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岩本 敏広; 大森 康平; 荒井 陽一; 船越 智雅; 渡部 創; 中村 雅弘; 渡邉 賢*
Proceedings of 32nd International Conference on Nuclear Engineering, Vol.13 (Internet), p.525 - 533, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)In our laboratory in JAEA, Tannics has been used for uranium recovery from nitric acid medium which has been generated from reprocessing technology developments, and the adsorbents loading uranium and nitric acid ions has been accumulating inside the laboratory. Our previous study has shown subcritical water treatment is effective to decompose organic compounds. The technology utilizes dissolution of organic compounds into subcritical water and chemical reactions with chemically activated species, and the technology is promising also for treatment of the spent Tannics. In this study, applicability of the subcritical water treatment for the spent Tannics decomposition was experimentally examined.
Cl
青木 聡; 阿部 陽介; 阿部 博志*; 渡邉 豊*; 山本 正弘*
Corrosion Science, 255, p.113119_1 - 113119_10, 2025/10
被引用回数：3 パーセンタイル：46.97(Materials Science, Multidisciplinary)本研究は、ステンレス鋼の腐食すき間部における塩化物の分布を可視化し、塩化物量を定量的に評価することを目的とした。すき間腐食試験は、塩化物の放射性同位体であるClをトレーサーとして、NaCl試験溶液中で実施した。すき間腐食試験後、ステンレス鋼試験片をイメージングプレートに設置した。イメージングプレートは、すき間部に付着したClから放出される
線で感光した。その結果、すき間内部の腐食部分の塩化物分布が可視化された。Clが放出する線に対して感光する時間とイメージングプレートの発光強度との関係から、Cl量の検量線を得た。腐食したすき間の塩化物量を検量線に基づいて定量的に評価した。これらの可視化・定量評価法を、すき間腐食試験後に試験片を純水中に放置した試験にも適用し、すき間腐食における塩化物の挙動について考察した。
長谷川 健太; 安倍 弘; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.248 - 251, 2025/09
Japan Atomic Energy Agency has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive liquid waste generated in reprocessing of spent nuclear fuel. In this project, a diaphragm pump with radiation resistant is being developed for use in feeding the liquid on the recovery system. In this study, the degradation behavior of ethylene-propylene-diene (EPDM) rubber, selected as a candidate diaphragm material for diaphragm pumps, was quantitatively evaluated by irradiation tests. The rubber samples were immersed in nitric acid solution under tensile load, and irradiated with gamma rays. After irradiation tests, tensile testing and dynamic mechanical analysis, and so on, were conducted to the rubber samples.
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 神野 智史; 渡邊 隆広; 西尾 智博*; 小川 由美; 大前 昭臣*; 木村 健二; et al.
第36回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.90 - 92, 2025/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、2台のAMSで実試料の年代測定を行い、さらにAMSの小型化に向けた試験装置1台で技術開発を行っている。2台の実試料測定用AMSでは炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。小型化に向けた試験装置は、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、現在炭素-14測定を目指して実証試験中である。発表ではそれぞれの研究開発状況を報告する。
佐藤 修彰*; 亀尾 裕; 佐藤 宗一; 熊谷 友多; 佐藤 智徳; 山本 正弘*; 渡邉 豊*; 永井 崇之; 新堀 雄一*; 渡邉 雅之; et al.
廃止措置・廃炉化学入門, 251 Pages, 2024/09
原子力施設の廃止措置と過酷事故炉の廃炉を対象とし、第1部では燃料化学、分析化学、放射線化学、腐食、除染化学から、廃棄物処理・処分にわたる基礎的な分野について紹介する。第2部では、種々の原子力関連施設の廃止措置に関わる化学を学びながら、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にはどのような化学的アプローチが必要かつ可能か、廃炉の在り方やそれに必要な研究開発・人材育成などについて触れる。
山本 由理*; 箕輪 一希*; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 松浦 治明*
Electrochemistry (Internet), 92(4), p.043019_1 - 043019_4, 2024/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Electrochemistry)使用済核燃料の乾式再処理プロセスは、浴塩をリサイクルしながら実施する。使用後の浴塩には核燃料物質がわずかに含まれることが想定される。検討している酸素導入による沈殿・蒸留プロセスにて浴塩から核燃料物質を回収する手法において、浴塩に混入する放射化生成物の核燃料物質からの分離手法の検討は重要である。代表的な放射化生成物であるマンガンについて、沈殿プロセスにおける浴塩中の挙動を実験及び解析により求めた。検討の結果、マンガンが核燃料物質に同伴することが明確となった。核燃料物質からマンガンを分離する工程のプロセスへの追加が必要となった。
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 高橋 悠人*; 渡邊 隆広; 神野 智史; 西尾 智博*; 小川 由美; 木村 健二; et al.
第24回AMSシンポジウム報告集(インターネット), 3 Pages, 2024/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、2台のAMSで実試料の年代測定を行い、さらにAMSの小型化に向けた試験装置1台で技術開発を行っている。2台の実試料測定用AMSでは炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。小型化に向けた試験装置は、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、現在炭素-14測定を目指して実証試験中である。発表ではそれぞれの研究開発状況を報告する。
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 渡邊 隆広; 神野 智史; 西尾 智博*; 小川 由美; 木村 健二; 島田 顕臣; et al.
第35回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.17 - 19, 2024/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、2台のAMSで実試料の年代測定を行い、さらにAMSの小型化に向けた試験装置1台で技術開発を行っている。2台の実試料測定用AMSでは炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の4核種を測定している。小型化に向けた試験装置は、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、現在炭素-14測定を目指して実証試験中である。発表ではそれぞれの研究開発状況を報告する。
-ray degradation of the TEHDGA adsorbent by the He
ion beam irradiation experiment宮崎 康典; 渡部 創; 中村 雅弘; 江夏 昌志*; 百合 庸介*; 湯山 貴裕*; 石坂 知久*; 花屋 博秋*
QST-M-47; QST Takasaki Annual Report 2022, P. 63, 2024/03
For the carbon neutral society of 2050, advanced spent nuclear fuel reprocessing technology is required to reduce the volume of radioactive waste and radiotoxicity by separating minor actinides (MA
: Am, Cm) from the liquid waste. One of the candidates is extraction chromatography that adapts the use of an adsorbent packed in a column. The adsorbents impregnating the extractants of N,N,N',N'-tetra(2-ethylhexyl)diglycolamide (TEHDGA) and N,N,N',N',N'',N''-hexaoctylnitrilotriacetamide (HONTA) on the silica-based support are proposed for the two-step MA separation. In this study, the radiation resistance of the TEHDGA-impregnated adsorbent was investigated by the He ion at 5.5 MeV to simulate the -ray of the MA nuclides. The degradation is evaluated by the distribution coefficient of Eu as a complexing ability.
渡邉 和彦*; 仁木 和昭*; 高橋 博樹; 山本 昇*; 吉本 政弘; 福田 真平*
Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.844 - 847, 2023/11
J-PARC加速器の人員保護システム(PPS)はデータ収集用PC群と情報表示PC群で構成されるPPS Data Systemと加速器施設等のPLC群とをPPSのネットワークにより接続することでデータ収集・表示を行っている。PPS Data SystemではSCADAソフトウェアを使用してきたが、信号点数の制限やOS依存等の問題があることから、別ソフトウェアでの構築が必要となった。そこでJ-PARC制御システムで実績があるEPICSを採用して新システムを構築することとした。一方、PPSは人員の安全を担保するシステムであり長期間停止することができない。また、最も重要な安全システムであることから高い信頼性及び安定性を保つ必要があり、一度に新システムへ移行することは危険である。そこで既存システムを機能毎に分割し、既存ステムの稼働と並行して部分的に新システムを稼働させていく方針とした。これによりPPSの機能を損なうことなく動作検証や不具合修正を長期間実施でき、新システムの信頼性及び安定性を確保することが可能となる。本発表では新システムの概要と移行プロセス及び進捗状況について報告する。
國分 陽子; 藤田 奈津子; 渡邊 隆広; 松原 章浩; 石坂 千佳; 三宅 正恭*; 西尾 智博*; 加藤 元久*; 小川 由美*; 石井 正博*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 539, p.68 - 72, 2023/06
被引用回数：5 パーセンタイル：50.66(Instruments & Instrumentation)本発表では、東濃地科学センターJAEA-AMS-TONOで行っている加速器質量分析に関わるここ4年間の研究技術開発について紹介する。5MVの加速器を有する加速器質量分析装置(AMS)では、炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の地質試料の年代測定等に関する測定に加え、塩素-36の測定技術整備を行っている。また、測定の需要の高まりに伴い、300kMの加速器を有するAMSを2020年に導入した。また、試料調製法や同重体分離技術の開発も行っており、微量試料での試料調製法の開発や、イオンチャネリングによる同重体分別技術の開発やその技術を用いた超小型AMSの開発も行っている。
松原 章浩*; 藤田 奈津子; 三宅 正恭; 石井 正博*; 渡邊 隆広; 國分 陽子; 西尾 智博*; 小川 由美; 神野 智史; 木村 健二; et al.
JAEA-Conf 2022-002, p.55 - 62, 2023/03
JAEA-AMS-TONO-5MVでは、2021年度末までに測定個数28912個、測定時間20478時間となった。同装置では2021年7月に複数の機器でバリスタが破損し、その原因究明、対策、復旧のため、運用はそれ以降停止している。バリスタ破損の事象は表1に示すように二度あり、一度目は2個、二度目は3個のバリスタが同時に破損した。一度目の破損の原因については、経年劣化によりバリスタ電圧が低下したバリスタにおいて地絡が発生し、これが起因となり他の劣化したバリスタが破損したと推測される。二度目の原因は、一度目でダメージを被ったバリスタ(表1の*印の機器に搭載)が通電の際に地絡し、他の劣化したバリスタの破損に繋がったと推測される。安全対策の一つとして、破損したバリスタと同型式のバリスタの他の機器での有無を調査し、該当するものは新しいバリスタに取り換える処置を行った。復旧は順次進めており、依頼測定の再開は2022年度の中頃を予定している。
長田 柊平*; 小川 裕輔*; 鈴木 覚*; 井上 博之*; 渡邉 豊*; 山本 正弘*; 阿部 博志*; 三ツ井 誠一郎
NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.21 - 22, 2023/03
地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「処分容器の耐食性評価」に関する成果の概要を取りまとめたものである。
藤田 奈津子; 三宅 正恭; 松原 章浩*; 石井 正博*; 渡邊 隆広; 神野 智史; 西尾 智博*; 小川 由美; 山本 悠介; 木村 健二; et al.
第23回AMSシンポジウム報告集, p.1 - 4, 2022/12
日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所には加速器質量分析装置(AMS)が3台あり、実試料測定用に2台、炭素-14測定用超小型AMSの開発に向けた試験装置が1台ある。JAEA-AMS-TONO-5MVではルーチン測定をしている4核種に加えて、地下水の年代測定に有用な塩素-36の測定に向けた技術開発や硫黄除去方法の検討を実施している。炭素-14測定用超小型AMSは、イオンチャネリングを利用したAMSの同質量分子の分別を実施するための装置であり、2022年度中の炭素-14測定を目指して実証試験中である。またAMSで測定を行うための試料前処理の研究開発として、炭素-14測定における微少量試料の前処理法やその測定方法の検討、塩素-36測定のための前処理方法の検討などを実施している。発表では、それぞれの研究開発状況を報告する。
山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：10 パーセンタイル：73.53(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
石垣 将宏*; 廣瀬 意育; 安部 諭; 永井 亨*; 渡辺 正*
Fluids (Internet), 7(7), p.237_1 - 237_18, 2022/07
To estimate thermal flow in a nuclear reactor during an accident, it is important to improve the accuracy of computational fluid dynamics simulation. Temperature and flow velocity are not homogeneous and have large variations in a reactor containment vessel because of its very large volume. In addition, Kelm et al (2016) pointed out that the influence of variations of initial and boundary conditions was important. Therefore, it is necessary to set the initial and boundary conditions taking into account the variations of these physical quantities. However, it is a difficult subject to set such complicated initial and boundary conditions. Then, we can obtain realistic initial and boundary conditions by the data assimilation technique, and we can improve the accuracy of the simulation result. In this study, we applied the data assimilation by local ensemble transform Kalman filter (Hunt et al., 2007) to the simulation of natural convection behavior in density stratification, and we performed a twin model experiment. We succeeded in the estimation of the flow fields and improving the simulation accuracy by the data assimilation, even if we applied the boundary condition with error for the true condition.
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。
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
被引用回数：44 パーセンタイル：89.35(Chemistry, Physical)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.
-P column by neutron resonance absorption imaging宮崎 康典; 渡部 創; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 甲斐 哲也; Parker, J. D.*
JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011073_1 - 011073_7, 2021/03
中性子共鳴吸収イメージングを、抽出クロマトグラフィに使用するマイナーアクチノイド回収用CMPO/SiO-Pカラムで形成したEu吸着バンドの観測に適用した。軽水や重水で調製した湿潤カラムと乾燥吸着材を充填した乾燥カラムを比較し、中性子透過を評価した。中性子透過スペクトルから、乾燥カラムは45%、軽水調製カラムは20%、重水調製カラムは40%の中性子透過を確認した。得られた結果から、CMPO/SiO-Pカラムに形成したEu吸着バンドを観測するには、重水の使用によって、より鮮明になることを明らかにした。今後、カラム操作による吸着バンドのカラム内移行挙動を明らかにする。
荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 福元 博基*; et al.
QST-M-29; QST Takasaki Annual Report 2019, P. 54, 2021/03
The spent PUREX solvent containing U and Pu is generated from the reprocessing process of spent nuclear fuel. The nuclear material removal is important for the safety storage or disposal of the spent solvent. Our previous study revealed that the adsorbent with the iminodiacetic acid (IDA) functional group is one of the most promising materials for designing the nuclear material recovery process. Accordingly, an IDA-type adsorbent was synthesized by using the graft polymerization technology to improve the adsorption rate and capacity. The synthesized IDA-type adsorbent was characterized by micro particle-induced X-ray emission (PIXE) analyses. The micro-PIXE analysis revealed that Zr was adsorbed on the whole synthesized adsorbents and quantified the microamount of adsorbed Zr.
