IAEA(国際原子力機関)の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 -
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- えりか いのら
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1 平成 20 年 2 月 19 日第 3 回東海フォーラム IAEA( 国際原子力機関 ) の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 - 独立行政法人日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター技術部次長高橋三郎 1
2 原子力開発を支える 4 つの車輪 核不拡散 原子力 核物質防護 情報公開 保障措置 安全確保 人類の豊かな生活へ 2
3 核不拡散 ( 核物質防護と保障措置 ) 核物質防護 : 核物質の盗取や施設の破壊を防ぐこと カメラシステム 車両ゲート磁気カードサーベランスシステム 監視室 侵入検知センサー 出入管理システム 保障措置 : 核物質の平和利用を世界に証明すること 3
4 保障措置の仕組み 国際原子力機関 (IAEA) 報告 評価結果 文部科学省 査察 報告 査察 核物質の計量管理 原子力施設 4
5 国際原子力機関 (IAEA) 原子力の平和利用を推進 原子力の軍事目的への転用を検知 監視 IAEA IAEA 本部本部 (( オーストリア ウィーンオーストリア ウィーン )) IAEA IAEAとエルバラダイ事務局長ノーベル平和賞を受賞 (2005 (2005 年 )) 5
6 計量管理 計量管理とは 原子力施設にある核物質の所在 量 形状 組成を厳密に管理すること ( 例 MOX 燃料施設の場合 ) 搬入量 移動量移動量移動量 搬出量 原料 粉末ペレット燃料ピン集合体 測定 記録 報告 国及び IAEA 6
7 査察ではどのようなことが行われるの? (1) 計量管理記録の検査 計量管理記録の確認作業 計量管理記録に不整合がないかの確認 7
8 王冠シール貯蔵容器査察ではどのようなことが行われるの? (2) 封印と監視 監視カメラ 貯蔵庫 貯蔵庫は常時監視されている 8
9 査察ではどのようなことが行われるの? (3) 重量測定と破壊分析 重量測定試料の採取と破壊分析 + 輸送 IAEA の標準分銅 IAEA 分析所 測定結果の解析測定結果の解析 高精度に核物質量を確認 核物質分析装置核物質分析装置 9
10 査察ではどのようなことが行われるの? (4) 非破壊測定 中性子 検出器 中性子の数で Pu 量を測定 短時間で核物質量を確認 10
11 核燃料サイクル工学研究所 ( サイクル研 ) (1) どのような原子力施設があるか? サイクル研において研究開発を実施している施設 MOX 燃料 転換 ウラン濃縮 MOX 燃料施設 高速増殖炉 ( もんじゅ 常陽 ) 次世代燃料 サイクル 高速炉燃料再処理 (R&D 施設 ) 軽水炉燃料サイクル軽水炉燃料再処理 燃料加工 廃棄物処理 処分 (R&D 施設 ) 軽水炉 高レベル放射性物質研究施設 ガラス固化技術開発施設 (TVF) 地層処分基盤研究施設 ( エントリー ) 再処理施設 11
12 サイクル研 (2) 再処理施設 査察の特徴 運転中 : 毎日査察を実施 ( 査察官が常駐 ) 停止中 : 毎月毎月 1 回の査察を実施 ( 査察官 1 人が人が5 日間日間 ) 12
13 サイクル研 (3)MOX 燃料施設 査察の特徴 毎月毎月 1 回の査察を実施 ( 査察官 7 人が人が2 日間日間 ) 13
14 サイクル研 (4) 査察の実績 プルトニウムを取扱う施設では ウランだけを取扱う施設に比べてより厳しい査察を実施 有意量 * 査察の頻度査察での測定数 プルトニウム 8 kg Pu 1 ヶ月毎多 ウラン 75 kg U235 (3% の濃縮 U の場合 2.5 ton U に相当 ) *: 核爆発装置 1 個の製造に必要な核物質のおおよその量 1 年毎少 日本 約 2,300 人 日 MOX 燃料施設約 500 人 日 その他の国 その他の施設 再処理施設約 600 人 日 世界の査察実績 ( 約 10,000 人 日 ) 日本の査察実績 14
15 保障措置技術開発 (1) その必要性 ( 施設の大型化 自動化への対応 ) 大型 自動化施設の特徴 核物質の取扱い量の増大 設備の自動化 従来の査察方法 IAEAが査察機器を持ち込み 核物質に直接接近して測定 従来の査察方法を踏襲した場合の課題 査察業務量の増加 施設停止日数の増加 査察に伴う被ばくの増加 自動化設備と調和した保障措置システムの開発 15
16 保障措置技術開発 (2) 査察官非立会測定システムの開発 中性子測定装置を核物質の自動搬送台車に組込むことにより 査察官がその場にいなくても 施設運転中に査察に必要なデータを自動的に取得できるシステム 貯蔵容器 世界で初めて開発及び実証 査察業務量の低減に寄与 世界の原子力施設において広く採用 移動監視装置 非破壊測定データ ( 移動方向 ) ( 中性子計数率 ) ( 時間 ) 自動搬送台車 貯蔵庫 容器番号読み取りカメラ 非破壊測定装置 画像データ 非破壊測定データ ( プルトニウム量 ) 貯蔵容器測定システム 日付 No.001 No.001A No /1/ /1/ /1/23 時刻 計数値 01/1/23 10: ± /1/23 10: ± /1/23 10: ± /1/23 10: ±
17 保障措置技術開発 (3) 遠隔監視システムの開発 施設内に蓄えられた査察データを査察側事務所に伝送することにより 査察側が遠隔地で査察情報を自動的に取得できるシステム 世界で初めて開発及び実証 ( 非破壊測定情報 ) 査察官の施設訪問を不要 施設運転の透明性を向上 IAEA IAEA GPS 時間信号 インターネット データ評価用コンピュータ NDA データ機器情報データ MDS 収 集 転 送 防護評価暗号化 / 認証 JSGO国 VPN PCAS 計数装置 ( AMSR ) データ収集用コンピュータ データ転送用サーバ 遠隔監視システム データ評価用コンピュータ 17
18 保障措置技術開発の成果 (1) 核不拡散への貢献 1 IAEA 保障措置への貢献 査察業務量の削減に寄与 開発技術の他国での活用 (IAEA 査察技術の標準化 ) 2 解体核の検証への貢献 Pu Pu 在庫量と在庫量と IAEA IAEA 査察業務量の推移査察業務量の推移 88 年を 100 とした相対値 (%) フ ルトニウム在庫量査察業務量 ( 暦年 ) NPT 保障措置適用開始 第三開発室運転開始 Pu 転換,Pu 第一, 第二, 第三開発室を対象 米国とロシアの解体核の検証技術ワークショップの風景 18
19 保障措置技術開発の成果 (2) 六ヵ所核燃料サイクル施設への貢献 六ヵ所核燃料サイクル施設 ( 再処理施設及び MOX 燃料加工施設 ) への技術移転 サイクル研で開発された保障措置技術 六ヶ所 計量管理システム 廃棄物測定システム ガラス固化体モニタリ ングシステム 技術移転技術移転 東海 集合体測定システム 溶液モニタリングシステム ハルカスク測定システム 19
20 新しい保障措置への取組み (1) IAEA 保障措置の強化 イラクの核開発計画の発覚 (1991 年 ) 北朝鮮の核開発疑惑 (1993 年 ) それまでの IAEA のやり方では不十分 IAEA に新たな権限を付与 (1997 年 ) 新たな権限で強化された保障措置従来の保障措置申告された核物質及び原子力活動のみ確認 未申告の核物質及び原子力活動を探知 高度環境分析所 ( 原子力科学研究所 ) 日本でも強化保障措置を実施 (2000 年 ) 20
21 新しい保障措置への取組み (2) IAEA 保障措置の合理化 従来の保障措置 + 強化保障措置 両者を統合し運用すること 査察量の減少で 合理化を図る査統合保障措置 問題がない国については査察レベルを緩和 80 察量 この分を 問題がありそうな国にまわすのじゃな! 0 従来の保障措置 統合保障措置 21
22 新しい保障措置への取組み (3) 日本における統合保障措置 IAEA は 2004 年 9 月に 日本に対して統合保障措置への移行を決定 その他の保障措置 8 北朝鮮 1 大規模な原子力活動を行っている国としては 日本が初めて統合保障措置への移行が認められた 従来の保障措置 + 従来の保障措置 77 IAEA の保障措置下にある国 156 ヶ国 強化保障措置 70 このうち 9 ヶ国 (*) が統合保障措置への移行が認められた (2005 年末現在 ) ウラン取扱い施設は適用開始 軽水炉 研究炉 ウラン加工施設 *: 日本 オーストラリア ハンガリー インドネシア ノルウェー ペルー ウズベキスタン ブルガリア スロベニア プルトニウム取扱い施設へのプルトニウム取扱い施設への適用方法を検討中適用方法を検討中 22
23 新しい保障措置への取り組み (4) 抜き打ち査察 プルトニウムを取扱う施設の統合保障措置手法 サイクル研が開発した技術の最適な組合せ ( 査察官非立会い検認システムや遠隔監視システム等 ) 抜き打ち査察の導入 さて 今日の抜き打ちはどの施設にしようかな? 抜き打ち査察とは? 抜き打ち査察は 直前 ( 短時間 ) の通告で いつでも どこでも立ち入り可能 効果 不正な原子力活動の抑止効果の向上 23
24 新しい保障措置への取組み (5) サイクル研の今後の役割 サイクル研は これまで開発してきた技術を基に 統合保障措置手法を構築し IAEA に提案 世界で初めて プルトニウム取扱い施設で統合保障措置を実証する ( 予定 ) サイクル研は今後も核不拡散分野において先導的役割を果たしていく 24
第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣
第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び
我が国のプルトニウム管理状況
我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 29 年 8 月 1 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り
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2015 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2015 年 9 月 9 日 11 日 発表 10 分, 質疑応答 5 分 第 1 日 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A01 A02 A03 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A04 A05 A06 A07 休憩 教育委員会セッション 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A08 A09 A10
第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38
2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17
高速炉技術に対する評価のまとめ 2
資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた
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E AN 2 JCO ATM 25320 0 m 100 m JR EV WC EV WC EV WC D101 1 D202 5 D201 WC WC 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 会 費 定 員 会場への移動 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 対 象 会 費 定 員 2010 年 3 月 29 日 ( 月 ) 2 月 8 日 ( 月 )
2 発表内容 (1) 保障措置環境試料分析について (2) フィッショントラック- 表面電離質量分析 (3) 二次イオン質量分析 (4) プルトニウム精製年代分析 (5) まとめと今後の予定 * 本報告には 原子力規制委員会 原子力規制庁からの受託研究 保障措置環境分析調査 の成果が含まれます
Japan Atomic Energy Agency 1 保障措置分析化学研究 * - 保障措置環境試料分析研究の現状 - 日本原子力研究開発機構安全研究 防災支援部門安全研究センター保障措置分析化学研究グループ 江坂文孝 平成 27 年度安全研究センター報告会平成 28 年 1 月 22 日富士ソフトアキバプラザ 2 発表内容 (1) 保障措置環境試料分析について (2) フィッショントラック-
資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 Copyright CHUBU Electric Power Co.,Inc. All Rights Reserved. 1
資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 1 INDEX 01 02 廃止措置施設における保障措置について 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置中の保障措置について 03 04 廃止措置に係る DIQ 対応 その他 2 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉 廃止措置の概要 3 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置計画
免責事項 本ハンドブックは 国際 SSAC 研修コースの補助教材として JAEA の ISCN スタッフにより作成された 本ハンドブックは 研修の参考資料として利用し 配布は禁じる ISCN は本ハンドブックに記載される内容 情報又は意見について必ずしも保証を行わない 1
国際保障措置ハンドブック HANDBOOK OF INTERNATIONAL NUCLEAR SAFEGUARDS 0 免責事項 本ハンドブックは 国際 SSAC 研修コースの補助教材として JAEA の ISCN スタッフにより作成された 本ハンドブックは 研修の参考資料として利用し 配布は禁じる ISCN は本ハンドブックに記載される内容 情報又は意見について必ずしも保証を行わない 1 はじめに
原子炉の原理と構造
使用済燃料と高レベル放射性廃棄物問題 目次 使用済み 燃料ー再処理か直接処分か使用済み燃料の組成放射性廃棄物の区分と発生個所高レベル放射性廃棄物の減衰と 処分 原子力発電所における廃棄物の処理方法高レベル放射性廃棄物の処理 処分プルサーマル問題を考える核種転換 ( 消滅処理 ) とは何か核種転換 ( 消滅処理 ) の展望 評価ー Made by R. Okamoto (Emeritus Prof.
使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1
使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1 発表の概要 核燃料サイクルにおける高速炉の意義 軽水炉使用済み燃料 高速炉使用済み MOX 燃料の特性比較と高速炉 MOX 燃料の課題 MOX 燃料再処理の現状 我が国における高速炉 MOX 燃料再処理技術開発の現状 高速炉燃料再処理の人材育成と技術伝承の課題
高 核燃料サイクル施設に対する効果的な保障措置アプローチの確立 追加議定書 取り扱う核物質のの観点からの注目度 廃棄物処分 採鉱製錬 在来型保障措置 MOX 燃料加工 ウラン燃料加工 プルトニウム転換 ウラン転換 Reactor 再処理 ウラン濃縮 低 施設の能力の観点からの注目度 高 ウランプルト
原子力機構における保障措置 R&D 統合保障措置未申告活動探知先進リサイクル施設 JAEA 核不拡散科学技術フォーラム 2006 年 5 月 19 日新生ホール 千崎 雅生 核不拡散科学技術センター日本原子力研究開発機構 日本における保障措置の経緯 1976 NPT 批准 1977 フルスコープ保障措置協定発効 核燃料サイクル施設に対する効果的な保障措置アプローチの確立 1993 93+2 計画 強化された保障措置
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42 青森県核燃料物質等取扱税条例 ( 課税の根拠 ) 第 1 条地方税法 ( 昭和 25 年法律第 226 号 以下 法 という ) 第 4 条第 3 項の規定に基づき この条例の定めるところにより 核燃料物質等取扱税を課する ( 用語の意義 ) 第 2 条この条例において 次の各号に掲げる用語の意義は それぞれ当該各号に定めるところによる ⑴ 加工事業者核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律
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第 28 回設計 製造ソリューション展 生産ライン 設備機器メーカー双方の課題を IoT で解決! 2017/6/21-23 株式会社日立ソリューションズ社会イノベーションシステム事業部社会イノベーション基盤開発本部第 1 部 1. IoT とは / 製造業における IoT の活用 1 1-1.IoT とは? モノのデータ ( の収集 ) 新たな価値を生む 価値 設備の遠隔監視故障予兆検知生産ラインの稼働率向上
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地球温暖化対策基本法案 ( 環境大臣案の概要 ) 平成 22 年 2 月 環境省において検討途上の案の概要であり 各方面の意見を受け 今後 変更があり得る 1 目的この法律は 気候系に対して危険な人為的干渉を及ぼすこととならない水準において大気中の温室効果ガスの濃度を安定化させ地球温暖化を防止すること及び地球温暖化に適応することが人類共通の課題であり すべての主要国が参加する公平なかつ実効性が確保された地球温暖化の防止のための国際的な枠組みの下に地球温暖化の防止に取り組むことが重要であることにかんがみ
原子炉物理学 第一週
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スタート! RI119
59 60 放射性物質対応教材 附属資料 2-3 放射性物質の危険性 1.ⅠAEA 国際原子力機関 が示している放射線源の潜在的危険性に応じたカテゴリ分けを参考に以下に示し ます ただし 通常 強い放射線を出す線源は 密封され 遮へい容器に入っていますが 下表において は 仮に遮へい容器から線源がむき出しとなった場合の危険性を表しています カテゴリー 線源の危険性 1 人体に極端に危険 放射能 1000
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( ブランクページ )
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食肉製品の高度化基準 一般社団法人日本食肉加工協会 平成 10 年 10 月 7 日作成 平成 26 年 6 月 19 日最終変更 1 製造過程の管理の高度化の目標事業者は 食肉製品の製造過程にコーデックスガイドラインに示された7 原則 12 手順に沿ったHACCPを適用して製造過程の管理の高度化を図ることとし このための体制及び施設 ( 建物 機械 装置をいう 以下同じ ) の整備を行うこととする
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