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論文

Adsorption of platinum-group metals and molybdenum onto aluminum ferrocyanide in spent fuel solution

大西 貴士; 関岡 健*; 須藤 光雄*; 田中 康介; 小山 真一; 稲葉 優介*; 高橋 秀治*; 針貝 美樹*; 竹下 健二*

Energy Procedia, 131, p.151 - 156, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

再処理におけるガラス固化プロセスの安定運転のために、白金族元素(Ru, Rh, Pd)およびMoを除去し、安定保管または利用するための分離プロセスの研究開発を実施している。白金族元素とMoを一括回収するための無機吸着剤(フェロシアン化物)が開発されている。本研究では、照射済燃料溶解液を用いた吸着試験を行い、Ru, Rh, Pd, MoおよびAmの吸着特性を評価した。その結果、Ru, Rh, Pd, Moはいずれも吸着が認めら、フェロシアン化物が照射済燃料溶解液中においても一定の吸着性能を示すことがわかった。一方、Amは吸着されないことが確認された。Amが吸着しないことにより、白金族元素とMoの相互分離プロセスにAmが混入せず、アルファ核種を含有する二次廃棄物を大量に発生しないことが確認された。

論文

Effects of $$gamma$$ irradiation on the adsorption characteristics of xerogel microcapsules

大西 貴士; 田中 康介; 小山 真一; Ou, L. Y.*; 三村 均*

NEA/NSC/R(2017)3, p.463 - 469, 2017/11

資源の有効利用、廃棄物低減のために、無機イオン交換体(タングストリン酸アンモニウム(AMP)またはフェロシアン化銅(KCuFC))をアルギネートゲルで内包するマイクロカプセル(AWP-ALGまたはKCuFC-ALG)、および、アルギネートゲルそのもの(ALG)を用いた核種分離システムの開発を実施している。ALG, AWP-ALGおよびKCuFC-ALGは、それぞれ、Zr, CsおよびPdを選択的に吸着することが明らかになっている。しかしながら、$$gamma$$線照射に伴う吸着特性の変化については、十分に調べられていない。そこで、$$^{60}$$Co線源によって$$gamma$$線を3898kGyまで照射した後、各種マイクロカプセルの吸着特性を評価した。その結果、AWP-ALGまたはKCuFC-ALGは、内包する無機イオン交換体によってCsまたはPdを吸着するため、$$gamma$$線照射を通して吸着特性に変化は見られなかった。一方、ALGは$$gamma$$線照射に伴って放射線分解が進行し、Zrに対する吸着特性が低下した。

論文

米露のPu処分における核不拡散、核セキュリティについての検討

小鍛治 理紗; 須田 一則; 玉井 広史; 田崎 真樹子; 清水 亮

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2015/12

冷戦後、米国とロシアはSTART条約等で核弾頭削減を実施してきた。2000年には一連の取組の結果として発生する余剰Puを34トンずつ処分する協定(PMDA)を締結している。近年、米国ではMOX燃料製造施設建設のコスト高のため、代替処分方法も検討している。改定PMDAでは兵器級Puを「Pu240/Pu239が0.10以下のもの」と定義づけ、第7条等で「Pu処分に際して当事国に監視、査察を実施する権利と義務」があること、第8条では「INFCIRC225/Rev.4の勧告を考慮に入れ責任もって管理する」よう定める。改正PMDAが定める34トンのPuを処分するため米国では、高速炉における照射、MOX燃料に加工し軽水炉において照射, 固化, 希釈、およびディープボアホールでの処分が検討されており、本研究ではそれぞれについて核不拡散、核セキュリティがどのように確保されているか検討を行った。

論文

吸着繊維を用いた閉鎖域内汚染海水からのセシウムの除去

染谷 孝明*; 浅井 志保; 藤原 邦夫*; 須郷 高信*; 梅野 太輔*; 斎藤 恭一*

日本海水学会誌, 69(1), p.42 - 48, 2015/02

東京電力福島第一原子力発電所の第1-4号機取水路前には放射性セシウム等で汚染された海水が堤防やシルトフェンスに仕切られて貯留されている。著者らは、汚染水中からセシウムを高速除去する吸着材として、市販の6-ナイロン繊維に不溶性フェロシアン化コバルト微粒子を担持したセシウム吸着繊維を作製した。この繊維を芯材に巻いてワインドフィルターにして汚染水をポンプで流通させる、あるいはセシウム吸着繊維を組み紐にして汚染水に浸漬させることを想定し、物質収支式、吸着等温式、および吸着速度式を用いて除染に必要となるセシウム吸着繊維の重量および接触時間を推算した。平衡に達するまでの汚染水接触時間は約15分であり、短時間で十分にセシウムを除去できることがわかった。

報告書

「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナー出席報告

船坂 英之; 此村 守; 川妻 伸二

JNC-TN1200 2001-002, 209 Pages, 2001/01

JNC-TN1200-2001-002.pdf:7.84MB

2000年5月29日$$sim$$6月l日の4目間にわたり、ロシア・モスクワ市内の政府迎賓館において開催された、ロシア原子力省主催(MlNATOM)の「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナーに参加した報告である。

報告書

BFS臨界実験解析; BFS-62-1体系の解析

杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰

JNC-TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB

ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC-TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

報告書

解体核プルトニウムの管理・処分に関するJNCの役割及び課題の検討

核不拡散研究会*; 山内 康英*; 岩田 修一郎*; 中川 政樹*; 丸山 浩行*; 三島 毅*; 水城 幾雄

JNC-TN1400 2000-008, 81 Pages, 2000/04

JNC-TN1400-2000-008.pdf:3.44MB

東西冷戦の終了後、国際社会は、これまでにない問題に直面している。それは解体核弾頭から回収した兵器用核分裂物質の処理・処分の問題であり、とりわけ余剰核プルトニウムの処理・処分は、核不拡散の観点から慎重に取組まなければならない課題である。核不拡散対応研究会は、外部の国際問題等研究者を交え、余剰核兵器から生じた核物質の処理・処分に関連する様々な問題を、技術的側面も含め幅広い観点から検討することを目的に活動を行った。ロシア非核化支援は、その最大の懸案事項である余剰核プルトニウムの処理・処分のほかに、様々な問題を抱えており、G8諸国を中心とする幅広い国際的関与が必要とされている。G8諸国の幅広い国際的協調のもとに、ロシアの非核化支援が、プルトニウム処分戦略をめぐる米露のギャップを克服し、本格的な軌道に乗ることが望まれる。非核兵器国である日本が、今後、解体プルトニウムの処理・処分という機微な問題に関与する際には、十分な注意が必要であるが、他方で、旧ソ連邦諸国との原子力協力は、冷戦時代には、考えることのできなかった人と外交のネットワークが提供されている。

報告書

第2回JNC原子力平和利用国際フォーラム 資料集

持地 敏郎; 花井 祐

JNC-TN1450 2000-001, 122 Pages, 2000/03

JNC-TN1450-2000-001.pdf:6.39MB

特別講演 21世紀に向けての原子力平和利用の進め方 遠藤哲也(原子力委員) セッションI 新しい保障措置とサイクル機構の役割 岩永 雅之(日本) サイクル機構の保障措置技術開発 高橋 三郎(日本) 新しい保障措置への大洗工学センターでの試行 橋本 裕(日本) 新しい保障措置システムの考え方 坪井 裕(日本) セッションII FBRサイクル研究開発の計画 野田 宏(日本) 新型炉の開発について 佐賀山 豊(日本) 核燃料サイクル技術の開発について 小島 久雄(日本) マルチコンポーネント自己-貫性原子力エネルギーシステム:核拡散抵抗性について アナートリ・シュメレフ(露国) 核拡散抵抗性を考慮した新型炉と他の原子力技術の開発概念 ユーン・チャン(米国) セッションIII ロシアの余剰核兵器解体Pu処分問題に関するサイクル機構の取り組みについて 大和 愛司(日本) ロシアの余剰核兵器解体プルトニウム処分問題に対する米国の支援プログラムローラ・ホルゲート(米国)

報告書

第2回JNC原子力平和利用国際フォーラム -新たな概念の創出へ向けて- 結果概要(日本語)(会議報告)

持地 敏郎; 花井 祐

JNC-TN1200 2000-001, 13 Pages, 2000/03

JNC-TN1200-2000-001.pdf:2.94MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が2000年2月21日(月)$$sim$$22日(火)に全社協灘尾ホール(東京都千代田区新霞ケ関ビル)で開催した「第2回JNC原子力平和利用国際フォーラム-新たな概念の創出へ向けて-」の中で行われた特別講演と、セッションI「新しい保障措置の展開と保障措置技術開発の役割」、セッションII「新たなFBRサイクル技術と核拡散抵抗性」、セツションIII「ロシアの余剰核解体プルトニウム処分問題への貢献」、イブニングセッション「核不拡散問題への認識を高めよう」のそれぞれのセッションで行われた講演及び質疑応答の概要をまとめたものである。

報告書

放射性廃棄物の処理・貯蔵に関する海外情報の収集及び分析(4)報告書 (2分冊)

太田垣 隆夫*; 石川 泰史*

JNC-TJ8420 2000-016, 427 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-016.pdf:18.18MB

(1)・英国BNFLでは核燃料サイクル施設から発生する中・低レベル廃棄物を処理する各施設の運転・建設計画を策定し、これを進めている。・放射性廃棄物の処理が計画されておりスイスのヴュレンリンゲン集中中間貯蔵施設(ZWILAG)では、受入廃棄物を処理し廃棄体にするとともに、除染により放射能レベルが低下できた廃棄物は、再利用される。・原子力発電所の廃止措置の費用削減を目的に、化学除染法が開発されている。・廃止措置に係わる被曝、廃棄物発生量、費用、これらを軽減するため、米国トロージャン発電所の廃止措置において原子炉圧力容器を解体せず、圧力容器そのものを輸送コンテナとして、この中に炉内構造物を入れたまま廃棄物処分場に搬出した。 (2)米国・電力会社からDOE(エネルギー省)に対する使用済燃料の引き取りに関する訴訟について、連邦控訴裁判所は電力会社に対し、引き取りに関する契約に基づいて「救済措置」を要求すべきとの裁定を下した。・TRU廃棄物の処分施設であるWIPPへの廃棄物輸送禁止命令の申し立てについて、コロンビア特別区地方裁判所は、申し立てを棄却する裁定を下した。これにより、WIPPでの処分開始の見通しが立った。英国・Nirex社の計画を前保守党政権が却下しそして、英国内の廃棄物管理に関する組織の改編準備が進んだ。・BNFLの一部について民営化が決定された。フランス:・ムーズ県の粘土層を有する地域に対して、高レベル放射性廃棄物の地下研究所の建設・運転許可政令が発給された。・原子力規制体制の再編について、政府や議員により検討された。ドイツ・連立政権内で原子力政策の対立が続いていたが、原子炉の運転期間を制限することで政策内容について合意した。・コンラート処分場での中・低レベル廃棄物処分について、連邦政府の環境相と地元州の環境相が消極的なため、処分場の許可発給が遅れている。スイス・ヴュレンリゲン中間貯蔵施設(ZWILAG)の貯蔵施設について建設・運転許可が終了した。

論文

Branching ratio and L$$_{3}$$+L$$_{2}$$ intensities of 3d-transition metals in phthalocyanines and the amine complexes

越野 雅至*; 倉田 博基; 磯田 正二*; 小林 隆史*

Micron, 31(4), p.373 - 380, 2000/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:83

遷移金属元素の2p電子を励起して得られるL$$_{3}$$及びL$$_{2}$$吸収スペクトルは、金属の電子状態やスピン状態に敏感であることが知られている。本研究では、TiからCuが配位したフタロシアニン分子の結晶性薄膜について、電子エネルギー損失分光法によりL$$_{2}$$,$$_{3}$$スペクトルを測定し、その電子状態を検討した。その結果、L$$_{3}$$+L$$_{2}$$の総強度は、各金属元素に局在するホールの数とよい相関関係にあることが見いだされた。また、L$$_{3}$$をこの総強度で割った、ブランチング比は高スピン状態にある金属元素ほど高い値を示すことが明らかになった。

報告書

平成11年度研究開発課題評価(事前評価)報告書 評価課題「ロシア解体プルトニウム処分への協力に係わる技術開発」

研究開発課題評*

JNC-TN1440 2000-001, 47 Pages, 2000/01

JNC-TN1440-2000-001.pdf:2.57MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内閣総理大臣が定めた「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大網的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究開発課題「ロシア解体プルトニウム処分への協力に係る技術関発」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点に従い、サイクル機構から提出された評価用説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。

報告書

第32回IAEA/IWGFR定例年会報告

有井 祥夫

JNC-TN9200 99-009, 432 Pages, 1999/07

JNC-TN9200-99-009.pdf:17.27MB

平成11年5月18日$$sim$$19日に、オーストリア・ウィーンのIAEA本部で開催された第32回IAEA/IWGFR定例年会に日本委員(代理)として出席した。出席国は、中国、フランス、ドイツ、インド、日本、カザフスタン、韓国、ロシア、アメリカ、イギリス、イタリアおよびスイスの12カ国から13人、IAEAから4人であった。会議では、IAEAの高速炉に関する1998年の活動のレビュー、1999$$sim$$2000年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発の状況について、報告・討論が行われた。各国の主な状況は以下の通り。・フランスからは、PHX、SPXの現況とR&Dへの取組み状況のほか、1994年3月にRapsodieで発生したNaタンクでの事故の解析結果についての報告があった。・中国からは、実験炉CEFRの設計の概略と建設工事の進捗状況報告があった。2003年臨界の予定とのこと。・インド、ロシア、カザフスタンからは、それぞれ自国の高速炉の現況報告があった。・各国の活動状況や関心を簡単にまとめると、高速炉先進国(主に欧米諸国)の関心はデコミッショニングや新しい原子炉開発に関する研究に、ロシア、カザフスタンは研究協力による支援への期待が、そして、アジア諸国は高速炉開発への取組みに前向きとの印象であった。また、各国ともNaに替わる冷却材とそれを用いた液体金属冷却(高速)炉に関するR&Dへの関心が高かった。2000年のTechnical Committee Meetingのテーマは、"Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket with Lead,Lead-Bithmuth as Coolant and/or Target Material"に、また、炉物理関連のResearch Co-ordination MeetingとSpecialist Meetingが1999年11月頃にウィーンで開催されることとなった。このほか、IAEA事務局から、加速器による消滅処理に関する研究(ADS)をIAEA/IWGFRのスコープの中に含めたいとの提案があり、了承された。次回は、来月5月16日$$sim$$18日頃にIAEA本部で開催されることとなった。

報告書

Analysis of measurements for a Uranium-free core experiment at the BFS-2 critical assembly

Hunter

JNC-TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-049.pdf:2.03MB

本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%$$delta$$k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.1$$sim$$1.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。

報告書

プルトニウム平和利用に関する核不拡散対応技術の今後の研究開発の展開及び原子力開発技術における核不拡散分野への国際貢献に関する調査研究

山村 修*; 下吉 拓治*

JNC-TJ1420 99-023, 493 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-023.pdf:35.75MB

本調査研究では、サイクル機構が進めるプルトニウム平和利用技術に係わる核不拡散対応技術について、今後の研究開発の展開を探るとともにサイクル機構の技術と核不拡散分野における国際貢献について考察を行った。(1)核不拡散抵抗性技術、(2)透明性向上方策、(3)余剰核兵器解体Puの処分に係る国際協力と技術的課題、の3テーマについて調査を行い、最新の研究動向について分析を行った。主要国におけるこの分野の第一線の研究者を招いて研究動向について情報を入手するとともに、会議を開催してこれらの問題に対して広く一般の理解増進を図った。その結果、核不拡散に係る技術開発及び国際協力の現状と今後の展開方向に関し、様々な角度からの知見を得ることができた。

報告書

第31回IAEA/IWGFR定例年会報告

山下 英俊

PNC-TN1410 98-009, 400 Pages, 1998/05

PNC-TN1410-98-009.pdf:13.87MB

本年会では、IAEAの高速炉に関する1997年の活動レビュー、1998$$sim$$1999年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発状況について報告・討論を行った。日本からは、高速増殖炉開発の在り方に関する議論の結果、動燃改革の状況について報告するとともに、1997年4月から1998年3月の期間における「常陽」、「もんじゅ」、実証炉開発の状況及び関連する研究開発概況をレビューした。今後の活動計画では、「高速炉における炉物理評価、及び炉内・炉外中性子束の測定」を候補テーマとするIAEA主催の技術会議を、1999年秋頃、日本で開催する予定となった。海外の主な状況は以下のとおり。○イギリス、ドイツは、CAPRA計画に参加し基礎的な研究を進めている。また、原型炉PFRやSNR-300の廃止措置を進めている。○フランスは、フェニックスの第50サイクル運転の準備を行うとともに、CAPRA計画の見直しやスーパーフェニックスの廃止計画の検討を進めている。放棄決定の影響を受け、EFRの設計成果とりまとめを1998年末までに行う。○ロシアは、実験炉BOR-60で振動充填燃料を装荷し照射を進めている。特にBN-600は、ロシア国内の原子力プラントの中で最高の稼働実績をあげている。○インドは、1997年7月に実験炉FBTRの発動運転に初めて成功し、今後出力を上昇させていく予定。原型炉PFBRは2001年の建設開始を目標に詳細設計を実施中。○中国は、1997年8月に実験炉CEFRの基本設計を終了し、現在詳細設計を実施中。1999年4月のコンクリート打設開始、2003年7月の初臨界達成を計画している。○韓国は、原型炉KALIMERの概念設計研究を行っているが、1997年7月に計画を見直し、建設完了予定を2010年代中頃に修正した。次回、第32会定例年回は、1999年5月18日$$sim$$19日、ウイーンのIAEA本部で開催されることとなった。

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(II)

not registered

PNC-TJ1309 97-001, 112 Pages, 1997/03

PNC-TJ1309-97-001.pdf:3.5MB

本報告書は、昨年度に引き続き環境中に存在する核燃料サイクルに深く関連した長半減期放射性核種の分析定量法とそのレベルに関する調査研究結果をとりまとめたものである。特に、本年度は、研究の最終段階にあたる分析法の確認手法の一つであるクロスチェックを、日常食中の自由水トリチウム分析及び木片試料中のC-14分析について実施した。本報告書には、以下の項目の内容が記載されている。(1)国内および国際学会(日本、オーストリア、ロシア、フランス、中国)からの情報収集(2)液体シンチレーション測定に関する最近の話題・光子($$gamma$$線)/電子($$beta$$線)-排除アルファ液体シンチレーション(PERALS)スペクトロメトリー・トリチウム分析におけるバックグランド計数の変動(3)分析精度とクロスチェク・炭素-14分析・トリチウム分析

論文

ヘリウムガス雰囲気蒸着による銅フタロシアニン単結晶性薄膜の作製

玉田 正男; 越川 博; 細井 文雄; 諏訪 武

BEAMS 1996: 第7回粒子線の先端的応用技術に関するシンポジウム, 0, p.157 - 160, 1996/00

銅フタロシアニンは光や熱に対して安定であり、雰囲気中のNO$$_{2}$$ガス濃度に依存して電気伝導度が大きく変化することから、ガスセンサー材料として期待されている。本研究では蒸発物質として銅フタロシアニンを用い、重力ベクトルと逆方向及び準方向に蒸着を行い(それぞれを上面及び下面蒸着とよぶ)、作製した薄膜の配向を調べた。下面蒸着では$$alpha$$型の(200)面が基板表面に平行に配向した薄膜が得られ、しかも上面蒸着に比較して、より高度に配向していた。このように作製した薄膜の配向に重力の影響があらわれるため、宇宙ステーション取付型実験モジュール利用に備えて、外径29mm、長さ500mmの円柱状の真空容器を作製した。この容器を用いて薄膜を作製した場合においても$$alpha$$型フタロシアニンの(200)面が基板表面に対し平行に配向する傾向が認められた。

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