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論文

LSDスパイクの経時変化確認

芝野 幸也; 阿部 勝男; 政 和男*; 細金 達哉; 茅野 雅志; 角 美香; 藤原 英城*; 山口 和哉*; 本木 知佳*

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

LSDスパイクは、同位体希釈質量分析法によるU, Puの計量分析に使用する標準物質である。LSDスパイクはU, Puの混合溶液を調製後、バイアル瓶に分取し、乾固して調製される。LSDスパイクは、乾固直後、バイアル瓶の底に張付いた状態であるが、保管期間の経過に伴いバイアル瓶の底から剥がれるなど徐々に劣化し、分析結果に影響を与える恐れがある。本研究では、日本原燃から委託を受け調製したLSDスパイクを用いて、約2年間静置状態で保管し、LSDスパイクの経時変化を評価した。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:55 パーセンタイル:83.06(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

口頭

CR-39を用いたMOX燃料ペレット中のプルトニウムスポット測定

細金 達哉

no journal, , 

MOX燃料ペレット中のプルトニウムスポットを測定する手法として用いる$$alpha$$-オートラジオグラフィは、ニトロセルロースフィルムを用いて実施してきた。ニトロセルロースフィルムは、その用途が少ないことから、国外のみでわずかに生産されていただけであったが、現在ではその生産も中止されている。そこで、今後のプルトニウムスポット測定へ安定的にフィルムを供するため、個人被ばく線量計などで使用されているプラスチック検出器のCR-39を用いて試験を行った。その結果、従来のフィルムと同様にエッチピットの集合として検出されることを確認した。

口頭

CR-39を用いたMOX燃料ペレット中のプルトニウムスポット濃度測定

細金 達哉; 石川 文隆; 影山 十三男; 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。

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

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

MOX燃料ペレット中のプルトニウムスポット測定における画像解析手法の開発

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、$$alpha$$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。

口頭

MOX燃料ペレット中のプルトニウムスポット測定における画像解析手法の開発

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、$$alpha$$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。

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