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論文

Microscopic analyses on Zr adsorbed IDA chelating resin by PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; 久保田 俊夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.54 - 59, 2020/08

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2019.10.028
 被引用回数：5 パーセンタイル：45.45(Instruments & Instrumentation)

Used PUREX process solvent generated from reprocessing process of spent nuclear fuel contains a small amount of U and Pu complexed with tributyl phosphate (TBP) or dibutyl phosphate (DBP). The radioactive nuclides should be removed from the solvent for safety storage or disposal. The iminodiacetic acid (IDA) type chelating resin was proposed as promising procedures for efficient recovery of the trapped cations in the solvent. In order to reveal the distribution and amount of Zr in the particle and local structure of Zr complex formed in the adsorbent, PIXE and EXAFS analyses on the Zr adsorbed chelating resin were carried out. Micro-PIXE analysis proved that it is an effectual method for quantitative analysis of trace adsorbed elements. Moreover, some of the adsorption sites were possibly occupied by the molecules. On the other hand, Zr-K edge EXAFS analysis suggested that extraction mechanism of Zr from the aqueous solution and the solvent was different.

論文

Quantitative analysis of Zr adsorbed on IDA chelating resin using Micro-PIXE

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 久保田 俊夫*

QST-M-23; QST Takasaki Annual Report 2018, P. 59, 2020/03

https://repo.qst.go.jp/records/79251

Radioactive spent solvent waste contains U and Pu is generated from reprocessing process of spent nuclear fuel. The nuclear materials should be removed from the solvent for safety storage or disposal. We are focusing on the nuclear materials recovery from spent solvent using imino diacetic acid (IDA) type chelating resin as a promising method. In order to reveal adsorbed amount of Zr, which is simulated of Pu, Micro-Particle Induced X-ray Emission (PIXE) was carried out. Micro-PIXE analysis succeeded in quantitative analysis on trace amount of adsorbed Zr from simulated spent solvent.

論文

A Comparison of the acid digestion of spent ion exchange resins using H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$ and H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$

松鶴 秀夫; 小林 義威; 土尻 滋; 吾勝 常勲; 森山 昇

Nucl.Chem.Waste Manage., 4, p.307 - 312, 1983/00

使用済イオン交換樹脂の減溶処理を目的に、既存の酸分解反応系H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-HNO$$_{3}$$の代替としてH$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$を提案した。両反応系を用いて、酸分解条件と酸化分解率との関係、放射性核種の反応系における挙動等について比較検討を行い、H$$_{2}$$SO$$_{4}$$-H$$_{2}$$O$$_{2}$$がよりすぐれた反応系である事で見出した。

論文

JPDPにおける長期貯蔵中の使用済イオン交換樹脂の廃棄作業とその物性調査

加藤 清

日本原子力学会誌, 22(6), p.386 - 391, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.22.386
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)

JPDRにおける脱塩器の使用済イオン交換樹脂は、1963年以降使用済樹脂貯蔵タンクに貯蔵されてきた。このタンクの貯蔵余力が少なくなったため、この樹脂を取り出すことになった。使用済樹脂の取り出しは、ポンプを用いて水とともに循環させながら廃棄容器に充填する方法で行った。この作業で取り出した使用済樹脂は約10m$$^{3}$$であり、その放射能量は、$$^{6}$$$$^{0}$$Coでは1.02mCiおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csでは56mCiであった。13個の廃棄容器は同サイト内の低レベル保管廃棄施設に保管廃棄された。また、この長期貯蔵された使用済樹脂の劣化状態を調べるために、粒径分布,破壊強度,イオン交換容量および顕微鏡観察などの物性試験を行った。その結果、化学的には樹脂の変化は少ないが、物理的にはとくにアニオン樹脂について細片化の現象が顕著に認められた。

論文

Incorporation of radioactive spent ion exchange resins in plastics

森山 昇; 土尻 滋; 江村 悟; 須郷 高信; 町 末男

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(6), p.362 - 369, 1975/06

https://doi.org/10.3327/jnst.12.362
 被引用回数：17

原子力発電所などから排出さえる使用済イオン交換樹脂の処理法として、プラスチック、特にポリエチレンによる溶融固化を試み、得られた固化体について安全上要求される諸物性、すなわち機械的特性、RIの浸出性、耐放射線性について調べた。イオン交換樹脂50wt%を含むポリエチレンの衡撃強度および圧縮強度はそれぞれ、10kg-cm/cmおよび300kg/cm$$^{2}$$であり、ポリエチレン単独の固化体と比べて著しい低下は認められなかった。RIの浸出量は非常に少なく1年間で0.1%であり、また放射線による分解ガス量は10$$^{9}$$radの吸収線量で10ml/gであった。さらに機械的強度に及ぼす放射線の影響の検討も行った。

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