Development of safeguards system simulator composed of multi-functional cores

多機能コアを有する保障措置システムシミュレータの開発

鈴木 美寿; 井原 均

Suzuki, Mitsutoshi; Ihara, Hitoshi

大型の先進再処理施設においては、Puの取扱量が増大することにより、保障措置クライテリアの計量管理基準の達成が課題となる。核物質の転用が無いことを証明するためには、多量の化学分析や査察活動が必要となり、高コスト要因となっている。封じ込め・監視,プロセスモニタ,Cmバランス等が用いられているが、定量的な規制基準・定式化が為されていないために、費用対効果を考えることが困難である。核不拡散センターでは、保障措置システムシュミレータの開発に着手した。シュミレータの近実時間計量管理コアは既に開発が済み、各種施設の計量管理特性を調べた。ウエーブレット展開を利用した多変量・多重尺度コアを開発して、異常検知手段への適用性を評価した。多目的関数コアの考えを、確率論的リスク解析による保障措置の定式化に適用し提案する。また、流量計や非破壊検査機器は、費用対効果の観点から優れていることを示す。将来の展開として、目的指向型の仮想設計モデルをシュミレータに組み込み、コストパフォーマンスに優れたシステムの開発及び仮想的に建物の内部を歩くことが体験できるようなモデル開発を目指す。

The large Pu throughput in an advanced reprocessing plant comes with the inevitable requirement of NMA. A large amount of sampling analysis result in a great cost to verify no undeclared use of Pu. In addition to NMA, C/S, PM, and Cu balance measurements have been used for SG systems. However, no quantitative formalism has been developed to date. Therefore, it is difficult to evaluate a cost-effective performance. In order to design an advanced SG system, JAEA has started to develop a SG system simulator. One core of the simulator for the NMA component is composed of a NRTA code that has been developed. In addition, a multivariate and multi-scale core has been developed. A concept for a multi-objective core is proposed for the SG formalism. Also, flow meter and NDA can be more broadly applied to the system. In future work, a virtual design model will be developed in the simulator.