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論文

施設者から見たMOX燃料施設における統合保障措置の適用実績

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2011/11

JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。

論文

Evaluation of application effect of the integrated safeguards approach for MOX fuel fabrication facilities from the operator's viewpoint

蜷川 純一; 浅野 隆; 長谷 竹晃; 中島 真司; 能見 貴佳; 藤原 茂雄

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

日本の保障措置は、2004年9月に統合保障措置(IS)に移行した。PFPFを含むJNC-1サイトにおけるISアプローチは、査察効果を低減することなく効率を向上させるために、新型保障措置システムを最適に組合せるとともに、新たな査察概念であるランダム査察を適用することにより開発され、2008年8月に適用された。原子力機構は、施設者の観点からISアプローチ適用後約3年間の実績をもとに、PFPFにおけるISアプローチの有効性を評価した。その結果、PFPFにおける検認活動の効率化及び施設運転への影響の低減が図られたことを確認した。このことから、PFPFにおけるISアプローチは、査察者のみならず、施設者にとっても有効なものであると評価できる。一方で、査察者も、本アプローチの有効性を評価し、その結果に基づき見直しを検討している。原子力機構は、今後、ISアプローチの有効性の維持又は向上に資するため、査察者と連携し、本見直しに取り組むことが必要であると考える。

論文

ENMC(熱外中性子測定装置)の性能評価試験,フェーズII

蜷川 純一; 浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎; Menlove, H.*; Rael, C. D.*; 中島 真司*; 佐藤 隆*

核物質管理学会(INMM)日本支部第27回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2006/00

ENMCは、熱中性子を測定する既存の測定装置に改良を加え、エネルギーの高い熱外中性子をも測定することにより、核燃料物質中のプルトニウムを短時間でかつ高精度に測定するために開発した非破壊測定装置である。原子力研究開発機構は、このENMCの測定性能を最大限に引出すことにより、プルトニウムの測定精度を破壊分析レベルに向上させるための取組みを実施している。これまでにENMCの性能評価試験(フェーズI)としてさまざまな測定誤差要因の評価試験を実施し、高精度測定に向けた課題を確認した。この結果をもとに、今回、ENMCの最適測定条件(サンプル中のプルトニウム量,サンプル配置方法等)を見いだすことを目的に、性能評価試験(フェーズII)を実施し、測定誤差を約0.6%まで低減できる見通しを得た。本報告では、性能評価試験(フェーズII)で実施した試験結果について報告する。

論文

The Future Plan and Effects of the Remote Monitoring System in PFPF

蜷川 純一; 高橋 三郎; 藤原 茂雄; 浅野 隆

45th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Ma, 0 Pages, 2004/00

サイクル機構は、施設者・査察者双方の査察活動の効率化と核物質管理における透明性の向上を目的として、査察官非立会い方式のNDA用遠隔監視システム(RMS)をJNC/DOE保障措置協定のもとLANLと共同で開発を行っている。RMSは、実証試験により信頼性・健全性が高いシステムであることが確認され、査察用機器としての承認を得るための技術的な課題をほぼ解決した。こうした状況から、PFPFにおいてRMSを適用拡大していくことにより、査察の効率化にどれだけ寄与するのかを明確にする時期にきたと考えている。RMSは、貯蔵庫だけではなく燃料製造工程へも適用拡大することにより、査察官の定期的な施設訪問回数の低減(査察業務量の低減)と、それに伴う施設操業への影響の低減が大幅に図られると考える。本発表では、PFPFでのRMS適用拡大に向けた開発ステップを明確にした将来計画をまとめ報告する。

論文

CRITICALITY SAFETY CONTROL AT THE PLUTONIUM FUEL PRODUCTION FACILITY

蜷川 純一; 高橋 三郎; 山本 裕; 藤原 茂雄; 国安 和房*

Proceedings of 3rd NUCEF International Symposium (NUCEF 2001), 0 Pages, 2001/00

プルトニウム燃料第三開発室は、核物質が臨界にならないよう厳密な臨界管理を行っている。臨界安全管理の方式は、質量管理を基本とし、取り扱う核燃料物質毎に減速条件(水分含有率など)を分類している。さらに、核物質の二重装荷のおそれがないシステムとしている。本発表は、プルトニウム燃料第三開発室における臨界安全管理の考え方及び管理システムについて紹介するものである。

論文

改良型工程内滞留核物質測定システムの開発

蜷川 純一; 高橋 三郎; 浅野 隆; 丸山 創; 小林 茂*

動燃技報, (105), p.21 - 25, 1998/03

改良型工程内滞留核物質測定システム(スーパーGBAS)は、プルトニウム燃料工場第三開発室ペレット製造工程のグローブボックス内に滞留する工程内滞留核物質(ホールドアップ)を測定するために、米国ロスアラモス国立研究所と共同開発した非破壊定装置である。1990年に開発・導入したGBASは、施設の運転に伴いホールドアップが増加したため、厳密な計量管理を達成する上では、その測定精度の改善が必要となった。スーパーGBASでは、中性子の測定に対するグローブボックスないの核物質の位置依存性、隣接するグローブボックスからの中性子(バックグランド)の寄与、測定器の配置による影響を緩和することにより、測定精度において所期の目標を達成することができた。本発表においては、GBASからスーパーGBASへの主な改善点とその結果、また本施設での測定精度評価試験の結果について報告する。

論文

Development of improved hold-up measurement system at plutonium fuel production facility

浅野 隆; 小林 英男; 高橋 三郎; 丸山 創; 蜷川 純一

Proceedings of INMM 38th Annual Meeting, 0 Pages, 1997/00

プルトニウム燃料第三開発室の工程内グローブボックスに残留するプルトニウム(ホールドアップ)量を非破壊により測定を行うために、GBAS(Glove Box Assay System)は、平成2年にPNC/DOE共同研究のもとで開発・導入された。しかし、ホールドアップ量の増加に伴い、その量を正確に把握するために、測定精度の向上が必要となった。そこでPNCは、改良型GBAS(スーパーGBAS)をPNC/DOE共同研究のもとで開発し、平成8年6月にシステムを導入し、その後、測定精度及び装置特性を把握するために性能評価試験を行った。本発表は、スーパーGBASの改良ポイント及び性能評価試験の結果の紹介を行うものである。なお、本件は、米国ロスアラモス国立研究所との共同研究であるため共同発表としたい。

口頭

MOX燃料施設の臨界安全,3; 二重偶発性原理への対応

由利 明哉; 清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 蜷川 純一

no journal, , 

MOX燃料施設の臨界安全にかかわる異常を技術的に検討し「起こる可能性の十分小さい異常が、二つ以上同時に発生しない限り臨界に達しない」ことを確認した。いわゆる二重偶発性の原理の対応方法の一例として紹介する。

口頭

Experiences and achievement on Safeguards by Design for the Plutonium Fuel Production Facility (PFPF)

蜷川 純一; 長谷 竹晃; 浅野 隆; 藤原 茂雄

no journal, , 

プルトニウム燃料製造施設(PFPF)は、「常陽」,「もんじゅ」の燃料製造を通じ、MOX燃料製造技術開発及びその実証を行っている。PFPFは、燃料製造能力の向上及び大量のプルトニウム取扱いに伴う作業員の被ばくの低減のため、遠隔・自動の燃料製造システムを積極的に導入した。このため、保障措置の観点からは、査察時の核物質への接近が困難となるデメリットが生じることが予想された。そこで、日本原子力研究開発機構は、施設設計段階から自動化されたMOX燃料製造施設に合致した新たな保障措置概念を検討し、その結果をもとに新型保障措置システムを開発した。これにより、施設操業への影響を最小限に留め、保障措置の効率及び効果を向上させた。これらの取組みは、2008年8月よりPFPFを含むJNC-1サイトに適用された統合保障措置アプローチの開発に繋がった。本報告では、PFPFにおける"Safeguards by Design"の経験及びその効果について述べる。

口頭

プルトニウム燃料製造施設における"Safeguards by Design"の経験及びその効果

蜷川 純一; 長谷 竹晃; 浅野 隆; 藤原 茂雄

no journal, , 

プルトニウム燃料製造施設(PFPF)は、「常陽」、「もんじゅ」の燃料製造を通じ、MOX燃料製造技術開発及びその実証を行っている。PFPFは、燃料製造能力の向上及び大量のプルトニウム取扱いに伴う作業員の被ばくの低減のため、遠隔・自動の燃料製造システムを積極的に導入した。これにより、保障措置の観点からは、査察時の核物質への接近が困難となるデメリットが生じることが予想された。そこで、JAEAは、施設設計段階から施設操業と保障措置とを両立させた保障措置アプローチ概念を検討し、その結果をもとに先進的保障措置システムを開発した。これにより、施設操業への影響を最小限に留め、保障措置の効率及び効果を向上させた。さらに、これらの取組みは、2008年8月よりPFPFを含むJNC-1サイトに適用された統合保障措置アプローチの開発に大きく貢献した。本報告では、PFPFにおける"Safeguards by Design"の経験及びその効果について述べる。

口頭

プルトニウム燃料技術開発センターにおける核セキュリティ文化醸成活動

鈴木 弘道; 佐藤 光弘; 田口 祐介; 影山 十三男; 蜷川 純一; 白茂 英雄

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)プルトニウム燃料技術開発センターの施設は、防護区分I施設を複数有しており、より強固な核セキュリティの確保が要求されている。施設の核セキュリティを継続的に確保し強化するには、組織及び個人による能動的な核セキュリティ文化の醸成が不可欠である。そこで、プルトニウム燃料技術開発センターでは、効果的な核セキュリティ文化醸成の基礎となる信念及び態度である、「確実な脅威の存在及び核セキュリティの重要性の認識」を根付かせるための組織としての諸活動として、核セキュリティに特化した教育、少人数グループによる事例研究トレーニング、啓蒙ポスター作成、経営層による現場巡視等の活動を実施している。本報告は、プルトニウム燃料技術開発センターの核セキュリティ文化醸成に係る従業員起点のボトムアップ及び経営層からの階層的なトップダウンによる双方向の活動の評価及び改善の取り組みを紹介する。

口頭

核燃料輸送時における事故対応能力の向上に向けた取組み

橋場 大弥; 湯浅 亙; 蜷川 純一; 林 昭彦; 関田 和則*; 益子 貴行*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所では、核燃料輸送事故時の対応能力向上を目的に消防機関と合同で輸送事故対応訓練を実施している。この訓練は、平成14年より継続して実施しており、実践的な訓練の実施により消防機関との相互連携の強化が図れ、訓練の継続により核燃料輸送事故に適切に対応できる知識・経験を有した消防職員の育成に協力している。本件は、訓練の内容及び効果について報告する。

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