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山本 昌彦; 石橋 篤; 永山 哲也; 駿河谷 直樹; 黒沢 明
no journal, ,
核燃料サイクル施設において採用されている同位体希釈質量分析法(IDMS)の標準物質として、原子力機構で保管しているPu-239の同位体組成が90%以上のMOX粉末から調製したプルトニウム溶液を使用するため、電位規制クーロメトリーにより、プルトニウム溶液の値付けのための分析を行った。測定装置の精度確認のため、NBL CRM-126プルトニウム金属標準物質から調製したプルトニウム標準溶液の分析値は、5.0172mgPu/gであり、表示値5.0192mgPu/gと良好に一致した。また、相対標準偏差は0.05%(n=17)であった。また、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液の分析値は15.5995mgPu/gであった。ISO/BIPM-GUMに基づき、信頼区間がおよそ95%を示す包含係数k=2として、本試料の不確かさを計算したところ相対拡張不確かさは0.02%であり、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液を高精度で定量することができた。
江坂 文孝; Lee, C. G.; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 間柄 正明; 木村 貴海
no journal, ,
環境試料中の粒子に含まれる元素の同位体比は、その粒子の履歴を知るうえで有用な情報を与える。特に、原子力施設で採取された粒子に含まれるウランやプルトニウムなどの場合には、その同位体比を測定することにより、施設における原子力活動の内容の推定が可能となる。ここで、パーティクル分析と呼ばれるミクロン粒子一個一個を測定する方法は、過去・現在の原子力活動の履歴を詳細に調べることができるため、保障措置上有力な手段となっている。われわれは、これまでU含有粒子を対象に、二次イオン質量分析(SIMS)法やフィッショントラック-表面電離質量分析(FT-TIMS)法を用いたパーティクル分析技術の開発を行ってきた。今後は、プルサーマル等によるPuの利用が拡大することが予想されるため、Pu含有粒子に対する分析技術の開発も必要不可欠である。本発表では、これまでに開発した単一U, Pu粒子の同位体比分析技術について紹介する。
小椋 浩; 舛井 健司; 渡辺 伸久; 久野 剛彦; 山田 敬二
no journal, ,
従来、再処理プロセスの運転管理のための高濃度プルトニウム溶液中の酸濃度分析は、アルカリ中和-電位差滴定法で行われている。この方法では、滴定中の硝酸プルトニウムの加水分解を防止するため、あらかじめフッ化カリウムを添加し、プルトニウムの錯体を形成させた後、分析を行っている。分析済試料は、廃液として処理されるが、フッ化物イオンによる廃液処理工程の槽類及び配管の腐食が懸念されていた。そこで、本研究では、液性を変化させることなく酸濃度の分析が可能な、音速度法による高濃度プルトニウム溶液中の酸濃度分析への適用を試みた。