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報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析,2

飛田 実*; 後藤 勝則*; 大森 剛*; 大曽根 理*; 原賀 智子; 青野 竜士; 今田 未来; 土田 大貴; 水飼 秋菜; 石森 健一郎

JAEA-Data/Code 2023-011, 32 Pages, 2023/11

JAEA-Data-Code-2023-011.pdf:0.93MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリートを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和3年度から令和4年度に取得した23核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{235}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; 今田 未来; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2023-002, 81 Pages, 2023/05

JAEA-Data-Code-2023-002.pdf:3.0MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した20核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Development of HCl-free solid phase extraction combined with ICP-MS/MS for rapid assessment of difficult-to-measure radionuclides, 2; Highly sensitive monitoring of $$^{126}$$Sn in concrete rubble

Do, V. K.; 古瀬 貴広; 太田 祐貴; 岩橋 弘之; 廣沢 孝志; 渡辺 将久; 佐藤 宗一

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 331(12), p.5631 - 5640, 2022/12

https://doi.org/10.1007/s10967-022-08612-7
 被引用回数：2 パーセンタイル：50.96(Chemistry, Analytical)

$$^{126}$$Snは2011年の福島第一原子力発電所事故により環境中に放出された可能性のある長半減期核分裂生成物であり、こうした核種のモニタリングは周辺環境及び放射性廃棄物を適切に管理・処理していくために重要である。本研究では、TEVA resinによるHClフリーな固相抽出分離とICPタンデム質量分析計(ICP-MS/MS)を組み合わせた放射性ガレキ中の$$^{126}$$Sn分析手法を提案した。TEVA resinによるコンクリートマトリクスからのSnの回収率は95%以上であった。同重体である$$^{126}$$Te及び試料マトリクスに由来する多原子イオンによるスペクトル干渉は、固相抽出による化学分離とICP-MS/MSとの組み合わせにより効果的に低減することができ、Teの除染係数は10$$^{5}$$に達した。本手法でのコンクリートマトリクスにおける$$^{126}$$Snの方法定量下限値は、12.1pg g$$^{-1}$$(6.1mBq g$$^{-1}$$)となり、コンクリートガレキ中の$$^{126}$$Snを分析する手法として十分な感度を有することを確認した。

報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.

JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11

JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07

JAEA-Data-Code-2022-004.pdf:6.73MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239+240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDRから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 遠藤 翼*; 大森 弘幸*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2021-013, 30 Pages, 2021/12

JAEA-Data-Code-2021-013.pdf:1.47MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度から令和元年度に取得した21核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{41}$$Ca, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{rm 166m}$$Ho, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 原賀 智子; 飛田 実*; 大森 弘幸*; 大森 剛*; 村上 秀昭*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-022, 34 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2020-022.pdf:1.74MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した22核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{41}$$Ca, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{133}$$Ba, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{rm 166m}$$Ho, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08

JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Influence of chemical speciation in reactor cooling system on pH of suppression pool during BWR severe accident

塩津 弘之; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.363 - 373, 2018/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1403381
 被引用回数：6 パーセンタイル：52.24(Nuclear Science & Technology)

The influences of chemical speciation for Cs-I-Te-Mo-Sn-B-C-O-H system, simulating a state in the reactor cooling system (RCS) of BWR, on pH of the suppression chamber (S/C) water pool were analytically investigated with PHREEQC code. Major conditions were chosen on the basis of the outputs from a BWR severe accident analysis by THALES2 code and chemical thermodynamic analysis with VICTORIA2.0 code. The chemical thermodynamic analysis showed that the chemical speciation of important volatile FPs, Cs and I, was strongly influenced by Mo and B$$_{4}$$C control material. As a consequence, pH of the S/C water pool was predicted to range from approximately 6 to 10, depending on the fraction of volatile FPs transported from the RCS to the S/C water pool and the H$$_{2}$$/H$$_{2}$$O ratio associated with the oxygen potential. It was implied that the formation of volatile I species such as I$$_{2}$$ in the S/C water pool was larger by 3 orders at the lowest pH than that at the highest pH.

論文

Radiochemical study of the kinematics of multi-nucleon transfer reactions in $$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm collisions 10% above the Coulomb barrier

G$"o$tz, M.*; G$"o$tz, S.*; Kratz, J. V.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; Mokry, Ch.*; Runke, J.*; Th$"o$rle-Pospiech, P.*; Wiehl, N.*; Sch$"a$del, M.; Ballof, J.*; et al.

Nuclear Physics A, 961, p.1 - 21, 2017/05

https://doi.org/10.1016/j.nuclphysa.2017.02.006
 被引用回数：6 パーセンタイル：46.71(Physics, Nuclear)

$$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cmの多核子移行反応の運動学を多層捕集箔法と放射化学分離法を用いて調べた。過去の研究で、生成核の同位体分布の幅が、標的よりも重い同位体より軽い同位体の方が広いことが知られており、標的よりも軽い同位体の方がエネルギーロスの大きな衝突の成分が多いためと解釈されてきた。しかし、本研究で両者の平均的な全運動エネルギー損失、すなわち平均励起エネルギーの大きさが測定され、両者に大きな違いがないことが明らかになった。このことは過去の解釈と矛盾するため、本研究では、高い励起エネルギーを持って生成される標的よりも重い同位体は核分裂によって失われる、という新しい解釈を提案した。

論文

Stability of a silica membrane prepared by CVD using $$gamma$$- and $$alpha$$-alumina tube as the support tube in the Hi-H$$_{2}$$O gaseous mixture

Hwang, G.*; Kim, J.*; Choi, H.*; 小貫 薫

Journal of Membrane Science, 215(1-2), p.293 - 302, 2003/04

https://doi.org/10.1016/S0376-7388(03)00022-X
 被引用回数：16 パーセンタイル：56.26(Engineering, Chemical)

熱化学水素製造法ISプロセスへの応用を目的として、CVD法によって作製したシリカ系水素分離膜のHi-H$$_{2}$$O気相環境における安定性を調べた。平均細孔径10nmの$$gamma$$-アルミナ多孔体、また、平均細孔径100nmの$$alpha$$-アルミナ多孔体を基膜として、TEOSを前駆体とするCVDによって、シリカ膜を作製し、450$$^{circ}$$C,1気圧の条件下で、Hi-H$$_{2}$$O混合ガス雰囲気に約350時間暴露した。CVD条件を変えて数種の膜を作製したが、多くの膜は、暴露時間の経過とともに水素透過速度の増大と水素選択性の低下を示した。しかし、$$alpha$$アルミナを基体とする膜は、$$gamma$$アルミナを基体とする膜に比べて透過特性の変化が少なく、比較的高い安定性を示した。

報告書

$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応による$$^{139}$$Ceの製造

石岡 典子; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 小林 勝利; 松岡 弘充; 関根 俊明

JAERI-Tech 2001-095, 23 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-095.pdf:1.1MB

$$^{139}$$Ceは半減期T$$_{1/2}$$=137.2dayでEC崩壊して165.9keVの$$gamma$$線を放出し、Ge検出器の計数効率校正用に利用される。本研究では、$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応によって$$^{139}$$Ceを製造するために必要なターゲットの調整法ならびに$$^{139}$$Ceとランタンとの化学分離法を検討した。その結果、金属ランタン及び酸化ランタン粉末は、$$^{139}$$Ceを製造するためのターゲットとして用いられることを確認した。ランタンターゲットと生成した$$^{139}$$Ceの分離については溶媒抽出法とイオン交換法を比較した。

論文

Hydrogen separation in H$$_{2}$$-H$$_{2}$$O-HI gaseous mixture using the silica membrance prepared by chemical vapor deposition

Hwang, G.*; 小貫 薫; 清水 三郎; 大矢 晴彦*

J. Membr. Sci., 162(1-2), p.83 - 90, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0376-7388(99)00125-8
 被引用回数：65 パーセンタイル：90.03(Engineering, Chemical)

熱化学ISプロセスにおけるHI分解への適用のため、セラミックスを基膜とする水素分離膜を作製した。膜は、100nm(M1)と10nm(M2)の細孔径を有するアルミナ多孔質チューブを基膜として用い、TEOSを反応原料とする化学蒸着法により作製した。He,N$$_{2}$$,H$$_{2}$$の純ガス透過実験は、300~600$$^{circ}$$Cの範囲で行った。HeとN$$_{2}$$ガスは、細孔が析出するシリカによって閉塞されたため、活性化拡散機構により流れた。作製した膜の600$$^{circ}$$Cにおける水素ガス透過速度は、約6$$times$$10$$^{-9}$$mol/Pa・m$$^{2}$$・sであった。H$$_{2}$$/N$$_{2}$$の選択性はM1とM2膜でそれぞれ5.2と160を示した。H$$_{2}$$-H$$_{2}$$O-HI混合ガス分離実験を300~600$$^{circ}$$C範囲で行った。水素の透過速度は水素単独に用いた場合とほぼ同等であり、HI透過速度は1$$times$$10$$^{-11}$$mol/Pa・m$$^{2}$$・s以下であった。450$$^{circ}$$CにおけるH$$_{2}$$-H$$_{2}$$O-HI(モル比0.23:0.65:0.12)混合ガスでの膜の水素透過速度は、一日後でも変化しなかった。

報告書

ISプロセス高効率化のための水素分離膜に関する研究; 多孔質$$alpha$$-アルミナチューブを基膜とした製膜方法

Hwang, G.*; 小貫 薫; 清水 三郎

JAERI-Research 98-002, 8 Pages, 1998/01

JAERI-Research-98-002.pdf:0.53MB

ISプロセスの水素発生工程におけるヨウ化水素分解の高効率化のため、水素分離膜の製作技術の研究を行った。細孔径100nmと10nmの$$alpha$$ーアルミナチューブを基膜として用い、TEOSを原料とする化学蒸着法(CVD)によりシリカを析出させる方法で水素分離膜を製膜した。製作した水素分離膜では、シリカにより細孔が緻密に閉塞され、ガスは活性化拡散機構により透過した。600$$^{circ}$$Cにおける窒素に対する水素の選択性は、細孔径が100nmの基膜の場合5.2,細孔径が10nmの基膜の場合160を示した。

論文

未反応メタンのリサイクルによる水蒸気改質反応のメタン転化率向上技術の開発; 高温ガス炉を利用した水素製造システムの開発研究の一環として

稲垣 嘉之; 羽賀 勝洋; 会田 秀樹; 関田 健司; 小磯 浩司*; 日野 竜太郎

日本原子力学会誌, 40(1), p.59 - 64, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.59
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究の目的は、高温ガス炉水蒸気改質システムにおいて、未反応CH$$_{4}$$をリサイクルすることによりCH$$_{4}$$転化率を向上させる手法の開発である。水蒸気改質反応後の生成ガス中からポリミド系ガス分離膜を用いて未反応メタンを分離抽出し、水蒸気改質器へリサイクルする。ポリミド系ガス分離膜についてH$$_{2}$$,CO,CO$$_{2}$$,CH$$_{4}$$ガスの分離特性を実験及び数値解析により明らかにし、このガス分離器を用いて未反応CH$$_{4}$$のリサイクル実験を行った。その結果、CH$$_{4}$$転化率(CH$$_{4}$$供給量に対するCH$$_{4}$$のCOへの転化量)を約20~32%向上させることができた。

論文

電気透析によるHI$$_{x}$$溶液の濃縮

小貫 薫; 中島 隼人; 清水 三郎

化学工学論文集, 23(2), p.289 - 291, 1997/00

https://doi.org/10.1252/kakoronbunshu.23.289
 被引用回数：5 パーセンタイル：42.32(Engineering, Chemical)

ヨウ素を溶解したヨウ化水素酸(HI$$_{x}$$溶液)の濃縮への応用の観点から、市販のイオン交換膜、NEOSEPTA CMH及びTOSFLEX IE-DF34を用いて、HI$$_{x}$$溶液の電気透析挙動を検討し、陽イオン交換膜の選択性と電気抵抗及び陰イオン交換膜における浸透及び電気浸透による水の透過性が濃縮効率の支配因子であることを明らかにした。透析速度及び浸透速度から、濃縮に必要な電流密度の下限値を推定した。

論文

Radionuclide generators

R.M.Lambrecht*; 冨吉 勝美*; 関根 俊明

Radiochimica Acta, 77(1-2), p.103 - 123, 1997/00

https://doi.org/10.1524/ract.1997.77.12.103

放射性核種ジェネレーターの現状について解説する。現在関心を持たれている、生体に投与して使われるジェネレーターの二重中性子捕獲による製造、放射免疫療法に用いられる中性子過剰核種の製造、短寿命ジェネレーターの製造について主として述べる。また、ジェネレーター使用時に問題になる親核種の混入度、娘核種の収率に関連して、保持材や溶離液の選択についても触れる。

報告書

IS Process for thermochemical hydrogen production

小貫 薫; 中島 隼人; 井岡 郁夫; 二川 正敏; 清水 三郎

JAERI-Review 94-006, 53 Pages, 1994/11

JAERI-Review-94-006.pdf:1.52MB

熱化学水素製造法ISプロセスに関して、原研及び各国の研究機関で進められてきた研究開発の成果をとりまとめた。これまでに、要素反応及び生成物分離方法の研究から、いくつかの実行可能なプロセス条件が見い出されている。それらの知見にもとづいたプロセスフローシートの検討から、効果的な排熱回収を組み込んだ最適プロセス条件の下で40%を越える熱効率の期待できることが示された。装置材料に関して、1000時間程度の耐食試験により、腐食性の強いプロセス環境に対する市販材料の耐食性を明らかにした。現在、プロセスの全基本工程を組み込んだ実験室規模プラントの運転試験により、閉サイクル運転条件の検討を進めている。HTTR接続試験に進むために必要な研究開発について議論した。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

https://doi.org/10.3327/jnst.31.173
 被引用回数：25 パーセンタイル：87.24(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

論文

バイオアッセイによる被曝線量評価

須賀 新一

緊急時における線量評価と安全への対応; 放医研環境セミナーシリーズ No. 21, 0, p.106 - 120, 1994/00

内部被ばく発生に対応するためのバイオアッセイ試料の採取方法、前処理・化学分離方法の概説、代表的な検出限界及び被ばく線量の評価方法等について、手順を追って解説する。

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