JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　9 件中 1件目～9件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術-I; 高放射性有機廃液の処理技術

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 中村 治人; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-024, 27 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-024.pdf:0.95MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)法による$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造によって発生した有機廃液(15v/oD2EHPA-四塩化炭素)を処理するための技術開発を行った。有機廃液中に含まれる$$alpha$$放射体のウラン、プルトニウム、$$gamma$$放射体の$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを炭酸ナトリウムで抽出する。この際、二相の分離を促進するため少量のエチル・アルコールを添加すると$$alpha$$放射能、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbとも2$$times$$10$$^{3}$$の高い除染係数が得られることを見い出した。抽出した炭酸ナトリウム中の$$alpha$$放射体と$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを沈澱として処理するため、炭酸塩を硝酸塩に変換ののちNaOH、NH$$_{4}$$OH、Mg(OH)$$_{2}$$、およびCa(OH)$$_{2}$$を加えて沈澱生成、濾過した場合と、炭酸塩にCa(OH)$$_{2}$$を直接加えて沈澱生成、濾過した場合を比較した。その結果、後者の方法による沈澱の濾過性が良好で、かつ除染係数も$$alpha$$放射能で5$$times$$10$$^{2}$$~1$$times$$10$$^{3}$$、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbと高い値が得られた。処理後の有機廃液はD2EHPAと四塩化炭素に蒸留分離し、D2EHPAは焼却または固化処分のため一時保管した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-015, 34 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-015.pdf:1.12MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$$mu$$Ci・ml$$^{-}$$$$^{1}$$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによる$$^{9}$$$$^{0}$$Srの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによる$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は$$alpha$$核種10$$^{4}$$以上、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs10$$^{5}$$以上、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru10$$^{4}$$以上、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr~10$$^{4}$$であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムは$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruに対し高い除去性能を有していることが確認された。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n・f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,II; 中レベル廃液処理結果

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 83-197, 32 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-197.pdf:1.26MB

製造部では$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により発生した廃液処理の技術開発を行なっている。本報告は、中レベル廃液の処理法、実施につき結果を述べる。処理方法としては電解-炉過程でU、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceを除去、次にゼオライトカラムで$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを除去したのちオルトチタン酸カラムで$$^{9}$$$$^{0}$$Srを除去する。これらの工程を経た廃液には$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruのみが残る。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去に関しては再処理工場で発生する廃液処理の観点から重要視されている。そこで$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru除去のためすでに我々が開発した亜鉛粉と活性炭を混合したカラムを多量の廃液処理に応用した。30l/回の処理能力を有する装置で合計22回の処理を実施し、保有している中レベル廃液全量を処分するとともにこの方法による処理性能を測定した。その結果、全工程の各回の平均DFは$$alpha$$放射能:7$$times$$10$$^{2}$$、$$beta$$放射能:4.6$$times$$10$$^{3}$$、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce:$$>$$10$$^{5}$$ $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs;2.8$$times$$10$$^{3}$$、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru:8.4$$times$$10$$^{2}$$がそれぞれ得られた。

論文

原研におけるラジオアイソトープの製造

鈴木 恭平

Isotope News, (3), p.2 - 5, 1981/00

原研における原子炉を主体としたラジオアイソトープの製造技術開発状況について記した。無担体RI、ホットアトム法による高比放射能RI等の精製RIの製造技術、医療用線源を含む各種線源RIの製造および有機標識化合物の製造について述べるとともに、これら製造技術開発で得られた成果をもとに展開をはかっている再処理廃液郡分離技術の開発ならびに核融合開発に関連するトリチウム製造技術開発のテーマについてもその概要を記した。

報告書

Production of Radioisotopic Gamma Radiation Sources in JAERI

加藤 久; 木暮 広人; 鈴木 恭平

JAERI-M 8810, 37 Pages, 1980/04

JAERI-M-8810.pdf:1.27MB

日本原子力研究所におけるガンマ放射線源(工業用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir、$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm線源および医療用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Au、$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源)の製造の概要を報告する。本論分では照射および製造用施設、放射能の生成量計算、各線源の特質、ターゲットの仕様、非密封および密封線源の製造法等について述べる。

報告書

ラジオアイソトープに関するBM型輸送物の安全性試験および輸送

岡根 章五; 加藤 久; 反田 孝美; 大杉 稔; 鈴木 恭平; 伊藤 康博; 介川 達

JAERI-M 8752, 43 Pages, 1980/03

JAERI-M-8752.pdf:2.13MB

製造部では昭和52年5月から昭和54年1月の約2年間にわたり、改正された「放射性同位元素等車両運搬規則」に従ってB(M)型輸送容器の製作および整備を実施した。輸送容器は、引出型線源収納容器用(鉛厚15cm)と円筒型線源収納容器用(鉛厚15cmと8cm)の2種類に分類される。また、B型適用核種としては$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir(6540Ci)と$$^{3}$$$$^{2}$$P(188Ci)がある。輸送物の全重量は、引出型用で1800kgあり、円筒型用のうち鉛厚15cmのものは1500kgで8cmのものは840kgである。これらを使っての実証試験結果および理論解析結果から、改正された規則に適合し十分安全性をもっていることを確認した。同時に製作したA型輸送容器に関しても簡単に附記した。

論文

Development of $$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir sources for brachytherapy

加藤 久; 木暮 広人; 竹内 紀男; 小林 勝利; 鈴木 恭平; 四方 英治

Radioisotopes, 29(9), p.427 - 431, 1980/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.29.9_427

厚生省がん助成金による大阪大学医学部と協力で、医療用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源の国産化に必要な製造技術開発を行った。医師の放射線被爆と患者の苦痛の軽減化を図る後装填法による治療に適した線源として、白金・イリジウム合金によるヘアピン、シングルピンおよびシード(一部リボン)状のターゲットを作製した。主としてJRR-3の照射によりヘアピン20mCi、シングルピン10mCi、シード1mCiの放射能を得た。ヘアピン状線源の全長にわたる放射能分布、リボン状線源の細立てに使用するポリエチレンチューブの照射損傷と経時変化、各線源の密封試験などを検討し、好結果を得ることができた。すでに一部の医療機関において舌がん、口腔がん等の臨床に使用され、それらの治療結果から高い評価を得ている。

報告書

ヨウ素-131製造技術の開発

天野 恕; 四方 英治; 井口 明; 出雲 三四六; 鈴木 恭平

JAERI 1232, 62 Pages, 1973/12

JAERI-1232.pdf:4.77MB

大量の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I製造技術の開発は、最初照射した金属テルルの溶液からの抽出法および蒸留法に始まり、その後大量の照射したテルル酸、ポリメタテルルから$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iを蒸留回収する技術を確立した。この技術をもとにしてラジオアイソトソープ棟に$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I製造施設を建設し、1967年より1971年にかけて照射したポリメタテルル酸から60回の製造を行なった。この期間に大量の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iを取扱う施設の運転、保守に貴重な経験が得られた。1970年なはJMTRで照射した二酸化テルルから$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iを製造する技術の開発が始めら、ここに確立した技術による従来のポリメタテルル酸法が置き換えられた。湿式法と平行して乾溜法による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの製造法も研究され、照射した二酸化テルルからの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I乾溜の機構の研究その他の化合物からの乾溜の可能性の研究等を行ない最後にTe$$_{5}$$O$$_{1}$$$$_{1}$$の組成を持つ化合物が$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iを迅速且つ定量的に放出する点で乾溜法用のターゲット物質として有用であることが確認された。

報告書

アイソトープ希釈法による食塩電解槽内水銀量測定技術

榎本 茂正; 坂東 昭次; 川上 泰; 今橋 強; 妹尾 宗明; 立川 登; 天野 恕; 伊藤 太郎; 山本 晧靖; 山林 尚道; et al.

JAERI-M 5097, 35 Pages, 1973/01

JAERI-M-5097.pdf:1.62MB

食塩電解槽内の陰極用水銀量を、放射性水銀($$^{1}$$$$^{9}$$$$^{7}$$Hg)を用いる同位体希釈法によって測定する方法は、操業中に迅速に実施できる等いくつかの利点があるため、最近、急速に関心と需要が増してきてあり、原研、アイソトープ事業部では、いくつかの技術指導を行なってきた。この間、この測定に必要、十分な作業項目を1つの方式としてまとめることに努めてきた結果、測定精度の向上、安全性確保および操作の簡素化等ほぼ満足しうるものに達した。この方式は、RI投入用試料と同時に、これを定量的に希釈した比較試料を提供し、これによって電解槽現場の測定を行なうものである。現場で測定するさいの問題点、注意事項などを摘出して検討したうえ、作業手順をマニュアル化した。

9 件中 1件目～9件目を表示
  • 1