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大西 健太郎*; 小林 拓真*; 溝端 秀聡*; 野崎 幹人*; 吉越 章隆; 志村 考功*; 渡部 平司*
Japanese Journal of Applied Physics, 62(5), p.050903_1 - 050903_4, 2023/05
高品質SiO/GaN MOS構造の実現には、GaO界面層の形成が有効である。しかしGaO層を形成した場合、熱処理条件を注意深く設計しなければ、GaO層の還元に伴い正の固定電荷が生成する。そこで本研究では、GaN上にSiOをスパッタ成膜することで、不安定なGaO層を最小限に抑制することを目指した。実際に放射光X線光電子分光測定により、プラズマ化学気相成長法(PECVD)でSiOを成膜した場合と比較して、スパッタ成膜ではGaO層が抑制できることを確認した。成膜後に適切な温度で酸素・フォーミングガスアニールを実施することで、良好な界面特性、絶縁性を有するGaN MOSデバイスを実現した。
宮川 和也
JAEA-Data/Code 2021-021, 23 Pages, 2022/03
幌延深地層研究計画において、2019年度までは主に地下施設建設時の坑道掘削に伴う地下水の水質変化の調査や地球化学モデルの構築および見直しを目的として、2020年度からは必須の課題へ対応するため、地下水の水質データを取得している。2021年度は、引き続き必須の課題に対応するため、地下施設を利用して得られた地下水の水質データを取得している。地下施設の140m,250mおよび350m調査坑道から掘削されたボーリング孔や3本の立坑に設置されている集水リングなどから54試料の地下水を採取し、分析を実施した。本報告は、2021年度に得られた地下水の水質データとして、物理化学パラメータ(電気伝導度やpH)や溶存成分(Na, K, Li, NH, Cl, Br, NO, SO, PO, Ca, Mg, Sr, P, Total-Mn, Si, Total-Fe, Al, B, F, I, アルカリ度, 全有機炭素,全無機炭素,CO, HCO, Ba, Fe,硫化物),酸素水素同位体比およびトリチウムの測定・分析結果を取りまとめたものである。
飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種(H, C, Cl, Co, Ni, Sr, Nb, Mo, Tc, Ag, Sn, I, Cs, Eu, Eu, U, U, U, Pu, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
佐藤 義行; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕
保健物理, 51(4), p.209 - 217, 2016/12
福島第一原子力発電所で発生した廃棄物の処理処分方策を検討するためには、事故廃棄物の核種組成を把握する必要がある。そのためには、測定が容易な線放出核種のみならず、線や線放出核種に対する放射化学分析データが必要である。そこで本研究では、1, 2及び3号機原子炉建屋内から発生した瓦礫の放射化学分析を行い、H, C, Co, Sr, Tc, Cs, Eu, Pu, Am、及びCmの放射能濃度データを取得した。このうち、H, C, Co、及びSrについては、それぞれCs濃度との比例関係の傾向が見られた。瓦礫の核種組成については、1, 2及び3号機で異なることが示唆されたが、これは事故進展の違いを反映しているものと推測される。
篠原 伸夫; 河野 信昭; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 中原 嘉則; 黒沢 節身; 渡部 和男; 臼田 重和; 大島 真澄; 勝田 博司; et al.
Radiochimica Acta, 89(3), p.135 - 138, 2001/05
被引用回数:2 パーセンタイル:19.66(Chemistry, Inorganic & Nuclear)東海村で起きたJCO臨界事故のウラン溶液を放射化学分析して、Uの中性子捕獲反応で生成したNp及びPuを正確に定量した。測定した原子数比Np/Puは、臨界事故中の中性子捕獲反応履歴に依存することを見いだし、燃焼計算コードを用いた計算結果と比較した。その結果、事故の初期段階(25分間)の中性子捕獲反応数は全反応数に対して246%であることが明らかになった。
安達 武雄
EUR-19943-EN, p.211 - 215, 2001/00
保障措置強化策のための環境試料分析技術を開発するため、原研は1996年に環境中の極微量核物質分析計画を開始した。この計画は分析技術の開発とクリーン化学施設(CLAER)の建設から構成される。本施設は、分析装置の据付と試験運転を含めて2001年6月に完成予定である。環境試料分析技術は包括的核実験禁止条約(CTBT)遵守状況検証や環境科学に関連した基礎的研究開発にも応用される。本論文は、本施設のアウトライン、分析の開発状況、国際協力の現状、並びに環境試料分析技術の応用について述べる。
亀井 玄人
JNC TN8400 2000-030, 17 Pages, 2000/12
海水起源堆積岩中地下水の代表例として、千葉県茂原ガス田の地下水を対象に、有機炭素(TOC)および有機酸(ギ酸、酢酸、乳酸、コハク酸、プロピオン酸 、吉草酸、酪酸、フミン酸およびフルボ酸)についても濃度を測定した。その結果、TOCが221240MG/Lの値を示し、有機酸はコハク酸とフルボ酸のみが検出され、それぞれ5.80.58.30.3MG/Lの濃度であった。地下水の温度やSO42-濃度を考慮すると、微生物の活動によってたとえばCHCOO + HO = HCO + CHのように示される反応が進行し、メタンとして滞留しているものと考える。
竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09
NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。
佐川 憲彦*
PNC TJ9613 97-001, 90 Pages, 1997/10
ヨウ素蒸気を赤熱したフィラメント上で電離させ、これを正電位を与えたコレクターで捕集するイオン化センサーを試作し、これを用いて希ガス中のヨウ素をオンライン計測して、その特性を測定した。気化器中でヨウ素結晶からヨウ素蒸気を発生させ、ヨウ素蒸気を希ガスで搬送してセンサーに導いた。センサーのイオン電流を連続測定し、センサーを通過したヨウ素蒸気を苛性ソーダ水溶液中に捕集して、化学分析によりヨウ素を定量した。イオン化センサー出力の時間積分値とヨウ素捕集量とを比較した結果、ステンレス鋼コレクターを用いたセンサーでは、出力の時間積分値とヨウ素捕集量の間には相関が見出せないが、白金コレクターを用いたセンサーでは、両者の間に直線関係が認められた。
相内 更子; 安 隆己; 菅沼 隆; 田中 康正
PNC TN8410 97-107, 53 Pages, 1997/05
再処理の溶解工程にて発生する不溶解性残渣物及び高レベル放射性廃液を安定化するガラス固化体等、固体試料中に含まれる元素を分析するには試料の溶液化が不可欠である。今回、密閉容器を用いるマイクロ波加熱酸溶解法(以下、マイクロ波加熱法と記す)の再処理関連分析への応用検討を目的として、模擬ガラス固化体の前処理及び分析を行い、従来の酸溶解分析との比較・検討を実施した。得られた結果は以下の通りである。(1)マイクロ波加熱法において模擬ガラス固化体試料の完全溶解に要する最短時間は7分であり、従来法の2時間と比較して約1/20の時間短縮が可能となった。(2)マイクロ波加熱法で溶解に要する最少の混酸量は、従来法の約1/2に低減できた。(3)塩酸で処理すると揮発性物質となるCr2O3は表示値通りの分析値が得られ、密閉容器による揮発抑制効果が確認できた。(4)従来法とマイクロ波加熱法での分析値の再現性を比較したところ、後者の変動係数の方が1.21.7倍優れていた。(5)白金族を含む模擬ガラス固化体試料は、RuO2及びZrO2を除き、決定した混酸量・溶解時間で高い溶解率が得られた。(6)白金族を含む模擬ガラス固化体試料のZrO2は、溶解時間と添加する混酸量を増やすことにより、完全に溶解できた。一方、RuO2の最大溶解率は12%程度と低値を示した。
本間 俊司*; 田嶋 靖憲*; 古閑 二郎*; 松本 史朗*
PNC TJ1609 97-001, 47 Pages, 1997/02
再処理プロセスの運転において生成、消滅する微量成分、特にアジ化水素酸のプロセス内挙動について数値シミュレーションによる検討を行った。また、アジ化水素酸のモニタリングに必要な分析方法について文献調査を行い、気相および水相で測定可能な方法について検討を行った。さらに、再処理プロセスの運転時に生ずるアジ化水素以外の微量生成物について文献調査を行った。アジ化水素酸のマスフローシミュレーションコードは、昨年度までに開発されたコードに、アジ化水素酸のTBPへの分配係数推算式を組み込み、抽出器の各ステージごとの物質収支式を解くように改良を行った。また。シミュレーションに使用するモデルプラントについても、より現実に近い条件を設定した。シミュレーションの結果、アジ化水素酸がプロセス全体に拡散する可能性が示唆され、その防止策を明らかにした。アジ化水素酸に関する既住の分析方法について調査し、それらの特徴をまとめ比較検討を行った。アジ化水素酸は非常に不安定な物質であり、再処理プロセスの抽出工程に存在する妨害成分によって分析の精度が左右されるため、複数の方法を使用することが望ましいと結論された。アジ化水素以外の微量生成物については、溶媒劣化生成物および硝酸に由来する微量成分について調査を行った。
樋口 英雄*
PNC TJ1309 96-001, 113 Pages, 1996/03
本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、核燃料サイクルとも関連した環境中の長半減期放射性核種の分析法並びにそれらのレベルを調査した結果をとりまとめたものである。本報告書は以下の項目の内容が記載されている。(1)トリチウム人体代謝モデルの検証に環境データを用いる際の問題点(2)二酸化炭素吸収剤を用いる環境中の14C測定法(3)99Tc分析のための95mTcトレーサーの製造(4)放射性降下物の最近の状況(5)環境試料中の241Pu分析(6)環境試料中の242、243、244Cm分析(7)線放射体測定のための収率トレーサー(8)クロスチェックについて
米田 茂夫*; 古澤 明*
PNC TJ7308 96-002, 77 Pages, 1996/01
将来の火山活動の再開の可能性、再開した場合の活動の規模・様式を予測する上で、過去の活動の履歴(火山活動史)は重要な情報源となるため、過去のイベントを精度よく捉え、詳細な火山活動史を編纂することが必要となる。本調査は、平成6年度に実施した別府湾におけるピストンコアの火山灰分析結果を用いて、別府湾周辺の火山を対象に、アカホヤ火山灰堆積以降(6,300年前)の活動史の編纂、及びピストンコア試料を用いた火山活動史編纂手法の適用条件・編纂精度の検討を目的に実施した。調査の内容は、由布・鶴見岳、九重山周辺、阿蘇山周辺を対象とした火山灰調査と、その際採取した100試料の火山灰の火山灰分析及び屈折率測定である。調査の結果では、別府湾のG-5、G-6火山灰は阿蘇山起源の火山灰に、M-3火山灰は由布岳起源の火山灰に、G-4及びB-1火山灰は久重連山起源の火山灰に対比できる可能性が高いことが判明した。このことは、ピストンコア試料中の火山灰分析が、ピストンコア採取地点周辺の火山活動を検討する上で、有効な手法であることを示すものであり、火山が存在する近傍に水域がある場合には、火山活動史編纂の一手法として、ピストンコアの火山灰分析は極めて有効であるといえる。
川上 泰*
PNC TJ1564 95-004, 14 Pages, 1995/03
中、低レベルの放射性廃棄物はアスファルトで固化されて地層処分される。そのため処分環境でのアスファルトの安定性の評価が重要である。アスファルトの主要成分は炭素数の多い炭化水素の集合体であり、長期間のうちには微生物により分解される可能性がある。本研究では、微生物によるアスファルトの分解に関わる現状調査及びアスファルトの成分分画と微生物による易分解成分の同定を行い、今後のアスファルトの生物的な安定性の検討とよりよい固化材をめざす研究開発に資することを目的として行われた。その結果は次のようにまとめられる。1.アスファルトの成分分画及び化学分析に関して・本実験に用いたアスファルトは動力炉・核燃料開発事業団、東海事業所 環境技術開発部 地層処分開発室より供給されたもので、実際にプロセス濃縮廃液の固化に用いられているものである。このアスファルトを石油学会規格の方法により分画した。その結果は、飽和分:20.3%、芳香族分:33.4%、レジン分:21.6%、アスファルテン分:24.7%(回収率92.3%)であった。この数値は今回用いたアスファルトがブローンアスファルトであるため、昨年度のストレートアスファルトに比べ、レジン分、アスファルテン分が多くなっている。化学分析としては紫外-可視吸光スペクトルをとった。そのスペクトルから1)トルエン流下分には芳香環2-3の芳香族炭化水素とその関連物質が多く含まれる。2)レジン画分には直鎖の炭化水素骨格に酸素などが付加した極性物質が多く含まれる。3)アスファルテン画分には芳香環が4以上の多環芳香族炭化水素とその関連物質が多く含まれる。ことが示唆された。2.アスファルトを最も劣化させ易い微生物の選定及び培養実験に関して・地下埋設処分に用いられるアスファルトを劣化させる能力を持つ微生物を用いた実験のために昨年度用いた芳香族炭化水素分解細菌の既存株の他に、新たに環境中より適当な菌株を単離した。川崎、横浜両市の淡水域と海水域より水試料から目的の細菌を数株単離した。・今回単離した菌株のうち、その一部の脱窒能を調べた。その結果かなりの株が脱窒能を有していた。・脱窒能は有機炭素源を用いた時は高い能力を示したが、モデル炭化水素を用いた時は極めて薄弱なガス発生しか観察されなかった。
西尾 軍治; 小池 忠雄; 宮田 定次郎; 高田 準一; 渡辺 浩二*
JAERI-Tech 95-029, 59 Pages, 1995/03
ロシアの再処理施設トムスクにおいて、溶媒と硝酸の発熱反応に起因した急激な熱分解反応により硝酸ウランを含む貯槽が加圧して爆発事象が発生した。この事故は、貯槽の排気管に設置された弁が開放であるにも関わらず、硝酸水溶液の沸点以下で大量の熱が発生した特異な反応挙動を持っている。従って、貯槽内で硝酸による溶媒の劣化に起因した不安定な熱分解性物質の蓄積が推測された。そこで、劣化溶媒の化学分析を実施し、熱分解性物質の化学形を同定した。また、推定した熱分解性物質の反応熱を示差熱分析計(DTA)と示差走査熱量計(DSC)を用いて測定した。
中山 一彦; 里子 博幸
PNC TN8420 94-026, 67 Pages, 1994/08
東海事業所では、建設竣工後30年を経過した施設が増加しており、経年変化対策の必要性が高まっている。こうした中、平成3年度には、事業団品質保証委員会の下に「経年変化対応策検討分科会」が設置され、全社的観点での経年変化対応策の推進が図られている。この流れを受けて、現在建設工務管理室では施設建物を対象とした経年変化対応策研究を実施している。本研究における劣化診断は、主に建物の外壁面を対象としているが、マルチスペクトル法による施設劣化診断は、これまでの抜き取り的な劣化診断と比較して壁面全体の劣化情報を掴むことができるため、即時性および経済性が非常に高いとされている。今回この新技術を用いた劣化診断法(マルチスペクトル法)および化学分析によって、調査対象施設は比較的良好な状態にあることが確認された。本報告書では、これらの調査結果と、マルチスペクトル法の有効性について報告する。
檜山 敬; 大内 義房; 岡本 文敏; 富樫 昭夫
PNC TN8450 93-005, 14 Pages, 1993/06
本報告書は、平成5年5月25日、東海事業所図書・研修合同棟において開催された第14回分析技術報告会の内容をとりまとめたものである。この報告会は昭和58年に第1回目を開催して以来、各事業所分析部門の「技術情報交換」「分析業務の効率化と技術の向上」及び「分析に携わる技術者の教育」を目標にほぼ毎年継続してきたものであり、探鉱部門から廃棄物処理処分技術開発に至る原子力サイクル全般に係わる巾広い分野から全事業所に渡り、報告案件を集めるもので、今回も東海事業所を初め、大洗工学センター、中部事業所、もんじゅ建設所から、14件の報告がなされた。
not registered
PNC TJ1545 93-004, 122 Pages, 1993/03
本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、環境中での核燃料サイクルとも関連した長半減期放射性核種の分析定量法を調査した結果をとりまとめたものである。各核種につき既に汎用化されている従来法はもとより、放射能測定を伴わない質量分析器を最終検出器とする最新の分析定量法についても、サーベイした。また、幾つかの核種については、分析対象物質毎に試料の前処理を詳しく記述し、実際の分析に役立つよう配慮した。
森平 正之
PNC TN8420 92-011, 42 Pages, 1992/06
動燃事業団・日本原子力研究所の共同研究として平成6年度より「常陽」における炭・窒化物燃料の照射試験が予定されている。筆者は平成3年10月から翌年3月まで、この共同研究の一環として原研大洗研燃料研究棟で照射用燃料の製造に従事すると共に、炭・窒化物燃料の製造、取扱技術並びにこれらの燃料を取扱うための高純度アルゴン雰囲気グローブボックスについての技術調査を行った。本報告はこれらの調査結果をまとめたものである。