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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

Development of Pu standard material preparation and characterization technique in Japan

岡崎 日路; 芝野 幸也; 阿部 勝男; 角 美香; 茅野 雅志; 影山 十三男; Mason, P.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2016/07

IDMS法による計量分析において使用される、LSDスパイクと呼ばれる標準物質は、試料の取扱いや分析が困難な状況下で、様々な核物燃料質の精確な分析を可能としている。LSDスパイク調製に必要なプルトニウムの主原料であるプルトニウム標準物質の海外からの長期的な安定供給が困難なため、プルトニウム燃料技術開発センター(PFDC)は、LSDスパイクのPu原料として国内で入手可能なMOX粉末の使用の可能性について検討した。その中でPFDCは、米国エネルギー省のニューブルンスウィック研究所(NBL)との共同研究において、MOX粉末中のプルトニウムの分離・精製及び値付けを行い、LSDスパイクの原料として適したPu標準物質(MOX-Pu)を調整した。MOX-Puの詳細な調製手順及び共同研究結果等について報告する。

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

MK-III初装荷燃料ペレット製造実績と開発成果

茅野 雅志

サイクル機構技報, (21), p.41 - 47, 2003/00

プルトニウム燃料第三開発室ペレット製造工程では燃料製造を通じてFBR燃料製造技術の開発を行っている。平成7年から平成12年にかけては処理能力の向上を目的に、老朽化設備の大幅な更新、改造、補修作業等の実施した。「常陽」MK-III初装荷炉心燃料ペレット製造はこれらの大幅な更新後、初めての燃料製造であり、本燃料製造を通じて設備性能の評価を行った。本燃料製造は計画期間内で終了できたこと、また前回燃料製造よりも高いペレット製造収率を得ることができたことから、大幅な更新によるペレット製造工程の設備性能向上が確認できた。また、本燃料製造期間中にISO9001品質保証システムの認証を取得し、品質保証体制の強化を図った。

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

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

国内におけるPu標準物質調製技術開発の成果と課題

芝野 幸也; 岡崎 日路; 角 美香; 茅野 雅志; 松山 一富; 影山 十三男; 藤原 英城*; 古田 紘野*; 山口 和哉*; 齊藤 信悟*

no journal, , 

核燃料物質中に含まれるUやPuの分析手法として、同位体組成分析には質量分析(MS)法、また濃度分析にはIDMS法が広く採用されている。現在、日本国内においては、IDMS法に必要なPu標準物質の供給機関がないため海外からの輸送に頼っているが、今後国内需要の増加が見込まれることから入手が困難になると予想される。そこでプルトニウム燃料技術開発センターでは、国内でPu標準物質を調製する技術の確立を目的として、MOX粉末からPu標準物質を調製してきた。これまでに得た知見に基づき、日本原燃からの委託研究としてLSD(Large Sized Dried)スパイクの量産技術の確立を目的とした試験を実施しており、その試験の一環でLSDスパイクの調製に必要なPu標準物質(MOX-Pu)を調製した。これまでの成果と今後の課題について報告する。

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

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。

口頭

Technical support from the IAEA for improvement of operator's analytical quality for Safeguards

岡崎 日路; 角 美香; 茅野 雅志; 松山 一富; 鈴木 徹

no journal, , 

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(JAEA-PFDC)では1966年に日本で初めて米国よりPuを入荷し、核燃料サイクルの一環を担うPu燃料開発が開始された。それ以来、JAEA-PFDCにおいてPuの基礎研究、MOX燃料に関する研究、燃料製造を行ってきた。核物質を取扱う施設における計量管理分析の品質維持・向上は、国際保障措置を効果的・効率的に実施する上で極めて重要である。そのためJAEA-PFDCではIAEAの協力が不可欠との認識のもと、分析技術の向上に継続的に取り組んできた。本発表では、これまでJAEA-PFDCで実施してきた計量管理分析の品質維持・向上への取組を紹介するとともに、そこにおけるIAEAによる技術支援の有効性、IAEAとの協力の重要性等について報告する。

口頭

Effective use of inspection samples as intercomparison samples for the quality control in safeguards analysis in Japan

角 美香; 岡崎 日路; 茅野 雅志; 松山 一富; 鈴木 徹; Kuhn, E.*

no journal, , 

国際的な保障措置を効果的, 効率的に実施するうえで、施設側の測定システムが高品質で維持され、必要に応じて向上することが必須である。内部での品質管理に加え、外部の共同分析といった、品質保証要素を持つことが重要である。しかしながら、使用者が少ないことと、輸送が困難であることから、日本にはPuを含む共同分析がなかった。この状況に対処するため、PuとUを含む保障措置のための試料を用いた共同分析が開始された。査察試料が選択され、他の試料と同じように保障措置分析所に送るために前処理される。保障措置分析所は、試料を受け取り、査察試料かつ共同分析試料として、追加コストなしに測定を行える。20年以上前から続くこのDA共同分析の実用性及び効果について報告する。

口頭

不溶性タンニンよる廃液処理技術開発

紺野 貴裕; 江田 考志; 茅野 雅志

no journal, , 

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の分析工程で発生する放射性物質(PuやU)を含む分析廃液は、放射性物質を除去する処理を行った後に廃棄する必要がある。従来の分析廃液の処理方法は中和殿物, スラッジ等の二次廃棄物が発生するという問題があり、可能な限り二次廃棄物が発生しない処理技術を開発する必要があった。そこで、焼却可能な不溶性タンニンがTRU元素, Uに対して高い吸着性を有していることに着目し、不溶性タンニンを用いた分析廃液処理技術の開発を行った。模擬廃液及び実際の廃液を用いたビーカースケールでの試験を通じて不溶性タンニンが分析廃液の処理に有効であることを確認した。実証試験を通じて、沈殿物を発生させずに放射性物質を除去できることを確認し、実用化の見通しを得た。

口頭

計量分析の品質管理における査察試料の共同分析試料としての有効利用について

岡崎 日路; 角 美香; 茅野 雅志; 松山 一富; 鈴木 徹; Kuhn, E.*

no journal, , 

国際的な保障措置を効果的かつ効率的に実施するうえで、施設側の測定精度が高品質で維持され、必要に応じ向上することが必須である。内部での品質管理に加え、共同分析による外部との相互比較といった、品質保証の要素を持つことは重要である。しかしながら、試料の輸送が困難なことから、日本ではPuを含む共同分析が存在しなかった。それにより、PuとUを含む保障措置のため、DA試料を用いた共同分析が開始された。査察側によって収去された試料は、前処理を行い、保障措置分析所に送られる。保障措置分析所は、その試料を受け取り、査察試料かつ共同分析試料として、追加輸送費がかからずに効率的に測定を行える。20年以上前から続くこのDA共同分析の実用性及び効果について報告する。

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