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角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; 中沢 博明; 甲地 友和*; 村上 貴樹*; 菱 朋行*; 藍 寛信*
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
近年、同位体希釈質量分析法(IDMS)によってPu及びUの濃度を測定する多くの分析所において、個々のバイアル中にPu, U両方を含む、LSDスパイクが標準試料として用いられている。査察分析所で調製されているもの及び市販されているLSDスパイクの多くは、再処理施設におけるインプット溶液を測定することを目的としており、個々のバイアル中に数mgのPuと数十mgのUを含んでいる。一方で、PFDCにおける主な試料であるMOXは、インプット溶液に比べるとわずかなUしか含んでおらず、インプット用のLSDスパイクを用いて、精度よく測定することは難しい。そのため、PFDCではMOX試料測定に適したPu/Uの異なる数種類のLSDスパイクを調製し、使用してきた。また、近年Pu-CRMの入手は困難さが増しており、自国でPuスタンダードを調製する技術を持つ必要が出てきている。PFDCで保管しているMOX粉末からPuを回収し、LSDスパイクを調製するとともに、JNFLとの共同研究に基づき、実用試験を行った。本論文では、PFDCにおけるMOX試料測定のためのLSDスパイクの調製と使用経験,MOX-Puの値付け分析方法の検討等について報告する。
岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
東海再処理施設において、使用済燃料の溶解工程で生成する不溶解物質は、溶解液への同伴を防ぐため、パルスフィルターで除去される。不溶解物質を保持した使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、パルスフィルターに捕集された不溶解物質中のPuを定量することは、より正確な計量管理を実行するうえで重要である。現在、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、Cmから生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定による使用済みパルスフィルター中のPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれる不溶解物質を対象とし、硫酸水素アンモニウム融解法により不溶解物質を溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、
スペクトロメトリによる定量を試みた。この結果、不溶解物質中のPu量とCm量は、それぞれ、数
数十mg/g, 数十数百ng/gオーダーであった。
長谷 竹晃; 浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
統合保障措置手法の適用に伴い、核燃料サイクル工学研究所における査察は、計画的な日時に実施されていた中間査察から、新たな試みである短期通告にて実施されるランダム査察へ移行した。MOX燃料施設(PPFF/PFPF)のおける従来の中間査察は、施設運転停止状態で実施されていたのに対し、ランダム査察は、施設運転状態にて査察を実施することを前提として、検討査察による施設運転への影響を低減させるため、原子力機構は、施設者の立場からさまざまな提案を行った。ランダム査察適用後、核物質を管理する部署にとっては、日々の待機要員の確保及び査察当日における短期間での申告情報の作成等が新たに必要となった。しかしながら、施設全体で見た場合、査察による施設運転停止日数は、大幅に低減している。本件では、MOX燃料施設(PPFF/PFPF)における施設運転状態で短期通告にて実施されるランダム査察について、査察による施設運転への影響を低減するために行った原子力機構の取り組み及びその効果について、施設者の観点から報告する。
浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎; 長谷 竹晃; 福原 純一; 小谷 美樹; 木村 隆志; 三浦 靖
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
国際保障措置は、非核兵器保有国である日本にとって、核物質取扱いに対する国際的なコンセンサスを得るための不可欠な対応である。一方で、再処理工場やMOX燃料製造施設を有する核燃料サイクル工学研究所にとっては、保障措置活動により施設運転への影響を最小限とするために、効率的かつ効果的な保障措置アプローチの適用が重要である。核燃料サイクル工学研究所では、これまでに再処理施設及びMOX燃料製造施設にて実施した保障措置技術開発成果(査察官非立会システム,遠隔監視システム,高頻度なMUF評価等)を有効的に活用するとともに、短期通告によるランダム査察という新たな手法を導入することにより、保障措置の効果を損なうことなく効率化を目指すこという目標で統合保障措置アプローチの開発を国及びIAEAと協力して実施した。本件は、核燃料サイクル工学研究所における統合保障措置アプローチの開発にあたり、原子力機構が施設者の観点でどのような協力を行ったか、また、このアプローチが施設者にどのような影響を与えたかについて報告する。
中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/00
日本原燃と原子力機構は共同で六ヶ所再処理工場(RRP)のための初の試みである先進的な溶液測定・モニタリング装置(ASMS)の開発に着手した。開発の目的は非破壊測定装置によりプロセスタンク中の純粋な高濃度Pu溶液に対する直接Pu量測定技術を確立することにある。仮に実現すれば、ASMSは直接測定とモニタリング能力を提供し、中間在庫検認におけるサンプリングや分析の代替となり、さらに安全のためのプロセスモニタリングが可能となる。測定不確かさの目標は6%以下(1
)であり、これはNDAによるIIVにおける部分欠損を検認するレベルと同等である。測定原理はMOX粉末に対する技術と類似しているが、溶液の特性による値の変動に対する技術確立が必要となる。最初の試みとしては、簡素な中性子測定器を組み立てて原子力機構の転換施設において試験を行った。その設置を行う前に、MCNP計算をセルとタンク全体に対して実施した。検出器間に適切な空間を持つ2つの検出器は環状槽の中央に設置し、その後硝酸プルトニウム溶液を用いて52kgPuまでの範囲で校正試験を行った。結果的に、MCNP計算結果と測定値(Singles/Doubles)間によい一致が得られた。適用性調査研究としては、解決すべき課題を抽出する必要があった。本発表ではASMSのメリットを示すとともに、設置と検出器のセットアップについてレビューし、予備的な校正結果を考察した。
久野 祐輔; 井上 尚子; 千崎 雅生
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
包括的保障措置と追加議定書からなる国際保障措置は、最も効果的な核不拡散手段である。原子力平和利用においては、保障措置のような制度的なバリアと技術的なバリアの良いバランスが重要となるが、中でも今後の日本のチャレンジは、クライテリアを満たす強い保障措置を原子力システムにどのように適用していくかである。
千崎 雅生; 井上 尚子; 久野 祐輔
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
原子力機構(JAEA)はJAERIとJNCが統合されて2005年10月に設立された日本で唯一の総合的な原子力の研究機関である。JAEAとその前身組織は原子力平和利用のための研究開発とさまざまな新しいタイプの原子力施設の運転、保障措置技術開発と実施の経験を有している。核不拡散のための技術開発はJAEA設立のキーミッションの1つである。TASTEX, JASPAS, DOEとの協力などの国際協力を通したJAEAと前身組織の保障措置技術開発取り組みと貢献について発表する。また、JAEA東海サイトに適用された統合保障としアプローチについても述べる。これらの結果は保障措置技術開発におけるJAEAの貢献と役割、そしてその将来の見通しを表す。
川久保 陽子; 堀 雅人
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
JAEAとUS-DOEとの協力は、保障措置及び核不拡散技術の研究開発において重要な役割を果たしてきた。協力の成果は、JAEAの濃縮,再処理,MOX燃料製造,先進炉の各施設に適用されてきており、信頼性や費用対効果の面で優れた保障措置システムの構築に大きく貢献をしてきた。加えて、これらの協力により開発された保障措置技術は、統合保障措置への移行においても重要な役割を果たしている。本研究は、20年以上に渡って実施されてきたJAEAとDOEの協力活動を概観するとともに、99件のプログラムを総合的に解析した結果を示す。そのうえで、保障措置のさらなる効率化,透明性,核セキュリティーの向上に向けたDOEとJAEAの今後の協力のあり方を提示する。
石山 港一; 三浦 靖; 木村 隆志; 雛 哲郎; 小谷 美樹; 福原 純一; 山口 勝弘*; 池田 敦司*; 株木 俊英*
no journal, ,
JNC-1サイト(再処理センター,MOX燃料施設を含む計6施設)への統合保障措置適用は、2004年3月より日/IAEA間で検討が開始され、2008年8月に適用が開始された。JNC-1への統合保障措置の適用に伴い、転用の抑止効果を向上させる目的で、あらかじめ日時が設定されたうえで実施される従来の中間査察から、短期通告によるランダム査察へ移行した。再処理センターは保障措置上TRPとPCDFの2施設に分かれ、使用済燃料からMOX粉末にいたるまでの核物質に対する中間在庫検認(IIV)において、TRPでは5人日程度、PCDFでは7人日程度必要であったが、RIIにおいては短期通告でかつ一回2人日程度での実施を基本とする手順の議論を行った。査察の内容そのものの議論と平行して、査察側による計画設定のための情報を、どのような内容と頻度で提供するかなども議論された。RIIへの移行後、提供する情報処理に関する作業は増加したが、従来に比べて現場査察への施設対応者の人工は低減した。本件は東海再処理センター(TRP, PCDF)に対するRIIの手順開発並びに経験,効果について、施設者の観点から報告するものである。
福嶋 峰夫; 永井 崇之; 菊池 光太郎*; 平野 弘康; 明珍 宗孝
no journal, ,
溶融塩の密度と液位を測定する技術は、乾式再処理の計量管理のみならず工程制御にも重要な要素技術である。工程運転中に溶融塩密度と液位を測定する試験装置を開発し、測定試験を行った。LiCl-KClの密度測定試験の結果、公開文献データとの誤差が
0.2%以下と良好な結果を得た。LiCl-KClの液位測定試験の結果、測定誤差は理論値と0.5mm以下と良好な結果だった。これらの結果から、これらの技術は、実機による統計的なデータの蓄積を行うことで実用的な技術となるものと考えられる。
石山 港一; 三浦 靖; 木村 隆志; 雛 哲郎; 小谷 美樹; 福原 純一; 山口 勝弘*; 池田 敦司*; 株木 俊英*
no journal, ,
JNC-1サイト(再処理施設,MOX燃料施設等6施設)への統合保障措置は、2004年3月より日/IAEA間で検討が開始され、2008年8月に適用が開始された。JNC-1への統合保障措置の適用に伴い、転用の抑止効果向上の目的で、あらかじめ日程が設定された従来の中間在庫査察(IIV)から、短期通告によるランダム査察(RII)へ移行した。東海再処理センターは保障措置上TRP(東海再処理施設)とPCDF(Pu転換技術開発施設)の2施設に分かれ、使用済燃料からMOX粉末にいたるまでの核物質に対するIIVにおいて、毎月、TRPでは5人日程度、PCDFでは7人日程度のIAEA査察官が必要であったが、RIIにおいては短期通告で1回2人日程度での実施を基本とする手順の議論を行った。査察手順の議論と平行して、査察側が査察計画を策定するための情報や透明性向上のための施設の運転情報などを、どのような内容と頻度で提供するかなども議論された。統合保障措置への移行後、従来に比べて、新規情報提供の処理作業が増加したものの、現場査察への施設対応者のマンパワーは低減した。本件は東海再処理センターに対するRIIの手順開発並びに経験,効果について、施設者の観点から報告するものである。