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内田 伸一; 湯浅 亙; 林 昭彦; 井野瀬 晶一; 大内 祐一朗; 浅川 健一*; 打越 祐太*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2011/11
原子力機構は、安全かつ適正な核燃料物質輸送を実施するため、輸送状況をリアルタイムで監視する核燃料物質輸送状況監視システム(TMS)を開発した。TMSは、おもに輸送隊の位置情報を把握する位置情報監視システムと輸送隊の周辺状況を監視する画像情報監視システムにより構成されており、輸送実施状況をリアルタイムに遠隔地である輸送実施本部へ伝えることを可能にしたシステムである。原子力機構は、TMSを平成17年からMOX燃料の陸上輸送に適用し、これまでの運用経験に基づき画像の安定化等の改善を図るとともに、自動通信維持コントロール機能を付加する等のシステムの高度化に向けた取組を実施した。TMSは、万一の輸送事故時における事故現場の詳細な画像情報を送信することも可能であり、輸送実施本部における的確な事故対応計画立案にも有効なシステムである。本報告書では、高度化したTMSの概要,有効性等を紹介するものである。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2011/11
JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。
庄司 薫; 向 泰宣; 中村 仁宣; 吉元 勝起; 林 宏幸*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
高濃度プルトニウム系溶液の液量測定では、マノメータによる方法が一般的である。計量管理上、0.36%以内の精度維持が求められており、定期的に校正を行っているセンサーのみならず液量測定システム全体として健全性を維持する必要がある。仮に導圧管先端に閉塞が生じた場合、測定値にバイアスが生じる可能性があることから、溶液保管中における健全性確認方法を検討した。その結果、(1)実溶液の定期サンプリングによるPu, U濃度,密度,酸濃度分析結果がKumarの密度式に当てはまること、及び核物質量が前回のサンプリング/破壊分析時の値と誤差範囲内で一致していること、(2)閉塞等でバイアスが生じる密度差圧の健全性確認のため、高精度で分析された密度値と密度差圧からの密度値を比較検証することが有効であることがわかった。なお密度値の比較検証においてはKumarの密度式における密度の温度依存性を評価し、密度分析時と密度差圧測定時の異なる温度差を補正する方法を新たに確立した。
向 泰宣; 中村 仁宣; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
先進型溶液監視・測定装置(ASMS)は、貯槽内の硝酸Pu溶液に含まれるPu量を直接NDAにより測定する装置であり、現行の保障措置上の課題を改善し、次世代の保障措置ツールとして確立するために日本原燃と原子力機構が共同で2007年より開発を実施してきた。目標とする測定の不確かさは、中間在庫検認時のNDAにおける部分欠損探知レベルに相当する6%とし、MCNPX解析コード結果を踏まえ中性子検出器の設計・製作を行った。実証試験では、プルトニウム転換技術開発施設の貯槽に検出器を設置後、硝酸Pu溶液を用いた校正試験を実施した。この結果、低液位領域を除き、約3.4%の不確かさでPu定量にかかわる校正を行うことができ、目標の不確かさを満足することができた。さらに各種運転状態におけるモニタリング能力を確認した。この結果、計数値(Singles)のトレンドデータを解析することにより、従来型の液位監視装置と同様に槽間移送等の主要な運転履歴をリアルタイムで把握できることがわかった。
石山 港一; 木村 隆志; 三浦 靖; 山口 勝弘*; 株木 俊英*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2011/11
東海再処理工場(TRP)における統合保障措置体制下の査察をサポートするため、IAEAはリモートモニタリング(RM)機能をTRPの使用済燃料貯蔵区域に設置されている査察機器(監視カメラ及びNDA装置)に利用することを提案した。TRPの使用済燃料貯蔵区域はデータ伝送のための既設のケーブルがなかったため、電話線設置と比較して低予算で設置することが可能な無線LANオプションが選択された。無線LANを用いたRMを導入するため、無線LAN機器(AP:アクセスポイント)及び外部アンテナを用いた通信、特に長期間連続通信に関しての可能性調査と通信試験がTRPによって実施された。その結果、無線LANは長期間通信するために十分な能力を有していることがわかり、その結果としてIAEAはそれぞれの査察機器にAP及び外部アンテナを設置し、RMに無線LAN技術が適用された。ここでは各試験の概要及びその結果について述べる。
相樂 洋; 井上 尚子; 川久保 陽子; 綿引 優
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
2002年12月に第IV世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループ(PRPP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性及び核物質防護評価(PR&PP)評価手法開発・検討を行ってきた。2009年10月に発表された「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)システム全体のケーススタディ」最終報告書では、4つの脅威シナリオに基づき、ESFRの定性的アプローチを用いたPR&PP評価デモンストレーションが行われまとめられた。本発表では、ESFRケーススタディのPR&PP評価結果に基づき、今後のPR&PP定量評価に向けた検討・考察を行う。
呉田 昌俊; 曽山 和彦; 瀬谷 道夫; 大図 章; 春山 満夫; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
He-3ガス不足問題が深刻となり、保障措置や核セキュリティ分野で数多く利用されてきたHe-3中性子検出器を代替する非破壊測定(NDA)用中性子検出器技術の開発が急務となっている。そこで、文部科学省核セキュリティ強化等推進事業の一つとして、ZnSシンチレーション中性子検出器の開発に着手した。本検出器は、保障措置検認で利用される新MOX燃料やその他の核物質のNDA装置用として開発する。本報では、開発計画とともに新MOX燃料集合体NDA装置を想定した解析モデル体系で中性子吸収確率をモンテカルロ解析により評価し、中性子反射体の効果等を検討した結果についても記す。
若林 修二; 内藤 愛策
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 6 Pages, 2011/11
日本原子力研究開発機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターでは、アジア地域などの新興の原子力発電利用国における「核セキュリティの政策・規制にかかわる政府関係者」,「核物質防護(PP)設備の計画立案・運営にかかわる事業者」,「PP設備の設計・保守担当者」,「PPにかかわる警備担当者」等がPPにかかわる実習を行える設備を整備する予定である。本設備は、実際のPP設備において使用している「防護フェンス」,「センサー」,「カメラ」などの基本的な防護設備・機器を設置し、効果的かつ実践的な実習を行うことを目的としている。ここでは、核物質防護実習設備の概要について述べる。
瀬谷 道夫; 若林 修二; 直井 洋介; 大窪 道章; 千崎 雅生
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11
原子力機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security; ISCN)は、文部科学省の補助事業の一環として、保障措置(核不拡散)・核セキュリティのための先端核物質測定・検知技術開発プログラムを有している。ISCNは、2011年度以下の技術開発を開始した。(1)レーザー・コンプトン散乱(LCS)
線利用核共鳴蛍光(NRF)非破壊測定技術、(2)固体シンチレータを使う
He代替中性子検出器開発。また、米国ロスアラモス研究所が開発する中性子検出技術を駆使する使用済燃料中Puの非破壊測定装置の実証試験を、米国との共同研究として実施予定である。この報告では、これらについて紹介する。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実
no journal, ,
200リットルドラム缶収納の廃棄物中のトータルウランを定量する非破壊分析装置を開発した。主としてウランの
線と廃棄中に存在するフッ素元素等との反応で生じる中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し16本のHe-3比例計数管を用い測定する。バックグランド低減のため、検出器周囲は100mmのポリエチレンで遮蔽する。さらに中性子発生量は濃縮度依存のため、Ge半導体検出器を併置し186/1001keVの線エネルギースペクトル解析により濃縮度評価も行う。種々のマトリックスを内蔵した模擬試験体を作成し定量のウランを内部に配置した試験を繰り返し較正値を求めた。これを核燃料物質の定量に応用し製錬転換施設のMUF削減に貢献している。
静間 俊行; 羽島 良一; 早川 岳人; 藤原 守; 瀬谷 道夫
no journal, ,
溶液中に含まれる核物質を非破壊で測定する方法として、ハイブリッドKエッジ濃度計(HKED)が用いられている。われわれは、分析の迅速性や精度の向上を目指し、エネルギー回収型リニアック(Energy recovery linac; ERL)を用いたHKEDシステム(Advanced HKED)を提案している。本システムでは、レーザー光とERL加速器から得られる高品質の電子ビームとのコンプトン散乱を利用し、大強度の単色エックス線を生成する。単色度の高いエックス線を用いて、K吸収端の両側におけるエックス線透過率を計測することにより、制動放射エックス線を使用する従来の方式に比べ、K吸収端スペクトルの測定時間を大幅に短縮することが可能であることを見いだした。本発表では、測定手法や単色エックス線によるK吸収端の応答スペクトルのシミュレーション分析結果について報告する。
更田 豊志
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、原因調査の重要な項目として溶融に至った炉心の取り出しとその分析が挙げられる。この際、米国スリーマイル島発電所2号機事故(TMI事故)における分析調査とその後の炉心溶融模擬実験等で得られた知見と経験とが役立つものと考えられる。TMI事故後、TMI-2 R&D計画,TMI-2 VIP計画が国際協力により実施され、溶融炉心物質の分析調査が行われた。日本原子力研究所(当時)もこれに参加し、日本に輸送された試料60個を対象に熱伝導率,融点などを測定するとともに、分離効果実験によって炉心構成材料間の反応速度などを明らかにした。さらにTMI事故後、研究炉において燃料集合体を溶融させて事故の進展状況を調べる実験や、使用済燃料を加熱して放射性物質の放出・移行について調べる実験など、さまざまなシビアアクシデント実験が各国で実施された。本講演では、TMI-2 VIP計画における溶融炉心分析やその後のシビアアクシデント研究について解説する。