Decontamination and solidification treatment on spent liquid scintillation cocktail

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154610

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.

Neutron imaging of generated water inside polymer electrolyte fuel cell using newly-developed gas diffusion layer with gas flow channels during power generation

那須 三紀*; 谷内 浩*; 平山 尚樹*; 安達 宏法*; 柿澤 優*; 白勢 裕登*; 西山 博道*; 川本 鉄平*; 犬飼 潤治*; 篠原 武尚; et al.

Journal of Power Sources, 530, p.231251_1 - 231251_11, 2022/05

https://doi.org/10.1016/j.jpowsour.2022.231251

To accelerate the spread use of polymer electrolyte fuel cells (PEFCs), it is essential to increase power density and durability, while reduce costs. We have succeeded in developing an innovative gas diffusion layer (GDL) with gas flow channels (GDLFC) fabricated on a flat separator that enabled both cost reduction and high performance. In this study, neutron radiography was used to observe the distribution of liquid water during power generation. With using our GDLs and interdigitated (comb-shaped) gas flow channels, the distributions of liquid water were quantitatively imaged, influenced by the current density, the relative humidity, the oxygen utilization, and the water repellency of the GDL. The increase in linear velocity of the oxidant gases effectively suppressed the retention of liquid water at the cathode.

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

AA2019-0193.pdf:1.29MB

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2019.103090

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

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。

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.

Highly polarized electrons from GaAs-GaAsP and InGaAs-AlGaAs strained-layer superlattice photocathodes

西谷 智博; 中西 彊*; 山本 将博*; 奥見 正治*; 古田 史生*; 宮本 延春*; 桑原 真人*; 山本 尚人*; 浪花 健一*; 渡辺 修*; et al.

Journal of Applied Physics, 97(9), p.094907_1 - 094907_6, 2005/05

https://doi.org/10.1063/1.1886888

GaAs-GaAsP及びInGaAs-AlGaAs歪み超格子光陰極は50%を超える偏極度の電子生成を実現してきた。InGaAs-AlGaAs歪み超格子光陰極では高い量子効率0.7%を達成したが、その偏極度は775%であった。一方、GaAs-GaAsP歪み超格子光陰極では926%の高い偏極度を0.5%の高い量子効率で達成した。さらに、このような超格子光陰極を用いたときの高い偏極度の電子生成メカニズムを実験的に得たスピン分解量子効率により明らかにした。

非標的臓器への放射能集積低減を目的としたBr標識抗体フラグメントの開発

花岡 宏史*; 渡邉 茂樹; 渡辺 智; 大島 康宏; 上原 知也*; 秋澤 宏行*; 飯田 靖彦*; 石岡 典子; 荒野 泰*; 遠藤 啓吾*

no journal, , 

ポジトロン放出核種の一つであるBrは半減期が16.1hと比較的長いことから、集積に時間を要するFab等の抗体フラグメントの標識にも利用できる。しかしBr標識Fabを生体内に投与した場合、腎臓への非特異的集積やFabより遊離したBrの血中滞留など、非標的臓器での放射能滞留が問題となる。そこで本研究では、Br標識Fabの非標的臓器への放射能集積低減を目的として、生体内で安定かつ腎放射能集積を大きく低減することが可能な代謝性スペーサーhippuryl-N-maleoyl-L-lysine(HML)を利用したBr標識Fabを合成し、非標的組織における放射能集積について評価した。Br-HML-Fabを作製し、ノーマルマウスにおける体内動態を検討したところ、Br-HML-Fabは直接標識体と比較して血液から速やかにクリアランスされ、また代謝性スペーサーを含まないBr安息香酸標識体と比較して腎臓への放射能集積が大きく低減した。以上より、Br-HML-Fabは非標的臓器における放射能集積が低く、イメージング剤として有用である可能性が示された。

粒界制御技術を適用したニッケル基合金PE16の高温引張強度特性評価

関尾 佳弘; 山下 真一郎; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 鴇田 駿*; 藤井 啓道*; 佐藤 裕*; 粉川 博之*

no journal, , 

高温安定性が期待されるニッケル基合金の高性能化を目的に、高温・高照射線量に曝される際に問題となる粒界脆化による延性低下が「粒界制御技術」の適用で抑制可能であることを実証する研究の一環として、粒界制御型PE16を試作し、本技術適用による高温引張強度特性(非照射下)への影響を調査した。その結果、粒界制御型PE16とPE16標準材の降伏応力の温度依存性は同様の傾向を示すものの、粒界制御型PE16の降伏応力はPE16標準材と比べて低下し、一様伸びはわずかに増加した。これは本技術熱処理工程に伴う結晶粒粗大化に起因した強度変化であると推察され、結晶粒径を同程度に調整できた場合、粒界制御型PE16の強度特性はPE16標準材と同程度以上に改善されるものと考えられ、本技術適用により良好な高温強度特性を維持しつつ、耐粒界割れ特性の改善が可能となる見通しが得られた。

放射性廃液中における乳酸の酸化分解処理

荒井 陽一; 渡部 創; 小木 浩通*; 久保田 俊夫*; 野村 和則

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、過去に使用済高速炉燃料の再処理技術開発として、Puの還元剤に乳酸を用いた試験を実施している。試験で発生した放射性廃液中の乳酸の処理方法として、吸着処理や固化処理、分解処理について調査・検討を行った結果、フェントン反応で発生したOHラジカルと反応させて酸化分解する方法が有望と考えられた。乳酸とOHラジカルの反応により、酢酸等のカルボン酸やカルボニル基を有するアルデヒド類, ケトン類が生成し、最終的にはCOにまで分解すると推察した。本報告では、試験廃液中の乳酸の分解に対するフェントン法の適用性を実験的に確認した結果について報告する。試験は2M乳酸と4M硝酸の混合溶液を模擬廃液とし、0.5M Fe溶液と30%過酸化水素溶液を添加して分解処理を行った。処理後の分析から、溶液中の乳酸が分解し、酢酸、ギ酸が生成することを確認した。また、分解処理時に発生するガスの分析から、最終的にCOまで分解されることを確認し、安定な形態に処理することが可能であることを確認した。本試験の結果から、乳酸以外の有機酸含有溶液の廃液処理への応用が可能である有望な方法を見出した。

Treatments of radioactive waste solutions generated in a hot laboratory of Japan Atomic Energy Agency

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

Chemical Processing Facility (CPF) was constructed in 1980 in Nuclear Fuel Engineering Laboratories of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) for researches on reprocessing of spent fast reactor (FR) fuels and on vitrification process of high level radioactive liquid wastes. More than 30 years experimental and analytical activities inside the hot cells and glove boxes have produced plenty amount of radioactive liquid wastes. The solutions containing reactive chemical compounds have been temporarily stored inside the facility. We have started systematic investigation on safety treatments of the radioactive waste solution stored in the CPF from 2015, and several kinds of the solutions generated by the experiments have been successfully processed inside the hot cell and residual solutions were transferred into the tanks.