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報告書

模擬廃棄物含有バナジウム添加ホウケイ酸ガラス試料の評価研究

永井 崇之; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 廣野 和也*; 本間 将啓*; 小林 博美*; 高橋 友恵*; et al.

JAEA-Research 2018-007, 87 Pages, 2018/11

JAEA-Research-2018-007.pdf:61.21MB

本研究は、資源エネルギー庁の「放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究事業」における、高レベル放射性廃液の充填率を高められる原料ガラス組成の開発として実施した。候補組成であるバナジウム(V)添加ガラス原料カレットへ模擬高レベル放射性廃液を混合溶融して作製した模擬廃棄物ガラス試料を対象に、レーザアブレーション(LA)法ICP-AES分析, ラマン分光測定及び放射光XAFS測定により評価を実施した。

報告書

模擬廃棄物含有リン添加ホウケイ酸ガラス試料のXAFS測定(共同研究)

永井 崇之; 小林 秀和; 嶋村 圭介; 大山 孝一; 捧 賢一; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 山中 恵介*; 太田 俊明*

JAEA-Research 2018-005, 72 Pages, 2018/09

JAEA-Research-2018-005.pdf:28.2MB

ガラス固化プロセスで製造されるガラス固化体中の原料ガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、固化体に含まれる廃棄物成分による影響を受ける。本研究は、リン添加ホウケイ酸ガラスを原料ガラスに用いて模擬廃棄物ガラス試料を作製し、放射光XAFS測定によりガラス成分の軽元素や廃棄物成分の希土類元素等の化学状態及び局所構造を評価した。

報告書

模擬廃棄物ホウケイ酸ガラス試料のXAFS測定(共同研究)

永井 崇之; 小林 秀和; 捧 賢一; 菖蒲 康夫; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 山中 恵介*; 太田 俊明*

JAEA-Research 2017-005, 54 Pages, 2017/06

JAEA-Research-2017-005.pdf:16.17MB

ガラス固化プロセスで製造されるガラス固化体中のホウ素(B)や廃棄物成分の局所構造は、固化体に含まれる廃棄物成分による影響を受ける。本研究は、模擬廃棄物ガラス試料を作製し、放射光XAFS測定によるガラス試料中のB及び廃棄物成分の局所構造を評価した。BのK吸収端XAFS測定において、薄板状の試料を用いて良好なXANESスペクトルが得られることを確認し、原料ガラスに廃棄物成分を添加するとB-Oの3配位sp$$^{2}$$構造(BO$$_{3}$$)割合が減少して4配位sp$$^{3}$$構造(BO$$_{4}$$)割合が増加することを明らかにした。また、組成のSiO$$_{2}$$/B$$_{2}$$O$$_{3}$$比の低下又は(SiO$$_{2}$$+B$$_{2}$$O$$_{3}$$)/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$比の上昇によって、BO$$_{3}$$割合が増加しBO$$_{4}$$割合が減少すること、P$$_{2}$$O$$_{5}$$の添加によって、BO$$_{3}$$割合が減少しBO$$_{4}$$割合が増加することを明らかにした。廃棄物成分のXAFS測定において、B$$_{2}$$O$$_{3}$$含有率が高い組成ほどセリウム(Ce)原子価が還元されること、原料ガラスへP$$_{2}$$O$$_{5}$$を添加するとCe原子価が還元されることを確認した。またイメージング測定により、ガラス中に析出するRu化合物の状況は組成のB$$_{2}$$O$$_{3}$$含有率を変えても変わらなかった。本研究は、資源エネルギー庁より日本原子力研究開発機構が受託した次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業の実施項目「高レベル廃液ガラス固化の高度化」の一つとして実施した。

報告書

模擬廃棄物ガラス試料(バナジウム含有ホウケイ酸ガラス)のXAFS測定

永井 崇之; 小林 秀和; 捧 賢一; 菖蒲 康夫; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 松浦 治明*; 内山 孝文*; 岡田 往子*; 根津 篤*; et al.

JAEA-Research 2016-015, 52 Pages, 2016/11

JAEA-Research-2016-015.pdf:37.48MB

本研究は、資源エネルギー庁の次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業の実施項目「高レベル廃液ガラス固化の高度化」として、バナジウム(V)含有模擬廃棄物ガラスを対象に、放射光XAFS測定によりガラス原料に内包された廃棄物成分元素の局所構造を評価した。本研究で得られた成果を、以下に列挙する。(1)バナジウム(V)は、組成に関係なく比較的安定な4配位構造と考えられ、ガラス原料フリットではVがガラス相に存在する可能性が高い。(2)亜鉛(Zn), セリウム(Ce), ネオジム(Nd), ジルコニウム(Zr), モリブデン(Mo)はガラス相に存在し、Ce原子価はガラス組成によって3価と4価の割合に差が認められた。(3)ルテニウム(Ru)はガラス相からRuO$$_{2}$$として析出し、ロジウム(Rh)は金属と酸化物が混在し、パラジウム(Pd)は金属として析出する。(4)高温XAFS測定を行ったZrとMoの結果、ガラス溶融状態におけるZr, Moの局所構造の秩序が低下する傾向を確認した。(5)ガラス溶融炉温度1200$$^{circ}$$Cの条件で、模擬廃棄物ガラスの高温XAFS測定を行い、今後、試料セルの形状等の最適化を図ることで、良質な局所構造データ取得が期待できる。

報告書

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に関する放射線管理の基準の根拠及び課題について

山田 克典; 藤井 克年; 神田 浩志; 東 大輔; 小林 稔明; 中川 雅博; 深見 智代; 吉田 圭佑; 上野 有美; 中嶌 純也; et al.

JAEA-Review 2013-033, 51 Pages, 2013/12

JAEA-Review-2013-033.pdf:2.73MB

平成23年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故以降、放射線防護・放射線管理にかかわるさまざまな基準が策定された。インターネット等を通じて、これらの基準を調査した結果、下記13項目があげられた。(1)ヨウ素剤の服用基準値、(2)避難住民等に対するスクリーニングレベル、(3)避難区域、屋内退避等、(4)食品規制値(暫定規制値、基準値)、(5)放射線業務従事者の緊急時被ばく限度、(6)水浴場開設の判断基準、(7)学校・校庭の利用の判断基準、(8)作付基準、(9)飼料の暫定許容値、(10)堆肥の暫定許容値、(11)船舶、コンテナ等の除染基準、(12)廃棄物の取扱、処分等、(13)除染作業にかかわる基準。これらの基準の根拠を調査・整理し、今後の放射線防護、放射線管理の課題を検討した。

論文

High-rate crystallization of polycarbonate in spincast thin film

阿多 誠介*; 岡 壽崇; He, C.-Q.*; 大平 俊行*; 鈴木 良一*; 伊藤 賢志*; 小林 慶規*; 扇澤 敏明*

Journal of Polymer Science, Part B; Polymer Physics, 48(20), p.2148 - 2153, 2010/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:87.01(Polymer Science)

スピンキャスト法で作製したbisphenol-Aポリカーボネイト薄膜の表面形状をAFMによって調べた。スピンキャストした30nmの薄膜を200$$^{circ}$$Cで熱処理したところ、高い結晶化度のサンプルが得られた。陽電子消滅寿命測定の結果から、この薄膜の自由体積空孔サイズは、バルクのそれよりも大きいことが明らかになった。

論文

Calibration of epithermal neutron beam intensity for dosimetry at JRR-4

山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 櫻井 良憲*; 古林 徹*

Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/10

JRR-4において熱外中性子を用いたホウ素中性子捕捉療法を実施するために、熱外中性子ビーム強度を$$^{197}$$Auの共鳴吸収ピーク(4.9eV)で放射化される反応率を用いて測定した。原子炉出力補正係数及び計算/実験(C/E)スケーリング係数は実際の照射実験とシミュレーションとを合わせるために不可欠である。初めに、最適な検出器位置はMCNPコードを用いて求めた。MCNP計算の結果はコリメータから20cm以上の距離に置いた時、コリメータに置かれた被照射体の影響は1%未満になることを示した。したがって、われわれは3つの金線モニターをセットするためのホルダーをコリメータから約70cm離れたビスマスブロックの近傍に設置した。2つのスケーリング係数はファントム内の熱中性子束と金線モニターの反応率を測定する較正実験において決定された。熱外中性子ビーム強度の較正技術は熱外中性子の医療照射に応用された。

報告書

表層水理定数取得のための河川流量調査

中野 洋一*; 小林 利章*

JNC-TJ1440 2002-001, 240 Pages, 2003/03

None

報告書

$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応による$$^{139}$$Ceの製造

石岡 典子; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 小林 勝利; 松岡 弘充; 関根 俊明

JAERI-Tech 2001-095, 23 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-095.pdf:1.1MB

$$^{139}$$Ceは半減期T$$_{1/2}$$=137.2dayでEC崩壊して165.9keVの$$gamma$$線を放出し、Ge検出器の計数効率校正用に利用される。本研究では、$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応によって$$^{139}$$Ceを製造するために必要なターゲットの調整法ならびに$$^{139}$$Ceとランタンとの化学分離法を検討した。その結果、金属ランタン及び酸化ランタン粉末は、$$^{139}$$Ceを製造するためのターゲットとして用いられることを確認した。ランタンターゲットと生成した$$^{139}$$Ceの分離については溶媒抽出法とイオン交換法を比較した。

論文

Tantalum-183: Cyclotron production of a neutron-rich biomedical tracer

重田 典子; R.M.Lambrecht*; 松岡 弘充; 長 明彦; 小泉 光生; 小林 勝利; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 関根 俊明

Applied Radiation and Isotopes, 47(2), p.171 - 174, 1996/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:58.87

我々は、$$^{186}$$WO$$_{3}$$濃縮同位体(99.7%)の厚いターゲットに、13.6MeVの陽子ビームを照射し、$$^{186}$$W(p,$$alpha$$)$$^{183}$$Ta核反応によるNo-Carrier-Added $$^{183}$$Taを製造した。陽子及び重陽子核反応を利用して$$^{183}$$Taを生成させるために、アリスコードを用いて、照射条件を理論的に決定した。さらに、植物(かやつり草)中での$$^{183}$$Ta種の移動を、ラジオルミノグラフィー法を採用したバイオイメージングアナライザーによって、測定した。その結果、$$^{183}$$Taは、放射性タンタルの医薬品における研究開発や生態毒性研究のためのトレーサーとして有効であることがわかった。

論文

Production method of no-carrier-added $$^{186}$$Re

重田 典子; 松岡 弘充; 長 明彦; 小泉 光生; 出雲 三四六; 小林 勝利; 橋本 和幸; 関根 俊明; R.M.Lambrecht*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 205(1), p.85 - 92, 1996/00

 被引用回数:38 パーセンタイル:5.71(Chemistry, Analytical)

レニウムは、周期律表のマンガン族に位置する元素で、テクネチウムと同様な挙動を生体内で示すと考えられている。その中でも$$^{186}$$Reは、高エネルギー$$beta$$線を放出し(最大エネルギー;1.07MeV)、半減期3.8日と放射免疫治療に適した特性を持っている。これまでの$$^{186}$$Reの製造に関する報告では、原子炉を利用した$$^{185}$$Re(n,$$gamma$$)反応による方法が用いられている。そこで、我々は、放射免疫治療に必要である高い比放射能で$$^{186}$$Reを得るために、原研高崎AVFサイクロトロンを用いて、$$^{186}$$W(p,n)反応から生成する$$^{186}$$Reの製造技術の開発を行った。また、この反応による$$^{186}$$Reの反応断面積の測定もあわせて行ったので報告する。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.77(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr($$n, gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎; 関根 敏明*; 初川 雄一*; 重田 典子*; 小林 勝利*; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

高レベル放射性廃棄物中に含まれる長寿命核分裂生成物である$$^{90}$$Srの中性子による消滅処理の可能性を評価するための基礎データとして、$$^{90}$$Srの熱中性子吸収断面積を測定した。その結果、15.3$$pm$$1.3mbという値を得た。この値は、これまで評価済核データライブラリーに採用されていた値の約50分の1である。本報告では、実験方法、解析方法、結果等について詳述する。

論文

A New radioisotope-production research facility utilizing ion beams from AVF cyclotron

関根 俊明; 出雲 三四六; 松岡 弘充; 小林 勝利; 重田 典子; 長 明彦; 小泉 光生; 本石 章司; 橋本 和幸; 初川 雄一; et al.

Proc. of the 5th Int. Workshop on Targetry and Target Chemistry, 0, p.347 - 352, 1994/00

高崎研イオン照射研究施設TIARAのAVFサイクロトロンのイオンビームを用いるラジオアイソトープ製造研究施設の設備と研究内容について発表する。施設は照射室、ホットラボ、測定室、化学実験室からなり、これらに照射装置、固体ターゲット搬送装置、化学分離セル、標識化合物合成セル、フード等を備えている。照射装置は一本のビームラインで固体・液体・気体の照射を可能にする点でユニークである。これらを用いてこれまでに$$^{139}$$Ce製造技術の開発、$$^{186}$$W(p,n)$$^{186}$$Re反応励起関数測定を行った。

論文

Measurement of thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1099 - 1106, 1993/11

 被引用回数:25 パーセンタイル:10.18(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積と共鳴積分をCd比法を元にして測定した。約0.4MBqの$$^{137}$$Csを可動のCd遮蔽体を備えた気送管を用いることにより、スペクトルの大きく異なる中性子照射を行った。中性子束とその中の熱外中性子の割合をモニターするためにスペクトル依存性の異なる複数の放射化検出器を同時に照射した。照射後、$$^{137}$$Cs試料を化学的に精製してから高純度Ge検出器で$$gamma$$線スペクトルを測定し$$^{138}$$Csの収率を求めた。中性子スペクトルの差による$$^{138}$$Cs収率の変化と中性子束に関する測定結果から$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積(2200m・s$$^{-1}$$中性子)0.25$$pm$$0.02bと共鳴積分0.36$$pm$$0.07bを得た。この結果は我々が以前に報告した原子炉中性子に対する実効断面積値と矛盾しない。本研究の結果、評価値は共鳴積分を過大に見積もっていることが明らかになった。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 加藤 敏郎*

Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.57 - 58, 1992/00

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の断面積を測定した。0.4MBqの$$^{137}$$Csターゲツトを4$$times$$10$$^{13}$$n/cm$$^{2}$$/secの熱中性子束で10分間照射し、化学的に精製してから、相対効率90%のGe検出器で$$gamma$$線スペクトルを測定した。$$^{137}$$Csと$$^{138}$$Csの$$gamma$$線強度比から得られた熱中性子断面積はStupegiaの報告値の2倍であった。そこで、更に詳しいデータを得るためにJRR-4気送管に設置されたCd遮蔽筒を用いてCd比測定実験を行った。その結果、熱中性子(2200m/sec中性子)断面積0.25$$pm$$0.02b、共鳴積分0.36$$pm$$0.07bを得た。この結果は、Stupegiaと我々の結果のくい違いは中性子スペクトルの差によるものでないことを示した。以上の結果は$$^{138}$$Cs異性体の生成を無視して得たものであるが、Huizengaらのモデルによって核異性体生成比を計算し、これによる誤差を評価した。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 敏明*; 初川 雄一*; 小林 勝利*; 原田 秀郎; 渡辺 尚; 加藤 敏郎*

Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, p.57 - 58, 1992/00

放射性核分裂核種に対する消滅処理研究の一環として、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子吸収断面積($$sigma_{0}$$)および共鳴積分(Ir)を測定した。この結果、$$sigma$$0=0.25$$pm$$0.02バーンおよびIr=0.36$$pm$$0.07バーンという値を得た。本報において、実験の詳細(原理、照射条件、化学処理および放射能測定)と解析方法・解析結果を発表する。

論文

Measurement of thermal neutron cross section of $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs reaction

原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.577 - 580, 1990/06

放射性廃棄物核種として問題になる$$^{137}$$Csの熱中性子捕獲反応断面積を測定した。0.1MBqの$$^{137}$$Cs試料(CsCl)をCo/Al中性子束モニターと共にJRR-4のT-パイプで10分間照射した。照射後、ゼオライトを用いてセシウムを精製し、$$gamma$$線スペクトルを測定した。これから$$^{137}$$Cs放射能に対する$$^{138}$$Cs生成量を求め、中性子束の結果と合わせて、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積として0.250$$pm$$0.013bを得た。この値は従来の報告値より2.3倍大きい。

論文

Measurement of thermal neutron cross section of $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs reaction

原田 秀郎; 渡辺 尚; 関根 敏明*; 初川 雄一*; 小林 勝利*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.577 - 580, 1990/06

 被引用回数:26 パーセンタイル:3.8(Nuclear Science & Technology)

核変換研究のための基盤データ整備の一環として、熱中性子に対する$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応断面積を測定した。原子炉で照射した$$^{137}$$Csサンプルを化学処理し、不純物を除去した後、高純度Ge半導体検出器を用いて崩壊$$gamma$$線スペクトルを測定した。ターゲットである$$^{137}$$Cs及び中性子捕獲反応で生成した$$^{138}$$Csから放出される崩壊$$gamma$$線の強度比より、熱中性子捕獲断面積を導出した。測定結果は、過去のStupegiaらによる測定値に比べ、2.3倍大きな値であった。

論文

Development of a computerized support system for the emergency technical advisory body in Japan

小林 健介; 飛岡 利明; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 石神 努; 佐藤 一男

Proc. on PSA 89 Int. Topical Meeting Probability Reliability and Safety Assessment, p.654 - 661, 1989/00

原子力施設における万一の事故時に、国の緊急技術助言組織が事故の拡大防止、放射性物質の放出抑制等に関する助言を迅速、的確に行なうためには、助言組織の支援を目的として以下の機能を持つ計算機利用システムの開発が有用である。即ち、(1)助言組織に常備されている原子力発電所等に関する膨大な資料をデータベース化して、緊急時において迅速な検索・表示を行うこと、および(2)エキスパートシステムの技法等によりプラント情報や事故情報などの総合的分析を行い、助言組織に有用な情報を提供することである。これらの機能を有する緊急技術助言対応システムについて、昭和60年度から3年計画でMark-I型格納容器を有するBWRを対象にパイロットシステムの作成を行った。本報では、主要なシステム構成要素とその開発段階について記述する。

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