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Analysis of curium isotopes in mixed oxide fuel irradiated in fast reactor

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逢坂 正彦  ; 小山 真一  ; 両角 勝文; 滑川 卓志; 三頭 聡明

Osaka, Masahiko; Koyama, Shinichi; Morozumi, Katsufumi; Namekawa, Takushi; Mitsugashira, Toshiaki

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、照射済燃料中のCm分析技術を確立するとともに、高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCmを分析し、分析値よりCmの炉内における実効的な半減期を評価した。照射済MOX燃料中のCm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、試験条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離により高率のCmの回収及び高率のAm、Eu、Cs等の不純物の除去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燃料中のCmを分離し、分離したCmを質量分析した。分析結果よりCm含有率の燃焼度依存性を明らかにし、さらに極微量のCm$$^{247}$$を定量することができた。定量値より計算コードを用いてCm同位体の炉内における実効的な半減期を評価した。

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パーセンタイル:39.89

分野:Nuclear Science & Technology

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