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論文

Systematic effects on cross section data derived from reaction rates in reactor spectra and a re-analysis of $$^{241}$$Am reactor activation measurements

$v{Z}$erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Fiorito, L.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovic, V.*; 佐野 忠史*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 877, p.300 - 313, 2018/01

https://doi.org/10.1016/j.nima.2017.09.064
 被引用回数：5 パーセンタイル：46.12(Instruments & Instrumentation)

原子炉中性子スペクトルで照射することにより得られる積分データから中性子断面積を導出する手法に関して、Westcottの記法を用いる断面積導出法の有効性について検討を行った。この結果、本手法で得られる精度は、中性子束エネルギー分布の精度に大きく依存すること、特に、導出される共鳴積分値が大きな影響を受けることを定量的に示した。また、中性子断面積のエネルギー依存性が既知の場合は、その情報を用いてこの影響を補正する手法を提案した。本手法を適用して、$$^{241}$$Amの熱中性子捕獲断面積を再解析した結果、720(14)bを得た。

論文

原研・放射線標準施設の中性子校正場について

吉澤 道夫

放計協ニュース, (29), p.2 - 5, 2002/05

http://www.irm.or.jp/news29.pdf

日本原子力研究所・放射線標準施設(FRS)には、熱中性子,速中性子、及び減速中性子の校正場が整備されている。これらの校正場については、昨年(平成13年)4月の放射線防護関係法令の改正により線量換算係数が大きく変更されたことから、基準線量当量率の変更及び見直しを行った。本稿では、上記3種類の中性子校正場について、現在の基準値とそのトレーサビリティの現状及び法令改正に伴う変更点を述べる。また、散乱線の評価をはじめとして、これまで各校正場について行われてきた特性評価結果の概要をまとめた。

論文

Dissolved forms of $$^{90}$$Sr, $$^{239+240}$$Pu and $$^{241}$$Am in the Sahan river waters from the Chernobyl area

長尾 誠也; 松永 武; 藤嶽 暢英*; 天野 光

Proceedings of the International Workshop on Distribution and Speciation of Radionuclides in the Environment, p.162 - 168, 2000/00

環境中における放射性核種の挙動を予測するためには、天然水中の放射性核種の溶存形態を調べる必要がある。本研究では、ウクライナのチェルノブイル地域を流れる有機物濃度が高いpH7-8の河川水を対象に、放射性核種の溶存形態を分子サイズの観点より調べ、無機及び有機コロイドとの親和性を検討した。1996年3月と9月に採取した河川水は、限外濾過法により分画分子サイズ1万以上とそれ以下に分別した。分子サイズ1万以上に存在する$$^{90}$$Sr,$$^{239+240}$$Pu,$$^{241}$$Amの割合は、それぞれ2-20%,68-79%,57-62%であった。有機物の有機炭素は25-36%存在したが、アルミノ珪酸塩鉱物の主成分であるケイ素は3%しか検出されなかった。また、河川水から分離した高分子の有機物の腐植物質存在下で、$$^{241}$$amは河川水と同様な分子サイズ分布を示した。以上の結果より、上記の河川水中でアクチノイドは有機物との擬似コロイドとして溶存していると考えられる。

論文

Measurement of fission product yields from neutron-induced fission of americium-241

篠原 伸夫; 初川 雄一; 畑 健太郎; 河野 信昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(3), p.232 - 241, 1999/03

https://doi.org/10.3327/jnst.36.232
 被引用回数：3 パーセンタイル：28.69(Nuclear Science & Technology)

熱中性子及び熱外中性子による$$^{241}$$Amの核分裂収率を測定する目的で、$$gamma$$線スペクトロメトリにより核分裂生成物の$$^{95}$$Zr,$$^{99}$$Mo,$$^{103}$$Ru,$$^{106}$$Ru/$$^{106}$$Rh,$$^{127}$$Sb,$$^{129m}$$Te,$$^{131}$$I,$$^{132}$$Te,$$^{133}$$Xe,$$^{140}$$Ba,$$^{141}$$Ce,$$^{147}$$Nd及び$$^{156}$$Euを定量した。$$^{241}$$Amの中性子捕獲反応で生成する$$^{242m}$$Am及び$$^{242g}$$Amに起因する核分裂の寄与を補正して、これら核分裂生成物核種に関する$$^{241}$$Amの正味の核分裂収率を求めた。さらに得られた測定値とこれまでの評価値を比較した。

論文

Sorption characteristics of $$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu and $$^{241}$$Am in sedimentary materials

田中 忠夫; 村岡 進

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 240(1), p.177 - 182, 1999/00

https://doi.org/10.1007/BF02349151
 被引用回数：12 パーセンタイル：66.1(Chemistry, Analytical)

地層中におけるTRU核種の移行挙動を評価するため、海岸砂、クロボク土、凝灰岩などの堆積物中における$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,及び$$^{241}$$Amの吸着メカニズムについて調べた。堆積物試料に対するこれら核種の分配係数を測定するための吸着実験及び収着メカニズムを解明するための収着核種の逐次抽出実験を行った。$$^{237}$$Npの分配係数は$$^{238}$$Pu及び$$^{241}$$Amに比べ2桁大きな値であった。収着した$$^{237}$$NpのほとんどはCaCl$$_{2}$$水溶液で抽出され、収着は可逆的なイオン交換によって支配されていることがわかった。$$^{238}$$Pu及び$$^{241}$$AmはNH$$_{2}$$OH-HCl及びK-oxalate水溶液によっておもに抽出され、これら各種の収着は、鉄やマンガンの酸化物との化学結合による非可逆的な反応に支配されていた。これらの結果から、地層中における$$^{237}$$Npの移行は分配係数を用いて予測可能であるが、$$^{238}$$Pu及び$$^{241}$$Amの移行は分配係数からの予測に比べ、堆積物による大きな遅延を受けることが期待される。

報告書

$$^{252}$$Cf及び$$^{241}$$Am-Be中性子源を用いた速中性子校正場の散乱線評価

J.R.Dumais*; 吉澤 道夫; 山口 恭弘

JAERI-Tech 98-005, 65 Pages, 1998/03

JAERI-Tech-98-005.pdf:2.32MB

原研・放射線標準施設棟には、中性子線量測定用の個人線量計やサーベイメータを校正するためのRI中性子源を用いた速中性子校正場が整備されている。この速中性子校正場には、線源カプセル、スタンド、空気及び壁等からの散乱線が含まれており、線量計の校正に影響を及ぼす可能性がある。そこで、MCNP-A4モンテカルロコードを用いた計算により、各散乱成分の割合及び中性子エネルギースペクトルの評価を行った。さらに、ボナー球検出器を用いた実験により中性子エネルギースペクトルを求め、これに基づき計算結果の補正を行った。その結果、線源から100cmにおける散乱線の混入割合は、中性子フルエンスについて$$^{252}$$Cfで23%、$$^{241}$$Am-Beで19%であった。これらを線量当量に換算すると、$$^{252}$$Cfで13~14%、$$^{241}$$Am-Beで8~10%であることが明らかになった。

論文

Preparation of source and sealed absorber holder for $$^{237}$$Np and $$^{238}$$U Moessbauer measurements

中田 正美; 佐伯 正克; 正木 信行; 筒井 智嗣*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 232(1-2), p.201 - 207, 1998/00

https://doi.org/10.1007/BF02383740
 被引用回数：8 パーセンタイル：57.28(Chemistry, Analytical)

$$^{237}$$Np及び$$^{238}$$Uメスバウア分光法用線源及び試料容器を開発した。$$^{237}$$Npメスバウア分光用線源として$$^{241}$$Am金属を用いた。輸送上の制限から5個の小さな密封線源を設計した。それらを組み合わせて使用することにより、測定に充分な線量が得られた。$$^{237}$$Np試料容器は、取り扱い安全上及び液体ヘリウム温度まで測定可能なように、三重の容器を設計した。$$^{238}$$Uメスバウア分光用線源及び試料容器も同様に開発した。線源として、高純度$$^{242}$$PuO$$_{2}$$を用いた。

論文

Radiochemical determination of neutron capture cross sections of $$^{241}$$Am

篠原 伸夫; 初川 雄一; 畑 健太郎; 河野 信昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(7), p.613 - 621, 1997/07

https://doi.org/10.3327/jnst.34.613
 被引用回数：32 パーセンタイル：89.63(Nuclear Science & Technology)

高純度$$^{241}$$Amターゲットを調製し、JMTRを用いて中性子照射を行い、放射化学的手法により$$^{241}$$Amの中性子捕獲断面積を測定した。まずカドミウム比法により熱中性子断面積と共鳴積分を決定するために、2つのターゲットのうち一方をカドミウム容器に入れ、中性子束モニターのコバルト並びに金の金属線とともに照射した。ガンマ線スペクトロメトリーにより中性子束を、アルファ線スペクトロメトリーにより$$^{242m}$$Am及び$$^{242g}$$Amの生成量を測定して断面積を求めた。得られた値はこれまでの評価値より8-31%大きく、また核異性体比は評価値に一致した。

論文

Sorption of $$^{60}$$Co,$$^{85}$$Sr,$$^{137}$$Cs,$$^{237}$$Np and $$^{241}$$Am on soil under coexistence of humic acid; Effects of molecular size of humic acid

田中 忠夫; 妹尾 宗明

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, 0, p.1013 - 1020, 1995/00

フミン酸共存条件下において、$$^{60}$$Co、$$^{85}$$Sr、$$^{137}$$Cs、$$^{237}$$Np及び$$^{241}$$Amの砂質土壌及びクロボク土へのバッチ法による収着実験を行った。収着前後の液相を5種の分子量域に分画した。フミン酸との錯形性能が小さい$$^{85}$$Sr、$$^{137}$$Cs及び$$^{237}$$Npの両土壌への収着量は、フミン酸の共存によって影響を受けなかった。フミン酸錯体を形成する$$^{60}$$Co及び$$^{241}$$Amの土壌への収着量は、フミン酸の共存によって減少した。この減少は$$^{60}$$Coより$$^{241}$$Am、又クロボク土より砂質土壌で大きかった。各分子量の$$^{60}$$Co及び$$^{241}$$Amフミン酸錯体の液中濃度が、フミン酸を吸着しない砂質土壌の収着実験前後で減少し、錯体の解離が生じたことを示した。$$^{241}$$Amは$$^{60}$$Coより安定的な錯体を形成するので、フミン酸共存下で収着量が$$^{60}$$Coより減少したものと考えられる。

口頭

Am含有MOX粉末を用いた遮蔽材のガンマ線遮蔽効果測定及び解析コードとの比較

岡田 豊史; 柴沼 智博; 本田 文弥; 米野 憲; 菊野 浩

no journal, , 

MOX中のプルトニウムは、分離精製からの時間経過に伴い$$^{241}$$Puの$$beta$$崩壊により$$^{241}$$Amが生成するため、その取扱いにおいては$$^{241}$$Amが放出する約60keVの低エネルギーのガンマ線に対する遮蔽対策が重要となる。また、$$^{241}$$Amを含むMOXの線量率の測定データは貴重なデータとなる。本研究では$$^{241}$$Amを含有するMOXを線源とし、遮蔽材の厚さと測定距離を変化させてガンマ線の線量率を測定した。また解析コードを用いて解析・検証を行い、遮蔽材の遮蔽性能を解析コードで評価できることを確認した。

口頭

Am含有MOXの線量率測定方法の改善と遮蔽解析コードを用いた評価の向上

岡田 豊史; 堀井 雄太; 坪田 陽一; 米野 憲; 菊野 浩

no journal, , 

本研究では、$$^{241}$$Puの$$beta$$崩壊に伴い生成した$$^{241}$$Amを含有するMOX及びPuO$$_{2}$$を線源としたガンマ線線量率を測定し、その結果を利用し、遮蔽材の遮蔽性能を考慮した作業員の被ばく線量を、遮蔽解析コードで精度良く評価することを目的とする。線量率の測定に用いたMOXは気密構造のグローブボックス内で取り扱われるため散乱線の影響が大きく、また、近隣の設備の影響からバックグラウンドが高い測定環境であり、これが実測値と解析コードによる計算値に差が生じる一因となっていた。このため、測定方法を改善(線源の配置見直し、シャドーシールド法による散乱線の除去)し、従来の評価に比べ実測値と計算値(解析コード: ANISN)の差が小さい測定データを取得することができた。更に、同測定値を用いて、放射線挙動を模擬するモンテカルロ計算コードPHITSによる解析でも同様の評価ができることを確認し、PHITS導入の見通しを得た。

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