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particle diameters using an alpha-particle imaging detector森下 祐樹; 佐川 直貴; 高田 千恵; 百瀬 琢麿; 高崎 浩司
Radiation Protection Dosimetry, 199(13), p.1376 - 1383, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)内部被ばく線量を評価するためには、二酸化プルトニウム(PuO)粒子の直径(放射能中央空気力学直径)を評価することが非常に重要である。本研究では、
線イメージング検出器を用いてPuO粒子径を評価する手法を開発した。モンテカルロシミュレーションにより粒径の異なるPuO粒子をモデル化し、粒径ごとのエネルギースペクトルの形状の変化を評価した。
PuOの場合とPuO(Puの同位体組成を含む)の場合をモデル化した。得られたパラメータから重回帰分析を行い、PuO粒子径を求めた。シミュレートされた直径と回帰モデルで得られた直径はよく一致した。アルファ粒子イメージング検出器を使用する利点は、個々の粒子のアルファエネルギースペクトルを測定できることであり、これにより粒子径分布の正確な測定が可能になる。
-tetradodecyldiglycolamide (TDdDGA) by using mixer-settler extractors in a hot cell伴 康俊; 鈴木 英哉; 宝徳 忍; 川崎 倫弘*; 佐川 浩*; 筒井 菜緒; 松村 達郎
Solvent Extraction and Ion Exchange, 37(1), p.27 - 37, 2019/00
被引用回数：21 パーセンタイル：65.06(Chemistry, Multidisciplinary)ホットセル内のミキサセトラ抽出器に-tetradodecyldiglycolamide (TDdDGA)を適用した連続向流試験を行った。マイナアクチノイド(MA: Am及びCm)、希土類(RE: Y, La, Nd及びEu)及び他の核分裂生成物(Sr, Cs, Zr, Mo, Ru, Rh及びPd)を含む硝酸を抽出器に供給した。TDdDGAは供給液中のMA及びREを効果的に抽出する一方、他の核分裂生成物はほとんど抽出しなかった。抽出したMA及びREを0.02mol/dm
硝酸で逆抽出し、MA-REフラクションとして回収した。MA-REフラクションにおけるMA及びREの割合はそれぞれ
98%及び86%であった。これらの結果からMA及びREの抽出剤としてのTDdDGAの適用性を示した。
鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 黒澤 達也*; 佐川 浩*; 松村 達郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1163 - 1167, 2017/11
被引用回数：26 パーセンタイル：93.3(Nuclear Science & Technology)Am(III)とCm(III)との相互分離のための新規抽出剤として、5本の2-エチルヘキシル基を持つADAAM(EH)を開発した。ADAAM(EH)は、Nドナーのソフト性とOドナーのハード性を併せ持った多座配位子で、高硝酸濃度条件下において、Am(III)とCm(III)の分離係数5.5が得られた。さらに、ADAAM(EH)は高い実用性を有しており、ADAAM(EH)を用いて多段向流式ミキサセトラによる連続抽出試験を実施し、非常に良好なAm(III)とCm(III)の分離結果が得られた。
,-di(2-ethylhexyl)octanamide from nitric acid medium筒井 菜緒; 伴 康俊; 佐川 浩; 石井 翔; 松村 達郎
Solvent Extraction and Ion Exchange, 35(6), p.439 - 449, 2017/08
被引用回数：5 パーセンタイル：16.24(Chemistry, Multidisciplinary),-ジ(2-エチルヘキシル)オクタンアミド(DEHOA)による硝酸溶液中のウランに対する単段のバッチ抽出試験を行い、U(VI)の分配比計算式として
= 1.1![$$[rm NO^{-}_{3}]^{1.6}_{rm aq}[{rm DEHOA}]^{2}_{rm org}$$](/search/images/ERNVY2TNEBHE4XT1FV4V44ZTPVOV24ZRFY1H0X11LRZG0IDBOF4VW402OJWSARCFJBHUC5K3LZ3TE5K5PNOHE1JAN3ZGO5JE.gif)
を導出した。硝酸の分配についても評価を行い、分配比計算式として
= 0.12![$$[rm H^{+}]^{0.76}_{rm aq}[{rm DEHOA_{rm Free}}]_{rm H}$$](/search/images/ERNVY2TNEBEF24ZLPVOV24ZQFY1TM5K5PNOHE1JAMFYX0W11LRZG0ICEIVEE4QK5PNOHE1JAIZZGKZL3PVOV4402OJWSASD3EQ.gif)
を得た。さらに、DEHOAのU(VI)抽出の時間依存性及びU(VI)負荷容量評価のためのバッチ試験も行った。DEHOAによるU(VI)抽出は数分以内に抽出平衡に達し、DEHOAと硝酸の濃度がそれぞれ1.5及び3Mのときの負荷容量は0.71Mであった。
,-di(2-ethylhexyl)octanamide toward uranium from nitric acid筒井 菜緒; 伴 康俊; 佐川 浩; 石井 翔; 松村 達郎
Proceedings of 5th International Conference on Asian Nuclear Prospects 2016 (ANUP 2016) (CD-ROM), 2 Pages, 2016/10
単段バッチ法により,-ジ(2-エチルヘキシル)オクタンアミド(DEHOA)の硝酸中のウランに対する抽出特性を調べた。硝酸イオン濃度が2.0-3.0mol/dmのとき、DEHOAがウランを効率的に抽出するという実験結果を得た。
早船 浩樹; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大久保 努; 佐川 寛*; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03
JSFRに対する津波と地震評価の解析をした。耐震設計に関しては、近年の強地震における安全機器の機能は確認された。津波に関しては、最終ヒートシンクが海水である冷却水系を含む原子炉建屋の一部が浸水する可能性がある。しかし、JSFR設計では安全基準の機器は冷却水系(CCWS)から独立している。JSFRは自然対流DHRSのおかげで電力供給の迅速な復帰を必要としないので、JSFRの緊急電力供給は空気冷却のガスタービン系を採用する。長期に渡る全電源停止の場合でも、DHRSは緊急バッテリー又は手動で作動することができ、自然対流によって運転の継続が可能である。
近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06
JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。
篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸
JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12
JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB
原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120
C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。
高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行; 水庭 春美
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(6), p.911 - 918, 2011/06
被引用回数：12 パーセンタイル：66.82(Nuclear Science & Technology)プルトニウムを取扱施設において、プルトニウム汚染を分析するためのイメージングプレート(IP)を使ったオートラジオグラフィ法が開発し、ウランプルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造施設の作業場所のモニタリングに適用された。フェーディングの影響を考慮し、IPの光刺激蛍光(PSL)強度と放射線計測器で測定された放射能量との良い関係が、最小二乗法により得られた。このIP法によりプルトニウム汚染の放射能量はPSL画像から得られた。そして、それらの相対誤差は照射時間から評価された。
佐川 直貴; 山崎 巧; 黒澤 重行*; 井崎 賢二; 水庭 春美; 高崎 浩司
JAEA-Technology 2010-051, 35 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-051.pdf:1.83MB
イメージングプレートを用いた画像解析手法は最近の技術であり、放射能強度分布の情報をPSLという単位で得ることができるものである。われわれはMOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、放射線管理試料を用いてプルトニウム(Pu)のPSL画像について調査を行った。また、バックグラウンドを約99%除外する閾値によってPSL画像からスポットを抽出し、さらに40ピクセル以上のスポットを抽出することによってプルトニウムの識別を行った。そして識別したPuのスポット領域のPSL強度から平均バックグラウンドを差し引き、フェーディングを考慮した換算計数によってPuのスポットの放射能量を評価した。
小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 佐川 民雄
JAEA-Conf 2008-010, p.325 - 332, 2008/12
反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定手法(BEI法)は、スタズビック社により開発された照射後試験技術である。当該技術は被覆管中に析出した水素化物の反射電子像を撮影し、得られた像中の水素化物の面積率を画像解析にて計測することにより水素濃度を算出する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度を測定するのに非常に適した水素濃度測定法である。燃料試験施設では、このBEI法の試料調製法と画像解析法に改良を加え、より精度の高い「改良BEI法」を開発した。前回のJoint Seminarで既報の未照射被覆管を用いた確認試験において、改良BEI法と高温抽出法それぞれによって得られた水素濃度は良好な一致を示し、改良BEI法の信頼性の高さを確認することができた。今回はこの改良BEI法を用いて、照射済被覆管の軸方向及び半径方向の水素濃度分布測定を行った。その結果、改良BEIは他の水素濃度測定手法と比較し、局所水素濃度をより詳細に分析できることが確認できた。
高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行*; 塩谷 聡; 鈴木 一教; 堀越 義紀; 水庭 春美
JAEA-Technology 2008-028, 73 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-028.pdf:5.88MB
近年、イメージングプレートが開発され、各種の放射能測定への応用が研究されている。日本原子力研究開発機構においても先行工学基礎研究でイメージングプレートによるPu分析が実施され、Puの検出及びラドン子孫核種弁別の有効性が示された。本研究は、これらの研究成果をもとにイメージングプレートの放射線管理現場への適用として、Puの放射能評価,ラドン子孫核種とPuの弁別,Pu粒子の空気力学的放射能中央径の簡便な評価等の実用化を目的とするものである。従来のポラロイドフィルムによるオートラジオグラフィでは目視によるPuの汚染状態の把握のみであるが、イメージングプレートでは位置ごとの放射線に比例した数値データが得られ、目視では不可能なレベルの検出及びPu粒子の放射能評価が可能となる。今回の研究の結果、イメージングプレートは従来オートラジオグラフィと同様に線に適用可能であるとともに、
線にも適用可能であった。また、Pu粒子の測定では、Image J(汎用画像解析ソフト)の解析機能は非常に有効であった。スペクトルによる感度の影響が見られたものの、Puの放射能の評価が可能であった。
千々松 正和*; 根山 敦史*; 石原 義尚*; 雨宮 清*; 塩崎 功*; 岩田 浩*; 佐川 寛*
JNC TJ8400 2002-004, 83 Pages, 2002/02
JNC-TJ8400-2002-004.pdf:0.91MB
本研究は、地層処分システムのニアフィールドにおける連成解析を実現させるため、熱-水-応力連成解析コードへの物質移行モデルの追加、数値解析コード開発環境ツールを用いた予備的な連成解析について実施した。(1)熱-水-応力-連成解析コードへの物質移行モデルの追加を目的として、機能要求、解析手法について検討し、オイラリアン・ラグランジアン法(EL法)による物質移行機能追加を基本とした改良計画を提示した。(2)改良計画に基づき、既存の熱-水-応力連成解析コード(THAMES)に物質移行モジュールを追加し、検証計算を行った。(3)高レベル放射性廃棄物人工バリアの緩衝材中における熱-水-応力場の塩の挙動を把握するため、改良した解析コード(THAMES-Transport)を用いて連成解析を行った。解析の結果、緩衝材中の塩の移行挙動や濃縮挙動は表現できたが、今回設定した解析条件の下では、塩の蓄積現象は生じなかった。(4)数値解析コード開発環境ツール(Diffpack)上での連成解析の実現性を確認するため、予備的連成解析システムの設計、製作を行った。本予備的連成解析システムでは、既存の物質移行解析コード(HYDROGEOCHE)、地球化学計算コード(phreeqe60)の連成を対象とした。(5)予備的連成解析システムの正確性を確認することを目的として、開発した連成解析コードと既存の物質移行-地球化学連成解析コード(HYDROGEOCHE)のベンチマーク解析を実施した。(6)THAMESの改良、予備的連成解析システムの製作を通じて課題を摘出し、短期的な開発計画(案)を作成した。
O
の溶解特性佐野 浩行*; 藤澤 敏治*; 佐川 洋介*; 古川 智弘; 青砥 紀身
no journal, ,
Pb-Bi共晶合金(LBE)を冷却材として用いた炉システムにおける課題のひとつに、LBEによる冷却配管材料の腐食がある。これを防止するため、酸素分圧を制御し管内壁に酸化物層を形成させ、それを保護膜とすることが考えられている。この場合、鋼成分(Fe,Cr)の溶解が腐食を支配する。本研究では(Fe,Cr)OのLBE中における溶解特性を調査し、酸化物保護層が安定的に形成される条件を検討した。
水庭 春美; 高崎 浩司; 堀越 義紀; 鈴木 一教; 塩谷 聡; 佐川 直貴; 黒澤 重行*
no journal, ,
イメージングプレートをMOX燃料製造施設の放射線管理に適用させる研究を行っている。現在、現場管理に使用しているZnSとポラロイドフィルム式のオートラジオグラフィと同様にイメージングプレートをプルトニウム等の線へ適用するとともに、
線への適用を検討した。また、現場放射線管理試料のプルトニウムについてImage J(汎用画像解析ソフト)を使用し、イメージングプレート画像からの検出及び放射能量の評価方法を検討した。
佐川 直貴; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美
no journal, ,
MOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、画像解析技術によるIP画像からのプルトニウム(Pu)検出,放射能量の評価方法を検討した。本研究の結果、平均BGをもとにしたBGを99%カットする閾値を求めPuの識別方法を考案した。閾値で識別したPuスポットのPSLからフェーディングの効果を確認するとともに、フェーディング補正したPuスポットのPSLと積算放射能量(放射能量
測定時間)を比較し、換算係数を0.6Bq・分/PSLと評価した。相対誤差(90%信頼度)は約
50%であった。これはIPの測定が線エネルギーに依存するため、試料の状態に起因する線エネルギーのバラツキによるものと考えられる。線照射装置によりIP感度の均一性を確認したが定量評価上影響は小さかった。
加藤 篤志; 近澤 佳隆; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 中田 崇平*
no journal, ,
Na冷却ループ型高速炉(JSFR)は免震装置の採用を前提とし、設計基準地震動Ssは、近年に生じた地震条件を包絡している。このため、主要機器で十分な耐震裕度を確保できる見込みが得られた。また、津波による海水系の機能喪失に対しては、自然循環のみによる崩壊熱除去が可能なため、安全上重要な機器のヒートシンクを大気のみとしている。全交流電源喪失に至った場合でも、自然循環に期待することで、プラントを安定した冷却状態に導くことが可能な見込みである。
鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 柴田 光敦; 黒澤 達也; 川崎 倫弘; 佐川 浩; 松村 達郎
no journal, ,
放射性廃棄物処分の大幅な負担軽減を目指し、高レベル放射性廃液(HLLW)中のマイナーアクチノイド(MA)などの長寿命核種を分離後、核変換して短寿命化する分離変換技術の研究が進められている。原子力機構では、発電用サイクルに核変換専用の加速器駆動システム(ADS)を付設した核変換専用サイクル型(階層型)概念の開発を行っている。MAを核変換するには、HLLW中に共存するランタノイド(Ln)からMAを分離(MA/Ln分離)することが必要であり、さらにAm(III)とCm(III)を相互分離(Am/Cm分離)することが望ましい。しかしながら、3価のMAと3価のLnは同じ安定原子価、類似するイオン半径を有し、MA/Ln分離することは難しく、Am/Cm分離はさらに困難である。新規ソフト・ハードハイブリッド型抽出剤を用いて抽出試験を行った結果、Am(III)とEu(III)の分離係数は25以上、Am(III)とCm(III)の分離係数5.5以上と良好な値を示すものを見出し、Am/EuおよびAm/Cm相互分離が可能であることを確認した。本抽出剤は、C, H, O, N原子から構成され完全焼却でき、二次廃棄物発生を抑制できる。さらに、n-ドデカンなどの無極性希釈剤への溶解性, 金属イオンの抽出容量、反応速度、相分離性、化学的安定性にも優れている。
松村 達郎; 鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 柴田 光敦; 黒澤 達也; 川崎 倫弘; 佐川 浩
no journal, ,
高レベル廃液中に含まれる長寿命核種であるマイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、短寿命あるいは安定核種に変換する分離変換技術は、高レベル廃棄物ガラス固化体処分の負担軽減に寄与するものとして期待されている。本研究では、廃棄物の発生量が少なく抽出性能が高いTDdDGA抽出剤によってMAを希土類元素(RE)と共に回収(MA・RE一括回収)し、さらに新規に開発を進めているソフトドナー抽出剤またはハイブリッド型抽出剤によって相互に分離(MA/RE相互分離)する2段階の分離プロセスの開発を進めている。現在、MA・RE一括回収プロセスは、TDdDGA抽出剤による模擬高レベル廃液の連続抽出試験により3価MAであるAmを検出限界以下まで回収できることを示し、MA/RE相互分離プロセスの開発では、複数の新規抽出剤のMA/RE相互分離性能を確認し、プロセス構築の検討を進めている。
鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 柴田 光敦; 黒澤 達也; 川崎 倫弘; 佐川 浩; 松村 達郎
no journal, ,
放射性廃棄物処分の大幅な負担軽減を目指し、高レベル放射性廃液(HLLW)中のマイナーアクチノイド(MA)などの長寿命核種を分離後、核変換して短寿命化する分離変換技術の研究が進められている。原子力機構では、発電用サイクルに核変換専用の加速器駆動システム(ADS)を付設した核変換専用サイクル型(階層型)概念の開発を行っている。MAを核変換するには、HLLW中に共存するランタノイド(Ln)からMAを分離し、さらに長半減期のAm(III)と発熱性核種のCm(III)を分離することが望ましい。しかし、Am(III)とCm(III)は、同じ安定原子価、類似するイオン半径を有しており、相互分離は極めて困難である。新規抽出剤であるアルキルアルキルジアミドアミン(ADAAM(EH))と水溶性錯化剤のテトラエチルジグリコールアミド(TEDGA)を共に用いて抽出試験を行った結果、Am(III)とCm(III)の分離係数は最大41と非常に良好な値を示し、Am/Cm分離が可能であることを確認した。
