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報告書

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾大学*

JAEA-Review 2020-047, 63 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-047.pdf:3.85MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。令和元年度は、敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、各環境DNAの取得に成功した。環境DNAの塩基配列を決定することで、主にバクテリアと微細藻類における生物群集を明らかにした。また、ロシアのカザン大学との共同研究を開始した。

論文

Electrochemical behavior of carbon steel with bentonite/sand in saline environment

北山 彩水; 谷口 直樹; 三ツ井 誠一郎

Materials and Corrosion, 72(1-2), p.211 - 217, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

Current designs for the geological disposal of high-level radioactive wastes in Japan use carbon steel overpack containers surrounded by a mixed bentonite/sand buffer material, which will be located in a purpose built repository deep in the underground. There are suitable sites for a repository in Japan, however coastal areas are preferred from a logistics point of view. It is therefore important to perform the long-term performance of the carbon steel overpack and mixed bentonite/sand buffer material in the saline groundwaters of coastal areas. In the current study, the passivation behavior and initial corrosion rates of carbon steel with and without mixed bentonite/sand were tested as a function of pH in representative saline groundwaters. The main findings of the current study indicate that passivation of carbon steel with buffer material will be difficult in a saline environment, even at high pH = 12 conditions, and that the corrosion rate of carbon steel was more strongly affected by the presence of buffer material than by the concentration.

報告書

ウラニル錯体化学に基づくテーラーメイド型新規海水ウラン吸着材開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2020-026, 41 Pages, 2020/12

JAEA-Review-2020-026.pdf:3.25MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEA とアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「ウラニル錯体化学に基づくテーラーメイド型新規海水ウラン吸着材開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、海水中におけるウラン支配種であるウラニルイオンが他の金属にはまず見られない平面5座配位を好むというユニークな錯体化学的特徴を示すことに基づいて海水ウラン吸着材の吸着部位となる配位子構造をデザインし、海水ウラン回収技術における既存課題の解決およびまったく新しい海水ウラン吸着材の開発を行う。その第1フェーズとして、本研究ではウラニルイオンに対して特異的配位能を有する平面5座開環キレート配位子の開発およびその基本性能評価を行うことを目的とする。

論文

塩析出を伴う海水流動沸騰熱伝達; 析出物の役割

小泉 安郎*; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 柴田 光彦; 吉田 啓之

日本機械学会熱工学コンファレンス2019講演論文集(USB Flash Drive), 1 Pages, 2019/10

福島第一原子力発電所事故時では、経験のない海水による炉心冷却が試みられた。これまでの海水プール沸騰熱伝達試験から、海水塩が伝熱面上に析出することにより熱伝達が低下することが指摘されている。しかし、炉内には強制対流もしくは自然対流による流動があった考えられ、流動が海水塩層の成長速度や熱伝達劣化に与える影響についても議論が必要である。本報では、沸騰伝熱面での海水塩析出に対する流動の影響を明らかにするため、海水塩析出層の挙動の観察が可能な狭隘海水流動沸騰試験装置を用いた、海水強制対流における伝熱面温度計測ならびにレーザー変位計による析出物厚さの時間変化計測結果について報告する。天然海水と同じ塩分濃度3.5wt%の人工海水から10wt%の濃縮人工海水の比較試験を実施したところ、3.5wt%海水では海水塩の析出は確認されなかったのに対して、7wt%以上の人工海水では伝熱面上に海水塩が析出し、析出が始まると壁面温度が経時的に上昇することを確認した。この海水塩の析出は、海水塩濃度が高いほど低い熱流束で開始した。この温度上昇は、これより低い熱流束条件では確認されておらず、伝熱面上に海水塩の析出が確認された熱流束のときのみで起きた。また、レーザー変位計での析出厚さ計測から、連続的な温度上昇とともに析出層が厚くなることが確認されたことから、強制対流下においても、濃縮海水では海水塩が伝熱面上に析出し、析出層が厚くなることで熱伝達が劣化することを明らかした。

論文

Saturated pool nucleate boiling on heat transfer surface with deposited sea salts

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041002_1 - 041002_13, 2017/10

The progress of the accident of Fukushima Daiichi NPS has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, the effects of the seawater on thermal-hydraulic behavior have not been considered in these calculations, although the seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. Saturated pool nucleate boiling heat transfer experiments with on NaCl solution, natural seawater and artificial seawater were performed to examine the effects of salts on boiling heat transfer. The experimental results indicated that boiling curves were well predicted with the Rohsenow correlation although large coalescent bubble formation was inhibited in the NaCl solution, natural seawater and artificial seawater experiments. However, calcium sulfate was deposited on the heat transfer surface in the experiments with artificial seawater. After the formation of a deposit layer, a slow surface-temperature excursion was initiated at a heat flux lower than the usual critical heat flux. We confirmed that the relationship between the salt concentrations of the artificial seawater in the bulk fluid and the vaporization rate at the surface at which the slow surface-temperature excursion initiated. This relationship suggested that if the salt concentration of the seawater exceeded 11 wt%, the deposition of calcium sulfate on the heat transfer surface occurred even if the heat flux was zero.

論文

Effect of chloride ion on corrosion behavior of SUS316L-grade stainless steel in nitric acid solutions containing seawater components under $$gamma$$-ray irradiation

佐野 雄一; 安倍 弘; 竹内 正行; 飯嶋 静香; 内田 直樹

Journal of Nuclear Materials, 493, p.200 - 206, 2017/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.67(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所事故に関連し、再処理に用いられる機器の代表的な材料であるSUS316Lについて、海水成分を含むHNO$$_{3}$$溶液中の腐食挙動に及ぼす塩化物イオンの影響を、$$gamma$$線照射条件下を含め、調査した。HNO$$_{3}$$と人工海水(ASW)の混合物を用いて電気化学試験及び浸漬試験を実施し、高濃度のASWを含むHNO$$_{3}$$溶液では、カソード電流密度が増加し、均一な腐食が進行することを確認した。これは、HNO$$_{3}$$とCl$$^{-}$$イオンとの反応で生成されるCl$$_{2}$$やNOCl等の強い酸化剤によって引き起こされたものと考えられる。腐食速度は、HNO$$_{3}$$濃度が低い条件では浸漬時間とともに減少し、高い条件では増加した。$$gamma$$線照射条件下では、上記酸化剤と放射線分解により生成したHNO$$_{2}$$との反応によるカソード反応の抑制により腐食速度が低下した。

論文

Seawater effects on the soundness of spent fuel cladding tube

本岡 隆文; 上野 文義; 山本 正弘

Proceedings of 2016 EFCOG Nuclear & Facility Safety Workshop (Internet), 6 Pages, 2016/09

福島第一原子力発電所事故時には、緊急冷却のため、2から4号機の使用済燃料プールに海水が注入された。海水は使用済燃料被覆管に局部腐食を生じる可能性があり、局部腐食部からの核分裂生成物等の漏出が懸念される。しかしながら、使用済燃料被覆管の海水中での腐食挙動等は、よくわかっていない。そこで、使用済被覆管の腐食と機械的性質に与える海水の影響を、BWR燃料被覆管を用いて調査した。まず、使用済燃料被覆管を80$$^{circ}$$Cの希釈海水に300h浸漬した後、目視観察、断面観察、機械強度試験を実施した。また、局部腐食感受性を評価するため、希釈海水の塩化物イオン濃度を変えて孔食電位を測定した。浸漬後の被覆管には、目視観察及び断面観察で局部腐食は観察されなかった。また、希釈海水に浸漬した被覆管には局部腐食は生起しないため、機械的強度の劣化は認められなかった。さらに、1.0Vを超えても局部腐食は起こらなかった。これらの結果は、使用済燃料被覆管は海水中で局部腐食が起こり難いことを示唆している。

論文

Simulation for radiolytic products of seawater; Effects of seawater constituents, dilution rate, and dose rate

端 邦樹; 佐藤 智徳; 本岡 隆文; 上野 文義; 塙 悟史; 笠原 茂樹; 塚田 隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1183 - 1191, 2016/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.39(Nuclear Science & Technology)

Radiolysis calculations of simulated seawater were conducted using reported data on chemical yields and chemical reaction sets to predict the effects of seawater constituents on water radiolysis. Hydrogen, oxygen, and hydrogen peroxide were continuously produced from simulated seawater during $$gamma$$-ray irradiation. The concentration of molecular hydrogen exceeded its saturation concentration before it reached the steady-state concentration. The production behavior of these molecules was significantly promoted by the addition of bromide ions because of the high reactivity of bromide anion with the hydroxyl radical, an effective hydrogen scavenger. It is also shown that the concentrations of these molecules were effectively suppressed at dilution levels of less than 1%.

論文

Pool nucleate boiling on heat transfer surface with deposited sea salts

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 15 Pages, 2016/06

The progress of the accident of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, effects of seawater on thermal-hydraulic behavior are not considered in these calculations, although the seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. As one of the possible effects, deposition of sea salts on a heat transfer surface is considered. In the present study, we conducted pool nucleate boiling heat transfer experiments in real seawater, artificial seawater, distilled water and NaCl solution to understand thermal-hydraulic effects of seawater on nucleate boiling phenomena with/without deposited sea salts. The experimental results indicated that the sea salt deposition covered the whole of the heat transfer surface in the only artificial seawater of high concentration. When the deposit on the whole of the heat transfer surface occurred, the spatial-average surface temperature kept rising although the input heating power was constant. Besides, the time fluctuation of the local temperature on the heat transfer surface with the deposition was not confirmed although the temperature on the surface without the deposition decreased when the boiling occurred. Therefore, the deposit of sea salts on the heat transfer surface affected the nucleate boiling heat transfer.

論文

Effects of constituents of seawater on formation of volatile iodine by aqueous phase radiation chemistry

端 邦樹; 城戸 健太朗; 西山 裕孝; 丸山 結

NEA/CSNI/R(2016)5 (Internet), p.196 - 203, 2016/05

Model calculations of radiolysis of seawater with iodide were carried out to predict effects of seawater constituents on iodine chemistry at the time of a severe accident. Through the calculations based on $$gamma$$-radiolysis of solutions at ambient temperature, it was found that the production of molecular iodine (I$$_{2}$$) was promoted by the addition of seawater constituents. Especially, Br$$^{-}$$ and HCO$$_{3}$$$$^{-}$$ had a large impact on its production. The production yields of radiolytic species were affected by the addition of I$$^{-}$$ as well. It was also shown that the pH of seawater is an important parameter to determine radiolytic conditions of iodine. These results imply the potential that the injection of seawater has significant impact on iodine source term.

論文

Pool nucleate boiling for seawater containing minerals

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 吉田 啓之

Proceedings of 9th International Conference on Multiphase Flow (ICMF 2016) (CD-ROM), 6 Pages, 2016/05

Since seawater was injected into cores in the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station of Tokyo Electric Power Company, pool nucleate boiling heat transfer experiments of the distilled water, the real seawater and the 3.5-10 wt% artificial seawater were conducted to examine the effect of sea-salt-deposition on a heat transfer surface. In the seawater experiments, the sea salt which was calcium sulfate was deposited on the heat transfer surface at a certain heat flux. At the same time, the temperature of the heat transfer surface kept rising. The surface temperature rose above 473 K although input heating power was constant. The heat transfer surface temperature rising was caused by the growth of the deposited salt layer, because the deposited calcium sulfate has quite low thermal conductivity. In addition, the relation between the concentration of seawater and the heat flux when the calcium sulfate grew on the heat transfer surface indicated that the deposition occurred by the vaporization in the vicinity of the heat transfer surface.

論文

Hydrogen peroxide production by $$gamma$$ radiolysis of sodium chloride solutions containing a small amount of bromide ion

端 邦樹; 井上 博之*; 小嶋 崇夫*; 岩瀬 彰宏*; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 上野 文義; 塚田 隆

Nuclear Technology, 193(3), p.434 - 443, 2016/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:71.87(Nuclear Science & Technology)

$$gamma$$ radiolysis experiments of solutions, which consisted of a mixture of NaCl and NaBr, were conducted to confirm the validity of radiolysis calculations of seawater simulated solutions and to determine the importance of Br$$^{-}$$ in the production of H$$_{2}$$O$$_{2}$$ via water radiolysis. The steady-state concentration of H$$_{2}$$O$$_{2}$$ in each solution was measured after irradiation and compared to that obtained by radiolysis calculations. It was found that the calculated and experimental results were in good agreement. The concentration of H$$_{2}$$O$$_{2}$$ in the 0.6 M NaCl solution increased approximately three times by the addition of 1 mM NaBr. The result showed that Br$$^{-}$$ plays an important role in the production of H$$_{2}$$O$$_{2}$$ by water radiolysis, presumably due to the reactions of Br$$^{-}$$ with hydroxyl radical. The H$$_{2}$$O$$_{2}$$ production of 1 mM NaCl solutions increased when the pH was either higher or lower than 8. It was considered that hydrated electron also plays an important role in H$$_{2}$$O$$_{2}$$ production in these acidic and alkaline conditions.

論文

Corrosion rate of carbon steel in NaCl solution with various chloride ion concentration under $$gamma$$-ray irradiation

本岡 隆文

JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 23, 2016/02

低線量率条件での塩化物水溶液中の炭素鋼の腐食速度について、塩化物イオン濃度の異なる水溶液を用いて腐食試験により調べた。500Gy/hの線量率では、炭素鋼の腐食速度はある濃度で極大となった。塩化物水溶液中の放射線分解で生成した酸化性物質が炭素鋼の腐食を加速した。腐食速度と塩化物濃度の対応と酸化性物質濃度と塩化物濃度の対応との間に相関性が認められた。

報告書

使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討; 平成25、26年度成果概要報告(受託研究)

飯嶋 静香; 内田 直樹; 田口 克也; 鷲谷 忠博

JAEA-Review 2015-018, 39 Pages, 2015/11

JAEA-Review-2015-018.pdf:3.95MB

福島第一原子力発電所の使用済燃料プールの燃料には、海水、コンクリート等の不純物の付着・同伴に加え、落下したガレキによる損傷の可能性もある。これらの損傷燃料等について、再処理が可能か否かを判断するための指標を整備することを目的として、漏えい燃料等の処理経験を有する東海再処理施設並びに海外再処理施設の処理実績、福島第一原子力発電所のプール燃料の貯蔵状況及び点検・調査結果等を整理した上で、損傷燃料等を再処理する際の技術的課題を摘出するとともに、必要な研究要素を整理した。また、研究要素に関する試験・検討結果に基づき、再処理可否を判断するための分別指標を整備した。

論文

Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 2; Heat transfer and flow visualization experiment by using internally heated annulus

上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/11

To understand the current status of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, the progress of the accident has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater was attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, the objective is to understand the basic physical effect of the seawater on the thermal-hydraulic behavior without boiling. We measured and compared the thermal-hydraulic behavior in pure water, NaCl solution and artificial seawater with the concentration of 3.5wt% in a heat transfer and flow visualization experiment by using an internally heated annulus. Above Re = 2300 [-], the correlations between Nusselt number and Reynolds number in the NaCl solution and the artificial seawater were the same with that in the pure water. Moreover, the correlation can be predicted by Dittus-Boelter equation. Below Re = 2300 [-], the Nusselt numbers of each fluid correlated with the Rayleigh number. Therefore, considering physical properties of the NaCl solution and the artificial seawater, the thermal-hydraulics behavior without boiling in the NaCl solution and the artificial seawater was not different from the behavior in the pure water.

論文

Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 1; Outline of the research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/11

In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, seawater was injected into the reactor to cool down the nuclear fuels. The injection of the seawater may change the thermal-hydraulic characteristics. Therefore, the thermal hydraulic behavior of seawater has to be evaluated to consider the current status of Fukushima Daiiichi Nuclear Power Plants. However, there is little information about the thermal-hydraulic characteristics of seawater. In order to understand the effects of the seawater on the thermal hydraulic behaviors, a research project was started in Japan Atomic Energy Agency. In this research project, we performed two-different type experiments, one is a heat transfer and visualization experiment by using an internally heated annulus, the other is a heat transfer experiment by using a degraded core simulated test section. In this paper, the outline of the research project and examples of results are reported. For single phase flow conditions, heat transfer coefficients of evaluated by the existing correlation and thermal properties of the artificial seawater almost agreed with the experimental results. For two-phase flow conditions, the results of the artificial seawater were different from that of pure water and the NaCl solution. In the artificial seawater, small solid depositions were observed, and it was considered that these solid depositions affected the thermal hydraulic behavior of the artificial seawater.

論文

Study of corrosion rate of carbon steel in diluted artificial seawater under simulated irradiation condition

小松 篤史; 塚田 隆; 上野 文義; 山本 正弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

希釈人工海水中における炭素鋼の腐食速度に及ぼす溶存酸素と過酸化水素の影響について調査した。酸素と過酸化水素の拡散係数と定常拡散層厚さを電気化学的方法により測定し、拡散限界電流を求めた。また、酸素と過酸化水素が存在する323Kの希釈人工海水中で炭素鋼の腐食試験も実施した。323Kにおいて過酸化水素の拡散係数は酸素の約0.8倍であり、定常拡散層厚さは同程度であった。同濃度で比較すると過酸化水素の拡散限界電流は酸素の約0.4倍と求まった。重量減測定より求めた炭素鋼の腐食速度を、酸素濃度に過酸化水素濃度の0.4倍を加えた値で整理すると良い相関関係が得られた。

論文

Influence of seawater-component on corrosion of steel in nitric acid solution containing vanadium and ruthenium

入澤 恵理子; 上野 文義; 内田 直樹; 田口 克也

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 3 Pages, 2015/05

The corrosion rate of stainless steel in boiling-nitiric-acid solutions containing oxidizing metallic ions (vanadium and ruthenium) and seawataer components were investigated by the immersion tests in order to evaluate the influence of the seawater components on the corrosion of steel in the nitric acid solution containing oxidizing metallic ions. The corrosion rates of 310Nb in the solution containing seawater components were lower than that in the solution without seawater components. These results described that contamination of seawater components in the spent fuel reprocessing fluid seems not to accelerate the corrosion of steels, which are material for the devices treating the nitric-acid reprocessing solutions.

論文

Corrosion of the stainless steel in the zeolite containing diluted artificial seawater under $$gamma$$-ray irradiation

加藤 千明; 佐藤 智徳; 中野 純一; 上野 文義; 山岸 功

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所事故の水処理で発生する廃Cs吸着塔の長期保管の基礎的検討として、$$gamma$$線照射下における人工海水を含んだゼオライト中のステンレス鋼(SUS316L)の電気化学試験を行った。$$gamma$$線照射にはコバルト60線源を使用し、吸収線量を5kGy/hから400Gy/hに制御した。その結果、ステンレス鋼の孔食発生電位は$$gamma$$線照射の影響を受けないが、ステンレス鋼の定常自然浸漬電位は$$gamma$$線照射により貴化することが明らかとなった。この$$gamma$$線照射による定常自然浸漬電位の貴化はゼオライト共存により抑制された。廃Cs吸着塔のようなゼオライトが共存する環境は、$$gamma$$線照射におけるステンレス鋼の局部腐食発生リスクを低減できることが明らかとなった。

論文

Performance of the new iodine-129 beamline at JAERI-AMS

鈴木 崇史; 荒巻 能史; 北村 敏勝; 外川 織彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 223-224(1-4), p.87 - 91, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.18(Instruments & Instrumentation)

日本原子力研究所のむつ事業所に設置されている加速器質量分析計は$$^{14}$$Cと$$^{129}$$Iを測定できる2つの独立したビームラインを持っている。本研究ではこのヨウ素ラインの精度,正確さ,検出限界を測定した。$$^{129}$$I測定のアクセプタンステストは連続した2日間で行われ、この2日間で得られた$$^{129}$$I/$$^{127}$$I比はそれぞれ(7.497$$pm$$0.119)$$times$$10$$^{-11}$$と(7.209$$pm$$0.050)$$times$$10$$^{-11}$$であり、相対標準偏差はそれぞれ1.6%, 0.7%であった。海水試料は再処理工場稼動前の西部北太平洋と六ヶ所沖で採水した。AMS測定のための海水サンプル処理は溶媒抽出法によって行われた。本論文はAMSヨウ素ラインの性能と海水試料中の$$^{129}$$I/$$^{127}$$I比の測定結果をまとめたものである。

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