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論文

Good practices of the online training on physical protection of nuclear materials and facility

野呂 尚子; Scharmer, C.*; 川久保 陽子; 関根 恵; 奥田 将洋; 井上 尚子

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

ISCN/JAEAのアジア向け核物質防護トレーニング(PP RTC)は2011年にスタートし、以降毎年開催されており、ISCNの主要なトレーニングとなっている。新型コロナウイルス感染症の世界的な蔓延を受け、各国の海外渡航制限によりISCNの人材育成支援事業も大きな影響を受けたが、それを新たな支援の良い機会ととらえ、オンライントレーニングの開発をスタートさせた。米エネルギー省及びサンディア国立研究所(SNL)の協力を得てオンラインコースの開発を行い、2020年10月19-30日にはオンラインのPP RTCを開催した。オンラインでも対面型のような学習効果を維持または強化するため、ISCNは自習型のe-ラーニングとライブで行うオンライン講義・演習を組み合わせたコースとした。本発表はISCNとSNLによるオンラインコース開発及びコース実施の経験を紹介し、良好事例と教訓を共有するものである。また本発表はコロナ後の人材育成支援における新たなアプローチを示すものである。

論文

Conducting an online workshop on the supply chain risk in nuclear security; A Case study of designing an online event using recorded theater scene and integrating its findings for professional development

奥田 将洋; Van Dassen, L.*; Lock, B.*; 井上 尚子; 野呂 尚子; 川久保 陽子; 関根 恵

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2021/08

The presentation will feature two key findings; the effectiveness of providing an online activity on nuclear security around film theater scenes, and the second one is a case study of awareness rising on supply chain risk un nuclear security in Japan. ISCN and WINS co-hosted the workshop on "supply chain risk in nuclear security" online due to the COVID 19 situation. The joint workshop had been held in face and used "theater style." In the first part of the presentation, it will be explained that how to replicate the theater-style workshop online. The second part of the presentation will explain findings through the discussion among the participants of the workshop. The presentation will examine the importance of identifying supply chain risks and possible measures to address supply chain risk management in nuclear security through the findings from the discussion of the workshop. The presentation also examines how to use these findings in the human resource development activity.

論文

Development and implementation of online trainings at ISCN/JAEA

井上 尚子; 野呂 尚子; 川久保 陽子; 関根 恵; 奥田 将洋; 長谷川 暢彦*; 直井 洋介

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

原子力研究開発機構(JAEA)核セキュリティ・核不拡散総合支援センター(ISCN)は2020年12月に10周年を迎えた。1つの柱がアジアの国を対象とした人材育成支援事業である。創立以来183回のトレーニングを開催し4,600名以上の参加者を得たが、COVID-19パンデミックはトレーニングの開催に影響を及ぼした。ISCN/JAEAは2020年4月からオンライントレーニングの開発を開始し、核物質防護とIAEA保障措置のための国内計量管理制度(SSAC)の2つの地域トレーニングを2020年10月と11月に各々実施した。この取り組みは、IAEA保障措置協定追加議定書大量破壊兵器物資識別トレーニングや他の2つの海外講師を招いた国内向けワークショップ等、更なるトレーニングやワークショップの開発として継続している。オンライントレーニングCOVID-19パンデミックの影響を含む安全上の問題での海外渡航制限下においてもトレーニングの機会を提供できるだけでなく、対面型トレーニングと組み合わせることでトレーニングをより効率的効果的にすることができる。結果としてパンデミックはISCN/JAEAのオンライントレーニング開発実施を加速しており、そのキーとなったのはIAEAやDOE/NNSA,米国サンディア国立研究所,韓国核不拡散管理機関の国際核不拡散核セキュリティアカデミー(KINAC/INSA)を含むパートナーとの国際協力であった。本論文はISCN/JAEAがどのようにオンライントレーニングの開発実施に取り組んできたか、現在の状況,得られた知見、そして将来計画について述べる。

論文

ISCN/JAEA-IAEA online SSAC training development

川久保 陽子; Stevens, R.*; Pickett, S.*; 関根 恵; 野呂 尚子; 井上 尚子

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security (ISCN) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in cooperation with the International Atomic Energy Agency (IAEA) executed the first online regional training course on the State System of Accounting for and Control of Nuclear Material (Online RTC- SSAC) from 9 to 20 November 2020. JAEA and its predecessor organizations have held RTC-SSAC every year since 1996 in in-person style for supporting the capacity building in the IAEA member states, however; COVID-19 pandemic posed a serious impact on implementing conventional in-person training in 2020. In addition to that, ISCN had recognized the advantages of developing the online SSAC course as it can supplement the in-person course. With this background, ISCN/JAEA in cooperation with IAEA initiated the development of the online RTC-SSAC in April 2020. This paper provides a summary of the experience in developing the first Online RTC-SSAC including the steps taken to transition the course from an in-person course to an online course. It also identifies good practices that were established during the conduct of the two-week course as well as lessons learned to integrate into future courses. The paper concludes with a look at the future of online training and possible next steps to ensure that it will support the needs of the IAEA Member States.

論文

Application of virtual tour for online training safeguards exercises

関根 恵; 助川 秀敏; 石黒 裕大; 大山 光樹; 小畑 敬; 林 和彦; 井上 尚子

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

日本原子力研究開発機構(JAEA)核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)は、仮想原子力施設のバーチャルツアーを開発した。そのバーチャルツアーを、2020年11月に開催された国内計量管理制度に係る国際オンライントレーニング(Online RTC-SSAC)の設計情報質問書(DIQ)演習に適用した。また2021年2月に開催されたアジア原子力協力フォーラム(FNCA)の核セキュリティ・保障措置プロジェクトのオンラインワークショップにおいて、補完的アクセス(CA)演習にも適用した。これまで、ワークショップ演習は対面形式にて実施してきたが、COVID-19パンデミックの影響を受け今回バーチャルツアーを開発した。バーチャルツアーは、施設見学の代替としてオンライントレーニングに有効なツールであるだけでなく、対面式のトレーニングを行う場合においても強みがあると考える。今回の開発に活用した原子力施設は廃止措置の予定であるが、このバーチャルツアーは、様々な応用が可能である。本論文では、学習目的が異なるDIQ演習とCA演習に用いた、研究炉施設のバーチャルツアーを作成する方法を説明する。施設の特徴をどのように生かしたか、また、実際の施設訪問ができない場合においても、必要な設計情報を提供することの重要性を参加者に伝えること等課題も示す。さらに、同じバーチャルツアーを用いて、CAにおける保障措置関連の検認活動を説明するエクササイズにも活用できた。このように、バーチャルツアーは様々なトレーニングに適用できる可能性がある。

報告書

Final report on feasibility study of Pu monitoring and solution measurement of high active liquid waste containing fission product at Reprocessing Facility

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

JAEA-Technology 2019-023, 160 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-023.pdf:9.43MB

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測定技術開発の必要性を研究開発計画(STR-385)で技術的課題として掲げている。この課題に対応するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、再処理施設の入量計量槽を含めFP及びマイナーアクチニド(MA)存在下においてもPu量のモニタリング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にて日米共同研究として実施した。まず、MCNPシミュレーションモデルを作成するためにサンプリングによる高放射性廃液(HALW)組成・放射線調査及びHALW貯槽の設計情報の調査を実施し、シミュレーションモデルを作成した。一方、検出器設計とこのモデルの妥当性を確認するため、コンクリートセル壁内外における線量率分布測定を実施した。さらに、新しく設計された検出器を使用して、コンクリートセル内外においてガンマ線と中性子線を連続的に測定し、放射線特性を把握するとともに検出器の設置位置を最適化した。最後に、シミュレーション結果とガンマ線及び中性子線測定結果に基づいて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、ガンマ線測定と中性子線測定の両方を組み合わせることで、溶液中のPu量の変化を監視できる可能性があることが分かった。この研究において、FPを含むPuを扱う再処理工程全体の保障措置を強化するためのPuモータリングが適用可能であることが示唆された。本稿は、本プロジェクトの最終報告書である。

論文

Effective capacity-building development based on good practices from the additional protocol implementation

Rodriguez, P.; 千崎 雅生; 関根 恵

Proceedings of INMM 60th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2019/07

日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、2010年の設立以降8年間、特にアジア・太平洋地域に対する支援を続けている。アジア諸国は保障措置協定の追加議定書(AP)を批准する義務を果たすため、資源インフラ(人,物,法律等含む)をいくつか変更してきている。2017年9月、水戸にて開催された第7回アジア原子力協力フォーラム(FNCA)ワークショップにおいて、核セキュリティ・保障措置プロジェクト(NSSP)の下、AP実施のための基本事項の形式化に関する3ヵ年計画が提案された。これを受けて、FNCAメンバー国の経験に基づいた、各国のAP実施に関する良好事例の作成が必要となった。ISCNは、本計画の統括の立場から質問事項のテンプレートを作成し、FNCAメンバー国に対して調査を実施した。本稿では、予備的な調査結果とその分析結果を報告する。また、各国がAPに定められる国際原子力機関(IAEA)の要件を満たすために実施した、良好事例を示す。関連するアジア諸国の核燃料サイクルの特徴は全く異なるため、資源インフラ開発において多様な戦略が必要となる。本稿では、APの批准を達成するために各国がとった異なるアプローチを考察する。このように、様々な実施状況を調査し、共通点を探し、その経験を共有することは有意義である。よって、これら良好事例の収集と分析、メンバー国の経験を共有することにより、AP実施に関する基本事項の形式化を試みる。なお、このプロジェクトの予備的な結果は、中国北京にて2018年9月に開催された第8回FNCAワークショップにて紹介した。

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.*

Proceedings of 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

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(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

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

New approach for monitoring of nuclear material in nitric acid solution using $$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$N reaction

関根 恵; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.274 - 278, 2017/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03

IAEAは保障措置技術開発に係る長期計画の中に、核物質の連続モニタリングの重要性を示している。再処理施設の湿式プロセスにおいて、使用済み燃料はHNO$$_{3}$$の溶液の状態でパイプを流れる。核物質が湿式プロセス中に盗まれることを防ぐため、液量を連続モニタリングするための方法の一つとして、硝酸溶液の構成元素である窒素Nから発生する$$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$Nの反応から発生する10.8MeV$$gamma$$線のモニタリングを提案する。一般的に使用済み燃料から発生する高レベルの$$gamma$$線が3MeV以下において支配的であるが、高エネルギー側にそれらのピークは表れないため、モニタリングに効果的だと考えられる。まず第一段階として、$$^{252}$$Cfの中性子を用い、モンテカルロシミュレーションを用いて、10.8MeVを検出するための検出器の種類及び、検出器体系の最適化の結果を報告する。

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

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。

報告書

JAEAにおける核不拡散分野の透明性向上研究の成果

川久保 陽子; 関根 恵; 富川 裕文

JAEA-Review 2016-017, 57 Pages, 2016/10

JAEA-Review-2016-017.pdf:7.73MB

アジア太平洋地域は、既に核燃料サイクルを有する国から将来的に原子力発電を目指す新興国まで、原子力発電をめぐる各国の状況は多様であり、また地域内には核兵器保有国等も存在するため地政学的状況も複雑である。したがって、地域の不安定化をもたらすことなく円滑に原子力活動を推進するためには、透明性を確保することにより地域内の信頼を醸成することが重要である。こうした認識の下、日本原子力研究開発機構は、1995年より米国エネルギー省及び傘下の国立研究所と共同で透明性の向上を目的とした様々な研究や活動を実施してきた。その取り組みは、透明性概念研究、高速実験炉「常陽」における遠隔監視システムの開発、アジア太平洋安全保障協力会議(CSCAP: The Council for Security Cooperation in the Asia Pacific)における透明性ウェブサイト開発支援、情報共有フレームワークの開発、及び地域内の関係者を広く招いたワークショップの開催等が挙げられる。現在は、これらの過去の研究及び活動の成果を基に、透明性向上を目的とした情報共有の実施フェーズに移行中である。2015年には、アジア太平洋保障措置ネットワーク(APSN)に参画している保障措置・核不拡散専門家を対象として情報共有フレームワークウェブサイトを開設した。本報告書は、原子力機構において20年近くにわたって実施されてきた透明性向上を目的とした研究及びその他の活動について総括し、今後の展開について論じるものである。

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

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

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security, 7; Measurement of DG from MOX and Pu liquid samples for quantification and monitoring

向 泰宣; 小川 剛; 中村 仁宣; 栗田 勉; 関根 恵; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2016/07

核不拡散用のアクティブ中性子非破壊測定技術開発の一環として、核分裂性核種($$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{235}$$U)の組成比を分析するために、3MeV超のエネルギーを有する遅発$$gamma$$線に着目した遅発$$gamma$$線分光(DGS)法の技術開発を行っている。DGS法の確認試験として、PCDFにおいて、Pu溶液及びMOX粉末試料を用いた遅発$$gamma$$線測定試験を下記の4段階で実施することを計画している。(1)自発核分裂性核種由来の遅発$$gamma$$線測定(パッシブ測定)、(2)速中性子利用による遅発$$gamma$$線測定(アクティブ測定)、(3)DGSI(試料中の自発核分裂性核種由来の中性子作用による遅発$$gamma$$線)測定(パッシブ測定)、(4)熱中性子利用による遅発$$gamma$$線測定(パッシブ測定)。本報告では、PCDFで実施する核物質試料を用いたDGS試験計画について報告する。※本件は、今回のINMMにて開催される核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術開発(実施窓口:ISCN)のシリーズ発表(全7件)のうち、ISCNから発表の依頼を受け、PCDFで実施する核物質試料を用いたDGS測定試験の目的及び具体的な試験方法について報告するものである。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術に関するフィジビリティスタディ; 概要と計画

関根 恵; 石山 港一; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

再処理施設には、核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液や固体廃棄物が在庫及び保管廃棄物として保管されている。これらのFPを含むPuは高い放射線量のため接近が困難であり、直接的にPuの継続的な監視や検認を行う技術がない。そのため、原子力機構は核物質の透明性確保の観点から、FPを含むPu溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を平成27年度より開始した。本技術は、再処理プロセス全体のPu濃度モニタリングへの適用が期待できる。本ポスター発表では、本研究の概要、今回試験対象とする東海再処理施設の高放射性廃液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。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; コンクリートセル内における$$gamma$$線スペクトル測定のための最適化設計

鈴木 敏; 関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

原子力機構は、保障措置の効果的・効率性の観点から、再処理施設に保管されている核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を東海再処理施設において平成27年度より実施している。今年度は、コンクリートセル内において高放射性溶液タンクから発生する$$gamma$$線及び中性子線を測定しPu量との関連性を検討する予定である。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、人が立ち入ることのできないコンクリートセル内における高線量$$gamma$$線スペクトルを計測するための検出器の選定及び計測回路の窒息現象を回避するための遮蔽等による測定手法の最適化、また約1.7mコンクリート壁と通してセル内へ挿入する治具(スラスタ)への収納方法及びスラスタ形状の最適化設計ついて報告する。※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。

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