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論文

Measurement of cesium isotopic ratio by thermal ionization mass spectrometry for neutron capture reaction studies on $$^{135}$$Cs

芝原 雄司*; 中村 詔司; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 木村 敦; 岩本 修

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 325(1), p.155 - 165, 2020/07

https://doi.org/10.1007/s10967-020-07198-2
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)

$$^{135}$$Csの断面積を測定するために用いる放射性Cs試料について、熱イオン化マススペクトロメトリーによって同位体比を測定した。分析において高強度、および安定ビームを得るために、Cs試料に加える添加剤の効果を調べた。本研究で、シリコンタングステンが、添加剤の中で一番高いイオン化効率を示したが、一方で多原子イオンの高い同重体干渉も示した。$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs比の測定で要求される精度を達成するのに、添加剤:酸化タンタルないしグルコースを用いた場合で、僅か2$$times$$10$$^{-13}$$gのCs試料で十分達成できることを実証した。バリウム核種による干渉効果などの分析条件を調べた後、2種類の放射性Cs試料の同位体比測定を行い、同位体比によりどのくらい$$^{135}$$Csの中性子捕獲断面積に影響を及ぼすかを議論した。

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of cesium-135 by applying mass spectrometry

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 岩本 修; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.388 - 400, 2020/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1691077
 被引用回数：1 パーセンタイル：23.13(Nuclear Science & Technology)

$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を、ガンマ線及びマススペクトロメトリーにより測定した。我々は、$$^{137}$$Cs標準溶液に不純物として含まれている$$^{135}$$Csを利用した。$$^{137}$$Cs溶液中の$$^{135}$$Csを定量するために、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位対比をマススぺクトロメトリーにより求めた。分析した$$^{137}$$Cs試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉の水圧輸送管を用いて中性子照射を行った。照射位置の中性子成分を求めるために、Co/AlとAu/Alモニタも一緒に照射した。$$sigma_{0}$$を求めるために、Gdフィルターを用いて、中性子カットオフエネルギーを0.133eVに設定した。$$^{137}$$Cs, $$^{136}$$Csとモニタの放射能をガンマ線スペクトロメトリーにより測定した。Westcottコンベンションに基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれ8.57$$pm$$0.25barn及び45.3$$pm$$3.2barnと導出した。今回得られた$$sigma_{0}$$は、過去の測定値8.3$$pm$$0.3barnと誤差の範囲で一致した。

論文

Model intercomparison of atmospheric $$^{137}$$Cs from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident; Simulations based on identical input data

佐藤 陽祐*; 滝川 雅之*; 関山 剛*; 梶野 瑞王*; 寺田 宏明; 永井 晴康; 近藤 裕昭*; 打田 純也*; 五藤 大輔*; Qu$'e$lo, D.*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(20), p.11748 - 11765, 2018/10

https://doi.org/10.1029/2018JD029144
 被引用回数：19 パーセンタイル：80.33(Meteorology & Atmospheric Sciences)

福島第一原子力発電所事故により放出された$$^{137}$$Csの大気中の挙動を理解するため、大気拡散モデル相互比較が実施され、12モデルが参加した。モデルで考慮される過程に起因するモデル間の差異に焦点を当てた解析を行うため、全モデルで同じ気象場、水平分解能、及び放出源情報が使用された。モデルアンサンブルによる観測された大気中$$^{137}$$Cs濃度上昇イベントの捕捉率は40%であり、FMSは80を超えた。解析の結果、大気中$$^{137}$$Cs濃度上昇イベントの再現には気象場が最も重要な要素であり、気象場の再現性が高い場合のモデル間の差異は、沈着及び拡散過程に起因していることが分かった。また、沈着フラックスが小さいモデル及び拡散が強いモデルは高い性能を示したが、拡散が強いモデルは大気中$$^{137}$$Cs濃度を過大評価する傾向を示した。

論文

Model testing using data on $$^{137}$$Cs from Chernobyl fallout in the Iput River catchment area of Russia

Thiessen, K. M.*; Sazykina, T. G.*; Apostoaei, A. I.*; Balonov, M. I.*; Crawford, J.*; Domel, R.*; Fesenko, S.*; Filistovic, V.*; Galeriu, D.*; 本間 俊充; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 84(2), p.225 - 244, 2005/00

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2004.10.016
 被引用回数：5 パーセンタイル：13.49(Environmental Sciences)

チェルノブイリ事故以後に収集されたデータは、陸域や水系の汚染に関する計算モデルの信頼性を検証するユニークな機会を提供した。IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、イプト河シナリオが採用され、多数の被ばく経路が関係する評価モデルの検証に用いられた。チェルノブイリの北東約200kmに位置するイプト河流域の農耕地帯は、ロシアで最も汚染した地域の一つで、単位平方kmあたり平均800kBq、局所的には1500kBqの$$^{137}$$Csに汚染され、この地域で実行されたさまざまな防護対策をモデル化する必要があった。淡水魚,きのこ類などの摂取を含むさまざまな経路に対して、事故後10年にわたるデータがモデル検証に利用できた。参加機関の最終結果に多くは、ファクター2から3で測定値との一致を見た。計算を実行するうえで困難な点は、局所汚染を考慮したデータの平均化,$$^{137}$$Csの土壌深部への移行と可給態の同定,防護対策のモデル化であった。モデル予測の正確さは、少なくとも入力情報を解釈する解析者の経験や判断,パラメータ値の選択,不確かさの取り扱いに依存する。

論文

Model testing using data on $$^{137}$$Cs from Chernobyl fallout in the Iput River catchment area of Russia

Thiessen, K. M.*; Sazykina, T. G.*; Apostoaei, A. I.*; Balonov, M.*; Crawford, J.*; Domel, R.*; Fesenko, S.*; Filistovic, V.*; Galeriu, D.*; 本間 俊充; et al.

Proceedings from the International Conference on Radioactivity in the Environment, p.317 - 320, 2002/09

チェルノブイリ事故以後に収集されたデータは、陸域や水系の汚染に関する計算モデルの信頼性を検証するユニークな機会を提供した。IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、イプト河シナリオが採用され、多数の被ばく経路が関係する評価モデルの検証に用いられた。チェルノブイリの北東約200kmに位置するイプト河流域の農耕地帯は、ロシアで最も汚染した地域の一つで、単位平方km当り平均800kBq,局所的には1500kBqのCs-137に汚染され、この地域で実行されたさまざまな防護対策をモデル化する必要があった。淡水魚,きのこ類などの摂取を含むさまざまな経路に対して、事故後10年にわたるデータがモデル検証に利用できた。参加機関の最終結果に多くは、ファクター2から3で測定値との一致を見た。計算を実行するうえで困難な点は、局所汚染を考慮したデータの平均化,Cs-137の土壌深部への移行と可給態の同定,防護対策のモデル化であった。モデル予測の正確さは、少なくとも入力情報を解釈する解析者の経験や判断,パラメータ値の選択,不確かさの取り扱いに依存する。

論文

Evaluation of the effect of horizontal diffusion on the long-range atmospheric transport simulation with Chernobyl data

石川 裕彦

Journal of Applied Meteorology, 34(7), p.1653 - 1665, 1995/07

粒子型長距離大気拡散モデルにおける水平拡散の影響について調べた。チェルノブイルから放出された放射能の広域拡散を、種々の拡散係数の値を用いて計算し、ヨーロッパ各地における測定データと統計的に比較した。水平拡散係数の値が、3.3$$times$$10$$^{4}$$~1.0$$times$$10$$^{5}$$m$$^{2}$$s$$^{-1}$$の時、計算結果と測定値との相関は最も良い事がわかった。水平拡散幅($$sigma$$y)に関する経験的な式に基づいた拡散計算についても同様な評価を行った。移流・拡散だけでは説明できない測定値について、地表に沈着した放射能の再浮遊の効果が考慮された。平均的に10$$^{-7}$$m$$^{-1}$$の再浮遊係数を用いると計算値と測定値のfitが、最良となることがわかった。

論文

Development of regionally extended/worldwide version of system for prediction of environmental emergency dose information: WSPEEDI, II; Long-range transport model and its application to dispersion of cesium-137 from Chernobyl

石川 裕彦; 茅野 政道

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(7), p.642 - 655, 1991/07

https://doi.org/10.3327/jnst.28.642

広域評価用SPEEDI(緊急時環境線量情報予測システム)開発の一環として、局地評価用に開発した移流拡散モデルを、総観規模の長距離拡散計算用に改良した。このモデルでは、大気中の放射能濃度、地表面沈着量、大気中放射能及び地表表面沈着からの外部被曝線量、呼吸による内部被曝線量を計算する。このモデルを用いて、チェルノブイル事故時のヨーロッパ地域への$$^{137}$$Csの拡散を計算した。定性的な比較では、デンマークとトルコを除けば計算結果は測定結果と良く一致した。定量的な比較では、比較した濃度値の約50%が一桁以内、40%がファクター5以内の誤差範囲に納まる程度の一致をみた。この一致度は、SPEEDIを局地複雑地形上の拡散に適用した場合と同程度である。

論文

Evaluation of migration of cesium-137 adsorbed on fine soil particles through natural aerated soil layer

小川 弘道; 武部 愼一; 山本 忠利

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(3), p.248 - 254, 1991/03

https://doi.org/10.3327/jnst.28.248

土壌微粒子に吸着した$$^{137}$$Csの自然状態の通気層中における移動法を評価するため、未撹乱状態で採取した茨城県東海村および青森県六ヶ所村の通気層土壌試料を用いた大規模室内核種移行試験(STEM)の結果から、土壌微細粒子に吸着して土壌中を移動する$$^{137}$$Csの量を逆解析により求めた。同様に土壌微細粒子に吸着した$$^{137}$$Csの土壌一間隙水間における濾過定数も逆解析により求めた。土壌微細粒子の移動とともに移動した$$^{137}$$Cs量は、流入$$^{137}$$Cs量の0.15~6.5%であり、その量は土壌の粒径分布と固結の程度に依存することが分かった。濾過定数は土壌の平均粒径の減少に従って増大した。したがって、粒径が小さく、固結した土壌の場合、土壌微細粒子の移動とともに遠方まで移動する$$^{137}$$Csの量は少ないと考えられた。

報告書

照射済みUO$$_{2}$$ペレットの加熱による炉外EP放出実験

石渡 名澄; 永井 斉

JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-199.pdf:0.68MB

LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500$$^{circ}$$C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUO$$_{2}$$ペレットからの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出割合を測定した。照射済みUO$$_{2}$$ペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080$$^{circ}$$C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740$$^{circ}$$C;Ar、32.8分加熱、1500~2255$$^{circ}$$C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230$$^{circ}$$C;Ar+蒸気+H$$_{2}$$、14.0分加熱、1500~2030$$^{circ}$$C)であった。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-015, 34 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-015.pdf:1.12MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$$mu$$Ci・ml$$^{-}$$$$^{1}$$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによる$$^{9}$$$$^{0}$$Srの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによる$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は$$alpha$$核種10$$^{4}$$以上、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs10$$^{5}$$以上、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru10$$^{4}$$以上、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr~10$$^{4}$$であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムは$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruに対し高い除去性能を有していることが確認された。

報告書

第1次,第2次OGL-1燃料体黒鉛スリーブ中の核分裂生成物の拡散放出挙動に関する計算; 1次元拡散方程式の数値解析

林 君夫; 井川 勝市

JAERI-M 82-109, 26 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-109.pdf:0.87MB

第1次、第2次OGL-1燃料体の黒鉛スリーブ中の核分裂生成物の拡散放出挙動を調べるため、Fickの法則に基づいて、計算プログラムFPDRを作成した。濃度分布の実測値と計算値を比較することによって、第1次燃料スリーブ中の$$^{9}$$$$^{0}$$Srの拡散係数は(2~5)$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{3}$$m$$^{2}$$/sと評価された。同じく、第2次燃料スリーブ中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs、$$^{9}$$$$^{0}$$Srの拡散係数は、各々、~1$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{2}$$m$$^{2}$$/s、またはそれ以上、及び、10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{4}$$m$$^{2}$$/sと評価された。2次燃料スリーブからの$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放出は無視できる。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出量は、もし、その拡散係数が10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{2}$$m$$^{2}$$/s以上ならば、拡散係数に対して直線的に増加するが、蒸発パラメータの値には実際上依存しない。

報告書

軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集,3

石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*

JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11

JAERI-M-9792.pdf:2.18MB

この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。

論文

NSRRのパルス中性子照射によるUO$$_{2}$$ペレットからのXe-137とI-137の放出

石渡 名澄; 永井 斉

日本原子力学会誌, 23(11), p.843 - 850, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.843
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

反応度送入事故条件下の酸化物燃料よりのFP(主にゼノン,よう素)の放出挙動を明らかにするため、種々の軽水炉燃料をNSRRにおいて照射した後、照射燃料試料系中のCs-137を測定した。NSRR照射に依ってUO$$_{2}$$ペレット中に生成したFP(主にゼノン-137,よう素-137)は、UO$$_{2}$$の蒸発と相関しつつペレット外に放出された。ここでUO$$_{2}$$の蒸発は、固体UO$$_{2}$$から昇華した部分および飛散した溶融UO$$_{2}$$から蒸発した部分を含めている。350cal/g・UO$$_{2}$$以上の発熱量において、蒸発は相当量に達した。

論文

原子炉内水ループにおいて人工欠陥燃料棒から放出されたヨウ素-131の測定

石渡 名澄

日本化学会誌, (6), p.1027 - 1033, 1981/00

人工欠陥燃料と炉内水ループを用いたFP放出実験において、I-131とCs-137の放出挙動に対するループ1次冷却水温度の条件変動の影響を追及した。 JMTR定格出力運転等価時間として約12日間の照射後に、ループ1次冷却水温度降温操作が始まり、それから6時間後に原子炉停止操作が行われた。上述のような操作が行われている間に、燃料棒から放出されるI-131の様相を明らかにするため、ループ1次冷却水中のI-131量を測定した。併せてCs-137量の測定も行った。 I-131の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時および原子炉停止操作時に出現した。Cs-137の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時に出現した。

報告書

校正用$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs照射装置

清水 滋; 南 賢太郎; 岡本 利夫; 佐藤 信之

JAERI-M 8999, 30 Pages, 1980/08

JAERI-M-8999.pdf:1.13MB

大洗研究所安全管理棟校正室に設置した校正用$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs照射装置について報告する。この装置は、2Ci・20Ciの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs線源を内蔵した2線源選択照射型で、校正作業時の被爆低減化と装置の故障などによる予期せぬ被爆の防止対策を十分考慮して製作したものである。

論文

廃棄物の放射線処理と再利用; 特集: 資源・エネルギー問題と放射線プロセス

町 末男

原子力工業, 24(4), p.19 - 23, 1978/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001071582

廃水を活性汚泥法によって処理する際に生ずる余剰汚泥の有効利用を図るため、これを放射線にて殺菌処理したのち土地とくに農地に還元する方法について最近の開発研究状況を報告する。さらに、プラスチック廃棄物、セルロース系廃棄物の処理と利用についても簡単にふれる。内容。1.汚泥の処理と利用の現状および放射線処理の意義。2.汚泥の照射処理技術の開発状況。3.汚泥の照射効果。4.汚泥の照射方法。5.汚泥照射の経済評価。6.プラスチックおよびセルロース系廃棄物の処理と再利用。

論文

A Comparison of Radiochemical Methods for Cesium-137 Determination

岡下 宏; 夏目 晴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 9(4), p.241 - 248, 1972/04

https://doi.org/10.3327/jnst.9.241

抄録なし

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