Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
荒井 陽一; 後藤 泰裕; 渡部 創; 吾郷 友宏*; 新井 剛*; 勝木 健太*; 福元 博基*; 保科 宏行*; 瀬古 典明*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.329 - 332, 2025/09
Radioactive liquid waste containing nuclear fuel materials and chemical reagents is stored in nuclear facilities. To eliminate the radioactivity of the radioactive liquid waste, we developed RFIDA, a new perfluoroalkyl (RF)-based ligand with a basic structure of iminodiacetic acid (IDA). In this study, an adsorption test was conducted by impregnating RFIDA into porous silica with a polymer was conducted to confirm that the synthesized RFIDA adsorbs cations. The results confirmed that RFIDA exhibits the ability to adsorb or elute uranium depending on the nitric acid concentration.
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09
東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。
isolated from the radioactive element-containing water in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2土津田 雄馬; 谷口 愛樹*; 後藤 恭宏*; 林 哲也*; 黒川 顕*; 藁科 友朗*; 金井 昭夫*; 北垣 徹
Microbiology Resource Announcements (Internet), p.e00769-25_1 - e00769-25_3, 2025/08
福島第一原子力発電所2号機内滞留水から分離された黄色のコロニーを形成する4つの細菌株をと同定した。本研究では、ショートリードおよびロングリードのシーケンシング技術を組み合わせてアセンブルした、これらの菌株の全ゲノム配列を報告する。
青野 竜士; 後藤 勝則*; 木名瀬 暁理; 佐藤 義行; 原賀 智子; 伊勢田 浩克
JAEA-Data/Code 2025-006, 24 Pages, 2025/07
JAEA-Data-Code-2025-006.pdf:1.05MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した12核種(
H、
C、
Co、
Sr、
Nb、
Cs、
Eu、
Eu、
Pu、
Pu、
Pu、
Am)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
坪井 雅俊; 高瀬 友基; 大津 周也; 後藤 翔; 宇野 翔太; 坂本 元; 三笘 憲伸; 安尾 清志
日本保全学会第21回学術講演会要旨集, 4 Pages, 2025/07
東海再処理施設では、新規制基準を踏まえた安全対策として、想定される外部火災(森林火災など)の延焼から高放射性廃液貯蔵場(HAW)、ガラス固化技術開発施設(TVF)、第二付属排気筒を防護することを目的とした防火帯(可燃物のない帯状の区域)を設置した。本件では、施工内容等について報告する。
横内 優; 後藤 雄一; 久野 空翔; 鈴木 快昌; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 薄井 真人*; 小野瀬 拓*; 宮本 敏彦*; 森 英人*
日本保全学会第21回学術講演会要旨集, 4 Pages, 2025/07
廃止措置段階に移行している東海再処理施設分析所では、核燃料物質を取り扱うグローブボックス(GB)が約60基設置されている。このうち、半数以上は約20年以上に及ぶ長期使用に伴い、高経年化が進行している。今回、核燃料物質の保障措置分析に必要である表面電離型質量分析装置(TIMS)が装備されている特殊なGBについて撤去作業を実施した。本報告は、この作業における一連の撤去手法、作業日数、人工数並びに廃棄物の発生量について報告する。
-, 
- and X-ray spectra大島 真澄*; 後藤 淳*; 早川 岳人*; 浅井 雅人; 篠原 宏文*; 鈴木 勝行*; Shen, H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(4), p.379 - 388, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)スペクトル定量法(SDM)は、線や線のスペクトル全体の形を、標準線及び線スペクトルを用いて最小自乗フィッティング解析することで放射能を定量する方法である。本論文では、Ge検出器と液体シンチレーション検出器で測定された2つのスペクトルを統合した統合スペクトルに対して新しくSDMを適用した。統合スペクトルを解析することで、放射能の値の不確かさを改善することができた。40核種が等しい強度で含まれる統合スペクトルを解析し、それぞれの放射能の値を正しく求めることができた。
佐藤 日向; 森 天海; 久野 空翔; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎
JAEA-Technology 2024-011, 56 Pages, 2024/10
JAEA-Technology-2024-011.pdf:2.5MB
廃止措置段階にある東海再処理施設においては、分離精製工場内の設備、機器の除染・解体に向け、工程内に残留するプルトニウムとウランを集約する工程洗浄を実施した。工程洗浄は3ステップに分けて段階的に実施し、今回、プルトニウム製品貯槽及びプルトニウム関連工程内に残留する低濃度のプルトニウム溶液を高放射性廃液貯槽へ送液する第2ステップと、硝酸ウラニル貯槽に保管するウラン溶液を脱硝し三酸化ウランの粉末とする第3ステップを2023年3月から開始し2024年2月に完了した。第2ステップ、第3ステップにおいては、各工程の状態の把握や核物質の計量管理を目的として、各工程からサンプリングした溶液試料のプルトニウム濃度分析、ウラン濃度分析とその同位体組成分析、酸濃度分析、三酸化ウラン粉末のウラン純度分析等を実施した。また、保障措置に対応するために、査察において収去された試料をIAEA等の保障措置分析施設へ輸送するための分析前処理等も実施した。本報では、これら工程洗浄の第2、第3ステップで実施した分析業務実績について報告する。
曽山 和彦; 林田 洋寿*; 丸山 龍治; 山崎 大; 後藤 惟樹*; 小林 勇輝*; 荒川 翔平*; 山本 有悟*; 須場 健太*; 山村 和也*
JAEA-Research 2024-006, 15 Pages, 2024/10
JAEA-Research-2024-006.pdf:1.51MB
磁性体中の磁場イメージングを目的として、Wolter I型光学系に多層膜スーパーミラーを適用した中性子磁気顕微鏡の光学設計を行った。拡大率12.5倍の拡大結像光学系について、軌跡シミュレーションコードを用いて、偏極中性子の磁性体試料によるdepolarizationの解析、レプリカ法で作製されるWolterミラーの形状精度が顕微鏡の空間分解能へ与える影響の検討を行った。その結果、マイクロメートルオーダーの空間分解能を得るために必要な形状精度に関する知見を得た。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
廃止措置を進めている東海再処理施設では、工程洗浄が2024年2月に完了した。東海再処理施設は、主要工程に残存する核物質を含んでおり、工程洗浄では施設内の核物質をフラッシュアウトして硝酸溶液で洗浄することを目的とした。本稿では、この工程洗浄に関連する核物質の分析手法、実績等について報告する。
He, X.*; 鍵 裕之*; 小松 一生*; 飯塚 理子*; 岡島 元*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 町田 真一*; 阿部 淳*; 後藤 弘匡*; et al.
Journal of Molecular Structure, 1310, p.138271_1 - 138271_8, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)重水素化ヒドロキシフルオロマグネシウム[理想組成はMg(OD)F]のO-D
F水素結合の高圧応答を中性子粉末回折とラマン分光法を用いて調べた。常温でのリートベルト解析の結果、化学組成はMg(OD)
F
であり、結晶構造中で水酸基/フッ素(OD/F)が無秩序化して、2つの水素結合配置が生じていることが分かった。構造解析の結果、水素結合配置は9.8GPaまで維持され、圧力による水素結合の強化は見られなかった。常圧でのラマンスペクトルでは、2613, 2694, 2718cm
に3つの水酸基伸縮バンドが観測された。O-D伸縮モードの周波数が高いことから、ヒドロキシル基は弱い水素結合相互作用、あるいは水素結合を持たないことが示唆された。20.2GPaまでは、2694cmを中心とするモードは圧力によってブルーシフトを示し、水素結合は圧縮されても強化されないことが明らかになった。これは、中性子回折の結果と一致した。水素結合の存否と、常圧および高圧での水酸基のブルーシフトの原因について議論した。
木名瀨 暁理; 後藤 勝則*; 青野 竜士; 今田 未来; 佐藤 義行; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2024-004, 60 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-004.pdf:2.05MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3から発生した放射性廃棄物及び保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和4年度に取得した20核種(H、C、
Cl、Co、
Ni、Sr、Nb、
Tc、
Ag、
I、Cs、Eu、Eu、
U、U、Pu、Pu、Pu、Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
大島 真澄*; 後藤 淳*; 早川 岳人*; 篠原 宏文*; 鈴木 勝行*; 佐野 友一*; 浅井 雅人; 原賀 智子
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.871 - 882, 2024/07
被引用回数：1 パーセンタイル：17.48(Nuclear Science & Technology)スペクトル定量(SDM)法は、複数核種を含む試料を測定して得られる測定スペクトルは、それぞれの核種のスペクトルの線形重ね合わせで表せるという原理に基づいたものであり、これまでに、線スペクトルにおいてSDM法を適用できることを実証した。本研究では、開発したSDM法を液体シンチレーション測定へ適用し、測定において課題となる消光の補正方法を開発することにより、線スペクトルと同様に、液体シンチレーション測定においてもSDM法を適用できることを実証した。
本田 充紀; 金田 結依; 村口 正和*; 早川 虹雪*; 小田 将人*; 飯野 千秋*; 石井 宏幸*; 後藤 琢也*
AIP Advances (Internet), 14(5), p.055034_1 - 055034_6, 2024/05
被引用回数：3 パーセンタイル：49.85(Nanoscience & Nanotechnology)本研究は、希少かつ有毒な物質から得られる従来の熱電材料に代わるものとして、福島風化黒雲母(WB)を利用することを検討したものである。WBは粉砕、分級、溶融塩処理による熱処理を経て650
Cから850Cの範囲で半導体に類似した導電性を示す結晶を生成した。WBと得られた結晶の電気伝導度とゼーベック係数を評価した結果、高温熱電応用への可能性が示された。その結果、WBは無次元特性値(ZT)0.015を達成し、650Cを超える熱電材料としての可能性を示した。
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00407_1 - 23-00407_8, 2024/04
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III)) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle. Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, we applied a granulation technique using a spray dryer that is widely used in industry, and conducted experiments to find the optimal specifications for silica support particles and conditions for the granulation operation. A basic characterization of the adsorbent prepared from the produced particles was carried out by an adsorption test of simulated high level liquid waste.
渡部 創; 高畠 容子; 長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00461_1 - 23-00461_10, 2024/04
Japan Atomic Energy Agency is developing extraction chromatography technology to recover MA(III) from spent nuclear fuel. Developments in the extraction chromatography system especially focusing on safety and stable operation are required for practical application of the technology. This paper discusses the main tasks that have to be challenged preferentially based on achievements obtained by previous studies and potential MA(III) recovery process flow.
深谷 裕司; 後藤 実; 柴田 大受
IAEA-TECDOC-2040, p.133 - 136, 2023/12
日本では、エネルギー資源の確保を目的として、高速増殖炉によるマルチリサイクル核燃料サイクルの確立に向けたバックエンド技術の開発を進めてきた。高速増殖炉開発は基礎研究にとどまっているが、軽水炉燃料サイクルに関しては、ウラン燃料の再処理技術や処分技術をその過程で完成させた。これらの技術は事業者に引き継がれ、実用化されつつある。現在、日本では、高温工学試験研究炉(HTTR)、商用高温ガス炉概念であるガスタービン高温炉設計GTHTR300、及び関連する再処理技術が完成し、国内実証炉計画が進行中である。このような背景から、日本における代表的な核燃料サイクル政策は再処理であるが、日本では、商用高温ガス炉の利用を拡大するために、様々な核燃料サイクルシナリオを検討してきた。そこで、本研究では、そのシナリオと関連技術の開発状況について紹介する。
飛田 実*; 後藤 勝則*; 大森 剛*; 大曽根 理*; 原賀 智子; 青野 竜士; 今田 未来; 土田 大貴; 水飼 秋菜; 石森 健一郎
JAEA-Data/Code 2023-011, 32 Pages, 2023/11
JAEA-Data-Code-2023-011.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリートを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和3年度から令和4年度に取得した23核種(H、C、Cl、
Ca、Co、Ni、Sr、Nb、
Ag、Cs、
Ba、Eu、Eu、
Ho、U、
U、U、Pu、Pu、Pu、Am、
Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
4年の長期圧密試験によるベントナイトの二次圧密特性高山 裕介; 山本 陽一*; 後藤 考裕*
地盤工学ジャーナル(インターネット), 18(3), p.317 - 330, 2023/09
Na型ベントナイト・砂混合土に対する約1.8年の長期の圧密試験により、二次圧密過程の変形が加速的に増加する傾向が報告されている。そこで、このような二次圧密の加速挙動が生じた要因の分析を行い、それらの要因に対する対策を試験装置に施し、ベントナイトやカオリナイトを用いた10年以上を想定した長期圧密試験を開始した。本研究では、長期圧密試験開始から約2.74年経過時までの試験データに基づき、ベントナイトの二次圧密特性を調べた。その結果、試験開始から約2.74年の計測期間では、時間の対数に対して直線的に二次圧密が進行するという従来の粘土に対する知見と概ね整合的な結果が得られた。今後も試験期間が10年程度以上となるまで試験を継続し、ベントナイトのより長期的な二次圧密特性について調べていく予定である。
石橋 篤; 舛井 健司; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 石川 知志*; 石川 智哉*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.18 - 21, 2023/08
原子力機構東海再処理施設では、高放射性試料の分析のためのインナーボックス型のホットセル(分析セルライン)を1980年に設置以降、約40年の長期にわたり運用してきた。分析セルラインの運用にあたっては、定期的な点検保守により設備を健全な状態に維持するとともに、分析セルライン本体及びその付属設備について、様々な改良、改善を実施することで性能の向上を図ってきた。本稿では、これらの取り組みについて概説する。
