Interlaboratory comparison of electron paramagnetic resonance tooth enamel dosimetry with investigations of the dose responses of the standard samples

豊田 新*; 井上 一彦*; 山口 一郎*; 星 正治*; 廣田 誠子*; 岡 壽崇; 島崎 達也*; 水野 秀之*; 谷 篤史*; 保田 浩志*; et al.

Radiation Protection Dosimetry, 199(14), p.1557 - 1564, 2023/09

https://doi.org/10.1093/rpd/ncad150

EPR(electron paramagnetic resonance, electron spin resonance (ESR)ともいう)線量計測法の汎用性評価のため、相互比較試験を行った。線量を推定するために必要な、数十から数百mGyの線量を与えた標準試料は、各参加機関が作成した。同様にして作成した試料に未知線量を与えたものとあわせた試料セットを測定した後、他の参加機関に送り、また、他の参加機関が作成した別の試料セットを測定するということを繰り返した。既知線量の試料で作成した検量線の傾きには若干の差が見られるが、未知線量試料の測定値の差は系統的であり、測定値ではなく試料に起因するところが大きいことが示唆された。詳細な解析結果も報告する予定である。

断層面の形態観察に基づく断層活動性評価手法の検討

田中 義浩*; 亀高 正男*; 岡崎 和彦*; 鈴木 一成*; 瀬下 和芳; 青木 和弘; 島田 耕史; 渡邊 貴央; 中山 一彦

応用地質, 59(1), p.13 - 27, 2018/04

上載地層法が適用できない断層の活動性評価に資するため、活断層と非活断層の断層露頭で断層面の形態観察を実施し、断層活動性評価の指標を検討した。活断層としては五助橋断層の五助ダム上流露頭と六甲断層の船坂西露頭を、非活断層として六甲蓬莱峡のK地点を対象に、断層面の「連続性」,「切断関係」,「平滑性」に着目した。連続性は「断面形状の連続区間率測定」、切断関係は「周辺構造の切断率測定」を行った。平滑性については「断面形状の平面区間率測定」、「粗さ/うねり形状の測定」及び「写真解析による算術平均粗さ測定」という3種類の測定を行い、合計5つの測定手法を検討した。本研究結果から、「断面形状の連続区間率測定」、「周辺構造の切断率測定」、「断面形状の平面区間率測定」について、活断層と非活断層を見分ける識別基準値を有する可能性が示された。なお、引き続き、識別基準値の明確化とその検証のために測定事例の追加・検討、議論が必要である。

Simultaneous analysis of silicon and boron dissolved in water by combination of electrodialytic salt removal and ion-exclusion chromatography with corona charged aerosol detection

森 勝伸*; 佐柄 克哉*; 新井 香織*; 中谷 暢丈*; 大平 慎一*; 戸田 敬*; 板橋 英之*; 小崎 大輔*; 須郷 由美; 渡辺 茂樹; et al.

Journal of Chromatography A, 1431, p.131 - 137, 2016/01

https://doi.org/10.1016/j.chroma.2015.12.064

Selective separation and sensitive detection of dissolved silicon and boron (DSi and DB) in aqueous solution was achieved by connecting an electrodialytic ion isolation device (EID), an ion-exclusion chromatography (IEC) column, and a corona charged aerosol detector (CCAD) in sequence. They were separated by IEC using pure water eluent. Detection of DSi and DB by the CCAD was effective for much greater sensitivity than by conductimetric detection. The EID removed salt from the sample prior to the IEC-CCAD. The combination of EID, IEC and CCAD successfully separated and determined DSi and DB in artificial seawater and hot-spring water samples by eluting pure water.

Analysis of bonding structure of ultrathin films of oligothiophene molecules grown on passivated silicon surfaces

豊島 弘明*; 平賀 健太*; 大野 真也*; 田中 正俊*; 小澤 健一*; 間瀬 一彦*; 平尾 法恵; 関口 哲弘; 下山 巖; 馬場 祐治

Photon Factory Activity Report 2011, Part B, P. 102, 2012/00

有機分子と半導体表面との界面状態はこれまで構築されてきた無機半導体技術に有機半導体を融合していくうえで重要となる。本研究ではさまざまな分子で前処理を行ったシリコン(Si)基板表面上における-チオフェンオリゴマー6量体(-6T)の薄膜形成過程をPES、角度分解NEXAFS(X線吸収端微細構造)、及びSDRS, RDS法により調べた。水分子を先に単分子吸着させたSi表面上に-6T分子を吸着させた場合は、角度分解NEXAFS法により-6T分子は基板表面上で分子主軸を直立させて配向することがわかった。また、垂直配向度は吸着厚みに依存した。0.6nmに比べ3nm以上の多分子層において配向性はより顕著であった。さらに、-6T分子の配向性は前処理した分子の種類に依存した。エチレンを曝したSi表面上において、-6T分子の配向はそれほど顕著でないことが見いだされた。前処理により分子配向を制御できる可能性を示す結果である。

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

TRU廃棄物の処分概念の検討,5; 人工バリア材料の力学特性に関する研究(研究委託内容報告書)

田中 益弘*; 山本 博之*; 藤澤 理*; 奥津 一夫*; 三浦 一彦*; 高村 尚*

JNC TJ8400 2000-036, 196 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-036.pdf:23.76MB

TRU廃棄物には長半減期核種が含まれるため、長期間にわたりこれを生物圏から隔離することが要求される。本研究では処分システムの長期健全性に係わる重要事象の検討として1.人工バリア材料の力学特性データの取得及び評価、2.海水系地下水環境下における人工バリア材料の力学特性データの取得及び評価、3.人工バリアの自己シール性の観点からのデータ取得並びに最適設計を実施した。本年度の研究成果を以下に示す。1)Ca型化ベントナイトにケイ砂を30wt.%混合した乾燥密度1.6Mgm-3の材料について水酸化カルシウム水溶液を通水した場合の基本特性(膨潤圧、膨潤量、透水係数)を取得し、既存の研究から推定される基本データ予測と比較した。その結果、最大膨潤圧は0.53MPa、最大膨潤率43%、透水係数3.410-11ms-1であること、また膨潤圧及び透水係数は有効ベントナイト乾燥密度よりほぼ推定が可能であることが確認された。2)Na型ベントナイトを人工海水で強制的に変質された塩水化ベントナイトにケイ砂30wt.%混合した乾燥密度1.6Mgm-3の材料について人工海水を通水した場合の基本特性(膨潤圧、膨潤量、透水係数)を取得し海水系地下水の影響を考慮した。その結果、最大膨潤圧は0.74MPa、最大膨潤率50%、透水係数2.710-11ms-1であり、基本特性がCa型化ベントナイトに類似していること、またこの要因は、塩水化によるCa2+イオンの増加(Ca化が起こっている)によることが確認された。3)人工バリアの体積変化に対するシステム健全性評価の一環として、自己シール性確認実験を実施してきたが、自己シール性をより的確にとらえるため、シール中の透水性及び膨潤圧を測定した。実験で得られた自己シール可能な膨潤圧及び性能評価上必要な透水係数から自己シール性能を担保する有効ベントナイト乾燥密度を算出し、緩衝材の設計を実施した。

HTTR(高温工学試験研究炉)系統別・総合機能試験

田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司

日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.41.686

日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。

高温工学試験研究炉のスタンドパイプ及び1次上部遮蔽体の昇温防止対策

國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.

JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-040.pdf:2.51MB

高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。

地層処分システムにおける閉鎖技術の開発

日比谷 啓介*; 稲葉 武史*; 塩釜 幸弘*; 升元 一彦*; 深沢 栄造*; 平 和男*; 田中 俊行*; 近藤 嘉広*; 山本 正明*; 奥津 一夫*; et al.

PNC TJ1100 97-003, 130 Pages, 1997/02

PNC-TJ1100-97-003.pdf:6.62MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を人工バリア材の一つである埋戻し材、プラグ材、グラウト材により閉鎖し、廃棄体の隔離性能を長期にわたり確保する必要がある。そこで、わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験および原位置試験を通じてこれらの性能を定量的に評価していくことが必要である。本年度は、粘土プラグの性能を評価するため、室内透水試験を実施するとともに、原位置試験の設計検討を実施した。1)圧縮珪砂ベントナイトによるプラグを模擬した高水圧透水試験を行い、プラグの透水特性を検討した。2)カナダのURLサイトにおける横坑シーリング試験の事前検討を行い、具体的な施工方法や試験方法を選定した。

Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.

JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09

JAERI-1332.pdf:11.53MB

現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。