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Grambow, B.; 二田 郁子; 柴田 淳広; 駒 義和; 宇都宮 聡*; 高見 龍*; 笛田 和希*; 大貫 敏彦*; Jegou, C.*; Laffolley, H.*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(1), p.1 - 24, 2022/01
被引用回数：16 パーセンタイル：70.27(Nuclear Science & Technology)Following the NPP accident, some hundred tons of nuclear fuel elements of 3 damaged nuclear reactor units were partly molten with even larger masses of steel and concrete structures, creating a big mass of corium and fuels debris. Since ten years, this heat generating mass has been cooled permanently by millions of m
of water flowing over them. Knowledge on the interaction of this solid mass with water is crucial for any decommissioning planning. Starting from analyses of the evolutions of the accident in the 3 reactor cores and associated fuel debris formations and some additional isotopic and physiochemical information of debris fragments collected in soils of Fukushima, we review the temporal evolution of the chemistry and leached radionuclide contents of the cooling water. Measured concentration ratios of the actinides and fission products in the water where compared to reported results of laboratory leaching studies with either spent nuclear fuel or simulated fuel debris under a variety of simulated environmental conditions.
五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09
被引用回数：5 パーセンタイル：38.2(Construction & Building Technology)Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that 
-nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and 
H-NMR relaxometry.
山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03
To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.
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
被引用回数：21 パーセンタイル：89.23(Nuclear Science & Technology)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：19 パーセンタイル：86.61(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.
衣旗 広志*; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 小玉 貴司*; 玉内 義一*; 柴田 勇木*; 安齋 喜代志*; 松岡 伸吾*
Nuclear Technology, 192(2), p.155 - 159, 2015/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)東海再処理施設より採取した高放射性廃液を30mL使用して試験を実施した結果、掃気停止状態において、気相部の水素濃度は、水素の爆発下限界である4%よりも低い濃度で平衡状態となっていることが分かった。また、平衡値について、模擬廃液実験から得られたパラメータを用いて計算される予測値と比較した。その結果、平衡値と予測値は同程度のオーダーであり、パラジウムイオンによる水素消費反応が実廃液にも起きていることを確認した。
S郷 慎太郎*; 井手口 栄治*; 横山 輪*; 小林 幹*; 木佐森 慶一*; 高木 基伸*; 宮 裕之*; 大田 晋輔*; 道正 新一郎*; 下浦 享*; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 6, p.030005_1 - 030005_4, 2015/06
The high-spin states in S were investigated at Tandem-ALTO facility in Institut de Physique Nucl
aire d'Orsay The 
Mg(
O, 21n)S fusion evaporation reaction was used to populate high-spin states in S. The germanium 
-ray detector array ORGAM was employed to measure rays from high-spin states and charged particles evaporated from the compound nuclei were detected by a segmented silicon detector, Si-Ball. A level scheme for S was deduced based on the gamma-gamma-coincidence analysis and -ray angular correlation analysis. The half-life of the transition in the superdeformed band was estimated by measuring the residual Doppler shift. The deduced half-life shows the large collectivity of the band.
駒 義和; 柴田 淳広
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
損傷した燃料等から滞留水へ放射性核種が移行したふるまいに関して、滞留水に含まれる放射性核種の濃度を燃料組成により規格化して検討した。滞留水への移行しやすさは、Csに比べてSe, I, Hが大きく、Srが同程度、TRUはごく小さかった。
深谷 正明*; 納多 勝*; 畑 浩二*; 竹田 宣典*; 秋好 賢治*; 石関 嘉一*; 金田 勉*; 佐藤 伸*; 柴田 千穂子*; 上田 正*; et al.
JAEA-Technology 2014-019, 495 Pages, 2014/08
JAEA-Technology-2014-019.pdf:82.23MB
超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度500mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用される技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。
佐藤 大樹; 前田 嘉一*; 為重 雄司*; 中島 宏; 柴田 徳思*; 遠藤 章; 津田 修一; 佐々木 誠*; 前川 素一*; 清水 康弘*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1097 - 1109, 2012/11
被引用回数：14 パーセンタイル：71.08(Nuclear Science & Technology)陽子線がん治療施設における放射線安全設計の健全性及び妥当性を検証するため、福井県立病院陽子線がん治療センターにおいて中性子線量測定を実施し、施設の安全設計に用いた解析モデル及びモンテカルロコードPHITSの計算値と比較した。実験では、治療に用いる235MeV陽子ビームを水平照射室に設置した水ファントムに入射し、前方及び直上方向の遮蔽壁後方で中性子モニタDARWIN, Wendi-2及びレムメータを用いて中性子線量を測定した。また、照射室と入り口とをつなぐ迷路に固体飛跡検出器を配置し、迷路中の中性子線量分布を取得した。本研究により、国内の陽子線がん治療施設の設計に広く使われてきた解析モデルとパラメータセットによって、十分な安全裕度を持つ施設設計が可能であることを実験的に明らかにした。また、モンテカルロコードを利用することで、複雑な構造下で複数の線源から飛来する中性子の線量を、適切に評価できることを示した。この成果は、今後建設される陽子線がん治療施設における安全設計の最適化に、大きく寄与すると期待される。
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：12 パーセンタイル：95.06(Chemistry, Analytical)Concerning 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.
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。
駒 義和; 荻野 英樹; 坂本 淳志; 中林 弘樹; 柴田 淳広; 中原 将海; 鷲谷 忠博
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12
Development on reprocessing technologies for FBR spent fuel including chemical flowsheet and centrifugal contactor was conducted. The flowsheet is based on single cycle extraction without Pu partitioning and products purification cycles, and confirmed that high recovery of U, Pu and Np as well as moderate decontamination of fission products. Durable contactor with magnetic bearings have established by tests of 4 years - continuous operation and of irradiation which dose corresponded to 10 years use. A design study showed a sketch of a future FBR fuel reprocessing plant.
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.
中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.373 - 381, 2007/03
被引用回数：27 パーセンタイル：84.94(Nuclear Science & Technology)NEXTプロセスと名付けられた先進湿式再処理プロセスに関連して、環境負荷低減の観点から簡素化溶媒抽出法によりU, Pu及びNpの共回収、SETFICS法によりAm及びCmの回収が試みられている。単サイクルフローシートを用いたU, Pu及びNpの共回収は、フィード溶液又は洗浄液の高硝酸濃度条件下にて実施した。このうち、フィード溶液を高硝酸濃度に調整した条件においては、フィード溶液中だけでなく、抽出段においてもNp(VI)への酸化を促進することができた。これにより、NpはTBPにより抽出され、U, Pu及びNpを共回収することができた。SETFICS法においては、金属装荷度を増加させるため、TRUEX溶媒を0.2M CMPO/1.0M TBPから0.2M CMPO/1.4M TBPへ変更した。また、「ソルトフリー」の観点から、硝酸ナトリウムに代えて硝酸ヒドロキシルアミンを適用した。この結果、Am及びCmをプロダクト溶液へと回収することができた。高装荷フローシートにおいては、以前のフローシートを比べ、水相廃液及び廃溶媒の流量は、それぞれ47%及び54%ほど減少が見込まれた。本研究では、NEXTプロセスにおける簡素化溶媒抽出法及びSETFICS法のフローシートの有用性を実証することができた。
城 昭典*; 柴田 良和*; 玉田 正男; 瀬古 典明; 片貝 秋雄
JAEA-Review 2006-042, JAEA Takasaki Annual Report 2005, P. 43, 2007/02
アミノメチルホスホン酸とスルホン酸基の2つの官能基をグラフト重合によりポリエチレン繊維に導入し、二官能性キレート繊維を合成した。0.01Mの亜鉛溶液を合成したキレート繊維を充填したカラムに流したところ、pH2においても、1000h
の空間速度での破過特性は、50h亜鉛の場合と変わらず、高速に亜鉛イオンを吸着できることがわかった。また、この場合の吸着容量は0.72-0.85mmol/g-吸着材で、吸着した亜鉛は1Mの塩酸で定量的に溶離可能であった。
中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
NEXTプロセスに関連し、本プロセスの主抽出工程である簡素化PUREX工程及びSETFIC工程におけるアクチニド元素の抽出挙動について、ホット試験の結果をもとに評価を行った。
高田 岳; 駒 義和; 佐藤 浩司; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 野村 和則; 荻野 英樹; 小山 智造; 青瀬 晋一
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), 307 Pages, 2004/00
被引用回数：29 パーセンタイル：85.21(Nuclear Science & Technology)米国機会学会、日本機械学会共催の国際会議「The 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE11)」へ投稿・口頭発表した標記論文を日本原子力学会の英文論文誌「Journal of Nuclear Science and Technology (JNST)」に転載する。(JNST編集部より転載の推薦を受けたことに伴う措置)
