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中込 良廣*; 清水 堅一
核物質管理センターニュース, 34(2), p.14 - 19, 2005/02
2004年の研究試験炉低濃縮化(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors)国際会議は、オーストリアのウィーン(IAEA)で11月7日-12日に開催された。原研と京都大学は、ほぼ毎年開催されているこのRERTRに「我が国の研究試験炉燃料の低濃縮化計画の現状」のタイトルで交互に発表を行ってきた。第26回を迎えた本国際会合に、筆者は京都大学の中込教授と出席し、上記論文を発表した。今回、核物質管理センターからの依頼で、RERTR参加報告とともに日本の研究試験炉低濃縮化のこれまでの経緯,米国が現在進めてる研究試験炉使用済燃料の米国での受け入れ政策との関連等について報告する。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 33(7), p.8 - 10, 2004/07
米国は1996年5月に米国籍の高濃縮ウラン使用の「外国研究炉の使用済核燃料受け入れ計画」を発表した。これによって、我が国をはじめ多くの外国研究試験炉は米国と契約を交わし、使用済核燃料を米国へ送り、引き取ってもらっている。本稿では、この受け入れ計画の最近の状況について述べる。
菊地 昌広*; 村岡 進*; 長部 猛*; 寺田 博海; 清水 堅一; 大谷 哲雄*; 藤巻 和範*; 石川 忠嗣*; 篠原 芳紀*
第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.91 - 98, 2002/12
核物質の計量・測定は、核物質の量を確定する手段であり、これによって、核物質の受入れ量,払出し量,在庫量,滞留量等を、核物質取扱者が把握する。また、これら個々の量をもとに、物質収支を採り、会計するのが核物質管理である。この核物質管理は、核不拡散の世界では、主たる保障措置手段として位置付けられてきたが、物質会計という技術的な側面からその特徴を見ると、核物質の転用が無かったことの確認手段としての用途だけでなく、安全性確保のため,財産保全のため、あるいは環境汚染防止のためなど、事業者レベル,国レベルにおいてさまざまな用途がある。本論文においては、核物質計量・測定及び核物質管理の用途を議論するとともに、その目的別機能を明らかにし、主体となる事業者レベルから規制を行う国レベルに至るまでの各部署における品質保証への留意点を考察する。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 30(6), p.4 - 6, 2001/06
原研が国からの依頼で平成8年度から実施している、旧ソ連諸国及びアジア諸国を対象とする保障措置トレーニングコースは、今回で第5回目となる国際的トレーニングコースである。今回のトレーニングの内容を述べるとともに、参加者の意見及びコメントから今後の改善点についても記した。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 29(7), p.8 - 10, 2000/07
原研は科学技術庁からの委託で「保障措置トレーニングコース」を平成8年度から実施している。本トレーニングコースは旧ソ連諸国、アジア諸国をおもに対象として実施している国際トレーニングで、今回は今年2月~3月に実施した。本報告では、トレーニングの内容や実施上の問題点等を紹介し、毎年実施しているこのトレーニングを広く関係者に知ってもらうものである。
清水 堅一
Regional Training Course on National Safeguards Systems (CD-ROM), p.5 - 0, 2000/04
IAEAの保障措置はイラク、北朝鮮の核開発問題を機に強化されることになり、我が国政府はIAEAと協力して、IAEAの保障措置強化策にかかわる事項について原研東海研での試行試験を提案してきた。これを受け、原研は平成10年から11年に試行試験を実施し、IAEAの保障措置の強化策の実施上の問題点等を国及びIAEAに提案した。本トレーニングにおいては、これらの原研での試行試験の経験を踏まえた強化策の内容を紹介する。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 29(2), p.4 - 7, 2000/02
旧ソ連邦の崩壊によって、地域内で使用保管されていた核物質は、その安全な管理が非常に危惧される状況となり、1993年のパリサミットで西側諸国は旧ソ連邦諸国に対しての非核化技術支援を行うことになった。我が国も、1億米ドルの技術支援を行うことになった。原研は、国からの依頼で1995年から96年までベラルーシ、1997年から99年までウクライナへの技術支援を行った。これらの旧ソ連諸国ほの技術支援のうち、今回はウクライナへの支援内容について詳しく述べる。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 27(6), p.8 - 10, 1998/06
原研は平成8年度から、科学技術庁からの受託で国際的な「保障措置トレーニングコース」を開催し、平成10年3月に第2回目のコースを終えた。このトレーニングコースの位置づけ、コースの講師招へい、研修カリキュラム、研修対象国等について述べるとともに、これまで2回実施した結果得られた事柄についても述べる。このコースは東南アジア、旧ソ連邦の諸国を対象として計画したが、日・豪・IAEAの協力で実施してきた東南アジア向けの「地域保障措置トレーニングコース」とも調整しながら、対象地域の核物質管理の向上に寄与出来ればと考えている。
清水 堅一; 田沼 浩二; 大越 秀夫*
第18回核物質管理学会(INMM)日本支部年次大会論文集, p.103 - 108, 1997/11
旧ソ連の崩壊後、新たに独立した国々(NIS)の核物質防護システムの改良技術支援が保障措置に係わる支援同様、緊急な課題となっている。我が国は1993年のサミットで旧ソ連諸国の非核化支援を表明し、必要な費用を予算化した。これまで、旧ソ連諸国のうちベラルーシ、ウクライナ及びカザフスタンの核物質を対象として核物質防護システムの改良の技術支援を検討また実施してきた。ここでは、日本原子力研究所が我が国の要請で実施したベラルーシのソスヌイ科学・技術センター及び現在核物質防護システムの改良を検討していくウクライナのハリコフ物理・技術研究所の核物質防護システムの現状を報告する。
清水 堅一; 内山 順三; 佐藤 博
第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.1 - 4, 1996/00
米国DOEは、世界各国に供給した米国籍高濃縮ウランの使用済燃料を米国が引き取る政策(Off-Site Fuel Policy)のもとで、試験・研究炉の使用済燃料を再処理のため引き取っていた。しかし、米国内の環境保護団体等から、この政策は環境保護法に合致しない旨の訴訟が起りこれに対処しきれず1988年末をもって、政策は失効した。このため、我が国をはじめ多くの国で試験・研究炉使用済燃料の施設内保管を余儀なくされた。このような状況を受け、各国は試験・研究炉燃料の低濃縮化国際会議やIAEAを通じて米国DOEに対して、これら各国の使用済燃料を早急に引きとるべきとその対策を促してきた。この結果、米国は、今年5月31日、法律に基づく全ての手続きを終え、世界各国の米国籍使用済燃料の引き取りを再開する新しい政策を官報で公示した。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 21(5), p.7 - 9, 1992/05
日本原子力研究所東海研究所の研究炉JRR-2,JRR-3M(改造後のJRR-3)及びJRR-4について、その概要を述べるとともにJRR-3Mについては利用設備等が充実し、利用の拡大が期待されるので、その内容も紹介した。一方、保障措置活動の観点から、研究炉として特徴があるJRR-3Mについて、設計情報(DIQ)の検認、乾式貯蔵施設(DSF)の密封検認等についてその概要を紹介した。
清水 堅一; 鶴野 晃
日本原子力学会誌, 22(1), p.40 - 41, 1980/00
中性子ラジオグラフィが、非破壊検査の一方法として有望と考えられながら、その利用が普及しないのは、中性子ラジオグラフィに対する知識が余りないからと考えられる。JRR-2に中性子ラジオグラフィ装置を設置した機会に、この利用を公開することによって、利用者の拡大をはかるとともに、利用分野の知識を交換し、非破壊検査の一方法として、確立されることを期待する。
)法による生成量の評価黒沢 正義; 清水 堅一
日本原子力学会誌, 21(6), p.505 - 509, 1979/00
被引用回数：4医療用として、モリブデン-99の需要が急激に増え、国内においても、JRR-2等で
Uの(n,f)法による生産が行われている。しかし、(n,f)法は(n,)法に比べ、精製施設の複雑さ、放射性廃棄物等のわずらわしい問題を抱えている。このような状況の中で,我々はJRR-2の代表的実験孔において、(n,)法で
Moがどの位できるか検討した。本報告は、熱中性子及び熱外中性子に対する
Moの放射化断面積を求め、その断面積を使って、Moの生成量を評価したものである。実験の結果、Moの熱中性子及び熱外中性子の放射化断面積はそれぞれ0.15バーン、11.6バーンとなった。この結果、6A(インコア)、VT-1照射孔では1gあたり2Ci程度のMoの生産は可能であることがわかった。
番場 正男; 宮坂 靖彦; 山口 森; 清水 堅一
JAERI-M 7617, 140 Pages, 1978/05
研究用原子炉JRR-2の改修のうち、重水漏洩防止のための立上りシール溶接及び炉心上部射遮蔽体の交換工事についてまとめたものである。これらの工事は、JRR-2運転管理上の懸案であった重水漏洩及び下段遮蔽体燃料孔スリーブの腐食対策と同時に、トリチウム放出率の低減、垂直孔照射設備の改善などを考慮し、1974年1月より1975年9月にかけて実施した。本工事の作業環境は、重水中のトリチウム濃度約900
ci/cm、炉内溶接近辺の最高表面線量率約5R/hであった。しかし、適切な遮蔽、防護衣の使用及び厳密な被曝管理によって作業者の被曝量は、最大230mrem/man、平均83mrem/manであり当初計画の1/2以下であった。改修後の運転実績からみて改修の質としては、十分満足するべきものであり、計画、炉外実験、放射化した機器の撤去、据付作業、機能試験、運転結果を整理した本報は、原子炉の改修技術の記録として十分意味をもつものと考える。
清水 堅一; 宮坂 靖彦; 番場 正男; 山口 森; 小金澤 卓
JAERI-M 6930, 22 Pages, 1977/02
JRR-2下段遮蔽体の燃料チューブの腐食にともない、上・下段遮蔽体を含む原子炉改修工事を、昭和49から50年にかけて実施した。改修工事にあたって、遮蔽体の防食を主目的とした、塗料の選定実験を実施した。実験結果、耐放射線性、耐熱性、耐アルカリ性の選定条件を満足する次の3種類の塗料を選んだ。(1)ポリアミドイミド(ポリアミド樹脂) (2)アマコート(エポキシ系) (3)黒ワニス(タール系) 上・下段遮蔽体の製作に当たって、上記3種類の塗料をそれぞれ次の箇所に使用した。
スリーブ・チューブ類(ポリアミドイミド) 遮蔽体の缶体内側(アマコート) プラグ類内側(黒ワニス)
