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粟飯原 はるか; 比内 浩; 柴田 淳広; 富田 さゆり*; 駒 義和
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.324 - 328, 2025/09
福島第一原子力発電所に滞留数する汚染水にはPuとAmが含まれ、建屋コンクリートを汚染している。汚染の状態を推定するために、汚染のメカニズムを調べることは非常に重要である。そのためセメントペーストと骨材のへのPuとAmの分配比を実験的に求めた。セメントペーストと骨材をPuとAmが含まれる溶液に浸漬し、分配比を取得した。PuとAmのセメントペーストへの分配比は高い値を示し、建屋コンクリートに収着して蓄積していることが示唆された。
藁科 友朗*; 佐藤 朝子*; 比内 浩; Shaikhutdinov, N.*; Shagimardanova, E.*; 森 宙史*; 玉木 聡志*; 斎藤 元文*; 眞田 幸尚; 佐々木 祥人; et al.
Applied and Environmental Microbiology, 90(4), p.e02113-23_1 - e02113-23_23, 2024/04
被引用回数:3 パーセンタイル:19.13(Biotechnology & Applied Microbiology)A major incident occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station following the tsunami triggered by the Tohoku-Pacific Ocean Earthquake in March 2011, whereby seawater entered the torus room in the basement of the reactor building. Here, we identify and analyze the bacterial communities in the torus room water and several environmental samples. Samples of the torus room water (1
10
Bq
Cs/L) were collected by the Tokyo Electric Power Company Holdings from two sampling points between 30 cm and 1 m from the bottom of the room (TW1) and the bottom layer (TW2). A structural analysis of the bacterial communities based on 16S rRNA amplicon sequencing revealed that the predominant bacterial genera in TW1 and TW2 were similar. TW1 primarily contained the genus Limnobacter, a thiosulfate-oxidizing bacterium.
-Irradiation tests on Limnobacter thiooxidans, the most closely related phylogenetically found in TW1, indicated that its radiation resistance was similar to ordinary bacteria. TW2 predominantly contained the genus Brevirhabdus, a manganese- oxidizing bacterium. Although bacterial diversity in the torus room water was lower than seawater near Fukushima,
70% of identified genera were associated with metal corrosion. Latent environment allocation - an analytical technique that estimates habitat distributions and co-detection analyses - revealed that the microbial communities in the torus room water originated from a distinct blend of natural marine microbial and artificial bacterial communities typical of biofilms, sludge, and wastewater. Understanding the specific bacteria linked to metal corrosion in damaged plants is important for advancing decommissioning efforts.
野村 和則; 比内 浩; 中原 将海; 鍛治 直也; 紙谷 正仁; 大山 孝一; 佐野 雄一; 鷲谷 忠博; 小巻 順
Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05
U crystallization process from the dissolver solution of the spent nuclear fuel has been developed as one of the key essential technologies for the "NEXT" process development. Since several tens % of U is supposed to be recovered at the crystallization process, it is expected to reduce the total mass of nuclear material to be treated in the solvent extraction process. For the U crystallization, it is desirable to prepare the dissolver solution of relatively high U concentration. Although the conventional dissolution method needs significantly long dissolution time in order to obtain the dissolver solution of high U concentration with high dissolution ratio, it is expected the effective dissolution is achieved by powderizing the spent fuel. The beaker-scale experiments on the effective powdered fuel dissolution and the U crystallization from dissolver solution with the irradiated MOX fuel from the experimental fast reactor "JOYO" were carried out at the Chemical Processing Facility (CPF) in Tokai Research and Development Center. The powdered fuel was effectively dissolved into the nitric acid solution and the results were compared with the calculation results of the simulation model. In the U crystallization trials, U crystal was obtained from the actual dissolver solution without any addition of reagent.
鈴木 政浩; 比内 浩; 重留 義明; 河野 秀作; 松崎 壮晃
JNC TN8410 2003-002, 29 Pages, 2003/02
核燃料サイクル開発機構(JNC)では、振動充填燃料に関する共同研究「Research and Development of Advanced Sphere-pac Fuel(通称FUJI(Fuel irradiations for JNC and PSI)プロジェクト」を、スイスのPaul Scherrer Institut(PSI)及びオランダのNuclear Research & consultancy Group(NRG)との間で実施している。本プロジェクトではPSIで製造したスフェアパック、ペレット及びバイパックの3タイプの燃料を、オランダPettenにあるHigh Flux Reactor(HFR)で比較照射する計画である。JNCは照射試験用燃料のピン部材を製造する役割を担っており、三者間で合意された製作図面に従って部材の製作及び接続端栓の被覆管への溶接を実施した。この報告書は照射用部材の製造結果、また接続端栓の溶接に関する施工試験及び溶接された部材の品質保証に関するものである。製造は無事完了し、製造された部材は2002年10月にPSIに送付された
gas production by radiolysis of carbonate slurry generated from Multi-Radionuclide Removal System荒井 陽一; 比内 浩; 駒 義和; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理設備として、多核種除去設備(MRRS)が用いられている。MRRSは前処理設備(鉄共沈工程、炭酸塩沈殿工程)と吸着塔で構成されている。各設備の運転により、水酸化鉄、炭酸塩、使用済み吸着材の二次廃棄物が発生し、これらは高性能容器(HIC)と呼ばれる容器に保管される。炭酸塩スラリーを保管しているHICから、たまり水が発生していることが発見された。ガスがスラリー層に堆積し、スラリー中の水分を追い出すことで体積が増加したと推察されたが、炭酸塩スラリーから発生するガスの挙動は不明確であった。そこで、HICに保管中の炭酸塩スラリーを用いて水素ガスの発生量を測定し、その挙動を確認した。10mlの炭酸塩スラリーを容器に入れ、3, 7, 14, 21日後に、ガスクロマトグラフを用いて、水素濃度を分析した。水素の総量は時間と共に比例して増加する傾向にあることを確認した。また、各測定時のG値を求めた結果、水の放射線分解の理論G値とほぼ同等であることを確認した。その結果から、炭酸塩スラリーの放射線分解で発生する水素は、水の放射線分解によるものと確認した。
福田 裕平; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則; 池田 昭*; 小畑 政道*; 市川 真史*; 高橋 陵太*; 平山 文夫*
no journal, ,
既設多核種除去設備及び増設多核種除去設備の前処理設備から発生した炭酸塩スラリー廃棄物を採取し、その性状比較を行うため、放射化学分析, pH測定, SEM-EDX分析を行った。放射化学分析の結果、H-3, Mn-54, Co-60, Sr-90, Sb-125, Cs-134, Cs-137が検出された。既設・増設のどちらのスラリーについてもSr-90が支配的であり、Sr-90濃度は、既設スラリー: 7
10
Bq/cm
、増設スラリー: 6
10
Bq/cm
であった。この既設・増設のスラリーの性状の違いは、既設・増設の処理工程の違いである鉄共沈工程の有無の差や処理を行った汚染水の組成の違いによるものと推定される。
福田 裕平; 荒井 陽一; 菅沼 隆; 比内 浩; 佐野 雄一; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所の多核種除去設備から発生する汚染水処理二次廃棄物の処理・処分方法を検討するために、放射能分析を行う必要がある。
放射能および
放射能分析を行うためには、分析前処理として二次廃棄物の溶液化が必須となる。そのため、多核種除去設備で使用されている吸着材の一種であるキレート樹脂を対象に、キレート樹脂の除去対象元素(Co)等を吸着させた模擬廃棄物を調製し、加熱処理-酸溶解法および溶離法の2種類の分析前処理(溶液化)方法について、適用性を検討した。加熱処理-酸溶解法では、Coはほぼ回収することができたが、Ruは揮発によって回収率が低くなる結果となった。溶離法では、模擬廃棄物に吸着させた4元素をおおよそ回収することができた。加熱処理-酸溶解法、溶離法どちらの方法についてもRu以外の元素については適用性を確認することができた。
横山 義友; 比内 浩; 加藤 浩; 小島 久雄
no journal, ,
原子力機構と6大学(金沢大学,東京工業大学,福井大学,茨城大学,岡山大学,大阪大学)が進めている原子力教育大学連携ネットワーク活動の一環として実施している学生実習の経緯,プログラム内容などの活動実績について報告する。
荒井 陽一; 比内 浩; 駒 義和; 池田 昭*; 小畑 政道*; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
多核種除去設備の炭酸塩スラリー廃棄物を収納する高性能容器(HIC)の上部にたまり水が発生した。炭酸塩スラリー廃棄物は主に
Sr-
Yを含み、この
線によりスラリー中の水の放射線分解により水素ガスが発生し、スラリー内に滞留することによる見かけの体積膨張が一因と推察されている。このため、実スラリーから発生する水素量を測定し、水素発生挙動を調査した。水素濃度の経時変化により、炭酸塩スラリーから発生する水素の総量は時間に比例して増加した。水素発生のG値は水の放射線分解によるG値と同程度であり、試料から発生した水素ガスはスラリーに含まれる水の放射線分解に起因すると推察される。スラリー層中の水素の滞留については21日後、スラリー層に保持された水素を気層に追い出すために容器を振とうして水素濃度を測定した結果、振とう前後の水素濃度は同程度であった。スラリー層が1.8cmと極端に短い本体系では、水素はスラリー層から気層へと速やかに移行した。固液比の影響については、固液比が10%程度増加した条件では水素発生量に変化は認められなかった。以上より、水素の滞留による見かけの液位上昇には、一定のスラリー層の高さや密度が必要であると考えられる。
粟飯原 はるか; 比内 浩; 中島 靖雄
no journal, ,
再処理工程試料や福島第一原子力発電所の放射性滞溜水に含まれるヒドラジンの定量法を改良した。分析にはp-ジメチルアミノベンズアルデヒド吸光光度法を用い、呈色試薬であるp-ジメチルアミノベンズアルデヒド(以下p-DMBA)溶液の試薬を変更することにより共存成分の影響を減らし幅広い試料に対応できるよう検討を行った。結果としてp-DMBA溶液の酸は塩酸,硫酸,硝酸いずれも分析に用いることができた。最も吸光度が安定なのは塩酸系であり、共存成分からの影響は硝酸系が最も少なかった。また、溶媒をエタノールから水に変更することも可能で、水溶媒の場合感度が低下するが硝酸系の安定性は増した。以上より試料中の共存成分によってp-DMBA溶液の酸を使い分けることが可能となり、溶媒を水にすることにより試薬の安定性を増すことができた。
粟飯原 はるか; 比内 浩; 北脇 慎一; 中島 靖雄; 田口 克也
no journal, ,
福島第一原子力発電所の各号機には使用済燃料を冷却保管する燃料プールがあり、東日本大震災後に発生した事故により海水やコンクリート等の不純物が入り込んでいる。燃料プールに保管されている使用済み燃料についてPUREX法による再処理を想定した場合、不純物が再処理工程に同伴する可能性があるため各工程への影響が懸念される。ここでは抽出工程への影響を検討するため、模擬不純物として人工海水、モルタルを用いて硝酸溶解液を調製し、抽出実験を行った。不純物の主成分はいずれも溶媒への分配比が低く、U, Pu製品へ移行する量は影響を無視できる程度であることを確認した。
多田 康平; 北脇 慎一; 渡部 創; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
CPFにて実施している乾式再処理試験では、化学分析に伴い塩化物イオンを含む廃液が発生している。塩化物イオンを含む廃液は、腐食の観点から施設廃液設備に廃棄することが出来ないため、一時保管設備内で保管してきたが、現在、保管容量の7割に達している。さらに、これらの廃液にはU, Puも含まれている。本研究は、塩化物イオンを除去し、U, Puを回収した上で廃液を処理する方法を確立することを目的とした。この目的を達成するため試験内容を検討し、コールド試験にて確認した。その結果、硝酸銀を用いた沈殿分離処理により、塩化物イオンを効率的に除去できた。その際、U, Puが塩化銀沈殿物に同伴するロスが少なくなる見通しも得た。生成した塩化銀沈殿物は、光分解反応による変色が観察されたため、暗所にて乾燥処理を行う必要がある。生成した沈殿物は、通常の空気雰囲気下にて自然乾燥すれば、1週間で乾固することが分かったため、暗所でも同様に乾固できる。今後、実際の廃液にてホット試験を実施し、実証する予定である。
二田 郁子; 比内 浩; 佐藤 義行; 青野 竜士; 大木 恵一; 駒 義和; 柴田 淳広
no journal, ,
福島第一原子力発電所で生じた汚染に係る核種やその量を把握することは、建屋解体廃棄物等の放射性廃棄物の処理処分方法の検討において重要である。4号機には事故当時、原子炉内に燃料はなかった。しかし3号機の燃料の損傷で発生した水素のダクトを介した流入、またこれによる水素爆発等の影響を受け、建屋内は汚染されている。建屋内の瓦礫や周辺に飛散した瓦礫は、これらの性状把握のために採取されている。原子力機構では、これらを分析施設に輸送し、放射能濃度をはじめとする詳細な分析データの取得を行っている。4号機原子炉建屋1階から4階の各階で採取されたコンクリート試料からは、全ての試料からCs-137が、一部の試料からH-3, Co-60等が検出された。また、Pu-238は各階で検出された。本会では、これらの結果と併せ、他の号機との比較についても報告する。
福田 裕平; 荒井 陽一; 比内 浩; 野村 和則; 池田 昭*; 小畑 政道*; 市川 真史*; 高橋 陵太*; 平山 文夫*
no journal, ,
増設多核種除去設備の前処理設備にて発生し、約5か月間高性能容器(HIC)に保管されていた炭酸塩スラリーを、深さ位置を変えて3点(深さ60cm, 100cm, 150cm)採取し、ICP-AESによる元素濃度分析及び放射能分析等の各種分析を行い、炭酸塩スラリーの性状と採取深さ位置の関係を調べた。元素濃度分析の結果、Mg, Ca, Na等が検出されたが、各試料の金属元素組成比に違いは認められず、採取深さに関係なく試料中の固体成分の組成は同一であると推察する。しかし、固体成分の割合は、採取深さ60cmの試料に比べて、100cmと150cmの試料が大きい結果となった。また、Sr-90放射能濃度の結果も同様の傾向となった。スラリー中の粒子が沈降することにより、固体成分の割合が上昇し、その結果、放射能濃度が高くなったと推定される。これらの結果は、スラリー試料のインベントリ評価や、今後の評価の際のスラリー採取位置の検討に役立てられる。
ray emitting nuclides at CPF本山 李沙; 比内 浩; 市毛 良明; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
原子力機構高レベル放射性物質研究施設(CPF)では、福島第一原子力発電所にて発生した廃棄物の処理・処分方法の検討に資するため、廃棄物の性状に係る核種分析を行っている。
及び
スペクトル測定対象核種に加え、
線放出核種の分析にも対応するため、2014年度より、
核種分析法の検討を開始した。CPFの設備の特性上、ハロゲン系試薬を使用しないこと等を前提条件に、開発を行っている。これまで既にH-3, Sr-90及びI-129の分析法を確立してきた。本報告では、これらの中からI-129分析法について紹介するとともに、現在検討中であるSe-79分析法について、開発状況を報告する。
比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所には、放射性汚染水中の放射性核種の除去を目的とした多核種除去設備が設置されている。汚染水処理に伴いスラリー及び廃吸着材の二次廃棄物が発生する。特にSr吸着を阻害するアルカリ土類金属の除去を目的とした炭酸塩沈殿処理工程では高線量かつ多量の炭酸塩沈殿スラリーが生成されるため、その処理処分方法を検討するため、その中に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度等を詳細に把握することが必要となる。このため、炭酸塩沈殿スラリー試料を核燃料サイクル工学研究所に輸送し、放射化学分析, 元素分析及び粒度分布測定を実施した。得られた炭酸塩沈殿スラリーの性状を報告する。
比内 浩; 市毛 良明; 青瀬 晋一
no journal, ,
PuO
は硝酸溶液に対して難溶解性であり、PuO
系固体試料の湿式分析においては、その効果的な前処理が課題となる。今回著者らは、湿式分析の前処理方法として、マイクロ波加熱による高温酸溶解法を検討した。この方法は試料を硝酸等の溶解試薬とともに耐圧密閉容器に入れ、マイクロ波を照射することで、密閉容器内の圧力が温度上昇に伴って高まり、溶解試薬の沸点上昇によって高温加熱が可能である。同法によるPuO
粉末の溶解試験(約180
C)を行った結果、常圧条件での外部加熱溶解(約95
C)と比較して約2分の1の溶解時間で溶解することができ、マイクロ波加熱による高温溶解法が有効であることがわかった。
佐藤 大輔; 比内 浩; 明道 栄人; 駒 義和; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
福島第一原子力発電所において、汚染水処理により発生した除染装置スラッジが貯蔵されている。このスラッジを発電所内移送する計画があり、移送手段等の検討のため実試料の性状の把握が必要となっていた。今回、少量採取された実スラッジ試料を用い、移送設備の設計に必要なデータを取得した。
大木 恵一; 高畠 容子; 比内 浩; 柴田 淳広; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故では、1号機から3号機の炉心の損傷により多量の放射性核種が原子炉建屋外に放出された。これらの放射性核種は発電所構内及び構外に降下し、土壌を汚染している。発電所構内の土壌を分析することで、放射性核種による汚染分布の把握、移行挙動の推定、汚染した土壌の処理、処分に向けた検討に有用な情報を得ることが期待されている。原子力機構では、発電所構内から土壌の分析試料を採取し、放射能測定をはじめとする性状把握を継続している。分析試料は、原子炉建屋から放出された放射性物質が比較的多く飛散した原子炉建屋の北西側、汚染水が漏えいしたH4タンクの付近を含む、発電所構内の広範囲な場所から採取した。本会では、土壌の分析結果による発電所構内の汚染分布とその放射性核種組成、放射性核種の起源の考察等について報告する。
福田 裕平; 菅沼 隆; 比内 浩; 池田 昭*; 小畑 政道*; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
既設多核種除去設備及び増設多核種除去設備の前処理設備から発生した炭酸塩スラリー廃棄物を採取し、その性状を調査するためICP-AESによる元素濃度分析と粒度分布測定を行った。ICP-AESによる元素濃度分析では、前処理設備の除去対象元素であるCa, Mgを高い濃度で検出し、この他に有意量のNa, Si, Fe及びSrを検出した。試料間において、Ca/Mg濃度比に最大約2倍の差が認められたが、これは、処理水(供給水)の組成の違いによるものと推定される。また、粒度分布測定の結果、今回までに試料採取した範囲では、設備の違いや処理水の組成によらず同程度の粒子径のスラリー廃棄物が発生していることがわかった。これらのデータは、スラリー廃棄物の安定保管の検討に資するものである。