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報告書

核融合炉ブランケット材料のための照射後試験施設に関する検討

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*

JAERI-Tech 2004-036, 138 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-036.pdf:4.07MB

本報告書は、核融合炉ブランケット材料の照射後特性試験施設を設置するにあたり、施設概念を明らかにし、施設整備の第一段階である材料試験を行うための「トリチウム増殖関連材料実験設備」を焦点にして検討を行ったものである。核融合炉ブランケット研究開発を進めるために、37TBq(1000Ci)規模のトリチウムと$$gamma$$線源を同時に有する試料の照射後試験を非密封で行える施設が必要である。そこで、本報告書では、合理的な照射後試験施設整備を進めるための検討の一環として、既存施設を有効利用して施設整備を行う場合を想定し、具体的に検討すべき項目やその内容についてのモデルケースをまとめた。具体的な既存施設としては、大洗研究所内に既存のRI利用開発棟施設を取り上げ、本施設への改造整備方法について検討を行った。

報告書

樹脂溶液の硬化による体積線源の製造方法の開発

本木 良蔵; 根本 正弘*

JAERI-Tech 2002-030, 46 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-030.pdf:3.17MB

Ge半導体検出器による水や土壌など、環境試料等の放射能の測定には寒天製やアルミナ粉末製の規準線源である体積線源が市販されている。この両体積線源の容器はプラスチック製であり、容器が破損した場合、放射能汚染を生じ、測定値に誤差を生じさせる。そこで不飽和ポリエステル樹脂やビニルエステル樹脂とこれの硬化剤を用い、RI溶液を硬化させる方法、並びにRIを吸着させたアルミナ粉末を固化する方法を開発した。この方法による体積線源は堅牢であり、長期的な健全性や安全性を保証できるものである。また、本方法により製造した水試料用の体積線源は均一性に優れたものである。

報告書

低レベル廃液の処理実験のための$$^{103}$$Ruトレーサの調製

本木 良蔵

JAERI-Tech 98-012, 25 Pages, 1998/03

JAERI-Tech-98-012.pdf:1.2MB

動力炉核燃料開発事業団では火災、爆発事故を引き起こしたアスファルト固化施設に代わり、LWTFによる低レベル廃液の処理を計画している。この廃液には除去の困難な化学種の$$^{106}$$Ruが含まれている。アイソトープ部では電池の材料の粉末を混合充填しカラムにより同種の$$^{106}$$Ru化学種を除去した。現在、動燃ではこの方法について実用化に向けた開発を行っている。この実験には$$^{103}$$Ruトレーサの利用が適している。そこで原子炉照射用ターゲットや$$^{32}$$Pが放出する$$beta$$線による$$^{103}$$Ru化学種の調製を行った。この結果、$$^{103}$$Ruの化学種は$$^{32}$$Pの濃度に応じて変化し、陰イオンの化学種は別の陰イオンの化学種となるなど、除去の困難な化学種の調製が可能であり、共沈率も低下した。このように調製した$$^{103}$$Ru化学種は再処理の低レベル廃液の処理法開発に利用できるものと考えられる。

報告書

$$^{237}$$Npターゲットを用いた$$^{237}$$Pu及び$$^{236}$$Puの製造

出雲 三四六; 反田 孝美; 畑 健太郎; 関根 俊明; 松岡 弘充; 本木 良蔵; 馬場 澄子*

JAERI-M 90-102, 28 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-102.pdf:0.85MB

$$^{237}$$Puと$$^{236}$$Puは、自然環境におけるPuの挙動を研究するためのトレーサーとして広く用いられている。われわれはこれらの核種について効率的な製造法を確立することを目的として一連の研究開発および製造試験を行ってきた。$$^{237}$$Puについては生成断面積の比較的大きい$$^{237}$$Np(d,2n)反応について励起関数を求めたのち、数100KBg規模の製造試験を行なった。その際、重陽子照射に対して堅牢な、厚いターゲットを調製するための最適条件を実験的に検討した。$$^{236}$$Puについてはターゲットとして同じ$$^{237}$$Npが使える$$^{237}$$Np($$gamma$$,n)反応を採用して製造試験を行なった。その結果、いずれの核種についてもトレーサーとして使用可能な純度のものを目的の量だけ得ることができた。

論文

Chemical species of ruthenium in radioactive aqueous waste and decontamination mechanism of ruthenium with zinc-charcoal mixed column

佐藤 忠; 本木 良蔵

Radiochimica Acta, 48, p.101 - 113, 1989/00

$$^{99}$$Mo製造に伴い発生した核分裂生成物を含む放射性廃液中および廃液の除染行程により生じた溶液中のルテニウムの溶存状態を高速液体クロマトグラフィにより調べた。また廃液中のルテニウムの除去に有効である亜鉛-活性炭混合カラム処理によるルテニウムの除染機構を検討した。

論文

胎児発育における微量元素の変遷とその意義; 測定法としての放射化分析法の検討

進 純郎*; 佐藤 喜一*; 仁志田 博司*; 坂元 正一*; 山林 尚道; 本木 良蔵; 照沼 久寿男; 山本 武夫

医学のあゆみ, 140(1), p.51 - 52, 1987/01

微量金属元素は生体発育を支配する諸酵素を働かせる触媒作用をする重要な要であり、生体発育のKey factorになっている。各胎児期における、各臓器中に分布する微量元素のプロフィールを見ることにより各臓器発育と微量元素間の生物学的特異性の有無を調べることとした。 16~20週で流産に至った5例について、病理解剖し、脳、肺、心、肝、腎、筋肉、皮膚の一部(0.5g)を採取した。この試料を凍結乾燥後、JRR-2およびJRR-4原子炉で20分間および10秒間照射後、Ge検出器により$$gamma$$線スペクトルを測定し、Al,Mn,Cu,Zn,について定量を行った。 Alは特に筋肉、皮膚に多く、他の臓器の2倍近く存在した。Mnは肝臓と腎臓に検出され、Cuは腎臓のみから検出された。Znは腎臓、肝臓に多く、脳では肺、心、皮膚より少なかった。

報告書

$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造に伴う高レベル廃液,中レベル廃液中のルテニウムの溶存状態,および廃液処理による溶存状態の変化

佐藤 忠; 本木 良蔵; 出雲 三四六

JAERI-M 86-077, 29 Pages, 1986/05

JAERI-M-86-077.pdf:0.79MB

$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造に伴ない発生した高レベル廃液、中レベル廃液中のルテニウムの溶存状態を高速液体クロマトグラフィを用いて検討し、これらの廃液中に50程近いルテニウム溶存粒が存在するのを確認した。又、廃液処理によるルテニウムの溶存状態の変化を調べ、廃液処理工程におけるルテニウム除去機構を検討した。

論文

Radioactive ruthenium removal from liquid wastes of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo production process using zinc and charcoal mixture

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 佐藤 淳和*; 伊藤 太郎

IAEA-TECDOC-337, p.63 - 77, 1985/00

1977年から1979年にかけて製造部ではUO$$_{2}$$をターゲットとして$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応により、毎週20Ciの製造を行った。この製造から発生する廃液のうち、中、高レベル放射性廃液にはU,Puや核分裂生成物が含まれており、この中には種々の原子価や錯体の様な複雑な化学形をもち、除去の困難な放射性ルテニウムが含まれている。製造部ではこれらの廃液の処理のために、亜鉛と活性炭を充?したカラムを使用して放射性ルテニウムを除去する新らしい方法を開発した。この方法の特徴は、高い除去性能を持ち、かつ、水あるいは希硝酸による先條により性能を回復し、反覆使用ができることである。この方法を$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液(中、高レベル廃液のそれぞれ124lと60l)の処理に適用し、従来の方法と合せて$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を行い10$$^{2}$$~10$$^{4}$$の除染係数を得た。さらにU,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce,$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu及び$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sbも検出限界以下に除去し得た。

論文

Preparation of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu from $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np irradiated with deuterons

馬場 澄子; 畑 健太郎; 出雲 三四六; 本木 良蔵; 関根 俊明

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 36(7), p.564 - 565, 1985/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:21.59(Nuclear Science & Technology)

ガンマ線を放出するプルトニウム同位体$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puを、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np(d,2n)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu反応により製造する方法について研究した。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{6}$$Pu,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Pu生成に関する励起関数を、重陽子の入射エネルギー9MeVから25MeVの範囲で測定した。更に、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puの厚いターゲットによる生成量を計算し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{6}$$Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puの生成量と比較して$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puの放射化学的純度を推定した。

論文

安定濃縮同位体$$^{5}$$$$^{0}$$Crを用いた新生児血液量の測定法

山林 尚道; 出雲 三四六; 本木 良蔵; 山本 武夫; 仁志田 博司*; 進 純郎*; 佐藤 喜一*; 鈴木 康之*

Radioisotopes, 34(3), p.144 - 150, 1985/00

生体に全く放射線被曝の問題のない安定濃縮同位体$$^{5}$$$$^{0}$$Crを使用して新生児循環血流量を測定する方法を開発した。出生時臍帯より採決した血液中の赤血球を$$^{5}$$$$^{0}$$Crで標識し新生児に静注する注入後一定時間をおき0.5mlを静脈採血し凍結乾燥した。日本原子力研究所のJRR-2,3,4原子炉のいずれかで20分間照射し、約2週間放置後$$^{5}$$$$^{1}$$Crおよび$$^{5}$$$$^{9}$$Feの$$gamma$$線をGe(Li)検出器で測定した。赤血球への標識化率,洗浄効果,$$^{5}$$$$^{0}$$Cr濃度又は$$^{5}$$$$^{1}$$Cr/$$^{5}$$$$^{9}$$Fe比率による希釈率などを検討後、新生児の全血液量を同位体希釈法により求めた。新生児血行動態は出生後の時間経過と共に活発に変化することが示唆され、分娩形態により有意の差が認められた。

報告書

電池材料の混合体カラムによる放射性ルテニウムの除去方法の開発

本木 良蔵

JAERI-M 84-153, 26 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-153.pdf:0.99MB

硝酸廃液中では$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruは多くの溶存種で存在し化学的方法による安全な除去は困難であって、再処理廃液の処理では最も問題となる核種の一つである。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液と高レベル再処理廃液を群分離した群分離工程液を用いて$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去方法の開発を行った。ここで新たに開発した除去方法は電池材料を混入したカラム法である。代表的なカラムは亜鉛-活性炭カラム、亜鉛・パラジウム-活性炭カラム、亜鉛-減極材・活性炭カラム等である。この電池材料カラム法では廃液に含まれる全溶存種に対し10$$^{4}$$、除去が困難とされている$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru溶存種に対し、10$$^{2}$$の除染係数が得られた。さらにこのカラムは$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、U、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sb等に対しても優れた除去効果を有する。

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。

論文

安定同位元素$$^{5}$$$$^{0}$$Crを用いた新生児循環血液量測定法

進 純郎*; 鈴木 康之; 中村 恒穂*; 仁志田 博司*; 山林 尚道; 出雲 三四六; 本木 良蔵

医学のあゆみ, 130(6-7), p.437 - 439, 1984/00

循環血液量の測定には色素法や放射性物質が用いられていたが、色素法では色素が組織にとり込まれるため正確性に欠け、放射性物質は生体に放射線被曝の問題があった。我々は生体への問題のない安定同位元素$$^{5}$$$$^{0}$$Crを使用して新生児循環血液量の測定方法を検討した。乾燥した赤血球を原研の原子炉で照射し、放射化分析後同位体希釈放により赤血球量を求めた。基礎的検討により血液1ml当り10$$mu$$gのCr量でほぼ赤血球に90%標識され、かつ赤血球洗浄が不必要であることが判った。保原中央病院および北里大学病院において出生した正常新生児4名と重症RDS児1名について循環血液量および赤血球量測定を行った。正常成熟新生児では比較的安定した値を示したが、病児の場合には大きく変動することが示唆された。

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。

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