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報告書

NRTA data processing system: PROMAC-J

猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫

JAERI-M 93-182, 160 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-182.pdf:3.31MB

NRTAデータ処理システムを開発した。本システムは東海再処理工場における実証試験を通してその有効性、実用性及び信頼性が確認されたモデルを基に、最終的な改良を加えた新しいバージョンである。改良の主な点は凡用性の付与にある。本報告書は、システムの利用マニュアルであると同時にNRTAで用いられている統計分析などの数学的基礎についても略述しており、本システムを使用してNRTAを実施する者が他の文献を参照することなく内容の理解をある程度は行えるように配慮してある。尚、本研究はIAEA支援計画(JASPAS)のJB-1 Taskとして実施していたものであり、本報告書はその報告書としても使われる。

論文

Development of a near real time materials accountancy data processing system and evaluation of statistical analysis methods using field test data

井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 小森 芳昭*

Nuclear Safeguards Technology 1986,Vol.1, p.341 - 352, 1987/00

ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)で得られるデータをミニコンピュータを用いて貯蔵し、かつ処理する実用的なシステムを開発した。このシステムでは保障措置に関係する3機関(IAEA、科技庁、施設)が同一のコンピュータを使用し、かつ基本的な計量管理データを共通のデータベースに保存し共用している。また、データ入力は会話型であるので、システムの取扱いが簡便である。このシステムを用いて、昭和53年以来蓄積されてきたNRTAデータの統計解析を行った。入出力計量に係わるバイアスを推定、未測定在庫の評価を行ってデータを補正し、転用検値感度の解析を行って各種統計検定手法の実用性を検討評価した。また、昭和60年のNRTA実証試験データを用いて、検認活動を模擬するデータ解析を行い、各物質収支ごとに異常を示す徴候がないかどうかを判定した。これらの解析を通じ、開発したシステムの有効性が実証された。

報告書

An Advanced Safeguards Approach for a Model 200t/a Reprocessing Facility, Part I; Description and Discussion

J.E.Lovett*; 猪川 浩次; 堤 正順*; 沢畑 稔雄*

JAERI-M 83-160, 84 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-160.pdf:2.57MB

TASTEXプロジェクトで開発してきたNear-Real-Time計量管理を基本とする改良保障措置アプローチを開発した。このアプローチの基本的考え方は、使用済燃料受け入れ区域(MBA-1)に対してはクレーン・モニタリング・システムを、プロセス区域(MBA-2)と製品貯蔵区域(MBA-3)に対してはNear-Real-Time計量管理システムを主要手段とする保障措置アプローチを採り、補完的手段としてMBA-2および3に対してはプロセス・モニタリングを採用するというものである。このアプローチは各MBAにおける転用の可能性を検討して、これに対抗するものとして考察された。本研究は、1978年のTASTEXプロジェクト以来続けてきた東海再処理工場の改良保障措置研究の一環であり、本報告書はその成果の一部(第2部は有効性評価 Draft-1)をまとめたものであると共に、改良実施に対する具体的提案となっているものである。

報告書

Study of the Application of Near Real Time Materials Accountancy to Safeguards for Reprocessing Facilities

猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 平田 実穂; 桜木 広隆*; 井戸 勝*; 沢畑 稔雄*; 堤 正順*; 岩永 雅之*; 陶山 尚宏*; et al.

JAERI-M 83-158, 263 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-158.pdf:7.35MB

TASTEX Task-Fの基本的目的は、near-real-time核物質計量の考え方が小規模ないし中規模の再処理施設に対して適用出来るかどうかを、東海再処理施設をモデル施設として使いながら検討するということであった。1978年から1979年の間は、PNC東海工場のシミュレーション用数学モデルの作成、およびそれを用いた計量管理シミュレーションによる有効性評価研究を実施し、さらに1980年4月からは提唱したNear-Real-Time核物質計量管理モデルの現場試験を実施して、N.R.T.核物質計量が再処理施設に有効に適用しうることを示した。

口頭

Safeguards system for Monju

堀 雅人

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」の技術仕様、保障措置上の特徴、保障措置システムを概説し、2重C/Sとリモートモニタリングの適用により、効率的な保障措置がもんじゅに適用されていることを説明する。

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