第10 章

輸送送技
按術

10-1

輸送キャスク緩衝体用木材の高温圧潰特性………… 132

10-1-1目

的10-1-2

緩衝材の圧縮試験

10-1-3

緩衝材の吸収エネルギーの温度・ひずみ速度依存性
既存のキャスクへの影響評価

輸送容器密封ゴムシールの耐久性試験・評価……… 133

10-3

海上輸送における仮想海没時の環境影響評価……… 135

10章

10-2

第10-1-4

10-1 輸送キャスク緩衝体用木材の高温圧潰特性根拠が十分ではない。
本節では、我が国で実績のあるキャスクに使用されている緩衝材用木材を対象として、その圧潰特性の温度と10-1-1

目

的ひずみ速度依存性を実験的に明らかにするとともに、それらの特性がキャスクの落下時の衝撃挙動に及ぼす影響

既存の放射性物質輸送容器の緩衝体（図 10-1-1）にを評価した 2）。

使用される材料（以下、緩衝材）には、木材が使用されている。輸送規則に定められる落下試験要件においては、

10-1-2

緩衝材の圧縮試験

常温の緩衝材物性値を使用する場合が多い。しかし、木材の圧潰特性には温度依存性があり、高温時には緩衝材

表 10-1-1 に、圧縮試験条件を示す。３種類の緩衝材の強度が低下するため、衝撃荷重を受ける時の変形量が用木材（オーク材、バルサ材、ファープライウッド材）過大となり、緩衝体としての機能が喪失する可能性があを対象として、円柱試験体（直径 60mm ×高さ 80mm：る。一方、高温時の緩衝材の物性値については、米国農

図 10-1-3） を 恒 温 槽 内 に お い て、 一 定 温 度（20 ～務省のデータ 1）（図 10-1-2）があるものの、木材の種類80℃）で所定の含水率（10％以下）となるまで養生したは明らかにされておらず、設計に用いるデータとしては後、変位速度をパラメータ（0.1 ～ 1000mm/sec）とした材料試験に供し、圧縮時の応力 - ひずみ曲線を取得した。

下部緩衝体

上部トラニオン

表 10-1-1 圧縮試験条件

上部緩衝体材

下部トラニオン

燃料集合体

オーク・バルサ・
ファープライウッド

載荷方向

繊維・繊維垂直試験片寸法

直径 60mm × 高さ 80mm

含水率10％以下

載荷速度0.1、10、1000mm/sec（拘束条件）

試験温度

20℃、50℃、80℃

図 10-1-3

緩衝材の圧縮試験の概要

輸送キャスクの例 1）

相対圧縮強度（％）

図 10-1-1

種

第章

10温度（℃）

図 10-1-2

132

節無し天然木材の圧縮強度の温度依存性 1）

10-1-3

緩衝材の吸収エネルギーの温度・ひずみの変形による吸収エネルギーは、常温（20℃）の場合に速度依存性

比べ、材種や繊維方向、試験体の変位速度によらず、50℃では 80 ～ 90％まで、80℃では 70 ～ 80％まで低下

図 10-1-4 に、衝撃載荷試験（載荷速度：1000mm/s）

することが判明した。また、材料試験によって得られたで得られた緩衝材の公称応力－公称ひずみ関係と、吸収応力 - ひずみ曲線から、高温（80℃）においてもひずみエネルギーの温度とひずみ速度依存性の例を示す。木材

速度依存性があり、10/sec で約 1.2 倍の強度上昇が見られた。これらの結果をもとに、木材ごとに多直線近似の

140

圧潰応力σc（MPa）

120
10080σc

140

応力－ひずみ関係、および圧潰強度上昇倍率の定量化を120行い、解析コード LS-DYNA 入力用データとした。

100Ea
806060404020200001020

単位体積当たり吸収エネルギーEa（J/cm3）

温度20℃
温度50℃
温度80℃
温度20℃
温度50℃
温度80℃

304050ひずみ（％）

60

10-1-4

緩衝材の材料としてファープライウッドを適用した既存のキャスクを対象として、解析コード LS-DYNA により、緩衝体の温度をパラメータとした 9 ｍ落下衝撃解析を実施した。図 10-1-5 に、実機輸送キャスクへの影響解析の例を示す。ひずみ速度を考慮しない常温の材料

70

特性を用いた解析結果に比べ、高温（80℃）による強度低下と、落下時に想定されるひずみ速度（10/sec）にお40
単位質量当たりの吸収エネルギー（J/g）

既存のキャスクへの影響評価

ける強度上昇を考慮した材料モデルを用いた場合には、ひずみ速度による強度上昇

30

緩衝体の変形や輸送容器の衝撃応答加速度に及ぼす材料特性の影響は小さいことが判明した。

20

温度による強度低下

10-2 輸送容器密封ゴムシールの耐久性試験・評価

ひずみ速度0.001/s

100.1/s
10/s⑴

0

図 10-1-4

204060
養生温度（℃）

80100

はじめに海外からの輸送システムについては、運用の観点から輸送容器の気密漏えい検査間隔の長期化が望まれている。

緩衝材の公称応力 - 公称ひずみ関係と吸収エネルギーの温度・ひずみ速度依存性（ファープライウッド材・繊維方向）電気事業では、過去に高レベル返還ガラス固化体用の輸送容器について密封性能データの蓄積などを図り、検査

ケース１変位（mm）

020℃静的ケース280℃静的

ケース380℃静的＋ひずみ速度効果

第（LS-DYNA による 9m 水平落下解析例）
時間（msec）

実機輸送キャスクへの影響解析（輸送容器の 9ｍ水平落下）

電中研レビュー No.55 ● 13310章

図 10-1-5

の間隔の長期化を図った経緯がある。この度の MOX 新

真空放置試験用試験孔

燃料輸送用輸送容器についても、同様に密封性能データ熱電対設置孔400mm40mmの蓄積を図り、気密漏えい検査の間隔の適正化を図るこ40mmとが望まれている。
このようなことから、輸送容器への燃料装荷から取り250mm

図 10-2-1

蓋密封部試験体の概要

出しまでの期間の長期化に対応するため、容器密封部ガスケットの長期健全性を評価した。
約240mm

フープ径：約240mm⑵

評価方法
本研究では、輸送容器密封部の温度を 70℃、燃料装断面径 約φ10mm

荷から取り出しまでの最大期間を５年と設定した。密封性能の長期健全性は、ガスケットの応力緩和特性に依存

図 10-2-2

ガスケット試験体の概要する。本来、70℃の環境下で５年間の応力緩和試験が実施できれば望ましいが、時間的制約などの状況から、過去に当研究所で適用性を確認している温度と時間の関数として与えられるラーソン・ミラー・パラメータ（LMP）と加熱促進試験を適用し評価を行った 1）。
真空放置試験

LMP = T（C + log t）

ガスケット径測定

図 10-2-3

ここで、T：温度（K）、C：Constant（＝ 11）、t：時間（hr）

試験の状況

ガスケットd0⑶加熱促進試験

⒜

試験条件

加熱前

d1
加熱中

d2
加熱後

ガスケット取り付け溝

図 10-2-4

蓋密封部を模擬した約 1/5 スケールの試験体と、実際永久変形率の容器に用いられるフッ素とエチレンプロピレン系ゴムの２種類のガスケットを用いた。図 10-2-1 および図 102-2 に試験体を示す。

Dp =加熱温度と期間は、70℃の環境下で５年間という条件

d0-d 2d0 -d1×100(%)に対応する LMP（=5367）に対して、その値を包含した LMP を与えるいくつかの加熱温度（80℃～ 150℃）と期間（18 時間～ 5000 時間）の組合せを設定した。
⒝

評価項目

⑷

試験結果
加熱の前後で測定した漏えい率（10-8 ～ 10-7 Pa・m3/s）に変化は見られず、MOX 新燃料輸送容器の密封性第加熱中の温度のモニタリングを行うとともに、密封性能は、70℃の条件下で５年間に相当する環境に曝された能の指標として、安全解析などに使用される漏えい率をとしても健全性を示すものと判断される。また、図 10-加熱の前後で測定した。図 10-2-3 に試験の状況を示す。

2-5 に示すように、70℃の環境下で５年（LMP=5367）

また、加熱によるガスケットの劣化の程度を把握するに相当する永久変形率は、フッ素系ゴムおよびエチレンため、永久変形率 Dp（この値が大きい程ヘタリが大きプロピレン系ゴムガスケットともに、通常、密封界といいことを意味する）を求めた（図 10-2-4）。

われる 75% ～ 80%2）に比べ十分小さな値となっており、最大でもエチレンプロピレン系ゴムガスケットで 40％

章10程度であった。

134

ついては、IAEA の定めた「放射性物質安全輸送規則」

100に安全基準が策定されている。同規則には、輸送容器の90
永久変形率（%）

80

技術基準、品質保証計画などが規定され、放射性物質輸7060

送を行っている世界各国は、この規則を国内法制化する50ことにより、放射性物質の国際輸送の安全を確保してき4030ている。

201005000

MOX 新燃料、高レベル放射性廃棄物、使用済燃料な
5200

5400

5600

5800

6000

LMPて、200m の耐圧試験が課されているが、海洋中への漏永久変形率（%）（a） フッ素系
10090807060504030201005000

どの放射性物質を対象とした輸送規則の特別要件においえいを認めないものではない。輸送規則の AdvisoryMaterials において、「海没した輸送物を回収しなかった場合でも、影響は無視できる程度。可能な限り影響を小さくするために、105A2 注 1） 値以上の B 型輸送物に対しては、200m 浸漬試験（１時間）を課するべきである。
200m 以浅からの回収は可能であり、望ましい。溶存の

5200

5400

5600

5800

6000

LMP

（b） エチレンプロピレン系

図 10-2-5

永久変形率と LMP

放射性物質は漏えいするが、固体の放射性物質は容器内に保持される。この状況は回収の際に有利である。回収が完了するであろう 1 年間は、上記の状態が維持される。」との記述がある。つまり、輸送規則においては、海没した輸送物からの漏えいがあったとしてもその影響10-3 海上輸送における仮想海没時の環境影響評価は小さいとされている。しかし、どの程度の影響であるかを評価する必要がある。
1977 年に米国バッテル研究所、1978 年に当研究所 1）において、海没時の影響評価研究が実施された。これら

プルサーマルの進展、六ヶ所の再処理施設などの運開の影響評価においては、使用済燃料輸送物を対象に、内に伴い、電気事業に関連する放射性物質（MOX 燃料、容核種の漏えい率を設定した上で、海洋中における拡散高レベル放射性廃棄物、使用済燃料）の国と国の間、お現象を解析的に評価することによって、海洋中の核種濃よび国内の海上輸送の増加が予想されており、海上輸送度を求め、その値から被ばく線量評価を実施している。の安全性に対するより一層の説明が求められている。特その後、海没時の影響を輸送物ごとに評価する必要があに、国間の海上輸送においては、原子力発電事業に直接るという観点により、主に当研究所において、1992 年関係のない沿岸諸国の関心が高い。に PuO2 パウダー 2）、1995 年に高レベル放射性廃棄物 3）、MOX 新燃料、高レベル放射性廃棄物、使用済燃料な1999 年に MOX 新燃料 4-6）に対する海没時の影響評価を

どの放射性物質の海上輸送に使用する運搬船の構造・設実 施 し て き た。 こ れ ら の 結 果 は、2000 年 の IAEA

備については、IMO（国際海事機関）において INF コー

TECDOC1231 にも取りまとめられている 7, 8）。
海没時の影響評価は、輸送物から海洋中への内容核種においても、同コードを反映した技術基準が運輸省海上の放出率の評価、海洋中の核種濃度評価、海産物の摂取技術安全局（現国土交通省海事局）から通達されている。などを通じた公衆の被ばく線量評価から構成される。内これらの安全基準には、通常の船舶の安全基準に加えて、容核種の放出率の評価方法と海洋中の核種濃度評価方法

構造面では耐衝突構造・耐座礁構造などが、設備面ではの違いにより、水深 200m 海域以下の大陸棚を対象としけることが定められている。また、放射性物質の輸送に

注１）輸送物に収納できる放射能を示す指標

電中研レビュー No.55 ● 13510章

非常時ちょう水装置、固縛装置・自動衝突予防装置を設第ドと呼ばれる特別の安全基準が策定されている。我が国

（unit/m3）（unit/m3）

×から1unit/年でトレーサを放出、▽は最大濃度の発生地点

図 10-3-1

×から1unit/年でトレーサを放出、▽は最大濃度の発生地点

沿岸域モデルの評価結果の一例

図 10-3-2

大洋域モデルの評価結果の一例

た空間スケール～ 1000km 程度の沿岸域、および水深数域に対する評価が可能となった 14）。また、当研究所では、千 m の深海域を対象とした全球の空間スケールの大洋大洋域に対し米国大気研究センター（National Center域のケースに分ける。

for Atmospheric Research, NCAR） を 中 心 と し た

海洋拡散現象の予測には不確定要素が多いため、過去

Community Climate System Model（CCSM）グループの評価においては、海洋中の放射性物質濃度の概略値をに よ っ て 開 発 さ れ た Parallel Ocean Program（POP）求めることが目的であった。近年、海洋拡散現象を評価モデルを用いた手法を開発した（図 10-3-2）15）。これにするための海洋大循環モデルが、地球温暖化問題のためより、フォールアウトの再現計算によって検証しているの気候モデル研究と大型計算機の進展により、大幅に改再現性が向上した 16）。

良されてきた。

最新の海洋学の知見に基づき、放射性物質輸送物の万現状の輸送量においては、輸送船１隻あたりの積載量が一の海没時、どの程度の影響がどの海域に現れるかをが小さいので、海没時の影響は、海洋拡散による希釈効予測できる解析手法を開発した。輸送量の増加に伴い、果によって無視できるほど小さくなることが確認されてさらに必要となる PA 活動における安全性説明資料としいる 7, 8）。しかしそれに加え、濃度影響がどの海域にどて用いられることが望ましい。の程度広がるかを予測できる海洋モデルによる評価は、安全性説明資料として有益である。

また、本研究で開発した海洋中の核種濃度評価手法の詳細版を、福島第一原子力発電所から漏洩した 137Cs の当研究所では、海洋大循環モデルを用いて、仮想海没海洋拡散シミュレーションに適用し、137Cs の海洋への時の海洋中の核種濃度評価手法を沿岸域および大洋域に直接漏洩量および海洋中の濃度分布を推定した 17, 18）。

対して開発してきた 9, 10）。それらの結果により海没時の影響評価を行う 11）とともに、大気圏核実験などによる参考文献

放射性降下物（フォールアウト）の海洋分布の再現計算

10-1にも用いた

1） Forest Products Labo.：Wood Handbook wood as an。フォールアウトの再現計算においては、

12, 13）

観測値との比較を行い、再現性の検証を行った。
その後、海洋大循環モデルの進展にあわせ、当研究所

FPL-GTR-113, 2003
2） 白井孝治、南波宏介、三枝利有：緩衝材用木材の圧潰特でも手法の改良を続けている。沿岸域を対象に、米国性評価－温度（80℃以下）とひずみ速度の影響－、電力Rutgers University を 中 心 に 開 発 さ れ た Regional

第章

10engineering material, U.S. Department of Agriculture,

中央研究所研究報告 N08074、2009 年 6 月．

Ocean Model System（ROMS）を用い、日本周辺海域10-2を対象とした海洋流動評価手法を開発した（図 10-3-1）
。

1） 加藤

これにより、これまで評価対象外であった太平洋沿岸海136

治、三枝利有：輸送キャスクの密封装置の耐熱限界性能の評価、電力中央研究所研究報告 U97101、1998年 3 月．

2） バルカーレビュー：原子力用非金属シールの環境劣化と寿命の予測、第 44 巻、第 6 号、2000 年．

10）津旨大輔、丸山康樹：日本海における海洋中核種濃度評
価手法の開発、電力中央研究所研究報告 U00040、p.26、2001 年 3 月．
11）D.Tsumune, T. Saegusa and C. Ito：Assessment for

10-31） T. Nagakura, Y. Maki and N. Tanaka：Safety

radiological impact of irradiated nuclear fuel package

evaluation on transport of fuel at sea and test program

sunk in marine environment, Packaging, Transport,

on full scale cask in Japan, PATRAM’78, 1978.

Storage and Security of Radioactive Material, 18,2） Science and Technology Agency Japan (STA)：Studyto develop the system of transportation of plutonium

pp.123-129, 2007.
12）D.Tsumune, M. Aoyama, and K. Hirose：Behavior of-The case study for dose assessment-, 1992, in137

Japanese.

general circulation model, Journal of Geophysical3） N. Watabe, Y. Kohno, D. Tsumune, T. Saegusa and H.
Ohnuma：An Environmental Impact Assessment for

Cs concentrations in the North Pacific in an ocean

Research, 108(C8), 3262, doi:10.1029/ 2002JC001434,
2003.

Sea Transport of High Level Radioactive Waste,

13）D.Tsumune, M. Aoyama, and K. Hirose,：NumericalInternational Journal of Radioactive Materials

simulation of 137Cs and 238,240Pu concentrations by anTransport, 7, pp.117- 127, 1996.

ocean general circulation model, Journal of Environ-4） 津旨大輔他：MOX 新燃料の輸送時安全性評価－輸送物の仮想海没時被ばく線量評価－、電力中央研究所 研究
報告 U98029、1999 年 7 月 .

mental Radioactivity, 300, pp.958-961, 2003.
14）坪野考樹、津旨大輔、三角和弘、吉田義勝：地域海洋モ
デル ROMS を用いた物質拡散の計算法、電力中央研究

5） D. Tsumune, T. Saegusa, H. Suzuki, K. Maruyama, C.

所研究報告 V09040、2010 年 5 月．

Ito and N. Watabe：Estimated Radiation Dose From a15）津旨大輔、坪野考樹、三枝 利有：放射性物質輸送物のMOX Fuel Shipping Package that is Hypothetically

仮 想 海 没 時 の 影 響 評 価、 電 力 中 央 研 究 所 研 究 報 告Submerged into Sea, International Journal ofRadioactive Materials Transport, 11, pp.239-253, 2000.

V09041、2010 年 5 月．
16）Tsumune, D, M. Aoyama, K. Hirose, F. O. Bryan, K.

6） D. Tsumune, T. Saegusa, H. Suzuki, K. Maruyama, C.

Lindsay and G. Danabasoglu：Transport of 137Cs toIto and N. Watabe：Study on Transport Safety ofthe Southern Hemisphere in an ocean general

Fresh MOX Fuel -Radiation Dose from Package

circulation model, Progress in Oceanography, 88,

Hypothetically Submerged into Sea, CRIEPI Report,
EU98003, 1999.

doi:10.1016/ j.pocean. 2010.12.010, 2011.
17）津旨 大輔、坪野 考樹、青山 道夫、廣瀬 勝巳 : 福島第7） IAEA：Accident severity at Sea during transport of一原子力発電所から漏洩した 137Cs の海洋拡散シミュ

Radioactive Material, IAEA TECDOC 1231, p.180, 2000.

レーション、電力中央研究所研究報告、V11002、2011

8） D. Tsumune, T. Saegusa, H. Suzuki, N. Watabe, H.

年 11 月．

Asano, K. Maruyama and Y. Kinehara：Dose18）Tsumune, D., T. Tsubono, M. Aoyama and K. Hirose,

Assessment for the Public due to Packages Shipping

2011. Distribution of oceanic 137Cs from the Fukushima

Radioactive Materials Hypothetically Sunk on acontinental shelf, International Journal of RadioactiveDaiichi Nuclear Power Plant simulated numerically bya regional ocean model, Journal of EnvironmentalMaterials Transport, 11, pp.317- 328, 2000.

Radioactivity, 10. 1016/ j. jenvrad. 2011.10.007, 2012.

9） 津旨大輔、丸山康樹、三枝利有、鈴木浩：海洋大循環モデルを用いた海洋中核種濃度評価手法の開発、電力中央研究所研究報告 U99007、1999 年 9 月 .

第章

10
電中研レビュー No.55 ● 137