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論文

$$beta$$, $$gamma$$, X線同時解析による迅速多核種分析技術

大島 真澄*; 後藤 淳*; 早川 岳人*; 浅井 雅人; 金 政浩*; 篠原 宏文*

Isotope News, (790), p.19 - 23, 2023/12

放射性廃棄物や燃料デブリなど多くの放射性核種が様々な濃度で含まれる試料を分析する場合、一般的なスペクトル解析では限界があり、個々の核種を化学分離したのち定量する必要がある。特に液体シンチレーションカウンタ(LSC)を用いた分析では化学分離は必須である。本著では、筆者らが開発したスペクトル全体をフィットして定量するスペクトル定量法(SDM法)について解説し、LSCで測定した$$beta$$線及びX線スペクトルとゲルマニウム半導体検出器で測定した$$gamma$$線スペクトルをSDM法を用いて統合解析することで、40核種が2桁の強度比で混入した試料中の放射能を定量できることを示し、化学分離を簡素化した新しい放射性核種定量法として有効であることを示した。

論文

Quantifying the porosity of crystalline rocks by in situ and laboratory injection methods

M$"o$ri, A.*; Mazurek, M.*; 太田 久仁雄; Siitari-Kauppi, M.*; Eichinger, F.*; Leuenberger, M.*

Minerals (Internet), 11(10), p.1072_1 - 1072_17, 2021/10

https://doi.org/10.3390/min11101072
 被引用回数：4 パーセンタイル：34.69(Geochemistry & Geophysics)

The porosity and pore geometry of rock samples from a coherent granodioritic rock body at the Grimsel Test Site in Switzerland was characterised by different methods using injection techniques. Results from in situ and laboratory techniques are compared by applying in situ resin impregnation techniques as well as rock impregnation and mercury injection under laboratory conditions. In situ resin impregnation of the rock matrix shows an interconnected pore network throughout the rock body, providing an important reservoir for pore water and solutes, accessible by diffusion. Porosity and pore connectivity do not vary as a function of distance to brittle shear zones. In situ porosity is about half the porosity value that was determined on rock samples in the laboratory. This could be due to that such samples were affected by artefacts created since core recovery. The extrapolation of laboratory measurements to in situ conditions requires great care and may not be feasible in all cases.

論文

Conceptual design of an abnormality sign determination system for the general control system of the Materials and Life Science Experimental Facility at J-PARC

酒井 健二; 大井 元貴; 勅使河原 誠; 直江 崇; 羽賀 勝洋; 渡邊 聡彦*

Journal of Neutron Research, 22(2-3), p.337 - 343, 2020/10

https://doi.org/10.3233/JNR-190133

核破砕中性子源やミュオン標的などを安全に効率よく運転するために、物質・生命科学実験施設(MLF)は、専用の全体制御システム(GCS)を有する。GCSは、様々な運転状況下でMLF内の多くの設備機器の監視操作やインターロック系を管理・運用する。2008年の最初の陽子ビームの受け入れ以来、GCSは10年以上も大きなトラブルもなく安定したMLFの運転を実現してきた。GCSはターゲットステーション関連の運転データを保存するデータ蓄積サーバーを有し、蓄積されたデータを調べることで異常事象検知や原因究明に貢献してきた。しかしながら、今後もMLFの安定した運転を継続するには、放射線損傷や経年劣化などに起因するターゲットステーションの潜在的な異常を予知する異常兆候判定システム(ASDS)の導入が必要になってくる。ASDSは、陽子ビーム,ターゲットステーション, 2次ビームなどの多様で長期間に渡る運転データを使った解析に基づいて、ターゲットステーションの僅かな状態変化から異常を判断する。本報告は、GCSの現状、ASDSの概念設計、及びASDSのための多様なデータを包括的に扱う統括データ蓄積サーバーの導入について論ずる。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction, 2

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1449677
 被引用回数：4 パーセンタイル：38.58(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1199979
 被引用回数：6 パーセンタイル：49.29(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。

報告書

核鑑識研究開発成果報告書

大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔

JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB

核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23$$sim$$25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。

論文

Effect of neutron induced reactions of neodymium-147 and 148 on burnup evaluation

須山 賢也; 望月 弘樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.661 - 669, 2005/07

https://doi.org/10.3327/jnst.42.661
 被引用回数：15 パーセンタイル：69.89(Nuclear Science & Technology)

燃焼度は使用済燃料の臨界安全評価上重要な値である。Nd-148法は、照射後試験(PIE)の燃焼度決定のための最も重要な方法であり、良い精度を持っていることが知られている。しかしながら、評価された燃焼度はNd-147及びNd-148の中性子との核反応によって影響をうける。そして、PWRから得たPIEサンプルの解析では、Nd-148の量に1%の差があることがわかっている。本研究では、Nd-147及びNd-148の中性子捕獲反応の影響が議論される。特にNd-147の寄与に関しては、Nd-147の現在の評価済み核データが支持されず、新しい評価がPIEデータの解析整合性を有していることを示す。両核反応によるNd-148の可能な変化量は0.7%以下であり、PWR及びBWRそれぞれの、30または40GWd/tで約0.1%である。最終的に、われわれはNd-148法が良い燃焼度評価表であり、すでに報告されているPIEデータの燃焼度が妥当な値であることを再確認した。

論文

Site determination of the binary metal adsorbates on a single crystalline surface by means of the transmission channeling technique

森田 健治*; 石川 大*; 柚原 淳司*; 中村 大輔*; 曽田 一雄*; 山本 春也; 鳴海 一雅; 楢本 洋; 斉藤 和雄*

JAERI-Review 99-025, TIARA Annual Report 1998, p.179 - 181, 1999/10

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Review-99-025.pdf

イオン注入と化学エッチングにより作成したSi(111)自己支持薄膜に、Au及びAgを1原子層程度蒸着後、6MeV $$^{7}$$Liイオン等を入射させ、透過チャネリング解析を行った。その結果、以下の結論を得た。(1)Au原子は、Si(111)原子列から0.83${AA}$離れた位置にあり、Si(111)-2$$sqrt{3}$$$$times$$2$$sqrt{3}$$ (Au, Ag)構造をとっている可能性が高い。(2)Ag原子については、2つの可能性がある。1つはチャネリング軸の中心であり、もう一方は軸からずれた成分である。しかしその割合等は、本実験だけでは決定できない。

論文

Avoidance of VDEs during plasma current quench in JT-60U

芳野 隆治; 中村 幸治; 閨谷 譲

Nuclear Fusion, 36(3), p.295 - 307, 1996/00

https://doi.org/10.1088/0029-5515/36/3/I03
 被引用回数：35 パーセンタイル：72.66(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uでのディスラプションにおいて、プラズマ電流の消滅速度が遅いときに、プラズマ電流の急速な停止現象が発生する。このとき、同時に、プラズマの垂直方向への移動現象(VDE)が起きるときは、ハロー電流が励起され、真空容器や真空容器内構造物に対して発生する電磁力が増大し、装置の健全性を大きく損なう。これは、トカマク型核融合炉の設計において克服すべき大きな課題となっている。これに対して、VDEの成長率が、初期の垂直位置に依存し、成長率が最小(ゼロ)となる中性点が、真空容器の水平面より15cm上に存在することを実験的に明らかにした。以上の結果より、(1)プラズマ電流消滅開始時の垂直位置の調整と(2)垂直位置の積極的な制御によりVDEを回避した。さらに、ネオン・アイス・ペレット(不純物ペレット)を入射し、プラズマを急速に消滅させれば、VDEを回避できることを実証した。

論文

Performance of the undulator for JAERI FEL project

永井 良治; 小林 秀樹*; 佐々木 茂美; 沢村 勝; 杉本 昌義; 加藤 龍好; 菊澤 信宏; 大久保 牧夫; 峰原 英介; 池畑 隆*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 358, p.403 - 406, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(94)01294-6
 被引用回数：13 パーセンタイル：76.19(Instruments & Instrumentation)

原研自由電子レーザー計画のために平板型ハイブリットアンジュレーターを開発した。このアンジュレータの終端処理にはディスプレースメント・フリー終端を採用した。この終端処理は電子の軌道のずれを最小にすることを目的として行った。このアンジュレータの性能について報告する。

論文

Determination of hydrogen in titanium,zirconium and its alloys by isotope-equilibration mass spectrometry; Verification of certified values

渡部 和男; 大内 操; 郡司 勝文

Fresenius' Z.Anal.Chem., 323, p.225 - 227, 1986/00

金属中の水素を正確に定量するため同位体平衡法の改良を行った。真空装置中で既知量の重水素と試料を850$$^{circ}$$Cにて20分間反応させた後、水銀エゼクターポンプにより、平衡水素ガスを5lのガスだめに捕集した。平衡水素ガスを90%以上回収することにより、金属への水素溶解の同位体効果に起因する負の系統誤差をなくすことが出来た。NBSおよびJAERIのチタン、ジルコニウムおよびジルコニウム合金標準試料に応用した結果は、表示値と完全に一致した。

論文

$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hfをトレーサーとして用いた中性子放射化分析法によるジルコニウムおよびジルカロイ標準試料中のハフニウムの定量

米澤 仲四郎

分析化学, 33(6), p.336 - 338, 1984/00

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.33.6_336

$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hfを回収率補正用トレーサーとして用いた中性子放射化分析法により、ジルコニウムおよびジルカロイ標準試料中のこん跡ハフニウムを正確に定量した。試料とハフニウム標準をJRR-2またはJRR-4で0.5~265.5h照射する。7日間冷却後LINACで$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{6}$$Hf($$gamma$$,n)$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hf反応より生成した、、$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hf標準溶液を試料に加え溶解する。溶媒抽出法で$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを分離後、抽出クロマトグラフィーで$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hf、$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hfを分離する。試料、ハフニウム標準、$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hf標準の$$gamma$$線スペクトルをGe(Li)検出器で測定する。(n,$$gamma$$)反応で生成した分を補正した試料の$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hf343KeVピーク面積から、ハフニウムの回収率を求める。回収率を補正した試料の$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hf482KeVピーク面積からハフニウム含量を求める。ジルコニウムおよびジルカロイ標準試料中のハフニウムの定量を行い、良い結果を得た。

論文

An Accurate method for determining the small volumes of granular solids by mercury pycnometry

山岸 滋; 高橋 良寿; 柴 是行

J.Phys.,E, 17, p.339 - 341, 1984/00

水銀ピクノメトリーにより粒状試料の微小体積を精度よく測定するために、特殊比重びんを考案し、ガラスで製作した。その比重びんは、細い入口が唯一つあるだけで、通常の比重びんを用いた測定における主要な原因であるテーパージョイント部を持っていない。加えて、その細い入口における水銀面の位置を正確に測定し、基準位置からのずれに対する水銀量の補正を行った。この二つの改良により、体積測定誤差は、0.0001cm$$_{3}$$となった。

論文

Determination of hafnium in zirconium and its alloys by a stable isotope dilution; Neutron activation analysis

米澤 仲四郎; 小森 卓二

Anal. Chem., 55(13), p.2059 - 2062, 1983/00

https://doi.org/10.1021/ac00263a012
 被引用回数：13 パーセンタイル：61.92(Chemistry, Analytical)

同位体希釈法を用いた中性子放射化分析法を確立し、ジルコニウムおよびジルカロイ中のこん跡ハフニウムの定量に適用した。試料に既知量の$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{4}$$Hf濃縮ハフニウム溶液をスパイクとして加える。混合物を溶解した後、天然、スパイクハフニウム溶液とともに原子炉で照射をする。冷却後、スパイクした試料中のハフニウムを分離し、$$gamma$$線スペクトルを測定する。天然およびスパイクハフンウム溶液はそのまま取り出し、同一条件下で$$gamma$$線スペクトルを測定する。試料、天然、スパイクハフニウムから得られた$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{5}$$Hf/$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hfの放射能の比からハフニウム含量を求める。ハフニウム数ppmのジルコニウム中のハフニウムは相対標準偏差0.93%で定量された。本法を原研および米国NBSで調整したジルコニウム、ジルカロイ標準試料の標示値を決めるための分析に適用した。

論文

Determination of the specific activity of fission-baced $$^{9}$$$$^{9}$$Mo using differential pulse polarography

R.K.Barnes*; E.L.R.Hetheringtone*; 大久保 昌武

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 34(3), p.603 - 606, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0020-708X(83)90062-5
 被引用回数：3 パーセンタイル：44.36(Nuclear Science & Technology)

医療用$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcゼネレーターを製造するために$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂生成物から分離・回収したF.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Moの比放射能を求めることを目的として、F.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Mo溶液中のMo担体量を示差パルスポーラログラフ法により定量した。Moの担体量は強制滴下水銀電極の水銀滴下間隔(J)2S、水銀滴下量(m)2.5mg・S$$^{-}$$$$^{1}$$、パルス加電圧($$Delta$$E)50mV、加電圧掃引速度(v)2mV・S$$^{-}$$$$^{1}$$、掃引電位+0.05V~-0.6Vの条件で0.25MHNO$$_{3}$$-2.0MNH$$_{4}$$NO$$_{3}$$溶液中のMoを電解し、-0.25V付近に生成した示差パルスポーラログラムを記録・解析して求めた。Moの担体量から求めたF.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Moの比放射能は、平均4.3$$times$$10$$^{4}$$ci・g$$^{-}$$$$^{1}$$/バッチであった。この値は、F.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Moの核分裂収率やUO$$_{2}$$ターゲット中のMoの含有量等を考慮した式から求めた比放射能値に対して$$pm$$7.7%以内で一致した。

論文

A Method for determination of the $$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Eu activity

馬場 澄子; 市川 進一; 関根 俊明; 石川 勇; 馬場 宏

Nuclear Instruments and Methods, 203, p.273 - 280, 1982/00

4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$スペクトロスコピー同時計算法による$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Euの絶対測定法を確立した。絶対測定法として、4$$pi$$$$beta$$計算管とGe(Li)検出器とを組合せ、$$beta$$検出器からの出力パルスとコインシデンスする$$gamma$$線スペクトルを測定し、着目する$$gamma$$線毎にその強度を求め、それとシングルの$$gamma$$線スペクトル中の対応する$$gamma$$線強度との比から$$beta$$線検出器の各$$beta$$線、内部転換電子及びオージエ電子に対する実効計数効率を求める方法を考案した。最初に、この絶対測定法を検証するために、$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源を用いて3種類の絶対測定法を併せ試み、相互に良く一致する結果が得られることを確かめた。次いで、$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{1}$$Eu濃縮ターゲットの原子炉照射によって製作した$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Eu線源について、4$$pi$$$$beta$$-スペクトロスコピー同時計数法を適用し、得られた結果をLMRI製$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Eu標準線源を用いる$$gamma$$線スペクトロメトリの結果と比較した。両者は約1%の範囲内で一致した。

論文

Determination of coating contamination in coated particles

林 悌二; 岩本 多實

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(3), p.132 - 138, 1976/03

https://doi.org/10.3327/jnst.13.132
 被引用回数：1

高温ガス炉には被覆燃料粒子が使用される。この燃料の被覆層には製造過程で燃料である重金属が混入し、その汚染源からの核分裂生成物の放出が炉の運転および保守に大きな影響を与える。国産品の被覆燃料粒子の汚染ウラン量の程度は明らかでなく、従ってこの量を測定し品質管理分析へ適用する方法を検討した。本測定法としてマイカ法、乾式酸化脱被覆に続く固体蛍光々度法、アルファ線計測および質量分析法が考えられ、各方法で被覆層中の汚染ウランを測定した。マイカ法では被覆パイロカーボン層中での核分裂反跳距離を知る必要があり、同位体希釈による質量分析とマイカ上の核分裂飛跡密度から14$$mu$$mと決定した。いずれの破壊法も燃料核からの汚染は比較的容易に除去でき好結果が得られたが、蛍光々度法では試料調整上に難点が認められた。これらの実験結果より、マイカ法とアルフア線計測の併用が本目的に対して最も良い手段であると結論ずけた。

論文

Rapid determination of multi-elements in thin specimens by X-rays spectrometty

富永 洋

Nuclear Instruments and Methods, 114(1), p.65 - 69, 1974/01

大気浮遊塵試料の如き薄い試料の多元素蛍光X線分析の際に、各元素毎にやっかいな薄い標準試料調製をすることなく、簡単迅速に全元素を定量する方法を提案した。すなわち、純元素飽和厚さのX線計数と実効質量吸収係数とを用いて、各元素X線計数を元素質量(単位面積当り)に換算する。その方法の理論的根拠と、実験的な検証について述べた。さらに応用例として大気浮遊塵試料の分析についても説明した。

論文

Extraction-photometric determination of thorium with chlorophosphonazo-III

山本 忠史

Analytica Chimica Acta, 63(1), p.65 - 70, 1973/01

https://doi.org/10.1016/S0003-2670(01)82174-7
 被引用回数：23

微量のトリウムを2~3N塩酸溶液からクロロホスホナゾIII錯体として3メチルノブタノールで抽出する。有機相の670nmの吸光度を測定して、2~15$$mu$$gのトリウムを定量する。操作は迅速であり精度も良好である。陰イオン(フッ素イオン、リン酸イオン、EDTA)の妨害が少ない。モル吸光係数は12.2$$times$$10$$^{4}$$である。

論文

Effect of Spectrum Smoothing on Peak Area Determinations

富永 洋; 道城 正徳*; 田中 雅昭*

Nuclear Instruments and Methods, 98(1), p.69 - 76, 1972/00

抄録なし

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