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論文

INMM第45回年次大会報告

江坂 文孝; 桜井 聡

核物質管理センターニュース, 33(11), p.9 - 12, 2004/11

米国フロリダ州オーランドで2004年7月18$$sim$$22日に開催された第45回核物質管理学会(INMM)年次大会に参加して最新の動向を調査した。本報告では、特に国際保障措置のセッションにおける保障措置のための新規計測技術、及び、核物質計量管理のセッションにおける計量管理に必要な新規参照物質の調製状況などの発表について、その概要と特徴を述べた。

論文

第44回INMM年次大会に参加して, 3; 保障措置環境試料分析を中心に

臼田 重和

核物質管理センターニュース, 32(10), p.5 - 6, 2003/10

米国アリゾナ州フェニックスで2003年7月13$$sim$$17日に開催された第44回核物質管理学会(INMM)年次大会に参加する機会を得たので、保障措置環境試料分析関連を中心に、分析・計測技術の開発の概要・傾向や今大会の印象をまとめた。今大会の特徴は、最近の世界情勢を反映し、核テロリズムからの脅威とその防衛が主な課題となっていた。保障措置環境試料分析に関しては、特にIAEA保障措置分析所から詳細な分析技術開発状況や分析能力が報告されたので、その概要と特徴を述べた。

論文

核物質の計量・測定及び核物質管理の品質保証について

菊地 昌広*; 村岡 進*; 長部 猛*; 寺田 博海; 清水 堅一; 大谷 哲雄*; 藤巻 和範*; 石川 忠嗣*; 篠原 芳紀*

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.91 - 98, 2002/12

核物質の計量・測定は、核物質の量を確定する手段であり、これによって、核物質の受入れ量,払出し量,在庫量,滞留量等を、核物質取扱者が把握する。また、これら個々の量をもとに、物質収支を採り、会計するのが核物質管理である。この核物質管理は、核不拡散の世界では、主たる保障措置手段として位置付けられてきたが、物質会計という技術的な側面からその特徴を見ると、核物質の転用が無かったことの確認手段としての用途だけでなく、安全性確保のため,財産保全のため、あるいは環境汚染防止のためなど、事業者レベル,国レベルにおいてさまざまな用途がある。本論文においては、核物質計量・測定及び核物質管理の用途を議論するとともに、その目的別機能を明らかにし、主体となる事業者レベルから規制を行う国レベルに至るまでの各部署における品質保証への留意点を考察する。

報告書

GLOBALl2001参加報告

森本 恭一; 柴田 淳広; 重留 義明

JNC-TN8200 2001-006, 19 Pages, 2001/12

JNC-TN8200-2001-006.pdf:0.92MB

GLOBAL2001(International Conference:"Back-End of the Fuel Cycle; From Research to Solutions")は平成13年9月9日から9月14日までの6日間、フランスのパリで開催された。今回は各国から約420名の参加者があり、この内、約70名が日本からの参加であった。本会議では、炉・燃料サイクル分野、再処理分野、処分分野、核不拡散分野等に分かれて報告を行っていた。この中でも核燃料サイクルのバックエンド、長寿命核種のマネージメント、炉・燃料の先進的コンセプトに関する報告が中心的な位置を占めていた。先進リサイクル研究開発部からは実用化戦略調査研究、燃料、再処理等に関する発表、ポスター発表を行い、また各発表を聴講して情報収集を行った。なお、GLOBAL2001の情報に関しては次のホームページで参照できる。http://www.cea.fr/conferences/global2001/index.htm

論文

第22回ESARDA年次大会「補償措置の強化: 新旧の統合に関するセミナー」の概要について,2

長部 猛*; 臼田 重和

核物質管理センターニュース, 29(10), p.5 - 9, 2000/10

核物質管理センターからの依頼で、「核物質管理センターニュース」に紹介するために、2000年5月に独国ドレスデンで開催された第22回ESARDA年次大会・セミナーにおけるセッション8(新保障措置システムにおける測定技術)及びポスターセッションの概要を述べたものである。保障措置の強化の観点から、分析・測定技術を対象に、最近の動向と将来の課題を中心にまとめた。

報告書

海外出張報告書 臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)(1)本文 (2)資料集

須藤 俊幸

JNC-TN8200 2000-006, 443 Pages, 2000/07

JNC-TN8200-2000-006.pdf:41.45MB

2000年3月末に米国ニューメキシコ州アルバカーキ市で開かれた米国エネルギー省(DOE)の臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)に参加したので報告する。NCTSPは、DOE関係者の臨界安全に関わる者が、DOEの臨界安全プログラム(NCSP)の一環として情報交換や業務逐行上の改善点について議論の場をもつもので、毎年1回開催しているものである。参加人数は約100名強である。NCTSPの後には臨界安全に関するANS-8基準の更新、改訂、新規策定のための委員会会合が行われた。これらの会合への自由なコメントを歓迎するという立場から、外部の者も自由な参加ができる。NCSPは7つのタスク(臨界実験、ベンチマーキング、核データ、解析手法、データの適用範囲及び限界、情報保存と普及、トレーニングと資格制度)があり、それぞれの活動状況について報告された。また、東海村のJCO臨界事故に対するDOE、NRC及びその所管施設の対応、DOEのガイド(G)/オーダー(O)の改訂内容についての説明と議論などがなされた。会場の雰囲気はDOE臨界関係者の内輪の会議といったものであり、発表内容や議論については、組織、規制等の体系、プログラム・プロジェクトの名称やその計画等の背景情報が分からないと把握するのがむずかしい面があった。しかし、DOEといういくつもの核物質取扱施設を有する巨大な組織が、総体として臨界安全確保の維持と向上に努力を示す態度、継続的かつ体系的、実用的なプログラム活動には敬服させられるものがある。本ワークショップに関する背景情報やレポート類のほとんどがウェブサイトを通して公開されており、情報の共有化が図られている。本報告では、これらの関連内容も盛り込むとともに、参考として関連ウェブサイトのアドレスをできる限り記載した。

報告書

転換施設第2回更新工事報告書(撤去設備の細断工事実績)

田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*

JNC-TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04

JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB

プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成5$$sim$$6年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成10$$sim$$11年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。

報告書

解体核プルトニウムの管理・処分に関するJNCの役割及び課題の検討

核不拡散研究会*; 山内 康英*; 岩田 修一郎*; 中川 政樹*; 丸山 浩行*; 三島 毅*; 水城 幾雄

JNC-TN1400 2000-008, 81 Pages, 2000/04

JNC-TN1400-2000-008.pdf:3.44MB

東西冷戦の終了後、国際社会は、これまでにない問題に直面している。それは解体核弾頭から回収した兵器用核分裂物質の処理・処分の問題であり、とりわけ余剰核プルトニウムの処理・処分は、核不拡散の観点から慎重に取組まなければならない課題である。核不拡散対応研究会は、外部の国際問題等研究者を交え、余剰核兵器から生じた核物質の処理・処分に関連する様々な問題を、技術的側面も含め幅広い観点から検討することを目的に活動を行った。ロシア非核化支援は、その最大の懸案事項である余剰核プルトニウムの処理・処分のほかに、様々な問題を抱えており、G8諸国を中心とする幅広い国際的関与が必要とされている。G8諸国の幅広い国際的協調のもとに、ロシアの非核化支援が、プルトニウム処分戦略をめぐる米露のギャップを克服し、本格的な軌道に乗ることが望まれる。非核兵器国である日本が、今後、解体プルトニウムの処理・処分という機微な問題に関与する際には、十分な注意が必要であるが、他方で、旧ソ連邦諸国との原子力協力は、冷戦時代には、考えることのできなかった人と外交のネットワークが提供されている。

報告書

第2回JNC原子力平和利用国際フォーラム 資料集

持地 敏郎; 花井 祐

JNC-TN1450 2000-001, 122 Pages, 2000/03

JNC-TN1450-2000-001.pdf:6.39MB

特別講演 21世紀に向けての原子力平和利用の進め方 遠藤哲也(原子力委員) セッションI 新しい保障措置とサイクル機構の役割 岩永 雅之(日本) サイクル機構の保障措置技術開発 高橋 三郎(日本) 新しい保障措置への大洗工学センターでの試行 橋本 裕(日本) 新しい保障措置システムの考え方 坪井 裕(日本) セッションII FBRサイクル研究開発の計画 野田 宏(日本) 新型炉の開発について 佐賀山 豊(日本) 核燃料サイクル技術の開発について 小島 久雄(日本) マルチコンポーネント自己-貫性原子力エネルギーシステム:核拡散抵抗性について アナートリ・シュメレフ(露国) 核拡散抵抗性を考慮した新型炉と他の原子力技術の開発概念 ユーン・チャン(米国) セッションIII ロシアの余剰核兵器解体Pu処分問題に関するサイクル機構の取り組みについて 大和 愛司(日本) ロシアの余剰核兵器解体プルトニウム処分問題に対する米国の支援プログラムローラ・ホルゲート(米国)

報告書

HASWS貯蔵廃棄物取出技術調査

小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*

JNC-TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB

高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。

報告書

オンライン臨界安全監視システムの開発研究(IV)

山田 澄*

JNC-TJ8400 2000-051, 122 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-051.pdf:2.15MB

使用済み核燃料再処理工場等における安全性の確保のために、安価で即応性の良い臨界安全監視システムの開発が望まれており、基礎研究による知見を基に具体的な臨界安全監視システムとして実現することを目的として開発研究が進められている。本研究に用いている基本的手法は、未臨界体系で観測される中性子信号揺らぎをオンライン計算処理して未臨界度を推定しようとする試みであり、オンラインARMAモデル同定手法を安全監視システムに応用のためのシステム構成要素モジュールの開発、核燃料サイクル開発機構のDCA実験データ解析など実用化に必要となる知見の蓄積も行ってきたが、この間、Microsoft Windowsを基本ソフトとするDOS/V系パーソナル計算機の爆発的な普及により、NECを中心とするMS-DOS系の計算機がその地位を失い、今やMS-DOS系の計算機はその姿を消しつつある。本研究ではMS-DOS系計算機を用いたプログラム開発を行ってきており、その研究成果を今後も有効に利用するためには、これらを商業主義に左右されないOSに基礎を置くワークステーションに移すことが重要な課題となってきた。また、本研究で提案している臨界安全監視システムの設計基本思想は高信頼性、耐雑音性、そして高拡張性にある。近年エンジニアリングワークステーションの性能は飛躍的に向上し、且つ価格もかなり安くなっており、この様にめざましい発展を遂げている計算機に着目すると、信号解析、表示、警報信号発生に、それらのアルゴリズムをROM化したICチップを用いるよりも、高性能の計算機を用意し、各種の信号解析ソフトウェアや、必要に応じて他のシステム同定アルゴリズムを組み合わせた総合的信号処理システムとすることが望ましい。この様な観点から、臨界安全監視用プログラムをワークステーションに移植することは非常に重要である。そこで、今年度より、これまでMS-DOS系計算機上で開発された臨界安全監視用プログラムを順次年次計画を立ててワークステーション上に移植することとなった。今年度は、臨界安全監視システムの中心的ソフトウェアである逐次型ARMAモデル同定プログラム(ARMAX1)の移植作業を行った。なお、本報告書として自己完結性を保つため、理論的な未臨界原子炉のARMAモデル導出を示すとともに、逐次型ARMAモデル同定アルゴリズムに関する要点を再

報告書

The 1999 JNC International Forum on the peaceful Use of Nuclear Energy Summary

持地 敏郎; 花井 祐; 田崎 真樹子

JNC-TN1200 99-002, 44 Pages, 1999/03

JNC-TN1200-99-002.pdf:3.7MB

None

報告書

'99 JNC 原子力平和利用国際フォーラム-核燃料サイクルと核不拡散技術-結果概要

持地 敏郎; 花井 祐; 田崎 真樹子

JNC-TN1200 99-001, 20 Pages, 1999/03

JNC-TN1200-99-001.pdf:3.15MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が1999年2月22日(月)$$sim$$23日(火)に灘尾ホール(東京都千代田区新霞が関ビル)で開催した「99JNC原子力平和利用国際フォーラム―核燃料サイクルと核不拡散技術―」の中で行われた特別講演と、セッションI「先進的な原子力平和利用技術と核不拡散」、セッションII「リモートモニタリングによる透明性向上」、セッションIII「余剰核兵器解体プルトニウムの処分に係わる国際協力と技術的課題」のそれぞれのセッションで行われた講演及び質疑応答の概要をまとめたものである。

報告書

核不拡散の観点からの使用済み燃料のアジア地域共同管理に関する調査報告書

稗田 浩雄*; 秋山 順一*; 北村 好美*

JNC-TJ1420 99-025, 77 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-025.pdf:7.05MB

アジアにおける原子力利用の発展に伴い、原子力発電に伴い生じる使用済燃料の処理管理等の問題が喫緊の課題となっている。本調査は、アジア地域を対象として使用済核燃料の共同管理について、その可能性について核不拡散の観点から検討を行った。商業用の原子力発電所を有する中国、韓国、台湾における使用済核燃料の貯蔵の現状、今後の発生予想量とそれに係る各国の対応策についての調査を実施し、調査結果を基に、共同管理を行った場合のメリットやデメリットを核不拡散の観点等から検討を行った。更に考えられる使用済燃料の共同管理の方法、体制、規模、費用を推定し、必要となる技術および課題の抽出を実施し、以下のことが確認された。・アジアにおける原子力利用(中国、台湾、韓国)は現在1733万KWであるが2010年には5126万KWに3倍増加する(日本を加えると現在6241万KW、2010年には12126万KWに倍増)。・これに伴い使用済み燃料は2007年頃に台湾、韓国で飽和状態となる見込みである。しかし日本は2003年より六ケ所再処理工場が稼動し、貯蔵管理施設も1999年に完成する。中国でも再処理パイロットプラントが建設中で2001年より運転を開始する予定。・国家の政策として日本、中国は使用済み燃料の再処理を行い、韓国、台湾は再処理を行わず直接深層処分を行う。・国境を越える使用済み燃料の共同管理は使用済み燃料を資源として再利用できる利点がある。核拡散防止の点から共同管理施設の立地と管轄権について参加各国の信頼醸成措置が必要である。北東アジアの国際環境を考慮し、中国では将来的に共同管理を進めるべきであるが現時点ではまだ環境が整う段階に至っていないとする意見が支配的である。・台湾と中国の間には使用済み燃料の共同管理について交渉が続けられてきているが合意に至るためにはまだ乗り越えねばならないハードルがある。・使用済み燃料の共同管理体制は Technology Option Shearing方式により、各国の分担を定めることが現実的である。ただし管轄権については3つの選択肢がある。・使用済み燃料貯蔵施設は5、6種の方式があるが、5000トン級でプール貯蔵の場合約3000億円、キャスク貯蔵で1600億円の費用が概算される。・現在の韓国、台湾は米国との二国間原子力協定の存在からアジアにおける使用済み燃料の共同管理体

報告書

プルトニウム平和利用に関する核不拡散対応技術の今後の研究開発の展開及び原子力開発技術における核不拡散分野への国際貢献に関する調査研究

山村 修*; 下吉 拓治*

JNC-TJ1420 99-023, 493 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-023.pdf:35.75MB

本調査研究では、サイクル機構が進めるプルトニウム平和利用技術に係わる核不拡散対応技術について、今後の研究開発の展開を探るとともにサイクル機構の技術と核不拡散分野における国際貢献について考察を行った。(1)核不拡散抵抗性技術、(2)透明性向上方策、(3)余剰核兵器解体Puの処分に係る国際協力と技術的課題、の3テーマについて調査を行い、最新の研究動向について分析を行った。主要国におけるこの分野の第一線の研究者を招いて研究動向について情報を入手するとともに、会議を開催してこれらの問題に対して広く一般の理解増進を図った。その結果、核不拡散に係る技術開発及び国際協力の現状と今後の展開方向に関し、様々な角度からの知見を得ることができた。

報告書

追加議定書に係る追加情報の調査

猪川 浩次*; 鈴木 恒男*

JNC-TJ1420 99-006, 181 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-006.pdf:5.95MB

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。

報告書

プルトニウム利用に関する海外動向の調査(98)

太田垣 隆夫*

JNC-TJ1420 99-002, 138 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-002.pdf:3.87MB

欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1998年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けおよび関発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。

報告書

動燃技報No.107

not registered

PNC-TN1340 98-003, 126 Pages, 1998/09

PNC-TN1340-98-003.pdf:17.88MB

立坑掘削に伴う地下水挙動の観測と解析稲葉秀雄竹内真司岡崎彦哉尾形伸久三枝博光地層科学研究における地下水調査・解析技術の現況小出馨アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討小山智造柴田淳広佐野雄一アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討大森栄一鈴木弘加藤良幸北谷文人小杉一正菊地直樹アスファルト固化処理施設の火災爆発事故による放射性物質の放出量並びに公衆の被ばく線量の評価須藤俊幸清水武彦アスファルト固化処理施設の火災爆発事故と修復作業青嶋厚伊波慎一小坂哲生川野辺俊夫堀越義紀上野勤高橋敏寺門茂大森健彦粒子法による3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードの開発飯田将雄地層処分性能評価におけるシナリオ解析のための探索型アプローチの構築牧野仁史石黒勝彦梅木博之小山田潔高瀬博康PeterGRINDROD先進技術協力に基づくPNC/CEA専門家会議報告今野廣一石川真檜山敏明田中健哉運転経験に関する日欧専門家会議池田真輝典平成10年度先行基礎工学分野に関する研究成果報告会亀田昭二

論文

第2回「保障措置トレーニングコース」を終えて

清水 堅一

核物質管理センターニュース, 27(6), p.8 - 10, 1998/06

原研は平成8年度から、科学技術庁からの受託で国際的な「保障措置トレーニングコース」を開催し、平成10年3月に第2回目のコースを終えた。このトレーニングコースの位置づけ、コースの講師招へい、研修カリキュラム、研修対象国等について述べるとともに、これまで2回実施した結果得られた事柄についても述べる。このコースは東南アジア、旧ソ連邦の諸国を対象として計画したが、日・豪・IAEAの協力で実施してきた東南アジア向けの「地域保障措置トレーニングコース」とも調整しながら、対象地域の核物質管理の向上に寄与出来ればと考えている。

報告書

年報

not registered

PNC-TN1440 97-005, 76 Pages, 1997/09

PNC-TN1440-97-005.pdf:3.92MB

1高速増殖炉の開発1.1高速実験炉「常陽」の運転1.2高速増殖原型炉「もんじゅ」の建設、試運転1.3FBR研究開発2新型転換炉の開発2.1原型炉「ふげん」の運転2.2ATR研究開発3ウラン探鉱・転換開発3.1海外調査探鉱3.2探鉱・製錬技術開発3.3環境保全対策3.4転換技術開発4ウラン濃縮技術の開発4.1ウラン濃縮工場4.2遠心分離法技術開発4.3レーザー法濃縮技術開発5プルトニウム燃料の開発5.1MOX燃料製造5.2MOX燃料製造施設建設5.3プルトニウム燃料研究開発5.4プルトニウム混合転換技術開発6使用済燃料の再処理6.1再処理工場運転6.2高速炉再処理技術開発6.3再処理基盤技術開発7放射性廃棄物の環境技術開発7.1高レベル放射性廃棄物処理技術開発7.2高レベル廃棄物地層処分研究開発7.3TRU廃棄物の処分研究7.4地層科学研究7.5国際協力8創造的・革新的研究開発8.1新概念の創出に向けた研究8.2原子力基盤技術開発8.3陸域地下構造フロンティア研究9核物質管理と核不拡散対応9.1核物質管理・核物質防護9.2核不拡散対応9.3保障措置9.4核物質輸送10安全管理と安全研究10.1安全管理10.2品質保証・許認可10.3安全研究11関連共通事業11.1企画・調整・評価11.2技術協力・開発技術の利用・技術管理・情報センター11.3国際協力11.4技術者研修・養成12一般管理業務12.1人員12.2組織機構12.3広報活動

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