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田崎 真樹子; 木村 隆志; 清水 亮; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則
日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, p.81 - 84, 2019/11
南アフリカは、核兵器を開発、製造、保持したが、後に核兵器及び関連機器等を解体・廃棄した。その後、非核兵器国として核兵器不拡散条約に加盟、国際原子力機関と包括的保障措置協定を締結し、原子力平和利用を実施している。南アフリカの非核化は、アパルトヘイト政策という特殊な制度が存在したという事情はあるものの、過去の非核化の良好事例の一つと言える。そのような南アフリカの核兵器開発や核開発のインセンティブ及び非核化の特徴を分析することは、現在及び将来の核開発の阻止及び非核化に参考となると思われる。
臼田 重和
核物質管理センターニュース, 32(7), p.10 - 11, 2003/07
原研は保障措置環境試料分析のIAEAネットワーク分析所として認定されたので、その概要を紹介する。原研は、平成13年6月に東海研究所にクリーンルームを有する高度環境分析研究棟(CLEAR)を完成させ、そこで保障措置環境試料のために主にバルク及びパーティクル分析に関連する高精度な極微量分析技術を開発してきた。IAEAの専門家による現地調査の結果、原研の分析技術は、施設や品質管理体制も含めて高いレベルにあると評価され、世界で17番目のネットワーク分析所として認められた。これにより、アジア初のIAEAネットワーク分析所として、保障措置環境試料分析を実施し、核査察や更には原子力の平和利用に貢献することになる。
小畑 敬; 沼田 和義; 並木 伸爾; 鈴木 恒男*; 山内 隆弘*
第24回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.65 - 70, 2003/00
日本原子力研究所(原研)では、従来大型計算機による計量管理を行ってきたが、操作,管理の容易さ,計量管理データの柔軟な利用を目的に、平成11年からPCベースの計量管理システムを開発し、平成14年10月から運用を開始した。開発した計量管理システムは、サーバを中心にクライアントから専用アプリケーションで操作を行うサーバ・クライアント方式を採用しており、計量管理データの入力,編集,査察対応データの作成,国への報告書の作成などが容易に行うことができる。さらにプログラミング言語を使用してデータベースにアクセスすることで、計量管理データを利用したWebアプリケーションをユーザレベルで作成することも可能である。現在は原研に特化したシステムであるが、当システムを汎用化し、他施設,機関でも使用できるシステムとして開発する計画中である。ここでは、日本原子力研究所の計量管理システムの概要及び運用状況について述べる。
実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明
JNC TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12
JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB
再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、0
11mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に011mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度24mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。
猪川 浩次*; 鈴木 恒男*
JNC TJ1420 99-006, 181 Pages, 1999/03
イラクにおける核開発問題、北朝鮮における核開発疑惑等を契機として、未申告核物質、未申告施設に対する国際原子力機関(IAEA)の検知能力の向上が緊急の課題となり、IAEA保障措置の強化・効率化方策(「93+2計画」)が検討され、強化された費用対効果のより高い保障措置システムとして提案された。強化・効率化方策は、現行の保障措置協定の範囲内で実施できるパート1と、IAEAとの間で「追加議定書」を締結することを前提としているパート2より構成されている。現在、科学技術庁を中心として、追加議定書の締結に向けて保障措置体制の整傭や原子炉等規制法の改定作業が進められており、本年末又は明年初め頃から、追加議定書に基づく、拡大申告情報の提供及び補完立入等が実施される予定である。このような状況に鑑み、追加議定書について、経緯を整理し、拡大報告情報の種類や内客等について調査・検討を行い、その結果を本報告書にまとめている。本報告書の第1章では、モデル追加議定書(INFCIRC/540)が成文化されるまでの経緯について、第2章では、パート1の手段及びその法的根拠について、第3章では、パート2の手段及びその法的根拠について、第4章ては、日本とIAEAとの間で1998年12月4日に調印された日・IAEA保障措置協定の追加議定書の各条項の解説について、第5章では、迫加議定書に基づいてIAEAに提供することとなる拡大申告情報の種類と内容及び報告様式について、第6章では、追加議定書の発効に向けて実施されている原子炉等規制法の整備状況についての調査結果について報告している。
山本 洋一; 向山 武彦; 若原 道夫*; 磯貝 猛*; 近藤 充弘*
第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.189 - 195, 1996/00
日本原子力研究所は、これまで三菱重工業(株)の協力を得て、IAEA保障措置の査察効率化のために光ファイバー封印検認器の開発を進めてきた。IAEA保障措置では、核燃料等がその貯蔵庫や貯蔵容器などにきちんと収納されていることを確認するために王冠式封印などが用いられてきた。光ファイバー封印は在来の封印と比較して信頼性が高く、しかも現場でその異常の有無を確認できる利点を有している。しかし、その検認は写真鑑定法により目視で比較し行うため、査察官の負担が大きかった。今回開発した検認器は、この光ファイバー封印の検認を自動で行うものであり、迅速で正確な判定、小型・計量、容易な操作性などの特徴を持つ。IAEAは、試作機による評価試験の結果、その高性能と信頼性の高さが実証できたとして、これを査察標準機器として採用することを正式に決定した。
梶谷 幹男; 大内 与志郎; 平尾 盛博; 佐藤 光弘
PNC TN8520 92-003, 399 Pages, 1992/11
プルトニウム転換施設に於ける各工程に関する工程分析、計量分析、各種測定法についてマニュアル化したものである。内容は、プルトニウム転換工程及び廃気・廃液処理工程試料中のウラン、プルトニウム、T-アルファ、T-ベータ、T-ガンマ、アメリシウム、放射能核種、遊離酸、水酸基、鉄、クロム、ニッケル、窒素、フッ素、塩素の分析操作手順及び、水分、O/M、比表面積、平均粒子径、カサ・タップ密度、不純物の測定操作手順と各種試薬の調整、査察収去試料の前処理方法等について記述した。
小形 佳昭; 大西 徹; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄
PNC TN8410 91-275, 125 Pages, 1991/11
東海再処理工場の使用済燃料移動プール(FTP)R0108内にある使用済燃料は,CCTVを用いた監視システムにより監視される。この監視システムは,カメラ,ランプ,VTR,タイマー,TVモニター,及び異常検出装置から成っている。それらは,連続的な無人監視のために改良された。IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストは,問題なく終了した。JD-8タスクは,最終報告書で終了する。日本とIAEA間で,第8回JASPAS合同委員会において,本監視システムを平成元年末から東海再処理工場で査察用機器として使用することが合意された。本報告書は,本監視システムの機能,IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストの結果等について述べる。
山本 裕; 高橋 三郎; 青木 勲; 山中 栄治*; 平田 智宏*; 三島 毅*
PNC TN8440 91-051, 6 Pages, 1991/10
多量の核物質を取り扱う施設では、保障措置上要求される適時性目標を達成させるために、中間在庫検認査察が毎月実施されている。プルトニウム燃料製造施設(以下「第三開発室」という。)では、査察にNRTA手法を適用することにより、施設操業への影響を最小限とした中間在庫検認査察が実施されている。NRTAは、施設計量管理データを統計解析することにより、核物質の転用がないことを確認している。NRTAは、このように計算機のデータのみで査察検認を行うため、第三開発室のような計算機システムを主体とした操業を行っている施設に合致した保障措置手段である。
関 成一; 高橋 三郎; 山本 裕; 松山 一富; 青木 勲
PNC TN8440 91-014, 5 Pages, 1991/06
プルトニム燃料製造施設(PFPF)は作業員の被ばくを極力抑えるため、施設設備に大幅な遠隔自動化を導入している。また、保障措置システムについても自動化設備に合致した新しいシステムを採用した。本報は、PFPFの保障措置システムの特徴について記述するものである。
太田 猛男*
PNC TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11
(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。
市橋 芳徳
保障措置用語の概念の解説, p.78 - 86, 1990/00
添付の依頼状に基づき核物質管理センターニュースに投稿した原稿を見直して再度投稿するものである。わが国における国内保障措置及び国際保障措置の中で査察がどのように位置付けられ、その実態が何であるかを概略解説した内容となっている。特に国内法に規定された査察手続き、日本/IAEA保障措置協定で規定している査察目標と手続きについて解説した。
加瀬 利雄; 西沢 敏; 高橋 義人
JAERI-M 83-074, 83 Pages, 1983/05
核不拡散条約(NPT)の締結とこれに基づく保障措置協定の発効により、1978年に関係国内法令の改正が行われた。このため原研においても、従来の核物質計量管理システムが大巾に変更された。原研における計量管理システムは、電算機による効率的な情報処理により実施され、この処理では核物質のバッチ毎の履歴が当該バッチの在庫変動として記録される。これらの在庫変動状況は既定の報告書の形で政府を通じ毎月IAEAに送られる。報告書に記載のデータはその後の査察により実際に非破壊測定等手法で検認される。また当該核物質の封じ込め及び監視手段として、封印の取り付けあるいは監視カメラの設置が行われる。本稿では、NPT下のこうした保障措置の概要と原研における核物質計量管理システムの開発状況をとりまとめた。
猪川 浩次; 西村 秀夫
JAERI-M 9197, 67 Pages, 1980/12
伝統的計量管理とその検証理論に基づく現行保障措置システムのシステム・アナリシスを行なった。本報告書で取扱うのは、施設者の計量データの検証方法、MUF評価法、棚卸し頻度の決定法および査察計画法である。計量データの検証法の中ではMUF、
、D及び
を定義し、その計算方式を示した。MUFの評価法としては、施設者のデータのみから作成されるMUFの検証法、査察者データを含めた(MUF+D)の検証法による転用の検出を論じた。棚卸し頻度の決定法としては、論理的決定論のアプローチとその問題点を指摘し、実用主義的な決定法が採られている現状を紹介した。査察計画法は、本報告書の中で最も力を注いだ部分であり、統計論に依るもの、ゲーム理論によるものを詳細に検討し、最終的には両者の利点を採った実用的かつ、査察側の不利にならない方法を提示した。これは現在わが国で採用されているものである。
田中 隆治
日本原子力学会誌, 11(8), p.496 - 498, 1969/00
核燃料物質管理の契機として,一般的には次の3つのことが考えられる。(1)公衆災害,従業員災害,財産毀損を防止するための管理である。これは施設の設計,施工面での対策と結びついて,保管,運搬の場合の臨界管理および使用の場合の運転管理,放射線管理,取扱い管理に大別でき,安全性$の$問題ということができよう。(2)植物質が直接的な軍事資材であることから要請される管理である。核兵器体系を採用している国が非核保有国に対して原子力開発の協力援助を行う場合には,植物質などの資材のほか設備,装置についても軍事利用への転用禁止の保障を,協定の上で求めているのがこれまでの通例である。原子力を平和利用に限定することを国是としているわが国では,これを,国際規制という観点で把えている。現在懸案となっている植拡散防止条約においては,すべての非核保有の加盟国が平和利用植物質を核兵器もしくは核爆発装置に転用することを禁止するようとりきめることが本旨であるう。その保障の措置についてぱ今後具体化が図られることになるが,国際原子力機関のもつ現行方式が支柱になることは間違いない。
谷川 聖史; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 佐本 寛孝; 関根 恵; 鈴木 敏*; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 磯前 日出海
no journal, ,
核物質を取扱う上で平和目的に限定して使用していることを示すために、計量管理等を適切に実施しなければならない。現在、核物質量の評価には液量等を測定しサンプリングを行い、Pu濃度を分析しPu量を算出している。また非破壊測定として主に中性子同時計数法を用いてPu量を求めている。これまでに東海再処理施設が取り組んできた成果として、再処理施設における核物質の動きを監視するためのリアルタイムモニタリング技術がある。これまでにPu溶液に対しては中性子をNDAにより直接測定する先進型溶液監視・測定装置(ASMS)を用いることで、リアルタイムベースで貯槽内のPuのモニタリングが可能となった。加えてPuの有無に係る液量変動を明確に識別できることが分かった。また、核分裂生成物を含む溶液に対してはPuモニタリングとして、HAW施設において、任意の箇所で測定を行うことで中性子計数率とPu量には相関関係がある見通しをMCNPの解析から得られた。また運転状態のモニタリング能力として実機を用いて攪拌運転時に測定した結果、検出位置により
線の挙動が異なることから、モニタリング能力がある見通しを得た。
岡崎 日路; 角 美香; 茅野 雅志; 松山 一富; 鈴木 徹; Kuhn, E.*
no journal, ,
国際的な保障措置を効果的かつ効率的に実施するうえで、施設側の測定精度が高品質で維持され、必要に応じ向上することが必須である。内部での品質管理に加え、共同分析による外部との相互比較といった、品質保証の要素を持つことは重要である。しかしながら、試料の輸送が困難なことから、日本ではPuを含む共同分析が存在しなかった。それにより、PuとUを含む保障措置のため、DA試料を用いた共同分析が開始された。査察側によって収去された試料は、前処理を行い、保障措置分析所に送られる。保障措置分析所は、その試料を受け取り、査察試料かつ共同分析試料として、追加輸送費がかからずに効率的に測定を行える。20年以上前から続くこのDA共同分析の実用性及び効果について報告する。
