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日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した20核種($^{3}$H、$^{14}$C、$^{36}$Cl、$^{60}$Co、$^{63}$Ni、$^{90}$Sr、$^{94}$Nb、$^{99}$Tc、$^{\rm 108m}$Ag、$^{129}$I、$^{137}$Cs、$^{152}$Eu、$^{154}$Eu、$^{234}$U、$^{238}$U、$^{238}$Pu、$^{239}$Pu、$^{240}$Pu、$^{241}$Am、$^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。, Radioactive wastes generated from nuclear research facilities in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried in the near surface disposal field as trench and pit. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes until the beginning of disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed the samples generated from JRR-2, JRR-3 and Hot laboratory facilities. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 20 radionuclides ($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239}$Pu, $^{240}$Pu, $^{241}$Am, $^{244}$Cm) which were obtained from radiochemical analysis of the samples in fiscal year 2020.

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種($^{3}$H、$^{14}$C、$^{36}$Cl、$^{41}$Ca、$^{60}$Co、$^{63}$Ni、$^{90}$Sr、$^{94}$Nb、$^{99}$Tc、$^{\rm 108m}$Ag、$^{129}$I、$^{137}$Cs、$^{133}$Ba、$^{152}$Eu、$^{154}$Eu、$^{\rm 166m}$Ho、$^{234}$U、$^{238}$U、$^{238}$Pu、$^{239}$Pu、$^{240}$Pu、$^{241}$Am、$^{243}$Am、$^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。, Radioactive wastes generated from nuclear research facilities in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried in the near surface disposal field. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes until the beginning of disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed concrete, ash, ceramic and brick samples generated from JRR-3, JRR4 and JRTF facilities. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 24 radionuclides ($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{41}$Ca, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{133}$Ba, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{\rm 166m}$Ho, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239}$Pu, $^{240}$Pu, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm) which were obtained from radiochemical analysis of the samples in fiscal years 2020-2021.

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度から令和元年度に取得した21核種($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{41}$Ca, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{\rm 108m}$Ag, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{\rm 166m}$Ho, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239}$Pu, $^{240}$Pu, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。, Radioactive wastes generated from nuclear research facilities in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried in the near surface disposal field. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes until the beginning of disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed concrete samples generated from JPDR facility. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 21 radionuclides ($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{41}$Ca, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{\rm 108m}$Ag, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{\rm 166m}$Ho, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239}$Pu, $^{240}$Pu, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm) which were obtained from radiochemical analysis of the samples in fiscal year 2018-2019.

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した22核種($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{41}$Ca, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{\rm 108m}$Ag, $^{133}$Ba, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{\rm 166m}$Ho, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。, Radioactive wastes generated from nuclear research facilities in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried in the near surface disposal field. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes until the beginning of disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed concrete samples generated from JRR-3 and JPDR. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 22 radionuclides($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{41}$Ca, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{\rm 108m}$Ag, $^{133}$Ba, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{\rm 166m}$Ho, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm) which were obtained from radiochemical analysis of the samples.

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。, Radioactive wastes which generated from research and testing reactors in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried at the near surface disposal field. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes by the time it starts disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed the samples generated from JPDR and JRR-4. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 19 radionuclides ($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{244}$Cm) which were obtained from radiochemical analysis of those samples.

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)は、将来的に浅地中埋設処分される計画であり、埋設処分の開始までに、廃棄体の放射能濃度評価方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、ホットラボにおいて発生し研究所内で保管されていた放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成29年度から30年度に取得した19核種($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。, It is necessary to establish practical evaluation methods to determine radioactivity concentration of radioactive wastes which generated from research and testing reactors in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried for the near surface disposal. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes by the time it starts disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed the samples generated from Post Irradiation Examination Facility. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 19 radionuclides which were obtained from radiochemical analysis of those samples.

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物は、将来的に浅地中に埋設処分する予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。原子力科学研究所バックエンド技術部では、照射後試験施設であるホットラボから発生した廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Mo-93, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, Sn-126, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-233+234, U-238, Pu-238, Pu-239+240, Pu-241, Am-241, Am-243, Cm-244)を対象とした放射化学分析に基づく放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、Sr-90, I-129, Eu-154, U-233+234, Pu-238, Pu-239+240, Am-241, Cm-244に対してスケーリングファクタ法が適用できる見込みが得られ、H-3, C-14, Cl-36, Ni-63, Mo-93, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, Sn-126, Eu-152, U-238, Pu-241及びAm-243に対して平均放射能濃度法が適用できる見込みが得られた。また、Ni-63, Tc-99, Eu-152及びU-238は追加データが得られれば、スケーリングファクタ法が適用できる可能性がある。, In the future, radioactive waste which generated from nuclear research facilities in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried for the near surface disposal. It is necessary to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of the radioactive wastes. In this work, we studied the evaluation method of radioactivity concentration based on radiochemical analysis data (H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Mo-93, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, Sn-126, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-233+234, U-238, Pu-238, Pu-239+240, Pu-241, Am-241, Am-243, Cm-244) which was generated from research facility Hot Laboratory. As a result of examining the application of the scaling factor method, the correlation with Key-nuclide in some nuclides which are Sr-90, I-129, Eu-154, U-233+234, Pu-238, Pu-239+240, Am-241, Cm-244 confirmed by the correlation coefficient and t-test. In the present radiochemical analysis data, the mean activity concentration method can be applied to all nuclides which could not be applied to the scaling factor method H-3, C-14, Cl-36, Ni-63, Mo-93, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, Sn-126, Eu-152, U-238, Pu-241 and Am-243. Ni-63, Tc-99, Eu-152 and U-238 could be applied to the scaling factor method with getting several additional data, this study will be continued to review for the practical evaluation method.

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物は、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2及びJRR-3から発生した放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から29年度に取得した19核種($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{244}$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。, In the future, radioactive wastes which generated from research and testing reactors in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried for the near surface disposal. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes by the time it starts disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed the samples generated from JRR-2 and JRR-3. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 19 radionuclides ($^{3}$H, $^{14}$C, $^{36}$Cl, $^{60}$Co, $^{63}$Ni, $^{90}$Sr, $^{94}$Nb, $^{99}$Tc, $^{\rm 108m}$Ag, $^{129}$I, $^{137}$Cs, $^{152}$Eu, $^{154}$Eu, $^{234}$U, $^{238}$U, $^{238}$Pu, $^{239+240}$Pu, $^{241}$Am, $^{244}$Cm) which were obtained from radiochemical analysis of those samples.

An isothermal vacuum chromatography setup for superheavy element chemistry studies was developed and tested online at the one-atom-at-a-time level. As a model system, the adsorption behavior of thallium on quartz was chosen with respect to a future chemical characterization of its superheavy homologue, element 113 (E113, Z = 113), using the described setup. Short-lived 184Tl (t1/2 = 10.1(5) s) was produced in the reaction 152Gd(35Cl, 3n)184Tl and delivered as a mass-separated ion beam to the chemistry experiment: A subsurface implantation and a subsequent fast thermal release from a metal matrix was followed by isothermal vacuum chromatography as the chemical separation stage. Single atomic species passing this chromatographic separation were finally identified by time- and energy-resolved event-by-event α-spectroscopy using a diamond-based solid-state detector. The derived adsorption enthalpy of −ΔHadsSiO2(Tl) = 158 ± 3 kJ·mol–1 significantly exceeds available data but correlates well with the adsorption of other elements studied on the same surface. The described technique enables chemical experiments with short-lived transactinide elements (t1/2 < 1 s), surpassing the rapidity of today’s state-of-the-art gas-phase experiments by at least 1 order of magnitude.