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仲宗根 峻也*; 横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 16, p.2405035_1 - 2405035_5, 2021/02
液体シンチレーションカウンタによる環境水試料のトリチウム分析では、試料に含まれる溶存有機物等の不純物の除去が必要である。一般的に用いられている前処理法は試料の蒸留であるが、蒸留は時間を要する(24時間程度)という欠点がある。発表者らは、イオン交換樹脂を用いた迅速な前処理法を提案してきた。本研究では、イオン交換樹脂を用いた前処理法の定量評価を目的としてバッチ実験を実施し、実験結果から不純物の除去が短時間(5分程度)で完了することを確認した。
廣内 淳; 谷 幸太郎*; 玉熊 佑紀*; 仲宗根 峻也*; 小池 弘美*
保健物理(インターネット), 55(4), p.185 - 190, 2020/12
本報告は、2020年6月29日から6月30日の2日間にかけて開催された日本保健物理学会第53回研究発表会の一般演題及び企画講演の概要をまとめたものである。また、近年の研究発表会の発表件数の動向、Web開催の利点・課題を述べ、今後の研究発表会のあり方について示した。
仲宗根 俊也*; 横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 15, p.2405027_1 - 2405027_3, 2020/05
事故時あるいはトリチウム使用施設からのトリチウム放出時の環境影響評価においては、環境試料中のトリチウムの迅速な分析が求められる。液体シンチレーションカウンタによる水試料のトリチウム分析では、その前処理として、水試料に含まれる有機物やイオンといった不純物の除去が必要である。一般的に用いられている前処理法は、試料の蒸留である。しかしながら、蒸留は時間を要するという欠点がある。本研究は、イオン交換樹脂を用いた迅速な前処理法の検討を目的とする。このために、陸水試料を用いて不純物除去のバッチ実験およびカラム実験を実施したところ、イオン交換樹脂の使用により、試料に含まれる不純物の除去が短時間(5分以内)で達成されることが確認された。
横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; 安藤 麻里子; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 14(Sp.2), p.3405099_1 - 3405099_4, 2019/06
核融合科学研究所は、2017年に大型ヘリカル装置を用いたD-D実験を開始した。施設の安全確保のためにはD-D反応で生成するトリチウムの環境中移行評価法の確立が重要となる。大気及び土壌中のトリチウム水(HTO)は植生に移行し、光合成を経て有機物トリチウム(OBT)が生成される。OBTは植生中に滞留し、経口摂取による被ばくを引き起こすため、トリチウム放出においてはOBT生成の予測が重要となる。本研究は、簡易なコンパートメントモデルと実用性の高いパラメータを使用して上述した環境中トリチウム移行を推定することを目的とする。これまでに、大気・土壌・植生系から成る簡易なコンパートメントモデルを提案し、精緻なモデルであるSOLVEGとの比較によりモデルの検証を図った。本研究では、簡易モデルへの湿性沈着過程の導入及び土壌の通気性や大気・土壌・植生中トリチウム濃度の測定によるパラメータの取得、更にはOBT分析時の簡便な前処理手法の確立を計画している。
横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; 安藤 麻里子; et al.
no journal, ,
核融合施設の安全確保のためには、環境中でのトリチウム移行の評価手法の確立が重要である。本研究では、陸面環境中トリチウム移行の推定のために、MOGRA(Migration Of GRound Additions)コードを用いた、簡易なコンパートメントモデルを開発した。モデルは大気・土壌・植生の各コンパートメントにより構成される。大気中の水素ガス状トリチウム(HT)とトリチウム水(HTO)をトリチウムソースと設定し、降水による湿性沈着(HTO入力)も考慮した。植生中のトリチウムは自由水トリチウム(FWT)と有機物トリチウム(OBT)を考慮した。本研究では、モデルの試験計算として、施設からのトリチウムの大気への定常放出と事故放出を模擬した計算を実施し、各コンパートメントのトリチウム濃度の変動を解析した。
柿内 秀樹*; 田中 将裕*; 福谷 哲*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; 安藤 麻里子; 古川 雅英*; et al.
no journal, ,
原子力施設から放出されるトリチウムの環境中挙動の把握は、施設の安全性の評価において重要である。土壌中トリチウム濃度の継続的な測定のために、ガラス繊維シートを利用したライシメータにより土壌浸透水を連続的に捕集するシステムを開発し、核融合科学研究所内の松林の未攪乱土壌中に設置した。土壌浸透水の捕集面は、シリコンでコーティングした厚さ0.5cmのアルミニウムプレートと400cm
のガラス繊維シートで構成され、土壌深さ20cmに土壌水の流れと垂直に挿入された。捕集面からフレキシブルPVCチューブを通じて下部に設置した高密度ポリエチレンコンテナに流入した土壌浸透水を、ほぼ一月毎に吸引ポンプで採水し、トリチウム濃度を測定した。本システムはシンプルで、土壌構造を破壊することなく土壌浸透水を調査することができる。本システムによって得られた連続モニタリングデータは、トリチウムの土壌-植物間移行予測のために用いられる。
仲宗根 峻也*; 吉居 大樹*; 澁谷 憲悟*; 柚木 彰*; 酒井 宏隆*; 島田 太郎; 真鍋 征也*; 松本 哲郎*
no journal, ,
クリアランス規則改正よりケーブルがクリアランス対象となった。ケーブル中の銅の放射化により難測定核種のNi-63が生成する。この生成量を計算により求める場合、熱中性子領域における放射化断面積は、核データライブラリ間で約6倍の違いがあるため、精度良い放射化計算ができていない。そこで、本研究は、銅の放射化計算の精度向上を目指し、熱中性子領域におけるCu-63(n,p)Ni-63の反応断面積を実測に基づき精度良く推定することを目的とした。本発表では、JAEAのJRR-3にて中性子照射を行い、銅の放射化に寄与する熱中性子フルエンスの不確かさをAu-198を用いて評価した。高純度の金試料及び銅試料を交互に配置し、試料全体をアルミ箔で梱包した後、照射用キャプセルに封入した。JRR-3 HR-2の最下部に、キャプセルの蓋が上向きになるように設置された。照射用キャプセルは3つ用意し、それぞれ10分、20分間及び30分間中性子を照射した。照射の約50日後に、Ge半導体検出器を用いて測定した。その結果、各照射における金試料の単位質量あたり放射能は、キャプセル上部に置いた試料が一番大きく、下部に向かい6
8%減少した。JRR-3で熱中性子フルエンス率が最大となるのはキャプセルの上部付近であることから、上部に置いた試料の放射能が最大となる、この傾向は妥当であると考える。全試料の熱中性子フルエンス率の平均値は7
10
cm
s
であった。これらの結果から、パーセントオーダーの精度で熱中性子フルエンスの決定が出来ることを確認した。
