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渡邉 環*; 外山 毅*; 花村 幸篤*; 今尾 浩司*; 上垣外 修一*; 鴨志田 敦史*; 河内 敏彦*; 小山 亮*; 坂本 成彦*; 福西 暢尚*; et al.
Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1105 - 1108, 2019/07
現在、仁科加速器研究センターにおいて、超伝導加速空洞を建設中である。破壊型ビーム診断装置を用いたビーム測定は脱ガスを発生するため、超伝導加速空洞の性能を示すQ値や表面抵抗値を、長期的に維持することが難しくなる。そのために、非破壊型のビーム診断装置による測定が必須となる。そこで、斜めに四分割した静電型ピックアップを用いたビーム位置モニターシステム(BEPM)の開発を行い、計11台を完成させた。このシステムは、BEPM間の距離を正確に測定した2台のBEPMを用いて、ビームの飛行時間(TOF)を測定し、ビームの位置情報と同時に、ビームエネルギー値も得られるという利点を有する。終段のBEPMは、ビームエネルギーの情報が非常に重要になる、超重元素探索装置GARIS IIIや、医療用RIアスタチンの製造に使用される予定である。2019年度は、BEPM内にワイヤーを張り、上下左右に動かすことにより、そのワイヤーの位置と各電極の出力の相関を測定する校正作業(マッピング)を行うため、BEPMを固定する冶具とワイヤーを囲むダミーダクトの設計と製作を行った。校正装置本体は、J-PARC 50GeVシンクロトロンMRのマッピング用に開発された校正装置を利用させて頂いた。今回の学会では、マッピングによる測定の結果とその考察にについて発表をする。
押味 一之; 高橋 直樹; 大森 二美男*; 鴨志田 修一*; 小又 和宏*
no journal, ,
近年、バーコードに代わる固体識別技術として物流業界をはじめ普及しつつあるRFID(Radio Frequency Identification)の核燃料取扱い施設への適用にあたって、最も考慮すべきは放射線環境における耐久性である。しかし、放射線環境における耐久性に関する報告は少ないことから耐久性及び適用性を評価するため実フィールドによる連続照射試験を実施し、累積約100GyまでであればRFIDは破損することなく、正常に読み書きできることがわかった。核燃料取扱い施設から発生する低放射性固体廃棄物(以下「低放」という)の大部分は低線量であることから、今回の試験で得られた100GyがRFIDの耐久限界としたとしても、低放の管理に対してRFIDは十分適用できるものと考える。また、将来的なRFID(現状ではバーコード)を用いた管理システムとして、低放を1個単位で管理できるシステムの設計・開発を行い、運用した結果、(1)低放管理のための作業効率及び廃棄物管理の信頼性が飛躍的に向上,(2)低放の発生状況をリアルタイムで把握でき、低放の発生量低減に向けた具体的な取り組みが可能,(3)貯蔵庫の効率的な運用管理が可能となった。今後、RFIDの単価が現状より下がればバーコードから切り替える予定である。
中村 仁宣; 向 泰宣; 吉元 勝起; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*; 峯 忠治*
no journal, ,
核燃料施設より発生した放射性廃液の処理において、当該廃液中の放射能濃度を低減し、安定した沈殿物を得るため、水酸化ナトリウム水溶液を用いた中和処理試験を実施した。本発表では、試験全体の目的及び中和処理試験の概要並びに試験結果について報告を行う。
藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*; 中村 仁宣; 小磯 勝也; 吉元 勝起
no journal, ,
核燃料施設より発生する分析済液等の放射性廃液中の放射能濃度を低減し、安定した沈殿物を得るため、水酸化ナトリウム水溶液を用いた中和処理試験を実施した。その結果、500以上の十分な除染効率を得ることができた。
鈴木 快昌; 向 泰宣; 中村 仁宣; 黒沢 明; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*
no journal, ,
中和沈殿物焙焼体の保管時の安定性を確認するため、異なる湿度下における重量や含水率の挙動を試験により評価した。空気中にて1か月間放置した結果、中和沈殿物焙焼体の飽和水蒸気下における含水率上限は2wt%以下であり、乾燥雰囲気においては0.5wt%以下であることがわかり、長期保管における安定性を確認することができた。
放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,1; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の検討概要細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*; 中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳
no journal, ,
MOX燃料加工施設より発生する分析済液(硝酸酸性)からPu・Uを回収するために中和沈殿処理を実施する際に中和剤として水酸化ナトリウムを用いる。Pu・U回収後の分析済液を全放射能濃度分析する際、中和塩(硝酸ナトリウム)の分析影響を緩和させるべく、固相抽出剤及び硝酸を用いた脱塩処理試験を実施した。本発表では、本試験の検討経緯、本試験の概要及び前処理方法の実用化について報告を行う。
放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,2; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の結果中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*
no journal, ,
日本原燃が検討を行った、全放射能濃度分析のための脱塩処理方法について、日本原子力研究開発機構にて検証試験を実施した。硝酸ナトリウムを含む分析サンプルから固相抽出剤及び硝酸を用いて、脱塩効率及び核種の回収率について確認した。塩酸を使用せずに効率的に脱塩でき、かつ核種の回収率も安定していることから、耐塩酸腐食性能のない環境において十分に実用性のある方法であることが本試験により確認された。本発表では、試験内容及び試験結果について報告を行う。
