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論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,3; NDA装置設計用中性子輸送コードの評価

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02

原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。

論文

核鑑識の対応体制に求められる技術・制度的要件

玉井 広史; 大久保 綾子; 木村 祥紀; 小鍛治 理紗; 篠原 伸夫; 富川 裕文

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/02

核物質等の不法な移転に対する取組である核鑑識能力の構築が国際的な協力の下で進められているが、核鑑識を効果的に機能させるために、押収した核物質等の分析を行う技術開発と並行して、事象に対する初動から裁判に至るまでの総合的な対応体制の整備が各国に求められている。これは、事象現場での試料収集、ラボにおける分析、試料の保管、その後の捜査、裁判等の手続きにおいて、Chain of Custody(管理の連鎖)と呼ばれる厳正な証拠保全を確実に行うためのもので、関係機関の緊密な連係・情報共有が必須である。IAEAは実施手引きを発行して核鑑識の行動計画のモデルを示し各国の制度整備等の支援に努めている。核鑑識の国内対応体制の整備が進んでいる欧米諸国は、自国における強化と合わせ国際的な連係・協力のもとで各国の技術力の向上、意識の醸成を図っている。これらの動向について実例を挙げて紹介し、将来的に望まれる技術・制度について考察を行う。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,2; 次世代型DDA技術の開発

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

原子力機構では、2015年より欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい高線量核燃料や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。現在、その非破壊測定技術の一つとして核分裂性核種の総質量を測定する小型中性子源を用いた次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)装置を開発している。DDA装置の測定性能は装置内部の壁の材料の種類、測定サンプルの周囲に配置するポリエチレン製の中性子モデレータの厚さに大きく依存する。本報では、MOX粉末試料をサンプルとした場合のモンテカルロシミュレーション(MCNP)により得られた検出下限値、検出性能の壁材の種類及びモデレータ厚さの依存性に関して報告する。

論文

標準物質として使用する硝酸プルトニウム溶液の値付けのための定電位クーロメトリーの適用

山本 昌彦; Holland, M. K.*; Cordaro, J. V.*; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

核物質であるプルトニウムは計量管理、保障措置において最も重要な元素であり、その分析に使用する標準物質には高い信頼性が求められる。本研究では、同位体希釈質量分析に使用する標準物質の候補である試料の値付けのため、米国サバンナリバー国立研究所との共同でファラデーの電気分解則に基づく絶対分析法である定電位クーロメトリーを用いてプルトニウム溶液の分析を実施した。測定装置は、国際規格であるISO12183に準拠するように測定セル及び電極の最適化を図り、国際単位系であるSI単位にトレーサブルとなるように校正を実施した。校正後、装置の精度確認のために測定したプルトニウム標準溶液の値は、表示値と良好な一致を示した。そこで、原子力機構で所有しているウラン・プルトニウム混合酸化物粉末から精製したプルトニウム溶液を測定した。その結果、測定値の不確かさは0.07%以下であり、標準物質としての精度を満足する水準で精密にプルトニウムを定量することができた。

論文

米国等における放射性廃棄物の核物質防護措置と考察

田崎 真樹子; 岩本 友則*; 須田 一則; 清水 亮; 玉井 広史; 小鍛治 理紗

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

国際原子力機関(IAEA)の核物質及び原子力施設の物理的防護に関する核セキュリティ勧告(INFCIRC/225/Rev.5)では、核物質の元素、同位体、数量及び照射の観点から核物質の種類を区分し、不法移転に対する物理的防護対策を決定することを各国に勧告している。例えば米国においては、特殊核物質(special nuclear material: SNM)の防護措置を決定する上では、IAEAの区分分けのファクターに加え、核物質の魅力度、具体的にはSNMが含まれる物質の化学的形態や濃度(希釈度)等も、SNMに対する核物質防護措置を決める一つの重要なファクターとなっている。SNMのうち、放射性廃棄物中のSNMに注目してIAEAの実施指針や米国等での核物質防護措置に係る規制等を調査するとともに、放射性廃棄物に対する核物質防護措置の最適化に係る考察を行った。

論文

代替$$^{3}$$He技術のフィールド試験及び評価; HLNB検出器の開発

谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

ロスアラモス国立研究所は、$$^{3}$$Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器として平行平板状のホウ素(B-10)を用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置であるHLNB(高レベル中性子同時計数カウンター(ボロン))を使用し、実フィールドでの測定試験をプルトニウム転換技術開発施設にて実施した。保障措置分野で代表的なPuの定量測定装置であるHLNCC-II(高レベル中性子同時計数カウンター)の代替装置としてプルトニウムの定量測定ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びHLNCC-IIとの比較測定を実施した。測定試験では検出器の基本性能評価の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、保障措置用機器としての適用可能性を確認することができた。

論文

PCDFプロセス運転における査察手法の改善に係る施設者の貢献

清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 中村 仁宣

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

核燃料サイクル工学研究所(JNC-1サイト)への統合保障措置(IS)アプローチは、2008年8月に適用され、核燃料物質転用の抑止力を高めるため、予め日程を設定した従来のIIVから短時間通告及び査察人工(PDI)削減を伴うランダム査察(RII)へ移行された。その後、再処理施設は潜在的安全リスク削減を目的に2014年4月からプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転の再開を決定した。これにより、原子力機構はRIIのスキームをPCDFのプロセス運転へ取り入れるため、査察官のPDI増加と探知確率の低減を伴わない新たなスキームを査察側へ提案し、協議等の結果、2014年3月からの導入に至った。PCDFにおける新たなスキームは、スケジュール査察(FDR)、リモートモニタリング、運転状態確認シートの改善、NRTAの導入及び適時性のある計量管理データ申告等により構成される。これにより、情報提供に係る施設者の負荷は若干増加したが、運転の実施とIS要求事項のバランスを図ることができ、適切な保障措置の実施及び2年間にわたる施設の安定運転に貢献することができた。

論文

核物質の確実な検知システム及び検知・被疑物の安全解体のための内部構造・性状把握システムの必要性(提案)

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 10 Pages, 2017/02

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、(1)確実な核物質検知システムの導入、(2)検知物の正確な内部構造把握、及び(3)核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、(1)については、X線スキャン装置と単色$$gamma$$線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを提案する。後者の装置は重遮へい体に対しては、(2)及び(3)の機能も有している。また、取出された核物質部分に関する(2)及び(3)の機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

口頭

標準物質として使用する硝酸プルトニウム溶液の値付けのための定電位クーロメトリーの適用

山本 昌彦; Holland, M. K.*; Cordaro, J. V.*; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

no journal, , 

核物質であるプルトニウムは計量管理、保障措置において最も重要な元素であり、その分析に使用する標準物質には高い信頼性が求められる。本研究では、米国サバンナリバー国立研究所との共同で同位体希釈質量分析に使用する標準物質の候補である試料の値付けのため、ファラデーの電気分解則に基づく絶対分析法である定電位クーロメトリーを用いてプルトニウム溶液の分析を実施した。測定装置は、国際規格であるISO12183に準拠するように測定セル及び電極の最適化を図り、国際単位系であるSI単位にトレーサブルとなるように校正を実施した。校正後、装置の精度確認のために測定したプルトニウム標準溶液の値は、表示値と良好な一致を示した。そこで、原子力機構で所有しているウラン・プルトニウム混合酸化物粉末から精製したプルトニウム溶液を測定した。その結果、測定値の不確かさは0.07%以下であり、標準物質としての精度を満足する水準で精密にプルトニウムを定量することができた。

口頭

Utilization of atmospheric dispersion simulations for nuclear emergency countermeasures

Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*

no journal, , 

原子力発電所から放射性核種が放出された際に、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションは、緊急時対応の検討に有用である。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができる。本研究では、これらの情報を地方自治体の防災担当者による対策立案へ活用することを目指す。原子力施設からの放出についてWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。この際に、緊急時におけるもっとも重要な情報(例えば、住民が居住するエリアの空間線量率など)を担当者にわかりやすく示すことができるように整理する。この情報は、原子力緊急時の避難対策など、担当者が的確な判断を行う上で極めて有用である。

口頭

原子力発電所のサボタージュ対策における安全とセキュリティのインターフェース

鈴木 美寿; 西田 誠志*; 出町 和之*

no journal, , 

航空機テロに対する備えとして新規制基準に取り入れられた特定重大事故等対処設備に係る原子力規制庁の審査及び事業者に対する信頼性確認制度の施行準備等、原子力発電所に対するテロ対策は着実な進展を見せている。ここでは、国際的に紹介されている核物質防護のための枢要区域特定手法を用いて、原子力発電所のサボタージュ対策についての事例検討を行い、安全とセキュリティのインターフェースについて考察する。

口頭

グローバル原子力安全・セキュリティ・エージェント養成,5; 原子力安全・セキュリティ実習科目群4放射性物質環境動態

Han, C. Y.*; 永井 晴康; 竹下 健二*; 松本 義久*; 相楽 洋*

no journal, , 

東京工業大学では、「人類の生存基盤を脅かす核拡散、核テロ、大規模な原子力災害や緊急被ばく問題等のグローバルな原子力危機」の分野において、高い国際交渉能力を有し、国内外の原子力関連の産官学界で国際的リーダーとして活躍する人材「グローバル原子力安全・セキュリティ・エージェント」を養成することを目的とした教育プログラムを、文部科学省リーディング大学院オンリーワン型の教育プログラムとして実施している。実験・実習科目群「原子力安全・セキュリティ科目群」の一つである「放射性物質環境動態」は、環境線量情報予測システムWSPEEDI-IIを利用し、仮想的条件の原子力事故による放射性物質の環境拡散と公衆被ばくを、計算シミュレーションで迅速に予測する能力を養うことを目的としている。学生は異なる気象シナリオにおける仮想放出計算を実行し、放射性物質の環境拡散に与える気象条件の影響について、物理現象についての議論を通じて理解を深める。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; コンクリートセル内における$$gamma$$線スペクトル測定のための最適化設計

鈴木 敏; 関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

原子力機構は、保障措置の効果的・効率性の観点から、再処理施設に保管されている核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を東海再処理施設において平成27年度より実施している。今年度は、コンクリートセル内において高放射性溶液タンクから発生する$$gamma$$線及び中性子線を測定しPu量との関連性を検討する予定である。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、人が立ち入ることのできないコンクリートセル内における高線量$$gamma$$線スペクトルを計測するための検出器の選定及び計測回路の窒息現象を回避するための遮蔽等による測定手法の最適化、また約1.7mコンクリート壁と通してセル内へ挿入する治具(スラスタ)への収納方法及びスラスタ形状の最適化設計ついて報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; シミュレーションによるコンクリートセル内$$gamma$$線スペクトル評価

関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

再処理施設には、核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液や固体廃棄物が在庫及び保管廃棄物として保管されている。これらのFPを含むPu溶液は高い放射線量のため接近が困難であり、直接的にPu溶液の継続的な監視や検認を行う技術が無い。そのため、原子力機構は核物質の透明性確保の観点から、FPを含むPu溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を平成27年度より開始した。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、コンクリートセル内における高放射性廃液貯槽のモデル化、実際の高放射性廃液組成に基づく$$gamma$$線スペクトル評価及び線量分布について報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,3; アクティブ中性子法(中間報告)

米田 政夫; 前田 亮; 古高 和禎; 飛田 浩; 服部 健太朗; 下総 太一; 大図 章; 呉田 昌俊

no journal, , 

本報告は、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性評価の一環として実施したアクティブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本特性研究では、アクティブ中性子法の一つであるFNDI (Fast neutron direct interrogation)法を用いている。本手法は、中性子発生管から発生する高速中性子を核物質に直接照射し、熱化した中性子により誘起される核分裂中性子の数と消滅時間から核分裂性物質量を導出するものである。これまでTMI型キャニスタモデルを用いた非破壊測定システムを用いたシミュレーション解析によりFNDI法を適用した場合の測定性能を評価してきた。今回、新たなキャニスタモデルに対応するため装置デザインの改良を行い、新たな装置デザインでの測定性能をシミュレーションで解析した。その結果、デブリ中に含まれるB-10濃度が0.04wt%以下であれば、20%以内の不確かさで測定可能であることが明らかになった。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,1; 全体概要(中間報告)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; Heinberg, C.; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質の定量のため、原子力機構及び電中研は、パッシブ中性子法、パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法を組み合わせた統合型検出器の開発を検討している。これにあたっては、各技術の適用範囲や不確かさなどの適用性を評価し、これらを比較することにより、各技術の特性を理解することが重要である。このため、我々は、過去の事故や1Fに関する情報を基に、燃料デブリの組成、水分含有率等をパラメータとした均一系に簡素化した燃料デブリの共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供した。併せて、各技術の適用性評価結果を比較評価し、各技術に影響を与えるパラメータを特定した。今後は、位置の偏在等も考慮した実際の燃料デブリにより近い不均一系の共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供する予定である。本報告は、本特性研究の全体計画、共通モデルの概要及びこれまでに評価された各技術の適用性の比較評価結果示すものである。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2; パッシブ中性子法(中間報告)

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告は、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation法により中性子増倍及び吸収効果を評価するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる組成情報から核燃料物質を定量するものである。シミュレーションによる適用性評価の結果、一般的に中性子計測による測定が困難とされているB-10を多く含む燃料デブリについても、本手法は適用可能であることを確認した。また、キャニスタ内の水分量の変動が主要な誤差要因となるため、湿式貯蔵、乾式貯蔵等の大まかな水分量毎への分類が必要となることを確認した。

口頭

プルトニウム燃料施設における机上警備訓練の導入及び経験

湯浅 亙; 飯田 孝治; 岩佐 弘*; 及川 秀二*; 高野橋 満*; 水谷 宗功*; 大西 清孝; 浅野 隆

no journal, , 

日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター(プルセンター)は、区分I施設を複数保有することから、より厳格な核物質防護措置が要求される。この厳格な防護措置を維持するためには、警備能力の維持・向上が重要な要素の一つであり、プルセンターでは定期的に治安当局との合同訓練や内部実動訓練を実施している。このうち、内部実動訓練では、事案への対応や治安との連携等の能力を向上させるために、不審者役, 治安役を配置し、よりリアルな訓練を実施している。このため内部実動訓練は、多くの準備作業や訓練対応要員を必要とし、実施頻度を限定しなければならないという課題があった。そこで、プルセンターでは、多くの準備作業や対応要員を必要とせず、広範囲にわたるシナリオで比較的容易に実施できる机上訓練を新たに導入した。本件は、新たに導入した机上訓練の概要及びそのメリット並びに今後の課題について報告するものである。

口頭

米国の核物質の魅力度区分に関する考察

小鍛治 理紗; 須田 一則; 玉井 広史; 田崎 真樹子; 清水 亮

no journal, , 

核物質を含む放射性廃棄物を処分する際に必要なsafeguardsの実施と核セキュリティの確保に関して、米国エネルギー省(DOE)におけるこれまでの処分の検討や実績、法令について調査を行った。その結果、DOEでは、廃棄物中の核物質を回収して核兵器等に転用する場合の転換にかかる労力と物質が発する放射線を自己防御の能力として考慮し、核物質の魅力度と核物質防護の区分に関する基準値を分類していることが判明した。以上のDOEの定めるsafeguardsと核セキュリティに関する調査と考察の結果を報告する。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,1; 研究開発の概要

呉田 昌俊; 藤 暢輔; 大図 章; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

no journal, , 

原子力機構は、核不拡散分野用途の「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」を欧州委員会共同研究センター(EC-JRC)と共同して実施している。本研究課題の最終目標は、マイナーアクチノイド(MA)核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料の非破壊測定装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。高線量核燃料の非破壊測定については、Pu-240等が自発核分裂で放出する中性子に着目した同時計数法など従来のパッシブ測定技術の適用が困難となることが予想されている。しかし、これまでMA-Pu燃料開発が実験室規模であったため系統的な研究は成されておらず、計測技術が確立していない課題があった。本研究課題では、アクティブ中性子法であるダイアウェイ時間差分析法,中性子共鳴透過分析法,即発$$gamma$$線分析法/中性子共鳴吸収$$gamma$$線分析法,遅発$$gamma$$線分析法による核物質測定技術の研究開発を行っている。本報では、原子力機構がEC-JRCと研究開発中であるアクティブ中性子非破壊測定技術開発の現状について報告する。

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