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論文

Determination of trace amounts of plutonium in low-active liquid wastes from spent nuclear-fuel reprocessing plants by flow injection-based solid-phase extraction/electrochemical detection system

田口 茂郎; 山本 昌彦; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明; 田中 龍彦*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 288(2), p.435 - 441, 2011/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Chemistry, Analytical)

A flow injection (FI)-based electrochemical detection system coupled to a solid-phase extraction column was developed for the determination of trace amounts of plutonium in liquid wastes from spent nuclear-fuel reprocessing plants. The relative standard deviation of ten analyses was 1.1% for a plutonium standard solution of 25 $$mu$$g L$$^{-1}$$ containing 0.05 $$mu$$g of Pu. The detection limit calculated from three-times the standard deviation was 0.82 $$mu$$g L$$^{-1}$$ (1.64 ng of Pu).

報告書

電位規制クーロメトリーによる硝酸プルトニウム溶液の精密分析と不確かさ評価

山本 昌彦; 石橋 篤; 永山 哲也; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明

JAEA-Technology 2010-040, 28 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-040.pdf:0.97MB

プルトニウムは核燃料取扱施設の計量管理,保障措置において最も重要な元素であり、その分析には、高い精確さが求められる。そこで本研究では、プルトニウムの精密分析を目的として電位規制クーロメトリーを用いた、分析用標準物質の候補となるプルトニウム調製溶液の値付け分析及びその不確かさ評価を実施した。クーロメトリーの測定装置は、最新の国際規格であるISO12183:2005に準拠するように装置及び測定前処理条件を最適化した。プルトニウム金属標準物質NBL CRM-126から調製した測定試料を分析した結果、分析値と表示値の差は0.1%以下であり、相対標準偏差は0.05%(n=19)で良好にプルトニウムの測定ができることがわかった。また、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液の分析値は15.5995$$pm$$0.0036mgPu/gであり、ISO/BIPM-GUMに基づき本試料の不確かさを算出したところ、信頼区間がおよそ95%を示す包含係数k=2として計算した相対拡張不確かさは0.023%であった。クーロメトリーによる分析値は同位体希釈質量分析法による分析結果とも良好に一致し、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液を精確に値付けすることができた。

論文

「計量保障措置分析品質保証」特別専門委員会活動報告

角 美香; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 鈴木 徹; 久野 祐輔

核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2010/12

核燃料サイクル施設の長期的安定運転には、IAEA保障措置協定の要求を満たすことが不可欠である。そのためには核物質の計量管理を的確に実施していくことが基本であり、高い測定精度で分析が可能な破壊分析(DA)が必須である。今後、核燃料サイクルの本格化によって、Pu取扱量が増大することが想定されており、DAに対する精確さの維持・向上への要求は一層高まると予想される。長期的に安定した計量・保障措置分析の品質レベルを維持する体制を構築することを目的に、日本原子力学会に核物質管理学会協賛のもと「計量保障措置分析品質保証」特別専門委員会」が設けられた。核物質計量保障措置分析,標準物質,統計,品質保証等の各専門家が集い、主たるPu・Uの計量分析法である同位体希釈質量分析法の委員会規格の策定、現在原子力機構で進めているPu標準物質作製への支援,DAの品質保証のために今後実施すべき項目のとりまとめ等が実施された。

論文

ボロンドープダイヤモンド電極を用いたストリッピングボルタンメトリーによる微量ウランの定量

田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明; 田中 龍彦*

分析化学, 59(11), p.1035 - 1041, 2010/11

 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

ボロンドープダイヤモンド電極を用いたストリッピングボルタンメトリーによる微量ウランの定量法を確立した。ウラン試料溶液(pH3)をキャリア溶液により、-2.5V vs. Ag/AgClを印加した電極表面に連続的に供給(流量0.10mL min$$^{-1}$$)し前電解を行い、ウランを電極上に電析させた。試料溶液が電極上を完全に通過した後、キャリア溶液の送液を停止し、1.0V vs. Ag/AgClまで電位走査して溶出曲線を記録した。この溶出曲線の電流ピーク高さからウランを定量した。ウラン試料溶液を0.50mL導入した際、0ng mL$$^{-1}$$から1270ng mL$$^{-1}$$の範囲でウラン濃度と電流ピーク高さの間には良好な直線関係が得られ、127ng mL$$^{-1}$$のウランを相対標準偏差5%程度で定量が可能であった。核燃料再処理廃液中のウランを固相抽出による分離後、本法による測定を試み、良好な結果を得た。

論文

Extraction chromatographic separation of trivalent minor actinides using ${it i}$Hex-BTP/SiO$$_{2}$$-P resin

駿河谷 直樹; 佐野 雄一; 山本 昌彦; 黒沢 明; 檜山 敏明

Nuclear Energy and the Environment; ACS Symposium Series 1046, p.131 - 139, 2010/10

Extraction chromatographic separation of the long-lived trivalent minor actinides, Am(III) and Cm(III), has been performed to study the potential application of 2,6-bis(5,6-di-iso-hexyl-1,2,4-triazin-3-yl)-pyridine (${it i}$Hex-BTP) impregnated into the porous silica support coated with styrene-divinylbenzene (SiO$$_{2}$$-P). The adsorption and elution characteristics of Am(III) and Cm(III) in nitric acid media have been investigated under some acid conditions to separate them from lanthanides using a column packed with ${it i}$Hex-BTP/SiO$$_{2}$$-P resins. Depending on the concentration of nitric acid solution as well as aqueous flow rate, a certain condition allowed us to selectively recover the fractions containing Am(III) and Cm(III) in a feed sample solution derived from PUREX raffinate. The proposed separation procedure and extraction profiles will be discussed in this presentation.

論文

Verification of LSD spikes prepared in Japan from a MOX source material

角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; 中沢 博明; 黒沢 明; 山本 昌彦; Mason, P.*; Neuhoff, J.*; Doubek, N.*; Balsley, S.*; et al.

Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

現在、同位体希釈質量分析法(IDMS)によってPu, Uの計量分析を行っている国内外の多くの施設において、LSD(Large Size Dried)スパイクが使用されている。日本の核燃料サイクルに関連する施設でも、多くのPu標準物質が必要とされており、一方で長期に渡るPu標準物質の供給や、輸送が困難さを増すことが予想されていることから、原子力機構ではプルセンターに保管されているMOXから、LSDスパイクの原料となるPuの標準試料を調製する可能性について検討してきた。プルセンターでは、MOX中に含まれていたPuをUと分離,精製を行った。調製されたPu硝酸溶液中のPu濃度は、再処理施設においてクーロメトリによって測定され、同位体組成についてはPFDCにおいて質量分析により測定された。原子力機構では、このPu硝酸溶液を用いて2種類のLSDスパイクを調製し、それらを国内外の研究所に配付し、共同分析により値を確認している。Puの値付け分析,LSDスパイク調製及び確認分析結果の詳細について報告する。

論文

オンライン固相抽出/電気化学検出法による核燃料再処理廃液中の微量ウランの迅速定量

田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明; 田中 龍彦*

分析化学, 58(10), p.901 - 907, 2009/10

 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

試料を注入するだけの簡便な操作で核燃料再処理廃液中の微量ウランを迅速に定量できるオンライン固相抽出/電気化学検出システムを構築した。3M硝酸濃度に調整した試料を本システムに導入し、U/TEVA$$^{textregistered}$$樹脂を充填したカラムにウランを吸着捕集するとともに、共存元素を除去した。カラムに捕集したウランは、0.1M硝酸の通液により溶離し、フロー型電解セルに直接導入した。ウランの濃度は、U(VI)$$rightarrow$$U(V)の還元反応による電流値を連続的に記録し、その電流ピーク高さと濃度の関係から求めた。ウラン導入量2.5$$mu$$g(25$$mu$$g mL$$^{-1}$$を0.10mL導入)に対する分析結果は2.5$$pm$$0.025$$mu$$g(n=5)であり、両者は調製値と良好に一致した。また、バックグラウンド電流値の標準偏差の3倍から求めた検出限界は56ngであり、1試料あたりの分析時間は約5分であった。本法を核燃料再処理施設における低放射性廃液試料に適用するために、ウランの添加回収実験を実試料に対して行ったところ、その回収率は、92%$$sim$$112%と良好な結果が得られた。

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。

論文

保障措置環境試料分析技術の開発; バルク分析

平山 文夫; 黒沢 節身; 間柄 正明; 市村 誠次; 河野 信昭; 鈴木 大輔; 伊奈川 潤; 後藤 基次; 桜井 聡; 渡部 和男; et al.

KEK Proceedings 2005-4, p.184 - 192, 2005/08

保障措置環境試料を対象にした極微量核物質(ウランとプルトニウム)の分析技術開発を行っている。今回、試料全体の当該核物質の平均値を求めるバルク分析について、実試料を用いたこれまでの分析結果をもとに、定量性及び化学分離性能の点でIAEAの基本要求を十分に満足していることを紹介する。また高度分析技術開発の一環として、分離操作の迅速化で取り上げた遠心イオン交換分離法が、プルトニウムの迅速精製分離に適用できること、並びに試作した低ウラン含有スワイプ材が、従来品のウラン含有量の1/100であり、かつ拭取り性能は同等で優れていることを報告する。

論文

Current status and newly introduced analytical techniques for safeguards environmental samples at JAERI

間柄 正明; 臼田 重和; 桜井 聡; 渡部 和男; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 河野 信昭; 伊奈川 潤; et al.

Proceedings of INMM 46th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2005/00

原研では、国際保障措置制度の堅持に貢献するため、環境試料分析のための極微量核物質の分析法を開発している。スワイプ試料のバルク及びパーティクル分析の基本技術については開発を終了し、2003年にIAEAからIAEAネットワーク分析所として認証され、現在ネットワーク分析所の一員として活動している。今回、マイナーアクチノイドや核分裂生成物,フィッショントラック法を用いたパーティクル分析法の開発を行い、ICP-TOFMAを使った効率的なパーティクル分析法,蛍光エックス線を用いたスクリーニング法の開発を開始したので、その概要と現状について報告する。

報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 定格運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850$$^{circ}C$$),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

論文

クリーンルームにおける保障措置環境試料中の極微量U及びPu分析手法の開発

高橋 正人; 間柄 正明; 桜井 聡; 黒沢 節身; 江坂 文孝; 田口 拓志; 高井 木の実; 福山 裕康; Lee, C. G.; 安田 健一郎; et al.

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 8 Pages, 2002/09

未申告の原子力施設及びその活動を検知することを目的としたIAEAの保障措置強化・効率化策の一つとして、原子力関連施設の内外で採取したスワイプ試料中のU及びPuに対する分析技術の開発を原研は行っている。スワイプ試料に採取されるU及びPuは極微量のため、クリーンルーム内での分析により外部からの汚染等を十分に管理し、分析結果の信頼性を確保することが必要である。試料を化学処理し各試料の平均値としての核物質量及び同位体比を求めるバルク分析においては、測定の簡易性の観点から少量多検体の試料分析に有効であるICP-MSを導入し、極微量のU及びPu同位体測定手法について検討している。現在までに、分析環境からの対象元素の混入や分析上妨害となる因子等について評価した。その結果、プロセスブランクの低減により100pgまでのU同位体分析が、またPuについてはU-Pu混合試料による回収率とUによる妨害を評価することにより100fgまでのPu同位体分析が可能であることが明らかとなった。本発表では、バルク分析を中心に保障措置環境試料分析にかかわるこれまでの開発状況についても報告する。

論文

Effect of alkali metals on the accuracy of isotope ratio measurement of uranium by ICP-MS

間柄 正明; 榊原 孝明; 黒沢 節身; 高橋 正人; 桜井 聡; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 渡部 和男; 臼田 重和

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 17(9), p.1157 - 1160, 2002/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:54.64(Chemistry, Analytical)

国際原子力機関によって導入された保障措置環境試料分析は、主にスミヤ試料中の核物質の同位体比を測定し分析することによって、未申告施設や未申告の核物質を検知しようとするものである。現在、同位体組成の分析には、表面電離型質量分析装置を使うのが主流であるが、試料作成が煩雑であるなどの問題点がある。最近、試料作成の容易な誘導結合プラズマ質量分析装置(ICP-MS)が使われてきている。しかし、質量弁別効果の補正などの課題があり、今回は質量弁別効果の共存元素依存性を検討したので報告する。

論文

保障措置環境試料分析法の開発状況; パーティクル分析を中心に

江坂 文孝; 間柄 正明; 半澤 有希子; 桜井 聡; 田口 拓志; 高井 木の実; 榊原 孝明; 黒沢 節身; 高橋 正人; 安田 健一郎; et al.

第22回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 8 Pages, 2001/11

IAEAの保障措置の強化・効率化策の一つとして導入された保障措置環境試料分析法-原子力関連施設の内外で採取した試料(現状では、主としてスワイプ試料)の分析により未申告施設や未申告活動を探知する-に対応するため、バルク及びパーティクル分析技術の開発を行っている。バルク分析では、試料を化学処理し、各試料の核物質の量及び平均値としての同位体比を求める。一方、パーティクル分析は、試料中に含まれる核物質の同位体比を微粒子一個一個について測定するため、重要な検証手段となりうる。パーティクル分析法の開発ではこれまでに、二次イオン質量分析法(SIMS)により粒径が数$$mu$$mの粒子中に含まれるウランの同位体比を測定することを可能とした。また、これらの極微量核物質の分析操作では、測定対象元素の自然界からの混入を防止することが必要であるため、クリーンルームを備えた化学実験施設(高度環境分析研究棟)を整備した。

論文

An Experimental study on radiation streaming through a labyrinth in a proton accelerator facility of intermediate energy region

田中 進; 中島 宏; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 田中 俊一; 中村 尚司*; 高田 真志*; 黒沢 忠弘*; 平山 英夫*; et al.

Health Physics, 81(4), p.406 - 418, 2001/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.87(Environmental Sciences)

日本原子力研究所高崎研究所イオン照射研究施設において、68MeVの陽子で銅ターゲットを照射している照射室及び長さ29mの3脚迷路内の漏洩放射線測定実験を行った。実験では、中性子及び$$gamma$$線のエネルギースペクトル並びに線量当量率、中性子反応率を各種検出器及び線量計で測定した。中間エネルギー領域の陽子加速器施設の設計において、測定値は、照射室内の熱中性子束及び迷路内漏洩熱中性子の評価に経験式が応用可能であることを示した。測定データは、中性子捕獲反応による生成2次$$gamma$$線が支配的となっている迷路内の$$gamma$$線線量当量率の評価が必須であることを示唆している。

報告書

Development of Pu analysis in high active liquid waste (JASPAS JC-13)

佐藤 宗一; 久野 剛彦; 実方 秀*; 黒沢 明; 池田 久

JNC-TN8410 2001-017, 75 Pages, 2001/06

JNC-TN8410-2001-017.pdf:1.87MB

東海再処理施設にて発生する高放射性廃液(HALW)中の微量のプルトニウム濃度を測定することはIAEAから求められてきた。通常の吸光光度計よりも低濃度まで測定することができる、高感度吸光度計(HPSP)の査察検認分析への適用性に関する検討を行った。はじめにコールド試験として、プルトニウムの吸収波長近くに吸収を持つネオジムを用いた試験を実施し、ピーク強度の計算方法について確認し、ピークの吸光度からバックグランドの吸光度を差し引く方法(三波長法)を用いることが可能であることを確認した。次にプルトニウム溶液を用いて、硝酸濃度、スラッジ濃度、共存イオンの影響について確認した。硝酸濃度についてはHALWの変動範囲の2$$sim$$4mol/Lの範囲では約14%値が変化することが確認できた。また、スラッジについては測定前にろ過することによりその影響が除去できることを確認した。共存イオンについては、三波長法により補正することが可能であることが確認できた。また、実際のHALWを用い、既知量のプルトニウムを添加して調製した試料を用いて検討を行った。極低濃度のプルトニウムを測定する場合には、SN比を向上させる観点から複数回測定を行い、さらに、重み関数を用いた移動平均法を使用することにより、その値を低下させることができた。検出限界値はHALWにおいて0.2mg/Lであった。

論文

原研クリーンルーム施設における極微量核物質分析技術の開発

臼田 重和; 渡部 和男; 桜井 聡; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 齋藤 陽子; 郡司 勝文*; et al.

KEK Proceedings 2001-14, p.88 - 92, 2001/06

原研では、IAEA新保障措置制度に対応するため、クリーンルーム施設「高度環境分析研究棟」を整備し、保障措置を目的とした環境試料中の極微量核物質の分析技術を開発する計画を進めている。現在は、既存の実験施設で予備的な実験を行っているが、完成(5月末完成)後は、当面おもに極微量のウランやプルトニウムの同位体組成比を分析する技術を開発する。発表では、高度環境分析研究棟、開発中のスクリーニング,バルク及びパーティクル分析技術の概要、さらに極微量分析の将来計画について紹介する。

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