Security by facility design for sabotage protection

鈴木 美寿; 出町 和之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.559 - 567, 2018/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1417170

原子力発電所におけるサボタージュ防護の為の施設設計について調べ、サボタージュリスク低減に向けた被害対応を目的とした設計変更の効果について、枢要区域特定手法を用いて示した。全電源喪失に繋がる外部電源喪失事象を、その後の評価の為に、典型的なサボタージュシナリオであると仮定した。本研究では、ターゲットセット(枢要区域)の脆弱性を、その物への接近性、その物の物理的な分布性、及び(施設者の被害対応に対する)敵対者の妨害の積で表されると仮定した。敵対者が制圧されるまでに、敵対者からの妨害がある場合は、被害対応の為に予め組み込まれた対応策は非常に重要である。核物質防護システムだけでなく、構造・設備・機器に対する施設設計が、効果的で効率的なサボタージュ防護の為に重要や役割を担うことが確認された。原子力発電所について、非効率で無駄な手戻り作業を避ける為に、安全とセキュリティとのインターフェースを考慮しつつ、原子力発電所建設の初期の段階で、セキュリティの為の施設設計アプローチを採用することが重要である。

Integrated risk assessment of safety, security, and safeguards

鈴木 美寿

Risk Assessment, p.133 - 151, 2018/02

https://doi.org/10.5772/intechopen.71522

統合型リスク評価が、安全、セキュリティ及び保障措置の間のシナジー効果を促進するものとして開発される。統合型3Sリスク評価のシナジー効果の一つとして、これから建設する原子力施設の設計段階から3S対応を取り込む方法が考えられる。安全分野では、基本事象のデータを用いてシビアアクシデントの頻度を見積る。最近のセキュリティ事案に対する懸念もあり、ETs/FTsの手法に基づく枢要区域特定手法は原子力発電所の枢要設備に対するサボタージュ防護を調べるために用いられている。異なる困難は保障措置におけるリスク評価においてもあり、核物質の転用やミスユースは施設者や国家の意図的な動機によって起こることから、その起点を推測することは一般的に困難である。本章では、3S間の最適で費用対効果を有する管理を追及して3Sリスク間のバランスについて調べる。

A Probabilistic extension of the EASI model

寺尾 憲親; 鈴木 美寿

Journal of Physical Security, 7(2), p.12 - 29, 2014/03

特定のシナリオでの敵の妨害の確率であるは、Estimate of Adversary Sequence Interruption(EASI)という計算コードによって計算される。この研究の目的は、不確実性と変わりやすさによる影響を考慮したの定量化手法を考案することである。特に、の3つの構成要素である, , の新しい計算手法を作ることを試みる。又、仮想の原子力施設および敵対者の攻撃シナリオを設計し、新しい手法での値を評価する。施設の性能データを実際の性能試験無しの一時的な値として設定する。モンテカルロ手法を用いることによって、施設の各要素の不確実性と変わりやすさを表現することを試みる。

仮想の原子力施設のリスク評価の試み

寺尾 憲親; 鈴木 美寿

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), 9 Pages, 2013/10

核物質防護のリスク評価式は、一定期間内に敵対者の攻撃が行われる可能性(), 防護システム有効性(), 影響()から示される。。さらには、施設に対する敵対者の攻撃を妨害する確率()、対応部隊が敵対者を無効化する確率()の積である。本発表では、仮想の原子力施設に対する敵対者の攻撃を仮定する。リスク評価式の中の及びの新しい定量化法を考案し、リスク評価を試行する。については、メリーランド大学が纏めたオープンソースの国際テロ事件のデータベース(GTD: Global Terrorism Database)を用いて、原子力施設に対する攻撃の可能性について議論する。については、サンディア国立研究所(SNL)の開発した原子力施設のリスク評価ツール(EASI)の考え方を参考に議論する。仮想の原子力施設における対応部隊,センサ,情報伝達の性能を、幾つかの仮定をもとに作成した確率分布を用いて定量的に表現する。

「原子力と核不拡散、核セキュリティに係る国際フォーラム; 核燃料サイクルのバックエンドにおける核不拡散、核セキュリティ確保とアジアにおける地域協力」結果報告

田崎 真樹子; 山村 司; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 持地 敏郎

JAEA-Review 2013-001, 76 Pages, 2013/03

JAEA-Review-2013-001.pdf:8.59MB

日本原子力研究開発機構は、2012年12月13日、14日に、「原子力と核不拡散、核セキュリティに係る国際フォーラム; 核セキュリティのバックエンドにおける核不拡散、核セキュリティ確保とアジアにおける地域協力」 を開催した。フォーラムでは、日本,国際原子力機関(IAEA),米国,仏国及び韓国の有識者,政府関係者,専門家が、それぞれの国や所属機関等における原子力平和利用と核不拡散にかかわる取組み等について講演した。また、2つのパネル討論では、「核燃料サイクルのバックエンドにおける核不拡散、核セキュリティ確保の方策」及び「アジアの原子力利用における核不拡散、核セキュリティ方策、多国間協力枠組み」をテーマとし、前者では、特にバックエンドにおける核不拡散及び核セキュリティの観点からの課題及び対応方策を、後者では、アジアの原子力利用における核不拡散・核セキュリティ確保の方策、日本等の原子力先進国を含む本分野の多国間協力枠組みの実現性について供給国側の視点から議論した。本報告書は、同フォーラムの基調講演及び特別講演の要旨、パネル討論の概要及びパネル討論で使用された発表資料を収録したものである。

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力; 共同研究及び信頼性実証試験の成果報告

鈴木 美寿; 岩淵 淳一*; 河西 善充*; 久野 祐輔; 持地 敏郎

JAEA-Review 2012-044, 109 Pages, 2013/01

JAEA-Review-2012-044.pdf:6.71MB

原子力機構は、ロシア余剰核兵器から取り出した解体プルトニウム処分に協力して、米露を中心とした世界の軍縮・非核化支援に貢献するとともに、製造コストが安価で将来の高速炉燃料製造に有望な候補技術である振動充填(以下、「バイパック」)燃料製造技術及び高速炉BN-600を利用しての燃焼処分にかかわる基礎データを取得しようとした。この目的のために、1996年4月のモスクワ・原子力安全サミットにおける日本政府の国際貢献の動きを支援する形で、原子力機構はロシアの原子力省傘下の研究所と1999年から2008年までの間、関連する共同研究を実施した。また、2004年に文部科学省からペスコが委託を受けて実施したMOXバイパック燃料集合体の信頼性実証試験(以下、「信頼性実証試験」)を支援し、2009年度に信頼性実証試験が終了した後も、現在に至るまで、非核化支援という形で、ロシアに対する解体プルトニウム処分協力を実施してきた。本報告書では、1999年当時から現在に至るまで、解体プルトニウム処分協力として原子力機構が実施してきた共同研究の成果及び信頼性実証試験の試験結果を、取りまとめる。

「原子力平和利用と核セキュリティに係る国際フォーラム; 福島原子力事故の教訓をソウル核セキュリティサミットでの議論につなげるために」結果報告

田崎 真樹子; 須田 一則; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 持地 敏郎

JAEA-Review 2012-021, 83 Pages, 2012/06

JAEA-Review-2012-021.pdf:8.17MB

日本原子力研究開発機構は、2011年12月8日、9日に、東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に米国等から示された原子力発電所の核テロに対する核セキュリティ強化方策と、継続的で健全な原子力の平和利用の発展を実現する観点から、原子力安全と核セキュリティ対策の総合的アプローチ等について議論し、2012年3月の韓国ソウルにおける核セキュリティサミットに向けたメッセージを発することを目指して、東京大学グローバルCOE及び日本国際問題研究所と共催で、「原子力平和利用と核セキュリティに係る国際フォーラム; 福島原子力事故の教訓をソウル核セキュリティサミットでの議論につなげるために」を開催した。本報告書は、同フォーラムの基調講演及び特別講演の要旨、パネル討論の概要及びパネル討論で使用された発表資料を収録したものである。

JAEA's actions and contributions to the strengthening of nuclear non-proliferation

須田 一則; 鈴木 美寿; 持地 敏郎

AIP Conference Proceedings 1448, p.16 - 21, 2012/06

https://doi.org/10.1063/1.4725433

日本は、非核兵器国として核燃料サイクルを確立し、次世代高速炉システムの開発を2050年の運転開始に向けて進めている。日本原子力研究開発機構は、日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構の統合により、日本で包括的に原子力の研究開発を実施する独立行政機関として設置された。機構はこれまで、原子力に関する技術開発,関連施設の運営にかかわる広範な経験を有するとともに、原子力の平和利用を確保するため、保障措置技術の開発及び適用を実施してきた。また機構は、さまざまな燃料サイクル施設や大量の核物質を取り扱う事業者として、核不拡散の強化に向けて国際的な貢献を果たしてきた。本論文では、機構の核不拡散技術開発,施設の遠隔監視,環境サンプリングにおける分析手法を含む保障措置技術開発に考察するとともに、2010年4月にワシントンDCにて開催された核セキュリティサミットとその後の貢献について述べる。

Loss detection results on stimulated tank data modified by realistic effects

Burr, T.*; Hamada, M. S.*; Howell, J.*; 鈴木 美寿

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(2), p.209 - 221, 2012/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2011.649076

溶液監視装置は、再処理施設における保障措置を改良するプロセスモニタリングの一つである。溶液監視では、タンク間の溶液移送及びタンク内溶液静置時に溶液体積及び質量を監視し、予測値と観測値との偏差を示す。本方法の性能は、物質損失シナリオに対する損失検知確率として表現できる。本論文では、より現実的な効果として、ポンプ内滞留,蒸発,濃縮,混合や攪拌等の効果を模擬タンクデータに考慮し、その後の損失検知確率を見積もった。本方法の課題は、多くの誤警報を出すことなしに毎日の評価に溶液監視を組み込むことであるが、無用なプロセス変化に伴う誤警報を取り除くためにコントロール領域を拡大することが有効である。

Different loading materials analysis in FBR blanket for evaluating recycling options of plutonium proliferation resistance

Permana, S.; 鈴木 美寿; Suud, Z.*; 齊藤 正樹*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

軽水炉の使用済燃料成分は、増殖性能及び核拡散抵抗性の内在的特性を強化するために用いられる。本研究では、高速増殖炉のブランケット領域に添加した種々の核燃料成分が、炉特性及びPuの核拡散抵抗性レベルに及ぼす効果について評価する。基本的な炉の運転条件は、日本のナトリウム冷却高速炉の800日運転で燃料交換4バッチとした。軽水炉のPu同位体比は、PuとPuの短半減期のために、取り出し後の冷却時間に対して敏感で、冷却時間の関数としてMA及びPuの同位体成分比が変わる。