※ 半角英数字
 年 ~ 
検索結果: 130 件中 1件目~20件目を表示


Initialising ...



Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...



Ion beam induced luminescence of complexes formed in adsorbent for MA recovery process

渡部 創; 片井 雄也*; 松浦 治明*; 加田 渉*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*; 新井 剛*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 450, p.61 - 65, 2019/07

Ion-beam induced luminescence (IBIL) analysis on MA recovery adsorbent was performed to give chemical states of complexes formed in the adsorbent as fundamental information for process design, and EXAFS analysis was also carried out to support discussions. The IBIL spectra of the binary extractants system seemed to be superposition of individual ones, however it has also original peaks. As intensities of those peaks rapidly decreased with iteration time of measurements and the original peaks were not observed for the adsorbent without charging Eu(III), they were attributed to complexes of Eu(III) with organic compounds. Contributions of CMPO and HDEHP extractants for Eu(III) extraction must be not only individual ones but also cooperative.


Influences of pore and particle sizes of CMPO/SiO$$_{2}$$-P adsorbent on extraction chromatography process

渡部 創; 佐野 雄一; 三田 修平*; 桜井 翔太*; 新井 剛*

日本イオン交換学会誌, 30(1), p.8 - 16, 2019/01

In order to optimize operability of the adsorbents in the extraction chromatography system and to enhance the performance of the adsorbent, CMPO/SiO$$_{2}$$-P adsorbents with various pore and particle sizes were prepared, and characteristics of the adsorbents were evaluated through distribution coefficient, adsorption isotherm, adsorption rate, and breakthrough/elution behavior. Adsorption capacity was dominated not by the structure of the adsorbent but by amount of the extractant impregnated. The adsorbent with the largest pore size were revealed to show quick elution with short tail. Enlargement in the pore size must be one of the most effective improvements of the adsorbents to enhance the adsorption/elution performance. Adsorbent with particle size of more than 200 $$mu$$m formed channeling or voids inside the bed. They are suspected to lead slow adsorption/elution behavior, and smaller adsorbents must be desirable in the respect of performance of the column.


Microanalysis of silica-based adsorbent for effective recovery of radioactive elements

佐野 雄一; 渡部 創; 松浦 治明*; 名越 航平*; 新井 剛*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1058 - 1064, 2017/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)



Local structure and distribution of remaining elements inside extraction chromatography adsorbents

渡部 創; 佐野 雄一; 塩飽 秀啓; 矢板 毅; 大野 真平*; 新井 剛*; 松浦 治明*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 404, p.202 - 206, 2017/08

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

Extraction chromatography is one of the most promising technology for minor actinide (MA(III): Am and Cm) recovery from high level liquid waste generated in the reprocessing. A brand-new adsorbent proposed by our group are expected to achieve more efficient MA(III) recovery than usual procedure. Fundamental MA(III) adsorption/elution performances of the adsorbents have been demonstrated. An appropriate washing process of lanthanides (Ln(III)) is necessary to be established to design a process flow. In this study, chemical state and distribution of Eu inside the adsorbent before and after contacting with candidate eluents for MA(III) or Ln(III) were evaluated by EXAFS measurements and micro-PIXE analysis, respectively. Two-dimensional PIXE images showed that adsorbed Eu and residual Eu after contacting with the eluents for MA(III) were uniformly distributed on the particle. However, EXAFS oscillation revealed that local structure around Eu drastically changes by the contact. Those results suggest that the Eu remained inside the particle without distinct shift and that they form various complexes with extractants in the particle.


Microscopic analyses of complexes formed in adsorbent for Mo and Zr separation chromatography

安倍 諒治*; 名越 航平*; 新井 剛*; 渡部 創; 佐野 雄一; 松浦 治明*; 高木 秀彰*; 清水 伸隆*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 404, p.173 - 178, 2017/08

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

Molybdenum and zirconium obstruct the efficient recovery of minor actinides (MA(III): Am(III) and Cm(III)) by extraction chromatography; hence, the removal of these elements prior to MA(III) recovery is desirable. The use of an adsorbent impregnated with bis(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (HDEHP) for Mo and Zr decontamination was evaluated in this report. The adsorption/elution and column separation experiments showed that Mo and Zr in the simulated HLLW were selectively adsorbed on the particles, and that Mo was eluted by H$$_{2}$$O$$_{2}$$. EXAFS analysis and SAXS patterns of the adsorbent containing Zr revealed that the Zr-HDEHP complex had a crystal-like periodic structure similar to the structure of the precipitate produced in the solvent extraction system. Micro-PIXE analysis revealed that distribution of the residual Zr on the adsorbent was uniform.



名越 航平*; 新井 剛*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 佐藤 睦*; 及川 博史*

日本イオン交換学会誌, 28(1), p.11 - 18, 2017/01



Property database of TRU nitride fuel

西 剛史; 荒井 康夫; 高野 公秀; 倉田 正輝

JAEA-Data/Code 2014-001, 45 Pages, 2014/03





西 剛史; 高野 公秀; 荒井 康夫; 倉田 正輝

第34回日本熱物性シンポジウム講演論文集, p.199 - 201, 2013/11



Thermal conductivity of (Np$$_{0.20}$$Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.25}$$Cm$$_{0.05}$$)O$$_{2-x}$$ solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.534 - 538, 2013/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Materials Science, Multidisciplinary)

Cm含有酸化物の熱伝導率の保管時間依存性を明らかにするため(Np$$_{0.20}$$Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.25}$$Cm$$_{0.05}$$)O$$_{2-x}$$ (x=0.02, 0.04)固溶体の焼結体を調製し、熱伝導率を評価したところ、(Np$$_{0.20}$$Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.25}$$Cm$$_{0.05}$$)O$$_{2-x}$$の熱伝導率は保管時間の増加とともに指数関数的に減少することが明らかとなった。このような熱伝導率の減少は自己照射損傷による格子欠陥の蓄積によるものである。


Self-irradiation effect on thermal conductivity of (Pu$$_{0.91}$$Cm$$_{0.09}$$)O$$_{2}$$

西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 433(1-3), p.531 - 533, 2013/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

マイナーアクチノイド(MA)含有酸化物燃料の熱伝導率の保管時間依存性を明らかにするため、焼結体調製後、48, 264, 504、及び960時間経過した473, 523及び573Kにおける(Pu$$_{0.91}$$Cm$$_{0.09}$$)O$$_{2}$$の熱拡散率をレーザフラッシュ法により測定した。また、投下型熱量法により、熱伝導率を導出するために必要な比熱を測定した。熱伝導率の保管時間依存性は自己照射損傷による格子膨張モデルを用いた式で近似できるため、熱伝導率の減少は自己照射損傷による格子欠陥の蓄積によるものであることを確認した。


Optimizing composition of TODGA/SiO$$_{2}$$-P adsorbent for extraction chromatography process

渡部 創; 新井 剛*; 小川 剛*; 瀧澤 真*; 佐野 恭平*; 野村 和則; 駒 義和

Procedia Chemistry, 7, p.411 - 417, 2012/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:7.57

As a part of developing extraction chromatography technology for minor actinides (MA(III); Am and Cm) recovery from spent fast reactor fuels, improvement on the TODGA/SiO$$_{2}$$-P adsorbent to enhance its desorption efficiency was carried out. Batchwise adsorption/elution experiments revealed that 20wt% of the adsorbent concentration impregnated and 10% of cross linkage of polymer gave better desorption ratio than the reference adsorbent. Inactive column separation experiments with the simulated high level liquid waste and the optimized adsorbent revealed that decontamination factors of fission products can also be improved as well as the recovery yields.



中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12



Thermal conductivities of (Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

加速器駆動変換システム(ADS)用燃料として、Zr含有マイナーアクチノイド(MA)窒化物固溶体はMA含有燃料の有力な候補と考えられている。しかし、Zr含有MA窒化物固溶体の熱伝導率は重要であるにもかかわらず、ほとんど存在しないのが現状である。本研究では、(Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N(x=0.0, 0.58, 0.80)固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定し、473から1473Kの温度領域における熱伝導率を算出した。さらに、ADS用燃料設計の一助になることを目的として、(Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N固溶体の熱伝導率の予測式についても提案した。



中澤 忍*; 手島 翔太郎*; 荒井 大地*; 宮城 大輔*; 津田 理*; 濱島 高太郎*; 谷貝 剛*; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 高畑 一也*; et al.

低温工学, 46(8), p.474 - 480, 2011/08



Heat capacities and thermal conductivities of AmO$$_{2}$$ and AmO$$_{1.5}$$

西 剛史; 伊藤 昭憲*; 市瀬 健一; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.109 - 113, 2011/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Materials Science, Multidisciplinary)



Thermal conductivities of Zr-based transuranium nitride solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 市瀬 健一; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(3), p.359 - 365, 2011/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)



Thermalconductivities of (Np,Am)N and (Pu,Am)N solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 宮田 精一; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012017_1 - 012017_8, 2010/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:21.97



Thermal conductivities of neptunium and americium mononitrides

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), 8 Pages, 2010/00

窒化物はマイナーアクチノイド(MAs)核変換のための燃料物質として幾つかの長所を持ち合わせている。しかし、窒化物燃料(特にMA窒化物)の熱的性質のデータベースに関しては十分な整備がなされていないのが現状である。そこで、本研究では、原料二酸化物から窒化ネプツニウム(NpN)と窒化アメリシウム(AmN)を炭素熱還元法により調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定した。NpNの熱拡散率は473から1473Kまでの温度範囲において温度依存性はほとんどなく、AmNの熱拡散率は同温度領域において温度の増加とともにわずかではあるが減少する傾向を示した。また、NpNの比熱はUNとPuNの比熱と同程度の大きさであるが、AmNの比熱はUN, NpN, PuNの比熱よりもわずかではあるが小さい値を示した。NpNとAmNの熱拡散率,比熱,試料の密度から熱伝導率を算出した結果、NpN及びAmNの熱伝導率は温度の増加とともにわずかではあるが増加する傾向があることが明らかとなった。


Conceptual study for the hollow core of a research reactor

米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛

Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10

We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the D$$_{2}$$O tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the D$$_{2}$$O tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.0$$times$$10$$^{14}$$ (n/cm$$^{2}$$/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.


Thermochemical and thermophysical properties of minor actinide compounds

湊 和生; 高野 公秀; 音部 治幹; 西 剛史; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.23 - 28, 2009/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.02(Materials Science, Multidisciplinary)

現行の核燃料サイクルでは高レベル放射性廃棄物に区分されているマイナーアクチノイド(MA: Np, Am, Cm)を燃焼・核変換することが将来の選択肢として考えられている。MA含有燃料の設計及び挙動評価には、MA化合物の熱化学的及び物理的特性が必要であるが、それらの特性はよく知られていない。MA含有燃料の研究開発の基盤を支えるため、アクチノイド窒化物及び酸化物の特性測定評価を行った。格子定数及びその熱膨張を高温X線回折法により測定評価した。比熱容量を投下型熱量計により、熱拡散率をレーザーフラッシュ法により、それぞれ測定評価した。熱伝導率を比熱容量,熱拡散率及び密度から評価した。酸素ポテンシャルを熱起電力法により測定評価した。

130 件中 1件目~20件目を表示