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報告書

JRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 原賀 智子; 飛田 実*; 大森 弘幸*; 大森 剛*; 村上 秀昭*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-022, 34 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2020-022.pdf:1.74MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した22核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{41}$$Ca, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{133}$$Ba, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{rm 166m}$$Ho, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08

JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

共存物質を含むウラン廃液を対象とした廃液処理作業

佐藤 義行; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Testing 2019-003, 20 Pages, 2019/12

JAEA-Testing-2019-003.pdf:2.08MB

放射性廃棄物管理技術課では、天然ウランを使用した試験で発生した廃液を許可条件に基づき保管してきた。保管上のリスク低減の観点からは、処理を行い固形化することが望ましいが、これまで安全かつ効率的な試験廃液の処理方法が確立されていなかった。そこで、ウラン吸着剤(タンニックス)を使用した廃液の処理方法を検討した。把握した処理条件に基づき、ウランの吸着処理等を行うとともに、最終的にセメント固化による安定化を行った。本報告では、類似した試験廃液を処理する際の参考となるように、廃液処理における一連の作業に関して得られた知見をまとめた。

論文

Determination of fusion barrier distributions from quasielastic scattering cross sections towards superheavy nuclei synthesis

田中 泰貴*; 成清 義博*; 森田 浩介*; 藤田 訓裕*; 加治 大哉*; 森本 幸司*; 山木 さやか*; 若林 泰生*; 田中 謙伍*; 武山 美麗*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(1), p.014201_1 - 014201_9, 2018/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:72.43(Physics, Multidisciplinary)

ガス充填型反跳生成核分離装置GARISを用いて$$^{48}$$Ca + $$^{208}$$Pb, $$^{50}$$Ti + $$^{208}$$Pb, $$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm反応系における準弾性散乱断面積の励起関数を測定した。これらのデータから融合障壁分布を導出し、チャンネル結合計算と比較した。$$^{48}$$Ca + $$^{208}$$Pb及び$$^{50}$$Ti + $$^{208}$$Pb反応の障壁分布のピークエネルギーはそれらの反応系における2中性子蒸発断面積のピークエネルギーと良く一致し、一方$$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm反応の障壁分布のピークエネルギーは4中性子蒸発断面積のピークエネルギーより少し下に現れることが判った。この結果は超重核合成の際の最適ビームエネルギーの予測に役立つ情報を与える。

報告書

福島事故廃棄物を対象とした$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Sn分析法の開発

青野 竜士; 佐藤 義行; 島田 亜佐子; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Technology 2017-025, 32 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-025.pdf:1.45MB

福島第一原子力発電所で生じた事故廃棄物を対象として抽出された処分安全評価上重要となる放射性核種のうち、分析手法が定まっていない$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snの4核種の分析法を開発した。主要な分析対象試料として、福島第一原子力発電所構内で採取された滞留水・処理水を想定した。この滞留水・処理水中に含まれる$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snに対して、目的核種の分離・精製法の開発、回収率向上に取り組み、この成果を本報告にまとめた。

論文

Radiochemical analysis of rubble collected from around and inside reactor buildings at Units 1 to 4 in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 義行; 青野 竜士; 今田 未来; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 13 Pages, 2017/00

福島第一原子力発電所の事故で発生した放射性廃棄物の処理処分方策の検討には、廃棄物に含まれる放射性核種の種類と濃度を把握する必要がある。そのためには、測定が容易な$$gamma$$線放出核種のみならず、$$alpha$$線や$$beta$$線放出核種に対する放射化学分析を行い、放射能データを蓄積する必要がある。そこで、本研究では1から4号機原子炉建屋の内部及び周辺から採取した瓦礫の詳細な放射化学分析を行った。原子炉建屋内部及び周辺の瓦礫について、$$^{60}$$Co及び$$^{90}$$Srの放射能濃度は、$$^{137}$$Csの放射能濃度と比例関係の傾向にあることがわかった。また、原子炉建屋内部から採取した瓦礫からは、環境濃度レベルのPuが検出された。このPuは$$^{238}$$Pu及び$$^{239+240}$$Puの濃度比から炉内の燃料に由来するものと推定した。

口頭

Radiochemical analysis of rubble collected from reactor buildings at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

青野 竜士; 佐藤 義行; 今田 未来; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故で発生した瓦礫等の処分を行うためには、その中に含まれる放射性核種の種類と濃度を評価する必要がある。原子炉建屋で採取された瓦礫の放射化学分析を行った結果、$$^3$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{79}$$Se, $$^{90}$$Sr, $$^{99}$$Tc, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Eu, $$^{238,239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$Cmが検出され、$$^{137}$$Csと$$^{60}$$Co, $$^{90}$$Sr, $$^{238}$$Puの放射能濃度には相関があることがわかった。また、1号機原子炉建屋の1階と5階の瓦礫について、$$^{137}$$Csに対する$$^{60}$$Co, $$^{90}$$Sr, $$^{238}$$Puの放射能濃度比が類似していることがわかった。これらの放射能濃度比は、原子炉建屋内のサンプリング場所によらず、比較的一定であることが示唆された。このようなデータを蓄積し、処理・処分方策への活用に繋げていく。

口頭

福島第一原子力発電所内採取試料分析データによる核種移行の検討,3; 瓦礫から見た4号機原子炉建屋の汚染分布

二田 郁子; 比内 浩; 佐藤 義行; 青野 竜士; 大木 恵一; 駒 義和; 柴田 淳広

no journal, , 

福島第一原子力発電所で生じた汚染に係る核種やその量を把握することは、建屋解体廃棄物等の放射性廃棄物の処理処分方法の検討において重要である。4号機には事故当時、原子炉内に燃料はなかった。しかし3号機の燃料の損傷で発生した水素のダクトを介した流入、またこれによる水素爆発等の影響を受け、建屋内は汚染されている。建屋内の瓦礫や周辺に飛散した瓦礫は、これらの性状把握のために採取されている。原子力機構では、これらを分析施設に輸送し、放射能濃度をはじめとする詳細な分析データの取得を行っている。4号機原子炉建屋1階から4階の各階で採取されたコンクリート試料からは、全ての試料からCs-137が、一部の試料からH-3, Co-60等が検出された。また、Pu-238は各階で検出された。本会では、これらの結果と併せ、他の号機との比較についても報告する。

口頭

福島第一原子力発電所で採取された事故廃棄物中のSn-126分析法の開発

青野 竜士; 佐藤 義行; 石森 健一郎; 亀尾 裕

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故により発生した廃棄物(以下、「事故廃棄物」という)の処理処分を行うためには、瓦礫や汚染水などに含まれる放射性核種の種類や濃度を明らかにする必要がある。このため、事故廃棄物の放射能分析を進めるとともに、確認が必要な放射性核種のうち分析手法が確立されていない難測定核種について分析法の開発を行った。本検討では難測定核種であるSn-126の分析法の開発を目的とし、陰イオン交換によりCs-137やSr-90のような妨害核種とSnを分離した後、低エネルギー光子検出器(Ge-LEPS)を用いてSn-126を定量する条件を調査した。また、開発した分析法の適用性確認のため、原子炉建屋内で採取された瓦礫や汚染水中のSn-126の分析を行った。適用性確認の結果、妨害核種とSn-126を効率よく分離することができ、目標とした検出限界値を達成できることがわかった。これにより、事故廃棄物において初めてSn-126を検出し、事故時におけるSnの拡散挙動の解明に繋がる手掛かりを得ることができた。

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