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論文

核鑑識技術の確立に向けた核物質の特性解析に係る取組み

岡崎 日路; 角 美香; 佐藤 光弘; 茅野 雅志; 影山 十三男; Martinez, P.*; Xu, N.*; Thomas, M.*; Porterfield, D.*; Colletti, L.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

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(以下、プルセンター)技術部品質管理課では、MOX燃料製造における計量管理及び工程管理を目的として、核燃料物質中のプルトニウム・ウランの同位体組成及び含有率分析、並びに不純物分析・物性測定等を行っている。これらの分析技術は、核燃料物質の組成及び物理・化学形態等を分析し、その出所、履歴、輸出経路等を特定する核鑑識に対しても有効であることから、プルセンターでは、核鑑識に関して豊富な経験を持ち、確立された分析手法を有しているロスアラモス国立研究所と共同研究を実施し、分析方法及び手順、データ等の比較を行い、核燃料物質の特性解析について研究開発を進めている。本論文では、核燃料物質の特性解析技術開発に向けてプルセンターが取組んだ内容について紹介する。

論文

Pu及びUの計量分析におけるISO/IEC 17025試験所認定の取得に係る取組み

岡崎 日路; 角 美香; 阿部 勝男; 佐藤 光弘; 影山 十三男

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10

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(以下、「プルセンター」)品質管理課では、核燃料物質に含まれるPu及びUの計量分析として、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(IDMS法)による含有率分析を行っている。これらの分析業務にかかわる品質保証体制を確立、維持管理するとともに分析結果の信頼性を保証することは重要である。プルセンターでは、これまでISO 9001に基づく品質管理を実施してきた。今回、さらなる計量分析結果の信頼性向上のため、技術的改善に取組み、2010年3月、ISO/IEC 17025の認定を取得した。ISO 9001は、組織の品質システムに関する管理上の要求事項からなり、一方ISO/IEC 17025は、管理上の要求事項に加え試験所・校正機関の能力に関する技術的要求事項で構成されている。今回、核燃料物質中のPu及びUの同位体組成分析及び含有率分析におけるISO/IEC 17025認定を取得した取組み、その後の品質保証活動について報告する。

報告書

プルトニウム・ウラン同位体分析における日常管理データに基づく分析誤差の評価(1998年9月$$sim$$2000年12月)

小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*

JNC-TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02

JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB

プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。

報告書

標準分析作業法(転換施設編)

梶谷 幹男; 大内 与志郎; 平尾 盛博; 佐藤 光弘

PNC-TN8520 92-003, 399 Pages, 1992/11

PNC-TN8520-92-003.pdf:11.16MB

プルトニウム転換施設に於ける各工程に関する工程分析、計量分析、各種測定法についてマニュアル化したものである。内容は、プルトニウム転換工程及び廃気・廃液処理工程試料中のウラン、プルトニウム、T-アルファ、T-ベータ、T-ガンマ、アメリシウム、放射能核種、遊離酸、水酸基、鉄、クロム、ニッケル、窒素、フッ素、塩素の分析操作手順及び、水分、O/M、比表面積、平均粒子径、カサ・タップ密度、不純物の測定操作手順と各種試薬の調整、査察収去試料の前処理方法等について記述した。

口頭

MOX燃料中のPu, U分析の品質管理とISO/IEC17025試験所認定取得

阿部 勝男; 角 美香; 佐藤 光弘; 石川 文隆; 影山 十三男; 中沢 博明

no journal, , 

核燃料物質を取扱う施設において核燃料物質中の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が行う査察検認の大前提となっている。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(IDMS法)による含有率分析等を実施してきた。これまで施設の計量管理を行ううえで、品質の高い分析結果を得るため、ISO9001に基づく分析対応,共同分析への参加及び第三者による分析結果評価等の品質システムの構築を図ってきた。今回、技術的能力について国際標準という観点から、分析結果の不確かさ評価を進めるとともに、さらなる分析結果の信頼性等の向上を目的として、ISO/IEC17025の試験所認定取得を目指し、本年3月に認定を取得した。

口頭

CR-39を用いたMOX燃料中のプルトニウムスポット測定への実用化に向けた比較試験

石川 文隆; 細金 達哉; 佐藤 光弘; 中沢 博明

no journal, , 

$$alpha$$オートラジオグラフ法を用いたMOX燃料ペレット中に存在するプルトニウムスポット(プルトニウムが偏析する部位: 以下、「Puスポット」と称す)測定において、従来使用してきたニトロセルロースフィルムに代わる検出器として長瀬ランダウア社製CR-39プラスチック検出器(以下、「CR-39」と称す)を用いるため、MOX燃料ペレットを用いて両検出器の比較試験を実施したので報告する。

口頭

MOXを原料としたPu標準物質調製

角 美香; 菊池 貴宏; 阿部 勝男; 佐藤 光弘; 影山 十三男; 山口 和哉*; 藤原 英城*; 菅谷 伸一*

no journal, , 

核燃料物質を取扱う施設において核燃料物質量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。国内のPuを取り扱う分析所では、主に質量分析法(MS法)による同位体組成分析及び同位体希釈質量分析法(IDMS法)による含有率分析を計量分析に適用しているが、この同位体希釈に必要なPu標準物質は、現在海外からのみ入手可能となっている。日本原燃における操業が開始されれば、標準物質の需要が増す一方、近年Pu輸送の難しさが増し、将来はその入手が困難になる可能性も出てきており、計量管理のための分析を確実に継続するためにも、原子力機構では、自らPu標準物質を調製する技術の確立に取り組んでいる。

口頭

Application of CR-39 plastic nuclear track detectors for quality assurance of MOX fuel pellet

小平 聡*; 安田 仲宏*; 細金 達哉; 石川 文隆; 影山 十三男; 佐藤 光弘

no journal, , 

プルサーマルは原子力発電における使用済みウラン核燃料の再利用のための一つの方法として期待されている。4-9%程度にプルトニウムを濃縮した酸化プルトニウムと使用済みウラン燃料からの酸化ウランを混合したMOX燃料は、核分裂反応を利用することで放射線同位元素の半減期を短縮することができる。MOXペレット中のプルトニウム分散性・均一性は、品質管理上重要な測定項目である。プルトニウム濃度が局所的に高い領域はしばしばペレット内にPuスポットとして観測され、異常燃焼の要因となり得る。Puスポットの検出とその大きさや濃度の評価は、MOXペレットを用いた原子力発電における安全利用のための重要な品質評価項目である。我々はCR-39プラスチック飛跡検出器をMOXペレット内のPuスポットの測定に適用した。CR-39はペレット内に存在するPuからの$$alpha$$粒子を記録することができ、オートラジオグラフィのようにMOXペレットの断層を画像化することができる。Puが均一に分散した領域に比べて、Puスポットでは$$alpha$$粒子による飛跡が濃集するために、視覚的に「黒点」として観察される。我々は、CR-39に記録されたPuスポットをフィルタリングやクラスタリング等の画像処理アルゴリズムを用いて自動検出・抽出する測定システムを開発した。検出効率は、従来の人の目で測定した場合と比較してほぼ100%を達成しており、Puスポットの数や大きさ、ペレット上での位置に関する情報を得ることができる。本システムはMOXペレットの品質評価における強力なスクリーニングツールとして期待される。

口頭

プルトニウム燃料技術開発センターにおける核セキュリティ文化醸成活動

鈴木 弘道; 佐藤 光弘; 田口 祐介; 影山 十三男; 蜷川 純一; 白茂 英雄

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)プルトニウム燃料技術開発センターの施設は、防護区分I施設を複数有しており、より強固な核セキュリティの確保が要求されている。施設の核セキュリティを継続的に確保し強化するには、組織及び個人による能動的な核セキュリティ文化の醸成が不可欠である。そこで、プルトニウム燃料技術開発センターでは、効果的な核セキュリティ文化醸成の基礎となる信念及び態度である、「確実な脅威の存在及び核セキュリティの重要性の認識」を根付かせるための組織としての諸活動として、核セキュリティに特化した教育、少人数グループによる事例研究トレーニング、啓蒙ポスター作成、経営層による現場巡視等の活動を実施している。本報告は、プルトニウム燃料技術開発センターの核セキュリティ文化醸成に係る従業員起点のボトムアップ及び経営層からの階層的なトップダウンによる双方向の活動の評価及び改善の取り組みを紹介する。

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