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朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和; 森田 泰治
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.271 - 274, 2005/12
PUREX技術に基づいたTcの抽出分離試験を、燃焼度44GWd/tの使用済ウラン燃料を用いて行った。試験結果を、シミュレーションコードESSCAR(Extraction System Simulation Code for Advanced Reprocessing)を用いて検討した。TBP抽出によって、Tcを溶解液からほぼ定量的に抽出し、高濃度硝酸スクラブによって抽出されたTcを定量的に回収できることを示した。さらに、Tcの抽出機構では、ZrとUとの共抽出効果が支配的な要因であることをESSCARコードによる計算結果から示した。
朝倉 俊英; 佐藤 真人; 松村 正和; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.345 - 347, 2005/08
本報告では、高度化再処理のための抽出システムシミュレーションコード(ESSCAR)についてのこれまでの開発と利用についてレビューする。開発においては、使用済燃料試験を実施して計算を行うことによって、分離プロセスにおける物理化学現象をより深く理解することが必須である。燃焼サイクル施設のプロセス安全性の観点からは、痕跡量程度しか存在しないが、反応活性の高い物質のプロセス挙動を知ることが重要である。
遠藤 聖*; 柴田 靖*; 吉田 文代*; 中井 啓*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 石井 慶造*; 酒井 卓郎; 佐藤 隆博; 及川 将一*; et al.
Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 2 Pages, 2004/10
原研の高崎研究所にあるシングルエンド加速器(Micro PIXE)を用いて細胞内でのホウ素及びガドリニウムの定量を試みた。Micro PIXEは直径1m以下のマイクロビームを用いて元素分布の分析を可能にするものである。実験の結果、P, S, Gd等の分布を分析することが可能であることがわかった。しかし、K及びGdが細胞周辺に分布していることから、細胞壁の破壊や細胞内への取り込み不全が考えられた。今後、これらの問題に対処するとともに、細胞内のホウ素分布を求め、BNCTの有効活用に資する予定である。
伴 康俊; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 松村 正和; Kim, S.-Y.; 森田 泰治
JAERI-Conf 2004-011, p.101 - 102, 2004/07
本研究では、燃料の高燃焼度化など燃料の高度化に対応する再処理プロセスの構築,核燃料サイクルの評価、及び施策の策定に資するために、再処理等の化学プロセス溶液におけるアクチノイド元素の物理化学挙動について、実験及び解析により調査研究を行い、それらの成果を科学技術評価データとして整備する。
朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和*; Kim, S.-Y.; 峯尾 英章; 森田 泰治
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles, 5 Pages, 2004/06
原研では、将来の再処理の基盤として、PUREX法に基づくPARCプロセスを研究している。その鍵となる概念は、U/Pu分配前に、Np, TcをU, Puから分離することによって、一回の抽出サイクルのみでU, Pu製品を得ることである。このプロセスについて、44GWd/tのPWR使用済燃料溶解液を用いて、2回のフローシート試験を実施した。その結果、溶媒流量を上げ、FP洗浄液の硝酸濃度を高めることで、共除染から発生する抽出廃液に残るNp量を、溶解液に含まれていた量に対して13%にまで減少させることができることを示した。また、フローシートを改良して、還元剤濃度と洗浄液流量を上げることによって、n-ブチルアルデヒド選択還元法によるNpの分離効率を36%から78%に改善できることを示した。さらに、高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。
小林 仁*; 栗原 俊一*; 松本 浩*; 吉岡 正和*; 松本 教之*; 熊田 博明*; 松村 明*; 櫻井 英幸*; 平賀 富士夫*; 鬼柳 善明*; et al.
no journal, ,
ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)装置の建設を進めている。施設名称は茨城中性子先端医療研究センター(仮称)で、茨城県のいばらき量子ビーム研究センターの敷地内(茨城県東海村)に設置される。建物はこの装置に合わせて現在改修が進められている。BNCTは原子炉からの中性子を利用して長年の治療実績が積み重ねられた。病院内に設置できる治療装置として医療側から加速器ベースのBNCT装置の開発が強く望まれている。われわれは"Hospital Friendly"のBNCT装置を目指し、具体的には極力残留放射能の低い施設を目指して加速器のパラメータを選定した。陽子ビームエネルーを8MeVとし、ターゲット材料はベリリウムを選択した。治療時間は短いほど良いが目安となる中性子強度がIAEAから提案されており、それを満たす陽子ビームのパワーは80kW(平均電流で10mA)である。加速器のビームダイナミクスはJ-PARCのフロントエンドをベースとしているがデューティサイクルはJ-PARCより1桁近く大きくなる。このため加速管の水冷、ターゲットの熱除去とブリスタリング対策が重要課題となる。本稿では装置の開発状況を報告する。
若生 峻信*; 早川 虹雪*; 松村 博志*; 村口 正和*; 小田 将人*; 飯野 千秋*; 石井 宏幸*; 本田 充紀
no journal, ,
熱電変換材料の物性計測において、測定端子との接触による伝熱が測定結果に与える影響を伝熱シミュレーションを用いて検討した結果を報告する。熱電変換技術ではIoT向けの小型電源などとの親和性から素子の小型化や薄膜化の検討が進められているが、これらを実現するためには微小な材料の熱電物性を正確に測定する必要があり測定系全体で結果を評価することが不可欠であることに着目して検討した結果を報告する。
早川 虹雪*; 松村 博志*; 若生 峻信*; 村口 正和*; 小田 将人*; 飯野 千秋*; 石井 宏幸*; 本田 充紀
no journal, ,
我々は溶融塩電解により処理した土壌粘土鉱物からの新規熱電材料の創出を目指し、その基礎物性の評価を進めている。本研究では熱電性能指数を求める上で必須な、土壌粘土鉱物の熱伝導率の測定を行った結果を報告する。