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阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
中瀬 正彦*; 中沢 亮太*; 三島 理愛
Next Chemical Engineering (Internet), 2, p.100051_1 - 100051_14, 2026/06
The separation of Platinum Group Metals (PGMs) is critical across various fields, including industrial metal recovery and nuclear waste management. This study rigorously examines the separation mechanisms of PGMs using Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) by employing some analytical techniques. The mechanism involves not only simple adsorption but also the dissolution of AlHCF, leading to PGM ion precipitation and elution of components, as well as adsorption onto the AlHCF surface. We conducted X-ray diffraction (XRD), scanning electron microscopy (SEM), Energy Dispersive X-ray Spectroscopy (EDS), X-ray absorption fine structure (XAFS), and pair distribution function (PDF) to thoroughly investigate the structural and chemical changes in AlHCF and FeHCF before and after PGM adsorption. Our findings reveal that Pd
ions replace Fe in AlHCF, preserving the ferrocyanide framework and the adsorption of Ru and Rh. In contrast, Ru and Rh adsorption results in broadened XRD pattern without initial AlHCF structure, suggesting the formation of amorphous precipitates through complexation with dissolved ions. By detailing these mechanisms, this study highlights the efficacy of AlHCF as a PGM separation agent and offers valuable insights for the improvement of useful metal recovery processes.
小澤 沙記*; 塩沢 優大*; 西條 佳孝*; 宮嶋 達也*; 松村 大樹; 辻 卓也; 中瀬 正彦*; 前原 輝敬*
Journal of the American Ceramic Society, 109(3), p.e70621_1 - e70621_10, 2026/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Ceramics)The optical properties of glass are strongly influenced by the redox states of trace multivalent elements. Ce
ions are commonly added to soda-lime glass to remove Fe-induced coloration via the redox reaction Ce + Fe 
Ce
+ Fe during cooling. Herein, the redox dynamics of cerium ions in soda-lime glass melts during model industrial cooling processes (from 1523 K at 20 K
min
) were investigated using in situ time-resolved Ce K-edge dispersive X-ray absorption fine-structure (DXAFS) spectroscopy. To evaluate the effect of the iron concentration, three soda-lime glass samples containing 2 mass% CeO
were examined: Fe-free, Fe-05 (0.5 mass% FeO
), and Fe-20 (2.0 mass% FeO). Above 1383 K, the Ce/total Ce ratio remained stable for all samples, showing no significant change during cooling. Below 1383 K, the ratio decreased for the Fe-free glass, indicating the oxidation of Ce ions, and increased for the Fe-containing glass owing to the reduction of Ce ions. The temperature dependence of the redox change (
Ce redox) showed Fe-dependent behavior: Fe-20 exhibited more pronounced Ce reduction above 1200 K, while Fe-05 showed accelerated changes mainly below approximately 1100 K. These results indicate that cerium oxidation in Fe-free glass is strongly influenced by oxygen transport limitations, while cerium reduction is closely associated with availability of Fe ions, providing quantitative insights into the control of Ce-based decolorization during industrial cooling.
中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*
Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12
被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.52 - 57, 2025/09
This study analyzed minor actinide (MA) inventory in scenarios assuming demonstration and subsequent commercialization of fast reactor (FR) in the mid-21st century, focusing on the characteristics of reprocessing processes in oxide and metal fuel FR cycles. At the end of the evaluation period defined in this study, the transition of MA to waste was 138 tons in the oxide fuel FR cycle without an MA separation process, requiring a footprint of geological repository of 3.01 km
. In contrast, in the metal fuel FR cycle, when only spent fuel discharged from the FR was subjected to pyro-reprocessing, the MA transition to waste was nearly identical to that of the oxide FR cycle. However, when spent MOX fuel discharged from light water reactor (LWR) was also reduced to metal and processed by the pyro reprocessing, the MA transition decreased to 93 tons, with a correspondingly reduced footprint of 2.12 km2. The results show a strong link between MA transition to waste and repository footprint, highlighting the potential of metal fuel FR cycles which can reduce demand of final disposal by the metallization and pyro-reprocessing of spent MOX fuel from the LWR fuel cycle.
阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/03
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
by solvent extraction as a potential method to determine Fe in glass containing Sn菅野 直樹*; 中瀬 正彦*; 西條 佳孝*; 松村 大樹; 辻 卓也; 竹下 健二*; 塚原 剛彦*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.154 - 160, 2025/03
The amounts of Fe and Fe present in glass are important indicators of its optical properties because even small amounts have significant effects. However, it is challenging to use wet chemical analysis to determine the concentration and the ratio of Fe and Fe in glass when it contains Sn because of the redox reaction between Sn and Fe in the glass decomposition solution. A two-step approach was tested to determine the concentrations of Fe and Fe in a glass decomposition solution in the presence of Sn. In the first step, the redox reaction between Sn and Fe was suppressed by increased pH. In the second step, Sn was removed from the glass decomposition solution by solvent extraction. To understand the kinetics of the redox reaction between Sn and Fe, time-resolved dispersive X-ray absorption fine structure and ultraviolet-visible absorption spectroscopy (UV-vis) were used with standard chloride solutions of Sn and Fe in respective valences. We found that lowering the acid concentration suppressed redox reactions. The partitioning behaviors of Sn, Sn, Fe, and Fe by bis(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (D2EHPA) as an extractant in 
-dodecane were investigated to see the removal ability of Sn from the glass decomposition solution. As a result, D2EHPA in -dodecane could extract Sn, Sn, and Fe into the organic phase, and Fe remained in the aqueous phase. The simultaneous removal of Sn and Sn and the separation of Fe and Fe became possible. This method can potentially apply to the rapid analysis of the concentration of Fe and Fe in a glass containing tin oxide.
Ac製造のためのRa回収技術の開発小栗 香里; 渡部 創; 荒井 陽一; 白崎 謙次*; 中瀬 正彦*
令和5年度東北大学金属材料研究所研究部共同研究報告(インターネット), p.D14 - D17, 2025/02
医療用RIトレーサとして注目されているAc(T1/2=10 d)を製造するための原料である
Raは希少であり、世界的にもRaの需要が増加傾向にある。Raへの高速中性子照射によって、効率的にAcを得る見通しは立っているものの、照射ターゲットであるRaの確保が課題となっており、早期の解決が求められている。そこで、Raの供給源として、天然土壌に存在するRaに着目した。それらに含まれる微量なRaを効率的に回収、精製することが出来れば、回収・精製プロセスをスケールアップすることで、枯渇することのないRa供給源を確保できる。本研究では土壌中に存在するRaの状態をBaの吸着構造から推定し、粗回収する手法を検討した。Raの土壌における吸着状態を解明するために、Raのアナログ元素のであり、Raと共存している可能性が高いBaと
Thの娘核種であり、ラドンなどの
線放出核種を生成しない同位体核種
Raを対象に、土壌の主成分で含有率が高く、Raの吸着が報告されているMn酸化物と粘土鉱物(モンモリロナイト、ベントナイト)に注目し吸着試験を実施した。また、Baが吸着した金属酸化物について、広域X線吸収微細構造(EXAFS)の測定を実施した。細構造(EXAFS)の測定を実施した。
箕輪 一希*; 渡部 創; 中瀬 正彦*; 高畠 容子; 宮崎 康典; 伴 康俊; 松浦 治明*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 556, p.165496_1 - 165496_6, 2024/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)X線吸収端構造(XANES)分析とカラム試験により希土類のアルキルジアミドアミン(ADAAM)含浸吸着材への選択性を考察した。さらに高レベル放射性廃液に含まれるマイナーアクチノイド(MA)の模擬物質として希土類を実験に利用する蓋然性の高さを、ADAAMの窒素原子と希土類イオンの相互作用により証明した。LaとCeはADAAM中のアミンの窒素原子と相互に作用することを証明し、N-K端におけるXANESスペクトルにて検討に供した希土類においてピークシフトが観察されたことから、ソフトな相互作用が希土類の選択性に関与することを明らかにした。また、ADAAM含浸吸着材において希土類の選択性に関する要因はMAのそれと同じであることから、希土類がMAの模擬物質として適していることを示した。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 2 Pages, 2024/10
動的核燃料サイクルシミュレータNMB4.0を用いて、今世紀後半の金属燃料高速炉導入を想定した核燃料サイクルの物質収支を解析し、高速炉サイクルの導入が最終処分を含むバックエンドに与える影響について議論した。
大貫 敏彦*; 中瀬 正彦*; Liu, J.; 土津田 雄馬; 佐藤 志彦; 北垣 徹; 香西 直文
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.384 - 396, 2024/07
被引用回数：5 パーセンタイル：60.02(Nuclear Science & Technology)We investigated the effect of siderophore-releasing microorganism (SB) on fuel debris. Fuel debris analogue pellet samples (FDAPSs) and powder samples containing CeO (an alternative to UO)-ZrO solid solution, and metallic iron were fabricated. FDAPSs were contacted with SB on a membrane filter placed on agar medium for 50 days. By the addition of SB, Fe-containing degradation products were detected on the filter, and on the agar medium, revealing that some fraction of Fe ions were dissolved and precipitated on FDAPSs, and the rest became detached from FDAPSs, and migrated through the filter. Although Zr were detected in small amounts on the Fe area, the dissolution of Zr may be limited. These results clarify that the presence of RB accelerates the degradation of fuel debris in which Fe metal regions are preferentially degraded, and some fraction of Fe were detached and migrated from the fuel debris.
三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07
被引用回数：3 パーセンタイル：30.55(Nuclear Science & Technology)As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.632 - 641, 2023/06
被引用回数：4 パーセンタイル：40.06(Nuclear Science & Technology)動的な核燃料サイクルシミュレーションの燃焼計算への適用を目的に、行列指数法を修正してOkamura explicit method (OEM)を開発した。OEMは、長いタイムステップであっても、短半減期核種の計算の発散を抑制することが可能である。OEMの計算コストはオイラー法と同等で小さく、燃料サイクルシミュレーションに十分な精度を保つことができる。
佐々木 祐二; 中瀬 正彦*; 金子 政志; 小林 徹; 竹下 健二*; 松宮 正彦*
Analytical Sciences, 5 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)Ru抽出に関して、XANESスペクトルとDFT計算による理論的な検討を行った。各種鉱酸からMIDOA(メチルイミノジオクチルアセトアミド)によるRu分配比はHCl 
H
SO
HNO
HClOの順になった。XANESスペクトルの結果から、HClから抽出したRuの原子価は低く、有機相中でアニオン性のRuの存在とこれによるイオン対抽出を示唆した。抽出剤相互のRu分配比の比較結果(NTAamide MIDOA IDOA)はDFT計算のHOMO, LUMO間のエネルギー差と一致した。これは抽出能力と反応熱量の間に重要な関連があることを示した。
岡村 知拓*; 西原 健司; 方野 量太; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
JAEA-Data/Code 2021-016, 43 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-016.pdf:3.06MB
今後の核燃料サイクルの確立・高度化には、将来の原子力発電シナリオに応じて発生する多様なマスバランスを定量的に予測・分析することが求められる。しかし、核燃料サイクルはフロントエンドからバックエンドまでの多様な工程によって構成されており、モデル化の複雑さ、想定されるシナリオの多様さなどからシナリオの分析は容易ではない。そこで日本原子力研究開発機構と東京工業大学は、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行工程までのマスバランスを統合的に解析するためのツールとしてNMBコードを開発した。NMBコードは、汎用性のある各工程の記述、広範なデータベース、高速な核種変換計算などを備え、ユーザーが指定する発電量や再処理容量などの条件に基づいて、各工程におけるマスバランスを定量化することができる。またNMBコードは多様なステークホルダーが利用できるように実行プラットフォームをMicrosoft Excel(R)としている。本ユーザーマニュアルでは、NMB4.0版のデータベースならびにシナリオ入力を作成する方法を述べる。
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Bulletin of the Laboratory for Advanced Nuclear Energy, 6, p.29 - 30, 2022/02
東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構(JAEA)と共同で、Nuclear Material Balance code version 4.0 (NMB4.0)の開発を実施してきた。本レポートはNMB4.0の概要と機能をまとめたものである。
佐々木 祐二; 金子 政志; 伴 康俊; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Separation Science and Technology, 57(16), p.2543 - 2553, 2022/00
被引用回数：5 パーセンタイル：24.87(Chemistry, Multidisciplinary)TALSPEAK法を参考に、DGA抽出剤を用いてマスキング剤にDTPAとその類縁体であるDTBAを用いてLnとAnの相互分離を検討した。この系では、pH緩衝液に乳酸(LA)と、pH調整にエチレンジアミン(ED)を用いた。実験により、TODGA-DTPA-LA-NaOH, TODGA-DTPA-LA-ED, TODGA-DTBA-LAで同じ分配比や分離比を示した。多段抽出によるLn, Anの相互分離により、DGA-DTPA-LA-EDで水相へLnの平均回収率は3.73%でAmは98.1%、DGA-DTPA-LA-NaOH系で3.1(Ln) and 97.0(Am)%、DGA-DTBA-LA系で1.61(Ln) and 98.7(Am)%であった。
佐々木 祐二; 金子 政志; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Solvent Extraction and Ion Exchange, 40(6), p.620 - 640, 2022/00
被引用回数：3 パーセンタイル：13.74(Chemistry, Multidisciplinary)イオン半径の酷似する3価Ln, An分離は今でも挑戦的な研究である。ここでは、TODGAとDTBA(ジエチレントリアミントリ酢酸ジアミド)を使っての相互分離を検討した。過去の結果から我々はより安定な分離条件設定と高い分離性能を得ることを目的とした。希硝酸、DTBA濃度とpH緩衝液の乳酸を使ってpH条件を安定化した。その結果、有機相には97.1% Ndと1.59% Amを、及び水相には98.4% Amと2.95%のNdを分離回収できることを確認した。
岡村 知拓*; 方野 量太; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 7, p.19_1 - 19_13, 2021/11
東京工業大学と日本原子力研究開発機構の共同研究開発により、Nuclear Material Balance code version 4.0 (NMB4.0)が開発された。従来の核燃料サイクルシミュレーションコードは、主にアクチノイドの解析を行い、フロントエンドのマスバランス解析に特化していた。しかし、近年、研究開発戦略や持続的な原子力利用を考える上で、バックエンドの定量的なシミュレーションのニーズが高まっている。そこで、フロントエンドからバックエンドまでを統合した核燃料サイクルシミュレーションを実現するために、NMB4.0が開発された。NMB4.0には3つの技術的特徴がある。(1)179核種を核燃料サイクル全体で追跡していること、(2)半減期の短い核種の枯渇計算の精度を維持しつつ、数値計算コストの削減に貢献するOkamura explicit method (OEM)を実装していること、(3)バックエンドシミュレーションの柔軟性を実現していることである。本論文の目的は、統合的な核燃料サイクルシミュレーションのために新たに開発された機能を示し、他のコードとのベンチマークを行い、NMB4.0の計算性能を示すことである。
金子 政志; 佐々木 祐二; 和田 恵梨子*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Chemistry Letters, 50(10), p.1765 - 1769, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Multidisciplinary)密度汎関数計算を用いて、マイナーアクチノイドとランタノイドの新規分離試薬の分子設計に向けて水溶液中におけるEu及びAm錯体の安定度定数を予想した。実験値の安定度定数の対数と計算した錯生成エンタルピーは、一次の決定係数R 0.98で相関した。さらに、新規キレート配位子の安定度定数の予測を試み、ジエチレントリアミン五酢酸キレート配位子の誘導体が、酸性条件での使用やAm分離性能の観点から有用であることが示唆された。
