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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.
駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 鎌田 正行; 久野 祐輔; 舛井 仁一
1994 IAEA Symposium on International Safeguards, ,
近年、再処理工場の廃棄物に対する保障措置が注目されつつあり、高放射性溶液中の微量プルトニウムについても、正確に把握する必要が生じている。このため、短時間でかつ高精度の分析が期待できるレーザー誘起光音響分光法および同位体希釈
スペクトル解析法の2方法について、その保障措置への適用性について検討を行ったので報告する。
駿河谷 直樹; 阿部 勝男; 黒沢 明; 久野 祐輔; 舛井 仁一
1994 IAEA Symposium on International Safeguards, ,
使用済燃料溶解液中のウランおよびプルトニウムの濃度を迅速から正確に非破壊測定できる装置を開発している。本装置の測定原理はK-エッジ・デンシトメトリ(KED)法によりウラン濃縮を測定し、エネルギー分散型蛍光X線(XRF)法でU/Pu比を測定することにより、ウランとプルトニウム両者の濃度を求めるものである。今回、測定部の改良により、測定精度の向上を図った。
鹿志村 卓男; 大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫
3rd IAEA Symposium onInternational Safeguards, ,
東海再処理工場におけるNRTAの開発は、1978年にTASTEXの一環として始められ、1980年から実際のデータの取得を始めた。1985年には、IAEAと共同でフィールドテストが行われ、NRTAを適用するに当たっての課題を摘出した。その中で最も重要な課題であるMUFバイアスの問題について種々の検討・試験を行った結果、MUFバイアス傾向は軽減され改善が図られた。更に、MUF解消についての検討が必要と考えられる。また、NRTAを実施するにあたって精度向上のため必要となる抽出工程内の未測定在庫の推定式についても見直しを行い、より正確な未測定在庫計算式を導いた。
高橋 三郎; 大谷 哲雄; 大島 博文
IAEA Symposium on International Safeguards, ,
プルトニウム燃料製造施設(PFPF)の保障措置システムの開発が実施における経験について紹介する。PFPFの保障措置システムは、施設の自動化と両立するよう設計され設置された。そのシステムは以下のサブシステムより構成されている。(1)改良計量管理システム(AAS)、(2)改良計量検知システム(ACS)、(3)遠隔制御非破壊測定システテム(R-NDA)、(4)改良計量検認システム(AAVS)これらのシステムは主にPNC/DOE保障措置協力の下、ロスアラモス、サンディア両研究所と共同で開発され、現在、科学技術庁及びIAEAの査察で利用されている。これらシステムの開発及び実施における施設側の経験について説明する。
鹿志村 卓男; 大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫
IAEA Symposium on International Safeguards, ,
東海再処理工場におけるNRTAの開発は、1978年にTASTEXの一環として始められ、1980年から実際のデータの取得を始めた。1985年にはIAEAと共同でフィールドテストが行われ、NRTAを適用するに当たっての課題を摘出した。その中で最も重要な課題であるMUFバイアスの問題について種々の検討・試験を行った結果、MUFバイアス傾向は軽減され改善が図られた。更にMUF解消についての検討が必要と考えられる。また、NRTAを実施するにあたって必要となる抽出工程内の未測定在庫の推定についても、抽出工程の中間貯槽内のPu濃度を用いた推定計算式の見直しを行い、より正確な未測定在庫計算式を導出した。