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細馬 隆; 向 泰宣; 田中 秀樹
STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.699 - 705, 2007/08
再処理及び転換施設では、計量管理及び保障措置の目的で、環状槽内の硝酸プルトニウム溶液の密度と液量を浸漬管により正確に測定している。この方法は、浸漬管先端における静水圧測定を原理としており、測定中は溶液を静置することが前提である。本前提は、計量測定のための短い時間中は満たされるが、それ以外の時間は、安全上の理由から常時撹拌されている。その結果、溶液は槽内で流動し、静水圧に振動を与えるうえ、条件によってはわずかながら測定上のバイアスをもたらす。槽の連続監視データは保障措置上の非常に重要な情報であるが、以上の理由で見かけの液量変化が現れる。このような測定値の変動やバイアスは、槽の底部に近い浸漬管は撹拌の影響を受けにくい一方、底部から数百mmの高さにある浸漬管は撹拌の影響を受けやすいため、撹拌の影響が相殺されることなく密度測定値と液量測定値に現れるために生じると考えられる。測定原理上、密度測定値に+の変動が生じると液量測定値には-の変動を生じる。そこで、液量と密度の積から求まる溶液重量に着目し演算処理したところ、変動や測定バイアスは著しく減少した。
鬼澤 寿和; 木村 隆志; 黒巣 一敏; 早川 剛; 福原 純一; 谷津 祥一*
STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.739 - 745, 2007/08
東海再処理工場では、日本国政府及びIAEAの保障措置が実施されている。IAEAはIAEA保障措置の強化及び効率を改良するための方針を掲げ、TRPに対して1995年に保障措置の改良計画を提案した。原子力機構(JAEA)は4分野10タスクに分けられた改良計画について1995年から2003年にかけて積極的に取組んだ。この改良は、TRPへの統合保障措置を導入するための基盤を与えることが期待される。JAEAがこの改良に貢献した主要な範囲を含めた各タスクの概要を報告する。
桜井 聡; 間柄 正明; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 伊奈川 潤; 鈴木 大輔; 井口 一成; 國分 陽子; et al.
STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.791 - 799, 2007/08
原子力機構では、保障措置の強化に貢献するため環境試料中の極微量核物質の分析技術の開発を進めている。拭取試料を対象としたバルク分析とパーティクル分析については基本技術を確立し、2003年にはIAEAネットワーク分析所としての技術認定を取得し、国内試料及びIAEAからの依頼試料を分析し、信頼性の高いデータを得ている。現在は分析技術の高度化として、バルク分析における分離スキームの改良や同位体比測定の感度向上,パーティクル分析におけるマイナー核種の同位体比測定やフィッショントラック-表面電離型質量分析法の開発を進めており、これらの概要を報告する。
篠永 妙子*; Donohue, D.*; Klose, D.*; 久野 剛彦*; 久野 祐輔*; 江坂 文孝; 江坂 木の実; 間柄 正明; 桜井 聡; 臼田 重和
STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.525 - 531, 2007/08
環境試料中の個々のウラン,プルトニウム粒子の同位体比分析法の開発を目的として、単一粒子の摘出,溶解,化学分離,質量分析(表面電離質量分析及び誘導結合プラズマ質量分析)を組合せた方法の検討を、標準試料を用いて行った。発表では、表面電離質量分析及び誘導結合プラズマ質量分析法の結果を比較し、その有効性について議論するとともに、本法を実試料の分析へ適用した結果についても報告する。
駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 黒沢 明; 綿引 優
STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.673 - 679, 2007/08
1977年以降東海パイロットプラントにおいて核物質にかかわる分析が実施されてきた。ウランとプルトニウムのような核物質を精確に分析するため、著者らは種々の測定技術を開発し、核物質計量システムにおける保障措置分析に効果的なものを実用化してきた。パイロットプラントとしての役割のうちの1つが、分析活動の貢献によって達成されたといえる。今後、東海プラントにおいて積まれた経験を六ヶ所の大規模な商業プラントに移すことが期待されている。本論文は著者らが近年に適用した分析技術及びそれらから得られた測定結果について報告する。
駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 黒沢 明; 綿引 優
no journal, ,
軽水炉再処理のためのパイロットプラントとして、東海再処理施設は1977年より一連の操作上の試験を継続してきた。その中で、核物質の測定・技術の開発を実施し、保障措置にかかわる技術の高度化に貢献してきた。本報告では、最近の開発成果に基づく実績を述べる。
井上 尚子; 入江 勤; 北端 琢也; Rochau, G.*; York, D.*; Mendez, C.*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)と米国サンディア国立研究所(SNL)は将来の燃料サイクル施設の透明性を担保するための「透明性フレームワークコンセプト」の開発を共同で実施している。2005年に両組織は当該コンセプトのデモンストレーションを実施する共同研究に着手した。先進燃料サイクルの透明性フレームワークコンセプトは、取扱が自動化された原子力施設において、運転パラメータや放射線測定データ等の信号に基づき、核物質や技術の安全性と核拡散性リスクをリアルタイムに計算,評価するものである。本コンセプトのデモンストレーションのために、JAEA敦賀本部原子力国際情報訓練センター(ITC)にある高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱施設の訓練用模型に着目した。「もんじゅ」は操作が自動化された施設であり、模型はもんじゅの燃料取扱プロセスを再現している。本コンセプトは核物質と技術の安全と合法的に利用されていることを証明する効率的な透明性システムとして展開すことが期待でき、IAEAと国、あるいは国際社会において将来の燃料サイクルシステムの透明性確保に寄与すると考えられる。本発表は、このコンセプト,研究計画の実施,デモンストレーションプロジェクトの進捗状況について述べる。