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Analysis of Minor Actinides in Mixed Oxide Fuel Irradiated in Fast Reactor, 1; Determination of Neptunium-237

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小山 真一  ; 大塚 優子; 今野 廣一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 梶谷 幹男

Koyama, Shinichi; not registered; not registered; Mitsugashira, Toshiaki; Morozumi, Katsufumi; not registered

動燃における先進的核燃料リサイクル技術開発において、AGSではマイナ-アクチニド核種を含有するMOX燃料の基礎物性及び照射挙動研究を行っており、その評価のためには燃料中に存在するNpの定量分析技術の確立が不可欠となる。分析は、初めに標準試料を用いた基礎試験により最適な条件を把握し、それを実燃料に適用した。分離法としてイオン交換法を選択し、またイオン交換回収率を把握するため、Npの同位体であるNp-239をトレ-サ-として使用する方法を確立した。製造時にNpを含まず、最大120GWd/tまで照射したC型特殊燃料ピンを分析対象に選択し、その中に極微量含まれるNp-237含有率を分析し、広範囲な燃焼度依存性を求めた。

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パーセンタイル:69.6

分野:Nuclear Science & Technology

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