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堀池 巧*; 土津田 雄馬*; 中野 友里子*; 落合 朝須美*; 宇都宮 聡*; 大貫 敏彦; 山下 光雄*
Applied and Environmental Microbiology, 83(20), p.e00855-17_1 - e00855-17_11, 2017/10
被引用回数：18 パーセンタイル：58.91(Biotechnology & Applied Microbiology)福島第一原子力発電所事故により、放射性ストロンチウムの一部が海洋に漏出した。塩濃度が高い条件では一般的な吸着剤によるSrの除去効率が低いので、本研究では生物起源鉱物による塩水中からの水溶性Srの除去を検討した。海底堆積物から単離したバチルス属細菌のTK2k株は、塩水中のSrの99%以上を除去した。Srはまず細胞表面に吸着し、その後細胞外に形成した炭酸塩鉱物に取り込まれることを明らかにした。
田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*; 大林 弘; 小山 真一
JAEA-Research 2013-036, 31 Pages, 2013/12
JAEA-Research-2013-036.pdf:3.31MB
東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器,格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においては、FP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させて得られた溶液の組成を分析する試験を行った。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中における被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU, Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地下水を想定した溶液に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。
林 君夫; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 井川 勝市; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 飛田 勉; 白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; et al.
JAERI-M 90-115, 77 Pages, 1990/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の試験燃料体として装荷するB型燃料体の健全性の評価を行なった。B-1型燃料体の被覆燃料粒子の仕様は、ドライバー燃料であるA型燃料体の仕様に比べて、燃料核直径及び被覆層厚さを若干変更したがいずれも安全側への変更である。B-2型燃料体は、SiC層の代わりに高温化学安全性に優れたZrC層を用いるもので、A型燃料体より健全性が向上することを実証している。B-3型燃料体は(U,Th)O
燃料核-SiC被覆粒子を用いるものであり、HTTRにおける照射条件は、その健全性データが十分取得されている範囲までとした。以上のことから、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における健全性は保たれると判断した。また、燃料許容設計限界として、運転時の異常な過渡変化時に燃料最高温度が1600
Cを超えないことと定めることの妥当性を示した。
山下 淳一*; 深澤 哲生*; 河村 文雄*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 湊 和生; 赤堀 光雄; 荒井 康夫
no journal, ,
軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因に柔軟に対応できる燃料サイクルシステム(FFCI: Flexible Fuel Cycle Initiative)を考案した。本システムにおいて、約90%のウランを分別除去する技術及びウラン分別後の残り(リサイクル原料:Pu, U, FP, MA)の特性について調査検討した。U分別技術としては、FSで開発中の晶析法,米国AFCIで開発中のUREX法及び乾式法として溶融塩電解法やフッ化物揮発法のいずれも適用可能であるが、回収Uの有効利用のためには高除染なU回収技術が適当である。また、リサイクル原料の基本特性から、その取扱いや貯蔵冷却時において、従来の高レベルガラス固化体と同様の技術が適用できる見通しを得た。
田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 大林 弘; 小山 真一; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*
no journal, ,
破損燃料から溶出した核種が炉内水環境に与える影響についての基礎的な知見を得る研究の最初のステップとして、照射済燃料を100Cの人工海水中に6時間, 12時間, 18時間浸漬させ、得られた溶液の組成を分析した。
大西 貴士; 田中 康介; 須藤 光雄; 圷 葉子; 山下 真一郎; 小山 真一
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器、格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においてはFP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させる試験を実施し、得られた溶液の組成を分析した。海水注入時は、炉内が高温であったと予想されるため、液温100Cの条件にて浸漬試験を実施した。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中に被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU、Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地層処分環境を想定した溶液中に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。
