第１６回
放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議
ＰＡＴＲＡＭ２００７
ＰＡＴＲＡＭ２０１０
報告書
監修
有冨
正憲
2010年10月3～8日
International Maritime Organization Headquarters,
London, UK
国立大学法人 東京工業大学
原 燃 輸 送 株 式 会 社
第 16 回
放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議
PATRAM2010 報告書
2010 年 10 月 3 日－8 日
国立大学法人 東京工業大学
原 燃 輸 送 株 式 会 社
はじめに
PATRAM（International Symposium on the Packaging and Transportation
of Radioactive Materials、放射性物質輸送容器及び輸送に関する国際会議）は
3 年ごとに開催される放射性物質の輸送に関する最大規模の国際会議であり、第
1 回は 1965 年に米国のアルバカーキで開催された。第 5 回まではすべて米国で
開催されたが、第 6 回からは米国とそれ以外の国が交互に開催するようになっ
た。我が国でも、青木成文先生を組織委員長として 1992 年に第 10 回目である
PATRAM 92 を横浜で開催した。従来から発表内容は、輸送物の開発・設計・
試験や国際原子力機関（IAEA）の放射性物質安全輸送規則に反映されてきた。
今回の PATRAM2010 は第 16 回目であり、英国・ロンドンの国際海事機関
（IMO）本部で 2010 年 10 月 3 日から 8 日にかけ、英国運輸省（DfT）の主催
にて開催された。発表論文数・参加者とも過去最大規模であり、我が国からも
約 70 名の参加があって盛大な会合となった。初日の午前中は開会セッションが
行われ、午後から最終日の昼まで論文口頭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、午後のパネル討論、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。
今回は“未来を見つめて”とのテーマを据えるとともに対象の裾野を広げる
努力がなされた結果、折からの IAEA 規則改訂関係を含め広範囲に今日的なト
ピックスを網羅した論文発表がなされ、世代交代も含めて放射性物質輸送の世
界が新たな第一歩を踏み出した感のある会合となった。従来どおりの輸送物試
験・設計・解析、輸送方法・経験に関する発表も健在であったが、新たな輸送
物や規定、輸送・貯蔵課題、セキュリティ、輸送拒否・遅延といった今まさに、
あるいは今からまさに、といった話題が豊富であったことが特徴としてあげら
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、PATRAM2010
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 22 年 11 月 30 日
東京工業大学原子炉工学研究所
有
冨
正
憲
第 16 回
放射性物質輸送容器と輸送に関する国際会議
PATRAM2010 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
平
尾
好
弘
(独)海上技術安全研究所海洋リスク評価系
山
本
清
明
(独)日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所
宗
像
雅
弘
(独)日本原子力研究開発機構安全研究センター
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
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
高
橋
忠
克
東京電力(株)原子燃料サイクル部
中
西
誠一郎
関西電力(株)原子燃料サイクル室
浅
井
啓
輔
中部電力(株)原子力部
藤
本
武
日本原子力発電(株)発電管理室
田
巻
紀
彦
日本原燃(株)燃料製造事業準備室
長
友
広
道
海外再処理委員会事務局
鈴
木
浩
三菱総合研究所科学・安全政策研究本部
高
橋
拓
也
日立 GE ニュークリアエナジー原子力プラント部
浅
野
良
二
日立造船(株)プラント・原子力機器統括部
岡
田
潤
日立造船(株)技術研究所
芦
田
知
日立造船(株)技術研究所
塚
本
計
日立造船(株)プロジェクト部
下
条
純
(株)神戸製鋼所機器工場技術室
川
原
康
博
木村化工機(株)エネルギー･環境事業部
谷
内
廣
明
トランスニュークリア(株)技術部
溝
渕
博
紀
(株)オー・シー・エル設計部
茂手木
裕
一
(株)オー・シー・エル設計部
大
石
真
也
(株)オー・シー・エル設計部
寺
井
康
純
原燃輸送(株)技術部
藤
田
佳
之
原燃輸送(株)技術部
高
橋
純
原燃輸送(株)新燃料技術部
田
中
ゆかり
広
瀬
誠
吏
原燃輸送(株)企画部
原燃輸送(株)技術部・企画部
以上
目
第１章
次
ＰＡＴＲＡＭ２０１０の概要
１．ＰＡＴＲＡＭの概要 ............................................................................................... 1
２．ＰＡＴＲＡＭの２０１０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.................................................................................................................... 3
第２章
講演
１． 開会セッション
（１）開会挨拶 ............................................................................................................. 4
WA-1 開会挨拶１（英国運輸省） ................................................................................4
WA-2 開会挨拶２（国際原子力機関） .........................................................................4
WA-3 開会挨拶３（国際海事機関） .............................................................................4
WA-4 開会挨拶４（世界原子力輸送協会） ..................................................................5
（２）開会全体セッション................................................................................................ 5
OP-1 原子炉建設計画－輸送への影響 .........................................................................5
OP-2 欧州における原子力に関する枠組みの策定－輸送に関する展望 ....................... 5
OP-3 貯蔵と輸送の“新たな時代” .............................................................................6
OP-4 日本における核物質の輸送と貯蔵 ......................................................................6
２． 全体セッション
PS-1
廃止措置を含む放射性物質の輸送・貯蔵容器の開発と評価 .............................. 7
PS-2.1 アフリカにおける放射性物質の輸送について：ナイジェリアでの実績............. 7
PS-2.2 南アフリカでの放射性物質の輸送に係る規制状況について .............................. 8
PS-3
放射性物質輸送のセキュリティ .........................................................................8
※ 以下は、キャンセルされた発表は除く。
第３章
口頭発表
セッション T1
使用済燃料輸送物設計 (Spent Fuel Package Designs)
T01.1 ピエモンテ原子力発電所で生じる使用済燃料の輸送容器の認可取得と製造に
関するイタリアとフランスの経験 .................................................................... ９
T01.2 クレーン容量 25 トンの施設で使用する輸送容器の開発 ....................................9
T01.3 新しい兼用キャスクの開発 .................................................................................10
T01.4 ロシア製研究炉からの使用済燃料輸送のための C 型輸送物の開発 ...................10
(i)
セッション T2
放射線防護 (Radiation Protection)
T02.1 輸送物と輸送手段の放射線レベル及び表面汚染の測定 ...................................... 10
T02.2 回転により制限される取扱装置の特許を得た解決法..........................................11
T02.3 使用済燃料貯蔵及び輸送の放射線学的安全性 ....................................................11
T02.4 使用済燃料キャスクに関する TN インターナショナルの輸送手順：可搬性
ツール .................................................................................................................11
T02.5 国際間輸送物の線量評価を支援するためのモンテカルロコード“MCBEND”
及び決定論コード“ATTILA”の利用................................................................11
セッション T3
セキュリティ
1
(Security 1)
T03.1 放射性及び核物質輸送セキュリティ ..................................................................12
T03.2 輸送セキュリティに関する IAEA の支援・訓練プログラム ..............................12
T03.3 輸送セキュリティ－事業者の視点......................................................................12
T03.4 情報の保護：核物質の物的防護の基本要素 .......................................................13
セッション T4
熱解析 (Thermal Analysis)
T04.1 除熱に関するコンピュータ流体力学(CFD)設計及びモックアップ試験 ............. 13
T04.2 伝熱試験におけるコルク及び木材の熱的性能のモデル化 ..................................13
T04.3 木製衝撃緩衝体の熱遮へい ................................................................................14
T04.4 規則を超える火災にさらされた使用済燃料集合体輸送用キャスクの挙動 .........14
セッション T5
同位元素/線源輸送容器設計 (Isotopes/Sources Packaging Design)
T05.1 B(U)型輸送キャスクとしての BI-TL-300 機器の設計及び開発..........................14
T05.2 大型医療用及び産業用線源を輸送する B 型輸送物 ............................................14
T05.4 TN PNS－新しいタイプのキャスク ...................................................................15
T05.5 トリチウム輸送物の開発.....................................................................................15
セッション T6
公衆との接点 (Interfacing with the Public)
T06.1 コンラッド処分場への放射性廃棄物の輸送の安全解析–廃棄物のデータシナ
リオ ....................................................................................................................15
T06.2 コンラッド処分場への放射性廃棄物の輸送の安全解析–方法と結果..................15
T06.3 公衆の許容性－表紙で書籍を判断することはできない......................................16
T06.4 欧日間のバックエンド輸送に関する PA 手法.....................................................16
T06.5 コミュニケーションと放射性物質輸送...............................................................16
T06.6 ニューメディアを用いた放射性物質輸送のコミュニケーション .......................17
セッション T7
核分裂性適用除外規定 (Fissile Exceptions)
T07.1 提案された TS-R-1 変更による核分裂性物質輸送への影響 ...............................17
T07.2 核分裂性物質輸送要件の適用除外に関する変更提案の概要 ..............................17
T07.3 IAEA 輸送規則の最新改訂提案による核分裂性物質輸送の変化 ........................18
T07.4 当局承認核分裂性適用除外－一規制者の観点....................................................18
(ii)
T07.5 なぜ核分裂性適用除外物質に CH2 減速を考慮するか？ ....................................18
T07.6 10 CFR Part 71 における核分裂性物質の一般認可と分類からの免除の基盤....19
セッション T8
使用済燃料挙動 (Spentfuel Behaviour)
T08.1 事故条件下の高燃焼度使用済燃料集合体の構造安全性の解析評価....................19
T08.2 使用済燃料被覆管の曲げ試験に関する有限要素法解析......................................19
T08.3 日本の原子力発電所での乾式貯蔵における使用済燃料健全性調査....................20
T08.4 照射済燃料被覆管のクリープモデル ..................................................................20
T08.5 スウェーデンにおける使用済燃料の品質保証のためのデータベースの開発 .....20
セッション T9
燃焼度クレジット (Burn-up Credit)
T09.1 米国における燃焼度クレジットの規則ガイダンスの技術基盤の開発 ................21
T09.2 TN24E 輸送貯蔵キャスクの燃焼度クレジットとフランスで実施した HTC
＆FP 実験の近似性に関する研究 .......................................................................21
T09.3 輸送キャスクの臨界安全解析における燃焼度クレジットの妥当性確認を行う
TSUNAMI と TSURFER の適用.......................................................................21
T09.4 UO2 使用済燃料集合体の輸送/貯蔵キャスクへの燃焼度クレジット適用 ...........22
セッション T10
高レベル廃棄物
(High Level Waste)
T10.1 前処理から生じる圧縮金属廃棄物を収納した汎用キャニスタの欧州における
最初の輸送実績 ..................................................................................................22
T10.2 英国セラフィールドから欧州大陸に返還されるガラス固化放射性廃棄物輸送
に用いる新型キャスク CASTOR HAW28M の適用...........................................22
T10.3 ガラス固化高レベル放射性廃棄物のセラフィールドからスイスへの輸送 .........23
T10.4 将来の深地層処分場への廃棄物輸送要件 ...........................................................23
T10.5 核燃料サイクル設計と使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の輸送との相互
依存 ....................................................................................................................24
セッション T11
セキュリティ 2
(Security 2)
T11.1 機微な核物質の輸送に用いられる車両の強化された防護に関する評価と承認 ..24
T11.2 輸送中の核物質輸送物のリアルタイム・トラッキング ......................................25
T11.3 UF6 シリンダの世界規模での識別と監視 ...........................................................25
T11.4 貯蔵及び輸送中の放射性物質のサボタージュ ....................................................25
セッション T12
熱研究 (Thermal Studies)
T12.1 プルトニウム航空輸送物の規則火災試験：JP-4 又は JP-5 と JP-8 航空燃料 ....26
T12.2 鉄道用キャスクサイズの熱量計の火災試験と解析 .............................................26
T12.3 UF6 輸送と熱的適合性の将来 .............................................................................26
T12.4 規則火災試験にさらされた裸の 48Y UF6 輸送容器の熱力学的研究 ...................27
セッション T13
臨界解析
(Criticality Analysis)
T13.1 BWR 燃料輸送容器の臨界評価における実現象の考慮....................................... 27
(iii)
T13.2 臨界解析での反応度を実証するための摂動解析 ................................................ 27
T13.3 ポリウレタンフォームを使用した場合の臨界評価............................................. 28
T13.4 輸送の臨界解析手法の評価
RWMD 使用済燃料処分用キャニスタ輸送
コンテナ ............................................................................................................. 28
T13.5 核分裂性適用除外－CSI 管理を必要とする輸送物の全体枠組み ....................... 28
セッション T14
大型機器 (Large Components)
T14.1 ドイツにおける大型機器輸送経験と規制面について .........................................29
T14.2 大型機器の輸送における力学設計評価面での経験について ..............................29
T14.3 TS-R-１要件に関連した蒸気発生器の認可について ..........................................29
T14.4 大型輸送容器中の非燃料固体放射化汚染物質の輸送について........................... 30
T14.5 廃止措置作業からの大型フロントエンド設備の輸送について........................... 30
セッション T15
フロントエンド及びリサイクル物質 （Front End and Recycle Material）
T15.1 フロントエンド輸送－2020 年への挑戦 ............................................................. 30
T15.3 回収濃縮ウランの輸送........................................................................................ 31
T15.4 JAEA 輸送経験を踏まえた今後の MOX 輸送の展望.......................................... 31
T15.5 プルトニウム酸化物及び混合酸化物の輸送容器と国境を越える輸送 ................ 31
セッション T16
構造手法 (Structural Methods)
T16.1 使用済燃料及び HLW 輸送容器設計の機械設計評価手法 ..................................32
T16.2 動的有限要素解析の適用性－材料破損手法 .......................................................32
T16.3 落下衝撃中の使用済燃料輸送容器密封蓋へのギャップの影響...........................32
T16.4 アルミニウム緩衝材を有する輸送貯蔵キャスクの 9m 落下数値シミュレー
ション.................................................................................................................33
T16.5 使用済燃料貯蔵輸送容器に対するひずみをベースとした許容基準....................33
セッション T17
緩衝体材料/構造材料 (Impact Limiter Materials/ Structural
Materials)
T17.1 大型金属キャスクに関する単一胴と多層胴構造の比較 ...................................... 33
T17.2 動的荷重を受けるダクタイル鋳鉄の動的破壊靭性試験 ...................................... 33
T17.3 重量キャスクの緩衝材料としての硬質発泡ポリウレタンの可能性調査 ............. 34
T17.4 火災条件にさらされる環状領域内の発泡ポリウレタンの熱劣化のモデル化 ...... 34
T17.5 新しく信頼性のある放射性物質輸送用の水素リスク緩和システム .................... 34
セッション T18
廃棄物管理 (Waste Management)
T18.1 低レベル廃棄物及び危険性廃棄物用のソフトパッケージ...................................35
T18.2 放射性廃棄物のインベントリ等の予測及び梱包と輸送のための特性化の実施 ..35
T18.3 鉄道で山を動かす！............................................................................................35
T18.4 輸送安全・適合保証課題の検討におけるプロセス改善機会の識別 ....................35
T18.5 放射性廃棄物と核分裂性適用除外規定 ...............................................................36
(iv)
T18.6 フランスにおけるα核種による汚染廃棄物の輸送の最適化 ...............................36
セッション T19
構造ベンチマーク (Structural Benchmarking)
T19.1 試験から適正な有限要素モデルへ～IAEA 貫通試験による鋳鉄キャスクの
安全評価..............................................................................................................36
T19.2 CASTOR HAW/TB2 モデルキャスクの有限要素解析と試験による解析モデル
の検証 .................................................................................................................36
T19.3 使用済燃料キャスクの 1/3 スケールモデルの落下試験を用いた数値解析の
検証.....................................................................................................................37
T19.4 輸送容器落下解析を用いた解析手法及び解析コードのベンチマーク.................37
T19.5 試験データと古典的基本計算の比較による LS-DYNA 有限要素衝撃計算の
検証.................................................................................................................... 37
T19.6 鉛キャスク（BLC）の数値シミュレーションと試験 ........................................ 37
セッション T20
長期貯蔵戦略 (Long Term Storage Storagety)
T20.1 長期中間貯蔵キャスクの経年変化管理............................................................... 38
T20.2 ボーリング孔設置技術を用いた塩の中への使用済燃料直接処分に関する BSK3
概念 .................................................................................................................... 38
T20.3 輸送後に中間貯蔵する場合と中間貯蔵後に輸送する場合の輸送容器設計に
与える影響 .........................................................................................................38
T20.4 金属製乾式兼用キャスクを用いた長期貯蔵後の輸送機能維持の確認 ................38
T20.5 既に乾式中間貯蔵された使用済燃料の輸送認可に関する考察...........................39
T20.6 使用済燃料管理のための先進的解決法...............................................................39
セッション T21
遮へい計算 (Shielding Calculations)
T21.1 輸送・貯蔵キャスクの遮へい計算への敵将に関するモンテカルロコード
MCNP と MONACO の比較 ............................................................................. 39
T21.2 線源計算プログラム TRITON と ORIGEN 2 の比較........................................ 40
T21.3 使用済燃料キャスク及びキャスク貯蔵施設の遮へい計算用断面積ライブラリ
の研究................................................................................................................ 40
T21.4 輸送物設計への高燃焼度化の影響：放射線遮へいの展望 ................................. 40
セッション T22
線源及び放射性医薬品 (Source and Radiopharmaceuticals)
T22.3 線源の管理と輸送の関わり合い ........................................................................ 40
T22.4 放射性及び核物質の信頼できる海上輸送の停止 ............................................... 41
T22.5 外国における梱包された材料............................................................................ 41
セッション T23
許認可当局の活動 (Competent Authority Activities)
T23.1 放射性物質安全輸送に関する欧州許認可当局組合............................................ 41
T23.2 B(U)型及び核分裂性輸送物の承認に関するカナダ－米国共同ガイドの策定と
適用 ................................................................................................................... 41
(v)
T23.3 いかにして英国当局は非原子力小規模使用者の検査実施のリスクベース戦略
を策定したか..................................................................................................... 42
T23.4 効果的な解析の提出－規制者の展望 ................................................................. 42
T23.5 使用済燃料輸送キャスク評価における放射性物質放出の規制限度への適合性
検証 ................................................................................................................... 42
セッション T24
乾式貯蔵の課題 (Dry Storage Issues)
T24.1 国際プロジェクトへの挑戦 ................................................................................ 43
T24.2 英国向け鋳鉄製の輸送・貯蔵・処分用容器 ....................................................... 43
T24.3 貯蔵施設の設計パラメータが貯蔵キャスクの地震応答に及ぼす影響................ 43
T24.4 高密度貯蔵キャニスタの装荷時及び乾燥時の除熱評価 ..................................... 44
T24.5 貯蔵中の事故時評価に対する最適化手法と統計解析の適用 .............................. 44
セッション T25
遮へい材料、バスケット材料 (Shielding Materials, Basket Materials)
T25.1 中性子吸収材 Vyal-B の新しい用途................................................................... 44
T25.2 (U)HMW ポリエチレンの放射線遮へいに適用に関する放射線誘起による
構造特性の変化 ................................................................................................. 45
T25.3 輸送貯蔵キャスクに使用されるビニルエステル中性子遮へい材の熱時効 ........ 45
T25.4 鉛多層タイプキャスクの除熱性能及び鉛変形についての実験的検討 ............... 45
T25.5 燃料バスケットにおける Metamic-HT の役割－一般産業用の初めてのナノ
粒子ベース材料－.............................................................................................. 46
セッション T26
使用済燃料以外の輸送物設計
(Non Spent Fuel Package Design)
T26.2 商用グレード濃縮 UF6 の輸送の新容器－DN30 オーバーパック ..................... 46
T26.3 UX-30 の B 型輸送物としての承認 ................................................................... 46
T26.4 新燃料輸送容器 FCC NG の欧米向け設計 ........................................................ 46
T26.5 日本における MOX 新燃料輸送の概要と輸送容器の開発 ................................. 47
T26.6 CASTOR® HAW28M－高レベルガラス固化体の輸送・貯蔵容器の開発と
許認可................................................................................................................ 47
セッション T27
輸送拒否 (Denials of Shipment)
T27.1 放射性物質の海上輸送 ....................................................................................... 47
T27.2 放射性物質の輸送拒否 ....................................................................................... 47
T27.3 輸送拒否の最小化における各国当局の役割 ....................................................... 48
T27.4 放射性物質の輸送拒否に関する地中海地域ネットワーク管理の実績................ 48
T27.5 原子力ルネッサンス、核物質輸送：連絡の課題に関するフロントエンドの
経験.................................................................................................................... 48
T27.6 クラス 7 物質輸送の文書に関する要求 .............................................................. 48
セッション T28
衝撃試験
(Impact Testing)
T28.1 付加機器がある場合の安全性実証のための輸送物試験..................................... 49
(vi)
T28.2 TRUPACT-III 型輸送物の認証試験 .................................................................. 49
T28.3 新型 MOX 粉末輸送容器の原型試験 ................................................................. 49
T28.4 CASTOR HAW/TB2 型 1/2 縮尺モデルによる落下試験計画 ............................ 49
T28.5 コンラッド処分場向け鋳鉄コンテナの構造安全解析 ........................................ 50
T28.6 ウインズケール試験燃料及び放射性同位元素廃棄物輸送物の衝撃性能の実証. 50
セッション T29
輸送物設計及び戦略 1
(Package Design and Strategies 1)
T29.1 新たな核分裂性輸送容器を開発する際の考慮 ....................................................50
T29.3 燃料健全性プロジェクト（FIP）評価手法の原則についての説明 .....................51
T29.4 閉じた燃料サイクルの輸送の関わり合い............................................................51
T29.5 原料粉末輸送に関する試み及び経験とそのウラン輸送への適用について..........51
セッション T30
緊急時対応 1
(Emergency Response 1)
T30.1 輸送の緊急時への準備－WNTI が学んだ教訓 ...................................................52
T30.2 RADSAFE：輸送の緊急時への準備に対する産業界のニーズへの解決策と
して ....................................................................................................................52
T30.3 DSTL における RADSAFE の訓練 ....................................................................52
T30.4 放射性物質輸送の緊急時計画に対する技術基盤 ................................................52
セッション T31
規則及びガイド文書
(Regulations and Guidance)
T31.1 明快な規則 ........................................................................................................ 53
T31.2 通常輸送時に輸送物が経験する環境条件 .............................................................................. 53
T31.3 事業所内輸送規則：いかにして国際規則をあてはめるか？ ........................................ 53
T31.4 TCSC 1086：B 型輸送物の落下試験の良好事例ガイド ................................................ 54
T31.5 燃料集合体に関する臨界安全評価の簡素化 ......................................................................... 54
セッション T32
シール挙動
(Seal Behaviour)
T32.1 輸送時機械的振動の漏えいへの影響－使用済燃料輸送/貯蔵キャスクの金属
ガスケットの密封性 ...........................................................................................54
T32.2 火災試験中の熱膨張が輸送物密封性に与える影響.............................................54
T32.3 航空機エンジン衝突による垂直及び水平衝撃時の金属キャスク密封性能の
評価 ....................................................................................................................55
T32.4 非承認容器－漏えい試験方法.............................................................................55
セッション T33
輸送物設計及び戦略 2
(Pakcage Design and Stratedies 2)
T33.1 輸送容器の前に ..................................................................................................55
T33.2 CEA の EMBAL 計画による新しい B 型輸送容器の開発 ..................................55
T33.3 輸送: 原子力産業における最も敏感なつながり .................................................56
T33.4 リスク分析のための輸送シナリオ......................................................................56
T33.5 設計、許認可、製造におけるリスクマネジメント.............................................56
セッション T34
緊急時対応 2 (Emergency Response 2)
(vii)
T34.1 マッカーサ･メイズとニューホール峠の火災及びそれからの使用済燃料輸送へ
の示唆.................................................................................................................57
T34.2 1999 年～2009 年にフランスにおいて生じた放射性物質を含む輸送事象から
の教訓.................................................................................................................57
T34.3 輸送活動に対する改訂された INES 文書の影響に関するレビュー ...................57
T34.4 輸送リスク評価パッケージ ................................................................................58
T34.5 危険物物流調査 ..................................................................................................58
セッション T35
輸送システム (Transport Systems)
T35.1 産業界における陸上輸送課題.............................................................................58
T35.2 カザフスタン共和国から西欧へのウラニア（イエローケーキ）の安全、確実
で効率的な輸送 ..................................................................................................59
T35.3 放射性物質輸送の新たな手法の設計、構築及び引渡し......................................59
T35.4 輸送に関する新たな情報システム......................................................................59
T35.5 核物質を含むサンプルの安全輸送に関する手法 ................................................59
セッション T36
構造解析 (Structural Analysis)
T36.1 INF3 船に分類される開栄丸の設計における船同士の耐衝突性に関する数値
解析 ....................................................................................................................59
T36.2 落下試験シナリオにおける KN18 キャスクの構造解析.....................................60
T36.3 発電所内使用済燃料輸送用キャスクシステムの構造評価 ..................................60
T36.4 使用済燃料集合体用バスケット設計の力学的評価基準......................................60
T36.5 B 型輸送物のボルト固定式トラニオンの解析方法と判定基準 ...........................61
T36.6 航空輸送容器の高速衝突時の動的変形挙動の数値シミュレーション ................61
セッション T37
IP ドラム輸送物
(IP Drum Packages)
T37.1 運輸省仕様 6M 型輸送コンテナのエネルギー省における代替コンテナの現状..61
T37.2 油に浸されたウラン屑の輸送.............................................................................62
T37.3 放射性廃棄物輸送の梱包 ....................................................................................62
T37.4 英国低レベル廃棄物貯蔵会社－廃棄物階層管理に適合するための輸送容器
設計 ....................................................................................................................62
T37.5 形状計測技術を用いた大型低レベル放射性廃棄物中の比放射能分布評価手法
の開発.................................................................................................................62
T37.6 英国における ISO 貨物コンテナ IP-2 容器の開発の概観...................................63
セッション T38
使用済燃料輸送 (Spent Fuel Transport)
T38.1 再処理のための輸送におけるイタリアとフランスの経験 ...................................63
T38.2 CASTOR KNK 輸送容器を用いたドイツの NKN II FBR 燃料の返還輸送 .......63
T38.3 照射済燃料棒の輸送 ...........................................................................................64
T38.4 ルーマニアからロシアへの使用済燃料の航空機輸送 .........................................64
(viii)
T38.5 研究炉の使用済燃料の航空機輸送：経験と見通し.............................................64
セッション T39
放射線防護課題
(Radiation Protection Issues)
T39.2 新国際基本安全規則の改訂と IAEA 放射性物質安全輸送規則への影響 ............64
T39.3 A1・A2 値及び規制免除値の方法論の見直しと計算ソフトウェアの開発 ...........65
T39.4 IAEA 輸送規則の LSA-II 及び LSA-III の物質要件の検討 ................................65
T39.5 輸送物表面汚染に関する共同研究プロジェクトの結果......................................65
T39.6 天然起源放射性物質輸送の安全性......................................................................65
セッション T40
エネルギー吸収材の特性化 (Characterization of Energy Absobers)
T40.1 緩衝材用木材の圧縮特性評価
温度（80℃以下）とひずみ速度の影響 ............66
T40.2 緩衝体材料及び構造の解析手法の改善へ～ドイツ QUEST プロジェクトの
進捗 ....................................................................................................................66
T40.3 コクリート標的への廃棄物コンテナの落下試験 ................................................66
T40.4 動的荷重に対する制振コンクリート（Damping Concrete）の圧縮挙動 ..........67
T40.5 静的及び動的荷重に対するコンクリート挙動の把握のための材料試験プロ
グラム.................................................................................................................67
セッション T41
シール、使用済燃料カプセル (Seals, SNF Encapsulation)
T41.1 定期漏えい率試験の代替頻度.............................................................................67
T41.2 ゴムシールの低温特性の理解.............................................................................68
T41.3 実験及び FEM 数値解析による MOX 新燃料輸送物用ゴム O リングの長期力
学的挙動 .............................................................................................................68
T41.4 輸送のための燃料棒カプセル化 .........................................................................68
セッション T42
海上輸送 (Marine Transport)
T42.1 放射性物質が関与する海上緊急時対応...............................................................68
T42.2 DOE RRRFR 計画を支援する使用済燃料輸送のためのロシア船の計画、
許認可、改造及び使用........................................................................................69
T42.3 フランスから日本への MOX 輸送の実施 ...........................................................69
T42.4 R 74 輸送容器：HLW 用軽量輸送容器 .............................................................69
セッション T43
輸送経験 (Transport Experience)
T43.1 輸送中の管理損失事故：挑戦と機会 ..................................................................69
T43.2 安全で確実な放射線源のライフ・サイクル管理 ................................................70
T43.3 放射性医薬品の輸送に影響を与える IAEA 輸送規則の不合理と挑戦 ................70
T43.5 航空輸送事故の苛酷さに係る共同研究プロジェクトの結果 ..............................70
セッション T44
製造 (Manufacturing)
T44.1 イグナリア原子力発電所燃料取出し及び乾式燃料貯蔵システム .......................71
T44.2 新しい MOX 及び UO2 燃料輸送キャスクの製造 ...............................................71
(ix)
T44.3 CASTOR HAW28M－高レベルガラス固化廃棄物コンテナの輸送・貯蔵用
キャスクの製造とコールド試験 .........................................................................71
T44.4 B 型輸送物製造中の品質監査における非破壊検査（NDT）の性能と限界 ........72
T44.5 放射性物質輸送容器予備品のマネジメント .......................................................72
セッション T45
ASME 有限要素モデル化 (Finite Element Modelling ASME)
T45.1 平板貫通試験の収束性研究 ................................................................................72
T45.2 六面体要素を用いた支持された片持ちはりのメッシュの収束性研究 ................73
T45.3 計算機モデル化の ASME タスクグループによって開発された薄いシェル
要素に対するメッシュの収束性研究 ..................................................................73
T45.4 構造健全性評価に関する計算機モデル化ソフトウェアの使用...........................73
T45.5 貫通試験条件下の円筒形の有限要素メッシュ設計.............................................73
第４章
パネル討論
セッション P01
輸送拒否・遅延 (Denial and Delay of Shipments)
P01.3 輸送拒否 .............................................................................................................74
P01.4 輸送拒否の最新状況 ...........................................................................................74
P01.5 放射性物質輸送における困難－本当の意味とは ................................................74
セッション P02
規則－将来の範例 (Regulations – A Future Paradigm)
P02.1 放射性物質輸送の規則........................................................................................75
P02.2 規則の安定性対混乱 ...........................................................................................75
P02.3 規則はどのくらい特定的であるべきか？ ...........................................................75
P02.4 核物質の海上輸送におけるリスクと規則 ...........................................................75
P02.5 紛失及び発見－説明文書、助言文書及び核分裂性物質......................................75
セッション P03
軽量輸送容器の衝撃試験 (Crush Testing of Lightweight Packaging)
P03.1 オークリッジ国立研究所における衝突試験 .......................................................75
P03.2 何が有効な衝突試験を構成するのか？...............................................................76
P03.3 歴史的背景－動的衝突試験の必要性に関する初期の議論と評価 .......................76
P03.4 軽量輸送物に関する衝突試験の歴史観と経験....................................................76
P03.5 9977 型一般目的核分裂性輸送容器の衝突試験 ..................................................76
セッション P04
輸送における安全の定量化 (Quantification of Safety in Transport)
P04.1 原子力分野以外の品質管理査察に関するリスクベースモデル...........................77
P04.2 輸送設備のリスク評価のガイド .........................................................................77
P04.3 使用済燃料輸送の臨界リスク評価......................................................................77
P04.4 危険物道路輸送のためのウェブベース・輸送経路選定ツールの開発 ................77
P04.5 2009/2010 年における非核物質の小規模使用者の査察結果からの発見事項......77
セッション P05
賠償及び保険 (Liability and Insurance)
(x)
P05.1 原子力輸送に関する原子力及び第三者賠償保険 ................................................78
セッション P06
セキュリティ課題 (Security Issues)
P06.1 米国当局の輸送セキュリティ規制に係る合意文書の策定 ..................................78
P06.2 核燃料及び放射性物質輸送に係るセキュリティ ................................................78
P06.3 NRC の輸送セキュリティ関連規制制定.............................................................79
P06.4 放射性物質のセキュリティ活動 .........................................................................79
P06.5 輸送セキュリティのための IAEA の援助及び訓練プログラム...........................79
P06.6 無線周波数識別 2010 分類 I 試験計画の報告 .....................................................79
セッション P07
長期貯蔵及び輸送－規制課題 (Long Term Storage and Transport –
Regulatory Issues)
P07.1 米国における使用済核燃料の長期貯蔵...............................................................80
P07.2 日本における使用済核燃料の長期貯蔵“研究的な視点から”...........................81
P07.3 ドイツにおける使用済核燃料の長期貯蔵 ...........................................................81
セッション P08
公衆の受容性 (Public Acceptance)
P08.1 国際間ので核物質海上輸送時の対話 ..................................................................82
P08.2 公衆の受容性、問題、コミュニケーション及びモニタ......................................82
P08.3 作業の透明性--利害関係者との作業 ...................................................................82
P08.4 特定の聴衆のための簡単で明確なトレーニングの有用性 ..................................82
P08.5 放射性物質輸送問題を討議するコミュニケーションツールキット....................82
セッション P09
長期貯蔵及び輸送－技術課題 (Long Term Storage and Transport –
Technical Issues)
P09.1 日本機械学会における使用済燃料輸送貯蔵容器用バスケット材料の事例規格..83
P09.2 燃料が装荷され数十年貯蔵されたキャスクをどのようにして輸送するか？ .....83
P09.3 カナダにおける最終処分場への使用済核燃料輸送の予備的な調査....................83
P09.4 PWR 使用済燃料プールを模擬したアルミ/B4CMMC 材料の腐食加速試験 .......84
セッション P10
顕在化している規制課題 (Emerging Regulatory Issues)
P10.1 輸送物固縛に関する議論 ....................................................................................84
P10.2 重量物の固縛システムの設計.............................................................................84
P10.3 カナダにおけるポータブル型放射線モニタの利用.............................................84
P10.4 Q システムの考え方に基づく大型輸送物の安全要件の検討 ..............................85
P10.5 特殊な放射性貨物の輸送 ....................................................................................85
セッション P11
マネジメント管理 (Management Controls)
P11.1 国境なき緊急時対応 ...........................................................................................85
P11.3 危険物安全顧問(DGSA)の役割と英国産業界の小規模利用者間のコンプライ
アンスの向上......................................................................................................86
P11.4 10 CFR 71 品質保証と検査経験 ........................................................................86
(xi)
P11.5 IAEA TranSAS ミッションで識別された良好事例の適用例..............................86
P11.6 カナダの緊急時対応要求とカメコの経験 ...........................................................86
第５章
ポスター発表
Pos01 歴史的鉄道事故が使用済燃料輸送物に与える潜在的影響 ..................................87
Pos05 NFT におけるキャスク保守の現状と将来..........................................................87
Pos06 異常時対応とビジネスの継続性の統合............................................................... 87
Pos08 放射性物質輸送･貯蔵容器に関する試験と計測 ..................................................87
Pos10 大型機器内部の非近接可能表面汚染の評価(2) 測定された外部線量分布から
の汚染の評価......................................................................................................88
Pos11 大型機器内部の非近接可能表面汚染の評価(1) 蒸気発生器周りの線量分布の
測定 ....................................................................................................................88
Pos12 “BAM 安全技術試験サイト”における新しい火災試験設備－石油火災を代替
する液化プロパン...............................................................................................88
Pos14 大型水平衝突用の非降伏ターゲットの建設 .......................................................89
Pos15 発熱のある核燃料輸送物の海上輸送についてのシステム的解析手法 ................89
Pos16 内部共晶障壁の構造健全性評価のための応力状態によるひずみベースの破損
基準 ....................................................................................................................89
Pos17 放射性物質輸送規則の起源－歴史的概観 ........................................................... 89
Pos18 カナダの核物質輸送容器・輸送規則のもとでの規制免除値の提案.................... 90
Pos19 放射性物質輸送物の設計承認............................................................................. 90
Pos20 専用運搬船を用いた中低レベル廃棄物の海上輸送に関する安全評価 ................ 90
Pos27 TRADAWEB－放射性物質輸送に関するデータ収集・処理のウェブ・シス
テム ....................................................................................................................90
Pos28 新しい INF3 船 ..................................................................................................90
Pos29 スペインにおける放射性医薬品輸送により作業者が受ける線量の分析.............91
Pos30 セルナボダ原子力発電所の輸送活動－運転経験 ................................................91
Pos31 非専用積載輸送条件での輸送分類と ALARA 原理の適用..................................91
Pos32 原子力関連物質の陸上輸送状態モニタリングシステムの開発........................... 91
Pos35 スウェーデン国内でのノルウエー船を利用した特別措置による大型機器輸送 .... 92
Pos36 放射性物質輸送利用者委員会(RAMTUC) .......................................................... 92
Pos37 イギリスからの VRR.......................................................................................... 92
Pos38 スウェーデンにおける放射性物質の輸送の統計と作業者への被ばく線量 ......... 92
Pos39 原子炉容器機器の輸送への輸送方法実績の利用 ................................................ 92
Pos40 輸送ルート原因解析に向けた有害物質輸送事故データ...................................... 93
Pos41 米国における MOX 燃料輸送の商業的実行可能性 ............................................. 93
(xii)
Pos43 大量の放射性同位元素の輸送におけるリスク評価............................................. 93
Pos46 核燃料物質等の輸送における表面密度限度値の見直し検討 .............................. 93
Pos47 日本における核物質輸送の未来を見つめて ....................................................... 94
Pos48 中部電力株式会社における MOX 燃料輸送の経験 ............................................. 94
Pos49 浜岡原子力発電所 使用済燃料乾式貯蔵施設における輸送・貯蔵兼用金属
キャスクの使用に向けた対応.............................................................................94
Pos50 使用済燃料の輸送・貯蔵に関する革新型の解決 ................................................95
Pos51 東海第二発電所での乾式貯蔵キャスクの熱と遮へいのベンチマーク解析 .........95
Pos52 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (1) キャスクの設計 ..........................95
Pos53 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (2) 縮尺モデルによる 9m 落下試験 .95
Pos54 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (3) プロピレン・グリコール水溶液
の対流熱伝達に関する研究 ................................................................................95
Pos55 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (4) プロピレン・グリコール水溶液
に対する容器本体材料の腐食試験......................................................................95
Pos56 ドラム缶タイプ輸送容器の初期の試験－Lewallen 報告書 ................................96
Pos57 ポリウレタンフォーム(LAST-A-FOAM)と合板の長期劣化試験........................ 96
Pos58 CASTOR 1000－VVER-1000 燃料集合体用の新しいキャスク ......................... 96
Pos59 9977 型及び 9978 型輸送容器の設計と臨界、遮へいの検討.............................. 97
Pos61 B 型輸送物の承認における構造評価－静的及び動的解析手法 ........................... 97
Pos62 破損した使用済燃料の取扱いと梱包 .................................................................. 97
Pos64 輸送／貯蔵キャスクのバスケット用押出しボロンアルミニウムの開発............. 97
Pos65 最新 FEA 技術を用いた B 型キャスクの評価 .................................................... 98
Pos66 次世代軽水炉用 5%超濃縮ウラン燃料の輸送と貯蔵における技術的及び経済
的影響................................................................................................................. 98
Pos67 Hi-Storm 100U 型燃料地下貯蔵システムの環境からの隔離と耐震特性 ........... 98
Pos68 B 型 Mo-99 輸送物－MIDUS の実績 ................................................................. 98
Pos69 使用済燃料輸送物中の水素分解量の評価 ........................................................... 99
Pos70 海没した B 型輸送物からの仮想的放出による海洋中の放射性物質濃度............ 99
Pos71 放射性廃棄物及び使用済燃料輸送容器と輸送に関する概観 .............................. 99
Pos72 表面汚染機器(クラス７)の輸送・貯蔵用の新たな A 型 10-ft(AIR)又は 20-ft
箱型及び OHT コンテナの開発と応用 ............................................................... 99
Pos73 産業用輸送物 2 型として用いる ISO 貨物コンテナの設計、製造、承認及び
運用に関する新たな実施規格........................................................................... 100
Pos74 輸送物の中性子吸収材における非均一と均一性の影響.................................... 100
Pos75 高温用複合発泡材緩衝体 .................................................................................. 100
Pos77 材料の衝撃試験データに基づく緩衝構造の設計 .............................................. 100
(xiii)
Pos80 使用済燃料輸送キャスクの実物大 9m 落下試験の有限要素シミュレー
ション............................................................................................................... 101
Pos81 DALMA 25: 液状濃縮ウラン用輸送キャスク .................................................. 101
Pos82 マトリョーシカ-輸送・貯蔵キャスクの概念 .................................................... 101
Pos84 英国での放射性物質の安全輸送実施のための工業実施規定 ............................ 101
第６章
展示 .............................................................................................................. 102
第７章
その他
１．親睦行事 ...............................................................................................................104
２．青木賞...................................................................................................................104
３．次回 PATRAM ......................................................................................................105
４．論文集...................................................................................................................106
付 録
付録１．PATRAM 開催経緯 ........................................................................................107
付録２．PATRAM2010 国別参加数 .............................................................................108
(xiv)
第1章
ＰＡＴＲＡＭ２０１０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． ＰＡＴＲＡＭ２０１０の概要
PATRAM2010 は、英国運輸省（DfT）が主催し、国際原子力機関（IAEA）、国際海事機
関（IMO）、世界原子力輸送協会（WNTI）の協賛で、2010 年 10 月 3 日(日)から 8 日(金)
の 6 日間（3 日は登録とレセプション・パーティーのみ）にわたって英国・ロンドンの IMO
本部で開催された。同施設は 2008 年 4 月にリニューアルされたもので、IMO 総会が開催
できる大きな会議場の他にも多くの副会議場を有し、論文発表にはうってつけの最新設備
が整っていた。夕食会を除くすべての講演、論文発表（口頭、ポスター、パネル討論）、展
示、レセプション等のプログラムは同施設内で行われた。
PATRAM2010 の実質的な運営は DfT が主催し WNTI がバックアップする運営委員会が
統括し、プロジェクト理事会、論文委員会、褒賞委員会等の委員会組織が準備作業を分担
する形で行われ、各委員会には世界の主だった輸送関係者が参加して開催に協力した。
参加者は 37 ヶ国＋6 国際機関から約 800 名で、日本からの参加者は約 70 名であった。
３． プログラムの概要
プログラムの中心は、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昼
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 45 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講演と前日のハイライトの報告、
第 2 日目から第 4 日目の午後にはパネル討論セッション（計 11 セッション）、第 3 日目午
後にはポスター発表が行われた。日本は 7 つのセッションで議長又は副議長を務めた。
なお、前回に続き今回もテクニカル・ツアーはなかった。
親睦行事としては、日曜日夕刻に歓迎レセプション、木曜日夜に晩餐会が開かれた。
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 6 国際機関から 363 件であ
り、口頭発表 226 件、パネル討論 53 件、ポスター発表 84 件であった（米国 84 件、英国
47 件、ドイツ 46 件、フランス 40 件）。ただし、発表当日にキャンセルされたものも多く、
特にポスター発表では 1/4 以上がキャンセルであった。日本からの発表は口頭発表 18 件、
1
パネル討論 4 件、ポスター発表 17 件の計 39 件であり、これまでのように米・英・独・仏
に続く位置を占めた。
今回の PATRAM は新機軸として従来より未来志向のテーマ“Looking to the Future”
を据え、地域的には従来の主要原子力国に加えて原子力参入予定国・開発国の参加、産業
的には放射線源・放射線医薬品等の包含、技術的には輸送・貯蔵容器の設計・開発・試験
実績の紹介から今日的な規則改訂・セキュリティ・輸送拒否等の課題の重視というように、
その対象範囲の拡大・発展が図られた。また、より聴衆が関与するパネル討論形式のセッ
ションも多用された。
これらを反映したプログラムの発表テーマは下記のとおりであり、従来からの放射性物
質輸送に関する輸送経験・実績、輸送物に関する設計、解析・試験・製造・材料に関する
ものも健在ではあったが縮小傾向であり、折からの IAEA 輸送規則改訂関連、セキュリテ
ィ強化動向、放射線源・医薬品、輸送・貯蔵共通課題（長期貯蔵後輸送）といった“Looking
to the Future”に関連するトピックスが目立った。
・規則・基準関係（規則改訂関連含む）
： 6 セッション
・輸送・貯蔵課題（長期貯蔵後輸送含む）
： 5 セッション
・セキュリティ
： 3 セッション
・輸送拒否
： 2 セッション
・輸送物設計（放射線源･放射性医薬品 2 セッション含む） ： 8 セッション
・輸送物試験
： 2 セッション
・解析関係
： 4 セッション
・輸送物部品･材料
： 5 セッション
・製造・QA
： 2 セッション
・輸送方法・輸送実績
： 6 セッション
・放射線防護・リスク評価
： 3 セッション
・その他（PA、損害賠償）
： 3 セッション
規則・基準関係では上述のように IAEA 規則改訂関係として核分裂性適用除外規定や大
型機器輸送についてそれぞれ 1 セッションがあった。輸送・貯蔵課題では長期貯蔵後の輸
送をどう保証するかが焦点で、日本の包括的手法が注目を集めた。輸送物設計では、対象
輸送物が多様化してきているが、今回は放射線源・放射線医薬品に関するセッションが 2
つ設けられた。解析関係では構造解析の FEM 化が進んでおり、ASME での構造 FEM 解析
の規格化に関するセッションがあった。
日本からの発表も概ね中心分野をカバーしていたが、口頭発表及びパネル討論が少なめ
で、ポスター発表が多かった。また、他国では許認可当局が率先して発表し技術支援機関
がそれを支える発表を行っているケースが多いが、日本は従来から当局による発表が少な
く、今回は 1 件もなかった。
2
５． その他
展示では、22 の会社又は組織が出展し、フランスを中心とする AREVA/TNI グループが
3 区画の最大のスペース、続いて地元英国の INS 社が 2 区画を占めた。日本からは日本軽
金属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、日本からは電力中央研究所三枝氏が
永年功労賞を、ポスター発表部門で㈱オー・シー･エルのシリーズ発表が優秀ポスター賞を
受賞した。また、米国より次回 2013 年の PATRAM はサンフランシスコにて 2013 年 8 月
18 日～23 日に開催されるとの発表があった。
3
第２章
講
演
１． 開会セッション
（１） 開会挨拶
英国運輸省 G.Sallit 氏の司会のもと、主催者である英国運輸省（DfT）、協賛者である国
際原子力機関（IAEA）、国際海事機関（IMO）及び世界原子力輸送協会（WNTI）のそれ
ぞれの代表者より歓迎挨拶があった。
WA-1 開会挨拶１（英国運輸省）
Jeffrey Hart (Department for Transport (DfT), UK
主催者である英国運輸省より、PATRAM2010 の参加者を歓迎する。今回の PATRAM は
“Looking to the Future（未来を見つめて）”をテーマとしているが、英国にとって時宜を
得たものである。英国エネルギー供給計画が見直されたところであるが、地球温暖化対策
を考慮すると原子力利用は不可欠であり、それを支える放射性物質輸送は重要な要素であ
る。PATRAM は知識の共有を図る場であるが、従来の核物質だけでなく医療、放射性医薬
品、供給チェーンといった分野まで拡大が図られているのは喜ばしい。輸送は国際的協力
関係が不可欠であり、英国は IAEA、EC 等への協力に加えて、欧州許認可当局組合に参画
したり、許認可共通化の英仏協定を結んだりと積極的に対応している。
WA-2 開会挨拶２（国際原子力機関）
Denis Flory (International Atomic Energy Agency (IAEA))
本年 9 月に NSRW 部長に就任したところであるが、同部は安全基準を策定することによ
り規制者及び産業界を支援している。IAEA 輸送規則は国連経済社会理事会からの委託を受
けて 1961 年以降、国際・国内及びすべての輸送モードに適用する基準を提供するものであ
り、IMO、ICAO 等国際機関を通じて加盟国に適用されて輝かしい実績をあげてきている。
一方で、輸送拒否、開発国での放射線医療、原子力発電に参入しようとしている多くの国々
への対応等の取組みを要する課題もある。安全とセキュリティの調和も重要であり、2011
年 11 月に放射性物質輸送の安全とセキュリティに関する国際会議の開催を予定している。
WA-3 開会挨拶３（国際海事機関）
Irfan Rahim (International Maritime Organization (IMO))
IMO 事務総長に代わって PATRAM 参加者を歓迎する。海上輸送コミュニティに係わる
機関として当機関本部を会合場所として提供できたことを喜ばしく思う。ご存知のように
IMO は SOLAS 条約－IMDG コードの枠組みで放射性物質を含む危険物の海上輸送に関す
る基準を提供するほか、INF コードや緊急時対応計画ガイド等でも放射性物質海上輸送を
4
支援している。更には、放射性物質の輸送拒否・遅延に対して輸送拒否国際運営委員会に
参画するとともに、加盟国連絡所（National Focal Point）を設定するなど IAEA と協力し
てその解決に取り組んでいる。
WA-4 開会挨拶４（世界原子力輸送協会）
Lorne Green (World Nuclear Transport Institute (WNTI))
放射性物質輸送の国際基準によりその輸送は優れた安全実績を確立してきた。これは
PATRAM に参集する世界中の当局及び産業界のこれまでの努力の結晶である。我々は多く
のことを成し遂げてきており、今は“いかにして更に前進するか”を考える時である。規
則改訂、規制者及び産業界での国際協力体制、新たな原子力参入者等に取り組んでいかな
ければならない。PATRAM は“箱（package）の外”について考えてみる良い機会である。
これが本会合の“Looking to the Future”の意味するところである。
（２） 開会全体セッション
OP-1 原子炉建設計画－輸送への影響
Nuclear Reactor Build Programmes – The Impact on Transport
Bertrand Barré (AREVA, France)
最初に世界の原子力発電の現状と将来の統計が示され、多くの国が原子力発電への参入を
考えており、原子力ルネッサンスを迎えようとしていることが説明された。西欧で、一時
の原子力反対から振り子は完全に逆に振れている。原子力発電に関する現在の課題は、①
経済的な包括性、②パブリックアクセプタンス、③十分な原子力資源があるか、という点
である。原子力産業の中で輸送は血流の位置を占め、重要である。輸送にもいくつかの課
題があり、それらは①新規参入者、②環境、③技術革新に関するものである。③の課題と
しては、原子力発電の高効率化に伴う燃料の高燃焼度化等であり、更なる技術開発が求め
られていることが説明された。
OP-2 欧州における原子力に関する枠組みの策定－輸送に関する展望
Developing the Framework for Nuclear in Europe – Perspective for Transport
Christoph Schroeder (European Commission (EC))
欧州連合（EU）のエネルギー政策は、供給セキュリティ、競争力、継続的維持を三本柱
としており、原子力の位置付けは高いと説明された。現在、EU では 145 基の原子炉が過去
道中で、電力供給の 1/3、低炭素排出電源の 2/3 を占め、二酸化炭素放出削減にも大きく寄
与している。利害関係者や研究機関も巻き込んで将来の原子力に関する安全の管理の新た
な形態を確立しようとしており、欧州委員会からの情報発信に努めている。そこでは、原
子力エネルギー及び核原料物質は引き続き重要な役割を果たすものであるとし、安全、セ
キュリティ及び核不拡散に関する高いレベルの基準を維持する枠組みの確立を約束すると
説明された。
5
OP-3 貯蔵と輸送の“新たな時代”
“New Generation” Storage and Transport
Doug Weaver (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA)
米国の貯蔵と輸送の現状として、オバマ大統領がユッカ・マウンテン計画の断念を決定し、
その対応策がブルリボン委員会を設立して検討中であり、2011 年 7 月までに報告書が提出
されることになっていると説明された。ここでは使用済燃料管理の総合的な戦略が検討さ
れている。その柱は貯蔵期間の 120 年への延長と貯蔵キャスクの輸送であり、関係国立研
究所等で研究されることになる。また、輸送と貯蔵の規制・許認可枠組みも検討されてお
り、廃棄物も含めた輸送・貯蔵の許認可の円滑化が図られる。この一環として米国・カナ
ダの共通許認可ガイドの実績があり、将来の延長貯蔵・輸送課題も研究されている。長期
貯蔵における構造評価手法については ASME が検討していることが紹介された。
OP-4 日本における核物質の輸送と貯蔵
Transport and Storage on Nuclear Materials in Japan
Toshiari Saegusa (Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI),
Japan)
最初に日本における放射性物質の輸送統計や使用済燃料の輸送状況及び使用済燃料の発
生状況とむつ中間貯蔵施設を含む使用済燃料貯蔵対策状況が説明された。続いて PATRAM
2010 における日本から発表するトピックスが紹介された。日本の原子燃料サイクルと発表
トピックスを関連付けた紹介であったが、使用済燃料中間貯蔵技術に関するものが多くを
占め、続いて使用済燃料輸送関連、その他として MOX 新燃料輸送、廃棄物の輸送・貯蔵・
処分に関するトピックスがあげられ、広い分野にわたる技術開発状況が報告されることが
アピールされた。
6
２． 全体セッション
PS-1
廃止措置を含む放射性物質の輸送・貯蔵容器の開発と評価
Development and Assessment of Packages for Transport and Storage of
Radioactive Materials within Decomissioning Activities
Bernhard Droste (Federal Institute for Material and Research and Testing (BAM),
Germany)
Droste 氏より BAM の最近の活動状況について下記のトピックスを中心に紹介された。
スライドとビデオを織り交ぜた包括的かつ詳細にわたる説明で、ドイツの放射性物質輸
送・貯蔵の状況とそれを支える BAM の幅広く精力的な活動がよくわかった。
・ 輸送物設計開発の原則：ドイツの輸送物の許認可では構造・熱・密封及び品質保証を
BAM が担当し、放射線及び臨界を BfS が担当している。輸送物設計はこれらの要素
が相互に複雑にからみあって成立している。
・ 高レベル廃棄物の輸送と中間貯蔵：フランスからの返還高レベル廃棄物を鉄道～車両
でゴアレーベンに輸送し、そのまま中間貯蔵している。
・ 高レベル廃棄物兼用キャスクの機械的試験：新たな設計の高レベル廃棄物兼用キャス
クとして TN 型と CASTOR 型の落下試験・解析を行っている。 落下時においては輸
送架台の影響も考慮しているが、これについては IAEA 規則の明確化が必要。
・ 輸送キャスクによる使用済燃料の中間貯蔵：ドイツでは当初サイト外中間貯蔵施設を
建設したが、現在は使用済燃料輸送ができなくなったので各原子力発電所でのサイト
内貯蔵が主流となっている。
・ 中・低レベル廃棄物処分容器の落下試験：日本の余裕深度処分対象廃棄体を含め、様々
な中低レベル放射性廃棄物容器の試験を行っている。
・ 原子力発電所解体大型機器の輸送と貯蔵：原子炉施設解体等によって生じる圧力容器
や蒸気発生器の発電所内貯蔵や一体輸送が行われており、一部は国外に輸送されリサ
イクルされている。このような輸送は今後増加するであろう。
PS-2.1 アフリカにおける放射性物質の輸送について：ナイジェリアでの実績
Transport of Solid Irradiated Radioactive Sources in Africa: The Nigerian
Experience
Professor Shamsideen B. Elegba (Nigerian Nuclear Regulatory Authority, Nigeria)
ナイジェリアでの原子力安全と放射線防護活動は、1995 年から開始し、2001 年に原子力
規制局が設立され、2003 年に原子力基本法が制定された。放射性物質の輸送に関する法令
は、2006 年に制定されており、現状、主に南アフリカ、カナダ、米国、韓国から放射性物
質が輸入されている。アフリカでは、33 カ国が IAEA のメンバーとなっている他､原子力規
制に係る会議体（FNRBA)を形成してボランティアベースで協議を行っており、自主評価や
ネットワークのあり方、放射性物質輸送などについて協議を行っている。
7
PS-2.2 南アフリカでの放射性物質の輸送に係る規制状況について
Challenges in The Transport of Radioactive Materials within South Africa
Paul Hinrichisen (South Africa National Nuclear Regulator, South Africa)
南アフリカでの放射性物質輸送規制の体系については、原子力規制法の下に海事安全法、
国家航空法、鉄道安全法などが整備されている。南アフリカの放射性物質の輸送状況に関
し、金鉱山工業で発生した廃棄物の
約 10％表面汚染物の SCO-I として輸送されている。
なお、金属廃棄物等のフリーリリースの状況については、0.4Bq/g 以下（β-γ）をフリー
リリースとし、4.0Bq/g 以下（β-γ）は承認された施設への受入、10 Bq/g 以下（β-γ）
は承認された溶融炉で他の一般材料と混合し、1/10 に希釈する運用を行っている。
PS-3
放射性物質輸送のセキュリティ
Perspective from the U.S. Transport Council
Anita B. Nilsson (International Atomic Energy Agency (IAEA))
IAEA における放射性物質輸送に関するセキュリティの取り組みについて紹介。IAEA は
2009 年の IAEA 理事会で 2010 年－2013 年核セキュリティ計画を策定した。計画では、2002
年策定の核セキュリティプログラム実施の分析、ガイド文書作成による世界的核セキュリ
ティの枠組み強化、核セキュリティサービスの提供、リスク軽減とセキュリティ強化を 4
つの柱とし、計画実行は悪意ある行動からの防護、検出と対応、情報連携と分析の 3 つの
分野を含んでいる。また、核物質防護条約の改正、セキュリティに関する 3 つのガイドの
見直しを行っていることなどの紹介があり、基本的なセキュリティのレベルを上げ、さら
にセキュリティレベルを強化していく方針が説明された。
8
第３章
口頭発表
セッション T01 使用済燃料輸送物設計 (Spent Fuel Package Designs)
Chair
: Laurent Milet (Transnuclear International (TNI), France)
Co-chair: Ulrich Alter (Federal Ministry for Environment and Nuclear Safety, Germany)
T01.1 ピエモンテ原子力発電所で生じる使用済燃料の輸送容器の認可取得と製造に関す
るイタリアとフランスの経験
Italian-French Experience in Development、 Licensing and Manufacturing of a
New Cask for the Transportation of Irradiated Nuclear Fuel from Piemonte
Nuclear Sites
Joel Baudouin *, Emilie Bouyer, Thomas Brion, Herve Ripert (Transnuclear
International (TNI), France) #165
TNI 社が開発したキャスク TN117 の初輸送は 2010 年の前半に計画されており、それま
でに以下の 2 点を実施する必要があった。
・TN117 の設計及び B(U)F 型としてのイタリアにおける認可取得と設計の妥当性確認
・2 型の輸送容器及び関連機器の製造と輸送方法の決定
TN117 の設計における主要な課題としては、同一バスケット内に BWR 及び PWR の MOX
燃料を含む 5 種類の使用済燃料の搭載を可能にすることと、さらに搭載数を 12 種類にまで
増加させることであった。A 型及び B(U)F 型の認可申請は 2008 年 6 月にフランスの当局
に提出されていたが、イタリア当局の認可取得及び設計の妥当性確認には 2 年を要した。
取扱方法、輸送方法及び必要となる関連機器の明確化及び設計、２基のキャスクの製造は
すべて認可申請と平行して実施され、2010 年 1 月に第 1 号機が完成した。
T01.2 クレーン容量 25 トンの施設で使用する輸送容器の開発
Transportation Package for Use in Facilities with 25 Ton Crane Capacity
Catherine Shelton*, Olivier Gandou, Nicolas Guibert (AREVA Transnuclear Inc,
USA), #230
トランスニュークリア社は米国に本拠地を置く使用済燃料キャスクの代表的な設計/製造
会社であり、数多くのキャスク設計を手がけている。米国におけるキャスク市場は実験用
原子炉施設の解体に伴う輸送、照射後測定試験用の試験体の輸送が中心となっている。こ
れら実験炉用キャスクは各施設独自の装荷・取出しに対応するため接合部の設計を要し、
また、クレーン容量も限られている。既存のキャスクは米国以外で認可を受けたものが多
く、米国内の輸送には適用できないことが課題である。この課題解決のため 25 トン輸送容
器が開発された。本キャスクの容量は現行のキャスク容量を考慮したもので、ほぼすべて
の実験用原子炉施設及び燃料に対し使用可能であり、上部と底部が開くこと、接合部形状
に合わせ上下反転して設置可能なことを特徴とする。また、フランスの AREVA と協調し、
本キャスクが欧州でも使用可能であることを確認している。本キャスクの安全解析書は
2010 年以降に NRC に提出され、2012 年に使用開始の予定である。
9
T01.3 新しい兼用キャスクの開発
Development of a New Duel Purpose Cask
Justo Garcia *, Oliver Roulleaux-Dugage (Transnuclear International (TNI), France),
#209
TN インターナショナル（AREVA グループ）は 20 年以上にわたって UOX 使用済燃料の
ための鍛鋼製 TN24 キャスクシリーズを設計してきた。TN24 キャスクは 20 種類以上に及
び、欧州、米国、日本の顧客に対し累計 300 基以上の納入実績がある。近年の国際的な高
出力化、貯蔵期間の長期化の傾向に合わせ、TNI 社は革新的な輸送/貯蔵キャスクの設計に
乗り出し、結果として革新的かつ低コストの TN DUO を開発した。その主要な特長が紹介
された。
T01.4 ロシア製研究炉からの使用済燃料輸送のための C 型輸送物の開発
Development of Type C Packages to Transport Spent Nuclear Fuel from
Research Reactors Produced in Russia
Ludmila Barabenkova*, Vyacheslav Shapavalov, Aleksandr Morenko, Vitaly
Matveev (Russian Federal Nuclear Center – VNIIEF, Russia), Sergey Komarov
(R&D Company Sosny, Russia), #148
使用済燃料の輸送において、空輸は輸送時間の最小化、経由国がないこと等の優位性があ
る。2009 年のルーマニアとリビアにおける実験用原子炉の輸送において、特別 ISO 容器に
分類される TUK-19 を技術的観点、適合性の観点から検証した。TUK-19 は B(U)型（放射
能が A2 値の 3000 倍以内）の認可は有するが、高放射性物質の空輸においてはＣ型の認可
が必要となる。IAEA 規則では C 型容器はより高い強度、耐圧性を要求しており、現在Ｃ
型要件を満足するキャスクは存在しない。RFNC-VNIIEF は研究会社“SOSNY”と共同で
以下の 2 項目を満足するＣ型キャスク（TUK SKODA VPVR/M）の概念設計を行った。
・TUK SKODA VPVR/M は実験用原子炉からの空輸、陸輸に使用する。
・TUK SKODA VPVR/M は緊急事態(90m/s の衝撃)においても輸送関連法規に記される基
準を満足するよう負荷を軽減する特別緩衝機能を有する。
発表では事故時条件におけるＣ型キャスクの健全性の解析結果及び小型容器を用いた
90m/s の衝撃試験結果が示された。
セッション T02 放射線防護 (Radiation Protection)
Chair
: Marie-Thereze Lisot (Institute de Raioprotection et de Surete Nucleaire
(IRSN), France)
Co-chair: James Shuler (Department of Energy (DOE), USA)
T02.1 輸送物と輸送手段の放射線レベル及び表面汚染の測定
Measurement of Radiation Level and Surface Contamination for Packages and
Conveyances
Ashok Kapoor*, James Williams, S.Y. Chen, Sunita Kamboj (Department of Energy
(DOE), USA), #058
ANSI-N14 標準委員会の役割と責任、目的、範囲とともに、輸送物と輸送手段の放射線レ
ベルの測定に関する新しい ANSI 標準の策定状況が紹介された。この委員会は専門家、政
10
府、事業者、輸送事業者等で構成される。放射性物質輸送による公衆と作業者の健康を守
ることを目的とし、すべての輸送物と輸送モードに適用される。N14.36 は 2004 年に計画
が開始され、草案は 2010 年 10 月 30 日までに完成、来年 12 月には部分導入される。
T02.2 回転により制限される取扱装置の特許を得た解決法
Patented Solution of Handling Features Blocked by Rotation
Fabien Girault*, Robbie Jameson (Daher, France), #225
輸送、貯蔵物の遠隔操作装置のハンドリング特性に関する発表。トラニオン又はツイスト
ロックポケットなどがあるが、ツイストロックは除染やその検査が困難である。DAHER
では積上げ式コンテナについて工夫をし、オスのツイストロックについて回転機構によっ
てハンドリングすることを開発した。これにより、汚染の放出や移動が低減できる。また、
除染も簡単になり、結果的に除染によるごみの発生も減少できた。
T02.3 使用済燃料貯蔵及び輸送の放射線学的安全性
Radiological Safety of Spent Fuel Storage and Transport
Charles W. Pennington* (Consultant, USA), #075
輸送物のクリティカルなイベントを想定し、人口は 520 万人、大気移行、食物移行、避
難行為の遅延なども考慮したものとして、その放射線安全性を評価した。非原子力産業由
来の線量、医療診断、タバコ、航空機、ラドン被ばくなどと結果を比較したところ、輸送
事故による被ばくは非常に小さいものであった。なお、クリティカルイベントはあくまで
も仮定であるが、医療やラドンは現実である。
T02.4 使用済燃料キャスクに関する TN インターナショナルの輸送手順：可搬性ツール
TN International Transportation Procedure for Used Fuel Casks:
Transportability Tool
Michael De Biasi*, Kitsos Stravros (Transnuclear International (TNI), France), #095
放射性物質輸送におけるリスクの低減方法として、キャスクの収納物装荷の最適化がある。
遮へい計算では、ORIGEN、DARWIN と APOLLO コードを放射線源評価に使っている。
TRIPOLI を三次元モンテカルロ計算コードに使うと、線量計計算結果は実測値と近いもの
になった。電離箱とレムカウンタによる測定と比較したところ、密着した条件と 2m はなれ
た条件で 10%程度の誤差で一致する良い結果であった。
T02.5 国際間輸送物の線量評価を支援するためのモンテカルロコード“MCBEND”及び
決定論コード“ATTILA”の利用
Utilisation of the Monte Carlo Code 'MCBEND' and the Deterministic Code
'ATTILA' to Assist with the Dose Uptake Assessment for an International
Transport Flask
Andrew Smith*, Anthony Cory (Sellafield, UK), #277/#282
MOX 燃料の輸送における線量評価では、輸送物表面及び 2m の点、１ｍSv 以下(公衆)、
ALARA などが IAEA で要求されている。線量計算においてモンテカルロ法（MCBEND）
11
は計算時間を要し、SN 法（ATILLA）はジオメトリの制限があるため、Ray effect が起きて
しまう。これらを領域等に応じて組合せ、ポストプロセッサ TechPlot を用いて二次元又は
三次元の線量分布を求めると、輸送車両まわりや輸送船における輸送作業者の線量は IAEA
の規定する基準以下であることが確認できる。
セッション T03 セキュリティ 1 (Security 1)
Chair
: Brian Reeves (Office for Cicil Nuclear Security, UK)
Co-chair: Olivier Loiseau (Institute de Raioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN),
France)
T03.1 放射性及び核物質輸送セキュリティ
Radioactive and Nuclear Material Transport Security
Ann-Margreth Eriksson* (International Atomic Energy Agency (IAEA), Richard Rawl
(Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA), #213
IAEA のセキュリティ文書作成と、2008 年発行のセキュリティガイドに従って各国が実
施している状況について報告された。放射性物質一般の輸送セキュリティ要件は 2008 年に
IAEA から実施ガイドとして発行されたが、実施に際して関係者の教育･訓練及びセキュリ
ティ計画の審査と認証を要し、各国での経験の蓄積が期待される。他方で、核物質の輸送
セキュリティは、“核物質防護条約(CPPNM, Convention for the Physical Protection of
Nuclear Materials)”とその支援文書 INFCIRC/225/Rev.4 という拘束力のある国際的慣習
に基づいて実施されてきた。今後、INFCIRC/225 のセキュリティ要件は更新され CPPNM
の追加要件と整合性がとられるとともに、IAEA の新しいセキュリティ勧告にも反映される。
ただし、核燃料輸送と一般的な放射性物質輸送との文書上の要件は必ずしも一致していな
いため、様々な手段を通じて整合性をはかること、つまりインタフェースが重要である。
T03.2 輸送セキュリティに関する IAEA の支援・訓練プログラム
The IAEA Assistance and Training Programme for Transport Security
Mark Hawk*, Richard Rawl (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA),
Ann-Margreth Eriksson* (International Atomic Energy Agency (IAEA), #214
IAEA のセキュリティ部署は、各国への輸送セキュリティ支援のために、米 DOE、EU、
オーストラリアと協働している。支援は、全体をカバーするように国・当局のレベル及び
オペレータ・事業者等の各レベルにおいて、一般放射性物質のライフサイクル全体にわた
って行われる。これまで当事国を訪問することによって、訓練コースを国のレベルで 3 回、
地域レベルで 3 回行った。これらコースでは CPPNM の追加要件に伴う核物質輸送の防護
要件は含まれていない。支援の内容は、専門家の助言、規制・事業者の教育･訓練、セキュ
リティ意識、セキュリティプログラム実施訓練・装備等に係るものである。
T03.3 輸送セキュリティ－事業者の視点
Transport Security– An Operational View
Matt Fox* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #364
事業者側（WNTI）のセキュリティに関する所感が紹介された。これまで RAM 輸送は
12
CPPNM、INFCIRC、IAEA のセキュリティ勧告、ISPS コード、オレンジブック等に則っ
て実行してきた。ところが最近、輸送のセキュリティについて強調される範囲が一般危険
物に拡がっており、ある危険物のセキュリティ基準を別のそれと調和させることが課題に
なっている。それに対する WNTI の評価活動について声明があった。
T03.4 情報の保護：核物質の物的防護の基本要素
Protection of Information: An Essential Component of Physical Protection of
Nuclear Material Transportation
Andre Stasse* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #375
同じく WNTI から核物質の国際輸送について報告があった。核物質は不拡散の側面と危
険物の側面から高いレベルの防護を要するため、リスク軽減のための情報制限が必須であ
る。事業者側からその境界が不明瞭だとの指摘がある。また、固定施設を防護するなら安
全性と防護の二つの規制があればよいが、輸送フェーズではそれに加えて危険物輸送の国
際規制という面が含まれ、その規則適用が必須となる。この規則には輸送事業者における
情報の保護も含まれる。
セッション T04 熱解析 (Thermal Analysis)
Chair
: Carloz Lopez (Sandia National Laboratories (SNL), USA)
Co-chair: Frank Koch (EIDG. Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI), Switzerland)
T04.1 除熱に関するコンピュータ流体力学(CFD)設計及びモックアップ試験
Computational Fluid Dynamic (CFD) Design and Mock Up Test for Heat Removal
Olivier Bardon*, Jereme Bellanger, Nasser Zahri (Transnuclear International (TNI),
France), #096
使用済燃料の燃焼度上昇に伴う発熱量増加に対応して、妥当な冷却期間を維持するための
放熱性能の高いキャスクの開発に関する研究の紹介。キャスクの方向（縦置き/横置き）に
かかわらず良い放熱性能をもたせるため、ピンシリンダー型の放熱フィンについて、種々
のピン密度とピン配列の試験体を用いた試験と解析が行われた。試験結果と解析結果はよ
く一致していることが示された。
T04.2 伝熱試験におけるコルク及び木材の熱的性能のモデル化
Modelling the Thermal Performance of Cork and Wood in the Thermal Test
Chris Fry* (SERCO, UK), #059
輸送容器の緩衝材及び火災時の断熱材としてよく用いられるコルクと木材の熱物性値に
関する研究の紹介。コルクと木材は天然の材質であり、高温下における熱的挙動は複雑な
のため、従来の熱解析におけるモデル化では常温の熱物性値（比熱、密度、熱伝導率）が
用いられている。本発表では、火災中の材料の物理的、化学的効果を含む熱物性値の実効
値を得るためのスケール火災試験（オープンファイア）を行うとともに、炭化、水と油の
蒸発や凝縮、木材の収縮及び燃焼といった影響を考慮に含めたモデル化について示された。
13
T04.3 木製衝撃緩衝体の熱遮へい
Thermal Shielding of the Shock Absorber Is Made of Wood
Kyoung-Sik Bang*, Ju-Chan Lee, Ki-Young Kim, Ki-Seog Seo (Korea Atomic Enerby
Research Institute (KAERI), Koera), #203
KAERI では、ACP(Advanced Spent Fuel Conditioning Process)から発生する放射性廃
棄物を安全に輸送するため、輸送容器を開発している。本発表では、9m 落下試験及び 1m
貫通試験により損傷した 1/2 スケールモデルを用いて、燃焼炉でホットセルキャスクを燃や
す火災試験について紹介された。火災試験の結果、蓋 O リング温度は基準値を超える 273℃
となり、これは 9m 落下試験により緩衝体が損傷したためであると結論付けられた。
T04.4 規則を超える火災にさらされた使用済燃料集合体輸送用キャスクの挙動
Behaviour of a Package for Transport of Spent Fuel Assemblies Exposed to
Beyond Regulation Fires
Benoit Eckert*, Gilles Sert, Sarah Fourgeaud, Igor Le Bars (Institut de
Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), France), #120
本研究の目的は、火災を含む緊急事態における安全性評価に利用可能な定量的データを得
るため、IAEA 規則の規定よりも高い温度が長い時間持続する火災のもとにおかれた容器の
挙動を評価することである。容器上部の 90°三次元モデルが使用され、レジンの熱的挙動
は気化吸熱反応を考慮してモデル化された。400℃～1000℃の炎で覆われた構造物に対して、
ゴム O リングの制限温度 220℃に達するまでに必要な時間を評価していた。
セッション T05 同位元素/線源輸送容器設計 (Isotopes/Sources Packaging Design)
Chair
: Alberto Orsini (ENEA C.R. Casaccia, Italy)
Co-chair: Mike Turner (Department for Tansport (DfT), UK)
T05.1 B(U)型輸送キャスクとしての BI-TL-300 機器の設計及び開発
Design and Development of BI-TL-300 Equipment as a Type B(U)
Transportation Cask
Dhiren Sahoo, Jotiran Mane, Vinay Bhave, Piyush Srivatav, Anil Kohli (Board of
Radiation and Isotope Technology, India), #069
BI-TL-300 は、免疫不全患者の移植による病気を防ぐための血液及び器官照射用に開発さ
れた機器である。その容器はコンパクトで比較的軽量であり、タングステンと鉛で構成さ
れる。その容器の構造が紹介され、B (U)型輸送物に関する輸送の規制をクリアしているこ
とを数値解析において確認したと報告された。
T05.2 大型医療用及び産業用線源を輸送する B 型輸送物
Type B Package for the Transport of Large Medical and Industrial Sources
Philip Noss*, Dwaine Brown (AREVA Federal Services LLC, USA), #040
AREVA はロス・アラモス国立研究所のサイト外線源回収計画に参加しており、LANL-B
を使用している。特徴はその重量にある。IAEA の長期貯蔵遮へい体（LTSS）がおよそ 5000
ポンド、パッケージのグロス重量が 10000 ポンドに制限されているため、
最大積載量は 5000
ポンドとなる。そのため軽量化のための釣り鐘形状にしている。
14
T05.4 TN PNS－新しいタイプのキャスク
TN PNS a New Type of Cask
Nicolas Guibert * (Transnuclear Internaitonal (TNI), France), #283
TN は TN PNS 容器を開発している。これは主に Cf-252 等中性子源のロッドの輸送に用
いている。この容器を燃料容器として使うことを考えている。主な特徴はロッドの輸送に
特化している点である。設計、認可、組み立てはタイトなスケジュールで行われ、最初の
輸送は 2009 年 1 月に北海道電力泊 3 号機の炉心に向けてである。
T05.5 トリチウム輸送物の開発
Development of the Bulk Tritium Shipping Package
Paul Blanton*, Kurt Eberl (Savannah River Nuclear Solutions, USA), Paul Mann
(Department of Energy (DOE), USA), #192
DOE Model UC-609 は 1970 年代初期から DOE と NRC でトリチウム輸送に使用されて
きたが、その認可は 2011 年 8 月に終了する。これを代替し様々な改良を加えたトリチウム
輸送容器を開発しており、新しい NRC とカナダ原子力委員会の規制要件への適合を実証す
るための試験を行っている。この容器の概要の紹介と、米国規則 10 CFR 71 に規定された
通常時及び事故時の試験条件に対する試験結果が報告された。
セッション T06 公衆との接点 (Interfacing with the Public)
Chair
: Ruper Wilcox-Baker (International Nuclear Service (INS), UK)
Co-chair: Henry-Jacques Neau (Transnuclear International (TNI), France)
T06.1 コンラッド処分場への放射性廃棄物の輸送の安全解析–廃棄物のデータシナリオ
Safety Analysis of the Transportation of Radioactive Waste to the Konrad Final
Repository - Waste Data Scenarios
Ulrich Alter* (Federal Ministry for Environment and Nuclear, Germany), #155
ドイツの環境庁からコンラッド処分場に持ち込まれる原子力発電所や核施設、研究機関等
から排出された放射性廃棄物の状況を調査するよう依頼された。そのため、通常の輸送中
において潜在的な放射性被ばくの評価と事故時の被ばくの評価を行うため 3 つのシナリオ
を構築した。輸送安全性と放射線防護措置は、ドイツの規則に基づいて実施されている。
このシナリオの基で、安全解析を行うこととされた。
T06.2 コンラッド処分場への放射性廃棄物の輸送の安全解析–方法と結果
Safety Analysis of the Transportation of Radioactive Waste to the Konrad Final
Repository - Methods and Results
Florence-Nathalie Sentuc*, Wenzel Bruecher (Gesellschaft für Anlagen und
Reaktorsicherheit (GRS), Germany), #248
上記のシナリオを用いて被ばく評価を行った。これは、2014 年に開始される年間約 2300
箇所からの中・低レベルの放射性廃棄物の輸送に備えて調査を行ったものである。評価プ
ロセスとして平均的な輸送回数と最新のデータベースを用いて評価した結果、通常輸送時
における年間の被ばく線量は、ドイツの法令の線量限度より一桁ほど小さい結果となった。
15
また、処分場から半径 25km 以内における事故時の放射性物質の拡散を模擬したケースに
ついても設計された値より一桁ほど小さい値となった。
T06.3 公衆の許容性－表紙で書籍を判断することはできない
Public Acceptability - You Can’t Judge a Book by Its Cover
Lorne Green* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #237
進化するメディアの扱い方と放射性物質の安全で信頼できる輸送の理解を促進するため
の挑戦が紹介された。成功したコミュニケーションには 3 つの鍵となる要因に依存する。
・メッセージ／メッセンジャー／メッセージが届けられる手段
メディア報道の例を分析することによって、我々は同じ出来事がどのように矛盾している
か知ることができる。現代のメディア技術は、ニューメディアと言われるインターネット
やモバイル技術等に依存している。伝統的なメディアでは、現代の公衆との接触に限界が
ある。このような状況に対してどのように、産業界は対処するのか？最終的には、説明す
る機会を設けメッセンジャーとのコミュニケーションにより対応していく。
T06.4 欧日間のバックエンド輸送に関する PA 手法
Public Acceptance Approaches Related to Back-end Transport between
Europe & Japan
Takashi Komatsu* (Overseas Reprocessing Committee (ORC), Japan), #374
資源の少ない日本は、使用済燃料を再利用することを選択した。軽水炉（LWR）が 1970
年代初期に運転を開始したとき、日本の電力会社は 7000 トンの使用済燃料のために英/仏
の再処理会社と長期契約を実施した。1992 年のプルトニウム輸送において、仏国から日本
への輸送は 35 の沿岸国の異議に直面し、1995 年の仏国からの高レベル放射性廃棄物
（HLW）輸送では 15 の沿岸国から反対された。これらの反対活動は、輸送沿岸国等の小
さな国では原子力産業や有識者がないため、公衆に与える影響が大きい。また沿岸国では、
一旦政治指導者が「反原子力」の立場となると理解を得るのは困難である。よって、日本
の産業界としては、このような状況に対して理解活動を継続する努力が必要であると認識
している。
T06.5 コミュニケーションと放射性物質輸送
Communication and Radioactive Material Transportation
Otton Camille*, Monot Bernard (Transnuclear International (TNI), France), #257
放射性物質輸送についてのコミュニケーションは、単純ではない。良好なコミュニケーシ
ョンは非常に重要であるが、放射性物質の輸送にはロジカルな理由により公開できる情報
に制限がある。また、データベースとして内部と外部のそれぞれのコミュニケーションが
重要である。内部では、設計や安全解析、ミーティング等があり、外部では、伝える手段
（Web、TV 等）、ミーティング、PA 活動等である。結論として決められた危機管理の復習、
ネットワークの構築、産業界とステークホルダーのコミュニケーションが重要である。
16
T06.6 ニューメディアを用いた放射性物質輸送のコミュニケーション
Communicating the transport of radioactive materials using new media
Betty Bonnardel-Azzarelli (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #239
最近では、コミュニケーションを図る新しい手段として“ニューメディア”という情報を
オンラインで共有できる方法に変わってきた。ニューメディアでは、ネットサーフィンや
ソーシャルネットワーク、ブログ等があり主に若い人の間で利用されている。Web 上では、
放射性物質の輸送に反対のサイトとブログを検索することは簡単であり、私たちはそのよ
うな情報をコントロールすることはできない。コミュニケーションは、安全な輸送を行う
上で重要な要素である。WNTI は、従来の手法の近代化、業界のステークホルダーの聴衆
拡大を目指したニューメディアの使用を統合するコミュニケーション戦略を開発した。
セッション T07 核分裂性適用除外規定 (Fissile Exceptions)
Chair
: Denis Mennerdahl (Consultant, Sweden)
Co-chair: Hiroaki Taniuchi (Transnuclear Tokyo, Japan)
T07.1 提案された TS-R-1 変更による核分裂性物質輸送への影響
Influence on Transport of Fissile Material by Proposed Changes to TS-R-1
Jim Stewart*, Yongkang Zhao (International Atomic Energy Agency (IAEA)),
#388/389
現在、加盟国 120 日コメント期間中である IAEA 輸送規則 TS-R-1 改訂草案で提案されて
いる核分裂性適用除外規定の概要が説明された。新たな枠組みとして、核分裂性物質の定
義で規制免除量を規定し（222 項）
、第 IV 章で輸送中に何ら集積管理を要しない核分裂性
適用除外物質を規定し（417 項）、第 VI 章で輸送中に集積管理（CSI 管理）を要するが核
分裂性輸送物要件は免除される核分裂性適用除外輸送物（672 項）と従来からの核分裂性輸
送物を規定している。
T07.2 核分裂性物質輸送要件の適用除外に関する変更提案の概要
Overbiew of Proposed Modifications for Exceptions to the Requirements for
Transport of Fissile Material
Cecil Parks*(Oak Ridge National Laboratory, USA), Nicholas Barton (Department for
Transport, UK), Sam Darby (Sellafield Limited, UK), Bruno Desnoyers (Transnuclear
International, France), Makoto Hirose (Nuclear Fuel Transport, Japan), #328
IAEA 輸送規則の核分裂性適用除外規定の改訂について、その基本となっている考え方が
説明された。ひとつは従来からあるのと同等の特定の物質についての適用除外であり（417
項）、もうひとつは従来の運搬物中核分裂性核種量制限に通常の核分裂性輸送物と同じく 5
組の非損傷運搬物又は 2 組の損傷運搬物が集積しても未臨界維持の考え方を組み合わせた
ものである（672 項）。後者は核分裂性輸送物に分類はされるが、臨界専門家グループで計
算し合意した安全未臨界質量に基づき導出され規則に規定された式で臨界安全指数（CSI）
を計算し CSI 制限に基づいて輸送管理することで核分裂性輸送物要件（設計要件、当局承
認）が免除されるものである。
17
T07.3 IAEA 輸送規則の最新改訂提案による核分裂性物質輸送の変化
Changes in the Transport of Fissile Material Resulting from the Latest
Proposed Revision of the IAEA Transport Regulations
Ingo Reiche*, Frank Nitsche (Federal Office for Radiation Protection (BfS), Germany),
#127
IAEA 輸送規則核分裂性適用除外規定改訂の影響について、従来規則で核分裂性性適用除
外に適合していた輸送物が改訂規定でどのような扱いになるかが説明された。従来規定の
うちいくつかは 417 項に残っているが、核分裂性核種量 15g／輸送物や核分裂性核種濃度
5g／10ℓの除外規定はなくなっており、これらは含まれる核分裂性核種量によって定義の規
制免除量（0.25g／輸送物）や新 417 項に適合できなければ 672 項で CSI を計算して核分
裂性輸送物として輸送する必要がある。その場合、核分裂性輸送物設計要件に適合する必
要はなく当局承認も要しないが、CSI 標識を貼って CSI 制限を守る必要がある。また、物
質がある程度特定でき臨界に達しないことが証明できれば当局承認の核分裂性適用除外物
質とできる場合もある（417 項(e)）。
T07.4 当局承認核分裂性適用除外－一規制者の観点
Competent Authority Approved Fissile Exceptions - One Regulator’s View
Nicholas Barton* (Department for Transport (DfT), UK) #403
核分裂性適用除外規定改訂で導入される当局承認核分裂性適用除外物質（417 項(e)）の背
景が説明された。核分裂性適用除外物質の規定（417 項）に濃度規制を導入しようとしたが、
均一性や不溶性、非分離性の規定が困難であったため取り入れられなかった。一方、例え
ば英国では数百の廃棄物の流れ（作成工程）がありそれらの組成はそれぞれ特定できるの
でそれに基づけば核分裂性適用除外物質とできるものが数多くある。しかしこれら多くの
組成の種類を輸送規則に規定するのは煩雑過ぎること、また、廃棄物はほとんどの場合自
国内輸送に限られることから、各国当局が事業者が申請する物質仕様とそれに基づく臨界
安全評価を承認すれば核分裂性適用除外物質とできる規定を設けることにした。当局がこ
れら個別申請を承認する場合に用いるべき評価の方法も規則に規定した（605bis 項）。
T07.5 なぜ核分裂性適用除外物質に CH2 減速を考慮するか？
Why Considering CH2 Moderation for Excepted Fissile Material?
Gilles Sert*, Izaskun Ortiz De Echevarria Dies, Ludyvine Jutier, Stephane Evo
(Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), France) #365
核分裂性適用除外規定の 672 項の改訂では、輸送物の条件に応じて CSI を計算する式が
規定されており、式に用いる係数は周囲物質の水素濃度が水以下の場合と水を超える場合
の 2 種類が与えられている。CSI 制限に適合すれば異なる係数を用いた輸送物が混載され
ることがある。混載の場合の影響を IRSN で計算したところ、必ずしも安全側の結果とは
ならなかった。近年、輸送物の梱包に高密度ポリエチレン（HDPE）が使われる例が増え
ており、その量は厳しく制限されなければならないが現実的ではないことから、CSI 計算
に用いる係数は水素濃度が水を超える場合のもののみとすべきであると主張された。
18
T07.6 10 CFR Part 71 における核分裂性物質の一般認可と分類からの免除の基盤
Bases for the General Licenses for Fissile Material and Exemptions from
Classification as Fissile Material in 10 CFR Part 71
Cecil Parks*, Jeremy Smith, Andrew Barto (Oak Ridge National Laboratory (ORNL),
USA), #188
米国の輸送規則 10CFR71 の核分裂性適用除外規定は 2004 年に改訂された。この改訂で
は§71.15 の核分裂性適用除外規定に濃度規制が導入された。また、§71.22 に核分裂性物
質の一般認可の規定があり、そこに与えられた CSI 計算式等の要件を満足すれば個別の核
分裂性輸送物設計評価をしなくても A 型核分裂性輸送物として輸送できる。これら規定の
技術基盤は NUREG/CR-5342 に与えられており、NRC の規則策定プロセスにより事業者
等の意見も踏まえて規則に取り入れられた。発表では NUREG の背景になった考え方や濃
度規制に適合するための輸送物の作成方法を含む規則の適用例が紹介された。
セッション T08 使用済燃料挙動 (Spentfuel Behaviour)
Chair
: Roland Hueggenberg (Gesellschaft fur Nukear-Service mbH (GNS), Germany)
Co-chair: Peter Purcell (International Nuclear Service (INS), UK)
T08.1 事故条件下の高燃焼度使用済燃料集合体の構造安全性の解析評価
Mechanical Safety Analysis for High-Burnup Spent Fuel Assemblies
Viktor Ballheimer*, Frank Wille, Bernhard Droste (Federal Institute for Material and
Research and Testing (BAM), Germany), #100
輸送容器に収納した高燃焼度使用済燃料集合体の落下試験条件下での構造安全性の解析
評価手法として、高燃焼度燃料の解析モデル構築の困難性の課題を踏まえつつ、燃料破損
や燃料物質の放出を保守的に評価するシンプルな解析手法について述べられた。質疑応答
においては、このような検討対象に対する実験については、条件設定の面及び費用の面で
も困難が伴うことや、解析の初期状態（被覆管の曲がり等）の設定を理想的条件で設定し
ていること等が確認された。
T08.2 使用済燃料被覆管の曲げ試験に関する有限要素法解析
Finite Elements Analysis of Inter-Grid Bending Tests on Used Fuel Rods
Samples
Maurice Dallongeville*, Zeachandirin Aravinda (Transnuclear International (TNI),
France), Peter Purcell, Peter Cory (International Nuclear Service (INS), UK) #211
TNI と INS は 2000 年代初頭から FIP(the Fuel Integrity Project)を共同で進めてきてい
る。今回は、これまでの実施した落下試験データを基に、有限要素法による落下時の使用
済燃料被覆管の曲げ挙動の評価に関する最適化を検討した。被覆管の物性に与える実条件
での水素化物や放射線照射の影響の考慮の有無の確認の質疑があり、今回の検討の中での
条件設定では考慮していないとのことであった。
19
T08.3 日本の原子力発電所での乾式貯蔵における使用済燃料健全性調査
Investigation of Spent Fuel Integrity in Dry Storage at Japanese Nuclear Power
Plants
Takeshi Fujimoto*, Masahiro Yamamoto (Japan Atomic Power Company (JAPC),
Japan), Mitsuo Matsumoto (Tokyo Electric Power Co (TEPCO), Japan), Katsuhiko
Shigemune (Kansai Electric Power Co (KEPKO), Japan), Hiroyuki Matuo (Kyushu
Electric Power Co, Japan), #323
日本では国内初の発電所外使用済燃料中間貯蔵施設が 2012 年に操業開始予定である。こ
の施設は輸送・貯蔵兼用金属製乾式キャスクを用いて BWR 及び PWR 使用済燃料を貯蔵す
るもので、数 10 年間の中間貯蔵後にキャスクは目的地に輸送される。放射性物質を直接取
扱うことのない簡単な操業が施設の基本概念の一つであるため、この施設はキャスクの一
次蓋を開放するためのホットセルを有していない。一方、日本では輸送前に使用済燃料の
目視検査が行われている。中間貯蔵施設では使用済燃料の目視検査はできないが、貯蔵後
輸送前に目視検査と同程度の使用済燃料健全性確認が必要だと考える。そのため、金属製
乾式キャスクの製造から貯蔵終了までの品質管理システムを確立する予定であり、さらに
念のため、原子力発電所の乾式貯蔵における使用済燃料の健全性を継続的に調査している。
本発表では、日本での乾式貯蔵における使用済燃料健全性調査の実績と今後の計画が紹
介された。質疑応答では、ガスサンプリングの対象キャスクの選定、燃料被覆管の外観点
検の観点について質問があり、これまでの調査での選定の考え方として燃焼度条件等を考
慮して選定していることと、外観点検では水中カメラ映像で貯蔵開始時からの外観上の変
化の確認を行っていることが回答されていた。
T08.4 照射済燃料被覆管のクリープモデル
Simplified Thermal Creep Model of an Irradiated Fuel Pin
Cedric Langlade*, Daallongeville Maurice (Transnuclear International (TNI), #137
TNI では、軽水炉燃料のクリープ破壊リスクの評価のため、繰り返し輸送での照射済燃料
被覆管のクリープに関する検討を始めている。照射済燃料被覆管のクリープ評価の解析に
おいて、有限要素法を用いた手法に対して、より高速に評価結果を得ることができる計算
モデルを FORTRAN ベースで開発した。本手法は、乾式キャスクの真空乾燥工程、輸送中
火災、繰り返し輸送及び中間貯蔵に関するクリープ評価に適用可能である。
T08.5 スウェーデンにおける使用済燃料の品質保証のためのデータベースの開発
Development of the Swedish National Database for QA of Spent Nuclear Fuel
Henric Lindgren* (Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co.(SKB),
Sweden), #122
スウェーデンでは、SKB が使用済燃料のバックエンド関係のデータ管理を実施しており、
現在運用しているデータベースは 2000 年頃から運用している。現在開始している新データ
ベースの開発では、より詳細なデータを扱い、原子力発電所～輸送～中間貯蔵～最終処分
までの品質保証や燃焼度クレジットへの適用を考慮する。質疑応答では、ユッカマウンテ
ンでのデータの品質保証との課題の類似性が議論された。
20
セッション T09 燃焼度クレジット (Burn-up Credit)
Chair
: Ingo Reiche (Federal Office for Radiation Protection (BfS), Germany)
Co-chair: Ludyvine Jutier (Institute de Raioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN),
France)
T09.1 米国における燃焼度クレジットの規則ガイダンスの技術基盤の開発
Development of Technical Basis for Burnup Credit Regulatory Guidance in the
United States
Cecil Parks, John Wagner, Don Mueller, Ian Gauld (Oak Ridge National Laboratory
(ORNL), USA), #327
1999 年に NRC より ISG-8 として提示された輸送・貯蔵キャスクの燃焼度クレジットを
安全解析に導入するためのガイダンスに対する技術基盤（使用済燃料に与える炉運転の影
響、臨界計算誤差評価のための実験、燃焼度の確認方法等）を ORNL が NUREG/CR レポ
ートとしてこれまで継続して研究成果を出版してきた。ここでは、これらのレポートの紹
介とそれぞれのレポートのポイントについて説明している。なお、これまで対象としてき
たのは PWR 燃料だけである。
T09.2 TN24E 輸送貯蔵キャスクの燃焼度クレジットとフランスで実施した HTC＆FP 実
験の近似性に関する研究
Representativity Study of the French HTC and FP Experiments for Burn Up
Credit Application to the TN 24 E Transport and Storage Cask
Marcel Tardy*, C. Garat, S. Kitsos, F. Riou, P. Soubourou, M. Lein, F. Bernhard, I.
Duhhamel, T. Leclaire Ivanova, (Transnuclear International (TNI), France), #270
TN24E 輸送貯蔵キャスクに燃焼度クレジットを適用するに際し、計算手法の妥当性を示
すために、AREVA と IRSN で共同実験を行った“Haut Taux de Combustion” (HTC) and
Fission Products (FP) 実験を採用した。TN24E の燃焼度を考慮した体系を本実験が代表
していることを示すためには中性子物理の観点からの類似性のチェックが必要である。従
来からの指標である EALF, H/X, V（減速材）/V（核分裂性物質）等の他に、今回は感度/
誤差 (S/U) の指標でも評価した結果、実験の中の数ケースについて類似性が確認され今回
の安全解析の妥当性評価に使用された。
T09.3 輸送キャスクの臨界安全解析における燃焼度クレジットの妥当性確認を行う
TSUNAMI と TSURFER の適用
Application of TSUNAMI and TSURFER for Validation of Burn-up Credit in the
Criticality Safety Analysis of a Transport Cask
Matthias Behler*, Robert Kilger, Matthias Kirsch, Markus Wagner (Gesellschaft für
Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS), Germany), #144
燃焼度クレジットの妥当性を確認するためには、実験データを参照しその類似性を説明す
ることが必要であり、このため SCALE コードシステムに組み込まれている TSUNAMI が
類似性を定量的に評価するために使用されてきた。2009 年に発表された SCALE6 ではバイ
アスと誤差の量的評価も行うように TSUNAMI と TSURFER が用意されており、
ICSBEP のベンチマーク実験を用いてこれらコードの適用性を確認した。
21
T09.4 UO2 使用済燃料集合体の輸送/貯蔵キャスクへの燃焼度クレジット適用
Burn-up Credit Implementation for Transport and Storage Cask of UO2 Used
Fuel Assemblies
Marcel Tardy*, Stavros Kitsos (Transnuclear International (TNI), France), #143
TNI ではこれまで PWR UOX 燃料については単純な燃焼度クレジットとして 8 個のアク
チニドのみを考慮した部分的燃焼度クレジットを採用してきたが、濃縮度等の上昇に伴い、
より詳細な燃焼度クレジットを採用することにした。新しい手法では、燃焼計算コード
DARWIN 2.1.1 と臨界計算コード群である CRISTAL V1.0 を使用している。また、計算手
法の確認のために Cadarache と Valduc とで実施された実験が使用された。新しい手法で
は 6 種類の FP も考慮されている。.
セッション T10 高レベル廃棄物 (High Level Waste)
Chair
: Sam Darby (Sellafield Limited, UK)
Co-chair: Juergen Werle (AREVA, France)
T10.1 前処理から生じる圧縮金属廃棄物を収納した汎用キャニスタの欧州における最初
の輸送実績
European Experience in the First Transport of Universal Canisters Containing
Compacted Metallic Waste Coming from Treatment
Florian Darras*, Jean Pascal, Damien Sicard, Stephane Beauverger, Jan-Luc
Arnoux (Transnuclear International (TNI), France), #259
アレバ NC の有するラ・アーグプラントにおいて発生する使用済燃料の構造要素は、再処
理施設の ACC 作業により圧縮されるが、これらは CSD-C、CSD-V と呼ばれる廃棄物キャ
ニスタに適用される基準を満足する必要がある。アレバ NC と欧州諸国の顧客との間の再
処理に関する契約により、2009 年のオランダに端を発する欧州諸国への CSD-C の返却に
は数年を要するが、2010 年の暫定計画から考えた場合、オランダ、スイス、ベルギーにお
ける多くの輸送に関する知見は、他の国への輸送に対し大変大きな意義を持つ。これは顧
客によりキャスクの仕様が異なること、また、サービスの質を確保した上で、経済性が最
も高い輸送方法を模索するためである。具体的にはキャスクの準備、ラ・アーグプラント
での積荷、道路輸送、路線輸送、多様な積替え作業等が対象となる。
T10.2 英国セラフィールドから欧州大陸に返還されるガラス固化放射性廃棄物輸送に用
いる新型キャスク CASTOR HAW28M の適用
Application of the New Flask Type CASTOR HAW28M for the Return of Vitrified
Residues from Sellafield、 UK to Continental Europe
Marco Wilmsmeier* (Gesellschaft fur Nukear-Service mbH (GNS), Germany),
Andrew Gray (International Nuclear Service (INS), UK), #402
英セラフィールドに在るソープ工場では、国外から輸送されるガラス固化高レベル放射性
廃棄物（VR）の再処理加工を実施している。CASTOR HAW28M は、VR を英国以外の欧
州の国に輸送するための新型キャスクであり、GNS、INS、SL の 3 社の技術的協力体制の
もと、VR の円滑な輸送に寄与すべく、利用が計画されている。CASTOR HAW28M の設計
22
段階では、周辺機器の境界条件、関連施設の改築、本キャスクの輸送方法等についての打
合せが上記会社間で継続的に実施された。英国と欧州諸国間の輸送は船舶により実施され
るが、現在 2012 年の試運転時の空キャスクの輸送が初輸送として計画されており、輸送ル
ート、積み替え作業の確認も併せて実施する予定である。セラフィールドに輸送されたキ
ャスクは保管エリアを経由し、キャニスタを封入するための施設である REF に運ばれ、密
封された後にバロー港まで鉄道輸送される。
本発表では新キャスクの設計、製造及びセラフィールドから既存輸送インフラへの輸送に
あたっての課題に対する取組みについて説明された。
T10.3 ガラス固化高レベル放射性廃棄物のセラフィールドからスイスへの輸送
Transportation of Vitrified High Level Wastes from Sellafield to Switzerland
Justo Garcia*, Francoise Gendreau, Eric Victor-Pujebet (Transnuclear International
(TNI), France), #212
TN インターナショナルは 1990 年代中頃からハーグ再処理施設向けのガラス固化高レベ
ル放射性廃棄物用キャスク TN81 及び TN85 の設計を開始した。現在 TN81 はフランス及
びスイスで、TN85 はフランス及びドイツで認可を受けている。また、2004 年の初納入か
ら現在までに、TN81 はスイスで 7 体、TN85 はドイツで 11 体の納入実績がある。TN81
の適用に際し表面化した諸問題に対し、TN インターナショナルでは調査及び解析を含む以
下の項目を実施した。
・TN81 仕様と封入廃棄物の適合性の評価
・実プラントを想定した接合部、特殊工具の設計仕様の明確化
・線量評価
・セラフィールドからスイスの中間貯蔵施設までの輸送ルート及び物流機関の検討
発表では上記の経験から得られた知見が述べられ、同社の欧州におけるガラス固化高レベ
ル放射性廃棄物の輸送ノウハウ、輸送管理技術が示された。
T10.4 将来の深地層処分場への廃棄物輸送要件
Waste Transport Requirements to the Future Geological Repository
Alain Roulet*, Thibaud Labarette (ANDRA, France)、 #062
フランスでは 2025 年に深地層処分場の運用開始が予定されており、当該時期までに放射
性廃棄物の発電サイトから処分場までの輸送経路を検討しなければならない。本処分場で
は高レベル及び中レベル長寿命廃棄物を扱う予定であり、これらの廃棄物の一部は既に再
処理加工後に発電所所在国に輸送されているが、発電サイト外に輸送されたものはない。
本発表は、2009 年時点の廃棄物処分場の状況を整理したうえで、必要とされる輸送容器
及び輸送方法についてまとめたものである。廃棄物処理場への廃棄物の輸送は 100 年以上
にわたると考えられるため、将来の鉄道、道路等のインフラ状況を定義する必要があり、
これは 2013 年の公開討論の需要検討項目となる。陸上輸送のルート検討にあたっては、処
分場の場所及び地域住民の意見を考慮すると同時に、インフラの持続的開発の観点で検討
23
する必要がある。また、処分場を設計するためには輸送容器の設計をある程度予測する必
要があるが、Ｂ型輸送容器での輸送が計画されている長寿命中レベル廃棄物の一部は産業
廃棄物として輸送できるという報告もあり、不確定な点があるのが実情である。原子力事
業においては輸送が鍵となるのが常であるが、処分場の認可取得のためには、将来の課題
を早期に摘むための輸送ニーズの予測が必須となる。
T10.5 核燃料サイクル設計と使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の輸送との相互依存
Recognizing Interdependence in the Design of the Nuclear Fuel Cycle and the
Transportation of SNF and HLW
Mark Abkowitz*, Daniel Metlay, Nigel Mote (Nuclear Waste Technical Review Board,
USA), #052
使用済燃料及び再処理施設で発生する高レベル放射性廃棄物は、それぞれの施設敷地内で
保管されることが一般的であるが、最終的にはいずれも敷地外の中間貯蔵施設間又は深地
層処分場に輸送される必要がある。
本発表は核燃料サイクルと放射性廃棄物の輸送管理
との相互依存性について検討し、また、これらを統合されたひとつの体系の一部分として
扱う必要性を、以下の 2 つの事象により示すものである。
一つ目は米エネルギー省（DOE）のユッカ州における使用済燃料及び高レベル放射性廃
棄物の地上廃棄物処分場の検討についてである。DOE は詰替え作業最少化のため 2005 年
に長寿命廃棄物用輸送容器の採用を決定したが、この輸送容器採用の際には処分場へのア
クセスのため 330 マイルの鉄道建設が必要となり、同時に発電所へも長距離鉄道輸送を要
することが分かった。
二つ目は原子力発電の出力向上に関するものである。近年の設計では出力として 40～
50GWd/MTU が達成されており、60GWd/MTU 以上も視野に入ってきている。これに伴い
使用済燃料の保存期間も増加が見込まれ、いくつかの例では 100 年を超えることが予測さ
れている。このように原子炉設計の発展が目覚しい一方で、使用済燃料の貯蔵及び輸送に
ついての影響評価は厳かにされる傾向がある。燃料の貯蔵期間及び輸送についての考慮は
新燃料設計の一部であると、認識を改める必要がある。
セッション T11 セキュリティ 2 (Security 2)
Chair
: Ann-Margreth Eriksson (International Atomic Energy Agency (IAEA))
Co-chair: Mark Hawk (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA)
T11.1 機微な核物質の輸送に用いられる車両の強化された防護に関する評価と承認
Assessment and Approval of Reinforced Protection of VehiclesS Used for the
Shipment of Sensitive Nuclear Material
Olivier Loiseau*, Delphine Larringnon, Bruno Autrusson (Institute de Raioprotection
et de Surete Nucleaire (IRSN), France), # 208
フランスでは、放射性物質の輸送車両に対して INFCIRC/225 の防護要件に加えて独自の
強化規制を行っており、その概要と認証プロセスについて報告があった。IRSN の 1982 年
以降の統計では、輸送回数が 1595 回、そのうち区分 I が 73％、残りは区分 II と III で半々、
24
そして輸送モードは道路が 6 割弱、航空が 4 割、残りわずかを列車と海上で分け合ってい
る。輸送車両の強化システムについて、オバマ大統領の専用車両と比較しながら、どんな
積荷でも車両防護の基本仕様は似ているとの例示があった。認証プロセスについて、認証
がおりた後も IRSN による管理と検査があり、概要が説明された。この認証プロセスは第
一段階であり、実際の車両の運用とともに考えていきたいとの結論であった。
T11.2 輸送中の核物質輸送物のリアルタイム・トラッキング
Real-time Tracking of Nuclear Materials Packages in Transport
Kun Chen*, Hanchung Tsai, Yuan Sun, Yung Liu, Jim Shuler (Argonne National
Laboratory (ANL), USA) #150
ARG-US という核物質輸送のリアルタイムトラッキング・モニタリングシステムの概要
が報告された。RFID（Radio Frequency Identification）というシステムによって、衛星経
由で輸送物のタグと地上サーバ間でリアルタイムに情報を送受しており、Web ベースのプ
ラットフォームをもち、利用者は携帯端末からでも情報を取得可能である。RFID システム
の構成は、輸送容器に付けるタグ（自ら信号を集めて貯める）、リーダ（タグ間のコミュニ
ケーションのため、信号を送るのに使う）、そして支援ソフトウェアからなる。タグのセン
サーとオンボードメモリがキーであることの説明があり、最後にシステムの GIS レポート
とロードテストの様子が紹介された。
重要ポイントとして、リアルタイムトラッキング
の必要性が訴えられ、受信間隔が長いと情報が喪失されてしまい、いざというときに何が
おきたかよくわからなくなるとのことであった。
T11.3 UF6 シリンダの世界規模での識別と監視
Global Identification and Monitoring of UF6 Cylinders
Jessica White*, Janie McCowan, Mark Laughter, Michael Whitaker (Oak Ridge
National Laboratory (ORNL), USA) #287
ORNL から UF6 シリンダのグローバルな識別と監視について報告があった。現行のシリ
ンダの種類は 48Y と 30B のみである。過去にシリーズ発表があり、同様に DOE の NGSI
の委託研究である。ユニバーサルシリンダ識別について、DOE の NNS 報告書にある６つ
の勧告の紹介があった（ORNL/TM-2009/128, June 2009）。この 2009 年報告からさらに次
の段階の研究を実施しているところであり、グローバルシリンダモニタリングについて
PNIC2010 と INMM2010 で発表した。シリンダの利害関係者について、その範囲がどこま
でかを特定するのは難しく、現在、URENCO が主導して定義しようとしている。シリンダ
の標準を修正するプロセスについての紹介もあり、今後の作業は一緒にやろうとの呼びか
けがあった。それには NGSI の関与が不可欠とのことである。
T11.4 貯蔵及び輸送中の放射性物質のサボタージュ
Sabotage of Radioactive Material in Storage and Transport
Ken Sorenson, Robert Luna (retired) (Sandia National Laboratories (SNL), USA),
Bruno Autrusson, Olivier Loiseau (Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire
25
(IRSN), France), Wenzel Brücher, Gunter Pretzsch (Gesellschaft für Anlagen und
Reaktorsicherheit (GRS), Germany), #287
SNL、IRSN、GRS の共同研究で、放射性物質貯蔵・輸送におけるサボタージュについ
て報告があった。70 年代に同様の研究を行ったがデータが限定的だったので再評価を実施
している。サボタージュの際のソースターム設定の枠組みについて、評価と実際とでは差
が大きくそれを埋める努力が必要であるとのこと。過去の研究について、77 年から 83 年ま
でに 6 つの主要な報告書の紹介があった。報告書の中のソースタームに関する評価の推移
等が示され、ソースタームの不確実さは 70 年代当時と比べれば確実に減っているとの指摘
があった。現在の作業は英・独・仏三国共同で行われており、独と仏の努力の概要が紹介
された。
セッション T12 除熱研究 (Thermal Studies)
Chair
: Chris Fry (Serco, UK)
Co-chair: Tim Korbmacher (Urenco Company Ltd., Germany)
T12.1 プルトニウム航空輸送物の規則火災試験：JP-4 又は JP-5 と JP-8 航空燃料
Regulatory Fire Test Requirements for Plutonium Air Transport Packages:
JP-4 or JP-5 vs. JP-8 Aviation Fuel
Carlos Lopez*, Vernon f. Nicolette (Sandia National Laboratories (SNL), USA), #411
飛行機によるプルトニウム輸送に使用される容器は、米国 10CFR の 71.74(a)(5)に指定さ
れる仮定的熱環境（60 分の間、JP-4 又は JP-5 航空燃料のプール火災にさらされる）に耐
えなくてはならない。しかしながら、JP-4 及び JP-5 は古い航空燃料であり入手が困難であ
るため、より入手しやすい JP-8 航空燃料による代替試験によって代用可能であることが、
プール火災試験及び解析を用いて説明された。質疑応答において、IAEA 輸送規則とは異な
る点が指摘されていた。
T12.2 鉄道用キャスクサイズの熱量計の火災試験と解析
Fire Tests and Analyses of a Rail Cask-sized Calorimeter
Carlos Lopez*, Vernon f. Nicolette (Sandia National Laboratories (SNL), USA), Ahti
Sou Sou-Anttila, Miles Greiner (University of Nevada, USA), #410
非常に大きな火災とキャスクサイズの対象物間の熱輸送を研究するため、熱量計を巻いた
対象物のプール火災実験が 3 回行われた。すべての試験において、熱量計は直径 7.93m の
燃料プールの中央 1m の高さに設置され、およそ 2000 ガロンの JP-8 航空燃料が使用され
た。最初の 2 つの試験は比較的弱い風を伴って 40 分続き、一方第 3 の試験は強い風を伴っ
て 25 分で燃料を消費した。火災試験結果と Cask Analysis Fire Environment (CAFE)コー
ドによる三次元火災シミュレーションがよく一致することが示された。
T12.3 UF6 輸送と熱的適合性の将来
Transport of UF6 and the Future of Thermal Compliance
Tim Korbmacher* (Urenco Deutschlang GmbH, Germany/WNTI), Marc-Andre
Charette (Cameco Corporation, Canada/WNTI), #002
26
IAEA 輸送規則は 0.1kg かそれ以上の UF6 用に設計された輸送容器に対して、規則の熱試
験を満足する H(M)又は H(U)型輸送物の認可を要求している。H(U)型の認可は、現在 UF6
容器における熱保護材の使用を前提としている。最も利用されている熱保護材は Blanket
Thermal Protector（BTP）及び Composite Thermal Protector（CTP）と呼ばれており、
2005 年初期に使用が開始され、現在 4 年以上の経験がある。本発表では、熱保護材使用に
おける現状の課題について報告が行われた。
T12.4 規則火災試験にさらされた裸の 48Y UF6 輸送容器の熱力学的研究
Thermo-mechanical Study of Bare 48Y UF6 Containers Exposed to the
Regulatory Fire Environment
Carlos Lopez*, Douglas J. Ammerman (Sandia National Laboratories (SNL),USA),
Marc-Andre Charette (Cameco Corporation, Canada), Tim Korbmacher (Urenco
Deutschlang GmbH, Germany), #407
世界中の多くの規制機関は、天然 UF6 及び劣化 UF6 輸送のために使用する容器が
10CFR71 及び TS-R-1 に記載されている熱環境に耐えることを要求している。本研究は、
現在使用されている容器が熱保護材なしで規制上の仮想的熱環境にさらされたときの 48Y
輸送容器の熱機械的性能を調査することを主目的としている。これらの輸送容器が熱保護
材なしで規制上の熱環境に耐えることができるかどうかを決定するための幅広い試験と解
析プロジェクトの概要について紹介された。
セッション T13 臨界解析 (Criticality Analysis)
Chair
: Cecil Parks (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA)
Co-chair: Bruno Desnoyers (Transnuclear International (TNI), France)
T13.1 BWR 燃料輸送容器の臨界評価における実現象の考慮
Imparting Realism to the Critical Evaluation of a BWR Fuel Assembly Package
Peter Vescovi*, Tanya Sloma (Westinghouse Electric Co, USA), #272
臨界評価では最も反応度が高くなる状態を考慮する必要があり、BWR 燃料の場合には格
子形状の変形、キャスク構成材料の燃焼、変形等を考慮してきた。しかし、これまで考慮
してきたこと以外のもの、例えば、事故の途中段階における状態に対する検討も重要であ
る。ここでは、BWR 燃料輸送キャスクの実現象での最高反応度を評価するために、実際的
な中間状態を考慮した条件、例えば中性子遮へい体の一部が炭化した状態等を考慮したパ
ラメータスタディを実施した。
T13.2 臨界解析での反応度を実証するための摂動解析
Perturbation Analysis for Demonstration of Reactivity in Criticality Safety
Analysis
Tanya Sloma*, Peter Vescovi (Westinghouse Electric Co, USA), #189
摂動解析はそれぞれのパラメータの反応度への影響度を評価する上で効果的であり、キャ
スクの臨界評価において最も反応度が高くなる状態を評価することができる。BP 棒を含ん
だ BWR 燃料輸送キャスクに摂動解析を使用した。この BP 棒の効果は燃料格子中での場所
27
に依存する。臨界解析は自動的に感度解析と誤差解析を実施する SCALE6 コードシステム
の TSUNAMI-3D モジュールを用いた。計算結果により BP 棒の場所の設定の妥当性と最
大反応度であることの実証を行うことができた。
T13.3 ポリウレタンフォームを使用した場合の臨界評価
Criticality Assessments Using Polyurethane Foam
James Lam* (Rolles-Royce, UK), #351
Rolls-Royce で設計した新燃料輸送容器の内外筒の間にはポリウレタンフォームのブロッ
クが挿入されている。臨界解析上はこのポリウレタンフォームの取り扱いが最も重要であ
る。解析では、①フォームの成分の変化、②燃焼時の評価、③水の吸収、④フォームの圧
縮、⑤燃焼後の最も安全な成分の設定、等について検討されたが、他のキャスクでも重要
である。
T13.4 輸送の臨界解析手法の評価 RWMD の使用済燃料の輸送、処分用キャニスタ
Transport Criticality Assessment Methodologies The RWMD Spent Fuel
Disposal Canister Trasport Container
William Darby* (Sellafield Limited, UK), #275
英国の Nuclear Decommissioning Authority (NDA), Radioactive Waste Management
Division (RWMD)では使用済燃料の輸送及び処分についていろいろなオプションを検討し
ている。この一環として現状及び将来燃料を対象として“Disposal Canister Transport
Container”(DCTC)が設計された。ここではこのキャニスタの IAEA 輸送規則への適合性
について検討し、問題点を明らかにした。臨界解析には MONK コードを使用したが、 現
状の設計では内部に水が入ると臨界になるため設計変更が必要である。
T13.5 核分裂性適用除外－CSI 管理を必要とする輸送物の全体枠組み
Fissile Exceptions – A General Scheme for Packages Based on CSI Cintrol
Sam Darby*, Michelle Nuttall (Sellafield Limited, UK), Nicholas Barton (Department
for Transport (DfT), UK), Dennis Mennerdahl (E. Mennerdahl Systems, Sweden),
#418
次の IAEA 規則での改訂が予定されている核分裂性適用除外の新規条項のうち、CSI 管理
を必要とする核分裂性適用除外の根拠に関する説明である。計算の前提条件として核分裂
性輸送物と同様に一般の試験条件下では 5 倍の輸送物の集積、特別の試験条件下では 2 倍
の輸送物の蓄積を考慮することとし、体系的には平板及び球体系を考慮し、材料的にもア
ルミや酸化ケイ素との混合を考慮する等、70000 ケース以上の計算を行って十分に未臨界
となる核分裂性物質の量を設定した。
28
セッション T14 大型機器 (Large Components)
Chair
: Rick Boyle (Department for Transport (DOT), USA)
Co-chair: Helmuth Zika (Swedish Radiation Safety Authority (SSK), Sweden)
T14.1 ドイツにおける大型機器輸送経験と規制面について
Transport of Large Components in Germany - Some Experiences and
Regulatory Aspects
Frank Nitsche*, Christel Fasten (Federal Office for Radiation Protection (BfS),
Germany), #131
ドイツ廃止措置中の原子力発電所において、2007 年～2008 年の間に、次に示す大型機器
の輸送を経験した。①４基の蒸気発生器を Stade 発電所からスウェーデンの Studsvick 社
に道路、水路と海を経由して輸送、②原子炉圧力容器を Rheinsberg から Greilswald の中
間貯蔵施設に鉄道を使用して輸送、③Obrigheim 発電所の蒸気発生器を Greilswald の中間
貯蔵施設に水路で輸送。ドイツ放射線防護規制当局による輸送特別措置規制の適用に係る
主要な状況として、蒸気発生器は SCO-Ⅱ、IP-2、原子炉容器は SCO-Ⅱ＋LSA-Ⅱ、IP-2
の分類で輸送し、関連する道路、鉄道、海上、国内水路輸送の各方法において高いレベル
の安全性が達成された。これら大型機器の特別措置の適用実績を踏まえ、IAEA 輸送規則の
安全概念と要求事項を明確化させ、発展的な選択肢として世界的に共有すべきであろう。
T14.2 大型機器の輸送における力学設計評価面での経験について
Transport of Large Nuclear Power Plant Components - Experiences in
Mechanical Design Assessment
Steffen Komann*, Bernhard Droste,Frank Wille (Federal Institute for Material and
Research and Testing (BAM), Germany), #043
ドイツの原子力発電所廃止措置で発生する大型機器の公道輸送に伴い、輸送容器の輸送規
制に基づく特別措置上の安全評価が要求されることから、その外殻を産業用容器(IP-2)相当
の梱包壁として評価することとしたが、評価に伴う実際の落下試験適用が困難であるため、
材質の放射線疲労への考慮等を含む局所応力の影響計算評価を適用した。今回の特別措置
適用のケースでは、落下評価は通常の取扱位置の姿勢のみを評価対象とした上で、蒸気発
生器の落下に係る動的解析を用いて評価した結果、ノズル部等の溶接閉止部が落下影響を
受けることから、影響防止用の胴部カバーが必要と評価し、実際に適用した。
T14.3 TS-R-１要件に関連した蒸気発生器の認可について
Qualification of Steam Generators for Shipment With Respect to the
Requirements of TS-R-1
Willi Schiffer* , Franz Hilbert (Nuclear Cargo + Service GmbH (NCS), Germany), #086
ドイツ国内特別措置の下で 2 基の蒸気発生器を KWO 原子力発電所から EWN GmbH
Greifswald の中間貯蔵施設へ道路及び水路上のバージ船を経由して輸送を実施することに
伴い、表面汚染と放射能評価に基づき不確実ながら SCO-Ⅱに分類した（表面汚染上限値で
ある 800kBq/cm2 に対し、蒸気発生器内面汚染箇所平均で 120ｋBq/cm2、最大で 2,700
kBq/cm2 と評価）。また、輸送時における蒸気発生器輸送車両から 2ｍ位置での許容線量率
29
0.1mSv/h に対し、0.4mSv/h であったことから、基準に適合させるため、2.6 トンの仮設遮
へいを設置した。輸送時は、特別放射線管理プログラムが適用された結果、運転手は集積
線量予想値 1.5mSv に対して 0.08mSv、積荷作業者は、予想 0.9mSv に対して 0.01mSv 以
下であった。なお、全体のプロジェクト期間は 2 年、輸送に要した日数は 10 日であり、準
備、実施に係る品質保証要求事項遵守のため、書類による作業等の指示が適用された。
T14.4 大型輸送容器中の非燃料固体放射化汚染物質の輸送について
Transportation of Solid Irradiated Contaminated Non-Fuel Radioactive Material
in Large Transportation Package
Marlin Stoltzsr*, Jayant Bondor (Transnuclear Inc,USA), #223
現状、米国の原子力発電所の運転中に生成された制御棒などの非燃料放射化物質は、その
処分サイトの責任において小型輸送容器に入れ輸送されているが、輸送搬出まで間は、主
に発電所の使用済燃料プール(SFP)の空きスペースで貯蔵されている。トランスニュークリ
ア社は、原子力施設構内で放射性廃棄物を梱包するために使用することができる放射性廃
棄物容器(RWC)の設計を行ってきている。RWC、SFP 容量確保又は搬出待ちを目的として
構内での仮設貯蔵の設計が実施される場合があり、この設計には再積載等に係る効率化が
考慮されている。
T14.5 廃止措置作業からの大型フロントエンド設備の輸送について
Transportation of Solid Irradiated Contaminated Non-Fuel Radioactive Material
in Large Transportation Package
Jurgen Werle* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #360
廃止措置作業から発生する大型機器の特別措置での輸送は、実現可能な選択肢として一般
に用いられるが、特別措置の分類分けを容易にするための方法等に関する改善の観点から
輸送規則の改訂が必要となる。WNTI は TS-R-1 の 2009 年改訂サイクルにおいて、特性化
と分類、核分裂性適用除外、事業所内外輸送を考慮して効率化と安全レベル維持に関する
新しい特別措置の提案を行ってきており、将来的には、特別措置が適用されやすくなるで
あろう。このような措置により輸送可能となるフロントエンド大型機器の例として Geroges
Besse 拡散プラントの解体大型機器（18t～87t）が示された。
セッション T15
フロントエンド及びリサイクル物質 （Front End and Recycle
Material）
Chair
: Marc-Andre Charette (Cameco Corporation, Canada)
Co-chair: Al Stratemeyer (ConverDyne, USA)
T15.1 フロントエンド輸送－2020 年への挑戦
Front-ent Transport: Challenges to 2020
Perrine Russias* (Transnuclear International (TNI), France), #256
始めに原子力ルネッサンスによりウランの輸送量が 10 年間で約 80MtU 増えたこと、ウ
ラン鉱山からのウラン精鉱の輸送量も同様に増えたこと、これは輸送容器設計の改善によ
30
ると考えられること、AREVA により次世代型輸送容器が開発中であること等が紹介された。
続いて、世界中で多数の原子炉が計画・開発中であること、様々なタイプの原子炉が設計
されることにより様々な燃料設計を生み、これが多種多様な輸送に帰結すると述べた。ま
た劣化ウラン再転換プラントが建設されていることが紹介された。DV70 という容器が貯蔵
に使用のされ、鉄道運搬されている。放射性物質の輸送量増大により、新しい流れが PA の
観点で必要と論じた。また、リアルタイム・コミュニケーションの重要性が強調された。
T15.3 回収濃縮ウランの輸送
Transportation of Reprocessed Enriched Uranium
Franz Hilbert* (Nuclear Cargo + Service GmbH (NCS), Germany), #103
回収ウランに含まれる放射性同位体として Tc-99、U-232、U-234、U-236 に着目した上
で、これらが輸送物の線量当量率に強く影響を与えることが述べられた。特に留意すべき
は U-232 であり、これが時間経過とともに壊変して線量当量率を増加させる。およそ 3000
日で放射平衡に達することが説明された。輸送物からのγ線量率は、U-232 の寄与が最も
大きい。輸送中も時間経過により線量当量率及び TI（輸送指数）が増加する。同時に設計
A～設計 D の 4 種類の輸送容器が検討されていることが紹介され、これらはいずれも設計
者にとって大きな挑戦であるとした。また容器設計で特別な調整をしている部分は妥当性
確認が必要であることなどが紹介された。
T15.4 JAEA 輸送経験を踏まえた今後の MOX 輸送の展望
Future Perspective for MOX Transport Based on Experience in JAEA
Akifumi Kitamura*, Noboru Tadokoro, Kan Shibata, Yuichiro Ouchi (Japan Atomic
Energy Agency (JAEA)), #078
旧・動燃時代を含む JAEA でのこれまでの MOX 輸送経験の概要が報告された。JAEA に
よる MOX 輸送経験としては、1965 年～1975 年までは海外から航空機によるプルトニウム
の航空輸送が行われたこと、1975 年～1989 年は同じくあかつき丸等による海上輸送が行わ
れたこと、1977 年～現在に至るまではふげん、常陽、もんじゅ向けの陸上輸送が行われた
ことが紹介された。とりわけ重点的に論じられたのは、当初プルトニウム輸送は PP の観点
から航空輸送により行われていたが、米国におけるマコウスキー修正条項が成立したこと
により、米国上空を通過するプルトニウム輸送が困難になったこと、その後、航空用輸送
容器に対する技術基準として非常に厳しい条件（衝突速度 282m/s）が課されたことが述べ
られた。上記のほか、日本原燃・六ヶ所再処理工場からのもんじゅ譲渡用の MOX 粉末輸送
容器の概要が紹介された。将来的には、軽水炉と高速炉の両方の MOX 燃料輸送が増大する
見込みであること等が述べられ、将来に向けた 6 つの挑戦が紹介された。
T15.5 プルトニウム酸化物及び混合酸化物の輸送容器と国境を越える輸送
Packaging and Tranboundary Transport ofF PuO and MOX Material
Francesce D’Alberti*, Roberto Donati (European Commission (EC)), Stephanie
Lutique, Roberto Vespa (Joint Research Center, ISPRA, Italy), #170
31
イタリアにおける研究施設のデコミッショニングと放射性廃棄物の管理について発表さ
れた。本発表では、プルトニウム酸化物及び混合酸化物の調整、梱包と国外への輸送に関
する経験及び許認可上の要件、輸送に関する要件、輸送物の承認、PVC バッグの劣化、Pu
の経年変化等についての経験が紹介された。最後にはプロジェクトが成功裡に終わったと
報告された。
セッション T16 構造手法 (Structural Methods)
Chair
: Anthony Cory (International Nuclear Service (INS), UK)
Co-chair: Robert Grubb (Transnuclear, Inc., USA)
T16.1 使用済燃料及び HLW 輸送容器設計の機械設計評価手法
Mechanical Design Assessment Approaches of Actual Spent Fuel and HLW
Transport Package Designs
Frank Wille*, Bernhard Droste, Karsten Muller, Uwe Zenker (Federal Institute for
Material and Research and Testing (BAM), Germany), #124
近年、BAM により機械的及び熱的な輸送容器設計の評価が実施され、解析の側面と評価
方法論に係る新知見についてまとめられた。本発表はスケールモデルを用いた落下試験プ
ログラムとそれに関連した設計検証のための機械的な有限要素解析の間の複雑な関係につ
いて焦点をあてており、材料特性、応力ひずみ曲線、破損クライテリア等が、正確な解析
には必要とされることが示された。
T16.2 動的有限要素解析の適用性－材料破損手法
Acceptability of Dynamic Finite Element Analyses – Material Failure Approach
Anindya Sen*, Iain Davidson (Department for Transport (DfT), UK), #255
本発表では、破損のモデル化に関する予測を明確にすることについて検討された。動的な
弾塑性評価では、局所的に塑性ひずみが大きくなり、時刻歴により塑性ひずみが累積され、
応力場は多軸であるため、最終的に累積された相当塑性ひずみが、有効な多軸の延性以下
であること示す必要がある。そのため、相当塑性ひずみと比較する、定量化でき、推奨で
きるマージンが提案された。
T16.3 落下衝撃中の使用済燃料輸送容器密封蓋へのギャップの影響
The Effect of Gaps on Response of a Spent Fuel Transportation Package
Closure Lid during a Drop Impact
Gordon Bjorkman* (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), #337
落下衝撃事象では、使用済燃料輸送容器の構成部材間のギャップにより、ギャップがない
場合に比べて高い動的荷重を有する二次衝撃が発生することがある。本発表の焦点は、燃
料集合体と密封蓋の間のギャップとその応答である。これらの応答の結果は、緩衝体の性
能、ギャップの大きさ、密封蓋の径と厚さの関数として、密封蓋に対する動的荷重係数に
まとめられた。これらの結果は、ギャップが存在する状態を示すパラメータを知る上で有
益な知見を提供する。
32
T16.4 アルミニウム緩衝材を有する輸送貯蔵キャスクの 9m 落下数値シミュレーション
Numerical Simulation of 9 Meter Drop of a Transport and Storage Cask with
Aluminium Impact Limiter
Linan Qiao*, Uwe Zencker, Frank Wille, Andra Muselff (Federal Institute for Material
and Research and Testing (BAM), Germany), #117
水平落下時の運動エネルギーを吸収する緩衝体としてアルミニウムリングを用いるキャ
スクがある。この緩衝体性能を評価する場合、応力ひずみ曲線、温度、動的と静的現象の
差、ひずみ速度依存性等について注意する必要がある。本研究では、ひずみ速度依存性を
考慮した弾塑性材料モデルが適用され、二つの解析方法が比較された。両方の解析方法と
も、検討された荷重条件において同様の結果となった。
T16.5 使用済燃料貯蔵輸送容器に対するひずみをベースとした許容基準
Strain-Based Acceptance Criteria for Spent Fuel Strage and Transportation
Containments
Gordon Bjorkman* (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), Doug
Ammerman (Sandia National Laboratories (SNL), USA), #339
ひずみに基づいたクライテリアの重要な側面は、
“Quality Model”にのみ適用可能である
点である。“Quality Model”とは、ASME タスクグループにより作成された指針に従った
モデル又は詳細な研究により開発されたモデルとして定義される。本発表では、ひずみに
基づくクライテリアの長所、クライテリアを設定する上での問題点、弾塑性解析を適用す
るための知見等について説明された。
セッション T17
緩衝体材料/構造材料 (Impact Limiter Materials/ Structural
Materials)
Chair
: Peter Purcell (International Nuclear Service (INS), UK)
Co-chair: Robert Vaughan (Croft Associates Ltd,, UK)
T17.1 大型金属キャスクに関する単一胴と多層胴構造の比較
A Comparison between Mono-wall Body and Multi-wall Body Structures for a
Large Scale Metal Cask
Ryoji Asano*, Yoshiaki Miyaji, Shintaro Miyazaki, Akio Nara, Hirobumi Nunome
(Hitachi Zosen, Japan), #048
軽水炉使用済燃料を収納する大型金属キャスクの胴の構造としては、鍛造鋼一体型と多層
型があり、日本では共存している。設計においてどちらの構造を選定するかについて、構
造強度設計、除熱設計、遮へい設計の観点から検討した。大量発注される貯蔵キャスクや
近年の原子力ルネッサンス等による需要逼迫といった要素も考慮した結果、選定の基準は
収納物（使用済燃料）の仕様に依存することがわかった。
T17.2 動的荷重を受けるダクタイル鋳鉄の動的破壊靭性試験
Dynamic Fracture Toughness Tests of Dynamic Loaded Ductile Cast Iron
Hans-Peter Winkler*, Roland Huggenberg, Annette Ludwig, Gerhad Pusch, Peter
Trubits (Gesellshcaft fur Nuklear-Service (GNS), Germany), #101
33
CASTOR キャスクでは本体材料に球状黒鉛鋳鉄を用いることから、事故時の動的荷重条
件も考慮した破壊靱性評価が必要である。このための破壊靱性値を確認するための材料試
験計画が実施中であり、
2500 個を超える様々な大きさの試験片について－40 ℃を含む様々
な条件で破壊靱性試験を行っており、小型試験片と大型試験片による破壊靭性値の相関関
係が得られつつある。確認のための更なる試験が継続される。
T17.3 重量キャスクの緩衝材料としての硬質発泡ポリウレタンの可能性調査
Investigation of Availability of Rigid Polyurethane Foam as Shock Absorbing
Material for Heavy Cask
Jun Okada*, Satoshi Ashida, Akio Oiwa, Hiroaki Arai, Masayuki Tanigawa (Hitachi
Zosen), Japan), #093
キャスク緩衝体の材料として木材は適しているが入手困難になりつつあることから代替
材料として硬質発泡ポリウレタンの適用可能性について検討している。始めに 3 種類の密
度のポリウレタンについて圧縮特性を試験して材料を絞込み、1/3 スケールモデルの落下試
験を行って緩衝特性を把握した。さらに火災試験を行って耐火性能を調査した結果、硬質
発泡ポリウレタンがキャスク緩衝体材料として使用可能であることを確認した。
T17.4 火災条件にさらされる環状領域内の発泡ポリウレタンの熱劣化のモデル化
Modeling of Polyurethane Foam Thermal Degradation within an Annular
Region Subjected to Fire Conditions
Allen Smith* (Savvannah River National Laboratory (SRNL), USA), Miles Greiner
(University of Nevada, USA), Jie Li, Shiu-Wing Tam, Yung Liu (Argonne National
Laboratory (ANL), USA), , #152
ドラム缶状の円筒形輸送物は内部に遮へい材、緩衝材、伝熱部材と有する多層構造となる。
緩衝材に発泡ポリウレタンを用いるとサンドイッチ構造に挟まれるため、火災試験時の燃
焼や分解により周囲の構造体にどのような影響を与えるかを把握する必要がある。このた
めポリウレタン層を有限差分モデル化し、文献から得た発熱・分解特性を与えて火災試験
時の挙動解析を行った。9977 型輸送物の火災試験結果と比較したところ、よい一致を得た。
T17.5 新しく信頼性のある放射性物質輸送用の水素リスク緩和システム
Novel Reliable Hydrogen Risk Mitigation System for Transportation of
Radioactive Materials
Valentin Rohr*, M. Paradis, E. Billou, J-M. Merienne, D. Pinet (Transnuclear
International (TNI), France), #087
放射性物質輸送物において放射線分解による水素発生は重要な問題であり、内部自由空間
を大きくする、触媒を用いる等で水素濃度が発火限界に達しないようにする対策がとられ
てきたがそれぞれ欠点があった。TNI は SNPE 社及び AREVA-ELTA 社と共同で新しい水
素発生制御方法として、水素再結合器、酸素発生器及び酸素放出制御システムによる放射
線分解水素発生量の緩和システムを開発した。性能を評価したところ、輸送中の水素濃度
を十分に発火限界以下に維持できることが確認できた。
34
セッション T18 廃棄物管理 (Waste Management)
Chair
: Danny Vince (Department for Transport, UK)
Co-chair: Michael Conroy (Department of Transport (DOT), USA)
T18.1 低レベル廃棄物及び危険性廃棄物用のソフトパッケージ
Soft Sided Packaging for Low Level and Hazardous Waste
Mike Sanchez*, Stuart Bowe, Paul Miskimin (PacTec Inc, USA), #422
ソフトパッケージとは側面が柔構造(Soft-sided)の容器で、米国では極低・低レベル放射
性廃棄物や他の危険性を有する廃棄物用容器として過去 20 年間に 12,000 個以上が使用さ
れている。剛構造の ISO コンテナを用いると廃棄物充填率は高々60％程度であり 40%の新
材料を捨てることになるが、ソフトパッケージを用いるとそれがなく、かつ安価である。
ソフトパッケージは IAEA 輸送規則 IP-1 及び IP-2 要件に適合することが確認されている。
T18.2 放射性廃棄物のインベントリ等の予測及び梱包と輸送のための特性化の実施
Radioactive Waste Inventory Forecasting and Characterization Implications
for Packaging and Transport
Marc Flynn* (World Nclear Transport Institute (WNTI)), #224
施設解体も含めた原子燃料サイクル全体から発生する放射性廃棄物は様々な特性を有し、
主に効率的に保管を行う観点から分類され梱包されている。しかし、これらの廃棄物はい
ずれかの時点で処理又は処分のために輸送されなければならないため、IAEA 輸送規則の輸
送物分類も考慮して分類・梱包されるべきである。WNTI は産業界 WG を設置して業界の
知識を結集し、放射性廃棄物のインベントリを予測するとともに、輸送に適合できるよう
分類及び特性化を行っている。
T18.3 鉄道で山を動かす！
Moving a Mountain by Rail!
Ashok Kappor* (Department of Energy (DOE), USA), Sephen O’Connor, J. Ritchey,
W. Ryan, Donald Metxler (Transport Logistics International, USA), #057
1952 年に米国コロラド高原にウラン鉱脈が発見され冷戦時に核兵器製造のため十数の採
掘場ができて繁栄したが、80 年代には閉鎖されていった。採掘残渣は 3×1011m3 に及ぶ放
射性廃棄物であり、DOE は清浄化作業を行ってきた。最大の Moab サイトには 9 百万 m3
の残渣が 30m の高さで 126ha に広がっており、清浄化計画の最後としてこれらを 48km 離
れた Crescent Junction 処分場に鉄道輸送する。2009 年開始で 2025 年までに完了する。
T18.4 輸送安全・適合保証課題の検討におけるプロセス改善機会の識別
Identifying Opportunities for Process Improvements in Addressing
Transportation Safety and Compliance Issues
Julia Donkin*, Dana Willaford (Department of Energy (DOE), USA), #055
DOE は 1989 年に環境管理局を設立して核兵器製造から生じた廃棄物の処理を行ってい
る。廃棄物を処分施設と DOT 輸送規則に適合するよう特性化しているが、輸送規則に適合
35
できないものが生じている。これらの詳細調査と前処理方法検討に基づき、2010 年 11 月
に LSA に関するガイダンスを発行する予定である。
T18.5 放射性廃棄物と核分裂性適用除外規定
Radioactive Waste and Fissile Exceptions
Bruno Desnoyers* (Transnuclear International (TNI), France), #054
WNTI は産業界で生じる放射性廃棄物の輸送への適合性を検討しており、輸送の必要性や
輸送を要する量が紹介された。IAEA 輸送規則改訂で検討されている核分裂性適用除外規定
へのこれら廃棄物の適用性にが報告され、従来規則では核分裂性適用除外輸送物とできた
ものの一部に適用除外とならないものがあるとの課題が指摘された。
T18.6 フランスにおけるα核種による汚染廃棄物の輸送の最適化
Optimization of Alfa Contaminated Waste Transportation in France
Vuong Juliette (Transnuclear International (TNI), France), #266
ARAVA は MELOX 工場で発生する PuO2 及び UO2 で汚染された廃棄物をラ･アーグのプ
ラントに輸送しており、
TN GEMINI 型(118ℓドラム缶 60 本収納コンテナ)及び RD26 型(118
ℓドラム缶用オーバーパックで 20ftISO コンテナに 12 基収納できる)を用いている。MELOX
工場の生産能力拡大に伴い、これら廃棄物輸送の最適化を図っている。
セッション T19 構造ベンチマーク (Structural Benchmarking)
Chair
: Chi-Fung Tso (Arup, UK)
Co-chair: Koji Shirai (Central Reserch Institute of Erectric Power Industry (CRIEPI),
Japan)
T19.1 試験から適正な有限要素モデルへ～IAEA 貫通試験による鋳鉄キャスクの安全評価
From Experiment to an Appropriate Finite Element Model- Sagety Assessment
for Ductile Cast Iron Casks by the IAEA Puncture Drop Test
Mike Weber, Frank Wille, Vikor Ballheimer, Andra Musolff (Federal Institute for
Material and Research and Testing (BAM), Germany), #025 & 115
BAM では新型 HLW キャスクの 1/2 スケールモデルによる軟鋼棒上 1m 落下試験を－40℃
で実施した。その結果から有限要素モデルの適正化を行った。解析は ABAQUS コードを用
い、まず、貫通棒の摩擦の影響やモデルのメッシュサイズなどについて、貫通棒の変形挙
動が合うように解析モデルを適正化し、それに基づいて本体側のモデルを適正化した。最
終的にフルスケールモデルについても解析し同様の挙動を確認した。
T19.2 CASTOR HAW/TB2 モデルキャスクの有限要素解析と試験による解析モデルの検証
Verification of Computational Models by Comparison of Finite-Element
Calculations and Experiments for the Model Cask CASTOR®HAW/TB2
Walter Voelzer, Stephan Glutsch, Ronny Perez-Kretschmer, Pavel Vrastil
(Gesellschaft fur Nuklear-Service (GNS), Germany), #231
BAM での CASTOR HAW/TB2 の 1/2 スケールモデルの落下試験の結果から有限要素モ
デルの検証を行った。2005～2006 年にかけて同じモデルを用いて常温及び－40℃で 17 回
36
の落下試験を行い、材料特性調査を反映したモデルを用いて水平 1m 貫通試験、水平の 0.3m
＋9m 落下及び 9m 傾斜落下について FEM 解析を実施した。ひずみや加速度について、測
定値とよく合う解析結果が得られた。
T19.3 使用済燃料キャスクの 1/3 スケールモデルの落下試験を用いた数値解析の検証
Validation of Numerikal Simulation Method Using a 1/3-Scale Model Drop Test
of KN-18 SNF Transport Cask
Kap-Sun Kim, Jong-Soo Kim, Kyu-Sup Choi, In-Su Jeong (KONES, Korea), #355
韓国での 1/3 スケール落下試験の結果から有限要素モデルの検証を行った。解析は
LS-DYNA コードを用いた。落下試験は 7 姿勢について行われ（そのうち傾斜落下は垂直寄
りと水平寄りの 2 姿勢）
、変形や歪や加速度について、測定値とよく合う解析結果が得られ
た。KN-18 とは、PWR 燃料 18 体収納キャスクで、1/3 スケールの寸法（外径 0.782m、全
長 2.10m、重量 4.6t）より、120t 級（外径 2.346m、全長 6.3m、重量 124.2t）のキャスク
であると推測される。
T19.4 輸送容器落下解析を用いた解析手法及び解析コードのベンチマーク
Benchmarking of Analytical Methods and Analysis Sofgware Used for
Transportation Package Drop AanalysisS
Haroon Raheel, Shih Peter (AREVA Transnuclear Inc, USA), #222
米国での 1/3 スケール落下試験の結果から解析手法や LS-DYNA コードの検証を行った。
20°傾斜落下について、解析結果は落下試験結果と比較し妥当であり、LS-DYNA コードを
用いることの妥当性を示すことができた。ただし、解析対象は、容器本体に比べて緩衝体
が非常に大きなキャスクで、解析も非常にラフな印象を受けた。
T19.5 試験データと古典的基本計算の比較による LS-DYNA 有限要素衝撃計算の検証
Verification of LS-DYNA Finite Element Impact Analysis by Comparison to Tset
Data and Classic First Principle Calculations
Andres Langstrom, Victor Smithe (Global Nuclear Fuel (GNF), USA), #186
RAJ-II キャスクは GNF、Westinghouse、AREVA で共同開発した第二世代の B(F)型 BWR
新燃料輸送容器である。許認可における輸送物挙動の解析に用いる LS-DYNA 解析の検証
を行った。類似設計である RA-3D 型輸送物の試験結果、LS-DYNA 解析及び古典的基本計
算を比較し、これらの組み合わせにより効率的に設計・解析できることが確認された。
T19.6 鉛キャスク(BLC)の数値シミュレーションと試験
Numerical Simulation and Experimental Testing of Brit Lead Cask (BLC)
Dhiren Sahoo*, Jotiram Mane, Vinay Bhave, Piyush Srivastav, Anil Kohli (Board of
Radiation and Isotope Technology, India), #067
Co-60 用の B(U)型キャスクの健全性評価試験を行った。解析は RAM-CRASH コードを
用いた。事前に 9m 落下によって最も損傷を受ける姿勢を解析によって評価し、9m 落下試
験～1m 貫通試験～耐火試験を行い、RT によって鉛遮へいの性能を確認した。
37
セッション T20 長期貯蔵戦略 (Long Term Storage Storagety)
Chair
: Yves Chanzy (AREVA, France)
Co-chair: Toshiari Saegusa (Central Reserch Institute of Erectric Power Industry
(CRIEPI), Japan)
T20.1 長期中間貯蔵キャスクの経年変化管理
Ageing Management for Long Term Interim Storate Casks
Anton Erhard*, Holger Volzke (Federal Institute for Material and Research and
Testing (BAM), Germany), #061
原子力発電所では機械部品の経年変化管理を行い長寿命化を図る必要がある。ドイツでは
最終処分場の選定が進んでいないため中間貯蔵施設の貯蔵期間延長を考える必要が生じて
おり、その選択肢として経年変化管理を行うことが検討されている。原子力発電所と相違
する点は、貯蔵キャスクを対象とし材料の劣化と密封機能に着目することである。現状で
は HLW キャスクについての経年変化機構の調査を行っている。
T20.2 ボーリング孔設置技術を用いた塩の中への使用済燃料直接処分に関する BSK3 概念
The BSK 3 Concept for Direct Disposal of Spent Fuel in Salt Using Borehole
Emplacement Technology
Stefan Fopp*, Reinhold Graf, Wolfgang Filbert (Gesellschaft fur Nuklear-Service
(GNS), Germany), #260
使用済燃料再処理の代替となる直接最終処分方法として POLLUX 概念が開発されている
が、新たに BSK3 概念という岩塩層中の垂直ボーリング孔に処理された使用済燃料を収納
するキャニスタを設置する方法を開発している。キャニスタは PWR 使用済燃料集合体 3
体、最大 6kw 又はガラス固化体が収納できる。EU と連邦環境省の支援で実物大地上試験
施設を建設して実証試験しており、1000 回以上の設置操作に成功している。
T20.3 輸送後に中間貯蔵する場合と中間貯蔵後に輸送する場合の輸送容器設計に与える
影響
Impact on the Transportation Package Design for Transport First and Then
Interim Storage Versus Interim Storage First and Transport
Peter Shih*, Prakash Marayanan (Transnuclear Inc, USA), #232
米国では最終処分場がないため使用済燃料は発電所サイトで輸送・貯蔵兼用システムで貯
蔵されている。サイト外貯蔵を行っている国ではまず輸送してから貯蔵が行われる。先に
貯蔵する方法と先に輸送する方法における輸送容器設計を比較すると、輸送が先の場合、
遮へいや熱の条件から設計が厳しく、クレーン容量の制限も受ける。よって、貯蔵が先の
場合のほうが収納量を大きくできる。
T20.4 金属製乾式兼用キャスクを用いた長期貯蔵後の輸送機能維持の確認
Confirmation of Maintenance of Function for Transport after Long-term
Storage Using Dry Metal Dual Purpose Casks
Tadayoshi Takahashi*, Mitsuo Matsumoto (Tokyo Electric Power Co (TEPCO),
Japan), Takeshi Fujimoto (Japan Atomic Poser Co (JAPC), Japan), #163
38
日本では金属製乾式輸送･貯蔵兼用キャスクを用いたサイト外使用済燃料中間貯蔵施設の
準備が進んでおり、そこでは蓋を開けることなく貯蔵後輸送の安全性を確認することとし
ている。原子力安全委員会は事業者に対して使用済燃料の貯蔵中の健全性に関するデータ
収集と当局に対して合理的な検査方法を確立するよう要請した。事業者は発電所内乾式貯
蔵での使用済燃料健全性調査を行うとともに、発電所での燃料装荷時及び貯蔵中の記録に
基づくキャスクの安全機能維持確認の枠組みを構築している。
T20.5 既に乾式中間貯蔵された使用済燃料の輸送認可に関する考察
Considerations for Transportation Licensing of Used Fuel Already in Interim
Dry Storage
Janet Bondre*, Robert Grubb (Transnuclear Inc, USA), #226
米国では使用済燃料は各発電所サイトで貯蔵キャスク又はキャニスタを用いた乾式貯蔵
システムで中間貯蔵されており、これらは輸送・貯蔵兼用であるが、初期のものには貯蔵
専用のものがある。貯蔵専用のものも輸送認可が取得できることが望ましいが、輸送規則
は貯蔵と要件が異なる部分があり、その対応が必要である。また、輸送規則は変更される
ことがある。これら相違要件や規則変更が貯蔵キャスクに与える影響が報告された。
T20.6 使用済燃料管理のための先進的解決法
Advanced Solution for Used Fuel Management
Frederic Patalagoity*, Camille Otton (Transnuclear International (TNI), France), #357
中間貯蔵方式には湿式と乾式がありともに 50～100 年の運転期間で、その後、他の施設
に輸送される。この輸送については、新しい規則、当局の要求、公衆等の環境に手起業す
る必要がある。一方で、新たな技術も開発されることが期待でき、現在の中間貯蔵で採用
される技術はこれら将来技術に対応できるよう先進的かつ柔軟でなければならない。現状
の輸送･貯蔵技術の中で将来輸送に対応できる発展性のある要素が紹介された。
セッション T21 遮へい計算 (Shielding Calculations)
Chair
: Marc Flynn (Low Level Waste Repository Ltd.,UK)
Co-chair: Catherine Weber-Guevara (Transnuclear International (TNI), France)
T21.1 輸送・貯蔵キャスクの遮へい計算への敵将に関するモンテカルロコード MCNP と
MONACO の比較
Comparison of Monte Carlo Codes MCNP and MONACO for Applying to
Shielding Calculation of Transport/storage Cask
Hiroaki Tanicuchi*, (Transnuclear Tokyo, Japan), #021
現在最もよく利用されている MCNP と MORSE の発展型である MONACO という 2 つ
の主要なモンテカルロコードを遮へい計算の利用者の観点から比較し、その特性について
確認した結果が紹介された。中性子遮へい計算では両者に顕著な差はないが、γ線遮へい
計算ではテクニックを要し、SCALE6 に組み込まれ MAVRIC という分散減少オプションを
有する MONACO のほうが使い易いとの結論であった。
39
T21.2 線源計算プログラム TRITON と ORIGEN 2 の比較
A Comparison of the TRITON and ORIGEN2 Source Generation Programs
Rick Moglrore* (AREVA Federal Services LLC, USA), #076
原子力発電所では中性子源とガンマ線源の計算に ORIGEN2 燃焼計算コードを使用して
いる長い歴史があるが、ORIGEN2 はもうサポートされていない古いコードであり、NRC
は信頼性確認なしには使用を認めていない。本発表では、SCALE6 コードシステムの
TRITON シーケンスを使用して作成したデータライブラリに基づいて計算した中性子源と
ガンマ線源と ORIGEN2 の計算結果との比較と考察が報告された。
T21.3 使用済燃料キャスク及びキャスク貯蔵施設の遮へい計算用断面積ライブラリの研究
Study of Cross Section Libraries for Shielding Design of Spent Fuel Cask and
Cask Storage Facility
Takuya Takahashi* (Hitachi-GE Nuclear Energy Ltd, Japan), #324
使用済核燃料貯蔵キャスク又はキャスク貯蔵施設の遮へい設計を行うとき、核断面ライブ
ラリは最も重大な要素の 1 つです。本発表では、Sn 輸送計算コードによる線量計算のため
のライブラリ（MATXSLIB-J33、VITAMIN-B6、BUGLE）と ORIGEN2 コードによる線
源計算のためのライブラリ（BWRU、ORLIB-J33、ORIGEN-ARP Code）をそれぞれ変更
した場合の比較計算結果及びその安全裕度について紹介された。
T21.4 輸送物設計への高燃焼度化の影響：放射線遮へいの展望
Impact of Higher Burnups on the Transportation Package Design: Radiation
Shielding Perspective
Narayanan Prakash* (Transnuclear Inc, USA), #228
燃料設計と原子力発電所の運転における燃料性能の改善は使用済燃料の燃焼度増加につ
ながる。燃料集合体の燃焼度の増加は崩壊熱の増加という結果になり、また中性子源の増
加にもなります。したがって、高燃焼度燃料を収納するためのキャスク設計は、中性子遮
へいを強化する必要がある。高燃焼度燃料の収納制限は、遮へい解析の正当な適用による
遮へい材料設計と燃料集合体パラメータ(燃焼度、濃縮度、冷却期間)の選択とのバランス
をとる最適化問題であるとまとめられた。
セッション T22 線源及び放射性医薬品 (Source and Radiopharmaceuticals)
Chair
: Paul Gray (MDS Nordion, Canada)
T22.3 線源の管理と輸送の関わり合い
Controlling Sources and the Transport Implications
Jim Stewart* (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #395
IAEA より線源・放射性医薬品等の欧州での輸送事例が紹介された。輸送モードの境界で
の作業においては積み替えに時間を要したり、紛失といった問題が生じている。線源や医
薬品はジャストインタイムで送られる必要があるが、このような課題があるためなかなか
そのようにはいってない。
40
T22.4 放射性及び核物質の信頼できる海上輸送の停止
Sustaining Reliable Maritime Shipments of Radioactive and Nuclear Materials
Peter Lambpourne* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #229
ほぼ 50 年の間、商業的な放射性物質の輸送は大きな問題を生じることなく実施されてい
る。しかしながら、放射性物質の受け入れを拒否する港湾と船会社、人々がいるのも事実
である。このような問題を解決するため、IAEA の規制を的確に運用し、安全な輸送のコン
センサスを高めていくことが需要である。WNTI では様々なタスクフォースを通して上記
に関連する活動を行っており、国際海事機構、国際原子力機関等との規制や法律に関わる
措置を検討している。また、各国の港湾管理者、船会社等に対しての輸送と規制の状況を
チェックする等の活動を行う。
T22.5 外国における梱包された材料
Packaged Material in Foreign Countries
CristyY Abeyta*, James Matzke (Los Alamos National Laboratory (LANL), USA),
#047
ロスアラモス国立研究所による Off-Site Source Recovery Project（OSRP）では、健康、
安全と国家の安全に潜在的危険をもたらす不必要又は廃棄された放射性密封線源を除去し
ている。全体で、OSRP は 19,000 以上の不必要な密封線源を 750 以上のサイトから回収す
ることができた。これには超ウラン元素に加えて、β/γ線源を含んでいる。発表では 3 件
について密封線源の除去に関する協力の概要が報告された。それらは、①IAEA による地域
パートナーシップ、②密封線源の返還、③密封線源を返還するための選択肢、である。
セッション T23 許認可当局の活動 (Competent Authority Activities)
Chair
: Franz Hilbert (Nuclear Cargo & Service GmbH (NCS), Germany)
Co-chair: Fernando Zamora (Consejo de Seguridad Nuclear, Spain)
T23.1 放射性物質安全輸送に関する欧州許認可当局組合
The Association of European Competent Authorities for the Safe Transport of
radioactive Material
Steve Whittingham*, Loris Rossi (Department for Transport (DfT), UK), #007
近年、放射性物質輸送量が増大し、各国の許認可当局の負担が増えてきている。このよ
うな状況に鑑み欧州の許認可当局間で協力し資源を有効活用しようとする動きが生じた。
2008 年 2 月に“欧州許認可当局組合”が発足し、加盟国が増えて EC の 75%に達している。
基本的には協力関係を構築しようとするクラブであり、最も大きな成果としては共通の““輸
送物設計安全解析書作成ガイド”があげられる。更に発展して二国間で相手国の認可をそ
のまま是認する協定を結んでいる国も生じている。
T23.2 B(U)型及び核分裂性輸送物の承認に関するカナダ－米国共同ガイドの策定と適用
Development and Implementation of the – Joing Canada-United States Guide
for Approval of Type B(U) and Fissile Material Transportation Packages –
41
Micheal Conroy* (Department of Transport (DOT), USA), Michele Sampson (Nuclear
Regulatory Commission (NRC), USA), Karine Glenn (Canadian Nuclear Safety
Commission (CNSC), Canada), #171
米国とカナダは 2005 年から B(U)型及び核分裂性輸送物の許認可を共通化する作業を始
め、5 年近い努力の結果作成された“B(U)型及び核分裂性輸送物の承認に関するカナダ－
米国共同ガイド”が米国では NUREG-1886、カナダでは RD-364 としてパブコメを経て
2009 年 3 月に発行され法的に利用できるようになった。この最初の適用事例としてウェス
ティングハウス社の AF 型新燃料輸送物 Traveller が両国共通の認可を得た。事業者や IAEA
の総合規制評価サービス（IRRS）でも好評価を得ている。今後は情報共有ガイドラインを
策定し、更なる協力関係の強化を目指す。
T23.3 いかにして英国当局は非原子力小規模使用者の検査実施のリスクベース戦略を策
定したか
How the UK Competent Authority Has Developed a Risk Based Strategy for
Carrying Out Non-nuclear Small User Inspections
Michael Turner* (Department for Transport (DfT), UK), #091
英国は 2002 年に IAEA の輸送安全評価サービス（TranSAS）を受け、3 件の勧告、21
件の助言、15 件の良好事例を得た。勧告の中に当局承認対象外輸送物の規則適合保証のた
めの監査・検査プログラムをリスクベースで評価すべきとあり、その対応としてこのよう
な仕組みの法体系への取入れを図った。工業用 X 線撮影、病院、土木工事業者等の放射線
源を扱う非原子力小口利用者は 2500 社に及び、その危険度に応じた優先度と手法を適用し
て効果的に監査・検査や調査票配布を行ってきており、安全性やセキュリティ向上、教育
訓練の必要性の浸透等の成果をあげてきている。
T23.4 効果的な解析の提出－規制者の展望
Effective Analysis Submissions - A Regulator Perspective
Joseph Oyinloye* (Department for Transport (DfT), UK), #051
輸送規則適合を実証するには様々な条件・状態に対して輸送物の安全性を説明するため
解析、試験、理由のある議論を駆使して安全解析書をまとめなければならない。それを評
価する規制者側としては“どのような説明が期待されているか”を申請者に知らしめるこ
とが重要である。良好例や悪例を 30 年以上も見てきた経験から、申請者は難しい解析など
は自分でやろうとせずに、専門の解析業者を利用してその良い顧客であるように心がけた
ほうが規制者にとってもわかりやすい結果が得られるとの助言があった。
T23.5 使用済燃料輸送キャスク評価における放射性物質放出の規制限度への適合性検証
Verification of Activity Release Compliance with Regulatory Limits within
Spent Fuel Transport Casks Assessment
Annette Rolle*, Bernhard Droste, Sven Schubert, Frank Wille (Federal Institute for
Material and Research and Testing (BAM), Germany), #017
42
BAM は輸送物許認可の中で密封評価も担当している。輸送規則に定められた基準は放射
性物質の放出率であるが、実際に放射性物質放出量を測定して実証することはなく、気体
漏えい率の測定とそれに同伴されると考えられる放射性物質を組み合わせて評価している。
気体漏えい率測定・計算方法は ISO 12807 で標準化されているが、試験で実証された漏え
い率、発送前検査の漏えい率、落下・火災試験時に想定される漏えい率は境界条件が異な
るため、評価ではそれらを保守的に関連付ける必要がある。また、収納物の仕様に基づき
放射性物質として何が放出されるかを適切に想定することも重要である。
セッション T24 乾式貯蔵の課題 (Dry Storage Issues)
Chair
: Holger Voelzke (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany)
Co-chair: Jayant Bondre (Transnuclear International (TNI), France)
T24.1 国際プロジェクトへの挑戦
Meeting the Challenges of International Projects
Justo Garcia* (Transnuclear International (TNI), France), #215
日欧米で展開する AREVA グループの 45 年にわたる貯蔵事業の実績と、今後の活動展開
の総括報告がなされた。貯蔵施設の実績として、アルメニアにおける VVVR 燃料用
NUHOMS システムの導入（1996 年運転開始、許認可年数：20 年）
、スイス北部ライブシ
ュタット発電所の TN NOVA 型キャスクの導入（2009 年～）、フランスから日本向けの低
レベル放射性廃棄物輸送容器 TN843 型輸送キャスクの開発、欧州と中国向けの貯蔵ラック
の導入等が紹介された。また、近年の技術開発として、新型キャスクの開発や燃焼度クレ
ジット、UF6 輸送等に積極的に取り組んでいる。
T24.2 英国向け鋳鉄製の輸送・貯蔵・処分用容器
Cast Iron Transport, Storage and Disposal Containers for UK
Andy Andrews* (Gesellschaft fur Nuklear-Service (GNS), Germany), #015
英国 Magnox 炉起源の中レベル廃棄物のコンクリートボールト貯蔵の経年変化による貯
蔵停止を回避するため、GNS はスラッジを収納可能な輸送・貯蔵兼用の B 型 Mosaik キャ
スク(直径 1m×高さ 1m)と IP2 型 GC VI 角型コンテナ(容積 3m3, 通称：Yellow Box)を開発
した。GC VI 角型キャスクは、Konrad 処分場の要件（5m からの落下試験等）に適合して
おり、処分も可能な容器である。その他、GNS が英国 British Energy との間で契約を獲得
したレジンの充填や脱水のための２つのプロセス施設(FAFNIR と NEWA)の紹介があった。
T24.3 貯蔵施設の設計パラメータが貯蔵キャスクの地震応答に及ぼす影響
Influence of ISFSI Design Parameters on the Seismic Response of Dry Storage
Casks
Gordon Bjorkman* (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), #338
ハッチ発電所貯蔵施設のコンクリートパッド上での地震応答の感度解析結果が報告され
た。評価対象は弾性地盤支持されたコンクリートパッド上に配置された複数のキャスクで
43
あり、パラメータとしてパッド厚さ（1.5～4feet）、地盤の弾性波速度（500～1700fps）、配
列（3 又は 12 基）が選定された。入力波は NUREG/0098 に示される 2～8Hz でフラット
な加速度応答スペクトルを有する地震波形を用いた。キャスク重心位置での加速度応答倍
率はパッド剛性に大きく影響を受け、パッド厚さが 1.5 feet の場合には 1.5 倍まで増幅する
が、3feet 以上であれば応答はあまり増幅されない。ただし、この評価は浮上りや滑りの発
生のみの評価であり、動的応答については NUREG/CR-6865 に準じた評価が必要である。
T24.4 高密度貯蔵キャニスタの装荷時及び乾燥時の除熱評価
Thermal Evaluation of Loading and Drying Operations of a High Capacity
Spent Fuel Storage Canister
Mike Yaksh*, Christine Wang (NAC International Corp, USA), #408
搬送キャスク内でのキャニスタ（BWR 燃料 87 体を収納, 発熱量 33kW）の真空乾燥時及
び真空乾燥後の He 充填による冷却時の除熱解析を実施した。真空乾燥時の解析では、三次
元 ANSYS コードにより、燃料とバスケットの三次元形状を考慮した 1/8 面対称モデルを用
いた。真空乾燥後の冷却解析では、二次元 FLUENT コードを用いてキャニスタ内部の He
の対流を考慮した。その結果、真空乾燥中の燃料の最高温度は、30 時間後に 400ºF、140
時間後に 700ºF に達するが、許容温度範囲内である。また、冷却解析結果より、He 充填
45 分後に定常状態に至ることが明らかとなった。
T24.5 貯蔵中の事故時評価に対する最適化手法と統計解析の適用
Applying Optimization Methods and Stochastic Analysis in Evaluating a
Storage Accident
Walter Voelzer*, Robert Gartz, Matthias Heck, Thomas Seider, Marco Grosse
(Gesellschaft fur Nuklear-Service (GNS), Germany), #217
CASTOR キャスクのクレーンでの取扱い時の落下事故を想定し、輸送架台上への落下と、
続いて起こる不確実な回転運動による床面への衝突事象を対象とした解析を行った。床面
にはポーラスコンクリート製緩衝体が設置してあるが、回転運動によっては緩衝体から外
れて剛な床面への衝突が排除できない。このような事象では前提条件のパラメータが多く、
最悪の評価ケースを一意に決定できない。そこで、OptiSlang と呼ばれるパラメータを最適
化する評価コードを用いて最悪事象を数ケースに絞り込み、LS-DYNA コードにより詳細解
析を実施した。なお、ポーラスコンクリートについては、独自に考慮したモデルを採用し
ている。
セッション T25 遮へい材料、バスケット材料 (Shielding Materials, Basket Materials)
Chair
: Bernhard Droste (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany)
Co-chair: Herve Issard (Transnuclear International (TNI), France)
T25.1 中性子吸収材 Vyal-B の新しい用途
A New Use for Vyal-B Neutron Absorbing Resin
Foussard Guillaume* (Transnuclear International (TNI), France), #090
44
キャスク用の遮へい材として TN-I が開発した Vyal-B が使われている。従来キャスクに
直接鋳込む方法が取られていたが、施工管理の煩雑さからプレ成型したブロックを組み立
てる方法を開発した。このよう方法を使用することで、キャスク以外にも EPR 原子炉の中
性子遮へい材としても採用されている。三次元的に成型加工されたブロックを使って配管
貫通部等の複雑な形状にも適用可能である。
T25.2 (U)HMW ポリエチレンの放射線遮へいに適用に関する放射線誘起による構造特性
の変化
Radiation Induced Structural Changes of (U)HMW Polyethlene with Regard to
its Application for Radiation Shielding
Kerstin Von Der Hhe*, Matthias Jaunich, Dietmer Wolff, Martin Boehning, Marald
Goering (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany), #173
CASTOR キャスクに使用されているポリエチレンの放射線による長期健全性を評価した。
評価方法は、ポリエチレンを溶液に溶解することが難しいことから化学的な分析ではなく
熱的な方法がとられた。評価の結果、60ｋGy までの放射線照射により融点が高い目にシフ
トすること、高温での分解が早くなること、ヤング率が高くなること、密度が高くなるこ
と等の変化が見られたが、遮へい性能に影響するものでないことが確認された。
T25.3 輸送貯蔵キャスクに使用されるビニルエステル中性子遮へい材の熱時効
Thermal Ageing of Vinylester Neutron Shielding Used in Transport/Storage
Casks
Fidele Nizeyimana*, V. Bellenger, Pascale Abadie, Herve Issard (Transnuclear
International (TNI), France), #136
ビニルエステル系レジン Vyal-B を 120/140/160℃で加熱試験を行い、質量測定、熱的の
分析と縦弾性係数の測定により熱劣化評価を行った。試験は、酸素が重量減損を早めるこ
とから酸素分圧を高めた雰囲気で行った。最初の 48 時間程度で低分子が揮発することによ
る重量減損がみられ、その後、重量減損率は小さくなった。今回行った加熱試験の結果か
ら長期加熱による重量減損率を予測することができる。
T25.4 鉛多層タイプキャスクの除熱性能及び鉛変形についての実験的検討
Experimental Study of Heat Removal Ability and Lead Slump Lead-Type
Multi-Wall Cask
Satoshi Ashida*, Jun Okada, Shintaro Miyazaki, Koji Kitamura, Dong Hui Ma
(Hitachi Zosen, Japan), #070
鉛多層タイプのキャスクを模擬した試験体の落下試験を行い、その前後で伝熱試験を行い、
除熱性能の評価を行った。伝熱試験の結果、鉛の鋳造の際に何も処理しなかった場合は鉛
と炭素鋼の間にギャップが生じ、20℃程度の温度差ができた。一方、固着化処理を行うと
鉛と炭素鋼間のギャップがないとして評価した場合と同じ除熱性能が得られ、また、落下
試験後の除熱性能にも大きな変化がないことが確かめられた。
45
T25.5 燃料バスケットにおける Metamic-HT の役割－一般産業用の初めてのナノ粒子ベ
ース材料－
The Role of Metamic-HT － Industrial’s First Nano-Particle Based Material －
in Fuel Basket Design
K.P. Singh*, I. Rampall, T.G. Haynes (Holtec International, USA), #262
METAMIC-HT（7μm 以下の B4C を添加したアルミ合金材料）の 40 年間の貯蔵を想定し
た熱時効及び放射線照射を行ったサンプルの材料評価を行った。評価項目は引張強度特性、
クリープ特性、ヤング率、シャルピー衝撃特性、破壊靱性、各種熱特性である。これらの
試験は NRC の了解を得たテストプログラムであり、この材料は HI-STAR180 のバスケッ
ト材料として認可が得られている。
セッション T26 使用済燃料以外の輸送物設計 (Non Spent Fuel Package Design)
Chair
: Ken Sorenson (Sandia National Laboratory (SNL), USA)
Co-chair: Catherine Shelton (AREVA, France)
T26.2 商用グレード濃縮 UF6 の輸送の新容器－DN30 オーバーパック
The DN30 Overpack -a New Solution for the Transport of Commercial Grade
and Reprocessed enriched UF6
Franz Hilbert*, Wolfgang Bergmann, Frederic Nyon (Nuclear Cargo + Service GmbH
(NCS), Germany), #073
濃縮 UF6(濃縮度最大 5%)輸送容器のオーバーパック DN30 を設計した。寸法と重量は、
縦 2,435mm、横 1,198mm、高さ 1,218mm、重量 1,110kg である。DYNA、ANSYS を用
いて有限要素法による垂直落下、コーナー落下、スラップダウン、1m 棒上の解析を実施し
た。2011 年の実用化を目指している。
T26.3 UX-30 の B 型輸送物としての承認
Recent Approval of the UX-30 as a Type B Package
Mark Whittaker* (Energy Solutions, USA), #147
2009 年 4 月に UF6 の輸送容器 UX-30 は NRC から B 型輸送物の承認を取得した(更新)。
B 型の許認可取得にあたり、リークテスト判定条件をはじめ、遮へい解析、メンテナンスプ
ログラム等が見直されたことが紹介された。今後はベルギー、カナダ、フランス、ドイツ、
ロシア、スウェーデン、イギリス、韓国などでも許認可を得ることを目指す。
T26.4 新燃料輸送容器 FCC NG の欧米向け設計
FCC NG – Transatlantic Design
Francois Marvaud* (Transnuclear International (TNI), France), Pascal Faye, Michel
Doucet (AREVA NP, France) #138
欧米向けの UO2 新燃料輸送容器 FCC NG を開発中で、主な仕様は縦 6,000mm、横
1,050mm、高さ 940mm、キャビティ長 4,990mm、重量 5,800kg(燃料装荷時)であり、少
なくともフランス、ベルギー、アメリカでの認可取得を目指している。IAEA TS-R-1 及び
10CFR71 の両方の規制要件を満足するために、落下解析、未臨界解析などを実施した。
46
T26.5 日本における MOX 新燃料輸送の概要と輸送容器の開発
Outline of Fresh MOX Fuel Transportation in Japan and Development Status of
a Transportation Cask for LWR
Norihiko TAMAKI*, Akira Oe (Japan Nuclear Fuel Limited (JNFL), Japan), Kazunari
Onishi (Nuclear Fuel Transport (NFT), Japan), #201
J-MOX 工場から日本国内の発電所への MOX 燃料の輸送容器の設計を行っている。設計
承認は 2011 年申請予定。主な特徴は中性子遮へい材に PG 水を採用し、バスケットにはア
ルミ、ボロン入りステンレスを採用。BWR 用 MOX 燃料の場合 12 体、PWR 用 MOX 燃料
の場合 4 体を収納可能。関連法令への適合に加え、搬送中の機械的振動を抑制するための
燃料ホルダーを設計中である。
T26.6 CASTOR HAW28M－高レベルガラス固化体の輸送・貯蔵容器の開発と許認可
Castor HAW28M – Development and Licensing of a Cask for Transport and
Storage of Vitrified High Active Waste Containers
Andre Vossnacke*, Rainer Noering (Gesellschaft fur Nukear- Service (GNS),
Germany), #032
フランスからドイツへの高レベル廃棄物の返還に使用する CASTOR HAW28M キャスク
の開発を行っている。本容器はラ・アーグに保管中の高発熱量、高放射能のガラス固化体
を対象としており、キャニスタ 28 本、最大発熱量 56kW までを収納できる。BAM での落
下試験、材料試験、熱解析等を実施した。
セッション T27 輸送拒否 (Denials of Shipment)
Chair
: Steve Whittingham (Department for Transport (DfT), UK)
Co-chair: Trevor Dixon (World Nuclear Transport Institute (WNTI))
T27.1 放射性物質の海上輸送
Marine Shipments of Radioactive Materials
Stefan Hoeft* (World Nuclear Tranport Institute (WNTI)), #361
クラス７放射性物質の海上輸送ルートは欧州－北米など多数あり、また輸送されるクラス
７物質も濃縮 UF6 や天然 UF6 など様々だが、放射性物質輸送を受け入れる会社は限られて
いる。また、輸送を行うには IMDG コードのほかに国別の法律や規則を考慮する必要があ
り、港の設備の問題もある。産業界としては安全で確実な放射性物質輸送が行われるよう
最大限の努力を行っている。WNTI ではタスクフォースを設置し、輸送業界での情報交換
や安全な放射性物質輸送のための共通の姿勢を確立するための場を提供している。
T27.2 放射性物質の輸送拒否
Denial of Shipment of Radioactive Materials
Paul Gray* (MDS Nordion, Canada), Grant Malkoske (International Source Suppliers
and Producers Association (ISSPA)), #190
国際線源供給者及び生産者協会(ISSPA)は世界的に重要な密封線源の製造会社から構成
されており、2009 年には輸送拒否に関する IAEA 国際運営委員会の議長を務めた。放射線
同位元素は医療や農業など様々な分野で利用されており、輸送の拒否や遅延は産業界や健
47
康管理等に重大な影響を与える。問題の解決には輸送拒否データベースは適切な行動を起
こすための鍵となり、地域のネットワークや国のフォーカルポイントが重要である。
T27.3 輸送拒否の最小化における各国当局の役割
The Role of National Authorities in Minimizing Denials of Shipments
Michael Wangler* (Department of Energy (DOE), USA), Nat Bruno (Brazilian
Nuclear Energy Commission, Brazil), Aranguran Nandakumar (Consultant, India),
#038
輸送拒否・遅延問題の解決には、規制当局だけではなく荷送人、運搬人、荷受人は一見関
係ないと思われる当局も協議に含めなければならず、彼らは重要な役割を担う。ブラジル
では規制当局が委員会を立ち上げアクションプランを作成し、すべての関係者が問題解決
を確実にすることにより、問題解決が可能となった。
T27.4 放射性物質の輸送拒否に関する地中海地域ネットワーク管理の実績
Experience on the Management of the Regional Network in the Mediterranean
Basin for the Denials of Shipments of Radioactive Material
Sandro Trivelloni* (Institute for Environmental Protection and Research (ISPRA),
Italy), Fernando Zamora-Martin (Consejo de Segridad Nuclear (CSN), Spain),
Bernard Monot (Transnuclear International (TNI), France), #135
地中海地域ネットワークは放射性物質の輸送拒否問題解決のための枠組みとして、2008
年 5 月のワークショップで設立された。22 ヶ国が招待されたが出席は 15 ヶ国、国のフォ
ーカルポイントが設置された国は 11 ヶ国である。また、輸送拒否に関する質問状を作成し
たが、回答があったのはわずか 5 ヶ国であった。2 年間の地中海地域ネットワーク活動によ
って、問題解決にはロビー活動や訓練など一般的なレベルでは困難であり、輸送拒否が報
告された場合は、ケースバイケースの対応が必要であることが認識された。
T27.5 原子力ルネッサンス、核物質輸送：連絡の課題に関するフロントエンドの経験
Nuclear Renaissance, Nuclear Transports : The Communication Challenge:
Front End Experience
Bernard Monot* (Transnuclera International (TNI), France), #253
16 世紀のルネッサンスはレオナルドダビンチとメディチ家によって形作られたといえる
が、原子力ルネッサンスは技術革新と経済によって刺激されている。この発展に対する全
体的な容認はいかにして得られるか？放射性物質輸送においては、関係者の立場は賛成、
中立、反対とそれぞれであり、それも外部の圧力等によって簡単に変わってしまう。また、
規制当局の予測できない決定や風評被害などの問題がある。
T27.6 クラス 7 物質輸送の文書に関する要求
Documentation Requirements for Class 7 transpots
Rob Van Ueffeln* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #425
放射性物質の国際海上輸送のために必要な書類について、規制当局、海運業者、運送業者、
港湾当局、顧客、その他によってなぜそれらが必要か、クラス７放射性物質貨物とそれ以
48
外の貨物における書類準備の違いを説明。また、書類において同じ情報の複数記載、それ
ぞれ違った組織、規制当局、国によって必要とされる情報に関する不一致が見られること
などから、輸送文書の共通化、それによる書類作成の重荷の軽減が推奨された。
セッション T28 衝撃試験 (Impact Testing)
Chair
: Karsten Mueller (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany)
Co-chair: Thomas Danner (NAC International, USA)
T28.1 付加機器がある場合の安全性実証のための輸送物試験
Package Testing to Demonstrate Safety with Added Features
Pierre Malesys* (World Nuclear Tranport Institute (WNTI)), #359
IAEA 輸送規則第 611 項の解釈について各国当局によって相違があり、輸送架台付きでの
規則試験適合を要求する当局もあることについて、IAEA での議論では同項はそもそも輸送
物発送時に馬鹿げたことをしないよう注意する一般事項であること、輸送架台は輸送物の
一部でないことが明確化され、それを反映した助言文書草案が加盟国 120 日レビュー中で
あることが紹介された。
T28.2 TRUPACT-III 型輸送物の認証試験
Certification Testing of the TRUPACT-III Package
Gary Clark* (AREVA Federal Service LLC, USA), #149
WIPP 施設への超ウラン元素廃棄物輸送用に開発中の TRUPACT III 輸送物は直方体コン
テナ形状で長さ 4.29m、幅 2.50m、高さ 2.65m で 25 トンである。米国輸送規則 10 CFR
への適合性を証明するため落下試験が行われている。1 基の 1/2 スケールモデルと 2 基の実
寸モデルを用いた落下試験の状況が報告された。
T28.3 新型 MOX 粉末輸送容器の原型試験
Prototype Test of a New MOX Powder Transport Packaging
Yoshihiro Kawahara*, Tokuo Take (Kimura Chemical Plant Co., Ltd, Japan),
Takafumi Kitamura, Kan Shibata, Yuichiro Ouchi (Japan Atomic Energy Agency
(JAEA), Japan), #081
JAEA では高速炉もんじゅ及び常陽燃料の原料とする MOX 粉末を JNFL 六ヶ所再処理施
設から輸送するための輸送容器を開発した。容器は B(U)F 型で直径 1.4m、高さ 2.2ｍで約
4 トンである。IAEA 輸送規則への適合性を実証するため実規模原型容器を製作して落下試
験に供した。原型容器は実機と同じ品質保証体制のもとで製作した。2007 年から 2009 年
にかけて実施された試験結果が報告された。
T28.4 CASTOR HAW/TB2 型 1/2 縮尺モデルによる落下試験計画
Drop Test Program with the Half-scale Model CASTOR HAW/TB2
Andre Musolff*, Thomas Quercetti, Karsten Mueller, Bernhard Droste, Steffen Komann
(Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany), #172
49
新たな高レベル放射性廃棄物輸送物 CASTOR HAW28M を開発するにあたって、その１
1/2 スケールモデル CASTOR HAW/TB2（15 トン）を製作して BAM の落下試験場で 9m
落下、1m 鋼棒上落下等の様々な落下試験に供した。試験体の計装及び計測システムを含め
た落下試験の模様が紹介された。
T28.5 コンラッド処分場向け鋳鉄コンテナの構造安全解析
Mechanical Safety Aanalyses of Cast Iron Containers for the Konrad Repository
Uwe Zenker*, Mike Weber, Linan Qiao, Bernhard Droste (Federal Institute for
Materials Research and Testing (BAM), Germany), #220
BAM では非発熱廃棄物を処分する KONRAD 処分場向けの球状黒鉛鋳鉄製の原型コンテ
ナの落下試験を実施している。試験結果から KONRAD 処分場の仕様を模擬する落下試験
用標的の変形挙動に改善が必要なことがわかり、新たな標的を設計・製作して落下試験を
行って必要な特性を得た。これら特性を FEM 解析に取り入れることにより、試験体の挙動
を予測することができ、この手法に基づいて人工欠陥付き容器の落下試験を行って脆性破
壊が生じないことを確認した。
T28.6 ウインズケール試験燃料及び放射性同位元素廃棄物輸送物の衝撃性能の実証
Demonstration of the Imapct Performance of the Windscale Pile Fuel and
Isotope Waste Package
Chi-Fung Tso*, John Cliffort (Ove Arup & Partners, UK), #373
英国においては中レベル廃棄物は受動的に安全な形態に前処理してから処分することに
なっている。ウインズケール実験施設の古い原子炉から生じる燃料等の廃棄物はこの放任
に基づき有機ポリマーと特殊グラウトで 500ℓドラム缶に充填されるが、原子力解体機構
（NDA）の定めた基準に適合し、輸送及び取扱い時の落下でも所定の閉じ込め機能を有し
なければならない。このため原型容器を製作して FEM 解析及び落下試験を行い、基準に適
合することを実証した。
セッション T29 輸送物設計及び戦略 1 (Package Design and Strategies 1)
Chair
: Malcolm Miller (Lambie Consultancy Limited, UK)
Co-chair: Heinz Geiser (Gesellschaft fur Nukear-Service mbH (GNS), Germany)
T29.1 新たな核分裂性輸送容器を開発する際の考慮
Considerations in Developing a New Fissile Transport Package
Tim Gleed-Owen* (Rolls-Royce, UK), #105
新たな輸送容器を開発する際には、異なる設計であっても類似した手法による活動が行わ
れる。この典型的な活動について、ロールスロイスが新燃料輸送容器の設計・開発及び許
認可取得を実施した際の活動を例として、イラストを交えた説明がなされた。これらの例
がすべてというわけではなく、また、どんな輸送容器にも同じように適用されるというわ
けではないが、典型的な活動として解析・試験の様子が例示された。
50
T29.3 燃料健全性プロジェクト（FIP）評価手法の原則についての説明
Description of Fuel Integrity Project Methodology Principles
Maurice Dallongeville*, Aravinda Zeachandirin (Transnuclear International (TNI),
France), Peter Purcell, Anthony Cory (International Nuclear Services (INS), UK, #134
TNI と INS は 2000 年代初頭に、輸送容器の落下試験時の燃料集合体の評価手法の開発
を目的として、燃料健全性プロジェクト：Fuel Integrity Project (FIP)を立ち上げ、PWR17
×17 燃料及び BWR8×8 燃料の落下試験や新燃料及び使用済燃料（燃焼度 40～50GWd/t）
による曲げ試験結果等から FIP 評価手法を確立した。容器落下時の臨界解析に係る燃料形
状の安全側の仮定として、以下の説明がされた。
・ 水平落下時に PWR、BWR 燃料とも燃料ピッチが縮小するため、通常時の形状と仮定。
・ 垂直落下時に PWR 燃料は最下部スパンが樽状に拡大するため、１スパン分を均等に拡
大すると仮定。BWR 燃料は最下部スパンが縮小するため、通常時の形状と仮定。
また、その他の評価条件として、落下時の被覆管破断によるペレットの漏出は破断部位
から 1、2 個程度とすること、垂直落下時に燃料集合体の上下部構造が変形することによる
燃料有効部の長手方向への移動の考慮等が説明された。
T29.4 閉じた燃料サイクルの輸送の関わり合い
Transportation Implications of a Closed Fuel Cycle
Ruth Weiner*, Ken Sorenson, Matthew Dennis (Sandia National Laboratories (SNL),
USA), Samuel Bays, Miles Greiner (University of Nevada, USA), #369
米国は、鉱山から濃縮施設、発電所、再処理施設に至るまで、燃料サイクル施設の多種大
量の輸送に関して経験と輸送容器を有している（ただし、MOX 燃料と ABR 燃料は除く）。
これらの多種大量の輸送とそこで用いられる輸送容器についての紹介があり、鉄道輸送の
コスト面での優位性についても示された。
T29.5 原料粉末輸送に関する試み及び経験とそのウラン輸送への適用について
Current Practise and Experience of Shipping Bulk Powders and How This Is
Relevant to the Transport of Uranium Ore Concentrates
Marc-Andre Charette*, Al Stratmeneyer, Guy Karrer (World Nuclear Transport
Institute (WNTI)), #162
米国では、50 年以上、鉄製のオープンヘッドドラム缶を用いて天然ウラン鉱を道路、鉄
道、海上輸送により安全に出荷しており、このドラム缶は天然ウラン鉱の輸送に関する法
的要求事項を満足している。ここで、容器を改良するという選択肢については、最近まで
真剣に評価されていなかったが、現在がその時期にあると考えられている。WNTI は原料
粉末を輸送する様々な機関の研究を支援しており、そこで検討されている様々な輸送容器
が紹介された。これらのうちのいくつかは明らかにウラン鉱の輸送には不適切であるが、
中にはウラン鉱の輸送に適用できるものもあるものと思われることから、フィージビリテ
ィスタディを継続している。
51
セッション T30 緊急時対応 1 (Emergency Response 1)
Chair
: Betty Bonnardel-Azzarelli (World Nuclear Transport Institute (WNTI))
Co-chair: Gilles Sert (Institute de Raioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), France)
T30.1 輸送の緊急時への準備－WNTI が学んだ教訓
Transport Emergency Preparedness - Lessons Learned from WNTI
Marc Flynn* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #056
WNTI は、輸送の緊急時対応のための準備において、その経験を共有するための産業界の
ワーキンググループを設置した。ワーキンググループにおいて、2006、2007 年にフランス
と英国とロシアでアンケートとワークショップを実施した。その結果、緊急時対応のため
には、まずシステムを作成し、教育と訓練が大事であるという結果を導き出している。よ
り具体的には、情報を共有すべきステークホルダーを明確にし、常に記録をアップデート
することが大事であり、手段としてのコミュニケーションツールも大事すべきだとしてい
る。Be prepared for unexpected というキーワードでプレゼンテーションが結ばれた。
T30.2 RADSAFE：輸送の緊急時への準備に対する産業界のニーズへの解決策として
RADSAFE: Meeting the Industry Needs for Transport Eemergency Arrangements
Terence Kelly*, Jonathan Harrison, Gareth Davies, Anthony Wetherall (UKAEA Ltd
(Representing RADSAFE CLG), UK), #314
RADSAFE は、放射性物質の陸上輸送事故に対する支援を行う民間会社である。英国内
においてメンバーシップ制をとっており、メンバーに対し 24 時間対応体制をとっている。
現在のメンバーは British Energy Safeguard International などの 8 社であり、放射性物質
事故に対する専門家としての活動を、警察及び消防と協働で実施する。具体的には、事故
地点における放射線を測定し、公衆の避難を誘導する。RADSAFE の利点として、コスト
削減、対応の基準化、メンバーに対する基準化された訓練があげられる。
T30.3 DSTL における RADSAFE の訓練
DSTL RADSAFE Exercise
Brian Corbett*, William Blanchard (Defence Science and Technology Laboratory
(DSTL), UK), #281
DSTL は英国防衛省の委託を受け、緊急時対応の一部を行うこととなっている。DSTL は、
RADSAFE のメンバーとしての義務として、2009 年 12 月に英国ウィルト州において、道
路輸送時の事故に対する Level 2 の対応を試験するため、実物の放射性物質を用いた訓練を
行った。DSTL の消防と救難部隊との訓練において、よいコミュニケーションと意志決定が
緊急時には重要であることを確認した。この訓練は輸送事故に対する DSTL の能力の実証
となり、その中から様々な教訓が得られた。
T30.4 放射性物質輸送の緊急時計画に対する技術基盤
Technical Basis for Transport of Radioactive Materials Emergency Planning
Sandro Trivelloni*, Luciano Bologna, Giorgio Palmieri, Antonio Santilli, Paolo Zeppa
(Institute for Environmental Protection and Research (ISPRA), Italy), #166
52
放射性物質輸送の緊急時における事故シナリオを設定し、公衆の被ばく線量評価を行った。
事故シナリオは、輸送モード、輸送物、放射能強度、事故の重大性で整理している。ISPRA
データベースから事故事例を統計分析し、２つの事故シナリオを決定した。それぞれの事
故シナリオにおける放出量は、3A2 値、30A2 値としている。被ばく線量評価上、主要な核
種（I-125, I-131, Mo-99）を選定した上で、事故時の公衆の被ばくについて、幼児、子供、
大人のそれぞれについて算出した。その結果からシナリオごとに、事故地点からの避難距
離と隔離距離を提案した。
セッション T31 規則及びガイド文書 (Regulations and Guidance)
Chair
: Frank Nitsche (Federal Office for Radiation Protection (BfS), Germany)
Co-chair: George Sallit (Department for Transport (DfT), UK)
T31.1 明快な規則
Clear Regulations
Jim Stewart* (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #397
輸送規則 TS-R-1 のいくつかの実際の規定をあげて英語の構文が複雑なこと、意図したの
とは別にも読めること、不明瞭な部分があること、記載が統一されていないこと等が例示
された。これらは翻訳版を作成する際の障害にもなっている。規則全体にわたって“誰が
何をしなければならないか”が明快に規定される英語記載が追及されるべきとの課題が提
示された。
T31.2 通常輸送時に輸送物が経験する環境条件
The Environmental Conditions Experienced by Packages during Routine
Transport
Sarah Fourgeaud*, Karin Ben Ouaghrem, Gilles Sert, Igor Le Bars (Institut de
Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), France), Jim Stewart (International
Atomic Energy Agency (IAEA)), #118
通常の輸送条件で輸送物に機械的負荷を与える加速度や加速度係数について、助言文書
TS-G-1.1 の付録 IV に輸送モード等に対して様々な値が与えられているが、IRSN での文献
調査によれば必ずしも適切な値ではないことがわかった。これらの値を明確にするために
IAEA が他の国際機関を含めての調査を行うことが提案された。
T31.3 事業所内輸送規則：いかにして国際規則をあてはめるか？
Onsite Transport Regulations: How to Adapt International Regulations?
Laurent Hansel*, Yves Chanzy, (AREVA, France), #129
フランスでは事業所内輸送においては事業所外輸送と“同等の安全性が確保されること”
と規定されている。当局は事業所内輸送に関するこの解釈について具体的な基準をまとめ
るよう CEA/EDF/AREVA に要請した。検討の結果、通常の輸送時には試験条件は除外でき
ること、事象・事故時においても事業所外輸送規則の試験条件は緩和できることが提案さ
れた。
53
T31.4 TCSC 1086：B 型輸送物の落下試験の良好事例ガイド
TCSC 1086: Good Practice Guide to Drop Testing of Type B Transport
Pachkages
Chi-Fung Tso* (Ove Arup & Pertners, UK), Bill Sievwright (Nuclear Decommissioning
Authority (NDA), UK), #371
輸送コンテナ標準化委員会（TCSC）は英国原子力産業界の放射性物質輸送に関する自主
規格を策定している。TSTC1086 は B 型輸送物の落下試験の計画、実施及び評価に関して
行うべきことのガイダンスであり、IAEA の助言文書を補完することができる。1TSTC1087
は落下試験における輸送物挙動の有限要素法解析に関するガイダンスである。
T31.5 燃料集合体に関する臨界安全評価の簡素化
The Facilitaion of Criticality Safety Assessments for Fuel Assemblies
Sam Darby*, Michael Doucet (World Nuclear Tranport Insutitute (WNTI)), #368
国際輸送に供される核分裂性輸送物は多国間承認を要するが、国によって要求が異なり許
認可に支障を生じることがあることから、WNTI では産業界として臨界安全評価の共通化・
標準化を図ためのタスクフォースを設置している。そこでの検討の例として解析における
燃料集合体の取扱い（寸法公差、濃縮度）や水の浸入、判定基準等に関する議論が紹介さ
れ、複雑な安全上の判断を要する課題であることが説明された。
セッション T32 シール挙動 (Seal Behaviour)
Chair
: Bill Sievwright (Nuclear Decommissioning Authority (NDA), UK)
Co-chair: Hans-Peter Winkler (Gesellschaft fur Nukear-Service mbH (GNS), Germany)
T32.1 輸送時機械的振動の漏えいへの影響－使用済燃料輸送/貯蔵キャスクの金属ガスケ
ットの密封性
Influence of Mechanical Vibration in Transport on Leak –Tightness of Metal
Gasket in Transport/Storage Cask for Spent Nuclear Fuel
Toshiari Saegusa*, Koji Shirai, Hirofumi Takeda, Masumi Wataru, Kousuke Namba
(Central Reserch Institute of Electric Power Industry (CRIEPI), Japan), #025
中間貯蔵に適用される輸送／貯蔵キャスクの金属ガスケットの密封性について、輸送中の
挙動について着目して実施されたデータ評価の紹介。金属ガスケットの貯蔵中の長期密封
性についても試験が実施されているが、貯蔵よりも短期間となる輸送中に貯蔵時よりも大
きな漏えいが起こるようなモードがあるかを確認するために実施されており、輸送中に金
属ガスケットに発生する振動幅が漏えい率に影響を与えるしきい値が示された。
T32.2 火災試験中の熱膨張が輸送物密封性に与える影響
The Influence of Thermal Expansion on Package Tightness during Fire Test
Frank Koch*, Jens Sterthaus, Claus Bletzer (Federal Institute for Materials Research
and Testing (BAM), Germany), #041
800℃×30 分の耐火試験における密封部への影響が大きいと考えられる耐火試験中の温
度勾配について、有限要素モデルを用いた解析による考察。まずは単純化したモデルにて
温度検証を行い、その後実設計モデルへと展開を行う。容器基本設計に対する温度勾配に
54
対応するためには、有限要素法解析によるアプローチが有効であることが示さた。また、
耐火試験中に発生している容器内部の温度状況の変化詳細の把握が難しいことや、気密漏
えい試験が（耐火試験中ではなく）試験後に実施されることから、FEM 解析による手法で
耐火試験中の状態についても安全側に評価できることも示された。
T32.3 航空機エンジン衝突による垂直及び水平衝撃時の金属キャスク密封性能の評価
Evaluation of Sealing Performance of Metal Cask Subjected to Vertical and
Horizontal Impact Load due to Aircraft Engine Crash
Koji Sirai*, Toshiari Saegusa, Kosuke Namba (Central Reserch Institute of Electric
Power Industry (CRIEPI), Japan), #108
輸送／貯蔵金属キャスクの密封性に関し、航空機エンジンの衝突を想定した試験における
漏えい率の経時変化を確認した試験が紹介された。衝突した瞬時の漏えい率の変動が詳細
に記録されており、衝突瞬時には密封部に対して非常に大きな負担がかかることと、衝突
時弾性変形の影響はすぐになくなり、漏えい率が所定の範囲内に回復することが示された。
T32.4 非承認容器－漏えい試験方法
Non Competent Authority Approved Packages – Method for Leak Testing
Gerry Holden* (GVH Projects Ltd, UK), Marc Fkynn (Low Level Waste Repository
Ltd, UK), #008
「関係当局の承認が不要な容器」の気密漏えい検査基準の変化動向等についての報告がな
された。A 型容器に代表される気密漏えい検査基準については、より合理的な基準の適用が
望まれているとして、現行のガイダンスに沿ったものの内容から最近の動向、適用対象と
なる容器形態について説明されていた。
セッション T33 輸送物設計及び戦略 2 (Pakcage Design and Stratedies 2)
Chair
: Sandro Trivelloni (ISPRA, Italy)
Co-chair: Vladimir Ershov (Emergency Response Center of Minatom, Russia)
T33.1 輸送容器の前に
Innovation: Ahead of the Pack(aging)
Hartemstein Michel, Fontanet Celine, Issard Herve (Transnuclear International (TNI),
France), #104
顧客は輸送容器がより大型でより高熱のものを収納でき、より線量を低下しより迅速な許
認可取得ができ、そして言うまでもなく安いということを望んでいる。一方で、規制側は
安全性の増加と万全な正当性を望んでおり、本質的にはどのような新しい概念も望んでい
ない。これらのつじつまを合わせるためには、あるゆる局面において“革新”が鍵となる。
本発表では、AREVA で導入された ID スクールと呼ばれる新しい概念について紹介された。
T33.2 CEA の EMBAL 計画による新しい B 型輸送容器の開発
Developments of New Radioactive Transport Packages of Type B within the
Current EMBAL Plan in CEA
55
Rigaut Emmanuel, Joudon Alain, Claverie-Forgue Sabastien, Cuvillier Thomas,
(CEA, France), #274
CEA（フランス原子力庁）は古い輸送物の再開発を検討しているが、規則の変化による
最近の要求事項に従う必要があり、また、原子力施設と外部の通過する地域における様々
な規制を考慮に入れねばならない。このようなニーズから、CEA は 2001 年に特定容器の
更新に関するプロジェクト（EMBAL 計画）を開始し、B 型輸送物を参照した概念設計を
10 年間行ってきた。2010 年には、EMBAL 計画により 13 基の容器が製造されており、当
局の承認を受けている。本発表では、新燃料輸送容器、高い腐食性のある液体放射性廃棄
物容器及び放射線分解による水素爆発の懸念のある固体放射性廃棄物容器の 3 種類の設計
について、どのように規則における最近の要求事項を満足したかについて説明された。
T33.3 輸送: 原子力産業における最も敏感なつながり
Transport: A Most Sensitive Link for the Nuclear Industry
Marc Lebrun*, Pascal Chollet (Transnuclear International (TNI), France), #254
原子力分野における世界のリーダである AREVA は、原子力産業におけるすべての分野に
関わっており、統合的なサービスを提供するため戦略的な組織化がなされている。その中
で輸送活動が製品の提供を完成させるための重要なパートであると認識しており、そのた
め、輸送活動には厳しい品質要求事項を課しており、またポリシーとして安全を重視して
いる。本発表では、AREVA で実行されてきたリスクマネジメントについて説明された。
T33.4 リスク分析のための輸送シナリオ
Transportation Scenarios for Risk Analysis
Ruth Weiner* (Sandia National Laboratories (SNL), USA), #370
どのような輸送リスクも、3 つの要素によって定義される。それは、何が起こりうるのか
（シナリオ）
、どれくらい起こるのか（確率）、起きた場合にどうなるのか（結果）の 3 つ
である。ここで、放射性物質輸送の事故シナリオとしては、3 つのタイプがある。それは、
放射性輸送物への影響が全くない事故、ガンマ遮へいが損なわれるかも知れないが放射性
物質の漏えいのない事故、放射性物質が漏えいする可能性のある事故の 3 つである。本発
表では、RADTRAN を用いた様々な事故シナリオ評価が説明された。
T33.5 設計、許認可、製造におけるリスクマネジメント
Risk Management in the Design, Licensing and Fabrication
Charles Temus* (Areva Federal Services LLC, USA), #178
IAEA 規則 1996 年版の取入れにより使用中の多くの輸送容器の廃止が必要となった。そ
の一つに研究用原子炉用のものがあり、これを代替するための BRRC キャスク（Battelle
Energy Alliance Research Reactor Cask）について効率よく設計、許認可、製造を行う必
要があった。この計画には、ソースタームがはっきり定義されていないこと、様々な施設
に対応した取扱いシステムとする必要性及びいくつかの異なった種類の燃料を輸送する必
要性とのリスクがあったため、これらのリスクに対応し工程を維持するため並行して様々
56
な検討を実施した。本発表では、BRRC プロジェクトにおける、厳しい工程と不明確な要
求事項の下での、設計、許認可、製造におけるリスクマネジメントについて説明された。
セッション T34 緊急時対応 2 (Emergency Response 2)
Chair
: Nicholas Barton (Department for Transport (DfT), UK)
Co-chair: Veronique Baylac (Transnuclear International (TNI), France)
T34.1 マッカーサ･メイズとニューホール峠の火災及びそれからの使用済燃料輸送への示唆
The Macarthur Maze and Newhall Pass Fires and Their Implications for Spent
Fuel Transport
Earl Easton*, Chris Bajwa (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), #264
2007 年にカリフォルニア州における重大な輸送事故として、オークランドの Macarthur
Maze における長距離輸送のガソリントレーラの火災事故と、Santa Clarita の Newhall
Pass における複数のトレーラの玉突きによる火災事故があげられる。NRC は 2 件の事故を
分析し、使用済燃料輸送物に対する推奨をとりまとめた。特に重要なのは、通知書の消失
や運転手の死亡による情報の不備に対応するため、通知を厳密に行うことである。また、
ヒューマンファクタリスク分析も重要であり、今後取り組む予定である。一方で、放射性
物質輸送では、11 年間で Level 1 の事象が 127 件、Level 3 の事象が 1 件にしか過ぎない。
T34.2 1999 年～2009 年にフランスにおいて生じた放射性物質を含む輸送事象からの教訓
Lessons from Transport Events Involving Radioactive Materials Occurred in
France between 1999 and 2009
Laure Carenini*, Gilles Sert, Marie-Therese Lisot, Claire Sauron (Institut de
Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN), France), #119
1999 年から 2009 年にフランスにおいて生じた放射性物質を含む輸送事象からの教訓を
とりまとめた。特に、2001 年の Paris-CDG 空港における手荷物の放射線の超過、2007 年
の B 型輸送物の火災事故の 2 つの事象を詳細に調べた。分析の結果は、ASN と IRSN の輸
送容器設計や輸送作業の分野での放射性物質輸送リスクの低減に実際に用いられている。
フォルトツリー分析で使用されるヒューマンエラーについても検討することが重要である。
T34.3 輸送活動に対する改訂された INES 文書の影響に関するレビュー
Reviewing the Impact of the Revised INES Manual on Transport Activities
Garry Owen* (International Nuclear Service (INS), UK), #376
INES は 1992 年から輸送分野も範囲としていたが、近年その重要性を増し始めている。
最近、危険度評価システムとして D 値を用いている。D 値システムは生命に関する事象を
反映することができ、今後放射性物質輸送において A 値システムに代わって使用されるべ
きである。ただし、輸送分野は原子力プラント分野に比べて安全である。INES Level 2 の
事象はプラント分野で 135 件あったが、輸送分野では 9 件のみであった。輸送分野は他と
比較して事故が少ないので、D 値の導入により他の分野から学ぶことができるようになる。
57
T34.4 輸送リスク評価パッケージ
A Transport Risk Assessment Package
Jean-Yves Reclueau*, Kasturi Varley (International Atomic Energy Agency (IAEA)),
Arungunram Nagarajan Nandakumar (Consultant, India), #398
放射性物質の確率論的安全輸送技術に関する CRP が 1990 年代前半に設立された。CRP
はリスク評価のためのコード INTERTRAN 2 を開発した。このコードは、通常時と事故時
の輸送従事者や公衆が受ける実効線量当量を計算する。事故時についてその確率も考慮す
ることができる。より正確なリスク評価のためには、適切なデータの入力、現実的な漏え
い率の設定等の理解が必要となる。そのための教育・訓練ワークショップも開かれている。
T34.5 危険物物流調査
Hazardous Materials Commodity Flow Survey
William Spurgeon* (Department of Energy (DOE), USA), #053
米国 DOE の容器・輸送局では、利害関係者からの要望により多くの物流調査を実施して
いる。その目的は危険物の輸送に関するデータを収集することであり、一台づつトラック
を止めてインタビュー形式で実施している。調査データは、緊急事対応計画の作成者に有
益な情報を提供するためのツールとなり得る。効果的な物流調査を行うためには、経験に
基づく計画と訓練が重要である。その結果から緊急時対応ガイドブック(ERG)を作成した。
セッション T35 輸送システム (Transport Systems)
Chair
: Justo Garcia (Transnuclear International (TNI), France)
Co-chair: Roger Vallentin (WTI GmbH, Germany)
T35.1 産業界における陸上輸送課題
Land Transport Issues for the Industry
Donna Goertzen* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #362
毎年数千の放射性輸送物が、世界中の国々に問題なく、安全に、そして能率的に車両又は
鉄道にて輸送されている。陸上輸送は医療、工業及び核燃料サイクルの様々な部分で使用
されている。北米での事例より、長距離輸送、運転手不足、車両と鉄道間の積替え及び緊
急時の対応について議論された。セキュリティと経済持続性は、放射性物質の安全な陸上
輸送において重要な関係がある。
T35.2 カザフスタン共和国から西欧へのウラニア（イエローケーキ）の安全、確実で効率
的な輸送
The Safe, Secure, and Efficient Transportation for Shipping Urania (‘Yellow
Cake’’) From the Republic of Kazakhstan to Western Europe
Aaron Wiener* (Global Transportation Systems, Inc. (GTS Group), USA), #292
カザフスタン共和国から西欧へのイエローケーキの安全で効率的な輸送は、鉄道システム、
天候、地形、政治等、多くの要因に影響を受ける。交互の鉄道の接続の識別、欧州の制御
された接続ポイントとハブの使用、リアルタイム追跡システムの使用と輸送の可視性を確
実にする追跡等により、確実な輸送を実施している。
58
T35.3 放射性物質輸送の新たな手法の設計、構築及び引渡し
Designing, Building and Delivering a Modern Approach to Consigning
Radioactive Materials
Martin Porter*, Simon Holland, Sonya Grattan (Sellafield Limited (SL), UK), #306
SL は、毎年 1000 件を超える放射性輸送物の輸送を委託されており、うち約 10 件は海外
向けである。2003 年のエネルギー白書により生じた英国の原子力産業の再編は、これらの
委託活動に多くの課題を生じた。NDA と NMP のパートナーシップでは、輸送に関する運
用効率、プロジェクト管理、コスト管理の大幅な改善の提供が課題となった。この課題解
決を、輸送に関する各部門を新しく構築することにより迅速に実現した。
T35.4 輸送に関する新たな情報システム
A New Information System for Transportation
Philippe Bagonneau* (Transnuclear International (TNI), France), #098
放射性物質輸送においては、コンプライアンス（許認可マネジメント）、輸送手段のマネ
ジメント、輸送スケジュール、輸送組織、輸送の実行、リアルタイム追跡の 6 つのモジュ
ールが重要である。これらの中で、リスクの低減、パフォーマンスの向上がミッションと
なる。AREVA グループでは、これらの輸送に関する情報システムを近代化することをプロ
ジェクトな主な目的としている。
T35.5 核物質を含むサンプルの安全輸送に関する手法
Approach for Safe Transport of the Sample Including Nuclear Material
Keiichi Morita*, Tadahiko Yamashita, Daisuke Toguri (Transnuclear Tokyo, Japan),
#126
U、Pu 及び Th のような核物質を含むサンプルの多くは、適用除外輸送物または A 型輸
送物として輸送規則の技術的要件に従い輸送される。出荷の前に輸送規則の技術的要件と
の一致を確認することは非常に重要であり、サンプルが容器に詰められる前に確認される。
サンプルが容器に詰められた後、容器は放射線レベルの検査、ラベル確認、マーキング等
を実施する。サンプルの輸送を通して得られた経験等について紹介された。
セッション T36 構造解析 (Structural Analysis)
Chair
: Gordon Bjorkman (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA)
Co-chair: Uwe Zencker (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany)
T36.1 INF3 船に分類される開栄丸の設計における船同士の耐衝突性に関する数値解析
Numerical Analysis on Ship-ship Collision Resistance in Design of
“Kaiei-maru” Classified as INF3 Ship
Akihiro Yasuda* (Mitsui Engineering and Shipbuilding Co.,Ltd. (MES), Japan), #303
使用済燃料輸送の安全性を保証するために、輸送船における耐衝突構造設計が非常に重要
である。一般的に、使用済燃料の安全輸送のための規則としては INF コードが参照される
が、耐衝突性の船体については言及されていない。一方、海査第 520 号には耐衝突性の船
59
体設計の簡易手法として、ミノルスキーの計算方法に関する記載があり、この種の輸送船
に対してはこれが適用される。開栄丸の設計においては、使用済燃料輸送船としては初の
試みとして、より詳細な評価手法として非線形有限要素解析による評価を実施しており、
VLCC（大型タンカー）との衝突の際にも輸送物の安全性が確保されることを確認している。
T36.2 落下試験シナリオにおける KN18 キャスクの構造解析
Analyses to Dmonstrate the Sructural Performance of the KN18 in
Hypothetical Drop Accident Scenarios
Chi-Fung Tso*, Kap-Sun Kim, Jong-Soo Kim, Kyu-Sup Choi (Ove Arup & Partners
Ltd, UK), #372
KN18 キャスクは KONES により韓国水力原子力株式会社（KHNP）向けに開発された
乾式又は湿式輸送の新型キャスクであり、最大 18 体の使用済 PWR 燃料集合体を収納可能
である。容器本体は炭素鋼鍛造材でありステンレス製の蓋が取り付けられる。また、バス
ケットはチューブディスクシステムにより構成され、緩衝体は木材を使用している。KN18
キャスクでは落下試験時の構造評価を実施するために、LS-DYNA を用いた三次元モデルに
よる構造解析が実施されており、その内容について説明された。また、KN18 キャスクは
2010 年初頭に許認可を取得しており、2011 年から使用が開始される見込み。
T36.3 発電所内使用済燃料輸送用キャスクシステムの構造評価
Structural Evaluation of a Shielded Transfer Cask System for Intra Plant Spent
Fuel Transfer
Mike Yaksh*, Marc Griswold (NAC International Corp (NAC), USA), #409
空気タイヤ使用のトレーラに積載するキャスクシステムにより発電所内の原子炉間の使
用済燃料輸送を実施できる。使用済燃料はボルト締め蓋のステンレス製キャニスタに装荷
され、その重量は 82,000kg である。車両とキャスクは異なる振動特性を持っており、車両
は 1～6Hz、キャスクは 40Hz 以上の範囲が支配的である。システムの安全性を確認するた
めに、これらについて個別に振動解析による評価を実施した。まず、地震によってキャス
クが転倒するのを防止するため下部側の連結構造を BEAM モデルによる比較的簡素なモデ
ルにより評価し、その後、キャスク部分のキャニスタ、バスケット、燃料集合体等をモデ
ル化した詳細モデルにより、燃料集合体の幾何学的配置が維持されることが評価された。
T36.4 使用済燃料集合体用バスケット設計の力学的評価基準
Mechanical Asessment Citeria of Sent Fel Assemblies Basket Design
Christain Kuschke*, Viktor Ballheimer, Frank Wille, Steffen Komann (Federal Institute
for Materials Research and Testing (BAM), Germany), #092
バスケットの主要な安全機能は通常輸送時、一般及び特別の試験条件下において内部の燃
料集合体を所定の位置に配置し、未臨界性を保つことである。したがって、バスケットの
構造健全性と中性子吸収能力は、安全評価上の重要な項目である。また、燃料集合体と輸
送容器の温度を維持する上で、バスケットの伝熱性能についても確認が必要である。IAEA
60
輸送規則では、バスケットの機械的及び熱的性質について、解析又は試験（又はそれらの
組合わせ）による評価が可能とされている。解析による評価においては、材料試験や要素
試験によりその妥当性が検証される必要がある。本発表では BAM の許認可プロセスにおけ
る例に基づき、バスケットの構造評価における最先端の方法論が説明された。
T36.5 B 型輸送物のボルト固定式トラニオンの解析方法と判定基準
Analysis Methodology and Assessment Criteria for Bolted Trunnion Systems
of Type B Packages for Radioactive Materials
Jens Sterthaus*, Viktor Ballheimer, Frank Wille (Federal Institute for Materials
Research and Testing (BAM), Germany), #205
B 型輸送物のトラニオンの例として、ボルト固定式のものがある。トラニオンは輸送中の
固縛や垂直吊りの際に使用され、その安全な取扱いが確認されなければならない。BAM ガ
イドライン草案では、ボルト固定式のトラニオンについて有限要素法による評価を推奨し
ている。有限要素法評価においては、局部応力とひずみが導出されるが、一般的な技術規
格における判断基準には公称応力が使用されており、トラニオンの評価においてもこれを
考慮する必要がある。本発表では BAM の許認可プロセスにおける例に基づき、有限要素法
によるボルト固定式トラニオンのモデル化手法、評価手法が説明された。
T36.6 航空輸送容器の高速衝突時の動的変形挙動の数値シミュレーション
Numerical Simulation of Dynamic Deformation of Air Transport Package in
High-speed Accidental Impact
Alexander Ryabov*, Vladimir Romanov, Sergey Kukanov, Valentin Spiridonov, Denis
Dyanov (Russian Federal Nuclear Center – VNIIEF, Russia), #133
IAEA 輸送規則では、放射性物質航空輸送物（C 型輸送物）は厳しい要件を満足する必要
がある。これらの要件の一つとして、輸送物が剛体面に対して最低でも 90m/s の速度でど
んな角度から衝突しても耐えられることが求められており、これを試験により行うことは
非常に費用がかかる。本発表では、RFNC-VNIIEF により開発された有限要素法コード
LEGAK-DK によるモデル化及び解析結果について説明され、変形挙動や破壊挙動について
試験結果と解析結果がよく合っていることが説明された。
セッション T37
IP ドラム輸送物 (IP Drum Packages)
Chair
: Mike Wangler (Department of Energy (DOE), USA)
Co-chair: Nataneal Bruno (Braziloan Nuclear Energy Commission, Brazil)
T37.1 運輸省仕様 6M 型輸送コンテナのエネルギー省における代替コンテナの現状
Status of U. S. Department of Energy Replacements for the DOT Specification
6M Shipping Containers
Jeffrey G. Arbital*, Drew Winder, Kenneth E. Sanders (B&W Y-12 Technical Services
LLC, USA), #045
DOT 仕様 6M コンテナの廃止に伴い、DOE は代替としての輸送コンテナ ES-3100 と
ES-4100 を開発した。ES-3100 の認可には国際輸送される多くの核分裂性物質を含み、様々
61
なユーザのため追加承認・改正され続けている。2011 年前半使用開始と予想されている。
ES-4100 開発プロジェクトは既に規制試験を完了し、2010 年秋に認可取得の計画である。
T37.2 油に浸されたウラン屑の輸送
The Transport of Uranium Swarf Immersed in Oil
David Windley* (Gravatom Engineering Systems Limited (UK)), #027
ウランの屑は自燃性物質のため、機械加工、貯蔵、輸送の際に油に浸される。物質の取
扱いを極力避けるために、同じ容器のまま輸送される。輸送は IAEA 規則の対象であり、
関連危険物輸送規則の梱包要件に従う必要がある。また、放射線分解と腐食の結果として
水素が発生して内圧を上げるので、水素を排気しウラン屑の自然発火を防ぐために油を維
持しなければならない。これら様々な要求を満足する適合容器設計を行った。
T37.3 放射性廃棄物輸送の梱包
Packing for Radioactive Waste Transport
Alberto Orsini*, Renato Santinelli, Nadia Cherubini, Sandro Risso (l'Agenzia
Nazionale per le Nuove Tecnologie, l’Energia e lo Sviluppo Economico Sotenibile
(ENEA), Italy), #112
ENEA は産業等から生じたすべての放射性廃棄物を処理する技術的なユニットを確立し
た。LSA-II と LSA-III の廃棄物容器については、輸送と廃棄物形状の承認を得るため各種
試験が要求される。また、高線源容器は B(U)型の承認が必要である。長期にわたりいくつ
かのタイプの遮へいによる封じ込めシステムを研究しており、貯蔵施設に対して所管官庁
に承認された廃棄物の特性と輸送規則に従う容器を設計してきた。
T37.4 英国低レベル廃棄物貯蔵会社－廃棄物階層管理に適合するための輸送容器設計
UK Low Level Waste Repository - Transport Package Designs Adapting to the
Waste Management Hierarchy
Marc Flynn* (Low Leve Waste Repository Ltd, UK), #074
英国の低レベル放射性廃棄物が施設の許容量を超えて増加するとの見通しを受け、廃棄
物管理の評価を行い、処分方法を見直した。英国では 1980 年代から極低線量廃棄物が使い
捨てのコンテナのまま最終処分されてきた。増加対策として廃棄物を階層処理するため、
容器を再利用するよう二つの新しい容器設計を行った。IP-2/LLWR/TC02 は再利用金属を、
IP-1/LLWR/TC11 は埋設する極低線量廃棄物を輸送するために設計された。
T37.5 形状計測技術を用いた大型低レベル放射性廃棄物中の比放射能分布評価手法の開発
Development of a Specific Activity Distribution Estimation Method for Large
Low-level Radioactive Waste Using Shape Measurement Technique
Michya Sasaki*, Haruyuki Ogino, Takatoshi Hattori (Central Research Institute of
Electric Power Industry (CRIEPI), Japan) #016
大型の低レベル放射性廃棄物を輸送する際には、大型の処分容器を用いることが望ましい。
解体廃棄物は LSA-II 物質に区分され、放射能が全体にわたって分布していることの確認が
62
求められている。既往研究により、充填率が 10％程度を超える場合には、完成後廃棄体に
対しての一般的な非破壊放射線測定では、輸送要件の判断が困難であることが分かった。
輸送要件の確認が可能なセグメントのサイズと充填率の範囲を示し、新たに開発した大型
廃棄体の比放射能分布評価手法が報告された。
T37.6 英国における ISO 貨物コンテナ IP-2 容器の開発の概観
An Overview of the Development of IP-2 Packages ISO Freight Containers in
the UK
Robert Vaughan*, R.P. Hows (Croft Associates Ltd, UK), #415
英国では低レベル放射性廃棄物を輸送コンテナに収納しを地上に広く積み上げて最終処
分している。Croft は長年にわたり低レベル放射性廃棄物用コンテナを開発し使用してきた。
初期の IP-2 型コンテナでは、形状、特に扉の開発にあたり、当初、両開きの扉を側面に付
けたが、気密性に問題があり片開き（一枚）に変更し、次に側面から上面に変更し、現在
の ISO 貨物コンテナに至った。このように開発した容器として他にボルト締めドア再使用
容器、重量物運搬用容器、4m 容器、正方形の金属容器などがある。
セッション T38 使用済燃料輸送 (Spent Fuel Transport)
Chair
: Anthony Cory (International Nuclear Service (INS), UK)
Co-chair: Takafumi Kitamura (Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Japan)
T38.1 再処理のための輸送におけるイタリアとフランスの経験
Italian-French Experience in the Transportation of INF for Reprocessing
Fernanda Di Gasbarro*, Jean Paschal, Roberto Donati, Gianrico Lombardi (Sogin
S.pa, Italy), #2938
SOGIN はイタリアにおける燃料サイクルの完成と原子炉発電所の廃止措置の目的で設
立された会社である。2007 年に AREVA をコンサルタントとしてフランスへの使用済燃料
輸送を TN17/2 を用いて開始し、2008 年には 82 トン、2009 年に 78 トン、2010 には 30
トンを輸送した。キャスクは車両で発電所から輸送され、クレーン設備を設置した積替え
場所で列車に移して La Hague まで輸送された。HLW を返還するか La Hague にとどめる
かについては決まっていない。Trino と南フランスで輸送の遅れを経験した。
T38.2 CASTOR KNK 輸送容器を用いたドイツの NKN II FBR 燃料の返還輸送
Return of the Fuel from the German Compact Sodium-cooled Nuclear Facility
KNK II with the CASTOR KNK
Roger Vallentin*, Iris Graffunder, Oliver Patzold, Dietmar Brauer ( WTI
Wissenschaftlich- Technische Ingenieurberatung GmbH, Germany), #121
独カールスルーエの FBR 実証炉はシャットダウンされ、燃料は再処理のために仏キャダ
ラッシュへ輸送されたが、MOX 燃料棒は再処理されないでキャダラッシュで貯蔵されてい
る。これを独に返還するプロジェクトがある。返還される燃料棒はキャダラッシュで封印
され、中間貯蔵施設(ZLN)で最大 40 年貯蔵される。この輸送のために GNS において 2005
年から 2010 年にかけて新キャスクの開発が行われ、CASTOR KNK が 4 基製作された。
63
T38.3 照射済燃料棒の輸送
Transport of Irradiated Fuel Pins
Xavier Bairiot*, Fabien Labergri (Transnubel, Belgium), #350
TNI と Transnubel 共同で実施した輸送のベルギーからの報告。西欧において燃料試験の
ために照射済燃料棒を輸送する場合に BG 18 容器を用いてきたが、2009 年から R 72 容器
を用いることになった。発表では、リーカ燃料棒を輸送する難しさが説明された。特に燃
料棒の内部は乾燥していることが必要なこと、また、イタリアのアボガドロ発電所の輸送
では、設備が不十分なために輸送ができず、これを解決するまでの方策等を説明。
T38.4 ルーマニアからロシアへの使用済燃料の航空機輸送
Air Shipment of Spent Nuclear Fuel from Romania to Russia
Igor Bolshinsky*, Ken Allen (Idaho National Laboratory (INL), USA), Lucian Biro,
Alexander Buchelnikov (Federal Atomic Energy Agency, Russia), #296
米国の GTRI の一部としてロシアが Russian Research Reactor Fuel Return Program
(RRRFR)に沿って行った研究炉の高濃縮度燃料の輸送において、世界で初めて特別措置の
適用なしで B(U)輸送物を空輸したことを米国からの発表。ルーマニアの研究炉 VVV-S か
らロシアのチェリャビンスクまで陸路と空路を使って輸送した。使用した輸送容器は
TUK-19。本輸送のために特別な機器を設計して ルーマニア、ロシア双方の認可を得た。
3000A2 以下ならば航空機輸送が可能。
T38.5 研究炉の使用済燃料の航空機輸送：経験と見通し
Air Shipment of RR SNF: Experience and Prospects
Sergey Komaroc*, Denis Derganov, Boris Kanashov, Olga Savina (R&D Company
Sosny, Russia), Viacheslav Shapovalov (Russian Federal Nuclear Center – VNIIEF,
Russia), #033
T38.4 と似た内容をロシア側からの発表したものである。研究炉使用済燃料回収計画に従
って、ルーマニアに加えて、リビアからロシアへの輸送が行われたことも紹介された。ま
た、今後航空機輸送の需要が増えることを予測し、ロシアで進められている C 型輸送物の
開発についても説明された。
セッション T39 放射線防護課題 (Radiation Protection Issues)
Chair
: Ashock Kapoor (Department of Energy (DOE), USA)
Co-chair: Florentin Lange (Consultant, Germany)
T39.2 新国際基本安全規則の改訂と IAEA 放射性物質安全輸送規則への影響
The Revision of the New International Basic Safety Standards and Its Effect on
the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material
Christel Fasten*, Franck Nitsche (Federal Office for Radiation Protection (BfS),
Germany), #130
ICRP 新勧告の改訂後、BSS の改訂が IAEA、WHO、PAHO など関係機関の協力の下に
行われている。BSS の内容には、計画被ばく、緊急時被ばく、潜在（現存する）被ばく、
など状況の区分、構成があり、職業被ばく、公衆被ばく、医療被ばくのタイプがある。輸
64
送では第 3 章とスケジュール 1 が重要である。BSS に大きな変化はないが、今後も TS-R-1
と BSS の調和が重要である。
T39.3 A1・A2 値及び規制免除値の方法論の見直しと計算ソフトウェアの開発
Review of Methodologies and Development of Software to Calculate A1 and A2
and Exemption Values
Tiberio Cabianca*, Kelly Jones, Mike Harvey, Tracey Anderson, Ian Brown (Health
Protection Agency (HPA), UK), #168
UK DfT によるプロジェクトの紹介。コンピュータプログラム＋データベース、新しい
ICRP データに基づき、規則にない核種についての A1・A2 値も計算することができるソフ
トを開発中である。現在の 1996 年版の値は異なった 3 つのコンサルタント会社によって計
算され、ICRP38 と 68 が使用されている。2011 年 3 月に最終版が完成する。
T39.4 IAEA 輸送規則の LSA-II 及び LSA-III の物質要件の検討
Review of Material Requirements of the IAEA Transport Regulations for LSA-II
and LSA-III
Wenzel Brucher*, Uwe Buettner (Gesellschaft fur Anlagen und Reaktorsicherheit
(GRS), Germany), Florentin Lange (Consultant, Germany), #251
LSA 物質の区分について紹介。LSA-III と II の違いは比放射能の違いに加え、LSA-III
では粉末が除かれる。Q システムでの限度は LSA-III は 10-6A2 であり、LSA-II は 10-4A2/g
となっている。Q システムでは、貯蔵室 300m3、呼吸率 3.3×10-4m3/s、30 分被ばくの条
件を仮定している。TS-G-1.1 のシナリオでは、雨水が流入し一週間水没することを想定し
ている。様々な大きさの容器について摂取割合を評価した結果、すべてのシナリオで 50mSv
以下であることが確認されたため、LSA-III の制限は 50ｍSv で問題ない。
T39.5 輸送物表面汚染に関する共同研究プロジェクトの結果
The Results of a Coordinated Research Project into the Surface Contamination
of Packages
Jean–Yves Reculau*, Yongkang Zhao (International Atomic Energy Agency (IAEA)),
#390＆391
表面汚染 CRP 会合の成果が、2005 年に TECDOC-1449 として取りまとめられた。現在
表面汚染限度は、フェアバーンモデルに基づいた値に制限されている。1998 年に汚染が発
見され輸送がストップする事態になったが、作業者へのリスクは無視できる程度であった。
TRANSSC12 に向け、専門家会合が開催された。現在の限度を維持すること、核種別の限
度はオプションであることとされた。しかし、最適化などの問題があり、TRANSCC19 に
おいて現時点での変更は行わないこととされた。
T39.6 天然起源放射性物質輸送の安全性
Safety Of Transport Of Naturally Occurring Radioactive Material
Jean–Yves Reculau*, Kasturi Varley (International Atomic Energy Agency (IAEA)),
Ulric Schewela (Tantalum-Niobium International Study Center (TIC)), Tiberio
65
Cabianca (Health Protection Agency (HPA), UK), # 399
NORM 輸送に関し、2005 年の TRANNSCC、2006 年の CRP で議論された。このことは、
TS-R-1 の免除値、107(e)で 10 倍緩和について述べられている。TS-G-1.1 の 401.4 項では
輸送にこれらのシナリオが関係しないことが示されている。CRP のアプローチが 9 カ国で
行われた結果、1Bq/g を標準シナリオとした場合について内ばく、外ばく、通常時、事故時
などで計算された。NORM（石炭アッシュ、ウラン鉱石、ジルコンなど）に 10 倍の緩和は
問題なく、2010 の 11 月の TRANSCC21 で CRP 報告書のドラフトが提供される予定。
セッション T40 エネルギー吸収材の特性化 (Characterization of Energy Absobers)
Chair
: Peter Shih (Transnuclear Inc., USA)
Co-chair: Walter Voelzer (Gesellschaft fur Nukear-Service mbH (GNS), Germany)
T40.1 緩衝材用木材の圧縮特性評価 温度（80℃以下）とひずみ速度の影響
Evaluation of Influence of Temperature Below 80℃ and Strain Rate on
Compressive Property of Wood for Shock Absorber
Koji Shirai*, Kosuke Namba (Central Research Institute of Electric Power Industry
(CRIEPI), Japan), Yoshiyuki Fujita (Nuclear Fuel Transport (NFT), Japan), #153
電中研にて木材圧潰試験を行った。材料は、日本のキャスクで主に使用されているオーク、
ファープライウッド、バルサ材の 3 種類の木材（含水率 10％以下）。温度は、20℃、50℃、
80℃の 3 温度。載荷速度は 0.1mm/s、10mm/s、1000mm/s の 3 速度。ひずみ 40％までの
吸収エネルギーを比較し、温度及びひずみ速度依存性を明らかにした。木材は高温では圧
潰強度が低下するが、9m 落下時のひずみ速度依存性を考慮すると、強度としてはほぼ相殺
されることが分かった。過去に電共研で行われた鋳鉄キャスクの落下試験の検証を行い、
キャスクへの適用性を確認した。
T40.2 緩衝体材料及び構造の解析手法の改善へ～ドイツ QUEST プロジェクトの進捗
Contribution to Further Development or Simulqtion Methods for Impact
Limiting Materials and Structures - A Report on the Situation from the German
QUEST-Project
Egbert Schopphoff*, Roger Vallentin (WTI Wissenschaftlich- Technische
Ingenieurberatung GmbH, Germany), Manfred Steegmanns, Roland Huggenberg
(Gesellschaft fur Nuklear-Service (GNS), Germany), #175
緩衝体設計においては、載荷速度、温度、サイズ、異方性、サイズ、製作方法等の考慮が
重要である。これらについて、木材、ポリウレタンフォーム、制振コンクリート（Damping
Concrete）を対象に試験を行うこととし、2008.12 より QUEST プロジェクトを開始して
いる。木材については、材種は不明であるが 0.41～0.45g/cm3 及び 0.42～0.48g/cm3 とのこ
とで、オーク、ファープライウッド、バルサ材のいずれも該当しない（少なくとも日本国
内のスペックとは異なる）。含水率は 12％（10～14％）。
T40.3 コクリート標的への廃棄物コンテナの落下試験
Waste Container Drop Tests onto a Concrete Target
66
Thomas Quercetti*, Andre Musolff, Bernhard Droste (Federal Institute for Materials
Research and Testing (BAM), Germany), Nakagami Motonori, Kyosuke Fujisawa
(Kobe Steel Ltd., Japan), #367
日本の余裕深度処分廃棄物容器の落下試験を中部電力及び神戸製鋼と行った。1600mm×
1600mm×1600mm の容器の 8m コーナ落下試験を行い、3D 寸法測定による確認を行った。
発泡試験により漏えいのないことを確認した。
T40.4 動的荷重に対する制振コンクリート（Damping Concrete）の圧縮挙動
Effect of Dynamic Loading on Compressional Behaviour of Damping Concrete
Eva Kasparek*, Robert Scheidemann, Uwe Zenker, Dietmar Wolff, Holger Voelzke
(Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany), #114
BAM にて制振コンクリート（比重 800kg/m3 以下：通常のコンクリートは比重 2400kg/m3
以下）の圧潰試験を行っている。載荷速度は 0.02mm/s、200mm/s、3000mm/s の 3 速度と
し、ひずみ 70％まで測定する。試験は現在進行中で、衝撃試験（重錘落下試験）は来年に
行う予定。
T40.5 静的及び動的荷重に対するコンクリート挙動の把握のための材料試験プログラム
A Material Testing Program to Characterize the Concrete Behavior under
Static and Dynamic Loads
Joe Magalannes*, Rubens Martinez, Aloyse Neser (Karagozian & Case, USA),
Dietmer Schreber, Uwe Zenker, Mike Weber (Federal Institute for Materials Research
and Testing (BAM), Germany), #123
KONRAD 最終処分の要件に対する GB FORM III キャスクの落下試験と解析結果の検証
を行った。緩衝材料特性として、数多くのコンクリート試験片の圧縮試験（ホプキンソン
法）を行い得られた機械特性を用いると、落下試験結果とよく合う解析結果が得られた。
解析コードは LS-DYNA を用いた。
セッション T41 シール、使用済燃料カプセル (Seals, SNF Encapsulation)
Chair
: Thierry-Paul Miquel (Electric de France (EDF), France)
Co-chair: Sarah Fourgeaud (Institute de Raioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN),
France)
T41.1 定期漏えい率試験の代替頻度
Alternative Frequency for Periodic Leak Rate Testing
Shiu-Wing Tam*, Hanchung Tsai, Yung Liu, Jim Shuler, Yung Liu (Argonne National
Laboratory (ANL), USA), #151
承認容器の定期検査（Periodic Inspection Circumstances）での主要項目となっている気
密漏えい検査において、ゴムＯリングの検査期間として許容されている 12 ヶ月が示された
根拠に対して、実際の現行容器において実力を評価した結果、12 ヶ月が 5 年まで延長でき
るという発表であった。PIC 期間の延長は、その作業に要する人工費や放射線防護の観点
からもコストインパクトが大きいことが強調されていた。
67
T41.2 ゴムシールの低温特性の理解
Understanding the Low Temperature Properties of Rubber Seals
Matthias Jaunich*, Kerstin Von Der Ehe, Dietmar Wolff, Holger Voelzke, Wolfgang
Starl (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM), Germany), #169
適用範囲が広いゴム製Ｏリングで使用されているゴムの材料特性は温度依存性が高いこ
とと、低温時の明確な性能上の限界温度が提示されていないことから、輸送容器の最低使
用温度に対する材料特性データを加速条件などで得た EPDM やフッ素ゴム（FKM）の結
果が示された。ゴムが低温時に“ゴム-ガラス遷移”を引き起こし、密封性能が低下すると
いう挙動に基づき解析が進められた。
T41.3 実験及び FEM 数値解析による MOX 新燃料輸送物用ゴム O リングの長期力学的挙動
Long-Term Mechanical Behaviour of Rubber O-Rings for MOX Fresh Fuel
Transportation Packages by Experiment and FEM Numerical Simulation
Akihiro Matsuda (Tsukuba University, Japan), #334
海外返還 MOX 燃料輸送容器では、燃料装荷後から国内発電所での容器開放までの長期間
の密封性が要求されているが、PIC のために 1 年以上のゴムＯリングの性能評価が行われ
ていなかったことから、FEM によりゴムＯリングの高温時（70℃）での密封性の長期挙動
を解析した結果が示された。ゴムの基礎試験に基づく解析では、5 年以上の密封健全性が期
待されるとともに、FEM 解析によりゴムＯリングの密封性評価が可能であると報告された。
T41.4 輸送のための燃料棒カプセル化
Encapsulation of Fuel Rods for Transport
Simon Stanke*, Franz Hilbert (Nuclear Cargo + Service GmbH (NCS), Germany), #071
将来的展望も含め、必要性が高まっている使用済高燃焼度燃料や破損燃料を輸送する手段
として使用される“使用済燃料カプセル”について実際の設計例を紹介し、水中（使用済
燃料プール中）での溶接密封と内部乾燥の手法の確立や、ホットセルでのろう付け手法が
紹介され、ドイツで確立された使用済燃料カプセルの取扱い実績などが示された。
セッション T42 海上輸送 (Marine Transport)
Chair
: Alistair Brown (International Nuclear Service (INS), UK)
Co-chair: Makoto Hirose (Nuclear Fuel Transport (NFT), Japan)
T42.1 放射性物質が関与する海上緊急時対応
Responding to a Maritime Emergency Involving Radioactive Material
Jim Stewart*, Kasturi Varley (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #381
IAEA 輸送規則のガイド文書として TS-G-1.2 緊急時対応準備があるが、策定後 10 年以上
を経過しており改訂することとなった。改訂に当たって実務的なガイダンスをいくつか作
成することとし、まず、沿岸国向け海上輸送時緊急時対応ガイダンスを作成している。専
門家会合を 3 回開催し IMO の協力も得てドラフトができたので TRANSSC21 で紹介する。
68
T42.2 DOE RRRFR 計画を支援する使用済燃料輸送のためのロシア船の計画、許認可、改
造及び使用
Planning, Licensing, Modifying, and Using a Russian Vessel for Shipping
Spent Nuclear Fuel by Sea in Support of the DOE RRRFR Program
Michael Tyacke* (Idaho National Laboratory (INL), USA), Igor Bolshinsky, Sergey
Naletov, Wloozimier Tomchzak (Russia), #145
世界脅威減少イニシアティブとして米国 DOE が主導するロシア研究炉燃料返還計画
（RRRFR）で、ロシア船を用いた海上輸送の計画から実施までの経過が紹介された。
ASPOL-Baltic 社の MCL Travel 号を使用済燃料が輸送できるように改造し許認可を得て輸
送したが、多くの関係官庁の認可を得るのが最も大変であったとのこと。
T42.3 フランスから日本への MOX 輸送の実施
The Logistic of the MOX Transport from France to Japan
Toubol Ylan*, Fortier Patrice (Transnuclear International (TNI), France), #261
日本の軽水炉を用いたプルトニウム燃料利用計画にあわせ、フランスで製造された MOX
新燃料がラ・アーグから日本の原子力発電所まで海上輸送された。世界が注目する中、商
用の設備・船舶を用いてフランス・日本・英国・米国政府のセキュリティ要件を満たす輸
送が実施されたが、新燃料であることからその健全性を確認するためのデータを取得する
測定装置が輸送キャスクに取り付けられた。
T42.4 R 74 輸送容器：HLW 用軽量輸送容器
The R 74 Packaging: The Lightweight Packaging for HLW
Xavier Bairiot*, Fabien Labergri (Transnubel, Belgium), #349
英国での再処理で生じた高レベル廃棄物をベルギーまで返還輸送するため、トレーラに積
載しそれごと Ro-Ro 船で運べるような軽量輸送容器 R 74 が開発・製作された。これは輸送
経路として鉄道が利用できないことと英仏海峡を渡る必要があるためである。輸送を実施
すべく十数社と交渉したが断られ、現在、最後の１社と交渉中である。輸送拒否であり当
局に報告すべきだとの指摘に対し、当局が聴衆に居るのでわかっているであろうとの答え
であった。
セッション T43 輸送経験 (Transport Experience)
Chair
: Erick Welleman (Swedish Radiation Safety Authority (SSK), Sweden)
Co-chair: Damien Sicard (Transnuclear International (TNI), France)
T43.1 輸送中の管理損失事故：挑戦と機会
Loss of Control Incidents in Transportation : Challenges and Opportunities
Shamsideen Elegba*, Nasirudeen Bello (Nigerian Nuclear Regulatory Authority
(NNRA), Nigeria), #066
ナイジェリアでは石油工業が盛んで放射線源が輸入、使用されていることから、放射線源
及び核物質の安全性及びセキュリティに関して、1995 年に原子力安全放射線防護法が施行
され、また、2001 年に原子力規制当局(NNRA)が設立された。その後、輸送に関し二つの
69
放射線事故が発生した。2002 年に認可のない核鉱石採取会社が所有の放射線源が紛失しド
イツにスクラップ金属として搬出され、2004 年に適切に承認され輸出された使用済放射線
源が再梱包され、「鋳物」として申告されて英国で見つかった。この経験から放射線源の輸
送及び放射線源の安全とセキュリティに係る二つの国内法を 2006 年に施行した。これによ
り、最前線の職員に対し年間教育・訓練が行われ、主な空港・港には可搬型モニタが設置
され、また、線源は最終的に国外に持ち出されるまで衛星で監視されることになった。
T43.2 安全で確実な放射線源のライフ・サイクル管理
Safe and Secure Life Cycle Management of Radioactive Sources
Grang Malkoske* (International Source Suppliers and Producers Association (ISSPA)),
Paul Gray (MDS Nordion, Canada), #146
国際線源供給者・製造者協会(ISSPA)は、世界の主要な密封線源のほとんどの製造者から
構成されており、その役割は、医学、工業及び研究分野での放射線源の有益な使用は安全
かつ確実に実行可能であることを、公衆、メディア、議員及び規制者に認識し続けてもら
うことである。このような放射線源の有益な継続使用、使用済線源の長期管理、安全やセ
キュリティ文化に対する戦略的手法等について、すべての関係者間で共同研究を行う必要
がある。規制者、供給者、製造者及び使用者は、線源の使用期間中は安全とセキュリティ
について共同で明確な責任を持つ必要があり、使用済線源に対して、廃棄方策をすぐにで
も考える必要がある。健全な安全及びセキュリティ文化は社会的な利益になり、放射線源
等の有益な継続使用を保証する。
T43.3 放射性医薬品の輸送に影響を与える IAEA 輸送規則の不合理と挑戦
Anomalies and Challenges of the IAEA Regulations That Effect the
Transportation
Charlie Carrington* (GE Healthcare, UK), Eugenie Roelofsen (Covidien, Netherland),
#235
画像製造者・装置供給者協会(AIPES)は、欧州の放射性医薬品、X 線造影剤等の製造者の
ための利権/売買グループである。IAEA 輸送規則は技術や政策を考慮して最新化されてき
たが、古い要件がまだいくつか残っている。一つが通常の放射性物質の専用積載制限であ
る。放射線防護計画が輸送規則に取り入れられ、作業者や一般公衆に対する被ばく管理を
要件とていることから、輸送手段に対する専用積載要件は削除すべきである。もう一つは、
A 型輸送物の一般の試験条件後における輸送物表面放射線レベルの 20％増加制限である。
高線量輸送物では問題にならないが、低線量輸送物では 20％の線量増加は測定困難である。
したがって、この 20％増加制限は分類Ⅲの輸送物にのみ適用するよう提案する。
T43.5 航空輸送事故の苛酷さに係る共同研究プロジェクトの結果
The Results of a Coordinated Research Project into the Severity of Air
Accidents
Jim Stewart* (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #386
70
C 型輸送物の規則試験要件の有効性を検討するため、IAEA は 1998 年に「放射性物質の
航空輸送中の事故の苛酷さ」CRP を立ち上げ、6 ヶ国（カナダ、フランス、ドイツ、英国、
スウェーデン及び米国）及び 2 つの国際機関（国際民間航空機関及び国際航空パイロット
連盟）が参加した。5,000 件の航空事故データから、高衝撃エネルギーについて 135 件、火
災について 53 件、浸漬について 66 件のデータに絞り込んで検討した。その結果、高速で
地面に衝突する確率は 1.3×10-7（約 800 万回のフライトで 1 回）であり、衝突の後に火災
を伴う事故確率は 5.5×10-8 と非常に小さいことが分かった。また、少なくとも 1 時間の火
災時間を伴う事故割合は約 45％であった。さらに、輸送物の回収が困難な 200ｍ以上の浸
漬事故割合は 2/3 であり、放射性物質の放出に伴う影響評価を行ったが、重大な影響はなか
った。CRP の結果から、現行の C 型輸送物の試験要件は十分に保守的と思える。
セッション T44 製造 (Manufacturing)
Chair
: Ryoji Asano (Hitachizosen Corporation, Japan)
Co-chair: Stephane Compere (Transnuclear International (TNI), France)
T44.1 イグナリア原子力発電所燃料取出し及び乾式燃料貯蔵システム
Ignalina NPP Defuelling and Dry Fuel Storage Systems
Gareth Watkins* (Gesellschaft für Nukear-Service (GNS) mbH, Germany), #014
世界で最大の 2 基の RBMK1500 型原子炉の使用済燃料は、乾式の CASTOR 型及び
CONSTOR 型キャスクにて貯蔵される。貯蔵は 50 年間を想定している。GNS はより多く
の収納量を実現する新型キャスクを開発した。新型のキャスクの構造、熱、臨界等の解析
結果を踏まえた設計は、VATESI（リトアニアの原子力規制局）による確認が要求された。
T44.2 新しい MOX 及び UO2 燃料輸送キャスクの製造
Manufacturing of a New Transport Cask for MOX and UO2 Fuel
Ripert Herve* (Transnuclear International (TNI)), France, #097
TNI は、MOX 燃料又は UO2 燃料輸送用として新型のキャスク（TN112）を設計した。
新型キャスクは 12 体の燃料装荷が可能で、2 つのタイプの燃料がどんな割合でも混合装荷
が可能である。最大重量は 114 トンであり、B(U)型輸送物の承認を得ている。材料は鍛造
のオーステナイト系ステンレス鋼、ガンマ線遮へい材、中性子遮へい材（レジン）、緩衝材・
中性子吸収材（アルミニウム）等を使用している。
T44.3 CASTOR HAW28M－高レベルガラス固化廃棄物コンテナの輸送・貯蔵用キャスク
の製造とコールド試験
CASTOR HAW28M - Fabrication and Cold Trials of a Cask for Transport and
Storage of Vitrified High Active Waste Containers
Andre Vossnacke*, Thomas Horn (Gesellschaft für Nukear-Service (GNS) mbH,
Germany), #242
1997 年から 2006 年まで、GNS は CASTOR HAW 20/28 CG を用いてフランスで再処理
した高レベル放射性廃棄物（HAW）を輸送した。このキャスクは、28 個のキャニスタを収
71
納可能で、最大で 45kW の熱量に対応できる。さらなる熱容量に対応するため、56kW の
熱量に対応可能な CASTOR HAW28M を開発した。2009 年 9 月に設計承認を取得し、21
基の新型キャスクの製造に着手している。
T44.4 B 型輸送物製造中の品質監査における非破壊検査（NDT）の性能と限界
Performance and Restrictions of Non-destructive Testing (NDT) within the
Quality Surveillance during Manufacturing of Type B- Packages
Uve Guenther*, Manfred Baden (TÜV Rheinland Industrial Services, Germany),
Steffen Komann, Thilo Nits (Federal Institute for Materials Research and Testing
(BAM), Germany), #268
TÜV はドイツにおける品質保証と品質管理に関して責任がある。TÜV の専門家の主な仕
事は放射性物質輸送容器の製造プロセスの監視である。今日、これらの検査の中で三次元
超音波検査等の非破壊検査による評価が重要となっている。鋳鉄製の容器本体（CASTOR
型）のような厚肉の超音波検査、鍛造材の溶接構造（TNI 型）の超音波検査及び耐腐食性
のマルテンサイト系ステンレス鋼を使用したトラニオンの表面クラック検査等を例にあげ、
非破壊検査の重要性について議論された。
T44.5 放射性物質輸送容器予備品のマネジメント
Radioactive Packaging Spares Management
David McWilliam*, Geoff Robinson (International Nuclear Services Ltd (INS), UK),
#412
INS においてはすべての放射性物質輸送容器の予備品は厳密に管理されている。これは、
輸送容器の本来の設計意図に対応するためであり、外観、寸法、材料等が、必要条件を満
たすことによって保証されるものである。INS では予備品のトレーサビリティを管理し、
どこで製造されたものか特定できるものとしている。使用中の輸送容器が途中で設計変更
されることも想定されるため、設計変更過程を管理し対応できるものとしている。
セッション T45
ASME 有限要素モデル化 (Finite Element Modelling ASME)
Chair
: Frank Wille (Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM),
Germany)
Co-chair: Mike Yaksh (NAC International, USA)
T45.1 平板貫通試験の収束性研究
Flat Plate Puncture Test Convergence Study
Douglas Ammerman* (Sandia National Laboratories (SNL),USA), Mike Yaksh (NAC
International Corp, USA), Chi-Fung Tso, David Molitoris, Spencer Snow (ve Arun &
Partners, UK), #400
計算機モデル化の ASME タスクグループにより研究されている、1m 貫通試験を精度良
く評価するための有限要素法による動的陽解法を、25cm 厚さ、SUS304 製の薄肉平板に適
用した。メッシュの改良、摩擦係数、材料モデル、有限要素コードの影響について議論さ
れた。また、破損の判定をするために三軸応力状態の破損理論が議論された。その結果、
１m 貫通試験を解析するための適切な有限要素モデル化の方針が示された。
72
T45.2 六面体要素を用いた支持された片持ちはりのメッシュの収束性研究
Propped Cantilever Mesh Convergence Study Using Hexahedral Elements
Chi-Fung Tso*, David Molitoris, Spencer Snow (Ove Arun & Partners, UK), Douglas
Ammerman (Sandia National Laboratories (SNL),USA), #377
計算機モデル化の ASME タスクグループにより、エネルギー制限事象の解析に用いる有
限要素モデルの開発に対する指針が作成されている。エネルギー制限型事象では延性金属
材料は十分なエネルギー吸収を期待できるため、大きな塑性ひずみを解析により精度良く
予測することが絶対不可欠である。そのため、有限要素メッシュの品質、要素タイプ等が
調査された。最初の研究として、単純支持の片持ちはりについて検討が実施された。
T45.3 計算機モデル化の ASME タスクグループによって開発された薄いシェル要素に対
するメッシュの収束性研究
Mesh Convergence Studies for Thin Shell Elements, Developed by the ASME
Task Group on Computational Modeling
Gordon Bjorkman* (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), Douglas
Ammerman (Sandia National Laboratories (SNL),USA), # 335/#340
計算機モデル化の ASME タスクグループにより、エネルギー制限事象を解析するために
用いる有限要素モデルの開発に対する指針が作成されている。本発表では、LS-DYNA を用
い、低減積分及び完全積分のシェル要素でモデル化した単純支持された片持ちはりに、衝
撃的な荷重を与え場合の収束性研究が、弾性範囲内の荷重、わずかな塑性ひずみを生じる
荷重、大きな塑性ひずみを生じる荷重の３つの荷重条件で実施され、結果が示された。
T45.4 構造健全性評価に関する計算機モデル化ソフトウェアの使用
Use of Computational Modeling Software for Evaluation of Structural Integrity
Jason Piotter* (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), # 353
現在の Standard Review Plans(SRP)では十分なコンピュータモデルの詳細を記述する文
書が供給されていない。キャスク解析の効果的な検証をするスタッフには、解析や結果を
確認するために十分に詳細な情報が必要である。Interim Staff Guidance(ISG)は適用可能
な構造解析の技術的位置付けを示している。これらの指針は、タイミングよく、キャスク
に対する明確な方法及び技術的な枠組みを提供する。
T45.5 貫通試験条件下の円筒形の有限要素メッシュ設計
Finite Element Mesh Design of a Cylindrical Cask under Puncture Drop Test
Conditions
Uwe Zencker, Mike Weber, Frank Wille (Federal Institute for Materials Research and
Testing (BAM), Germany), # 219
有限要素法では適切なメッシュサイズを用いる必要がある。動的陽解法を用いた１m 貫通
試験評価に対して、許容範囲にあるメッシュサイズとメッシュ収束性が検討され、キャス
クと貫通棒の有限要素モデルが説明された。数値解析の不確かさに対する安全係数が議論
された。また、1/2 スケール円筒形キャスクを用いて、解析結果と試験結果が比較された。
73
第４章
パネル討論
セッション P01 輸送拒否・遅延 (Denial and Delay of Shipments)
Chair
: Irfan Rahim (International Maritime Organization (IMO))
Co-chair: Christel Fasten (Federal Office for Radiation Protection (BfS), Germany)
P01.3 輸送拒否
Denial of Shipments
Geoff Leach* (Civil Aviation Authority, UK), #160
医療用の RI(モリブデンやコバルト等)はあらゆる種類の航空機で輸送されているが、輸送
拒否の問題があり、原因として①会社の方針、②受領時チェックの失敗、③フライトクル
ーによる拒否などがあると分析。対策として、フライトクルーに対するクラス７に関する
トレーニング等を挙げた。
P01.4 輸送拒否の最新状況
Update on Denial of Shipments
Jean-Yves Reculeau* (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #383, 384, 404
IAEA は 2013 年までに輸送拒否に関する問題を無視できるレベルにしようと試みており、
そのためのレベル別（国、地域、国際）取組み、IMO が作成し拡張させたデータベース、
ハンドブック、教育モジュール、拒否によるコスト評価展開表等について紹介があった。
輸送拒否の通報がなければ、拒否なしとなるため（No Report = No Denial）、National Focal
Point の充実、規則の調和等が重要とのことであった。会場からは、このような IAEA の確
立した仕組みにより、規制当局、産業界、関係者が協力することで問題は解決できるとい
うコメントや、国、地域、国際機関の責任の境界が明確でないという指摘もあった。
P01.5 放射性物質輸送における困難－本当の意味とは
Difficulties in Transporting RAM- What It Really Means to Some People
Stephan Whittingham (Department for Transport (DfT), UK), #037
近年欧米では癌による死亡が増加傾向にあり、アジアやアフリカの国々も同様で、医療用
RI の輸送が重要となってきている。しかし、輸送コストが高いこと、手続きが複雑である
ことなどの理由から運搬を拒否されるケースがある。運搬拒否・遅延はさまざまな原因が
あるため、解決にもさまざまなアプローチが必要である。
セッション P02 規則－将来の範例 (Regulations – A Future Paradigm)
Chair
: Frank Nitsche (Federal Office for Radiation Protection (BfS), Germany)
Co-chair: Sylvain Faille, (Canadian Nuclear Safety Commission (CSNC), Canada)
座長から「パラダイム」の英語と米語の違いについて簡単に発言があり、その後、5 人の
パネラーから以下のタイトルで基調報告があった。
74
P02.1 放射性物質輸送の規則
Regulation of the Transport of Radioactive Materials
George Sallit* (Department for Transport (DfT), UK), #126
P02.2 規則の安定性対混乱
Stability of Regulations Versus Confusion
Fernando Zamora* (Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), Spain), #028
P02.3 規則はどのくらい特定的であるべきか？
How Spwcific Should Be the Regulations?
Pierre Malesys* (AREVA, France), #405
P02.4 核物質の海上輸送におけるリスクと規則
Risks and Regulations in the Transport of Nuclear Material by Sea
Philip Roche* (Norton Rose,UK), #322
P02.5 紛失及び発見－説明文書、助言文書及び核分裂性物質
Lost and Found – Explanatory, Advisory and Fissile Materials
Dennis Mennerdahl* (E. Mennerdahl Systems, Sweden), #347
P02.1 は英国における規則遵守等に対する規制者による事業者への検査・監査の実施アプ
ローチに関し、当局はリスク・ベースの検査・監査アプローチを採用しているとのこと。
P02.2 は IAEA 輸送規則の変更に伴い国内外の数多くの規則等の変更が必要となり、正当化
されない変更による不安定さが混乱等をもたらし、結果的に輸送の安全性に問題を残すの
で、規則は安定なものであるべきとのこと。P02.3 では IAEA 輸送規則の要件は一般的なも
の、通常のもの、詳細なものに大別できるが、最初のものはあまりにも一般的であり、国
によっては異なった解釈となっているとのこと。P02.4 では海上輸送においてセキュリティ
や避難港、海難救助等に係るリスクが多く残されており、新しい協定が必要とのこと。P02.5
では最初の IAEA 輸送規則制定以来、臨界安全と閉じ込めシステムについて誤解が生じて
おり、解決が必要とのこと。
セッションの主な結論としては、規則はクリアであるべきであり、また、安定なのもの
であるべきとのことであった。
セッション P03 軽量輸送容器の衝撃試験 (Crush Testing of Lightweight Packaging)
Chair
: Matthew Feldman (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA)
Co-chair: Makoto Hirose (Nuclear Fuel Transport (NFT), Japan)
P03.1 オークリッジ国立研究所における衝突試験
Crush Testing at Oak Ridge National Laboratory
Matthew Feldman* (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA), #332
セッションの口火をきるため、議長からオークリッジ国立研究所で初期に行われた軽
量・小型輸送物に対する様々な落下試験の内容が紹介され、その結果から、軽量・小型輸
送物についてはそれ自身の落下試験よりもコンテナ内に段積みされた場合はコンテナごと
落下の際に上段の輸送物による荷重のほうが厳しいこと、トラック荷台に横並び積載され
た場合は横方向衝突の際に周囲の輸送物からの荷重のほうが厳しいこと、また、このよう
な輸送物は車両やフォークリフトに轢かれたり押し付けられたりして潰されるケースが多
75
いことなどから、落下試験より圧潰試験のほうが厳しいと認識された背景が説明された。
P03.2 何が有効な衝突試験を構成するのか？
What Constitutes a Valid Crush Test?
Gordon Bjorkman* (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA) #336
上記経緯で IAEA 輸送規則に取り入れられた衝突試験（落下試験 III）について規則改訂
2007 年サイクルで試験条件明確化の課題が提示され、その解決のために 2008 年 9 月に開
催された専門家会合の内容が紹介された。その際の議論に基づき、本試験は輸送物に全体
的な圧潰荷重をかけることが目的であり、落下鉄板の端部衝突による輸送物への影響をみ
るのが目的でないことが明確化されるとともに、有効な衝突試験とは落下鉄板との衝突点
－輸送物重心－輸送物の接地点が鉛直線上に並ぶべきであるとの提案がなされた。
P03.3 歴史的背景－動的衝突試験の必要性に関する初期の議論と評価
Historical Background - Early Deliberations on and Assessment of the Need
for a Dynamic Crush Test
Ronald Pope* (Consultant, Maney Publications, USA), Frank Wille (Federal Institute
for Materials Research & Testing (BAM), Germany), #046
P03.1 の背景に基づき、圧潰試験が落下試験 III として輸送規則に採用された経緯が紹介
された。1970 年代初期に米・独から B 型輸送物試験に軽量輸送物に対する衝撃試験（圧潰
試験）を取り入れる提案とその内容検討が行われ、さらに英国も参加しての様々な試験や
検討に基づき、落下させる鉄板の仕様、対象輸送物密度、収納限度等が決定された背景が
説明された。
P03.4 軽量輸送物に関する衝突試験の歴史観と経験
Historical View and Experiences with the Crush Test for Lightweight Packages
Marko Nehring*, Frank Wille, Thomas Querceti, Jorg-Peter Masslowski, Bernhard
Droste (Federal Institute for Materials Research & Testing (BAM), Germany), #363
ドイツからは P03.3 の背景となった圧潰試験や圧潰試験と落下試験の比較等が説明され、
また、その後の適用状況も紹介された。特に、角型の鳥かご型輸送物（収納物収納容器の
外側に鉄格子上の立方体の枠を設けて外部荷重から収納容器を保護する）の様々な方向か
らの圧潰試験結果は聴衆の興味を集め、設計方法や変形量についての質問が相次いだ。
P03.5 9977 型一般目的核分裂性輸送容器の衝突試験
Crush Testing of 9977 General Purpose Fissile Packaging
Allen Smith* (Savannah River National Laboratory (SRNL), USA), #021
セッションの締め括りとして、米国で最近開発された 9977 型輸送物の圧潰試験状況が紹
介された。内部緩衝体を有するドラム缶状の円筒形輸送物であり、核分裂性輸送物である
ことから 9.3m の高さからの鉄板落下試験が行われ、その試験や変形状況がビデオ等で示さ
れた。蓋側コーナへの落下試験が最も厳しかったとのことである。
76
セッション P04 輸送における安全の定量化 (Quantification of Safety in Transport)
Chair
: Marc Lebrun (Transnuclear International (TNI), France)
Co-chair: Ruth Weiner (Sandia National Laboratories (SNL), USA)
P04.1 原子力分野以外の品質管理査察に関するリスクベースモデル
Risk Based Model for Compliance Assurance Inspections for the Non-nuclear
Sector
Ian Davidson* (Department for Transport (DfT), UK), #325
英国は、TranSAS で、「DfT は、RI 等の少量荷主に対する査察プログラムの適正を評価
すべきである」との勧告を受けた。DfT は、その対応として、3000 程度存在する放射性物
質輸送組織をデータベース化し、3 人の査察官が 3 年に 1 度の間隔で 120 程度の機関を査
察している。
P04.2 輸送設備のリスク評価のガイド
Guide for Risk Assessment Studies Required for Transport Infrastructures
Franck Kaloustian*, Laurence Gozalo, Marie-Therese Lisot (Autorite de Surete
Nucleaire (ASN), France), Gilles Sert, Christophe Getrey (Institute de
Radioprotection de Surete Nucleaire (IRSN), France), #113
フランス ASN は IRSN とともに、リスクの定量的評価に取り組んでいる。リスク評価で
は、①データ収集、②危険性の同定、③リスク分析を実施し、リスク分類を行っている。
本報告について、発生確率や事故シナリオの定量化の方法について、多くの質問があった。
P04.3 使用済燃料輸送の臨界リスク評価
A Multi-facet Approach for Evaluating Criticality Risk during Transportation of
Commercial Spent Nuclear Fuel
Albert Machiels*, John Kessler (Electric Power Research Institute Inc (EPRI), USA),
#330
米国 EPRI は、輸送物の臨界リスクについて、燃焼度クレジット、操作失敗の可能性等
を考慮し、潜在リスクの推測（real estimate）を実施している。
P04.4 危険物道路輸送のためのウェブベース・輸送経路選定ツールの開発
Development of Web-based Routing Tool for Road Transport of Hazardous
Materials
Thomas McSweeney, James Simmons, Authur Greenberg (Battele Memorial
Institute (BMI), USA), #302
米国 DOT は、事故確率、人口密度を考慮した被害影響を考慮し、リスクが最小の輸送経
路を選定するシステムを開発した。
P04.5 2009/2010 年における非核物質の小規模使用者の査察結果からの発見事項
Findings from Non-nuclear Small User Inspections in 2009/2010
David Rowe (Department for Transport (DfT), UK), #419
英国が RI 等少量の荷主に対し、2009 年から 2010 年に実施した査察の結果について、緊
急時対応の不備、運転手への情報伝達不足などが多かったことを報告した。
77
セッション P05 賠償及び保険 (Liability and Insurance)
Chair
: Donna Goertzen (TAM International Inc., USA)
Co-chair: Serge Gorlin (World Nuclear Association (WNA))
P05.1 原子力輸送に関する原子力及び第三者賠償保険
Nuclear and Third Party Liability Insurance for Nuclear Transport
Mike Peach (Nuclear Risk Insurers Ltd, UK), #142
パネラーは、Anthony Weatherall（IAEA）、Mike Peach(英国原子力保険プール事務局)、
Regis Mahieu（AREVA）、Francos De Snedt（TRANSRAD、ベルギーの輸送業者）、Mark
Richards（弁護士）であり原賠条約の構造説明、賠償責任等をプレゼンした。国際法的に
は、IAEA 制定のパリ条約と OECD/NED 制定のウィーン条約の二通りの流れがあり、両者
を連結するジョイントプロコトルがある。また、国際輸送に関する補償問題に関しては、
補償範囲にもよるが、適切な補償がされるのか、どの規則を適用すべきか、責任の所在は
どうか等、裁判管轄、適用条約、原子力損害の定義が異なっており複雑な問題が混乱させ
ている。保険による免責限度も国により金額が異なっているため、第三国に影響を与える
ような国際的な輸送にはケースバイケースで対応することが必要であるとのことであった。
セッション P06 セキュリティ課題 (Security Issues)
Chair
: Ann-Margreth Eriksson (International Atomic Energy Agency (IAEA))
Co-chair: Yung Liu (Argonne National Laboratory (ANL), USA)
P06.1 米国当局の輸送セキュリティ規制に係る合意文書の策定
Developing a Memorandum of Uuderstanding Regarding Transportation
Security in the United States
John Aheme (Department of Homeland Security, USA), Rick Boyle, Al Tardiff
(Department of Transport (DOT), USA), #299
米国における輸送セキュリティの所掌は、DHS（国土安全保障省）、DOT（運輸省）、NRC
である。3 機関所掌は規制のに二重化又は不整合を生じるおそれがある。これはオバマ政権
の掲げる行政一体運営に反しこれを避ける必要がある。このために 3 機関の覚書を作成し、
輸送リスクを適切に管理、或いは機関間の規制の重複を避けるべく、各機関の責任所掌・
項目（技術支援、情報共有、R/D 等）を明確にする活動を実施している。
P06.2 核燃料及び放射性物質輸送に係るセキュリティ
Securing the Transport of Nuclear or Radioactive Material
Bruno Autrusson, Olivier Loiseau, Pierre Funk (Institute de Radioprotection de
Surete Nucleaire (IRSN), France), #245
核・放射性物質輸送は、核爆発物転用を目的とした盗難及び環境、公衆への危害を目的と
した妨害・破壊行為につながるおそれがある。前者は事象発生後期間を置いてその影響が
現れ、後者は事象発生後直ちに影響が現れるため区別され、これらに対する防護は、核爆
発物転用が容易な物質とそれ以外の放射性物質との管理の区別も必要である。併せて IAEA
のセキュリティ指針に基づき、輸送作業内容によって個々の強化項目を決定すべきである。
78
P06.3 NRC の輸送セキュリティ関連規制制定
Transportation Security Rulemaking Activities at the US Nuclear Regulatory
Commission
Richard Correia, Mark Shaffer, Michael Layton (Nuclear Regulatory Commission,
(NRC), USA), #297/#298
NRC のミッションは、公衆の安全確保、セキュリティ推進、環境保護及び放射性物質が
安全・平和的に利用されることを認可することである。9.11 以降、使用済燃料や核燃料物
質が盗難又は目的外使用される懸念が高くなったため、既存のセキュリティ規制を再評価
し、強化の必要となる項目を特定の上 10 CFR part 37 の改訂を行うとともに輸送セキュリ
ティ必要条件を追加して NRC 行動規範に反映している。特に使用済燃料及び核燃料物質輸
送について、事前計画・手配及び実輸送事前告知を通じ適切にモニタリングすることで、
従事者及びシステムの信頼性を評価している。
P06.4 放射性物質のセキュリティ活動
Radioactive and Nuclear Material Transport Security
Ann-Margreth Eriksson Eklund (International Atomic Energy Agency (IAEA)),
Richard Rawl (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA), #213
放射性物質に関しては、輸送セキュリティ勧告として 2008 年に IAEA から出版し多くの
国が批准している。核燃料物質輸送では、関係国間の核物質防護協定並びに補助資料
INFCIRC/225(rev4)により規定されている。上記勧告及び補助資料の整合は適切にセキュ
リティが実行されるために不可欠であり、整合した規定の下、放射性物質・核物質それぞ
れの特性に即して輸送が実行されなければならないことから、整合の考え方、それに基づ
くセキュリティ実行の方法について説明された。
P06.5 輸送セキュリティのための IAEA の援助及び訓練プログラム
The IAEA Assistance and Training Programme for Transport Security
Mark Hawk*, Richard Rawl (Oak Ridge National Laboratory (ORNL), USA),
Ann-Margreth Eriksson Eklund (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #214
IAEA 原子力セキュリティ局は DOE、EU 及びオーストラリアと協力し世界中に対しセキ
ュリティに関する援助・訓練を行っている。支援は国家及び輸送事業者が受けることがで
き、講師の派遣や訓練内容の提供・具体的な訓練などを提供する。訓練に関しては、各国
がセキュリティの確立・実行のために、適切なセキュリティレベル・対策が適用（必要に
応じた付加的防護対策等は含まない）できるように国レベル、地方レベルで開催している。
P06.6 無線周波数識別 2010 分類 I 試験計画の報告
Report on Radio Frequency Identification 2010 Category I Vault Testing
Program
Richard Konig (Savannah River National Laboratory (SRNL) USA), Hanchung Tsai,
Yung Liu, Faniel Leduc (Argonne National Laboratory (ANL), USA), #384
DOE は IC タグを用いた輸送中又は保管中の核燃料輸送物の追跡システムを開発した。
システムの作動確認実証は 2009 年までに 2 回実施され、米国 5 か所の国立研究所を始め
79
DOE が選定したでサイト内での運用実証が進められ、2010 年サバンナリバーの Pu 保管施
設での実施が認可された。目的は性能・機能の実証、すなわち核物質の位置情報・状態だ
けでなく、環境状況（線量等）をリアルタイムに提供し、人的なモニタの削減、ひいては
本格運用の際のセキュリティを含む運転効率の向上に資するデータを提供することである。
試験によりセキュリティ強化と被ばく低減及び状態把握による定期検査周期の延長が期待
できることが明らかとなっている。
セッション P07
長期貯蔵及び輸送－規制課題 (Long Term Storage and Transport
– Regulatory Issues)
Chair
: Jim Stewart (International Atomic Energy Agency (IAEA))
Co-chair: Doug Ammerman (Sandia National Laboratories (SNL), USA)
原子力ルネサンスにより原子力エネルギーが追い風となりつつあるが、例えば、米国で
は、政権交代によりユッカマウンテンでの処分プロジェクトが頓挫し、使用済燃料の長期
貯蔵へ政策をシフトしつつあり、100 年を超える貯蔵期間まで想定した現実的なシナリオの
構築に迫られている。一方、欧州においても処分場の操業に成功した国は少なく、使用済
燃料貯蔵対策についても長期的な対策オプションを考慮せざるをない状況にある。本パネ
ルでは、貯蔵期間が長期化した場合を想定して、予期せぬ知見を排除するための研究開発
のあり方や方向性が討論された。パネリストは、IAEA、米国(NRC, DOE, SNL, INL)、ド
イツ(BAM)、日本(電中研)からの計 7 名である。
P07.1 米国における使用済核燃料の長期貯蔵
Long Term Storage of Used Nuclear Fuel in the U.S.
Ken Sorenson* (Sandia National Laboratories (SNL), USA), #139
パネルでは、まず、米国 SNL(K. Sorenson)から、米国を取り巻く中間貯蔵対策の状況が
報告された。現行の許認可システムにおける貯蔵期間については、プールで最大 60 年貯蔵
（20 年ごとに 2 回更新可）した後、乾式貯蔵で最大 60 年となり、120 年の貯蔵期間を想定
する必要がある。使用済燃料の長期貯蔵の確実な推進のため、EPRI 主導で、米国政府（DOE、
NRC）・電力・国立研究所・原子力産業界の代表からなる運営委員会(Extended Storage
Collaboration Program Steering Committee, 以下、長期貯蔵研究運営委員会)が組織され
た。運営委員会の使命は、「安全な使用済燃料の長期貯蔵と将来の輸送を確実にする技術基
盤を提供」である。当該委員会は、安全な長期貯蔵の確保（商用軽水炉燃料のみに限定）、
貯蔵期間延長後の輸送を確保する技術基盤の提供、プラントの運転状態（例えば、デコミ
や新設の状態）に依存しない技術基盤、考慮すべき課題に対する基準の提案、ブルーリボ
ン委員会への政策提言に着目して、2009 年より活動している。今後、資金を分担した共同
研究や調整研究の必要性が認められた場合については、DOE を中心に 2011 年度より予算
化を行う予定となっている。なお、中間貯蔵の問題は、世界的な課題でもあり、海外機関
（日本や欧州、IAEA 等）との連携も視野にいれて展開する予定である。
80
米国 NRC(M. Water)から、米国での中間貯蔵の実績の紹介を行い、長期貯蔵の安全規制
を着実に推進するため、TLA（Time-Limited Aging）管理プログラムを中心にして、使用
済燃料の安全な貯蔵に関わる現状の技術基盤をレビューし、文書化すること、既存の貯蔵
施設の経年変化に対する対処方法と、100 年を超える期間更新に必要とされるデータとの不
足データ（以下ギャップ）の同定、ギャップを埋める実験や実環境での研究の実施、高燃
焼度燃料が装荷されている貯蔵システムを使った研究計画の立案と実施等の必要性が指摘
された。
米国 INL(S. Birk)から、INL における貯蔵実証試験の現状が紹介され、ステークホルダ
間の信頼関係の構築や、120 年に及ぶ中間貯蔵の安全性確保に関する知見の蓄積方法の重要
性が指摘された。
P07.2 日本における使用済核燃料の長期貯蔵“研究的な視点から”
Long-Term Storage of Spent Fuel in Japan - Research Perspective Toshiari Saegusa* (Central Research Institute of Electric Power Institute (CRIEPI),
Japan)
日本からは、電中研(三枝)より、日本の再処理政策と中間貯蔵の現状とむつ市における
原子炉施設敷地外の輸送・貯蔵兼用乾式金属キャスクによる中間貯蔵事業の進展状況が報
告された。加えて、原子力安全委員会による使用済燃料中間貯蔵施設における金属製乾式
キャスクとその収納物の長期健全性に関する要求があることを紹介した。世界的にも、金
属キャスクを用いた使用済燃料の長期貯蔵の実績が少ないことから、乾式金属キャスクを
用いた貯蔵の状況の調査等により、設計貯蔵期間にわたる金属キャスクや収納物の健全性
に関する知見の蓄積を図ることの重要性を指摘した。また、電中研で実施している長期貯
蔵に関する研究紹介が行われた。
P07.3 ドイツにおける使用済核燃料の長期貯蔵
Long Term Storage in Germany
Holger Völzke* (Federal Institute for Materials Research & Testing (BAM), Germany)
ドイツからは、ドイツ連邦材料研究所(BAM, H. Völzke)より、ドイツにおける中間貯蔵
の現状の現状が報告された。ドイツ国内では、敷地内での 40 年を想定した金属キャスクに
よる貯蔵が安全に行われている。これまでドイツでの最長の貯蔵期間は 27 年であるが、重
大なトラブルの発生はなく、少なくとも 40 年の貯蔵を想定した場合の技術的なギャップは
ない。ただし、定期検査と経年変化管理方法については注視しており、BAM においてガス
ケットや中性子遮へい材の経年変化調査を継続している。現時点における重要な課題は長
期貯蔵後の輸送であり、その安全性を担保するために必要な検査やサーベランス等のあり
方について議論を開始している。
81
セッション P08 公衆の受容性 (Public Acceptance)
Chair
: Bernard Monot (Transnuclear International (TNI), France)
Co-chair: Lorne Green (World Nuclear Transport Institute (WNTI))
P08.1 国際間ので核物質海上輸送時の対話
Communicating the International Transport by Sea of Nuclear Material
Rupert Wilcox-Baker* (International Nuclear Service (INS), UK), #240
P08.2 公衆の受容性、問題、コミュニケーション及びモニタ
Public Acceptability, Issues, Communication and Monitoring
Gavin Carter* (Gavin Carter and Associates, USA), #241
P08.3 作業の透明性--利害関係者との作業
Transparency of Operations - Working with Stakeholder Groups
Paul Harding* (International Nuclear Service (INS), UK), Henry-Jacques Neau
(Transnuclear International (TNI), France) #271
P08.4 特定の聴衆のための簡単で明確なトレーニングの有用性
The Benefits of Simple Short and Clear Training for Targeted Audiences
Jim Steart*, Kasturi Varley (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #382
P08.5 放射性物質輸送問題を討議するコミュニケーションツールキット
A Communication Tool-kit to Combat Problems Shipping Rdioactive Material
J Stewart* (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #384
パブリックアクセプタンスのパネルで上記 5 つの講演があった。最初の 3 つは海上輸送を
中心としてこれまでの経験からパブリックアクセプタンスの重要性を述べたものであり、
他の 2 つは IAEA のパブリックアクセプタンスの教育に関するものである。最初の発表は
INS の経験に基づいて、PA 戦略においてコミュニケーションに必要な 5 項目(openness,
authority, service, clarity, context)を説明した。Service では、MOX の輸送がいかに多く
のエネルギーを効率よく運んでいるか説明したとのこと。2 番目の説明は米国からであった
が、内容は INS の海上輸送に関するもので、過去 20 年にわたって海上輸送が安全に行われ
た理由のひとつに、太平洋諸島の国々との交渉においてコミュニケ―ションををうまく行っ
たことを挙げていた。コミュニケーション、特にジャーナリストとの関係が重要になって
きたと強調していた。3 番目も INS の発表であったが、フランスからの経験を発表、コミ
ュニケーション重視の考えから、2006 年 6 月にフランスの法によって設立された委員会
（HCTISN）の活動が紹介された。公開の重要性とともに、9.11 以降は公開を拒否する必
要性も議論されている。NGO とのコミュニケーションでは透明性とともに、安全保障との
バランスが必要であると説明していた。この関係で、グリーンピースが法に沿って乗船を
要求した事例も紹介された。後の 2 編は IAEA の発表でプログラムと順番を入れ替えて説
明された。始めは輸送従事者のための訓練用の材料が開発されたという報告であった。最
後はコミュニケーションのための道具を IAEA が開発したという報告で、IAEA の Website
で内容が確認できるとのこと。
82
セッション P09
長期貯蔵及び輸送－技術課題 (Long Term Storage and Transport
– Technical Issues)
Chair
: Steve Bellamy (Savannah River National Laboratory (SRNL), USA)
Co-chair: Tara Neider (Transnuclear Inc., USA)
このセッションでは、以下のプレゼンテーション後に、長期貯蔵後の輸送に関する課題に
ついてディスカッションされた。技術が進んで新しい知見が規則に取り入れられ、輸送規
則がキャスクの使用期間中に改訂されることなどに対して議論された。
P09.1 日本機械学会における使用済燃料輸送貯蔵容器用バスケット材料の事例規格
Code Cases of Basket Material for Spent Fuel Transport/Storage Packagings
in the Japan Society of Mechanical Engineers
Makoto Hirose* (Nuclear Fuel Transport (NFT), Toshiari Saegusa (Central Research
Institute of Electric Power Industry (CRIEPI),Japan), Katsuhiko Shigemune (Kansai
Electric Power Co (KEPCO), Japan), #034
日本機械学会では使用済燃料貯蔵施設規格の一部として金属キャスク構造規格の改訂版
を2007年に発行した。この規格には、バスケット材料としてアルミニウム合金及びボロン
添加アルミニウム合金を使用した設計及び新規材料の採用ガイドラインが規定されている。
このガイドラインは長期貯蔵期間中の過時効による強度低下が考慮されていることに特徴
がある。このガイドラインに従って4種類のアルミニウム合金及びボロン添加アルミ合金、
1種類のボロン添加ステンレス鋼が事例規格として申請及び規定された。これらの材料はむ
つ中間貯蔵キャスクのバスケット材料として使用される予定である。
P09.2 燃料が装荷され数十年貯蔵されたキャスクをどのようにして輸送するか？
How to Transport a Cask Which Has Been Loaded Then Stored for Several
Decades？
Pierre Malesys* (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #348
使用済燃料貯蔵の選択肢として、輸送貯蔵キャスクを用いる方法がある。キャスクの許認
可は IAEA 輸送規則に従った輸送物設計認可と貯蔵施設としての貯蔵認可がある。貯蔵施
設は中長期の認可が与えられるが、輸送認可は 3 年から 5 年程度で更新が必要である。ど
のようにして輸送認可を更新するのか、また、輸送規則が変更されている場合に更新でき
るのか、問題である。WNTI は以下の選択肢を提案している。
・ 貯蔵施設の同様に数十年間の輸送キャスクの認可を与える。
・ 輸送貯蔵キャスクの輸送規則を一定に保つ。
・ ある時点の輸送規則で認可を受ければ、最新規則によらなくてもよいよう規則改訂する。
・ 輸送と貯蔵の認可を別にして輸送認可更新不要とし、輸送時は特別措置による。
P09.3 カナダにおける最終処分場への使用済核燃料輸送の予備的な調査
A Preliminary Look at Used Nuclear Fuel Transportation Options to a
Repository Site in Canada
Ulf Stahmer* (Nuclear Waste Management Organization, Canada), #354
83
カナダでは各サイトで使用済燃料が中間貯蔵されており、最終処分として地層処分が選択
された。よって各サイトの中間貯蔵施設から処分場への輸送が必要である。Saskatchewan、
Ontario、Quebec、New Brunswick の 4 箇所の候補地が挙げられておりこれらを任意の 9
ゾーンに分割し、各サイトからこれらの候補地への輸送について検討されている。
・ 輸送手段の可能性として、道路輸送、鉄道輸送、船舶輸送或いはこれらの組合せ輸送
・ 各貯蔵サイトから処分場への輸送ルートの高度な検討
・ 各サイト、想定輸送ルート及び 9 ゾーンにおける既存のインフラ
・ 輸送のためのインフラの追加及び改良の検討
P09.4 PWR 使用済燃料プールを模擬したアルミ/B4CMMC 材料の腐食加速試験
Accelerated Crrosion Testing of Aluminum/Boron Carbide Metal Matrix
Composite in Simulated PWR Spent Fuel Pool Solusion
Daisuke Nagasawa*, Hideki Ishii, Kazuto Sanada (Nippon Light Metal Company Ltd,
Japan), Valentin Rohr, Herve Issard (Transnuclear International (TNI), France), #157
Al/B4C MMC 板材（MAXUS）について、ASTM G31-72 に従い PWR プール水環境を模
擬した腐食加速試験を行った。サンプルは陽極酸化処理したものとしていないものについ
て行い、その結果、陽極酸化の有無のによる違いはなく、4320h 以上で酸化皮膜の成長は
止まった。この材料の PWR プール水に対する耐食性が優れていることを確認した。
セッション P10 顕在化している規制課題 (Emerging Regulatory Issues)
Chair
: Steve Whittingham (Department for Transport (DfT), UK)
Co-chair: Earl Easton (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA)
P10.1 輸送物固縛に関する議論
A Discussion on the Secure Stowage of Packages
Ian Davidson* (Department for Tranport (DfT), UK), #326
英国における固縛システムの安全要件に関する議論が紹介された。固縛に関する統一され
た規格等はなく、輸送物の分類（適用除外輸送物～A 型～B 型）、設計者や当局の考え方、
業界の慣例等により千差万別である。なんらかの指針や基準が必要と結論された。
P10.2 重量物の固縛システムの設計
Designing Tie Down Systems for Heavy RAM Packages – Should Revised
Design Criteria Apply?
Peter Purcell* (International Nuclear Service (INS), UK), #413
IAEA 輸送規則では固縛の設計基準は規定されておらず、助言文書に様々な加速度値が記
載されているが設計にどう反映するかは明確でない。80 トンを超える放射性輸送物の道路
及び鉄道輸送での固縛システムの設計、運用例が紹介され、実用的であるべきとされた。
P10.3 カナダにおけるポータブル型放射線モニタの利用
Use of Vehicle Radiation Portal Monitors and Transport Regulations in Canada
Sylvain Faille* (Canadian Nuclear Safety Commission (CSNC), Canada), #039
84
近年、身元不明の放射性物質、放射線源が廃棄物やスクラップ中に混入している例が世
界中で発見され問題となっている。カナダの原子力安全委員会（CNSC）は、可搬型の放射
線モニタ装置により、廃棄物や金属スクラップに対し、放射性物質の有無をチェックして
いる。その活動について紹介された。
P10.4 Q システムの考え方に基づく大型輸送物の安全要件の検討
Consideration of Safety Requirement for Large Component Transport with Q
system
Hiroshi Suzuki* (Mitsubishi Reserch Institute, Japan), Hiromitusu Mochiduki
(national Maritime Research Institute (NMRI), Japan), Makoto Hirose (Nuclear Fuel
Transport (NFT), Japan), Manabu Uragami (Kansai Electric Power Co (KEPCO),
Japan), Masanori Aritomi (Tokyo Institute of Technology, Japan), #200
特別措置で要求されている要件とは、通常時、平常時及び事故時において IAEA 輸送規
則の定める安全水準と同等であることである。事故時の安全水準として、A 型、IP 型の輸
送物は、収納限度設定により密封性能等喪失時にも被害影響に問題がないことが要求され
ているので、大型機器についても既存事例に基づき放出率を 10-3 と設定した場合、内部汚
染総量が 10A2 以下であれば、同等の安全性が担保できる。
P10.5 特殊な放射性貨物の輸送
Transport of Abnormal Indivisible Radioactive Loads
Danny Vince* (Department for Transport (DfT), UK), #036
廃止措置に伴い発生する様々な廃棄物について、ALARP の原則に基づき、解体せず大型
機器として輸送・処分すべき場合が発生する。本発表では、英国 DfT が主催した 2007 年
のセミナーに基づき、特殊な放射性貨物のキーポイントが整理された。
セッション P11 マネジメント管理 (Management Controls)
Chair
: Michel Hartenstein (Transnuclear International (TNI), France)
Co-chair: Greg O’Connor (Department for Transport (DfT), UK)
P11.1 国境なき緊急時対応
Emergency Response without Borders
Alan Bacon* (International Nuclear Service (INS), UK), #234
INS は、IAEA 安全指針 TS-G-1.2(ST3)に基づき、世界中で輸送に関する緊急時訓練に参
加している。指針は、荷主と運送人を含む多くの組織に対して、放射性物質に関係する輸
送事故への緊急時対応の準備と計画の課題についての手引きを提供している。荷主と運搬
人双方の事象の該当官庁の警告と情報の提供と援助と有事の備えに関する責任を要求する。
構成要素は、鎮静、予防、準備、対応、回復、再調査である。CAMECO が持つ緊急対応支
援計画を基に指針(ST3)を具体的にどのように満たすかを検証した。
85
P11.3 危険物安全顧問(DGSA)の役割と英国産業界の小規模利用者間のコンプライアンス
の向上
The Role of the Dangerous Goods Safety Adviser (DGSA) and Improving
Compliance amongst Small Users in the UK Industrial Sector
Simon Jakes* (Health Protection Agency (HPA), UK), #161
コンプライアンスについて、産業界の小規模使用者の間で、ある者は資料、乗り物、個
人保護具の要求事項の変化や裁判外紛争処理の最近の進展までを十分認識している一方、
ある者はまだ、安全指針の基本的要求事項におけるコンプライアンスを確保することがで
きないものがいる。現状を鑑み、DGSA の役割が何か、その要求事項がどこから来たのか、
そして、どの組織が指定しなければならないのか、なぜ小規模使用者による DGSA 指定が
あるのかについて説明された。
P11.4 10 CFR 71 品質保証と検査経験
10 CFR Part 71 Quality Assurance and Inspection Experience
Robert Temps*, Earl Love (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), #273
原子力規制委員会の(NRC)の規則は放射性廃棄物輸送のためのＢ型容器と核分裂性物質
容器を使用又は設計に関する実在の品質保証計画要求事項を義務付ける。NRC に承認され
た品質保証計画書の適切な履行の妥当性を調査することは SFST の責任である。NRC はこ
れらの調査のための計画と手順を開発した。放射性物質容器の設計、製造、輸送を含む NRC
の認可活動と SFST 調査経験が紹介された。
P11.5 IAEA TranSAS ミッションで識別された良好事例の適用例
Applying the Good Practices Identified in IAEA TranSAS Missions
Jim Stewart* (International Atomic Energy Agency (IAEA)), #392
日本、フランス、パナマ、トルコ、イギリス、ブラジル、スロベニアの TranSAS ミッシ
ョンを終えて、確認された多くの良好事例があった。 TranSAS ミッションでは輸送に係
るすべての行為を対象として現在の国際基準と比較し、個々に具体的に調査し良好事例を
認定してきた。各国の実例を踏まえて、認定された良好事例を適用する効果が提示された。
P11.6 カナダの緊急時対応要求とカメコの経験
Canadian Emergency Response Requirements and Cameco’s Experience
John Zaidan*, Marc-Andre Charette (Cameco Corporation, Canada), #065
カナダでは、Cameco によって出荷又は予定された製品の輸送事故に対して Cameco に支
援を提供するための規制要求事項がある。緊急時対応支援計画（ERAP）と呼ばれるもので、
カナダ連邦政府の危険物輸送法と規則一部である。事故の際、初期対応とその後の浄化活
動の支援活動について契約した第三者に頼っている。このネットワークの訓練と管理は、
生きた緊急時対応を供給されることが本質である。いくつかの事例において、これまでの
活動と努力が有益であることが証明された。
86
第5章
ポスター発表
Pos01 歴史的鉄道事故が使用済燃料輸送物に与える潜在的影響
Potential Effects of Historic Rail Accidents on the Integrity of Spent Nuclear
Fuel Transportation Packages
Earl Easton, Chris Bajwa (Nuclear Reguratory Commission (NRC), USA), #265
米国 NRC は、米国における 1975～2005 年にわたる危険物の鉄道事故や継続時間の長い
火災事故の解析を実施した。解析では、まず、事故発生の類型化と使用済燃料の鉄道輸送
に及ぼす影響を把握した。30 年以上にわたる 210 億 km に及ぶ貨物の鉄道輸送における危
険物の放出を含む事故の発生はわずかであり、その内の 8 件が継続時間の長い火災を伴っ
ている。これら 8 件の火災事故を分析した結果、NRC の定める輸送規則 10CFR71, Sec.73
に記載される仮想的な事故条件である火災要件を下回っており、放射性物質の放出はない。
Pos05 NFT におけるキャスク保守の現状と将来
Current Status and Future of Cask Maintenance at NFT
Yasuzumi Terai, Hiroshi Kanazawa (Nuclear Fuel Transport (NFT), Japan), Tsutomu
Matsumoto (OCL Corporation, Japan), #083
原燃輸送は、1998 年から六ヶ所再処理工場向けの輸送を実施しており、70 基の湿式キャ
スクを所有している。将来の経年変化に対する長期的な対策を考慮した維持・保守・性能
管理計画が紹介された。これら保守は、年に数回の供用中検査に加え、1 年目、5 年目、10
年目に行われている。10 年間使用された輸送容器に対し、経年変化の影響を評価するため、
実燃料装荷時の温度や線量を測定し、性能を評価した結果、何ら問題がないことが示され
た。原燃輸送では、引き続き、長期的に使用される輸送容器の安全性に及ぼす経年変化の
影響を考慮にいれた保守計画を開発中である。
Pos06 異常時対応とビジネスの継続性の統合
Integrating Business Sontinuity with Emergency Response
Peter Bentley – International Nuclear Service (INS) (UK), #132
危機的な状況での失敗は、基幹事業が復旧計画と繋がっていないこと、初期における悪化
の信号を正しく理解しないこと、及び基幹事業間の関連を評価していないことが原因とな
る。組織 20%が何らかの災害、被害を蒙った経験を有しており、そのうちでビジネスの継
続計画を準備していない組織 43%は再開できていない。原子力産業でもビジネス継続性の
重要性は日増しに増加している。発表では INS が計画する「異常時の対応とビジネスの継
続性の統合」に関してのアクションプランを説明している。
Pos08 放射性物質輸送･貯蔵容器に関する試験と計測
Tests and Measurements for Radioactive Material Transport and Storage
Packages
Georgeta Iancso (National Institute for Physics and Nuclear Engineering) Romania, #164
87
ルーマニア・Horia Hulube 原子力物理工学国立研究所（I.F.I.H-HH）の原子力専門試験
研究所が紹介されている。この研究所では、放射性廃棄物の輸送・貯蔵容器の最終品質管
理試験が可能であり、容器と A 型輸送物を主に対象としている。試験や方法、試験用機器
は国や IAEA の要件に適合しており、その活動内容は国の品質保証チェックを受けている。
1997 年以降停止している研究炉や同位体製造施設の解体が、2010 年より始まっており、原
子力専門試験研究所では、これら廃棄物の輸送・貯蔵容器の特殊な試験に関連する解決方
法を検討中である。
Pos10 大型機器内部の非近接可能表面汚染の評価(2) 測定された外部線量分布からの汚染
の評価
Evaluation of Inaccessible Surface Contaminations Inside of Large Components
(2) Contamination Estimation from the Exterior Measured Dose Rate Distribution
Yoshirio Hirao, Hiromitsu Mochizukim, Naoteru Odano (National Maritime Research
Institute, Japan), Akiko Konnai (Ministry of Land, Infrastracture, Transport and Tourism
(MLIT), Japan), Masami Isobe (Japan Atomic Power Co (JAPC), Japan), #195
PWR の蒸気発生器を大型輸送物として一体輸送するためには、輸送規則上の要件、特に
内部非接触面の放射能汚染レベルを定量化する必要がある。本研究では、内部非接触面の
汚染分布を保守的な仮定のもとで Pos11 の外表面の実測線量率に基づいて推定した結果を
示した。伝熱管の直管部の汚染は外表面に近い伝熱管部の汚染で代表できること、水室部
の汚染の外表面線量に対する寄与は複雑で、保守的な仮定によって基準を超える可能性が
あること等がわかった。今後、測定の精度を高めること等による保守的な仮定の再検討と
評価の精度向上が望まれる。
Pos11 大型機器内部の非近接可能表面汚染の評価(1) 蒸気発生器周りの線量分布の測定
Evaluation of Inaccessible Surface Contaminations Inside of Large Components
(1) Measurements of Dose Rate Distribution around a Steam Generator
Osamu Sato, Hiroshi Suzuki (Mitsubishi Research Institute, Japan), #198
PWR の蒸気発生器を大型輸送物として輸送するための、内部インベントリ評価に関する
研究の紹介である。放射能評価においては、固体飛跡線量計を蒸気発生器の胴周りに複数
装着させてガンマ線線量から内部の放射能濃度を推定した。伝熱菅の高温側、低温側で放
射能濃度の変化が確認された。また、モンテカルロ計算による評価も行い、両者は良く一
致することが確認された。
Pos12 “BAM 安全技術試験サイト”における新しい火災試験設備－石油火災を代替する液
化プロパン
Brand-new Fire Test Facility at “BAM Test Site Technical Safety” - Liquefied
Propane as Substitute for a Kerosene Fire Bernhard Droste, Armin Ulrich, Joerge Borch (Federal Institute for Materials
Research & Testing (BAM), Germany), #218
BAM における輸送容器の耐火、落下試験サイトの紹介。200 トンまでの放射性物質輸送
88
物の試験が可能な A 区域、耐火試験が可能な B 区域（両方とも 12m×8m）がある。B 区
域は半径 100m の半径の中心部にありプロパンガスを用いた耐火試験を行うことができる。
Pos14 大型水平衝突用の非降伏ターゲットの建設
Construction of an Unyielding Target for Large Horizontal Impacts
Dong Ammerman, Neil Favie, Rober Kalan (Sandia National Laboratories (SNL),
USA), #378
IAEA の TS-G-1.1（ST-2）の 717.2 では C 型輸送物の衝撃試験について、質量の 100 倍
の標的と衝突しても飛散しないことが要件となっており、米国におけるプルトニウムの航
空機輸送の際には、129m/s 程度の速度が試験に必要である。この衝突試験に耐え得る標的
が 1800 トンのコンクリートと 41 トンの鉄で建設された。
Pos15 発熱のある核燃料輸送物の海上輸送についてのシステム的解析手法
A Systematic Analytical Approach to the Marine Transport of Heat-Generating
Nuclear Packages
Benjamin Acker (International Nuclear Service (INS), UK), #414
陸上輸送と異なり、海上輸送においては閉鎖空間である船倉内に数基の輸送物を積載する
ため、輸送物の発熱量が大きい場合、熱解析条件を維持するため船倉内の冷却が必要な場
合がある。INS では 2000 基を超える輸送物の海上輸送経験があり、それに基づいてシステ
ム的に船倉内雰囲気の維持を行っている。
Pos16 内部共晶障壁の構造健全性評価のための応力状態によるひずみベースの破損基準
A Stress-State Modified Strain Based Failure Criterion for Evaluating the
Structural Integrity of an Inner Eutectic Barrier
David C. Harding, Lili Akin, Richard Yoshimura, David Miller (Sandia National
Laboratories (SNL), USA), #416
C 型輸送物で Pu を航空機輸送する際には、Pu はカプセルに封入された状態で輸送され
る。そのカプセルはさらに専用の小カプセルに収納され、木材で充填された数 10cm サイズ
の小さいドラムに収納される。衝突事故の際には、このカプセルが小カプセルに衝突する
ことが予測されるため、その衝撃による材料への応力を計算によって評価し、基準値を下
回ることを確認した。
Pos17 放射性物質輸送規則の起源－歴史的概観
Origin of Radioactive Material Transport Regulations - A Historic Perspective Peter Vescovl (Westinghouse Electric Company, USA), #289
放射性物質輸送の規制に係る歴史の紹介。放射性物質は 1930 年代には既に時計の夜光塗
料に使われており、その郵送の規制に関するものが米国でスタートしていた。その後、世
界大戦などを経て、放射性物質輸送は軍事、医療で拡大し、1975 年には危険物の輸送に関
する規制が制定された。これらの規制の多くは、1996 年に亡くなった元 MIT 教授の Evans
氏が精力的に行動したことにより進展したものである。
89
Pos18 カナダの核物質輸送容器・輸送規則のもとでの規制免除値の提案
Proposed Exemptions under the Canadian Packaging and Transport of Nuclear
Substances Regulations
Geneviave Tanguay (Canadian Nuclear Safety Commission (CSNC), Canada), #291
カナダでは規制免除レベルの 10 倍の標準線源等については、CNSC の認可なしに使用す
ることが可能であるが、輸送規則下においては免除対象となっていない。商品としては、
煙探知機や非常用出口の標識などであり、リスク的な観点からも十分免除できるものであ
る。今後、これらの規則について整合させていく。
POS19 放射性物質輸送物の設計承認
Design Approval of Transportation Packages for Radioactive Materials
Woon-Kap Cho (Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), Korea), #318
韓国における放射性物質輸送の設計承認の紹介。審査担当は MEST と KINS が行ってい
る。安全審査では、図面、安全解析レポート、品質保証指針、手順、衝撃、加熱、リーク
テストなど性能試験計画が必要とされる。これらの承認は 5 年間有効であり、これまで 40
以上の設計承認が行われた。
Pos20 専用運搬船を用いた中低レベル廃棄物の海上輸送に関する安全評価
The Safety Review on the Sea Transport for the LILW Using the Exclusive Vessel
Yong Jae Kim, Dae Sik Yook (Korea Radioactive Waste Management Coorporation
(KRMC), Korea), #333
韓国では放射性廃棄物処分を行う KRMC 社は、専用船を用いて LILW を輸送することを
考えている。KINS は沿岸立地地域における安全評価を行う必要があり、そのための安全審
査チームを構成し、海上輸送に関する法律、規則、要件、技術規準を調査している。また、
海上輸送のトレーニングや、シミュレーションによる運行安全性もチェックしている。
Pos27 TRADAWEB－放射性物質輸送に関するデータ収集・処理のウェブ・システム
TRADAWEB - A Web System to Collect and Process Data on Transport of
Radioactive Material
Sandro Trivelloni, Patrizia Caporali, Giorgio Palmieri (Institute for Environmental
Protection and Research (ISPRA), Italy), #044
イタリアでは法律で放射性物質輸送情報を登録することが義務付けられており、そのデー
タは ISPRA に収集される。ISPRA では TRADWEB といウェブ・システムを 2008 年 1 月
から稼働させており、荷送人はインターネットからアクセスして必要な情報を登録するこ
とができる。収集されたデータは３ヶ月ごとに統計処理される。
Pos28 新しい INF3 船
New INF3 Ships
Pauline Woods (Pacific Nuclear Transport Ltd (PNTL), UK), #263
PNTL では INF3 船を 1987 年以来調達していなかったが、老朽化したため 3 隻を新規調
達した。第 1 船 Pacific Heron は 2008 年 4 月 10 日に引き渡され、第２船 Pacific Egret は
90
2010 年 1 月に進水し 6 月に引き渡された。第 3 船も 2010 年 10 月に引き渡される。
Pos29 スペインにおける放射性医薬品輸送により作業者が受ける線量の分析
Analysis on Doses Received by Workers Transporting Radiopharmaceuticals
in Spain
Victoria Acena, Engracia Rubio, Fernando Zamora (Consejo de Seguridad Nuclear
(CSN), Spain), #049
スペインにおける放射性医薬品（主に Mo/Tc）輸送により 2003 年から 2008 年に作業者
が受けた線量の分析結果が報告され、年間線量限度より十分低いことが確認された。しか
し、限度未満でも一部で高い線量となった例もあり、計画的な放射線管理が重要である。
Pos30 セルナボダ原子力発電所の輸送活動－運転経験
Cernavoda NPP Transport Activities - Operational Experience
Ioana Elisabeta Daian, Ion Popescu (CNE Cernavoda NPP, Romania), #111
セルナボダ発電所は 705MWe の CANDU 炉 2 基があり、1996 年及び 2007 年に運開され
た。炉の運転に関係する放射性物質の輸送を行っているが、サイト内には炉の 3 年間運転
で発生する使用済燃料の中間貯蔵施設（MACSTOR システム）及び低レベル放射性廃棄物
中間貯蔵施設がある。
Pos31 非専用積載輸送条件での輸送分類と ALARA 原理の適用
ALARA Principle in Transport Classified “Not Under Exclusive Use”
Eduardo Gerulis, Fabio Suzuki (Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
Brazil), #140
放射性物質輸送物（TRM）の表面線量と１ｍ線量を測定結果及び TRM が専用積載か非
専用積載かの分類に基づき ALARA 原理を適用すべきである。一般的に、TRM に対する２
ｍ線量評価が必要となるが、この評価は専用積載のみに適用されるべきであり、非専用積
載はほとんど 0.1mSv/h（モデル値）程度となることから ALARA 管理上の分類分けが困難
となる。今回、ブラジルのプラント内における放射性医薬品の輸送に伴う被ばく線量評価
実績をもとにこれらの解釈を行った。
PosS32 原子力関連物質の陸上輸送状態モニタリングシステムの開発
Development of Monitoring System For Land Transport Conditions of Nuclear
Materials
Kiyoaki Yamamoto , Wataru Yuasa, Shinichi Uchida, Shoichi Inoue, Shigo Fujiwara
(Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Japan), #154
当該システムは、主に輸送車両団周辺状況の監視をするための視覚情報モニタリングシス
テムと輸送車両団の位置を監視するための位置情報モニタリングシステムから構成され、
情報はリアルタイムで遠隔輸送管理センターへ送信される。これらのシステムは適宜改良
されながら 6 年前から恒常的に運用され、安全性とセキュリティの維持に寄与している。
91
Pos35 スウェーデン国内でのノルウエー船を利用した特別措置による大型機器輸送
Transport of Large Components as Special Arrangement within Sweden on a
Norwegian Vessel
Sverre Hornkjol , Tonje Sekse , Helmuth Zika (Norwegian Radiation Protection
Authority (NRPA), Norway), #243
スウェーデン Ringhals 発電所の取替蒸気発生器 3 基をノルウエーの Ro/Ro 船で輸送する
ことに当たり、両国の規制当局による特別措置の要求事項が適用された。両国規制当局が
協力するとともに、蒸気発生器を放射性廃棄物とみなした船舶輸送認可に基づき、SG 積込
時の両国共同検査が行われた。
Pos36 放射性物質輸送利用者委員会(RAMTUC)
The Radioactive Material Transport Users Committee (RAMTUC)
Charlie Carrinton , Mark Flynn, #253
RAMTUC の参加者は、輸送容器の設計や英国内の放射性廃棄物処分に関連する原子力及
び一般産業の両方のメンバーから成り、放射性物質輸送の安全を推進するセミナー（事故
時対応、保険、新規法令提案を含む）や訓練を開催するだけでなく、国内法令化の活動に
参加するなど、安全と効率的な輸送を推進している。
Pos37 イギリスからの VRR
VRR From UK
Chris Purdy (International Nuclear Service (INS), UK), #267
セラフィールド工場の再処理過程で発生する高放射能廃棄物は適切に設計されたステン
レスコンテナにガラス固化体として収納され、発生国へ返還輸送が開始されており、B 型容
器を使用した輸送物として鉄道及び船舶により準備、梱包、積込み、輸送を実施している。
Pos38 スウェーデンにおける放射性物質の輸送の統計と作業者への被ばく線量
Statistics on the Transport of Radioactive Material in Sweden and Doses to the
Transport Workers
Thommy Godas (Thommy Godas Ltd, Sweden), Birgitta Svahn, Erik Welleman
(Swedish Radiation Safety Authority (SSM), Sweden), #279
2007 年から 2008 年の原子燃料関連を除くスウェーデン国内の放射性物質輸送データが
収集され、作業者の被ばくデータが評価された。BG 程度の被ばく線量（TLD を使用）の
作業者は、全体の 75%であった。しかしながら、線量率測定値及び電子線量計を用いた評
価では TLD 評価値より高い評価となり、個人用 TLD 評価の適切性が疑問視された。
Pos39 原子炉容器機器の輸送への輸送方法実績の利用
Utilization of proven Shipping Methods to Transport Nuclear Reactor
Components
AArow Wiener (Global Transportation Systems, Inc. (GTS Group), USA), #290
GTS グループは 2009 年に表面汚染した原子炉冷却材ポンプをスロベニアから米国ペン
シルバニアへ輸送する計画に伴い、
過去 20 年間の世界輸送産業実績の分析結果を反映して、
92
世界の規制に適合した輸送関係者の訓練、技術認証や ISO9001 の適用を行い、良好な輸送
を達成した。
Pos40 輸送ルート原因解析に向けた有害物質輸送事故データ
Hazardous Material Transportation Incident Data for Root Cause Analysis
Tomas Mcsweeney, Authur Greenberg , Daniel Blower , Mark Abkowitz (Battelle
Memorial Institute (BMI), USA), #294
実際のさまざまな有害輸送物事故の評価のため 米国科学局輸送調査委員会によって設
立されたこのプロジェクトは、データベースから包括的事故情報を収集し、事故事象に対
して 5 項目のパラメータ分類分け項目（運搬用機器、運転手、梱包、運搬設備、状況）を
設けて比較評価し、輸送ルートに関する事故要因を含む解析につなげた。このプログラム
は有害物輸送の安全に係る継続的改善につながるであろう。
Pos41 米国における MOX 燃料輸送の商業的実行可能性
Commercial Viability of Mixed Oxide Fuel Transport in the United States
Frederick Yapuncichi, Dorothy Davidson, Remi Bera, Michael Valenzano (Areva
Federal Services LLC, USA), #295
はじめに MOX 燃料の開発は 1950 年代から始まり、ウラン燃料とほぼ同等のふる舞いを
すること、現在は日、独、英、仏で開発が進められていること、さまざまなタイプの原子
炉の開発が欧州を中心に始まる計画であることが述べられ、新燃料から再処理を経て MOX
燃料に至るまでの概略フローが紹介された。続いて MOX 燃料用輸送容器として MX-8 容器
が紹介され、EDF が開発したこと、PWR17×17 燃料を 8 体収納すること、気中で装荷し、
水中で取り出すこと等が説明された。また安全輸送のためには、安全を確保できるトラッ
ク、コンテナ、トレーラ等のインフラストラクチャーが必要であるとし、これらの設計は
フランス当局で認証済みであり、設計・製造は装荷作業、取り出し作業に最適化されてい
ることが説明された。最後に、米国における MOX 燃料輸送は高収納容器、安全性が確保さ
れる車両・船舶、適応可能な技術的理論、米国 NRC への完全な適応が必要であると論じた。
Pos43 大量の放射性同位元素の輸送におけるリスク評価
Risk Assessment for Transport of Large Amount of Radioisotopes
Woon-Kap Cho (Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), Korea), #317
Ir-192、I-131、Mo-99 の大量輸送における被ばくリスクと健康への影響を評価、比較し
ている。RADTRAN6.0 コンピュータプログラム（輸送におけるリスク評価用コード）を用
い、輸送距離は 300km、輸送容器は B(U)型とし、事故事象として火災と衝突を考慮してい
る。評価結果として、上記 RI ごとの汚染リスクがまとめられている。
Pos46 核燃料物質等の輸送における表面密度限度値の見直し検討
Study of Applicable Limits on Non-fixed Surface Contamination for the Safe
Transport of Radioactive Materials
Masahiro Munakata (Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Japan), #344
93
近年、放射性物質の表面密度限度（α線を放出するもの；0.4Bq/cm2、α線を放出しない
もの；4.0Bq/cm2）の見直し検討結果が TECDOC-1449 で公開されているが、この評価モ
デルにはまだ十分すぎる保守性が残されているとし、さらに合理的な評価条件による表面
密度限度の見直しを報告している。本検討では SURCON と呼ばれるモデルが開発された。
検討の結果、Ac-227 に限っては注意を要するものの、その他の核種は、TECDOC による
評価結果からさらに 1 桁以上制限値を緩和できると結論されている。
Pos47 日本における核物質輸送の未来を見つめて
Looking to the Future Transport of Nuclear Materials in Japan
Yukari Tanaka (Nuclear Fuel Transport (NFT), Japan), #356
日本の原子燃料サイクル関連施設と、その中で原燃輸送の実施する核燃料物質輸送に関す
る全体像が紹介された。また、現在開発中のむつ中間貯蔵施設向けの輸送・貯蔵兼用キャ
スク及び日本原燃・六ヶ所 MOX 工場向け輸送容器（PWR 燃料用）のイメージが紹介され
た。続いて、核燃料物質輸送における将来の課題として、効率的な輸送を行うこと、非常
時の備えに関する改善、核物質防護の強化等について述べられた。最後には、原燃輸送は
操業から 30 年にわたって無事故を達成していること、ISO の認証を得ていること、輸送の
オールラウンダーであることが述べられた。
Pos48 中部電力株式会社における MOX 燃料輸送の経験
Mox Fuel Transport Experience in Chubu Electric Power Co
Katsumi Yamada, Yasuji Takeuchi, Kenji Takahashi, Ryusuke Sekiguchi, Takahiro
Kumazaki (Chubu Electric Power Co., Japan), #420
2009 年 5 月に行われた中部電力・浜岡発電所向けの MOX 燃料輸送に関する経験に関す
る発表。輸送体数、加工事業者、輸送容器基数等及び輸送ルートは南西太平洋ルートで 2009
年 5 月 18 日に到着したこと、輸送容器は TN-12B で B(M)型輸送物であること、輸送船は
パシフィックヘロン号であること等が紹介さている。その他、日本における TN-12B 容器
の承認手順、輸送情報の開示について、他の利害関係者との関係について中部電力におけ
る取組みが紹介され、最後に、この MOX 輸送はすべて安全に行われ、核物質防護及び安全
確保について国際的なる合意のもとで行われたと述べられている。
Pos49 浜岡原子力発電所 使用済燃料乾式貯蔵施設における輸送・貯蔵兼用金属キャスクの
使用に向けた対応
Strategy for Use of Dual-purpose Metal Casks in the Dry Storage Installation at
Hamaoka Nuclear Power Station
Takefumi Mikatsura, Keisuke Asai, Yuuichi Fujimori, Tetsuhiro Itou, Takeshi Marama
(Chubu Electric Power Co., Japan), #077
中部電力が開発している輸送・貯蔵兼用の乾式キャスクの概要について発表された。輸
送・貯蔵兼用キャスクであれば詰替え作業が不要となり、被ばくの低減、汚染発生リスク
の低減等の効果が期待できる。本発表では、上述の輸送・貯蔵兼用キャスクについて、2 タ
94
イプの容器設計が紹介された。1 つは使用済燃料を 69 体収納できる設計、もう 1 つは 52
体収納できる設計である。発熱の大きい使用済燃料は収納体数の少ないキャスクに、発熱
の小さい使用済燃料は収納体数の多いキャスクに収納する。
Pos50 使用済燃料の輸送・貯蔵に関する革新型の解決
An Innovative Solution for the Transportation and the Storage of Used Fuel
Justo Garcia (Transnuclear International (TNI), France), Helene Sonnenmoser
(Transnuclear Inc, USA) #216
使用済燃料の貯蔵に当たり、AREVA グループでは輸送・貯蔵兼用容器として TN24 ファ
ミリー、貯蔵用オーバーパックとして NUHOMS システムを有しており、これらは欧州を
はじめ米国、日本にも提供されている。しかしウラン燃料の高濃縮度化、冷却期間の短期
化、高燃焼度化といった局面を迎え、AREVA グループでは TN NOVA システムと呼ばれる
新型の革新的かつ経済性に優れた貯蔵用オーバーパックが開発されている。
Pos51 東海第二発電所での乾式貯蔵キャスクの熱と遮へいのベンチマーク解析
Thermal and Shielding Benchmark Analysis of Dry Storage Cask in Tokai No.2
Power Station
Masahiro Yamamoto, Takeshi Fujimoto, Naoshi Aota (Japan Atomic Power Co
(JAPC), Japan), Kazuo Iwasa (Hitachi Zosen, Japan), #236
東海第二発電所の貯蔵施設で使用されている貯蔵キャスクの熱設計と遮へい設計の設計
上の余裕を確認するために、貯蔵中のキャスクの温度と線量当量率を測定した。測定結果
を解析結果と比較することで設計余裕を評価しており、結果は今後の設計に反映される。
Pos52 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (1) キャスクの設計
Development of Spent Fuel Transportable Storage Cask (1) Design of the Cask
Tsutomu Matsumoto, Kazuo Kawakami, Youji Sakata, Daisuke Shimizu, Haruaki
Kikuchi (OCL Corporation (OCL), Japan) #307
Pos53 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (2) 縮尺モデルによる 9m 落下試験
Development of Spent Fuel Transportable Storage Cask (2) 9m Drop Tests by
Scale Model
Yuichi Motegi, Kazuo Kawakami (OCL Corporation (OCL), Japan), #308
Pos54 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (3) プロピレン・グリコール水溶液の対流
熱伝達に関する研究
Development of Spent Fuel Transportable Storage Cask (3) Heat Transfer
Behavior Sstudy on Convection of Propylene Glycol Water Solution
Haruaki Kikuchi, Kazuo Kawakami, Tsutomu Matsumoto (OCL Corporation (OCL),
Japan), #308
Pos55 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発 (4) プロピレン・グリコール水溶液に対す
る容器本体材料の腐食試験
Development of Spent Fuel Transportable Storage Cask (4) Corrosion Test for
Body Materials Containing the Propylene Glycol Water Solution
Youji Sakata, Kazuo Kawakami, Shinya Ohishi (OCL Corporation (OCL), Japan),
#310
95
日本からの発表。OCL の輸送、貯蔵キャスクの開発をシリーズで設計、落下試験、熱伝
達に影響する中性子遮へい蔽部分のボイドの影響、及び PG 溶液による材料の腐食について
説明したもの。最初の設計ではキャスクの構造を説明するとともに、本開発プロジェクト
の全体像を説明している。2 番目の発表では落下試験では 1/4 スケールモデルを用いた試験
結果を行い、緩衝体の材料など、設計性能を確かめるとともに、結果を LS-DYNA による
解析結果と比較している。熱伝達に関しては、中性子遮へい部に設けたボイドの影響を実
物大の微分モデルを用いて縦置き、横置きの状態で実験し、ボイドによるキャスク全体の
熱伝達性能への影響がないことを報告している。また、熱伝達コード FLUENT により解析
を行いその結果と比較している。最後の報告は中性子遮へい材として用いたプロピレン・
グリコール水によるオーバーレイとクラッド金属の腐食実験で、試験の結果は材料が十分
な耐腐食性を有すると結論付けている。
Pos56 ドラム缶タイプ輸送容器の初期の試験－Lewallen 報告書
Early Testing of Drum Type Packagings - the Lewallen Report
Allen Smith (Savannah River National Laboratory (SRNL), USA), #022
1960 年代に始まったドラム缶タイプの輸送容器の開発において、サバンナリバー国立研
究所で広範囲の試験が行われ、結果は Lewwallen 報告書としてまとめられている。この報
告書では容器に用いられた断熱材 Celtex の材料試験と 6 種類のドラム缶型輸送容器を用い
ての落下試験と熱試験の結果を報告している。本報告書は以後のドラム缶型輸送容器設計
の基礎となったもので、本発表は報告書に記された重要な結果をまとめたものである。
Pos57 ポリウレタンフォーム(LAST-A-FOAM)と合板の長期劣化試験
Long-term Aging Study of Polyurethane Foam and Wood
Sharon Williamson, Jay Fischer (General Plastics Manufacturing Co, USA), #029
輸送キャスクの緩衝材に用いられたポリウレタンフォーム(LAST-A-FOAM®)と合板の
10 年間にわたる経年劣化の試験結果の報告である。試験はボールトを模擬した地下環境と
中間貯蔵の環境を模擬した環境で行っている。本研究はこれからも続ける予定で、前者は
30 年間の試験期間において、5 年ごとにサンプリングを行い、後者は Trojan の燃料が移動
されるまで 10 年おきに 92 年間試験を続ける予定である。
Pos58 CASTOR 1000－VVER-1000 燃料集合体用の新しいキャスク
CASTOR 1000 - A New Cask for VVER-1000 Fuel Assemblies
Felix Thomas, Thomas Funke, Bernhard Kuhne (Gesellschaft fur Nuklear-Service
(GNS), Germany), #030
CASTOR キャスクシリーズのうち、ロシア設計の VVER 440 型原子炉燃料を輸送・貯蔵
するものとして、ドイツ及びチェコでは CASTOR 440/84 が用いられている。この設計に
基づき、VVER 1000 型原子炉燃料を輸送・貯蔵するものとして CASTROR 1000 型キャス
クを開発した。これらは、鋳鉄製、二重蓋、金属ガスケットという同じ CASTOR キャスク
96
の設計概念を使用しているが、燃料にあわせてバスケットを六角穴形状とし、また、未臨
界性維持のためボロン添加ステンレス鋼、伝熱性能向上のためアルミ板を用いている。
Pos59 9977 型及び 9978 型輸送容器の設計と臨界、遮へいの検討
9977 and 9978 Shipping Packages Design, Criticality and Shielding Consideration
Debdas Biswas, Raymond Reed, Glenn Abramczyk (Lawrence Livermore National
Laboratory (LLNL) (USA), #031
9977・9978 輸送容器とは、サバンナリバー国立研究所 (SRNL) において開発された Pu、
MOX 等の核分裂物質輸送用の汎用ドラム缶型輸送容器である。2008 年に有効期限の切れ
た DOT 仕様に基づく６M 輸送容器の後継輸送容器であり、最新の設計である。特徴として
は Pu 等を輸送するにもかかわず二重の密閉機能ではなく、高度の一重密封機能を採用した
ことである。シリーズ発表ではないが、57 番目の発表に関連した発表である。
Pos61 B 型輸送物の承認における構造評価－静的及び動的解析手法
Mechanical Assessment within Type B Packages Approval - the Application of
Static and Dynamic Calculation Approaches
Steffen Komann, Martin Neumann, Viktor Ballheimer, Frank Wille, Mike Weber
(Federal Institute for Materials Research & Testing (BAM), Germany), #042
B 型輸送物の構造解析における静的解析と動的解析の手法の応用方法が紹介された。1m
貫通試験ではパラメトリックなモデル試験結果を静的解析に利用できる。9m 落下は構成物
間の挙動が複雑なため、本体を剛体として衝撃負荷を求め、それを本体に作用させて静的
解析を行う。また、収納物も同様に静的解析できる。ただし、適切な動的効果の係数を考
慮することが必要で、それは試験結果や動的解析から得られる。
Pos62 破損した使用済燃料の取扱いと梱包
Handling and Packing of Damaged Spent Fuel
Ronny Ziehm, Gerold Simon, Sandcha Bechtel (NUKEM Technologies GmbH,
Germany)), #050
リトアニアのイグナリア発電所では破損又はその疑いのある燃料は炉取出し後にプール
の別区画に保管されている。発電所閉鎖によりこれら燃料も中間貯蔵に運び出す必要が生
じている。そこで破損の程度を区分し、漏えいのない燃料はそのまま CONSTOR キャスク
に、漏えいの疑いのある燃料は特性カートリッジに封入してから CONSTOR キャスクに収
納し、著しい破損のある燃料は、プール内の作業場所でクリーンアップを行うこととした。
Pos64 輸送／貯蔵キャスクのバスケット用押出しボロンアルミニウムの開発
Development of Extruded Borated Aluminum Material for Basket of
Transport/storage Casks
Jun Shimojo, Keisuke Umehara, Akito Oishi, Tadashi Nakayama (Kobe Steel Ltd,
Japan), Hiroaki Taniuchi (Transnuclear Tokyo, Japan), #099
ボロン添加アルミニウム合金は中性子吸収能を有し伝熱性に優れ軽量であるので、キャス
クのバスケット材料として最適である。アルミ板材 1%B-A6062-T651 は日本機械学会の事
97
例規格として認められた。更に強度を改善するため Mn と Mg を追加した 1%B-A3004 を開
発しており、押出し材であるので様々な断面形状ができ、PWR 燃料用バスケットへの使用
が見込まれる。
Pos65 最新 FEA 技術を用いた B 型キャスクの評価
Type B Cask Evaluation Using Advanced FEA Technology
Mirza Baig (Energy Solutions, USA), #102
B 型輸送物は最新の有限要素法解析（FEA）技術を用いて効果的に解析できる。従来は近
似的にしか行えなかったステンレス鋼／鉛／ステンレス鋼の多層構造でポリエチレン緩衝
材を有するキャスクの 10CFR71 に規定された通常及び事故時条件下での解析を、接触要素
を用いて陽解法及び陰解法の組合せで FEM 解析を正確かつ効率的に行った。
Pos66 次世代軽水炉用 5%超濃縮ウラン燃料の輸送と貯蔵における技術的及び経済的影響
Technical and Economical Impacts on Transport and Storage of Over 5%
Uranium Enriched Fuel for Next-generation Light Water Reactor
Tomofumi Yamamoto, Kouji Hiraiwa, Hideo Soneda, Taksuhiro Yoshizu (Institute of
Applied Enderg (IAE), Japan), #107
2030 年以降に日本で導入しようとする次世代型軽水炉のフィージビリティスタディが
2008 年 4 月に開始され、2015 年に完了する予定である。特に 5%超濃縮燃料の利用が主眼
で、定検間隔を 24 ヶ月、燃焼度を 50～70GWd/t とする計画である。5%超濃縮燃料の商業
的利用例はまだないので、輸送・貯蔵を含めた経済的メリットの定量的評価を行うほか、
技術的及び規制上の課題も摘出している。
Pos67 Hi-Storm 100U 型燃料地下貯蔵システムの環境からの隔離と耐震特性
On the Environmental Isolation and Seismic Resistance Characteristics of the
Hi-Storm 100U Underground Fuel Storage System
W.S. Woodward, K.P. Singh, C.W. Bullard, J. Zhai (Holtec International, USA), #194
2009 年 12 月に H いーStorm 100U は初めての地下貯蔵システムとして NRC の認可を得
た。地下貯蔵は外界から隔離されるため外部起因事象の多くが除外できる利点があるが、
地震力は作用することから、LS-DYNA で地震動に対するキャスクの挙動解析を行い、十分
な安全裕度を有することを示した。
Pos68 B 型 Mo-99 輸送物－MIDUS の実績
Experience with MIDUS™ - A Type B(U) 99Mo Transportation Package
Brandon Thomas, Blanjaar Frank (Energu Solutions, USA), #197
Mo-99 は放射性医薬品原料として広範に利用されているが供給欠乏に瀕している。より効
率的な輸送を行うため Energy Solution 社は B(U)型輸送容器 MIDUS を開発し、NRC の
認可を得て 2 年前から供用している。この輸送容器は従来と同じ大きさでありながら 2 倍
の収納量である。劣化ウラン遮へいであり、また、以前の事故の教訓を生かし収納するボ
トルから液体が漏えいしても遮へい性能への影響を最小限とする工夫がなされている。
98
Pos69 使用済燃料輸送物中の水素分解量の評価
Evaluation of Hydrogen Yield in Spent Fuel Transport Package
Yoshiyuki Fujita, Masanori Ebihara (Nuclear Fuel Tranport (NFT), Japan), #210
NFT 型輸送物は湿式であるため、内部水の放射線分解による水素が蓄積されるおそれが
ある。このため、実際の輸送時において発生する水素量の測定を行い、爆発限界である 4%
を下回る量の水素しか発生しないことを確認した。
Pos70 海没した B 型輸送物からの仮想的放出による海洋中の放射性物質濃度
Radionuclides Concentrations in the Ocean at the Hypothetical Release from
Submerged Type-B Package
Daisuke Tsunune, Takaki Tsubono, Toshiari Saegusa (Central Research Institute of
Electric Power Industry (CRIEPI), Japan), #221
B 型輸送物は IAEA 及び IMO の基準に適合して安全に海上輸送されているが、万一の海
没時に環境に与える影響を評価しておくことは重要である。この評価には海中での放射性
核種の濃度と分布を把握する必要があり、最新の海洋循環モデルによる評価を行った。平
行海洋プログラムと地域海洋モデルシステムを用いて世界中の海洋における評価が可能で
あるが、日本近海での MOX 燃料輸送物の海没評価例では、フォールアウトによるバックグ
ラウンドより低い放射能濃度となる結果が得られた。
Pos71 放射性廃棄物及び使用済燃料輸送容器と輸送に関する概観
Radioactive Waste and Spent Fuel Packaging and Transport Overview
Sam Darby (World Nuclear Transport Institute (WNTI)), #227
IAEA 輸送規則は放射性物質輸送を安全で効果的に実施するため数十年の実績があるが、
これまでの輸送の経験では、IAEA 輸送規則適合の対応が困難となるケースがあった。
WNTI では、放射性廃棄物及び使用済燃料輸送の安全と効率についての検討、メンバーの
知識と経験を活用してこれらの問題を解決すること、輸送者や規制機関への教育を広める
こと等を主な目的として放射性廃棄物及び使用済燃料輸送に関するワーキンググループ
（WTWG）を設置し、放射性物質輸送全体に総合的に利益をもたらすべく活動している。
Pos72 表面汚染機器(クラス７)の輸送・貯蔵用の新たな A 型 10-ft(AIR)又は 20-ft 箱型及び
OHT コンテナの開発と応用
Development and application of a new Type A, 10-ft (AIR) or 20-ft Box and OHT
container for transport and storage of surface-contaminated equipment (class 7)
Detlef Muegge (Container d.o.o, Germany), Doris Doerfler (AREVA NP, Germany),
#246
AREVA NP では他の原子力産業と同様に、輸送の安全性問題について非常に関心を持っ
ている。Container d.o.o 社は、AREVA NP と協力して、2004 年から表面汚染物質用の特
殊な輸送・貯蔵容器を開発、製造、供給してきた。これらの容器は、国際的な適用規則（IAEA
輸送規則の IP-2 及び A 型、ISO 1496/1、CSC、UIC、ADR、IMDG、RINA、TIR）の承
認を取得している。
99
Pos73 産業用輸送物 2 型として用いる ISO 貨物コンテナの設計、製造、承認及び運用に関
する新たな実施規格
A New Code of Practice on the Design, Manufacture, Approval and Operation
of ISO Freight Containers for use as Industrial Packages Type 2
Robert Millington (Sellafield Ltd, UK), Bill Sievwright (Nuclear Decommissioning
Authority (NDA), UK), #280
TCSC は、放射性物質輸送に関するコードを開発・維持することを目的とした英国原子力
産業団体である。委員会は、放射性物質の輸送に関与している 14 社すべてから構成されて
いる。TCSC では新しいコード（TCSC 1090）を策定した。TCSC 1090 は、ISO 貨物コン
テナを IP-2 型輸送容器として使用する場合の設計、製造、試験、承認、操作・管理の必要
条件の手引きとなる。
Pos74 輸送物の中性子吸収材における非均一と均一性の影響
Heterogeneity Versus Homogeneity Effects in Neutron Absorbers Used in
Transport Packages
Michelle Nuttall (Sellafield Limited, UK), #284
多くの核分裂性輸送物は、臨界安全性を維持するための中性子吸収材としてボロンを採用
している。臨界安全性を維持するためには、中性子吸収材の均一性が重要なポイントとな
る。炭化ほう素（B4C）を含むアルミニウム合金を使用した MOX 燃料輸送容器の製造にお
いて、材料の構造を調べるための品質試験を実施した。また、均一性の影響を比較するた
めに、モンテカルロコードを使用して解析を実施した。
Pos75 高温用複合発泡材緩衝体
High Temperature Impact Limiter Composite Foam
Mitchell Johnson (General Plastics Manufacturing Co, USA), #301
落下時衝撃吸収用の緩衝体の材料として、いくつかの材料が採用されている中で、ポリウ
レタンは 40 年以上の間使用されている。セルロースファイバー、木材、その他の発泡材料
等の材料には、ポリウレタンにはないいくつかの欠点（耐火性、均一性、コスト等）があ
る。新型高温用発泡ポリウレタン複合緩衝材は、耐熱性、施工性を考慮して開発された。
Pos77 材料の衝撃試験データに基づく緩衝構造の設計
Design of Shock Absorbing Structures Based on Impact Test Data of Materials
Sang Hoon Lee, Wu Soek Choi, Ki Seog Seo (Korea Atomic Enerby Research
Institute (KAERI), Koera), #315
緩衝体の設計は、安全規則に適合するための設計として非常に重要なポイントとなる。緩
衝体の設計は、木材、ポリウレタン、ハニカム等の緩衝材をモデル化するため容易なもの
ではない。13.4m/s の速度での衝撃エネルギーを発生させることができる試験装置を使用し、
実験的に緩衝材の動的データを取得した。これらのデータを利用し、有限要素モデルに適
用することによって、ホットセル用輸送容器の緩衝体設計を実施した。
100
Pos80 使用済燃料輸送キャスクの実物大 9m 落下試験の有限要素シミュレーション
Finite Element Simulation of a Full-Scale 9-Meter Free Drop Test of a Spent
Nuclear Fuel Transportation Cask
Jose Pires, Daniel Huang (Nuclear Regulatory Commission (NRC), USA), #329
CONSTOR V/TC 使用済燃料輸送容器の 9m 水平落下試験及び LS-DYNA による有限要素
シミュレーションを実施した。181 トンの原型容器は、ドイツの GNS によって製造され、
2004 年にドイツの BAM で試験を実施した。有限要素モデルは、輸送容器の左右対称性を
考慮して 1/2 モデルを作成し、その要素数は 530000 である。緩衝材の接触定義、加速度時
刻歴のフィルタ処理等、詳細な解析を実施することにより、実験値とシミュレーション結
果はより近いものとなっている。
Pos81 DALMA 25: 液状濃縮ウラン用輸送キャスク
DALMA 25: a Packaging for Enriched Uranium Aqueous Solutions
Oscar Novara, Fernando Orlando, Mariano Flores, Pablo Maiorana (Argentine
National Atomic Energy Commission (CNEA), Argentine), #331
アルゼンチンの液状濃縮ウラン用輸送物 DALMA 25 の説明である。濃縮度 19.75%のウ
ラン溶液を輸送するもので、内容器は 25 リットル、ポリウレタン製である。この容器をス
テンレス製の樽の中に入れて固定し、この空間には化学的吸収剤が充填されている。この
樽はボルトで蓋がされ、O リングでシールされる。緩衝体はポリエチレンが充填されたフ
ードである。この容器の 9m 落下試験を実施し密封性が確保されていることを確認した。
Pos82 マトリョーシカ-輸送・貯蔵キャスクの概念
Matrjoschka-Conception of Transportation and Storage Cask
Friedheln H. Timpert, Wolf J. Euler (Polygro Trading AG, Switzerland), #346
マトリョーシカ B 型システムという新しい概念の説明である。原理的にはコンテナの中
に既存のキャスクを配置し、両者をスプリングで接続し、衝撃力をこのスプリングで吸収
しようとするものである。構造的にはコンクリートキャスクに似ており、外側のキャスク
の内部に外気を取り入れることにより除熱性能を高めている。
Pos84 英国での放射性物質の安全輸送実施のための工業実施規格
Industry Codes of Practice for the Safe Transport of Radioactive Material in the
United Kingdom
Neil Carr, Transport Container Standardization Committee (TCSC), UK, #426
英国原子力産業団体である TCSC は放射性物質の輸送及び輸送容器（設計、試験、使用
等）に関する業界規格を策定しており、その一覧（TCSC 31, 1006, 1042, 1056, 1068, 1073,
1078, 1079, 1080, 1086, 1087, 1088, 1089, 1090）が紹介された。
101
第６章
展
示
会場が国際機関本部であったことから十分な開放スペースがなく、建物の 2 階共通スペー
スに会議室と 3 階の一部を加えた 25 区画を確保して、10 月 3 日(日)18:00 から 8 日(金)11:00
まで展示が行われた。
輸送会社、キャスク設計・製造会社中心に材料、部品、NGO を含め下記 22 組織（日本
からは 2 社）が出展した。スペースの関係からかパネル中心の地味な展示が多く、前々回
ベルリンや前回マイアミでの展示に比べて華やかさに欠ける印象であった。
(1)
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、アルミ合金バスケット材のサンプルを展示。
(2)
AREVA Logistics Business Unit：フランス TNI、米国 Transnuclear Inc.、日本
Transnuclear Ltd.の共同出展で今回最大の 3 区画を占め、サロン風のスペースとし
て多くの関係者を集めていた。パネル、キャスクモデル、VTR 等を展示。
(3)
ARUP：英国をベースとする計算会社。DYNA 等を用いた豊富なキャスク解析実績
を有し、代表的な解析例等をパネル展示。
(4)
Attention IT Limited：廃棄物処理・管理関係を得意とする IT 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：米国の大手製缶会社で、UF6 シリンダ等を大量生産し
ているが、その他の放射性物質輸送容器も製造。小型容器のサンプル等を展示。
(7)
Croft Associates Ltd.：RI を中心とした放射性物質輸送容器の設計、供給及び輸送
を行う英国の会社。RI 用の小型輸送容器等を展示。
(8)
DAHER CSi：フランスの廃棄物コンテナ、廃棄物減容装置等を設計・製作する会
社。各種コンテナのパネル及びビデオ展示。
(9)
European Isotopes Transport Association (EITA).：主に医療用 RI を陸上及び航空
輸送を行う事業者の協会で、ベルギーに本拠を置く。パネル展示のみ。
(10) 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。
(11) GNS Gesellschaft fur Nuklear-Service mbH：ドイツの中心的輸送・貯蔵エンジニ
アリング会社であるが、今回は 1 区画のみでビデオ・パネル・模型の地味な展示。
(12) Internationa Nuclear Services：旧 BNFL のエンジニアリング部門が独立したもの。
。
今回は 2 区画を船のブリッジ風に仕立て、Pacific Heron 等の模型を並べて人目を引
くスペースを構成していた。
102
(13) International Source Suppliers and Producers Association (ISSPA)：放射線源の
製造、供給者の協会（NGO）で、放射線源の有用性をアピールするパネルを展示。
(14) 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。
(15) 日本軽金属（Nippon Light Metal Co., Ltd）：アルミ供給メーカーで、サンプル、
パネル展示にてバスケット等材料として開発した MAXUS をアピール。
(16) 原燃輸送（Nuclear Fuel Transport Co., Ltd）：パネルのみの控えめな展示であっ
たが、コーヒースタンド前の好位置のせいか日本人参加者の寄合い場所となっていた。
(17) ONET Technologies UK Gravatom：放射性医薬品、医療用、核燃料廃棄物用等の
I 小・中型輸送容器を設計、供給する。パネル展示のみ。
(18) Pannalpina World Transport (Panprojects Division)：英国のエネルギー・化学関
係総合エンジニアリングを行う Panalpia グループの輸送部門。各種の輸送プロジェ
クトを行う。
(19) Quadrand EPP AG：スイスのプラスチック・メーカで、放射線関連では中性子遮
へい用のボロン添加超高密度ポリエチレン Borotron を供給している。
(20) 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。パネル展示のみ。
(21) Westerman Companies Inc.：米国の大手製缶会社で、UF6 シリンダ等を大量生産
している。今回はイメージパネルを中心とした地味な展示。
(22) World Nuclear Transport Institute：世界原子力輸送協会。英 BNFL、仏 TNI と日
本の電力会社が中心となって設立した NGO。パネル・ビデオ・パンフレット展示。
103
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 750 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
を除く）が開かれた。
恒例の晩餐会は、ストランドに位置する王立裁判所(Royal Court of Justice)で開催された。
由緒ある建物であり、19:00 から法廷見学とレセプション、20:00～23:30 が広く格式高い
ホールでの食事と催事で、英国運輸省 S. Whittingham 氏の司会のもと、軽妙なヴォードヴ
ィル・ショーと青木賞及び次回開催地の発表があった。英国らしい開催場所選定と要領を
得た晩餐会の運営に、参加者一同、大いに楽しみ満足されられた。
このほかに、非公式行事として火曜日夕刻から TNI/AREVA グループ主催の“Customer’s
Meeting”がサウスバンクの OXO Tower で開催されたが、輸送リスク管理に関する講演と
ワークショップの後に食事と、前回に比べてお堅い内容であった。また、水曜日夜には原
燃輸送主催のパーティーがピカデリー付近のホテルで行われ、日本の関係者を中心に約 90
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、永年功労者や機関、優秀口頭発表及び優秀ポスター発表に贈られる。今回の受
賞者は次のとおりであった。日本からは永年功労賞に電力中央研究所の三枝利有氏、優秀
ポスター発表に㈱オー・シー・エルの使用済燃料輸送・貯蔵兼用キャスクのシリーズ発表
が選ばれ、大いに盛り上がった。
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
・ L.Green(英・WNTI)：全体会合で「我々は、将来どこにいるかという視点」を講演。
運営委員、プログラム委員
・ P.Malesys(仏・AREVA)：全体会合で「産業界から見た輸送の将来」等を講演。プロ
グラム委員長
・ 三枝利有（日・電中研）：全体会合で「日本における輸送・貯蔵」等を講演。プログ
ラム委員
104
(2) 永年功労機関
・ WNTI(World Nuclear Transport Institute)：日、英、仏の事業者が中心になって設
立された NGO。各国の電力等事業者、輸送会社等が会員。
(3) 優秀口頭発表論文
・ 放射性物質の輸送拒否（カナダ・Nordion、P.Gray 他）：密封線源は医療、工業、食
品産業等、幅広く使われているが、輸送拒否問題が深刻である。輸送拒否がどこで、
なぜ、それに対して国際社会はどう対処しているかなどの問題を論じた。(T27.2)
・ 使用済燃料貯蔵輸送容器に対するひずみをベースとした許容基準（米・NRC、
G.Bjorkman 他）：使用済燃料輸送・貯蔵に課される事故衝撃試験は、衝撃荷重の大
きさより、衝撃エネルギーの大きさに依存する。ひずみ準拠基準を NRC 指針 7.6 へ
の取り込む提案を示した。(T16.6)
・ 燃料健全性プロジェクト（FIP）評価手法の原則についての説明（仏・TNI、
M.Dallongeville 他）：臨界評価上、使用済燃料の耐衝撃健全性評価は重要な未解決
課題である。実物の使用済燃料棒を用いた衝撃試験を実施し、部分的な耐衝撃健全性
評価手法を提案した。(T29.3)
(4) 優秀ポスター発表論文
・ 使用済燃料輸送貯蔵兼用キャスクの開発（日・OCL 松本他）：輸送・貯蔵兼用キャ
スクの設計・落下試験・伝熱試験・腐食試験結果と評価を４シリーズで発表。(Pos52,
53, 54, 55)
・ B 型輸送物の承認における構造評価－静的及び動的解析手法（独・BAM、S.Komann
他）：複雑な衝撃問題を試験と解析の組み合わせで解く新手法の提案。(Pos61)
・ B 型 Mo-99 輸送物－MIDUS の実績（米・Energy Solution、B.Thomas 他）：医療
用 99Mo（半減期 66 時間と短く、1 週間程度しか利用できない）の輸送容器に劣化ウ
ランを用いて、収納効率を高め、緊急医療輸送に貢献した経験。(Pos68)
３． 次回 PATRAM
晩餐会の最後のハイライトとして、次回 2013 年に開催される PATRAM2013 は米国サン
フランシスコで開催される旨、主催／協力予定の米国 DOE、NRC、DOT 及び INMM から
発表された。手際よく開催時期及び場所も次のように紹介され、チラシも配布された。
・ 開催日：2013 年 8 月 18 日～23 日
・ 開催場所：Hilton San Francisco Union Square, San Francisco, California, USA
・ 主催：US Department of Energy, Nuclear Regulatory Commission, Department of
Transport、協力：Institute of Nuclear Materials Management
なお、次々回（2016 年）の開催は是非、日本でとの声も聞かれた。
105
４． 論文集
PATRAM2010 の論文集（Proceedings）はビデオ等も含め DVD にて 2011 年初頭には参
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、
PATRAM2010 前 後 の 同 社 発 行 の “ Packaging, Transport, Storage & Security of
Radioactive Material”誌に掲載され始めている。こちらも参照されたい。
106
付
録
付録１：PATRAM 開催経緯
First International Symposium on the
Packaging and Transportation
of Radioactive Materials
Albuquerque, N. M., USA (January 12 – 15, 1965)
Second International Symposium Gatlinburg, Ten., USA (Oktober 14 – 18, 1968)
Third International Symposium
Richland, Wash., USA (August 16 – 20, 1971)
Fourth International Symposium Miami Beach, Fl., USA (September 22 – 27, 1974)
Fifth International Symposium
Las Vegas, Nev., USA (May 7 – 12, 1978)
6th PATRAM ’80
Berlin, Germany (November 10 – 14, 1980)
7th PATRAM ’83
New Orleans, Lou., USA (May 15 – 20, 1983)
8th PATRAM ’86
Davos, Switzerland (June 16 –20, 1986)
9th PATRAM ’89
Washington DC, USA (June 11 – 16, 1989)
10th PATRAM ’92
Yokohama City, Japan (September 13 – 18, 1992)
11th PATRAM ’95
Las Vegas, Nev., USA (December 3 – 8, 1995)
12th PATRAM ’98
Paris, France (May 10 – 15, 1998)
13th PATRAM 2001
Chicago, Il., USA (September 3 – 7, 2001)
14th PATRAM 2004
Berlin, Germany (September 20 – 24, 2004)
15th PATRAM 2007
Miami, Fl., USA (October 21 – 26, 2007)
16th PATRAM 2010
London, UK (October 3 – 8, 2010)
107
付録 2：PATRAM2010 国別参加数
口頭発表
1
1
0
0
1
1
0
1
1
0
1
1
2
1
1
計
1
1
2
3
合
0
5
副議長
1
1
1
2
長
1
1
1
5
79
47
46
40
39
6
5
5
3
3
2
2
2
2
2
1
1
1
1
0
0
0
0
議
1
2
2
数
5
5
セッション
実
1
3
1
1
2
1
84
47
48
42
39
11
5
5
5
3
7
2
2
4
5
1
2
1
1
1
2
1
1
キャンセル
3
15
5
7
1
17
4
1
1
0
1
0
エントリ
1
0
1
2
5
数
1
1
1
0
3
合 計
実
1
1
1
1
0
18
5
8
1
17
9
1
1
1
1
3
キャンセル
1
1
1
1
1
3
エントリ
1
13
2
14
3
4
3
1
1
数
計
1
13
2
14
3
4
ﾎﾟｽﾀｰ発表
実
合
1
キャンセル
17
11
1
1
WNTI
IAEA
EC
ISSPA
IMO
WNA
1
2
51
40
25
36
18
2
4
1
3
1
2
2
エントリ
25
26
27
28
29
30
2
数
53
40
26
38
18
2
4
1
4
1
3
2
実
1 USA
2 Germany
3 UK
4 France
5 Japan
6 Korea
7 Italy
8 Canada
9 India
10 Sweden
11 Russia
12 Belgium
13 Spain
14 Brazil
15 Romania
16 Nigeria
17 Argentina
18 Norway
19 Switzerland
20 Bangradesh
21 Peru
22 Cuba
23 Yugoslavia
24 South Africa
キャンセル
エントリ
Country/
No
Organization
ﾊﾟﾈﾙ討論
10
9
16
8
1
11
9
5
13
6
23
18
21
21
7
2
3
1
2
4
1
2
1
1
1
1
1
2
全
体
講
演
1
1
1
1
1
1
1
17
10
1
1
1
7
1
7
1
4
4
1
0
19
22
1
1
5
19
17
1
1
1
3
2
1
226 10 216
53
4
49
84
108
23
61
363
37
326
55
3
3
1
1
1
54
109
1
１
6

奇跡の果実 (ハーブの女王) ノニの実力！！

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

20周年記念誌 - 航空輸送技術研究センター

SBSロジコム

木材利用促進政策を考える - 木材利用システム研究会

グローバリゼーション下での 国際労働基準の確保 グローバリゼーション下

（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

奥田総裁への書簡 - 気候ネットワーク

コテージ貸切信越雪遊び三昧2015春 主催OCH