ISO/IEC 17025 accreditation for accountancy analysis at PFDC

岡崎 日路; 角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; 中沢 博明

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2012/07

核燃料物質を取り扱う施設においてPu及びUを精確に測定することは核不拡散上重要であり、分析精度を十分に有していることが国及びIAEAが行う査察検認の前提となっている。原子力機構プルトニウム燃料技術開発センター品質管理課(PFDC-lab)ではMOX燃料にかかわる原料粉末,製品ペレット等に含まれるPu及びUの計量分析を行うため、質量分析法による同位体組成分析及び同位体希釈質量分析法による含有率分析等を実施してきた。分析精度の維持,向上を目指し、また国際的な信頼を得るため、ISO/IEC 17025(試験所及び校正機関の能力に関する一般的要求事項)に基づく試験所としての認定を目指した。PFDC-labでは、技術的要求事項を満たすため分析品質管理システム構築、米国DOE-NBLとの共同研究に基づく不確かさ評価技能の確立、共同分析結果を利用した分析のトレーサビリティの担保等に取り組んだ。これにより、2010年3月、ISO/IEC 17025:2005に基づく試験所として認定された。

Verification of LSD spikes prepared in Japan from a MOX source material

角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; 中沢 博明; 黒沢 明; 山本 昌彦; Mason, P.*; Neuhoff, J.*; Doubek, N.*; Balsley, S.*; et al.

Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

現在、同位体希釈質量分析法(IDMS)によってPu, Uの計量分析を行っている国内外の多くの施設において、LSD(Large Size Dried)スパイクが使用されている。日本の核燃料サイクルに関連する施設でも、多くのPu標準物質が必要とされており、一方で長期に渡るPu標準物質の供給や、輸送が困難さを増すことが予想されていることから、原子力機構ではプルセンターに保管されているMOXから、LSDスパイクの原料となるPuの標準試料を調製する可能性について検討してきた。プルセンターでは、MOX中に含まれていたPuをUと分離,精製を行った。調製されたPu硝酸溶液中のPu濃度は、再処理施設においてクーロメトリによって測定され、同位体組成についてはPFDCにおいて質量分析により測定された。原子力機構では、このPu硝酸溶液を用いて2種類のLSDスパイクを調製し、それらを国内外の研究所に配付し、共同分析により値を確認している。Puの値付け分析,LSDスパイク調製及び確認分析結果の詳細について報告する。

「もんじゅ」における実用化像実証炉心の設計検討,2

齋藤 浩介; 前田 誠一郎; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 中沢 博明

JAEA-Technology 2006-035, 76 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-035.pdf:5.25MB

耐スエリング性に優れた酸化物分散強化型フェライト鋼(ODS鋼)を炉心材料に適用し、太径中空ペレットを用いた燃料を取替燃料として装荷し、実用化段階で想定される炉心・燃料像(取出平均燃焼度約150GWd/t,長期運転サイクル)を高速増殖原型炉「もんじゅ」で実証する構想の検討を進めている。2003年度に実施した設計検討時点からODS鋼の材料強度基準案が改訂されたことを踏まえ、その影響を把握するとともに核・熱・燃料設計の成立性に関して改めて確認した。ODS鋼の材料強度の低下に対応して被覆管強度評価の成立性が確保できるように被覆管肉厚と外径との比を増加させるように燃料仕様を見直した。これに伴って被覆管外径,運転サイクル期間等の炉心・燃料に関する基本仕様を再設定した。なお、本検討では現行の原子炉出力を維持できる127本バンドル炉心案を対象とした。核設計検討では、燃料仕様変更による燃料体積率の低減に伴う影響を受けるものの、最大線出力,燃料反応度等の主要な評価項目について設計目標を満足し、成立性が確保される見通しを確認した。熱・燃料設計では、被覆管強度評価を満足する被覆管最高温度を把握するとともに炉内出力分布を踏まえ、この被覆管最高温度を満足するように冷却材流量配分設計が可能な見通しであることを確認した。

Development and demonstration of ATR-MOX fuel

安部 智之; 前田 誠一郎; 中沢 博明

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

新型転換炉(ATR: Advanced Thermal Reactor)原型炉「ふげん」は、平成15年3月に運転を終了した。25年間の運転期間中に、単一の熱中性子炉としては世界最多のMOX燃料を装荷し、世界に先駆けてプルトニウムの本格利用を果たしてきたと言える。このATR燃料の開発と実績について報告する。

Reactivity control system of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 澤畑 洋明; 伊与久 達夫; 中澤 利雄

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.89 - 101, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.014

高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系から構成される。通常運転時、反応度は、16対の制御棒で構成される制御棒系により制御される。何らかの原因で制御棒を挿入できない場合は、後備停止系により、中性子吸収材である炭化ほう素ペレットを炉心内に落下し、原子炉を停止する。制御棒の構造材として、Alloy800Hが採用されているが、HTTRでは、スクラム時に制御棒温度が最高約900Cに到達するため、新たに、設計基準及び材料強度基準を定めている。本論文は、制御棒の設計基準,材料強度基準及びこれらに基づく温度・応力解析結果並びに制御棒系と後備停止系に関する試験についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

HTTR自動停止(2003年5月21日発生)の原因調査結果

平戸 洋次; 齋藤 賢司; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 茂木 利広; 土山 賢*; 安任 敏雄*; 水島 俊彦; 中澤 利雄

JAERI-Tech 2004-037, 33 Pages, 2004/04

JAERI-Tech-2004-037.pdf:4.08MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、並列運転モードでの運転経験の蓄積と安全性実証試験の実施を目的として、平成15年5月6日から平成15年6月18日までの予定で、原子炉の運転を行っていた。5月21日、原子炉出力約60%(約18MW)で原子炉の運転を行っていたところ、「1次加圧水冷却器ヘリウム流量低」スクラム信号により原子炉が自動停止した。原子炉自動停止の原因は、1次ヘリウム循環機Aが自動停止したことにより、1次加圧水冷却器のヘリウム流量が低下したためであった。調査の結果、1次ヘリウム循環機Aが自動停止した原因は、1次ヘリウム循環機Aの動力電源ラインにある遮断器の制御電源を監視している補助リレーが、常時励磁され発熱している他の電気部品と接近して設置され、使用温度の上限に近い温度条件下で使用されてきたために性能が劣化し、誤動作したためであることが明らかになった。

Design Report of Fuel Pins for FUJI Project among PSI, NRG and JNC

小沢 隆之; 中沢 博明; 安部 智之

JNC TY8410 2003-002, 40 Pages, 2003/06

JNC-TY8410-2003-002.pdf:63.99MB

PSI (Pau1 Scherrer Institut,スイス)、NRG (Nuc1ear Research and Consultancy Group,オランダ)とJNC (Japan Nuc1ear Cycle Deve1opment Institute)間の共同研究としてFUJI (Fuel Irradiations br JNC and PSI)プロジェクトが進められている。このプロジェクトの一環として、照射試験と照射後試験が計画されている。燃料挙動の比較のため、スフェアパック燃料、バイパック燃料及びペレット燃料が初期再焼結試験(the initia1sintering test)、組織変化試験(the restructuring test)及びPTM試験(the power-to-melt test)で同時に照射される。これらの照射試験はHFR(High Flux Reactor、オランダペッテン)で実施される予定である。JNCでは燃料挙動及び健全性に関する評価を含めた製作設計をPSI及びNRGと協力して実施した。CEPTARコードを用いた燃料挙動評価では、燃料中心温度、組織変化及び燃料溶融領域を予測するとともに、健全性評価に関する以下の評価を実施した。・溶接部健全性、・被覆管健全性、・燃料スタック及び燃料ピンの軸方向伸び量、・被覆管外径変化、・被覆管に対するFuel Seal Disk (FSD)の影響、また、オートラジオグラフィを用いたPuスポット検査方法及びPu原料粉不純物の影響について検討した。燃料の挙動評価の結果、初期焼結試験及び組織変化試験における燃料中心温度は燃料組織変化の違いを評価するのに十分であることが評価され、さらに、PTM試験での燃料溶融領域が適度であることが確認された。これら燃料ピン(セグメント)に対する強度評価の結果、燃料ピンの健全性は照射試験の期間中、何ら問題なく確保されるものと考えられる。

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体の照射後試験報告書(I) 燃料集合体試験・燃料要素非破壊試験

生澤 佳久; 菊池 圭一; 中沢 博明; 安部 智之; 白井 隆夫*; 長山 政博*

JNC TN8410 2003-004, 233 Pages, 2003/02

JNC-TN8410-2003-004.pdf:24.5MB

新型転換炉実証炉燃料の照射挙動の解明と健全性の確認を行うと共に、燃料設計手法の妥当性を確認するために、これまで、英国のSGHWRや我が国の新型転換炉「ふげん」を用いて、実証炉燃料と同等の仕様を有する照射用燃料集合体の照射試験を実施してきた。「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体E09は、新型転換炉実証炉用高性能燃料として開発された燃料集合体と同等の燃料仕様を有する燃料集合体であり、新型転換原型炉「ふげん」において、平成2年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUOGdO燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、平成13年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、平成14年3月までに非破壊試験が終了した。破壊試験は平成14年4月より開始し平成16年3月までに終了する計画である。本報告書では、平成14年3月までに得られた非破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性及び照射挙動について検討・、評価した。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。なお、本照射後試験の結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDU オプション」へも反映が計画されている。

Fabrication Drawings of Fuel Pins for FUJI Project among PSI, JNC AND NRG -Revised Version 2-

小沢 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 長山 政博*

JNC TY8410 2002-002, 46 Pages, 2002/10

JNC-TY8410-2002-002.pdf:0.18MB

PSI-JNC-NRG共同研究FUJIプロジェクトとして照射試験及び照射後試験が西暦20032005年にかけて実施される予定である。本照射試験に供する照射燃料要素は西暦2003年中頃までに製造する必要があり、2001年に一部開始した。さらに、照射燃料要素の製造に先立ち、いくつかの先行試験をJNC及びPSI(Paul Scherrer Institut,スイス)で実施した。本共同研究では、JNCとPSIの設計分担にしたがい、PSIは燃料ペレット、スフェアパック燃料粒子、バイパック燃料粒子及び燃料要素に対する製造仕様書を作成し、JNCは照射燃料要素に対する製造図面を作成することとなっている。また、JNCはPSI及びNRG(Nuclear Research and Consultancy Group,オランダ)と協力して燃料設計を進めることとしている。本共同研究においては、ペレット燃料、スフェアパック燃料及びバイパック燃料をHFR(High Flux Reactor、オランダ)で同時に照射する予定である。本製造図面はPSIとの設計分担に基づき作成したものであり、MOX燃料ペレット図、熱遮蔽ペレット図、燃料要素構成部品図、燃料セグメント図及び燃料要素組立図より成る。製造図面の初版は2001年10月に承認されたが、その後、燃料仕様の最適化について検討し、三者間で合意に至ったことから、2002年1月に改定・承認されている。本報告書では、前回の改定後、PSIで製造するParticle Retainerの形状が、当初提示されていた形状から変更になったことに伴って再度改定した製造図面について示すとともに、2002年9月に開催された第3回技術会合の結果を踏まえ、製造方法(Welding Qualification Tests)についても一部変更する。なお、本設計作業は、環境保全・研究開発センター先進部プルトニウム燃料開発Gr.の依頼に基づき、プルトニウム燃料センター製造加工部設計評価Gr.にて実施した。

Fabrication Drawings of Fuel Pins for FUJI Project among PSI, JNC AND NRG -Revised Version-

小澤 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 長山 政博*

JNC TY8410 2001-002, 46 Pages, 2002/02

JNC-TY8410-2001-002.pdf:4.62MB

PSI-JNC-NRG共同研究FUJIプロジェクトとして照射試験及び照射後試験が西暦20032005年にかけて実施される予定である。本照射試験に供する照射燃料要素は西暦2003年中頃までに製造する必要があり、2001年に一部開始した。さらに、照射燃料要素の製造に先立ち、いくつかの先行試験をJNC及びPSI(Paul Scherrer Institute, スイス)で実施した。本共同研究では、JNCとPSIの設計分担にしたがい、PSIは燃料ペレット、スフェアパック燃料粒子、バイパック燃料粒子及び燃料要素に対する製造仕様書を作成し、JNCは照射燃料要素に対する製造図面を作成することとなっている。また、JNCはPSI及びNRG(Nuclear Research and Consultancy Group, オランダ)と協力して燃料設計を進めることとしている。本共同研究においては、ペレット燃料、スフェアパック燃料及びバイパック燃料をHFR(High Flux Reactor、オランダ)で同時に照射する予定である。本製造図面はPSIとの設計分担に基づき作成したものであり、MOX燃料ペレット図、熱遮蔽ペレット図、燃料要素構成部品図、燃料セグメント図及び燃料要素組立図より成る。製造図面は2001年10月に承認されたが、その後、燃料仕様の最適化について検討し、三者間で合意に至った。本報告書では、改定後の製造図面について示す。なお、本設計作業は、環境保全・研究開発センター 先進部 プルトニウム燃料開発Gr.の依頼に基づき、プルトニウム燃料センター 製造加工部 設計評価Gr.にて実施した。