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西村 秀夫; 井原 均; 久松 義徳*
JAERI-M 90-111, 236 Pages, 1990/07
核物質を取扱う原子力施設では施設計量管理制度を維持している。この一環として記録・報告の制度があるが、国内・国際保障措置からの要請、施設操業・管理上の要請等から、複雑な制度となっており、そのコンピュータ化は必須である。このような施設レベルの核物質計量管理の記録・報告システムに関して要件の整理を行って標準化するとともに、国内・国際保障措置に基づく要件を中心に、コンピュータ化を行って標準化モデルシステムFARMSを開発した。本システムはまた、「日本国のIAEA保障措置支援計画(JASPAS)」の1プロジェクトとして開発したもので、東南アジア・太平洋地域を対象とした国内計量管理制度に関するトレーニングにおいて使用した。本報告書は、施設における記録・報告システムの標準化及びそのコンピュータ化、FARMSコードの利用方法等について記述している。
井原 均; 山本 洋一; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 久松 義徳*
第11回核物質管理学会年次大会論文集, p.23 - 30, 1990/06
前回、バルク取扱施設にNRTAを適用した場合の有効性をリアルタイムに評価できるシステムの機能及びハード及びソフトウェアの構成について報告したが、今回は、大型再処理施設をモデルとして、様々なロス発生モードを想定したデモンストレーションを実施する。モデル施設は、NRTAの実証試験にも使われた、米国、AGNS社のBNFPで年間処理量1500MTHM/Yの再処理施設である。会場で行うデモンストレーションでは、UNIX系のEWS(LUNA)、ロス発生用端末と計量管理者用解析端末として2台のパソコンを用いる。大型再処理施設の任意の工程から核物質の量、期間をパラメータとした抜取りを実施し、それをリアルタイムに評価し、結果を図形として表示すると共に、抜取り量、期間を推定する過程を実演する。
井原 均; 西村 秀夫*; 猪川 浩次; 久松 義徳*
第9回核物質管理学会年次大会論文集, p.78 - 83, 1988/00
改良保障措置手段としてのニア・リアル・タイム計算管理(NRTA)は研究の段階から実施の段階に入ったと考えられる。日米原子力協定の保障措置コンセプト・ペーパによると大型再処理やNUCEFでは、NRTAに基づく計量管理を実施することが約束されている。このような状況の中で、NRTAの適用化研究や東海再処理の実証試験データ処理等の経験を踏まえ、汎用性が高く効率的なデータ管理と迅速な解析、タイムリーな報告、アノマリー発生時のフオローアップ等が的確に行えるNRTAデータベースの設計とそれを利用するアプリケーションプログラムからなるNRTAデータ処理システムの開発を進めている。このシステムでは、NRTAのソースデータ、物質収支データ、統計検定データ、結果の図形データがデータベース管理システム「UNIFY」の基で一元的に管理される。このシステムの構成、設計概念について述べる。
西村 秀夫; 井原 均; 久松 義徳*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.229 - 236, 1987/00
帳簿検査のコンピュータ化は保障措置の信頼性を増すばかりではなく、査察に要するマンパワーの減少をもたらす。このためにはまず施設における記録・報告システムのコンピュータ化が必要であるが、これはまた施設からの計量報告データの質を高めるとともに核物質計量管理の維持に必要なマンパワーの減少をもたらすという効果がある。標準化した記録・報告モデルシステムとしてFARMSを開発し、かつこのシステムに対応して帳簿検査手続きを設計しコンピュータプログラムR.AUDITを開発した。FARMSはシステムに必要とされる諸要件を満足とするとともに、ミニコンピュータで稼動する。またプログラムは各種コンピュータ機種への移植性に配慮して設計している。一方R.AUDITは市販のデータベースシステムを内蔵し可搬型コンピュータで稼動できる。このような帳簿検査手続きの改善により、完全な検査を短時間に行うことが可能であることが示された。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 市橋 芳徳; 山本 徹*; 久松 義徳*; 館盛 勝一; 小林 岩夫
JAERI-M 86-167, 77 Pages, 1986/11
CSEFの詳細設計(II)をもとに、燃料処理工程(前処理、精製、調整、溶液貯蔵)の計量特性を調べる為にMUF解析を実験した。この解析は、TASTEXプロジェクトの中で開発したシュミレ-ション技術による有効性評価手法を用いて行なっいる。NUCEFに対するこの手法の適用方法及び代表的な5つの運転モ-ド(MOX処理から精製・貯蔵まで、溶液受入から精製、貯蔵まで、Pu濃縮、毒物除却、Am除却)について適用し、MUFおよびMUF,各ストラ-タ,測定方法及び誤差要素列の分散を計算し、施設の計量特性を定量的に示した。この結果、Pu溶液貯槽および濃縮缶の在庫測定に問題が有る事、Pu溶液貯槽を除き、濃縮缶が空になった時、実在庫測定を実施する場合にMUFは、最大でも1.5KgPuとなりIAEAのガイドラインを満足する事を定量的に示した。この解析結果及び手法は、NUCEFの核物質管理システムの開発に役立つものである。