1． TWGFPT及び今回の総会について

2.会議の概要

3.会議の内容
3. 1.はじめに
①IAEAの核燃料サイクルと廃棄物部の部長Forsstroem氏より挨拶と当該部の活動の紹介があった。 ②同部燃料サイクル・材料課のGangu1y氏より当該課のこの一年の活動概要の報告があった。 ③同部燃料サイクル・材料課で本GWの事務局担当であるInozemtsev氏からIAEAの核燃料技術に関する2007年4月までの1年間の活動状況について報告があった。
3． 2．各国の原子力状況報告
各国の原子力および燃料の状況についてパワーポイントを用いて順に簡単な紹介があった。以下にその要点を記す。 ( 1 )アルゼンチン(L.Alvarez：原子力委員会) ・原子力発電炉　総発電量の7％ PHWR　一基　357MWe運転中     計画中2基CANDU－６　一基　648MWe ・微濃縮ウラン(0.85％Ｕ²³⁵)を用い燃焼度増加：平均10,000MWd/t、最大16,000 MWd/t (2)ベルギー (H.Druenne:Tractebel及びH.Bairiot:FEX) ・許認可上の燃焼度制限(集合体最大) [ UO2：55GWd/t MOX : 50GWd/t ・ PWR：7基運転中　1993年以来5基の炉で8～10％の出力upを実施・燃料破損は数体／年、原因は端栓溶接欠陥• DESSEL MOX工場は、2006年8月で操業停止した。 ( 3 )プラジル(J.Chapot：原子力材料研究所) PWR 2基（657， 1350MWe）原子力発電炉：総発電量の3％ .ウラン鉱石とイエローケーキ：国内需要に見合うだけを国産・燃料破損原因：ワイヤデプリが主
( 4 )プルガリア(D.Elenkov：原子力規制庁)
・原子力発電　総発電量の47％ VVER-440　２基を2006年末に停止し、現在VVER-1000　２基を運転中・使用済燃料貯蔵：現在原子炉サイトの湿式施設に940t貯蔵、乾式貯蔵を開発中•ロシアへ輸送して再処理( 5 )カナダ(M.Tayal : AECLチョークリバー研究所) • CANDU炉 18基,総発電量の15％ • 荷動率：86% •燃料破損率：0.0055％集合体（2001～2005年）、1.6／106燃料棒•   Advanced CANDU（ACR-1000）を開発中1200MWe、60年寿命、建設期間＝4年、燃料集合体：42本+1本（Dy/Gd含有中央ピン）初期炉心：1.8～2.0％LEU、10～12MWd/KgU平衡炉心：2.4%LEU、20 MWd/KgU
( 6 )中国(S.Ji :中国原子力研究所)
・原子力発電炉運転中：PWR 7基，CANDU 2基建設中：VVER 2基,  PWR 16 基•燃料破損の例： Qinshan-3 (CANDU) 2003年7月～2004年2月に14体破損最近の2年間は破損なし。 Daya Bay  (PWR) 8体リーク（内FRAGEMA製6体、国産2体）破損原因は主としてデプリフレッティング中国製の全燃料集合体の設計、製造、試験のデータベースを作成中。 • MOX燃料に関するR&Dを推進Qinshan-1（PWR）及びCEFR（高速実験炉）用のMOX燃料集合体の設計終了MOXペレットの製造技術開発をすすめている。照射試験は未経験。 •試験炉重水試験炉（HWRR）を用いた試験を実施Qinshan-1（PWR）用小型燃料集合体の照射試験PWR燃料の出力急昇試験計測線付燃料棒の炉内照射技術開発HWRR及びスイミングプール型炉（SPR）はまもなく停止予定→新試験炉（CARR）が今年末初臨界の予定60MWt、φ t =8×10¹ 4 n / c m². Sランプテスト用のHe-3ループ高温・高圧テストループ
( 7 )チェコ(A.Miasnikov：原子力安全局)
・原子力発電炉VVER440       4基Dukovany Temelin VVER1000 • Temelinで燃料集合体の曲りが発生し、RCCAの不完全装入や燃料交換の不具合発生。原因：集合体下部のクロスフロー集合体部材と燃料棒の照射成長差による変形燃料破損：2003～2004年無し(８)エジプト(M.Ghoneim：原子力公社) ・研究試験炉2基のみ、発電炉はない。 •材料試験炉用の板状燃料製造施設を所有しておりその製造法の紹介があった。
( 9 )フィンランド(R.Terasvirta : FORTUM社)
•原子力発電所Loviisa 490MWe設備利用率: 93、89％ 2基現行の2007年までの運転許可を20年と23年それぞれ延長する許可申請中。 Olkiluoto設備利用率: 94, 97%第５基目のプラントOlkiluoto3号炉(EPR　1600MWe)を建設中。運開は2009年から2010ないし2011年に遅れる見込み。主契約者はFRAMATOM—SIEMENS,     圧力容器は神戸製鋼• Olkiluoto 最終処分場の建設は順調に進んでおり、2020年から操業開始の予定である。 •燃焼度Loviisa集合体最大45GWd/t（許可45GWd/t）集合体最大     42GWd/t（許可45GWd/t） Olkiluoto •燃料破損Loviisa（燃料製造メーカーは、1998年までは、ロシアのOAO   TVELだけ。1998年からはBNFL/WHが参入）    2000年～2006年：０本Olkiluoto（燃料製造メーカーはWH  Atom AB、GNF-ENUSA、 Framatome   ANP)。2002年～2006年：毎年１本ずつ破損
(１０)フランス( J.Guillet : CEA/DEN/DSNI)
・原子力発電所（PWR）計５８基　62.950MWe 900MWe : ３４基1300MWe : ２０基1450MWe： 4基・2006年の全設備利用率：83.6%、全電力の88.2%が原子力•最大燃焼度実績はUO2では、900MWe；3バッチ、18ヶ月サイクル及び4バッチ、12ヶ月サイクルで52GWd/t MOXでは900MWe ; 3バッチ、12ヶ月サイクルで41GWd/t。 • MOX   PARITYが2006年12月許可900 MWe、PWR用、4バッチ、12ヶ月サイクル運転、最大集合体燃焼度は現行のUO2と同じ52GWd/t • 1基目のEPRは2007年6月より建設開始、2012年臨界の予定•燃料破損（2006年）全破損率0.14％（集合体）原因：スペーサグリッドフレッティング(50.0％)、デプリによるフレッティング(8.2%)、製造欠陥(6.0%)、他不明(35.7%) • AREVA NP社の世界的展開燃料設計：４カ所Zr製造：6カ所燃料製造：7カ所•世界のAREVAの燃料プラントにBWR、PWR共通にクロス品質管理を適用。 ・燃料破損0を目標（ZTF） ・売上の5％をR&D予算にあてている。 •毎年10〜20本の燃料棒のサーベイランス試験を定常的に行っている。 • MELOX 2004年  製造容量増加(145→195t)変更申請審査中日本の３電力会社とMOX燃料製造契約を締結• CEAのPWR燃料ふるまいに関するR&D UO2 : 60,70GWd/t (ペレットピークで76,87GWd/t) ,   MOXは52GWd/tを目標にした高燃焼度化（FPガスの分布に関する実験に重点） • CEAのホットラボと材料試験炉政策次の施設へ機能を集中燃料研究：カダラッシュ(LECA－STARとLEFCA) X線、EPMA、SEM、SIMS等による分析高燃焼度燃料、MOX、RIA/LOCA、急速加熱試験GEN IV燃料研究ISABELLE 1ループ：Max.LHR>600W/cm, Max.Ramp rate:700W/cm/min. ISABELLE2ループ整備中、2009年までに15ﾗﾝﾌﾟ ／年可能材料研究：サクレー(LECIとPELECI及びOSIRIS炉)被覆管と炉構造材の研究マルチスケールモデリングに注力再処理と廃棄物研究：マルクール(ATALANTE) ・新材料照射試験炉プロジェクトの開始ジュールホロビッツ炉(JHR)（100MWt）の建設を2007年3月19日に開始した。 GENⅢ及びIVの燃材料開発のためにEUの総意のもとに建設。 ( 1 1 ) ドイツ (L.Heens : Framatome ANP GmbH) .全原子力発電炉をそれぞれ約 32 年運転したら停止する政策。第１号炉(KKS)は2003年11月に停止。第2号炉(KWO)は2005年5月に停止。 2005年7月1日以降は再処理禁止。 .原子力の発電比率は27％ . Framatomeのヨーロッパにおける燃焼度実績燃料棒平均燃焼度の最大: PWR  (76GWd/t) BWR (76GWd/t)燃料棒破損率（2006年） BWR：0.001％（破損原因：未検査又は不明） PWR : 0.0005％（破損原因：デプリフレッティング（25％）、グリッドフレッティング（25％）未検査（50％）再処理はやめたがこれまで取出されたPuを使ってMOX燃料を製造し炉に装荷している。あと10年は続く予定。
( 1 2 )インド(P.Prasad :インド原子力機構)
水炉発電所：18,420MWe 2基運転中（3,900MWe）: BWR PHWR    1  4基建設中（3,380MWe）: PHWR        4基VVER 2基計画中（13,000MWe）: AHWR、PHWR 、LWR（VVER含む）平均取出燃焼度：PHWR       7,000MWd/t BWR .これら燃焼度向上と燃料破損率低減のR&Dを進めている。この他に、高速増殖原型炉（PFBR　500MWe）の建設中で、燃料製造中。またトリウムサイクル技術開発にも力を入れている。
( 1 3 )イタリア(F.Vettraino : ENEA)
原子力発電は1987年にやめた。 .電力の14％をフランス、スイス等より輸入している。 4基の原子力発電所と燃料製造工場（FN）を含む多くの実験施設の解体が1990年に決まった。最近の政府政策：外国の原子力発電所に参加するのはＯＫ革新的な原子力のR&DはO K施設の解体、消滅処理、限定した燃料サイクルのR&D（乾式再処理他） R&D Halden炉におけるInert Matrixとトリア燃料の照射試験IRISにおけるUO₂とMOXの照射試験
(１４)日本(上村勝一郎：JNES)
・日本の原子力の状況（原子力発電所の運転停止と再開状況、MOX燃料装荷の遅れ、JAEAの設立等の原子力機関の再編成等）最近２年間の燃料破損実績、 JNESの高燃焼度燃料照射試験及び中間貯蔵燃料試験計画と結果のトピックス並びにJAEAにおけるALPS計画について報告した。
( 1 5 )韓国(D.Sohn : KAERI)
・発電所運転中　PWR(16基)，PHWR(4基)計 20基建設中　PWR(6基)、計６基計画中　PWR(2基)、計2基原子力の発電比率：27%(2006年)稼働率：92.3%(2006年)許可最大燃料棒燃焼度：60 GWd/t燃料破損: 2004年(1体1.7E-6), 2005年(1体 1.6E-6), 2006年(0体0.0E-6)破損原因：腐食（44％）、デプリ（36％）、その他（20％） ・　バッチ平均取出燃焼度55GWd/ t以上を目標にLTAを2005年から2008年まで照射。(ACE7タイプ) • 70GWd/t以上の燃焼度を目標に新Zr合金被覆管(HANA)を開発中。(ハルデン照射試験結果では，腐食，クリープが40～50％，70％改善) ・ペレットの製造技術開発①UO₂粉にU₃O₂粉を混ぜて焼結し大粒径ペレット(14，20 μ m)を製作②ドーピング材を用いて，UO₂－Gd₂O₃とUO₂－Er₂O₃界面にクラックのないduplexペレットを製作•使用済燃料の処理の１つのオプションとしてMOX燃料使用の研究を進めている。具体的には、MOX燃料の製造技術開発、MOX燃料照射挙動解析、炉心設計技術開発等である。スイスのPSIと共同で、MOX燃料棒２本を製作し、ハルデン照射を行った。 (燃焼度50GWd/HM)        2006年10月に照射が終了し今後PIEの予定
(１６)オランダ(F. Klaassen：NRG)
・運転中の発電炉は1基：Borssele（450MWe PWR） 2006年12月よりタービン交換によって450→ 480MWeに出力アップ2030年まで運転延長(60年)、これはヨーロッパ初。燃料に回収ウラン使用中•高レベル廃棄物ガラス固化体は、HABOG中間貯蔵施設（2003年運開）に100年間保管・燃焼度　バッチ平均45MWd/KgUを55  MWd/KgUまであげるべく開発中・燃料破損率：1997年～2006年　0.01％原因の80%はデプリフレッティング• Dodewaard : 60MWe BWR 自然循環冷却1997年にシャットダウン40年冷却後に最終解体予定・オランダの原子力将来政策新原子力法制定について会議で審議中。政府はきびしい規制条件のもとにNPPの建設は可能とする提案最新の技術に従ったGENⅢ炉であること（プロトタイプはダメ）運転許可は40年間運開時点で廃炉・解体費用もすべて用意できること運開前に再処理及び廃棄物最終処分方法が決まっていること( 1 7 )ノルウェー (M.McGrath : IFE) ・ノルウェーでは原子力発電は0、ほとんど水力発電・原子力関係の研究所は２ヵ所IFE-Kjeller：オスロ近郊、275名IFE-Halden：オスロの南120km、275名• OECD/NEAハルデンプロジェクト17ヵ国、100以上の機関が加盟•ハルデン炉現在の運転許可は2008年12月31日までであるが、これを10年延長する許可申請をした。許可は来年末に出される予定。 ( 1 8 ) ルーマニア（C.Gheorghiu：原子力研究所） •原子力関係施設：下記のように一通りの施設がそろっている。原子力発電所：CANDU   700MWe     運転中1基建設中1基(2007年6月運開予定)計画中３基設備利用率89%（2006年）原子力発電量10％（2006年）燃料工場（FCN）（1997年1月より国内の発電所の全燃料製造、6000体／年）重水製造工場ウラン鉱山原子力研究所（照射用TRIGA-ICN炉、インパイルループ、ホットセル材料試験設備、高圧水ループ） FCNは中国に燃料製造の施設、訓練、情報を提供した。燃焼度：170MWh/kgU破損燃料数は減少：0（2002～2006年）乾式中間貯蔵施設(サイト内) : 2003年6月運開。2005年3月までに8,400体貯蔵AECLと協力関係燃料R&D用の施設がそろっている。挙動解析コード(CARIB)の開発： LOCA、パワーサイクリング挙動解析TRIGA定常照射炉(14MW)での燃料の定常，ランプ試験照射が可能TRIGAパルス炉で4.6msecのパルス照射試験可能。 ICNホットセルでPIEが可能IAEAのFUMEX IIプログラムに参加IAEA/DHCプロジェクトの一環として、被覆管のDHC試験を行っている。
( 1 9 ) ロシア(V.Novikov : VNIINM)
.発表なし( 2 0 ) スロバキア (V.Chrapeiak : VUJE a.s.) •現在５基のVVERを運転中・ ２基のVVERを建設中（運開2012年及び2013年） •原子力：67%、輸出もしていた。 • 4基を107％ up rateする計画（1375MW→1471MW）
(21)スペイン(S.Galan : ENUSA)
・ ENDESA(原子力発電所運転) ENUSA(鉱山，転換，濃縮，加工(400t/y)) ENRESA(中間貯蔵，炉解体，廃棄物処分) ・運転中PWR 6基,  BWR 2基, 合計7728MW ・解体中2基(ガス炉1基、PWR 1基) ・原子力発電比率：20％（原子力の比率は年々減少） • 稼働率：87%(2006年) •運転サイクル12ヶ月(KWU PWR 1基), 18ヶ月(WH PWR 5基), 24ヶ月(BWR 2基) • 燃料破損1体(2006年)，主原因はデプリ。 • 最大取出燃焼度(集合体) : 53 (PWR)、50 (BWR) MWd/kgU •使用済燃料の貯蔵はプラントの水プールが主、Trillo炉だけが2002年に乾式中間貯蔵施設の許可を得た。 •現在サイト外乾式貯蔵施設の許可審査中。 • 2010年に最終処分方法を決める予定。 (２２)スウェーデン (G.Ronnberg : OKG AB) ・原子力発電所を段階的に止める政策2010年までに最終決定する予定。 1999年Basebaeck 1停止2005年Basebaeck 2停止・運転中原子力発電炉      BWR 7基PWR 3基この10基の発電所を4〜10年かけて10％の出力アップを計画。これによって2基の炉を止めたための発電量の減少分とコンパラ。 ・ 2006年の稼動率は82％と低かった。これはTursmark1での2/4EDGsの破損が原因•ワンススルー政策水プール方式の集中中間貯蔵施設CLABの容量は２倍になった。処分用容器への封入工場の建設許可審査中。地層処分場はOskarshamnかForsmarkのどちらかに決める。2009年に建設許可申請する。 •最近のBWR取替燃料は以下のような１０×１０型である。 Atrium-10B、SVEA Optima2 • LUA燃料としてGNF2、Atrium-XM及びOptima3を装荷している。 •  PWR取替燃料は、Areva Agora-5A（M5）、HTPX5（M5）である。 •設計燃焼度： BWR：バッチ平均　45GWd/t PWR：バッチ平均　50GWd/t徐々に増加させる計画•燃料破損：近年大幅に減少した。1993年以降の破損はBWR   59体／107運転年、 PWR　14体／39運転年。主原因はBWRでは、51体がデプリ、5体がPCI、PWRは3体がデプリ、2体がグリッドフレッティング、8体が製造欠陥である。前に多数の破損を生じた集合体曲がり問題は解決した。 ( 2 3 )スイス(Y.Parmar : NOK) •燃料棒破損は近年極小。 2005年  1本2004年  0本2003年  1本2002年  0本• KKLは2008年11月に初めてOnline Noble Metal Chemistry Application (OLNC)を適用する契約をGEと締結した。 ・最初のOLNC使用は1999年のKKM。 ・ベツナウ炉用のMOX燃料集合体のSMPからの最終擦入は2007年に終了した。 ・ベツナウMOX燃料は次のような国際プロジェクトに使われている。 GAP、PRIMO、GEMINI、FIGARO、CABRI、ALPS、ARIANE (２４)ウクライナ(A.Afanasyev：国立原子力発電会社) ・原子力発電所11,835MWe(全発電量の47%)運転中：VVER-1000　13基VVER-440 2基•燃料棒破損率：20～30ppm ( 2 5 )イギリス (D.Farrant : Nexia Solutions、BNFL GrのR&D会社) •原子力発電炉：12.1GWe AGR 7基PWR 1基Magnox 2基•原子力発電割合：20% • PWR燃料の破損   0 • SBR MOXハルデン照射：現在43MWd/kg・oxide（集合体平均）達成、2007年末50 MWd/kg・oxideで取出し予定2007年末にはハルデンにおいて、SMP SBR MOX燃料のクリープ試験を予定。また、He放出試験計画もある。出力急昇試験：Petten、35GWd/t、破損なし（カダラッシュPCIセミナー2004で発表済）現在PIE実施中で最終報告は2008年の予定。 Beznau-1：５サイクル,～54GWd/t燃料のPIE中、NDTは2006年のTop Fuelで発表済。DTは2008／9年に完了予定。トランジェット試験• SBRMOX燃料のNSRR・RIA試験が2007年1月に実施済み。 ・CABRI水ループでのRIA試験も予定。物性試験• SBR MOXのポロジティ、Pu均一性、熱伝導度、結晶粒界の同位体保持量測定等を継続しており、2007年のTop Fuelで報告予定。 • SMPの現状16体の集合体の製造が完了し、スイスのNOKへ納入した。新MOX燃料の製造とNeckarwestheimへの輸送についてEnKK社と契約した。 40t/yへの製造容量の増大計画は継続して進めている。 •  BNFL機構・組織の改変• British Nuclearグループ（セラフィールドとマグノックス炉サイトの運営）関連事業は既に売却済（BNG America、プロジェクトサービス、マグノックス炉サイトの運営）最終に残っていたセラフィールドサイトについても近い将来競売される予定。 ・WHは既に東芝に売却された。 • Nexia Solutions Ltd（BNFLのR&D部門の会社）は今年BNFLから離れて、政府所有のUK National Nuclear Laboratory（NNL）になる。 ・従って ‘BNFL’は2008／9年には消滅することになる。 • 2007年5月に原子力を含む政府の新しいエネルギー政策が“エネルギー白書”として発表される予定。
3. 3.国際機関からの報告
( 1 ) EC (P.V.Uffelen : JRC  Karlsruhe) •  ECのJoint Research Center (JRC)は，ITUの220名を含め7研究所に研究者1717名、 総職員 2800名がいる。 ・燃料安全に関するプロジェクトは主としてカールスルーエのITUで実施している。高燃焼度燃料特性燃料モデリング•高燃焼度燃料特性計側線付測定によるUO₂のヤング率測定Y添加ZrO₂セラミックのHBS模擬高燃焼度MOX（50MWd/kg）のPIE均一MOX（35 MWd/kg）の熱拡散率NFIRプロジェクトへの参加•燃料モデリング[EU予算プロジェクト] OMICO、MICROMOX TRANSURANUSコードの整備と普及(2007年6月にITUでワークショップ開催予定) [国際プロジェクト] IAEA :  FUMEX – II CRP OECD：HRP実験、TFRPDMOX（解体Puプロジェクト） USDOE : GEN  IV →multi-time-scale modeling • ITUプログラム・理論面及び実験によって、Multi-time-scale approachに取組んでいる。 ・POLARIS：炉内での熱挙動を模擬するためレーザーフラッシュによる照射済燃料加熱試験• HEIDI : helium infusion device • LOGRE : FPガス放出挙動研究のためのレーザーオープン• Micro-indentation tests : 1～2mmの微小ペレットサンプルの圧縮試験、引張試験
( 2 )  OECD/NEA  (E.Sartori : NEA Data Bank)
• NEAのNuclear Science部及びData Bank部では燃料挙動研究及びデータベース（IFPE）作成を進めている。 • IFPEデータベースには最近MOX燃料を中心に以下のデータが追加された。 DOE WG-MOX（米国ATR照射のMOX燃料棒2本） NFIR-1（BR3照射６本） HRP-IFA-597（解体Pu用中空／中実MOX 2本） JAEA   IFA-591（ランプ試験MOX 11本）その他・現在1208本の照射燃料データがバンキングされており、加盟各国での挙動解析コードの検証等に利用可能である。 http://www.nea.fr/html/science/fuel/ifpelst.html
3．4．TWGFPT業務進捗報告
事務局のKilleen氏及びInozemtsev氏より2004年4月以降の進捗について報告があった。 ( 1 )   TCM  (Technical Committee Meeting) ・　水炉燃料集合体のホットセルPIE技術とプールサイド検査に関するTCMが2006年11月27日～30日アルゼンチンのプエノスアイレスで開かれた。17カ国より33件の発表があった。日本はJAEA及びNDCからの参加があり、JAEAの燃料集合体のX線トモグラフィの技術開発が注目を受けた。高燃焼度燃料の経験と経済性に関するTCMが2006年9月26～28日プルガリアのソフィアで開かれた。参加者は36名でPHWR燃料を中心に17件の発表と3件のパネル討議があった。日本はJNESからの参加があった。 PHWR燃料モデリングのTCMが2006年12月5～8日、インドのMumbaiで開かれた。
( 2 )協力研究（Coordinated Research Program, CRP)
・ FUMEX II （燃料挙動解析モデルの開発）第３回運営会議が16カ国の参加のもと2005年12月にウイーン開かれ、27ケースの各国の計算結果の比較検討を行った。2006年に3回のコンサルタント会合を開き報告書のとりまとめを行っている。2007年には完成の見込み。水化学技術と管理の最適化に関する CRP（FUWAC）の第1回会議が 2006年7月に15機関が参加してウィーンで開催された。日本からはJAEAの内田氏が参加している。 •  Zr合金燃料被覆管のDHCに関するCRP(DHC- II)の第２回会合が2007年3月ルーマニアで開かれた。同一形状のZry-4被覆管試験サンプルを参加機関に配布しDHC速度測定試験を行っている。日本からはJNESとNFDがオプザーバー参加した。
（３）専門家によるレビュー
•燃料破損のレビューと報告書の作成IAEA TRS-388  “水炉燃料の破損レビュー”は1998年に発行されたが、その後10年間の知見を加えて、このレポートの改訂版を作成することになり、６名のタスクチームが発足した。 (IAEAの要請により筆者もそのメンバーの１人となった。）第１回会合が2007年３月に開かれ、改訂版の目次及び執筆分担が決まり、 2008年をドラフト完成目標とすることになった。第２回会合は2007年11月の予定。 ・ Zr基合金のハンドプック作成が進められており第１ドラフトがほぼできてきた。ただし、今後編集作業に多大な労力が必要と思われる。 • PIE施設のDB現在18カ国、32施設のデータがバンキングされている。 2006年から検索利用可能となっている。 ( 4 )技術協力（プロジェクト、訓練コース等) •東欧へのNPPの燃料材料の安全性と信頼性向上のための支援は続いている。 (2003-08)
( 5 ) IAEAとの共催で実施された国際会議
• KAERI及びKINSの主催で水化学に関する国際会議が2006年韓国の済州島で開かれた。24カ国から231名が参加し、73件の口頭発表と70件のポスタ一発表があった。次回は2008年9月14日～18日ドイツのベルリンで開催予定。 • Top Fuelが2006年10月22日～26日スペインのサラマンサで開かれた。参加者総数300名、口頭発表57件、ポスター発表60件であり、初めてパラレルセッションの方式がとられた。次回は2007年9月30日～10月3日アメリカのサンフランシスコで開催予定。
3． 5．今後のTWGFPT活動予定とその検討
( 1 ) TCM
今後3年間の専門家会議（TCM）、共同研究等の計画が決まった。主なものは、次のとおり。 . . 2007年9月ノルウェー：燃料棒計装と炉内計測技術に関するTCMアルゼンチン: PHWR燃料の設計・製造・拳動に関するTCM 2008年.インド:燃料製造とQCの先進技術に関する国際会議2008年2009年フランス：水炉の改良燃料ペレット物質と燃料棒設計に関するTCM . 2009年    ウクライナ:燃料破損を含む水化学と被覆管の腐食・付着に関するTCM 2009年    フィンランド:燃料モデリングに関するTCM上村が提案した、「LOCAとRIA時の燃料ふるまいとモデリングに関するTCMを2010年日本で開催すること」が予定に組み入れられた。なお、 2009年及び2010年には開催希望TCMがそれぞれ3件と4件あり、IAEAの予算上これを２件程度にしぼる必要があるが、次回の本会議で調整することとなった。
( 2 )  CRP等
本ワーキンググループとして以下の項目についてIAEA本部に提案することとした。 •共同研究プロジェクト「FUMEX-III (燃料挙動解析モデルの開発)」を2008年から始める。 •共同研究プロジェクト「DHC- II（被覆管の遅れ水素破損）」を継続する。 ・共同研究プロジェクト「SMoRE（照射効果の加速器シミュレーションと理論モデル」を2008年から始める。 • 「材料研究と加速器の利用」に関する国際会議を2009年に開催する。 •   「燃料設計、製造、使用に関するQMS、QA/QCガイドプック」作成について検討を継続する。
3. 6
2008年、　日時、場所は未定以　上