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三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬
JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB
廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日
20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。
渡部 創; 後藤 一郎; 佐野 雄一; 野村 和則; 駒 義和
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
Clogging of the extraction chromatography column caused by inflow of insoluble residue into the bed possible to lead accumulation of decay heat and explosive gas inside the bed. Behavior of small particle is necessary to be investigated to prevent hazardous events. In this study, influence of fine particles contained in the feed solution on the clogging and on separation performance of the bed were evaluated by laboratory scale experiments. Discharging operation of the simulated particles from the bed was experimentally demonstrated using an engineering scale system. The particles were accumulated on top of the bed and hardly come inside the bed. Backwashing operation was effective to discharge a part of the accumulated powder. Supplying water into the column with normal flow rate condition was possible after the short time backwashing operation. Backwashing with cold water as a normal operation must be one of the most appropriate countermeasures for preventing from the clogging.
浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.
JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB
東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。
駒 義和; 柴田 淳広; 芦田 敬
Nuclear Materials and Energy (Internet), 10, p.35 - 41, 2017/01
2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性核種が環境に拡散し、種々の物を汚染した。発電所サイト内の汚染物,滞留水,瓦礫,土壌と植物に関して公開されている分析データを基にして、放射性核種の汚染ふるまいを検討した。放射性核種の濃度の
Csに対する比を損傷燃料の組成により規格化して考察に用いた。瓦礫や土壌へのSrの移行はCsに比べて10
から10
であり、このような空気を経由した汚染に比べて、滞留水への移行が大きく、Csと同等である。Pu, AmとCmの移行は、Csに比べてごく小さい。ヨウ素、セレンやテルルの移行は、空気と水を経由するいずれについてもCsと同等以上である。
Hと
Cの汚染は、Cs, 
SrやTRU核種と独立しており、異なる移行過程による可能性がある。
柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12
被引用回数：3 パーセンタイル：42.29(Nuclear Science & Technology)For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C
, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I
were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.
佐藤 隆博; 横山 彰人; 喜多村 茜; 大久保 猛; 石井 保行; 高畠 容子; 渡部 創; 駒 義和; 加田 渉*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 371, p.419 - 423, 2016/03
被引用回数：2 パーセンタイル：57.25(Instruments & Instrumentation)The cross-sectional distribution of neodymium (Nd) simulating minor actinides (MA) in a minute globular adsorbent of less than 50 
m in diameter was measured using PIXE (particle induced X-ray emission)-CT (computed tomography) with a 3-MeV proton microbeam for the investigation of residual MA in extraction chromatography of spent fast reactor fuel. The measurement area was 100 
100 m
corresponding to 128 128 pixels of projection images. The adsorbent target was placed on an automatic rotation stage with 9
step. Forty projections of the adsorbent were finally measured, and image reconstruction was carried out by the modified ML-EM (maximum likelihood expectation maximization) method. As a result, the cross-sectional distribution of Nd in the adsorbent was successfully observed, and it was first revealed that Nd remained in the region corresponding to internal cavities of the adsorbent even after an elution process. This fact implies that the internal structure of the adsorbent must be modified for the improvement of the recovery rate of MA.
渡部 創; 佐野 雄一; 野村 和則; 駒 義和; 岡本 芳浩
European Physical Journal; Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 1, p.9_1 - 9_8, 2015/12
In the extraction chromatography system, accumulation of hydrogen gas in the chromatography column is suspected to lead to fire or explosion. In order to prevent the hazardous accidents, it is necessary to evaluate behaviors of gas radiolytically generated inside the column. In this study, behaviors of gas inside the extraction chromatography column were investigated through experiments and Computation Fluid Dynamics (CFD) simulation. N
gas once accumulated as bubbles in the packed bed was hardly discharged by the flow of mobile phase. However, the CFD simulation and X-ray imaging on 
-ray irradiated column revealed that during operation the hydrogen gas generated in the column was dissolved into the mobile phase without accumulation and discharged.
渡部 創; 佐野 雄一; 野村 和則; 駒 義和; 岡本 芳浩
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.2781 - 2788, 2015/05
In the extraction chromatography system, accumulation of hydrogen gas in the chromatography column is suspected to lead the fire or explosion. In order to prevent the hazardous accidents, it is necessary to evaluate behaviors of gas radiolytically generated inside the column. In this study, behaviors of gas inside the extraction chromatography column were investigated through experiments and Computation Fluid Dynamics (CFD) simulation. N gas once accumulated as bubbles in the packed bed was hardly discharged by the flow of mobile phase. However, the CFD simulation and X-ray imaging on -ray irradiated column revealed that during operation the hydrogen gas generated in the column was dissolved into the mobile phase without accumulation and discharged.
駒 義和
JAEA-Data/Code 2014-015, 23 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-015.pdf:2.2MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故において放射性核種が環境に放出された。東京電力は原子炉周辺の土壌を採取し、分析した結果を公表している。この分析値と原子炉内に存在した燃料の組成を用いて、Csを基準とした輸送比を計算した。
中原 将海; 駒 義和; 中島 靖雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(11), p.1062 - 1070, 2013/11
被引用回数：3 パーセンタイル：62.81(Nuclear Science & Technology)核拡散抵抗性,安全性及びコストに優れたPu還元剤を用いない酸分配法の研究を実施した。抽出計算コードを用いてフローシートの設定を行い、その結果をもとに向流多段抽出試験を行った。Pu逆抽出液は、0.15mol/dm HNO
を21Cにて供給した。フィード溶液に対してU/Pu製品のPu富化度を2.28倍に高めることができた。また、U製品中におけるPu移行率は、0.47%に抑えられた。本研究により、酸分配法の高速炉燃料再処理への適用性を確認することができた。
中原 将海; 駒 義和; 中島 靖雄
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.539 - 542, 2013/09
高速炉燃料再処理法として、還元剤として硝酸ヒドロキシルアミンを用いたPu還元分配法とUとPuの分離係数を利用したPu無還元分配法の向流多段抽出試験を行った。Pu還元分配法においてもU再抽出部を省略することにより、U及びPuを共回収できた。一方、Pu無還元分配法においてもPu分配工程において低濃度のHNO溶液を供給することにより、ほとんどのPuをUとともに回収することができた。Pu還元分配法のみならずPu無還元分配法についても高速炉燃料再処理への適用性を確認できた。
駒 義和; 芦田 敬; 目黒 義弘; 宮本 泰明; 佐々木 紀樹; 山岸 功; 亀尾 裕; 寺田 敦彦; 檜山 敏明; 小山 智造; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.736 - 743, 2013/09
東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い発生した廃棄物の管理に関して、原子力機構が進めている研究開発の成果を概観する。
高畠 容子; 渡部 創; 柴田 淳広; 野村 和則; 駒 義和
Procedia Chemistry, 7, p.610 - 615, 2012/00
被引用回数：6 パーセンタイル：6.31Concerning decontamination of a radioactive liquid waste which comprise seawater and nuclides from irradiated fuels and activated materials, the in-situ generation of metal hexacyanoferrates(II) by adding potassium hexacyanoferrate(II) and co-decontamination of 
Cs and some activation products were investigated. Transition metals arising from seawater in the waste solution precipitates in the preference order of Zn 
Ni Co Mn according to their solubility. The precipitate adsorbs Cs, and decontamination will be attained by the following sedimentation with a polymer and filtration, as an example. Decontamination factor of activated products, 
Co and 
Mn, is dependent on concentration of hexacyanoferrate(II) in the solution.
-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：7.57As 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-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.
松村 達郎; 森田 泰治; 松村 和美; 佐野 雄一; 駒 義和; 野村 和則
Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), 8 Pages, 2012/00
FaCTの一環として、抽出クロマトグラフ法によるMA回収技術を確立するため、担体であるSiO-P粒子に抽出剤を担持させた吸着材を用いるフローシートを検討している。抽出クロマトグラフ法においても、抽出剤は溶媒抽出法と同様な特性を発揮すると考えられるため、MA・Ln回収工程とMA/Ln分離工程の2サイクルから構成されるフローシートとして進めている。本研究では、MA・Ln回収工程にTODGA吸着材及びCMPO吸着剤、MA/Ln分離工程にHDEHP吸着材,R-BTP吸着剤及びTOPEN吸着剤を使用した。フローシート全体を通じた各元素の分離挙動を観察した結果、TODGA吸着剤とR-BTP吸着剤あるいはTOPEN吸着剤を組合せたフローシートによってMA(III)を模擬再処理抽残液から分離することが可能であることを確認した。
中原 将海; 柴田 淳広; 駒 義和
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 4 Pages, 2011/12
核分裂生成物の挙動を調査するため、高速実験炉「常陽」照射済炉心燃料を使用して向流多段試験を2ラン実施した。1つめの条件は、9及び1mol/dm HNOをダブルスクラブとして供給し、もう1つの試験は、10mol/dm HNOのTcスクラブを採用した。核分裂生成物のうち、ZrとTcの除染挙動はスクラブのHNOにより異なった。Zr及びTcの除染係数は、10mol/dm HNOのTcスクラブを採用した場合は、それぞれ76.8以上及び7.52以上に向上した。他の核分裂生成物においては、Csはよく除染され、その除染係数は10
であった。
渡部 創; 先崎 達也; 柴田 淳広; 野村 和則; 駒 義和; 中島 靖雄
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12
「常陽」照射済燃料溶解液を用いて、抽出クロマトグラフィーによるMA回収試験を実施した。試験はCMPO, HDEHPカラムを用いるフローとTODGA, isoHex-BTPカラムを用いるフローの2ケースについて実施し、MAの回収率及びFPの除染係数から各フローの性能を確認した。試験より得られたMA回収率及び除染係数は目標値に達しなかったものの、フローシート及び吸着材の改良により所定の性能が得られる見通しが得られた。
高畠 容子; 渡部 創; 柴田 淳広; 野村 和則; 伊藤 義之; 駒 義和
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
A lot of contaminated water which contains many radioactive nuclides has accumulated at the Fukushima Dai-ichi NPP of TEPCO, and been decontaminated by the treatment facilities. The READ-Sr absorbent containing titanium is used at the LWTF of JAEA, and its availability to the contaminated water mixed with a seawater was evaluated. Adsorption of Sr with the READ-Sr was fast, and Sr adsorption capacity was unchanged in a batchwise adsorption for a solution containing seawater. The selectivity Sr/Ca was not eminent, although it is suggested that the separation was improved with increasing seawater fraction. Precipitation with flocculation from the simulated water was possible to decontaminate Sr preferentially over Mg and K without any interference with Cs adsorption. It is concluded that the READ-Sr adsorbent can be applied for Sr decontamination from the contaminated water, although its performance of Sr/Ca separation should be improved for minimizing secondary waste of the adsorbent.
松村 達郎; 森田 泰治; 松村 和美; 佐野 雄一; 駒 義和; 野村 和則
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
FaCTの一環として、抽出クロマトグラフ法によるMA回収技術を確立するため、担体であるSiO-P粒子に抽出剤を担持させた吸着材を用いるフローシートを検討している。抽出クロマトグラフ法においても、抽出剤は溶媒抽出法と同様な特性を発揮すると考えられるためMA・Ln回収工程とMA/Ln分離工程の2サイクルから構成されるフローシートとして進めている。本研究では、MA・Ln回収工程にTODGA吸着材及びCMPO吸着剤,MA/Ln分離工程にHDEHP吸着材,R-BTP吸着剤及びTOPEN吸着剤を使用した。フローシート全体を通じた各元素の分離挙動を観察した結果、TODGA吸着剤とR-BTP吸着剤あるいはTOPEN吸着剤を組合せたフローシートによってMA(III)を模擬再処理抽残液から分離することが可能であることを確認した。
渡部 創; 後藤 一郎*; 野村 和則; 佐野 雄一; 駒 義和
Energy Procedia, 7, p.449 - 453, 2011/09
被引用回数：4 パーセンタイル：4.55使用済核燃料からのMA回収技術開発の一環として、模擬HLLWを対象に、工学規模相当のカラムを用いた抽出クロマト分離試験を実施した。CMPO-HDEHPによる2段階のフローシートを用いた試験を10サイクル実施し、吸着材の耐久性をクロマトグラムの変化,使用済吸着材の外観,抽出剤の溶出率の観点より評価した。CMPOカラム試験では再現性のあるクロマトグラムが得られたものの、HDEHPカラムでは抽出剤の溶出に起因したと考えられる変化が確認された。
