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論文

Main outputs from the OECD/NEA ARC-F Project

丸山 結; 杉山 智之*; 島田 亜佐子; Lind, T.*; Bentaib, A.*; Sogalla, M.*; Pellegrini, M.*; Albright, L.*; Clayton, D.*

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4782 - 4795, 2023/08

The Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) (ARC-F) project was initiated in January 2019 for three years with 22 signatories from 12 countries. Three main tasks were implemented in the ARC-F project, which were relevant to 1) refinement of analysis for accident scenarios and associated fission product (FP) transport and dispersion, 2) compilation and management of data and information, and 3) discussion for the next-phase project. Various activities were performed in Task 1, covering improvement of analysis for accident scenarios, and in-depth analyses for specific phenomena such as in-vessel melt progression, molten core/concrete interaction, FP transport and source term, hydrogen combustion and atmospheric dispersion of FPs. Through these studies, analyses for accident scenarios with severe accident codes were refined and important phenomena with large uncertainties were clarified. In order to share well selected and organized information from the FDNPS with the project partners, two databases, information source database and sample database, were built under Task 2. The analysis techniques including the separation of iodine species were developed also in Task 2 and applied to the analysis of FPs in several samples taken from the FDNPS. The next-phase project was discussed in Task 3, resulting in launching the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Information Collection and Evaluation (FACE) project. The FACE project officially started in July 2022 with the participation of 23 organizations from 12 countries and the European Commission.

論文

$$^{135}$$Cs濃度と$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比の測定の最近の動向

島田 亜佐子

分析化学, 71(12), p.625 - 633, 2022/12

$$^{135}$$Csは高レベル放射性廃棄物の安全評価上の重要核種であることから、使用済燃料中濃度を定量し計算結果と比較して計算コードの改良がおこなわれてきた。その一方で、その測定の難しさから、報じられている半減期が大きな不確かさを持つなど、基本的な性質についてさえ未だはっきりしていない核種でもある。また、環境試料中の$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比はその起源や導入時期の推定が可能であることから、核実験のグローバルフォールアウトやチェルノブイリ原子力発電所の事故などについて研究されてきたが、特に東京電力福島第一原子力発電所の事故以降に脚光を浴びた。環境試料の分析では、放射性Cs濃度が低いため化学分離法が開発されるとともに、質量分析計の進歩もこの分析に大きく貢献した。本稿では対象ごとの$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比の特徴について述べるとともに、化学分離法や質量分析法の最近の動向ついても整理した。

論文

Radiochemical analysis of the drain water sampled at the exhaust stack shared by Units 1 and 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

島田 亜佐子; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 大平 早希; 飯田 芳久; 杉山 智之; 天谷 政樹; 丸山 結

Scientific Reports (Internet), 12(1), p.2086_1 - 2086_11, 2022/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:33.72(Multidisciplinary Sciences)

2011年3月12日に福島第一原子力発電所の1号機のベントが行われ、1・2号機共用スタックから放射性ガスが放出された。本研究ではこのベントにより放出された放射性核種の情報を有していると考えられる、1・2号機共用スタック基部のドレンピットから採取したドレン水の放射化学分析を実施した。揮発性の$$^{129}$$Iや$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Csだけでなく、$$^{60}$$Co, $$^{90}$$Sr, $$^{125}$$Sb, 1号機由来安定Moが検出された。1号機由来安定Moの量はCsの量よりもはるかに少ないことから、事故時の炉内状況ではCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$の生成は抑制されたと考えられる。また、2020年10月時点では、約90%のIがI$$^{-}$$、約10%がIO$$_{3}$$$$^{-}$$で存在した。$$^{137}$$Csより多い$$^{129}$$Iが観測されたことから、事故時に$$^{131}$$IはCsIというよりも分子状のヨウ素として放出されたことが示唆された。2011年3月11日に減衰補正した$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比は0.86で、2号機や3号機由来と考えられる放射能比より低いことが示された。

論文

Determination of $$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs isotopic ratio in soil collected near Fukushima Daiichi Nuclear Power Station through mass spectrometry

島田 亜佐子; 塚原 剛彦*; 野村 雅夫*; Kim, M. S.*; 島田 太郎; 武田 聖司; 山口 徹治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(11), p.1184 - 1194, 2021/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:66.98(Nuclear Science & Technology)

土壌中の主要元素や質量分析における妨害元素を含む多元素混合溶液を用いて土壌中のCsを分離精製するためのCalix[4]arene-bis(t-octylbenzo-crown-6)(BOBCalixC6)の1-オクタノール溶液による溶媒抽出法を最適化した。一部のKやMo, Sn, SbがCsと共に有機相に抽出されたが、0.5M硝酸により逆抽出された。一方、抽出されたCsは0.5M硝酸ではほとんど逆抽出されないため、分離が改善された。抽出されたCsの回収は温度を323Kまで上げ、有機相を3倍量の1-ドデカノールで希釈することで達成された。開発した手法を40gの土壌を溶解した硝酸溶液に対して適用し、分離精製・濃縮後の溶液中には土壌の主要元素が合計で10$$mu$$g/ml、妨害元素はng/ml以下しか含まれないことを確認した。さらに、この手法を用いて福島第一原子力発電所(FDNPS)周辺で採取された土壌中のCsを分離し、$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比を表面電離型質量分析計(TIMS)とトリプル四重極質量分析計(ICP-QQQ)により分析した。TIMSにより1桁ほど高い精度が得られたが、アバンダンス感度はICP-QQQの方が高かった。FDNPSの北西側の試料に対してわずかに高い$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比が観測されたが、それ以外の地点では誤差の範囲で同じ同位体比が得られた。この結果は報告されている$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Csの放射能比の分布と一致しており、$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比が放射性セシウムの起源を特定できる可能性を示している。

論文

Dose estimation of landfill disposal of removed soil generated outside Fukushima Prefecture

島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Health Physics, 120(5), p.517 - 524, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

Dose estimation was conducted by evaluating landfill disposal of removed soil generated outside the Fukushima Prefecture by each local town and in a lump sum. Because radioactivity of the removed soil is lower than that of specified waste, simple landfill and covered with 30 cm non-contaminated soil was used and the exposure dose of public entry into the landfilled site after covering was also estimated. Furthermore, migration of Cs into groundwater because of precipitation and using the contaminated groundwater for drinking and agricultural water was evaluated and exposure doses regarding farmers and the ingestion of agricultural products were estimated. It was confirmed that estimated exposure doses during landfill were less than 1 mSv/y$$^{-1}$$ and those for after landfill were 0.01 mSv/y$$^{-1}$$.

論文

新世紀賞を拝受して

島田 亜佐子

日本分析化学会関東支部ニュース, (31), p.7 - 8, 2021/00

Am-242mやMo-93, I-129の分析法開発の成果が評価され、「放射性廃棄物に含まれる難測定核種の分析法開発」という題目で日本分析化学会・関東支部の2021年度新世紀賞を拝受した。Am-242mの分析では、放出率が高く半減期が比較的短い子孫核種のAm-242の$$beta$$線測定により、比較的少量で従来法の1/20程度の時間での測定が可能となった。Mo-93は分析例が極めて少ない核種であり、EC壊変に伴い放出されるX線で定量する場合には、Nb-93mやZr-93が妨害となるため、TEVAレジンを用いてMoをZrやNbから分離する手法を確立した。開発した手法を用いて福島第一原子力発電所内で採取された瓦礫を分析したが、検出下限値以下となった。しかし、本分析法を用いてヨーロッパの研究者が陽子線照射したNbからMoを分離し、世界で初めてMo-93の$$beta$$線スペクトルの取得に成功した。また、環境試料に含まれるI-129分析の公定法を改良して福島第一原子力発電所の汚染水の分析に適用させた。

論文

Consideration on modeling of Nb sorption onto clay minerals

山口 徹治; 大平 早希; 邉見 光; Barr, L.; 島田 亜佐子; 前田 敏克; 飯田 芳久

Radiochimica Acta, 108(11), p.873 - 877, 2020/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:67.5(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Sorption distribution coefficient (Kd) of niobium-94 on minerals are an important parameter in safety assessment of intermediate-depth disposal of waste from core internals etc. The Kd of Nb on clay minerals in Ca(ClO$$_{4}$$)$$_{2}$$ solutions were, however, not successfully modeled in a previous study. The high distribution coefficients of Nb on illite in Ca(ClO$$_{4}$$)$$_{2}$$ solutions were successfully reproduced by taking Ca-Nb-OH surface species into account. Solubility of Nb was studied in Ca(ClO$$_{4}$$)$$_{2}$$ solutions and the results were reproduced by taking an aqueous Ca-Nb-OH complex species, CaNb(OH)$$_{6}$$$$^{+}$$, into account in addition to previously reported Nb(OH)$$_{6}$$$$^{-}$$ and Nb(OH)$$_{7}$$$$^{2-}$$. Based on this aqueous speciation model, the Ca-Nb-OH surface species responsible for the sorption of Nb on illite in Ca(ClO$$_{4}$$)$$_{2}$$ solutions was presumed to be X_OCaNb(OH)$$_{6}$$. Although uncertainties exist in the speciation of aqueous Ca-Nb-OH species, the result of this study proposed a possible mechanism for high distribution coefficient of Nb on illite in Ca(ClO$$_{4}$$)$$_{2}$$ solutions. The mechanism includes Ca-Nb-OH complex formation in aqueous, solid and surface phases.

論文

Sensitivity analysis of external exposure dose for future burial measures of decontamination soil generated outside Fukushima prefecture

島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

福島第一原子力発電所の事故により東日本の広範囲が汚染され、福島県の他、岩手,宮城,茨城,栃木,群馬,千葉,埼玉などの県においても除染活動が行われた。しかし、福島県外の除去土壌については、処分方法などがまだ決まっていない。そこで、サイズ条件が多様で分散保管されている除去土壌の取扱いや将来の適切な処置のための技術的な情報を提供するために、各保管場所から県外土壌の全量に相当する量までの様々なサイズの除去土壌を想定し、離隔距離や覆土厚さを変えた主要経路である外部被ばくの線量換算係数を算出した。本算出結果から、立入や近隣居住を想定した外部被ばく線量を評価し、適切な処置のための条件を整理した。

論文

Dose estimation in the recycling of removed soil for land reclamation

島田 亜佐子; 根本 宏美*; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00569_1 - 19-00569_17, 2020/06

福島県内で発生した除去土壌の再生資材を埋戻材として土地造成に再利用した場合の作業者や周辺居住者,土地造成地の利用者の被ばく線量を評価した。土地造成地は、草本または木本が植栽された後、スポーツや森林浴などに利用されることを想定した。木本植栽の場合は、埋戻材から樹木に放射性セシウムが移行することを想定し、埋戻材に加え、放射性セシウムを取り込んだ立木や伐採木、リターフォールにより生成する堆積有機物層からの外部被ばく等について評価を行った。その結果から、年間の被ばく線量が1mSvを超えないための$$^{134}$$Csと$$^{137}$$Cs濃度レベルを算出した。加えて、供用期間中の一般公衆の被ばく線量が年間10$$mu$$Svを超えないために必要な覆土の厚さも算出した。さらに、算出された放射能濃度レベルの埋戻材の利用時に、津波や火災、集中豪雨が起こった場合の作業者や一般公衆の被ばく線量が年間1mSvを超えないことを確認した。これらの評価結果に基づき、土地造成に再利用可能な除去土壌の再生資材の放射能濃度を求めた。

論文

Dose estimation for contaminated soil storage in living environment

高井 静霞; 島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司; 木村 英雄

Radiation Protection Dosimetry, 188(1), p.1 - 7, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故後の除染活動によって発生した除去土壌は、福島県外ではそのほとんどが、学校・公園または宅地等の除染が行われた現場において除染ガイドラインに従って保管されている。実際の現場保管において、バックグラウンドを含まない除去土壌からの追加被ばく線量や、原則制限されている保管場所への立入に対し、その立入の被ばく線量の程度を把握しておくことは、継続的な現場保管および現場保管の有効性の確認のために重要である。本研究では、現在の福島県外における様々なタイプの現場保管の情報に基づき、居住者および利用者の被ばく線量を評価した。その結果、居住による線量は10$$^{-2}$$-10$$^{-3}$$mSv/y、立入による線量は10$$^{-3}$$mSv/yオーダーであった。よって、福島県外における現在の現場保管による被ばくは1mSv/yに比べ十分小さいことが確認された。

論文

Dose estimation in recycling of decontamination soil from the Fukushima Daiichi NPS accident for land reclamation

島田 亜佐子; 根本 宏美*; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故後の除染作業等により発生した除去土壌を土地造成の資材に再利用することは、廃棄物の効率的な減量のための用途の1つとして考えられている。本研究では、再生資材を土地造成へ利用したケースに対し、施工から供用(植栽による緑地化)に至るまでの作業者及び一般公衆に対し被ばく経路を設定し、線量評価を行った。その結果から、年間追加被ばく線量が1mSv/yを超えない放射性セシウム濃度レベルを算出した。また、供用時の一般公衆に対する追加被ばく線量を10$$mu$$Sv/y以下に抑えるために必要な構造材(客土)厚さ条件を検討した。さらに、仮に地震,森林火災等の災害による土地造成地の変状等が生じた場合の追加被ばく線量を評価し、災害及び復旧時の追加被ばく線量が1mSv/yを超えないことを確認し、これらの評価から土地造成として再利用可能な濃度レベルを提示した。

論文

RadChem2018会議報告

島田 亜佐子

放射化学, (38), p.30 - 31, 2018/09

チェコのマリアンスケラズニェで開催された18th Radiochemical Conference (RadChem2018)の概要をまとめた。本会議では、核燃料サイクル,使用済燃料の取扱いにおける放射化学的な問題,アクチノイド化学,分離化学,分析化学,環境化学,放射線化学,核医学,アイソトープ製造の9つのセッションに関する研究報告が口頭発表とポスター発表により行われた。チェコやドイツ,ロシア,フランス,中国,日本など多数の国から約340名ほどの参加があった。

論文

模擬放射化金属廃棄物溶解液中のMo錯体構造の研究

島田 亜佐子; 岡本 芳浩

Photon Factory Activity Report 2017, 2 Pages, 2018/00

加速器などの運転や廃止措置によって発生する放射化金属廃棄物に含まれるMo-93のインベントリ評価のために分析法を開発している。しかし、金属廃棄物の溶解液のようにFeの多い試料溶液からMoを分離する場合には、他の材質では見られなかった挙動が観測された。そこで、この原因はFeがMoの価数や錯体構造に影響を及ぼしているためであると考え、XAFSスペクトルを取得したところ、Fe$$^{3+}$$によりMo$$^{5+}$$がMo$$^{6+}$$に酸化し、MoO$$_{2}$$Cl$$_{2}$$になっていることを明らかにした。

報告書

福島事故廃棄物を対象とした$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Sn分析法の開発

青野 竜士; 佐藤 義行; 島田 亜佐子; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Technology 2017-025, 32 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-025.pdf:1.45MB

福島第一原子力発電所で生じた事故廃棄物を対象として抽出された処分安全評価上重要となる放射性核種のうち、分析手法が定まっていない$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snの4核種の分析法を開発した。主要な分析対象試料として、福島第一原子力発電所構内で採取された滞留水・処理水を想定した。この滞留水・処理水中に含まれる$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snに対して、目的核種の分離・精製法の開発、回収率向上に取り組み、この成果を本報告にまとめた。

論文

Development of determination method of $$^{93}$$Mo content in metal waste generated at the Japan Power Demonstration Reactor

島田 亜佐子; 大森 弘幸*; 亀尾 裕

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 314(2), p.1361 - 1365, 2017/11

AA2017-0285.pdf:0.49MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.91(Chemistry, Analytical)

コンクリート等に含まれる$$^{93}$$Moの分析法を改良し、金属廃棄物に含まれる$$^{93}$$Moの分析法を開発した。試料に添加するアスコルビン酸の量や洗浄液、繰り返し回数などを最適化し、0.5gのステンレスや炭素鋼からMoを分離可能な手法を確立した。測定試料としては分離した溶液をTa板に直接滴下し、乾固することで薄膜線源を調製した。開発した手法を用いて動力試験炉(JPDR)で発生した金属廃棄物に含まれる$$^{93}$$Moを分析し、目標を下回る検出下限値が得られることを確認した。

論文

Separation of Zr in the rubble waste generated at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

島田 亜佐子; 亀尾 裕

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 311(3), p.1613 - 1618, 2017/03

AA2016-0191.pdf:0.23MB

 被引用回数:0 パーセンタイル:10.71(Chemistry, Analytical)

福島第一原子力発電所の事故で発生したガレキ中の$$^{93}$$Zrを分析するために、ガレキ中のZrの分離法を開発した。ほぼ100%のZrとNb, Bi, Th, UとMoの一部は3M硝酸溶液からTRUレジンに抽出され、LiやBe, Mg, Al, Ca, V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zn, Ga, As, Se, Rb, Sr, Ag, Cd, In, Cs, Baは溶出することでこれらの元素が分離された。ほぼ100%のZrとNb, U、10%のMo、7.1%のHg、77%のBi、20%のThが0.01Mフッ化水素酸により回収された。超寿命核種である$$^{93}$$ZrをICP-MSにより定量するためには、ZrはNbやMoから分離されなければならない。そのため、この回収フラクションを一度乾固した後、0.1Mフッ化水素酸溶液に調製してTEVAレジンに通液し、ZrをNbやMoから分離した。模擬ガレキ試料の溶解液を用いてこの手法の妥当性を検証した。

論文

Development of an extraction chromatography method for the analysis of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in radioactive contaminated water generated at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

島田 亜佐子; 亀尾 裕

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 310(3), p.1317 - 1323, 2016/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:55.37(Chemistry, Analytical)

A new mutual separation method was developed to enable the analysis of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in radioactive contaminated water from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). First, distribution coefficient (${it K}$ $$_{d}$$) values between Tetra Valent Actinide (TEVA) resin, and HF, HF/HNO$$_{3}$$, and HF/HCl solutions were obtained to select the conditions for chromatographic separation. The separation performance of the developed method was validated with a control sample, which contained elements that could be interfere with the measurement of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo, (Cr, Co, Ni, Ge, and Se) and non-radioactive elements of high-dose nuclides in the contaminated water (Cs, Sr, and Y). The scheme was also evaluated with a simulated seawater sample because seawater was injected into the damaged reactors to assist cooling in the early stages of reactor failure. Finally, the chromatographic separation method was applied to the analysis of$$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in contaminated water sampled at the FDNPS.

報告書

アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014(受託事業)

日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.

JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MB
JAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB

原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,4

大森 弘幸; 根橋 宏治; 島田 亜佐子; 田中 究; 安田 麻里; 星 亜紀子; 辻 智之; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-029, 31 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-029.pdf:1.51MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所内で保管されているJPDR施設の解体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施してきた。本報告は、平成26年度に実施した放射化学分析($$^{93}$$Mo, $$^{137}$$Cs)の結果について報告するとともに、これまでに取得した放射能濃度データについて整理し、JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Determination of $$^{129}$$I in the Accumulated radioactive water and processing water of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

島田 亜佐子; 酒谷 圭一; 亀尾 裕; 高橋 邦明

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1137 - 1140, 2015/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.16(Chemistry, Analytical)

ゼオライトやスラッジなどの二次廃棄物の放射能量を見積もるために、福島第一発電所の放射性滞留水処理システムの前後から滞留水や処理水が採取された。これらの水試料に含まれるI $$^{-}$$を分析するために、固相抽出剤であるAnion-SRを用いた分離法を開発し、滞留水や処理水から分離した$$^{129}$$Iを反応セルを有する誘導結合プラズマ質量分析計により定量した。

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