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論文

LSDスパイクの経時変化確認

芝野 幸也; 阿部 勝男; 政 和男*; 細金 達哉; 茅野 雅志; 角 美香; 藤原 英城*; 山口 和哉*; 本木 知佳*

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

LSDスパイクは、同位体希釈質量分析法によるU, Puの計量分析に使用する標準物質である。LSDスパイクはU, Puの混合溶液を調製後、バイアル瓶に分取し、乾固して調製される。LSDスパイクは、乾固直後、バイアル瓶の底に張付いた状態であるが、保管期間の経過に伴いバイアル瓶の底から剥がれるなど徐々に劣化し、分析結果に影響を与える恐れがある。本研究では、日本原燃から委託を受け調製したLSDスパイクを用いて、約2年間静置状態で保管し、LSDスパイクの経時変化を評価した。

口頭

水酸化ナトリウムを用いた放射性廃液の中和処理試験,1; 中和処理試験の概要

中村 仁宣; 向 泰宣; 吉元 勝起; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*; 峯 忠治*

no journal, , 

核燃料施設より発生した放射性廃液の処理において、当該廃液中の放射能濃度を低減し、安定した沈殿物を得るため、水酸化ナトリウム水溶液を用いた中和処理試験を実施した。本発表では、試験全体の目的及び中和処理試験の概要並びに試験結果について報告を行う。

口頭

水酸化ナトリウムを用いた放射性廃液の中和処理試験,2; 中和による除染効率の確認

藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*; 中村 仁宣; 小磯 勝也; 吉元 勝起

no journal, , 

核燃料施設より発生する分析済液等の放射性廃液中の放射能濃度を低減し、安定した沈殿物を得るため、水酸化ナトリウム水溶液を用いた中和処理試験を実施した。その結果、500以上の十分な除染効率を得ることができた。

口頭

水酸化ナトリウムを用いた放射性廃液の中和処理試験,3; 中和沈殿物焙焼体の含水率挙動

鈴木 快昌; 向 泰宣; 中村 仁宣; 黒沢 明; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*

no journal, , 

中和沈殿物焙焼体の保管時の安定性を確認するため、異なる湿度下における重量や含水率の挙動を試験により評価した。空気中にて1か月間放置した結果、中和沈殿物焙焼体の飽和水蒸気下における含水率上限は2wt%以下であり、乾燥雰囲気においては0.5wt%以下であることがわかり、長期保管における安定性を確認することができた。

口頭

MOXを原料としたPu標準物質調製

角 美香; 菊池 貴宏; 阿部 勝男; 佐藤 光弘; 影山 十三男; 山口 和哉*; 藤原 英城*; 菅谷 伸一*

no journal, , 

核燃料物質を取扱う施設において核燃料物質量を精確に測定することは核不拡散上重要であり、分析精度を十分に有していることが、国及びIAEAが行う査察検認の前提となっている。国内のPuを取り扱う分析所では、主に質量分析法(MS法)による同位体組成分析及び同位体希釈質量分析法(IDMS法)による含有率分析を計量分析に適用しているが、この同位体希釈に必要なPu標準物質は、現在海外からのみ入手可能となっている。日本原燃における操業が開始されれば、標準物質の需要が増す一方、近年Pu輸送の難しさが増し、将来はその入手が困難になる可能性も出てきており、計量管理のための分析を確実に継続するためにも、原子力機構では、自らPu標準物質を調製する技術の確立に取り組んでいる。

口頭

Progress in domestic securement of Pu standard material

本木 知佳*; 古田 紘野*; 山口 和哉*; 齊藤 信悟*; 藤原 英城*; 芝野 幸也; 角 美香; 影山 十三男

no journal, , 

核燃料物質の計量管理に用いられる同位体希釈質量分析法(IDMS法)では、標準物質生産者として認証された機関により製造される標準物質が必要となる。Pu標準物質は国際的に希少な物質であることから、国内確保に取り組んでいる。日本原燃では標準物質生産者ではないが、プルトニウム標準物質の調製技術開発に取り組んでいた原子力機構に委託し、MOX粉末から精製されたプルトニウムを用いてJ-MOXで必要となる標準物質を調製する技術の開発を行った。

口頭

国内におけるPu標準物質調製技術開発の成果と課題

芝野 幸也; 岡崎 日路; 角 美香; 茅野 雅志; 松山 一富; 影山 十三男; 藤原 英城*; 古田 紘野*; 山口 和哉*; 齊藤 信悟*

no journal, , 

核燃料物質中に含まれるUやPuの分析手法として、同位体組成分析には質量分析(MS)法、また濃度分析にはIDMS法が広く採用されている。現在、日本国内においては、IDMS法に必要なPu標準物質の供給機関がないため海外からの輸送に頼っているが、今後国内需要の増加が見込まれることから入手が困難になると予想される。そこでプルトニウム燃料技術開発センターでは、国内でPu標準物質を調製する技術の確立を目的として、MOX粉末からPu標準物質を調製してきた。これまでに得た知見に基づき、日本原燃からの委託研究としてLSD(Large Sized Dried)スパイクの量産技術の確立を目的とした試験を実施しており、その試験の一環でLSDスパイクの調製に必要なPu標準物質(MOX-Pu)を調製した。これまでの成果と今後の課題について報告する。

口頭

$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,1; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の検討概要

細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*; 中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳

no journal, , 

MOX燃料加工施設より発生する分析済液(硝酸酸性)からPu・Uを回収するために中和沈殿処理を実施する際に中和剤として水酸化ナトリウムを用いる。Pu・U回収後の分析済液を全$$alpha$$放射能濃度分析する際、中和塩(硝酸ナトリウム)の分析影響を緩和させるべく、固相抽出剤及び硝酸を用いた脱塩処理試験を実施した。本発表では、本試験の検討経緯、本試験の概要及び前処理方法の実用化について報告を行う。

口頭

$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,2; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の結果

中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*

no journal, , 

日本原燃が検討を行った、全$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法について、日本原子力研究開発機構にて検証試験を実施した。硝酸ナトリウムを含む分析サンプルから固相抽出剤及び硝酸を用いて、脱塩効率及び$$alpha$$核種の回収率について確認した。塩酸を使用せずに効率的に脱塩でき、かつ$$alpha$$核種の回収率も安定していることから、耐塩酸腐食性能のない環境において十分に実用性のある方法であることが本試験により確認された。本発表では、試験内容及び試験結果について報告を行う。

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