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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。
草野 俊胤; 小森 芳昭; 岩永 雅之; 都所 昭雄; 小松 久人; 舛井 仁一; 三浦 信之*; Lovett, J. E.*
PNC TN8410 86-52, 66 Pages, 1987/01
再処理工場の保障措置の効果を高めることを目的として構築されたニア・リアル・タイム計量管理(NRTA)の実証試験を動燃東海再処理工場で実施した。 実証試験は1980年のC-1キャンペーンから開始し,その後データの蓄積のため継続して実施してきている。特に,1985年の後半の85-2キャンペーンでは,より実際的な形で実証試験を行うために査察行為を模擬した形で取り入れ,IAEAへの支援プログラムの一つとして実施した。 本報告書は,C-1キャンペーンから85-2キャンペーンまでに実施した実証試験により得られたデータおよびNRTAの効果などに関する知見をとりまとめたものである。 なお,本報告書はIAEAと平行して,2機関が同時に発行するものである。
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。
沢畑 稔雄*; 堤 正順*; 岩永 雅之*; 陶山 尚宏*
PNC TN841 83-26, 274 Pages, 1983/09
本報告書はTASTEXプロジェクトのTask-Fの成果を記述したものである。TASTEX Task-Fの基本的な目的は,ニア・リアル・タイム核物質計量管理の考え方が小規模ないし中規模の再処理施設に対して適用可能かどうかを,東海再処理施設をモデル工場として作りながら検討するということであった。このTask-Fの背景と再処理施設に対して提案されているIAEAの保障措置上の要請について記述する。次に,工程物質収支区域全体に対する週毎の物質収支を採ることを基本とするニア・リアル・タイム計量管理モデルの概要を記述し,その有効性をシミュレーションと統計解析により評価した結果について述べる。最後に東海再処理工場で実施したフィールド・テストの結果について述べる。本研究の結論は,ニア・リアル・タイム計量管理システムを東海再処理工場に適用することは可能であり,かつ,そうするとことによってIAEAの保障措置目標を,施設への影響を最少にしながら達成できよう,というものであった。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 平田 実穂; 桜木 広隆*; 井戸 勝*; 沢畑 稔雄*; 堤 正順*; 岩永 雅之*; 陶山 尚宏*; et al.
JAERI-M 83-158, 263 Pages, 1983/09
TASTEX Task-Fの基本的目的は、near-real-time核物質計量の考え方が小規模ないし中規模の再処理施設に対して適用出来るかどうかを、東海再処理施設をモデル施設として使いながら検討するということであった。1978年から1979年の間は、PNC東海工場のシミュレーション用数学モデルの作成、およびそれを用いた計量管理シミュレーションによる有効性評価研究を実施し、さらに1980年4月からは提唱したNear-Real-Time核物質計量管理モデルの現場試験を実施して、N.R.T.核物質計量が再処理施設に有効に適用しうることを示した。
武田 維博; 岩永 雅之*; 上村 順一
PNC TN841 80-27, 199 Pages, 1980/04
使用済燃料のせん断及び溶解処理に伴い発生する固体廃棄物は,被覆管残さ(ハル)を主体として構造部材も含まれている。これらは現在,ステンレス製収納容器へそのままの状態で収められ,高放射性固体廃棄物貯蔵庫へ保管貯蔵されている。しかしながら,この投棄形態は重量に対し体積が大きく貯蔵スペースを有効に利用できない欠点がある。この観点から,将来の処分形態も考慮し,減容化技術に関し調査,検討を行なったものである。種々の方法の比較検討から,溶融法,高温化学的処理法,機械的処理法を選び,装置,設備概念をまとめるとともに,開発,実用化の為の問題点も摘出した。
武田 維博; 井上 公雄*; 岩永 雅之; 北川 一男*; 上村 順一; 原田 稔*; 長谷川 泊己*
PNC TN841 80-25, 169 Pages, 1980/04
再処理施設の運転、保守等に伴ない発生する汚染プラスチック廃棄物は使用用途に応じ、その性状も種々であり、したがってその処理法も様々なものが考えられている。これら廃棄物の中でも分析サンプルを採取する試料ビンは定常的に相当量が発生し、サンプル溶液の付着残留を考慮し、高放射性固体廃棄物貯蔵庫へ併設された汚染機器貯蔵庫へ投棄貯蔵されているが、貯蔵容量を有効に利用する上で、また、施設用途からも占有率の高い現在の投棄形態は得策ではない。この様な観点から、一般産業廃棄物処理に用いられるプラスチック廃棄物の処理技術の検討て減容化技術の検討を、文献調査を中心に、一部簡単な実験をまじえ実施した。種々、得失、問題点の比較検討評価から、基本的な処理法として、圧縮、破砕の2法を選び、現施設への適用を考慮した設備概念をまとめるとともに開発実用化のための問題点も摘出した。
百瀬 琢麿; 辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 岩永 雅之
Proceedings of International Congress on Radiation protection (IRPA-9), ,
中性子個人線量計として広く用いられているアルベルト型TLDについて、校正の際に用いるファントムの種類においてTLDの特性(エネルギーレスポンス、方向特性)が、どのように変化するのか実験で求めた結果をまとめた。主な結果は、(1)TLDバッジのエネルギー特性のデータは、以前実施した同様の実験データと良く一致した。(2)人体を精密に模擬したヒューマノイドファントムと他の一般的な校正用ファントムの特性の違いを明らかにした。 以上の結果、より精度の高い線量評価が可能になるとともに、ファントムの標準化の基礎を与えた。
