Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
佐藤 公一; 加藤 浩; 石川 文隆; 長谷川 信; 中崎 正好*
JAEA-Review 2008-030, 112 Pages, 2008/09
日本原子力研究開発機構では、人材育成を目的として、原子力教育大学連携ネットワークを構築し、遠隔教育システムを使用した共通講座及び学生実習を実施しており、平成20年度からは新規大学の参加を予定している。そこで、さらなるネットワーク拡大を目指して、大学における原子力教育を行ううえでの課題,将来構想等、また原子力教育の現状を把握することにより、今後の活動に反映させていくために、原子力関連講座を有する大学を対象として、原子力教育の内容,他機関との連携,人材育成の意識等についてのアンケート調査を実施した。結果として、体系的な教育カリキュラムを維持・継続していくために他機関との連携を希望する大学は約80%を占めており、原子力教育大学連携ネットワークへの参加については、学生実習,相互講師派遣,共通講座の順に要望が多いが、課題として遠隔教育システムとの整合性,講師派遣における学内の調整,旅費等が挙げられた。
鈴木 徹; 小林 英男; 千葉 正彦; 大西 清孝; 篠原 壽久; 石川 文隆; 菊池 昌夫*
JNC TN8440 2002-017, 33 Pages, 2003/02
高速実験炉「常陽」MK-3炉心燃料の製造が2001年から2002年にかけて実施され、その中で、原料粉末、乾式回収粉、均一化混合粉、燃料ペレット等の分析・物性測定が、工程管理、計量管理及び製品ペレットの品質保証の目的で実施された。本報告書では、高速実験炉「常陽」MK-III炉心燃料に係る全ての分析・物性測定結果等について記載した。
久野 祐輔; 松本 史朗*; 鈴木 徹; 黒沢 明; 駿河谷 直樹; 角 美香; 石川 文隆
no journal, ,
核物質管理にかかわる計量・保障措置分析はIAEA保障措置協定の要求を満たすうえで非常に重要な役割を果たしてきた。これまでプルトニウムを中心とした核燃料サイクルでは、日本原子力研究開発機構の再処理施設,プルトニウム燃料製造施設などにおいて高いレベルの計量・保障措置分析技術が確立された。しかしながら、当技術基盤となるべき品質保証(QA)体系は必ずしも統一されたものでなく、個々の施設により少なからず相違があるのが現状である。核燃料サイクルの本格化(大規模化)に伴い、IAEAとの協定下で約束されている「国際技術標準レベル」の測定による報告を実行していくためには、今後、国内において共通した技術基準(ガイドライン)を確立し、品質保証レベルを維持向上していくことが不可欠である。そのため国内統一的なQAガイドラインを策定することを目的に、日本原子力学会(核物質管理学会協賛)をベースに保障措置分析技術にかかわる専門委員会を設け、国内全般の核物質計量・保障措置における品質保証基盤作りを図ることを計画している。本発表では当構想について活動計画を紹介する。
石川 文隆; 安部 智之; 千葉 正彦; 鈴木 徹; 久野 祐輔; 角 美香
no journal, ,
プルトニウム燃料技術開発センターでの核燃料物質の計量管理分析については、同位体希釈質量分析法(IDMS)によって実施されている。IDMSにはLSDスパイクと呼ばれる標準試料が必要であり、核燃料物質を取扱う施設においては必要不可欠なものである。そのLSDスパイク及びスパイクの原料Puは、海外からの供給に依存しているが、近年Pu輸送は以前に増して困難な状況になっている。海外供給の動向は、将来的に施設操業に影響する可能性も孕んでいる。したがって、当センターにおいては国内でのLSDスパイク調達に向けて、必要な基礎基盤技術の研究及び開発を進めている一方、国内調製した標準物質の認証を視野に入れた検討を模索しているところである。本報告では、技術開発の現状と今後の対応及び課題について述べる。
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。
細金 達哉; 石川 文隆; 影山 十三男; 中沢 博明
no journal, ,
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CR-39プラスチック検出器(以下、「CR-39」と称す)を用いて検討してきた。本試験では、MOX燃料ペレット中のPuスポット濃度測定について性能評価試験の実施結果を報告する。
石川 文隆; 細金 達哉; 佐藤 光弘; 中沢 博明
no journal, ,
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。
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。
細金 達哉; 石川 文隆; 影山 十三男; 茅野 雅志; 小平 聡*; 蔵野 美恵子*
no journal, ,
プルトニウムスポット測定は、MOX燃料の安全設計上、重要な管理項目であり、MOX燃料ペレットの製造仕様として、プルトニウムスポットの最大径とプルトニウム濃度が定められている。従来、プルトニウムスポット径と濃度測定は、オートラジオグラフ法より取得した写真像から市販の画像解析ソフトを用いてプルトニウムスポットを抽出し、各々を手作業で径と濃度を確認してきた。これらの手法は、比較的労力を要していることから、作業の省力化を図るため、画像解析により自動化されたプルトニウムスポット径及びプルトニウム濃度の解析手法を開発した。
田沢 勇人; 細金 達哉; 石川 文隆; 茅野 雅志; 松山 一富; 齋藤 浩介; 大石 真一*; 中島 弘*
no journal, ,
プルトニウムスポットは、MOX燃料の安全設計上、重要な項目であり、MOX燃料ペレットの製造仕様として最大径とプルトニウム濃度が定められている。プルトニウムスポットの測定は、オートラジオグラフ法より取得した写真像を汎用品の画像解析ソフトを用いて手作業で行っているが、省力化のため自動測定技術の開発を行っている。既に報告した最大径の自動測定に次いで、プルトニウム濃度測定についても自動測定のための画像解析手法を開発した。