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小川 弘伸; 向山 武彦
JAERI-Tech 99-041, 188 Pages, 1999/05
日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設FCAの統合型封じ込め・監視システムは、ポータル・モニターとペネトレーション・モニターの2つの相互に補完するシステムで構成されている。本システムの開発は1988年に完了し、1990年に国際原子力機関(IAEA)は、保障措置目標を達成するシステムとして受け入れた。ただし、本システムのデータ真正性の担保手段として、IAEAの独立したオーセンティケーション措置の具備を条件とした。オーセンティケーション・システムの開発は、日本原子力研究所、米国サンディア国立研究所とIAEAの3者共同により実施した。開発は2期に分けて行われ、第1期は独立にデータを収集する機器の開発を実施し、第2期においては収集したデータとFCA封じ込め・監視システムのデータとを自動比較するシステムの開発を実施した。
小川 弘伸; 向山 武彦
JAERI-Tech 99-035, 106 Pages, 1999/03
日本原子力研究所は、国際原子力機関(IAEA)の保障措置実施のために、小型ビデオ監視装置「COSMOS」を日本の対IAEA保障措置支援計画のもと、ソニー株式会社の協力を得て開発した。IAEAはこれまで、8mmフィルムを使用した2台のカメラからなるツイン・ミノルタを用いてきた。COSMOSは、この装置の代替機として開発し、一体化して小型軽量、録画容量3万シーン、バッテリーによる連続3ヶ月以上の運転、操作の容易さを達成した。本システムは録画ユニットとセットアップ・レヴューユニットからなり、録画ユニットはタンパー表示付ケース内メインフレームに、CCDカメラ・VTR、制御回路、映像メモリ、DCまたはAC電源の各モジュールで構成されている。1993年8月にIAEAはCOSMOSを査察機器として承認し、90台を使用している。
向山 武彦; 小川 弘伸; 横田 康弘*
JAERI-Research 98-001, 76 Pages, 1998/01
JAERI-Research-98-001.pdf:2.97MB
日本原子力研究所の高速炉臨界実験施設FCAは、保障措置上非常に機微な金属ウランや金属プルトニウムを保有する。このために高頻度で直接検認する査察を実施しているが、国際原子力機関(IAEA)及び国(科学技術庁)と施設の3者に大きな負担となっている。査察に係わるマンパワーと被曝の増加及び実験に対する制約を、効果的・効率的に軽減することを目的として1979年に本システムの開発を開始した。本システムは、ポータル・モニタとペネトレーション・モニタの互いに補完する2つのモニタで構成されている。システムの開発は1988年に完了、引き続いて12ヶ月の現地認証試験を実施した。1990年1月のIAEA最終報告書は、保障措置上の目標を達成する査察機器として受諾した。但し、データ真正性の担保手続きを条件とした。
小川 弘伸; 横田 康弘*; 向山 武彦
JAERI-Research 94-026, 199 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-026.pdf:4.97MB
日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設(FCA)は、実験上の必要性から高濃縮・高純度の金属ウランや金属プルトニウムの燃料を保有する保障措置上非常に機微な施設である。この為高頻度の査察が実施され、査察に係る人員と被曝の増加及び実験に対する制約は、国際原子力機関(IAEA)及び国(科学技術庁)と施設側の双方に大きな負担となっている。これらの負担を減らす効果的な対応策として、査察目標を損なう事無く、査察頻度を減少させる事の出来る封じ込め/監視(C/S)システムを開発した。本システムは、炉室出入口に設置した金属検知器を有するポータル・モニタと炉室内活動及び炉室容器内壁を監視し同時に封印による封じ込めとを組合わせたペネトレーション・モニタより構成されている。本報告書は本システムのハード及びソフトウェアについて詳述した。
小川 弘伸; 貞松 幸男*
JAERI-M 93-217, 53 Pages, 1993/11
コンパクト・サーベイランス・システムCOSMOS(COmpact Surveillance and MOnitoring System)は、国際保障措置における映像監視装置として開発したものであり、8mmVTRを母体とした映像記録装置である。COSMOSはバッテリィ駆動により、5分間隔で3ヶ月にわたり静止画像を3万枚記録することができる。これまで国際原子力機関(IAEA)では、映像監視装置として8mmフィルム撮影機を用いたTwin・Minoltaを使用してきた。しかしながら8mmフィルム・撮影機の生産停止に伴ない、日本原子力研究所は日本政府の対IAEA支援計画(JASPAS)の一環としてTwin・Minoltaの後継機としてCOSMOSを開発した。COSMOSの性能の概略を述べ、その取扱いおよび操作方法について詳述した。
向山 武彦; 小川 弘伸
第14回核物質管理学会年次大会論文集, p.138 - 145, 1993/00
IAEA保障措置に用いる映像監視装置として8mmVTRを用いた、小型監視装置COSMOSを開発した。本年8月にIAEA機器としての採用が正式に決った。本報告においては、開発の目的、装置の機能、構成、技術開発課題について述べ、さらにIAEAと原研が行った信頼性試験の内容、結果について報告する。
小川 弘伸; 向山 武彦
第11回核物質管理学会年次大会論文集, p.83 - 90, 1990/06
FCA C/Sシステムの開発を進める中で、システムの機能をシミュレーションし、システム・ソフトウェアの解析や査察者(IAEA及びNSB)の訓練に使用することを目的としたシミュレータの開発とその利用について紹介したものである。内容は、FCA C/Sシステムの開発経緯、FCA C/Sシステムの概要、システム・シミュレータの開発、システムシミュレータ活用の利点より成る。
向山 武彦; 横田 康弘; 山本 洋一; 小川 弘伸; 市橋 芳徳; 黒井 英雄
Nuclear Safeguards Technology 1986, Vol.2, p.3 - 15, 1987/00
JASPASの一環として開発中のコンパクトCCTV監視装置、光ファイバー封印電子式検認器およびFCA用ポータルモニター・システムの開発成果について発表する。コンパクトCCTV監視装置は現在IAEA、EURATOMが光学監視装置として広く採用しているTwin Minoltaの後継システムとして開発中のものであり、本年のJASPAS会議においてテンペスIAEA事務次長より最も重要な開発プロジェクトと評価されたものである。光ファイバー封印電子式検認器はコブラ型封印の写真式検認器の欠点を解消するため電子式自動検認器であり、プロトタイプ器でのテスト結果はこの方式の有効性を示すものである。FCAポータルモニターは総合的封じ込め/監視システムであり、間もなく国、IAEAと長期運用試験を開始する。これが査察システムとして採用されると査察にこれまで要していたマン・パワーの大巾な低減が期待でき、IAEA査察システムとして大きなインパクトを与える。
弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 山岸 耕二郎; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; et al.
JAERI-M 9059, 32 Pages, 1980/09
FCAでは高速原研炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。最初の物理的なモックアップであるVI-1集合体は「もんじゅ」の外側炉心の組成を模擬した試験領域を
Uのドライバーでとりかこんだゾーン型である。非均質臨界量、バンチング効果、中心における核分裂比および核分裂率の半径方向分布について研究が行われた。現在までに得られた解析結果に関するかぎり、実験値と計算値は、ブランケットにおける核分裂率分布の問題を除いて満足すべき一致を示している。
弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 草野 譲一; 大沢 誠; 富田 悟; 金賀 寿雄; et al.
JAERI-M 9058, 11 Pages, 1980/09
高速実験炉「常陽」のMK-II炉心計画のため、V-2-R集合体によって不銹鋼反射体が臨界量、反応度価値および核分裂率に与える効果について研究を行った。その結果、断面積セットによって臨界性の評価にかなり大きい差異が存在すること、中心反応度価値における矛盾が未だ残されていること、および炉心・反射体境界近傍での詳細な取扱いが肝要であることなどが明白となった。
弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 前川 洋; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 松野 義明*; 洲崎 輝雄; 春山 満夫
JAERI-M 9057, 25 Pages, 1980/09
高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、一連のV-3-B集合体によってブランケット組成が核特性、とくに臨界量核分裂率分布およびB
C模擬制御棒に与える効果について研究を行った。実験に使用したブランケット組成は、酸素を多く含むものおよびナトリウムを多く含む模擬ブランケットである。天然ウラン金属ブランケット(V-3集合体)の場合との詳細な比較が本報告においてなされている。
溝尾 宣辰; 小川 弘伸; 小林 圭二*; 前川 洋; 松野 義明*; 三田 敏男*; 藤崎 伸吾; 弘田 実彌
JAERI-M 9056, 38 Pages, 1980/09
高速実験炉「常陽」の工学的模擬体系であるV-3,V-3B1,V-3B3,V-3B4,V-3B5およびV-2-R集合体における核分裂率分布の測定と解析を行った。測定は、劣化ウラン、濃縮ウランおよびプルトニウムの小型核分裂計数管を使用して、径方向の分布を求めたものである。上記の各集合体においては、炉心構成物質は同一であるが、ブランケット組成が天然ウラン金属、酸化物ウランと減速材およびSUSなどと異なっていることから、炉心内での分布の変化は小さいが、ブランケット領域においては大きな相異がみられた。解析はJAERI-FAST2を用いて1次元および2次元の拡散計算である。計算値対実験値(C/E)は、炉心内ではよい一致を示したが、ブランケット領域では従来どおり1.0より小さくなる傾向を示した。これに対し、実験孔内でのストリーミング効果および空格子の取扱いに対する補正を行うことにより、C/Eの1.0からのずれが大巾に改善されることを示した。
渡辺 秀明; 藤崎 伸吾; 小川 弘伸; 吉藤 久; 中村 知夫
JAERI-M 8756, 148 Pages, 1980/03
高速炉臨界実験装置(FCA)は高速増殖炉研究開発のために設置され、昭和42年4月の初臨界以来、種々の炉物理的ベンチマーク実験、高速実験炉の炉物理、炉工学的モックアップ実験および高速原型炉のゾーン装荷による炉物理的模擬実験とフルに活用されて来た。しかし最近の高速炉物理の研究対象の大型化により、原型炉およびそれ以後の炉型の空間依存特性の実験を行うには格子管集合体の寸法が不足である。このため種々の検討の結果、集合体寸法を51行
51列拡張する事とした。これにより組込み可能炉心容積は一挙に約3倍になる。今回の拡張を機会に新格子集合体では中心33格子管引抜可能構造、径方向格子管及びドップラー用特殊チャンネルの新機能を加えた。また炉心の大型化に備えて制御安全棒機構も新たにニ連引抜機構を装備し、その取付配置もそれに適するように改めた。さらに温度測定系等の改良、変更を行った。本報は以上の改造等についての仕様製作組立及び検査結果等についてまとめたものである。
飯島 勉; 弘田 実彌; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 藤崎 伸吾; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 山岸 耕二郎; 三田 敏男*; M.Cho*
JAERI-M 7888, 50 Pages, 1978/10
FCAでは高遠原型炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。FCAVI-2集合体はVI-1集合体に続くその物理的モックアップ炉心の一つで、VI-1が「もんじゅ」の外側炉心のモックアップであったのに対し、VI-2は「もんじゅ」の内側炉心の組成を模擬した試験領域を、U-235を燃料とするドライバーで取り囲んだゾーン系である。VI-2集合体では昭和48年3月から49年4月まで1年以上にわたって種々の実験が行われたが、本報告はそれらのうち非均質臨界量、特性試験、プルトニウム高次同位元素の効果、サンプル反応度価値空間分布、核分裂比および核分裂率分布、燃料板パンチング効果、模擬ブランケット効果、ピン状燃料アッセンブリーによるピン-プレートの比較など主として臨界性に関する実験結果についてまとめたものである。
飯島 勉; 向山 武彦; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 前川 洋; 弘田 実彌; 小西 俊雄*; 小林 圭二*; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; et al.
JAERI-M 7887, 48 Pages, 1978/10
FCA V-2集合体はV-1集合体に続くJOYOの物理的モックアップ炉心で昭和45年10月23日臨界に達した。この集合体は、この次に行なわれるJOYOの制御棒およびブランケットに関する工学的モックアップ炉心V-3集合体のクリーン炉心であって、そのための基礎データをとることと、V-1集合体におけるデータ共にJOYO炉心の核設計に資することを目的としている。これらの目的のため、本集合体ではV-1集合体と同様多くの項目の実験が行なわれているが、本報告はそれらのうち、臨界量および特性試験関係について述べたものである。一連の補正を施した後の均質円筒炉心の臨界質量は
Pu+
Pu(91.40+-0.28)kg及びU(1215.05+-0.38)となった。各種の断面積セットによる臨界性の計算値と比較されたが、Sn補正、形状因子補正を施した後の値でみると、JAERI-Fast original、同Version、RCBN、ABBN各セットによる実効増倍係数は実験値に対し夫々-0.18、+1.26、-0.28、+2.92%
Kの違いをみせた。
飯島 勉; 弘田 実彌; 大部 誠; 草野 譲一; 山岸 耕二郎; 渡辺 秀明; 小川 弘伸
JAERI-M 6062, 9 Pages, 1975/03
高遠原型炉「もんじゅ」の外側炉心の物理的モックアップであるFCA VI-1集合体において行なった密度係数の測定結果をまとめたものである。VI-1集合体の基準系は二領域ゾーン炉心であるが、テストゾーン一領域だけの炉心の密度係数を実験的に求めるためドライバー部分90
をテストゾーン組成にしたセクター系(VI-1-S集合体)で測定を行なった。ウラン、プルトニウムについては同位元素組成の異なるサンプル物質の密度係数から各同位元素別の値に精度良く分離することができた。反応度スケールは燃料物質(U-235およびプルトニウム)の組成密度係数を計算値に規格化する方法に依って較正した。セクター方式による測定の妥当性を実験、計算両面からチェックした結果についても述べられている。この密度係数を用いて大型炉の臨界性を予測する場合の精度、適用可能範囲等については別の報告書にまとめられる。