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報告書

高Pu富化度MOX燃料溶解試験(1)-高Pu富化度MOX燃料溶解速度の評価-

菅谷 伸一; 遠藤 秀男; 小笠原 誠洋*; 品田 雅則*; 木幡 正人*

JNC-TN8440 2003-004, 24 Pages, 2003/05

JNC-TN8440-2003-004.pdf:5.0MB

高Pu富化度MOX燃料の硝酸への溶解性の基礎データ取得を目的として、Pu富化度をパラメータとしたMOX燃料の溶解試験を実施した。本報告は、高Pu富化度MOX燃料溶解試験(1)として、成型、焼結したMOX燃料を、沸騰状態の7M硝酸中で溶解し、溶液中のPu及びUの濃度を測定して溶解速度を求めた結果にづいて報告する。MOX燃料の溶解速度は、1.Pu富化度の増加とともに低下し、2.溶解開始6時間を過ぎると遅くなる傾向を示した。これらの傾向は、過去に実施された同様の試験結果とよく一致したが、溶解速度は、過去の結果よりも3$$sim$$6倍速い値であった。この違いは、試験に使用した粉末試料の表面積を過小評価したこと及びMOX燃料の0/Mの違いにより生じたと考えられる。

報告書

吸光光度法によるNp含有MOX燃料中のNpの定量

影山 十三男; 菅谷 伸一; 河野 秀作; 樋口 英俊; not registered; 木幡 正人*; 野田 吉範*

JNC-TN8400 2001-026, 29 Pages, 2001/12

JNC-TN8400-2001-026.pdf:0.99MB

Np含有MOX燃料中のNp含有量を測定するために、吸光光度法による測定条件について検討した。試料溶液中のNpの原子価をIV価に調整した後、727nmの吸収ピークの吸光度を測定することにより、Np濃度を求めた。本法の検量線は、Np濃度0.8mg/mlまで直線性を示した。また、Np溶液にPu,U量を各々Npの30倍量、60倍量まで添加したが、この範囲ではNp分析値への影響はなかった。本分析法により、2%Np含有MOX燃料を想定した試料中のNp含有量を分析したときの相対標準偏差(RSD)は約4%であった。さらに、物性測定試験に用いるNp含有MOX燃料の原料粉中のNp含有量を測定した。その結果、本法はNpをPuとUから分離することなくNp含有量を測定できることを確認した。本分析法は、物性測定試験用のNp含有MOX燃料中のNp含有量を分析するための迅速簡便法として十分適用できる。

口頭

福島第一原子力発電所の処理水タンクの堰内水の$$^{90}$$Sr($$^{90}$$Y)のin situ分析

諏訪 登志雄; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 小沼 一弘*; 木幡 正人*; 川崎 諭

no journal, , 

福島第一原子力発電所の敷地内には建屋内滞留水を処理した汚染水の保管のためのタンクが設置されており、それを囲うように堰が設けられている。その堰内にたまった堰内水を放出する際には、事前に$$^{90}$$Srが放出基準値以下であることを迅速に測定する必要がある。タンク内の$$^{90}$$Srは$$^{90}$$Yと放射平衡となっていることから、$$^{90}$$Yを測定することで分析時間を短縮することが可能となる、そこで低濃度のYを分離・測定するという観点で数種類の分析の前処理方法の検討を行った。その結果、最終的にキレート樹脂に$$^{90}$$Yを回収し少量の溶離液で溶離することで、低濃度のYを単離し濃縮する方法が適していることが分かった。さらに測定に際しては、高エネルギーの$$^{90}$$Yの$$beta$$線をチェレンコフ光の測定により行うことで、他の核種からの$$beta$$線の影響を下げて濃度の分析を行うことが可能と考えられる。本件では、前処理法についての試験結果を報告する。

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