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論文

Dissolution behavior of U $_{3}$ O $_{8}$ , FeUO $_{4}$ , and UO $_{2}$ -Zr-stainless steel system samples generated in an oxidative atmosphere in the presence of malonic acid

頓名龍太郎*; 佐々木隆之*; 岡本芳浩; 小林大志*

Journal of Nuclear Materials, 605, p.155561_1 - 155561_9, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155561

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

The dissolution behavior of UO $_{2}$ -Zr-SS samples heated under oxidative conditions, along with the single uranium phases formed in the samples (U $_{3}$ O $_{8}$ and FeUO $_{4}$ ), was investigated through static leaching tests using malonic acid. Malonic acid promoted the dissolution of both U $_{3}$ O $_{8}$ and FeUO $_{4}$ solid phases owing to complex formation. The uranium concentrations of U $_{3}$ O $_{8}$ and FeUO $_{4}$ increased with malonic acid concentration and matched at steady state. In the absence of malonic acid, the U concentration of FeUO $_{4}$ was less than its solubility because of uranium adsorption on an iron hydrolysis solid phase. The uranium concentration after long immersion of the UO $_{2}$ -Zr-SS system samples could be explained by the behavior of U $_{3}$ O $_{8}$ and FeUO $_{4}$ . In the absence of malonic acid, U concentration decreased owing to adsorption onto the iron solid phase, similar to the behavior of FeUO $_{4}$ . In contrast, in the presence of malonic acid, U concentration was consistent with that observed for U $_{3}$ O $_{8}$ and FeUO $_{4}$ .

論文

Dissolution behavior of calcium uranate under oxidizing and reducing conditions

加藤雄斗*; 佐々木隆之*; 頓名龍太郎*; 小林大志*; 岡本芳浩

Applied Geochemistry, 175, p.106196_1 - 106196_9, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2024.106196

被引用回数：1 パーセンタイル：41.61(Geochemistry & Geophysics)

To assess the chemical stability of CaUO $_{4}$ in different aqueous environments, static immersion tests were performed under various redox conditions and carbonate ion concentrations. The dissolution mechanism of CaUO $_{4}$ was examined using data from solid and liquid analyses, along with chemical thermodynamic calculations. Under reducing conditions and without carbonate, U(VI) in CaUO $_{4}$ was reduced to U(V) and the mineral was converted into non-stoichiometric CaUO $_{4-x}$ . The dissolved uranium was then further reduced to U(IV) in the aqueous media, forming UO $_{2}$ (am), which controlled the U solubility. Under oxidizing conditions and in the absence of carbonate, dissolved uranium formed metaschoepite ((UO $_{3}$ )2H $_{2}$ O(cr)) at pH 7 and sodium diuranate (Na $_{2}$ U $_{2}$ O $_{7}$ H $_{2}$ O(cr)) at pH 7, which controlled uranium solubility. In oxidizing conditions with carbonate present, the apparent solubility of U was lower than predicted by the solid-phase solubility calculations. The concentration of U was constrained to levels similar to that of calcium when the calcium concentration reached saturation with CaCO $_{3}$ . Additionally, the dissolution of calcium from CaUO $_{4}$ influenced uranium dissolution.

論文

Dissolution of zirconium-cerium oxide solid solution in an aqueous system

小林大志*; 佐藤祐太郎*; 頓名龍太郎*; 松村大樹; 佐々木隆之*; 池田篤史

Dalton Transactions (Internet), 53(46), p.18616 - 18628, 2024/10

https://doi.org/10.1039/D4DT02272F

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

This study investigates the dissolution behaviour of zirconium-cerium oxide solid solution ((Zr,Ce)O $_{2}$ /(Ce,Zr)O $_{2}$ ), which contains a redox-active metal of Ce (Ce(III/IV)) and is of particular importance in nuclear industry. The solid phases of the solid-solution were comprehensively characterised by powder X-ray diffraction (PXRD) with the Rietveld analysis and X-ray absorption spectroscopy (XAS) with factor analysis, indicating that the solid-solution is primarily composed of tetragonal-(Zr,Ce)O $_{2}$ and cubic-(Ce,Zr)O $_{2}$ . Water immersion of the solid-solution leads to the dissolution of the solid phase at the solid-liquid interface. The addition of a reductant to the system reduces Ce(IV) in the solid-solution to -(III) at the surface, promoting the dissolution of Ce from the solid-solution phase. The release of Ce from the solid-solution also enriches the Zr content in the remaining solid-solution phase at the surface to be more insoluble.

論文

Evaluation of thermodynamic model of Pd(II) complex formation with isosaccharinic acid

紀室辰伍; 種市やよい; 岩田孟; 石寺孝充; 北村暁; 舘幸男; 田中武流*; 平野佳奈*; 檜枝愛美*; 宮部俊輔*; et al.

Journal of Solution Chemistry, 53(6), p.854 - 868, 2024/06

https://doi.org/10.1007/s10953-023-01352-6

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)

Palladium is one of the selected radionuclides in the safety assessment of the disposal of radioactive waste. Although isosaccharinic acid (ISA) forms strong complexes with many elements and enhances element solubility, the thermodynamic evaluation of the complex of Pd with ISA has not been conducted. In this study, the solubility of Pd(OH) $_{2}$ at pH 8.5 - 12.5 in the presence of ISA was investigated under inert gas (N $_{2}$ ) atmosphere. Furthermore, the coordination state of aqueous Pd and ISA was investigated by X-ray absorption and Fourie transform infrared spectroscopy, respectively. According to experimental results, the chemical form of the Pd-ISA complex depends on the solution pH; specifically, the number of involved OH $^{-}$ ions in the complex should be changed. The thermodynamic model and conditional equilibrium constants of the Pd-ISA complex were estimated by slope analyses of solubility experiments at different pH levels and ionic strengths based on the specific ion interaction theory. Hence, the impact of complexation with ISA on Pd(II) solubility under disposal conditions could be quantified using the proposed thermodynamic models in this study.

論文

Dissolution behavior and aging of iron-uranium oxide

頓名龍太郎*; 佐々木隆之*; 岡本芳浩; 小林大志*; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*

Journal of Nuclear Materials, 589, p.154862_1 - 154862_10, 2024/02

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154862

被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉構造材料のステンレス鋼成分である鉄とUO $_{2}$ の高温反応により生成したFeUO $_{4}$ 化合物の溶解挙動を大気条件下で調べた。化合物はU $_{3}$ O $_{8}$ とFe $_{3}$ O $_{4}$ を出発原料として電気炉で調製し、X線回折、走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線分光法、X線吸収微細構造分光法を用いて固体状態を分析した。FeUO $_{4}$ 化合物の浸出試験を最長3か月行い、水中に溶存する核種の濃度を調べた。FeUO $_{4}$ の溶解の初期段階で3価のFeイオンと5価のUイオンの間で酸化還元反応が起こることが提案された。還元された2価のFeイオンは、溶存酸素の存在下で最終的に3価のイオンに酸化され、水酸化鉄がFeの溶解度を制限することが熱力学的に推論された。一方、6価のU(すなわちウラニルイオン)の濃度は、メタショエパイトやウラン酸ナトリウムなどの二次鉱物の存在によって制限され、その後、Fe酸化物などへの収着によって減少したと考えられる。RuやCeなどの核分裂生成物の多価イオン濃度も減少したが、これは上記の理由によるものと考えられる。一方、可溶性Csイオンの濃度は減少しなかった。この解釈の妥当性は、参照試料(Feを含まないU $_{3}$ O $_{8}$ )の溶解挙動と比較することで裏付けられた。

論文

Effect of calcium on niobium solubility in alkaline solutions

大平早希; 阿部健康; 飯田芳久

Radiochimica Acta, 111(7), p.525 - 531, 2023/07

https://doi.org/10.1515/ract-2022-0115

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

ニオブ-94( $^{94}$ Nb)のカルシウム,アルカリ性水溶液への溶解度は、セメント系材料を使用すると想定される中深度処分の安全性評価において、重要なパラメータの一つである。しかし、カルシウム,アルカリ条件におけるNb溶解度とその溶解度制限固相は、今だ不明な点が多い。そこで本研究では、0.001-0.1M CaCl $_{2}$ 水溶液において過飽和条件でのNb溶解度実験を系統的に行い、Nb溶解度制限固相について評価した。Nb濃度はpHとCa濃度に負の依存性を示し、沈殿固相のCa/Nbモル比は0.66を示した。Nb溶解度のpHおよびCa濃度依存性は、溶存種のNb(OH) $_{6}$ $^{-}$ と、Ca/Nb比が0.66を示すCa-Nb固相であるCa $_{4}$ Nb $_{6}$ O $_{19}$ (am)との溶解反応で再現可能なことが確認された。

報告書

燃料デブリの分析精度向上のための技術開発2020年度成果報告(廃炉・汚染水対策事業費補助金)

池内宏知; 小山真一; 逢坂正彦; 高野公秀; 中村聡志; 小野澤淳; 佐々木新治; 大西貴士; 前田宏治; 桐島陽*; et al.

JAEA-Technology 2022-021, 224 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-021.pdf:12.32MB

燃料デブリ試料の核種・元素量の分析に向けて、酸溶解を含む一連の分析技術を確立する必要がある。本事業では、分析精度の現状レベルの把握と不溶解性残渣発生時の代替手法の確立を目的として、ブラインド試験が実施された。模擬燃料デブリ(特定の組成を持つ均質化された粉末)を対象に、日本国内の4分析機関においてそれぞれが有する溶解・分析技術を用いて、全体組成の定量値が取得された。各技術の特徴(長所・短所)を評価した結果に基づき、燃料デブリの暫定的な分析フローを構築した。

論文

Uranium dissolution and uranyl peroxide formation by immersion of simulated fuel debris in aqueous H $_{2}$ O $_{2}$ solution

熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.961 - 971, 2022/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2023055

被引用回数：3 パーセンタイル：41.50(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故では核燃料と被覆管,構造材料が高温で反応し、燃料デブリが形成されたと考えられる。この燃料デブリが水の放射線分解の影響により経年変化する可能性を調べるため、模擬燃料デブリを用いて過酸化水素水溶液への浸漬試験を行った。その結果、過酸化水素の反応により、ウランが溶出し、ウラニル過酸化物が析出することが分かった。また、模擬燃料デブリ試料のうちウランとジルコニウムの酸化物固溶体を主成分とする試料では、他の試料と比較してウランの溶出は遅く、ウラニル過酸化物の析出も観測されなかった。この結果から、ウランとジルコニウムの酸化物固溶体は過酸化水素に対して安定性が高いことを明らかにした。

論文

Dissolution and precipitation behaviors of zircon under the atmospheric environment

北垣徹; 吉田健太*; Liu, P.*; 菖蒲敬久

npj Materials Degradation (Internet), 6(1), p.13_1 - 13_8, 2022/02

https://doi.org/10.1038/s41529-021-00214-0

被引用回数：2 パーセンタイル：12.33(Materials Science, Multidisciplinary)

Zircon's degradation due to reactivity with aqueous solutions renders it difficult to read past records. Therefore, the reactive behavior of zircon in various acid-base solutions was examined under normal temperature and pressure conditions. A piece of zircon mineral was immersed in three different solutions: 0.1M HCl (aq), ultrapure water, and 0.1M NaOH (aq). Consequently, the reaction was limited when zircon was immersed in ultrapure water. In the case of the zircon immersed in 0.1M HCl (aq), Zr precipitated on the surface after the dissolution of ZrSiO $_{4}$ . In the zircon immersed in 0.1M NaOH (aq), dissolved Zr and Si precipitated on the surface in the early stages. Subsequently, the dissolution of ZrSiO $_{4}$ formed a porous layer, and most dissolved Zr precipitated as new zircon crystals.

論文

Evaluation of the dissolution behavior of zircon using high-resolution phase-shift interferometry microscope

北垣徹

Journal of Nuclear Materials, 557, p.153254_1 - 153254_8, 2021/12

AA2021-0312.pdf:1.55MB

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.153254

被引用回数：1 パーセンタイル：9.64(Materials Science, Multidisciplinary)

The dissolution behavior of the zircon mineral in ultrapure water, 1 M HCl (aq), and 1 M NaOH (aq), under room temperature and nearly atmospheric pressure was evaluated by in situ measurement of the change in the surface height. A high-resolution phase-shift interferometry microscope (HR-PSI) was employed to evaluate the velocity of the change in the surface height of zircon in different solutions, and the application of this method in evaluating the dissolution behaviors of nuclear materials was examined. As a result, the velocity of surface change and the precipitation behaviors of zircon was successfully evaluated using HR-PSI. This relatively quick method would be useful for evaluating the detailed surface change behaviors of nuclear materials, such as fuel debris, ceramic waste forms and UO $_{2}$ , during the reaction with various solutions, since it minimises radiation exposure times and also the amount of radioactive waste generation during measurement.

論文

Structural approach to understanding the solubility of metal hydroxides

小林大志*; 中嶋翔梧*; 元川竜平; 松村大樹; 斉藤拓巳*; 佐々木隆之*

Langmuir, 35(24), p.7995 - 8006, 2019/06

https://doi.org/10.1021/acs.langmuir.9b01132

被引用回数：6 パーセンタイル：21.71(Chemistry, Multidisciplinary)

We report the hierarchical structure of zirconium hydroxide after aging at different temperatures to elucidate the factors governing zirconium solubility in aqueous solutions. Zirconium hydroxide solid phases after aging at 25, 40, 60, and 90 $^{circ}$ C under acidic to alkaline conditions were investigated using extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) and wide- and small-angle X-ray scattering (WAXS and SAXS) techniques to reveal the bulk and surface structures of the solid phases from the nanoscale to submicroscale. After aging at 25 $^{circ}$ C, the fundamental building unit of the solid phase was a zirconium hydroxide tetramer. The tetramers formed primary particles approximately 3 nm in size, which in turn formed aggregates hundreds of nanometers in size. This hierarchical structure was found to be stable up to 60 $^{circ}$ C under acidic and neutral conditions and up to 40 $^{circ}$ C under alkaline conditions. After aging at 90 $^{circ}$ C under acidic conditions and at 60 and 90 $^{circ}$ C under alkaline conditions, the WAXS and EXAFS measurements suggested the crystallization of the solid phase. The transformation of the solid-phase structure by temperature was discussed in relation to the solubility product to understand the solubility-limiting solid phase. The solubility of zirconium hydroxide after aging at different temperatures was governed not only by the size of the primary particles, but also by their surface configuration.

論文

第61回放射線化学討論会; 二酸化ウランの酸化的溶解反応に対する過酸化水素の濃度効果

熊谷友多

放射線化学(インターネット), (107), p.77 - 78, 2019/04

過酷事故および直接地層処分における核燃料の化学変化を理解する基礎として、二酸化ウランの水溶液中での酸化的溶解反応を調べた。この反応は、使用済核燃料から発される放射線が周囲の水を分解し、過酸化水素などの酸化剤を発生されることから始まる。この酸化剤が二酸化ウランの表面を水溶性の高い6価の状態とすることで、核燃料の母材である二酸化ウランが溶解する。本研究では、この酸化と溶解の反応過程において、過酸化水素の反応が二酸化ウランの表面に反応中間体を形成する可能性を調べた。そのために、反応過程における過酸化水素濃度の減少とウラン濃度の増加を時間分解で測定した。その結果、過酸化水素を高濃度にすることで、二酸化ウラン表面での過酸化水素の分解が活性化されること、一方で反応速度が低下することが分かった。これらの結果は、二酸化ウランの表面の反応性の変化を示しており、反応中間体が表面に蓄積されることを示唆する。

論文

Impact of stoichiometry on the mechanism and kinetics of oxidative dissolution of UO $_{2}$ induced by H $_{2}$ O $_{2}$ and -irradiation

熊谷友多; Fidalgo, A. B.*; Jonsson, M.*

Journal of Physical Chemistry C, 123(15), p.9919 - 9925, 2019/04

https://doi.org/10.1021/acs.jpcc.9b00862

被引用回数：23 パーセンタイル：61.58(Chemistry, Physical)

ウランの酸化還元による化学的な変化は環境中のウランの動態を支配する重要な反応であり、特に4価の二酸化ウランが6価のウラニルイオンに酸化され水に溶けだす反応は使用済燃料等の環境中における化学的な安定性を評価する上で重要な反応である。この酸化による二酸化ウランの水への溶出について、二酸化ウランの過定比性の影響を調べるため、過酸化水素および線照射による反応を調べ、定比のUO $_{2.0}$ と過定比のUO $_{2.3}$ との間で反応挙動を比較した。その結果、定比のUO $_{2.0}$ は酸化還元反応に高い活性を示し、表面の酸化反応は速やかに進み、酸化反応の進展とともに徐々にウランの溶出が加速されることが観測された。一方で、過定比のUO $_{2.3}$ は反応性は低いものの、酸化反応が生じると速やかにウランが溶出することが分かった。また、過酸化水素による反応と線照射による反応を比較した結果、ウランの溶出ダイナミクスは酸化剤の濃度に依存して変化することが分かった。そのため、使用済燃料等で想定される放射線による酸化反応を検討する場合、高濃度の酸化剤を用いた試験では、ウランの溶出反応を過小評価する可能性があることを明らかにした。

論文

Dissolution and chemical analysis of Zr-based lanthanide nitrides

林博和; 千葉力也*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.196 - 199, 2018/11

https://doi.org/10.15669/pnst.5.196

原子力機構は、加速器駆動システム(ADS)用マイナーアクチノイド(MA)核変換燃料としてウランを含まないMA窒化物燃料の研究開発を実施している。本研究では、MA核変換燃料の第一候補である、窒化ジルコニウム(ZrN)を不活性母材として用いる窒化物固溶体について、ランタノイド元素を超ウラン元素の模擬物質として用いた硝酸中への溶解挙動測定試験を行った。その結果、ZrN粉末試料の8M硝酸への溶解は室温で約100日、約110 $^{circ}$ Cでの加熱条件下で15時間かかるのに対し、0.4DyN-0.6ZrN固溶体粉末試料は室温の8M硝酸中に容易に溶解することを示した。また、0.4DyN-0.6ZrN固溶体粉末試料を硝酸で溶解した溶液の化学分析試験によって、試料の組成を測定した。

論文

Corrosion behavior of ODS steels with several chromium contents in hot nitric acid solutions

丹野敬嗣; 竹内正行; 大塚智史; 皆藤威二

Journal of Nuclear Materials, 494, p.219 - 226, 2017/10

BB2016-1307.pdf:0.6MB

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2017.07.008

被引用回数：23 パーセンタイル：87.09(Materials Science, Multidisciplinary)

高速炉用に酸化物分散強化型(ODS)鋼燃料被覆管の開発が進められている。原子力機構では9および11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼をその候補材料としている。被覆管からの腐食生成物が再処理工程に及ぼす影響を見積もるためには、その腐食挙動を評価しておく必要がある。本研究では95 $^{circ}$ Cの硝酸溶液中で基礎的な浸漬試験および電気化学試験を系統的に実施した。腐食速度は有効Cr濃度(Cr $_{rm eff}$ )および硝酸濃度の増加に対して、指数関数的に低下した。酸化性イオンの添加も腐食速度を低下させた。取得した分極曲線や浸漬後の表面観察結果より、低Cr $_{rm eff}$ と希硝酸の組み合わせでは浸漬初期に活性溶解が発生し、腐食速度が大きくなることが分かった。一方、高Cr $_{rm eff}$ と比較的高濃度の硝酸、あるいは酸化性イオンの添加の組み合わせは不働態化を促進し、腐食速度を低下させることが分かった。

論文

地層処分人工バリアの設定値に関する考察,1; ガラス固化体の溶解寿命

大江俊昭*; 若杉圭一郎

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.27 - 32, 2017/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.24.1_27

地層処分におけるガラス固化体の溶解寿命を再評価した。我が国での地層処分の技術的可能性を論じた報告では、時間と共に処分温度が低下することや表面積が減少することなどを無視しているため、ガラス固化体の溶解寿命は約7万年と過小評価されている。しかし、これらの変化は物理的に確実に起こるものであるので、これらを無視せずに再評価を試みた。表面積の変化を考慮するために亀裂を有するガラス固化体を3つのモデル、すなわち、単一平板、単一粒径の小球群、べき乗粒径分布を持つ小球群、で表現した。すべてのモデルの全体積は円柱状のガラス固化体と同じで、製造時の割れを考慮して全表面積は円柱状のそれの10倍とした。寿命評価の結果、初期量の50%が溶解するまでの時間は、3つのモデルとも10万年を超え、溶解寿命は26-70万年となった。これから、従来の評価ではガラス固化体が核種を保持する能力が過小評価されていることが判った。

論文

Sensitivity analysis on safety functions of engineered and natural barriers for fuel debris disposal

島田太郎; 西村優基; 武田聖司

MRS Advances (Internet), 2(12), p.687 - 692, 2017/01

https://doi.org/10.1557/adv.2017.24

東京電力福島第一発電所の事故で発生した燃料デブリは、その特性調査が開始された段階であり、具体的な処分方法は示されていない。本研究では、燃料デブリ処分に求められるバリア機能を予察的に把握するため、HLWと同様の地層処分概念を前提に、既往文献から核種量や廃棄体形状を仮想し、燃料デブリ特性、人工バリア及び天然バリアの不確実性を想定した核種移行の感度解析を行った。その結果、燃料デブリの主要核種である $^{238}$ Uを含む4n+2系列核種の天然バリア出口での移行フラックスは、燃料デブリ特性や人工バリアの不確実性を考慮しても、天然バリアの性能が確保されればHLWと同程度に収まり、また、他の系列及びFP核種の移行フラックスはHLWを下回ることがわかった。一方、燃料デブリ特有の $^{14}$ C, $^{129}$ Iについては、燃料デブリからの瞬時放出割合の感度が高く、これら核種の放出時の物理化学特性の把握が重要であることを示した。

論文

諸外国における使用済燃料直接処分のソースターム評価,2; 使用済燃料および構造材の溶解速度評価

北村暁; 近沢孝弘*; 赤堀邦晃*; 舘幸男

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.55 - 72, 2016/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.23.1_55

わが国では、従前の高レベル放射性廃棄物の地層処分に加えて、使用済燃料を直接深地層中に処分する方策(以下、直接処分)など、代替処分オプションに関する調査・研究が開始されている。このことを受け、直接処分の安全評価に必要となるパラメータのうち、使用済燃料および構造材(ジルカロイ被覆管や制御棒など)の溶解速度の設定に資することを目的として、直接処分の安全評価を進めている欧米各国の設定値を一覧するとともに、設定根拠および不確実性評価について調査した。欧州各国は設定にあたって欧州委員会主催のプロジェクトの成果を踏まえていることから、その内容についても概説した。溶解速度設定の根拠となる実測値については、各国とも共通して用いられているものが多く、得られた設定値についても類似しているものが多く見受けられた。また、不確実性については定量的な評価が難しいことから、各国とも保守的にパラメータを設定している様子が見受けられた。以上の内容は、わが国の直接処分の安全評価における溶解速度の設定の基盤情報として有効である。

報告書

Zr-93の質量分析を目的としたZr-91濃縮安定同位体標準液の調製

今田未来; 浅井志保; 半澤有希子; 間柄正明

JAEA-Technology 2015-054, 22 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-054.pdf:3.44MB

ICP-MSを用いた同位体希釈質量分析法(IDMS)により、使用済燃料や高レベル放射性廃棄物中に存在する長寿命核種Zr-93を定量するためのスパイクとする標準液を、Zr-91濃縮安定同位体標準(以下、Zr-91標準)を金属の状態で入手し溶解して調製することとした。Zr-91標準を溶解する前に、模擬金属Zr試料を用いて溶解条件を検討した。最適な条件であった3v/v% HF-1 M HNO混合溶媒0.2mLによってZr-91標準2mgを溶解し、1M HNOを用いて希釈して濃度を約1000g/gとした。市販のZr元素標準液をスパイクとして、ICP-MSを用いたIDMSによりZr-91標準溶解液の濃度を(9.61.0)10g/gと決定した。定量結果が予測したZr濃度と一致したことから、Zr-91標準溶解液は化学的に安定な状態で存在していること、及びZr-91標準溶解液中の不純物測定結果から不純物の有意な混入がないことを確認した。これらの結果から、調製したZr-91標準溶解液は、Zr-93分析用の濃縮安定同位体標準液として十分な品質を有していることが示された。

論文

Calcium silicate hydrate (C-S-H) gel solubility data and a discrete solid phase model at 25 $^{circ}$ C based on two binary non-ideal solid solutions

Walker, C.; 須藤俊吉; 小田治恵; 三原守弘; 本田明

Cement and Concrete Research, 79, p.1 - 30, 2016/01

https://doi.org/10.1016/j.cemconres.2015.07.006

被引用回数：84 パーセンタイル：90.60(Construction & Building Technology)

セメント系材料の変質挙動を定量的に予測するためには、カルシウムシリケート水和物ゲル(C-S-H)の溶解挙動をモデル化することが重要である。本研究では、C-S-Hゲルの溶解データの実験値について、既往の文献値とCa/Si比0.20.83における新規データとを収集・抽出した。これらのデータを用いて、水溶液中における二組の二元系非理想固溶体(SSAS)とみなし、離散的なCa/Si比を有する固相(DSP)として設定したC-S-Hゲルの溶解モデルを構築した。本研究で構築したDSP型のC-S-Hゲルの溶解モデルの特長は、Ca/Si比2.70でのC-S-Hゲルの溶解データ(pH値、Ca濃度及びSi濃度)の再現性が良好であること、Ca/Si比1.65以上ではポルトランダイトを含むこと、Ca/Si比0.85での調和溶解を再現すること、Ca/Si比0.55以下でアモルファスシリカを含むことである。Ca/Si比0.55以下でアモルファスシリカを含むことは、本研究におけるIR分析によって確認された。