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前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07
被引用回数:3 パーセンタイル:27.62(Nuclear Science & Technology)In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.
直井 洋介; 小田 哲三; 富川 裕文
日本原子力学会誌ATOMO, 58(9), p.536 - 541, 2016/09
日本は1955年に制定された原子力基本法に従い、原子力の研究開発、原子力エネルギーの利用を平和目的に限って推進してきた。平和目的に限られていることを担保するため、事業者は計量管理を行い、IAEAと保障措置協定を締結する以前は二国間原子力協定(日米,日仏,日加等)に基づき報告を行い、1977年のIAEAとの保障措置協定を締結後は国内法が改定され、それに基づき計量管理及びその報告が行われてきた。1999年には追加議定書を締結して新たな義務を負うIAEAの保障措置活動に対応してきており、これまでわが国の原子力活動についての申告の正確性と完全性がIAEAによって検認されてきている。2004年には、核物質の転用や未申告の活動はないとの「拡大結論」を得て以降、これまで毎年この拡大結論を得てきている。本報告では、原子力機構がこれまで取り組んできたIAEAの保障措置に必要な技術開発や人材育成への協力などIAEA保障措置活動への貢献について報告する。
Bolind, A. M.*; 瀬谷 道夫
JAEA-Review 2015-027, 233 Pages, 2015/12
米国エネルギー省/国家安全保障庁の次世代保障措置イニシアティブ(NGSI)での「使用済み燃料非破壊測定プロジェクト」で検討されている14の最新の使用済み燃料集合体非破壊測定(NDA)技術手法に関する調査研究成果を報告するとともに、このNDAの精度の観点からの議論と批評を行う。この報告書では、現在提案されているNDA方法に関する主たる問題である測定結果の大きな曖昧さ(誤差)が、第一義的には独立な測定手法で行っていないことから発生していることを示す。この報告書では筆者らは、NDA結果を改善するためには、NDAの物理量が3次元構成となっているため、少なくとも3つの独立したNDA手法が必要であることを示す。
吉島 哲夫; 田中 純利; 根本 傳次郎
JAERI-Tech 98-052, 69 Pages, 1998/11
研究炉部では、3基の研究炉を運転管理し、減速材、冷却材及び反射材として使用するために約41トンの重水を保有している。これらの重水は、米国、カナダ及びノルウェーから輸入している。このうちのカナダから輸入した重水は、日加原子力協定において国際規制物質としての管理が義務付けられていることから全ての重水は国際規制物質に準じた方法で厳密な計量管理を実施している。本報告書は、各炉での在庫量の変動と重水の計量管理等についてまとめたものである。
酒井 大忠*; 猪川 浩次
Transactions of the American Nuclear Society, 72(SUPPL.1), p.6 - 7, 1995/00
大型再処理施設では、IAEAの保障措置基準(非照射直接利用物質に対する適時探知として1SQの核物質の転用を1ヶ月以内に探知することが要求される)を満たす為に高い精度の測定が必要となる。しかし、連続運転方式の蒸発缶には常に大量のプルトニウム溶液が存在しており、その液位も濃度も絶えず変動している為、容量及び濃度測定に係わる測定誤差を小さく保つことは容易でないと思われる。そこで、中間検認時に蒸発缶内のプルトニウム量を直接測定しないことを検討した。蒸発缶の前後に計量点を設けて蒸発缶区域を設定し、この区域はC/Sによってインテグリティを保証することとし、計量対象としないことにした。これらのプロセスを認証化することによりIAEAの検認を可能とする手続きについて考察した。
西村 秀夫; 猪川 浩次
第15回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.111 - 118, 1994/10
日本は、ベラルーシの非核化に寄与するため、核兵器の不拡散の分野において協力することとなった。このため、日本国政府とベラルーシ共和国政府との間で協力協定が締結され、協力活動の実施母体として、日・ベラルーシ核不拡散協力委員会が設立された。現在のところ、ベラルーシの計量管理制度(SSAC)の確立を支援するための計画が具体化している。この支援計画については、スウェーデン、米国及びIAEAも類似の計画を持っていたので、調整会合が開かれ、計画が調整され確定された。また、実施に当って細部の調整をするため実施委員会が設立され、合せて核物質防護と計量管理の作業部会も組織された。現在、日本では、通信システムの確立、情報システムの開発、測定システムの改良、PPの改良等のタスクの本格的実施に向けて準備が進められている。
西村 秀夫; 西沢 敏
第14回核物質管理学会 (INMM)日本支部年次大会論文集, p.155 - 162, 1993/11
新日米原子力協定の締結等により核燃料物質等の国際規制物資には一層慎重な管理が求められるようになってきた。また、IAEAの保障措置の強化と合理化を求める動きは結果として、施設の計量管理に対し一層の透明性、確実性、迅速性を求めるものとなると考えられる。一方、施設にとっては核物質防護、安全、財産、経済性といった面での管理も重要であり、合わせて広報にも留意する必要がある。このようないろいろの要求に効率的に応えるには、情報管理を一元化した総合管理システムを構築することであると考える。原研では、このため、十分な調査活動の後にシステム開発に着手した。開発用及び管理用の2台のワークステーションを中心に施設及び管理部門の端末等とネットワークシステムで結ぶ構成とし、計量管理、国籍別管理等の基本的データ以外にも、施設の概観、燃料の形状、保障措置の概要といった情報も取扱うこととしている。
井原 均; 山本 洋一
第13回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.20 - 27, 1992/06
近年、ヨーロッパ諸国において開発され、ロス及びゲインの探知能力が優れていると言われている手法に、GEMUFテスト、MUF残差に対するページテスト及びTruncated CUMUFテストがある。これらの手法について、当研究室で開発したMUF共分散マトリックスから計算したこれらの統計量に対する検定結果及び計算方法を紹介する。GEMUFテストは、IAEAが東海再処理工場やプルトニウム加工施設に対して、中間在庫検認データに基づく時系列MUFの統計解析に適用を考えている手法である。これらの統計検定と米国で開発された統計解析手法について、ロス及びゲインの探知力の比較検討を行うと共に、これらの手法の特性を明らかにする。また、これらの手法で用いられる判定基準のモンテカルロ・シミュレーションによる計算方法とその結果について報告する。
西村 秀夫; 井原 均; 久松 義徳*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.229 - 236, 1987/00
帳簿検査のコンピュータ化は保障措置の信頼性を増すばかりではなく、査察に要するマンパワーの減少をもたらす。このためにはまず施設における記録・報告システムのコンピュータ化が必要であるが、これはまた施設からの計量報告データの質を高めるとともに核物質計量管理の維持に必要なマンパワーの減少をもたらすという効果がある。標準化した記録・報告モデルシステムとしてFARMSを開発し、かつこのシステムに対応して帳簿検査手続きを設計しコンピュータプログラムR.AUDITを開発した。FARMSはシステムに必要とされる諸要件を満足とするとともに、ミニコンピュータで稼動する。またプログラムは各種コンピュータ機種への移植性に配慮して設計している。一方R.AUDITは市販のデータベースシステムを内蔵し可搬型コンピュータで稼動できる。このような帳簿検査手続きの改善により、完全な検査を短時間に行うことが可能であることが示された。
J.E.Lovett*; 猪川 浩次; 堤 正順*; 沢畑 稔雄*
JAERI-M 83-160, 84 Pages, 1983/10
TASTEXプロジェクトで開発してきたNear-Real-Time計量管理を基本とする改良保障措置アプローチを開発した。このアプローチの基本的考え方は、使用済燃料受け入れ区域(MBA-1)に対してはクレーン・モニタリング・システムを、プロセス区域(MBA-2)と製品貯蔵区域(MBA-3)に対してはNear-Real-Time計量管理システムを主要手段とする保障措置アプローチを採り、補完的手段としてMBA-2および3に対してはプロセス・モニタリングを採用するというものである。このアプローチは各MBAにおける転用の可能性を検討して、これに対抗するものとして考察された。本研究は、1978年のTASTEXプロジェクト以来続けてきた東海再処理工場の改良保障措置研究の一環であり、本報告書はその成果の一部(第2部は有効性評価 Draft-1)をまとめたものであると共に、改良実施に対する具体的提案となっているものである。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 平田 実穂; 桜木 広隆*; 井戸 勝*; 沢畑 稔雄*; 堤 正順*; 岩永 雅之*; 陶山 尚宏*; et al.
JAERI-M 83-158, 263 Pages, 1983/09
TASTEX Task-Fの基本的目的は、near-real-time核物質計量の考え方が小規模ないし中規模の再処理施設に対して適用出来るかどうかを、東海再処理施設をモデル施設として使いながら検討するということであった。1978年から1979年の間は、PNC東海工場のシミュレーション用数学モデルの作成、およびそれを用いた計量管理シミュレーションによる有効性評価研究を実施し、さらに1980年4月からは提唱したNear-Real-Time核物質計量管理モデルの現場試験を実施して、N.R.T.核物質計量が再処理施設に有効に適用しうることを示した。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 堤 正順*; 沢畑 稔雄*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.1, p.499 - 512, 1983/00
1978年より実施して来た東海再処理施設を対象とした動的計量管理モデルの研究と、1980年以降から行なっているその予備的実証試験の成果を報告したものである。まず、東海工場における動的計量管理モデルの概要、および、それが現在のIAEAガイドラインを満たす可能性をもつものであることを述べ、次に、2年間の予備的実証試験により得られた施設者側の経験、計量管理データの解析結果、比の解析により始めて定量的に示された測定バイアスの存在と大きさ、ならびにその原因に関する予備検討の結果などを述べる。現在、改良保障措置の中心的手段は動的計量管理であるとの認識が一般的となって来たが、その最もシンプルなモデルを提唱し、その実証試験をプルトニウムを扱う現実プラントで実施しているのは本研究が唯一のものである。
猪川 浩次; D.Gupta*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.513 - 539, 1983/00
バーンウェル再処理工場(1500ton/年)をモデルとして、そこにn.r.t計量管理を適用した場合の保障措置上の有効性を検討した結果をまとめたものである。評価はコンピューター・シミュレーションを用いて行なった。仮定した計量モデルは、物質収支区域として2通りのケースと,物質収支期間として8時間、2日間及び1週間の3ケースとし、核物質の転用量としては2週間に8kgPuの突発型、年間52,32,24,16及び8kgPuの累積型のケースを想定した。結果として、Pu精製工程にn.r.t計量管理を適用すれば突発転用は検知出来るが、累積型転用はケースによって検知能力が異なり、現在までの検討では明確な結論を導くことは困難であることが判明した。この問題に対応する次のステップは、より長期のシミュレーションとより広範囲(Pu精製工程のみでない)の工程のシミュレーションを行なう必要があることを指摘した。
J.Lovett*; 猪川 浩次; J.Shipley*; D.Selliuschegg*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.1, p.487 - 497, 1982/00
1981年12月、IAEAにおいてn.r.t計量管理に関するワークショップ(コンサルタント会合)が開催され、この分野の技術の現状をまとめるペーパーを作成した。本件はその要約と、その後の進展をまとめたものであり、上記会合の議長(Lovett)と参加キー・メンバーにより国際シンポジウムに報告するものである。本論文では、n.r.t計量の基本が高頻度の操業中在庫の測定と、それに基づく物質収支データの統計分析にあることを示し、これら2つの領域における現在の問題点及び解決の方向を示した。また、今後の開発努力を集中すべき領域として、これらの問題の外に、IAEAによるn.r.tデータの検証方法の開発、ならびにn.r.t計量管理の現実プラントにおける実証試験の必要性を強調している。
猪川 浩次
JAERI-M 9173, 42 Pages, 1980/11
遠心分離法式による濃縮施設において、カスケード・ホールを査察対象としないままに、カスケード内で転用が発生しないことを保証できるような保証措置システムを検討している。一案として本報告書では、再処理施設及びMOX施設に於て成功を収めているダイナミック計量管理システムの適用の可能性と、その有効性について定性的に、一部半定量的に検討した。結果として、適用可能性があり、かつ、有効であることが明らかとなった。