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國分 陽子; 松原 章浩; 藤田 奈津子; 桑原 潤; 木下 尚喜
JAEA-Technology 2021-028, 33 Pages, 2022/02
JAEA-Technology-2021-028.pdf:2.18MB
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)では、東濃地科学センターと青森研究開発センターに、それぞれJAEA-AMS-TONO及びJAEA-AMS-MUTSU(以下、それぞれTONO及びMUTSU)という二つの加速器質量分析施設がある。本書では、TONO及びMUTSUで共通した測定技術である炭素同位体測定について、両施設の特徴を紹介するとともに、炭素同位体比標準試料を測定した比較試験の結果を報告する。両施設とも、原子力機構内による内部利用のほか、原子力機構の施設供用利用制度により大学や他の研究機関等による外部利用が行われている。近年、加速器質量分析装置(Accelerator Mass Spectrometer 以下、AMS)による炭素同位体測定の需要の拡大に伴い、両施設を併用する、あるいは将来的に併用を検討するという動向が見られる。しかしながら、両施設には、メーカー、装置駆動方式が異なるAMSが設置されている。両施設のAMSは、特に加速器へのイオン入射方式が異なることから、バックグラウンドの低さなど、測定性能に差がある。また、解析法も両施設の主な研究分野に合わせた方法が使われている。そのため、一つの研究課題で両施設を利用する場合には、その施設の特徴をよく理解し、利点を生かした使い分けや解析法の統一が必要となる。本書は、両施設をこれから使用する人が検討する際の参考として、両施設の装置、試料調製法、解析方法、比較試験結果に基づいた測定性能などを取りまとめたものである。
藤井 貴美夫; 松尾 秀人*
JAERI-Review 2002-034, 44 Pages, 2002/12
JAERI-Review-2002-034.pdf:3.34MB
日本原子力発電(株)東海発電所などの黒鉛減速ガス冷却炉では多量の黒鉛材料が減速材や反射材として使用されている。この種の原子炉の廃止措置にあたっては運転期間中に炉心黒鉛材料中に生成した半減期の極めて長い炭素14の濃度を把握し、必要であれば、その濃度を低減する技術を開発することが、処理処分の観点から重要な課題の一つとされている。東海発電所は平成10年3月に営業運転を終了し、廃止措置のための種々の検討が行われている。照射黒鉛の取り扱い技術の開発は重要な検討課題の一つであり、中でも炉心黒鉛を処分するためには炭素14の濃度が問題となることが指摘されている。この問題を解決するための研究の一環として炭素14に関連する文献調査を行った。本報告書は炭素14の挙動や分離技術を主として調査した公開文献の概要を整理したものである。また、本文中で述べていない関連文献は、付録として調査文献リストを掲載した。
水島 俊彦; 外川 織彦; 水谷 義彦*; 甲 昭二*; 山本 忠利
JAERI-Tech 2000-004, p.68 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-004.pdf:7.24MB
海水の混合及び循環などの過程についてその機構を解明するため、タンデム型加速器質量分析装置(以下「タンデトロン」という。)を1997年4月むつ事業所大湊施設に設置した。タンデトロンは、おもに炭素の同位体比を測定するラインと質量数の重いヨウ素の同位体比を測定するラインから構成される。炭素ラインは、整備が終了して海水試料の測定を開始し、ヨウ素ラインは、重イオン検出器による測定精度の確認が終了している。本報告は、タンデトロンの整備状況についてまとめたものであり、これまでの調整状況、タンデトロンの概要、測定性能に関する試験、遮蔽性能に関する評価及び検査・問題点とその改善対策等について記述したものである。
峯尾 英章; 八木 知則; 高橋 昭*; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄
Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Mamagement and Environmental Remediation (ICEM '99)(CD-ROM), 3 Pages, 1999/00
高度化再処理プロセスPARCの重要な機能である、環境への影響低減化技術の1つとして、炭素-14を二酸化炭素として吸着する技術の開発を行っている。天然モルデナイト、水素化モルデナイト及び改質水素化モルデナイトの二酸化炭素吸着容量を破過曲線の測定により取得し比較した。使用した二酸化炭素の濃度は350ppmで、NO
ガスの濃度を0.05~1%に設定した。実験の結果、天然モルデナイトと2mol/l水酸化ナトリウム水溶液で改質した水素化モルデナイトが高い吸着容量を示すことがわかった。NOガスの濃度を1%までに増加させると、試験対象とした吸着材すべての吸着容量は減少した。
C species in gaseous waste遠藤 章; 松井 智明*; 大貫 孝哉; 松野 見爾; 片桐 浩
Health Physics, 62(4), p.319 - 327, 1992/04
被引用回数：3 パーセンタイル：35.04(Environmental Sciences)ICRP、1977年勧告を受けて改正された放射線障害防止法の告示別表では、気体及び液体廃棄物中の核種の濃度限度がその化学形ごとに定められている。Cの濃度限度は化学形の違いにより3桁も異なるため、RI製造施設や原子炉施設などでは、排気中のCについて化学形を特定して濃度を評価する必要性が生じた。そこでCの化学形を弁別する排気モニタリング装置を開発した。この装置では、分析対象とする空気試料を捕集容器に採取し、その中に含まれている炭素化合物をパラジウム添着活性炭の充填してあるトラップで濃縮したあと、ラジオガスクロマトグラフで分析することにより、化学形と濃度の評価を行う。各種の特性試験の結果、本装置によりCの化学形の弁別モニタリングが可能であることを確認できた。
畑 健太郎; 四方 英治; 天野 恕
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(2), p.89 - 94, 1973/02
粉末状及び錠剤状のAlNを中性子照射した後、乾式法により
Cを分離した。その際、照射ターゲットからのCの放出機構を研究し、かつ錠剤状AlNがCの生産に使用できるかどうかを検討した。粉末状AlN、焼結粉末錠剤、成形粉末錠剤および焼結成形錠剤をJRR-2原子炉で12日間照射した後、酸素気流中でいろいろな温度で加熱してCを分離し、AlNの燃焼速度とCの放出速度を温度と反応時間の関数として測定した。照射したAlNからのCの放出は造膜反応によるAlNの酸化にしたがって進行することがわかった。1090
C以上でのCの放出は対数則にしたがい、これは酸化被膜内のCの移動過程が律速であることを示している。Cの化学収率は粉末状AlNを1180Cで5hr加熱した場合はほぼ100%になったが、他の錠剤の場合は前述の順序にしたがって低くなり、焼結成形錠剤では同じ条件で50%であった。
