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論文

「地域保障措置」の設立に係る要素の考察

北出 雄大; 玉井 広史; 田崎 真樹子; 清水 亮; 木村 隆志; 中西 宏晃; 須田 一則

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/11

「地域保障措置」は既存のIAEA保障措置を強化する手段の1つと考えられ、2000年以降のNPT運用検討会議ではその重要性に言及し、また2011年以降のNSGガイドラインは原子力資機材受領国に対する保障措置の条件として「地域保障措置」も掲げている。本研究は、代表的な「地域保障措置」として機能しているEURATOM及びABACCの事例に基づき、「地域保障措置」の設立に係る要素について検討する。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の開発,1; 次世代型DDA装置の性能評価

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 古高 和禎; 藤 暢輔

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

原子力機構では、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核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質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。その技術開発において、核分裂性核物質の定量が可能な次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)部と元素分析が可能な即発$$gamma$$線分析(PGA)部を組み合わせた、小型DT中性子源を用いるアクティブ中性子統合非破壊測定試験装置"Active-N"を新たに設計、開発した。現在、製作したDDA部の基本性能を評価するために微量のPu酸化物試料を封入したバイアル瓶を用いて測定試験を実施している。本報では、その試験結果をモンテカルロシミュレーション(MCNP)結果と比較して報告する。

論文

廃棄物ドラム缶のウラン量を短時間で精度良く定量できる革新的アクティブ中性子非破壊測定技術; 高速中性子直接問いかけ法の実用化

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会誌, 59(12), p.700 - 704, 2017/12

ウラン廃棄物ドラム缶内のウラン量を定量する従来の非破壊測定法では、内容物の種類やウランの偏在に起因する測定誤差の大きさが問題となるケースや、さらに長時間の測定時間が必要となる測定上の問題がある。このような問題を解決する高速中性子直接問いかけ法というアクティブ中性子非破壊測定法を開発し、実廃棄物ドラム缶のウラン定量に実用化することができた。本報では、本測定法を概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

高速中性子直接問いかけ法による実廃棄物ドラム缶のウラン量非破壊測定システムの実用化研究

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.115 - 127, 2016/06

実廃棄物ドラム缶に含まれるウラン量を少ない誤差で非破壊測定する技術の実用化を目的に、高速中性子直接問いかけ法による測定装置を設計、開発した。本法は、ドラム缶に照射した14MeVの高速中性子に起因する熱中性子とドラム缶内のウランとの核反応により発生する核分裂中性子を測定して、ドラム缶に含まれるウラン($$^{235}$$U)量を位置感度差を低く抑えて測定可能とするものである。ウランサンプルを用いた基本特性試験では、約10g以上の天然ウランを$$pm$$20%以内の誤差で測定できること、及びウラン量の増加に対して発生する核分裂中性子数が比例して増加することを実証した。また、実廃棄物ドラム缶を用いた試験では、新しく開発した核物質量の導出法による補正値を用いることによりウラン量を迅速に推定することができた。本報では、本法の測定原理と核物質量の導出法、開発した装置、及び試験とシミュレーション結果に関して報告する。

論文

代替$$^{3}$$He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作

大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されている$$^{3}$$Heガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、$$^{3}$$Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。

論文

Development of advanced MOX holdup measurement technology for improvement of MC&A and safeguards

中村 仁宣; 向 泰宣; 栗田 勉

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

分散線源マトリクス解析法(DSTA)技術は、核物質を大きな空間で取り扱う場合、その中の位置や量を求める手法として種々の保障措置アプリケーションで使用されている。その技術を用いて、原子力機構では自身の計量管理 を改善するため、2つの異なる先進的な中性子測定技術を開発し運用した。最初の先進的技術はグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)であり、運転員がPITの前に実施するクリーンアウトにおいて、クリーンアウトを効果的に行うことを支援するとともに、核物質の回収量を増加させ、未測定在庫を減少させる効果がある(2011年のPITより導入)。2つ目の先進的技術は動的クロストーク補正法(DCTC)である。DCTCは複数のグローブボックス間交互に存在する実際のクロストーク(Doubles計数率)をより正確に求めることができる手法である。ホールドアップ中のPu量を正確に求めるため、原子力機構はDCTC法の適用を含めた改良型HBASシステムを導入した。2つの先進的なホールドアップ測定技術は、核燃料サイクルを実施するために必要な安全環境と保障措置を、運転員と査察官に提供するものである。

論文

Development and demonstration of a Pu NDA system using ZnS/$$^{10}$$B$$_{2}$$O$$_{3}$$ ceramic scintillator detectors

中村 仁宣; 大図 章; 小林 希望*; 向 泰宣; 坂佐井 馨; 中村 龍也; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07

計量管理及び保障措置に用いられているHe-3型中性子検出器の代替技術を開発するため、ZnS/$$^{10}$$B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータを用いた中性子検出器(Pu非破壊測定システム)の開発プロジェクトを日本国政府の支援のもと進めている。代替システム(ASAS:代替サンプル測定システム)の設計は基本的に従前からプルトニウムの測定に用いられているINVS(在庫サンプル測定装置)を参考にした。INVSはサンプル瓶に採取されたMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する装置であり、18本のHe-3中性子検出器(検出効率約42%)を有している。ASAS検出器の開発(製作)後、その技術や性能を確立するために、原子力機構はデモンストレーションを2015年の早々に計画しており、サンプルの位置再現性の確認、検出器パラメータの最適化、計数の統計ばらつき、温度変化や$$gamma$$線の線量率の変化に対する安定性及び代替He-3技術の有効性に係る指標(FOM)の評価をチェックソースやMOX粉末を利用して行う予定である。さらに、INVSとASASの性能比較試験も実施する計画である。本論文は、MCNP遮蔽計算コードによる研究成果、ASASの設計図及び性能や技術を証明するためのデモンストレーション計画についてまとめたものである。

論文

Japan Atomic Energy Agency (JAEA)'s international capacity building regarding safeguards and SSAC; 20 years of achievement and future challenges

千崎 雅生; 直井 洋介; 栗林 敏広; 濱田 和子; 奥村 由季子

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

原子力機構は、日本政府やIAEA,米国DOE,欧州委員会とともに、またFNCA, APSNの枠組みで、アジアを中心にSGとSSACに関する人材育成を支援してきた。本論文では、国際協力を通じてSGとSSACに関する、20年に渡る人材育成の努力と貢献、そして将来のチャレンジについて記述する。

論文

Study on tritium accountancy in fusion DEMO plant at JAERI

西 正孝; 山西 敏彦; 林 巧; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.745 - 751, 2006/02

 被引用回数:27 パーセンタイル:9.95(Nuclear Science & Technology)

原研では実験炉ITERに続く核融合装置として発電実証プラントの設計検討を進めている。発電実証プラントは長期定常運転と消費量を上回るトリチウムの生産を目指す装置であり、安全と運転の観点から必要である適切なトリチウムの計量管理について検討を進めている。放射性物質に対する法規制の観点からは、発電実証プラントのトリチウム関連設備を3つの計量管理区画に分割することが可能である。(1)汚染廃棄物一時保管施設,(2)トリチウム長期保管施設,(3)燃料プロセス設備。それぞれの区画においては法規制に則ったトリチウムの出入り管理を行うことになるが、燃料プロセス設備にはブランケットにおけるトリチウム生産が含まれ、生産トリチウムの適切な計量の考え方や手法の開発が必要である。さらに、常時連続的にトリチウムを含む燃料を循環処理する燃料プロセス設備では、その安全確保と効率的な運転の観点から設備内におけるトリチウムの分布を測定監視する動的計量管理技術を確立させる必要がある。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,8; トリチウムを扱う燃料循環システム,気体状トリチウム燃料の取扱い技術

深田 智*; 林 巧

日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09

核融合炉の燃料処理技術については、なぜ重水素とトリチウムを燃料として使用し循環処理する必要が有るのか、どのようにプラズマ排ガスから水素同位体を精製し、重水素やトリチウムを同位体分離し、効率よく貯蔵(供給)するのかを解説する。また、トリチウムの安全取扱技術についても、その性質や安全取扱の考え方を整理し、万一の想定異常時にいかに検知し、除去し、その除去したトリチウム(トリチウム水)を処理するのかを解説する。

論文

NUCEFにおける槽再校正試験について

大野 秋男*

核物質管理センターニュース, 33(9), p.12 - 15, 2004/09

NUCEFにおける臨界実験装置STACY及びTRACYは,保障措置上は溶液燃料を用いたバルク施設である。核燃料物質量の確定は、工程内の溶液燃料を計量槽に集めてディップチューブ式液位計で測定された液位をあらかじめ定められた校正曲線(液位と体積の関係)によって体積に換算する。計量槽については、使用開始に先立って水を用いた測定で校正曲線が求められている。溶液燃料の密度,粘性及び表面張力が水のそれらと異なることから、溶液燃料の校正曲線は水の校正曲線と異なる可能性がある。そこで、校正曲線に差異があるかどうかを調べるために実際の運転に用いるウラン溶液燃料を用いた校正試験がIAEA支援プログラム(JASPAS)の一つとして提案された。STACYの計量槽(ダンプ槽II)について、10%ウラン硝酸溶液燃料を用いて校正試験を実施し、JASPASのタスクを完了した。この試験の結果、溶液燃料の校正曲線は水による校正曲線と比較して差がなく、計量管理には水の校正曲線を用いることで十分であることが確認された。本報はタスクの概略と試験の結果について概説したものである。

論文

日本原子力研究所トリチウムプロセス研究棟(TPL)におけるトリチウムの計量管理; 15年間の実績と研究開発

西 正孝; 山西 敏彦; 林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美

プラズマ・核融合学会誌, 79(10), p.1078 - 1084, 2003/10

原研トリチウムプロセス研究棟(TPL)では核融合炉の燃料プロセス技術及びトリチウム安全取扱技術の研究開発が進められてきた。TPLは1g(約0.36PBq)以上のトリチウムを取り扱うことの許可された国内唯一の施設であり、その運転管理自体が核融合炉施設の開発にとってトリチウム管理の観点から重要である。TPLでは1988年以来、22PBqまでのトリチウムを放射線障害防止法に則って取り扱い、種々の実験を安全に遂行してきた。さらに、TPLでは自主的なトリチウムの計量管理計画を立て、15年間の安全実績を通してその手法を確立した。また、核融合炉でのキログラム規模のトリチウム取扱に備えて計量管理方法の研究を進め、新技術を開発してきた。本報では、ITERのトリチウム燃料システムの工学設計に大きく貢献したこれらTPLの運転実績や研究開発及び今後の課題についてレビューする。

論文

日本原子力研究所の計量管理システムの開発,運用

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。

論文

日本原子力研究所トリチウムプロセス研究棟(TPL)のトリチウム安全取り扱い技術に関する実績

山西 敏彦

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1295 - 1300, 2002/12

原研TPL(トリチウムプロセス研究棟)においては、1988年4月から今日まで、事故等によるトリチウム放出は皆無であり、約60gの大量トリチウムの安全取り扱い実績を積み上げている。安全設備のトリチウム除去系も順調に稼動しており、除去効率として設計値(100~10000)よりも30~80倍高い値を得ている。スタックから放出されている気体トリチウム廃棄物は、平均濃度26Bq/m$$^{3}$$であり、放射線障害防止法の規制値の1/200以下を達成している。14年間のTPLの運転により、今後の核融合施設にとって重要なトリチウム取扱い機器の不具合データベース等を蓄積するとともに、トリチウム機器の保守・変換作業等に関する手順,ノウハウを確立することができた。さらなる核融合施設の安全取扱い技術向上に向けて、トリチウム軽量管理・挙動,トリチウム除染に関する研究活動を展開している。

論文

Long-term tritium accountability demonstration of ZrCo storage bed by "in-bed" gas flowing calorimetry

林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 西 正孝

Fusion Technology, 34(3), p.510 - 514, 1998/11

トリチウム工学研究室では数年にわたり、ベット内流通ガスの熱量変化法による、25グラムの最大貯蔵量を有するジルコニウムコバルト貯蔵ベットのトリチウム計量を実施してきた。熱量測定法としては具体的にはジルコニウムコバルト(トリチウムを吸蔵している)内に埋め込まれているコイル状配管内を循環するヘリウムガスの温度の上昇を利用したものである。トリチウムの吸蔵と放出,長期間貯蔵とその結果起こる$$^{3}$$Heの蓄積,重水素-トリチウム混合物の貯蔵といった実際の貯蔵条件下において22gのトリチウムを用い、ITERの要求条件である1%以内の誤差精度にこの測定法による計量は十分適合することがわかった。また、実験結果に基づき、ITERの要求する100gのトリチウム貯蔵ベットを設計、その性能について議論した。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enhancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10

ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。

論文

核融合炉内外におけるトリチウムの挙動,3; 燃料システム内トリチウム挙動

山西 敏彦; 西川 正史*; 中塩 信行*

プラズマ・核融合学会誌, 73(12), p.1326 - 1332, 1997/12

現在、ITER燃料システムの主コンポーネントの設計が、トリチウムインベントリー推算、故障事象解析の観点からも進められている。システムは2つの大きな特徴を持っている。約1kgの大きなインベントリーを持っていること、さまざまなプラズマからの排ガスに対応して高純度精製燃料(D-T)を再びプラズマに供給しなければならないことにある。この観点に立てば、シミュレーションコードを整備し、トリチウム計量管理及び制御システムを設計することの重要性が認識されよう。一例として、燃料システムの主コンポーネントである深冷蒸留塔の制御システム設計について、本報告で紹介する。燃料システムでのトリチウム取り扱いという観点からは、材料表面とプロセスガスのトリチウムに関する挙動が、プロセスのメンテナンス及びそれによって生じる廃棄物の問題を議論するうえで重要である。

報告書

NUCEFハイブリッドK吸収端濃度計の整備

峯尾 英章; 岡本 久人; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 星 勝哉*; 竹下 功; S.-T.Hsue*

JAERI-Tech 96-033, 36 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-033.pdf:1.76MB

ハイブリッドK吸収端濃度計(HKED)は、K吸収端濃度計と蛍光X線分析計を組み合わせた非破壊分析計で、UとPuを含む溶液中の両方の元素濃度を1000秒程度の短時間で同時に正確に測定する。NUCEFでは臨界実験用のU及びPuを含む溶液燃料の計量管理及び工程管理に用いるため、HKEDをDOE/原研保障措置技術研究協力協定の下で設置した。本機器は、国及びIAEAによる査察にも使用される予定である。U溶液による校正試験及び長期測定試験を行った。校正結果はDavies&Gray法による結果と0.3%以内で一致した。約1年の長期測定試験では安定した測定結果を得た。またU溶液をセルに密封した校正試料濃度の長期安定性を測定したところ、安定した結果が得られ、この方法を用いた通常査察におけるHKEDの校正が十分可能であることが示された。

報告書

NUCEF臨界実験施設におけるプルトニウム計量槽校正; 槽換排気運転下における校正結果

峯尾 英章; 柳澤 宏司; 外池 幸太郎; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 村上 清信; 安田 直充*; 土尻 滋; 竹下 功

JAERI-Tech 96-027, 209 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-027.pdf:7.69MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の臨界実験施設の核物質計量管理のため、ホット運転前の1994年にプルトニウム溶液用計量槽2基を対象に、換排気運転下で貯槽校正を2回実施した。校正では、液位及び体積データ並びに密度差圧ディップチューブ間距離を取得した。液位及び体積の最大測定誤差は0.42mm及び0.1dm$$^{3}$$と十分小さく、ディップチューブ間距離は再現性良く得られた。これら液位・体積データと初期校正時に得られた校正関数との比較を行った。さらに初期校正結果を含めた校正関数を新たに決定した。この校正関数とディップチューブ間距離の誤差評価を行い、バルク測定誤差を推定したところ、密度測定が可能な広い範囲の液位において、偶然誤差及び系統誤差が、国際目標値(偶然誤差0.3%、系統誤差0.2%)を十分満足できる見通しが得られた。

論文

計量槽校正データ解析プログラム:VESCALの開発とNUCEF初期校正データ解析への適用

柳澤 宏司; 峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功

第16回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.117 - 124, 1996/00

核物質溶液を取扱う施設の計量管理のために、計量槽校正データを簡便に解析するためのプログラム:VESCALを開発した。VESCALは一つの計量槽を最大5つの区画に分割し、校正関数を決定するためのフィッティング計算を一度に実行することができる。VESCAL内蔵の校正関数モデルは最大5次までの多項式と円環及び平板槽の非線形領域のための平方根関数であり、この内1次式と平方根関数については逆関数を計算する機能を備えている。また、計算結果の統計的有意性を検定するための機能を有するとともに誤差評価に必要な校正関数パラメータの分散・共分散を算出することができる。VESCALは、原研の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の初期校正データ解析に利用され、解析作業の効率化に寄与してきた。本発表では、プログラムVESCALの紹介を行うとともに、NUCEFのデータ解析へ適用した結果についてもあわせて報告する。

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