Microsoft Word - PATRAM2010報告書_NFT doc

Transcription

1 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

2

3 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

4

5 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

6 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 芦田吏知 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 原燃輸送 ( 株 ) 企画部 広瀬 誠 原燃輸送 ( 株 ) 技術部 企画部 以上

7 目 次 第 1 章 PATRAM2010の概要 1.PATRAMの概要 PATRAMの2010の概要 プログラムの概要 発表論文の概要 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 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)

8 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)

9 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 T 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 (iii)

10 T13.2 臨界解析での反応度を実証するための摂動解析 T13.3 ポリウレタンフォームを使用した場合の臨界評価 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 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 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 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 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 年への挑戦 T15.3 回収濃縮ウランの輸送 T15.4 JAEA 輸送経験を踏まえた今後の MOX 輸送の展望 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 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 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 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 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 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 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)

11 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 T19.6 鉛キャスク (BLC) の数値シミュレーションと試験 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 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 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 T21.2 線源計算プログラム TRITON と ORIGEN 2 の比較 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 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 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 T22.4 放射性及び核物質の信頼できる海上輸送の停止 T22.5 外国における梱包された材料 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 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 (v)

12 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 T23.4 効果的な解析の提出 - 規制者の展望 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 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 T24.2 英国向け鋳鉄製の輸送 貯蔵 処分用容器 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 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 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 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 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 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 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 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 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 T26.3 UX-30 の B 型輸送物としての承認 T26.4 新燃料輸送容器 FCC NG の欧米向け設計 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 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 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 T27.2 放射性物質の輸送拒否 T27.3 輸送拒否の最小化における各国当局の役割 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 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 T27.6 クラス 7 物質輸送の文書に関する要求 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 (vi)

13 T28.2 TRUPACT-III 型輸送物の認証試験 T28.3 新型 MOX 粉末輸送容器の原型試験 T28.4 CASTOR HAW/TB2 型 1/2 縮尺モデルによる落下試験計画 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 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 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)

14 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 T 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)

15 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)

16 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 P 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 P /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)

17 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 P CFR 71 品質保証と検査経験...86 (xi)

18 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 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 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 Pos19 放射性物質輸送物の設計承認 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 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 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 Pos36 放射性物質輸送利用者委員会 (RAMTUC) Pos37 イギリスからの VRR 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 Pos39 原子炉容器機器の輸送への輸送方法実績の利用 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 Pos41 米国における MOX 燃料輸送の商業的実行可能性 (xii)

19 Pos43 大量の放射性同位元素の輸送におけるリスク評価 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 Pos47 日本における核物質輸送の未来を見つめて Pos48 中部電力株式会社における MOX 燃料輸送の経験 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 Pos58 CASTOR 1000-VVER-1000 燃料集合体用の新しいキャスク Pos 型及び 9978 型輸送容器の設計と臨界 遮へいの検討 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 Pos62 破損した使用済燃料の取扱いと梱包 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 Pos65 最新 FEA 技術を用いた B 型キャスクの評価 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 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 Pos68 B 型 Mo-99 輸送物 -MIDUS の実績 Pos69 使用済燃料輸送物中の水素分解量の評価 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 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 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 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 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 Pos75 高温用複合発泡材緩衝体 Pos77 材料の衝撃試験データに基づく緩衝構造の設計 (xiii)

20 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 Pos81 DALMA 25: 液状濃縮ウラン用輸送キャスク Pos82 マトリョーシカ- 輸送 貯蔵キャスクの概念 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 第 6 章展示 第 7 章その他 1. 親睦行事 青木賞 次回 PATRAM 論文集 付録付録 1.PATRAM 開催経緯 付録 2.PATRAM2010 国別参加数 (xiv)

21 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

22 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

23 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

24 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

25 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

26 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

27 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

28 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 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

29 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

30 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

31 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

32 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

33 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

34 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 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

35 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

36 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

37 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

38 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 CH 2 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

39 T 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 の核分裂性適用除外規定に濃度規制が導入された また 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

40 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

41 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), # 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

42 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 UO 2 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 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