Rapid separation of zirconium using microvolume anion-exchange cartridge for Zr determination with isotope dilution ICP-MS

浅井 志保; 半澤 有希子; 今田 未来; 鈴木 大輔; 間柄 正明; 木村 貴海; 石原 量*; 斎藤 恭一*; 山田 伸介*; 廣田 英幸*

Talanta, 185, p.98 - 105, 2018/08

https://doi.org/10.1016/j.talanta.2018.03.026

放射性廃棄物処分場における長寿命核分裂生成物(LLFP)の被ばくリスクを評価するためには、LLFPの分析が不可欠である。本研究では、マイクロ陰イオン交換カートリッジ(TEDAカートリッジ)を用い使用済燃料溶解液からZrを分離してLLFPの一つであるZrの存在量をICP-MSで定量した。TEDAカートリッジは、同等の分離に必要な従来分離材料(陰イオン交換樹脂)の1/10以下の体積(0.08cm)であっても優れたZr分離性能を維持し、使用済燃料中のほぼ全ての共存元素を迅速に除去できることを確認した。また、従来材料の約10倍の流速で処理が可能であるため、1.2分で分離が完了した。得られたZr定量値は、実測値による検証実績がなかった燃焼計算コードORIGEN2の正しさを実証する結果となり、ORIGEN2の信頼性も確認できた。

Speciation of Eu(III) in an anion exchange separation system with LiCl-HO/alcohol mixed media by time-resolved laser-induced fluorescence spectroscopy

有阪 真*; 木村 貴海; 菅沼 英夫*; 吉田 善行

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 255(2), p.385 - 389, 2003/02

https://doi.org/10.1023/A:1022529525952

塩化リチウム-水/アルコール混合媒体を用いる陰イオン交換(AG 1X8樹脂)系におけるEu(III)のクロロ錯形成を時間分解レーザー誘起発光分光法により評価した。Eu(III)のクロロ錯形成は、塩化リチウムまたはアルコール濃度の増加に伴い溶液相と樹脂相の両相で促進された。アルコール濃度の増加による錯形成促進効果はメタノールよりエタノールの方が顕著だった。溶液相では観察されなかった陰イオン錯体が樹脂相では見いだされ、樹脂相の化学環境はEu(III)のクロロ錯形成にとって特異な反応場を提供することがわかった。Eu(III)の陰イオン交換樹脂への吸着挙動は主に樹脂相の化学環境に支配され、Eu(III)は、吸着過程を通じて錯陰イオンを形成することを見いだした。

高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCmの分析; 分析技術の開発及び測定

逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 滑川 卓志

JNC TN9400 2000-058, 49 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-058.pdf:1.22MB

高速炉におけるMA核種の核変換特性の評価に資するため、照射済MOX燃料中のCm分析技術の開発及び高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCm同位体の分析を行った。迅速性・簡便性等を考慮した上で、照射済MOX燃料中のCmの同位体分析において必要なCm分離のための手法として硝酸-メタノール系陰イオン交換法を選択した。本手法の基本的な分離特性を把握する試験を実施し、Cmの溶出位置、Am,Eu等の元素との分離能等を把握した。本手法を照射済MOX燃料中のCm分析に適用するにあたり、分離特性の把握試験の結果より分離条件を評価し、溶出液取得条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離によりCmを回収するプロセスを考案した。本プロセスを適用することにより、Cmの高回収率及びAm、Eu・Cs等の不純物の高除去率を同時に達成することができた。本手法を用いて照射済MOX燃料中からのCmの分離試験を実施し、分離したCmを質量分析することにより、照射済MOX燃料中のCm同位体組成比データの測定が可能であることを確認した。一連の試験により、硝酸-メタノール系陰イオン交換法によるCm分離手法を用いた照射済MOX燃料中のCm分析技術を確立した。本分析技術を用いて高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCm同位体の分析を行った。その結果、高速炉内で燃焼度が約60GWd/t以上まで照射されたMOX燃料中のCmの含有率は約1.44.010のマイナス3乗atom%であり、さらに極微量の247Cmが生成することを確認した。また燃焼度が60120GWd/tの範囲ではCm同位体組成比はほぼ一定となることが分かった。

高濃度不純物の吸着試験研究 -吸着によるウランと不純物との分離試験-

江川 博明*

PNC TJ6614 93-001, 32 Pages, 1993/03

PNC-TJ6614-93-001.pdf:0.61MB

高品位の可採ウラン量は限られているので、低品位ウラン鉱石資源の経済性、環境問題を考慮した処理プロセス及び廃水処理に係る技術の開発は重要な研究課題である。本研究はその一展開として、低品位ウラン鉱石を酸化雰囲気で硫酸法により加圧浸出して得られた浸出液からのウランの選択的分離・回収プロセスの開発を目的とする。前記浸出液は強酸性であり、ウランの他に多量のニッケル、ヒ素ならびに少量のモリブデン、鉄、アルミニウムなどを含んでいる。昨年度の研究成果を基に、本年度はホスホン酸基を有するキレート樹脂(RCSP)によるウランの分離・精製技術の確立を目的として詳細な検討を行った。また、ホスホン酸基と同様な化学的特性を有する新規なリン酸型樹脂(RGP)の合成を行って検討した。さらに、昨年度検討することができなかった陰イオン交換樹脂及びアルカリ添加沈澱法によるウランと他金属イオンとの分離についても検討した。RCSP、RGPを用いて、カラム操作によりウランの他金属からの分離を検討した結果、RCSP、RGPに浸出液中のヒ素、ニッケルは全く吸着されず、モリブデンは強く吸着された。鉄、アルミニウムは若干量吸着されるが、アルミニウムはより高選択的な金属(例えばウラン)により置換溶出されることが判った。RCSPとRGPではRCSPがより高い破過容量を示すことが認められた。次に、樹脂に吸着されたウランの溶離・回収について検討した。炭酸ナトリウム通液時の二酸化炭素ガス発生を抑制する目的で、まず1M水酸化ナトリウムで樹脂中の水素イオンを中和した後に、0.25M炭酸ナトリウムの通液を行った結果、ウランの回収率はRCSPで69.2%、RGPで72.1%であった。これは、水酸化ナトリウムを通液することでウランは樹脂内部で水酸化ウラニルとして沈着し、炭酸ナトリウムによる溶離・回収が困難になったためと考えられる。次に、水酸化ナトリウム通液を行わず、0.25M炭酸ナトリウムを樹脂容積の5倍量加えカラム中で振りまぜて、水素イオンを中和し、発生する炭酸ガスを除去した後、空間速度(SV)3h-1で吸引し、ひきつづき0.25M炭酸ナトリウム15倍量を通液してウランの溶離を試みた結果、ウランは100%回収できることが明らかになった。モリブデンは炭酸ナトリウム通液初期の段階でほぼ100%溶離(ウランと共存している)することが判っ

Separation of technetium with active carbon

山岸 功; 久保田 益充

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(11), p.1038 - 1044, 1989/11

https://doi.org/10.3327/jnst.26.1038

高レベル廃液からテクネチウムを分離する基礎研究として、硝酸溶液における活性炭吸着分離法の有効性をテクネチウムの分配係数から評価した。更に、活性炭の再利用を考えて硝酸処理した活性炭についても比較実験を行った。その結果、硝酸処理活性炭を用いた場合でもテクネチウムを分配係数100以上で0.5M硝酸溶液から吸着分離できることがわかり、活性炭吸着分離法が群分離プロセスに適用できる可能性が示された。テクネチウムの分配係数は、水素イオン濃度が0.5Mまでの溶液中で、硝酸イオン濃度の増加に反比例して減少した。活性炭へのテクネチウムの吸着量は、Freundlich式によって表された。テクネチウム濃度が、高レベル廃液中の濃度に相当する0.015Mにおける吸着量は、末処理炭を用いた場合は0.60meq/gであったが、硝酸処理活性炭の場合には吸着量は約半分に減少した。このため、硝酸処理による活性炭表面構造の変化についても調べた。

Anion exchange separation of hard acid-metals using HF-HBO media

安達 武雄

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 55, p.1824 - 1830, 1982/00

https://doi.org/10.1246/bcsj.55.1824

フッ化水素酸-ホウ酸溶液系を用いるhard acid-metalsの陰イオン交換分離法を開発した。フッ化水素酸にホウ酸を加えることにより解離フッ素イオン濃度を1/100程度に低減化でき、また、この溶液に存在するBF、BFOHなどは陰イオン交換樹脂に強く吸着することを見いだした。フッ素イオン濃度の低減化による低次金属-フッ素錯体の生成と、BF,BFOHあるいは他の陰イオンの吸着力を利用してhard acid-metals、例えば、Ti,Zr,Nb,Taの相互分離を行った。この系では、解離フッ素イオン濃度は低いにもかかわらず、金属イオン濃度の増加によっても分配係数は変らない特徴を持つ。

Amphoteric character of cadmium hydroxide and its solubility in alkaline solution

市川 富士夫; 佐藤 忠

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 35(7), p.2592 - 2594, 1973/07

https://doi.org/10.1016/0022-1902(73)80336-7

高速遠心法ならびに陰イオン交換法により、アルカリ溶液中のカドミウムの溶存状態が、カドミウム濃度の凾数として研究された。アルカリ溶液中で微量のカドミウムは-1価の陰イオンとして存在することが陰イオン交換法により明らかとなった。遠心のデータに基づき、Hと含カドミウム陰イオン(HCdO)の活量積が計算された。その値は、カドミウムの初期濃度が10~10Mの範囲でほぼ一定で、(1.791.15)10であった。以上の結果に基づき、pHおよびカドミウム濃度の凾数としてのカドミウムの存在状態を与えるダイアグラムを作製した。

シュウ酸型陰イオン交換樹脂によるストロウチウム-90とイットリウム-90の分離

矢島 聖使; 四方 英治; 山口 千鶴子*

分析化学, 7, P. 720, 1958/00

抄録なし

燃焼燃料組成測定に資するSm・Pm分離手法の検討

佐藤 真人; 市村 誠次; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 蒲原 佳子*; 鈴木 智久*

no journal, , 

燃焼度も考慮して使用済燃料の臨界量を精密に評価するためには、Sm等の中性子吸収FP核種量を燃焼計算で正確に求める必要がある。原子力機構では燃焼計算の妥当性確認のため軽水炉燃料の組成測定を進めているが、質量分析によるSm-147測定精度の向上に資するため、同重体のPm-147を分離する手法を検討した。従来手法ではSm-147と共存するPm-147を液シン法で定量していた。本報告では、Sm・Pm混合溶液からSmとPmを分離する手法と分離性能の確認結果を示す。

ICP-MSによる使用済燃料中ジルコニウム同位体の定量

浅井 志保; 半澤 有希子; 今田 未来; 鈴木 大輔; 間柄 正明; 木村 貴海

no journal, , 

使用済燃料中にはUの核分裂によって生成した様々なZr同位体が存在する。そのうちZrは、半減期が150万年と極めて長く、長期にわたって環境に影響を及ぼす可能性がある。したがって、分析値に基づくZr放射能の推算が、放射性廃棄物の処分安全評価には不可欠となっている。Zrの定量には、高感度同位体測定が可能な質量分析計ICP-MSが有効である。本研究では、ICP-MSの測定前処理条件と定量条件を最適化することによって、簡便かつ確実な分析方法を提案することを目的とした。測定前処理については、1回の陰イオン交換操作によって、測定妨害元素(Sr, Nb, Mo等)、放射性核種を含む元素(Cs, Ba, Pu等)、および主成分Uを全て除去できる条件を見出した。また、天然Zr元素を既知量添加した試料におけるZr/Zrと試料中Zr /Zrの測定値の比較からZr濃度を簡便に算出する手法を適用し、使用済燃料中Zrの正確な測定値を得た。