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技 術 報 告 49
Development of Recovered Uranium Conversion Techniques
資 料 番 号 ： 4−5
− Transport Experience of Recovered Uranium −
Osamu TAKANOBU
Facility Management Division、Ningyou-Toge Environmental Engineering
Center
人形峠環境技術センターの製錬転換施設では、東海再処理工場で回収されたウランをUF6に転換する
技術開発を進めてきた。試験規模を拡大した平成 6（1994）
年 6 月以降、東海再処理工場から岡山県人形
峠環境技術センター 製錬転換施設までの回収ウランの輸送は、国内で初めて認可を受けたIP-2型核分裂
性輸送物として実施した。
The conversion facility at Ningyo Toge Environmental Engineering Center has been carrying out the
development of UF6 conversion techniques using recovered uranium as a raw material from Tokai
Reprocessing Plant.
Transport of recovered uranium from Tokai Reprocessing Plant to conversion plant at Ningyo Toge
Environmental Engineering Center has used type IP-2(F), Japan's first licensed package, since June
1994, when the conversion test scale was extended.
キーワード
回収ウラン、輸送、輸送容器、IP-2
（F）
型、A2値、低比放射性物質
Recovered Uranium, Transport, Package, IP-2(F), Type Package, A2 value, Low Specific Activity.
１．はじめに
した。輸送にあたっては、発地側（東海事業所）
使用済燃料中には資源として有用なウランが残
に輸送実施本部を設け、輸送隊、本社（東京：平
存している。ウランの有効利用方策の検討の一つ
成11年 2 月15日以降茨城県東海村に移転）及び着
として、核燃料サイクル開発機構（以下、サイク
地側（人形峠環境技術センター）とは通信衛星等
ル機構）は、人形峠環境技術センターの製錬転換
を用いた常時連絡体制をとるとともに輸送隊には
施設において、回収ウランのUF6への転換技術開
核燃料物質取扱等にかかわる経験者を同行させ安
発を進めてきた。転換技術開発に使用した回収ウ
全の確保を図った。回収ウランのUF6への転換の
ランは、サイクル機構の東海再処理工場で回収し
規模の拡大を図った平成 6（1994）年6月から現在
たものであり、形態は三酸化ウラン（UO 3）であ
（1999年 5 月）までの回収ウランの輸送回数は、
る。本稿は、東海再処理工場から人形峠環境技術
40回であり、輸送した回収ウランの量は、約300
センター製錬転換施設までの回収ウランの輸送に
tUである。
ついて取りまとめたものである。
回収ウランの輸送に用いた容器は、核分裂性輸
茨城県の東海再処理工場から岡山県の人形峠環
送 物 の 要 件 で あ る 落 下 試 験 （ 9 m）、 耐 火 試 験
境技術センター製錬転換施設までの回収ウランの
（800℃×30分）でも健全性を有するものであり、
輸送は、トラックあるいはトレーラーで行った。
IAEA輸送規則の1985年版を取り入れた国内法の
輸送経路は、道路強度、交通量、橋梁、連絡不感
施行（1991年 1 月 1 日）後、国内で初めて承認を
場所の有無等を事前に十分に調査したうえで選定
受けたIP−2（F）型である。直径約1.3m、高さ約
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技術報告
表１ 回収ウラン組成計算条件例
1.6mの円筒型であり、重量は約1,300 kgである。
初期濃縮度
IP−2（F）型輸送物による回収ウランの輸送は、
入念な準備と輸送実施本部、受入側及び本社との
燃焼度
緊密な協力体制のもと実施され、これまで事故は
冷却
4
（％）
38,000
1
（MWD/T）
180
（日）1
なくすべて満足できるものであった。また､輸送
実施体制､連絡通報システムも当初の想定どおり機
表２ 回収ウラン組成（設定値）
能することが確認され､回収ウランに限らず今後の
核 種
放射性物質の輸送に適用できるものと考えられる。
濃
度
U-232
2
（ppb/U）以下
２．輸送物の概要
U-234
0.03
（wt%）以下
２.１ IP型輸送物の適用性検討
U-235
1.6
（wt%）以下
回収ウランにはU-232、U-236等の天然ウラン
U-236
0.5
（wt%）以下
には含まれていない同位体や微量ながら超ウラン
U-238
元素（以下、TRU）及び核分裂生成物（以下、
F.P）が含まれている。回収ウランをＡ型輸送物
残り
TRU(α)
2
2.5×10
（Bq/U）以下
Ru-106
1.9×104
（Bq/U）以下
として輸送する場合の収納限度を試算すると数十
kgとなるため、Ａ型輸送物は実用規模で行うUF6
転換試験に対する輸送手段とはなりにくい。
示 別表第五｣に基づき、数量（Ａ2値）の限度を
平成 3（1991）年 1 月 1 日にIAEA輸送規則の
求めた後、放射能濃度がLSA-Ⅱの条件であるＡ2
1985年版を取り入れた国内法が施行され、従来の
値の1/10,000以下を満足するかしないかについて
量による輸送物区分の他に濃度の概念を取り入れ
検討した。その結果、回収ウランは低比放射性物
たIP型輸送物が新設された。回収ウランのIP型輸
質の条件を満足するものであることが判った。回
送物としての整合性を検討したところ、回収ウラ
収ウラン組成計算条件の一例を表 1 に示す。計算
ン(固体）は低比放射性物質（LSA-Ⅱ）の要件
組成等を参考にして設定した回収ウランの組成を
（Ａ2値の1/10,000以下）を満足することが判った
表 2 に示す。表 2 ではRu-106をF.Pの代表核種と
ため、回収ウランの輸送は新設されたIP型で行う
している。
Ａ 2値に対する影響の大きい核種は、ウランの
こととした。
同位体であるU-234、U-236である。この 2 核種
２.２ 回収ウランの低比放射性物質（LSA物質）
としての該当性
だけで回収ウラン全体の約 9 割を占める。TRU、
F.P及びウラン娘核種のＡ2値への影響は数％程度
輸送対象の回収ウランは、国内軽水炉の使用済
である。この傾向は、回収ウラン組成計算条件を
燃料をJNCの東海再処理工場でピューレックス法
変えても大きくは変わらない。なお、実際の輸送
により、化学的に回収されたものであり、回収さ
に際しては、事前に核種組成を分析している。
れるウランの形態は固体（粉体）の三酸化ウラン
２.３ 輸送容器
（UO3）である。
回収ウランの輸送に用いた輸送容器は、これま
低比放射性物質としての該当性の検討手順は以
下のとおりである。
でＡ（F）型として設計承認及び容器承認を受け
① 回収ウラン組成の設定
ていたものを、IP-2（F）型輸送物の技術基準に
② Ａ2値及び放射能濃度の導出
基づき設計変更を行い、新たにUOX/C（F）型と
③ LSA-Ⅱ条件（放射能濃度はＡ2値の1/10,000
して承認を受けたものである。
本容器は、核分裂性輸送物の要件である落下試
以下）との比較
検討のための回収ウラン組成は、東海再処理工
験（ 9 m）
、耐火試験（800℃×30分間）等でも健
場の使用済燃料受入条件を参考にして、計算コー
全性を有するものであり、日本国内で初めて認可
ド（ORIGEN②使用）を用い、初期濃縮度、燃焼
を受けたIP-2（F）型輸送容器である。輸送容器
度、冷却期間等をパラメータにして求めた。それ
の外観図を図 1 に示す。輸送容器は二重構造を持
ぞれの計算組成について、｢原子炉等規制法｣の
ち、直径約1.3m、高さ約1.6mの円筒状である。
｢核燃料物質等の工場又は事業所の外における運
重量は約1,300kgである。輸送容器の主な仕様を
搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告
表 3 に示す。
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部の温度及び特別の試験条件における耐火性につ
いてTRUMPコードを用いて解析・評価した。耐
火試験については原型容器による実験も行い耐熱
構造設計の妥当性を確認した。
⑶
密封解析
構造解析及び熱解析の結果から、密封装置であ
る内容器の密封性が維持できることを解析により
評価した。
⑷
遮蔽解析
通常の輸送条件及び一般の試験条件下における
輸送物表面の線量当量率は、構造解析及び熱解析
結果を考慮した計算モデルを用いQAD-CGGP2コ
ードで解析した。収納物以外の構造材の遮蔽効果
を無視した場合の 3 mの位置における線量当量率
の評価値は、3.23μSv/h（基準：10 mSv/h）
、一
般の試験条件下での表面線量当量率評価値は、
80.8μSv/h（基準：2mSv/h）であり、技術基準
図１ UOX/C型輸送容器外観
を満足する。
⑸
非損傷輸送物及び損傷輸送物について、構造解
表３ 輸送容器の主な仕様
輸送容器の名称
外形寸法及び重量
直径
高さ
重量
核燃料輸送物の種類
輸送制限個数
収納する核燃料物質等
重量
ウラン-235
主要な放射性物質含有量
U−2321
U−2341
U−2351
U−2361
U−2381
TRU(α)
Ru-1061
臨界解析
析結果及び熱解析結果を考慮した計算モデルを用
UOX/C型
いKENO-Ⅳコードで解析した。収納物のU-235
約1.3 m
約1.6 m
約1300 kg
濃縮度は1.6w/％とし、形態はUO 3よりも金属密
度が高くなるUO2で評価した。非損傷輸送物の実
IP-2型核分裂性輸送物
効増倍率は孤立系、配列系においても0.45（ 3σ
任意
を含む）
、損傷輸送物の実効増倍率は孤立系、配
LSA-｢ （ウラン酸化物（UO2,U3O8,UO3）粉末）
ウラン酸化物 260 kg・U以下
4,160 g 以下
列系においても0.94（ 3σを含む）以下である。
２.４ 固縛装置
2.0
0.03
1.6
0.5
（ppb/U）以下
（wt%/U）以下
（wt%/U）以下
（wt%/U）以下
残り
2
2.5×10 （Bq/gU）以下
4
1.9×10 （Bq/gU）以下
輸送容器を輸送車両（トラック、あるいはトレ
ーラー）に固定するための固縛装置は、前後 2 G、
上下 2 G、前方10Gの衝撃に耐えられるように設
計・製作されている。
３．安全確保
発地である茨城県のサイクル機構東海再処理工
IP-2（F）型輸送物としての安全解析の概要は、
以下に示すとおりである。
場から着地である岡山県のサイクル機構人形峠環
⑴
境技術センター 製錬転換施設までの距離は、約
構造解析
通常の輸送条件における化学的及び電気的反
900kmである。輸送経路の選定にあたっては、道
応、吊上装置及び固縛装置の強度、及び輸送中の
路の強度､交通量､時間帯､橋梁､トンネル､連絡不感
振動による輸送物の健全性を解析により評価し
場所の有無等について十分な事前調査を行った。
た。IP型輸送物及び核分裂性輸送物としての一般
調査結果を考慮して、休憩時間を考慮した走行
の試験条件、核分裂性輸送物としての特別の試験
計画、積載車両の前後に伴走車を配した輸送隊の
条件における輸送物の健全性について、また、臨
構成、通信連絡システム構築、輸送隊の運行を管
界解析に影響する形状変化等について解析により
理する輸送本部等支援体制の整備を図った。
また、
評価した。
走行計画、通信連絡、緊急時対応等を含む輸送計
⑵
画を作成し、作成した輸送計画について関係者間
熱解析
一般の試験条件における定常状態での輸送物各
（輸送業者､発地側､受入側及び本社）で情報を共
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技術報告
有し、回収ウラン輸送に係る安全確保を図った。
た輸送車両の前後に、輸送隊を指揮する運行責任
者、放射線管理者、JNCの同行専門家等が乗車す
４．輸送実績
る伴走車を配した隊列を編成した。輸送隊は万一
回収ウランの輸送は、前後に伴走車を配した 1
の事故の発生に備え、放射線測定器、除染機材等
隊列により実施した。輸送開始からの 3 回は道路
の放射線管理資機材及び信号灯等の後続車の追突
事情の確認、受入側の対応性等を考慮し、トラッ
防止機材等初期対応に必要な資機材を携行した。
クにて輸送したことにより、1 輸送当たりの輸送
主な携行資機材を表 4 に示す。また、輸送隊列を
量は約 6 tであった。その後、トレーラーにより、
図 3 に示す。一般的な輸送隊列を図 4 に示す。
1 輸送当たり約 8 tの輸送を行なった。ただし、
⑵
連絡体制
平成 7（1995）年 1 月に発生した阪神大震災の影
回収ウランの輸送中、輸送実施本部（東海事業
響により大型トレーラーの通行制限があったた
所）と輸送隊との間は常に連絡可能な状態を維持
め、平成 7 年度輸送11回のうちの 5 回はトラック
した。輸送隊からは定期的に輸送隊の位置、道路
輸送となった。
状況が報告され、輸送隊の状況は常に把握できる
状態に置かれていた。また、輸送隊の情報は、本
４.１ 輸送手続き
社及び着地側である人形峠環境技術センターにも
回収ウランの輸送に際しては、通過各県警との
ただちに送られるシステムを整えた。
事前調整結果を参考にし、輸送日時は輸送日の 1
か月前に決定した後、国内法令及び地元安全協定
４.４ 到着
受入側は輸送隊の到着に先立ち、輸送隊車両の
等に基づく手続きを行った。輸送手続きの種類と
輸送日を関連させて図 2 に示す。
４.２ 輸送準備
表４ 携行資機材の例
輸送直前においては、輸送実施本部が輸送直前
における道路状況、天候情報、輸送障害の有無等
を勘案した車両への輸送物の積付可否判断及び発
・放射線測定器（α、β・γ）
・消火器
・標識
・オーバーオール
・夜間信号用ランプ
・ビニールシート、ビニール袋
・パーキングスタンド
・汚染除去剤
送前検査によるIP-2型輸送物基準との整合性確
・ゼブラロープ
認､さらに､輸送当日における再度の道路状況､天候
・無線機
その他
情報、輸送障害の有無等を勘案した輸送隊出発の
可否についての判断を行うことで､輸送に係る安全
の確保に万全を期すこととした。また、輸送関係
者間では､行動計画、休憩地による駐車方法、緊急
時の対応等輸送中の安全対処について再確認を行
ない､情報不足による不安全要因の排除を図った。
４.３ 輸送
⑴
輸送隊列
回収ウランの輸送においては、輸送物を積載し
図３ 輸送隊列
図４ 一般的な輸送隊列
図２ 輸送手続き
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人形峠環境技術センター構内への誘導、輸送隊車
の最大値は3.3μSv/hであった。この値はIP-2型
両駐車場所表示等の準備作業を行うとともに輸送
輸送物の技術基準（車両表面： 2 mSv/hを超えな
隊到着後の線量当量率等を測定し、安全性に係る
いこと、車両表面から 1 m：100μSv/hを超えな
異常のないことを確認した。なお、受入側におい
いこと）を十分満足するものであった。
ては、輸送実施本部及び輸送隊から入る輸送隊の
位置等の情報により、輸送隊受入準備作業を効率
５．おわりに
的に行うことができた。
国内初のIP-2（F）型輸送物による回収ウラン
の40回の輸送は、入念な準備と輸送実施本部（東
４.５ 異常事態等
海）
、受入側（人形）及び本社（東京：平成11年
交通渋滞による到着の遅れ、及び平成 7 年 1 月
2 月まで、以降東海）との緊密な協力体制の下で
に起こった阪神大地震の影響による大型トレーラ
実施され、これまで事故はなくすべて安全上満足
ーの通行制限等があったが、当該輸送隊にかかわ
できるものであった。また、輸送実施体制、連絡
る事故等の異常事態の発生はなく、回収ウランの
通報システムも当初の想定どおり機能することが
輸送はすべて安全に行なうことができた。
確認され、回収ウランに限らず今後の放射性物質
の輸送に適用できるものと考えられる。
４.６ 輸送回数、輸送量、線量当量率等
平成 6 年 8 月から開始した実用規模によるUF6
謝辞
転換試験に使用する回収ウランの輸送は、平成11
回収ウランを用いた実用規模によるUF6転換試
（1999）年 5 月に40回を数え、輸送量は、約300t
験は、電気事業者の協力を得て実施した。試験に
Ｕとなった。輸送開始開始から 3 回目までの輸送
使用する回収ウランの輸送は、ATS（株）を始め、
及び阪神大震災が発生した平成 7 年度の 5 回の輸
東海事業所、本社、人形峠環境技術センター、他
送はトラックで行ない、それ以外はトレーラーで
多くの関係者の協力と御尽力をにより、安全に成
行なった。
し遂げることができた。ここに回収ウラン転換試
車両表面の線量当量率最大値は14μSv/hであ
り、車両表面から 1 ｍの位置における線量当量率
験及び回収ウラン輸送に関係した皆様に感謝の意
を表します。
サイクル機構技報 No.4
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