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論文

Influence of hydrofluoric acid on extraction of thorium using a commercially available extraction chromatographic resin

藤原 亜佐子; 星 亜紀子; 亀尾 裕; 中島 幹雄

Journal of Chromatography A, 1216(18), p.4125 - 4127, 2009/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:74.91(Biochemical Research Methods)

UTEVAレジンにより1$$times$$10$$^{-6}$$mol/dm$$^{3}$$のThとさまざまな濃度のHFを含む硝酸溶液(1$$sim$$5mol/dm$$^{3}$$)からThを回収するとき、Th回収率のHF濃度依存性を調べた。Th回収率はHF濃度の増加とともに減少した。ほぼ100%の回収率が得られる最大のHF濃度は、1mol/dm$$^{3}$$硝酸では約10$$^{-4}$$mol/dm$$^{3}$$, 3mol/dm$$^{3}$$硝酸では約10$$^{-3}$$mol/dm$$^{3}$$, 5mol/dm$$^{3}$$では約10$$^{-2}$$mol/dm$$^{3}$$であった。0.1mol/dm$$^{3}$$のHFを含む溶液に硝酸アルミニウム(0.2mol/dm$$^{3}$$)又は硝酸鉄(0.6mol/dm$$^{3}$$)をF$$^{-}$$のマスキング剤として添加するとTh回収率は1.4$$pm$$0.3%から95$$pm$$5%又は93$$pm$$3%に改善された。UTEVAレジンによるThの効果的な抽出は、試料溶液中のHF濃度に応じて硝酸濃度を選択することや硝酸アルミニウムのようなマスキング剤を添加することにより達成できる。

論文

廃棄物に対する簡易・迅速な$$alpha$$核種分離手法の検討

星 亜紀子; 渡辺 幸一; 藤原 亜佐子; 原賀 智子; 亀尾 裕; 中島 幹雄; 武部 愼一

日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.177 - 185, 2008/09

低レベル放射性廃棄物に含まれるアルファ線放出核種の分析法の簡易・迅速化を目的に、抽出クロマトグラフィーによるU, Np, Pu, Am、及びCmの分離手法の検討を行った。U, Puの分離にはUTEVAレジンを、Npの分離にはTEVAレジンを、Am, Cmの分離にはTRUレジンを用いた。スキームの検討においては、分離操作がルーチン化されることを考慮し、腐食性低減のため、希硝酸をベースとした溶液でスキームを構築することを試みた。模擬廃棄物を用いた分離試験において、回収率は67$$sim$$97%と良好であり、分離の所要時間は2時間程度であった。本検討による分離スキームを実濃縮廃液に適用したところ、良好な回収率と除染係数が得られ、実用分析法として使用できる見通しを得た。

論文

Structural studies of lanthanide nitrate-${it N,N'}$-dimethyl-${it N,N'}$-diphenylpyridine-2,6-dicarboxyamide complexes

藤原 亜佐子; 仲野 義晴*; 矢板 毅; 奥野 健二*

Journal of Alloys and Compounds, 456(1-2), p.429 - 435, 2008/05

 被引用回数:11 パーセンタイル:38.13(Chemistry, Physical)

抽出剤${it N,N'}$-dimethyl-${it N,N'}$-diphenylpyridine-2,6-dicarboxyamide(DMDPhPDA)は放射性廃液から3価のアクチノイド元素とランタノイド元素を選択的に抽出することが期待されている。この抽出のメカニズム解明の一助とするべく、DMDPhPDAとその硝酸ランタン錯体の結晶構造と、DMDPhPDAと硝酸ランタノイドの錯形成定数などを調べた。その結果、DMDPhPDAは2つまでランタノイドイオンの内圏に配位できる可能性が高く、また、外圏に存在するDMDPhPDAと交換していることが示唆された。

論文

Rapid determination of $$^{89}$$Sr and $$^{90}$$Sr in radioactive waste using Sr extraction disk and beta-ray spectrometer

亀尾 裕; 片山 淳; 藤原 亜佐子; 原賀 智子; 中島 幹雄

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 274(1), p.71 - 78, 2007/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.78(Chemistry, Analytical)

放射性廃棄物に含まれる$$^{89}$$Sr及び$$^{90}$$Srを迅速に定量するため、ディスク状の固相抽出剤と$$beta$$線スペクトロメトリを組合せた分析法を開発した。種々の割合で$$^{89}$$Sr, $$^{90}$$Sr及び$$^{90}$$Yを吸着させたディスクを作製し、$$beta$$線スペクトロメトリにより定量したところ、$$^{89}$$Sr/$$^{90}$$Srの比が0.3から45の範囲であれば、30%以下の不確かさ(2$$sigma$$)で定量可能であった。原子力機構から発生した放射性廃液に対して本迅速分析法を適用した結果、その定量値は従来法により得られた値とよく一致した。

論文

コンクリート中のクリアランスレベルのトリチウム濃度測定法

藤原 亜佐子; 亀尾 裕; 片山 淳; 中島 幹雄

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.58 - 64, 2007/03

コンクリート中のクリアランスレベルのトリチウムを測定する方法として水浸漬法の適用を検討した。塊状コンクリートにトリチウムを含浸させて模擬試料を作製し、これを水に浸漬したときのトリチウム浸出率を時間の関数として求めた。浸出率は浸漬初期に急激に増加し、10日後では増加が緩やかとなり、30日では95$$pm$$3%で一定となった。研究用原子炉Japan Research Reactor No.3の改造に伴い発生した実廃棄物試料においても、浸出率の経時変化は模擬試料と同様であり、水浸漬から求めたトリチウム濃度は、加熱法により求めたものとよく一致した。水浸漬法はコンクリート中のクリアランスレベルのトリチウム分析に適用できると考える。

論文

Application of extraction chromatography to the separation of thorium and uranium dissolved in a solution of high salt concentration

藤原 亜佐子; 亀尾 裕; 星 亜紀子; 原賀 智子; 中島 幹雄

Journal of Chromatography A, 1140(1-2), p.163 - 167, 2007/01

 被引用回数:17 パーセンタイル:47.62(Biochemical Research Methods)

UTEVA樹脂を用いる抽出クロマトグラフィを多元素を含む対照試料と模擬廃棄物の溶融固化体を溶解して作製した試料に含まれるThとUの分離に適用した。硝酸濃度1Mから5Mの対照試料中のThとUは、UTEVA樹脂に抽出され、0.1Mの硝酸と0.05Mのシュウ酸を含む溶液によって回収され、結果としてほかの金属元素から分離された。溶融固化体の試料中のウランは対照試料と同様の溶離挙動を示した。一方、トリウムは硝酸濃度5Mの試料からは抽出されたが、硝酸濃度1Mの試料からは抽出されなかった。フッ化物イオンがThの抽出を妨害していると考え、Thよりもフッ化物イオンとの安定度定数が大きいAlやFeの硝酸塩を添加したところ、硝酸濃度1Mの試料からもThが抽出された。

論文

均一な無限厚試料の$$alpha$$線スペクトロメトリーによる簡易放射能定量法

亀尾 裕; 藤原 亜佐子; 渡辺 幸一; 河野 信昭; 中島 幹雄

日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.187 - 193, 2005/09

化学分離を行わず簡易に$$alpha$$線放出核種を定量するため、ホウ砂球反応を用いた均一な無限厚試料の作製と$$alpha$$線スペクトロメトリーによる測定手法について検討した。$$alpha$$線放出核種とホウ砂あるいは鉛ガラスを混合した後、電気炉で溶融することにより、ガラス状の均一な測定試料を調製することができた。放射性希ガスの娘核種を生成する$$^{228}$$Thとホウ砂を溶融して作製したガラス試料を測定した結果、Rnとその娘核種に起因する検出器の汚染はほとんど起こらないことがわかった。$$^{228}$$Thを含む試料の測定から得られた$$alpha$$線スペクトルとホウ砂の化学組成から求めた阻止能を用いて、ほぼ放射平衡にあるTh系列の$$alpha$$線放出核種を定量することが可能であった。さらに使用済燃料溶解液から採取した試料溶液とホウ砂から作製したガラス試料について、本測定法により定量された$$^{244}$$Cm, $$^{238}$$Pu+$$^{241}$$Am及び全$$alpha$$放射能濃度は、精密分析により求められた値とよく一致した。

口頭

放射性廃棄物に含まれる$$^{242m}$$Amの分析方法の検討

藤原 亜佐子; 亀尾 裕; 原賀 智子; 中島 幹雄

no journal, , 

固体状の放射性廃棄物をプラズマ溶融して作成した溶融固化体に含まれる$$^{242m}$$Amの分析方法として、ピリジン樹脂を用いてAmをCmから分離し、Amのフラクションにおいて$$^{242m}$$Amから新たに生成する$$^{242}$$Cmの$$alpha$$線を測定して$$^{242m}$$Amを見積もる方法と、TRU樹脂とTEVA樹脂を用いてAm+Cmを他元素から分離し、ピコベータにより$$^{242}$$Amの$$beta$$線を測定する方法を検討した。

口頭

低レベル放射性廃棄物の溶融固化体に含まれるThとUの分析へのUTEVAレジンカートリッジの適用

藤原 亜佐子; 亀尾 裕; 中島 幹雄

no journal, , 

低レベル放射性廃棄物を模擬して溶融固化体を作製し、それを酸分解した溶解液を用いてUTEVAレジンによるThとUの分離試験を行った。また、NpとPu, Amの溶出挙動もおさえた。カラムシステムでは流速をコントロールできず、まれに流速が低下したため、UTEVAレジンカートリッジと送液ポンプを用いて流速を100ml/hにコントロールして分離試験を行ったところ、ThとUは溶融固化体主成分から分離されることを確認した。

口頭

UTEVAレジンによるThの抽出に与えるF$$^{-}$$の影響

藤原 亜佐子; 亀尾 裕; 中島 幹雄

no journal, , 

低レベル放射性廃棄物の溶融固化体に含まれるThの分析は、溶融固化体をHFなどにより酸分解した後、溶解液をUTEVAレジンに通液してThを他元素から分離し、ICP-MSにより定量して行う。このとき、酸分解に用いたHF由来のF$$^{-}$$の残留により、ThがUTEVAに抽出されない場合がある。この場合、試料溶液の硝酸濃度を高くすることやAl$$^{3+}$$あるいはFe$$^{3+}$$を添加してF$$^{-}$$をマスクすることによりTh抽出の低減を抑え、Th回収率を向上させることができることがわかっている。そこで、本報ではTh回収率のF$$^{-}$$濃度依存性と硝酸濃度の効果やAl$$^{3+}$$又はFe$$^{3+}$$によるF$$^{-}$$のマスキング効果について詳細に検討し、最適な試料調整条件やThの分離条件を決定した。

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