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報告書

情報セキュリティ教育教材集

矢城 重夫; 青木 和久; 佐藤 智彦; 丹治 和拓

JAEA-Review 2013-038, 123 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-038.pdf:23.19MB

業務のIT化の進展は著しく、ITインフラ(ネットワーク環境や情報システム)は業務推進のライフラインとしてなくてはならないものとなった。一方、ITインフラを取り巻く環境の変化に伴いサイバー攻撃の脅威がグローバル化し、各種情報システムへの不正アクセスやウイルス感染、Webサイトの改ざん等の情報セキュリティインシデントが急増、業務に係わる機微情報の漏えいやシステムの破壊等、情報セキュリティ上のリスクが高まっている。日本原子力研究開発機構においても情報セキュリティに関する対策は重要課題となっており、システム計算科学センターでは、情報セキュリティ上の脅威から情報資産を守るため、(1)情報セキュリティ関連規程類の整備、(2)情報セキュリティ機器の整備・運用、(3)情報セキュリティ教育の実施、を三位一体として取り組んでいる。本報告書は、情報セキュリティ対策の取り組みの一つである情報セキュリティ教育について、eラーニングにより実施している内容を教材集としてまとめたものである。

論文

「ふげん」廃止措置のための残存放射能量の評価

北村 高一; 林 宏一; 森下 喜嗣; 丹治 和拓*

放射線, 34(1), p.53 - 63, 2008/01

廃止措置を実施していくにあたっては、施設の残存放射能量を可能な限り精度よく評価したうえで、公衆の被ばく線量や放射性廃棄物の発生量等の安全性評価を実施し、適切な解体撤去方法・手順等に反映していくことが重要である。「ふげん」は、一般軽水炉と異なる原子炉構造であり、施設内の放射能量を推定する知見が比較的少ないことから、放射化量評価においては、原子炉運転中の段階から取得した数多くの中性子束分布や試料採取による実測データと解析値との比較評価をし、解析値の妥当性を検証すること、汚染量評価においては試料採取のほか、記録による汚染履歴調査等の幅広い調査等を反映して評価することが必要である。「ふげん」がこれまでに実施してきた廃止措置のための残存放射能量の評価手順及び結果について報告する。

報告書

臨界実験装置廃止措置のデータベースの拡充(その1)に係わる調査

宮坂 靖彦*; 福村 信男*; 渡辺 正秋*; 丹治 和拓*

PNC-TJ9410 98-001, 170 Pages, 1998/09

PNC-TJ9410-98-001.pdf:8.4MB

本報告書は、将来臨界実験装置「DCA」の廃止措置解体計画書立案に資するため技術的検討、放射線強度分布および放射能インベントリの予備的評価を行ったものである。廃止措置に係わる技術的検討結果から、廃止措置の方針は、原子炉停止前に少なくとも1$$sim$$2年前に決定し、臨界実験装置の特徴である中性子束レベルが低いことを考え燃料、中性子源、重水および建家の再利用が得策であることがわかった。放射線強度分布の評価は、最新の断面積ライブラリーJENDL3.1を組み込んだ1次元輸送コードANISN-JRおよび2次元輸送コードDOT3.5を用い、炉心を含んだDCA炉室内の高さ25m、直径19m(2次元円筒モデル)の全領域を対象として計算することにより実施した。この結果炉心タンクの外表面での最大熱中性子束は、約10の8乗n/cm2・sec(1kw時)、炉室1階天井では約10の6乗n/cm2・sec、生体遮蔽体である炉室扉内側では10の3乗n/cm2・sec、床表面では約10の4乗n/cm2・secが得られた。これらの値は、エリアモニター実測値から評価した値とオーダー的に一致する。放射能インベントリ評価は、放射性核種生成崩壊計算コードORIGEN-MDにより、上記で得られた中性子束の評価値を用い、炉心構造材の主要核種についてその生成量を計算することにより実施した。その結果半減期の比較的長い3Hの重水減速材中で、比放射能は、約1.5Bq/g、構造材の60Coで最大約1.4$$times$$10の-2乗Bq/gでIAEAのドラフト案での無条件クリアランスレベル以下となった。一方、運転停止直後の全放射能インベントリは約5.6$$times$$10の11乗Bqとなったが、これらはいづれも半減期の短い核種で占められているが、半減期が10数年程度のトリチウムの放射能量は、4.2$$times$$10の6乗Bqとなり、冷却期間が長くなると無視できなくなる。

口頭

「ふげん」放射化量計算へのモンテカルロ・コードの適用性研究

北村 高一; 丹治 和拓*; 森下 喜嗣; 林 宏一; 畦倉 和雄*; 内藤 俶孝*

no journal, , 

モンテカルロ・コードMCNPを用いて新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」とい)の原子炉廻りの中性子束及び核種の反応率を計算し、炉心内物質の原子数密度を体積平均した均質炉心モデルと、カランドリア管構造を考慮した非均質炉心モデルの結果を比較し、計算手法の適用性を評価した。

口頭

「ふげん」放射能インベントリ評価,12;「ふげん」用ORIGEN-2放射化量評価システムの開発

北村 高一; 丹治 和拓*; 森下 喜嗣; 林 宏一; 山口 勝義*; 斉藤 邦義*

no journal, , 

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という)の解体廃棄物の放射化放射能計算のため、「ふげん」用にORIGEN-2を適用した放射化量評価システム(以下ふげん用ORIGEN-2という)を開発し、「ふげん」の運転中に測定された放射化量と比較し、評価システムの妥当性を検証した。

口頭

「ふげん」放射化量計算へのモンテカルロ・コードの適用性研究,2

北村 高一; 森下 喜嗣; 林 宏一; 丹治 和拓*; 畦倉 和雄*; 内藤 俶孝*

no journal, , 

新型転換炉ふげん発電所の廃止措置を安全かつ合理的に実施するためには、原子炉廻りの放射化量を精度よく評価しておくことが重要であり、原子炉廻りの放射化量を評価するための中性子束評価手法の信頼性向上,高度化を目的としてモンテカルロコードの適用性研究を行っている。これまでの研究において、ふげんの炉心構造をモデル化して計算を行い、炉心廻りの評価において本コードが適用できる見通しを得ているが、今回、原子炉本体から離れた場所においても精度よく計算できるよう検討を行ったのでその結果について報告する。

口頭

「ふげん」廃止措置のための残存放射能量の評価

北村 高一; 林 宏一; 丹治 和拓*; 森下 喜嗣

no journal, , 

「ふげん」廃止措置を安全・確実に実施していくにあたり、発生する放射性廃棄物量の評価,公衆の被ばく線量等の安全評価を実施することが求められており、その基礎データとなる原子炉施設内の残存放射能量を可能な限り精度よく評価しておくことが重要である。「ふげん」がこれまでに実施してきた廃止措置のための残存放射能量の評価手順及び結果について報告する。

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