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論文

Determination of traces of ruthenium by addition of cerium(IV)and atomic absorption spectrometry

本島 健次*; 蓼沼 克嘉*; 吉田 善行; 武石 秀世; 吾勝 永子

Analytica Chimica Acta, 183, p.217 - 223, 1986/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:71.47(Chemistry, Analytical)

ルテニウムを含む試料溶液にセリウム(IV)を添加し、ルテニウム(VII)-四酸化物を生成すると、ルテニウムの原子吸光法における感度が60倍程度上昇することを見出した。本法による検量線は、ルテニウム濃度0.05-5$$mu$$g ml$$^{-}$$$$^{1}$$で直線となる。開発した方法を安定なルテニウム錯体の定量に適用するために、過酸化水素による試料前処理法も検討した。

報告書

原子炉照射したUO$$_{2}$$からの真空昇華法による$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造研究

棚瀬 正和; 本島 健次*

JAERI-M 9753, 39 Pages, 1981/10

JAERI-M-9753.pdf:1.28MB

核医学の分野で大量に使用されている$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcの需要を満たすため、その新核種である$$^{9}$$$$^{9}$$Moの大量製造を目ざした製造技術開発を行った。ターゲット物質として、UO$$_{2}$$ペレットを選択した。原子炉照射で得られた核分裂生成物$$^{9}$$$$^{9}$$Moの分離は、真空昇華法という新しい方法を開発し、実施した。照射から$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品を得るまでの過程と製造装置化、遠隔化を含めた幅広い研究を行った。UO$$_{2}$$の被覆はAlまたはジルカロイー2管で行い、原子炉照射、冷却したのち、それぞれ開封する。UO$$_{2}$$をO$$_{2}$$雰囲気中、約600 $$^{circ}$$Cで加熱し、粉末状のU$$_{3}$$O$$_{8}$$へ変換後、真空化、約1300 $$^{circ}$$Cに昇温し、$$^{9}$$$$^{9}$$Moを昇華・回収する。この部分では、$$^{9}$$$$^{9}$$Moの昇華挙動や$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの捕集・回収などの基礎研究を行った後、実規模装置による$$^{9}$$$$^{9}$$Mo回収や遠隔化の概念設計を行った。上記方法で得られた$$^{9}$$$$^{9}$$Mo粗製品を精製し、1バッチ、約50Ciの$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造することができる。また、副産物$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Teの有効利用として、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Iのミルキングも検討した。

論文

Purification of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo sublimated from neutron-irradiated UO$$_{2}$$

棚瀬 正和; 本島 健次*

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 32, p.353 - 354, 1981/00

中性子照射したUO$$_{2}$$から昇華法により$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造する方法の技術的開発を行った。ここでは、照射したUO$$_{2}$$を酸化し、真空下、加熱して得た$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品の精製を試みたので、その報告をする。この$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品は$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ru,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Te-$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Iを含むため、これらの不純物を除去しなければならない。$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品を酸性にし、$$alpha$$-ベンゾインオキシム・エタノール溶液を加えて、$$^{9}$$$$^{9}$$Moを沈殿させる方法で精製し、最終製品純度99.9%以上のものが得られた。

論文

Dissolution and solidification of aluminum capsule in production of Mo-99 by sublimation from neutron-irradiatedUO$$_{2}$$

棚瀬 正和; 一色 正彦; 下岡 謙司; 本島 健次*

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.83 - 85, 1980/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.29(Nuclear Science & Technology)

中性子照射したUO$$_{2}$$から昇華法により$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造する際、カプセルとしてAlを使用する場合のこのカプセルの安全性の評価,溶解,固化について検討した。安全性評価では、照射時の温度分布を求め、カプセルの溶解はNaOH溶液で試み、固化はゼオライト状固体を得るため、SiO$$_{2}$$粉末を加える方法を採用した。その結果、Alカプセルは74$$^{circ}$$Cになり、十分耐熱性があることが確認できた。また、カプセルの溶解は3MNaOHが最適でSiO$$_{2}$$粉末添加によるその固化は容易だった。固化後、100$$^{circ}$$Cの熱処理ではゼオライトの生成はみられなかったが800$$^{circ}$$Cではその生成が確認できた。さらに、中性子照射したAlカプセルを使用した固化体からの水への放射性物質の溶出を試み、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb以外の溶出は見られなかった。

論文

Rapid determination of mercury in air with gold-coated quartz wool as collector

吉田 善行; 本島 健次

Analytica Chimica Acta, 106(2), p.405 - 410, 1979/00

 被引用回数:19

金添着石英ウールを捕集材として用い、空気中水銀を迅速に定量する方法を検討した。0.5~5mgの金粒子を石英ウール0.1gに添着したものを捕集管につめ、空気中の数ng/m$$^{3}$$までの水銀が、1~2時間のサンプリングで定量可能であった。本捕集管の特徴として、(1)捕集剤の表面積が大きいため、捕集容量、捕集効率が極めて良好であること。(2)加熱放出法によりシャープな水銀ピークが得られること。(3)簡便、安価に捕集管が準備できること。等があげられる。

論文

Adsorption of tetranitronitrosylruthenate on activated charcoal

吾勝 永子; 米澤 仲四郎; 本島 健次*

Annals of Nuclear Energy, 6(7-8), p.399 - 404, 1979/00

 被引用回数:5

$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruでラベルしたテトラニトロニトロシルルテニウムナトリウムを合成し、その性質と活性炭への吸着をしらべた。テトラニトロニトロシルルテニウムはヤシガラ活性炭、ツルミコールHC-30(8-28メツシユ)によく吸着される。ゼフィラミンまたはメチレンブルーのような有機陽イオンを加えるとさらによく吸着されるようになる。ドデシルベンゼンスルホン酸やエマルゲン220を加えると、逆に吸着量が減少するが、ゼフィラミンが共存すると吸着量がいくらか改善される。吸着されたルテニウムを水で脱着するのはむつかしい。

論文

Elimination of manganese-54 in waste water by oxine-impregnated activated charcoal

本島 健次*; 立川 圓造; 神山 秀雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(5), p.356 - 362, 1979/00

 被引用回数:4

オキシン添着活性炭カラムによるマンガンイオンの捕集効率を調べた。吸着初期では吸着は一次式に従うが処理水量の増加とともに初期の速い吸着とともにおそい吸着過程が関与し結果として一次式からのずれがみられる。種々のカラム長からの破過時間を実験的に求めるとともに理論式を求め「有効吸着容量」の概念を導入し一般式を求めた。

論文

Adsorption of radionuclides in waste water on oxine-Impregnated activated charcoal; Adsorption characteristics of manganese-54 ion

本島 健次*; 立川 圓造; 神山 秀雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(3), p.200 - 206, 1979/00

放射性コバルトおよびマンガンは種々原子力施設からの廃水中の放射性核種の90%以上を占める。マンガンイオンのオキシン添着炭による吸着挙動を調べた。イオンの吸着はマンガンオキシネートのpH依存性にともない高pH側でより強く吸着される。吸着に関する二つのパラメータ吸着容量および吸着速度を種々イオン濃度の関数として求め、先に報告したコバルトイオンについての結果と比較検討した。

論文

Removal of radiocobaltion in waste water oxine-impregnated activated charcoal; Column experiments

本島 健次*; 立川 圓造; 神山 秀雄

Nuclear Technology, 42(2), p.172 - 179, 1979/00

 被引用回数:4

オキシン添着活性炭カラムによる水中の放射性コバルトイオンの吸着除去に関する研究を行った。見掛けの吸着速度定数Kapは先にバッチ法で得た結果と同様な濃度依存性を示し0.06ug/me以下の濃度ではほぼ一定となる。又カラム破過時間を求めるに必要なパラメーターを実験的に求めた。計算値は実験値と$$pm$$10%以内でよい一致を示す。

論文

Removal of radiocobalt in waste water by activated charcoal using oxine as a chelating agent

本島 健次; 立川 圓造; 神山 秀雄; 今橋 強

Annals of Nuclear Energy, 5(1), p.5 - 12, 1978/01

 被引用回数:12

活性炭をオキシンで添着し、水中のコバルトの除去に関する特性を調べた。吸着容量は添着量と共に増加する。しかし初期吸着速度は変化を受けず、拡散律速であることを示している。無添着炭に捕集されたコバルトイオンは水により容易に洗い流されるが、添着炭に捕集されたものは洗い流されず、安定に捕集されている。吸着の初期では吸着速度は水中のコバルト濃度の0.91乗に比例する。

論文

Improvement on removal of radio-cobalt from waste water by ferric hydroxide coagulation-flocculation process using diethyldithiocarbamate

本島 健次; 勝山 和夫; 山崎 保夫

Annals of Nuclear Energy, 4(9-10), p.453 - 456, 1977/10

 被引用回数:1

通常の水酸化鉄凝集沈殿による低レベル放射性廃水の凝集沈澱処理において、廃水に少量のジエチルジチオカルバミン酸ナトリウム(DDTC)を加えることによって放射性コバルトの除去が著しく改善される。 DDTCの所要量は10ppmのみであり処理プロセスに悪影響を及ぼすことはなく、処理済廃水中に検出されることもない。10$$^{-}$$$$^{4}$$$$mu$$Ci/mlレベルのコバルト-60を含む合成放射性廃水に対してDDTCを加えないときの約5倍のDF80~100と高い除去係数が得られた。 大洗研究所の廃水プラントを用いて処理した結果についても紹介する。

論文

A Study on milking $$^{132}$$I from $$^{132}$$Te by sublimation

棚瀬 正和; 本島 健次

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 28(7), p.641 - 643, 1977/07

 被引用回数:0

$$^{132}$$Teから$$^{132}$$Iを高収率、高純度でミルキングする簡単な方法が、検討された。$$^{132}$$IはHe-H$$_{2}$$ (H$$_{2}$$$$sim$$10vol%)ガス中で550$$^{circ}$$CでCu粒子に吸着した$$^{132}$$Te-$$^{132}$$Iから90%以上の収率で分離された。得られた$$^{132}$$I製品は99.9%以上の純度である。この操作は$$^{132}$$Iのジェネレーターとして何度でも困難なく、くりかえすことができる。

論文

Separation of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo from neutron-irradiated UO$$_{2}$$ by vacuum sublimation; Apparatus and recovery of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo

本島 健次; 棚瀬 正和

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 28(5), p.485 - 489, 1977/05

 被引用回数:8

真空昇華法により、中性子照射したUO$$_{2}$$から$$^{9}$$$$^{9}$$Moを分離するための装置を試作し、これを用い、$$^{9}$$$$^{9}$$Moの回収実験を行なった。 装置は毎回50Ci前後の$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造を目標にし、容易に遠隔操作化できることを基本条件にして設計、試作した。すなわち、150gのUO$$_{2}$$を処理でき、操作をできるだけ単純にし、反応条件の自動制御を試み、安全性に配慮し、しかも200l以下の容積の小型の密閉箱内に収納できるようにとりまとめた。 中性子照射した二酸化ウラン150gを用いて行なった回収実験では80%以上の回収率が得られており、精製段階での回収率を80%としても、50Ci程度の$$^{9}$$$$^{9}$$Moを製造することは困難ではない。(2~3%濃縮UO$$_{2}$$ 150gを3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$・secで4日照射、2日後に分離を行なったとして) なお本分離操作の所要時間は約6時間である。

論文

ジルカロイ-2被覆管の溶断

棚瀬 正和; 長松谷 孝昭; 本島 健次

日本原子力学会誌, 19(3), p.167 - 169, 1977/03

 被引用回数:1

$$^{9}$$$$^{4}$$Moの乾式製造法に必要な被覆管ジルカロイ-2の溶断法について検討した。ジルカロイ-2は約1850$$^{circ}$$Cの融点をもつが、ジルカロイ-2管の切断予定箇所に、Cu、Fe、Niの線または板をまきつけ、真空中で加熱することにより、900$$^{circ}$$C前後で、ジルカロイ-2を溶断できることを見い出した。この技術は、ジルカロイ-2で被覆した使用済燃料棒の被覆管切断や、その処理への適用も考えられる。

論文

Preliminary study on sublimation separation of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo from neutron-irradiated UO$$_{2}$$

本島 健次; 棚瀬 正和; 鈴木 和弥; 岩崎 又衛

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 27(9), p.495 - 498, 1976/09

 被引用回数:9

中性子照射したUO$$_{2}$$から$$^{9}$$$$^{9}$$Moを昇華法によって分離する時、問題となる$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Te,$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruの昇華挙動及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの捕集と回収について基礎的な研究をした。$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Te,$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruは真空下、1200$$^{circ}$$Cの加熱($$^{ast}$$UO$$_{2}$$はあらかじめ500$$^{circ}$$CでU$$_{3}$$O$$_{8}$$に酸化する)によってほぼ100%昇華することがわかった。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$IはCuカラムに捕集し、水素気流によってHIで回収されることが確認できた。以上から中性子照射したUO$$_{2}$$からの$$^{9}$$$$^{9}$$Moの分離・製造に際し、その実用化への可能性が得られたと考えられる。

論文

分析化学,1

大西 寛; 関根 敬一; 石森 富太郎; 吾勝 永子; 本島 健次; 山本 忠史; 上野 馨

新実験化学講座,9, p.88 - 100, 1976/00

ガリウム、インジウム、タリウムの分析法で必要度の高いと思われる確実な分析法だけを選んでやや具体的に記述した。

論文

Trapping and recovery of radioiodine compounds by copper metal

立川 圓造; 棚瀬 正和; 本島 健次

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 26(12), p.758 - 762, 1975/12

金属銅を捕集剤として揮発性放射性ヨウ素、I$$_{2}$$、HI、CH$$_{3}$$Iの捕集と回収効率を調べた。無機ヨウ素は容易に捕集されるが、有機ヨウ素はあらかじめCuOによる酸化過程を経たのち捕集される。捕集されたヨウ素は400$$^{circ}$$C以上でH$$_{2}$$ガスを通ずることにより99%の効率で回収される。その際の化学形はHIであり、熱化学的考察からCuI$$_{(}$$s)+1-2H$$_{2}$$(g)$$rightarrow$$Cu$$_{(}$$s)+HI$$_{(}$$g)反応による一段階反応であろうと推定される。この方法の利点は、ヨウ素の回収のみならず、回収時に還元銅が再生されることである。

論文

New method for synthesis of strontium tirtanate

本島 健次; 榎本 茂正; 星野 昭; 妹尾 宗明; 下岡 謙司; 磯 修一

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(11), p.685 - 688, 1973/11

チタン酸ストロンチウムの新らしい合成法について報告する。硝酸ストロンチウムとメタチタン酸、アナターゼおよびルチル型の二酸化チタンとの反応を熱重量分析、示差熱分析法によって検討し、生成した化合物をX線回折法によって同定した。硝酸ストロンチウムとメタチタン酸との混合物は、約600$$^{circ}$$Cにおいて、見かけ上の吸熱反応によってチタン酸ストロンチウムに合成される。この方法は、放射性ストロンチウム($$^{9}$$$$^{0}$$Sr)を用いる線源、熱源の調整に利用すると有効である。

論文

New method for synthesis of strontium silicate

本島 健次; 榎本 茂正; 星野 昭; 妹尾 宗明; 下岡 謙司; 磯 修一

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(10), p.639 - 640, 1973/10

珪酸ストロンチウムは化学的に安定な化合物であるため、これを$$^{9}$$$$^{0}$$Sr$$beta$$線源の化合物形態として用いることができる。その合成法には、ORNLのMackey,Caseの報告があるが、とくに放射性ストロンチウムを対象とするさい2~3の欠点がある。ここでは、硝酸ストロンチウムとシリカゲルを出発原料とする合成反応について、熱重量分析法、示差熱分析法によって検討し、生成物の化学形をX線回折法によって同定した。上記の混合物は、約600$$^{circ}$$Cにおいて反応して珪酸ストロンチウムに変わることが明らかになった。この方法は、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr$$beta$$線源の調製法として利点が多い。

論文

RI希釈法による食塩電解槽内水銀計量; その最適化への提案

本島 健次

原子力工業, 19(2), p.1 - 6, 1973/02

放射性水銀を用いる同位体希釈法による食塩電解槽内の水銀軽量法は、操業しながら容易に実施しうるばかりでなく、従来法に較べて正確であり、同時に多数の電解槽について測定することができ、経済的にもきわめて有利である。このため最近業界ではこの方法に関する関心が急速に高まってきている。アイソトープ事業部ではこれまでいくつかの企業の要請に応じ、技術指導を行なってきた。そしてその間主として測定精度の向上、安全性の確保を目標として検討、改善を重ね、ほぼ満足しうる結果をうるに至った。本報ではこの一般的な解説と、得られた成果の概説を行ない、ソーダ工業界への寄与を考えている。なおこの研究、検討は利用開発室、製造部、事業課の関係者で編成した検討グループで行なったものであり、いくつかの電解工場の協力を得ている。

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