タングステン薄板を重水素プラズマに曝しながら、表面近傍の重水素の濃度分布を核反応法で測定した。測定した重水素は全て溶解していると考え、物質収支から、プラズマ側表面における重水素の再結合定数を求めた結果、428K～654Kの温度範囲では10^-26～10^-23cm⁴s^-1であった。一方、核反応法と同時に測定した重水素の透過量からプラズマと反対側表面の再結合定数を推定すると10^-27 cm⁴s^-1以下であった。反対側と比べてプラズマ側の再結合定数が大きいのは、プラズマに曝されることによって表面が清浄になるためであると考えられる。

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トリチウムの炉内蓄積量がどれほどになるかは、トリチウム安全性のみならず、トリチウム経済の観点からもきわめて重要であるが、現状では供給燃料の50%以上が炉内に蓄積するTORE-SUPRAの場合から、JT-60Uで壁飽和に達した100%排出の場合まで、装置による差がきわめて大きい。この講演では、各種大型装置のデータを比較しながら、問題点の抽出をはかり、今後の研究方向を探る。

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ITERを始め、トリチウムを燃料として使用する核融合炉では、放射性気体のトリチウムが施設内の広範囲で循環利用されるため様々な機器にトリチウムが存在する。このトリチウムは、異常事象の際に、また保守・補修時に核融合炉施設内に放出され、建屋内での汚染を生じる。そのため、トリチウムの挙動、特に、核融合炉施設構造材料（コンクリートや有機系材料等）とトリチウムの相互作用（吸着・脱離、溶解、拡散等）を把握することは非常に重要である。これら挙動を把握することにより更に、効率的な除染方法を確立することが可能となる。本研究では、作業従事者の被ばくの低減、環境へのトリチウムの放出抑制の観点から、材料表面及び内部でのトリチウム水蒸気の挙動を把握し、効率的な除染方法を確立する。

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トリチウム除去用水蒸気膜分離装置について、過渡応答特性のシミュレーションが可能なモデルを提案する。高分子膜への水蒸気収着と、それが気体の透過に及ぼす影響をモデルに取り入れることによって、実験結果の傾向をシミュレーションすることができた。

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金属－水界面での水素同位体移行挙動を、高純度トリチウムを内蔵した純鉄配管から水蒸気含有パージガス中へ移行するトリチウムの化学形を監視しながら連続測定する方法で調べた。界面に酸素が存在すると水分子との同位体交換によりHTOの化学形で、金メッキにより可能な限り界面酸素を減らすと界面で再結合してHTの化学形で移行することが解った。

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リチウム鉛へのトリチウムの溶解度は、リチウム鉛を用いる先進核融合ブランケットにおいて、ブランケット内のトリチウムインベントリー評価、トリチウム回収システムの設計において重要なパラメータであるが、これまで報告されている測定結果は数桁の違いがある。 我々は、日米協力事業のTITANプログラムのタスクとして、トリチウムを実際に用いた溶解度測定を計画している。 今回、トリチウム実験に先立ち制作したプロトタイプ装置により、水素及び重水素の溶解度測定を行ったので報告する。

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セラミック固体電解質を用いた超高濃度トリチウム水処理システム開発の一環として、水分解反応の効率向上に効果的なセリウム酸化物（セリア）を片面のみに施工した電極の水分解特性を調べた。その結果、水分解反応側での効果が大きい事が明らかとなった。

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中温型プロトン導電体: BaZr_0.955Y_0.03Co_0.015O_3-αを用いて、電気化学的水素ポンプ特性を評価した。その結果、比較的低温でも、酸化物イオン伝導性が確認され、水素ポンプ特性に影響を与えることが示唆された。

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ゾルゲル法は比較的単純な工程で複雑形状物への成膜が可能であり、核融合炉ブランケット構造材へのトリチウム透過防止障壁膜施工法として有望である。そこで本研究では、ゾルゲル法でZrO₂被膜をフェライト鋼表面に被覆し、障壁能を調べるため軽水素を用いた透過実験を600℃で行った。一般的なゾルゲル法で成膜した場合にはZrO₂膜の透過障壁能はそれほど大きくなく、透過速度は1/50程度に減少したのみであった。しかし、このZrO₂膜をZr(NO₃)₃ 溶液を用いて処理したところ、著しく障壁能が向上した。

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核融合炉ブランケットトリチウム透過防止膜として酸化エルビウム薄膜を用い、薄膜の組織と透過挙動の関連性について検討した。本発表では、薄膜の結晶構造と結晶粒径が透過挙動に与える影響について報告する。

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水冷却固体増殖方式テストブランケットモジュール・第一壁の熱間静水圧加圧法を用いた接合プロセスおよび接合部の評価法について報告する。接合部強度特性評価においては、シャルピー衝撃試験を採用し、接合プロセス最適化により、接合部を有さない母材のものと同等の衝撃特性を有する接合材の製作に成功した。

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高温・400秒パルスのITER運転条件においても安定に使用可能なITER-TBM用先進トリチウム増殖材料の開発を目指し、Li2TiO3よりLi/Ti比の大きいLi添加型Li2TiO3合成法の探索を行った。始発原料である水酸化リチウムとメタチタン酸を数日間混合させることにより、常温にて始発原料の反応が進行し、ゲル状となった。このゲル状試料を焼成し、エックス線回折（XRD）測定を行ったところ、Li添加型Li2TiO3は無添加Li2TiO3のXRD回折ピークと一致し、他の相（Li4TiO4等）は観察されなかった。更に、ICP測定による合成前後のLi/Ti比の分析から、合成後のLi/Ti比は若干の減少がみられるものの、ほぼ同じ値となったことから、本合成法により、結晶構造安定性が高いLi添加型Li2TiO3と思われるLi2+xTiO3+y単一相を得ることが可能であることを明らかにした。

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トリチウムブリーダー材料の候補となっているLi₂TiO₃について、材料として基本特性となる空気中での結晶構造・高温における相転移・熱膨張挙動を、オリジナルに設計、高エネ研PF-BL4B2に設置した高分解能高温放射光X線回折測定装置を用いて解析した。一般に使用されているCuKα線を用いたX線回折測定より高精度で、格子定数やその温度依存性を決定することに成功した。また本物質には450°Cで格子定数やモル体積の温度微分に不連続が存在、つまり高次相転移がある事が確定した。これは熱伝導測定や焼結体の熱膨張測定の結果と対応した。

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核融合炉の燃料となるトリチウムは、6-リチウム（6Li）と中性子との核反応により生産するが、天然のリチウムには6Liが約7.6％しか存在せず、必要なトリチウム量を確保するためにはより高濃縮の6Liが必要となる。海外からの高濃縮6Li調達は近年困難であるため、イオン液体含浸有機隔膜を用いたリチウム同位体分離技術の基本原理の確認試験を行った。 イオン液体を含浸させた有機隔膜を用いた電気透析セルを用意し、両極に電圧を印加させ、6Li分離係数と電流値の関係を測定した。測定結果より、水銀アマルガム法（同位体分離係数：約1.06）を凌ぐ同位体分離係数が得られる結果が得られ、イオン液体含浸有機隔膜によるLi同位体分法は、濃縮6Li製造の実用化に向けた最有力の手法であることを確認した。

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日本の原型炉開発に向けた先進中性子増倍材料として、高温での安定性に優れたベリリウム金属間化合物（ベリライド）の製造技術の開発研究及びその特性評価を進めている。金属ベリリウムは、高温下においてスウェリングや水蒸気との水素生成反応が問題となっているが、ベリライドはそれらの耐性に優れていることが明らかになっている。しかしながら金属間化合物は、その性質上非常に脆く加工性に乏しいため、実用化に向けた製造技術開発が必要不可欠である。本発表は製造プロセスの検討の一環として、ベリライドの代替材料の金属間化合物を用いて実施した予備的設計試験の結果について報告する。

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ITERテストブランケット開発の一環として、ベリリウムとフェライト鋼F82Hの異材継手を試作した。強度試験及び金相試験から、 F82Hの焼き戻し温度付近で優れた接合強度が得られることを見出した。また、接合強度は接合界面に形成された反応層の厚さの二乗に反比例する関係を見出した。このことは、より低温での接合の可能性を示唆しており、溶接後熱処理によるF82Hの軟化を抑制する方法の一つであるといえる。

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ITERダイバータの実機調達を行うためには、クオリフィケーション試験体を製作し、ITER機構が行う調達能力認証試験に合格する必要がある。原子力機構ではダイバータ製作の鍵となる、モノブロックと冷却管の接合工程を大量生産に適したものにするための調達準備活動を行っており、本科活動の最新の成果を報告する。

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核融合ダイバータの品質評価試験のために、赤外熱画像を用いた非破壊検査装置を開発した。実際に、ITERダイバータ評価試験体に対して試験を実施し、ITER機構の要求する検査が可能であることを実証した。

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JT-60U装置では2005年よりフェライト鋼（8Cr2W）がプラズマ対向壁の一部として使用されており，これまでにトロイダル磁場リップル低下による高速イオン損失の低減およびプラズマの反方向回転の減少が確認されている．このタイルはトロイダル方向の全ポート間に1122枚配置され，真空容器内のタイル総数の約9.1％を占めている．実機における金属タイル損耗による混合堆積層の特徴，および混合層におけるガス吸蔵特性などに関してより詳細なデータを得るため，本研究ではJT-60Uの真空容器内に実験サイクル期間中試料を長期に渡り設置し，2006年度の大気開放時にその試料を取り出し炭素・金属混合堆積層に関して分析を行なった． X線光電子分光法による結果から，Si試料上の堆積層中に占めるフェライト鋼の構成元素の一つである鉄(Fe2P3)　の原子組成比がポートセクション毎に異なることが明らかとなり，最も多いP-15セクションにおいて約40%であった．

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本研究では、最近問題となっているプラズマ対向壁タイル内部への水素蓄積について知ることを目的に、JT-60Uプラズマ対向壁のダイバータ及び第一壁で用いられた黒鉛タイルのバルク内に蓄積する水素量を昇温脱離法(TDS)によって定量した。その結果、ダイバータ、第一壁各バルク内には、表面よりもかなり少ないが、水素が蓄積されていることが確認された。またダイバータと第一壁とでは、バルク蓄積量に明瞭な差が見られた。これはプラズマからの熱負荷の違いにより、放電中に上昇するタイルの温度が異なることを反映しているものと考えられる。

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ITER/TBMの核特性測定手法として、マルチフォイル放射化法による中性子スペクトル測定を検討している。今回、ITER/TBM模擬体系とDT中性子源であるJAEA/FNSを用いて、マルチフォイル放射化法のITER/TBM内の中性子スペクトル測定への適用性を調べたので報告する。

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原子力機構FNSでは第２ターゲット室で大型コリメータ・遮へい体を用いた14MeV中性子ビームを利用できるが、そこで用いる大型トリチウムターゲットが入手困難になってきたため、実験のニーズにこたえられなくなっている。今回、入手が比較的容易なFNS第1ターゲット室の小型トリチウムターゲットを利用したビーム状14MeV中性子場の構築を目指して、14MeV中性子のコリメータ・遮へい体の設計を行ったので発表する。

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設計検討中の超伝導トカマク装置は、既存設備を最大限利用するため限られた空間で効率の良い放射線遮へい方法が必要不可欠となる。高性能プラズマを閉じ込める真空容器は、放射線遮へい設計の観点から重水素運転に伴って発生する中性子の遮へいと超伝導コイルの核発熱を低減するため２次ガンマ線の影響を少なくするように設計しなければならない。その基本構造はステンレス鋼による２重壁構造で、２重壁間にはボロン水を充填する構造とした。ホウ酸の水に対する溶解度が水温により変化するため、熱中性子の吸収に有効な高い温度での利用が望ましいが、配管を含めたプラント全般にわたる温度管理を怠るとボロンが析出する技術的課題が生じる。そこで筆者らは、温度管理不用の室温未満でのボロン水を用いた遮へい設計に着目し、現有設備であっても超伝導トカマク装置の放射線遮へい設計が成立することを示した。

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現在、固体壁高繰り返しにおける高速点火方式の特性と問題点を明確にすると共に、開発課題を明らかにする為に、高速点火方式レーザー核融合炉FALCON-D（A Fast ignition Advanced Laser fusion reactor CONcept with a Dry first-wall）の概念設計を行っている。レーザー核融合炉の炉工学的観点で問題となる主要機器の一つに、爆縮および点火をするために使用するレーザー集光用最終光学系である。これは炉心プラズマから発生する高速中性子がストリーミングによって直接に到達し、しばしば集光用レンズを損傷させる。本発表ではFALCON-Dでの最終光学系における中性子ストリーミングを中性子輸送コードMCNPを使用して解析を行い、核設計の観点から設計案を提案する。最後にこの結果を下に、最終光学系のメンテナンス手法を検討する。

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高エネルギーＸ線と薬品送達システム(Drug Delivery System)とを組み合わせたＸ線DDSのための薬剤として、白金を含有したシスプラチンミセルが注目されている。キャリアと呼ばれる高分子ミセルに含有された薬剤は徐々に放出されるが、細胞に取り込まれているかどうかを確認することは難しい。そこで、放射線医学総合研究所のマイクロスキャニングPIXE（Particle Induced X-ray Emissions Analysis）を用いて、細胞内の白金分布を測定した。

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ホウ素中性子捕獲療法（BNCT）とは腫瘍に取り込ませたホウ素に対して中性子を照射し、そこから放出されるα線やLi線によって腫瘍細胞のみを死滅させることのできる治療法である。現在BNCTは原子炉で行われており、これを加速器中性子源によって行えるようにする必要がある。本研究ではそのための細胞レベルでの基礎検討を行った。

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重粒子線によるＤＮＡ突然変異生成のメカニズムについて，出芽酵母及びプラスミドDNAを用い，分子レベルでの解析を行った．また，イオントラックの構造からエネルギー付与の空間分布を考慮し，生体での突然変異誘発のメカニズムを検討した．高LETである重粒子線照射は，低LET放射線とは生体中でのエネルギー付与の空間構造が異なるため，反応の初期過程が異なり，DNAに修復困難な損傷を誘発し，最終的に個体に固定される突然変異が特徴的な傾向を示すことが示唆された．

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紫外線やガンマ線を照射した場合、生体内に過剰に活性酸素が発生することが考えられる。活性酸素は脂質、タンパク質、糖、DNAなどを酸化し、疾病や老化を引き起こす原因となる。本研究ではこれら量子線が照射による生体影響を解析する手法として電気化学測定法(サイクリックボルタンメトリー)を用いた。 サイクリックボルタンメトリー(Cyclic Voltammetry)は、溶液内で電位を一定の速度で変化させ、反応物の酸化・還元電流を測定する手法であり、ピーク電流から電極反応物の濃度を測定できる。CV法は生体組織や細胞に非侵襲で測定可能な利点があり、電極反応物の酸化損傷の評価が可能である。本研究ではCV法を用いて、真核生物である酵母菌およびブタの皮膚に紫外線およびガンマ線を照射した場合の酸化損傷の評価を行うことを試みた。

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含水率に着眼してコンクリートに対する中性子透過試験を行ったが、そのベンチマーク試験の意義と、試験結果をクリアランス精度の許認可へどのように適用するかついて説明する。

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含水率に注目したコンクリートの中性子透過試験により、原子力施設のクリアランスにおいて重要な基礎データを取得するという本プロジェクトの具体的な目的について整理した。

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ベンチマーク試験にあたり、利用した中性子発生施設の特徴を実験的に調べた上で、本プロジェクトに使用できるよう工夫を施した。

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コンクリート試料に対して中性子の照射を行い、中性子束の深度分布を製法の異なるコンクリートごとに調べ、その依存性を確認した。また、その実験体系で計算を行いその裏づけをするとともに、計算コードによる再現性を確認した。

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JRR-3の改造工事に伴って発生した多量のコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、クリアランス作業における事前調査、クリアランスレベル検認測定、再利用までの全体計画を述べる。

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JRR-3の改造工事に伴って発生した多量のコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、クリアランス作業における事前調査として、放射化の汚染、二次的な汚染の評価、試料採取、評価対象核種の選定について述べる。

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JRR-3の改造工事に伴って発生した多量のコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、クリアランス作業のうちクリアランスレベル検認測定の詳細な手順及びクリアランス対象物の均一性の評価、核種濃度の評価方法について述べる。

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原子力災害時において、中性子線による被ばく線量を迅速に精度よく評価するために開発した、位置依存型He-3比例計数管を用いた可搬型の1球型ボナーボール検出器の中性子入射方向依存性を評価したので、その結果を報告する。

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反跳陽子検出式の高速中性子測定用シンチレータを用いた，小形・軽量の中性子線量当量率サーベイメータを開発した。

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原子炉等重遮へいがなされた環境の中性子スペクトルを実験室内で模擬することを目的に，²⁴¹Am-Li中性子線源と黒鉛パイルからなる減速中性子校正場を設計した。

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詳細航空機サーベイシステムは、緊急時モニタリングに有効な手段である。日本の原子力施設周辺に見られる地形、特に起伏地形上空から測定するにあたり、システムで使用する測定パラメータの評価結果について報告する。

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胃幹細胞レベルから個体レベルまでの線量評価を可能にする、マウスの３次元ボクセルモデルを開発したので、その概要と利用について報告する。

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国際放射線防護委員会 (ICRP)は、内部被ばく線量評価に用いられるモデルの一つである胃腸管モデルを更新し、2006年に新消化管モデルとして刊行した。本研究では既存の内部被ばく線量評価コードである"IMBA" (英国のHealth Protection Agencyが開発)を用いて、新消化管モデルに対応した線量評価を行い、既存コードによる新モデル対応の限界を検討した。

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内部被ばく線量評価において用いる光子吸収割合及び臓器線量について、特に、成人における体格差が及ぼす影響について解析した結果について報告する。

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原子力緊急時対応システムとして開発したSPEEDI、WSPEEDIを発展させ、様々な環境研究に適用可能な数値環境システムSPEEDI-MPの開発を行っている。大気・陸域・海洋複合系での相互作用と物質交換を考慮した結合モデル開発において、大気と陸域間の物質交換結合計算を試作し、動作確認を行った。

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原子力緊急時対応システムとして開発したSPEEDI、WSPEEDIを発展させ、様々な環境研究に適用可能な数値環境システムSPEEDI-MPの開発を行っている。ここでは、SPEEDI-MP中の陸域における物質移行モデルの基礎となる分布型水流出モデルを日本国内のすべての河川流域に適用するために、パラメータの共通化を試みた。

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環境負荷物質の包括的動態予測が可能な数値環境システムSPEEDI-MPを開発している。本研究では、その数値モデル群のうち大気拡散予測モデルを青森県六ヶ所村の再処理工場周辺域に適用し、環境影響評価を行なうべく、環境モニタリングで測定された施設起因及び自然起因の線量率変動を数値シミュレーションにより解析した。

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原子力緊急時対応システムとして開発したSPEEDI、WSPEEDIを発展させ、様々な環境研究に適用可能な数値環境システムSPEEDI-MPの開発を行っている。WSPEEDIおよびSPEEDI-MPシステムの運用試験を目的として、IAEA国際緊急時対応訓練ConvEx-3に合わせて仮想放出条件による拡散予測を実施した。

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本研究では，土壌構造と土壌粒子からの散逸ラドン量との相関性を明らかにするために，同径の球形粒子が格子状に充填された状態であると仮定し，粒子からのラドン散逸率をモンテカルロシミュレーションによって計算した。この結果，計算値は実測値と比較的良い一致が確認された。

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核融合エネルギーの利用にあたっては、プラント周辺への放射性物質の及ぼす影響を予測し、評価する必要がある。トリチウムの移行は水文環境に大きな影響を受けると予測され、人体への取り込みは食文化の違いにより経路・被ばく量共に左右されると予測される。本研究では通常放出用トリチウム移行計算コードNORMTRIを日本の特徴的な地勢を反映するように改変し、日本に核融合炉が建設された際のトリチウムの移行を解析した。さらにこの移行計算を基に日本の食文化を反映したモデルにより周辺環境への影響を評価した。

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高エネルギーの加速器環境で生じた空気の放射能の挙動は、大気上層での空気と宇宙線との核反応生成物の挙動を模擬した研究に使うことができる。本研究では、Fermilabの反陽子ターゲットステーションにて高エネルギーのに次粒子との核反応生成物の挙動の様子を見ることに成功した。その結果を使って地球化学方面への応用を目指す。

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日本原子力研究開発機構むつ事務所に設置してある加速器質量分析装置のヨウ素129測定に関する性能に関して精度、検出限界、相互比較結果について報告する。また海洋学への応用研究として、海水中のヨウ素129の起源や日本海底層水のturn over timeについて議論する。

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