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報告書

ガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発

中村 治人; 吉川 静雄; 佐藤 護*; 上薗 裕史; 妹尾 宗明; 田代 晋吾

JAERI-M 84-141, 17 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-141.pdf:0.54MB

ガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発率を測定した。資料を二重のるつぼに入れ、所定の温度に3日間保持し、室温まで冷却した後、るつぼに付着した放射能を測定した。その結果,以下の事がわかった。(1)$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの800$$^{circ}$$Cでの揮発率は2$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであり、内側るつぼから外側るつぼへの漏れは非常に少ない。(2)$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの400$$^{circ}$$Cでの揮発率は1.6$$times$$0$$^{-}$$$$^{6}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであり、この値は$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発率にほぼ等しい。(3)外側るつぼ(ステンレス製)に付着した$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは、水に接触すると比較的容易に溶ける。

報告書

群分離法の開発-群分離試験装置によるコールドおよびセミホット試験

久保田 益充; 山口 五十夫; 中村 治人; 館盛 勝一; 佐藤 彰

JAERI-M 9627, 25 Pages, 1981/08

JAERI-M-9627.pdf:0.87MB

高レベル再処理廃液中に含まれる超ウラン元素、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを分離(群分離)し、超ウラン元素は中性子により核分裂生成物に変換する、また$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csはガラス固化体よりも安定な鉱物性の化合物にするという考え方のもとに群分離の開発を進めている。本報は溶媒抽出法とイオン交換法を組合せた群分離法について、1979年7月に完成した群分離試験装置を用いて、2回のコールド試験と2回のセミホット試験を実施した結果について、主としてセミホット試験の結果を中心としてまとめたものである。これらの試験では抽出器中の乳濁及び脱硝容器内での泡立ちの現象が生じたが、それぞれ解決策を見い出すことかてきた。$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの回収には無機イオン交換体のカラムの設計に問題が残るが、群分離の第1目標としている超ウラン元素は99.9%以上の収率で分離することができた。

論文

Dose measurement of $$^{9}$$$$^{0}$$Sr source for radiation chemical reaction

山本 忠利; 大塚 徳勝

Radioisotopes, 30(10), p.539 - 544, 1981/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.30.10_539

$$^{9}$$$$^{0}$$Sr6Ciの板状線源(大きさ:55$$times$$40$$times$$5mm)の照射特性を調べるため、ブルーセロファン線量計と熱ルミネッセンス線量計を用いて、その線量測定実験を試みた。さらに、無限板状線源として用いたときの線量率を推定し、固体表面処理用の照射線源としての可能性を検討した。使用した$$^{9}$$$$^{0}$$Sr線源の放射面積は35$$times$$20mmで、その放射能面密度は0.85Ci/cm$$^{2}$$である。 線源の近傍(0~5cm)では、線量率はかなり高く、等線量曲線は線源の形状に似ていった。線源から離れた点(5~50cm)では、線量率は急激に減少し、等線量曲線は円形に近くなった。深部線量曲線は電子線加速器による照射で得られるそれに比べて、ピークの位置が浅い方へかなり変位していた。最大放射能面密度40.7Ci/cm$$^{2}$$を有する線源を無限板状に配置すると、線源から5cm離れた点の線量率は8.0$$times$$10$$^{7}$$rad/hに達する。

報告書

群分離法の開発; 群分離試験用ケーブと装置の製作

山口 五十夫; 中村 治人; 久保田 益充; 館盛 勝一; 佐藤 彰; 青山 三郎

JAERI-M 9049, 39 Pages, 1980/09

JAERI-M-9049.pdf:2.74MB

高レベル再処理廃液中に含まれる超ウラン元素、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csなどの主要核種を分離してそれぞれの性質に応じて処分する、いわゆる群分離処理法の開発研究を行なうため、約1,000Ciの実廃液を取扱うことができる研究施設を完成した。従来$$beta$$-$$gamma$$用化学ケーブとして使われていたケーブに$$alpha$$放射体を取扱うことができるよう、気密性のステンレス鋼製イニングを施した。地下室には廃液貯留タンクおよびカセット式排気フィルタを設置した。群分離試験装置は脱硝濃縮装置、ろ過装置、ミニミキサセトラ、加圧型イオン交換カラムおよび10基の一時貯留タンク等から構成されており、ミニミキサセトラを除いてはステンレス鋼製である。弁は原則として空気作動式遠隔操作弁とし、狭い場所に多くの弁が設置できるよう工夫した。また狭いケーブ内で群分離の全工程を試験しなければならないので、脱硝濃縮装置、ポンプ等は多目的にくり返し使用できるようにした。

報告書

放射性廃棄物の陸地処分に関する安全性研究,2; 通気層における放射性核種の移動と分布

武部 愼一; 山本 忠利; 和達 嘉樹

JAERI-M 8824, 14 Pages, 1980/04

JAERI-M-8824.pdf:0.63MB

本報は、放射性廃棄物の陸地処分の安全評価に関する基礎的研究である。通気層中の放射性核種の挙動を明らかにするために、前報の小規模地中モデル装置による実験に引続き、中規模地中モデル装置による実験を行い、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yについて、通気層中での移動および分布を調べた。放射性核種の砂層中垂直方向への分布比は指数関数的な急激な減少を示す。このことは、放射性核種の大部分が最初の砂層、すなわち流下口付近の砂層に吸着されるためである。放射性核種の砂層中での二次元分布状況は次のようである;$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの砂層中での水平方向および垂直方向への移動はいずれも小さい。$$^{6}$$$$^{0}$$Coの砂層中での水平方向および垂直方向への移動はいずれも大きい。$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yの砂層中での水平方向への移動は小さいが、垂直方向への移動は大きい。その分布は$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csのそれに類似している。結局、放射性核種相互間の移動と分布の違いは、それら核種の化学形(イオン形或いは非イオン形)に起因することがわかった。

報告書

放射性廃棄物の陸地処分に関する安全性研究; 通気層における放射性核種の分布と移動

武部 愼一; 和達 嘉樹

JAERI-M 8044, 19 Pages, 1979/01

JAERI-M-8044.pdf:0.7MB

本報は放射性廃棄物の陸地処分の安全性評価に関する基礎的研究であり、通気層中の放射性核種の挙動を知るため、砂層モデル装置により$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yの分配係数ならびに砂層中分布、砂層中移動速度を求めた。その結果、各核種の不飽和分配係数は、酸性の場合において大きく、中性およびアルカリ性の場合において小さい。放射性核種は流下に際して砂層表面層に大部分が吸着し、砂層深部に行くに従って、それらの分布比は指数関数的に減少する。井上らにより提案されている放射性核種の通気層中移動を表わす式により、核種の移動速度を算出した。それによると、酸性における各核種の移動速度は小さく、アルカリ性の場合は大きい。しかし、水の移動速度に比較するとかなり小さい値であり、$$^{6}$$$$^{0}$$Coで約1/100、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csでは約1/10,000、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yでは約1/1,000である。

報告書

$$^{9}$$$$^{0}$$Srセラミック$$beta$$線源の安全性試験

前田 頌; 妹尾 宗明; 榎本 茂正

JAERI-M 7305, 16 Pages, 1977/09

JAERI-M-7305.pdf:0.94MB

さきに開発した新しい調製法による$$^{9}$$$$^{0}$$Srセラミック$$beta$$線源について、カプセルの構造および封入法の要点を述べ、さらに各種安全性試験を行なって、その結果をISOで提案されている基準と比較検討した。試験項目は以下の通りである。機械的耐用試験として圧力試験、衝撃試験およびパンク試験、熱的耐用試験として最高温度試鹸、熱保持試験および熱衝撃試験である。

報告書

原研アイソトープ事業部における高レベル廃液処理処分技術の研究・開発の現状と開発課題

中村 治人; 前田 頌

JAERI-M 7138, 46 Pages, 1977/06

JAERI-M-7138.pdf:1.57MB

原研アイソトープ事業部において、再処理高レベル廃液の処理処分技術の研究・開発に関連するグループが中心となり、同廃液の処理処分に関する研究・開発をレビューし、その問題点と今後の研究課題について討議した。事業所内においては、群分離法、$$^{9}$$$$^{0}$$Srと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの固化法、RIの密封技術等の研究、開発が進行している。所内の関連研究としては、グロス固化技術の開発とその安全性試験、超ウラン元素の専焼炉の概念設計などがあげられる。先進諸国においては当面ガラス固化したのち、工学貯蔵をし、2000年頃までには最終処分方式を確立する方針で技術開発が進められている。最終処分時の安全性評価に特に問題があり、処分地層の選択に苦慮している。群分離・消滅処理の研究も盛んである。以上調査検討の結果、この問題は核燃料サイクルの見直しをも含めて、総合的・長期的観点から対処すべきであり、群分離・消滅処理等処分時の安全性試験は原研の重要課題であるとの共通認識を得た。

報告書

再処理廃液からのRI分離技術の開発

中村 治人; 久保田 益充; 館盛 勝一; 山口 五十夫; 佐藤 彰; 青山 三郎; 天野 恕

JAERI-M 6958, 40 Pages, 1977/03

JAERI-M-6958.pdf:1.25MB

製造部における核燃料再処理廃液からの長寿命RI製造技術の開発状況を纏めたものである。廃棄物処理として群分離と有用RIの製造の両目的に合うような分離技術の開発を目指して、溶媒抽出法とイオン交換法による$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび希土類元素の分離を主に考え分離条件を検討した。イオン交換樹脂および抽出剤として使用するHDEHPの耐放射線性を$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源を使って調べ、この目的に使用できることを確かめた。硝酸のみを溶離剤とした陽イオン交換樹脂法で原研廃液10l(約2Ci)から$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを99%以上の純度で分離する事ができた。更に大量の廃液を処理するため溶媒抽出法とイオン交換法を組合わせた分離システムを組み、分離装置を作りコールド試験を行った。2~3の改善すべき点はあったが基本的には予期した結果が得られ、約1Kgの廃液を使った実験に、原理的な変更なく移行できると考えられる。

論文

Sr-90固化のためのチタン酸塩合成法

妹尾 宗明

日本原子力学会誌, 18(12), p.781 - 785, 1976/12

https://doi.org/10.3327/jaesj.18.781
 被引用回数：0

核分裂生成物に含まれる放射性核種、$$^{9}$$$$^{0}$$SrをもちいたRI電池の熱源用の化合物として使われているチタン酸ストロンチウムの安全で経済的な合成のための一連の工程を提案する。この工程は、著者らが先に報告した硝酸ストロンチウムとメタチタン酸との混合物のか焼によるチタン酸ストロンチウムの合成反応を応用したものである。この工程は従来法に比べ合成温度が低いため、金属製の反応器が有効に使え、処理中に生じる放射能汚染のレベルが低くおさえられる。本法により合成したものの燒結体の密度は従来法のものを使った場合に比べ低いが、熱源としての特性は実用上、ほとんど変わらない。大量の放射性ストロンチウム廃液の固化も同様に、この工程が応用できる。

論文

Trends with time of fallout $$^{9}$$$$^{0}$$Sr, $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs and $$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nb in total diet and the concentration in the air

赤石 準; 笠井 篤; 藤田 稔

Journal of Radiation Research, 7(1), p.8 - 17, 1967/00

https://doi.org/10.1269/jrr.7.8

抄録なし

論文

各種繊維及び表面処理繊維の$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Y汚染の除去

和達 嘉樹; 川野 幸夫; 田島 雄三

Radioisotopes, 14(1), P. 18, 1964/00

抄録なし

論文

皮膚の放射性アイソトープによる汚染,1; 生豚皮の$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Y及び$$^{3}$$$$^{2}$$Pによる汚染

和達 喜樹*; 田代 晋吾*; 田島 雄三*; 檜山 哲男*

日本原子力学会誌, 5(11), p.938 - 943, 1963/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.5.938

放射性アイソトープを取り扱う場合、充分注意して取り扱ってもしばしば皮膚の汚染をひき起こす。実際除染をする場合に、汚染が皮膚の表面に付着する量ならびに内部に浸透していく量の知識が必要となってくる。とくに、汚染液のpHおよび汚染時間がこれらの量にいかに影響するかということは、医療処置にあたっても重要な問題と思われる。この点について、陽イオンとして放射平衡にある$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yを、陰イオンとして$$^{3}$$$$^{2}$$Pを、種々のpHの水溶液で用い、数多くの新鮮な生豚皮について汚染の実験を行ない、汚染の表皮付着量及び内部浸透量についていくつかの興味ある結果を得たのでここに報告する。

論文

皮膚の放射性アイソトープによる汚染,2; 生きている兎の皮膚の$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Y及び$$^{3}$$$$^{2}$$Pによる汚染

和達 喜樹*; 田代 晋吾*; 田島 雄三*; 檜山 哲男*

日本原子力学会誌, 5(11), p.994 - 996, 1963/00

第?報に引続き、生豚皮で得られた実験結果をなるべく人間の場合にあやまりなく適用するため、生きている兎について、無担体の$$^{9}$$$$^{0}$$Sr-$$^{9}$$$$^{0}$$Yおよび$$^{3}$$$$^{2}$$Pを用いて、前と同様な汚染実験を行なった。そして、汚染の表皮付着量と内部浸透量について、生豚皮と同様な結果を得たことにより、生豚皮の実験結果を確認するとともに、実際の人間皮膚の放射性アイソトープによる汚染の場合に採るべき処置について、ある考えを得たので、ここに報告する。

論文

$$^{9}$$$$^{0}$$Srによる床材料の汚染及びその除去の研究

堀田 寛; 和達 嘉樹

Radioisotopes, 7, P. 47, 1958/00

抄録なし

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