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

https://doi.org/10.1007/s10967-010-0977-7

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 g L containing 0.05 g of Pu. The detection limit calculated from three-times the standard deviation was 0.82 g L (1.64 ng of Pu).

「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。

Extraction chromatographic separation of trivalent minor actinides using Hex-BTP/SiO-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 (Hex-BTP) impregnated into the porous silica support coated with styrene-divinylbenzene (SiO-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 Hex-BTP/SiO-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.

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

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.58.901

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)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2.5g(25g mLを0.10mL導入)に対する分析結果は2.50.025g(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%112%と良好な結果が得られた。

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(10M)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15mgL(信頼区間95%)であり、定量下限は6mgL(10)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。

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25.0C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。

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。

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。

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。

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24mol/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。