Evaluation of the remaining spent extraction solvent in vermiculite after leaching tests via PIXE analysis

荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2023.07.003

Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.

Investigation of adsorption mechanism of Mo(VI) by baker's yeast and applicability to the uranium liquid waste treatment process

荒井 陽一; 長谷川 健太; 渡部 創; 渡部 雅之; 箕輪 一希*; 松浦 治明*; 羽倉 尚人*; 勝木 健太*; 新井 剛*; 小西 康裕*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 9 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1007/s10967-023-09278-5

Radioactive aqueous and organic liquid wastes contaminated by U are generated by solvent extraction of nuclear fuel materials in experiments of reprocessing technologies. Although incineration and denitrification/conversion processes are promising for treating such liquid waste, the installation of large equipment is essential. To give appropriate treatment procedures for radioactive liquid waste generated in nuclear facilities, STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project was started by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) with several organizations. We are focusing on baker's yeasts for their excellent metal ions adsorption characteristics, easy handling and low prices. In order to optimize adsorption performance and operation procedures as the liquid waste treatment technology, adsorption performance of U has to be precisely investigated. In this study, adsorption performance of U and anion from nitric acid solution was investigated by batch-wise adsorption experiments.

Processes affecting land-surface dynamics of I impacted by atmospheric I releases from a spent nuclear fuel reprocessing plant

太田 雅和; 寺田 宏明; 長谷川 英尚*; 柿内 秀樹*

Science of the Total Environment, 704, p.135319_1 - 135319_15, 2020/02

https://doi.org/10.1016/j.scitotenv.2019.135319

Iの陸面移行をモデル化し、陸面モデル(SOLVEG-II)に組み込んだ。各I移行過程の重要度を調べることを目的として、本モデルを2007年の六ケ所再処理工場からのI大気放出影響下で観測された野外でのI移行に適用した。モデル計算結果から、対象としたササの葉のI汚染が、主に降雨によるI湿性沈着に起因したIの葉面吸着によって引き起こされたことが示された。土壌へのI移行においては、Iの湿性沈着が主であり、Iの乾性沈着の10倍の値であった。一方、2007年の土壌へのI沈着量は、モデルが仮定した土壌中I量の僅か2%であり、土壌中での長期に渡るI蓄積の重要性が示された。更に、計算結果から、長期に渡る土壌中Iの消失が、従前から考えられてきたメチル化ではなく経根吸収によって引き起こされる可能性が示された。

Impacts of anthropogenic source from the nuclear fuel reprocessing plants on global atmospheric iodine-129 cycle; A Model analysis

門脇 正尚; 堅田 元喜*; 寺田 宏明; 鈴木 崇史; 長谷川 英尚*; 赤田 尚史*; 柿内 秀樹*

Atmospheric Environment, 184, p.278 - 291, 2018/07

AA2017-0580.pdf:2.03MB

https://doi.org/10.1016/j.atmosenv.2018.04.044

長寿命放射性ヨウ素(I)は、大気環境における放射性核種の有用な地球化学トレーサである。本研究では、Iの大気濃度および沈着の観測を実施し、観測データから大気濃度および沈着の明瞭な季節変動を得た。さらに、大気中のI循環を支配する要因を明らかにすることを目的として、得られた観測データを用いて、移流、乱流拡散、大気沈着、光化学、ガス粒子変換、核燃料再処理工場からのIの排出、海洋および陸域からのIの揮発の各物理・化学過程を考慮した全球ヨウ素輸送モデルを開発した。全球ヨウ素輸送モデルは、我々が観測したIの大気濃度および沈着の季節変動、そして既往文献のIの降水中濃度の全球分布を良好に再現した。開発した全球ヨウ素輸送モデルを用いて人為起源と自然起源のIインベントリの強度を変化させる数値実験を実施し、地球全体のI循環に対する人為起源のIの影響を評価した。その結果、冬季においては、人為起源のIが主にユーラシアの北部に沈着する可能性があることが示された。一方で、夏季においては、自然起源のIが北半球中高緯度の沈着に支配的であった。これらの結果は、地球表面からのIの再飛散過程が全球規模でのI循環に重要であることを示唆している。さらに、冬季のユーラシア北部や北極域においては局所的に乾性沈着が寄与しており、乾性沈着が環境中のIの季節変化に重要な影響を及ぼすことが示唆された。

Electron compound nature in a surface atomic layer of a two-dimensional hexagonal lattice

松田 巌*; 中村 史一*; 久保 敬祐*; 平原 徹*; 山崎 詩郎*; Choi, W. H.*; Yeom, H. W.*; 成田 尚司*; 深谷 有喜; 橋本 美絵*; et al.

Physical Review B, 82(16), p.165330_1 - 165330_6, 2010/10

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.82.165330

一価金属の共吸着でSi(111)表面上に形成される超構造は、表面状態の電子数と吸着金属の原子数の割合が常に一定で形成される。このことは、超構造が電子化合物の特性を持つことを意味している。われわれは、二次元表面合金相である超構造の安定性を調べるために、Hume-Rothery型化合物における代表的な2つの理論、Jones model及びpseudopotential modelを用いて解析を行った。解析の結果、二次元表面合金相においてはJones modelが破綻しており、pseudopotential modelにおける二次元の表面状態電子を介した中距離原子間相互作用の重要性を見いだした。

Applicability of Weblet Galerkin Method for Solving High Level Radioactive Waste Transport Model

梅木 博之; 若杉 圭一郎; 石原 義尚; 長谷川 秀一*; 鈴木 篤之*

WSES/IEEE会議, 0 Pages, 2001/00

高レベル放射性廃棄物・地層処分システムの人工バリア中核種移行解析は、これまで差分法による計算を行っており、第2次取りまとめレファレンスケースの解析は、SUNで約2週間、DEC-で20分程度の時間を必要としていた。本研究では、ウェーブレット・ガラーキン法を採用した方法により解析コードを作成し、サイクル機構殿が国に提出した第2次取りまとめレポートのデータセットに基づく解析を行い、通常のパーソナルコンピュータを用いた場合、約2分30秒で解が得られ、計算の効率化を実現できたことや、正確な解が得られることを確認した。

高速炉照射したステンレス鋼の照射腐食割れ挙動,1

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.

JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-165.pdf:4.99MB

原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量810n/cm(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60C、200C、300Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60Cでは完全な延性破断を確認したが、300Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。

核融合次期装置設計,昭和62年度設計報告書; プラントシステム設計

斉藤 龍生*; 柏原 晋一郎*; 細渕 英男*; 安達 潤一*; 本多 力*; 伊東 新一*; 中山 尚英*; 黒田 敏公*; 今村 豊*; 浅見 直人*; et al.

JAERI-M 88-083, 426 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-083.pdf:10.48MB

本書は次期大型装置(FER)の設計検討の一環として、昭和62年度に実施された設計コーディネーション、およびプラントシステムの設計に関する報告書である。前者については、今年度の代表炉心(ACS-M)とこれにフレキシビリティを付加する件、および低物理リスク炉の検討と評価に関する作業の進め方、およびシステムイングレーションの更新について記した。後者については各種プラントシステムのエンジニアリングに関し、設計思想、システム構築、プロセス検討、および解析などを中心に報告している。

沿岸域プロジェクト,1; 全体計画

太田 久仁雄; 茂田 直孝; 丸井 敦尚*; 内田 利弘*; 木方 建造*; 長谷川 琢磨*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構,産業技術総合研究所,電力中央研究所の3機関は、北海道幌延町の沿岸域を事例として、沿岸域特有の地質環境特性に関する知見を蓄積しつつ、その調査・評価技術の信頼性向上と体系的な整備を図る「沿岸域プロジェクト」を開始した。本報告では沿岸域プロジェクトの背景、目標と研究課題、及び平成19年度の実施内容と今後の計画の概要について紹介する。

新型臨界警報装置の開発と実用化,3; 再処理施設における更新

金澤 信之; 眞田 幸尚; 吉次 雄一; 曳沼 裕一; 近澤 達哉*; 長谷川 市郎; 百瀬 琢麿

no journal, , 

原子力機構で新たに開発した臨界警報装置を、再処理施設に導入した。これまでの臨界警報装置は、設置から20年以上経過し保守用部品の製造中止などから装置の更新が必要となっていた。更新にあたって、検出器・警報機器の配置位置の最適化及びこれまでの保守経験や信頼性評価をもとに装置の全体設計を見直した。本発表は、「新型臨界警報装置の開発と実用化」を大題目とする三つの連続した発表の三番目である。