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Falyouna, O.*; Maamoun, I.; Ghosh, S.*; Malloum, A.*; Othmani, A.*; Eljamal, O.*; Amen, T. W. M.*; Oroke, A.*; Bornman, C.*; Ahmadi, S.*; et al.
Journal of Molecular Liquids, 368, Part B, p.120726_1 - 120726_25, 2022/12
被引用回数：5 パーセンタイル：42.74(Chemistry, Physical)Despite the carcinogenic and other adverse health effects ofchloramphenicol (CAP), it is frequently detected in different water sources (e.g., groundwater, surface water, wastewater effluents, etc.) due to ongoing, illegal, and abusive application of CAP in veterinary medicine. Although extensive research has been carried out to develop effective treatment technologies to remove the persistent CAP from aqueous mediums, yet there is no critical review of these studies to the best of our reach This review will be the first in the literature to comprehensively summarize the state-of-the-art treatment techniques for CAP removal from water. We report the removal of CAP by adsorption, biodegradation, nanoscale zerovalent iron technology (nZVI), and advanced oxidation processes (AOPs). The result shows that carbon-based adsorbents have more q
equal 892.86 mg/g for Porous carbon material from 
. The Langmuir- Freundlich isotherm and pseudo-second order kinetics model were reported to best describe the isotherm and kinetic model respectively. Removing the CAP via biodegradation would achieve the advantages of low operating costs, and environmental friendliness. The process of AOPs among the various treatment options can be a promising method for CAP degradation in water. This review comprehensively summarizes the state-of-the-art treatment techniques for CAP removal from water. Particularly, serving as an inclusive reference for future researchers to easily define the research gabs in the literature and plan for their future work in developing novel treatment methods to decontaminate CA-contaminated waters.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2020-043, 116 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-043.pdf:7.74MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微粒子飛散を効果的に抑制する技術を開発しており、実験の結果、水ミストを使ってスプレイする方法がエアロゾル除去効率と除去率を改善する上で効果的かつ適用可能な手法であることが分かった。また燃料デブリを固めて切断時に微粒子飛散を抑制する手法として、ジオポリマーによる固化手法に注目し、同材の強度、熱伝導率や切断粉の特徴を把握するとともに、RPV施工時における温度分布や流動に関するシミュレーションを実施した。
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06
ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。
瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
梅澤 克洋; 森本 靖之; 中山 卓也; 中桐 俊男
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05
原子力機構人形峠環境技術センターは2016年12月に「ウランと環境研究プラットフォーム構想」を発表した。その一環として、われわれは、ウラン廃棄物工学研究を実施している。本研究の目的は、ウラン廃棄物の安全かつ合理的な処分に必要な処理技術を確立することである。具体的には、廃棄物中のウランや有害物質のインベントリを把握し、廃棄物中のそれらの濃度を、浅地中処分が可能な濃度に低減し、廃棄体の形態で処分する技術を開発することが必要である。廃棄物中のウランと有害物質の濃度を低減して処分するために、われわれは下記の課題に取り組んでいる。(1)ウランのインベントリ調査:ドラム缶中のウラン量や化学形態を調査している。(2)金属・コンクリート廃棄物の除染技術の開発:ウランで汚染された金属やコンクリートの除染方法を調査している。(3)有害物質の除去・無害化・固定化技術の開発:廃棄物中の有害物質の種類、量を調査している。また、有害物質の除去・無害化・固定化対策を調査している。(4)スラッジ類からのウラン除去技術の開発:多種類のスラッジに適用できる、スラッジからウランを除去する処理方法を検討している。(5)ウラン放射能測定技術:ウラン放射能測定の定量精度を向上させるとともに、測定時間を短縮化させる方法を調査、検討している。ウラン廃棄物工学研究の最終段階では、小規模フィールド試験及び埋設実証試験が計画されている。これらの試験の目的は、ウラン廃棄物の処分技術を実証することである。
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。
仲吉 彬; 池内 宏知; 北垣 徹; 鷲谷 忠博; Bouyer, V.*; Journeau, C.*; Piluso, P.*; Excoffier, E.*; David, C.*; Testud, V.*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
A large-scale Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) test (VF-U1) under the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) conditions (core material composition, concrete, and decay heat) was conducted at the large MCCI test facility (VULCANO) owned by French Alternative Energies and Atomic Energy Commission (CEA) in France. About 50 kg of simulated debris was melted and brought into contact with concrete to erode concrete under 1F conditions. After cooling, the concrete test section (concrete and MCCI product) was dismantled. Main observations of the structure of solidified pool (crust, porosity, oxide/metal layer, etc.) and of the ablation are given. The technical results obtained herein are summarized, and they provide interesting knowledge that will help with the decommissioning of 1F.
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08
A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.
Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。
堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。
小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。
川瀬 啓一
Global Environmental Research (Internet), 20(1&2), p.83 - 90, 2017/03
東京電力福島第一原子力発電所の事故により放出された放射性物質による環境汚染に対処するために、原子力機構は国の委託を受け除染モデル実証事業を実施した。この事業では、様々な除染対象物に適用する除染手法の選定、除染効果の評価などを行い、その後実施されている本格的な除染作業に必要な知見を得ることができた。本報告では、除染モデル実証事業で得られた知見に基づき、生活圏における環境回復のための除染技術についての解説を行う。
濱本 真平; 根本 隆弘; 関田 健司; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2015-048, 62 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-048.pdf:2.58MB
高温ガス炉で使用される1次ヘリウムヘリウムに含まれる化学的不純物の組成に依存して起こる脱炭現象は、炭化物の析出によって強化された合金に著しい強度低下を起こす。そのため、高温工学試験研究炉(HTTR)の1次ヘリウム純化設備は、不純物の発生速度を予測して1次ヘリウム純化設備の容量を設定することで、浸炭性雰囲気が形成されるように設計されている。これまでに、HTTRの運転中の1次ヘリウム中の雰囲気は、浸炭性が形成されていることが確認されているが、実用高温ガス炉では長期間の運転するため、運転期間中に不純物の発生速度が変化することを考慮しなければならない。変化する不純物発生速度に対する一つの対策として、1次ヘリウム純化設備の能力を運転中に制御し、除去速度を制御する方法がある。脱炭性を浸炭性に改善するためには、H
とCOの濃度を増加させることが有効であり、そのためにはHTTRの1次ヘリウム純化設備のうち、酸化銅反応筒(CuOT)の除去効率を下げることで可能となる。そこで、CuOTの効率を明らかにするため、HTTRの既設の1次ヘリウム純化設備にHとCOの混合ガスを注入し、CuOTの効率の温度依存性及び不純物濃度依存性を測定する実験を行った。実験の結果、CuOTの温度を50
Cから110Cに調整すれば、Hの除去量を低減できること、またCuOTの温度制御が原子炉の1次冷却系に影響しないことを明らかにした。これらの結果から、実用高温ガス炉で任意の不純物環境を形成する方法として、1次ヘリウム純化設備の除去効率を制御する技術を実機に適用できることを明らかにした。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
中村 仁宣; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 海野 良典; 藤咲 栄; 木村 隆志; 栗田 勉
Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2015/07
MOX取扱施設においては、容易に取扱可能な種々の形態の核物質がグローブボックス内で使用されていることから、内部脅威者による核物質の盗取があった場合は、これを確実に検知し通報する必要がある。今回、核物質の盗取イベントを検知しセキュリティ対策に活用するための一例として、運転員による核物質の盗取に対する検知概念を、実際のグローブボックス作業を想定した測定試験を実施し、検討した。一般的に
線や中性子線のモニタリング等の放射線計測により盗取を検知する手法は容易に考えられるが、運転における核物質の移動(予定作業)と盗取のための核物質の移動(計画外)を区別することは極めて困難である。この課題を解決するため、新しい概念としてグローブボックスの負圧監視が有効と判断し、さらに中性子の監視を組み合わせることで解決できないか検討した。その結果、そのハイブリッドの手法は盗取を確実に検知でき、その情報を中央警報ステーション(CAS)に迅速かつ確実に通報できる機能を有するとともに、現在運用中の2人ルールを補完できる可能性があることが分かった。
Awual, M. R.
Chemical Engineering Journal, 266, p.368 - 375, 2015/04
被引用回数：642 パーセンタイル：99.94(Engineering, Environmental)The soft donor atoms containing organic ligand was prepared and then successfully immobilized onto the ordered nanomaterials to form facial adsorbent for copper(II) ions removal from water. The soft donor atoms of this ligand are actively working to make a stable complex formation with Cu(II) at a neutral pH region. It is also noted that the organic ligand was acted as receptors and able to transfer chemical information into analytical signals by charge transfer transudation during the detection operation.
Awual, M. R.; Hasan, M. M.*; Khaleque, M. A.*
Sensors and Actuators B; Chemical, 209, p.194 - 202, 2015/03
被引用回数：218 パーセンタイル：99.68(Chemistry, Analytical)Selenium occurs naturally in the environment and is toxic at elevated concentrations, which has been a challenging issue for environmental scientists. This work was devoted to the detection and removal the selenium (Se(IV)) from aqueous solutions using organic ligand an immobilized conjugate adsorbent. The organic ligand of (3-(3-(methoxycarbonyl) benzylidene)hydrazinyl) benzoic acid was synthesized and indirectly immobilized onto the mesoporous silica. The adsorbent was applied to detect and remove Se(IV) in aqueous solutions at optimum conditions. This adsorbent exhibited high surface area-to-volume ratios and pores were uniform nanostructures.
立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生
International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11
2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。
Awual, M. R.; Hasan, M. M.*; 井原 敏博*; 矢板 毅
Microporous and Mesoporous Materials, 197, p.331 - 338, 2014/10
被引用回数：182 パーセンタイル：99.2(Chemistry, Applied)Selenium is a very toxic element that at low concentration can affect human beings and living organisms. In this study, the ligand immobilized conjugate adsorbent was developed and selenium (Se(IV)) detection and removal from water were investigated. The conjugate adsorbent was successfully prepared by direct immobilization of organic ligand onto mesoporous inorganic silica. This technique achieved residual Se(IV) concentration less than 10 ppb, which is acceptable by water quality regulations. Therefore, the solid design adsorbent is efficient and cost-effective for selective Se(IV) detection and removal from water.
Allelein, H.-J.*; Auvinen, A.*; Ball, J.*; G
ntay, S.*; Herranz, L. E.*; 日高 昭秀; Jones, A. V.*; Kissane, M.*; Powers, D.*; Weber, G.*
NEA/CSNI/R(2009)5, 388 Pages, 2009/12
The TMI accident in 1979 motivated an interest in LWR source terms and resulted in the production of a supplement to the first state of the art report (SOAR) which concentrated on LWR aerosol issues. The second SOAR dealt with primary system FP release and transport that covers vapor the condensation on aerosols and aerosol agglomeration. The present third SOAR was prepared focusing on aerosol behavior in both the primary circuit and in containment such as mechanical resuspension, impact of chemistry, re-vaporization of deposits, charge effect, removal by spray, hydrogen-burn effects on suspended aerosols, penetration of aerosols through leak paths and so on. A large number of probabilistic safety analysis (PSA level 2) plant studies have been performed around the world, frequently involving aspects of aerosol behavior. This report provides some examples, including sensitivity studies that demonstrate the impact of aerosol-related processes.
