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小川 晃弘*; 勝木 健太*; 新井 剛*; 宮崎 康典; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(9), p.1015 - 1022, 2026/09
被引用回数：1 パーセンタイル：84.64(Nuclear Science & Technology)本研究は、高レベル放射性廃液(HLLW)からマイナーアクチノイド(MA(III))を分離する抽出クロマトグラフィーで発生する廃棄物量を低減するため、使用済吸着材の再利用性を評価した。再生方法として、(i)有機溶媒による抽出剤の脱離および(ii)吸着担体への再含浸を検討した。その候補溶媒にn-ドデカンと1-オクタノールをそれぞれ用いた。抽出剤の脱離性能や再含浸後の吸着・溶離性能の評価に加え、脱離後の回収溶液を真空蒸留に供し、抽出剤と溶媒の分離回収を試みた。その結果、溶媒処理によって吸着材から抽出剤を除去できること、ならびに再含浸によって吸着材の吸着および溶離性能が回復することを確認した。さらに、n-ドデカンを用いた場合、脱離後の回収溶液から溶媒と抽出剤を効率的に分離できることを明らかにした。
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*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 13(4-S1), p.25-00391_1 - 25-00391_8, 2026/08
TANNIX loaded with uranium and nitric acid ions has accumulated as a secondary waste of radioactive water decontamination. Establishment of treatment procedure of the spent TANNIX is an important issue for facility management. In this study, applicability of the subcritical water treatment for the spent TANNIX decomposition was experimentally examined. As the results, temperature conditions contributed significantly to the decomposition efficiency, and the solid-liquid ratio had a limited effect. The decomposition rate tends to decrease as the test time increases, suggesting that decomposition preferentially occurs around at functional groups. These experimental results showed that most of the TANNIX could be decomposed at high temperatures and longer reaction times. This study demonstrated that hydrothermal reactions can be used both to recover uranium from TANNIX and to decompose it.
渡部 創; 長谷川 健太; 荒井 陽一; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 13(4-S1), p.25-00392_1 - 25-00392_7, 2026/08
Extraction chromatography technology has been developed for trivalent minor actinides recovery from spent nuclear fuel. Systematic studies on flow-sheet design, safety assessments, and system design of the technology have been carried out in a study project of 2019-2024 to increase the TRL up to 5. Currently, Further studies are ongoing in another study project started in 2024 for the realization of Green Transformation (GX). Achievements obtained in the first project, and recent activities in the current project are reviewed in this paper.
高畠 容子; 後藤 一郎*; 渡部 創; 中村 雅弘; 佐野 雄一
Proceedings of International Conference on GLOBAL 2026 (Internet), p.722 - 731, 2026/08
The new filter device filled with porous silica beads treating fine particles generated in high level liquid waste (HLLW) is being developed to avoid clogging the column of minor actinide (MA) recovery. In this study, for drawing conceptual design and calculating lifetime of the device, some tests were conducted. The 108
m porous silica beads are a better filter material for the new filter device. Lifetime of the filter material is extended by supplying HLLW slowly. To decide procedure of filling and discharging of filter material, several tests were conducted on a semi actual scale device. The optimal discharge condition is 1.7 mL/min flow rate with a 20-second stop after 20 seconds of operation. The procedure was done with low variation, and weight monitoring for removal of porous silica particles bed was available. By results of the tests, 7,208,348 L of HLLW is processed by one new filter device, and lifetime of the device is approximately 1,200 days.
出井 竜美; 菅沼 和明; 藤来 洸裕; 鈴木 勝夫; 鈴木 博*; 仲田 守浩*; 細川 英洸*; 小野瀬 勇一郎*; 渡辺 泰広; 篠崎 信一; et al.
JAEA-Technology 2026-003, 27 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2026-003.pdf:1.3MB
加速器冷却水設備配管系統は異なる金属で構成されることも多いため電蝕が不可避である。本試験では、まず無酸素銅と炭素鋼の間で電蝕が起こること、またこれまで使用されてきた防錆剤ではその電蝕の抑制ができないことを確認した。次に新たに導入した防錆剤による電蝕の抑制を確認した。また新しい防錆剤に変更することにより、補給水の節水および防錆剤コスト削減が実現できた。
小栗 香里; 荒井 陽一; 渡部 創; 瀬古 典明*; 保科 宏行*
ソルト・サイエンス研究財団2024年度助成研究報告集(I 理工学編), p.269 - 278, 2026/03
医療用
Acの安定した国内生産を目指し、原料となる
Raを海水から効率良く、採取する技術を開発するため、様々な吸着材を合成しRaのアナログ元素であるBaを代替元素として評価した。その結果、1段階目にリン酸型(P)グラフト重合吸着材を用い、次いで吸着したBaを含む数種の元素を溶出させた酸溶液を、TEHDGA/SiO
-P充填カラムに通液することでBaのみを分離できることを見いだした。これにより、海水中のRaを資源利用できる見込みが得られた。
萩原 大樹; 高久 敦*; 佐川 浩*; 菅野 太志*; 伊藤 あずさ; 安藤 太一*; 市原 正嗣*; 渡辺 勇輔; 小荒井 一真; 加藤 潤; et al.
Proceedings of Waste Management Symposia 2026 (WM2026) (Internet), 7 Pages, 2026/03
Alkaline activated materials (AAMs) are being considered for the immobilization of radioactive materials. The aim of this study was to investigate the possible cesium sorption mechanisms of a metakaolin-based AAM that had been stored at room temperature for an extended period. To evaluate the effectiveness of a radiocesium sorption strategy, cesium sorption experiments were conducted. Subsequently, the solid samples were analyzed using various characterization techniques. The results indicate that cesium was incorporated into micrometer-size fine particles within the AAM. Cs-Na ion exchange occurs within the zeolite framework, involving the Al-O-Si and Si-O-Si bands. Overall, cesium can be effectively sorbed into the AAM that has been stored for several days.
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.
白藤 雅也; 佐野 恭平; 堀内 雅一; 加藤 茜; 渡邉 一樹; 谷川 聖史; 丸山 創; 北尾 貴彦; Conner, J.*; LaFleur, A.*; et al.
第46回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2025/12
The Japan Atomic Energy Agency, in collaboration with the U.S. Department of Energy and Los Alamos National Laboratory, initiated a joint research project to develop the Advanced Hulls Measurement and Monitoring System (A-HMMS) for quantifying trace amounts of nuclear material in hull drums. Monte Carlo simulations using the MCNP code confirmed that the presence of water significantly attenuates neutron count rates. However, sufficient sensitivity to plutonium mass variations was observed, indicating that measurements are feasible even with water present. Passive NDA methods based on the Cm/Pu ratio were found to be limited due to curium decay over long-term storage, necessitating the use of active interrogation techniques. Small-scale experiments validated the simulation results and demonstrated that waste type and source position significantly affect count rates, highlighting the need for waste-specific calibration curves. Full-scale testing is planned to evaluate system performance under realistic conditions and optimize the A-HMMS design.
萩原 大樹; 渡辺 勇輔; 小西 博巳*; 舟木 泰智; 藤原 健壮; 飯島 和毅
Applied Geochemistry, 190, p.106490_1 - 106490_10, 2025/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Geochemistry & Geophysics)Radiocesium (
Cs and 
Cs) was sorbed on minerals and transported to river systems due to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. Recently, the authors have reported that mafic minerals sorb Cs equally or more strongly than micaceous minerals in fine sands. We characterized mafic minerals and elucidated their weathering using electron microscopy to determine whether they can sorb Cs. The surface of hornblende particles is weathered and altered to vermiculite. The surface of micas is less weathered than that of hornblende, indicating the Cs activity concentrations of highly weathered mafic minerals are higher than those of micas in part of sampling site. The results indicate that the effects of Cs sorption for hornblende depend on the weathering product at the surface.
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：51.04(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.
荒井 陽一; 後藤 泰裕; 渡部 創; 吾郷 友宏*; 新井 剛*; 勝木 健太*; 福元 博基*; 保科 宏行*; 瀬古 典明*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.329 - 332, 2025/09
Radioactive liquid waste containing nuclear fuel materials and chemical reagents is stored in nuclear facilities. To eliminate the radioactivity of the radioactive liquid waste, we developed RFIDA, a new perfluoroalkyl (RF)-based ligand with a basic structure of iminodiacetic acid (IDA). In this study, an adsorption test was conducted by impregnating RFIDA into porous silica with a polymer was conducted to confirm that the synthesized RFIDA adsorbs cations. The results confirmed that RFIDA exhibits the ability to adsorb or elute uranium depending on the nitric acid concentration.
五味 唯美*; 高見 一総*; 水野 るり恵*; 新倉 潤*; 安田 隆一*; Deng, Y.*; 川瀬 頌一郎*; 渡辺 幸信*; 安部 晋一郎; Liao, W.*; et al.
IEEE Transactions on Nuclear Science, 72(8), p.2751 - 2762, 2025/08
被引用回数：4 パーセンタイル：84.90(Engineering, Electrical & Electronic)地上環境でのミューオン起因ソフトエラーは増加の傾向にあるが、その研究は十分には行われていない。本研究では、我々は4つのタイプの設計ルール12nmのFinFET SRAMへのミューオン照射試験を行った。その結果、負ミューオン起因SEU断面積のピーク値は、2フィンタイプの方が1フィンタイプのよりも高いことを明らかにした。一方で、正ミューオン起因SEU断面積に関しては、2フィンタイプの方が拡散容量が大きいため、1フィンタイプの方がSEU断面積が高いこともわかった。また、モンテカルロシミュレーションの結果、単一有感領域モデルでは正負ミューオンのSEU断面積を矛盾なく再現できないことも判明した。
高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.195 - 198, 2025/03
高レベル放射性廃液からの抽出クロマトグラフィ法によるマイナーアクチノイドの回収に係る研究開発を実施している。高レベル放射性廃液中では微粒子が発生する。抽出クロマトグラフィのカラムの閉塞を防ぐため、それを取り除く技術の開発が必要である。シリカビーズ充填カラムにおける微粒子の除去性能を実験的に評価した。シリカビーズ充填カラムにて、アルミナ粉末を回収したところ、0.12から15mの微粒子がカラム閉塞の原因であることが分かり、またシリカビーズを充填したカラムによる微粒子除去は実現可能であることが示された。
渡部 創; 高畠 容子; 齋藤 まどか*; 岩本 敏広; 渡部 雅之; 梶並 昭彦*; 成瀬 惇喜*; 塚原 剛彦*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.161 - 167, 2025/03
Temperature swing extraction is one of potential technologies for efficient uranium recovery from leaching solution of uranium contaminated wastes generated from nuclear fuel fabrication process. The technology utilizes solvent extraction principle and gel formation for phase separation. In this study, applicability of the technology for the waste treatment was examined through fundamental investigation in materials for the operation, uranium recovery performance from a simulated leaching solution and calcination of products. PNIPMAAm and C10-BAMA were selected as appropriate polymer and extractant for the technology, respectively. Uranium in the simulated solution was successfully recovered from the simulate solution, and calcinated operation succeeded in decomposition of organic compounds involved in the product.
荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/03
STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。
新井 剛*; 中村 文也*; 安倍 諒治*; 上野 吹佳*; 瀬古 典明*; 荒井 陽一; 渡部 創
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.147 - 153, 2025/03
STRADプロジェクトの一環として実施してきた廃溶媒処理に係る吸着材の開発について、多孔質シリカのポリマーにイミノ二酢酸を導入したSIDAR吸着材の開発を行った。この吸着材について、模擬廃溶媒中のZrの吸着性能を評価した結果について報告する。
粟飯原 はるか; 渡部 創; 北脇 慎一; 神谷 裕一*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.175 - 181, 2025/03
Many kinds of radioactive liquid wastes have been generated and accumulated in nuclear research facilities, and disposal or treatment procedures have not been established for those wastes due to their complicated compositions. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is developing technologies for the treatment of radioactive liquid waste containing various chemical species through joint research project with several organizations named as STRAD (Systematic Treatment of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning). Chemical processing facility (CPF) in JAEA was selected as a model case, and fundamental studies have been conducted for treatments of the liquid wastes accumulated in the CPF. Decomposition of the ammonium ions (NH
) in advance with formation of explosive ammonium nitrate is one of promising treatments of the analytical liquid wastes. We have been focusing on catalytic ozonation of NH as a suitable method for the decomposition under mild conditions with small secondary waste. Detail reaction mechanism has not been revealed yet. In this study, concentration of each component was parametrically changed and the reaction mechanism was investigated. Test solutions containing NH, Co
and Cl with various concentrations were prepared, and the ozone oxidation experiments were conducted at 333 K. The oxidation reaction of NH proceeds even under low Cl concentration, it is suggested that once chloramine are formed, thus the chlorine was released by decomposition. The above catalytic ozonation was applied to the genuine radioactive liquid waste stored at CPF, and concentration of NH in the waste solutions was successfully reduced. This experience would contribute to treatment of radioactive liquid wastes in other facilities.
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。
