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論文

How different is the core of $$^{25}$$F from $$^{24}$$O$$_{g.s.}$$ ?

Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri, A.*; Hwang, S. H.*; et al.

Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.124.212502
 被引用回数：14 パーセンタイル：74.18(Physics, Multidisciplinary)

中性子過剰核$$^{25}$$Fの構造が($$p,2p$$)反応で調査した。$$pi 0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子は1.0$$pm$$0.3と大きいが、一方で残留核である$$^{24}$$Oが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、$$^{25}$$Fのコア核$$^{24}$$Oは基底状態とは大きく異なり、$$^{24}$$Oの$$0d_{5/2}$$軌道に陽子がひとつ加わることで$$^{24}$$Oと$$^{25}$$Fの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。

論文

Enhancement of element production by incomplete fusion reaction with weakly bound deuteron

Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.

Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07

https://doi.org/10.1038/s42005-019-0165-1
 被引用回数：8 パーセンタイル：56.2(Physics, Multidisciplinary)

陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、$$^{107}$$Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。

論文

Three year experimental study on leaching behavior from low level radioactive plastic-based waste

宮本 啓二*; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌*; 和達 嘉樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.268 - 270, 1996/03

https://doi.org/10.3327/jnst.33.268
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

BWRで発生するLLWをプラスチック固化した固化体の性能評価を行った。$$^{60}$$Co、$$^{137}$$Cs、$$^{90}$$Srを添加した50lのプラスチック固化体を海水中浸漬(2体)、陸水中浸漬(2体)、土壌中埋設(4体)の3種類の処分環境で約3年間の長期浸出試験に供試した。プラスチックの固化体は材質・形状が安定しており、そのため浸出現象は溶解律速であることが判った。また、海水中では$$^{90}$$Srは$$^{60}$$Co、$$^{137}$$Csの約2倍の浸出性を示した。陸水中では3核種ともに同等の浸出性を示すことが確認できた。土壌中では$$^{90}$$Srのみが土壌から系外へ多く漏出した。つまり$$^{90}$$Srは、モニタリング核種として有望であることが確認できた。

論文

Long term leaching test of low level radioactive homogeneous solidified waste; Cumulative leaching ratio vs. pH of land water

宮本 啓二; 小林 義明; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌

放射性廃棄物研究連絡会論文集,VI, p.64 - 75, 1991/00

低レベル放射性廃棄物均質固化体を陸地処分する場合、固化体に含まれる放射性核種が長期にわたり固化体から陸水へ浸出する現象を把握しておく必要がある。原研(電源特会)で、約3年におよぶ陸水中におけるセメント固化体などの実物大の模擬固化体の長期浸出試験を行った。この結果、これら固化体からの放射性核種の浸出比と固化体を浸漬している陸水のpHとの間に、相互依存性があることが判った。つまり、長期浸漬中に固化体が変質し、この結果、陸水のpHが変化する。そして放射性核種は固化体の変質の影響をうけて浸出する。しかし、分配計数のpH依存性により、浸出した放射性核種は固相・液相に分配吸着されると推考できる。

論文

A Field demonstrative experiment on solutes migration through saturated soil layer

大貫 敏彦; 竹内 恒夫; 小林 信一; 尾崎 哲二; 新保 隆; 川田 善尚; 前田 頌

Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.491 - 495, 1989/00

通気層および帯水層中におけるSr、CsおよびCoの移行挙動を検討するため、非放射性トレーサーを用いた原位置における核種の移行実験を行った。通気層中における核種移行実験は、地表面より1.5および2.0mの深さ位置に核種を混在させた土壌を埋設して行った。その後5ケ月間放置し鉛直方向への移行を観測した。帯水層試験は、核種投入井戸から連続的に入力した核種を地下水流下流側55ケ所の観測井戸において観測することから行った。その結果、通気層および帯水層中の各核種の平均移動速度および遅延係数が求められた。

報告書

低レベル放射性廃棄物の海洋処分におけるパッケージのバリア能力評価

前田 頌; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-195, 19 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-195.pdf:0.75MB

海洋処分における低レベル放射性廃棄物固化体からの放射性核種環境放出に対するパッケージ(廃棄物固化体及びドラム缶容器)のバリア能力について、評価方法の提案を行った。さらに、すでに提出されている固化体の放射性核種浸出試験データ及びドラム缶容器の耐食性試験デー夕を用いてパッケージのバリア能力の評価を行った。評価に際して試験デー夕不足の場合には、浸出量を過大に見積る方向で評価を行った。

報告書

Seawater Corrosion Tests for Low-Level Radioactive Waste Drum Containers

前田 頌; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-181, 124 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-181.pdf:4.04MB

昭和52年度から昭和58年度まで、科学技術庁の委託により、種々の環境条件下(海水、陸水、海岸砂、土、室内及び野外大気)における低レベル放射性廃棄物ドラム缶容器の耐食性実証試験を行った。本報告はこの内の海洋処分に対応する部分に関するものである。約5年間の海水中腐食試験結果をもとに、長期にわたる海水中におけるドラム缶の腐食進行状態の推定を行った。

論文

A Simplified method for preparation of $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs pollucite $$gamma$$-ray source

榎本 茂正*; 前田 頌; 妹尾 宗明

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 32, p.595 - 599, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0020-708X(81)90040-5
 被引用回数：3 パーセンタイル：55.71(Nuclear Science & Technology)

A型ゼオライトの交換基であるNaをNH$$_{4}$$であらかじめ置換したNH$$_{4}$$Aゼオライトを成形し、仮焼後これに$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs溶液を含浸させ、さらに加熱してポリューサイト$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cセラミック線源を製造する方法について検討した。この方法は放射性の粉体の取扱いがなく、製造工程が簡単かつ安全である。また、この方法で得られたポリューサイト・ペレットの特性について測定し以下の結果を得た。比放射能は約12Ci/g、見かけ密度は2.4g/cm$$^{3}$$、耐熱性は1200$$^{circ}$$C、2時間の加熱で$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs飛散が無視できる程度高く、水に対する溶出率は5日後で5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$%と小さい。

論文

放射性廃棄物封入用ドラム缶に関する調査

加藤 清; 戸沢 誠一*; 前田 頌

日本原子力学会誌, 23(5), p.338 - 341, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.338
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

本試料は、わが国の原子力発電所および大型研究施設等において使用されている放射性廃棄物の封入用ドラム缶の構造や塗装などの仕様および使用状況を調査したものである。調査方法は、ドラム缶製造メーカ、販売元および一部使用事業所に質問方式で調べた。このドラム缶はJISZ-1600(1977)に規定された鋼製オープンドラム(200l)であり、原子力発電所ではH級(厚さ 1.6mm)、バンド・ボルト式のもの、大型研究施設では主としてM級(厚さ 1.2mm)、バンド・レバー式のものが使われている。また塗装は外面にメラミン樹脂系および内面にエポキシ樹脂系塗料のものが大部分である。

報告書

廃棄物安全試験施設の概念設計

田代 晋吾; 青山 三郎; 松本 征一郎; 前田 頌; 野村 正之; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; et al.

JAERI-M 8485, 74 Pages, 1979/10

JAERI-M-8485.pdf:2.18MB

高レベル廃棄物処理処分に関する安全評価の一環として、高レベル廃棄物固化体の長期貯蔵及び地層処分時の安全性を、実際規模の放射能濃度を用いて試験する施設として、廃棄物安全試験施設の概念設計を行った。この施設は5基のコンクリートセルを有しており、5$$times$$10$$^{4}$$Ciの実廃液を取扱うことができ、昭和56年度に完成予定である。本報告はその概念設計の概要をまとめたものであり、次研究の概要項目を含んでいる。1.試験研究の位置付け2.試験研究の概要3.取扱試料4.施設の概要5.主要試験機器の概要6.施設の安全解析

報告書

$$^{9}$$$$^{0}$$Srセラミック$$beta$$線源の安全性試験

前田 頌; 妹尾 宗明; 榎本 茂正

JAERI-M 7305, 16 Pages, 1977/09

JAERI-M-7305.pdf:0.94MB

さきに開発した新しい調製法による$$^{9}$$$$^{0}$$Srセラミック$$beta$$線源について、カプセルの構造および封入法の要点を述べ、さらに各種安全性試験を行なって、その結果をISOで提案されている基準と比較検討した。試験項目は以下の通りである。機械的耐用試験として圧力試験、衝撃試験およびパンク試験、熱的耐用試験として最高温度試鹸、熱保持試験および熱衝撃試験である。

報告書

原研アイソトープ事業部における高レベル廃液処理処分技術の研究・開発の現状と開発課題

中村 治人; 前田 頌

JAERI-M 7138, 46 Pages, 1977/06

JAERI-M-7138.pdf:1.57MB

原研アイソトープ事業部において、再処理高レベル廃液の処理処分技術の研究・開発に関連するグループが中心となり、同廃液の処理処分に関する研究・開発をレビューし、その問題点と今後の研究課題について討議した。事業所内においては、群分離法、$$^{9}$$$$^{0}$$Srと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの固化法、RIの密封技術等の研究、開発が進行している。所内の関連研究としては、グロス固化技術の開発とその安全性試験、超ウラン元素の専焼炉の概念設計などがあげられる。先進諸国においては当面ガラス固化したのち、工学貯蔵をし、2000年頃までには最終処分方式を確立する方針で技術開発が進められている。最終処分時の安全性評価に特に問題があり、処分地層の選択に苦慮している。群分離・消滅処理の研究も盛んである。以上調査検討の結果、この問題は核燃料サイクルの見直しをも含めて、総合的・長期的観点から対処すべきであり、群分離・消滅処理等処分時の安全性試験は原研の重要課題であるとの共通認識を得た。

報告書

ラジオグラフィ用$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm線源の製造技術の研究

前田 頌

JAERI-M 6663, 39 Pages, 1976/08

JAERI-M-6663.pdf:1.99MB

TmターゲットをJRR-2で照射して$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm小線源を試験製造し、$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm線源の製造に必要な事項、ターゲットの調整、原子炉照射、線源カプセルなどについて検討した。その結果をもとにしてJMTRによる実用線源の試験製造を行なった。

論文

Development of a high intensity $$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir $$gamma$$-ray radiographic source

前田 頌; 榎本 茂正

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 27(8), p.447 - 451, 1976/08

https://doi.org/10.1016/0020-708X(76)90064-8
 被引用回数：1

3mm$$phi$$$$times$$0.4mmの円盤状イリジウム・ペレットを7~8枚別々に原子炉で熱中性子照射し、照射後それらを組合せて一つの線源とする方法で1個100Ci以上のラジオグラフィ用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源を開発した。照射は、熱中性子線束密度1.5~4.6$$times$$10$$^{1}$$$$^{4}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$・sec$$^{-}$$$$^{1}$$のJMTRで2~3週間行なった。実験結果は、計算値と比較的良い一致をみせた。さらに使用者の便を考えて、100Ci$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源用非破壊検査照射装置を試作した。

論文

密封線源の安全性に関する研究,1; 汚染・漏えい検査法の検討

大野 明*; 滝島 延雄*; 野尻 利明*; 前橋 陽一*; 前田 頌; 谷 彰*; 鎌田 敏正*; 鈴木 英世*

Radioisotopes, 22(7), p.395 - 403, 1973/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.22.7_395

密封線源について考えられる各種の汚染、漏洩試験を行ない、その適合性について統合的に研究した。対象とした線源は、$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir,$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{0}$$Tm等12種類の国内で生産または加工された線源である。

報告書

$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm線源の$$gamma$$,X線線量率およびそのエネルギースペクトルの理論計算

前田 頌; 近藤 新助

JAERI-M 4578, 17 Pages, 1971/09

JAERI-M-4578.pdf:0.52MB

ラジオグラフィ用$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm$$_{2}$$ O$$_{3}$$線源について、線源厚さとX、$$gamma$$線量率およびそのエネルギースペクトルとの関係を計算によって求めた。結果として一般に任用されている3mm$$phi$$$$times$$3mmの$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm$$_{2}$$ O$$_{3}$$線源の場合、1Ciの出力線量率はR.h.m.値で表わすと0.0025であり、全出力線量のうち制動輻射線が78%をしめることがわかった。

論文

高比放射能Ir-192線源の製造法

榎本 茂正; 前田 頌

日本原子力学会誌, 13(6), p.312 - 317, 1971/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.13.312

$$gamma$$線透過撮影試験法をX線管球による方法と比較する場合,一般に長い撮影期間を必要とすることが,その欠点に挙げられてきている。これに対する対策としては,最近では放射能の大きい線源を用いようとする傾向が強い。

論文

$$^1$$$$^9$$$$^2$$Irおよび$$^1$$$$^7$$$$^0$$Tm線源を用いた航空機の$$gamma$$線透過撮影検査

前田 頌

原子力工業, 16(6), p.68 - 72, 1970/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40017724518

$$^1$$$$^9$$$$^2$$Irを用いた航空機ジェットエンジンの$$gamma$$線透過撮影検査は,海外のいくつかの航空機会社においてすでに実用化され,エンジン整備作業の合理化を高め,労力,経費の節約と安全性の向上をはかっている。

論文

$$^1$$$$^9$$$$^2$$Irラジオグラフィのレスポンス関数(II);線源および散乱線

前田 頌; 小林 昌敏

非破壊検査, 19(9), p.455 - 461, 1970/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40018446566

ラジオアイソトープを線源に用いたラジオグラフィにおいては線源からの出力線量がX線装置に比較して少なく,撮影距離を短かくするとか,線源形状を大きくするとかしてその低出力をカバーする場合が多い。したがって線源形状に起困する「ボケ」が一般に大きく,その「ボケ」の特性を検討することは重要である。そしてレスポンス関数は「ボケ」の特性を良く示し,かつ理論的,定量的に扱かうことが可能である。さきに報告したフィルムー鉛増感紙組合せのレスポンス関数に引きつずいて,$$^1$$$$^9$$$$^2$$Irを用いたラジオグラフィにおける線源のレスポンス関数の測定結果および像質におよぼす影響の大きい散乱線のレスポンス関数についての検討結果について述べる。

論文

$$^1$$$$^9$$$$^2$$Ir線源を用いた$$gamma$$線拡大撮影の効果

前田 頌; 小林 昌敏

非破壊検査, 19(11), p.571 - 578, 1970/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40018446514

$$gamma$$線ラジオグラフィの有利な特徴の1つは,X線装置が持ち込めないような周囲の込みいった場所においても線源を設置できることであり,欠点としてはX線装置に比較して出力が低いことであり,それをカバーするためにフィルム-線源間距離を短くとる場合が多い。しかも両者とも幾何学的撮影条件を悪くし,結果的に拡大撮影的な使用方法になることが多い。一方従来から識別能を向上させる目的での拡大撮影法に関する研究があり,その効果も認められている。

論文

$$^1$$$$^7$$$$^0$$Tm線源を用いる航空機機体の$$gamma$$線透過撮影検査

小林 昌敏; 榎本 茂正; 前田 頌; 土井 達夫*; 中村 信治*

非破壊検査, 20(3), p.121 - 126, 1970/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40018446610

現在の航空輸送の安全性は,他の交通機関に較べてみても,数学上ではむしろ安全であるが,その輸送量が増加してきているため,事故の絶対量は必ずしも少なくない。事故発生の倍率を小さくするためには,航空核製造の段階で,機体構造および装備機器類についての信頼性を高めるばかりでなく,製造後長期(10$$sim$$15年)にわたる使用期間中,保守整備によって,製造直後と同等以上の高い信頼性を保つ努力が必要である。このため,航空機の保守検査については,その製造会社が検査箇所,方法どの基本的事項をマニュアルとしてまとめ,各航空会社がこのマニュアルを基本にして整備方式を定め,実施している実情である。

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