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論文

再処理施設におけるジルコニウムの応力腐食割れ評価に関する考察

橋倉 靖明*; 石島 暖大; 中原 将海; 佐野 雄一; 上野 文義; 阿部 仁

保全学, 19(3), p.95 - 102, 2020/10

プルトニウム濃縮缶を対象とし、硝酸及び硝酸ナトリウム水溶液を用いて、印加電位を制御した定荷重引張試験及び電気化学試験を実施した。その結果を用い、硝酸濃度-き裂発生電位マップを作成した。また、応力腐食割れの可能性を評価する際には、硝酸だけでなく、硝酸塩に配位した硝酸イオン濃度も考慮する必要があることが明らかとなった。

論文

Influence of plutonyl ion on electrochemical characterization of zirconium in plutonium nitrate solutions

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則

Radiochimica Acta, 108(9), p.701 - 706, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

再処理施設におけるZr製のプルトニウム蒸発缶の腐食挙動を評価するために、Pu硝酸溶液を用いた電気化学試験によりPuO$$_{2}$$$$^{2+}$$の影響を評価した。7mol dm$$^{-3}$$ HNO$$_{3}$$のPu硝酸溶液におけるZrの最大自然浸漬電位は約1Vであった。しかしながら、本試験条件下では高いPuO$$_{2}$$$$^{2+}$$濃度においても重大な変化はみられず、Zrは高い耐食性を示した。

論文

Electrochemical properties of zirconium in highly concentrated plutonium nitrate solution

中原 将海; 佐野 雄一; 阿部 仁

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.52 - 55, 2018/11

商用再処理施設におけるZr製のPu濃縮缶の高経年変化に対する評価に資するため、硝酸Pu溶液を用いた電気化学試験を行った。Zrの自然浸漬電位は、Pu濃度、HNO$$_{3}$$濃度及び温度が増加するに従い上昇する傾向を示した。しかしながら、本試験結果からはZrは、硝酸Pu溶液に対して十分な耐食性を示すことが示唆された。

論文

Partitioning of plutonium by acid split method with dissolver solution derived from irradiated fast reactor fuel with high concentration of plutonium

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則; 竹内 正行

Journal of Chemical Engineering of Japan, 51(3), p.237 - 242, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:9.06(Engineering, Chemical)

酸分配法における高Pu濃度フィード溶液条件におけるPuの分配挙動を調べるため、向流多段試験を行った。フィード溶液に比べてU/PuプロダクトのPu富荷度を1.51倍に高めることができた。Pu分配工程において、Pu重合体や第三相の生成はみられず、安定して遠心抽出器の運転が行われた。

論文

Actinides recovery from irradiated fuel for SmART cycle

佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 竹内 正行

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/09

CPFにおいて照射済燃料から数gのMAを回収し、AGFにおいてMA含有MOX燃料を製造した後、常陽において照射試験を行うSmARTサイクル構想を進めている。本報告では、CPFで実施したMAを含むアクチニド回収に係る研究開発について、過去実施した溶媒抽出法及び抽出クロマトグラフィによるアクチニド回収技術をレビューするとともに、SmARTサイクルの一環として実施した各方法によるアクチニド回収試験の概要をまとめた。

論文

Minor actinides recovery from irradiated fuel for SmART cycle test

竹内 正行; 佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 小藤 博英; 小泉 務; 水野 朋保

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

SmART cycle test has been promoted for reduction of volume and radiotoxicity of vitrified waste. It is a fuel cycle test using small amount of minor actinides (MA) in irradiated FBR fuels. The plan includes U, Pu and MA partitioning, fuel fabrication, irradiation at FBR and post irradiation examination. In this paper, a series of radioactive tests for MA partitioning from the irradiated fuel were mainly focused. As treatment of the irradiated fuel, it was sheared and dissolved by hot nitric acid, and then, U, Pu and Np in the dissolved fuel solution are co-extracted by solvent extraction. Am and Cm in the raffinate are efficiently separated by chromatographic technique. The target of MA yield for this cycle test is more than 1g to fabricate MOX pellets bearing 5% MA. As the current status for the MA partitioning, we have successfully finished the shearing and dissolution of the irradiated FBR fuel and solvent extraction process and the two steps flowsheet for Am and Cm partitioning from the raffinate and denitration behavior of separation product solution was discussed.

論文

SPECT imaging of mice with $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceuticals obtained from $$^{99}$$Mo produced by $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo and fission of $$^{235}$$U

橋本 和幸; 永井 泰樹; 川端 方子; 佐藤 望*; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司*; 太田 雅之; 今野 力; 落合 謙太郎; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 84(4), p.043202_1 - 043202_4, 2015/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:53(Physics, Multidisciplinary)

The distribution of $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceutical in mouse was obtained with SPECT for the first time using $$^{99m}$$Tc, which was separated by thermochromatography from $$^{99}$$Mo produced via the $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo reaction with accelerator neutrons. The SPECT image was comparable with that obtained from a fission product $$^{99}$$Mo. Radionuclidic purity and radiochemical purity of the separated $$^{99m}$$Tc and its aluminum concentration met the United States Pharmacopeia regulatory requirements for $$^{99m}$$Tc from the fission product $$^{99}$$Mo. These results provide important evidence that $$^{99m}$$Tc radiopharmaceutical formulated using the $$(n,2n)$$ $$^{99}$$Mo can be a promising substitute for the fission product $$^{99}$$Mo. A current and forthcoming problem to ensure a reliable and constant supply of $$^{99}$$Mo in Japan can be partially mitigated.

論文

Tolerance of anhydrobiotic eggs of the tardigrade ${it Ramazzottius varieornatus}$ to extreme environments

堀川 大樹*; 山口 理美*; 坂下 哲哉; 田中 大介*; 浜田 信行*; 行弘 文子*; 桑原 宏和*; 國枝 武和*; 渡邊 匡彦*; 中原 雄一*; et al.

Astrobiology, 12(4), p.283 - 289, 2012/04

 被引用回数:23 パーセンタイル:68.76(Astronomy & Astrophysics)

クマムシの乾燥休眠状態である卵の孵化率について、宇宙空間の特徴的な極限環境要因である放射線(Heイオン線),極低温,高真空に対する耐性を調べた。その結果、50%が孵化できない線量が約500Gy, -196度に曝されても70%以上が孵化し、6$$times$$10$$^{-5}$$Paの高真空においた後でも孵化することができることがわかった。以上の結果から、宇宙空間であってもクマムシの耐性能力により、乾眠状態であるならば、存在できる可能性が示唆された。

論文

Anhydrobiosis-associated nuclear DNA damage and repair in the Sleeping Chironomid; Linkage with radioresistance

Gusev, O.*; 中原 雄一*; Vanyagina, V.*; Malutina, L.*; Cornette, R.*; 坂下 哲哉; 浜田 信行*; 黄川田 隆洋*; 小林 泰彦; 奥田 隆*

PLoS ONE (Internet), 5(11), p.e14008_1 - e14008_9, 2010/11

 被引用回数:52 パーセンタイル:75.76(Multidisciplinary Sciences)

これまでに、クリプトビオシス状態(体内の水分をほぼ完全に失っても生命を維持できる状態)のネムリユスリカは放射線耐性が上昇していることを明らかにしてきた。その原因として考えられてきたトレハロースによる生体分子保護機構に加えて、今回、高いDNA修復能力と活性酸素除去機構を発見した。コメットアッセイを用いて、クリプトビオシス状態でも70GyのHeイオンを浴びた幼虫と同程度の損傷(DNA切断)を負っていること、蘇生後約4日間でほぼ完全にこの損傷が修復できることがわかった。また、遺伝子発現解析により、クリプトビオシス誘導時には、DNA修復や活性酸素除去,シャペロンにかかわる遺伝子の発現が上昇することが明らかとなった。

論文

Uranium, plutonium and neptunium co-recovery with high nitric acid concentration in extraction section by simplified solvent extraction process

中原 将海; 佐野 雄一

Radiochimica Acta, 97(12), p.727 - 731, 2009/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.97(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

U, Pu及びNp共回収を目的とした簡素化溶媒抽出プロセスにおけるNp挙動の研究を行った。高HNO$$_{3}$$濃度フィード溶液と高HNO$$_{3}$$濃度洗浄液の2つのフローシートについて照射済燃料溶解液を用いた試験を行った。Npの回収は、高HNO$$_{3}$$濃度フィード溶液の方が効率的に行われた。これは、フィード溶液内で非抽出性のNp(V)が効率的に抽出性のNp(VI)に酸化し、また抽出工程におけるHNO$$_{2}$$の影響が小さくなるためである。

論文

Neutron activation analysis of trace elements in Japanese hormesis cosmetics

古田 悦子*; 中原 弘道*; 初川 雄一; 松江 秀明; 坂根 仁*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 278(3), p.553 - 557, 2008/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.09(Chemistry, Analytical)

日本ではインターネットを通して販売されている化粧品の一部に、放射線ホルミシス効果を謳った商品がある。放射線ホルミシス効果とは、低線量放射線によって、高線量で起こる障害とは異なるプラスの刺激効果が生じることを指す。低線量放射線生体影響の評価が各種研究機関において行われてきているが、そのほとんどは、X線照射による小型動物あるいは細胞レベルでの研究である。放射線ホルミシス効果があるとする化粧品の場合、放射性同位元素(RI)を含む可能性が高い。RIによるホルミシス効果の研究は進んでいるとはいえない。本研究は、INAA, NAAMG, PGAA, SEM-EDXによるホルミシス化粧品の成分分析、及び、放射線源による人体影響について評価検討を行うことを目的とする。

報告書

簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNp共回収; 抽出段の高硝酸濃度化に伴うNpの抽出挙動への影響評価

中原 将海; 佐野 雄一; 小泉 務

JAEA-Research 2008-078, 24 Pages, 2008/10

JAEA-Research-2008-078.pdf:0.98MB

先進湿式再処理プロセスに関連して、U, Pu及びNp共回収を目的とした簡素化溶媒抽出法の研究が行われている。本研究では、低HNO$$_{3}$$濃度のフィード溶液及び高HNO$$_{3}$$濃度の洗浄液を採用することにより、抽出段を高HNO$$_{3}$$濃度に調整し、Npの抽出挙動に及ぼす影響を評価する。本試験は、「常陽」Mk-I及びMk-II照射済炉心燃料溶解液をフィード溶液として用いた。フィード溶液中のPuの原子価はNOxガスを吹き込むことによりPu(IV)に調整した。また、フィード溶液及び洗浄液のHNO$$_{3}$$濃度を3.9M及び10Mに調製し、抽出段においてNp(V)からNp(VI)への酸化反応の促進を試みた。抽出段におけるHNO$$_{3}$$濃度の増加により、押出運転後におけるNpの物質収支については、ラフィネートへ6.3%リークし、プロダクトへは91.2%回収された。この結果より、洗浄液の高HNO$$_{3}$$濃度化は、Npの回収において有効であることを確認した。また、プロダクト中のU, Puに対するtotal-$$gamma$$の除染係数は、5.1$$times$$10$$^{4}$$であり、過去の試験とほぼ同等の値を示した。

論文

Establishment of a rearing system of the extremotolerant tardigrade ${it Ramazzottius varieornatus}$; A New model animal for astrobiology

堀川 大樹*; 國枝 武和*; 阿部 渉*; 渡邊 匡彦*; 中原 雄一*; 行弘 文子*; 坂下 哲哉; 浜田 信行*; 和田 成一*; 舟山 知夫; et al.

Astrobiology, 8(3), p.549 - 556, 2008/06

 被引用回数:94 パーセンタイル:90.99(Astronomy & Astrophysics)

クマムシの一種、ヨコヅナクマムシ${it Ramazzottius varieornatus}$が藻類${it Chlorella vulgaris}$を餌として培養可能であることを報告する。本飼育条件にて、クマムシの平均寿命は35日、卵の孵化に要する時間が5.7日、孵化後9日で排卵した。本種の培養個体の乾眠能力を調査したところ、卵,幼体,成体のいずれの発生段階においても乾眠に移行できることがわかった。さらに、乾眠状態の成体は-196$$^{circ}$$Cの超低温や100$$^{circ}$$Cの高温,99.8%のアセトニトリル,1GPaの超高圧,5000Gyの$$^{4}$$Heイオン照射にも耐えうることがわかった。以上の結果から、ヨコヅナクマムシは、宇宙生物学における多細胞生物研究のモデルとして有用であると考えられる。

論文

Uranium, plutonium and neptunium co-recovery with irradiated fast reactor MOX fuel by single cycle extraction process

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則; 鷲谷 忠博; 小巻 順

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05

マイナーアクチニドのうち、NpはNp(IV)もしくはNp(VI)においてリン酸トリブチル(TBP)にU及びPuとともに抽出することが可能である。このプロセスでは、分配,精製工程を削除し、単サイクルによりU, Pu及びNpを一括回収するフローシートを設定した。本研究は、高速炉「常陽」の照射済燃料溶解液を使用し、ミキサセトラより滞留時間の短い遠心抽出器により実施した。フィード溶液は、高HNO$$_{3}$$濃度に調整し、TBPに抽出可能なようにNp(VI)への酸化を試みた。これによりNpはU, Puとともに約99%回収可能であった。一連の研究により、フィード溶液の高HNO$$_{3}$$濃度化は、Npの回収において有効であることが実証できた。

論文

Dissolution of powdered spent fuel and U crystallization from actual dissolver solution for "NEXT" process development

野村 和則; 比内 浩; 中原 将海; 鍛治 直也; 紙谷 正仁; 大山 孝一; 佐野 雄一; 鷲谷 忠博; 小巻 順

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05

U crystallization process from the dissolver solution of the spent nuclear fuel has been developed as one of the key essential technologies for the "NEXT" process development. Since several tens % of U is supposed to be recovered at the crystallization process, it is expected to reduce the total mass of nuclear material to be treated in the solvent extraction process. For the U crystallization, it is desirable to prepare the dissolver solution of relatively high U concentration. Although the conventional dissolution method needs significantly long dissolution time in order to obtain the dissolver solution of high U concentration with high dissolution ratio, it is expected the effective dissolution is achieved by powderizing the spent fuel. The beaker-scale experiments on the effective powdered fuel dissolution and the U crystallization from dissolver solution with the irradiated MOX fuel from the experimental fast reactor "JOYO" were carried out at the Chemical Processing Facility (CPF) in Tokai Research and Development Center. The powdered fuel was effectively dissolved into the nitric acid solution and the results were compared with the calculation results of the simulation model. In the U crystallization trials, U crystal was obtained from the actual dissolver solution without any addition of reagent.

論文

Radiation tolerance linked to anhydrobiosis in ${it Polypedilum vanderplanki}$

中原 雄一*; 渡邊 匡彦*; 黄川田 隆洋*; 藤田 昭彦*; 堀川 大樹*; 奥田 隆*; 坂下 哲哉; 舟山 知夫; 浜田 信行*; 和田 成一*; et al.

JAEA-Review 2007-060, JAEA Takasaki Annual Report 2006, P. 113, 2008/03

本研究では、4種類のネムリユスリカ幼虫:(1)非乾燥幼虫,(2)非乾燥と乾燥との中間に位置する中間体幼虫,(3)乾燥幼虫,(4)乾燥から水に戻してすぐの幼虫について高LET放射線の影響を調べた。中間体幼虫と水に戻してすぐの幼虫は、非乾燥幼虫と比べてより長い期間生存した。これは、非乾燥幼虫であっても放射線耐性が増強することを意味する。乾燥幼虫になるための生理的変化トレハロースの蓄積,損傷修復能力の増加は、非乾燥幼虫の放射線耐性の増強と良い相関があった。加えて、乾燥幼虫は4種類の幼虫の中で最も放射線耐性が強かった。

論文

Uranium crystallization study with irradiated MOX fuel

野村 和則; 中原 将海; 矢野 公彦; 佐野 雄一; 柴田 淳広; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Symposium on EcoTopia Science 2007 (ISETS '07) (CD-ROM), p.1058 - 1061, 2007/11

The uranium crystallization study has been carried out with various solutions. Several tens % of uranium was recovered from the simulated dissolver solution. As the results of the tests, pre-adjustment of the plutonium valence to (+4) was necessary to prevent plutonium co-crystallizing with uranium. Among the fission products, cesium behavior in some trials with the actual dissolver solution was different from that with the simulated dissolver solution. Decontamination factor of cesium to uranium crystals was about 100 in the simulated dissolver solution tests. From the other trials, however, it was suggested that the cesium was precipitated, and accompanied with uranium crystals. This cesium behavior is under investigation while the modification of the process conditions of the uranium crystallization and a new technology of crystal purification has been studying.

論文

Physiological changes leading to anhydrobiosis improve radiation tolerance in ${it Polypedilum vanderplanki}$ larvae

渡邊 匡彦*; 中原 雄一*; 坂下 哲哉; 黄川田 隆洋*; 藤田 昭彦*; 浜田 信行*; 堀川 大樹*; 和田 成一*; 小林 泰彦; 奥田 隆*

Journal of Insect Physiology, 53(6), p.573 - 579, 2007/06

 被引用回数:20 パーセンタイル:65.12(Entomology)

本研究では、4種類のネムリユスリカ幼虫:(1)非乾燥幼虫,(2)非乾燥と乾燥との中間に位置する中間体幼虫,(3)乾燥幼虫,(4)乾燥から水に戻してすぐの幼虫について高LET放射線の影響を調べた。中間体幼虫と水に戻してすぐの幼虫は、非乾燥幼虫と比べてより長い期間生存した。これは、非乾燥幼虫であっても放射線耐性が増強することを意味する。乾燥幼虫になるための生理的変化(トレハロースの蓄積,損傷修復能力の増加)は、非乾燥幼虫の放射線耐性の増強と良い相関があった。加えて、乾燥幼虫は4種類の幼虫の中で最も放射線耐性が強かった。

論文

Separation of actinide elements by solvent extraction using centrifugal contactors in the NEXT process

中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.373 - 381, 2007/03

 被引用回数:27 パーセンタイル:85.03(Nuclear Science & Technology)

NEXTプロセスと名付けられた先進湿式再処理プロセスに関連して、環境負荷低減の観点から簡素化溶媒抽出法によりU, Pu及びNpの共回収、SETFICS法によりAm及びCmの回収が試みられている。単サイクルフローシートを用いたU, Pu及びNpの共回収は、フィード溶液又は洗浄液の高硝酸濃度条件下にて実施した。このうち、フィード溶液を高硝酸濃度に調整した条件においては、フィード溶液中だけでなく、抽出段においてもNp(VI)への酸化を促進することができた。これにより、NpはTBPにより抽出され、U, Pu及びNpを共回収することができた。SETFICS法においては、金属装荷度を増加させるため、TRUEX溶媒を0.2M CMPO/1.0M TBPから0.2M CMPO/1.4M TBPへ変更した。また、「ソルトフリー」の観点から、硝酸ナトリウムに代えて硝酸ヒドロキシルアミンを適用した。この結果、Am及びCmをプロダクト溶液へと回収することができた。高装荷フローシートにおいては、以前のフローシートを比べ、水相廃液及び廃溶媒の流量は、それぞれ47%及び54%ほど減少が見込まれた。本研究では、NEXTプロセスにおける簡素化溶媒抽出法及びSETFICS法のフローシートの有用性を実証することができた。

論文

Effects of heavy ions and $$gamma$$-ray on the tardigrade ${it Milnesium tardigradum}$

堀川 大樹*; 坂下 哲哉; 片桐 千仭*; 渡邊 匡彦*; 黄川田 隆洋*; 中原 雄一*; 浜田 信行*; 和田 成一*; 舟山 知夫; 東 正剛*; et al.

JAEA-Review 2006-042, JAEA Takasaki Annual Report 2005, P. 116, 2007/02

クマムシとは、緩歩動物門に属する動物群の総称である。陸生クマムシは、乾燥して無代謝状態であるanhydrobiosis(cryptobiosis)に移行する特徴がある。クマムシは、このanhydrobiosis状態において、さまざまな種類の極限環境(高温・低温・高圧・有機溶媒の暴露など)に耐性を示すことが知られている。クマムシにおける耐性機構を調査することは、高等生物の極限環境耐性獲得の可能性につながると思われる。そこで、この生物における放射線耐性に着目し、クマムシの一種・オニクマムシ(${it Milnesium tardigradum}$)のイオンビームと$$gamma$$線照射に対する耐性を調査した。活動状態とanhydrobiosis状態における放射線耐性を比較したところ、活動状態のクマムシの方がより高い耐性をもつことが示唆された。また、オニクマムシが$$gamma$$線よりもイオンビームに対してより高い耐性を示すことがわかった。

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