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論文

Rapid analytical method of $$^{90}$$Sr in urine sample; Rapid separation of Sr by phosphate co-precipitation and extraction chromatography, followed by determination by triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS/MS)

富田 純平; 竹内 絵里奈

Applied Radiation and Isotopes, 150, p.103 - 109, 2019/08

緊急時における作業者の内部被ばくを評価するために、尿中$$^{90}$$Sr迅速分析法を開発した。尿試料中のSrはリン酸塩共沈及びプレフィルター, TRUレジン及びSrレジンのタンデムカラムを用いた抽出クロマトグラフィーにより迅速に分離され、$$^{90}$$Sr濃度はトリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS/MS)により定量された。1mL min$$^{-1}$$の酸素リアクションガス流量でMS/MSモードにより測定したところ、50mg-Sr L$$^{-1}$$までは、m/z=90における$$^{88}$$Srのテーリングは見られなかった。m/z=90の干渉となるGe, Se及びZrは、化学分離により除去された。既知量の$$^{90}$$Srと1mgのGe, Se, Sr及びZrを含む合成尿(1.2-1.6L)を用いて分析法の妥当性を確認した。尿試料からのSrの分離及びICP-MS/MSによる$$^{90}$$Sr測定に要する時間は約10時間、検出限界値は尿試料あたり1Bqであった。

論文

環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの性能試験

藤田 博喜; 野島 健大; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 横山 裕也; 小野 洋伸*

KEK Proceedings 2016-8, p.168 - 172, 2016/10

平成25年1月から平成27年3月までの期間において、復興促進プログラム(マッチング促進)として、「環境試料中ストロンチウム-90($$^{90}$$Sr)分析用自動化システムの開発」に取り組んだ。灰試料(農畜産物及び海水産物)を対象としてストロンチウムを単離するまでの工程を自動化することはできたが、実際の試料中$$^{90}$$Sr濃度測定を行うことができていなかったため、本システムによる分析を実施し、作業者による分析・測定結果と比較することにした。また、システムを改良し、各分析工程における装置の性能を向上させることができたので、その内容についても報告する。

論文

環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの開発

野島 健大; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 横山 裕也; 小野 洋伸*

KEK Proceedings 2015-4, p.111 - 115, 2015/11

$$^{90}$$Sr分析を放射性ストロンチウム分析法(文部科学省、放射能測定法シリーズ2)に従って、環境レベルの$$^{90}$$Sr濃度を自動で分析するシステムを開発したので、その成果を報告する。本研究では、この分析における湿式灰化、化学分離、イオン交換に係るそれぞれの工程を、ロボットや自動加熱装置等を組み合わせて、自作の制御プログラムにより、自動で分析できるようになった。

論文

Anthropogenic radionuclides in sediment in the Japan Sea; Distribution and transport processes of particulate radionuclides

乙坂 重嘉; 天野 光; 伊藤 集通; 川村 英之; 小林 卓也; 鈴木 崇史; 外川 織彦; Chaykovskaya, E. L.*; Lishavskaya, T. S.*; Novichkov, V. P.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 91(3), p.128 - 145, 2006/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:65.1(Environmental Sciences)

1998年から2002年にかけて、日本海の22観測点で観測した堆積物中の放射性核種($$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs及び$$^{239+240}$$Pu)の存在量と存在比から、同海域における粒子状放射性核種の輸送と蓄積過程を明らかにした。日本海における堆積物中の$$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs及び$$^{239+240}$$Puの存在量は、それぞれ0.6-87Bq/m$$^{2}$$, 5.9-379Bq/m$$^{2}$$及び0.6-78Bq/m$$^{2}$$の範囲であった。日本海盆及び大和海盆では、深海(水深2km以深)部における堆積物中の放射性核種存在量は同程度であったが、堆積物中の平均$$^{239+240}$$Pu/$$^{137}$$Cs比は大和海盆に比べて日本海盆で大きかった。特に西部日本海盆で見られた大きな$$^{239+240}$$Pu/$$^{137}$$Cs比は、この海域表層へのPu/Cs比の大きな粒子の生成と深海への急速な粒子沈降がもたらした結果であると結論付けられた。対馬海盆及び大和海盆縁辺部では、堆積物中の放射性核種の存在量及び$$^{239+240}$$Pu/$$^{137}$$Cs比が大きかった。対馬暖流による粒子状放射性核種の水平輸送が南部及び東部日本海における堆積物への大きな放射性核種の蓄積をもたらしたと考えられた。

論文

日本海における人工放射性核種の移行挙動に関する調査研究,2

乙坂 重嘉; 伊藤 集通; 川村 英之; 小林 卓也; 鈴木 崇史; 外川 織彦

第45回環境放射能調査研究成果論文抄録集,平成14年度, p.77 - 78, 2003/12

科学技術庁/文部科学省による受託研究と、ISTCパートナープロジェクトによって、日本海の22観測点で採取された海底土試料中の人工放射性核種(セシウム-137,ストロンチウム-90及びプルトニウム-239, 240)濃度について報告する。西部日本海盆では、全ての観測点で有意な放射能濃度が観測され、その水平的な変動は他の海域に比べて小さかった。旧ソ連及びロシアによる放射性核種の投棄海域(日本海盆の西側)とその他の海域との間には、有意な放射性核種濃度の差は見られなかった。大和海盆の一部の観測点では有意な放射能は検出されなかったが、その一方で南東部の2測点で局所的に大きな濃度が観測された。堆積物中の放射性核種濃度と観測点の水深の間に有意な相関関係は見られなかった。日本海における堆積物中の放射性核種濃度の分布は、放射性物質の投棄などの人為的な事象に起因するものではなく、それぞれの海域が持つ地理的特徴を反映したものであると考えられる。日本海における放射性核種の移行過程をより詳細に理解するために、沈降粒子による溶存成分の除去と鉛直輸送,海水流動,陸起源粒子の供給過程等といった物質循環過程を総合的に評価する必要がある。

論文

Anthropogenic radionuclides in sediment in the Japan Sea

乙坂 重嘉; 荒巻 能史*; 鈴木 崇史; 小林 卓也; 伊藤 集通; 外川 織彦; Chaykovskaya, E. L.*; Dunaev, A. L.*; Karasev, E. V.*; Novichkov, V. P.*; et al.

Proceedings of International Symposium on Radioecology and Environmental Dosimetry, p.390 - 395, 2003/10

1998年から2002年の間に、国際科学技術センター(ISTC)とのパートナープロジェクト及び、文部科学省からの受託研究のもとで、海底堆積物の採取と堆積物中の放射性核種の分析が行われた。本研究では、日本海の22測点における人為起源放射性核種(Cs-137, Sr-90及びPu-239+240)の分析結果を報告し、その分布と蓄積過程について議論する。日本海盆と大和海盆におけるCs-137の平均濃度は、それぞれ、1.0$$pm$$0.3, 1.0$$pm$$1.8Bq/kgであった。両海盆間で、堆積物中の放射性核種濃度に有意な差はなかったが、放射性核種濃度の分布には異なる特徴が見られた。日本海盆では、放射性核種濃度の水平分布の変動は小さかった。その一方で、大和海盆では、一部の測点で局所的に高い比放射能が観測された以外は、ほとんどの測点で有意な放射能は検出されなかった。日本海の堆積物中で最も高い放射能濃度は、大和海盆の南東縁辺で観測され、その濃度は、Cs-137が6.5$$pm$$0.6Bq/kg、Sr-90が1.4$$pm$$0.2Bq/kg、Pu-239+240が1.6$$pm$$0.1Bq/kgであった。日本海盆と大和海盆では、それぞれ特有の人為起源放射性核種の蓄積メカニズムが働いていたことが示唆された。

論文

Cerenkov counting method for Sr-89/90 determination in fission product Mo-99

源河 次雄; A.Mutalib*; H.I.Komala*; M.Ramli*; Adang.H.G.*; M.Sayad*; E.Sovilawati*; W.R.Suparna*

近隣アジア諸国における原子力安全確保水準調査報告書, 0, p.254 - 266, 1996/02

核分裂法による$$^{99}$$Mo製品中の$$^{89}$$Sr及び$$^{90}$$Sr不純物を定量するためチェレンコフ計数法を適用した。チェレンコフ計数には、簡単な手動式液体シンチレーション計数装置を利用した。ストロンチウムの化学分離には最近開発されたクラウンエーテル系イオン交換カラムを使用した。$$^{85}$$Srをトレーサーとしたカラム収率の測定では、ほぼ100%の値を示した。また、同じく$$^{85}$$Srを使用して溶離性能を調べたところ完全に他の核分裂生成核種から分離されることがわかった。$$^{89}$$Srは直接チェレンコフ計数により測定可能だが、ベータ線エネルギーの低い$$^{90}$$Srは娘核種の$$^{99}$$Yの量から計算により評価することとした。

報告書

群分離法の開発; NUCEF内に建設した群分離試験施設

山口 五十夫; 龍ヶ江 良三*; 森田 泰治; 近藤 康雄; 白橋 浩一; 山岸 功; 藤原 武; 藤本 啓一*; 谷津 修; 藤田 民義*; et al.

JAERI-Tech 94-030, 53 Pages, 1994/11

JAERI-Tech-94-030.pdf:4.61MB

群分離処理法の開発研究を行うため、年間1.85$$times$$10$$^{14}$$Bqの高レベル廃液を取り扱うことのできる研究施設を燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)に完成した。本研究施設は$$alpha$$放射体を含む放射性溶液の化学処理に適した気密構造の$$alpha$$-$$gamma$$型セルである。セル内には脱硝・濃縮装置、シュウ酸塩沈殿ろ過装置、ろ過機器、抽出器、イオン交換カラム、乾燥器、貯留タンク(10基)及びポンプ等で構成する群分離試験装置を設置した。主要機器は遠隔着脱コネクタを用いて交換可能であり、また、配管ルートを選定することにより多目的に使用できる。本群分離試験施設により、高レベル廃液中に含まれる元素を超ウラン元素群、Tc-白金族元素群、Sr-Cs群及びその他の元素群の4群に分離するプロセスについて試験する。

報告書

高レベル廃液群分離技術の研究開発の成果と将来計画

久保田 益充; 中村 治人

JAERI-M 85-066, 22 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-066.pdf:0.69MB

使用済核燃料の再処理に伴って発生する高レベル廃液を管理する一つの方法は、同廃液から、長寿命の超ウラン元素及び発熱量の大きいSr-90とCs-137を分離することである。現在までに、高レベル廃液からこれらの元素を回収するために溶媒抽出法とイオン交換法を主体とした群分離プロセスを開発してきた。また、このプロセスについて、動燃事業団の再処理工場から発生した高レベル実廃による試験を行い、その有効性を確認してきた。本報告書では、群分離技術の研究開発の成果と1984年に実施した群分離についての中間評価及び従来の対象元素に付け加えてNp-237とTc-99の回収を重点とした将来計画について述べる。

報告書

放射性ガラス固化体の浸出試験

馬場 恒孝; 松本 征一郎; 田代 晋吾; 中村 治人

JAERI-M 84-140, 12 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-140.pdf:0.51MB

WASTEFにおける、合成廃棄ガラス固化体の特性試験の一環として、最近の代表的な組成のガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Cs、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puの浸出率をソックスレー型浸出試験装置を使用して測定した。その結果、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Cs及び$$^{9}$$$$^{0}$$Srの浸出率はそれぞれ、4.28$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであって、これらの値はコールド試験結果とほとんど差がなかった。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puの浸出率は1.82$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$G/cm$$^{2}$$.Dayであった。また、浸出試験の過程で検知された現象から、浸出した放射性物質の挙動について考察した。その結果、Puの進出液中の濃度はPuの溶解度に依存することがわかった。

論文

ストロンチウム-85による尿,糞,日常食中フォールアウトストロンチウム-90の分析収率

岩本 順子; 近藤 道夫; 藤田 稔

Radioisotopes, 17(5), p.208 - 211, 1968/00

環境試料や人体排泄物中の$$^{9}$$$$^{0}$$Srの分析法については今日まで多くの方法が試みられてきた。これらの分析方法はふつう濃縮,精製,測定試料の作製および計測の各段階に分けることができる。まず濃縮は固型の食品については、乾式または湿式灰化$$^{1}$$$$^{)}$$により、液状の水,ミルク、尿などについては蒸発乾固、イオン交換法$$^{2}$$$$^{)}$$$$^{,}$$$$^{3}$$$$^{)}$$,沈殿法$$^{4}$$$$^{)}$$$$^{,}$$$$^{5}$$$$^{)}$$などによっている。濃縮された試料中の$$^{9}$$$$^{0}$$Srの分離には発煙硝酸か濃硝酸を用いる硝酸塩沈殿分離法$$^{6}$$$$^{)}$$$$^{,}$$$$^{7}$$$$^{)}$$、キレート剤を使って溶媒抽出する方法$$^{8}$$$$^{)}$$、およびイオン交換法$$^{9}$$$$^{)}$$$$^{,}$$$$^{1}$$$$^{)}$$などがある。

口頭

ストロンチウム-90分析用自動化システムの環境試料分析への適用

藤田 博喜; 野島 健大*; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 小野 洋伸*

no journal, , 

開発した環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの高度化として、湿式灰化工程における圧縮空気の吹き付け機能の追加と加熱プログラムの改善、化学分離工程における試薬投入後の試料溶液の攪拌操作の改良、イオン交換工程における試料溶液量の監視方法の改良を行い、性能を向上させることができた。この自動化システムの概要を報告するとともに、実際の灰試料分析を行い、作業者による分析・測定結果との比較結果についても報告する。

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