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グラフト重合法により作製した小型陰イオン交換フィルタのZr分離性能評価と使用済燃料中Zr-93分析への適用

Performance evaluation of micro-volume anion-exchange filter prepared by graft polymerization on Zr separation and its application to determination of Zr-93 in spent fuel

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*

Asai, Shiho; Hanzawa, Yukiko; Konda, Miki; Suzuki, Daisuke; Magara, Masaaki; Kimura, Takaumi; Ishihara, Ryo*; Saito, Kyoichi*; Yamada, Shinsuke*; Hirota, Hideyuki*

使用済燃料や高レベル放射性廃棄物(HLW)中に存在する長寿命核種$$^{93}$$Zrは、HLW処分における長期安全性評価対象核種の1つであり、その放射能量の正確な積算が必要とされている。しかしながら、分析実績が希少であり、実測データ蓄積のためには効率的な分析法整備が不可欠である。我々は、透水性に優れた多孔性フィルタの細孔表面に、陰イオン交換基を高密度に結合することによって高吸着容量・迅速処理を実現する小型分離カートリッジを作製し、その分離性能を実証してきた。本研究では、このカートリッジをICP-MSによる$$^{93}$$Zr測定前処理に適用するため、模擬試料を用いて、Zrおよび共存元素の溶出プロファイルを作成し、測定妨害核種($$^{93}$$Nb, $$^{93}$$Mo等)を除去するための分離条件を決定した。さらに、作製したカートリッジを使用済燃料溶解液中のZr分離に適用したところ、Zrは共存元素から効率よく分離され、共存元素の干渉を受けることなく正確に測定できた。ICP-MS測定結果から算出した試料中$$^{93}$$Zr含有量は、98.2$$pm$$5.1ngとなり、理論計算結果に概ね一致した。

$$^{93}$$Zr is a long-lived fission product which can be found in spent nuclear fuel and HLW. The estimation of the$$^{93}$$Zr content is indispensable to achieve a safety disposal of HLW because $$^{93}$$Zr is predicted to be one of the major contributors to radiation dose. However, only a few measured $$^{93}$$Zr values have been reported, leading to a high demand for development of an efficient analytical method. Our group has been prepared a new porous filter cartridge which has densely bound ion-exchanger onto the pore surface of the filter, enabling a high-capacity and rapid adsorption. In order to apply this filter cartridge to a pretreatment for the $$^{93}$$Zr measurement with ICP-MS, an elution profiles of Zr and the other coexisting elements were examined. According to the resultant separation conditions, Zr in a spent nuclear fuel sample was successfully separated. The measured $$^{93}$$Zr content is 98.2 $$pm$$ 5.1 ng, which agrees with the theoretical value.

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