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荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/05
STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。
山田 一夫*; 洞 秀幸*; 丸山 一平*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 東條 安匡*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和
Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 7 Pages, 2024/03
Estimation of Cs and Sr contamination of concrete below the turbine pits after the Fukushima Daiichi NPP accident was carried out. Considerations were based on the type of cement and aggregate used, drying, carbonation and cracking of the concrete, and the contamination history, i.e. contact with contaminated water after a one-day immersion in seawater from the tsunami. The relationship between crack density and the amount of contaminated concrete was determined from the reproduction of crack density and the acquisition of apparent diffusion coefficients for cracked and uncracked areas from the immersion experiment with contamination history.
山田 一夫*; 東條 安匡*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 洞 秀幸*; 渋谷 和俊*; 駒 義和; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 12 Pages, 2023/02
Experiments were conducted on mortar made from aggregates used in the Fukushima Daiichi NPP, which were dry carbonated and further cracks were introduced to reproduce the contamination history of the lower part of the turbine pit. The concrete was exposed to contaminated water after being in contact with seawater for one day due to the post-earthquake tsunami; Cs and Sr interacted differently with the constituent materials of the concrete and competitively adsorbed with ions in the seawater. The effects of various factors were quantitatively evaluated by experiment. Dry carbonation conditions enhanced infiltration but had a limited effect on cracking.
中原 将海; 渡部 創; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Energy Beyond the Pandemic (GLOBAL 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07
高レベル放射性物質研究施設において高速炉燃料再処理技術,高レベル放射性廃棄物処分技術,核燃料サイクル技術に関する基礎研究に伴い様々な液体廃棄物が発生している。これらの試験において様々な試薬は使用されており、試験の過程で有害な物質が発生している。これらの放射性液体廃棄物を安全な状態で保管するために分解,溶媒抽出,沈殿,固化処理等により無害化処理に関する研究開発を実施している。本研究では、放射性液体廃棄物の無害化処理に係る研究開発の現状を報告する。
五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09
被引用回数:5 パーセンタイル:25.61(Construction & Building Technology)Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and
H-NMR relaxometry.
粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; Mahardiani, L.*; 大友 亮一*; 神谷 裕一*
Progress in Nuclear Energy, 139, p.103872_1 - 103872_9, 2021/09
被引用回数:4 パーセンタイル:40.86(Nuclear Science & Technology)To prevent unexpected accidents at nuclear facilities caused by accumulated ammonium nitrate in an aqueous liquid waste containing ammonium salts and nitric acid, NH
in the liquid waste must be decomposed under mild reaction conditions. In this study, we investigated the oxidative decomposition of NH
with O
at 333 K in the presence of a homogeneous Co
catalyst and Cl
in the wide pH range of the test solution. The reaction behavior was greatly affected by pH of the test solution. In a basic solution at pH 12, high conversion of NH
was obtained even in the absence of Co
and Cl
and the main product was NO
. However, Co
and Cl
in the solution greatly enhanced the decomposition rate of NH
in acidic to mild basic solutions (pH 1-8), while only low conversion of NH
was observed unless both Co
and Cl
were present. For the reaction with Co
and Cl
in the solutions, NH
was transformed mainly into chloramines (NH
Cl
, x = 1-3) by the reaction with HClO, which was formed by the reaction of Cl
with O
catalyzed by the homogeneous Co
catalyst, and led to the high decomposition rate of NH
. Cl
suppressed the formation of the precipitate CoO(OH) during the reaction and consequently the Co
catalyst stably existed in the reaction solution, which was another reason for the high decomposition rate of NH
in the presence of Cl
. Owing to the swift decomposition of NH
under mild reaction conditions and small formation of secondary waste, the oxidative decomposition of NH
in the presence of the homogeneous Co
catalyst and Cl
is suitable and applicable for the treatment of the aqueous liquid waste containing ammonium salts and nitric acid.
小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; 野村 和則
JAEA-Technology 2021-007, 27 Pages, 2021/06
放射性物質取扱施設である高レベル放射性物質研究施設(CPF: Chemical Processing Facility)では、過去の試験や分析で発生した多種の廃液をホットセル及びグローブボックス内で保管してきた。2015年7月より、保管されている放射性廃液について、管理方法の適正化を図るべく、実廃液の安定化処理を進めている。また、分析廃液等の多種多様な試薬が混在する廃液については安定化処理が非常に困難であるため、大学等と共同でSTRAD(Systematic Treatments of Radioactive liquid wastes for Decommissioning)プロジェクトを発足させ、処理技術の研究開発を進めている。これらの実績は、他の放射性物質取り扱い施設においても保管する廃液の処理をより効率的かつ安全に進められることが期待できる。本書は、CPFで安定化処理を実施した実廃液の処理方法及び処理状況に関して報告するものである。
山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03
To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and
H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.
渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11
被引用回数:14 パーセンタイル:77.98(Nuclear Science & Technology)A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.
中原 将海; 渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 本山 李沙; 柴田 淳広; 野村 和則; 梶並 昭彦*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.66 - 70, 2019/09
高レベル放射性物質研究施設では、先進湿式分離試験に由来する多種多様な有害性及び放射性液体廃棄物が発生する。そのため、これらを安全に取り扱い及び管理するために安定化処理を行う必要がある。今回は、これらの溶液に含まれる有害物質の沈殿処理若しくは酸化処理、核物質回収のための溶媒抽出による分離、フリーズドライ法を用いた濃縮処理について報告する。
山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか
Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03
For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.
多田 康平; 北脇 慎一; 渡部 創; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09
塩化物イオン(Cl)を含む放射性廃液は、乾式再処理のプロセス制御における化学分析によって生成される。この廃液を海洋に排出するためには、Clを分離してU, Puを回収する必要がある。本研究では、AgCl沈殿法と抽出クロマトグラフィー法を組み合わせてClを分離し、U, Puを回収した。沈殿試験の結果、UおよびPuが試験後に共沈しないことが分かった。固相抽出試験の結果、95%のPuが液体廃棄物から回収されたことがわかった。Uの濃度が十分でないため、Uについての放射能を分析することは困難であった。これらの結果は、これらのプロセスが廃液を海に排出する可能性を有することを示した。
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。
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.
竹内 正行; 粟飯原 はるか; 中原 将海; 田中 耕太郎*
Procedia Chemistry, 21, p.182 - 189, 2016/12
被引用回数:2 パーセンタイル:79.62(Chemistry, Inorganic & Nuclear)再処理溶液での沈殿挙動を評価するため、電解質熱力学モデルによるシミュレーション技術の開発を実施した。シミュレーション結果については、非放射性の10元素共存の模擬高レベル放射性廃液や3元素共存系のPu-Mo-Zr溶液での実験結果と比較し、その信頼性を検証した。その結果、シミュレーションと実験結果は沈殿物の大部分がモリブデン酸ジルコニウム二水和物であることを示しており、シミュレーション結果は実験系における沈殿物の化学形態や量のデータを良く再現していた。以上より、本研究では熱力学シミュレーションが再処理溶液からの沈殿状況を評価する有効なツールであることを示した。
粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行
Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12
被引用回数:6 パーセンタイル:95.18(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is MoRu
RhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.
粟飯原 はるか; 北脇 慎一; 野村 和則; 田口 克也
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1076 - 1083, 2015/09
The water in the spent fuel pools at TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station contains sea water and rubbles. When the spent fuels stored in the pools will be reprocessed, it has possibility that these contaminants enter the reprocessing process with the spent fuels. Therefore it is meaningful to estimate the influence of contaminants on reprocessing process in advance. The purpose of this study is to evaluate the behavior and influence of contaminants on the extraction process of spent fuel reprocessing by using simulated contaminants. Contaminants were dissolved into the heated nitric acid and solvent extraction using TBP was performed to obtain distribution ratios. The estimated amount of contaminants accompanied with the spent fuel is low values and solvent extraction tests showed that the distribution ratios of every major element were very low in any case. Also to evaluate the influence of sulfate and chloride ions on uranium and plutonium extraction, Ce(IV) was used for simulated Pu to predict extraction behavior. And then U and Pu test was conducted in order to confirm the simulated test result. Obtained distribution ratio suggests that contaminants will not affect the extraction process.
粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所では燃料デブリが滞留水と接触し、放射性核種が水へと継続的に移行している。事故廃棄物の処理処分を検討するためには、放射性核種の移行挙動を把握することが重要となるため、滞留水中の放射性核種濃度の傾向から挙動を推定するとともに、Cs, Sr, Niの移行挙動を確認する。原子炉格納容器(PCV)から採取された滞留水中のCsに対する
核種の放射能濃度比は下流(集中廃棄物処理建屋(集中RW)等)に比べて高い傾向にある。また、滞留水濃度から推定した放射性核種の継続的移行速度もPCVと下流で差が見られる。PCVは炭素鋼、集中RW等はコンクリートから主に構成されていることから、構造材による影響が考えられる。そのため、
核種はPCV内で継続的に溶出しているが、下流でコンクリートに収着、または水質の変化により沈澱し、原子炉建屋内に残留、蓄積している可能性がある。推定した挙動を確認するため浸漬試験を行った。建屋構造材としてモルタルやセメント、ステンレスを用い、滞留水に模擬するためpH調整(PCV滞留水pH6.6
7.4)した浸漬液に約3ヶ月間浸漬させた。浸漬液には滞留水中の放射性核種の模擬としてSr, Cs, Niを硝酸塩で添加しており、Niはモルタルへの収着分配係数がPuと同様高いことから選定した。Sr, Csの濃度は一定であるが、Niは時間とともに浸漬液中からは減少し、一方ステンレスではいずれの元素も収着が見られなかったことからNi/Cs or Sr濃度比が変化した。
粟飯原 はるか; 北脇 慎一; 竹内 正行; Syed Masud, R.*; 三村 均*
no journal, ,
再処理工程内で発生する不溶解性残渣(以下、スラッジ)は、工程の安定運転のためにその性状を把握する必要がある。また高レベル廃液系の沈殿生成メカニズムは処理処分等を検討する上で重要である。本研究では、スラッジ生成におけるテルルの挙動に着目し、加熱条件下での沈殿挙動を調べた。高Te濃度条件ではMoとの反応による沈殿物は確認できなかったが、Zrと化合物を形成して沈殿した。燃料溶解液相当濃度の低いTe濃度の3元素系においては、Mo:Zr:Te=2:1:0.2でTeと相関して沈殿していることや、XRD分析結果から3元素系の沈殿物にZr-Te沈殿物のピークが見られないことから、溶解液相当濃度で沈殿するTeは高Te濃度条件のZr-Te化合物とは異なり、溶液中のTe濃度により沈殿析出メカニズムが異なる可能性がある。
粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所では燃料デブリが滞留水と接触し、放射性物質が水へ移行することにより汚染水となっている。この放射性物質の移行挙動を把握することは事故廃棄物の処理処分やデブリ取出を検討する上で重要となる。そこで本研究では滞留水分析値から放射性物質の移行挙動を推定し、実験的に評価するための手法を検討した。汚染水濃度や溶出速度の推定値からは原子炉格納容器(上流)とタービン建屋以降(下流)で滞留水中のプルトニウムの挙動が顕著に異なることがわかった。プルトニウムの挙動を実験的に評価するための予察試験として構造材の収着試験方法の検討及び滞留水を模擬したプルトニウム溶液の調製方法の検討を実施し、ホット試験を実施する条件等を決定した。今後ここでの検討を踏まえたプルトニウムの浸漬試験を行い、建屋に残留するプルトニウム量の評価等を行う。