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富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ
KEK Proceedings 2022-2, p.154 - 158, 2022/11
保障措置環境試料に含まれるウラン粒子中の存在度の低いウラン同位体(
U及び
)を精密に測定することは、施設の原子力活動を検認するうえで重要である。本研究では、これら存在度の低いウラン同位体の測定技術を開発するために使用するウラン模擬粒子の作成方法を検討した。ウランの代用としたルテチウム溶液を粒子母体である多孔質シリカビーズを効果的に含浸させる方法を検討した。走査型電子顕微鏡で粒子の含浸状態を観察した結果、シリカビーズと溶液をPFA棒で混合するよりも時間をかけて静かに含浸させる方法が含浸粒子を効果的に作成できることが分かった。
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PNC TN1340 98-003, 126 Pages, 1998/09
立坑掘削に伴う地下水挙動の観測と解析, 地層科学研究における地下水調査・解析技術の現況, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故による放射性物質の放出量並びに公衆の被ばく線量の評価, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故と修復作業, 粒子法による3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードの開発, 地層処分性能評価におけるシナリオ解析のための探索型アプローチの構築, 先進技術協力に基づくPNC/CEA専門家会議報告, 運転経験に関する日欧専門家会議, 平成10年度先行基礎工学分野に関する研究成果報告会
not registered
PNC TN1340 97-004, 170 Pages, 1997/12
特集「常陽」20周年によせて, 「常陽」20年の歩み, 「常陽」を用いた高速炉技術開発, 高速炉の運転及び保守技術の実績, 高速炉の運転管理及び保守技術の開発, 高速炉の放射線管理と技術開発, 照射試験実績と照射技術, 「常陽」の高度化と利用計画, 「常陽」20周年特集のむすびに, 技術概要:「陸地地下構造フロンティア研究」の現状, 技術報告:TRU廃棄物の処分施設に関する設計研究-岩盤の力学特性及び発熱性廃棄体の影響を考慮した処分空洞径の検討-, 解析的手法によるプラズマジェットトーチの最適化-デコミッショニング技術の開発-, 研究報告:低溶存酸素条件下における炭素鋼の腐食挙動の実験的検討, 高品位ウラン鉱石の密度推定方法, 吸着によるウランと不純物の分離回収法の開発, 概況(平成9年度第2四半期):高速増殖炉の開発, 新型転換炉の開発, ウラン資源・炭鉱と技術開発, ウラン濃縮技術の開発, 核燃料サイクルの開発, 使用済燃料の再処理, 放射性廃棄物の環境技術開発, 新技術開発(フロンティア研究), 核物質管理と核不拡散対応, 安全管理と安全研究, 国際協力:国際会議、海外派遣等, 活動:外部発表、特許・実用新案紹介
大久保 博生*
PNC TJ1222 96-006, 123 Pages, 1996/03
まず、昨年度抽出された我が国の高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価体系における重要な研究課題についての調査、我が国における性能評価上の取扱い法や今後の研究開発の方向性に関する検討を行った。次に、より信頼性の高い溶解度を算定するため、昨年度より検討を行っている地球化学反応シミュレーション手法について、方法やデータの適用性をさらに具体的に検討した。
not registered
PNC TJ1621 94-001, 111 Pages, 1994/03
核燃料サイクル施設から一般環境に漏洩する可能性のある長寿命人工放射性核種の長期動態を評価・予測するための基礎研究として、すでに環境中で定常状態となっていると考えられる天然放射性核種の海洋における挙動研究を実施する(平成3年から平成5年度までの3年間)。このため海水中に存在するウラン、トリウム、ラジウムあるいはポロニウムを構成する諸核種について、沿岸海洋の濃度レベル、海洋生物への濃縮、海底堆積物への移行・蓄積などについて調査・検討を行う。平成3年度は、以下の項目についてレビューを行った。(1)海洋試料中に含まれる放射性核種の定量法(2)海洋における238U(234U)、232Th(228Th)、226Ra(228Ra)、222Rn、210Pb、210Po、の分布と挙動(3)LLRLのこれまでの研究成果
not registered
PNC TJ1615 94-001, 9 Pages, 1994/03
中部事業所において、鉱山の開発行為が周辺環境に及ぼす影響の有無を把握するための鉱山周辺の環境調査を、調査坑道の開坑前の昭和46年度以来、継続して実施している。調査においては、中部事業所が測定したデータと比較するため、調査坑々内外のラドン及びその娘核種の濃度の測定を行うとともに、調査坑周辺の大気中の粉塵、河川水、飲料水、土壌、生物等の試料を採取しウラン、ラジウム等の含有量の分析測定を行った。
not registered
PNC TJ1533 94-001, 157 Pages, 1994/03
地層中における核種の移行挙動を把握するため、岩石中における核種の拡散挙動及び地下水の核種の挙動の把握のための実験研究を実施するとともに、TRU核種の溶液化学について、その現象と条件を把握する研究のための考察を行った。(1)地下水中の核種移行に関する研究花崗岩中におけるウランの拡散実験及び花崗岩の構成鉱物である黒雲母への吸着挙動に関する実験を行い、そのメカニズムについて考察を行った。拡散実験では、花崗岩試料をウラン溶液に接触させた後に表面を研磨し
スペクトロメータにより核種の深さ方向の濃度分布を調べた。また、吸着実験では、花崗岩試料から採取した黒雲母をウラン溶液に接触させた後、フルオリメータにより濾液中のウラン濃度を測定することにより吸着量を求めた。また、地下水の核種の移行挙動を把握するために、蒸気圧法によりスメクタイト中の水の熱力学的特性を測定し、また、X線回析法によりスメクタイトの底面間隔の測定を行った。これらの測定結果から、層間水、吸着水、微細な間隙の内壁付近の水、間隙中央部の水等の種々の異なる性質を有する水の存在と水の存在割合についての検討を行った。(2)TRU核種の溶液化学に関する研究処分後の地質環境中におけるTRU核種の挙動を把握するために、種々の地下水条件下における様々な化学種としての存在状態について、また、加水分解をすることにより生成される錯体やコロイドについて、さらに核種移行に与えるこれらの影響等複雑なTRU溶液化学についてその現象を解明する方法について検討を行った。
小山 和俊*; 福島 龍朗
PNC TN1420 93-005, 89 Pages, 1992/12
第17回NEAウラングループ会議(1992年9月27
28日,於ハノーバー)に出席後,ウラングループが主催した旧東ドイツのWISMUT鉱山見学に参加した。今回の見学は3日間という短期日程であったが,旧東ドイツと旧ソ連の共同経営からドイツ政府に管理が移ったWISMUT社が浄化修復作業を行っている,ロンネブルグ地区(Ronneburg),アウエ地区(Aue),ケーニッヒシュタイン地区(Koenigstein)の3地区について,鉱山,製錬所,捨石堆積場,鉱滓沈澱池等の施設を見学することができた。ここでは今回の見学の際に配付された資料等を基にWISMUT社のこれまでの生産活動の概要,現在進めている浄化修復計画の概要を紹介すると共に実際に見学した鉱山施設の概況を報告する。なお,WISMUT鉱山における浄化修復作業の状況については,1992年5月動燃事業団の職員3名が上記3地区も含めて現地を訪問し,その調査結果を「旧東独WISMUT社ウラン鉱業汚染の浄化修復現地調査報告書」として詳しくまとめている。
山本 隆一*
PNC TN8410 90-030, 143 Pages, 1990/03
高速炉使用済燃料の溶解性、不溶解性残渣の性状及び抽出等に関する基礎データを取得する。本報告書は、高レベル放射能性物質研究施設(CPF)において平均燃焼度54,100MWd/t冷却日数約2.0年のC型特殊燃料棒4本を用いた第13回ホット試験の結果を取りまとめたものである。主な成果を以下に示す。(1)せん断 せん断工程におけるSUP85/Krガスの放出割合はORIGEN計算値に対し約60%であった。特にプレナムせん断時の最初のせん断で、ほぼ全量が放出され放出率が高くなっている。(2)溶解 溶解は初期硝酸濃度4.7M、溶解温度B.P(約103度C)、加熱時間12時間でほぼ全量溶解した。燃料中からSUP85/KrガスはORIGEN計算値に対し40%が放出された。(4)小型溶解 小型溶解試験で各パラメータをふった試験を実施した。1.硝酸濃度が高い程、溶解温度が高い程溶解速度が早くなり溶解時間が短くなる。また、硝酸濃度の違いによる溶解速度は初期硝酸濃度の1.3乗に比例する。2.C型特殊燃料棒では高燃焼度(63200MWd/t)の方が低燃焼度(41000MWd/t)の1.2倍の速度で溶解した。(4)清澄(不溶解性残渣の回収)不溶解性残渣の回収重量は1.1gであり、燃料総重量の0.28%であった。また、残さ粉末の量はこれまでの試験結果に比べ少なかった。(5)抽出 抽出工程の共除染・分配試験ではRETF基本フロー確証を主目的とした試験を実施した。1.タブルスクラブを行うことにより、Ruの除染係数が3xl0/SUP4から4x10/SUP5に改善された。2.HAN単独(ヒドラジンを併用しない)とHAN-HDZ(ヒドラジン添加)を比較してみると、HAN単独でのDF/SUBpu(Uプロダクト液中のPu)は2.7x10/SUP5、HAN-HDZでは
4.0x10/SUP4であった。このことからHAN単独、HAN-HDZの分配性能は大きく変わらなかった。
根本 慎一; 根本 利隆; 川口 尊; 清水 亮; 小野瀬 努
PNC TN8410 90-019, 49 Pages, 1990/03
ソルトフリー溶媒洗浄技術開発の一環として,シュウ酸ヒドラジンを洗浄剤として,TBP中に含まれるDBPの洗浄基礎試験並びに,遠心抽出器による連続試験を実施した。その結果,以下に示す事項が明らかとなった。(1)シュウ酸ヒドラジンとDBPは1:1で反応しており,Mailenらの報告と一致する反応式を同定することができた。(2)DBPの除去率を決定するうえで重要なDBP分配係数は,水相中のDBP濃度に依存し,最適な分配係数(0.05以下)を得るためには水相中のDBP濃度を0.050.07mol/l以下とするようなフローシート条件が必要となる。(3)また,水相中に取込めるDBP濃度はシュウ酸ヒドラジン濃度によって異なり,ほぼその濃度の0.74倍程度が最高濃度である。(4)DBPに対して1.55モル倍のシュウ酸ヒドラジンの供給で,TBP中に含まれる1340ppmのDBPは4段で検出限界以下まで除去できることを確認した。(5)遠心抽出器でもバッチ法とほぼ同じ特性で操作されることが判った。つまり,接触時間の短い遠心抽出器でも溶媒洗浄用として十分使用可能であることを判明できた。
山本 隆一*
PNC TN8410 90-032, 139 Pages, 1990/02
高速炉使用済燃料の高Pu富化度の溶解に関する基礎データを取得する事を主目的に行うものであり、抽出に関してはRETFの基本フローの確証をするために行うものである。本報告書は、高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において、燃焼度、Pu富化度燃料の溶解を主として実施した第12回ホット試験の結果を取りまとめたものである。試験には、平均燃焼度94,000Mwd/t冷却日数1,488日(昭和63年4月1日現在)Phenix照射済燃料棒3本を用いて実施した。(1)剪断工程におけるSUP85/Krの放出はORIGEN値に対し47.05%であった。(2)バスケット充填での溶解試験では初期硝酸濃度5.1M温度100107度C、加熱時間25時間(濃縮モード1時間を含む)の条件下で約7時間でほぼ全量溶解終了した。(3)小型溶解試験の連続溶解を模擬し各パラメータをふり行った結果として、1.硝酸濃度5Mでの溶解速度は8.6g/cm/SUP3・h、7Mでは13.5g/cm/SUP3・hであった。2.燃焼度80000Mwd/tでの溶解速度は7.5g/cm/SUP3・h、94,000MWd/tでは7.6g/cm/SUP3・h、108,000MWd/tでは8.8g/cm/SUP3・hであった。3.溶解温度を93度Cでの溶解速度は4.0/cm/SUP3・h、95度Cでは、7.4g/cm/SUP3・h、108度Cでは、7.6g/cm/SUP3・hであった。又、アレニウスの式により活性化エネルギーを求めると14Kcal/molであった。(4)不溶解性残渣の回収では、回収残渣として4.2g燃料総重量に対し0.78%であった。(5)抽出工程の共除染及び分配試験では、RETFの基本フローの確証を主目的に行った結果として、1.溶媒の飽和度を59.2%から68.5%にあげるとTotal(
)のDFは、1.7x10/SUP6から2.1x10/SUP6になった。2.溶媒の飽和度を59.2%から68.5%へあげるとフィード液より水相廃液へのロス率はウランで0.35%から0.49%になった。又、プルトニウムでは、0.01%から0.02%へなった。3.HAN単独による分配試験でのプルトニウムプロダクト中のウラン濃度は12.3g/lであり、ウランの除染係数は6.0ウランプロダクト中のプルトニウム濃度は
0.05x10
福島 弘之
分光研究, 36(1), p.46 - 50, 1987/01
発光分光法においては、微弱信号測定の際、雰囲気ガスの発光によるバックグランドや妨害線が測定精度に大きな影響を与える。一般にスペクトル線と重なった妨害線を正確に差引くことは難しい。また精度向上のためには、信号を可能なかぎり低い雑音レベルで測定する必要がある。本報では、中空陰極管法によるウラン同位体比測定において、雰囲気ガスによる妨害線やバックグランドを差引くため、中空陰極管を改造して交流放電を行ない、それによって両方の極で交互に発生する雰囲気ガスの光信号を位相検波器を用いて消去する方法を試みた。その結果、
Uの低濃度域(0.68~3.5%)におけるU/
Uのピーク高さのくり返し測定の再現精度は変動係数で0.35~0.25%となり、従来の中空陰極管法に比べ2~4倍向上した。また質量分析値との比較では、相対変差0.5%以内で一致した。本法は同位体比測定にかぎらず、微量元素の定量にも有効と考えられる。
福島 弘之; 伊藤 幹生*; 白数 廣*
分光研究, 35(4), p.309 - 321, 1986/00
ウランの同位体スペクトル線を充分に分離して、測定精度向上を目的として、ファブリ・ペロー干渉計の自動平行調整法を開発し、それをタンデム配列した高分解能分光計を試作した。632.8nmのHe-Neレーザー光を鏡面間隔測長の波長基準として用い、さらにまたその干渉縞をサンプルゲート動作信号として、サンプリング法によるフィードバックを行なう。これにより、鏡面間隔の任意設定を容易にし、2台の干渉計の同期走査を可能にした。2台の干渉計の平行度の誤差範囲はそれぞれ
/580と/520で非常に高い安定性が得られた。尖鋭なスペクトル線と高いSN比が得られ、そして再現性の向上が見られている。
藤根 幸雄; 成瀬 雄二; 柴 是行
Nuclear Technology, 62, p.317 - 323, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：35.16(Nuclear Science & Technology)酸化還元クロマトグラフィによるウラン同位体分離特性を解析的に検討した。カラム内のウラン吸着帯を方形カスケードと仮定することによって、製品・廃棄機の間けつ的抜き出しおよび天然同位体組成原料の間けつ的供給をシミュレートし、同位体濃度分布の変化を計算した。同位体分離係数、ウラン吸着帯の長さ、廃棄機濃度等を変化させてこれらの因子が分離パワーおよび製品抜き出し開始時間に及ぼす影響について解析した。このイオン交換樹脂を利用するウラン同位体分離法は、高濃縮ウランの製造には不適当であることが確認された。
小森 卓二; 田村 修三; 郡司 勝文; 田村 公子
質量分析, 18(4), p.1270 - 1274, 1970/00
同位体比の測定精度を上げるためにいくつかの試みが行なわれているが,その中でもダブルインレットーダブルコレクター法は極めて高い測定精度を与えるものとして,広く天然元素の同位体組成の変動ならびに同位体効果などの測定に用いられている。しかしながら,固体試料についてはダブルインレット方式をとることがむずかしく,実際上ほとんど用いられていない。原子力の分野において,ウラン同位体濃縮の研究あるいは照射燃料の燃焼率測定のために,ウラン同位体比の測定精度の向上が強く期待されているところである。
大久保 綾子; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 片岡 修; 松本 哲也
no journal, ,
原子力機構では、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として、平成23年度から平成25年度に確立させた基本的な核鑑識分析技術を検証する目的で、ITWGが主催する低濃縮ウラン試料の核鑑識分析に関する国際比較試験に参加した。3個の未知試料(低濃縮ウラン)を分析し、それらの関係性, 履歴等を解析して報告する内容で、米国・ブラジル・フランス・韓国・南アフリカ等の15か国の参加があった。本講演では、ITWG国際比較試験の概要および原子力機構の結果を報告する。比較試験では、各参加ラボラトリが実施可能な分析を行い、履歴等の解析に利用する。原子力機構は、ウラン同位体比分析, 不純物分析, ウラン精製時期に関する年代測定を実施した。データレビュー会合において他ラボラトリの結果と比較した結果、原子力機構の核鑑識分析レベルは、世界トップレベルのラボラトリと同等のレベルにあることを確認できた。
富田 涼平; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ
no journal, ,
環境試料(IAEAによる原子力施設の査察試料)中に含まれるウラン粒子をマイクロマニピュレーションにより取り出すことで、ウラン以外の粒子から放出される分子イオンの影響を排除した精密なウラン同位体比を二次イオン質量分析(SIMS)によって測定する方法の開発を行ってきた。しかし、試料中に数多くのウラン粒子が存在する場合には、分析時間の制約上、ウラン粒子の一部(1試料当たり1020粒子程度)を無作為に取り出して分析することになるため、必ずしも試料全体のウラン同位体比の分布を反映することにはならないという問題があった。本研究ではマイクロマニピュレーションで分離した50個以上のウラン粒子をSIMSの簡易測定で短時間におおよそのウラン同位体比分布を把握した後、この分布を代表する粒子を選び出して詳細分析した。これにより、少数の粒子分析でも試料全体のウラン同位体比分布を網羅できる分析方法を実現した。
富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ
no journal, ,
日本原子力研究開発機構CLEARでは、マルチコレクター型ICP-MS(MC-ICP-MS)を整備し、存在度の低いU同位体(U, 
U, U)やPu同位体(
Pu)を含む極微量U及びPuの精密な同位体比測定技術の整備に着手した。NBL CRM U015(U: 1ppb)及びUの存在度が無視できるほどに低いU0002(U: 10ppb)標準溶液を用いて、
Uや
Uのピークのテーリングや水素化物による影響評価試験を実施した。U0002溶液のピーク強度測定から、Uピーク強度の10分の1がテーリングとしてUピーク強度に影響することがわかった。また、測定精度を評価するために、U015標準溶液(U: 1ppb)を用いて、5回, 10回及び20回の繰返し測定を行った時の相対標準偏差をそれぞれ調べた。一元配置分散分析を行った結果、U/U, U/U及びU/U比の相対標準偏差の平均値に、繰返し測定回数の違いによる有意な差は見られなかった。
富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ
no journal, ,
単一U粒子の同位体比をPBの影響を最小限に抑えて正確に測定できる技術を開発することを目的に、使用する酸の量や容器を工夫することで、得られる効果やU同位体比測定に及ぼす影響を定量的に評価した。本実験では、U濃縮度10%のU溶液を多孔質シリカ粒子に含浸させて作った模擬U粒子を分析試料とした。底面円錐型容器を使用して溶液を1箇所に集中させることにより酸の使用量を低減したICP-MS測定試料溶液調製法を考案した。この試料調製法によるPBのU量は0.2pg、U/U比は0.0190であった。この同位体比は検出器の校正に用いるNBL CRM U015(0.0155)に近い値であることから、脱溶媒装置に極微量残存しているU015が検出されたものと考えられる。粒子中のU量が少ないほどU/U比が保証値よりも小さくなっており、PBのUに起因する影響が無視できなくなっていた。一方、U量が23pg以上の粒子では、U/U比が標準偏差(2
)の範囲内で保証値と一致し、正確なU同位体比測定が可能であることが明らかとなった。
狩野 貴宏; 赤岡 克昭; 大場 弘則; 若井田 育夫; Soriano, J. K.*; 池田 裕二*
no journal, ,
Measuring the composition of uranium isotopes in debris is important for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Analysis of isotopes by laser induced breakdown spectroscopy (LIBS) requires a high-resolution spectrometer. However, the emission intensity becomes weaker when a high-resolution spectrometer is used. Therefore, we used microwave-enhanced LIBS for isotope measurements. Microwaves can improve spectral intensity. A microchip laser (Nd:YAG/Cr:YAG composite ceramics, wavelength: 1064 nm, laser energy: 1.0 mJ) was used in this experiment. The number of laser shots was 200 and the number of measurements was 5 for each sample. The microwave output at 2.45 GHz was 1000 W and the pulse length was 1.0 ms. We found out that the evaluation of uranium enrichment using microwave is better than without microwave.
