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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。

論文

Measurement of fallout and dose estimation for $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$$$^{,}$$$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu in Tokai-mura,Japan

笠井 篤; 今井 利夫; 関根 敬一

Health Physics, 46(1), p.214 - 217, 1984/00

核爆発実験によって生じたフォールアウトプルトニウムの東海村における大気中濃度と降下量を1975年から連続して測定している。そのデータをまとめ、プルトニウムの大気中濃度と降下量の季節変動を明らかにした。また1960年代前半にさかのぼって、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr大気中濃度からプルトニウム濃度を推定した。一方それらの大気中のプルトニウム濃度から人の呼吸によって与える被曝線量を2000年までの線量預託として推定した。

論文

$$alpha$$$$beta$$波形弁別法による微弱$$alpha$$放射能測定; 測定法とその特性

野口 正安; 佐藤 兼章*; 樋口 英雄*

Radioisotopes, 33(12), p.835 - 840, 1984/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.33.12_835

微弱$$alpha$$放射能測定を目的として、液体シンチレータを用いた$$alpha$$$$beta$$波形弁別法について検討した。ライズタイム分析法を用いて、波形弁別能がすぐれ、かつ、安価に調合できる新しいシンチレータが開発された。Figure of Merit値が3.5以上、エネルギー分解能が9%以下という性能が得られた。バックグラウンド計数率は、10mlの試料に対して0.013cpm/MeVであった。応用として、環境試料中の$$^{2}$$$$^{2}$$$$^{6}$$Raおよび$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$$$^{+}$$$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Puおよび空気中$$alpha$$放射性物質の分析を行い、よい結果を得た。この方法の長所は、試料調製が容易なこと、検出効率が高いこと、バックグラウンドが低いこと、$$alpha$$線スペクトロメトリーが可能なこと等である。

報告書

スプライン・フイッテング法を用いた$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの断面積評価

高野 秀機; 中村 康弘; 桂木 学

JAERI-M 8030, 25 Pages, 1979/01

JAERI-M-8030.pdf:0.75MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの分裂断面積及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲断面積の評価をスプライン・フィッテンダ法を用いて行った。評価は考慮した各エネルギー群での平均断面積が一定であるという条件を満足するように行われた。ここで用いた平均断面積は、群定数修正法によって得られたJAERI-Fast、Set VersionIIの値である。即ちここで求めた評価値は修正群定数を再現するものであり、積分データから微分データへのフィードバックの情報である。本報告にはスプライン・フィッテング・コード、SPLINE-XEの使用法も示されている。

報告書

Neutron Nuclear Data of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu and $$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu Adopted in JENDL-1; Preliminary Results

菊池 康之; 中川 庸雄; 松延 広幸*; 神田 幸則*; 川合 将義*; 村田 徹*

JAERI-M 6996, 109 Pages, 1977/02

JAERI-M-6996.pdf:2.41MB

1976年4月に、JENDL-1に収納された、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puの核データについて概略が述べられている。第1部においては、この5核種の滑らかな断面積に対する評価方法が、各評価者により述べられている。第2部においては、JENDL-1の編集方法が略述されている。

報告書

Compilation of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu Resonance Parameters

シグマ研究委員会; 吉田 正

JAERI-M 5979, 74 Pages, 1975/02

JAERI-M-5979.pdf:1.91MB

シグマ研究委員を中心に、核分裂炉、特に高速増殖炉のための、主要核種中性子断面積の収集評価作業が行われている。本報告は、この収集評価作業の一環として行っている、プルトニウム239共鳴パラメーター評価の中間報告として、1966年以後に出版された文献から集められたパラメーターを、一覧表の型にまとめたものである。本文中の表はBreit-Wiegnerの一準位公式に基く共鳴パラメーターに限り、多準位公式に基くものは、附録として巻末に収める。各データ及びその基礎となった測定の概要については、本文中で簡単に紹介している。なお、1966年以前のデータは、Schmidtの評価報告(KFK-120)中にまとめられおり、ここでは参考の為に、原文献にたちもどらずに、これを再録した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n,$$gamma$$)測定断面積の持つ不確定性について; 断面積の統計解析

長谷川 明; 桂木 学

JAERI-M 5536, 43 Pages, 1974/01

JAERI-M-5536.pdf:1.2MB

積分実験結果を正しく理解するために精度のよい断面積セットを必要とする。それ故、最近断面積評価の方策が広く研究されている。これと関連して評価者にとって測定断面積の誤差を知ることがより重要となってきている。今回我々は高速炉において重要となるエネルギー領域における最重要核種$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)について現状の核データの不確定さを検討するために、実験データについての測定点の分布を調べた。データはCCDNのNEUDADAに求めた。その結果、断面積Adjustment等において断面積の動かし得る範囲の目安として次のような結果を得た。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)50KeV~1MeV$$pm$$7%(但し、100KeV~200KeV$$pm$$4%)、1KeV~50KeV$$pm$$30~10%、、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)100KeV~1MeV$$pm$$4~5%、1KeV~100KeV$$pm$$30~10%、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)10KeV~1MeV$$pm$$13~17%、1KeV~10KeV$$pm$$30~16%

論文

Measurement of the ratio of fission product gamma activities from $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu and $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U fissions

鶴田 晴通

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(9), p.560 - 565, 1973/09

https://doi.org/10.3327/jnst.10.560

プルトニウム燃料とウラン燃料とから構成される多領域炉の出力分布を$$gamma$$線スキャンニング法によって測定しようとするときに、F.P.$$gamma$$線生成量の差が問題となる。これらの燃料中の核分裂が$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uとによって主として起こっているときに適用できるように、核分裂当りに生成されるF.P.$$gamma$$線強度比が測定された。この結果、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの$$gamma$$線強度は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uのそれよりもやや近くなっており、その差が相対出力分布測定のためのF.P.$$gamma$$線測定値に補正されなければならないことが明らかとなった。また、その差は照射後の時間に依存している。

論文

A Method of determination of correction factors for different body builds in the assessment of Pu-239 in lung

城谷 孝; 藤田 稔

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(5), p.301 - 308, 1973/05

https://doi.org/10.3327/jnst.10.301

肺に沈着した$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu量を肺モニタによる身体外部計測で評価する場合、ファントムから得られる較正常数は、被ばく者の体格がファントムのそれと同一でないため、体格差の補正をおこなわなければならない。補正第一因子としては被ばく者の肺に対する幾何学的効率がある。この因子は実物大の肺型平面線源を用いて実験的に決定された。第二因子として、肺を覆っている肋骨、胸骨等の遮蔽因子は、胸部X線写真からその遮蔽率を決定した。また第三の需要な因子である胸部軟組織によるX線の吸収損失は、実験式から計算される実効軟組織厚を用いて、実験的に決定された。これらの補正因子の誤差に基因する肺中$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu量の評価の精度は約24.8%である。

論文

Skin contamination by radioisotopes, 5; Pig skin contamination by $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu

田代 晋吾; 和達 嘉樹; 松村 三男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 5(4), p.160 - 162, 1968/00

https://doi.org/10.3327/jnst.5.160

抄録なし

論文

Reichweiten einiger bei der reaktion $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu (n$$_{t}$$$$_{h}$$,f) gebildeter spaltprodukte

石森 富太郎; H.MUNZEL*; G.PFENNIG*

Radiochimica Acta, 9, p.187 - 194, 1968/00

https://doi.org/10.1524/ract.1968.9.4.187

抄録なし

報告書

Evaluation of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu data in the keV and resolved resonance region

C.Durston*; 桂木 学

JAERI 1162, 8 Pages, 1967/07

JAERI-1162.pdf:0.48MB

keV領域の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu断面積の評価がおこなわれた。その結果は、$$alpha$$の値と分裂断面積をよく説明すると考えられる。この評価の過程から、核分裂に対するチャンネル理論を適用する可能性が確かめられた。分離域においては、共鳴パラメータの組を最近の実験にもとずいて修正した。巻末にパラメータの表を付してある。

論文

白金試料皿の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu汚染の除去

岩屋 慎吉; 和達 嘉樹

保健物理, 2(3), p.134 - 137, 1967/00

https://doi.org/10.5453/jhps.2.3_134

Pu溶液の放射能測定によく用いられている方法に、溶液の一定量を白金試料皿にとり、適当な方法で蒸発乾涸後、ガスフローカウンターで放射能を測定する方法がある。その際、使用した白金試料皿は高価なものであるため除染して再使用するが、実験精度の点から完全な除染が望まれる。さらに汚染体がPuであるため、除染法も身体および周囲に汚染を広げないものでなくてはならない。

論文

Measurement of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu resonance fission integral

安野 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 4(1), p.43 - 44, 1967/00

https://doi.org/10.3327/jnst.4.43
 被引用回数：0

抄録なし

論文

Feasibility of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu-$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U fueled cores to predict $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu-fuled core dimensions

石川 寛; D.Meneghetti*

ANL-6559, p.0 - 0, 1962/06

抄録なし

論文

Estimation of the buckling of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu fueled system from the data of composite $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu-$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U fueled fast critical assembly

石川 寛

日本原子力学会誌, 4(11), p.746 - 753, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.746

抄録なし

論文

JRR-1で照射した酸化ウランより$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの単離

木村 健二郎*; 石森 富太郎; 内藤 奎爾; 梅澤 弘一; 渡辺 賢寿

日本原子力学会誌, 2(6), p.328 - 336, 1960/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.2.328

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの(n,$$gamma$$)反応から$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npを経て$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puを生ずる反応は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂についで、Uを燃料とする原子炉においてもっとも重要なものである。そこで当所の原子炉、JRR-1を用い、ウランターゲットを照射して生じたきわめて微量の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puを単離し、その確認を行なった。

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