検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 59 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

核鑑識研究開発成果報告書

大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔

JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB

核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23$$sim$$25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。

論文

Progress and future prospects of nuclear forensics technology development project at JAEA

木村 祥紀; 篠原 伸夫; 佐藤 兼章; 戸田 暢史; 篠田 芳晴; 舟竹 良雄; 綿引 優; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2014/07

2010年にワシントンDCで開催された核セキュリティサミットにおいて日本政府は、核物質の測定、検知及び核鑑識に係る技術の開発を3年間を目途に確立し、国際社会と共有するという声明を発表した。この声明を受け、核鑑識技術開発に必要なさまざまな分析能力を有している原子力機構は、2011年度から核鑑識技術の開発を開始した。原子力機構における核鑑識技術開発は、同位体・不純物測定技術や粒子形状分析技術、年代測定技術といった核鑑識分析技術に加えて、国家核鑑識ライブラリのプロトタイプ開発をカバーしている。本発表では、原子力機構における核鑑識技術開発プロジェクトの2011年度から2013年度までの進捗を報告する。また、当該プロジェクトの今後の展開についても発表する。

論文

Feasibility study of passive $$gamma$$ spectrometry of molten core material from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 1, 2 and 3 cores for special nuclear material accountancy; Low-volatile FP and special nuclear material inventory analysis and fundamental characteristics of $$gamma$$-rays from fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.1 - 23, 2014/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.41(Nuclear Science & Technology)

パッシブ$$gamma$$スペクトロメトリを用いた福島第一原子力発電所1, 2, 3号機炉心溶融燃料の核燃料物質計量性のフィージビリティスタディを、低揮発性FP及び核燃料物質インベントリ評価並びに燃料デブリからの漏えい$$gamma$$線基礎特性評価に焦点を当て実施した。低揮発性FPである$$^{154}$$Eu, $$^{144}$$Ceと核燃料物質の重量比を、炉心平均及び燃焼度依存で導出した。不確実性として、U濃縮度,比出力,水ボイド率,冷却期間,計算コード精度及び揮発率を考慮して評価した。同様の手法は3号炉にも適用可能だが、1照射MOX燃料が分離して存在する場合不確実性は大きくなる。事故後時間経過に応じた$$gamma$$線源スペクトル評価結果より、$$^{154}$$Euは、5, 10, 20年後までピークは顕著であり、$$^{144}$$Ceは10年後まではピークが見られるが20年後までの間に減衰しピークは確認されない、Csは134及び137ともに放出率99%を考慮してもピークは顕著であり、検出可能性を確認した。質量減弱係数をデブリのさまざまな組成に対し評価し、1.2MeV以上の高エネルギーにおいて、燃料デブリ組成依存性が限定的であることを確認した。$$gamma$$線漏えい率に対するさまざまなパラメータによる感度解析を実施し、一定以上の大きさの燃料デブリにおいて重大な遮蔽影響を確認し、$$^{154}$$Euの特性$$gamma$$線のピーク比と$$gamma$$線漏えい率の相関性を整理した。最後にTMI-2での収納缶を模擬した仮想収納缶モデルを使った予備的解析結果を示し、今後の研究計画を紹介した。

論文

日本原子力研究開発機構における国内核鑑識ライブラリ開発の現状と今後の展望

木村 祥紀; 篠原 伸夫; 舟竹 良雄; 佐藤 兼章; 戸田 暢史; 篠田 芳晴; 綿引 優; 久野 祐輔

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10

原子力機構では、不法移転された核物質や放射性物質の属性を特定する核鑑識に係る分析手法をはじめとした技術開発を進めている。その開発項目の一つとして、核鑑識分析で得られた分析データから押収物質の起源や由来といった「属性」を特定し、それが国内のものかを判定する国内核鑑識ライブラリのプロトタイプ開発を進めている。本件では、国内核鑑識ライブラリの検討及び開発状況と今後の展望について報告する。また、原子力機構が参加した国内核鑑識ライブラリに係る国際トレーニングの概要と、その結果について報告する。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成23年度活動報告

綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.

JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。

論文

R&D status and future plan of nuclear forensics for analytical technology and national library at JAEA

木村 祥紀; 篠原 伸夫; 佐藤 兼章; 戸田 暢史; 篠田 芳晴; 綿引 優; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2013/07

2010年にワシントンDCで開催された核セキュリティサミットにおいて日本政府は、核物質の測定、検知及び核鑑識にかかわる技術の開発を3年間を目途に確立し、国際社会と共有するという声明を発表した。この声明を受け、核鑑識技術開発に必要なさまざまな分析能力を有している原子力機構は、2011年度から核鑑識技術の開発を開始した。原子力機構における核鑑識技術開発は、同位体・不純物測定技術や粒子形状分析技術、年代測定技術といった核鑑識分析技術に加えて、国家核鑑識ライブラリのプロトタイプ開発をカバーしており、各分野において米国DOEと国際協力の下で研究開発が進められている。研究開発プロジェクトの第一段階として、分析技術とライブラリの研究開発の結果が2013年度までに国際社会と共有される予定となっている。本発表では、原子力機構における核鑑識分析技術及び核鑑識ライブラリの研究開発プロジェクトの現状と一部結果について発表する。また研究開発の展望として、日本由来の核物質の特性評価や、核鑑識ライブラリへの原子力機構の核物質データの登録計画などについても発表する。

論文

Sensitivity analysis of low-volatile FPs and Cm-244 inventory in irradiated nuclear fuel for special nuclear material accountancy in fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.803 - 804, 2012/11

Eu, Ce, Ru等のFPは炉心溶融事象においても放出率が小さく燃料デブリ内に留まっていたことが知られている。Ce-144/Pr-144のパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーがTMI-2では用いられており、Eu-154やRu-106の適用可能性もある。またパッシブ中性子測定についても核物質定量に用いられてきた技術である。しかしながら通常使用済燃料と異なり、溶融燃料は炉心内での装荷位置、FP放出率、照射履歴等の情報が失われている。本研究では、不揮発性FP及びCm-244インベントリの照射パラメータ及び計算精度に対する感度解析を実施し、燃料デブリ中の核物質定量に適用可能な指標を検討することを目的とする。

論文

Feasibility study of $$gamma$$ spectroscopy of low-volatile FPs for special nuclear material accountancy in molten core material

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

TMI-2で用いられた核物質計量技術をレビューし、不揮発性FPの$$gamma$$スペクトロスコピーによる核物質計量フィージビリティスタディを数値解析により実施した。核物質のうち$$^{239}$$Pu量について、濃縮度、燃焼度、中性子スペクトル、出力密度のパラメータに対する感度解析を行った。PWRであるTMI-2と比較すると、BWR燃料は軸方向上で幅広い中性子スペクトルと複数照射サイクル燃料集合体があり、中性子捕獲反応を通じて生成されるFP蓄積量はよりばらつく傾向を示した。結果として、測定起因誤差を除くインベントリー分析の範囲では、燃焼度依存の$$^{154}$$Eu/$$^{239}$$Pu比による$$^{239}$$Puは15-18%の不確実性で推定が可能であり、$$^{144}$$Ce/$$^{239}$$Pu比による$$^{239}$$Puは$$^{144}$$Ceからの$$gamma$$線が検出できる10年間程度以内ではあるが、20%程度の不確実性で推定が可能である。最後にパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーのシステムイメージと、今後の計画として模擬デブリを用いた測定と自己遮へい補正について紹介した。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

論文

「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉ケーススタディ」の報告と考察

相樂 洋; 井上 尚子; 川久保 陽子; 綿引 優

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11

2002年12月に第IV世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループ(PRPP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性及び核物質防護評価(PR&PP)評価手法開発・検討を行ってきた。2009年10月に発表された「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)システム全体のケーススタディ」最終報告書では、4つの脅威シナリオに基づき、ESFRの定性的アプローチを用いたPR&PP評価デモンストレーションが行われまとめられた。本発表では、ESFRケーススタディのPR&PP評価結果に基づき、今後のPR&PP定量評価に向けた検討・考察を行う。

論文

R&D on nuclear forensics technology at JAEA

桜井 聡; 綿引 優; 鈴木 美寿; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2011/07

2010年の核セキュリティサミットにおいて我が国は核鑑識技術を3年以内に開発し、それを国際社会と共有することにより核セキュリティの強化に貢献することを表明した。原子力機構は核鑑識に関する分析能力を有している組織であり、極微量からマクロ量までの核物質の分析技術を開発してきた。この理由から原子力機構は平成23年度から核鑑識技術の開発に着手した。ここでは、核鑑識技術にかかわる研究開発と国際協力の概要及び2010年10月に開催した核鑑識にかかわる国際ワークショップの結果について報告する。

報告書

JMTRのコンクリート構造物,冷却設備及びユーティリティ設備等の健全性調査概要

海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.

JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB

2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。

論文

Determinations of plutonium and curium in the insoluble materials of spent fuel dissolver solutions at the Tokai Reprocessing Plant

岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明

Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07

東海再処理施設において、使用済燃料の溶解工程で生成する不溶解物質は、溶解液への同伴を防ぐため、パルスフィルターで除去される。不溶解物質を保持した使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、パルスフィルターに捕集された不溶解物質中のPuを定量することは、より正確な計量管理を実行するうえで重要である。現在、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、Cmから生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定による使用済みパルスフィルター中のPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれる不溶解物質を対象とし、硫酸水素アンモニウム融解法により不溶解物質を溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、$$alpha$$スペクトロメトリによる定量を試みた。この結果、不溶解物質中のPu量とCm量は、それぞれ、数$$sim$$数十mg/g, 数十$$sim$$数百ng/gオーダーであった。

論文

Automated gravimetric sample pretreatment using an industrial robot for high-precision determination of plutonium by isotope dilution mass spectrometry

駿河谷 直樹; 檜山 敏明; 綿引 優

Analytical Sciences, 24(6), p.739 - 744, 2008/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:95.31(Chemistry, Analytical)

使用済燃料から再処理されたPu試料を同位体希釈質量分析法にて定量するためのロボットを用いた試料前処理法について報告する。オートメーション化したシステムには運動性が非常に速く精確な6-軸産業用ロボットをグローブボックス内で採用した。本システムは、Pu溶液試料の高精度分析のために、重量測定や希釈のステップを自動化し、かつオペレーターを伴わないサンプル前処理を可能にした。このシステムによって、硝酸溶液中のPu濃度は、質量分析測定と組合せて定量され、良好な結果を得た。本システムを使用した同位体希釈質量分析法によるPuの濃度の測定は、相対不確かさ0.1%($$k$$=2)以下と評価され、高度な分析者と同等の精度で分析できることを確認した。また、処理に必要な時間も、熟練したオペレーターと同等であった。

論文

Application of laser-induced photoacoustic spectroscopy for determination of plutonium concentration in nuclear waste solutions

駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 実方 秀*; 綿引 優

Analytical Sciences, 24(4), p.527 - 530, 2008/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:91.53(Chemistry, Analytical)

レーザー誘起光音響分光法による硝酸溶液中のPuの測定を試みた。PuはCe(IV)により定量的にPu(VI)酸化され、光音響信号を取得した。光音響信号はPu(VI)の最大吸収波長である830.5nmを用いて測定され、その強度は濃度に一次に比例し定量性が示された。検出下限は0.5$$mu$$g/mLと評価され、本法による液体廃棄物中のPuの定量に適用できた。

論文

Spectrophotometric determination of plutonium in highly radioactive liquid waste using an internal standardization technique with Neodymium(III)

駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 綿引 優; 檜山 敏明

Analytical Sciences, 24(3), p.377 - 380, 2008/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:84.37(Chemistry, Analytical)

簡便かつ迅速な分光光度法が高放射性廃液中のPuを定量するために開発された。本法では、内標準としてNd(III)を用いてPuの濃度を求めることができ、さらに分析スキーム全体をNd(III)により確認することが可能である。内標準としてのNd(III)標準を試料溶液と混合した後、PuをCe(IV)でPu(VI)に定量的に酸化した。830nmで最大吸光度を持つPu(VI)の分光光度測定を行い、同時に795nmに最大吸光度を持つNd(III)標準の測定値と比較してPuを定量した。実試料の分析に対する相対拡張不確かさは10%以内であり、検出下限は1.8mg/L(3$$sigma$$)であった。本法の有効性は、同位体希釈質量分析法を用いた比較実験によって確認され、使用済核燃料再処理施設の核廃棄物管理のための分析に適用された。

論文

Improvement of analytical activities in the Tokai reprocessing plant, Japan, by measuring destructive and non-destructive assays

駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 黒沢 明; 綿引 優

STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.673 - 679, 2007/08

1977年以降東海パイロットプラントにおいて核物質にかかわる分析が実施されてきた。ウランとプルトニウムのような核物質を精確に分析するため、著者らは種々の測定技術を開発し、核物質計量システムにおける保障措置分析に効果的なものを実用化してきた。パイロットプラントとしての役割のうちの1つが、分析活動の貢献によって達成されたといえる。今後、東海プラントにおいて積まれた経験を六ヶ所の大規模な商業プラントに移すことが期待されている。本論文は著者らが近年に適用した分析技術及びそれらから得られた測定結果について報告する。

報告書

保障措置のためのネオジムを内標準物質とした吸光光度法による高放射性廃液中のプルトニウムの定量

田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 黒沢 明; 綿引 優; 檜山 敏明

JAEA-Technology 2006-040, 76 Pages, 2006/07

JAEA-Technology-2006-040.pdf:5.23MB

東海再処理施設において、使用済み核燃料を再処理する際に発生する高放射性廃液中に含まれる、微量プルトニウム($$>$$10$$^{-4}$$M)の核物質管理のための分析法として、ネオジムを内標準物質とした吸光光度法による定量手法を開発した。本法は、測定試料に内標準物質のネオジムを既知量添加した後、プルトニウムをPu(VI)に酸化し、Nd(III)とPu(VI)の吸光度比とモル吸光係数比の関係からプルトニウム濃度を算出するものである。本法で用いるネオジムは、内標準物質として用いるほか、測定装置の健全性を確認する指標としても活用できる。さらに本法は、比較的迅速な測定が可能であることから、保障措置上の適時性を確保できることが特徴である。プルトニウム濃度が173mgL$$^{-1}$$の高放射性廃液試料に対する評価として、分析結果の不確かさ(n=5)は$$pm$$15mgL$$^{-1}$$(信頼区間95%)であり、定量下限は6mgL$$^{-1}$$(10$$sigma$$)であった。また、本法と同位体希釈質量分析法による比較分析を行った結果、両者の分析値は良好に一致し、東海再処理施設において査察側が現場で行う高放射性廃液中のプルトニウムの検認分析法として適用が可能であることを確認した。

報告書

Determination of plutonium in highly radioactive liquid waste by spectrophotometry using neodymium as an internal standard for safeguards analysis; Japan Support Program for Agency Safeguards (JASPAS), JC-19

田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 黒沢 明; 綿引 優; 檜山 敏明

JAEA-Technology 2006-041, 58 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-041.pdf:4.38MB

東海再処理施設において、使用済み核燃料を再処理する際に発生する高放射性廃液中に含まれる、微量プルトニウム($$>$$10$$^{-4}$$M)の核物質管理のための分析法として、ネオジムを内標準物質とした吸光光度法による定量手法を開発した。本法は、測定試料に内標準物質のネオジムを既知量添加した後、プルトニウムをPu(VI)に酸化し、Nd(III)とPu(VI)の吸光度比とモル吸光係数比の関係からプルトニウム濃度を算出するものである。本法で用いるネオジムは、内標準物質として用いるほか、測定装置の健全性を確認する指標としても活用できる。さらに本法は、比較的迅速な測定が可能であることから、保障措置上の適時性を確保できることが特徴である。プルトニウム濃度が173mgL$$^{-1}$$の高放射性廃液試料に対する評価として、分析結果の相対拡張不確かさ(n=5)は8.9%(包含係数2)であり、定量下限は6mgL$$^{-1}$$(10$$sigma$$)であった。また、本法と同位体希釈質量分析法による比較分析を行った結果、両者の分析値は良好に一致し、東海再処理施設において査察側が現場で行う高放射性廃液中のプルトニウムの検認分析法として適用が可能であることを確認した。

報告書

導電率測定による高濃度のプルトニウム,ウランを含む硝酸溶液の酸濃度の定量

北川 修; 鈴木 快昌; 黒沢 明; 綿引 優; 檜山 敏明

JAEA-Technology 2006-031, 29 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-031.pdf:2.92MB

溶液の導電率が酸濃度と相関があることを利用して、蒸留水で希釈した試料の導電率を測定し、ウラン及びプルトニウムに起因する導電率を多変量解析法で補正することにより、溶液の酸濃度を算出する導電率測定法について検討を行い、以下に示すような良好な結果が得られた。(1)硝酸プルトニウム溶液等を用いたアルカリ中和-電位差滴定法との比較分析の結果、10%以内で良好に一致した。(2)硝酸プルトニウム溶液及び硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液の25.0$$^{circ}$$Cにおける導電率測定の並行精度及び室内再現精度は、それぞれ0.52%, 1.53%以下であった。(3)硝酸プルトニウム溶液等に含まれるアメリシウム,鉄等の不純物は、その総量がプルトニウム及びウラン量の1%以下であれば、導電率の測定には影響を及ぼさなかった。以上の結果から、プルトニウム転換技術開発施設で取扱われる高濃度のプルトニウム,ウランを含む硝酸溶液の酸濃度分析へ導電率測定法を適用した。さらに、再処理工程中の硝酸プルトニウム溶液等の酸濃度分析へ本法を適用することが期待できる。

59 件中 1件目~20件目を表示