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論文

Determination of the specific activity of fission-baced $$^{9}$$$$^{9}$$Mo using differential pulse polarography

R.K.Barnes*; E.L.R.Hetheringtone*; 大久保 昌武

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 34(3), p.603 - 606, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0020-708X(83)90062-5
 被引用回数：3 パーセンタイル：44.31(Nuclear Science & Technology)

医療用$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Tcゼネレーターを製造するために$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの核分裂生成物から分離・回収したF.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Moの比放射能を求めることを目的として、F.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Mo溶液中のMo担体量を示差パルスポーラログラフ法により定量した。Moの担体量は強制滴下水銀電極の水銀滴下間隔(J)2S、水銀滴下量(m)2.5mg・S$$^{-}$$$$^{1}$$、パルス加電圧($$Delta$$E)50mV、加電圧掃引速度(v)2mV・S$$^{-}$$$$^{1}$$、掃引電位+0.05V~-0.6Vの条件で0.25MHNO$$_{3}$$-2.0MNH$$_{4}$$NO$$_{3}$$溶液中のMoを電解し、-0.25V付近に生成した示差パルスポーラログラムを記録・解析して求めた。Moの担体量から求めたF.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Moの比放射能は、平均4.3$$times$$10$$^{4}$$ci・g$$^{-}$$$$^{1}$$/バッチであった。この値は、F.P.$$^{9}$$$$^{9}$$Moの核分裂収率やUO$$_{2}$$ターゲット中のMoの含有量等を考慮した式から求めた比放射能値に対して$$pm$$7.7%以内で一致した。

論文

The Chemical state of burnup-simulated (Th,U)O$$_{2}$$ at high oxygen potential

宇賀神 光弘; 柴 是行

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.227 - 230, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90051-3
 被引用回数：14 パーセンタイル：94.62(Materials Science, Multidisciplinary)

高酸素ポテンシャル(-29kcal/mol O$$_{2}$$)下における、模擬燃料(Th$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{8}$$$$_{1}$$U$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{1}$$$$_{9}$$)O$$_{2}$$中のFP元素の化学形をX線回折,顕微鏡観察,電子線プローブマイクロアナライザにより調べた。その結果、低酸素ポテンシャル下で燃料マトリックスに安定に存在し得た(Ba,Sr)(Zr,Ce)O$$_{3}$$とMo-Ru-Pd合金は酸素ポテンシャルが上昇すると、Moの選択酸化が起り、金属相はRu-Pd合金となる一方BaZrO$$_{3}$$型化合物は分解して(Ba,Sr)MoO$$_{4}$$およびNd$$_{2}$$(Zr,Ce)$$_{2}$$O$$_{7}$$がより安定な相として生成することがわかった。

報告書

Determination of Pu Accumulated in Irradiated Fuels by Non-Destructive Isotopic Correlation Technique

鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎

JAERI-M 8599, 13 Pages, 1979/11

JAERI-M-8599.pdf:0.55MB

平均4,400MWd/tの燃焼度を持つJPDR-Iの使用済燃料について、非破壊ガンマ線スペクトロメトリを行った。1つの燃料集合体内の8本の燃料棒について、核分裂生成物のガンマ線強度比と、破壊測定によって得られている燃焼率および蓄積されたPuと残存Uの原子数比とについて相関関係を調べた。この結果、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比が、燃焼率に対してよりもむしろPu/U原子数に対してのより良い指標であることを見出した。次いで、燃料棒に対して得た相関関係を使って、各々の燃料集合体中に含まれているPu/U原子数比を求めた。このようにして得た集合体中のPu量は再処理工場での値と2%の差で一致した。

報告書

高温ガス冷却炉における核分裂生成物の非定常拡散放出量評価用コード; FECUND

牧野 正彦*; 安川 茂

JAERI-M 4883, 159 Pages, 1972/07

JAERI-M-4883.pdf:4.08MB

高温ガス冷却炉心における核分裂生成物の放出量を計算するのが本コードの目的である。本コードでは炉心を単一燃焼要素より成るモデルで取扱う。核分裂生成物が被覆燃料粒子から放出される過程、その放出された核分裂生成物が燃料マトリックス、黒鉛スリーブなどの各層を移行して一次冷却系へ放出される過程、さらに一次冷却ループを経て炉心に戻ってくる過程を計算する。対象とする燃料要素は、中実円筒要素、中空円筒要素、円環型燃料要素、ならびに球型燃料要素である。核分裂生成物の放出挙動を被覆燃料粒子体系と燃料要素体系に大別して取扱い、各々の体系で$$beta$$-崩壊による消滅、濃度拡散、熱拡散による移動、反跳移動、核分裂による生成、および先行核の$$beta$$-崩壊あるいは中性子捕獲に起因する生成の諸過程を取り入れて、径方向一次元・非定常拡散問題として核分裂生成の濃度分布を解いている。核分裂生成物は炉内において中性子捕獲、$$beta$$崩壊、などの反応を起すため、異なる核種を同時に評価する必要がある。本コードでは、核分裂生成物濃の空間分布を求めることに主眼が置かれているが、親-娘核種の結合計算も可能にしている。

論文

F.P.の放射線源としての利用

大塚 徳勝

日本アイソトープ会議報文集, S1(4), p.244 - 246, 1972/00

核燃料のUは原子炉の中で、核分裂反応、または、中性子捕獲反応を行ない、それぞれ、核分裂生成物(Fission Products)と超U元素を生ずる。FPの種類は約300にも及ぶが、この中、照射用線源としての条件(線種、線質、および半減期)を満足するような有用核種は、わずか、数種類にすぎない。その主な核種をTable 1に示す。照射用FP線源には、数多くのFPを含んだ使用済核燃料(Spent Fuel)、およぴ混合FP(MixedFP)も有用である。

論文

高温照射天然UO$$_{2}$$ペレット中のF.P.の偏析

武谷 清昭*; 市川 逵生

日本原子力学会誌, 10(8), p.426 - 434, 1968/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.10.426

原子炉内で高出力状態で照射されたUO$$_{2}$$あるいはPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料に、非ガス性の核分裂生成物(F.P.)が偏在することについては、すでに多くの報告がある$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{)}$$$$^{(}$$$$^{2}$$$$^{)}$$。これらの報告で取り扱われている燃料内は、著しい温度勾配を有するものがほとんどで、濃縮UあるいはPu含有のものに限られている。

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