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山本 昌彦; 田口 茂郎; 堀籠 和志; 久野 剛彦
Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 8 Pages, 2018/11
使用済核燃料再処理施設におけるウラン(U)及びプルトニウム(Pu)の検認は、IAEAの保障措置査察行為として極めて重要である。本研究では、同位体希釈質量分析法(IDMS)による高レベル放射性廃液(HALW)中のU及びPuの保障措置査察検認分析のために、単一カラムによる抽出クロマトグラフィーに基づく分離方法を開発した。HALW中の核分裂性核種(FP)からUとPuを順次分離するための抽出クロマトグラフィーには、市販のTEVA
樹脂を選択した。試料中のUは、硝酸溶液によってFPからクロマトグラフ分離するとともに、Pu(IV)はTEVA樹脂上に吸着させた。その後、PuはPu(III)に還元することで樹脂上から溶離した。この方法によるU, Puの回収率,除染係数は分離後に実施するIDMSに必要十分なレベルであった。また、FP除去後のカラムの放射線量は、バックグラウンドレベルにまで低下した。本分離法を用いたIDMSの分析結果は従来の分離法による結果と良好に一致した。本法は従来法と比べて簡便かつ迅速に分離操作を行うことができ、IAEA/日本オンサイト分析所へ適用可能と考えられる。
宮地 紀子; Vidaurre, J.; 堀 雅人; Rodriguez, P.; Robertson, K.*
Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 5 Pages, 2018/11
This paper describes ISCN's activities to perform training needs and training providers' surveys, with the objective of facilitating needs analysis; identifying potential gaps in the provision of training; and assisting training providers to optimize their use of existing training capabilities to meet those needs. The baseline training needs and training providers' surveys conducted by the US DOE/NNSA International Nuclear Safeguards and Engagement Program (INSEP) in 2011 are described and then the follow-up surveys of 2015, performed by ISCN, and their results are succinctly explained. A new survey was conducted in 2017 (and expanded in 2018) aimed at countries with Small Quantities Protocols in their safeguards agreements. The results of these surveys and the follow-up actions mandated by the Asia Pacific Safeguards Network (APSN) are also included in this paper.
Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 瀬谷 道夫; 中村 仁宣
Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 6 Pages, 2018/11
To improve safeguards verification capabilities and to reduce the amount of time for IAEA inspectors, the JAEA is developing improved plutonium monitoring capabilities. One of these is a multi-scope concept to continuously monitor purified NM solutions by measuring the NM gamma rays both at the solution tanks and along the transfer pipes. A demonstration of a GR pipe monitoring was performed at the JAEA PCDF and confirmed that this determines both process operations and Pu isotopic composition. This spectrum can be compared to similar spectra collected at tanks to improve CoK. We also propose measuring the delayed GRs from short-lived fission products generated by neutron self-interrogation of the solution in the tanks. The paper will describe an overview of the JAEA gamma-ray process-monitoring concept and the delayed gamma-ray development efforts and technologies to expand safeguards capabilities at reprocessing facilities.
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
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、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。
芝 知宙; 富川 裕文; 堀 雅人
Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 6 Pages, 2018/11
In this study, we evaluate the proliferation resistance (PR) of VHTR in order to analyse diversion/acquisition paths and we reflect the outcome in the design of a safeguards approach, using an estimation method recently developed in JAEA for the -rays emitted from spent fuel. For this purpose, we firstly evaluated the intrinsic PR of plutonium (Pu) material against various burnups using some PR evaluation methods. In addition, we assessed the safeguardability of the pebble bed type VHTR (PBR). The PBR loads new fuel online, in the form of spheres, at the top of the reactor and discharges spent fuel spheres with high burnup from the base of the reactor. Given such an online refueling, it is not possible to implement item-based safeguards. As the safeguardability was assessed, we revealed the necessity for a new type of burnup monitoring technology, to measure the burnup level of fuel spheres just after discharge, taking into consideration the threat of diversion/weaponization scenarios particularly with spent fuel at lower burnup. Therefore, we developed an advanced burnup monitoring method.
長谷 竹晃; 中島 真司; 川久保 陽子; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H.*; Rael, C.*; 川末 朱音*; et al.
Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03
Secretariat of Nuclear Regulation Authority (NRA) has developed Non-Destructive Assay (NDA) systems including Advanced Fuel Assembly System (AFAS) and Advanced Verification for Inventory sample System (AVIS) for a large scale LWR MOX fuel fabrication plant (J-MOX) being constructed by Japan Nuclear Fuel Limited. Because the AFAS applies the new technology and the AVIS requires bias defect level accuracy, NRA and IAEA recognize the importance of demonstrating system performance before the installation to J-MOX. Plutonium Fuel Development Center of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has developed various NDA systems to quantify the plutonium in a variety of physical forms of MOX samples such as powder, pellet, pin and assembly in MOX fuel fabrication facilities. JAEA has knowledge and experiences obtained through the development of the NDAs and testing fields to demonstrate system performance of AFAS and AVIS. Based on the commission from NRA and Nuclear Material Control Center (NMCC), JAEA has conducted the demonstration test of the AFAS and AVIS by using MOX samples and assemblies at JAEA's MOX fuel fabrication facilities. Through the test, JAEA has contributed to development of J-MOX safeguards systems by demonstrating that the system performance of the AFAS and AVIS satisfies requirements by IAEA.
千崎 雅生; 直井 洋介; 栗林 敏広; 奥村 由季子
Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03
原子力機構は、日本政府やIAEA, 米国DOE, 欧州委員会とともに、またFNCA, APSNの枠組みで、アジアを中心にSGとSSACに関する人材育成を支援してきた。本稿では、国際協力を通じてSGとSSACに関する、20年に渡る人材育成の努力と貢献、そして将来のチャレンジについて記述する。
瀬谷 道夫; 小林 直樹; 直井 洋介; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03
原子力機構では、2011年度より次の3つのプログラムからなる先進核物質非破壊測定技術の基礎開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱線(大強度単色線)を使う核共鳴蛍光NDA技術開発、(2)ZnS/B
O
セラミックシンチレータによる中性子検出技術開発、(3)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)による中性子濃度分析法(NRD)技術開発。これらのプログラムは2014年度に終了する予定であり、2015年2-3月に実証試験を行う予定である。
中村 仁宣; 向 泰宣; 栗田 勉
Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03
分散線源マトリクス解析法(DSTA)技術は、核物質を大きな空間で取り扱う場合、その中の位置や量を求める手法として種々の保障措置アプリケーションで使用されている。その技術を用いて、原子力機構では自身の計量管理 を改善するため、2つの異なる先進的な中性子測定技術を開発し運用した。最初の先進的技術はグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)であり、運転員がPITの前に実施するクリーンアウトにおいて、クリーンアウトを効果的に行うことを支援するとともに、核物質の回収量を増加させ、未測定在庫を減少させる効果がある(2011年のPITより導入)。2つ目の先進的技術は動的クロストーク補正法(DCTC)である。DCTCは複数のグローブボックス間交互に存在する実際のクロストーク(Doubles計数率)をより正確に求めることができる手法である。ホールドアップ中のPu量を正確に求めるため、原子力機構はDCTC法の適用を含めた改良型HBASシステムを導入した。2つの先進的なホールドアップ測定技術は、核燃料サイクルを実施するために必要な安全環境と保障措置を、運転員と査察官に提供するものである。
中村 仁宣; Beddingfield, D. H.*; 中道 英男; 向 泰宣; 吉元 勝起
IAEA-CN-184/59 (Internet), 7 Pages, 2010/11
転換施設の中和沈殿プロセスで生成したスラッジ中のPu量の確定に関しては、試料が不均一かつ不純物が多いことから、代表サンプルの採取が難しく計量誤差が大きい。また均一化作業には多大な被ばくを伴う等改善へのハードルが高い。このため、不均一測定に適しているNDAによる直接測定結果に置き換え可能かどうかその適用性を評価した。スラッジ内では軽元素や不純物との(
,n)反応によりノイズ成分である中性子が多く発生するため、自発核分裂に起因する中性子を選択的に測定することが困難である。今回は、転換施設にて製作したマルチプリシティ法で測定可能なNDA装置を利用した適用性調査を行った。調査においては、純粋なスラッジを調製し校正を行ったうえで、数種類の実スラッジを測定しその結果を評価した。この結果、測定環境を整備することで、計測のばらつきを十分低減でき、また軽元素によるバイアスがないことをAdd-a-source法で確認する手法を確立する等、適切な測定条件を確立することができた。比較的低コスト,低検出効率の測定機で測定環境や条件が確立できたことは、今後の測定に十分適用可能であり、施設の計量管理改善や、IAEAへの申告の信頼性向上に資することが期待できる。
宮地 紀子; 川上 幸男; 小泉 敦裕; 大辻 絢子*; 佐々木 敬一*
IAEA-CN-184/60 (Internet), 6 Pages, 2010/11
大型照射後試験施設(FMF)は高速実験炉「常陽」等から直接使用済燃料集合体を受入れ、解体し、照射後燃料等の挙動評価のための照射後試験を行う施設である。試験を終えた切断片,燃料ピン等は、「常陽」使用済燃料貯蔵プールへ再び払出している。このFMFに対して統合保障措置を適用して、原子力機構の「常陽」エリアにおける保障措置の強化をはかった。適用した統合保障措置の考え方は、「常陽」とその使用済燃料を使用するFMFを関連施設として、その受払いを検認するものである。受払い検認の実現にあたっては、FMFからの受払い経路,使用キャスクを限定することで、受払いを連続的に監視することを可能とし、より効果的な保障措置を実現した。またキャスク内容物検認には、中性子測定を導入した。中性子測定の導入にあたっては、中性子測定試験等により、その有効性を確認している。FMFへ受払い検認を新たに導入したことにより、「常陽」とFMF間の使用済燃料の流れが明確になり、保障措置の強化につながった。一方で統合保障措置移行により、検認のPDIが増加したが、施設側の検認活動に対する負荷は減少した。
鈴木 美寿; 和泉 圭紀; 木本 徹; 直井 洋介; 井上 猛; Hoffheins, B.
IAEA-CN-184/64 (Internet), 8 Pages, 2010/11
2008年のG8洞爺湖サミットにおいて我が国によって提案された3Sイニシアチブを支援するために、原子力機構では各々の3S分野の文化と研究開発計画の詳細な検討の実施、現在の3Sの現状と目標に対するギャップ分析、他の国内外関係機関と連携した貢献について検討している。我が国で培われたIAEA保障措置に対する経験や教訓が、より効果的・効率的な3Sシナジーを実現するためのインフラストラクチャー整備、設計段階から取り込む保障措置方法論検討に活かされる。本発表では、3S統合型リスクインフォームドアプローチを提案する。初期の検討として、安全分野の解析としてよく知られた、事象の生起確率と仮想被害解析手法が、核不拡散及びセキュリティリスクの固有な不確実性を予想・評価するために適用される。パフォーマンスベースの評価手法が、効果的・効率的な3S実施を追及するために提案される。
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。
田中 秀樹; 中村 仁宣; 細馬 隆
SYMPOSIUM ON INTERNATIONAL SEFEGUARDS, 0 Pages, 2002/00
プルトニウム転換技術開発施設では、混合グローブボックス(GB)に対して、新しいホールドアップ測定装置(mSBAS)を開発した。GB内の各点から検出器を見たときの立体角を数値計算することにより、検出器の配置を最適化した。また検出器のセッティング作業を簡素化し、決定した位置に検出器を遠隔操作にて配置することができるリフターを製作した。Cf線源を用いた性能評価の結果、測定範囲をGB全体に拡大することができ、計数効率を10%以内に平坦化することができたことを確認した。また検出器のセッティング作業に伴う作業員の被ばくを半分程度にまで低減することができた。
安達 武雄; 臼田 重和; 渡部 和男; 桜井 聡; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 安田 健一郎; 齋藤 陽子; 高橋 正人; et al.
IAEA-SM-367/10/02 (CD-ROM), 8 Pages, 2001/00
IAEA保障措置制度の強化に寄与するため、原研では環境試料に含まれている極微量核物質の分析技術開発をスクリーニング,バルク分析及びパーティクル分析について進めている。スクリーニングでは、低エネルギー線及びX線測定へのアンチコンプトン法の適用及びイメージングプレート法をとりあげた。バルク分析では、拭取り試料の前処理条件の最適化を検討し、拭取り試料に含まれるウラン不純物の影響の低減化を図った。同位体比測定手法としては、試料調整が容易なICP-MSに注目した。パーティクル分析では、TXRF,EPMA及びSIMSで共通に使用できる試料保持体の作成により、粒子ごとの測定に要する時間の短縮を目指している。TXRFによるウランの感度は0.4ngを達成した。これらの研究は、今後クリーンルームを有するCLEAR施設で実施される。2003年3月までに極微量分析技術を確立し、ネットワーク分析所としてIAEAに貢献するとともに、国内保障措置制度にも寄与する。
田中 秀樹; 中村 仁宣; 細馬 隆
SYMPOSIUM ON INTERNATIONAL SAFEGUARDS, 292 Pages, 2001/00
転換施設の混合GBに対するホールドアップ測定では、混合機を中心に測定していたため、それ以外の場所に対して十分な計数効率が得られず、GB全体を同程度の計数効率で測定することができなかった。そこでGB全体に対する計数効率のばらつきを10%以内に抑えることを目標として、立体角計算に基づき検出器の配置設計を行い、設計通りに検出器を配置可能なリフターを製作して新しい測定装置を開発した。その性能評価を行った結果、GB全体に対して10%以内のばらつきで計数効率を平坦化できたことを確認した。これにより混合機だけでなく、GB全体対してホールドアップを測定することが可能となった。
