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角 美香; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 鈴木 徹; 久野 祐輔
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2010/12
核燃料サイクル施設の長期的安定運転には、IAEA保障措置協定の要求を満たすことが不可欠である。そのためには核物質の計量管理を的確に実施していくことが基本であり、高い測定精度で分析が可能な破壊分析(DA)が必須である。今後、核燃料サイクルの本格化によって、Pu取扱量が増大することが想定されており、DAに対する精確さの維持・向上への要求は一層高まると予想される。長期的に安定した計量・保障措置分析の品質レベルを維持する体制を構築することを目的に、日本原子力学会に核物質管理学会協賛のもと「計量保障措置分析品質保証」特別専門委員会」が設けられた。核物質計量保障措置分析,標準物質,統計,品質保証等の各専門家が集い、主たるPu・Uの計量分析法である同位体希釈質量分析法の委員会規格の策定、現在原子力機構で進めているPu標準物質作製への支援,DAの品質保証のために今後実施すべき項目のとりまとめ等が実施された。
Lee, C. G.; 鈴木 大輔; 江坂 文孝; 間柄 正明; 木村 貴海; 篠原 伸夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/12
保障措置環境試料パーティクル分析では分析対象粒子の選択が重要である。本研究では、パーティクル分析において粒子検出法の高度化の目的で、スワイプ試料から回収した粒子の中から高濃縮度のウラン粒子を選択的に検出できる方法を開発した。本法は次のような三つの要素技術で構成されている。(1)スワイプ試料からの粒子回収のための2段式粒子回収法、(2)フィッショントラック(FT)検出器のエッチング時間の制御、(3)フィッショントラックの形状と粒径の比較。濃縮度別検出法の開発は保障措置上重要な高濃縮度のウラン粒子の選択的検出に焦点を置いた。天然組成と10%濃縮ウラン粒子を混合した試料を作製し、開発した方法の実証実験を行った。その結果、FT検出のためのエッチング時間の制御に加えて、FT形状とそれに対応する粒子の大きさを比較することにより、10%濃縮ウランを選択的に検出できることが示された。本法は保障措置環境試料パーティクル分析の有効な手法として期待される。
中道 英男; Beddingfield, D. H.*; 中村 仁宣; 向 泰宣; 栗田 勉
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/12
分散線源関係解析法(DSTA)は、評価空間中における中性子を発生する物質の位置とその強度に関する情報が得られる。グローブボックス(GB)内のホールドアップの位置や量の特定のためにDSTA法が利用できることに着目し、MCNPX計算による線源と空間の関係を適用したグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)を開発した。これをクリーンアウトに利用することで、MOX粉末の効率的な回収が可能となるほか、未測定在庫の減少、さらには作業員の被ばく低減も期待できる。BCATの実証のため、実際のGB周囲で中性子測定を実施した。その結果、経験的に想定されるホールドアップのより具体的な位置や量の特定のみならず、新たなホールドアップも発見することができた。この知見は効率的なクリーンアウト手法を提供するものであり、施設全体の計量管理の改善に寄与するものと考えられる。
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。
井上 尚子; 川久保 陽子; 瀬谷 道夫; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 千崎 雅生
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/12
2002年12月に第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護作業グループ(PR&PP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性と核物質防護の評価手法開発・検討を行ってきた。指標と尺度の検討、パスウェイ解析手法による評価手法枠組の確立、仮想的ナトリウム冷却高速炉システム(ESFR)を用いたデモンストレーションスタディと3つの評価アプローチの開発、4つの脅威シナリオを用いたESFRケーススタディ、GIFの6つの炉型ごとのシステム運営委員会(SSCs)との共同研究、IAEAが主催する革新的原子炉及び燃料サイクルに関する国際プロジェクト(INPRO)の核拡散抵抗性評価手法との調和研究等、活発に検討・開発が国際コンセンサスベースで進められてきた。本論文ではGIF PR&PP WGの核拡散抵抗性評価検討状況を紹介し、日本の次世代原子力システム開発の観点からの課題と方向性について考察する。
線の核共鳴蛍光散乱による使用済燃料中Puの非破壊測定のための要素技術開発の現状羽島 良一; 沢村 勝; 永井 良治; 西森 信行; 早川 岳人; 静間 俊行; 菊澤 信宏; 藤原 守; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/12
われわれは、レーザーと電子ビームのコンプトン散乱で発生させる単色でエネルギー可変の線の核共鳴蛍光散乱を利用する、水中の使用済燃料中のPu-239の非破壊測定手法を提案している。この測定法は、透過力の高い約2MeVの線を利用して、水中に保持された使用済燃料中のPu-239の量をプール壁の外側から非破壊で測定する手法であり、このような線を効率よく、かつ高強度で発生するためには、大電流の電子ビームを加速できるエネルギー回収型リニアック(Energy-Recovery Linac: ERL)が最適な装置である。本報告では、線源構成要素の開発状況,実証実験の提案について報告する。
線の核共鳴蛍光散乱による鉛同位体とウラン238の計測早川 岳人; 静間 俊行; 羽島 良一; 菊澤 信宏; 藤原 守; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 5 Pages, 2010/12
単色でエネルギー可変という特徴を有するレーザーコンプトン散乱線をプローブとし、核共鳴蛍光散乱によってPu-239及び任意の核種を非破壊で測定する手法を提案している。この方法は、透過力の高い約2MeVの線を利用して、水中に保持された使用済燃料中のPu-239の量をプール壁の外側から非破壊で測定する手法で、水中で数十cm離れた位置の使用済燃料集合体の個々の燃料ピン中のPu-239量が計測可能となる利点を有している。本発表では、システムの概要,基礎研究,GEANT4を用いたシミュレーション結果から導かれたPu-239の検出精度について述べる。
線を利用した非破壊測定装置の次世代核燃料サイクル計量管理・保障措置検認への適用可能性瀬谷 道夫; 羽島 良一; 西森 信行; 菊澤 信宏; 早川 岳人; 静間 俊行; 藤原 守
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/12
エネルギー回収型リニアック(ERL: Energy Recovery Linac)をベースとするレーザー・コンプトン散乱(laser Compton scattering)X/線は、エネルギー可変でありながら高輝度でエネルギーがほぼ一定という特性を有する。このX/線源は、次世代核燃料サイクル施設での核物質計量管理・保障措置において、多様な非破壊測定(NDA)への応用が可能である。110-130keV領域のX線は高速のハイブリッドKエッジ濃度測定(HKED)に、1-3MeVの線は、核共鳴蛍光(NRF: Nuclear Resonance Fluorescence)散乱を利用する使用済燃料,ガラス固化体及びハルドラム中のPu(及びアクチノイド)同位体量のNDAに使用可能である。1-3MeVのLCS-線は、また、核共鳴蛍光散乱反応断面積データの整備とともに、溶液,固体,粉末中のPu等の同位体比NDAにも適用できる。本報告では、仮想的次世代核燃料サイクル施設におけるLCS-X線/線源利用NDA装置の配置案等についても紹介する。
和泉 圭紀
no journal, ,
1977年4月にカーター大統領が公表した厳格な核不拡散政策及びこの核不拡散政策に関する米国政府関係者による追加説明により、当時我が国で建設が進められていた東海再処理施設における使用済燃料再処理のためには、1968年日米原子力協力協定第8条に基づく当該再処理施設における効果的な保障措置適用性(Safeguardability)に関する日米両国の共同決定の必要性がクローズアップされた。この日米両国による共同決定に向けて、1977年4月から9月に至るまで三次に渡る日米再処理交渉が行われ、1977年9月に両国政府による「共同決定」を含む東海再処理施設の運転条件が合意された。本交渉の結果、カーター大統領が公表した厳格な核不拡散政策にもかかわらず、条件付きとはいえ、東海再処理施設の運転が認められた形で合意された理由はどこにあるのか、米国政府内における政策判断について、公開された米国公文書をもとに考察を加える。
蜷川 純一; 長谷 竹晃; 浅野 隆; 藤原 茂雄
no journal, ,
プルトニウム燃料製造施設(PFPF)は、「常陽」、「もんじゅ」の燃料製造を通じ、MOX燃料製造技術開発及びその実証を行っている。PFPFは、燃料製造能力の向上及び大量のプルトニウム取扱いに伴う作業員の被ばくの低減のため、遠隔・自動の燃料製造システムを積極的に導入した。これにより、保障措置の観点からは、査察時の核物質への接近が困難となるデメリットが生じることが予想された。そこで、JAEAは、施設設計段階から施設操業と保障措置とを両立させた保障措置アプローチ概念を検討し、その結果をもとに先進的保障措置システムを開発した。これにより、施設操業への影響を最小限に留め、保障措置の効率及び効果を向上させた。さらに、これらの取組みは、2008年8月よりPFPFを含むJNC-1サイトに適用された統合保障措置アプローチの開発に大きく貢献した。本報告では、PFPFにおける"Safeguards by Design"の経験及びその効果について述べる。
北村 隆文; 田所 昇; 大内 祐一朗; 柴田 寛
no journal, ,
原子力基盤研究及び核燃料サイクルを推進している原子力機構は、その前身の日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構(動力炉・核燃料開発事業団)の時代より高速炉用MOX燃料や粉末、試験研究炉用の照射済MOX燃料やウラン燃料要素など、多種多様な核物質の輸送経験を培ってきた。本論文では、MOX燃料及び粉末の輸送における経験を紹介するとともに、輸送方法に関する技術及びシステムや、国内外の傾向を踏まえ策定した緊急時計画及び品質保証などに触れつつ、MOX輸送の将来展望について考察する。
静間 俊行; 羽島 良一; 早川 岳人; 藤原 守; 瀬谷 道夫
no journal, ,
溶液中に含まれる核物質を非破壊で分析する方法として、ハイブリッドKエッジ濃度計(HKED)が用いられている。われわれは、分析の迅速性や精度の向上を目指し、エネルギー回収型リニアック(Energy recovery linac: ERL)を用いたHKEDシステム(Advanced HKED)を提案している。本システムでは、レーザー光とERL加速器から得られる高品質の電子ビームとのコンプトン散乱を利用し、大強度の単色X線を生成する。本報告では、単色X線を仮定したK殻吸収及び蛍光X線放出の応答スペクトルのモンテカルロシミュレーション分析結果について述べる。
綿引 優
no journal, ,
核物質等の不法取引や核・放射性物質を伴う破壊破棄行為の際に押収又は採取された核燃料等を分析し、その出所、履歴、輸送経路、目的を特定する核鑑識技術は、不正取引や核テロを効果的に防止するうえで極めて重要な技術である。2010年4月、米国のオバマ大統領の呼びかけで開催された核セキュリティサミットにおいて、核テロ対策を強化するために核鑑識技術等に関する情報を国際的に共有することが合意され、また、同サミットにおいて鳩山前総理が、日本は、核鑑識技術を3年以内に確立し、国際社会と共有することを表明した。我が国における、核鑑識にかかわる技術の確立と、この分野の国際協力及び国際的なネットワークの構築に寄与するために、原子力機構としては、核鑑識としておける核物質・放射性物質関連分析測定等にかかわる対応整備を実施することを考えている。