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論文

核燃料施設におけるセキュリティ対策,2; サイバーセキュリティにおける内部脅威対策

河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11

近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。

論文

Feasibility study result of advanced solution measurement and monitoring technology for reprocessing facility

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*

Proceeding IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 8 Pages, 2018/11

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、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視するための測定技術開発の必要性を研究開発の長期課題としている。原子力機構は、日本原燃と精製後の核分裂生成物(FP)を含まないPu溶液について、中性子同時計数法を用いた測定システムを開発した。さらに再処理施設全体に適用可能な技術を開発するため、適用性調査研究を米国エネルギー省との共同研究の一環として実施し、核物質生成物が含まれるPu溶液に対してモニタリングが可能となる検出器の開発を行った。本研究開発では、東海再処理施設の高放射性貯蔵場を試験場所とした。まず、HAW貯槽のMCNPシミュレーションモデルを作成するために、HAW貯槽の設計情報の及びHAW組成、放出される放射線の調査を実施した。一方、コンクリートセル内にの検出器の設計及びMCNPモデルの妥当性確認のため、セル内における線量率分布を測定した。設計した検出器を用いて、検出器の設置位置の最適化及びモニタリングに利用可能な放射線を調査するため、セル壁内外において$$gamma$$線スペクトル・中性子線測定を実施した。これらシミュレーション及びセル壁内外における$$gamma$$線及び中性子線測定の結果を用いて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、$$gamma$$線と中性子測定を組み合わせることにより溶液内のPu量の変化をモニタリングできることが分かった。この結果は、再処理施設におけるFPを含むPu溶液のモニタリングへの適用性があることも示唆している。本論文では、本技術開発のまとめを発表する。

論文

Introduction and implementation of physical protection measures including trustworthiness program at Tokai Reprocessing Facilities

中村 仁宣; 木村 隆志; 山崎 勝幸; 北尾 貴彦; 田崎 隆; 飯田 透

Proceedings of International Conference on Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities (Internet), 9 Pages, 2018/09

東電福島第一発電所の事故の教訓及びIAEAの核セキュリティ関連指針(INFCIRC/225/Rev.5)を踏まえ、2012年3月に原子力規制関連法令が改正され、原子力施設事業者に新たな規制要件が提示された。東海再処理施設においては、2014年3月までに全ての要件を満足するよう防護措置の改善を完了した。これらの措置は、当施設のセキュリティレベルの向上及び施設の潜在的な安全上のリスクの削減に貢献するものである。一方、2016年に個人の信頼性確認制度に係る新たな規制が導入され、東海再処理施設においては、防護区域(区分I及びII)、PP管理室、第2PP管理室への入域者及び核物質防護情報(秘密情報)を取り扱う従業員に対して当該制度を適用する。この制度は、妨害破壊行為や特定核燃料物質の不法移転及び核物質防護情報の漏えいに対する内部脅威者となりうる可能性がある者が対象であり、2017年秋の施行を予定している。さらに、核セキュリティに係る措置の確立と同様に、全従業員を対象とする核セキュリティ文化醸成も課題であった。東海再処理施設では、実際のセキュリティ事案をもとにした小グループ単位による事例研究や核セキュリティ啓蒙ポスターの作成・掲示等の核セキュリティ文化醸成活動を継続している。本報告では、東海再処理施設における核物質防護措置の概要と今後の効果的な防護措置に係る取組みについて議論する。

論文

Demonstration of $$gamma$$-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的な$$gamma$$を測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、この$$gamma$$パイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際$$gamma$$測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及び$$gamma$$の計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Development of gamma spectra detector for high active liquid waste

関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 富川 裕文

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2018/07

再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。Puモニタリングに適用可能な$$gamma$$線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いて東海再処理施設の高放射性廃液のコンクリートセル内で、同廃液に対し800keV以上の$$gamma$$線スペクトル測定を実施したところ、Eu-154由来と考えられるピークを検出した。この測定結果は、中性子の測定結果とMCNPシミュレーションを組み合わせ、Puモニタリング技術開発へ適用していく。本発表では、検出器の選定,設計、$$gamma$$線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価について報告する。本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

論文

Discussion of effective insider threat mitigation method at reprocessing plant

中村 仁宣; 北尾 貴彦; 山田 博之; 河野 壮馬; 木村 隆志; 田崎 隆

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

To reduce security risks by outsider and insider, JAEA is on-going to raise the security level in accordance with the Japanese domestic regulation for reprocessing plant and through constant voluntary improvements. In the reprocessing plant, since a large amount and several types of nuclear material (NM) are handled, the effective physical protection measures have to be considered them for the unauthorized removal and sabotage appropriately. For the insider, since effective and timely detection manner is applied to a part of inner areas and it seems to be very difficult to doubt our employee at the viewpoint of common sense, we are thinking that applying several effective physical protection measures comprehensively as one of rules are very effective. In Tokai Reprocessing Plant, to reduce insider risks, implementation of many security culture efforts for employee and executive managers, implementation of trustworthiness program including observation of acting, implementation of surveillance to inner area, etc. by camera, access control, introduction of two person rule and implementation of planned education and training, etc. are being conducted. By engaging those measures, we believe that the security risks by insider can be minimized. In this paper, we introduce our insider mitigation methods and discuss their effectiveness and best approach for enhancing the security in the reprocessing plant.

論文

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; GAGG検出器の設計及びガンマスペクトル測定

関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。中性子測定とあわせて定量化を目指し、Puモニタリングに適用可能な$$gamma$$線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いてコンクリートセル内で、同廃液に対し$$gamma$$線スペクトル測定を実施したところ、高エネルギー$$gamma$$線(約9.5MeV)を測定可能とし、FPによる$$gamma$$線以外の3MeVを超える高エネルギー$$gamma$$線スペクトルを初めて確認することができた。本発表では、検出器の設計、$$gamma$$線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価及び今後の計画について報告する。(本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。)

論文

Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。

論文

$$gamma$$-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07

再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの$$gamma$$線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの$$gamma$$線を測定する試験が行われた。この発表は、$$gamma$$線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。

論文

Improvement of INVS measurement uncertainty for Pu and U-Pu nitrate solution

Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 牧野 理沙; 中村 仁宣

LA-UR-17-23474, 28 Pages, 2017/04

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においてMOX粉末及びPu溶液試料の査察に用いられる非破壊測定装置である。現在の測定不確かさは3-5%程度であるが、1%以下まで改善できれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、迅速測定等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、実際の硝酸Pu溶液及びU-Pu硝酸溶液を用いて、3つの手法(パッシブ校正曲線法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を検討した。まず検出器のパラメータの最適化及び特性試験を行った後、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法のための校正曲線を得た。3つの手法の測定結果より、現実的なサンプル濃度の範囲で、ダブルスカウントと$$^{240}$$Pu effective massとの間に良い相関があることを全手法について確認できた。特にパッシブ校正曲線法が最も相関がよく、known-$$alpha$$とともに目標精度である1%を達成した(22時間測定)。バックグラウンドシングルスの変化がこれらの校正の精度に影響すると考えられることから、精度を向上させるため、追加の遮蔽体をINVSに導入した。その結果、特にknown-$$alpha$$法の測定精度が向上した。また遮蔽体を用いた結果、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法で目標精度の1%以内を達成し、そのために必要な測定時間は1時間以内となることを確認できた。

論文

Completion of solidification and stabilization for Pu nitrate solution to reduce potential risks at Tokai Reprocessing Plant

向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。

論文

Development and implementation of GloveBox Cleanout Assistance Tool (BCAT) to detect the presence of MOX by computational approach

中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*

Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04

施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。

論文

代替$$^{3}$$He技術のフィールド試験及び評価; HLNB検出器の開発

谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*

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

ロスアラモス国立研究所は、$$^{3}$$Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器として平行平板状のホウ素(B-10)を用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置であるHLNB(高レベル中性子同時計数カウンター(ボロン))を使用し、実フィールドでの測定試験をプルトニウム転換技術開発施設にて実施した。保障措置分野で代表的なPuの定量測定装置であるHLNCC-II(高レベル中性子同時計数カウンター)の代替装置としてプルトニウムの定量測定ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びHLNCC-IIとの比較測定を実施した。測定試験では検出器の基本性能評価の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、保障措置用機器としての適用可能性を確認することができた。

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

Feasibility study of advanced technology for Pu with FP solution monitoring; Overview of research plan and modelling for simulation

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00

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。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。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、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、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(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される$$gamma$$線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、$$gamma$$線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。$$gamma$$線測定についてFP由来の$$gamma$$線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。

論文

Field test of a full scale $$^{3}$$He-alternative HLNC-type counter; High Level Neutron counter-Boron (HLNB)

Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣

EUR-28795-EN (Internet), p.313 - 323, 2017/00

ロスアラモス国立研究所(LANL)は、$$^{3}$$Heガス供給の枯渇問題に対応するため、新たに開発したホウ素(B-10)を用いた平板状の比例計数管を使用した$$^{3}$$Heフリーの中性子検出器(HLNB:高レベル中性子同時計数装置(B-10))を設計、試作した。これは、代表的な$$^{3}$$He型の中性子検出器の代替品として製作したものである。本論文では、実際のフィールドにおける保障措置機器としての適用性を確認するため、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において、少量のMOX試料粉末を使用したHLNBの性能評価試験を実施した。その結果、HLNBは300秒の測定時間で2.1%の良好の測定精度を得ることができ、保障措置に適用する中性子同時計数装置としての国際性能指標を満足することできることが分かった。

論文

$$^3$$He代替非破壊分析装置の開発; 迫り来る$$^3$$Heクライシスの解決を目指して

小泉 光生; 坂佐井 馨; 呉田 昌俊; 中村 仁宣

日本原子力学会誌, 58(11), p.642 - 646, 2016/11

核セキュリティ、保障措置分野では、核分裂に伴う中性子を検出する検認装置として$$^3$$He検出器を利用したものが広く利用されている。検出器に利用される$$^3$$Heガスは、主に米国におけるストックから供給されてきたが、2001年9月11日の同時多発テロ以後、大量の$$^3$$He中性子検知装置を米国内に配備したことから、在庫が減少し、供給が近い将来停止する状況になりつつあった。そうした中、2011年3月末の$$^3$$He代替中性子検出技術に関するワークショップにおけるIAEAの$$^3$$He代替非破壊分析装置開発の呼びかけに応じ、原子力機構においても、J-PARCセンターが開発したZnS/$$^{10}$$B$$_2$$O$$_3$$セラミックシンチレータをベースに$$^3$$He代替検出器の開発を行い、平成27年3月には、開発した中性子検出装器の性能試験及びそれを実装した核物質検認用非破壊分析(Non-Destructive Assay (NDA))装置の性能実証試験を実施した。本解説では、開発した検出器、代替NDA装置を紹介し、あわせて$$^3$$He問題の顛末を報告する。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Composition research of high active liquid waste and radiation measurement results on the surface of cell

松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.

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

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/$$gamma$$線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの$$gamma$$線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある$$^{238}$$Pu及び$$^{239}$$Pu由来の$$gamma$$線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。

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。

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