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渡部 創; 高畠 容子; 小木 浩通*; 大杉 武史; 谷口 拓海; 佐藤 淳也; 新井 剛*; 梶並 昭彦*
Journal of Nuclear Materials, 585, p.154610_1 - 154610_6, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)Treatment of spent scintillation cocktail generated by analysis of radioactivity is one of important tasks for management of nuclear laboratories. This study proposed a procedure consists of adsorption of radioactivity and solidification of residual liquid wastes, and fundamental performance of each step was experimentally tested. Batch-wise adsorption showed excellent adsorption performance of Ni onto silica-based adsorbent, and chelate reaction was suggested as the adsorption mechanism by EXAFS analysis. Alkaline activate material successfully solidified the liquid waste, and TG/DTA and XRD analyses revealed that the organic compounds exist inside the matrix. Only 1% of the loaded organic compounds were leaked from the matrix by a leaching test, and most of the organic compounds should be stably kept inside the matrix.
Kataoka, Noriyuki*; Tanaka, Masashi*; Hosoda, Wataru*; Taniguchi, Takumi*; 藤森 伸一; Wakita, Takanori*; Muraoka, Yuji*; Yokoya, Takashi*
Journal of Physics; Condensed Matter, 33(3), p.035501_1 - 035501_6, 2021/01
被引用回数：4 パーセンタイル：33.7(Physics, Condensed Matter)We have performed soft X-ray spectroscopy in order to study thephotoirradiation time dependence of the valence band structure and chemicalstates of layered transition metal nitride chloride TiNCl. Under the soft X-ray irradiation, the intensities of the states near the Fermi level (
)and the Ti
component increased, while the Cl 2
intensity decreased. Ti2-3
resonance photoemission spectroscopy confirmed a distinctive Fermiedge with Ti 3 character. These results indicate the photo-inducedmetallization originates from deintercalation due to Cl desorption, and thusprovide a new carrier doping method that controls the conducting propertiesof TiNCl.
入澤 啓太; 工藤 勇*; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 中澤 修
QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 63, 2019/03
廃棄物管理の観点から、放射性分解H
ガスをできる限り抑制することは、長期保管及び処分時において火災や爆発のリスクを低減するためには、望ましい。そのため、加熱処理による水分率を最小化した代替セメント固化技術を開発している。本技術は、90
C、非照射下において、実現可能であることが報告されている。実際の廃棄物は放射性であり、本技術の適用が放射性分解Hガスの抑制に効果的であるかどうかは、未だ不明である。そこで、本技術によって作製されたリン酸セメントから発生した放射性分解Hガスを直接、分析した。その結果、本技術の適用により、放射性分解Hガスが低減でき、そのリスク低減につながることがわかった。
Garcia-Lodeiro, I.*; Lebon, R.*; Machoney, D.*; Zhang, B.*; 入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11
Processing of contaminated water from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) results in a large amount of radioactive aqueous wastes, with a significant amount of radioactive strontium (
Sr) and inorganic salts (mainly chlorides). It is challenging to condition these wastes using the conventional cementation because of the significant contamination and associated risk of hydrogen gas generation. The present study investigates the applicability of calcium aluminate cement (CAC) modified with phosphates (CAP) for incorporation of simulated secondary aqueous wastes. The use of CAP system is interesting because it may allow the reduction of water content, and the risk of hydrogen gas generation, since the solidification of this systems does not solely rely on the hydration of clinker phases. CAC and CAP pastes were prepared intermixing with different secondary aqueous wastes (concentrated effluent, iron co-precipitation slurry and carbonate slurry) and cured at either 35C or 90C in open systems for 7 days. Overall, the incorporation of the simulated wastes did not significantly alter the development of CAP or CAC, maintaining the integrity of their microstructure. However, because of the high Cl
content in the simulated wastes, CAC system showed formation of the Friedel's salt (CaAl(OH)
Cl(HO)). On the other hand, formation of chlorapatite-type phase was detected in the CAP systems cured at 90C.
O
皮膜中へのDOの拡散浸透挙動春名 匠*; 宮瀧 裕貴*; 廣畑 洋平*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 立川 博一*
材料と環境, 67(9), p.375 - 380, 2018/09
本研究では、酸化剤含有沸騰45mass% NaOH水溶液(424K)中においてFeの浸漬試験を行い緻密な皮膜を形成させる浸漬時間の探索を行うこと、ならびに形成した皮膜に対する室温でのDOの浸透挙動を明らかにすることを目的とした。その結果、以下の知見が得られた。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中に0.4ks以上浸漬したFe表面にはFeOが検出され、21.6ksまでは浸漬時間の増加とともに皮膜厚さが放物線則に従って増加した。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中にFeを1.2ksもしくは3.6ks浸漬して形成したFeO皮膜にDO浸透試験を行った結果、いずれの皮膜に対しても、浸透時間が1000ksまでは、浸透時間の増加とともにDO浸透量が増加し、それ以上の浸透時間ではDO浸透量が定常値を示した。また3.6ks浸漬して形成した皮膜に対する定常DO浸透量の方が大きい値を示した。DOの浸透時間と浸透量の関係をFickの拡散方程式に基づいて解析した結果、1.2ksおよび3.6ks浸漬して形成したFeO皮膜に対するDOの拡散係数がそれぞれ5.1
10
cm
・s
および9.910 cm・sと算出されたため、本FeO皮膜に対するDOの拡散係数は5.110 
9.910 cm・sの範囲に存在すると推定された。
-ray during dehydration入澤 啓太; 工藤 勇*; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 中澤 修
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 63, 2018/03
福島第一原子力発電所から発生する汚染水処理二次廃棄物の安全な貯蔵のため、リン酸セメントによる最小含水化した固化技術を開発している。実際の二次廃棄物における本固化技術の適用性を把握するため、脱水中のリン酸セメントを
Co 線によって照射した。リン酸セメントのG(H)は脱水中の時間と共に減少し、7日後に検出下限値となった。さらに、脱水中のCo 線照射がリン酸セメントの結晶及び非晶質相を変化させないことが分かった。
加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07
JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB
福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。
入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc
a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120C)の開放系及びリファレンスとして20Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。
90Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60CのCAP中で発見され、90Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。
谷口 拓海; 阿部 智久
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.73 - 74, 2016/06
2015年11月7日(土)、8日(日)の2日間、宮城県仙台市の東北大学青葉山キャンパスにてバックエンド週末基礎講座が開催された。講座には大学や企業などから28名が参加し、7件の講義とグループディスカッションが行われた。本講座の概要とグループディスカッションの内容について報告する。
Oの拡散浸透挙動春名 匠*; 山本 達也*; 宮入 洋志*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 坂巻 景子; 立川 博一*
材料と環境, 64(5), p.201 - 206, 2015/05
オーバーパック候補材料である炭素鋼の酸素欠乏地下水中での腐食速度を推定するための基礎研究として、Feを高温酸化することで作製した酸化皮膜中のDOの拡散係数を決定することを試みた。Fe板を大気中で573K, 723Kまたは873Kで高温酸化させて酸化皮膜を作製した。X線回折およびSEM観察による皮膜性状を確認した後、皮膜にDOを接触させ、5184ksまでの種々の時間保持することでDOを浸透させた。DOを浸透させた試料に昇温脱離ガス分析試験を行い、皮膜中の浸透DO量を測定した。573Kおよび723Kで酸化させた試料にはFeO単層皮膜が、873Kで酸化させた試料にはFeOとFeOの二層皮膜が確認された。また、DO浸透量がDO浸透時間の平方根に対して直線関係を示すこと、ならびに長時間浸透させるとDO浸透量が定常値を示すことがわかった。Fickの第二法則に基づいて推定された各種酸化皮膜中のDOの拡散係数は、FeO皮膜では9.710
cm
s、FeO皮膜では5.510cmsから2.210
cmsであった。
Rn-At generator前田 英太*; 横山 明彦*; 谷口 拓海*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1465 - 1468, 2015/02
被引用回数：9 パーセンタイル：60.64(Chemistry, Analytical)アルファ放射性同位体Atは、放射性同位体治療に有効であると注目されている。Rn-Atジェネレータによるアスタチンの利用促進を目指し、アスタチンの有機溶媒への抽出挙動を調べた。有機溶媒の中でも溶媒極性の大きいジイソプロピルエーテルとメチルイソブチルケトンへの分配比が大きいことがわかった。また、ジイソプロピルエーテルへの抽出において、高い塩酸濃度でより分配比が大きくなることが分かった。Rn-Atジェネレータ開発に有益なアスタチンの有機溶媒への抽出挙動を明らかにした。
X-ray diffraction of graphite-diamond transformation using various catalysts under high pressures and high temperatures内海 渉; 岡田 卓; 谷口 尚*; 舟越 賢一*; 亀卦川 卓美*; 浜谷 望; 下村 理
Journal of Physics; Condensed Matter, 16(14), p.S1017 - S1026, 2004/04
被引用回数：14 パーセンタイル：54(Physics, Condensed Matter)MgOの溶けた水流体相を触媒とした黒鉛-ダイヤモンド変換を6.6-8.8GPa, 1400-1835Cの高温高圧下で、時分割X線その場観察の手法により研究した。実験は、SPring-8BL14B1ビームラインに設置されている180トンキュービックアンビルプレスを用いて行われた。得られたカイネティクスデータをアブラミ方程式で解析することにより、ダイヤモンドの核発生,結晶成長プロセスが温度圧力条件によって、大きく異なっていることが明らかになった。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 伊賀 尚*; 今井 剛; 柏木 美恵子; 河合 視己人; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.597 - 602, 2003/09
被引用回数：21 パーセンタイル：78.49(Nuclear Science & Technology)中性粒子ビーム(NB)入射は、トカマク型核融合装置において、最も有力なプラズマ加熱・電流駆動手段の一つである。原研ではJT-60UとITER用NB入射装置のために、大電流静電加速器の開発を進めてきた。この開発において最近、以下の進展があったので報告する; (1)JT-60U負イオンNB入射装置において、加速器内の電界の歪みによりビームの一部が偏向され、NB入射ポートにあるリミタに熱負荷を与えていた。不整電界の原因である電極下面の段差を埋めたところ熱負荷は従来の半分以下となって、2.6MWのH
ビームを355 keVで10秒間連続入射することに成功した。(2)加速器耐電圧性能の向上を目指して、3重点(FRP製絶縁管,金属フランジ,真空の接点)の電界を緩和する電界緩和リングを設計し、JT-60U負イオン源加速器とITER用R&Dで使用している1MeV加速器に取り付けた。ビーム加速無しでの耐電圧試験において、良好な耐電圧性能を確認した。
谷口 尚*; 佐藤 正俊*; 内海 渉; 亀卦川 卓美*; 下村 理
Diamond and Related Materials, 6(12), p.1806 - 1815, 1997/12
被引用回数：17 パーセンタイル：69.66(Materials Science, Multidisciplinary)菱面体構造窒化硼素の高温高圧下相転移をその場X線観察の手法により9GPa,1600
までの領域で調べた。1GPa以下の圧力で、積層シークエンスの変化が観測され、室温下6GPaでウルツ構造への相転移が起こった。さらに8GPa,1400で立方晶への転移が確認され、これは1気圧に凍結可能であった。
谷口 尚*; 佐藤 正*; 内海 渉; 亀卦川 卓美*; 下村 理
Applied Physics Letters, 70(18), p.2392 - 2394, 1997/05
被引用回数：25 パーセンタイル：74.65(Physics, Applied)菱面体構造の窒化硼素の室温下における圧力誘起構造相転移を10GPaまでの高圧領域で、その場X線観察の手法により調べた。液圧セルの実験においては相転移は見られなかったのに対し、固体圧力媒体中での実験では、1GPa以下で積層シークエンスの乱れをともなう構造転移が起き、さらに6GPaで、ウルツ構造に転移することが観測された。この事実は、この転移が、非静水圧性の影響を大きくうけるということを意味している。
Pb反応での放射性At同位体の製造と利用に関する核・放射化学的研究; 
放射性同位体による新しいがん治療を目指して西中 一朗; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 山田 記大*; 谷口 拓海*; 渡邉 茂樹; et al.
no journal, ,
核医学利用の観点から有用性が期待されているAtの製造,利用を目指し、原子力機構タンデム加速器施設においてLiビームを用いた核反応で生成する放射性At同位体の核・放射化学研究を行っている。核反応
Li+Pbで生成するAt同位体の励起関数測定、乾式化学分離での無担体アスタチンの化学挙動について報告する。
Liイオンビームを用いたアスタチン、ヨウ素RIの製造と利用西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 谷口 拓海*; 村上 拳冬*; 渡辺 茂樹; 鈴木 博元; 石岡 典子; et al.
no journal, ,
内用放射線治療への応用が期待されている放射性同位体Atは、一般に、加速器を用いて核反応
Bi(
He,2n)Rnで合成されるが、我々はBi(Li,5n)Rnで利用した、Rn/Atジェネレータで供給する新しいシステムの開発プロジェクトを進めている。この開発プロジェクトに必要なアスタチン、ヨウ素RIを合成するため、Liイオンビームを用いたBi(Li,xn)
Rn, Pb(Li,xn)
At, Sn(Li,xn)I反応の核反応断面積を測定し、基礎基盤となる核データを決定した。さらに、これらの反応で合成したアスタチン,ヨウ素RIの分離・精製方法を開発した。講演では、これらスタチン,ヨウ素RIの製造に関する研究成果を中心に報告する。くわえて、アスタチン,ヨウ素RIを利用した研究例を紹介する。
線内用療法のためのRn/Atジェネレータの作成鷲山 幸信*; 前田 英太*; 横山 明彦*; 西中 一朗; 谷口 拓海*; 山田 記大*; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 天野 良平*
no journal, ,
内用療法に利用可能な放射体の中でも、半減期7.2時間のAtはもっとも臨床応用が期待されるアイソトープである。しかし、半減期が短いゆえにその利用は大型サイクロトロン施設近辺に制限されている。本研究では、Atの広範囲における国内実用化を目指し、有機溶媒抽出系を用いたRn/Atジェネレータの製造を試みた。原子力機構タンデム加速器のLiビームを利用したBi(Li,5n)Rn反応でRnを製造した。標的Bi金属から分離したRnを82%の収率で有機相へ抽出し、有機相中でRnのEC壊変で生成したAtを98%の回収率でメタノール溶媒へ抽出できることを確認した。本結果からRnを利用したAtジェネレータ製造の可能性が示された。
谷口 拓海; 入澤 啓太; 伊藤 譲; 並木 仁宏; 大杉 武史; 阿部 智久; 佐藤 淳也; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; et al.
no journal, ,
原子力機構は、英国シェフィールド大学と協力して、文部科学省廃炉加速化共同プログラムを実施している。本研究では、それら廃棄物の水素ガス燃焼・漏えいリスク低減を目的に、低含水リン酸セメントによる閉じ込めを目指す。本発表では、日英共同プロジェクトの概要と合成した模擬廃棄物を紹介する。
春名 匠*; 宮瀧 裕貴*; 廣畑 洋平*; 谷口 直樹; 立川 博一*
no journal, ,
炭素鋼製処分容器の腐食過程について、少なくとも1,000年以上の長期にわたる炭素鋼の腐食速度を科学的根拠に基づいて推定することが求められている。炭素鋼表面に形成された腐食生成物皮膜を拡散浸透した水の還元反応によって腐食が継続することから、水の拡散速度がその腐食速度を決定することが指摘されている。しかしながら、処分環境で代表的と考えられるFeOをはじめとするFe系酸化物皮膜に対する水の拡散係数に関する実測値は得られていない。そこで水溶液中でFe表面に形成したFeO皮膜に対するDOの拡散係数を測定した。その結果、酸化剤を含有したNaOH水溶液(424K)中に7.2ksまでFeを浸漬させると貫通欠陥のないFeO皮膜が形成し、この水溶液に1.2ksおよび3.6ks浸漬して形成したFeO皮膜に対するDOの見かけの拡散係数は5.110 cm.s 9.910 cm.sと推定された。
