチの拡大制限の検討方法
Method To Evaluate Limits Of Lattice Expansion In Light Water Reactor Fuel
From An Axial Impact Accident During Transport
Peter Purcell., British Nuclear Group, UK
輸送中の落下事故による軽水炉燃料の燃料ピッチの変化について検討した。落下試験によ
れば、燃料棒単独では変形しないが、燃料集合体の落下では端部の構造により、変形が生
ずる。このため、この構造材等の影響を考慮して燃料棒の挙動を評価するための静的な解
析手法と動的な解析手法（DYNA-3D）を開発した。動的手法と静的な手法の結果はよく一
致し、落下試験結果とも一致した。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.2 輸送キャスクの臨界安全性に関する使用済燃料棒の事故時の挙動による影響
－ 基本的な考慮点
Influence of the Accident Behaviour of Spent Fuel Elements on Criticality
Safety of Transport Packages - Some Basic Considerations
Ingo Reiche, Federal Office for Radiation Protection, Germany
使用済燃料輸送容器の臨界安全設計では、輸送中の落下事故による軽水炉燃料の燃料棒及
びバスケットの条件が重要である。しかし、落下事故時の使用済燃料の挙動は完全に解明
されておらず、保守的な条件が採用されている。このため、燃料棒ピッチの変化や脱落、
ペレットの脱落＆再集合等についての影響を検討した。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.3 多重で高性能な水のバリアを有する輸送物の臨界安全解析における水の存在の仮定
Assumptions on Presence of Water for the Criticality Analysis for Packages
Equipped with Multiple High Standard Water Barriers
Marie Thérèse Lizot, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
新燃料又は使用済燃料輸送容器では、9m 落下事故時の条件での臨界安全性を判定する必
要があるが、事故時の燃料の健全性については大きな不確定性がある。フランスの申請者
は水が浸入しないとすることのできる特別設計仕様を用いた容器設計を考えているが、ミ
スによる水の浸入を防ぐため、二重のバリアの構造が必要となるが現状二重のガスケット
だけでは受け入れられない。このようなケースにおいても、臨界解析では乾燥時に残る一
定量の水の存在等を考慮する必要がある。
【TN 谷内・MES 伊藤】
29
2F.4 多重バリア：輸送中の事故による燃料集合体の配置に対する代替策
Multiple barriers: an alternative to the assessment of the fuel assemblies
during accident conditions of transport
Pierre Malesys, TN International AREVA, France
使用済燃料輸送容器の臨界安全設計では、輸送中の落下事故による軽水炉燃料の燃料棒及
びバスケットの状態が重要である。このための燃料の健全性を評価するプログラム（FIP）
が実施され、過去の PATRAM でも報告されている。しかし、高燃焼度の使用済燃料の健全
性を実証することは難しい。これに対応する、IAEA 輸送規則の 677(b)項の水の浸入を考慮
しなくても良い条件に適合する 2 種類の容器設計を実施した。この場合においても一定量
の水の存在は考慮することになる。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.5 燃焼度クレジットに関する IAEA の活動
IAEA Activities related to Burnup Credit
William Danker, International Atomic Energy Agency, Austria
使用済燃料の一般的な臨界安全管理方法は新燃料仮定であるが、燃焼度クレジットの導入
によってコスト低減の可能性がある。このため、IAEA は 1997 年以来各国の燃焼度クレジ
ットの実施状況についてモニタし、2005 年にロンドンで第 4 回目の会議が行われた。18 カ
国から 60 人が参加し、評価手法、実施手順、規制等について発表が行われた。第 5 回の会
議は 2008 年に実施される予定である。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.6 輸送貯蔵兼用キャスクに対する燃焼度クレジットの適用
Implementation of a Burn-up Credit Approach for Transport and Storage Cask
Frédéric Riou, TN International AREVA, France
フランスでは、端部から 50cm 位置での燃焼度に基づいたアクチニドのみの燃焼度クレジ
ットが採用されている。更に、FP15 核種を考慮し、軸方向の燃焼度分布を考慮した先進的
な燃焼度クレジット（12GWD/tU）の採用をドイツ向 TN24E 輸送貯蔵兼用キャスクで許認
可プロセスを実施中である。FP を考慮することにより更に 3％の反応度低下を得ることが
できた。今後は、MOX／PWR 及び BWR 燃料についても適用拡大を検討する予定である。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.7 MOX 及び HLW 用キャスク運搬船 Pacific Heron の遮へい解析
Shielding Assessment of a variety of Transport Flasks carrying Mixed Oxide
fuel or Vitrified Residue on board the Pacific Heron Ship
Anton Murfin, British Nuclear Group, UK
欧州から日本へ MOX 燃料又は HLW を輸送するための新しい船 Pacific Heron の線量率
評価を実施した。解析には、モンテカルロコード MCBEND コードを用いた。まずキャス
クの周りの解析を行ない、’Leakage File’を作成し、次にこれに基づいて船全体の評価を行
った。結果は、MCNP コードによる解析結果と同程度となった。また、MCBEND コード
の適用性を実証するためにポリエチレンの遮へい試験のベンチマーク解析を行った。解析
30
結果は、測定結果とともに、MCNP、Attila コードによる解析結果ともよく一致した。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.8 新しい中性子遮へい材の適用性試験及び遮へい評価
Verification Tests of Neutron Shielding Materials and Shielding Assessment
Takeshi Ichihashi, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
キャスクの中性子遮へい材として、新しくエポキシレジン系の MREX を開発した。弥生
炉を用いた中性子照射後に長期耐熱試験を行ない、実際の使用条件下で問題ないことを確
認した。また、落下試験（1m 貫通）後を模擬した穴が開いた試験体を用いて火災試験を行
った。自己消火しており、また、試験後の分析によって、若干の水素密度の低下が見られ
たが、十分目標を満足することを確認した。
【TN 谷内・MES 伊藤】
2F.9 TN International における正確なキャスク遮へい解析
TN International accurate shielding analysis for casks
Stavros Kitsos, TN International AREVA, France
TN 社におけるキャスクの遮へい設計は 2 段階で実施する。最初に、線源強度を DAWIN-2
コードを用いて評価する。次に、これに基づいてモンテカルロコード TRIPOLI-4 を用いて
線量率評価を行なう。TRIPOLI-4 により、正確なモデル化と連続エネルギーによる評価が
可能である。冷却期間が長くなっており、軸方向端部の放射化が問題となってきている。
測定との比較を行ない、キャスク中央部及びトラニオン部ともによく一致して、解析手法
の妥当性を確認した。
セッション 2G
【TN 谷内・MES 伊藤】
輸送物設計－廃棄物 (Package Designs - Wastes)
2G.1 TGC36 圧縮廃棄物（CSD-C）の輸送及び中間貯蔵用多目的キャスク
TGC36 a dual purpose cask for the transport and interim storage of compacted
waste (CSD-C)
Olaf Oldiges, GNS, Germany
CSD-C の輸送と中間貯蔵を目的とした TGC36 キャスクに関する発表。2005 年 6 月末ま
でに燃料再処理の変換廃棄物 5409 トンがフランス、777 トンがイギリスからドイツへ輸送
された。TGC36 プロジェクトでは、設計、許認可、製造及び輸送が含まれる。AGC（AREVA
GNS Consortium）は、顧客が GNS でその下に AGC が位置付けられており、AGC は設計、
許認可を担当し、GNS は遮へい、臨界、熱と機械的強度の評価を担当している。TGC36
は 36 体の CSD-C が収納可能で、重量は 27 トンになる。輸送時の表面線量率は、0.5ｍSv/h、
2m で 0.09ｍSv/h である。落下試験は BAM と調整中であるが、追加試験が必要と思われ、
フルスケール試験のあと、フランスで承認後使用が予定されている。
【電中研佐々木・荻野】
31
2G.2 多目的キャスク TN24 に関する新方法：総合的な解決策の提供
A new way for the dual purpose Cask TN™24: a global solution offer
Justo Garcia, TN International AREVA, France
TN-24 は使用済燃料輸送と中間貯蔵のためのキャスクである。ベルギーへの Co１返還圧
縮廃棄物への使用が検討されている。この輸送キャスクは、24 の CSD-C が収納可能であ
り、フランスからベルギーまで 2009 年から 13 年まで運用が予定されている。TN は使用
済燃料の貯蔵及び輸送のほか、廃棄物の輸送にも使用可能である。 【電中研佐々木・荻野】
2G.3 VRTF：セラフィールドから日本への固化残渣廃棄物輸送用の新輸送物
VRTF: A New Package for the Transport of Vitrified Residue Waste from
Sellafield to Japan
Gary Jones, British Nuclear Group, UK
セラフィールドから日本への高レベルガラス廃棄物の輸送のための容器に関する発表。
VRTF3320 は TS-R-1 によると B（U）型輸送物認可になる。重量は 113 トン、全長 6 メー
トル、発熱 42kW、100 個以上の冷却フィンがあり、全体で 9.1x1010Bq の放射能があり、
ボロンシリコンゴムが中性子遮へいに使われている。熱分布の解析のほか、落下試験の解
析も行われた。放射線遮へいでは、約 31cm 厚さのステンレスが遮へいになり、2m 位置で
47μSv/h、トラニオン付近が最も高線量で、800μSv/h 程度になる。2007 年 9 月にコール
ドのハンドリング試験が六ヶ所村で実施される。日本では認可され、近く英国でも認可さ
れる見込みである。
【電中研佐々木・荻野】
2G.4 新燃料、使用済燃料及び廃棄物輸送用に CEA 及び TN インターナショナルで開発さ
れた最新の革新的な B 型輸送物設計
Latest innovative type B packaging designs developed by CEA and TN
International for fresh and used nuclear fuels and waste transportation
Hugon Francois Cyrille, TN International AREVA, France
新燃料と使用済燃料の輸送キャスクは、FS10 が現在使用されており、今後 FS110 に交換
される予定である。新キャスクは、臨界評価、運用性の評価、コスト評価が行われた。こ
のキャスクは、外部容器、内部容器から構成され、外部容器は火災による耐熱性が考慮さ
れている。落下試験を 2007 年末までに TN International の施設で行い、2008 年に製造、
2009 年から輸送で使用予定である。IR800 は、フランス軍で使用する使用済燃料の 40 ト
ン以下の B 型方輸送容器である。FAR SHELL は、古いキャスクで現状の輸送規則を満足
しないことから、放射性廃棄物の輸送に適用される新たな B 型輸送容器である。上記２つ
（FS110,IR600）は円筒形だが、FAR SHELL は矩形をしている。 【電中研佐々木・荻野】
2G.5 医療用線源の貯蔵及び輸送用 B(U)型輸送物
A Type B(U) Package to Store and Transport Medical Sources
Alberto Orsini, ENEA-Italian National Agency fro New Technologies, Energy and
Environment, Italy
32
CESM 輸送容器は、病院での使用済線源の収集（のための輸送）に特化して用いられる。
EU 指令 122/03 によれば、安全保障の観点から B 型輸送容器が必要となる。輸送対象は主
にニードル、チューブ、板状 plaque の Ra226 線源で、44g くらいを収納する。照射機の輸
送時の安全評価として、水がない状況下での遮へい計算の結果では、容器底が最大で
0.5mSv/h であった。なお、事故時では 1.4ｍSv/h と評価された。9m 落下試験、機械的強
度の解析、熱解析の結果について発表された。
【電中研佐々木・荻野】
2G.6 スエーデンの輸送システムにおける新しい B(U)型キャスク
The New Type B (U) Cask in the Swedish Transport System
Wattez Lise, TN International AREVA, France
ATB コンテナは SFR 原子炉廃棄物最終処分場の輸送に使われるキャスクである。
ATB8K
が近年開発され、2000 年に認可取得、2003 年に製造、2005 年から使用されている。スエ
ーデンでは M/S Sigyn による海上輸送、原子力サイトから廃棄物処分場までの輸送が行わ
れている。密封(encapsulateion)プラントから使用済燃料の Deep 処分場までの輸送に用い
られるキャスクは、矩形 3m 四方の容器で重量が 130 トン程度である。遮へいは、炭素鋼
20cm くらいの厚さを有している。放射能は、最大 80TBq であり、32 のドラム、34 トンま
で収容可能となっている。
【電中研佐々木・荻野】
2G.7 中低レベル放射性廃棄物用 IP-2 型輸送物の開発
Development of Type IP-2 Packages for Low and Intermediate Level
Radioactive Waste
Sunghwan Chung, KHNP-NETEC, Korea
Wolsong 原子力発電所から、低中レベル放射性廃棄物処分場への輸送では、TS-R-1 のほ
か、韓国国内のいくつかの規制を考慮しなくてはならない。韓国では、IP-2 輸送物で 200ℓ
ドラムと 320ℓドラムが用いられており、表面線量は 2ｍSv/h、2m で 0.1ｍSv/h が線量限度
である。輸送容器にはドラム缶が 8 本くらい収納され、その最大放射能は A2 値の 1/100 と
なっている。落下角度を変えた時、角からの落下時などの衝撃解析、遮へい解析が、それ
ぞれのドラム収納時の条件で行われた。
【電中研佐々木・荻野】
2G.8 放射能汚染された鉛の輸送容器、輸送及び処分
Packaging, Transportation and Disposition of Radioactively Contaminated Lead
Eugene J. Gleason, MHF Logistical Solutions, USA
汚染鉛輸送のための IP-2 輸送容器の開発として、設計と改良項目のほか、運用経験と試
験が紹介された。NDA によると 45000 トンの LLW は金属である。英国には溶融除染施設
がないので、汚染した鉛を輸送しなくてはならない。米国にはよりバラエティーのある輸
送容器形状のものがある。再使用を考慮し、変更と改良が必要であることが示された。
PDSI01949 の試験では、積み重ね試験、1.2m 落下と最大の破損を及ぼす角度での試験が
実施された。
【電中研佐々木・荻野】
33
セッション 2H
マネジメント管理 (Management Controls)
2H.1 自動輸送管理システム（ATMS）
Automated Transport Management System (ATMS)
Jim Portsmouth, EnergySolutions, USA
DOE の有する Automated Transport Management System(ATMS)について紹介されて
いる。ATMS は、33 箇所の DOE 関連施設によって利用される Web 上の輸送マネジメント
ソフトウェアである。ATMS は DOE 及び DOE の契約者に対して、一般物、危険物、放射
性物質、及び廃棄物と言った日々の輸送活動を自動化する一助となる。ATMS を利用する
ことにより、輸送に必要な文書の準備に掛かる費用を削減するのみならず、廃棄物、危険
物及び放射性物質の安全輸送に非常に重要となる正確な輸送文書を作成することが可能で
ある。
【TN 横江】
2H.2 Geel の欧州委員会の共同研究センターにおける輸送組織
Transport Organisation at the European Commission's Joint Research Centre
in Geel (BE)
Andreas Fessler, European Commission Joint Research Centre, Belgium
IRMM(The Institute of Reference Materials and Measurements)は欧州委員会の共同研
究センターに所属する七つの研究機関の一つであり、原子力標準物質の主要な生産者であ
る。ウランやプルトニウムを主とする、様々な物理及び化学形態の放射性サンプルが、ヨ
ーロッパ、南北アメリカ、及びアジアにおける 100 以上の目的地に、またそこから日々輸
送されている。これら比較的少量の放射性物質にも関わらずその輸送組織は複雑で、しば
しば多くの技術的及び行政上の問題を抱える挑戦的な分野である。安全で確実な輸送の実
施のために、これら輸送が十分に組織されていることが必須である。IRMM は安全及び保
障を高める輸送組織システムを導入した。このシステムは、明確な責任の位置づけ、輸送
容器の選定、及びアクセス管理を備えた上に三回の独立した線量及び表面汚染確認を行う
一時的な貯蔵場所に基づいている。一連の輸送プロセスは、安全、健康、環境及び保障部
門（SHES）によって管理され、各輸送は個々に評価される。
【TN 横江】
2H.3 核分裂性物質の航空輸送に係る IAEA 輸送規則（TS-R-1）に従った新燃料輸送容器
に対する承認に関するロシアの経験
Russian Expertise in Certification of Packages for Transportation of Fresh
Nuclear Fuel in Accordance with Safety Requirements of IAEA Rules(TS-R-1)
concerning Transportation of Fissile Materials by Air
Liudmila Barabenkova, RFNC-VNIIEF, Russian Federation
RFNC-VNIIEF は、核分裂性物質の航空輸送に対する TS-R-1 の要求に沿うために、研究
炉や発電炉への新燃料の輸送に用いる新燃料輸送容器に対して広範な検討を行った。以下
の項目の検討が行われた。
-
すべてのタイプの輸送物について航空機墜落事故に関する数値計算
34
-
ターゲットに 90m/s の速度で衝突する試験を含めたフルスケール試験（レール上
の輸送物をジェットエンジンで加速してターゲットに衝突させる）
-
これらの試験・検討結果に基づき、新燃料輸送のために輸送物の認証作業が行わ
れた。
結果としてロシアは現在、TS-R-1 の安全要求を満たした、新たに承認された新燃料輸送
用の輸送容器シリーズを有している。
【TN 横江】
2H.4 効率的なシステム計画のための輸送事業実行のベンチマーク
Benchmarking Transportation Logistics Practices for Effective System
Planning
Alex Thrower, Department of Energy, USA.
企業の事業計画にとって最適実行例を証明するために民間放射性廃棄物管理局のベンチ
マークプロジェクトの予備調査結果が示された。プロジェクトチームは外国の事業の実行、
特定の商業活動、非放射性の有害な物質の重要な移動を分析し続けている。 【OCL 菊池】
2H.5 IP 型輸送容器として貨物コンテナを使用する上での技術的で規制考慮すべき事項
Technical and Regulatory Considerations in Using Freight Containers as
Industrial Packages
Mark Hawk, Oak Ridge National Laboratory, USA.
米国エネルギー省の環境管理局は、放射性物質の危険を減らすためと国家の核兵器プロ
グラムの環境遺物を処分するために放射能の量を積極的に追跡している。低レベル廃棄物
の輸送と梱包のために新しく公認されたこれらの大きな輸送容器を使用する上での技術的
で規制考慮すべき事項が示された。
【OCL 菊池】
2H.6 低コスト可能性評価を介した容器寿命の延長
Extension of Container Life Through Low-Cost Probabilistic Assessment
Tim Gleed-Owen. Rolls-Royce, UK
古くなった容器のねじ山損傷の潜在的な原因が調査された。関連した要因はおよそ 40 年
前の容器製造時の溶接ひずみであることがわかった。その後、これらの容器設計は、英国
の所轄官庁によって核分裂性の認可証を与えられていることが示された。
【OCL 菊池】
2H.7 ロスアラモス国立研究所（LANL）TA-18 施設核物質非インベントリ化プロジェクト
の成功の鍵
Keys to Success of the LANL TA-18 Facility Nuclear Material De-inventory
Project
Paul T. Mann, Department of Energy, USA
米国エネルギー省は、重要な核物質の再配置を必要としているネバダ州にロスアラモス
国立研究所（LANL）TA-18 施設に備わっている臨界実験機能を再配置する決定をした。連
邦政府の B 型輸送容器と輸送指導力の観点から、TA-18 施設の複数年の成功に鍵となった
35
技術が提示された。
セッション 3A
3A.1
【OCL 菊池】
落下試験－Ⅰ (Drop Testing - I)
実物大及び 1/2.5 スケール落下試験に基づく MSF-57BG 輸送貯蔵キャスクの構造健
全性
Structural Integrity of MSF-57BG Transport and Storage Cask Based on
Full-scale and 1/2.5-scale Drop Test Results
Junichi Kishimoto, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
近年、輸送・貯蔵兼用金属キャスクによる中間貯蔵の需要が活発であるが、これらキャス
クも IAEA の輸送規則の要件を満足する必要があり、三菱重工業が開発した MSF-57BG 型
輸送・貯蔵兼用キャスク（BWR 燃料 52 体収納、総発熱量 33kW）の実物大試験体と 1/2.5
スケール試験体を用いた落下試験の評価結果が発表された。落下試験は、ドイツ連邦材料
研究所（BAM）で実施された。実物大試験体はスラップダウン・垂直試験に、1/2.5 スケー
ル試験体は水平・コーナー・スラップダウン・垂直試験に供され、試験前後の漏えい率（密
封性能の確認）、バスケットや胴部の変形量（未臨界性や遮へい性能の確認）が測定されて
いる。また、試験に先立ち、緩衝材（木材）の高温物性試験が実施され、木材の強度が約
1/2 程度まで低下するとされている。さらに、LS-DYNA を用いた落下解析を実施し、キャ
スク各部に発生する加速度やひずみ、蓋の横ずれや口開き変位の評価結果より、当該キャ
スクの構造健全性に問題ないとしている。
3A.2
【電中研白井】
実物大原型モデル及び縮尺モデルを用いた使用済燃料輸送物の落下試験結果の比
較
Comparison of Experimental Results from Drop Testing of a Spent Fuel
Package Design Using a Full-scale Prototype Model and a Reduced-scale
Model
Thomas Quercetti, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany
落下衝撃に関する相似則を検討するためドイツ連邦材料研究所（BAM）で実施された
MSF-57BG 型輸送・貯蔵兼用キャスクの実物大試験体と 1/2.5 スケール試験体を用いた落
下試験のうち、9m 高さからの頭部垂直落下と 10°傾斜落下試験の比較検討結果が発表さ
れた。実物大試験体（高さ 6.8m×外径 2.1m×質量 127 トン、メガネ型金属ガスケットを
採用）とスケール試験体の形状や使用材料は同一であり、縮尺比のみ 0.4 に設定している。
落下高さや落下姿勢、衝突面の条件等も同一であり、キャスク各部に発生する加速度やひ
ずみ、蓋や締付けボルトの応答が測定されている。スケール試験体の応答に相似則に基づ
く換算率を乗じて実物大試験結果と比較した結果、必ずしも保守的な値とはなっていない
と報告されている。
【電中研白井】
36
3A.3
鋼棒上キャスク落下試験におけるフィンありとフィンなし表面の挙動の比較
Comparison of the Behavior of a Finned and Unfinned Surface during a Drop
test of a Cask onto a Steel Bar
Roland Hueggenberg, GNS mbH, Germany
IAEA の輸送規則の 1m 貫通では、貫通棒との衝突により局部的な変形がキャスク胴部に
生じる可能性がある。CASTOR 型輸送・貯蔵兼用キャスク（高さ 6.0m×外径 2.5m×質量
130 トン）は鋳鉄製の厚肉一体構造であるが、総発熱量（40kW）が大きいため外表面には
周方向に伝熱フィンが設けられている。現状の構造強度評価では、フィンを無視して保守
的な評価が行われている。一方、フィンの効果を取り入れるためには、フィンの構造が複
雑であり、数値解析的な変形の定量的な評価は大きな課題となっている。本発表では、フ
ィンの挙動を評価するため、原型キャスクの表面にフィンの加工をした領域と加工のない
領域を設け、それぞれの領域で 1m 貫通試験を実施した結果について述べている。試験後の
衝突近傍のひずみや加速度の測定結果を比較した結果、フィンの変形挙動を考慮した場合、
顕著な安全裕度が期待できることが示されている。
3A.4
【電中研白井】
相似則を考慮した小型縮尺輸送物による場合の IAEA1m 貫通試験の正しい評価の
提案
Suggestions for the correct Performance of the IAEA 1 m Puncture Test with
small-scale Packages considering Similarity Theory Aspects
Frank Wille, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany
ドイツにおける放射性物質輸送物規制上の安全評価は、連邦材料試験研究所(BAM)によっ
て最新の数値計算及び実験的手法により行われている。IAEA 輸送規則適合落下試験はしば
しば縮尺モデルによって行われるが、実機との相似性については十分考慮すべきである。
1m 貫通試験については、縮尺モデルの密封境界へ実機と等価なエネルギーを入力するため
には落下高さの割増が必要であり、相似則の換算率の補正係数の導出が提案され、具体的
な適用例が示された。また、この落下高さの補正方法は、数値解析的な評価においても考
慮する必要がある。
3A.5
【電中研白井】
実物大 CONSTOR® V/TC 原型の落下試験結果
Drop Test Results of the Full-scale Prototype
Karsten Mueller, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany
ドイツ連邦材料試験研究所(BAM)では実物大の輸送・貯蔵兼用金属キャスクの落下試験に
係わる安全評価研究を実施しており、GNS 社によって製作された CONSTOR V/TC 型実物
大原研キャスクを用いて、BAM の Horstwalde 落下試験場で実施した 9m 高さからの非降
伏面上への水平落下試験（PATRAM2004 で見学会を実施）と試験解析結果について発表さ
れた。落下試験では、胴部内外面において測定されたひずみ、胴部及び収納物の加速度、
二次蓋の締付けボルトの緊張力の時刻歴波形が良好に得られている。また、試験前後のヘ
リウム漏えい試験においても、良好な漏えい率を得ている。
37
【電中研白井】
3A.6
放射性物質輸送物の設計安全評価における小型縮尺モデル緩衝体の利用
Using small scale model impact limiter in the design safety assessment of
transport casks for radioactive material
Martin Neumann, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany
ドイツ連邦材料試験研究所(BAM)では実物大の輸送・貯蔵兼用金属キャスクの落下試験に
係わる安全評価研究を実施しており、IAEA 輸送規則適合試験に縮尺モデルを用いる際には
実機との相似性については十分考慮すべきとして、縮尺モデルで使用される木材を用いた
緩衝体の注意点を述べている。木材の緩衝体の相似則において、ひずみ速度効果、形状効
果、破壊メカニズム、重力の効果等を満足させることが困難なため、縮尺モデルの落下試
験では、材料の硬化が顕著で、高い衝撃荷重が発生しがちであり、実機の評価においても、
不確実性を考慮しなければならない。この点を評価するため、別途発表する実規模キャス
クと 1/2.5 スケールモデルの落下試験結果との比較を実施した。この結果、スケールモデル
の落下試験では、緩衝体の剛性が高いため変形量が小さく、キャスクに発生する加速度も
大きくなっていた。これらの点に留意しつつスケールモデルの落下試験を相似則に基づき
評価すれば、実機の評価に有効な手段となる。
3A.7
【電中研白井】
NCS 45 の落下試験
Drop Testing of the NCS45
Franz Hilbert, Nuclear Cargo + Service GmbH, Germany
NCS45 輸送物は、放射化した PWR や BWR 及び FBR の燃料ピン、MTR 燃料要素や板、
非核分裂性物質を収納する。これら収納物は、冷却時間が短く、燃焼度が大きい特徴があ
る。この容器の蓋部には回転式の蓋締め機構、底部には脱着可能なプラグが装着されてい
るため、収納物の装荷は、乾式及び湿式の状態で、水平及び垂直の姿勢で可能である。キ
ャスクの構造（高さ 4,625mm×外径 220mm×質量 22.5 トン）は、ステンレスと鉛の複合
材で構成される。この容器の申請は 2002 年に行われ、設計概念や安全評価、初期の落下試
験結果は、PATRAM2004 で発表済みである。その後実施された合計 19 回（8 姿勢）の落
下試験結果より、頭部垂直落下姿勢での 1m 貫通試験における緩衝体設計の改善、水平落下
とスラップダウン試験では最大損傷の発生する位置が異なり冗長的な試験ではないこと、
せん断試験（Shear off Test）は顕著な損傷を与えないこと、鉛のスラップは発生しないこ
と、すべての落下試験後も容器は健全であったこと等の知見が得られた。また、解析結果
は、実験値と良い対応を示している。
3A.8
【電中研白井】
TN-40 輸送物に関する緩衝体落下試験
Impact Limiter Drop Testing for a TN-40 Transportation Package
Steve Streutker, Transnuclear Inc. [AREVA Group], USA
TNI 社開発の輸送・貯蔵兼用 TN40 型金属キャスクは、NRC より貯蔵キャスクの認可取
得済みであり、現在輸送キャスクとしての認可を申請中である。NRC は輸送容器が事故時
38
の落下要件に適合し、かつ輸送容器の数値解析モデルの検証に必要な変形や加速度に関す
るデータを提供することを要求しているため、TN40 型金属キャスクの 1/3 縮尺モデルを用
いた緩衝体付落下試験を実施した。試験プログラムでは、試験体や試験設備の製作、デー
タ処理システムの構築も含まれており、落下試験は、9m 高さからの水平・重心を通る傾斜・
20 度傾斜・垂直落下 5 ケースを実施した。また、垂直姿勢での鋼棒上への 1m 貫通試験も
実施した。また、垂直落下試験では、緩衝体を-20oF（-29℃）に冷却している。これらの試
験結果より、すべての落下試験で輸送容器の健全性が確認されており、また、試験時の測
定データとの比較により数値解析モデルも検証されている。
3A.9
【電中研白井】
最新の医療用放射性同位元素輸送物の規則試験
Regulatory Testing of a Modern Medical Isotope Transportation Package
Steven E. Sisle, EnergySolutions, USA
Energy Solutions は、Tyco Mallinckrodt 社(現 Covidian 社)の委託により、国際輸送に使
用される医療用 RI の B 型輸送物の開発を行っている。まず、米国 NRC からの認可を受け、
その後輸送する国からの認可を受ける必要があり、認可スケジュールを加速するため、実
規模大輸送容器による落下試験を実施した。当該輸送容器の開発経緯や設計概念、実規模
大輸送容器の概要、落下試験（9m 落下及び 1m 貫通）結果、事前解析との比較検討した結
果が発表され、また、この落下試験を含む一連の実施手順は、その他の新しい医療用 RI 容
器設計への有効な手段としている。
セッション 3B
【電中研白井】
構造材料／被覆材／線源容器 （Structural Materials /
Cladding / Source Packagings）
3B.1
放射性物質輸送キャスクのためのダクタイル鋳鉄の動的破壊靭性評価方法
A Method for Dynamic Fracture Toughness Evaluation of Ductile Cast Iron for
Safety Assessment of Radioactive Material Transportation Casks
Vivek M. Chavan, Bhabha Atomic Research Centre, India ：キャンセル
3B.2
放射性廃棄物容器のための低延性鋳鉄の適用制限
Application Limits of Low-Ductile Cast Iron for Radioactive Waste Containers
Uwe Zencker, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany
放射性廃棄物のコスト最適な容器が、特に発熱しない低レベル廃棄物の最終処分のための
容器が必要とされている。ドイツではそのような容器をリサイクル金属を使った低延性鋳
鉄で作ろうとしている。この材料は破壊靭性が低いので材料欠陥を慎重に評価する必要が
あり、よって、適用制限を設定しなければならない。このような目的で、人工欠陥を部分
的に設けた立方体形状のコンテナによる一連の落下試験を行った。この結果、この材料で
放射性廃棄物の容器が製造可能であることが確認できた。
39
【KSL 赤松・下条】
3B.3
使用済燃料容器のためのダクタイル鋳鉄の延性及び材料ミクロ組織と鋳造欠陥との
相関関係について
On the Variation in Ductility of Ductile Cast Iron for Spent Nuclear Fuel
Packages and Its Correlation with Casting Defects and Material Microstructure
Karl-Fredrik Nilsson, Institute for Energy, DG-JRC, EC, Belgium
ダクタイル鋳鉄は放射性物質の輸送貯蔵キャスクに使用されているが、内部欠陥やミクロ
組織によって機械特性が左右される。ここでは、延性と内部欠陥やミクロ組織を関連つけ
るために、以下に示す３ステップからなる評価手法が紹介された。
a) 静的な引張機械特性のばらつきを評価する。
b) 破断試験片のミクロ組織と欠陥を評価する。
c) ミクロ組織と欠陥をシミュレートする機械的なモデルを開発する。
試験の結果、延性の低下は欠陥（酸化物或いは炭化層）と強い相関関係があることが確認
された。ミクロ組織（欠陥のサイズと数）から材料の延性を評価できる半実験的な式を確
立した。
3B.4
【KSL 赤松・下条】
B(U)型容器の本体に適用する鍛造材料の開発
Development of Forged Steel Applied to Main Body of Type BU Package
Toshihiro Matsuoka, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
三菱重工業では、MSF-57BG キャスクの開発を進めており、ドイツの許認可当局である
BAM でフルスケールモデルの落下試験を行ってきた。BAM から最高使用温度である約
150℃でも密封健全性を担保することを要求されたために、A350 Grade LF3 の改良材
（LF3-m 材）を開発した。材料評価試験の結果、高温強度が改善（Sy＞350MPa、@150℃）
され、-40℃低温靭性も LF5 と同等の材料であることを確認した。
3B.5
【KSL 赤松・下条】
輸送条件における燃料棒の機械特性
Mechanical Characteristics of Fuel Rods in Transport Conditions
Sarah Fourgeaud, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
キャスク許認可の参考データとするために、燃料被覆管（Zy-4 及び M5）の照射前後の機
械特性（弾性及び延性、クリープ）
、酸化特性、水素化特性、破壊靭性について試験を行っ
た。酸化皮膜は 50～100μm（50GWd/MTU）であった。水素化物の結晶は Zy-4 では周方
向に方向性があったが、M5 では方向性なく均一であった。
3B.6
【KSL 赤松・下条】
S300 特別形線源のオーバーパック
The S300 Special Form Source Overpack
Philip W. Noss, Packaging Technology, Inc., USA
AF 型容器は一定のプルトニウムやベリリウムの中性子線源を輸送するために必要である
が、これら中性子源は現状の特別形体の基準を満足しない。よって、最初に特別な密封カ
プセルに閉じ込める必要がある。中性子線源が一度このようなカプセルに入れられれば、
40
容器としての要求事項は単純な遮へいドラムだけで十分となろう。TRUPACT-Ⅱ輸送容器
の中で使用するために設計された S300 の許認可アプローチにおける斬新な点は、容器は積
極的に消耗し、それぞれの事故事象は容器の別の層によって取り除くことができるとの主
張を企てたことである。パイプ型オーバーパック容器を使用して新たな追加試験を実施せ
ずに S300 の許認可を取得することができた。
3B.7
【KSL 赤松・下条】
線源密封カプセルの開発及び承認
Development & Certification of a Capsule for Sealed Source Encapsulation
Danny A. Martinez, Los Alamos National Laboratory, USA
ORS プロジェクトで、US-DOT の特別密封容器を保証する線源密封オーバーパック容器
の開発を行った。この容器は LANL Special Form Capsule（SFC）と呼ばれている。この
容器は、プロジェクト特有の設計要件と 49CFR173.469 の試験要件の両方を満足する。鍵
となる特徴のひとつは、現地で簡単に組立できることである。特別容器に密封された線源
は US-DOT Type A, 7A 容器を使用して輸送可能である。容器のサイズは 3 種類あり、線源
サイズに合わせて選択可能である。
3B.8
【KSL 赤松・下条】
B 型放射性物質輸送容器の新製品系列
A New Family of Type B Radioactive Material Transportation Packages
Raul J. Pomares, Alpha-Omega Services, Inc., USA
アルファオメガサービス社（AOS）は B 型輸送容器を所有しており、医療用に主に Co-60、
I-192 の放射線源を供給している。2008 年 10 月に新規則が施行されて、既存の容器が使用
できなくなった。B 型容器の開発と許認可取得には数百万ドルの費用が必要であるが、小さ
な会社には許されない。AOS は容器のサイズを必要に応じて変えることができるにするこ
とにより、個々のサイズの容器を別々に開発した場合の数分の一で、一連のシリーズの容
器を開発することができた。
セッション 3C
【KSL 赤松・下条】
規則の適用 （Application of Regulations）
3C.1
放射性物質の安全輸送の促進：ISO の活動
Promoting the safe transport of radioactive material : activities of ISO
Pierre Malesys, International Organization for Standardization, Switzerland
ISO は国際レベルでの標準の作成においてキーとなる役割を果たしており、放射性物質輸
送の分野においても重要な役割を果たしている。TS-R-1 には 4 つの ISO 標準が含まれてお
り、TS-G-1.1 では 11 の標準について言及されている。具体的には、ISO 標準のうち、貨
物コンテナ、放射線源、UF6 輸送物、品質マネジメントが放射性物質の安全輸送の促進に
重要な役割を果たしている。
【海技研小田野】
41
3C.2
IAEA 輸送規則の修正 672(a)項における重水素及びベリリウム限度の根拠
Rationale for the Deuterium and Beryllium limitations in the Modified para.
672(a) in IAEA Transport Regulation
Daiichiro Ito, Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd., Japan
1996 年版 IAEA 輸送規則 672(a)項では、重水素及びベリリウムは核分裂性物質の最大許
容質量は 1%以下に制限されており、わずか 4g までしか許容されない。LLW 輸送物におい
ては、重水素の質量は数 100g に及ぶことから、LLW 輸送物は臨界に達する可能性はない
にも関わらず核分裂性物質に分類しなければならなかった。そのため、重水素とベリリウ
ムの効果について詳細な定量評価を行い、672(a)項の改訂提案を行った。その結果、水素に
天然に含まれる重水素の除外が TS-R-1（2005 年版）及び TS-G-1.1(2003 年版)に受け入れ
られるとともに、ベリリウムについては 0.1%以下の濃度については除外されることが
TS-R-1（2007 年版）に規定された。
3C.3
【海技研小田野】
産業界による承認手続の統一的手法
Approvals Process a Consistent Approach by Industry
Marc Flynn, British Nuclear Group, UK
英国では事業者団体として輸送コンテナ標準委員会（TCSC）が組織されており、放射性
物質輸送に関する助言文書を標準化の観点から作成することにより放射性物質の安全輸送
の要件を検証することを目的としている。TCSC は英国原子力業界のすべての基準及び標準
並びに規制当局の承認を要しない容器の承認プロセスについて確認する研究を実施し、
2006 年に「規制当局の承認を要しない放射性物質輸送容器の承認 TSSC 1078」を出版し
た。TCSC 1078 は設計安全報告書、承認証書の様式及び内容について助言を与えるもので
ある。
3C.4
【海技研小田野】
放射性物質輸送物の輸送物設計安全報告書に関する欧州技術ガイド
The European Technical Guide on Package Design Safety Reports for
Transport Packages Containing Radioactive Material
Frank Nitsche, Federal Office for Radiation Protection, Germany
欧州内で統一的な輸送物設計安全報告書（PDSR）を作成するのに有用なガイドを、ベル
ギー、フランス、ドイツ、スペイン、英国、WNTI、AREVA が協力して作成した。当該ガ
イドは、規制当局の承認の要否に関わらずすべての容器に適用可能で、TS-R-1 に基づくも
のである。PDSR は 2 部構成としており、第 1 部は、輸送物の仕様、収納物、コンプライ
アンス、安全マネジメント等の説明で構成され、第 2 部は技術的な解析結果から構成され
る。2007 年に関係各国に配布済みであり、今後、IAEA を通じて、世界的なガイドとする
ことを視野に入れている。
3C.5
【海技研小田野】
輸送物安全審査の効率的な準備と管理
Efficient Preparation and Management of the Package Safety Case
Anthony Cory, British Nuclear Group, UK
42
輸送物設計安全報告書（PSDR）は膨大な分量であり、輸送物の設計においては有限要素
法解析、遮へい・臨界解析等の計算コードが使用されている。規制当局による申請者ガイ
ドは PDSR の体裁を整えるのには役立つが、実際には構造的かつ申請者独自による評価が
必要である。そのため、輸送物安全報告書の効率的な準備及び管理に貢献する手法を BNG
では採用している。
【海技研小田野】
3C.6
IAEA 輸送規則－新しい見直し-改訂サイクルと出版の判断基準
IAEA Transport Regulations - New review-revision cycle and criteria for
publication
Natanael C. Bruno, International Atomic Energy Agency, Austria
：キャンセル（ただし、この内容は次の 3C.7 に含められて発表された。）
3C.7
IAEA 放射性物質安全輸送規則と国連「危険物輸送に関する勧告」の調和に関する
いくつかの側面
Some Aspects on the Harmonization between the IAEA “Regulations for the
Safe Transport of Radioactive Material“ and the UN “Recommendations on the
Transport of Dangerous Goods“
Christel Fasten, Federal Office for Radiation Protection, Germany
2001 年から IAEA 輸送規則は国連危険物輸送勧告のクラス 7 に直接取り入れられている。
また同時に、国連、各輸送モードの国際機関の規則改定のスケジュールにあわせ、IAEA 輸
送規則についても必要に応じて 2 年ごとの改訂サイクルとなった。さらに過去 2 年間にわ
たって国連と IAEA 規則のより一層の調和を図る努力がなされた。9 つのすべての危険物輸
送の国連モーダル規則との調和は、クラス 7 物質が他の危険物と一致して各国及び国際モ
ーダル規則に取り入れられることになる。IAEA において、規則間調和のプロセスが早く
TS-R-1 に反映されるような新しいメカニズムを検討するべきである。
3C.8
【海技研小田野】
IAEA 放射性物質安全輸送規則に関する新たな要綱の策定
New Schedule Development for the IAEA "Regulations for the Safe Transport
of Radioactive Material"
George Sallit, Department for Transport, UK
IAEA 輸送規則 2005 年版を支援するために新たに要綱が策定され、安全シリーズ No.80
の放射性輸送物の特定の型式の輸送に関する要綱に差し替えられる。当該要綱は、放射性
輸送物の準備及び輸送がより実用的かつ容易に輸送規則に適合できるよう、すべての作業
の流れをカバーしている。各要綱に対する国連番号を参照できるよう、国連勧告との直接
のリンクがとられており、将来の IAEA 規則と国連勧告の一層の調和を支援するものであ
る。
【海技研小田野】
43
セッション 3D
管理研究炉燃料及び六フッ化ウランの輸送 (Transport of
Research Reactor Fuel and UF6)
3D.1 カナダから日本への天然 UF6 輸送の経験
Experience of natural UF6 transport from Canada to Japan
Tadahiko Yamashita, Transnuclear Ltd, Japan
2006 年に実施した、カナダの転換工場から日本の濃縮工場までの天然 UF6 の輸送の経験
について紹介する。当該輸送に使用された DTC と呼ばれる容器は、1996 年の輸送から使
用されており、日本において H(U)型輸送物として許認可を受けている。DTC への 48Y シ
リンダの積み付けには、1 基あたり約 30 分程度かかる。カナダの陸上輸送は距離が長く、
DTC の故障により輸送スケジュールが遅れることを防ぐため、メンテナンス時に様々な調
整を行っている。また、輸送途中に立寄り場所を設け、固縛状態を確認した。これらの対
策により、カナダでの陸上輸送はスケジュール通りに成功した。
【TN 影山】
3D.2 48 インチ UF6 シリンダの熱保護に関する産業界の経験
Industry Experience with Thermal Protectors on 48-inch UF6 Cylinders
Ben Dekker, World Nuclear Transport Institute, UK
48 インチの UF6 シリンダは、ここ 10 年で 100 万トン以上の UF6 の輸送に使用されてい
る。1984 年のモン・ルイ号事故や 1986 年のシリンダ破裂事故から、規則変更の動きが起
こった。1991 年から 1996 年にかけて行われた TENERIFE プログラムでは、フルサイズ
のシリンダは、IAEA の耐火試験要件に耐えられないとの結論に至った。WNTI は HEXT
ワーキンググループを組織し、各種要件への対応策を検討した。水圧試験要件に関しては、
シリンダの規格（ANSI N14.1 及び ISO7195）を改訂した。落下試験要件に関しては、落
下保護用に"VPA"を開発し、2001 年には H(M)型輸送物として許可を得た。耐火試験要件
に関しては、
熱保護用に"BTP"及び"CTP"を開発し、2004 年に H(U)型輸送物の許可を得た。
シリンダ単体での熱データの再評価が行われており、継続的な情報交換が期待される。
【TN／影山】
3D.3 DUF6（劣化六フッ化ウラン）シリンダの輸送
Transport of DUF6 Cylinders
George Taylor, Visionary Solutions, USA
テネシー州オークリッジにある ETTP(東テネシー技術パーク：元オークリッジガス拡散
工場)から、5952 本のシリンダをオハイオ州ポーツマスにある保管施設まで、規則上の期限
である 2009 年末までに移送することが計画された。シリンダは傷んでおり、DOE の規則
(49 CFR と FMCSR)に適合させるため、専用のオーバーパックが必要となった。輸送に際
しては、各州への事前通知、輸送途中での停止を最小限にすること、交通集中を避けるこ
と及び公衆被ばくを最小化することに注意が払われた。実際の輸送は 2004 年 3 月から 2006
年 12 月までに行われ、期限よりも 3 年前倒しで完了することができた。
44
【TN 影山】
3D.4 チェコ共和国からロシア連邦への高濃縮ウラン使用済燃料の計画、準備及び輸送
Planning, Preparation, and Transport of the High-Enriched Uranium Spent
Nuclear Fuel from Czech Republic to Russia Federation
Michael J. Tyacke, Idaho National Laboratory, USA
ロシア研究炉燃料返還(RRRFR)プログラムがアメリカ合衆国、ロシア連邦及び IAEA の
協力のもと進められている。高濃縮ウラン(HEU)の返還に関しては、1999 年にアメリカロシア間の合意が結ばれ、2005 年には米国 DOE とチェコの NRI(Nuclear Research
Institute)との間で、使用済燃料を再処理のためにロシアに輸送するための契約がなされた。
ロシア製研究炉燃料用の貯蔵・輸送キャスクとして、シュコダ社により VPVR/M が開発さ
れた。これは、輸送用として 10 種類の燃料タイプに、貯蔵用として 3 種類の燃料タイプに
対応しているキャスクである。本体は鋳鉄製で、1.5％のボロン鋼が使用されており、16 基
が製造されている。本キャスクを用いて NRI サイトからロシアの Mayak サイトへの HEU
輸送が行われ、2007 年にはすべての輸送が完了する予定である。
【TN 影山】
3D.5 VINCA RA 炉使用済燃料の返還
Repatriation of VINCA RA Reactor Spent Fuel
Edward Bradley, International Atomic Energy Agency, Austria
VINCA 研究所炉の廃炉に関連して、放射性廃棄物の保管状態に関するビデオが紹介され
た。VINCA 研究所炉の廃炉(VIND)プログラムでは、8,030 本にのぼる約 17%の高濃縮ウラ
ン(HEU)を用いた TVR-S 燃料集合体を取り除くことが含まれる。当該燃料は、水質管理が
不十分なため、アルミニウム製の被覆管が腐食している。そして、さらに、本プログラム
では、インフラの整備、プールの床面(炭素鋼が使用されている)の交換、及びスラッジの除
去・洗浄が行われる。経過としては、2006 年に契約がなされ、2007 年 3 月には炭素鋼の
除去が完了した。その後、2007 年の 5 月には申請書が完成し、提出されたところである。
なお、輸送には VPVR/M 型キャスク 10 基が使用される予定である。
【TN 影山】
3D.6 使用済原子力発電炉燃料集合体の航空輸送
Air Transport of Spent Nuclear Power Reactor Fuel Assemblies
Marvin J. Haire, Oak Ridge National Laboratory, USA ：キャンセル
3D.7 スコットランド Dounreay の再処理工場から、ドイツ研究炉の再処理燃料からの廃棄
物の返還に関するパイロットスタディ
Pilot Study on the Return of Waste from Reprocessed Fuel Elements from
German Research Reactors from the Reprocessing Plant in Dounreay, Scotland
Marion Tholen, DBE TECHNOLOGY GmbH, Germany
スコットランド北部に位置する UKAEA サイトから、廃棄体をドイツの中間貯蔵施設へ
の輸送に関する研究である。1992 年から 1996 年にかけて再処理した MTR 燃料から発生
した廃棄物が、NIREX 仕様の 56ℓドラム 153 体にコンクリート固化され、2008 年より
UKAEA サイトから発送される。ドイツでの最終貯蔵は、ザルツギッター市のコンラッド
45
処分場が予定されている。コンラッド処分場の貯蔵には、衝撃吸収体なしで 5m 落下に耐え
ることが求められており、B(U)型輸送の 9m 落下と両立する容器としては、MOZAIK キャ
スク又は TA-10、TA-20 キャスクを元に開発を行う必要がある。また、コンラッドの受入
れ開始が 2013 年からを予定していることから、UKAEA サイトから直接コンラッドに輸送
する場合にはキャスクが 150 基必要であるが、仮に 2010 年から 2013 年の間にドイツ国内
で中間貯蔵を行えば、キャスクは 12 基で対応できるとの試算が得られている。
【TN／影山】
セッション 4A
熱試験及び解析－Ⅰ (Thermal Testing and Analysis - I)
4A.1 KN-12 型使用済燃料輸送キャスクに対する熱解析
Thermal Analysis of the KN-12 Spent Nuclear Fuel Transport Cask
Dallsum Um, Doosan Heavy Industries Construction, Korea ：キャンセル
4A.2 輸送時の MPC 鉄道輸送キャスクの燃料被覆管及びバスケット表面温度に関する熱
流動解析
CFD Simulations of Fuel Cladding and Basket Surface Temperatures in an MPC
Rail Cask during Normal Transport
Mithun Gudipati, University of Nevada, USA
PWR 燃料を 21 体収納する Multi-Purpose Canister(MPC)について、二次元輪切りモデ
ルを用いて定常熱流動解析（CFD）が行われた。燃料集合体、バスケット及びキャニスタ
におけるすべてのギャップについて、内部ガスを窒素及びヘリウムとした場合の CFD が行
われ、その結果が対流を無視し、及び均質化された等価熱伝導度を採用する燃料領域を用
いるモデルの結果（ETC）と比較されている。検討の結果 CFD を採用することにより、一
般の試験条件で被覆管温度を 400℃以下とするためにキャニスタに許容される発熱量は
ETC と比較して以下のようになった。
内部ガス
【TN 横江】
発熱量 kW
CFD
ETC
窒素
13.9
13.1
ヘリウム
17.6
17.0
4A.3 燃料集合体を模擬した発熱管を用いた水平・垂直状態における自然対流/放射に関す
るシミュレーション
Simulations of Natural Convection/Radiation Heat Transfer for Horizontal and
Vertical Arrays of Heated Rods Inside a Uniform Temperature Enclosure
Pablo Araya, University of Nevada, USA
従来の熱解析モデルでは単純化された等価熱伝導度（ETC）モデルが用いられていたが、
46
近年、燃料を含むキャスク内部を正確にモデル化した熱流動解析（CFD）モデルが用いら
れるようになった。CFD を用いた解析結果は ETC を用いた結果より低い温度を示す。こ
こでは燃料集合体について CFD を用いた計算結果に対して、試験結果を用いたベンチマー
クが行われている。8×8 BWR 燃料を模擬した装置を用いて試験が行われた。試験装置を
模擬した三次元熱流動解析モデルが作成され、自然対流/放射シミュレーションが Fluent
コードを用いて行われた。試験結果と計算結果は概ね良い一致を示した。
【TN 横江】
4A.4 火災事故条件下の廃棄物輸送物の性能に関するコンピュータ解析
Computational Modeling to Predict Waste Package Performance Under Fire
Accident Conditions
Gordon Turner, Nuclear Decommissioning Authority, UK
中レベル放射性廃棄物輸送容器の SWTC-285 に対する熱解析結果が行われた。収納物は
放射性廃液を石灰で固化した 500ℓドラム缶である。耐火試験の解析の結果、SWTC の収納
物の温度は 800℃よりもかなり低かったが、その時間は 30 分よりも長かった。ドラム缶内
の温度は 81～141℃であり、容器の内圧は 13.1bar となった。容器内圧及び熱応力による
蓋開きは 0.8mm であり、容器の密封が維持されることが確認された。
【TN 横江】
4A.5 大規模プール火災下の鉄道輸送キャスクサイズの円柱型熱量計の温度応答
Temperature Response of a Rail-Cask-Size Pipe Calorimeter in Large-Scale
Pool Fires
Narcelo A. del Vaile, University of Nevada, USA
サンディア国立研究所で開発されたキャスクの火災解析コード（CAFE）を用いて、100
トン級キャスクを模擬した熱流動解析が行われ、試験結果との比較が行われている。試験
はサンディアの屋外火災試験場で実施された。火災試験には緩衝体なしのキャスクを模擬
した内径 2.4m、長さ 4.6m、厚さ 2.5cm の円筒形の熱量計が、直径 7.2m のプールに満た
されたジェット燃料による火炎に 40 分間曝された。CAFE コードによる解析結果で、上記
試験で風によってなびかれる火炎の様子が再現された。温度履歴の比較の結果において解
析の方が低くなったことについて、解析で用いる燃料蒸発係数を再検討する必要があるこ
とが説明された。
【TN 横江】
4A.6 火災条件下のトラック輸送キャスクの燃料領域における自然対流/放射熱伝達シミュ
レーション
Natural Convection/Radiation Heat Transfer Simulation Within the Fuel Regions
of a Truck Cask Under 10CFR71-Format Fire Conditions
Venkata V. R.Venigalla, University of Nevada, USA
15×15 PWR 使用済燃料を 4 体収納するキャスクの火災時における挙動について、Fluent
コードを用いた熱流動解析（CFD）による解析結果と、燃料部に等価熱伝導度（ETC）を
与えた有限要素法による解析結果が比較・検討されている。火災時のような過渡状況では、
CFD による解析の結果のほうが ETC による結果よりも燃料の温度が高く、従来の ETC に
47
よる結果が非安全側であることが示唆された。
【TN 横江】
4A.7 セラミック繊維紙付きのポリウレタンフォームの燃焼試験
Burn Testing of Polyurethane Form Shielded With Ceramic Fiber Paper
Thomas J. Criddle, Packaging Technology, Inc., USA
新燃料 2 体を収納する輸送容器に用いられるポリウレタンフォーム断熱材及びセラミッ
ク繊維紙に対する要素試験結果が発表された。ポリウレタンフォームはセラミック繊維紙
に包まれ、容器内でナイロンの中性子遮へい体を保護する役割を担っている。この試験の
第一の目的は、中性子遮へい材の溶解を防ぐために必要なポリウレタンフォームの最小密
度及びセラミック繊維紙の厚さを決めることであった。試験の結果、試験に供されたいず
れの密度/厚さの組み合わせも遮へい材を保護するのに十分であり（最小 6lb/立方 foot のフ
ォーム、最小厚さ 0.5inch のセラミック繊維紙）
、かつ高密度のポリウレタンフォームの方
が、火災後における残存率が高いことが判った。
【TN 横江】
4A.8 マグノックス廃棄物の充填材として用いるポリマーの縮小モデル火災試験
Small-scale Fire Testing of Polymer as an Encapsulant for Magnox Waste
Gordon Turner, Nuclear Decommissioning Authority, UK
イギリスの初期の原子炉において燃料被覆材として用いられたマグノックスは、500 リット
ルドラム缶内でセメント固化される。セメントには水分が含まれることから、火災事故時
にマグノックスとの水蒸気反応が起きることが懸念されている。また、セメントベースの
注入材は一定の数量のマグノックスを収納する容器には十分浸透しないことから不適当で
ある。流動性と充填性がより良く、水分が無いポリマーが代替材として提案され、ドラム
缶の縮小モデルを用いた耐火試験が行われた。試験の結果、
-
炎に曝された試験体の内面に、気化したポリマーによるギャップが生じた
-
劣化したポリマーの炭化層が生じた
-
充填材の酸素（空気若くは水）が無視できるほど少なかったため、マグノックス
は若干減少したが持続的な燃焼は見られなかった。
【TN 横江】
セッション 4B
輸送物設計－使用済燃料 (Package Designs – Spent Fuel)
4B.1 輸送物設計に関する異なる原理の比較
Comparison Between Different Principles for Packaging Designs
Chanzy Yves, TN International AREVA, France
キャスクに使用される材料（炭素鋼，ステンレス、銅、鉛、コンクリート、アルミニウム
etc）を各ドメイン（機械的特性、伝熱特性、遮へい性能 etc）ごとに整理し、比較・評価
している。より性能の高いキャスクを設計するためには、各種構成材料の長所を上手く組
48
合せることが肝要である。各種材料を比較した結論として、最も性能の良い設計を目指す
と、最もコスト（price per ton of cask）が高くなるということを確認した。そして、更に
魅力的な設計を行うために、高容量のキャスク（輸送回数を減らすため）
、再認可の容易さ、
複数の国での認可、保守費用といった項目についても留意する必要がある。
【HZ 岡田】
4B.2 輸送・貯蔵に関する TN の新技術の概要・評価
Overview and Evaluation of TN New Technology for Storage and Transportation
Tara Neider, Transnuclear Inc. [AREVA Group], USA
TN 社の開発した新技術についての発表。TN40 貯蔵キャスク（貯蔵のみ⇒輸送・貯蔵キャ
スク、高燃焼燃料対応にアップグレード）、TN68 輸送・貯蔵キャスク（高燃焼燃料対応に
アップグレード）、MP197 輸送キャスク（BWR 燃料のみではなく、PWR 燃料集合体にも
対応、高燃焼燃料対応にアップグレード）、NUHOMS 貯蔵システムの CG によるデモ及び
TAD システムについて紹介があった。
【HZ 岡田】
4B.3 使用済燃料の MSF 輸送・貯蔵キャスクの開発
Developments on MSF Cask for Transport and Storage of Spent Nuclear Fuel
Tomofumi Yamamoto, Misubishi Heavy Indutries, Ltd., JAPAN
三菱重工業が開発した MSF キャスクについての発表。①バスケットのアルミ合金、②中
性子遮へい材、③本体胴の鍛造手法、④キャスク構造の健全性のデモンストレーションと
その検証の４点に焦点をあてた開発について発表があった。④ではフルスケールの落下試
験及びシミュレーションが紹介され、その健全性の評価が行われている。いずれの開発技
術も各タイプの MSF キャスクに反映されている。
【HZ 岡田】
4B.4 新世代の使用済燃料の乾式輸送貯蔵 -MAGNASTORTM システムA New Generation of Dry Transportable Storage for Spent Nuclear Fuel: NAC
International’s Technology for Modular, Advanced Generation, Nuclear
All-purpose Storage –The MAGNASTORTM system
Charles W. Pennington, NAC International, USA
2003 年 ～ 2004 年 に NAC 社 で 開 発 さ れ 、 最 近 ３ 年 間 で 重 大 な 進 展 の あ っ た
“MAGNASTORTM”システムについて、その背景、開発状況、許認可、システムを用い
ることによる経済的な優位性についての紹介があった。さらに、NAC 社によって実行され
た MAGNASTORTM キャニスタの輸送についてユニークなアプローチを検討し、輸送認可
【HZ 岡田】
の現状について議論している。
4B.5 トランスニュークリアの輸送、経年劣化及び処分システムの設計
Transnuclear’s Design for Transportation, Aging, and Disposal (TAD) System
Jack Boshovon, Transnuclear Inc. [AREVA Group], USA
トランスニュークリアは輸送、経年劣化及び処分システム(TAD)の設計中であり、現在は
TAD キャニスタ、輸送容器及び経年劣化容器に集中して取り組んでいる。これら TAD シス
49
テムは米国エネルギー省の輸送、経年劣化及び処分システムの性能仕様に従って設計され
ていることが示された。
【OCL 菊池】
4B.6 照射燃料棒又は放射化機器の輸送
Transports of Irradiated Fuel rods or Activated Components
Xavier Bairiot, Transnubel, Belgium
TNB(ベルギーの放射性物質輸送の指導局)と EDF（フランス電力庁）のそれぞれの必要
性から、フランス電力庁にベルギーの放射性物質輸送の指導局とロバテル工業が加わって
R72 という新しい輸送容器が開発されたことが示された。
【OCL 菊池】
4B.7 DOE 標準容器を含む輸送容器に対する適合証の取得
Obtaining Certificates of Compliance for Transportation Packages Containing
DOE-EM Standardized Canisters
Thomas J. Hill, Idaho National Laboratory, USA
米国エネルギー省環境管理庁は、使用済燃料の中間貯蔵、輸送及び処分に使用される DOE
標準容器を開発、設計した。また、DOE 標準容器は解析され、10CFR71 によって定めら
れる通常の輸送と仮想事故状況の下で密封性能と未臨界性能を維持することを証明するた
めに試験が行われた。
【OCL 菊池】
4B.8 研究用原子炉からのロシア製の使用済燃料輸送用 C 型輸送物の概念
Conception of Class “C” package for transportation of spent Russia-made
nuclear fuel from research reactors
Vyacheslav Shapovalov, RFNC-VNIIEF, Sarov, Russian Federation
研究用原子炉からの使用済燃料の航空機による国際輸送の問題は、現在ますます緊急に
なる。この問題は、ロシアでも他のどの国でも解決されておらず、航空機による使用済燃
料輸送容器は現在世界で認可されていない。航空機による研究用原子炉の使用済燃料輸送
のための C 型輸送物の概念が示された。
セッション 4C
【OCL 菊池】
核物質防護措置及び緊急時対応（Physical Protection
Measures and Emergency Response）
4C.1 UF6 輸送物のための全地球測位システムの開発と運用経験
Development and Operational Experience of Global Positioning Systems for
UF6 Packages
Philip J. O'Keefe. Urenco Enrichment Company Limited, UK
輸送中の放射性物質は、常に公衆の安全を確実にするために追加的な物理的な計測を要求
される。およそ毎年、100 万の放射性物質輸送が問題も関心なしで行われる。しかしながら、
これらの輸送は、輸送中、物的防護を確実にするさまざまな方法を使用する荷主と輸送人
50
の献身と能力によって可能である。全地球測位システム(GPS)は、軍用システムから民間運
送産業に派生して、現在、多数の領域でそのようなナビゲーションシステムと資産管理に
使用されている。Urenco は、濃縮 UF6 核分裂性輸送物の全地球的な輸送を追跡するのに高
度な知的な追跡システムを使用している。この論文は、Urenco が 2007 年に導入した GPS
システムの運用経験及びシステムの効果について述べる。
【JNES 丸岡】
4C.2 核物質輸送のためにリスク因子を定量化する地理情報システム方法論のデモンスト
レーション
Demonstration of a Geographic Information System Methodology to Quantify
Risk Factors for the Transportation of Nuclear Materials
Kathleen M. Trauth, University of Missouri-Columbia, USA
核物質輸送の評価できるリスクは、物質の輸送される地域と同様に運輸システムの多くの
要素により影響される。与えられたルートの安全性に関して、意志決定は適切な情報又は
状態の定量的評価を必要とする。地理情報システム(GIS)は、空間的な情報を表示するのに
しばしば使用される。地理情報システムの様々なデータ層を結合して、定量化する能力は、
地理情報システムに関するユーティリティを機能アップすることができる。輸送路上に危
険に影響を与える状態を定量化するのに使用することができる方法論を開発した。この発
表は、道路の交通量、道路のカーブと高度変化及び道路の近くの人口を分析する概念のデ
モンストレーションである。
【JNES 丸岡】
4C.3 核物質輸送の物的防護の日米協力
Cooperation Between Japan and United States on the Physical Protection of
Nuclear Material Transportation
John R. Cochran, Sandia National Laboratories, USA
原子力機構(JAEA)とサンディア国立研究所は、
3 年の共同研究と訓練計画を行っている。
計画は、JAEA の混合酸化物(MOX)燃料の材料の輸送の物的防護システムに焦点を合わせ
ている。この共同作業は、いくつかの主タスクにかかわる段階的な手法で実施されている。
最初のタスクは、日本の核分裂性物質輸送システムに関する基礎データの収集と分析、輸
送中の核分裂性物質の保護のための法的基盤のレビュー及びそのインフラストラクチャへ
の潜在的な脅威の識別を含んでいる。次のタスクでは、核物質防護へのデザインベース脅
威（DBT）と設計・評価経過概要（DEPO）からなる。仮定している DBT は、日本での混
合酸化物燃料の最近の輸送操作から集められた情報の弱点評価(VA)と結果分析(CA)を行う
のに使用された。これらの活動は、JAEA の核分裂性物質の輸送の核物質防護のために
JAEA の特定の認識と能力を増大して、増加させた。
【JNES 丸岡】
4C.4 核物質及び他の放射性物質の輸送の安全と保安
Safety & Security in Transportation of Nuclear and Other Radioactive Materials
Angelaki N. Gotsev, Nuclear Regulatory Agency, Bulgaria
51
この発表は、原子力と他の放射性物質の輸送の安全と保安に関連する活動と同様に手法へ
の徹底的な追求を示す。輸送中の原子力と他の放射性物質の数段の安全と保安を確実にす
るために、手順書と同様に多くの実測を満たさなければならない。したがって、原子力と
他の放射性物質の輸送で最大の安全と保安を確実にするために、一般に適用可能な基本的
な国際的な原則を確立するため、経験に基づく可能性について議論された。【JNES 丸岡】
4C.5 エネルギー省の世界原子力パートナーシップ(GNEP)計画に関連する輸送の側面
Transportaion Aspects Associated with the Department of Energy’s Global
Nuclear Energy Partnership [GNEP] Program
Ken.B. Sorenson, Sandia National Laboratories, USA
米国が提唱し欧・露・日等が賛同する世界原子力パートナーシップ(GNEP)計画は、核燃
料物質の資源有効利用と核不拡散の観点から非常に重要であるとともに、原子力世界にお
ける共同体制の将来あるべき姿を示すものである。世界に点在する核燃料物質、燃料取扱
い・再処理技術、燃料製造技術の点を結ぶ線が核燃料物質の輸送であり、この計画の重要
な鍵となる。この輸送において核物質防護措置は不可欠であり、既に行われた露・仏・米
間の輸送もこれら措置を行って成功裏に完了した。
【JNES 丸岡】
4C.6 スエズ運河運行中の原子力船の仮想事故における緊急時準備と対応
Emergency Preparedness and Response in Case of A Hypothetical Accident
with Nuclear powered Vessel Traversing Suez Canal
Mohamed A. Salama, National Centre for Nuclear Safety & Radiation Control
(NCNSRC), Atomic Energy Authority, Egypt
毎年数回あるエジプト船で護衛した原子力船、場合により核武装船と潜水艦のスエズ運河
の通行に関して大きな問題がある。それらの通行がエジプトの取締機関の取締管理の下に
ない。原子力船と潜水艦のすべての安全措置は、船とその人員だけではなく、公衆と環境
も保護するように設計されている。それにもかかわらず、重大な事故の起こる可能性はあ
る。スエズ運河は、かなりの商業、農業及び産業活動の地区を通り抜ける。本発表は、ポ
ートサイド市の近くのスエズ運河に沿って航行中の船上の核弾頭に発生する仮想的な火災
事故について検討している。そのような事故は、プルトニウム-239 を含む放射能雲を発生
させる。このタイプの事故汚染と影響範囲は、事故現場から数 km に達するかもしれない。
事故シナリオと緊急時の対応行動について提示され、議論された。
【JNES 丸岡】
4C.7 テロと原子力貨物
Terrorism and Nuclear Cargoes
Ronald C. Smith, University of Waikato, New Zealand
この発表は、核物質の海上輸送の保安に関係する。特に船を強襲し、貨物の奪取を企てる
テロ組織によって引き起こされる行為に焦点を当てている。発表では、専用船で核物質を
運搬する様々な会社によって維持される大規模であなどりがたい保安措置のいくつかにつ
いて概説された。プルトニウムを使用した核爆発物の貨物の場合、攻撃されやすいと評論
52
家によって指摘されている。船には護衛船を伴い、武装した保安要員がいる。一般貨物を
積載している船への襲撃と同様に核兵器を積載している船への襲撃の可能性について説明
された。
【JNES 丸岡】
4C.8 米国の重大な危険物質トラック事故の分析
Analysis of Serious Hazardous Materials Truck Crashes in the U.S.
Arthur H. Greenberg, Battelle, Columbus, USA
危険物積載トラックの事故の結果は、非危険物トラックの場合に比べ、大きい場合がある。
非危険物トラック事故の衝突衝撃に加えて、危険物衝突衝撃は、より多くの死者と負傷者、
環境へ長い期間の影響をもたらす。U.S. DOT(FMCSA)は、安全性を高める要因を分析して
おり、重大な事故を分析するため、自動車運搬管理情報システム(MCMIS)を開発した。
MCMIS を利用することで、事故記録の精度、完全性及び幅を高めることができ、より包括
的な安全解析を実行することができる。
セッション 4D
【JNES 丸岡】
海上及び鉄道による輸送 (Transport by Sea and Rail)
4D.1
鉄道車両/トラック相互作用：安全性能に影響するおそれのある課題
Rail Vehicle/Track Interaction: Issues That Can Affect Safety Performance
Stan T. Gurule, Transportation Technology Center, Inc., USA ：キャンセル
4D.2
鉄道の制約の中で大型の輸送物の輸送を支援する鉄道輸送の解決策の開発
Development of Rail Transport Solution to Support Transport of Large Nuclear
Packages on Restricted Rail Routes.
Callum McLaurin, British Nuclear Group, UK
セラフィールドとバロウ港の間は 40 年間安全に鉄道輸送されてきた。しかし、新しく開
発された大型の MOX 及び HLW 用輸送容器は従来の制限値を満足できない。このための解
決策の検討を行った。検討は、①現状評価、②フィージビリティスタディ、③概念設計、
④詳細設計及び製作の４段階で行ない、新しい貨車を開発することによって新型の輸送容
器を鉄道輸送できるようになった。
4D.3
【NFT 松本・MES 伊藤】
ウラン精鉱の国際輸送
International Transport of Uranium Concentrates
Catherine Green, World Nuclear Transport Institute, UK
WNTI は、ウラン精鉱の国際間輸送（鉱山から転換業者）についてタスクフォースを設立
して検討を行った。この検討により、良好事例（ドラム缶、蓋の仕様、固縛方法、汚染測
定/チェック）等を取りまとめて、Information Paper を作成した。本 IP は近日中に出版予
定である。
【NFT 松本・MES 伊藤】
53
4D.4
韓国における低中レベル放射性廃棄物の海上輸送システム
Sea Transport System for Low and Intermediate Level Radioactive Waste in
Korea
Jongrak Choi, KHNP, Koria
韓国では、発電所及び低中レベル放射性廃棄物の処分施設は海岸近くに立地されているた
め、廃棄物輸送は主に海上輸送となる。このため、新しく INF-2 船（78.6×15.8ｍ）を建
造する。本船は、４船倉で船上クレーンを有し、遮へい体はコンクリートである。廃棄物
は、200ℓ又は 320ℓドラムに詰められおり、これを 8 ドラム収納した IP-2 型の直方体容器
で取扱う。廃棄物の輸送は 2009 年から開始される予定である。
【NFT 松本・MES 伊藤】
4D.5
照射済ユーロピウム制御及び安全棒の輸送
Shipment of irradiated control and safety rods based on europium
Vladimir Adaev, RIAR, Russian Federation ：キャンセル
4D.6
核分裂性輸送物の効率的な海上輸送
Cost Effective Transport of Industrial Fissile Packages by Sea
Marc Flynn, British Nuclear Group, UK
BNGS 社は、UO3 の貯蔵サービスを実施している。この UO3 については、濃縮度によっ
て核分裂性物質からの除外規定を満足して核分裂性輸送物とする必要のないものと核分裂
性輸送物となるものがある。このため、輸送物への装荷量を最大化し、船又は列車への装
荷量を最大化（最適化）して、輸送回数を最小化することによって、効率的な輸送を実施
するための方法について検討した。
4D.7
【NFT 松本・MES 伊藤】
セラフィールドからの HLW の輸送における Pacific Sandpiper の線量率評価
Pacific Sandpiper Dose Rate Assessment for the Carriage of Sellafield Vitrified
Residues
Anton Murfin, British Nuclear Group, UK
HLW は、Pacific Sandpiper 号で日本まで海上輸送される。HLW の輸送には 2 種類のキ
ャスク（TN-28VT 又は BNFL3320）が用いられ、一度に最大 10 基が搭載（第 1～３船倉）
される。このため、10 基の最適な搭載パターンを検討するため、5 種類のオプション（搭
載位置）を想定して、居住区の線量率を評価した。解析には、モンテカルロコード MCBEND
を用い、①キャスク周りの解析と②船全体の解析の 2 段階で行った。
【NFT 松本・MES 伊藤】
4D.8
核燃料物質輸送のための「開栄丸」の建造
New Construction of "KAIEI-MARU" for Transport of Nuclear Fuel Materials
Hideki Takatsuki, Nuclear Fuel Transport Co., Ltd., Japan
原燃輸送では「日の浦丸」の後継船として、新たに「開栄丸」を 2006 年 8 月に建造した。
54
本船は、二重船殻構造で 12 基のキャスクを搭載でき、船倉には船倉冷却システム、漲水装
置、強力な固縛装置及びセルガイドを装備している。また、冗長性を高めるため、2 系列推
進システムを採用している。遮へい設計にはモンテカルロコード MCNP を採用することに
より、遮へい構造の合理化を図っている。更に、FEM 解析によって VLCC との衝突の際に
も積荷のキャスクと VLCC が接触しないことを確認している。
【NFT 松本・MES 伊藤】
セッション 4E
4E.1
衝撃解析 (Impact Analysis)
ポリスウレタン緩衝体を用いた HLW 輸送キャスクの 9m 落下試験の有限要素法に
よる衝撃解析
Dynamic Finite Element Analysis of a HLW Transport Cask with Polyurethan
Impact Limiters in 9m Drop Tests
Uwe Zencker, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
1990 年から 1992 年にかけて BAM とサンディア国立研究所は共同でポリウレタンの緩衝
体を用いた HLW の輸送容器の落下試験を実施した。剛性の高いキャスク本体による加速度
や歪ひずみだけでなく、緩衝体の外板の影響についても考慮した。解析手法を確立すると
ともに、複数の落下試験の結果により検証した。ポリウレタン緩衝体の落下解析の手法と
して使用するだけでなく、設計又は許認可申請の手法として使用できることを確認した。
【NFT 高月・KSL 赤松】
4E.2
高強度発泡ポリウレタンを緩衝体材料に用いたキャスクの落下衝撃挙動の調査
Investigation of Drop Impact Behaviour of Cask Using Rigid Polyurethane
Foams as Shock Absorbing Materials
Jun Okada, Hitachizosen Corporation, Japan
緩衝体の材料として使用されてきた木材は、大型のものは安定した品質のものが入手困難
である。材料のコストが安い発泡ポリウレタン（R-PUF）を緩衝材として使用するために、
発泡ポリウレタンを使用したキャスクのスケールモデルによる落下試験及び落下解析を実
施した。落下試験は 1/10 スケールモデルによる水平落下を実施し、数ケースの落下解析を
LS-DYNA により実施した。この結果、R-PUF は緩衝材として優れた特性を示し、大型キ
ャスクの緩衝体として有効であることがわかった。
4E.3
【NFT 高月・KSL 赤松】
Graviner キャスクの衝撃性能の実証
Demonstration of the Impact Performance of the Graviner Flask
Chi-Fung Tso, Arup, UK
Graviner キャスクは、UKAEA の Harwell サイト内で密封された収納缶の輸送に使用さ
れてきた容器で、立てた状態で輸送される。現在の課題は、開発当時に実施された手計算
55
による過剰な保守性を合理化することである。詳細検討の結果、底部垂直落下時にボルト
締付け力が緩和されることがわかったが、緩衝体を取り付けない状態での底部垂直落下は
実際に起こりうる事象であり、もし発生した場合には影響が大きい。FEM による衝撃解析
を実施して現実的な挙動の評価を行ったことが発表された。
4E.4
【NFT 高月・KSL 赤松】
内圧及び連続衝撃下での大型トリチウム輸送物の動的シミュレーション
Dynamic Simulation of Bulk Tritium Shipping Package Subjected to Internal
Pressure and Sequential Impacts
Tsu-te Wu Wu, Savannah River National Laboratory, USA
放射性物質の輸送容器は 10CFR71 に規定された仮想事故（HAC）に耐えなければならな
い。HAC は、30feet 落下、1100 ポンド鋼板の 30feet 落下等であり、解析コードとして
ABAQUS を用いて評価した。連続事象による損傷の蓄積を評価し、大型トリチウム輸送容
器が同規則に規定された連続事象に適合することを数値解析により確認し、容器は健全性
【NFT 高月・KSL 赤松】
を維持することが示された。
4E.5
ベンチマークされた LA-DYNA 動的モデルを用いた HI-STAR ファミリー輸送物の
緩衝体の応答予測
Predicting the Response of the Impact Limiter in the HI-STAR Family of
Transport Packages Using a Benchmarked LS-DYNA Dynamic Model
Kris Singh, Holtec International, USA
HI-STAR キャスクについて、LS-DYNA で正確にスケールモデルの落下試験のシミュレ
ーションを実施した。ベンチマークとして検証された AL-STAR キャスクの LS-DYNA の
モデルはその後の一連の HI-STAR ファミリーキャスクの評価手法として有効である。
LS-DYNA による衝撃解析により AL-STAR クラスの仮想事故における緩衝体の衝撃吸収性
【NFT 高月・KSL 赤松】
能について評価した。
4E.6
大容量、機械的組立構造の使用済燃料バスケット設計の構造評価
Structural Evaluation of a High Capacity, Mechanically Assembled Spent Fuel
Basket Design
Michael C. Yaksh, NAC International, USA
ピン止め構造のような機械的結合により組み立てられた PWR 燃料 37 体収納のバスケッ
トについて、衝撃解析を行った。このバスケットは、貯蔵時はコンクリート製オーバーパ
ックに収納され、輸送時は鋼－鉛キャスクに収納されるため、両者について解析を行い、
輸送時及び貯蔵時の設計想定衝撃事象時に燃料の配置とバスケットの形状が維持されるこ
【NFT 高月・KSL 赤松】
とを確認した。
4E.7
CASTOR キャスクの鋼棒上 1m 落下の数値解析
Numerical Simulation of the One Metre Drop Test on a Pin for CASTOR Cask
56
Karl-Fredrik Nilsson, European Commission, DG-JRC, Institute for Energy, The
Netherlands
CASTOR キャスクを用いた 2 種類の 1m 貫通試験の数値解析を実施した。試験は外表面
の放熱フィンに鋼棒が衝突するケースと放熱フィンを機械加工で切削した部分に鋼棒が衝
突するケースの 2 種類である。事前解析を実施して試験結果と比較した結果、いずれのケ
ースでも約 20％程度ひずみを高めに評価していた。この結果を反映して、試験結果を再現
【NFT 高月・KSL 赤松】
できる解析手法を検討している。
4E.8
照射済トリウム集合体輸送キャスクの数値解析と縮尺モデル落下試験
Numerical Simulations and Experimental Drop Tests on Scale Model of
Irradiated Thorium Bundles Transportation Cask
Jotiram V. Mane, Bhabha Atomic Research Center, India
重量が 25 トンの角型トリチウム輸送容器について、9m 落下解析及び落下試験を実施し
た。落下解析はフルスケール及び 1/3 スケールについて各落下姿勢で実施し、相似則が成立
することを確認した。落下試験は 1/4 スケールモデルを用いて実施し、本キャスクが IAEA
輸送規則に規定された落下試験に適合していることを確認した。
セッション 4F
【NFT 高月・KSL 赤松】
設計及び材料－バスケット、ガンマ線及び中性子遮へい材
(Design & Materials - Basket, Gamma and Neutron
Shielding)
4F.1
アルミニウム合金製及びボロン入りアルミニウム合金製のバスケットに関する設計
規格の開発と検討
Development and Discussion of Design Code for Baskets Made of Aluminum
Alloys and Borated Aluminum Alloys for Transport/Storage Packagings
Makoto Hirose, Nuclear Fuel Transport Co., Ltd, Japan
日本機械学会(JSME)は、輸送/貯蔵キャスクについて、密封容器、バスケット及びトラニ
オンを対象として、従来の材料に基づく構造規格を制定した。一方、多くのバスケット設
計では、収納効率の最適化等のため、アルミニウム合金又はボロン入りのアルミニウム合
金が用いられることが予定されており、当該材料の規格化が望まれていた。そこで、JSME
では、アルミニウム材料を用いたバスケットの設計規格を検討し、クリープ設計概念に基
づき、設計期間(60 年間)中に、クリープひずみが 0.4％を超えないことを規定した。また、
ガイドラインには、材料試験の実施及び材料データの収集に基づく、アルミニウム合金の
クリープ効果と時効硬化の過時効とをともに考慮した許容応力の新たな設定手法が説明さ
れた。
4F.2
【TN 影山】
放射性物質輸送容器の中性子吸収材としてのニッケルベースのガドリニウム合金
Nickel-Based Gadolinium Alloy for Neutron Adsorption Application in RAM
57
Packages
Gregg Wachs, Idaho National Laboratory, USA
ユッカマウンテン処分場への輸送に使用する容器数を低減するため、高中性子吸収材
(ANA)として、ニッケルクロムモリブデン鋼のマトリクス中にガドリニウムを合金化した材
料の開発を計画している。ロスアラモス研究所にて中性子照射試験を行い、スペクトル分
析により、オーステナイト系ステンレス鋼 304B4 A/B と遮へい性能の比較を行った。試験
の結果から、0.01～0.3eV の領域で、304B4 に比べて良い結果が得られた。また、ガドリ
ニウムの含有量(2.1％と 1.58％)や、鋳込みのままの状態と圧延後の状態とで、遮へい性能
に影響がないことが確認された。
4F.3
【TN 影山】
輸送貯蔵キャスクのためのボロン添加アルミニウム材料の開発
Development of Borated Aluminum Material for Basket of Transport/Storage
Casks
Jun Shimojo, Kobe Steel, Ltd., Japan
輸送貯蔵キャスクのバスケット材料として、濃縮ボロンを添加したアルミニウム合金の開
発を行った。アルミニウム材料としては、適度な強度特性と耐腐食性から A6061 板を対象
とし、濃縮ボロンを 1%添加した場合の特性について、ベース材料との差異を試験により確
認した。常温及び 200℃環境下での引張特性(0.2％耐力、引張強さ)、熱的特性(熱伝導率、
比熱)及びヤング率、ポアソン比について確認したが、ボロンを添加したことによる差異は
みられなかった。また、150℃から 300℃でのクリープ試験を行うことにより、JSME の規
格に準じて最大許容応力 S の値を求めた。
4F.4
【TN 影山】
固定された中性子吸収体として使用される金属複合材料の認証の経験
Experience with Qualification of Metal Matrix Composites used as Fixed
Neutron Absorbers
Marlin L. STOLTZ II, Transnuclear Inc. [AREVA Group], USA
炭化ホウ素とアルミニウムの金属複合材料（MMCs）は、大量生産された経験がなく、ま
た、広く認可された標準規格もない。このため、この材料が貯蔵キャスクに対する使用条
件や設計要件に適合しており、また、製造方法が一貫していることを証明する必要がある。
この認証は、米国 NRC が始めた ASTM の work item WK936 に則って行われる。ところ
が、新たな材料の認証には費用がかなり掛かる。さらに、製作工程の変更により、再試験
が必要となるのであれば、そのような認証システムは製品開発の妨げとなる。そこで、TN
Inc.は、WK936 に沿った簡易な MMC の認証アプローチを開発した。このアプローチを用
いて行われた NUHOMS HD 貯蔵システム用のアルキャン社製 MMC の認証経験内容につ
いて説明された。
4F.5
【TN 影山】
非鉄材料製の輸送・貯蔵用燃料保持構造の開発
Development of a Non-Metallic Composite Fuel Support Structure for Transport
and Storage
58
Charles J. Temus, Packaging Technology, Inc., USA
燃料棒の輸送・貯蔵容器として、ポリエステル材料製のトレーを開発した。設計基準とし
ては、輸送規則の落下要件に耐えることと、火災中の寄与を最小化することであり、これ
は、試験により要件を満たすことが確認された。当該トレーは、押出し成型(bulk molding
compound)もしくはシート形状の圧縮成型(sheet molding compound)によって製作される。
同様のトレーを鉄鋼材料の溶接によって製作した場合に比べて、ポリエステル製のトレー
は設備費では不利であるが、材料費及び作業費が有利であり、大量生産した場合にメリッ
トがある。本トレーの設計は、現在、許認可の課程にある。
4F.6
【TN 影山】
環境にやさしい使用済燃料輸送・貯蔵キャスク KATS の開発
Development of KATS - Eco-friendly Spent Fuel Transport and Storage Cask
Hiroaki Taniuchi, Transnuclear Ltd., Japan
トランスニュークリアと神戸製鋼が開発している KATS には、遮へい材として鉛が用い
られている。従来、鉛はキャスク解体が困難になるため環境保護の観点からキャスクに使
用するのは適切とはいえなかった。KATS は、鉛をブロック状態で内外筒間に収納すると
ともに、解体時に内筒と外筒とを容易に切り離せる構造とした。これにより、キャスク全
体のうち 71%にあたる部材が表面汚染等のない再利用可能な材料となる“環境にやさしい”
キャスクとなった。ブロック状の鉛は、安全解析上ストリーミングが問題となるが、熱除
去のために鉛ブロック間に放射状に配された銅プレートを 30°程度傾いた配置にすること
で、遮へい性能が確保できることを遮へい計算により確認した。また、9m 落下時に鉛がス
ランプダウンする可能性があるため、対策として銅フィンに穴を設け、鉛ブロックをフィ
ンに押し付けて変形させることで固定する構造等を検討している。
4F.7
【TN 影山】
中性子遮へい材 TNTM Byal-B レジン及び kobesh EPR レジンの長期健全性及び耐火
性能
Long term stability and fire resistance of Neutron shielding materials, TNTM
resin Vyal-B and kobesh EPR resin
Dai Yokoe, Transnuclear, Ltd., Japan
中性子遮へい材料にとって、高温時の特性が重要である。本研究では、TN International
製の TN Vyal-B レジンと、神戸製鋼製の Kobesh EPR レジンについて、日本での許認可に
向けて、追加の試験を実施した。長期加熱試験では、10000 時間まで、140℃、160℃及び
170℃で保持し、レジンの重量減を評価した。試験結果をアレニウス式で整理したところ、
いずれのレジンも 160℃の条件下で 60 年間使用できることが確認できた。また、耐火性試
験では、実キャスクを模擬した試験体を作成し、800℃/30 分の条件においた。試験結果か
ら、いずれのレジンも自己消火性であり、試験後も元の形状が維持されていることが確認
された。これらから、これらのレジンが耐熱性能、耐火性能について、優れた特性を有し
ていることが示された。
【TN 影山】
59
4F.8
高密度コンクリートによって収納性を改良した使用済燃料の貯蔵・輸送用キャスク
Cask of Improved Holding Capacity Based on High-density Concrete for
Storage and Transportation of Spent Nuclear Fuel
Sergey Ermichev, All-Russian Research Institute of Experimental Physics, Russian
Federation ：キャンセル
セッション 4G
安全の実証 (Demonstrating Safety)
日本における放射性物質輸送の概観及び日本 TranSAS で得られた経験
Overview of radioactive material transport in Japan and Experience gained
from TranSAS for Japan
Masahiro Aoki, Nuclear Safety Commission, Cabinet Office, Japan
日本は非常に多くの放射性物質の安全輸送実績がある。また、その安全実績は、総括的な
4G.1
制御プロセスを包含する安全規則の強化により達成された。日本政府の要請により 2005 年
12 月 5－6 日にかけて日本での IAEA による TranSAS ミッションが実施され、2006 年 9
月 5 日に報告書が発表された。日本は、包括的な法的枠組みが輸送規則の執行において健
全な基盤を提供しているということが評価された。さらに、日本の輸送規則は、IAEA 規則
要件にそって実施されていることが評価された。
4G.2
【電中研津旨】
フランス TranSAS ミッションからのフィードバック
Feed back from the IAEA TranSAS mission in France
David Landier, Autorité de Sûreté Nucléaire [ASN], France
2002 年、フランスは放射性物質輸送の規制のための組織と国際規則の施行の評価を IAEA
に要請した。TranSAS(Transport Safety Appraisal Service)は 2004 年に 13 人の専門家に
よって実施された。この非常に広範囲にわたる評価において得られた 3 つの勧告と 16 の指
摘事項について、TranSAS 後にフィードバックを行い、フランスの放射性物質輸送に関す
る安全性が更に向上した。これは他国への良好な事例として波及効果ももたらすものであ
る。
4G.3
【電中研津旨】
使用済燃料輸送プロジェクトの全段階への着手から得られたステークホルダ協調
の価値の理解
Understanding the Value of Stakeholder Collaboration from the Onset through
All Phases of the Spent Fuel Transportation Project
Judith Holm, Department of Energy, USA
商用の使用済燃料と高レベル廃棄物輸送には多くの事業者の参加と協力が必要となる。米
国 DOE による市民放射性廃棄物管理局(OCRWM)の輸送システムは、利害関係者に輸送の
計画段階から全面的に協力を求めるものである。その目的は、問題点を明確にすること、
初期の関係を構築すること、相違点を調整し合意点を確認することによる枠組みを構築す
ることである。初期段階からの長期的な協力はプロジェクトの成功に対して重要である。
60
なぜ利害関係者が計画の初期段階から全面的に参加する必要があるかについての説明も詳
しく行われた。
4G.4
【電中研津旨】
輸送における認識ギャップ：挑戦と機会
The Transportation Perception Gap: Challenges & Opportunities
David C. Blee, US Transport Council, USA
放射性物質輸送の安全と安心に対する、放射性物質の実輸送の経験と一般公衆の理解との
世界的なパラドックスについて述べられた。40 年以上の放射性物質輸送の記録は非常に安
全なものであるが、その一方で、社会的受容性に対してのギャップを生み出してきた。ユ
ッカマウンテン計画や世界原子力エネルギーパートナーシップ計画（GNEP、 Global
Nuclear Energy Partnership programs）によって、このギャップに関して学ぶことができ
る。受容性に対するギャップを管理するためには、リスクコミュニケーションなどの手法
が有効である。
4G.5
【電中研津旨】
ユッカマウンテンへの使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の輸送経路鑑定にお
ける DOE の主導
DOE Initiative to Identify Routes for Shipping Spent Nuclear Fuel and
High-Level Radioactive Waste to Yucca Mountain
Jay Jones, Department of Energy, USA
DOE の市民放射性廃棄物管理局(OCRWM)では、原子力発電所からユッカマウンテンへ
の鉄道及び高速道路による輸送経路の決定のための作業を行っている。これは総括的な放
射性物質輸送の問題解決に向けた第一歩である。鉄道や他の利害関係者のローカルな懸念
も問題として大きいものである。OCRWM は安全で安心な輸送システムの達成に責任を負
っており、輸送管理局（OLM、Office of Logistics Management)は、州・地域グループと
ともに輸送経路についての検討を行う。この際には、他の利害関係者との調整も行うので、
国にとって最適な輸送経路を保証するものとなるものと考えられる。
4G.6
【電中研津旨】
WIPP 輸送安全プログラム：放射性廃棄物輸送における州と官庁間の協調に関する
枠組みモデル
WIPP Transportation Safety Program: A Model Framework for Collaboration
among States and Agencies in the Transportation of Radioactive Waste
Anne deLain W. Clark, New Mexico Energy, Minerals and Natural Resources
Department, USA
西部の州知事とニューメキシコ州は、DOE の廃棄物隔離パイロット施設(WIPP、Waste
Isolation Pilot Plant)に対して、超ウラン元素廃棄物の安全輸送に関する総括的な計画を作
った。ニューメキシコは放射性廃棄物のコンサルタントタスクフォースを設立した。これ
は州知事に対し、この輸送に関する政策決定に対するアドバイスをするものである。13 年
間の活動によって、西部州政府協議会(WGA、 Western Governors' Association)の WIPP
61
及び WIPP に関する輸送技術諮問グループ(TAG)は、安全輸送のために、WIPP 輸送安全計
画実施ガイド(PIG)を作成した。
4G.7
【電中研津旨】
RAM（放射性物質）輸送の経済性は何に支配されるべきか？
What should RAM (Radioactive Material) Transportation Economics be
governed by?
Rehbinder Serge, TN International AREVA, France
放射性物質輸送の経済性に関するアプローチにおいては、簡単で唯一のものはなく、状況
によって大きく変わるものである。原子力においても、輸送によって生み出される価値は
それぞれ小さいものであるので、頻繁な輸送がより価値のあるものとみられがちである。
消費者は様々な物質を買い、より迅速に、安く、安全に輸送することのみに興味を持つ。
供給側にとって、より迅速に、安く、安全に輸送するためには、使用する物質やその活動
を最適化することが必要となる。そのためには、国際規則なども重要な役割を果たす。規
則などを必要としないより安価な輸送手段が経済的に優れているわけではない。その点に
ついて AREVA が新しいアプローチによって証明している。
4G.8
【電中研津旨】
放射性同位元素輸送に関する米国仕様の B(U)型コンテナ製造体制確立の進捗状況
Progress in Establishing a Relationship to Build Type B(U) Containers to U.S.
Specifications for Isotope Transport
Michael A. Flagg, University of Missouri-Columbia, USA
DOT は、放射性輸送規則を IAEA の安全輸送規則 TS-R-1 と同一となるよう改正した。
新規則は 2008 年 10 月に施行されれるが、現状ではその規則に適合する B(U)型輸送容器は
存在しない。ミズーリ大学研究炉(MURR)はベンダーとともに、その製作に取り組み始めた。
費用や時期などにおいて、困難は多い。様々な“経験から学ぶ教訓”が将来のオプション
となるであろう。
セッション 4H
【電中研津旨】
大型対象物の輸送/一般的事項 (Transportation of Large
Objects/General Interest)
4H.1
スエーデンにおける炉心構造物及び大型汚染物の輸送
Transport of core components and large contaminated objects in Sweden
Peter B. Dybeck, SKB, Sweden
SKB は 1985 年来、使用済燃料及び放射性廃棄物の使用済燃料中間貯蔵施設、中・低レベ
ル廃棄物最終処分場への輸送を海上輸送により実施している。炉心構成物についても海上
輸送により使用済燃料中間貯蔵施設へ海上輸送しているが、本来使用済燃料貯蔵用の施設
でありコストがかかる。SKB では原子力発電所の既存地下貯蔵施設に炉心構成物を貯蔵す
る方法を開発するとともに、その輸送用に新たな B 型輸送容器を開発した。
【海技研小田野】
62
4H.2
当局の観点から見たスエーデンにおける大型対象物の輸送経験
Experience from Transport of Large Objects in Sweden from an Authority’s
Point of View
Birgitta Svahn, Swedish Radation Protection Authority, Sweden
スエーデンでは大型廃棄物の輸送を INF クラス 3 の RO-RO 船により実施しており、100
トンの蒸気発生器を 4 基輸送した経験がある。その際は、内部汚染評価を行う代わりに、
内部と外表面をつなぐ開孔部にすべてカバーをし、接触可能な表面の汚染は適切に制限を
与え、落下試験により内部汚染が広がらないことを評価している。
4H.3
【海技研小田野】
蒸気発生器 2 基の KWO 原子力発電所から EWN 中間貯蔵サイトへの輸送
Transport of two steam generators from the nuclear power station KWO to the
interim storage site of EWN
Burkhard Hartmann, EWN GmbH, Germany
ドイツ KWO 原子力発電所で取り外された 2 基の蒸気発生器は表面汚染及び放射化の状況
より輸送物の分類の検討を行った。その結果、表面汚染は局所的に制限値の 2～4 倍である
こと、また、表面汚染の放射線レベルの増加が 20%とならないことより、SCI-II 及び IP-2
型の要件に合致しないため、特別措置により輸送された。
4H.4
【海技研小田野】
デイリーランド LACBWR 原子炉容器の梱包と輸送
Packaging and Transportation of the Dairyland LACBWR Reactor Vessel
Mark S. Lewis, EnergySolutions, USA
デイリーランド LACBWR の原子炉圧力容器は重量が 175 トンで、9790Ci の放射能を持
つ。この圧力容器を輸送するため、厚さ 1.5 インチの鋼鉄製シェルと厚さ 4 インチのエンド
プレートで構成される容器を製作した。この容器に梱包された圧力容器の輸送に際しては、
バージによる輸送はコストがかかるため、鉄道で 1200 マイル、道路で 12 マイル輸送され
た。輸送は国際規則については TS-R-1 の特別措置に則っており、国内規則については DOT
の特別許可、NRC の特別輸送物認可に則っている。
4H.5
【海技研小田野】
RFID 技術の核物質管理への適用
Applying RFID Technology in Nuclear Materials Management
Yung Liu, Argonne National Laboratory, USA
放射性物質及び核分裂性物質を輸送するための B 型輸送物であるモデル 9975 容器につい
て、RFID タグを用いた核物質管理の可能性を検討するため、RFID タグの耐放射線性やバ
ッテリの寿命等について試験を実施した。試験の結果、200mR/h の放射線場で 17 年間の
線量に相当する 30kR の照射でも性能は問題なく、Li-SOCl2 バッテリの使用により 10 年間
は寿命を確保することがあることを明らかにした。
63
【海技研小田野】
4H.6
放射性物質輸送物オーバーパック用衝撃吸収材としての発泡ポリウレタンの適用
Application of Polyurethane Foam as the Impact Absorbing Material for RAM
Package Overpacks
Allen C. Smith, Savannah River National Laboratory, USA
発泡ポリウレタンは 1980 年代から大型輸送物の衝撃吸収材及び断熱材として使用されて
おり、小型輸送物については繊維板の代わりに使われている。放射性物質輸送容器に使用
されている発泡ポリウレタンについて、原型の 9997 容器から採取した試料について、その
特性について文献値等との比較を行い、発泡ポリウレタンの挙動は予測可能であり文献値
等と一致していることを確認した。
4H.7
【海技研小田野】
輸送物設計安全解析に用いるための落下試験パラメータ制限の影響
Consequences of Drop Test Parameter Limitations for Subsequent Package
Design Safety Analysis
Frank Koch, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
与えられる落下試験パラメータの制限は、落下試験結果の解釈とともに容器設計の安全の
実証が必要となる。また、落下試験パラメータの定義は、落下試験後の容器設計安全解析
に非常に大きな影響を与える。限られた条件での落下試験の結果が、容器設計安全解析の
結果に与える影響を把握することは重要であり、落下試験を含む容器設計承認の経験の中
にこれらの知見が含まれている。
4H.8
【海技研小田野】
ROBATEL INDUSTRIES の技術
ROBATEL INDUSTRIES Technologies
Labergri Fabien, Orbatel Industries, France
Robatel Industries では輸送容器の製造を 50 年間にわたって実施してきており、これま
でに 73 種類の B 型輸送容器の開発を実施してきた。IP-2 に分類することのできないコン
クリートの覆いを輸送するための R68 容器、ロッド型の UOX 及び MOX 燃料を輸送する
ための R72 容器、原子炉解体時に発生する金属放射化廃棄物を輸送するための R73 容器に
ついて概要が説明された。
セッション 5A
5A.1
【海技研小田野】
設計方法論 (Design Methodologies)
ASME NUPAC の現状報告
ASME NUPAC Status Report
Paul McConnell, Sandia National Laboratory, USA
ASME NUPAC: Section III, Division3 Containments for Transportation and Storage
of Spent Nuclear Fuel and High Level Radioactive Material and Waste の開発状況の紹
介。現在、使用しやすさと米国における複数の規則間整合性及びひずみベースの判定基準
64
に焦点を当てて ASME 規格が改訂中であり、2008 年度に NRC のレビューの予定。また、
subsection として WD（バスケット）を検討中である。
5A.2
【電中研佐々木・MES 伊藤】
輸送物設計安全解析の現状技術による評価
State-of-the-Art Assessment of Package Design Safety Analyses
Bernhard Droste, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
BAM は、安全解析書（SAR）の構造解析及び熱解析のチェックを行なう責任がある。評
価においては、解析条件、試験条件及び製造上の制約の”Assessment Cube”が重要であり、
安全解析の戦略（目的と手段）を評価の開始前に明確にする必要がある。また、審査を円
滑に進めるためのガイダンスをいくつか発行しており、更に現在、新しく BAM009 蓋及び
トラニオンシステムを作成中である。
5A.3
【電中研佐々木・MES 伊藤】
スケールモデルによる落下試験における密封システムの類似性について
Similarity Aspects for Closure Systems in Small-Scale Package Drop Testing
Viktor Ballheimer, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
スモールスケールモデルでの落下試験においては、特に蓋部に対してスケール則をそのま
ま適用することは難しく、形状（O リング径、ボルト径等）、物質（強度）、使用条件（ト
ルク、温度等）についてひとつのモデルを適用して、設計の妥当性を実証することはでき
ない。このため、着目する機能を明確にして、機能上の類似性を考慮する必要がある。
【電中研佐々木・MES 伊藤】
5A.4
輸送物臨界評価の国際整合を図るための臨界専門家及び原子力技術者の努力
Criticality Specialists and Nuclear Engineers Working Towards a Harmonised
Approach to Criticality Assessments of Transport Packages
Lyn Farrington, World Nuclear Transport Institute, UK
WNTI は、臨界安全評価に関する“ナレッジ・ベース”の開発を行った。この目的は、国
際間の安全評価の不整合により輸送に支障が生じないようにためである。当面、新燃料と
使用済燃料に絞って作成した。具体的には、事故時における燃料棒ピッチの変化や被覆管
の損傷に関する知見を集めた。これにより、燃料棒ピッチの変化については、挙動が明確
になった。ただし、使用済燃料については検討が必要である。
【電中研佐々木・MES 伊藤】
5A.5
TCSC1087：輸送容器の衝撃性能の実証のための有限要素解析の適用に対する良好
事例のガイド
TCSC 1087: Good practice Guide- Application of Finite Element Analysis to
Demonstrate Impact Performance of Transport Package Designs
Chi-Fung Tso, Arup, UK
Transport Container Standardization Committee (TCSC)は、英国の産業界の委員会で
65
あり、放射性物質の輸送に関する実務の基準を作成する機関である。近年、有限要素法
（Finite Elemet、FE）が非常に有効な解析手法となっているため、新しく TCSC 1087 を
作成した。FE はプロセスが重要であり、規格(版/基盤)、チェック＆レビュー体制、モデル
化(メッシュ設計が非常に重要)、検査、結果の検証、記録の各プロセスをきちんと実施する
必要がある。
5A.6
【電中研佐々木・MES 伊藤】
ASME B&PV コード Section III に関するひずみベースの許容基準
Strain-Based Acceptance Criteria for Section III of the ASME Boiler and
Pressure Vessel Code
Doug Ammerman, Sandia National Laboratory, USA
放射性物質輸送、貯蔵容器の設計に使用される最近の FEM コードでは、弾性範囲を超え
た解析も可能である。これを利用して、より現実的の解析を実施するため、ひずみベース
の許容基準が必要となっている。このため、NUPAC の working group において、検討が
行われている。
5A.7
【電中研佐々木・MES 伊藤】
有限要素法における次数低減積分のメッシュ考慮
Finite Element Mesh Considerations for Reduced Integration Elements
Gordon Bjorkman, Nuclear Regulatory Commission, USA
使用済燃料のキャスクやキャニスタの衝撃解析等に有限要素解析が使われている。その場
合、解析は短い時間ステップで行うため、現実的な計算時間で実施するためにはメッシュ
を減らす必要があるが、計算精度に影響が生ずる場合がある。発表では、典型的なキャニ
スタにおいてその影響を具体的に評価して、厳しい領域においてどのようなメッシュとす
ればよいかというルールが提案された。
5A.8
【電中研佐々木・MES 伊藤】
SG-600 – 小さな核分裂性物質輸送物の試験のためのガイド
SG-600 - A Guide for the Testing of Small Fissile Material Packages
Matthew R. Feldman, Oak Ridge National Laboratory, USA
SG-600 rev.2 が 2007 年７月に発行された。本ガイドは、1)当局、2)連邦法、3)品質保証
計画書、4)試験計画、5)試験, 6)試験報告書から成っている。これらはお互いに関連して試
験を実施する。例えば、試験内容は、2)連邦法の要求による。3)品質保証計画書の下で、4)
試験計画を作成し、5)試験を実施して、6)試験報告書を作成する。5)試験は、更に、準備、
試験実施（通常、事故時）、試験後の活動（解体、漏えい試験等）から成り、これらの結果
をすべて試験報告書に記載する。試験報告書が 1)当局に提出される。本ガイドは web から
入手可能である。
【電中研佐々木・MES 伊藤】
66
セッション 5B
材料相互作用／密封／シール （Materials Interactions /
Containment / Seals）
5B.1 Pu-O-H システム内のガス生成
Gas Generation in Pu-O-H System
Shiu-Wing Tam, Argonne National Laboratory, USA
水分のある密封環境での酸化プルトニウムの挙動と放射性分解による水素及び酸素の問
題は輸送貯蔵容器に重要な関わりがある。US-DOE-STD-3013-2004 によると、酸素及び水
素濃度が顕著に蓄積されることを防ぐための内在機構がある。ここでは、Pu-O-H 系のガス
発生の最近の研究結果をレビューした。また、initio electronic structure の計算技術を用
いて Pu-O-H 系の最近の科学的進歩について、特に、PuO2+x の長期間安定状態における中
間相のエントロピー誘起遷移の可能性について興味があるところであるが、この可能性に
ついて調査することが、圧力変換器、酸素センサー実験的に及び initio electronic structure
計算によって理論的に提案された。
【KSL 赤松・下条】
5B.2 放射性物質の湿式輸送中における水素リスクの触媒緩和
Catalytic Mitigation of Hydrogen Risk During Wet Transpotation of Radioactive
Mterials
Valentin Rohr, TN International AREVA, France
湿式輸送キャスクでは、内部に水とガスの領域が混在し、水の放射線分解によって、水素
と酸素の比率が高くなる。湿式輸送の満たすべき機能としては、水素ガス濃度が爆発限界
以下でなければならない。これまでは輸送期間を制限することで対応してきたが、触媒機
能によって、爆発限界である 4%をはるかに下回ることができる新しい技術を開発した。こ
の技術の原理は水素と酸素の再結合による水の再生成である。キャスクの輸送状態を模擬
してホウ酸水をオートクレーブの中にいれて触媒の性能を実験的に確認したところ、35℃
×24hrs で 3%の水素比率を 1%未満にまで再結合させることができた。【KSL 赤松・下条】
5B.3 密封容器内の超ウラン放射性廃棄物からの水素-空気爆燃圧力の解析的予測及び立証
Analytical Prediction and Verification of Hydrogen-Air Deflagration pressures
Resulting from Transuranic Waste Radioactive Inside of Sealed Containers
Brad A. Day, Washington TRU Solutions LLC, USA
TRU 廃棄物用の B 型輸送容器の可燃性ガス濃度は爆発限界以下に保たれる必要がある。
伝統的に可燃性ガスは、放射線分解により生成される水素ガスを抑えること、揮発性有機
物の量を制限すること及びエアロゾル缶、大きな密封容器を用いないことによって制限さ
れてきた。LLNL で開発された“Cheetach”コードを使用して、断熱一定体積を仮定した
密閉容器条件で内部の水素濃度の爆燃圧力が計算されてきた。一連のフルスケールの化学
量論的水素-空気爆燃試験が行われ、計算結果の検証を行った。その結果、計算結果は保守
側に実測値を予測できることが証明できた。
67
【KSL 赤松・下条】
5B.4 金属プルトニウムを含むステンレス缶体の潜在的共晶欠陥メカニズム
Potential Eutectic Failure Mechanism for Stainless Steel Cans Containing
Plutonium Metal
Hanchung Tsai, Argonne National Laboratory, USA
US-DOE は、プルトニウム生成物質の安定化、梱包及び貯蔵の標準（US-DOE-STD3013-2004）を制定しており、プルトニウムを含むその生成物は安定化処理された後に長期
貯蔵のために、10CFR71 に合致した 9975 輸送容器のステンレスの缶体にヘリウムガスと
ともに溶接密封される。US-DOE-STD-3013 によると、ステンレス缶体の貯蔵温度は、潜
在的反応として Pu-Fe の共晶化温度 410℃を制御するために 250℃に制限される。しかし、
仮想的事故条件では 800℃×30 分にさらされ、10CFR71.74 によると火炎に最低 60 分さら
されることになる。9975 容器は断熱材密封容器によって 800℃×4hrs でも 410℃にならな
いことを検証した。
【KSL 赤松・下条】
5B.5 新しい金属ガスケットの性能確認試験：TNI キャスクでの特別の試験条件に対する
耐性
New Metallic Gaskets Qualification : Resistance to Accidental Consitions of
Transport in TN International Casks
Marlier Régis, TN International AREVA, France
輸送貯蔵キャスクの密封維持のために金属ガスケットが使用されている。この金属ガスケ
ットの性能評価試験を行った。試験方法は、特別の試験条件に合わせて以下の手順とした。
1)金属ガスケットの横方向のずれ、2)蓋と本体との口開きによる圧縮緩和、3)800℃×30 分
による最高温度の付与。3mm までの静的及び動的横ずれ、並びに 400℃の昇温条件でも密
封機能を満足するガスケットであることを確認した。
【KSL 赤松・下条】
5B.6 一般及び特別の試験条件における CASTOR キャスクの金属シールの挙動：性能確認
及び評価
Behaviour of Metallic Seals in CASTOR-Casks Under Normal and Accident
Conditions of Transport : Qualificatoin and Assessment
Sven Schubert, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
GNS は CASTOR キャスクに使用する二重金属ガスケットの設計及び特性の検証を行い、
ガスケット、蓋及びボルトからなる密封システムの挙動に修正を加えた基準値を設定した。
この基準値は、ガスケットの弾性圧縮、膨張とヘリウムリークとに関するものである。こ
の評価試験は、メーカでの製造からキャスクの燃料装荷等通常のぺレーションを評価した
ものである。
・ 単純な繰り返し圧縮時の機械特性と密封挙動
・ 蓋方向垂直落下をシミュレーションした軸方向除荷時の密封挙動
・ 水平落下時の横方向ずれ時の密封挙動
・ シール面へのかみ込み粒子サイズの影響
68
・ 腐食に関するガスケットの長期挙動
BAM はこれらの試験結果を規則のための基礎評価としてまとめた。
【KSL 赤松・下条】
5B.7 トリチウムを入れる放射性物質容器に使用されるインコネル C-スプリングの試験
Testing of Energized Inconnel C-Springs for Use in Radioactive Material
Packages Containing Tritium
Paul S. Blanton, Savannah River National Laboratory, USA
トリチウムを含む放射性物質の密封に使用される銀被覆インコネル C-スプリングの性能
評価を行った。試験方法は、米国規制指針 7.8“放射性物質容器の構造解析のための荷重の
組合せ”（これは 10CFR71 で要求されている）で議論されている ASNT（米国非破壊試験
協会）又は ASTM（米国金属試験協会）の荷重条件で行った。試験は圧力、温度、フラン
ジ変形量、表面粗さ、浸透及び締付けトルク等を考慮して行った。試験は C スプリングの
開口側を容器の中心側に設置することで、高い密封性を確認できた。 【KSL 赤松・下条】
5B.8 6M 容器として使用する 55 ガロンドラム用の標準的な上部開放 C リング密封装置を
代替する高性能ドラム密封装置の開発、試験及び展開
Development, Testing, and Deployment of an Enhanced Drum Closure to
Replace the Standard Open-Head C-Ring Closure for a 55-Gallon Drum Used
for 6M Packaging
Terry Wickland, Nuclear Filter Technology, USA
B 型容器である 6M 仕様容器が設計承認の約 30 年後に削除されたことを受けて、新型の
ドラム式密封装置が開発試験され、DOE により採用された。標準的な C-リング密封装置を
使用したドラム型容器は放射性物質の輸送業界で半世紀以上にわたり使用されてきた。ダ
ウケミカル社の 10 ガロン容器が最初に放射性物質輸送容器として承認され、その後、DOT
によって、10 ガロン～110 ガロンのサイズ幅で 49CFR173 にコード化された。これは、今
日の 6M 容器として知られている。1998 年に DOE は、DOE と NRC が同時期に行った落
下試験で密封システムに問題があるとの結果を受けて 6M 容器の許容収納物を制限し、そ
れを受けて、DOT は 2002 年に 49CFR から 6M 容器を削除した。SRNL は、30 フィート
落下試験の潜在的な問題を確認して、貝殻機構の密封装置を開発した。この機構は DOE の
6M 輸送容器に要求されている。この貝殻機構の密封装置は放射性物質の容器のために開発
さ れ た が、他 の 危 険物容 器 に も適用 可 能 であろ う と 考えら れ NFT（ Nuclear Filter
Technology）にライセンスされている。
セッション 5C
5C.1
【KSL 赤松・下条】
安全輸送管理 (Managing Safe Transport)
国家環境政策法と輸送プロジェクト開発
The National Environmental Policy Act and Transportation Project
Development
69
J. G. Lanthrum, Department of Energy, USA
多くの政府機関において、国家環境政策法(NEPA)への適合に責任を有する部署と個々の
プロジェクトに責任を有する部署は全く独立している。しかし、DOE においては各部門に
NEPA 適合管理官がいるとともに、各主要プロジェクトマネジメントには NEPA の実践が
組み込まれている。したがって、使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物輸送に関するユッ
カマウンテン鉄道敷設プロジェクトでは、両者が補完しあう位置付けにあることが、DOE
のネバダ輸送計画における環境政策とプロジェクト実施の枠組み紹介により説明された。
【海技研小田野・NFT 松本】
5C.2
連邦鉄道管理局の使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物鉄道輸送に関する安全及
び保安輸送監視プログラム：システム手法
Federal Railroad Administration’s Safe and Secure Transportation Oversight
Program of Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste by Rail: A
Systems Approach
Kevin R. Blackwell, Depatment of Transportation/Federal Railroad Administration,
USA ：キャンセル
5C.3
総合マネジメントシステム
An integrated Management System
Daniel Lacroix, TN International AREVA, France
最近、IAEA において品質保証計画（QAP）の概念がマネジメントシステム（MS）に変
更されたが、AREVA はこのような動きを予見し従来の QA 原則に基づく統合マネジメント
システムを展開してきた。AREVA の LBU（Logistics Business Unit）は欧州、米国及び
日本に拠点を有するが、これらに共通かつ統一された手法でこの概念を浸透させており、
それは継続的改善を追及する AREVA WAY の一部として 10 ヵ条のコミットメントに表さ
れている。
5C.4
【海技研小田野・NFT 松本】
多組織環境における総合輸送容器プログラムの確立
Establishing an Integrated Packaging Program in a Multi-Corporate
Environment
Paul T. Mann, Department of Energy, USA
過去数年間で防衛計画における“核物質輸送容器プログラム”は自己責任型・将来展望型・
包括型にそれ自身が変貌してきた。これは、輸送容器の開発は非常に時間を要し長期計画
が不可欠なこと、また、DOE 内 7 部門間の重複作業を避けるためにも必要な戦略であった
ためである。主要開発計画は運営委員会、諮問会議、WG 等で検討され統合された目的に
沿ってなされる。DOE では新たに核物質を移動・統合し核兵器施設のインベントリを適正
化するプロジェクトを開始するが、総合輸送容器プログラムにより必要な時期に輸送容器
認可が得られるよう計画される。
【海技研小田野・NFT 松本】
70
5C.5
全寿命中の安全－密封放射線源の安全評価における重要な側面
Safety during Whole Lifetime - An Important Aspect in Safety Assessment of
Sealed Radioactive Sources
Annette Rolle, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
長半減期の密封線源は、産業や医療において数十年間使用されることがあり、その間いつ
でも輸送及び使用できる健全性が保証されなければならない。連邦材料試験研究所（BAM）
はこのような線源の許認可当局であり、様々な機械的･化学的･物理的使用環境において放
射性物質放出がないことを評価している。このような観点からの BAM の経験、長期使用の
認可に当たって評価すべき事項が紹介された。
5C.6
【海技研小田野・NFT 松本】
輸送物設計承認に適合する輸送容器及び輸送物設計承認証に関するフランスのデ
ータベース
French Databases for Packagings Complying with an Approved Package
Design and for Approval Certificates of Package Design
Ben Ouaghrem Karim, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
IAEA 輸送規則では許認可当局は B 型・C 型及び核分裂性輸送物設計承認に基づき製造さ
れた容器の番号を通知されることとなっており、1999 年に IRSN は当局のためにこれら容
器の登録データベース SELENE を開発した。フランスの会社が所有する容器の番号、使用
型式、最新保守時期、設計承認証、その他データが登録されている。1999 年には 5,036 基
の登録であったが、2005 年には 16,765 基に増え、これはガンマ線照射装置の増加と UF6
シリンダが対象となったためである。
5C.7
【海技研小田野・NFT 松本】
航空機事故率
Aircraft Accident Rates
Rajesh Garg, Canadian Nuclear Safety Commission, Canada
IAEA 輸送規則 1996 年版で航空輸送用の C 型輸送物が規定され、その試験条件の妥当性
確認等のため 1998 年から“放射性物質航空輸送における事故の苛酷さ”に関する国際共同
研究（CRP）が開始された。その一部として事故確率算定のため 1990 年～2000 年の 27
トンを超える航空機の事故調査がなされた。この発表では CRP のデータ更新のため 1995
年～2006 年、2.25～27 トンの航空機質量範囲を含む調査結果が発表され、CRP で仮定し
た事故確率は保守的との結論であった。
5C.8
【海技研小田野・NFT 松本】
放射性物質輸送物設計の相互承認に関する枠組み
A Framework for Bi-Lateral Approval of Radioactive Material Transportation
Package Designs
Nancy Osgood, Nuclear Regulatory Commission, USA
米国(NRC と DOT)とカナダ(原子力安全委員会)の間で輸送物設計承認を共通化し審査を
軽減又は省略するための検討が行われ、B(U)型と核分裂性輸送物について共通の申請者ガ
71
イド、審査用ガイド、適用手順書の作成が合意された。両国間で規制要件に多少の差異が
あり、ガイドでは厳しい側の要件を採用した。今夏に申請者ガイドと審査用ガイドをまと
めたガイダンス文書及び適用手順書が最終化される。
セッション 5D
5D.1
【海技研小田野・NFT 松本】
輸送拒否及び遅延 （Denial and Delay）
放射性物質の輸送拒否に対する国際原子力機関の対応
The International Atomic Energy Agency's Response to Denials of Shipments
of Radioactive Material
Ann-Margreth Ericsson Eklund, International Atomic Energy Agency, Austria
国際原子力機関(IAEA)が数年前に輸送拒否の問題提起を行って以来、関係国際機関等の
協力を得て国際的対応体制構築が進み、IAEA 内に運営委員会（Steering Committee）が
設置され 2006 年 11 月に第 1 回会合を開催した。そこで情報収集、データベース構築、広
報、教育等の活動計画が策定され、関係機関が分担して対応に当たっている。本年 6 月に
は第 2 回運営委員会、7 月には南米地区ワークショップが開催され、活動の成果があがりつ
つある。
5D.2
【電中研荻野･NFT 広瀬】
輸送拒否及び遅延：忍耐、思慮分別、創造性
Denial and Delay of Shipments : Patience, Prudence, Creativity
Michel Hartenstein, TN International AREVA, France
輸送拒否が大きな問題としてクローズアップされているが、大半の放射性物質はスケジュ
ール通り輸送されており、国際機関等での対応活動が本当に有効なのかとの指摘があった。
確かに一部の国や輸送業者がクラス 7 物質（放射性物質）の輸送を認めない、輸送しない
ことがあるのは事実であり改善されるべきであるが、一律に対応できるものでなく、従来
からケースバイケースで状況に応じて時間をかけて対応してきたとの産業界からの視点が
説明された。
5D.3
【電中研荻野･NFT 広瀬】
クラス 7 放射性物質輸送の促進
Facilitating the Shipments of Class 7 Radioactive Materials
Irfan Rahim, International Maritime Organization, UK
国際海事機関（IMO）では、IAEA、ICAO、WHO と共同して輸送拒否の減少のための
取組みを実施している。具体的には、簡素化委員会、危険物小委員会等を通じて放射性物
質輸送を妨げないよう加盟国に回付状にて要請したほか、各国から運搬拒否に遭遇した場
合に IMO に通知するよう報告様式も定めて呼びかけ、データベース化して状況を分析する
こととしている。輸送拒否の大きな原因のひとつに輸送関係者の理解不足があげられると
考えており、広報キャンペーンや教育・周知コース等の対応を計画している。
【電中研荻野･NFT 広瀬】
72
5D.4
輸送の継続
Sustaining Shipments
Lorne Green, World Nuclear Transport Institute, UK
原子力は今や必須の産業であり、輸送はそれを支える動脈である。輸送拒否・遅延は産業
の発展・拡大を阻害する。一方、輸送業者にとってみればクラス 7 物質の輸送は手続等が
面倒で、他の簡単かつ大量に運べる品物・危険物に対して魅力がないと感じられるのも事
実である。このような輸送拒否・遅延を改善するために WNTI は輸送継続 WG を設けて他
の国際機関等と協力して対応しており、本件に関する産業界 Knowledge Base を構築して
web 公開している。運搬拒否・遅延の改善に必要なのは規則の改訂ではなくむしろ安定性
であり、現行規則を理解し対応する努力である。
5D.5
【電中研荻野･NFT 広瀬】
世界の廃棄プルトニウム線源回収及び輸送を妨げる課題：限られた輸送選択肢と輸
送拒否
Issues Impeding Global Recovery and Transportation of Disused Plutonium
Sources: Limited Transport Options and Denials of Shipment
Justin M. Griffin, Los Alamos National Laboratory, USA
DOE は国家安全保障局の支持のもと、米国を起源とし外国にある廃棄プルトニウムの密
封線源を米国内に回収し処理する計画（Off-Site Source Revovery Project）を進めている
が、放射性物質又はプルトニウムということで輸送拒否にあって回収できないというケー
スが生じている。これを防ぐために IATA/ICAO/IMO/IAEA の規則に適合する輸送は妨げ
てはならないという呼びかけを行っており、セキュリティの観点からも線源所在地から米
国への直行航空輸送を推奨している。
5D.6
【電中研荻野･NFT 広瀬】
原料、燃料及び使用済燃料輸送・貯蔵に使われた廃止キャスクの解体に関する TN
インターナショナルとその実施からのフィードバック
TN International and Its Operational Feedback Regarding the
Decommissionning of Obsolete Casks Dedicated to the Transport and/or
Storage of Nuclear Raw Materials, Fuel and Spent Fuel
Bimet Franck, TN International AREVA, France
TN インターナショナルには 2001 年時点で 155 型式 4649 基（10,000 トン、10,000m3）
の認可切れ、不良等により使用できない輸送容器があった。これを処分するため政府の
ANDRA 処分施設と協定し、数年をかけて同施設受入基準との調整、処分方法の開発等を
行い、2005 年末からこれら廃棄輸送容器を同施設に運んで処理している。現時点で 1450
基 450 トンの輸送容器を運び、そのうち 100 基 285 トンはそのままの姿で処分、950 基 165
トンは切断して ISO コンテナに収納処分、400 基 5 トンはリサイクルした。使用済燃料輸
送容器は大きく重いため、どう処分するかが課題である。
73
【電中研荻野･NFT 広瀬】
5D.7
韓国における放射性廃棄物の海上輸送の準備
Preparation for Transport of Radwaste by Sea in Korea
Yong Jae Kim, Korea Institute of Nuclear Safety, Korea : キャンセル
セッション 5E
落下試験－B/熱試験及び解析－B （Drop Testing - B/Title:
Thremal Testing and Analysis - B）
5E.1
数値法を用いた対象熱伝達及び分布の検討
Consideration of Asymmetrical Heat Transmission and Distribution Using
Numerical Methods
Frank Koch, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
IAEA の輸送規則による安全性を実証するために、火災時及び通常時においても数値モデ
ルによる熱解析が広く行われている。通常、解析時にはバスケットは容器キャビティの中
心としている。しかし、実際の輸送時は中心ではなく容器の状態によって一方に寄ってい
る。日中の輸送時には太陽放射の影響で上部と下部に温度差が生じる。FEA と CFD によ
って、非対称性を考慮した解析を実施し、解析結果と実験結果を比較した。IAEA 規則
TS-R-1 の 728 項について、火災条件下試験における入力条件として、不均衡な効果を考慮
すべきである。
5E.2
【電中研津旨】
使用済燃料キャスク乾燥工程の改良熱解析モデル－解析的及び統計的手法
Refined Thermal Modelling of a SNF-Shipping Cask Drying Process Analytical and Statistical Approaches
Didier Colmont, EDF R&D, France
使用済燃料輸送物は、輸送前に不活性ガスを充填することによって乾燥させられなければ
ならない。このプロセスによって、使用済燃料温度は上昇する。この熱解析において、希
薄な気体中における熱伝達現象が考慮されていないため、過度に保守的なものとなってい
る。まず、乾燥の過程において熱伝達が低下する時点を見つけるための解析を行った。
Knudsen 数を用いた計算により、バスケットと遮へい材の間で熱伝達が弱まっていること
を確認した。この効果を評価するために、ギャップ間の非平衡熱力学を考慮した Fourier
の式を用いた解析的手法とモンテカルロ法による統計的な手法を用いた数値シミュレーシ
ョンを行った。これらの 2 つの手法による結果は互いに一致した。
5E.3
【電中研津旨】
使用済燃料貯蔵又は輸送キャスクの被覆管最高温度
Peak Cladding Temperature in a Spent Fuel Storage or Transportation Cask
Jie Li, Argonne National Laboratory, USA
商用軽水炉の燃料被覆管は、燃料プール、乾燥過程における真空及びガス、輸送及び貯蔵
中の不活性ガス、大気中など様々な環境にさらされる。これらの過程において燃料被覆管
74
最高温度(PCT)は、使用済燃料の管理上、重要なパラメータとなる。2 つの異なるモデルを
使った手法により、ヘリウム、窒素、真空中のそれぞれの PCT の解析を行った。PCT は真
空中でより高くなることが分かった。また、Zry-4 被覆管の水素化物応力再配向によって、
健全性が低下する可能性があることが分かった。
5E.4
【電中研津旨】
輸送貯蔵キャスクの外部フィン構造の開発及びその熱除去性能の検証
Development of External Fin Structure for Transport and Storage Cask and
Verification of Its Heat Dissipation Performance
Daiichi Ishiko, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
近年、キャスクによる燃料貯蔵量が増加し、それに伴い冷却期間も短くなってきている。
この問題を解決するために、熱除去機能の高いキャスクの設計が望まれている。そこで熱
除去特性に優れ、設計上も簡単な小さいフィンを持つキャスクに対する検討を行った。CFD
の解析によって、10－25mm のフィンの高さと角度を最適化した。その結果、輸送と貯蔵
に最適な構造をもつフィンの設計を行うことができた。
5E.5
【電中研津旨】
BAM 落下試験施設の衝突標的の特性
Impact Target Characterisation of the BAM Drop Test Facility
Karsten Müller, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
BAM では、キャスクの安全性実証試験を行っている。落下試験においては、落下物の 10
倍以上の重量を持つ非降伏面の標的が必要となる。この非降伏面の特性を、2 つの実物大の
使用済燃料キャスクと 1/2 縮尺モデルキャスクを用いて調べた。標的は 2,500,000 kg の鉄
筋コンクリートに 77,000kg の軟鋼板をつけたものである。この標的に加速度計、ひずみゲ
ージ、発信器を取り付けて 3 つのキャスクの落下試験を行った。落下試験の測定結果と数
値解析により、標的の剛性を確認することができた。
5E.6
【電中研津旨】
計算ツール“ImpactCalc”を用いた 9m 落下試験時のキャスク減速度及び緩衝体変
形の予測
Estimation of Cask Deceleration and Impact Limiter Deformation under 9m
Drop Test Conditions Using the Calculation Tool “ImpactCalc”
Martin Neumann, Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany
ドイツにおいては、連邦材料試験研究所(BAM)によって、最新の知見に基づき実証試験及
び数値解析の両面から、放射性物質輸送物の安全評価が実施されている。9ｍ落下試験にお
いては、衝撃緩衝材の存在が容器の健全性に大きな影響を与える。ここでは木製の衝撃緩
衝材を対象とし、その特性を解析するために、ImpactCalc というソフトを作成した。
ImpactCalc は落下の衝撃を、単純化したバネマスモデルによって評価することによって、
キャスクの減速度と衝撃緩衝材の変形を適切に評価することができる。
75
【電中研津旨】
5E.7
落下試験結果に基づく“MSF”輸送貯蔵キャスクの構造健全性の評価
Evaluation on Structural Integrity of "MSF" Transport and Storage Cask Based
on Results of Drop Test
Yuichi Saito, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
輸送貯蔵キャスクは、IAEA 規則 TS-R-1 において 9m 落下試験時において、密封性と未
臨界性が求められている。ドイツの BAM によって行われた 9m 落下試験の結果をもとに数
値モデルを開発し、一連の MSF キャスクの構造健全性を確認した。
5E.8
【電中研津旨】
許認可における衝撃解析の利用－新燃料輸送用産業用コンテナ
The Use of Impact Analysis in Licensing - An Industrial Container for
Transporting New Fuel
Stefan Stojko, Rolls-Royce, UK
有限要素法(FEM)は、構造及び熱解析において有効であり、近年、輸送物の解析に多く用
いられている。IAEA の輸送規則において、構造及び熱的な実証試験と数値解析の両方が求
められている。非線形有限要素法コード LS-DYNA を、新燃料の輸送容器の許認可のため
の解析に用いた。数値モデルによる予測結果は、実証試験による測定結果とよく一致した。
実証試験と解析により、輸送物の衝撃吸収材として発泡ポリウレタンを新規に用いること
が適切であることを証明した。
セッション 5F
【電中研津旨】
設計と材料－緩衝体、品質保証 （Design & Materials – Impact
Limiters, Quality Assurance）
5F.1 使用済燃料キャスク緩衝体の取付け設計欠陥
Spent Fuel Cask Impact Limiter Attachment Design Deficiencies
Allan Smith, Savannah River National Laboratory, USA
T-3 型使用済燃料キャスクで最近緩衝体の取り付け方法に問題が見つかった。落下試験の
角度によっては、取り付けボルトの荷重の設定が不適切であることが分った。緩衝体に発
泡材を使用し、取り付け方法を改良して今年の 7 月に設計許認可を取得することができた。
【KSL 赤松・下条】
5F.2 輸送貯蔵キャスクのためのレッドウッドの動的衝撃吸収特性
Dynamic Shock Absorbing Property of Redwood for Transport / Storage Casks
Hiroshi Akamatsu, Kobe Steel, Ltd., Japan
輸送貯蔵容器輸送貯蔵キャスクは 9m 落下の試験条件に耐える設計が要求される。木材は、
多孔質な材料のために比較的に比強度が高く圧縮変形量が大きいためにエネルギー吸収材
料として非常に優れた材料である。一般的な木材の圧縮強度特性及びその温度依存性につ
いては、米国の Wood Handbook によくまとめられているが、圧縮強度特性は衝撃試験デ
ータでないと思われ、また、温度依存性試験データは木材の種類が特定されていない。発
76
表者は、レッドウッドについて実際の落下試験を想定した衝撃圧縮試験を-20℃及び 70℃に
ついて行い、エネルギー吸収特性データを取得した。レッドウッドの-20℃及び 70℃におけ
る衝撃衝撃圧縮応力特性は、低温側で上がり、高温側で低下するが、その割合はほぼ公開
文献に記載されている変化率と同等であった。
【KSL 赤松・下条】
5F.3 緩衝体の木材機械特性及び衝撃エネルギー吸収特性における温度依存性
Dependency of Temperature on Wooden Material’s Mechanical Property and
Effect of Impact Energy Absorption of Shock Absorbers
Yuichi Saito, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
-40℃、常温、100℃における木材圧縮強度を要素試験及び実際の緩衝体の 1/2.5 スケール
モデル試験で静的試験により確認した。要素試験では木材の含水率、木目方向、拘束条件
をパラメータとして行ったが、木材の拘束条件が強度特性に大きな影響を与えることが確
認された。スケールモデルの静的圧縮試験結果と圧縮木材の周囲を同じ木材で拘束した条
件の木材強度特性を入力値としてハウスコード CASH による計算を行い比較したところ、
よく一致することが確認された。
【KSL 赤松・下条】
5F.4 放射性物質容器の動的シミュレーションにおける発泡ポリウレタン
Models of Some Polyurethane Foam Materials for Use in Dynamic Simulation of
Radioactive Material Packaging
Tsu-te Wu Wu, Savannah River National Laboratory, USA ：キャンセル
5F.5 使用済燃料及び高レベル廃棄物輸送・貯蔵キャスクの製造における品質保証の公的
監視
Offical Monitoring of the Quality Assurance in the Manufacture of Spent Fuel
and High - Level Waste Transport and Storage Casks
Uve Günther, TUEV Rheinland Industrial Service, Germany
ドイツでは輸送技術規則 TRV006 に基づき、輸送機器製造の品質保証は事業者が行い、
公的機関が監視する。現在大量に製造されている輸送貯蔵キャスクの品質保証監視は連邦
材料試験研究所(BAM)が責任を有し、TUV ラインラント産業サービス社が公的機関として
支援している。実際に製造されている輸送貯蔵キャスクに対する品質監査の具体的内容・
手順が紹介され、綿密な品質監査が実施されていることが示された。
【NFT 広瀬】
5F.6 使用済燃料乾式キャスク用溶接継手の検査技術に関する研究
Studies on Inspection Technology of Welding Joints for Spent Fuel Dry Casks
Kunio Maruoka, Japan Nuclear Energy Safety Organization, Japan
原子力安全基盤機構では、規制当局の支援活動の一つとして使用済燃料用キャスクの溶
接検査を担当する。将来のコンクリートキャスク方式キャニスタに耐腐食性ステンレス鋼
が用いられる計画であるが、キャニスタの蓋溶接部に放射線透過検査ができないことから、
規制当局は多層液体探傷試験と超音波探傷試験を適用することを求めている。そこで、溶
77
接時高温蒸気雰囲気で検査時高温環境となる新しいキャニスタ蓋溶接部について、新しい
ステンレス鋼を対象に多層 PT と UT の有効性を確認する研究を 2005 年から 2009 年にか
けて実施している。研究は、溶接試験、母材と溶接部の材料特性試験、多層 PT と UT の有
効性確認試験、実規模での溶接試験及び多層 PT、UT 試験及び溶接部限界欠陥評価から成
る。現状では、予備試験を完了したところであるが、これら試験が有効である見込みが得
られている。
【NFT 広瀬】
5F.7 放射性物質輸送容器のライフサイクル管理
Life Cycle Management of Radioactive Materials Packaging
Yung Liu, Savannah River National Laboratory, USA
DOE 施設では DOT の６M 仕様輸送容器が、輸送だけでなく実質的な核燃料物質・核分
裂性物質の中間貯蔵に用いられているが、2008 年に使用停止となる。サバンナリバー国立
研究所が開発した代替容器 ES-3100 は 2006 年 4 月に認可済み、9977/9978 型容器は DOE
の審査中である。これら容器は長期貯蔵にも用いられるので寿命期間中の性能維持確認が
重要であり、使用環境や事故条件を考慮した性能監視・維持手法が研究開発されている。
中でも、無線識別法（RFID、Radiofrequency identification）のような先進技術の導入が
核物質管理上で有望である。
5F.8
【NFT 広瀬】
放射性物質輸送容器の品質保証監査
Quality Assurance Audit for Radioactive Material Transportation Packaging
Bud Fabian, Savannah River National Laboratory, USA
米国では放射性物質輸送容器は 10 CFR 71 Subpart H に、加えて DOE 施設では DOE 指
令 460.1B に適合する品質保証が要求される。DOE 安全管理・運転・環境管理局の輸送物
認証プログラムの一環としてサバンナリバー国立研究所の輸送容器品質監査が実施された。
対象として設計・調達・製造・試験及び供用までのサイクルを経ている 9975 型容器が選定
され監査された結果、これら 10 CFR 71 及び DOE 指令に適合していることが確認された。
指摘事項はなく、所見が 2 件、良好事例が 1 件という結果であった。
セッション 5G
【NFT 広瀬】
リスク評価 (Risk Assessment)
5G.1 トラクタ/トレーラの事故統計
Tractor/Trailer Accident Statistics
Douglas M. Osborn, Sandia National Laboratories, USA
トラック事故に関するイベントツリーを設定し、事故シナリオとして 32 ケースを設定し
た。各事故シナリオに対して、NUREG/CR-6672 の確率分布に基づいて発生確率の見直し
を行った。この確率分布には、トラック速度に応じた事故発生確率分布の更新が含まれて
いる。また、確率分布は、トラックの走行距離と事故発生率の積によって求められる。新
78
たに求めた発生確率を、過去のデータに基づく事故の発生確率評価と比較すると、新旧で
の差が最大で 100 倍(新評価での発生確率が、旧評価での発生確率に対して 1/100)となった。
【TN 影山】
5G.2 都市エリアにおける州間街道近隣の昼間人口と夜間人口の LandScan USA を用いた
比較
Comparison of Daytime and Night-time Population Adjacent to Interstate
Highways in Metropolitan Areas Using LandScan USA
Paul E. Johnson, Oak Ridge National Laboratory, USA
1999 年の RAMTRANS における研究では、アトランタ、セントルイス、カンザスシティ、
及びナッシュビルを対象とし、昼間人口と夜間人口との差が 1.15～2.9 倍との評価結果であ
った。本研究では、国立オークリッジ研究所が開発した、国全体を 90m 四方単位とした高
精細な人口分布データをもつ Land Scan USA を用いて再評価を行った。Land Scan USA
は、現実的で、不均一性を考慮し、時間依存の人口分布データを有している。本研究では、
旧研究と同様に、高速道路近隣の 800m 幅の範囲について、Land Scan USA のデータを使
用した。結果として、昼間人口と夜間人口との比は、1.34～4.26 倍となり、旧研究に比べ
て、ナッシュビルを除いて差が増える方向となった。これは、オフィスや商業施設などが
高速道路近くに配置されていることが原因であると考えられる。
【TN 影山】
5G.3 使用済燃料の輸送中における臨界事故リスク
Criticality Risks During Transportation of Spent Nuclear Fuel
Albert J. Machiels, EPRI, USA
輸送中に臨界事故に至る確率としては、キャスクへの使用済燃料の装荷における誤装荷が
あり、その上で非常に低い確率で事故が発生し、さらに極めて低い確率で水の浸入があっ
た場合に、臨界に至るのに十分な条件が得られた場合が考えられる。キャスクへの誤装荷
の発生については、発生条件をイベントツリーにて整理して、確率として 3.0×10-5 が得ら
れた。なお、1 回の誤装荷に対する臨界事故の発生確率については、新燃料の場合のほうが、
使用済燃料の場合に比べて 2 倍の確率となっている。また、NUREG/CR-4829 及び
NUREG/CR-6672 において、輸送におけるリスク評価は実施されている。これらを合わせ
て、臨界事故の発生確率は 10-13 オーダーと非常に低いものであった。
【TN 影山】
5G.4 SARS: 保安装置の評価・報告ソフトウェア
SARS: A Safeguards Accounting and Reporting Software
Slami Saadi, CRNB, Algeria ：キャンセル
5G.5 ユッカマウンテン処分場への使用済燃料の輸送に対する RADTRAN5.5 を用いた事
故リスク評価
Assessment of Accident Risk for Transport of Spent Nuclear Fuel to the Yucca
79
Mountain Repository Using RADTRAN 5.5
Eileen M. Supko, Energy Resources International, Inc., USA
ユッカマウンテンの環境影響評価書(YMEIS)には、通常の輸送と事故時の条件の両方につ
いて、放射線学的な影響の評価が含まれている。この評価は保守的な仮定に基づいている
ため、より現実的な仮定を用いた評価として、RADTRAN5.5 を用いた被ばく評価を行った。
例えば、YMEIS では、以下のような保守的な仮定が設けられている。
・建物に換気があることから、都市住民が避難することは考慮されない。
・使用済燃料の Co-60 クラッドのインベントリとして、Co-60 の最大密度を考慮する。
・輸送キャスクの表面線量率は、規則最大値である 14mrem/h@1m が考慮される。
・遮へい喪失事故の周辺では、都市及び郊外の建物による遮へい効果を考慮しない。
・事故発生地域からの避難や、立入り禁止は行われないものとする。
これらについて、現実的な考慮を行うことで、公衆被ばくは YMEIS の記載値の 55～65％
程度となる。
【TN 影山】
5G.6 意思決定支援技法の輸送経路への適用
Application of Decision-Aiding Techniques to Transportation Routes
Ruth F. Weiner, Sandia National Laboratories, USA
使用済燃料輸送経路の選定に当たっては、体系的な意思決定技法を持たない自治体や州の
強力も仰ぐため、経路選定技法には定量的な手法に非定量的・準直感的考慮も必要となる。
TRAGIS 経路選定コードに RADTRAN に基づくリスク評価を組み合わせた簡易定量的意思
決定支援技法を開発するとともに、それに基づき非定量的な考慮も加えた方法も開発し、
両者の結果を比較した。非定量的な考慮を加えると、最短ルート、最小リスクを求める定
量的方法による結論と相違することもある。
【TN 影山】
5G.7 RADTRAN 用の大気拡散モデル
Atmospheric Dispersion Model for RADTRAN
Ruth F. Weiner, Sandia National Laboratories, USA
輸送物からの放射性物質放出時の大気拡散評価には、温度・湿度・降雨等の多くの要素が
関係するため大気拡散モデルが複雑であり、RADTRAN では簡略化・使いやすさのため予
め計算された希釈係数を用いている。このため、利用者は気候上の諸変数を入力できず、
乾燥空気への地上放出しか評価できなかった。これを改善するため、風速、気温、放出高
さ、降雨、放出温度、天候安定度を入力できるようにし、大量放出に対しては風上及び風
下の地上面での最大濃度も得られるようにした。デフォールトとして従来の結果も得られ
る。改良の結果は、他の拡散モデルと比較検証した。
【TN 影山】
5G.8 輸送リスク評価における不確定性
Uncertainty in Transportation Risk Assessment
Douglas M. Osborn, Sandia National Laboratories, USA
輸送リスク評価用のソフトウェア RADTRAN のバージョンが、5.5 から 6.0 に更新され
80
た。この更新において、入力データの見直しが行われた。また、既定の確率分布が与えら
れるとともに、この確率分布をユーザーが調整できることとした。最大値、最小値及び 2
つの分布形状パラメータの、計 4 つの値を与えることにより、確率分布の調整が可能であ
る。
セッション 5H
【TN 影山】
使用済燃料及び高レベル廃棄物の輸送・貯蔵 (Transport and
Storage of Spent Fuel and High Level Waste)
5H.1 ドイツ原子力発電所における施設内使用済燃料集合体の貯蔵及び運転経験
State of the On-site Storage of Spent Fuel Assemblies at the German NPP Sites
and First Experience with the Operation
Jochen Seidel, E.ON kernkraft GmbH, Germany
ドイツ原子力発電所における敷地内貯蔵施設の設計概念、運転経験について発表。この施
設では、将来的に、CASTOR キャスクの燃料集合体のみならず、TNI 及び MHI のキャス
クも貯蔵される予定。1996 年に中央貯蔵施設で CASTOR キャスクの負荷と貯蔵が開始さ
れ、2007 年に 12 箇所の発電所で中間貯蔵施設の運転が始まっている。12 箇所合計の貯蔵
容量は 1440。施設内のキャスク搬送はレール又はトラックでなされ、その方式は施設によ
って異なる。貯蔵エリアに収納された後は、貯蔵期間中、キャスクをモニタリングするシ
ステムが稼動する。施設の実際の運転状況についても紹介された。
【HZ 岡田】
5H.2 ガラス固化体輸送・貯蔵キャスクに関するヨーロッパの経験
European Experience in Transport/Storage Casks for Vitrified Residues
Damien Sicard, TN International AREVA, France
仏の LA HAUGE からドイツ及びスイスに送るガラス固化体輸送/貯蔵容器の発表。ドイ
ツでは TN81 を、またスイスでは TN85 を使用しているがともに同じ設計思想に基くキャ
スク。フランスでは B(U)-F で承認され、スイスではフランスの承認が有効とされた。ドイ
ツでは別個に B(U)F の容器として承認されている。TN81 の鍛造材は ASME350Gr.LF5。
また TN85 は ASME308cl.34N81 である。これはフランスとドイツの規制当局の考え方に
よるもの。スイスでは 3 基にガラス固化体が装荷され、6 基が現在製作中。TN85 は 12 基
が製作中である。LA HAUGE からのガラス固化体はすべて TN の設計したキャスクで運ば
れている。
【HZ 浅野】
5H.3 ヨーロッパにおいて初めて全装荷された使用済燃料中間貯蔵施設
The First Interim Spent Fuel Storage Facility in Europe Completely Loaded
Stanislav Kuba, CEZ, a. s., Czech Republic
チェコの使用済燃料貯蔵の説明。チェコでは Dukovany#1、#2 及び Temelie 発電所そ
れぞれに ISFS1 を建設している。将来は地下処分をする計画である。中間貯蔵はキャスク
81
による貯蔵でキャスクは GNS の設計した CASTOR 440/84 及びその改良型である
CASTOR 440/84M が使用されている。発表では Dukovany#1 における燃料貯蔵から ISFS1
までのハンドリングが紹介されていた。搬送にはレールが用いられている。また、ISFS1
においてのモニタリングも紹介されていた。線量当量は連続で計測されている。
【HZ 浅野】
5H.4 潜水艦の原子炉格納容器の長期中間貯蔵施設
Long Term Interim Storage Facility for Nuclear Reactor Compartments of
Submarines – German Support for Utilization of Nuclear Submarines in Russia
Anton Enhard, Federal Institute for Materials Research and Testing [BAM], Germany
ロシアの原子力潜水艦の利用に関するドイツのサポート状況について、潜水艦の原子炉格
納容器（reactor compartments）の長期中間貯蔵施設を対象にした発表がなされた。Sayda
Bay に建設された、150 の原子炉格納容器の格納可能な LSTF（長期中間貯蔵施設）につい
て、その施設内の機能（1600ton の原子炉格納容器を施設内で移動させるための crossing
rail system など）が紹介された。2007 年 9 月には、Sayda Bay の貯蔵施設から 25km 離
れた Nerpa shipyard からの輸送が無事終了し、14 基の原子炉格納容器が LSTF に貯蔵さ
れた。LSTF の初期建設段階は終了し、次ステップの計画と LSTF の他部分の建設が進行
中である。
【HZ 岡田】
5H.5 使用済燃料の輸送・貯蔵キャスクの評価に用いるソースターム
Souce Terms for Spent Fuel Transportation and Storage Cask Evaluation
Robert Einziger, Nuclear Regulatory Commission, USA
NUREG/CR-6487、及び Interim Staff Guidance(ISG)-5 に使用済燃料の輸送、貯蔵キャ
スクの密封性能を評価する手法が与えられている。これらの手法は低燃焼度（45GWd/MTU
以下）の燃料に基づいているが、現状の燃料はよりずっと高燃焼度（現状は 62.5GWd/MTU
が限度）まで用いられており、その燃料の物性値は変化してきている。本検討では高燃焼
度燃料の物性値の観点から現状の推奨を再評価し、現実的な放出係数が提案されている。
【TN 横江】
5H.6 使用済燃料キャスク群の最新化の維持
Keeping Spent Fuel Cask Fleet Current
Frederic Patalagoity, TN International AREVA, France
40 年以上にわたり AREVA グループの輸送部門（Business Unit Logistics:BU-L）は核物
質の輸送キャスク及び貯蔵キャスクを設計している。当初の設計は IAEA 規則 1973 年版に
準拠した TN12, TN13, TN17 であり、La Hague 再処理施設に使用済燃料を安全に輸送し
てきた。また、BU-L は 1980 年代から使用済燃料の輸送及び中間貯蔵のために TN24 型輸
送・貯蔵キャスクシリーズを設計している。競争力を維持するために、BU-L は製品構成を
改善・拡大しており、使用済燃料の輸送、中間貯蔵向けにも新型のキャスクを設計する予
定である。これらのキャスクは第三世代炉を含む多くの原子炉から得た新たな燃料データ、
82
及び当局の最新の要求を考慮して設計される予定である。
【TN 横江】
5H.7 台湾の使用済燃料乾式貯蔵管理
Management of Spent Nuclear Fuel Dry Storage in Taiwan
Chih-Tien T. Liu, Fuel Cycle and Materials Administration, Taiwan
台湾の金山発電所で計画が進む中間貯蔵施設について紹介されている。NAC 社の UMS
システムを用いた INER-HPS コンクリートキャスク貯蔵システムが用いられる予定である。
一つのキャスクには 56 体の BWR 燃料を収納することができる。いくつかのサイト固有の
要求に応じて幾つかの改良が施された。ここでは、当局の要求及び台湾における乾式貯蔵
施設の導入計画について発表された。
【TN 横江】
5H.8 中国の使用済燃料輸送
Spent Fuel Transport in China
Zhenhe Liu, CNNC Everclean Co., Ltd., China ：キャンセル
83
第４章
ポスター発表
3E.1 低濃縮ウラン酸化物の処分用 AF 型認可
Type AF Certificate for Disposal of Low Enriched Uranium Oxide
Erich K. Opperman, Washington Savannah River Company, USA
WSRC（ワシントンサバンナリバー社）は、処分場に低濃縮ウラン酸化物を含む 227 の
ドラムを輸送する必要があった。それらは LEUO（Low Enriched Uranium Oxide：U-235
の濃度が 1%より小さい物質）を含んでいたが、調査の結果、382 個のドラムの中で，227
個が U-235 の濃度が 1%よりも大きいことが問題となった。そこで、新たなタイプ AF 容器
を開発した．発表では、特別な許可申請と、Type AF 容器の問題について概説され、新し
い容器の証明書の発行について発表が行われた。
【電中研荻野】
3E.2 RADCALC：放射性物質及び廃棄物輸送者のための解析ツール
RADCALC: An Analytical Tool for Shippers of Radioactive Material and Waste
Ashok Kappor, Department of Energy, USA
RADCALC とは、放射性物質の輸送に関する管理を効率よく行うためのソフトウェアで
あり、同位元素の崩壊、崩壊熱、規制上の分類、ガス発生、圧力計算などを行うことがで
きる。RADCALC は、輸送規則の改定やユーザー側の要望に応え定期的に更新される。
RADCALC を用いることで放射性物質輸送に係わるリスクを減らすことができ、作業者と
公衆の安全の確保を高めることができる。
【電中研荻野】
3E.3 新しい核物質輸送コンテナ設計者の選定プロセス
Selection Process for New Nuclear Material Shipping Container Design Agent
Paul T. Mann, Department of Energy, USA
2006 年４月、DOE の NNSA（National Nuclear Security Administration）は、従前の
DOT 6M 110 ガロン容器に変えて最新のパフォーマンスに基づいた容器を用いるように勧
告しており、NNSA は、核物質の輸送に関して広範囲は経験を有する 2 つの設計センター
（サバンナ国立研究所と BWXT Y-12）を持っているため、新しい容器の設計を行うよう依
頼した。その新しい容器は、2008 年の 10 月 1 日までに設計を終えて実際に使える状態に
する必要がある。本ポスターでは、BWXT Y-12 がどのように新しい ES-4100 容器を開発
したか、その設計のためのプロセスについて発表が行われた。
【電中研荻野】
3E.4 国内外規則に従った輸送容器及び部品の試験に関するルーマニアの 20 年の経験の
概観
An overview of the 20 years Romanian Experience on Packaging and
Components Testing According to the National and International Regulation
84
Gheorghe Vieru, Institute for Nuclear Research, Romania
INR（Institute of Nuclear Research）は、IAEA の輸送規則と国内の輸送規則を満足す
るために A 型と B 型の輸送容器を開発した。これらの容器は、，ルーマニアにおける一時的
な貯蔵及び低レベル・高レベル放射性廃棄物の処分のために設計され製作された。本ポス
ターでは、過去 20 年間に INR において製造された容器の詳細について発表が行われた。
【電中研荻野】
3E.5 放射性廃棄物の D&D 作業及び輸送中の汚染の制御に用いるポリマー障壁システム
(PBS)
The Use of Polymeric Barrie System (PBS) for Control of Contamination
Durging D&D Operations and Shipping of Radiological Waste
Nathan L. Bridges, Bartlett Nuclear Inc, USA
PBS（Polymeric Barrie System）とは、毒性がない水性溶液を用いること基本とした概
念であり、危険物質又は放射性物質で汚染した物質と自然環境の間に障壁を形成するもの
である。大きなプラントの構造物、コンクリート、バルブ、その他の放射性物質で汚染さ
れて問題となる物に幅広く使われている。また、環境汚染や土壌浸食をコントロールする
ことや、アスベスト材をコーティングすることも可能である。例として、PBS はアイダホ
クリーンアッププロジェクトにおいても使用され，非固定性汚染の除去などを行った。
【電中研荻野】
3E.6 先進的安全性を有する多目的輸送キャスクの概念と製造技術
Conception and Production Technology of Dual Purpose Transport Casks with
Advanced Safety
Alexander Maslov, Bochvar Institute of Inorganic Materials, Russian Federation
輸送と一時的貯蔵をより高い安全性を確保して行える新しい輸送キャスクに関する発表。
フルサイズで製作する技術は完成しており、1/5 スケールの試作を行い、すべての動作条件
で IAEA 輸送規則の条件に合うことを確認した。ロシアのプラントでその新しい輸送容器
を使用した場合を想定して経済的効率の試算を行った結果、最初の 3 年で経済的に元を取
れると考えられる。
【電中研荻野】
3E.7 放射性物質の安全輸送－英国の実行基準
Safe Transport of Radioactive Material – Codes of Particle for the United
Kingdom
Neil A. Carr, The Computer Solution Company, UK
TCSC（The Transport Container Standardisation Committee）は、運営資金を自己負
担で賄う組織であり、輸送要件の標準化の観点から安全な輸送を実現するためのコンテナ
に対する要件について精査する委員会である。本発表では、ファスナー（TCSC31）、輸送
手段（TCSC1006）、放射性物質（TCSC1042）、遮へい（TCSC1056）、漏えい率（TCSC1068）、
ラベル（TCSC1073）等、輸送分野での 11 件の標準化が報告された。
85
【電中研荻野】
3E.8 表面汚染を最小化する最適方法：使用済燃料輸送容器に関するブリティシュ・エナ
ジーの作業経験
Best Practices in Minimising Surface Contamination: A Discussion of British
Energy’s Operational Experience with Irradiated Fuel Transport Flasks
Richard James, British Energy, UK
英国における使用済燃料キャスクの除染に関するベストプラクティスの水平展開を図る
ためのガイドの作成に関する発表。すべての燃料キャスクに適用することができるため、
英国だけでなく幅広い効果が期待できる。除線の手順をスタッフが十分に訓練し、要件を
熟知していることや、経営陣が優先順位と標準を理解していることが特に重要であること
を指摘し、結論では、除染されたキャスクが予定通りの列車に間に合うことを確実にする
ことよりも、このガイドに従って除染を行い、キャスクが確実にクリーンに送られること
の方が重要であると述べていた。
【電中研荻野】
3E.9 2 つの DCI 大型試験片実験シリーズの動的破壊靱性データの統計解析
Statistical Analysis of Dynamic Fracture Toughness Data of Two DCI Large
Scale Specimen Test Series
Wolfram Baer, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany
先進コードと構成要素安全性の評価のためのガイドラインでは、多くの場合、破壊力学の
概念が必要となる。過度な積載を行う場合は、材料中の応力と重圧変化が問題となる。破
壊力学特性をどう決定するかは実験的な挑戦であるのと同時に、先進コードの実際的な適
用性を検討する重要な条件となっている。本研究での主な材料は主にキャスクに使われる
DCI（延性鋳鉄）である。ポスター発表では、その 2006 年に行われた BAM テストの詳細
について発表された。
【電中研荻野】
3E.10 輸送・貯蔵キャスク用金属シールの軸圧縮変化による密封性能の調査
Investigation of Seal Effects According to Axial Compression Variation of Metal
Seals for Transport and Storage Casks
Ulrich Probst, Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany
使用済燃料キャスクの内部には、二重被覆金属シールがほとんどの場合入っている。それ
らのシールの高い密封品質の確保は、キャスクの安全評価において重要である。このよう
なシールの代表的な実験データを取得するために、BAM は特別のフランジシステムを開発
した。ヘリウム漏えい率試験を行い、外荷重と標準的なヘリウム漏えい率に起因する軸圧
縮力の変化依存性に相関関係を確認した。本研究では大気温度で試験を行ったが、今後は
150℃まで温度を上げて試験を行う計画である。
【電中研荻野】
3E.11 多目的輸送容器 -解析による設計と認可Multi-Purpose Transportation Package - Design and Licensing By Analysis
Greg Morandin, Atomic Energy of Canada, Ltd., Canada
現在別々の輸送容器を用いて輸送されている液体収納物と固体収納物の輸送 について、
新しく B(U)型輸送容器の設計がオンタリオ発電会社によって開発された。カナダ及び
86
IAEA の定める通常時及び事故時を想定して安全解析が行われた。2006 年にすでに認可を
得ており、詳細な計算モデル及び設計の改良点、衝撃、熱解析について発表された。
【電中研佐々木】
3E.12 光学表面数値化による衝撃吸収材変形の特性解析
Characterisation of Shock Absorber Deformation by Optical Surface
Digitalisation
Klaus-Peter Gruender, Federal Institute for Material and Research and Testing
(BAM), Germany
衝撃吸収材の落下試験における projected fringe method の適用に関する発表である。衝
撃吸収材は、容器設計における安全のバランスと最適化を考慮する必要がある。光学式の
表面デジタイザ技術を活用し、落下試験における変形度合いを数値化して解析に使用した。
この方法は、高精度かつ簡便に定量できる手法であり、CAD の評価と比較した結果につい
て示された。
【電中研佐々木】
3E.13 輸送可能な貯蔵キャスクを用いた中間貯蔵施設のための合理的遮へい性能評価
Rational Shielding Ability Evaluation for the Interim Storage Facility by Using
Transportable Storage Casks
Mitsufumi Asami, National Maritime Research Institute, Japan
中間貯蔵施設のキャスクの遮へい性能評価において、簡易計算式の適用について評価され
た。貯蔵キャスクは、整列されて配置されることとし、あるキャスクからの線量寄与分を
中性子及びγに分けて評価した。計算コードは MCNPX、断面積ライブラリは JENDL3.3
を使用した。γ線の寄与分は簡易な評価式で推定できるものの、中性子は散乱線の影響が
複雑で、適用は困難である。
【電中研佐々木】
3E.14 輸送容器設計安全評価のための IRSN の経験フィードバックのリスト
IRSN’S experience feedback list for the transport package design safety
appraisals
Le Mao Sophie, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, France
フランス IRSN(フランス放射線防護原子力安全研究所)は、輸送における安全の支援を行
っており、1996 年以降に輸送容器設計における安全報告書の審査において見つかった困っ
た事項のリストを記録してきた。これは REX list と呼ばれるもので、近年の輸送規則の経
験と技術知識について考慮されている。これのリストを活用することで輸送容器の安全評
価診断のスピードを加速させることができるため、欧州の合理的な輸送容器の開発に資す
るのみならず、IAEA の助言文書としても活用できるであろう。
【電中研佐々木】
3E.15 ブラジルの放射性物質輸送における輸送の拒絶と遅延
Denials and Delays of Shipments in the Transport of Radioactive Materials in
Brazil
Ana Celia F. Sobreira, REM Indústria e Comércio Ltd., Brazil
87
ブラジルにおける放射性物質の輸送の多くは F-18 をはじめとする医療品関連の放射性物
質である。国内における輸送モードとしては、航空輸送、陸上輸送があるものの、海上輸
送はなされていない。これまで、航空会社又はパイロットによる放射性物質輸送の拒絶な
どの事例が多数ある。今後、教育及び宣伝を通じて放射性物質の取扱に関する安全性をア
ピールする必要がある。
【電中研佐々木】
3E.16 放射性物質の輸送規制のためのマネジメントシステム
Management System for Regulating Transport of Radioactive Material
Nancy M. Capadona, Autoridad Regulatoria Nuclear, Argentina
2001 年 7 月 18 日に米国メリーランド州ボルチモアにおいてトンネル内の鉄道同士の衝突
火災事故が発生した。鉄道には危険物貨物が積載（放射性物質ではない）されており、周
囲への影響が懸念された。事故後、使用済燃料などの放射性物質が積載されていた条件で
の同程度の事故を想定し、予測被害の解析などが行われた。解析結果から、トンネル内部
の列車のすれ違いを禁止する条項が輸送規制に新たに付け加えられ、事故の知見が活かさ
れた。
【電中研佐々木】
3E.17 RAJ-II と NPC 輸送コンテナ開発と認可の現状
RAJ-II and NPC Shipping Containers Development and Licensing Status
Andrew K. Langston, General Electric, USA
RAJ-II 輸送コンテナは、内部コンテナと外部コンテナから構成される。内部コンテナは、
外部コンテナの内側にマウントされたサスペンションにより固定される。Vibro-isolating
装置が輸送時の振動を緩和するため、次世代の燃料集合体の輸送に適用できる。現在、
RAJ-II は B（F）型輸送容器として、BWR 燃料及び MOX の輸送の認可を有している。
【電中研佐々木】
3E.18 TN インターナショナルの輸送と貯蔵キャスクの中性子吸収物質としての Alcan’s
Al-B4C 金属マトリクス複合材料の使用
Use of Alcan’s Al-B4C metal matrix COMPOSITE as neutron absorber material
in TN International’s Transportation and Storage casks
Gilles Bonnet, TN International AREVA, France
貯蔵キャスクの多くの使用ケースにおいて、臨界の制御、温度制御は重要であり、これら
の目的のため、高い熱伝導率を持つ中性子吸収物質が必要とされる。Al-B4C 金属マトリク
ス複合材料は、中性子吸収性能の優れた金属として、貯蔵キャスクの使用を目的として開
発された。この複合材料は、TN24 キャスクの構造材として使用されており、熱拡散解析、
熱伝導解析が行われた。
【電中研佐々木】
3E.19 収納物として高燃焼かつ高負荷キャニスタの AREVA/Transnuclear’s NUHOMS®
MP197 輸送キャスク
88
AREVA/Transnuclear’s NUHOMS® MP197 Transportation Package with Higher
Burnup and Higher Heat Load Canisters as a Payload
Jayant Bondre, Transnuclear Inc., [AREVA Group], USA
AREVA/Transnuclear の輸送キャスクである NUHOMS® MP197 について発表された。
このキャスクは、高燃焼度の使用済燃料キャスクとして開発されたものであり、熱解析、
遮へい解析の結果について発表された。MP197 輸送容器は、最大熱負荷 15.86kW の
NUHOMS-61BT キャニスタを収納物として収容する。燃焼度が上昇すれば、崩壊熱が上昇
するが、この容器では 45GWD/MTU までの認可が取得された。
【電中研佐々木】
3E.20 JAEA 東海からの研究炉使用済燃料の返還輸送での経験
Experience on Return Shipments of Research Reactor Spent Nuclear Fuels
from JAEA-Tokai
Kendo Tamura, Japan Atomic Energy Agency, Japan
日本原子力研究開発機構東海研究開発センターにおける研究炉 JRR-2,3,4 の使用済燃料
輸送について発表された。1996 年以降、日本の研究炉から発生した使用済燃料の米国への
輸送は 16 回実施されている。用いられる輸送容器は特別に開発された JRC-80Y-20T 型で
あり、直径 1.9m、高さ 2.1m で重量は 23 トン程度である。この容器は TS-R-1 基準を満足
させるために改良が施され、2006 年に完了した。
【電中研佐々木】
3E.21 使用済燃料輸送容器の定期検査
Periodic Inspection of the Spent Fuel Transport Package
Ju-Chan Lee, Korea Atomic Energy Research Institute, Korea
KN-12 輸送容器の定期検査が行われた。検査項目は、外観検査、溶接部の非破壊検査、
荷重検査、耐圧検査、漏えい検査、遮へい検査、伝熱検査及び表面汚染検査である。その
結果、輸送容器の安全機能は規則の要件を満足し、首尾よく再使用の許可を取得したこと
が示された。
【OCL 菊池】
3E.22 放射性物質輸送中の職業上の被ばく－ブラジル REM 社－
Case study: occupational exposures in the transport of radioactive material REM Indústria e Comércio ltd. Brazil
Denise Bemelmans, REM Indústria e Comércio Ltd., Brazil
ブラジルの REM 社で放射線防護の最適化プロセスの一環として、被ばく線量を減少する
ことができたかどうか評価するために、放射性物質輸送の運用手順が定期的に行われた。
その結果、ヨウ素が発生する日中に働く運転手は高い線量を被ばくすることが実証された。
そのため、輸送工程と運転手のスケジュールを評価し、また、放射線防護及び緊急時対応
の運用手順の定期訓練を整備しなければいけないことが示された。
3E.23 乾式貯蔵キャスクの伝熱性能に関する実験研究
Experimental Investigation of Dry Storage Cask Heat Transfer
Kyoung-sik Bang, Korea Atomic Energy Research Institute, Korea
89
【OCL 菊池】
通常の状態の下で乾式貯蔵キャスクの伝熱特性を推定するために 1/2 スケールモデルを
用いた伝熱試験が実行された。空気流入口と出口の間の温度差はかなり大きく、対流空気
によって周囲空気へ放熱される割合は 83%に達したことが示された。
【OCL 菊池】
3E.24 韓国の放射性物質輸送容器の安全性試験の状況
Safety Test Status of a Radioactive Material Transport Package in South Korea
Ki Seog Seo, Korea Atomic Energy Research Institute, Korea
韓国における IP 型、A 型及び B 型輸送容器の安全試験手順について示された。また、リ
ークテスト及び加速度、ひずみ、温度といったデータの収集方法についても示された。試
験の主な目標は、試験後の容器が密封性能や遮へい性能を維持することである。
【OCL 菊池】
3E.25 高燃焼度使用済燃料向け中性子吸収材 MAXUS の開発
Development of Neutron Absorber (MAXUS) for High Burn-up Spent Nuclear
Fuel
Toshiaki Yamazaki, Nippon Light Metal, Japan
ボロン含有量 70wt％まで高めた新しい中性子吸収材 MAXUS が開発された。MAXUS
板はサンドイッチ構造であり、粉末冶金プロセスにより製造される。MAXUS 板は機械的
にも物理的にも信頼できる中性子吸収材であることが示された。
【OCL 菊池】
3E.26 国際キャスク群に関するフランス原子力庁とトランスニュークリア社の共同事業
CEA/TN International Joint Venture for an International Casks Fleet
Jérôme Dumesnil, CEA, France
フランス原子力庁とトランスニュークリア社の提携の重要側面は次のとおりである。
・ フランス原子力庁とトランスニュークリア社の両方で作られた放射性物質輸送容器
の共通保管場所の建設
・ 輸送容器の駐車場の共同経営の保証
・ 輸送容器の駐車場の維持の保証
・ 産業的に輸送容器の保管場所を使用すること
・ 研究開発活動の共同出資
【OCL 菊池】
3E.27 韓国における KN-12 の定期検査
Periodic Inspection for KN-12 in Korea
Bok Hyoung Lee, Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), Korea
最初の定期検査は 2006 年後半から 2007 年前半まで行われた。検査を通して KN-12 キャ
スクは性能を維持することが認可された。また、点検の結果は、追加調達された 3 基の KN-12
キャスクのための製造検査に、また、CE タイプ PWR 使用済燃料用の他のキャスクのため
の安全検査に有用な経験として実用化されるだろう。
90
【OCL 菊池】
3E.28 韓国における放射性物質輸送に関する安全規則
Safety Regulations for the transport of radioactive materials in Korea
Woon-Kap Cho, Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), Korea
MOST(科学技術省)は放射性物質の安全な輸送に対して責任がある韓国の所管官庁であ
る。また、KINS（韓国核安全機関）は科学技術省を支持するために実際的な規制活動を実
行している。放射性物質の輸送に関して、陸上、海上、航空のような輸送はすべて、科学
技術省と韓国核安全機関によって規制される。放射性物質の安全な輸送を含む原子力エネ
ルギーの使用に関する管理規則は原子エネルギー法（AEA）である。
【OCL 菊池】
3E.29 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクのバスケット用アルミニウム合金の開発と信頼性
確認
Development and Reliability Verification of Aluminum Alloys for Basket of
Transport and Storage Cask for Spent Nuclear Fuel
Takaharu Maeguchi, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan
輸送・貯蔵中の高い温度と照射によって機械的性質が変わるため、バスケット材料 N-673
の長期健全性評価が必要である。N-673 の強度は長期貯蔵時の熱劣化に有意に影響を及ぼ
さないことがわかった。また、未臨界性の喪失に至るような大きなクリープ破断やクリー
プひずみはバスケットの仮定応力下では発生しないこと、常温において 1016n/cm2 の中性子
照射は N-673 の機械的性質に影響を与えないことがわかった。
【OCL 菊池】
3E.30 エポキシ系レジンの硬化挙動のシミュレーションを適用した金属キャスク中性子遮
へい材製作条件の最適化
Optimization of Fabrication Condition of Metal Cask Neutron Shielding Part
Which Applied Simulation of Curing Behavior of Epoxy Resin
Mamoru Kamoshida, Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd., Japan
日立は使用済燃料貯蔵に用いられる金属キャスクの中性子遮へいのためのエポキシ系レ
ジンを開発し、レジンの製造条件の最適化のために化学反応シミュレーション法が開発さ
れた。また、化学反応シミュレーションとモックアップ試験は、一度に大量のレジンを処
理する製造方法の有効性を確定するために用いられた。モックアップ試験の結果、レジン
に有意なボイドや割れは観察されなかった。また、元素組成は均一であった。【OCL 菊池】
3E.31 フランス原子力庁マルクールサイトからの放射性物質安全輸送の体系化
Organizing the Safety of Radioactive Material Transports from the CEA
Marcoule site
Jean-Marc Moulinier, CEA, France
マルクールサイトでは約 1600 人が放射性物質廃棄物管理、将来の原子炉向け燃料の再処
理の研究開発、古い原子炉の汚染除去や解体等の研究に参画している。これらの活動の間
に研究者と技術者は他のフランス、ヨーロッパ、米国の研究所へ、又は、ほとんどの場合
廃棄物中間貯蔵施設へ放射性物質の輸送を一年に 1000 件近く発生させる。【OCL 菊池】
91
3E.32 落下試験条件下における気密の数値シミュレーション
Organizing the Safety of Radioactive Material Transports from the CEA
Marcoule site
Stefan Offermanns, Materialpruefungsanstalt Universitaet Stuttgart, Germany
ドイツのゴアレーベン中間貯蔵施設での輸送貯蔵兼用キャスクの取扱時には様々な落下
事故シナリオが起こりうる。ガラス状の高レベル廃棄物輸送貯蔵キャスクの例としてゴア
レーベン貯蔵施設における仮想事故条件下での密封システムの機械的性質の有限要素解析
が実行された。
【OCL 菊池】
3E.33 ポーランドにおける放射性物質の輸送規則と輸送
Transport Regulations and Transportation of Radioactive Materials in Poland
Tadeusz Dziubiak, National Atomic Energy Agency, Poland ：キャンセル
3E.34 使用済燃料輸送キャスク遮へい計算用断面積 SFCX-J33 の開発
Development of C ｒ oss Section SFCX-J33 for Spent Fuel Transport Cask
Shielding Calculation
Mitsuo Matsumoto, Nuclear Fuel Transport Co., Ltd., Japan
日本では遮へい解析用ライブラリとして DLC-23/CASK が 1973 年から使用され多くの実
績を有する。旧式化していること、鉄の粒子貫通等の点で欠点が指摘されているが、代替
ライブラリがないため使われ続けてきている。これに代わるものとして SFCX-J33 を開発
した。これは、50 群、JENDL-3.3 ベース、使いやすさといった特徴をもつ。SFCX-J33 は、
海上技術研究所にて Cf-252 線源を用いた遮へい実験により検証した。
【NFT 松本】
3E.35 放射性物質海上輸送事故時の緊急時対応支援システム用の大気及び海洋放出モデル
の改良
Improvement of Atmospheric and Ocean Dispersion Model in Supporting
System for Emergency Response to Maritime Transport Accdent Involving
Radioactive Material
Naoteru Odano, National Maritime Research Institute, Japan
放射性物質海上輸送時の緊急時対応システムに地形データ及び大気流を取り入れた改良
を行った。本システムは海上運送の事故と同様に放射性物質の輸送時のテロに対する非常
時の対応サポートに役立つものである。
【NFT 高月】
3E.36 金属廃棄物の最適利用による最終処分用容器
Packages for Final Storage with Optimized Use of Metallic Waste
Wolfgang Steinwarz, Siempelkamp Nukleartechnik GmbH, Germany
原子力発電所のデコミッショニングで発生する金属類を処分容器などに再利用するため、
冶金及び落下時の強度の観点から評価を行った。製品の品質について UT により確認したと
ころ欠陥は確認されず、以前と変わらない高い品質を持つことが確認された。【NFT 高月】
92
3E.37 PNTL の新船－PNTL 船団に加わる新船進水の報告
A New Ship for PNTL – A Report on the Launch of the Latest Ship to Join the
PNTL Fleet
Steve Dutton, British Nuclear Group, UK
新造船パシフィックヘロン号は INF3 船に適合する運搬船である。油汚染対策として三重
船殻構造を有し、ブリッジにて各種操作が可能であり、セキュリティ対策を考慮に入れる
など従来船に比べ環境及び安全性能の改良を施している。
【NFT 高月】
3E.38 “製造のための設計”新設計核分裂性物質輸送物に関する臨界性の考慮を経た検討
“Design to Manufacture ” A Journey Through Criticality Considerations for
New Design Fissile Material Transport Package
Michelle Nuttall, Sellafield Ltd., UK ：キャンセル
3E.39 KN-12 輸送キャスクの使用前検査のための遮へい性能試験
Shielding Integrity Test for Pre-service Inspection of KN-12 Transport Cask
Il Je Cho, Korea Atomic Energy Research Institute, Korea
SF 輸送容器として使用する KN-12 型について、中性子とガンマ線を径方向の４ヶ所の
それぞれの高さにおける測定と MCNP を用いた解析を行った。いずれの評価点において中
性子とガンマ線とも、C/E は比較的良い一致をみたが、底部のモデルの改良が望まれる。
【NFT 高月】
3E.40 放射性物質輸送物設計の相互承認の枠組み
A Framework for Bi-Lateral Approval of Radioactive Material Transportation
Package Designs
Meraj Rahimi, Nuclear Regulatory Commission, USA ：口頭発表の 5C.8 に移動した。
3E.41 ランチョ･セコ原子炉容器細断プロジェクト
Rancho Seco Reactor Vessel Segmentation Project
Sacramento Municipal Utility District, USA
Rancho Seco の廃炉を処分場に輸送するにあたり、取扱可能な寸法及び重量に分割する
必要がある。原子炉容器はフランジ部、ノズル部などの部材ごとに計 21 のセクションに分
割された。また各部の組成情報や線量率を提供した。
【NFT 高月】
3E.42 輸送及び乾式貯蔵の使用済燃料解析及び認可のための燃焼度クレジットの状況
Status of Burnup Credit for Spent Fuel Analysis and Certification in
Transportation and Dry Storage
Andrew B. Barto, Nuclear Regulatory Commission, USA
DOE と ORNL は共同で燃焼度クレジットの実験データを取得しており、NRC ではガイ
ド文書である ISG-8 を発行している。現在 ISG-8 の最新版は 2002 年に変更された Rev.2
であり、燃焼度の測定やベンチマークが課題として残されている。
93
【NFT 高月】
3E.43 DOE-ロシア研究炉燃料返還プログラムで使用する新しい輸送/貯蔵キャスクシステ
ムの開発
Development of a New Transportation/Storage Cask System for Use by the
DOE Russian Research Reactor Fuel Return Program
Michael J Tyacke, Idaho National Laboratory, USA
米国、ロシア、IAEA 共同でソビエトで設計された研究用原子炉に供給された高濃縮ウラ
ン(HEU)燃料をロシアに返還するため、新しい大容量輸送/格納キャスクシステムを設計し
た。この VPVR/M キャスクは IAEA の品質監査を受け、初回輸送がチェコから開始され、
将来的にはブルガリア、ハンガリー、ポーランドで使用される。
【NFT 高月】
3E.44 世界における使用済燃料中のアクチノイドの分離プロセス研究の概観
Overview of the Separation Processes Studied Worldwide for the Actinides in
Spent Fuels
Ashraf El Sayed Mohamed, AGS, Egypt ：キャンセル
3E.45 消費者用危険物供給チェーンにおける放射性物質の追跡及び監視
Tracking and Monitoring of Radioactive Materials in the Commercial
Hazardous Materials Supply Chain
Randy M. Walker, Oak Ridge National Laboratory, USA
密封線源の供給者の RFID システムを評価し、RFID タグが医療用放射性物質の航空輸送
の追跡及び監視に効果的であることがわかった。RFID タグシステムを完成させるとともに
国全体の供給者がカバーされるようにする。
【NFT 高月】
3E.46 ：キャンセル
3E.47 輸送容器と輸送の安全－エネルギー省サイトの浄化・閉鎖に不可欠
Packaging and Transportation Safety – Critical to Department of Energy Site
Cleanup and Closure
Ella McNeil, Department of Energy, USA
DOE サイトの浄化・閉鎖のために不可欠とされる輸送において、輸送容器の認可プログ
ラムの概要、目標と計画、現在までの経緯が紹介された。QA 監査と評価及び教育訓練を重
視しており、バーチャル研究所、容器のライフサイクルマネージメント、実証試験が当面
の計画である。
【NFT 高月】
3E.48 プール外で装荷した輸送物を用いた使用済燃料輸送
Spent Fuel Transport Using a Cask Charged outside the Pool
Marco Nasta, Sogin, Italy
2007 年の 5 月から 7 月にかけてプールの外におけるキャスクへの装荷作業を 10 回行っ
たが、特に大きな問題はなかった。作業員の最大被ばく量は１回の作業で 50μSv 以下であ
り、10 回の合計では 1.5m man･Sv 以下であった。
94
【NFT 高月】
第５章
PL-1
パネル討論
当局承認輸送物の試験
Testing of Competent Authority Approved Packages
Chairs: Roland Pope, Consutant (USA) and Jim Stewart DfT (UK)
Ronald Pope と Jim Stewart が座長となり、セッション１A と２A の発表者で、輸送規
則を超える環境下での輸送容器の実証試験に関するパネルセッションが行われた。輸送規
則を超えるテストがこれまでに各国で行われてきたが、その結果によって、輸送規則を強
化する必要があるかどうか、が主な論点となった。規則要件を超える落下試験、火災試験、
及びその解析を行ってきたパネルの参加者は、輸送規則はほとんどの想定事象をカバーし
ており、輸送規則要件を超える試験を輸送規則に反映させる必要はない。また、輸送規則
要件を超える試験結果を容器の設計に反映させる必要はないということが議論の結論とな
った。
PL-2
【電中研津旨】
将来輸送への挑戦
Future Logistic Challenges
Chairs: William Wilkinson, WNTI (UK)
パネラーは Flank Baulton(BHP), Michel Hartenstein(AREVA), Malcom Miller(INS)
であり、フロント輸送ではウラニウム生産の変更やアメリカの GNEP による Back End 輸
送の増大、先進的高速増殖炉、小型原子炉輸送など輸送業界を取り巻く変化に対して、産
業界が働きかけていくべき項目について史観が議論された。歴史的には業界として、SF,
HLW, MOX などの良好な経験、知識を基に今後増大する各種輸送に対応可能であるとする
ものの、最近の輸送遅延・拒否問題に見られるように、セキュリティ、PA、緊急時対応へ
の焦点、広義の政治的保障などの課題があり、これらは政府やステークホルダーからの要
求と経済性とのバランスを取りながら産業界が取り組まなければならないことなどが指摘
された。聴衆からも放射性物質輸送は、石油・ガスなどの化石燃料輸送に比べ安全コスト
プレッシャーが強く、より厳格な要求への対応が必要だとの意見もあった。今後の輸送業
界は、従前の良好な実績に加え変化に対応した“チャレンジ”を引き続き実施するべきと
のまとめであった。
PL-3
【NFT／松本】
当局承認を要しない輸送物－試験と実際の事故
Non-competent Authority Approved Packages — Testing and Real Accidents
Chairs: Chi-Fung Tso, Arup (UK)
適用除外輸送容器に対する試験に関する検討として座長より英国での実績等をベースに
説明が行われた。主として薬品の輸送であり、英国国内での輸送のうち 60％適用除外輸送
容器による輸送である。実際の事故に巻き込まれた件数も陸上輸送、航空輸送ともに過去
95
数十年の間に 30 件程度発生しているが放射能漏れ等の報告はない。IAEA 本部で適用除外
輸送容器を用いた 10～11m の落下試験を実施したビデオが放映された。15cm 立方程度の
段ボール箱に収納された適用除外輸送容器を建屋屋上より落下させたが内容物は健全であ
った（今回の発表のためだけに実施？）。また、規則要件を超えた試験として、会場にて
志願者によるハンマーを用いた打撃試験？が行われ、健全性が確認された。（ほとんどジ
ョーク的な催しであった）
PL-4
【TN 谷内】
安全及び公衆の認知に関する最近の課題
Emerging Issues in Safety and Public Awareness
Chairs: Lorne Green (UK)
パネラーは、R. Fisk(TLI), M. Grimson(RIA, WNTI), G. Carter(INS)で、3 人の基調講演
のテーマはそれぞれ、次のとおり。
(1)輸送業界の安全についての公衆理解の商業的な影響
(2)放射性物質の輸送に関する公衆理解の改善
(3)放射性物質輸送業界に於ける対話操作の将来の方向
(1)では公衆理解の手段として、現在は新聞や雑誌の他に WEB サイトや政府のプログラム
も考慮する必要があるとのこと。(2)では、誰が、何時、何を知るかが大切であり、また、
公衆も潜在的な不安を容認することが必要であること、(3)では、将来の戦略として、対話
について是正措置も必要であること、説明には一貫性を持たせることが必要であること、
また、対話が成功したかどうかの尺度を持つ必要があるとの説明があった。
【HZ 浅野】
PL-5
輸送拒否
Denial of Shipments
Chairs: Jack Edlow, EDLOW (USA) and Sylvain Faille, CNSC (Canada) ：キャンセル
PL-6
安全と保安におけるステークホルダとの情報共有の課題
Stakeholder Interface Issues in Safety and Security
Chairs: Jeremy Rolstone, DfT (UK) and Earl Easton, NRC (USA)
パネラーは、緊急時対応訓練の計画・実施のコンサルタント、実施した地方自治体職員、
訓練に参加した住民代表であり、訓練計画での注意点、訓練における状況、気付き事項等
が述べられた。これに対し、聴衆からは訓練計画がお仕着せであり欠陥があるとの厳しい
指摘があったものの、参加して勉強になった、参加してみたい、もっと多くの人が参加す
べき、現実的なシナリオが望ましい等の前向きな意見が多かった。肝心の情報管理に関す
る議論はほとんどなかった。
【NFT 広瀬】
96
第６章
展
示
展示は、並行セッション会場の横のスペースで 10 月 22 日(月)10:00 から 25 日(木)11:00
まで開催され、下記 32 社の出展を得て盛況であった。日本からは 3 社が出展した。
輸送会社、キャスク設計・製造会社から材料、部品、計測器、出版、更には国家プロジェ
クトや新都市建設紹介までバラエティに富んだ展示であった。
(1)
Alaron Corporation：放射性廃棄物処理施設等を有する総合原子力サービス会社。
最近、キャスク保守施設を建設。展示は会社のイメージパネルのみ。
(2)
Alcan Excluded Products：旧ペシネーの一部門で、B-AL を含むアルミ合金を供給
する。パネルに加え、アルミ合金のサンプルを展示。
(3)
Alpha-Omega Services, Inc.：放射性同位元素を中心とした放射性物質を供給し、
あわせて輸送容器の販売・リースも行う。
(4)
Attention IT, Inc.：廃棄物処理・管理関係を得意とするソフトウエア会社。RFTD
（核物質管理用無線タグ）を扱っている。
(5)
Ceradyne, Inc.：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。
(6)
Columbiana Hi Tech, LLC：大手製缶会社で、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している。
(7)
Commercial Vehicle Safety Alliance：北米の商用輸送車両の安全を促進する非営利
組織。放射性物質輸送については、経路計画、保安、追跡等を行っている。
(8)
Container Products Corporation：廃棄物コンテナ、廃棄物減容装置等を設計・製
作する。各種コンテナのパネルを展示。
(9)
E. J. Brooks Co.：140 年以上の歴史を誇る鍵のメーカ。セキュリティ･シールを含
む各種の鍵・シールのサンプルを展示。
(10) Eagle-Picher Boron, LLC：ボロン等の濃縮を主とする会社であるが、それを添加
した合金も供給する。
(11) Edlow International Company：言わずと知れた最大手の輸送／輸送エンジニアリ
ング会社。社長の Jack Edlow 氏は IAEA 運搬拒否運営委員会の議長も務める。
(12) Forest City Mesa Del Sol：ニューメキシコ州アルバカーキ郊外に建設される新構想
都市の PR。目下建設中にて、2009 年から入居が始まる。
(13) General Plastics Manufacturing Co.：社名のとおりプラスチック製造メーカ。高
強度発泡ポリウレタン（商品名“LAST-A-FOAM”）のパネルとサンプルを展示。
(14) Holtec Manufactureing Division：コンクリートキャスク貯蔵で業界 No.1 に躍り出
た会社。コンクリートキャスク、燃料ラック等の設計部門、製造部門等をを紹介。
97
(15) International Isotopes, Inc.：B(U)型輸送容器と放射性物質に特化した輸送サービ
スを行う会社。
(16) International Nuclear Services：旧 BNFL 又は BNG。今回は 2 区画の控えめな展
示であったが、日本で建造中の運搬船“Pacific Heron”をアピールしていた。
(17) Joseph Oat Corporation：熱交・圧力容器等の製缶加工会社。ステンレス製ボルト
締めドラム缶（廃棄物ドラム）を展示。
(18) 木村化工機：同社設計・製造の数種類のキャスクのパネルを展示。キャスクについ
て問い合わせる人が多かった。
(19) Los Alamos National Lab / Off-Site Source Recovery：国家安全保障の観点から
DOE のもとで実施する国内外の廃棄線源を回収・処理するプログラムを紹介。
(20) Ludlum Measurements, Inc.：計測器会社で、放射線計測器を展示。
(21) Major Tool & Machine, Inc.：大手の機械加工会社。
(22) Maney Publishing：“Packaging, Transport, Storage & Security of Radioactive
Material”誌を発行する英国の大手出版会社。R. Pope 氏が同誌の編集長を務める。
(23) 三菱重工業：2 区画のうち、1 区画で MSF 型輸送貯蔵キャスク、他区画で米国向け
新型炉 US-APWR をパネル展示。
(24) Nuclear Filter Technology：処理後廃棄物の輸送・処分容器を供給する。サバンナ
リバー国立研究所開発の貝殻機構ドラム缶蓋締装置のライセンスを保持。
(25) 原燃輸送：パネル、VTR と“開栄丸”モデルを展示。開栄丸モデルに足を止める人
が多く、PNTL 船との違いに関する質問が多かった。
(26) Ranor, Inc.：機械加工・製造会社で、放射性物質輸送容器やキャニスターを製造。
(27) Robatel Industries：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。
(28) TN International, France / AREVA Group：今回最大の 4 区画を占め、パネル、キ
ャスクモデル、VTR 等を展示。多数の参加が目立った TNI/AREVA グループの寄り
合い場所となっていた。
(29) U.S. Department of Labor：労働省から、エネルギー産業雇用者傷病補償プログラ
ムの一環として実施されている核兵器作業従事者補償について紹介。
(30) United States Transport Council：米国輸送協議会。パンフレット展示。
(31) Westerman Companies Inc.：大手製缶会社で、UF6 シリンダ等を大量生産してい
る。2 番目の大きさの 3 区画にパネルと実物 UF6 シリンダ、オーバーパックを展示。
(32) World Nuclear Transport Institute：世界核輸送協会。英 BNFL、仏 TNI と日本の
電力会社が中心となって設立。パネルとパンフレット展示。
98
第７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晩餐会があ
り、晩餐会には約 500 人が参加した。このほか、毎朝、その日のセッションの議長・副議
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。また、セッション中間のティー･ブレークの飲物等、同伴者朝食はス
ポンサーによりサービスされた。
恒例の晩餐会は、18:30 からレセプション、19:30～22:00 が食事と催事で、青木賞発表と
講演があった。講演は“原子力の将来（A Nuclear Future）”と題して晩餐会スポンサー
である米国原子力学会(ANS)の W. Burchill 会長が米国を中心とした原子力と輸送の状況に
ついて 30 分にわたり概説したが、既にシンポジウム等で聞いて知られている話ばかりであ
り、聴衆を大いに退屈させた。
このほかに、非公式行事として火曜日夜には TNI/AREVA グループ主催のパーティーが
マイアミ市内ビスカヤ博物館・庭園を借り切って絢爛豪華に行なわれ、約 280 人の参加を
得て同グループの世界戦略にかける意気込みが示された。また、水曜日夜には原燃輸送主
催のパーティーがホテル内で行われ、日本の関係者を中心に約 70 名の参加を得た。
２． 青木賞
青木賞は、日本で開催された PATRAM92 の際に同組織委員長の故・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、毎回青木賞選考委員会が設置されて論文につい
ては聴衆の投票をベースに受賞者を選定し、晩餐会にて発表している。
青木賞は、永年功労者、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。なお、晩餐会後の金曜日の発表で優秀なものがあった場合は、次回
PATRAM で発表される。
（１） 永年功労賞
・ Dr. Bernhard Droste (ドイツ･連邦材料試験研究所)
・ Dr. Ken B. Sorenson（米国･サンディア国立研究所）
・ Edward R. Johnson（米国･JAI Corporation）
・ Areva-TN International 社*
* 従来は個人に贈られていたが、今回特別に法人にも贈られた。
（２） 優秀口頭発表論文
・ Doug Ammerman (サンディア国立研究所、米国)：「異なる標的への衝撃に対
する B 型輸送物の挙動評価」（2A.1）
99
・ Frank Nitsche, Ingo Reiche（ドイツ･連邦放射線防護局），Jim Stewart, Steve
Whittingham（英国･運輸省）：「放射性物質輸送物の輸送物設計安全報告書に
関する欧州技術ガイド」（3C.4）
・ 白井孝治、亘真澄、三枝利有（日本･電力中央研究所）：「強い地震にさらされ
るフリースタンディングの使用済燃料キャスクの実験的研究」（2E.4）
* 下線が口頭発表者
（３） 優秀ポスター発表論文
・ Sophie Le Mao, Marianne Moutarde, Marie-Therese Lizot, Gilles Sert (フラ
ンス･放射線防護研究所)：「輸送容器設計安全評価のための IRSN の経験フィ
ードバックのリスト」（3E.14）
・ Wolfgang Steinwarz（ドイツ･Siempelkamp Nukleartechnik 社）：「金属廃
棄物の最適利用による最終処分用容器」（3E.36）
・ Greg Morandin･Siavash Khajehpour（カナダ・カナダ原子力社）、Eric Freeman
（カナダ・オンタリオ発電）
：
「多目的輸送容器 -解析による設計と認可-」
（3E.11）
３． 次回 PATRAM
晩餐会において、次回 2010 年に開催される PATRAM2010 は英国がホストする旨、英国
運輸省 Jim Stewart 氏から発表された。開催時期及び場所は未定である。
４． 論文集
PATRAM2007 の論文集（Proceedings）は CD-ROM にて 2008 年 2 月までに参加者に
配布される予定である。
一方、英国 Maney 社が、PATRAM 発表と同等の論文の投稿を各著者に呼びかけており、
既 に 一 部 は 同 社 発 行 の “ Packaging, Transport, Storage & Security of Radioactive
Material”誌に掲載され始めている。
100
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)
101
付録 2：PATRAM2007 国別参加数
口頭発表
5
1
1
3
5
1
ﾌﾟﾚﾅﾘｰ
計
4
1
1
3
5
2
合
0
1
1
1
パネル
1
1
1
1
副議長
1
長
5
1
1
3
5
1
1
2
101
37
38
33
25
8
5
4
4
2
2
1
1
0
1
1
1
1
1
講演
16
2
6
2
2
10
6
4
4
4
1
1
2
1
1
2
1
1
1
1
1
0
0
1
1
議
0
1
2
2
数
1
4
1
セッション
実
1
105
38
38
33
26
10
7
4
4
3
2
2
2
2
1
1
1
1
1
キャンセル
1
1
2
1
1
エントリ
1
1
10
4
5
7
3
6
1
1
2
1
1
1
1
1
数
1
1
1
合計
実
1
10
4
5
7
4
6
1
キャンセル
2
2
91
33
33
26
22
2
4
4
3
0
1
1
1
0
1
1
1
1
1
エントリ
IAEA
IMO
ISO
EC
WNTI
4
1
数
25
26
27
28
29
95
34
33
26
22
4
6
4
3
1
1
1
2
1
1
1
1
1
1
実
USA
France
Germany
Japan
UK
Korea
Russia
Sweden
Canada
Brazil
Italy
Egypt
India
Argentina
Belgium
Burgaria
Czech
New Zealand
Taiwan
Romania
Argeria
China
Poland
Netherland
キャンセル
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
エントリ
No
Country/
Organization
ﾎﾟｽﾀｰ発表
2
28
8
10
6
8
2
1
1
1
0
0
0
4
1
1
3
5
2
1
1
1
2
1
1
1
合
計
255 15 240 45 4 41 300 19 281 33 33
5
68
7
注 1：プログラム等では、IAEA は Austria、IMO は UK、ISO は Swiss、EC は Belgium と Netherland、
WNTI は UK(3)と Canada、Netherland で登録されている。
注 2：フランス･米国･日本をあわせた TNI/AREVA Gr の論文数は 34、一方、旧 BNFL Gr は 12。
102
付録 3：PATRAM2007 セッション構成
22 日（月）
23 日（火）
24 日（水）
25 日（木）
26 日（金）
PS-5： ロンドンでの Po-210
PS-2：放射性物質安全輸送に PS-3：米国輸送協議会からの PS-4：日本における使用済燃
の除染－緊急時の関係機関間
おける IAEA の活動
展望
料貯蔵/輸送容器の試験
の業務の経験
午
前
(1) 開会挨拶
2A：規則試験環境とは異なる
3A：落下試験－Ⅰ
環境での輸送物試験－Ⅱ
(2) 開会挨拶
2B：放射線防護
(3) ユッカマウンテンプロジ
ェクトの最新情報
2C：国際保安の努力と緊急時
3C：規則の適用
対応
(4) 放射性物質の輸送におい
て浮かび上がっている問題
2D：放射線防護及びマネジメ 3D：管理研究炉燃料及び六フ
4D：海上及び鉄道による輸送 5D：輸送拒否及び遅延
ント管理
ッ化ウランの輸送
昼
103
午
後
1D：混合酸化物燃料の輸送
PL5：輸送拒否
PL6：安全と保安におけるステ
ークホルダとの情報共有の課題
5E：落下試験－B/熱試験及び
解析－B
4F：設計及び材料－バスケット、 5F：設計と材料－緩衝体、品
ガンマ線及び中性子遮へい材
質保証
4E：衝撃解析
2F：臨界及び遮へい
2H：マネジメント管理
4C：核物質防護措置及び緊急
5C：輸送安全管理
時対応
PL3：当局承認を要しない輸
送物－試験と実際の事故
PL4：安全及び公衆の認知に
関する最近の課題
1A：規則試験環境とは異なる
2E：様々な衝撃事象の解析
環境での輸送物試験－Ⅰ
1C：保安（セキュリティ）及
2G：輸送物設計－廃棄物
びリスク評価概要
5A：設計方法論
3B：構造材料／被覆材／線源
5B：材料相互作用／密封／シ
4B：輸送物設計－使用済燃料
容器
ール
PS-1：ドイツにおける規則試 PL1：当局承認輸送物の試験
験基準を超える環境でのB型
PL2：安全及び公衆の認知に
輸送物の試験
関する最近の課題
1B：輸送物設計－新燃料
4A：熱試験及び解析－Ⅰ
3E：ポスター発表
4G：安全の実証
5G：リスク評価
4H：大型対象物の輸送/一般
的事項
5H：使用済燃料及び高レベル
廃棄物の輸送・貯蔵

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

コテージ貸切信越雪遊び三昧2015春 主催OCH

（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

（研究） 【ドアアウタパネル取替作業】

［別紙様式1］見本 機械類輸入承認申請明細書 受付年月日 申請者名

前書き（PDF 58k）

160725 第7回ロールモデル提供セミナー チラシPDF