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鈴木 美寿; 井原 均
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.899 - 907, 2009/00
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。
増田 信幸*; 老川 稔*; 伊藤 智義*; 井原均
Inst. Phys. Conf. Ser., (159), p.703 - 706, 1999/00
溶液のX線散乱解析は生体高分子の分子構造解析に用いられる。この方法は結晶化しなくても良いことや生理状態に近い条件で構造解析ができる利点がある。しかし、分子構造のX線散乱強度パターンの数値計算が膨大になり、実質的に難しい。その数値計算は単純演算であり、専用計算機システムに非常に適した問題である。本研究では、溶液X線散乱法の専用計算機を開発するとともに開発したシステムが有効であることを定量的に示している。開発した専用計算機はPLD(Programable Logic Device)を用い、PCIバスインターフェイスでパソコンに接続されている。これは、関西研究所のParagon(125 Gflops)の約1/2、パソコン(Pentium133MHz)の200倍の性能を示し、安価で実用的なシステム構築が可能となった。
井原 均; 片倉 純一; 中川 庸雄
JAERI-Data/Code 95-014, 216 Pages, 1995/11
原子炉内の核燃料の燃焼に伴い生成・消滅する放射性核種の生成・崩壊量及び核分裂生成物の崩壊熱や放射能を計算すると共に、放出線のスペクトルを計算するコードFPGS90を作成した。このコードは、上記の計算の他に評価済核データファイル(ENDF/B、JENDL、ENSDF等)を処理して新しいライブラリーを作成する機能も持っている。また、計算結果の図形処理の機能も有している。このため、核データライブラリーの編集・作成から核種の生成・崩壊量の計算及び図形表示まで一貫して行うことが出来る。なお、核分裂生成物の核データライブラリーはシグマ委員会で崩壊熱評価のために作成したJNDCライブラリー第二版に対応している。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫
JAERI-M 93-182, 160 Pages, 1993/09
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。
井原 均; 山本 洋一
第13回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.20 - 27, 1992/06
近年、ヨーロッパ諸国において開発され、ロス及びゲインの探知能力が優れていると言われている手法に、GEMUFテスト、MUF残差に対するページテスト及びTruncated CUMUFテストがある。これらの手法について、当研究室で開発したMUF共分散マトリックスから計算したこれらの統計量に対する検定結果及び計算方法を紹介する。GEMUFテストは、IAEAが東海再処理工場やプルトニウム加工施設に対して、中間在庫検認データに基づく時系列MUFの統計解析に適用を考えている手法である。これらの統計検定と米国で開発された統計解析手法について、ロス及びゲインの探知力の比較検討を行うと共に、これらの手法の特性を明らかにする。また、これらの手法で用いられる判定基準のモンテカルロ・シミュレーションによる計算方法とその結果について報告する。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次
JAERI-M 91-042, 168 Pages, 1991/03
近実時間計量管理(NRTA)は、物質収支区域において、核物質のロスあるいはゲインが起きた場合に、それをタイムリィに、高い確率で探知する事を目的に開発されたものである。本報告書は、再処理施設をモデルとして、施設で採取された計量データの入出力処理、物質収支とその分散計算及び各種の統計手法に基づく検定を行うプログラム(PROMAC-J)について、開発思想、プログラム構成、機能、入出力データを記述すると共に、NRTAデータの統計解析手法についても述べている。PROMAC-Cは、NRTAの実用化を進めるために、実プラントのNRTAデータ処理システムとして開発したものである。このシステムは東海再処理工場におけるNRTAの実証試験において用いられ、実用的であり、定常業務に使用できることが確認されている。
田坂 完二; 片倉 純一; 井原 均; 吉田 正*; 飯島 俊吾*; 中嶋 龍三*; 中川 庸雄; 高野 秀機
JAERI 1320, 253 Pages, 1990/09
JNDCのFP核データライブラリー第2版が整備された。崩壊熱の計算に大きな影響を及ぼす各核種の崩壊エネルギーを最新の測定データ及び理論計算値をもとに全面滴に見直し、改定をおこなった。その結果、崩壊熱の最新の測定結果との一致度が千秒以上の冷却時間範囲で顕著に向上した。核分裂収率も20種類の核分裂タイプに対して与えられており、第1版の10種類と比較して大幅に拡大している。第2版をもとに20の核分裂タイプの崩壊熱を計算し、その結果を33項の指数関数を使うことにより精度よくフィッティングを行った。フィッティング結果を使うことにより軽水炉のLOCAでの崩壊熱の計算その他に容易に適用することが可能である。
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。
田村 敏明; 井原 均; 山本 洋一; 猪川 浩次
JAERI-M 89-171, 152 Pages, 1989/11
IAEAの探知目標の一つである適時性を満足し、施設の運転に及ぼす影響を最少にするように考察されたNRTAの基本は観測された時系列MUFデータの統計解析にある。この統計検定には様々な手法が提案されているが、検定結果の信頼性は、時系列MUFに対する分散(MUF)の算出が正確であるか否かに依存する事から、本報告書ではJeackの誤差伝播モデルに基づいたMUFおよびMUFの共分散行列を計算する方法を記述している。又、誤差伝播を正確に取り扱った場合、簡略化(隣接したMUFの相関を考慮)、相関を無視した場合の統計検定に及ぼす影響を大型再処理施設をモデルにしたシミュレーションによって調べた。大型再処理施設の計量特性を明らかにすると共に、累積MUF、MUF残差に対するページテスト等の統計手法におけるMUFの相関が検定に及ぼす影響を定量適に示している。
浅見 哲夫*; 飯島 俊吾*; 五十嵐 信一; 井原 均; 川合 将義*; 菊池 康之; 小室 雄一; 柴田 恵一; 高野 秀機; 竹田 敏一*; et al.
日本原子力学会誌, 31(11), p.1190 - 1217, 1989/11
最近完成したJENDL-3に関して、原子力学会誌の特集記事に寄稿した。JENDLの評価方法とそのベンチマークテストの結果を報告した。またJENDLに密接に関係しするFP崩壊データライブラリーの紹介をし、JENDL-3以後のデータの展望を述べた。
吉田 正*; 片倉 純一; 井原 均
JAERI-M 89-037, 42 Pages, 1989/03
核分裂遅発ガンマ線は、核分裂により生じた多数の不安定核種から放出され、原子炉で発生するガンマ線の線源等の計算に際してはこれを正しく考慮しておくことがぜひ必要である。しかし、その重要性にもかかわらず、遅発ガンマ線データは十分整備されていないのが現状であり、またJENDLやENDF/Bなどの主要な核データライブラリーにも収納されていない。本報告には5つの重要な核分裂核種につき遅発ガンマ線スペクトルの計算結果をまとめる。計算に当たっては、従来この種の計算を行う上での最大の誤差要因であった測定スペクトルデータの不足を、理論計算により補っている。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 三浦 信之*; 岩永 雅之*; 草野 俊胤*
JAERI-M 88-059, 105 Pages, 1988/03
再処理工場に対する改良保障措置技術として、ニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)の開発は、NRTAの概念の構築からNRTAシステムの実証試験へと進められてきた。
井原 均; 西村 秀夫*; 猪川 浩次
第9回核物質管理学会年次大会論文集, p.84 - 89, 1988/00
NRTAは、ロスあるいはゲインが起きた場合にそれをタイムリィに、高い確率で検知することを目的として開発されたものである。その基本は、観測された時系列MUFデータの統計解析にある。この時系列MUFに対する遂次統計検定の信頼性は、各MUFに対するMUF値が正しく計算されているかどうかに依存する。この観点から、測定誤差の伝播を正確に取り扱うMUF共分散マトリックス計算コードを開発し、これを用いて、近年、ヨーロッパ諸国で開発されたMUF残差をページテストで検定するプログラムわ開発した。
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。
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。
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; 猪川 浩次
JAERI-M 86-169, 111 Pages, 1986/11
改良保証装置手段としてのニア・リアル・タイム(N・R・T)計量管理は、再処理工場への適用化研究に始まり、核燃料サイクルを構成する諸施設に対する適用性研究が各国で進められている。本研究は、日本で開発された直接脱硝型Pu転換施設をモデルにN・R・T計量管理の適用性を評価した結果をまとめたものである。この施設の処理能力はMOX:2t/年,Pu:1t/年のものである。今回は、適用性評価の第1ステップとして、MBA,KMP,MBP,測定精度等の設定を基本的なものにとどめている。しかし、在来型計量管理では、IAEAのガイドラインを満足できない事、N・R・T計量管理を適用した場合、未測定在庫変動による誤警報が出る事、Abrupt転用に関しては4KgPu以上の転用を検知するがProtoracted転用の検知力が弱く 何らかのシステムの改良が必要である事などを明らかにしている。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 井戸 勝*
JAERI-M 86-168, 90 Pages, 1986/11
再処理工場に対する改良保証措置手段としてのニア・リアル・タイム(N・R・T)計量管理を実用化する場合の開発課題として重要な溶媒抽出器内の在庫量推定法を既存のコ-ド計算モデルについて検討し、N・R・T計量管理に使用可能な SEPHIS-Jコ-ドを開発した。米国をはじめ各国で開発が行なわれている在庫計量計算コ-ドと開発したSEPHIS-Jとの定常、非定常計算の比較からSEPHIS-Jが推定精度及び計算時間などから、施設の小型計算機で利用するには優れている事を示した。また、現実の運転条件に近い 供給ストリ-ムのパラメ-タを変化させた解析から、保証措置及び運転管理に及ぼす影響について考察している。
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。