保障措置対応の適切性確保及び維持に向けた活動,2; 事例研究

白藤 雅也; 長谷川 里絵; 阿久津 成美*; 丸山 創; 宮地 紀子

第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11

日本原子力研究開発機構では保障措置対応の適切性確保及び維持に向け、2020年度から全役職員を対象とした教育や関係者対象の講演会や事例研究など様々な取組みを段階的に開始・継続しており、その全体概要は第43回日本核物質管理学会にて報告した。本報告では、2022年度より保障措置関係者を対象に開始した事例研究について、全体概要、具体的事例と解説、及び受講者アンケートの評価結果を踏まえた効果について紹介する。

Efforts for appropriate responses to safeguards activities, 1; Overview

青木 里英; 白藤 雅也; 野崎 天生; 阿久津 成美*; 宮地 紀子; 中村 仁宣

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 7 Pages, 2023/05

In order to ensure transparency in the peaceful use of nuclear materials in Japan, it is important to appropriately respond to safeguards activities conducted by the IAEA/Japan. In order to strengthen activities to appropriately respond to safeguards activities, JAEA has started the following one activity of (1) for all employees in JAEA to promote understanding and raise awareness of safeguards and three activities of (2) for the employees involved in safeguards activities to appropriately respond on-site to the activities since FY2020: (1) Education on the basis of safeguards, (2-1) Lectures, (2-2) Case studies and (2-3) Standardization of procedures related to safeguards response. In Activity (1), the employees were required to understand Safeguards framework, safeguards activities and provisions of information to Nuclear Regulation Authority in Japan with developed education material, and to pass a confirmation test in FY2022. Accordingly, it was confirmed that understanding for safeguards was successfully promoted since 100% employees passed the test. In Activity (2-1), lectures were provided by experts of safeguards to make the employees reacknowledged the importance of transparency in the peaceful use of nuclear materials and the effect of inappropriate response to safeguards activities. In Activity (2-2), a material for case studies was developed including examples of inappropriate response to safeguards activities and the case studies were conducted by the employees based on the material for recognizing familiar risks of safeguards. The result of questionnaire in FY2022 indicated participants tended to become deeply understanding of familiar risk in each site through the case studies. In Activity (2-3), standard safeguards procedure for whole JAEA was developed to improve the procedures in each site based on the standard procedure and to standardize the response to safeguards throughout JAEA.

JAEAにおける核物質防護システムの調達及び品質管理等に対する取り組み

芝田 陵大; 山崎 勝幸; 山田 博之; 宮地 紀子; 中村 仁宣

第42回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/11

原子力施設の警備のために運用している核物質防護システム(以下、「PPS」という。)は、コンピュータ制御システムが使用されている。仮に、悪意を持った者がプログラムの改ざんやウイルス感染により、PPSを無効化した場合、不法行為に対する監視等が十分にできず、核物質の盗取や妨害破壊行為が引き起こされる恐れがある。本論文では、この影響を低減するために必要な調達及び品質管理等への取り組みと、その内容について紹介する。

Addressing training needs of security and safeguards implementation officers at nuclear facilities

Vidaurre, J.; 野呂 尚子; 松澤 礼奈; 宮地 紀子

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2015/07

原子力施設で働く職員は核物質の管理にかなりの責任がある。彼らは、核物質が正しくコントロールされていることを保証する必要がある。つまり、核物質の持ち出しや不正アクセスを検出し、阻止しまた、内外部の脅威から核物質を守る必要がある。同時に基本的な検証手段として核物質の計量管理を使用し核不拡散上、彼らの国のコミットメントに従う必要がある。様々なタスクを実行するためには、保障措置と核セキュリティの責任者は、それらの責務や仕事に見合った知識やスキル、姿勢を要求する。このニーズに対処するには、IAEAとその加盟国は一連のトレーニングコースを開催しており、その大多数は保障措置や計量管理に関する規制当局を対象としてきた。核セキュリティや保障措置の要件に総体的に取り組む施設の職員やオペレーターのためのコースもいくつかある。本論文では、核不拡散に集中する時代から保障措置と核セキュリティを取り巻く、今の幅広いアプローチへと変化する環境の中で、当局や施設の職員のためのトレーニングコースの進化を分析している。それは、近年いくつかの概念の発展を振り返ったり加盟国のトレーニングの焦点に関する方向性の正当化を試みるであろう。最後に、それは保障措置と核セキュリティの専門家の責務や仕事に関する計量管理において、核セキュリティや保障措置のトレーニングの強化と増加に向けたいくつかの具体的な提案をもたらす。

大型照射後試験施設における統合保障措置への移行

宮地 紀子; 勝村 聡一郎; 川上 幸男

核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2010/12

日本原子力研究開発機構(JAEA)大洗研究開発センター南地区(JNC-2サイト)の大型照射後試験施設である照射燃料集合体試験施設(FMF)は、高速実験炉「常陽」から照射済燃料集合体等を受入れて、照射後試験を行う施設である。試験を終えた切断片や燃料ピン等は、FMFから「常陽」使用済燃料貯蔵プールへ再び払出している。このFMFに対し、2010年12月から、より効率的,効果的な検認を実施するために、同じ照射済燃料を扱うFMFと「常陽」を1つのセクターとみなし、両施設間の燃料の受払いをFMFにて検認する統合保障措置を適用した。適用に際しては、受払いキャスクの動きを遠隔監視するシステムと、キャスク内容物を検認するための、次の要件を満足する検認システムを構築した。一つは検認中の査察官及びオペレータの被ばく量低減、もう一つは施設側輸送工程の遅延防止である。なおキャスク内容物検認には中性子検出法を導入した。これらにより、セクター全体として効率的・効果的な保障措置を実現した。

Development of an eddy current testing technique for inspecting inner corrosion of cladding

宮地 紀子; 勝山 幸三; 永峯 剛

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/09

照射された高速炉用燃料ピン被覆管の健全性を、非破壊で確認するための技術開発を進めてきた。本試験では、高速実験炉「常陽」で照射した燃料ピンを対象に、被覆管内面腐食の確認を目的として渦電流探傷を行い、同技術を用いた腐食探傷の可能性を検討した。非照射模擬燃料被覆管を対象とした腐食探傷の結果、周波数32kHzを用いて30m程度の腐食箇所を探傷できる結果を得た。また渦電流信号値と被覆管肉厚の間には相関があり、被覆管肉厚が減少すると信号値が大きくなる傾向を示した。「常陽」で照射した燃料ピンの腐食を探傷した結果、腐食が最大でも14mと小さく、渦電流信号から腐食箇所を確認することはできなかった。しかし、本試験では被覆管の物理的変化が、信号に影響を及ぼす可能性があることが示唆された。

照射後試験用渦電流探傷技術の開発; PFC030照射燃料ピン試験結果

宮地 紀子; 永峯 剛; 勝山 幸三; 菊地 晋; 松元 愼一郎

JNC TN9410 2003-012, 45 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2003-012.pdf:1.84MB

PFC030にて照射した燃料ピン被覆管の欠陥及び内面腐食を検出するために渦電流探傷試験を実施した。その結果欠陥、内面腐食共に渦電流信号値から検出することはできなかったが、腐食については腐食量が大きい場合、ガンマスキャンによるCs137分布を参考に、信号値から腐食箇所を特定できる可能性が示唆された。また信号値と照射後ピンの被覆管肉厚の関係は、模擬腐食ピンのデータのばらつきの範囲内であった。

Evaluation procedure for irradiation effects on 316FR for the structural design of Japanese fast breeder reactors

浅山 泰; 小井 衛; 宮地 紀子; 阿部 康弘

1999 ASME Pressure Vessels and Piping Conference, 391, p.55 - 60, 1999/00

今年中に取り纏められる「平成10年度版高速実証炉高温構造設計基準案」に適用するとともに,それ以降の大型FBR設計に反映することを目的として,新規開発材料である高速炉構造用SUS316(316FR)について,中性子照射効果評価法を提案した。まず,高速中性子(E0.1MeV)照射制限値を,350600の範囲で温度別に母材,溶接部について定めた。次に高速中性子照射制限値の範囲内で,熱中性子(E0.4eV)照射量に応じたクリープ強度低減係数およびクリープひずみ速度増倍係数を定めた。最後に,今後評価法を合理化する上での研究開発課題をまとめた。

ステンレス鋼の引張りおよびクリープ特性に及ぼす中性子照射効果

宮地 紀子; 阿部 康弘; 浅山 泰; 青砥 紀身; 鵜飼 重治

材料, 46(5), 500 Pages, 1997/05

https://doi.org/10.2472/jsms.46.500

本報告では、大型高速増殖炉で主要構造材料として使用が計画されている高速炉構造用316(316FR)に及ぼす中性子照射効果を明らかにするためにおこなった引張およびクリープ試験の検討結果をSUS304との比較を含めて報告する。引張試験結果から照射により316FRおよびSUS304の破断延性は低下し,0.2%耐力は増加することが明らかになった。これは照射により生成する照射欠陥の蓄積と密接な関係があり、その数密度が低い高温側では延性の低下及び耐力の増加割合は数密度の高い低温側に比べて小さくなった。クリープ試験結果から316FRは照射により破断時間で1/31/5に低下したが、この低下は同一照射および試験条件のSUS304の結果に比べ、小さいものであった。SUS304の照射によるクリープ特性の変化は、粒界への塊土の炭化物の析出および照射中に生成したHeの粒界への偏析によるが、316FRはある一定以上の弾き出し損傷(dpa)で照射誘起によ

高速炉燃料ピン用渦電流探傷技術の開発; 照射燃料ピン試験結果

宮地 紀子; 勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 大谷 昭*

no journal, , 

照射した高速炉用燃料ピンの被覆管は、高燃焼度に伴い、その内面がFCCI(Fuel Cladding Chemical Interaction)により削られ、その健全性に影響を及ぼす可能性がある。そのため、燃料ピン被覆管の健全性を非破壊にて確認できるように、渦電流を用いた探傷技術の開発を進めている。この技術の、照射後試験への適用性を検討するために、非照射模擬被覆管に加え、高速実験炉「常陽」で照射した燃料ピンに対して同技術を適用し、その探傷の可能性を検討した。非照射模擬被覆管(外径6.5ミリ,被覆管肉厚0.47ミリ)を探傷した結果、腐食による減肉部を渦電流にて探傷できることが確認された。また、被覆管肉厚と渦電流信号値には、肉厚が小さくなるほど信号値が大きくなるという、相関があった。一方、照射燃料ピン(外径6.5ミリ,被覆管肉厚0.47ミリ)では腐食量が小さく、該当箇所で有意な信号を検出するに至らなかった。また、渦電流信号は内面腐食とは無関係に変化しており、今後、その原因について分析するとともに、さらにデータの拡充をはかり、照射後試験への適用性を検討していく。