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論文

Neutron and gamma simultaneous radiography using a $$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf isotopic neutron source

和田 延夫; 富永 洋; 立川 登; 榎本 茂正

Neutron Radiography, p.681 - 688, 1983/00

$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源から放出される中性子と$$gamma$$線を利用して熱中性子像と$$gamma$$線像を同時に撮像する新しい放射線透過試験法について、その原理、方法、応用例について述べた。本法は1981年12月、「第1回世界中性子ラジオグラフィ会議」(米国)において発表したもので、その全文が成書の一部として公表されることになった。

論文

The Study of pore and defect structures of prestressed nuclear graphite by the radiotracer method using krypton-85

衛藤 基邦; 山口 康市; 佐々木 泰一; 榎本 茂正

炭素, (113), p.60 - 65, 1983/00

https://doi.org/10.7209/tanso.1983.60

クリプトン85を用いたラジオトレーサー法を圧縮予応力を与えた三種類の原子炉用黒鉛、SMI-24,7477PT及びH327に応用し、微視構造変化の検出の可否を検討した。$$^{3}$$$$^{5}$$Krを3.4$$times$$10$$^{2}$$kPaで圧入したのち、室温大気中放置時間の関数として$$^{8}$$$$^{5}$$Kr残存量を$$beta$$線及び$$gamma$$線の強度を測定することによって求めた。結果は黒鉛の種類によって異なり、SMI-24黒鉛では予応力水準の増加に伴い残存クリプトン量が増加し、残存量半減時間は減少し、微視構造変化を検出できると考えられるのに対し、他の二種類の黒鉛では明瞭な効果を検出できなかった。

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

Particle size determination by use of $$^{5}$$$$^{5}$$Fe X-ray absorption

榎本 茂正*; 富永 洋; 立川 登; 妹尾 宗明

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 30(1), p.51 - 54, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0020-708X(79)90097-8

$$^{5}$$$$^{5}$$Fe X線源を、小型試料沈降セル、X線検出器及びX線ビーム走査装置と組合せ、粒度分析に利用する方法を提案した。実用性評価試験の結果、他の測定方法ならびに標準粉体試料のデータと良く一致したデータが得られた。同法による分析装置は、0.2~50ミクロンの広範囲の粒度、ならびにMgより高い原子番号の元素を含む大抵の粉体試料に対して適用可能である。

論文

Determination of fluorine in glasses by cyclic activation analysis using a californium-252 neutron source

富永 洋; 今橋 強; 榎本 茂正*; 立川 登; 前田 寛恕*; 板倉 国男*

Journal of Radioanalytical Chemistry, 50(1-2), p.235 - 247, 1979/00

カリフォルウニウム-252速中性子源を用いる短寿命核種の繰返し放射化分析の代表例として、ガラス中のフッ素の定量をとりあげ、分析精度に関係する各種の要因につき詳細な検討を行った。すなわちまず、分析に用いる$$^{1}$$$$^{9}$$F(n,$$alpha$$)$$^{1}$$$$^{6}$$N反応の放射化断面積を測定し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂中性子に対する同断面積より少し大きい値を得た。次に、試料サイズ、密度の影響、共存元素の影響を調べ、試料長さを均一にそろえることと、ブランク試料の測定とに注意すれば、良い精度、正確度で定量できることを明らかにした。繰返し放射化測定のサイクルの最適化についても検討した。こうして確立した分析法は、非破壊的にすなわち揮散の問題なしにフッ素を良い正確度、精度で定量できるので、例えば、ガラス製造工程におけるフッ素の揮散などの研究に最も有効な手段となるものである。100$$mu$$g$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf線源による15分間の分析で、1%フッ素に対する相対精度2%、また検出限界は0.024%であった。

論文

可搬型$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子ラジオグラフィ装置

和田 延夫; 榎本 茂正

非破壊検査, 27(3), p.165 - 170, 1978/03

http://ci.nii.ac.jp/naid/40003263550

工業分野への実用化をはかるため、500$$mu$$g$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源、パラフィン減速材、酸化ボロン入りパラフィンおよび鉛の放射線しゃへい材、およびカドミウムで内張りした交換方式のダイバージェント型コリメータによって構成する可搬型中性子ラジオグラフィ装置を試作した。装置の詳細部分については、ASTM提案の中性子ラジオグラフィ用IQIを参考にして考案した簡易型IQIを用いて実験的に検討した。装置の最適調整時の照射野における熱中性子ビーム特性は、熱中性子束密度;4.4$$times$$10$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$.s、カドミウム比(インジウム箔による測定);6.6,n/$$gamma$$比;1.1$$times$$10$$^{5}$$n/cm$$^{2}$$.mRである。濃縮$$^{6}$$LiFシンチレータおよび高感度X線フィルムを組み合わせた中性子受像器を用いる直接法により得られた複合材料製品についての「中程度」の像質のラジオグラフを示した。

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。

論文

$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子ラジオグラフィーにおける実効線源寸法

和田 延夫; 榎本 茂正; 立川 登; 野尻 利明*

非破壊検査, 26(2), p.91 - 95, 1977/02

http://ci.nii.ac.jp/naid/40003263693

ラジオグラフ像形成のさいの幾何学的ボケに関係する実効線源寸法を$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf熱中性子ラジオグラフィーの場合について検討した。この中性子ラジオグラフィー系は、160mg$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源、水減連材、およびカドミウムで内張りした$$^{d}$$ivergent$型$コリメータよりなっている。熱中性子像検出にはLiFシンチレータと高感度X線フィルムとの組合せで行い、直接露出法を用いた。像質の表示にはレスポンス関数を用い、これはエッジ状カドミウム板のラジオグラフ像から求めた。系をレスポンス関数的に考察すると、幾何学的および固有のボケに関するレスポンス関数の積で表現でき、これから熱中性子源の実効寸法に関係する幾何学的ボケが求められる。実行線源寸法は用いたコリメーターの入口直径の80~90%であった。

論文

螢光X線法による成分別粒度分析装置

妹尾 宗明; 富永 洋; 立川 登; 榎本 茂正

材料, 26(288), p.863 - 867, 1977/00

https://doi.org/10.2472/jsms.26.863

鉱石の粉砕や混合等の工程において、混合物中の2種以上の粉体粒子の粒度分布を、それぞれ別々に測定する必要のある場合がある。従来、粒度分布の測定法として多くの方法が実用化されているが、混合物の成分別粒度分布を測定することを目的としたものは少なかった。著者らは、液相沈降法に最近のエネルギ分散型蛍光X線分析技術を取り入れることによって、沈積試料を直接測定し、サブシーブ域における多成分混合粉体の成分別粒度を容易に測定しうる方法およびその装置について、検討、開発を行った。

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

Instrumental neutron activation analysis of trace-sodium in quartz

今橋 強; 藤木 功*; 榎本 茂正

Radioisotopes, 25(1), p.37 - 38, 1976/01

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.25.37

半導体調整のさいに用いる石英器具は耐熱性のほか、その純度の高いことが必要である。とくに不純物としてのナトリウムの存在は石英器具の強度を損うばかりでなく、半導体製品の品質を劣化させる。このため、微量ナトリウムの分析を従来原子吸光分析法によって行ってきているが、この場合、使用する試薬(とくにフッ酸)からのナトリウム汚染が懸念された。この点について検討するため、非破壊放射化分析法による分析結果と比較した。通常の石英試料のナトリウム量は数ppmであり、両分析法の結果はかなりよく一致し、原子吸光分析法による場合も、とくに試薬によるおそれのなかったことが明らかになった。また、とくに高純度の合成石英については、放射化分析によって、n$$times$$0.01ppmが検出されたが、原子吸光分析では検出不可であった。

論文

Multielements particle size analysis by means of energy dispersive X-ray fluorescence with the aid of sedimentation

富永 洋; 榎本 茂正; 妹尾 宗明; 立川 登

Proc.of ERDA X- and Gamma-ray Sources and Application, p.211 - 214, 1976/00

抄録なし

論文

A Simplified procedure in radioisotope dilution method for the mercury inventory of electrolytic chlorine cells

榎本 茂正; 川上 泰; 妹尾 宗明; 今橋 強; 立川 登; 富永 洋

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 26(11), p.671 - 675, 1975/11

https://doi.org/10.1016/0020-708X(75)90024-1
 被引用回数：4

食塩電解槽水銀計量のためのRI希釈法について、とくに電解工場現場における諸作業を簡素化し、安全度の高い方式を確立することができた。この簡素化のために、各電解槽に投入するため精秤した放射性水銀と、同じバッチの放射性水銀を定量的に希釈した比較標準試料との組わせを日本原子力研究所から供給することとした。この研究の目的は達成され、水銀量を標準偏差1%以下で測定することができる。

論文

250$$mu$$g$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源利用のための汎用実験施設

富永 洋; 川上 泰; 和田 延夫; 今橋 強; 妹尾 宗明; 立川 登; 榎本 茂正

Radioisotopes, 24(11), p.830 - 836, 1975/11

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.24.11_830

各種の利用技術の開発を目的とした$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源利用汎用実験施設(250$$mu$$g$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf用)をRI利用開発棟内の実験室に設置した。その施設,装置の概要を紹介し、さらに貯蔵容器ならびにしゃへい施設周辺の漏洩線量について、計算および測定を行ったので、その結果を報告する。 1.まえがき,2.施設および装置,2.1 $$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf中性子源,2.2 貯蔵容器,2.3 しゃへい室,2.4 線源操作装置,3.漏洩線量の評価,3.1 線量率の計算および測定,3.2 測定結果,3.3 被曝線量の評価,4.まとめ,図4,表2,写真3

論文

沈降法による粒度測定における$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$PuX線源の利用

妹尾 宗明; 立川 登; 富永 洋; 榎本 茂正

Radioisotopes, 24(7), p.455 - 459, 1975/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.24.7_455

粉体粒度の測定に、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$PuULX線を用いるX線透過法を用い、その適用性について検討した。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puが内部転換の結果放出するULX線のエネルギーは広範囲な元素物質の粒度測定に適しているが、単色でないため、粒度測定の基礎となるX線吸収率の対ln(Iw/I)と濃度との間の比例性は懸濁粒子濃度が低い範囲でのみ成立する。核種の元素化合物試料について実験した結果では、X線経路長さ5cmの場合、ln(Iw/I)$$<$$1.1であるように初期懸濁液濃度を制限すれば、累積粒子重量百分率について系統誤差3%以下で粒度測定が出来る。また、計器変動による繰りかえし誤差を3%以下にする条件で、原子番号の低い方はMgOまで測定することができる。

論文

理工学,医学利用に共通の問題点; $$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf利用勉強会より

松岡 理*; 上野 馨; 川島 勝弘*; 榎本 茂正; 小林 昌敏

Radioisotopes, 24(4), p.262 - 272, 1975/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.24.4_262

CF-252の発見の歴史、合成法、核的特性一特に自発核分裂に注目して-および化学的性質を示した総説である。

論文

理工学における$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf線源の利用; $$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf利用勉強会より

石井 大道*; 富永 洋; 和田 延夫; 野尻 利明*; 榎本 茂正

Radioisotopes, 24(4), p.238 - 248, 1975/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.24.4_238

252Cfは超ウラン元素のなかでも、最近その利用が最も注目されている核種であるが、中性子放射RIとして、放射化分析、中性子捕獲$$gamma$$線分析、中性子吸収散乱応用計測及び中性子ラジオグラフィの各分野に利用されつつある現状とその問題などを解説した。

報告書

原子力開発における環境安全研究の現状と課題

石原 豊秀; 今井 和彦; 榎本 茂正; 木谷 進; 阪田 貞弘; 丸山 吉三

JAERI-M 5903, 82 Pages, 1974/11

JAERI-M-5903.pdf:4.87MB

本報は、当所の安全性研究会議に設けられた環境専門部会(1973年10月~1974年4月)が、今後数年の間に原研として取りあげるべき環境に関する研究課題について検討した内容のうち、技術的事項を中心にとりまとめたものである。その内容は、環境における被曝線量などの評価に関する分野をはじめ、原子力施設からの放射能の放出低減化放射性廃棄物の処理処分に関する技術、放射性物質の輸送に関する事故防止と緊急時対策などのほか、ラジオアイソトープおよび放射線の環境保全への利用の分野にも及び、それぞれの現状と問題点ならびに研究課題について述べている。

論文

特集・超プルトニウム元素の化学; VI-1.一般

榎本 茂正

日本原子力学会誌, 16(7), p.375 - 378, 1974/07

$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cfを除く超プルトニウム元素、すなわち$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Pu.$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am.$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cm.$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Cmの利用について現状を概説した。内容は、(1)まえがき2、生体用エネルギー源($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Pu.)、(3)宇宙用エネルギー源($$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cm.$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Cm)、(4)$$alpha$$, $$gamma$$, X線源$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am, $$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cm. $$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Cm、(5)($$alpha$$,n)中性子源、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cm.$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Cmである。これは、日本原子力学会誌の特集「超プルトニウム元素の化学」の一部である。

論文

Approximate estimation of $$gamma$$-ray intensity of radioactive liquid in cylindrical conduit

榎本 茂正; 川上 泰

Radioisotopes, 23(7), p.395 - 397, 1974/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.23.7_395

化学工業等におけるトレーサ実験では導管中を流れる放射性液体からの$$gamma$$線強度を測定することが多い。このような実験の計画段階では、実験系へ添加するトレーサの放射能量を決定する必要があるが、それは通常経験によるか、テストによっている。ここでは円筒形導管中の放射性液体から放射される$$gamma$$線の強度の推定法について述べ、これによる概算値と$$^{8}$$$$^{2}$$Brを用いた実験結果を比較した。この両者の比較の結果は、この場合の$$gamma$$線再生係数が推定困難であるので、これを1として計算しているため、この再生係数の因子によるものと思われる程度の相異があった。しかし、最初の目的であるトレーサ量の決定のためには、この概算法は十分役立つことが明らかになった。

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