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玉井 広史; 持地 敏郎; 千崎 雅生*; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
第41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, 2020/11
近年、我が国のプルトニウム利用の停滞及び核燃料サイクルの核不拡散・核セキュリティに関する批判が一部で増していることを踏まえ、核燃料サイクル政策の持続的発展に向け、こうした批判の妥当性を吟味し核不拡散・核セキュリティ上の観点からの課題等について検討した。
持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
エネルギーレビュー, 40(8), p.56 - 57, 2020/07
我が国が有するフルスケールの核燃料サイクルを維持するため、IAEA保障措置や核セキュリティの厳格な適用を継続することが必要である。長年にわたる核燃料サイクル、核物質管理等における技術開発の知見・経験を活かし、世界の核不拡散・核セキュリティ強化について科学性,実証性を持った効果的・効率的な推進に向け、新技術の開発や高度化、人材育成及び国際制度の改革等に積極的に取組み、国際社会からの信頼を一層醸成していくことが肝要である。
持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
エネルギーレビュー, 40(7), p.58 - 59, 2020/06
わが国は、IAEA保障措置協定や日米原子力協力協定に基づく厳格な核不拡散の確保はもとより、利用目的のないプルトニウムは持たないとの原則に基づき、内外に透明性を明らかにしつつプルトニウムの平和利用を進めてきた。今後も、核燃料サイクルを推進していくうえで、こうした施策を堅持し、当面のプルトニウム利用をプルサーマルによって維持するとともに、将来的には高速炉サイクルによって大規模かつ長期にわたるエネルギー供給および環境負荷低減を図ることが望まれ、その持続的な研究開発が重要である。
持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
エネルギーレビュー, 40(6), p.58 - 59, 2020/05
原子力平和利用の推進には安全の確保のみならず、核不拡散、核セキュリティの確保が重要であり、これまでわが国は、保障措置対応や核物質防護等に厳格に取り組むとともに、これらに関する技術開発や人材育成等を通じて核不拡散や核セキュリティ能力の強化において国際社会に貢献してきた。しかし、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に、我が国の原子力発電所の再稼働やプルトニウム利用がスムーズに進まない現状から、プルトニウム保有量の増大等に対して核不拡散・核セキュリティ上の懸念が示されている。我が国の核燃料サイクル政策に対する上記のような懸念を吟味し、また、今後の我が国の核燃料サイクル政策の持続的発展のための取組み等について取りまとめた。
田崎 真樹子; 岩本 友則*; 須田 一則; 清水 亮; 玉井 広史; 小鍛治 理紗
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02
国際原子力機関(IAEA)の核物質及び原子力施設の物理的防護に関する核セキュリティ勧告(INFCIRC/225/Rev.5)では、核物質の元素、同位体、数量及び照射の観点から核物質の種類を区分し、不法移転に対する物理的防護対策を決定することを各国に勧告している。例えば米国においては、特殊核物質(special nuclear material: SNM)の防護措置を決定する上では、IAEAの区分分けのファクターに加え、核物質の魅力度、具体的にはSNMが含まれる物質の化学的形態や濃度(希釈度)等も、SNMに対する核物質防護措置を決める一つの重要なファクターとなっている。SNMのうち、放射性廃棄物中のSNMに注目してIAEAの実施指針や米国等での核物質防護措置に係る規制等を調査するとともに、放射性廃棄物に対する核物質防護措置の最適化に係る考察を行った。
向 泰宣; 中村 仁宣; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
先進型溶液監視・測定装置(ASMS)は、貯槽内の硝酸Pu溶液に含まれるPu量を直接NDAにより測定する装置であり、現行の保障措置上の課題を改善し、次世代の保障措置ツールとして確立するために日本原燃と原子力機構が共同で2007年より開発を実施してきた。目標とする測定の不確かさは、中間在庫検認時のNDAにおける部分欠損探知レベルに相当する6%とし、MCNPX解析コード結果を踏まえ中性子検出器の設計・製作を行った。実証試験では、プルトニウム転換技術開発施設の貯槽に検出器を設置後、硝酸Pu溶液を用いた校正試験を実施した。この結果、低液位領域を除き、約3.4%の不確かさでPu定量にかかわる校正を行うことができ、目標の不確かさを満足することができた。さらに各種運転状態におけるモニタリング能力を確認した。この結果、計数値(Singles)のトレンドデータを解析することにより、従来型の液位監視装置と同様に槽間移送等の主要な運転履歴をリアルタイムで把握できることがわかった。
中村 仁宣; 向 泰宣; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2011/07
原子力機構と日本原燃は保障措置課題解決及び次世代保障措置機器開発のため、大型再処理工場における精製工程以降の高濃度プルトニウム溶液中のPu量の直接測定技術として、共同で先進溶液測定・監視システム(ASMS)を開発している。本発表では、ASMS開発の第一段階として、プルトニウムの定量に関する技術及び方法論をまとめた。詳細なMCNPXのモデル化と計算並びに硝酸プルトニウム溶液を用いた校正実施により、Pu実効質量と計数率に関する校正定数を得ることができ、その測定不確かさは約3%(2時間測定かつ低液位領域を除く)であった。この値は当初の開発目標である6%(保障措置機器達成目標)を達成するものである。本発表では、ASMSを用いた保障措置設計概念とSMMSとのASMSの協調によるメリットについても併せて示した。
向 泰宣; 中村 仁宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
JNFLとJAEAは共同で六ヶ所再処理工場向けのアドバンスドソリューションモニタリング装置を開発している。本研究では、適用性調査研究に次ぐ試験として、新しい実証用のASMS検出器を設計・製作しプルトニウム転換技術開発施設の別のプロセスタンクに設置した。適用性調査研究において設置した検出器と今回設置した検出器を用いて、運転状態の確認に関連するモニタリング能力確認試験(サンプリング,液移送,撹拌・循環,長期間測定時の安定性確認等)を実施した。その結果、既存のSMMSと比較して良好な能力と有利性が確認され、ASMSの測定結果は運転情報に起因する情報やPu量に関する情報を運転員や査察官に提供できることがわかった。また、SMMSとASMSの組合せは将来の保障措置設計において透明性を向上させるための有効なツールとなることも併せて示した。
中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2009/11
日本原燃(JNFL)と原子力機構(JAEA)は2007年より共同でASMSの開発に着手した。その目的は、主要な槽内の高濃度プルトニウム溶液中のPu量をNDAにて直接測定する技術の確立である。それにより、ASMSはPu量の直接測定や連続監視が可能となり、中間在庫検認(IIV)等におけるサンプリングや破壊分析の代替となり、安全維持を目的としたプロセス監視にも対応できる。その不確かさについては、NDAにおいて部分欠損検知可能なレベルに相当する6%以下を目標とした。ASMSの測定原理はMOX粉末のものを応用できるが、溶液の特性上、アルファ値の変動を考慮する必要がある。このため、簡易な測定システムにより、硝酸プルトニウム溶液を用いた校正試験をプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において行った。その結果、MCNP計算値と実測値(Singles及びDoubles計数率)に良い一致を得ることができた。本発表においては、解決すべき課題、ASMSの利点や検出器のセットアップ、並びに予備校正の評価結果を示す。
中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/00
日本原燃と原子力機構は共同で六ヶ所再処理工場(RRP)のための初の試みである先進的な溶液測定・モニタリング装置(ASMS)の開発に着手した。開発の目的は非破壊測定装置によりプロセスタンク中の純粋な高濃度Pu溶液に対する直接Pu量測定技術を確立することにある。仮に実現すれば、ASMSは直接測定とモニタリング能力を提供し、中間在庫検認におけるサンプリングや分析の代替となり、さらに安全のためのプロセスモニタリングが可能となる。測定不確かさの目標は6%以下(1
)であり、これはNDAによるIIVにおける部分欠損を検認するレベルと同等である。測定原理はMOX粉末に対する技術と類似しているが、溶液の特性による
値の変動に対する技術確立が必要となる。最初の試みとしては、簡素な中性子測定器を組み立てて原子力機構の転換施設において試験を行った。その設置を行う前に、MCNP計算をセルとタンク全体に対して実施した。検出器間に適切な空間を持つ2つの検出器は環状槽の中央に設置し、その後硝酸プルトニウム溶液を用いて52kgPuまでの範囲で校正試験を行った。結果的に、MCNP計算結果と測定値(Singles/Doubles)間によい一致が得られた。適用性調査研究としては、解決すべき課題を抽出する必要があった。本発表ではASMSのメリットを示すとともに、設置と検出器のセットアップについてレビューし、予備的な校正結果を考察した。
岩本 友則; 梅林 栄司; 永松 健次; 江原 里泰
38th INMM, ,
ふげんは原子炉構造の特殊性から,炉心燃料が直接検認することが出来ない「接近困難区域」を有しており,IAEAの査察目標を達成出来なかった。接近困難区域の要件としてIAEA保障設置クライテリア(基準)では,炉心を出入りする燃料のモニタ又は査察員による監視を規定している。ふげんゲ-トモニタは,この要件を満足させるために,炉心を出入りする燃料が,必ず通過する原子炉建屋アニラスエリアのトランスファ-シュートに中性子検出器,
線検出器を用いたゲートモニタを設置し査察目標の達成を可能にした。本報告は,PNC-DOE共同研究で開発し,1995年11月に設置した「ふげんゲートモニタ」の開発について,米国核物質管理学会にて報告する。
岩本 友則; 秋山 繁夫; 吉岡 正弘; 富川 裕文; 中谷 隆良
Sympoium on International Safeguards, ,
東海ガラス固化技術開発施設(TVF)で処理する,高レベル放射性廃液(HAW)の保障措置手法について国及びIAEAと協議を進めてきた結果,HAWはTVFでガラス固化体を非破壊測定措置で測定するまで,保障措置の適用が必要であるとの結論を得た。本発表においては,HAWの保障措置の適用の必要性,保障措置終了点の考え方を中心にTVFの保障措置について発表する。
岩本 友則; 橋本 裕; 戸村 和二; 永松 健次
Symposium on International Safeguards, ,
過去5年間,いくつかの非破壊測定システムは,国及びIAEAの査察実施において計量管理及び監視のためにMOX炉で使用されている。使用されているMOX炉は,常陽,もんじゅ及びふげんであり,装置の検出器には,ガンマ線検出器と中性子検出器により構成されている。装置は,非立会い査察モードで連続的に運用され,燃料の炉内への出入れに関する量的な情報と監視及び封じ込みに関する情報を得ている。
中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
no journal, ,
日本原燃(JNFL)と原子力機構(JAEA)は2007年より共同でASMSの開発に着手した。その目的は、主要な槽内の高濃度プルトニウム溶液中のPu量をNDAにて直接測定する技術の確立である。それにより、ASMSはPu量の直接測定や連続監視が可能となり、IIV等におけるサンプリングや破壊分析の代替となり、安全維持を目的としたプロセス監視にも対応できる。その不確かさについては、NDAにおいて部分欠損検知可能なレベルに相当する6%(1)以下を目標とした。ASMSの測定原理はMOX粉末のものを応用できるが、溶液の特性上、値の変動を考慮する必要がある。このため、簡易な測定システムにより、硝酸プルトニウム溶液を用いた校正試験をPCDFにおいて行った。その結果、MCNP計算値と実測値(Singles及びDoubles計数率)に良い一致を得ることができた。本発表においては、解決すべき課題,ASMSの利点や検出器のセットアップ、並びに予備校正の評価結果を示す。