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論文

PCDFプロセス運転における査察手法の改善に係る施設者の貢献

清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 中村 仁宣

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

核燃料サイクル工学研究所(JNC-1サイト)への統合保障措置(IS)アプローチは、2008年8月に適用され、核燃料物質転用の抑止力を高めるため、予め日程を設定した従来のIIVから短時間通告及び査察人工(PDI)削減を伴うランダム査察(RII)へ移行された。その後、再処理施設は潜在的安全リスク削減を目的に2014年4月からプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転の再開を決定した。これにより、原子力機構はRIIのスキームをPCDFのプロセス運転へ取り入れるため、査察官のPDI増加と探知確率の低減を伴わない新たなスキームを査察側へ提案し、協議等の結果、2014年3月からの導入に至った。PCDFにおける新たなスキームは、スケジュール査察(FDR)、リモートモニタリング、運転状態確認シートの改善、NRTAの導入及び適時性のある計量管理データ申告等により構成される。これにより、情報提供に係る施設者の負荷は若干増加したが、運転の実施とIS要求事項のバランスを図ることができ、適切な保障措置の実施及び2年間にわたる施設の安定運転に貢献することができた。

論文

Operator's contribution on the improvement of RII scheme against the process operation at PCDF

中村 仁宣; 清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 池田 敦司*; 山口 勝弘*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

日本国の統合保障措置は2004年に、核燃料サイクル工学研究所(JNC-1)においては2008年より導入され、査察業務量の低減及び核物質転用に対する抑止効果を高めることを目的とし、従前の中間在庫検認(IIV)に代わり短時間通告ランダム査察(RII)が導入された。そのRII手法は運転停止中(インターキャンペーン)を想定して設計されたため、運転時は改訂が必要であった。原子力機構では再処理施設の潜在的な安全上のリスクを低減するため、2014年4月よりPCDFの運転(溶液からMOX粉末への転換)を決定したことから、運転と統合保障措置の要件を満足させる最適な査察手法の検討に着手し、検知確率を減らすことなく、査察業務量を増加させることのない新たな査察手法をIAEA及び規制庁に提案した。IAEA等との協議の結果、同提案は受け入れられ、2014年3月に導入することができた。新たな査察手法では、査察日を事前確定型への変更、推定量の核物質を低減、リモートモニタリングデータの提供の実施、運転状態確認査察の改善及び適時性をもった在庫申告等の改善を図った。その結果、在庫情報等の提供に係る業務量は若干増加したものの、統合保障措置における要件とPCDFの運転を両立させることができ、2年間の運転に対する保障措置の効果的かつ効率的な実施に貢献した。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Overview and research plan

関根 恵; 松木 拓也; 谷川 聖史; 蔦木 浩一; 向 泰宣; 清水 靖之; 中村 仁宣; 富川 裕文

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、システムの完全性及び先進性を図るため、Pu量の連続測定が可能な検出器の技術開発を、2015年から3年間の計画で、東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HAW)にて実施している。本論文においては、本研究の概要、HALW貯槽からの放射線特性に関するシミュレーションによる予備評価、今後の研究計画について報告する。なお、本研究は、文部科学省からの核セキュリティ強化等推進事業費により実施する。

論文

硝酸プルトニウム溶液に対するINVS測定不確かさの改善

牧野 理沙; Swinhoe, M. T.*; 鈴木 久規; 池田 敦司*; Menlove, H. O.*; 清水 靖之; 中村 仁宣

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設の査察において採取されたサンプル中のMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する非破壊測定装置であり、31.3%の比較的高い検出効率を有している。現在のINVSの測定不確かさは、3-5%程度であるが、仮に測定の不確かさを1%以下まで改善することができれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、Puの迅速確定、Kエッジデンシトメトリー(KEDG)の代替機器としての活用等、種々の効果が期待できる。本研究では、INVSの高精度化を目的として、実際の硝酸Pu溶液(再処理施設で通常用いられている濃度範囲に限定)を用いた校正試験を、3つの手法(キャリブレーションカーブ法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を適用して行った。なお、実試料の測定に先立ち、検出器の最適なパラメータ及び測定位置を確認する特性試験を行い、最適化されたパラメータを用いて校正を行った。校正試験の結果、それぞれの手法において不確かさに違いはあるものの、計数値とPu量との間に良い相関があることを確認した。特にキャリブレーションカーブ法が最も相関がよく、結果として1%以下の測定不確かの測定ができる見通しを得ることができた。溶液の測定は、様々な因子(濃度,酸濃度及び容量)が影響を与えるため、その結果についても合わせて考察を行った。

論文

東海再処理施設における核セキュリティのための工程監視データ活用に関する提案

木村 隆志; 清水 靖之; 山崎 勝幸; 遠藤 雄二; 中村 仁宣

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2013/10

IAEAからの核セキュリティにかかる提案(INFCIRC225/rev.5)に述べられている計量管理を除くほとんどの要件が、2012年3月に再処理事業規則に取り入れられた。このため、東海再処理施設では、その再処理事業規則に基づく要件を満足させるため、ハードやソフト対応を2年以内に完了させる予定である。東海再処理施設では、再処理事業規則に基づく強化措置とは別に、施設の安全管理を目的とした工程監視データを核セキュリティにも利用することでより有効でかつ効率的な核セキュリティを確立するのに役立つと考えている。運転状態を確認するため、異常な変動を含む工程監視データを連続的に観察していることから、このデータは、工程監視のみならず妨害破壊行為や不法移転のリスクの検知に活用できると考えられる。本発表では、将来に向け、施設者の観点から、核物質防護と工程監視データを融合させ、より有効かつ効率的な核セキュリティの手法を提案するものである。

論文

Utilization of process monitoring data in the Tokai Reprocessing Plant for future nuclear security

清水 靖之; 山崎 勝幸; 木村 隆志; 遠藤 雄二; 中村 仁宣

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2013/07

IAEAからの核セキュリティにかかる提案(INFCIRC225/rev.5)に述べられている計量管理を除くほとんどの要件が、2012年3月に再処理事業規則に取り入れられた。このため、東海再処理施設では、その再処理事業規則に基づく要件を満足させるため、ハードやソフト対応を2年以内に完了させる予定である。東海再処理施設では、再処理事業規則に基づく強化措置とは別に、施設の安全管理を目的とした工程監視データを核セキュリティにも利用することでより有効でかつ効率的な核セキュリティを確立するのに役立つと考えている。運転状態を確認するため、異常な変動を含む工程監視データを連続的に観察していることから、このデータは、工程監視のみならず妨害破壊行為や不法移転のリスクの検知に活用できると考えられる。本発表では、将来に向け、施設者の観点から、核物質防護と工程監視データを融合させ、より有効かつ効率的な核セキュリティの手法を提案するものである。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,8; ハルモニタの適用性評価,1; 破壊分析によるハルピース中のPu, Cm, U測定

鈴木 豊; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 後藤 雄一; 五十嵐 万人*; 清水 靖之; 須田 静香; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

東海再処理施設では、使用済燃料集合体の端末(エンドピース)及び燃料被覆管のせん断片(ハル)に移行するPuを定量するため、ハルモニタによる非破壊測定のフィールド試験を行っている。ハルモニタは、中性子計測法により測定したキュリウム244量とORIGEN計算コードにより求めた当該使用済燃料のPu/キュリウム244比から、使用済燃料のハルに移行するPu量を間接的に求めている。このため、ハル中のPu及びキュリウム244量を破壊分析により測定し、ハル中のPu/キュリウム244比を求め、ハルモニタとの比較分析を行うことで、ハルモニタの信頼性の評価が可能となる。また、保障措置分析の観点から、ハル中のPu, Uの定量分析が求められている。本研究では、新型転換炉「ふげん」MOX燃料及びUO$$_{2}$$燃料のハルピース中のPu, Cm, U量を破壊分析により測定した。

口頭

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究,2; 高放射性廃液貯槽セル内の線量率分布測定試験

所 颯; 鈴木 敏*; 三好 竜太; 桜井 康博; 松木 拓也; 蔦木 浩一; 関根 恵; 清水 靖之; 中村 仁宣

no journal, , 

東海再処理施設の高放射性廃液貯槽セル内の線量率は、セル内点検用のガイドチューブを介し、新たに設計・製作した点検装置を用いて測定する。ガイドチューブを利用した線量率分布測定をはじめて実施することから、モックアップにより挿入可能を確認した点検装置を用いて、作業の安全性・操作性及び線量計の挿入距離に対する測定位置の関係を確認し、実機においてセル内線量率分布測定試験を実施した。

口頭

TRP/PCDF process, current status

清水 靖之

no journal, , 

本資料は、核セキュリティ補助事業の一環として2018年1月16日からIAEA本部で開催される再処理トレーニングIAEAコースにおいて講師として発表するものであり、本発表を通じてIAEAにおける東海再処理施設に係る保障措置等の知識を深めるとともに主催者との意見交換を行うものである。資料の内容としては、IAEAにおける東海再処理施設の保障措置等の知識向上に資することを目的に東海再処理施設の概要として、再処理工場(TRP)、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)及びガラス固化技術開発施設(TVF)の運転実績、工程概要及び主工程と計量管理・保障措置の関係をまとめるとともに、東海再処理施設の現状として、廃止措置計画の概要及び今後70年におけるロードマップ、廃止措置の一環として行われる工程洗浄計画の概要及び考え方等をまとめたものである。

口頭

Lessons learned / best practices on determination of decommissioned status; Operator's point of view

中村 仁宣; 北尾 貴彦; 清水 靖之; 竹田 誠一; 山口 勝弘*

no journal, , 

保障措置における廃止の状態の定義を決めるため、過去の教訓やベストプラクティス事例等を共有し、協議する会議に専門家として参加する。国内では、原子炉等、アイテム施設における廃止措置の教訓は数例挙げられるが、再処理, 燃料加工や濃縮工場等、バルク施設(核物質量の決定に測定が用いられる施設)における廃止措置の教訓はないため、廃止措置計画を踏まえた核物質の状況、主要な設備の機能喪失(再処理機能の喪失等)の状況等を踏まえ、IAEAにより、それらの核物質が完全に回収され、移転され、かつプロセスの機能が完全に失われたことの確認をもって、計量管理及び保障措置の終了とする必要がある旨、結論付けた。報告では、廃止措置に伴う物質収支評価や物質収支区域の変更等、課題への対応策について事業者としての提案をまとめた。以上の提案が保障措置における廃止の定義の決定の参考になることを期待する。

口頭

Design information questionnaire; Reprocessing example

中村 仁宣; 北尾 貴彦; 清水 靖之; 竹田 誠一; 山口 勝弘*

no journal, , 

第1回目の専門家会合において検討したガイドラインを参考に、再処理施設における廃止措置期間を考慮した設計情報質問書のサンプル(Example)を日本側のタスクとして作成したので、第2回目の専門家会合において内容の報告及び提出を行う。基本的には廃止措置に関連する項目として、廃止措置に係る日付情報、施設の廃止措置計画、核物質の回収及び主要機器の除去または無効化に係る項目を追加するとともに、参考となる記載例を追記した。関係各国または日本国において再処理施設(PUREX)の設計情報質問書作成上の参考になれば幸いである。

口頭

Waste management at Tokai Reprocessing Facility

清水 靖之

no journal, , 

保障措置ガイドライン(事故後の施設に対する保障措置及びその廃棄物管理)検討のための専門家会合において、東海再処理施設において発生する放射性廃棄物の種類,処理方法及びこれら廃棄物の計量管理上の取扱いを説明する。

口頭

The Effort for the nuclear material recovery from the reprocessing process and relevant MC&A in the TRP Decommissioning Project

加藤 茜; 清水 靖之; 北尾 貴彦; 中村 仁宣

no journal, , 

東海再処理工場(TRP)は、1977年から2007年にかけて1,140tの使用済燃料を再処理し、2011年東北地方太平洋沖地震を踏まえた新規制基準の施行に伴い、2018年に廃止措置へ移行した。東海再処理施設の廃止措置期間は約70年かかる見込みである。TRPの廃止措置の早期段階として、複数施設の工程内に残存する核燃料物質の取出し(工程洗浄)、高放射性廃液のガラス固化処理し、回収した核燃料物質を放射性廃棄物として貯蔵施設への移送が挙げられる。工程洗浄はTRPの廃止措置の第1段階であり、系統除染及び解体の前段階として2022年7月から実施している。これらの廃止措置に係る活動は世界的に前例の少ない試みである。廃止措置は「再処理運転」とは異なる活動であることから、適切な計量管理の実施及び国際原子力機関(IAEA)が実施する保障措置検認によって透明性を確保することは事業者として重要となる。今回は、東海再処理施設の廃止措置計画の第一段階である工程洗浄期間中における核物質集約のプロセス、計量管理及び保障措置対応について報告する。

口頭

Safeguards guidelines for post-accident facilities and associated waste management facilities

中村 仁宣; 竹田 誠一; 清水 靖之; 竹田 秀之; 青木 里英; 白藤 雅也; 北尾 貴彦; 宮地 紀子

no journal, , 

IAEAにおいて事故後の施設に対する保障措置ガイドライン(関連廃棄物管理を含む)を検討する専門家会合にて、東海再処理施設(TRP/PCDF)の廃止措置と保障措置の関係を報告する。アクセス困難な事故後の施設の場合、一般的には廃止措置に移行することから、通常の施設の廃止措置で実施する保障措置対応が参考例となる。また、通常の施設でも事故後の施設でも核物質の除去や廃棄物管理が主たる活動になっていく。一方、事故後の施設はアクセス困難なため、通常の査察ができないことから、アクセス状況に応じて別な手段を講じる必要があると考えられる。本報告では、東海再処理施設の廃止措置の概要と各段階における計量管理及び保障措置対応について報告するものである。

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