検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 27 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

核燃料施設におけるセキュリティ対策,2; サイバーセキュリティにおける内部脅威対策

河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11

近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。

論文

Introduction and implementation of physical protection measures including trustworthiness program at Tokai Reprocessing Facilities

中村 仁宣; 木村 隆志; 山崎 勝幸; 北尾 貴彦; 田崎 隆; 飯田 透

Proceedings of International Conference on Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities (Internet), 9 Pages, 2018/09

東電福島第一発電所の事故の教訓及びIAEAの核セキュリティ関連指針(INFCIRC/225/Rev.5)を踏まえ、2012年3月に原子力規制関連法令が改正され、原子力施設事業者に新たな規制要件が提示された。東海再処理施設においては、2014年3月までに全ての要件を満足するよう防護措置の改善を完了した。これらの措置は、当施設のセキュリティレベルの向上及び施設の潜在的な安全上のリスクの削減に貢献するものである。一方、2016年に個人の信頼性確認制度に係る新たな規制が導入され、東海再処理施設においては、防護区域(区分I及びII)、PP管理室、第2PP管理室への入域者及び核物質防護情報(秘密情報)を取り扱う従業員に対して当該制度を適用する。この制度は、妨害破壊行為や特定核燃料物質の不法移転及び核物質防護情報の漏えいに対する内部脅威者となりうる可能性がある者が対象であり、2017年秋の施行を予定している。さらに、核セキュリティに係る措置の確立と同様に、全従業員を対象とする核セキュリティ文化醸成も課題であった。東海再処理施設では、実際のセキュリティ事案をもとにした小グループ単位による事例研究や核セキュリティ啓蒙ポスターの作成・掲示等の核セキュリティ文化醸成活動を継続している。本報告では、東海再処理施設における核物質防護措置の概要と今後の効果的な防護措置に係る取組みについて議論する。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Development of gamma spectra detector for high active liquid waste

関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 富川 裕文

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2018/07

再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。Puモニタリングに適用可能な$$gamma$$線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いて東海再処理施設の高放射性廃液のコンクリートセル内で、同廃液に対し800keV以上の$$gamma$$線スペクトル測定を実施したところ、Eu-154由来と考えられるピークを検出した。この測定結果は、中性子の測定結果とMCNPシミュレーションを組み合わせ、Puモニタリング技術開発へ適用していく。本発表では、検出器の選定,設計、$$gamma$$線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価について報告する。本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

論文

Discussion of effective insider threat mitigation method at reprocessing plant

中村 仁宣; 北尾 貴彦; 山田 博之; 河野 壮馬; 木村 隆志; 田崎 隆

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

To reduce security risks by outsider and insider, JAEA is on-going to raise the security level in accordance with the Japanese domestic regulation for reprocessing plant and through constant voluntary improvements. In the reprocessing plant, since a large amount and several types of nuclear material (NM) are handled, the effective physical protection measures have to be considered them for the unauthorized removal and sabotage appropriately. For the insider, since effective and timely detection manner is applied to a part of inner areas and it seems to be very difficult to doubt our employee at the viewpoint of common sense, we are thinking that applying several effective physical protection measures comprehensively as one of rules are very effective. In Tokai Reprocessing Plant, to reduce insider risks, implementation of many security culture efforts for employee and executive managers, implementation of trustworthiness program including observation of acting, implementation of surveillance to inner area, etc. by camera, access control, introduction of two person rule and implementation of planned education and training, etc. are being conducted. By engaging those measures, we believe that the security risks by insider can be minimized. In this paper, we introduce our insider mitigation methods and discuss their effectiveness and best approach for enhancing the security in the reprocessing plant.

論文

グローブボックスフィルターケーシングの腐食原因と補修技術

森 英人; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 北尾 貴彦; 駿河谷 直樹

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.132 - 138, 2014/07

東海再処理施設のグローブボックスフィルターケーシングに腐食による微細な貫通孔が生じた。調査の結果、貫通孔周辺は、溶接時の熱影響により鋭敏化が進み耐食性が低下していたことに加え、塩素を含む湿潤環境の影響により、腐食が進行したことが原因として考えられた。このため、貫通孔を含む周辺部位を撤去し、新たに製作したケーシングの一部をTig溶接により接続した。本件ではこれら一連の作業内容について報告する。

論文

東海再処理施設における分析設備の保守

鈴木 久規; 永山 哲也; 堀籠 和志; 石橋 篤; 北尾 貴彦; 駿河谷 直樹

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.214 - 219, 2014/07

東海再処理施設は、使用済み燃料からウランやプルトニウムを抽出する技術開発を行っている。この中で分析設備は、1977年から使用を開始しておりプロセスの管理分析を担っている。各プロセスから得られたサンプルは、高放射性試料分析用セルライン設備、低放射性試料分析用グローブボックス設備、極低レベル試料分析用ヒュームフード設備を使用して、様々な分析手法によって分析を行っている。本報告では、これまで実施してきた分析設備に対する保全実績として、幾つかの作業実例を紹介する。

論文

MOX燃料再処理における溶媒劣化; Pu精製工程における溶媒劣化とその影響

川口 芳仁; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 大森 栄一

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.221 - 229, 2009/09

東海再処理施設では、30% TBP/n-ドデカンを用いるピューレックス法を用いて、使用済燃料からウランやプルトニウムを抽出している。TBPはおもに、放射線,抽出されている元素,酸による加水分解によりDBP, MBPに劣化する。本研究では、DBP生成速度式の算出,MOX燃料再処理時の工程内DBP濃度の調査,20日間工程停止時の工程内DBP濃度の調査を実施した。その結果、DBP生成速度式(T=47.3W+0.05[Pu]+0.1)が算出され、また、MOX燃料処理時の工程内のDBP濃度は91ppm、20日間工程停止時のDBP濃度は2000ppmであったが、その後の工程運転には影響がなかった。

論文

保障措置分析のためのネオジムを内標準物質とした吸光光度法による高放射性廃液中のプルトニウムの定量

田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 北尾 貴彦; 雛 哲郎; 檜山 敏明

第25回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.120 - 127, 2004/00

東海再処理施設では、高放射性廃液中に含まれる、微量のPu(数十$$sim$$数百mg L$$^{-1}$$)を検認するための分析法として、同位体希釈質量分析法(Isotope Dilution Mass Spectrometry; IDMS)を適用している。IDMSによる分析は、操作が煩雑であるとともに、査察側が、施設で収去した高放射性廃液試料の一部を保障措置分析所へ輸送して測定を行う必要があることから、検認の適時性を確保することが困難であった。そこで、この問題を解決する分析法として、操作が簡便で迅速な測定が期待できる吸光光度法の適用を図った。また、Ndを内標準物質として利用することにより、Puを定量する方法を採用し、本検認分析のオーセンティケーション手法を提案した。基礎試験を経た後、高放射性廃液試料を用いて、本法とIDMSによる並行分析を実施した結果、両者は良好に一致し、実査察における検認分析法としての適用の見通しが得られた。

論文

Determination of Plutonium in High Active Liquid Waste of Reprocessing Plant by Spectrophotometry using Neodymium as an Internal Standard

駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 北尾 貴彦; 雛 哲郎; 檜山 敏明

Proceedings of 45th INMM Annual Meeting, (112), p.33 - 34, 2004/00

再処理施設における高放射性廃液中に含まれるPuの濃度を、迅速かつ正確に測定する手法を開発した。本法は、Ndを内標準物質とした吸光光度法を応用したもので、従来の分析法である同位体希釈質量分析法に変わる保障措置のための測定技術としての適用が期待できる。本報告では、測定原理及び実試料を用いた試験の結果について述べる。

論文

Determination of Plutonium in High Active Liquid Waste of Reprocessing Plant by Spectrophotometry using Neodymium as an Internal Standard

駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 雛 哲郎; 檜山 敏明; 北尾 貴彦

45th Annual Meeting of the INMM, 8 Pages, 2004/00

再処理施設における高放射性廃液中に含まれるPuの濃度を、迅速かつ正確に測定する手法を開発した。本法は、Ndを内標準物質とした吸光光度法を応用したもので、従来の分析法である同位体希釈質量分析法に変わる保障措置のための測定技術としての適用が期待できる。本報告では、測定原理及び実試料を用いた試験の結果について述べる。

報告書

Confirmation of the availability of an analytical technique, Pu(VI) spectrophotometry for HALW; Technical Support for the Joint IAEA/Japan On-site Analytical Laboratory at the Rokkasho Reprocessing Plant (JASPAS JU-01-01)

北尾 貴彦; 佐藤 宗一; 久野 剛彦; 山田 敬二; 綿引 優; 鎌田 正行

JNC-TN8410 2003-014, 29 Pages, 2003/11

JNC-TN8410-2003-014.pdf:1.82MB

IAEAが六ヶ所再処理工場保障措置分析所(On-site Analytical Laboratory)において高放射性廃液(以下、HALWという)中の微量プルトニウム(以下、Puという)濃度分析法として適用を検討しているPu(Ⅵ) 吸光光度法について、東海再処理工場のHALWを用いた比較検討試験を実施した。本検討ではPu(Ⅵ)吸光光度法におけるPu(Ⅵ)吸光度定量方法として、(1)検量線法、(2)Nd内標準法、(3)還元法を検討した。検討用試料は東海再処理工場にて発生したHALW溶液を採取し、固相抽出操作によってPuを完全に除去した後、既知量のPuを添加することによって調製した。この溶液の吸光スペクトルを測定し、3種類の定量方法を用いた測定結果について正確さ及び精度を評価した。各定量方法の試験結果等について以下に示す。(1)検量線法: 測定に必要な試料は1バッチあたり1試料のみでよく、前処理操作は簡便である。調製値と測定値は良好に一致した。(2)Nd内標準法: 調製値に対して検量線法よりも正確な測定値が得られた。本法では測定に必要な試料として、1バッチあたり2試料(内標準物質であるNdを添加した試料と添加していない試料)を必要とするが、前処理操作に起因するPu濃度の定量への影響は小さい。(3) 還元法: 測定値は調製値と比較して全体的に高い結果となった。これは、HALW溶液中の共存元素によるベースラインの変動がPu(Ⅵ)吸光度の定量に影響を与えているためと思われる。3種類の定量方法について比較検討した結果、検量線法が迅速かつ簡便な方法であり、六ヶ所再処理工場保障措置分析所に対して適用性の高い定量方法であることが認められた。検量線法による測定時間は前処理操作を含めて1バッチあたり約1時間であり、HALW試料に対する検出下限値は1.3mgPu/Lであった。

論文

Determination of Plutonium in High Active Liquid Waste by Spectrophotometry using Dysprosium as an Internal Standard

北尾 貴彦; 実方 秀*; 佐藤 宗一; 池田 久; 石橋 篤; 駿河谷 直樹

SYMPOSIUM ON SAFEGUARDS AND NUCLEAR MATERIAL MANAGEMENT, 0 Pages, 2001/00

高放射性廃液中のプルトニウム分析においてジスプロシウムを内部標準とした解析法を検討し、試料採取量とPu/Dy吸光度比からプルトニウム濃度を測定することができた。これにより検量線を必要とせず、希釈操作の影響がなくなるため、遠隔操作での分析環境における作業の効率化、迅速化が可能となり査察対応分析に適用できる。

口頭

再処理工程中のネプツニウムの定量,3; $$gamma$$線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量

北尾 貴彦; 根本 弘和*; 庄司 和弘; 山田 敬二; 倉形 光一郎; 佐藤 宗一

no journal, , 

再処理工程におけるネプツニウム(Np)の迅速な定量分析法の確立を目的として、Npの分離に固相抽出剤(TEVAレジン)、Npの定量に$$gamma$$線スペクトロメトリを適用し、従来法と比較して前処理操作の簡便化及び分析時間の迅速化を図った。

口頭

再処理工場におけるネプツニウムの定量; $$gamma$$線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量

北尾 貴彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 酒井 敏雄

no journal, , 

東海再処理施設抽出工程におけるネプツニウムの迅速な定量分析法の確立を目的として、ウラン,プルトニウムが共存する硝酸溶液中の$$gamma$$線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量分析を試みた。

口頭

再処理工場におけるネプツニウムの定量; $$gamma$$線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量

北尾 貴彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 酒井 敏雄

no journal, , 

東海再処理施設抽出工程におけるネプツニウムの迅速な定量分析法の確立を目的として、ウラン,プルトニウムが共存する硝酸溶液中の$$gamma$$線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量分析を試みた。本法を東海再処理施設の実試料に適用し、その迅速性・簡便性を確認した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,6; 溶媒劣化に関する試験

星 貴弘; 川口 芳仁; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

プルトニウム(Pu)サーマル、高速増殖炉(FBR)燃料処理を考慮した再処理施設の設計に資するため、東海再処理施設の抽出工程において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料処理時の抽出溶媒中のジブチルリン酸(DBP)濃度を調査した。また工程内DBP濃度を推定するためDBP生成速度式の作成等を実施した。

口頭

フローインジェクション分析法(FIA)による再処理工程中のウラン分析

横須賀 圭佑*; 諏訪 登志雄; 北尾 貴彦; 山田 敬二; 酒井 敏雄

no journal, , 

再処理施設では、運転状態確認のための分析が不可欠であり、迅速性が要求されている。したがって、種々のサンプリングポイントより試料が採取されるため、多種多様の分析を行うこととなるが、既存の分析法では、前処理操作や器具の洗浄操作に多量の分析廃液が発生する。そこで、分析頻度の高いウランの分析について、分析作業の迅速化と分析廃液の低減化を目的とし、フローインジェクション分析法(FIA: Flow Injection Analysis)の適用を試みた。本研究では、再処理工程から採取した硝酸ウラニル試料を用い、ウラン定量方法としてリン酸直接吸光光度法による試験を実施した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,4; Np抽出制御試験

川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。

口頭

Control test of neptunium extraction at Tokai reprocessing plant

長岡 真一; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設では、現状40$$sim$$50%のネプツニウム(Np)が製品側へ移行している。運転パラメータを許容範囲内で調整し、分離第2サイクル工程の酸濃度を上昇させた後、当該工程の出口段のネプツニウム濃度を分析した。その結果、60$$sim$$70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。また、同様に、分離第2サイクル工程の抽出器内の溶液温度を上昇させた。その結果、70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。酸濃度又は溶液温度を上昇させることにより、製品側へのNp移行率を増加させることができることを、工学規模にて確認することができた。

口頭

微分パルスボルタンメトリーによる硝酸ウラン溶液中のU(IV), U(VI)同時定量

舛井 健司; 北尾 貴彦; 稲田 聡; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理プロセスにおいて、プルトニウムの還元には、精製された硝酸ウラニルを電解還元した溶液を用いるが、この中には、U(IV), U(VI)、及びU(IV)の安定剤であるヒドラジンが共存する。電解還元後のU(IV), U(VI)濃度は、現在、吸光光度法により各々を分析する必要があり、また、発色試薬等、複数の試薬添加を要することから、煩雑な分析操作に加え、分析廃液が発生する。そこで本研究では、微分パルスボルタンメトリーに着目し、簡便,迅速かつ廃液を発生させないU(IV), U(VI)の同時定量分析を試みた。

27 件中 1件目~20件目を表示