検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 70 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Ion beam induced luminescence analysis of europium complexes in styrene-divinylbenzene copolymer-coated spherical silica by proton and argon ion beams irradiation

中原 将海; 渡部 創; 竹内 正行; 湯山 貴裕*; 石坂 知久*; 石井 保行*; 山縣 諒平*; 山田 尚人*; 江夏 昌志*; 加田 渉*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.144 - 150, 2023/09

マイナーアクチニド回収のための抽出クロマトグラフィ技術において、荷電粒子誘起発光分析により様々な抽出剤を用いて調製した吸着材中のユウロピウム錯体構造の評価を行った。測定は、量子科学技術研究開発機構のイオン照射施設においてシングルエンド加速器から得られる陽子ビーム及びサイクロトロン加速器から得られるアルゴンイオンビームを利用して行った。本研究において、抽出剤の種類によって荷電粒子誘起発光スペクトルが変化することが確認され、これらの変化と錯体構造のとの相関について評価を行った。

論文

Influence of plutonium content in dissolver solutions derived from irradiated fast reactor fuels on plutonium stripping in multistage countercurrent liquid-liquid extraction with acid split flowsheet

中原 将海; 柴田 淳広

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.849 - 858, 2023/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高い核拡散抵抗性を有する酸分離法を開発するためPu逆抽出に及ぼす照射済高速炉燃料溶解液中のPu富化度の影響について実験と計算により評価した。溶解液中のPu富化度が増加するに従い、U/Pu及びUプロダクト中のPu富化度が増加した。また、計算においてPu逆抽出液の低温操作により、UプロダクトへのPuリークはある程度抑えられることが確認できた。

論文

Ion beam induced luminescence spectra of europium complexes in silica-based adsorbent

中原 将海; 渡部 創; 石井 保行*; 山縣 諒平*; 山田 尚人*; 江夏 昌志*; 湯山 貴裕*; 石坂 知久*; 加田 渉*; 羽倉 尚人*

QST-M-39; QST Takasaki Annual Report 2021, P. 62, 2023/02

マイナーアクチニド回収のための抽出クロマトグラフィ法において、効率的にマイナーアクチニドを分離するために吸着材中の錯体構造解析に係る研究を行っている。本研究では、マイナーアクチニドの模擬物質としてEuを使用し、シリカ担持型吸着材にEuを吸着させた試料を調製した。吸着材中のEu錯体の荷電粒子誘起発光スペクトルを測定し、Eu錯体構造解析に向けた基礎データを取得した。

論文

Harmless treatment of radioactive liquid wastes for safe storage in systematic treatment of radioactive liquid waste for decommissioning project

中原 将海; 渡部 創; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Energy Beyond the Pandemic (GLOBAL 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07

高レベル放射性物質研究施設において高速炉燃料再処理技術,高レベル放射性廃棄物処分技術,核燃料サイクル技術に関する基礎研究に伴い様々な液体廃棄物が発生している。これらの試験において様々な試薬は使用されており、試験の過程で有害な物質が発生している。これらの放射性液体廃棄物を安全な状態で保管するために分解,溶媒抽出,沈殿,固化処理等により無害化処理に関する研究開発を実施している。本研究では、放射性液体廃棄物の無害化処理に係る研究開発の現状を報告する。

論文

再処理施設におけるジルコニウムの応力腐食割れ評価に関する考察

橋倉 靖明*; 石島 暖大; 中原 将海; 佐野 雄一; 上野 文義; 阿部 仁

保全学, 19(3), p.95 - 102, 2020/10

プルトニウム濃縮缶を対象とし、硝酸及び硝酸ナトリウム水溶液を用いて、印加電位を制御した定荷重引張試験及び電気化学試験を実施した。その結果を用い、硝酸濃度-き裂発生電位マップを作成した。また、応力腐食割れの可能性を評価する際には、硝酸だけでなく、硝酸塩に配位した硝酸イオン濃度も考慮する必要があることが明らかとなった。

論文

Influence of plutonyl ion on electrochemical characterization of zirconium in plutonium nitrate solutions

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則

Radiochimica Acta, 108(9), p.701 - 706, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

再処理施設におけるZr製のプルトニウム蒸発缶の腐食挙動を評価するために、Pu硝酸溶液を用いた電気化学試験によりPuO$$_{2}$$$$^{2+}$$の影響を評価した。7mol dm$$^{-3}$$ HNO$$_{3}$$のPu硝酸溶液におけるZrの最大自然浸漬電位は約1Vであった。しかしながら、本試験条件下では高いPuO$$_{2}$$$$^{2+}$$濃度においても重大な変化はみられず、Zrは高い耐食性を示した。

論文

Stabilization processing of hazardous and radioactive liquid wastes derived from advanced aqueous separation experiments for safety handling and management of waste

中原 将海; 渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 本山 李沙; 柴田 淳広; 野村 和則; 梶並 昭彦*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.66 - 70, 2019/09

高レベル放射性物質研究施設では、先進湿式分離試験に由来する多種多様な有害性及び放射性液体廃棄物が発生する。そのため、これらを安全に取り扱い及び管理するために安定化処理を行う必要がある。今回は、これらの溶液に含まれる有害物質の沈殿処理若しくは酸化処理、核物質回収のための溶媒抽出による分離、フリーズドライ法を用いた濃縮処理について報告する。

論文

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 3; Volume reduction and stabilization of solid waste

中原 将海; 渡部 創; 小木 浩通*; 柴田 淳広; 野村 和則

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(4), p.191 - 194, 2019/04

日本原子力研究開発機構の高レベル放射性物質研究施設では、高レベル放射性固体廃棄物は減容若しくは安定化処理することになっている。ホットセル内で発生するプラスチック製品は、主に溶融し、減容している。また、金属等の固体廃棄物はバンドソーにより減容している。抽出クロマトグラフィにより発生した使用済の吸着材は、コールド試験により電気炉で加熱することで、有機物質を安定に分解処理できることが確認された。

論文

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 1; Overview and activities in chemical processing facility

野村 和則; 小木 浩通*; 中原 将海; 渡部 創; 柴田 淳広

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(5), p.209 - 212, 2019/00

Chemical Processing Facility of Japan Atomic Energy Agency is a basic research field for advanced back-end technology developments with using actual high-level radioactive materials. Most of them were treated properly and stored in the liquid waste vessel, but some were not treated and remained at the experimental space as a kind of legacy nuclear waste, which we must treat in safety and dispose if we continue research activities in the facility. Under this circumstance, we launched a collaborative research project called the STRAD project, which stands for Systematic Treatment of Radioactive liquid waste for Decommissioning, in order to develop the treatment processes for wastes of the nuclear research facility. In this project, decomposition methods of certain chemicals, which have been directly solidified without safety pretreatment but may cause a troublesome phenomenon, is developing and a prospect that it will be able to decompose in the facility by simple method. And solidification of aqueous or organic liquid wastes after the decomposition has been studied by adding cement or coagulants. Furthermore, we treated experimental tools of various materials with making an effort to stabilize and to compact them before the package into the waste container. It is expected to decrease the number of transportation of the solid waste and widen the operation space. The project is expected to contribute beneficial waste management outcome that can be shared world widely.

論文

Electrochemical properties of zirconium in highly concentrated plutonium nitrate solution

中原 将海; 佐野 雄一; 阿部 仁

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.52 - 55, 2018/11

商用再処理施設におけるZr製のPu濃縮缶の高経年変化に対する評価に資するため、硝酸Pu溶液を用いた電気化学試験を行った。Zrの自然浸漬電位は、Pu濃度、HNO$$_{3}$$濃度及び温度が増加するに従い上昇する傾向を示した。しかしながら、本試験結果からはZrは、硝酸Pu溶液に対して十分な耐食性を示すことが示唆された。

論文

Partitioning of plutonium by acid split method with dissolver solution derived from irradiated fast reactor fuel with high concentration of plutonium

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則; 竹内 正行

Journal of Chemical Engineering of Japan, 51(3), p.237 - 242, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:9.27(Engineering, Chemical)

酸分配法における高Pu濃度フィード溶液条件におけるPuの分配挙動を調べるため、向流多段試験を行った。フィード溶液に比べてU/PuプロダクトのPu富荷度を1.51倍に高めることができた。Pu分配工程において、Pu重合体や第三相の生成はみられず、安定して遠心抽出器の運転が行われた。

論文

Actinides recovery from irradiated fuel for SmART cycle

佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 竹内 正行

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/09

CPFにおいて照射済燃料から数gのMAを回収し、AGFにおいてMA含有MOX燃料を製造した後、常陽において照射試験を行うSmARTサイクル構想を進めている。本報告では、CPFで実施したMAを含むアクチニド回収に係る研究開発について、過去実施した溶媒抽出法及び抽出クロマトグラフィによるアクチニド回収技術をレビューするとともに、SmARTサイクルの一環として実施した各方法によるアクチニド回収試験の概要をまとめた。

論文

Minor actinides recovery from irradiated fuel for SmART cycle test

竹内 正行; 佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 小藤 博英; 小泉 務; 水野 朋保

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

SmART cycle test has been promoted for reduction of volume and radiotoxicity of vitrified waste. It is a fuel cycle test using small amount of minor actinides (MA) in irradiated FBR fuels. The plan includes U, Pu and MA partitioning, fuel fabrication, irradiation at FBR and post irradiation examination. In this paper, a series of radioactive tests for MA partitioning from the irradiated fuel were mainly focused. As treatment of the irradiated fuel, it was sheared and dissolved by hot nitric acid, and then, U, Pu and Np in the dissolved fuel solution are co-extracted by solvent extraction. Am and Cm in the raffinate are efficiently separated by chromatographic technique. The target of MA yield for this cycle test is more than 1g to fabricate MOX pellets bearing 5% MA. As the current status for the MA partitioning, we have successfully finished the shearing and dissolution of the irradiated FBR fuel and solvent extraction process and the two steps flowsheet for Am and Cm partitioning from the raffinate and denitration behavior of separation product solution was discussed.

論文

Simulation study of sludge precipitation in spent fuel reprocessing

竹内 正行; 粟飯原 はるか; 中原 将海; 田中 耕太郎*

Procedia Chemistry, 21, p.182 - 189, 2016/12

BB2016-0225.pdf:0.61MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.52

再処理溶液での沈殿挙動を評価するため、電解質熱力学モデルによるシミュレーション技術の開発を実施した。シミュレーション結果については、非放射性の10元素共存の模擬高レベル放射性廃液や3元素共存系のPu-Mo-Zr溶液での実験結果と比較し、その信頼性を検証した。その結果、シミュレーションと実験結果は沈殿物の大部分がモリブデン酸ジルコニウム二水和物であることを示しており、シミュレーション結果は実験系における沈殿物の化学形態や量のデータを良く再現していた。以上より、本研究では熱力学シミュレーションが再処理溶液からの沈殿状況を評価する有効なツールであることを示した。

論文

Co-processing of uranium and plutonium for sodium-cooled fast reactor fuel reprocessing by acid split method for plutonium partitioning without reductant

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:4 パーセンタイル:32.8(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$$^{3}$$ HNO$$_{3}$$を21$$^{circ}$$C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。

論文

Plutonium partitioning in uranium and plutonium co-recovery system for fast reactor fuel recycling with enhanced nuclear proliferation resistance

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$$_{3}$$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。

論文

Nitric acid concentration dependence of dicesium plutonium(IV) nitrate formation during solution growth of uranyl nitrate hexahydrate

中原 将海; 鍛治 直也; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 竹内 正行; 岡野 正紀; 久野 剛彦

Journal of Chemical Engineering of Japan, 46(1), p.56 - 62, 2013/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:6.38(Engineering, Chemical)

U晶析工程においてCs$$_{2}$$Pu(NO$$_{3}$$)$$_{6}$$の生成挙動に及ぼすHNO$$_{3}$$濃度の依存性を調べた。硝酸ウラニル溶液に対するCs$$_{2}$$Pu(NO$$_{3}$$)$$_{6}$$の溶解度は、HNO$$_{3}$$濃度が高くなるほど低下する傾向を示した。照射済高速炉燃料溶解液を用いた晶析実験では母液のHNO$$_{3}$$濃度が6.5mol/dm$$^{3}$$の条件において、Cs$$_{2}$$Pu(NO$$_{3}$$)$$_{6}$$が析出し、硝酸ウラニル六水和物結晶に対するCsの除染係数は低下した。一方、母液のHNO$$_{3}$$濃度が4.0mol/dm$$^{3}$$のときは、Cs$$_{2}$$Pu(NO$$_{3}$$)$$_{6}$$が生成せず、硝酸ウラニル六水和物結晶とCsが良好に分離できることを示した。

論文

Washing of uranyl nitrate hexahydrate crystals with nitric acid aqueous solution to improve crystal quality

中原 将海; 中島 靖雄; 小泉 務

Industrial & Engineering Chemistry Research, 51(46), p.15170 - 15175, 2012/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.18(Engineering, Chemical)

Ceを含んだ硝酸ウラニル溶液を用いた洗浄試験では、母液に留まるCeは硝酸ウラニル六水和物結晶の表面に付着し、低HNO$$_{3}$$濃度の洗浄液による洗浄操作により除去できる傾向を示した。照射済高速炉燃料溶解液を用いた晶析試験では、液体不純物の除染係数は結晶洗浄操作により向上した。一方、固体不純物の除染係数は、数回の洗浄操作に伴い減少した。これは、硝酸ウラニル六水和物結晶が固体不純物よりもHNO$$_{3}$$溶液に溶けやすいことに起因するものと思われる。

論文

Effect of crystal size on purity of uranyl nitrate hexahydrate crystalline particles grown in nitric acid medium

中原 将海; 野村 和則

Radiochimica Acta, 100(11), p.821 - 826, 2012/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

照射済燃料溶解液から回収した硝酸ウラニル六水和物の結晶粒径と除染係数の関係を調べた。表面に付着している液体不純物は、粒径が大きくなると結晶の表面積が小さくなるため、除染係数が高い傾向を示した。しかしながら、固体不純物はそれほど効果がみられなかった。

論文

Extraction behavior of fission products with tri-${it n}$-butyl phosphate by countercurrent multistage extraction in a uranium, plutonium, and neptunium co-recovery system

中原 将海; 中島 靖雄; 小泉 務

Industrial & Engineering Chemistry Research, 51(40), p.13245 - 13250, 2012/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:27.18(Engineering, Chemical)

核分裂生成物の抽出挙動を調べるために、U, Pu及びNp共回収システムにおいて遠心抽出器を用いた向流多段試験を行った。Npは、UとPu共にリン酸トリブチルにより回収できた。本試験結果において、Zrは低HNO$$_{3}$$濃度溶液により洗浄し、Tcは高HNO$$_{3}$$濃度溶液により除染された。他の核分裂生成物についてもこの抽出システムにおいて効率的に除染することができた。

70 件中 1件目~20件目を表示