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論文

Application of phosphate modified CAC for incorporation of simulated secondary aqueous wastes in Fukushima Daiichi NPP, 1; Characterization of solidified cementitious systems with reduced water content

Garcia-Lodeiro, I.*; Lebon, R.*; Machoney, D.*; Zhang, B.*; 入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 目黒 義弘; 木下 肇*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11

Processing of contaminated water from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) results in a large amount of radioactive aqueous wastes, with a significant amount of radioactive strontium ($$^{90}$$Sr) and inorganic salts (mainly chlorides). It is challenging to condition these wastes using the conventional cementation because of the significant contamination and associated risk of hydrogen gas generation. The present study investigates the applicability of calcium aluminate cement (CAC) modified with phosphates (CAP) for incorporation of simulated secondary aqueous wastes. The use of CAP system is interesting because it may allow the reduction of water content, and the risk of hydrogen gas generation, since the solidification of this systems does not solely rely on the hydration of clinker phases. CAC and CAP pastes were prepared intermixing with different secondary aqueous wastes (concentrated effluent, iron co-precipitation slurry and carbonate slurry) and cured at either 35$$^{circ}$$C or 90$$^{circ}$$C in open systems for 7 days. Overall, the incorporation of the simulated wastes did not significantly alter the development of CAP or CAC, maintaining the integrity of their microstructure. However, because of the high Cl$$^{-}$$ content in the simulated wastes, CAC system showed formation of the Friedel's salt (Ca$$_{2}$$Al(OH)$$_{6}$$Cl(H$$_{2}$$O)$$_{2}$$). On the other hand, formation of chlorapatite-type phase was detected in the CAP systems cured at 90$$^{circ}$$C.

論文

Chemical states of trace-level strontium adsorbed on layered oxide by XPS and XANES under total reflection condition

馬場 祐治; 下山 巖

Photon Factory Activity Report 2016, 2 Pages, 2017/00

土壌中におけるストロンチウム(Sr)の吸着状態を明らかにするため、層状酸化物(雲母)に吸着した非放射性Srの化学結合状態をX線光電子分光法(XPS)およびX線吸収端微細構造法(XANES)により調べた。放射性Sr-90の原子数は極めて少ないので、超微量のSrの測定を行うため、X線の全反射条件下でXPS, XANESを測定した。全反射XPSでは、1cm$$^{2}$$当たり300ベクレルのSr-90に相当する150ピコグラムまでのSrの測定が可能であった。XPSで測定したSr2p$$_{3/2}$$軌道のエネルギーは、吸着量の減少とともに低エネルギー側にシフトした。またXANESスペクトルにおけるSr2p$$_{3/2}$$ $$rightarrow$$ Sr4d$$^{*}$$共鳴ピークのエネルギーも、吸着量の減少とともに低エネルギー側にシフトした。これらのエネルギーシフトを、点電荷モデルにより解析した結果、Srと雲母表面の化学結合は、極微量になるほどイオン結合性が強くなることを明らかにした。

論文

福島第一原子力発電所事故後におけるプラスチックシンチレーションファイバーを用いた環境計測

眞田 幸尚

光学, 45(8), p.300 - 305, 2016/08

2011年3月に発生した福島第一原子力発電所事故後の影響調査、除染効果の確認及び放射性物質の漏洩・移動検知を目的として、迅速にかつ広域に放射線分布を測定する手法としてプラスチックシンチレーションファイバー(PSF)が用いられている。PSFは、検出部に入射した位置検出が可能であるため、簡単に測定対象の放射線分布を測定することが可能である。この一度の測定で多地点の測定結果を得られるという利点を生かし、除染前後の測定に用いられている。また、検出部は耐水性が高い特徴を生かし、農業用のため池底に蓄積した堆積物中の放射性濃度分布の測定に採用されている。ここでは、PSFの原理及び福島第一原子力発電所事故後の応用例について紹介する。

報告書

無機イオン交換体を用いた酸性媒体からのSr及びCsの分離と固定化(文献調査)

山岸 功

JAERI-Review 2001-027, 52 Pages, 2001/07

JAERI-Review-2001-027.pdf:3.59MB

酸性高レベル廃液に含まれるSr及びCsの分離及び固定化に用いる無機イオン交換体を選定するため、既存の交換体及び処分形態に関する文献調査を行った。Csの分離固定化には結晶性シリコチタネイトが有望であるが、Srの選択的分離に適した交換体は開発されていない。交換体の処分形態としてはセラミック固化体が適しているが、その安定性は交換体組成、固化体品質及び処分シナリオに大きく依存する。得られた結果をもとに、新規交換体に要求される吸着性能及び構成物質について検討した。

論文

防災指針における飲食物摂取制限指標の改定について

須賀 新一*; 市川 龍資*

保健物理, 35(4), p.449 - 466, 2000/12

原子力安全委員会の指針「原子力発電所等周辺の防災対策について」における飲食物摂取制限に関する指標が、1998年に改定された。改定指標では、従来からの放射性ヨウ素に対する指標の見直しに加え、チェルノブイル事故後の環境汚染が問題になった放射性セシウムについて指標が設けられた。また、再処理施設等を考慮して、プルトニウム及び超ウラン元素の$$alpha$$核種についても指標が設けられた。本報告では、改定指標の解釈とその算定根拠等について解説するとともに、飲食物の分類に対してとられた考え方、放射性セシウムに放射性ストロンチウムが伴うという取扱いなどについて説明した。

報告書

吸着及び触媒酸化法による群分離試験廃液からの放射性核種の除去

山岸 功; 山口 五十夫; 久保田 益充*

JAERI-Research 2000-038, 40 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-038.pdf:1.33MB

実高レベル廃液の群分離試験の際に発生した放射性廃液からの放射性核種除去技術を開発し、実際の廃液に適用した。高硝酸濃度廃液については、脱硝せずに直接中和処理することにより処理期間を短縮し、フェロシアン化物及びチタン酸によりCs及びSrを選択的に吸着できたので二次廃棄物発生量も低減した。これまで処理手段がなかった錯形成剤含有廃液についても、白金触媒共存下で錯形成剤(DTPA)を酸化分解することにより、錯形成核種を沈殿として除去できることを明らかにした。これらの技術で除去困難な核種はSb-125及びCo-60であったが、試作したTi基材の交換体を用いることにより、4000以上の除染係数でSbを除去することができた。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.38(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

論文

Measurement of diffusion and sorption of radionuclides in rocks

下岡 謙司; 中村 治人; 柳田 剛*; 村岡 進

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(10), p.833 - 840, 1985/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:51.59(Nuclear Science & Technology)

岩石への放射性核種の吸着現象は結晶粒界への浸み込みと、その間隙水中での結晶表面での化学反応によるものと考え、岩石を粉砕しない状態で吸着実験を行った。花崗岩の小片への$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npの拡散を調べたところ、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{9}$$$$^{0}$$Srは各イオンが吸着平衡を保ちながら拡散する機構で説明できる分布を示したが、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npは溶液中での存在状態に大きく依存している様子がうかがえた。$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amは岩石表面への沈着、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npについては担体量が多く、岩石側に反応容量がなく早く拡散する。しかし、徐々に液性変化が起り吸着が進行する。花崗閃緑岩,安山岩,玄武岩,流紋岩,及び花崗岩について吸着試験を行った。$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amは岩石の種類に関係なく、間隙水量にほぼ比例した吸着量を示した。流紋岩は特に水を吸いやすく、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npの間隙水当りの吸着量は他の岩石に比べて少ない。

論文

Reinvestigation of pressure-induced III-III transitions in ferroelectric Ca$$_{2}$$Sr(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$ and Ca$$_{2}$$Pb(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$

下司 和男

Journal of the Physical Society of Japan, 53(5), p.1602 - 1605, 1984/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:28.53(Physics, Multidisciplinary)

Ca$$_{2}$$Sr(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$ 、 Ca$$_{2}$$Pb(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$の二つの強誘電相II、III間の相転移を、ダイアモンド・アンビルを用いた顕微鏡観察と誘電率の精密測定により再検討した。測定は、常温付近で圧力を変化して行い、一次相転移を通過して歪みを導入させないように注意した。Sr-塩では、0.68$$pm$$0.10GPa、Pb-塩では0.60$$pm$$0.10GPaで室温において光学的一軸性から二軸性へと変る相転移が見られた。誘電率測定との対象の結果、この転移はPb-塩ではIII相への転移に対応するのに対し、Sr-塩では新に見出された高圧相IV相への転移であることが明らかになった。この結果、Pb-塩のIII相はII相と同型でないこととなり、従前の見解は否定された。

論文

放射性廃液中のストロンチウム-90および全アルファ放射能の分析

藤崎 説男

京都大学原子炉実験所放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.20 - 25, 1981/00

東海研究所廃棄物処理場においては、国内及び国際的に定められている規則、指針に基ずいて処理用均一セメントパッケージ(以下、投棄物と記す。)の製作を行っている。これらの投棄物中に含まれる放射能は、固化前に廃液中の$$^{3}$$H、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$alpha$$核種、$$gamma$$核種を測定し、測定値の合計で評価を行っている。これらの測定法のうち、化学分析を伴う$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$alpha$$核種の放射能測定法についてのべる。ストロンチウムの分析は、基本的には科学技術庁編の「ストロンチウム分析法」に基づいている。廃液中に含まれる$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能にくらべ低く、分析誤差内であるために$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能の合計を$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能として評価している。全アルファ放射能の分析は、試料を完全溶触したあと、アクチノイドを硫酸バリウムに共沈させ、蒸発乾固したものをガスフロー型の比例計数管で計測する方法である。これらの分析法は、再現性もよく、簡易分析法としては極めて優れた分析方法といえる。

論文

Effect of hydrostatic pressure on the phase transitions in ferroelectric Ca$$_{2}$$Sr(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$ and Ca$$_{2}$$Pb(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$

下司 和男; 小沢 国夫

Journal of the Physical Society of Japan, 39(4), p.1026 - 1031, 1975/04

 被引用回数:37

強誘電性Ca$$_{2}$$Sr(C$$_{2}$$H$$_{5}$$C00)$$_{6}$$,Ca$$_{2}$$Pb(C$$_{2}$$H$$_{5}$$C00)$$_{6}$$の相転移におよぼす静水圧の効果を誘電測定により調べた。Curie点(1気圧において、Sr-塩では9$$^{circ}$$C,Pb-塩では60$$^{circ}$$C)はいずれも静水圧と共に増大する。Curie点の初圧力係数は19.7deg kbar$$^{-}$$$$^{1}$$(Sr-塩),23.4deg kbar$$^{-}$$$$^{1}$$(Pb-塩)であった。II-III転移点(1気圧において、Sr-塩では-173$$^{circ}$$C,Pb-塩では-88$$^{circ}$$C)は圧力と共に上昇し、Ceの気-液型臨界点と似た臨界点に終る。臨界点はSr塩では(-35$$^{circ}$$C,3.35kbar),Pb-塩では(-41$$^{circ}$$C,1.73kbar)に存在する。

論文

Critical points of the II-III transitions in Ca$$_{2}$$Pb(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$ and Ca$$_{2}$$Sr(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$

下司 和男; 小沢 国夫

Phys.Lett.,A, 49(4), p.283 - 284, 1974/04

Ca$$_{2}$$Pb(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$およびCa$$_{2}$$Sr(C$$_{2}$$H$$_{5}$$COO)$$_{6}$$のII-III相転移の圧力変化を誘電率の測定から調べた。Ceの$$gamma$$-$$alpha$$転移にみられる臨界点に類似した臨界点が-40.5$$^{circ}$$C、1.75KbarでPb-塩に、-33$$^{circ}$$C、3.4KbarでSr-塩に存在することが見出された。

論文

Effect of hydrostatic pressure on the ferroelectric phase transition in CaSr(CH$$_{3}$$CH$$_{2}$$COO)$$_{6}$$

下司 和男; 小沢 国夫

Japanese Journal of Applied Physics, 12(8), p.1287 - 1288, 1973/08

 被引用回数:5

強誘電性Ca$$_{2}$$Sr(CH$$_{3}$$CH$$_{2}$$COO)$$_{6}$$のキューリー温度に対する静水圧の効果を測定した。キューリー温度の圧力変化は約2kbarまでの圧力範囲で直線的で、その圧力係数は、dTc/dp=19.8$$^{circ}$$C kbar$$^{-}$$$$^{1}$$であった。この値は他の秩序-無秩序型強誘電体にくらべて著るしく大きい。この物質の間接型強誘電性との関連において電歪係数の議論を行なった。

論文

Uranium-oxygen Lattice Vibrations of Lithium, $$beta$$-sodium and $$beta$$-strontium Uranates

大和田 謙

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 32, p.1209 - 1218, 1970/00

 被引用回数:15

抄録なし

論文

Variation of strontium-calcium observed ratio(urine/diet)in man

藤田 稔; 岩本 順子; 近藤 道夫

Health Physics, 16(4), p.441 - 447, 1969/00

 被引用回数:1

抄録なし

論文

Estimation of dietary intake of strontium-90 from excreta analysis

藤田 稔

Journal of Nuclear Science and Technology, 1(7), p.255 - 263, 1964/00

抄録なし

論文

The behavior of strontium-85 in a normal man following a single ingestion-application of the whole body counter for the retention

村主 進; 押野 昌夫; 大谷 暁*; Kazuo.Yanagisita*

Health Physics, 9, p.529 - 535, 1963/00

抄録なし

論文

The Behavior of strontium-85 in a normal man following a single ingestion-absorption and txcretion; Absorption and excretion

藤田 稔; 矢部 明; 上野 開三郎; 上野 馨; 押野 昌夫; 奥山 登

Health Physics, 9, p.407 - 415, 1963/00

抄録なし

論文

口頭

Determination of strontium in highly active liquid waste (HALW) by solid phase extraction (SPE) tandem liquid electrode plasma optical emission spectrometry (LEP-OES)

Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

本件では、高放射性廃液中のSrに関する新しい分析手法として、固相抽出濃縮と液体電極プラズマ発光分光分析法を組み合わせた方法を開発した。固相抽出カラムは、Srレジンを長さ30cmのチューブに詰めて製作した。このカラムは、10回繰り返して使用可能であり、試料中のSr濃度を15倍ほど濃縮することができた。この固相抽出による前濃縮とLEP-OESを組み合わせてSrを分析した結果、分析時間は1.5時間、試料量5mLで模擬HALW中のSrを良好に定量することができた。

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