JOURNAL ASIA

日本の高レベル放射性廃棄物のゆくえを追う

ガラス固化の近況・プルトニウム輸送


再処理のガラス固化とプルトニウム輸送について。



最近まで、プルトニウム輸送に関して、こんなに動きがあったとは正直知らなかった。

世界中が反対している中、日本が強行したプルトニウム輸送だったが、各国はあれだけ騒いだのに、まだ日本が一度も使用すらしていないことに腹を立てているという。そして、今現在も各国の批判は大きいという。

それもそのはず、輸送に際し、物が物なだけに危険を伴い、各国はそれに晒されるわけで、日本だけの問題ではないのは言うまでもないからだ。



しかし、実際今月6日にフランスのアレバNC社が加工したMOX燃料がフランスのシュルプール港を出港した。

プルサーマル計画:MOX燃料、日本へ フランス出航--電力3社が発注

↑ニュースは地味にされてた。







3月4日の未明、アレバ社があるラ・ハーグからシェルブールまで陸路で燃料が運ばれている時の警備と反対行動 撮影:グリーンピース



去る2月、国交省大臣宛に要望書が届いた。

「MOX燃料輸送中の臨界事故を憂慮する全国の市民」からだ。



このようなことが危惧されるのには理由がある。



2007年に開かれた「放射性物質の容器(梱包)と輸送に関する国際シンポジウム(PATRAM2007)」において、新たな提起がされた。核燃料輸送事業者である国際団体WNTIのLyn M.Farrington氏の論文で、それによると、加圧水型燃料集合体は9m落下によって、かご状に変形し、最下支持格子が壊れると、一番下の区分では、燃料棒1本あたり3mmの変形があるという。



問題点を簡単に列挙する:



・燃料棒1本あたり3mmの変形では、中性子倍増率が1を超えて臨界。



・1本あたり1mmの変形でも、0.96を超え、日本原子力学会の基準0.95を超え、実質的に臨界の危険有。



→つまり、1mmであろうと、まして3mmであろうと、「変形」の事実がもたらすと考え得る「臨界」の可能性/危険性は大きく、現実的なものであること。



★温度模擬の問題:



北海道庁公表資料によると、輸送容器の中にある実際の燃料は最大で300℃になり、構成材料が弱くなる。金属材料は温度の上昇に伴い、材質に応じて強度が低下、燃料集合体の構成部材の強度は、場所により4割~9割程度に低下する。また、



【国交省告示別記第1条】

「試験しようとする放射性物質等をできるだけ模擬した供試物を9mの高さから落下させること」



という法律がある。



→しかしながら、

事業者の試験では温度を模擬していない。=法律(上記)を満たしてないといえるのではないか。



上げられている疑問点:



・論文の提起を受け、改めて日本の事業者は同年12月から翌08年3月に試験と解析を行った結果、平均0.5mmの変形で、中性子倍増率は、九電が0.864、四電が0.862。

しかし、06年に四電が審査をパスした際は0.928だったことから、再試験の際、審査時と

は別の対象を解析したのではないか。



・関電の06年の申請書における解析値は0.928だった。しかし、97年では0.945。

基本的に同じ対象であるのに、なぜ値が下がったりなど変わるのか。

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