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論文

東南アジア最大のインドネシアの多目的研究炉

梅澤 弘一

Isotope News, 0(453), p.28 - 29, 1992/03

東南アジアの研究炉の事情を述べ、そのうちにおけるインドネシアの原子力開発状況とその中心となっている東南アジアでは最大級の多目的研究炉の出力上昇試験の結果と現状を紹介した。

論文

Preparation of pure tritium for a liquid D$$_{2}$$/T$$_{2}$$ target of muon-catalyzed fusion experiments

工藤 博司; 藤江 誠; 棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 須貝 宏行; 梅澤 弘一; 松崎 禎市郎*; 永嶺 謙忠*

Applied Radiation and Isotopes, 43(5), p.577 - 583, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0883-2889(92)90024-9

ミュオン触媒核融合($$mu$$CF)実験で必要とする高純度、高濃縮トリチウムを50TBqレベルで調製した。同位体濃縮にはガスクロマトグラフ法を、化学的精製には活性ウランによるトリチウム化物生成反応を利用するシステムを考案し、最終的には同位体純度99.9%以上、化学的純度99.7%以上の高品位トリチウムガスを得た。特に、$$mu$$CF実験の妨害となる$$^{3}$$Heおよび$$^{4}$$Heの混入は、調製直後の値として0.02%以下に抑えることができた。このトリチウムガス(300ml)をD$$_{2}$$ガスと混合(1:2)してターゲット容器に充填し、20Kで液化後$$mu$$$$^{-}$$ビームで照射した。$$mu$$CFサイクルにおける$$alpha$$-付着率として$$omega$$$$_{s}$$o=0.39$$pm$$0.14%を得た。

論文

Doubly-sealed D-T target system for $$mu$$CF experiment at UT-MSL/KEK

松崎 禎一郎*; 石田 勝彦*; 永嶺 謙忠*; 坂元 真一*; 鳥養 映子*; 工藤 博司; 棚瀬 正和; 加藤 岑生; 梅澤 弘一

Muon Catal. Fusion, 5-6, p.387 - 394, 1991/00

東大との協力研究として進めているミュオン触媒核融合($$mu$$CF)実験の研究成果の一つとして、高純度D-Tガスの調製およびターゲット容器への封入技術について報告する。高純度トリチウムガスはJMTRで照射した$$^{6}$$Li-Al合金ターゲツトからトリチウム製造試験装置を用いて製造し、ガスクロマトグラフ法によって99%以上に濃縮した。800Ciの高純度・高濃縮トリチウムガスを重水素ガスと混合し(T:D=1:3)した後、二重密封のターゲット容器に封入し、溶接により密封した。ミュオン照射にあたっては、この混合ガスを20Kに冷却して液化し、$$mu$$CF実験に使用した。

論文

X-ray observation of $$alpha$$-sticking phenomena in muon catalyzed fusion for a high density D-T mixture with 30% tritium concentration

永嶺 謙忠*; 松崎 禎市郎*; 石田 勝彦*; 渡辺 康*; 坂元 真一*; 岩崎 雅彦*; 三宅 康博*; 西山 樟生*; 鳥養 映子*; 栗原 秀樹*; et al.

Muon Catal. Fusion, 5-6, p.289 - 295, 1991/00

トリチウム濃度30%の液体D-Tターゲットに$$mu$$$$^{-}$$パルスビームを照射し、ミューオン触媒核融合実験を行った。$$alpha$$-付着現象にともない生成する$$mu$$$$alpha$$原子から放出される特性X線(8.2keV)の直接測定に成功した。また、測定したX線のスペクトル幅(0.64$$pm$$0.22keV)は、ドップラー効果を考慮した理論に一致した。X線の強度から、実効$$alpha$$付着率として$$omega$$$$_{seff}$$=0.34$$pm$$0.13%を得た。

論文

Development of radioisotope production in JAERI

山林 尚道; 加藤 久; 梅澤 弘一

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.350 - 356, 1991/00

原研では、JRR-1、-2、-3、-4およびJMTRの原子炉を使用して、精製RI及び密封線源RIの製造技術の開発を行い、1962年から製造・供給に着手して来た。現在では29核種、31製品の精製RIをカタログアップして、注文生産に応じる一方、特にP-32,S-35,Cr-51や短寿命RIについては、定常付に供給を行っている。工業用線源Co-60や非破壊検査用Ir-192ペレット線源の定常供給を実施するとともに、薬事法に基づく医療用具として、骨数度測定用Gd-C53線源やがん治療用Ir-192線源(7種類)及びAu-198グレインを定常的に製造・供給している。最近では、RALS用Ir-192線源、薄肉配管非破壊検査用Yb-169及び腫瘍治療用Y-90ポリマーさらにP-32標識DNAプローブの製造技術の開発を行っている。

論文

アイソトープ利用の現状と今後の展望,I; アイソトープ利用状況の概要

梅澤 弘一

日本原子力学会誌, 32(7), p.658 - 660, 1990/07

https://doi.org/10.3327/jaesj.32.658

アイソトープ利用の現状をレビューし、また今後の展望をまとめる特集記事の第1章として、アイソトープ利用の状況を、利用の形態と応用分野ごとに概観的にまとめた・

報告書

$$^{242}$$Cm半減期の再測定

臼田 重和; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 梅澤 弘一

JAERI-M 90-030, 13 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-030.pdf:0.47MB

高純度$$^{242}$$Cmを調製し、その半減期を再測定した。測定は2$$pi$$比例計数管検出器による$$alpha$$放射能測定、低ジオメトリーSi検出器による$$alpha$$線スペクトロメトリー及び低エネルギー測定用純Geプレナー型検出器による$$gamma$$(X)線スペクトロメトリーの独立した3種類の方法を用いて行った。最後は、$$^{242}$$Cmの半減期測定には今まで報告されたことのない方法である。これらの測定値の荷重平均として、161.41$$pm$$0.28日を得た。この値は、前回の我々の測定値161.35$$pm$$0.30日と一致するが、他の文献値より1%程度短い値である。

論文

Desorption behavior of plutonium from anion-exchange resin with HNO$$_{3}$$-HI mixed acid solution

臼田 重和; 桜井 聡; 平田 勝; 梅澤 弘一

Sep. Sci. Technol., 25(11-12), p.1225 - 1237, 1990/00

https://doi.org/10.1080/01496399008051850
 被引用回数：1 パーセンタイル：27.44(Chemistry, Multidisciplinary)

硝酸溶液中の強塩基性陰イオン交換樹脂に強固に吸着しているプルトニウムを溶離するため、硝酸-ヨウ化水素酸混合溶液を用いてプルトニウムの脱着挙動を調べた。プルトニウムの脱着は、混合酸溶液中の硝酸濃度が高くなる程増加した。しかし、ヨウ化水素酸は樹脂中で硝酸濃度とともに分解する傾向にあり、2.5Mを超えると溶離が困難であった。この混合酸溶出液中のプルトニウムの酸化状態は、3価及び4価の混合であった。硝酸溶液中の陰イオン交換樹脂に吸着しているプルトニウムを効果的に溶離するには、1MHNO$$_{3}$$-0.1MHI混合溶液が溶離液として適当であった。以上の結果をふまえ、ミクロ量及びマクロ量双方に対するプルトニウムの精製法を確立した。

論文

OMEGA計画の概要; 新たな可能性を目指す群分離・消滅処理の研究開発

梅澤 弘一

日本原子力学会誌, 31(12), p.1317 - 1323, 1989/12

https://doi.org/10.3327/jaesj.31.1317
 被引用回数：3 パーセンタイル：41.97(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物中の長寿命放射性核種、稀少な安定核種等を分離して、それぞれ適当な用途に利用する、あるいは長寿命放射性核種の核壊変を促進させる可能性を探る群分離・消滅処理技術に関する研究開発は、原子力の一層の発展を目指す基礎研究として着目され、OMEGA計画と名付けて推進が図られている。その計画の概要とそれをめぐる国際的な状況を紹介する。

論文

マイカ検出器を用いたアクチノイド核種の自発核分裂部分半減期の測定

臼田 重和; 梅澤 弘一

放射線, 16(1), p.73 - 81, 1989/00

アクチノイド核種の自発核分裂部分半減期を精度よく測定することは、原子核の安全性の研究のみならず、使用済燃料の臨界安全性、中性子遮蔽等においても重要な課題である。本報では、マイカ検出器を用いて自発核分裂数を絶対測定するとともに、アクチニド核種の自発核分裂部分半減期を測定する方法を論じた。1例として$$^{242}$$Cmの自発核分裂半減期を測定し、さらに、他核種への応用の可能性についても言及した。

論文

Measurement of the spontaneous fission half-life of $$^{242}$$Cm by absolute fission track counting

臼田 重和; 梅澤 弘一

Nucl. Tracks Radiat. Meas., 16(4), p.247 - 251, 1989/00

高純度$$^{242}$$Cm測定試料を調製し、フィッション数と$$alpha$$崩壊数を測定することにより、その自発核分裂部分半減期を決定した。まず、マイカ検出器を用いてフィッショントラックを顕微鏡写真撮影した後、絶対的にフィッション数を測定した。また、$$alpha$$崩壊数は比例計数管とSi検出器を用いて定量的に測定した。

論文

Anion exchange equilibrium of uranium and several other elements in mineral acid solutions containing tetrafluorobovice acid

臼田 重和; 梅澤 弘一

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Letters, 127(6), p.437 - 446, 1988/06

テトラフルオロホウ酸(HBF$$_{4}$$)を少量含有した塩酸及び硝酸混合溶液中におけるウラン及び他諸元素の陰イオン交換樹脂への吸着平衡を測定し、HBF$$_{4}$$の容量分配係数(Dv)におよぼす影響を調べた。一般に、HBF$$_{4}$$の添加により、Dv値はいくらか減少する傾向にあった。一方、HBF$$_{4}$$-HCl及びHBF$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$溶液中のジルコニウム並びにHBF$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$溶液中のニオブは、全く吸着性を示さなかった。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.53
 被引用回数：9 パーセンタイル：70.25(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

報告書

核燃料サイクル全般にわたる核データ要求調査報告

梅澤 弘一; 久武 和夫*

JAERI-M 9993, 84 Pages, 1982/02

JAERI-M-9993.pdf:2.4MB

本報告書は、シグマ研究委員会の核構造・崩壊データ専門部会に設置された核燃料サイクル核データ・ワーキンググループにおいて行われた核燃料サイクル全般にわたって潜在する核データに対する要求の調査結果をまとめたものである。ウラン・プルトニウム燃料サイクルを対象に、原子炉炉心設計に関係するところ以外の燃料サイクルに含まれる全過程について、必要とする核データを調査してまとめるとともに対処案を提言した。

報告書

使用済核燃料における同位体相関のためのデータバンクシステムの作成

中原 嘉則; 梅澤 弘一

JAERI-M 9774, 68 Pages, 1981/11

JAERI-M-9774.pdf:1.87MB

使用済核燃料における同位体相関及びその保障措置技術への応用について研究するために必要なデータバンクシステムを開発した。使用済燃料について、燃料加工、原子炉での照射履歴及び燃焼計算、並びに再処理の過程で得られる同位体とそれに関連するデータを、4種類のデータファイルに分類収納した。これらの原データに対し、崩壊及びその外必要な補正を行い、補正済データも収納する。また収納データをもとに、多様な変数を導き、それらの間の回帰分析並びに統計比較分析を行う機能を有している。このシステムは、グラフィックディスプレイを用いて会話モードで操作でき、種々の条件における統計分析を速やかに実行できる。

論文

Half-life of $$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cm

臼田 重和; 梅澤 弘一

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 43(12), p.3081 - 3082, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-1902(81)80065-6
 被引用回数：6 パーセンタイル：30.08(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

高純度の$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cmを調整し、その$$alpha$$放射能の崩壊を18ヶ月にわたり追跡した。その結果、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cmの半減期として、161.35$$pm$$0.30(3$$sigma$$)日の値を得た。これは、これまで文献にみられる値に比べて、有意に短い結果である。

論文

Gamma-ray spectrometry and chemical analysis data of JPDR-I spent fuel

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10

https://doi.org/10.3327/jnst.14.745
 被引用回数：14

JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および$$gamma$$線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。

論文

Preparation of a gamma-ray emitting plutonium isotope $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu

畑 健太郎; 馬場 宏; 梅澤 弘一; 鈴木 敏夫; 野崎 正*

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 27(12), p.713 - 715, 1976/12

https://doi.org/10.1016/0020-708X(76)90017-X
 被引用回数：10

モナコ海洋研究所(IAEA)の要請に基いて、約1.5$$mu$$Ciの$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puを調整した。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puの生成反応を検討した結果、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U($$^{3}$$He,4n)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu反応を選ぶこととし、$$^{3}$$HeビームでU金属を照射した。照射した試料を溶解したのち、イオン交換法によりPuを分離精製した。得られたPu試料の一部を取って、半導体検出器による$$gamma$$(X)線および$$alpha$$線スペクトロメトリーとガスフロー・プロポーショナル・カウンターによる$$alpha$$線ならびに転換電子の測定を実施し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puの同定と定量,不純物の同定と定量を行なった。その結果、放射性不純物としては、短寿命の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$$$^{,}$$$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npの他には、微量の$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruが検出されたのみで、充分使用目的に耐える純度が得られていると結論された。

論文

Gamma-ray spectrometric determination of isotopic ratios of plutonium

梅澤 弘一; 鈴木 敏夫; 市川 進一

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(6), p.327 - 332, 1976/06

https://doi.org/10.3327/jnst.13.327
 被引用回数：17

種々同位体組成のプルトニウム試料(20-39$$mu$$g)を、高分解能Ge(Li)検出器で測定した。計数したのは、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puの43.5kev、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの38.7keV、51.6および129.3keV、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Puの45.2keV、ならびに$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puの148.6keVの各$$gamma$$線である。これらの$$gamma$$線の相対的な光電ピーク効率をきめるために、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの3本の$$gamma$$線を内部標準に用いて、経験的な効率曲線をつくった。プルトニウム試料中に自発蓄積する$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Uと$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{A}$$mの放射能に対する補正法とともに、データ処理について詳述する。また、$$gamma$$線スペクトロメトリの結果と質量分析データとを比較して、プルトニウムの各$$gamma$$線の分岐比の値をもとめた。

論文

Non-destructive gamma-ray spectrometry on spent fuels of a boiling water reactor

松浦 祥次郎; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 夏目 晴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(1), p.24 - 34, 1975/01

https://doi.org/10.3327/jnst.12.24
 被引用回数：23

JPDR-I炉の使用済燃料の$$gamma$$線スペクトロメトリを、燃料貯蔵プールに設置されているガンマスキャンニング装置を用いて行った。燃料集合体内の核分裂生成物($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)の空間分布が測定され、制御棒パターンと関連づけて調べられた。核分裂生成物のうちで中性子の捕獲を経て生成される核種と直接に生成される核種の比($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{4}$$Eu/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs)も燃焼率の非破壊的測定の観点から研究された。これらの核分裂生成物の放射能比は、照射履歴や中性子スペクトルの空間的な変化を考慮することによって、燃焼率と直線関係になることが明らかとなった。

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