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國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 小池 優子; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; 永井 信嗣; et al.
JAEA-Review 2023-046, 164 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-046.pdf:4.2MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2022年4月から2023年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目で見られた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。
中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.
JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03
JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。
中田 陽; 中野 政尚; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 根本 正史; 飛田 慶司; 二川 和郎; 山田 椋平; 内山 怜; et al.
JAEA-Review 2021-062, 163 Pages, 2022/02
JAEA-Review-2021-062.pdf:2.87MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV 編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2020年4月から2021年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。
岡野 正紀; 實方 秀*; 久野 剛彦; 山田 敬二
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
Isotopic compositions of fission products in spent nuclear fuel were a valuable data for the storage of spent fuel and the research and development of treatment/disposal of radioactive waste. The amount of neodymium-148 in spent nuclear fuel is reliable indication for evaluation of irradiation history. The isotopic compositions of samarium and gadolinium in high radioactive wastes are referred to the evaluation of environmental impact in geological repositories. However, pretreatment of analysis must be done with complicated chemical separation such as solvent extraction and ion exchange. The enough measurement data of isotopic compositions of lanthanides compared with actinides in spent fuel reprocessing process has not been obtained. In this study, rapid and high sensitive analytical technique based on high-performance liquid chromatography (HPLC) with inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS) has been developed for the measurement of isotopic compositions of lanthanides in spent fuel reprocessing solutions. HPLC and ICP-MS measurement systems were customized in glove-box for the applied to the radioactive solutions. As real samples, isotopic compositions of lanthanides in high radioactive liquid wastes of the Tokai Reprocessing Plant were measured.
岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
東海再処理施設において、使用済燃料の溶解工程で生成する不溶解物質は、溶解液への同伴を防ぐため、パルスフィルターで除去される。不溶解物質を保持した使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、パルスフィルターに捕集された不溶解物質中のPuを定量することは、より正確な計量管理を実行するうえで重要である。現在、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、Cmから生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定による使用済みパルスフィルター中のPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれる不溶解物質を対象とし、硫酸水素アンモニウム融解法により不溶解物質を溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、
スペクトロメトリによる定量を試みた。この結果、不溶解物質中のPu量とCm量は、それぞれ、数
数十mg/g, 数十数百ng/gオーダーであった。
高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.
カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03
核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)
岡野 正紀; 久野 剛彦; 高橋 一朗*; 白水 秀知; Charlton, W. S.*; Wells, C. A.*; Hemberger, P. H.*; 山田 敬二; 酒井 敏雄
JAEA-Technology 2006-055, 38 Pages, 2006/12
JAEA-Technology-2006-055.pdf:3.33MB
使用済燃料のせん断及び溶解時に発生するオフガス成分の1つであるXeの同位体比は、おもに原子炉内での核反応の進行度に依存し、燃料の特性と相関を持つことが知られている。ロスアラモス研究所では、再処理施設から大気中に放出されたオフガス中のXe同位体比を測定することにより、燃料特性(炉型,燃焼度,核種組成等)に関する情報を算出できる解析コード(NOVA)を開発してきた。Xe同位体比測定とNOVAにより、処理した使用済燃料の炉型,燃焼度及びPu量を評価する技術が確立できれば、再処理施設の遠隔監視等が可能となり、保障措置技術の一つのオプションとして期待できる。しかしながら、再処理工程内のオフガス中のXe同位体比の実測データによるNOVAの検証はなされていない。本件では、東海再処理施設の溶解オフガス中のXe同位体比を測定し、NOVAを用いて、使用済燃料の燃焼度及びPu量の評価手法としての可能性を確認した。この結果、BWR燃料であることが推定され、発電所側から示された燃焼度と-3.8%7.1%で一致した。Pu量は、燃焼度からORIGENコードを用いて計算した値と-0.9%4.7%の差で一致した。
北尾 貴彦; 佐藤 宗一; 久野 剛彦; 山田 敬二; 綿引 優; 鎌田 正行
JNC TN8410 2003-014, 29 Pages, 2003/11
JNC-TN8410-2003-014.pdf:1.82MB
IAEAが六ヶ所再処理工場保障措置分析所(On-site Analytical Laboratory)において高放射性廃液(以下、HALWという)中の微量プルトニウム(以下、Puという)濃度分析法として適用を検討しているPu(Ⅵ) 吸光光度法について、東海再処理工場のHALWを用いた比較検討試験を実施した。本検討ではPu(Ⅵ)吸光光度法におけるPu(Ⅵ)吸光度定量方法として、(1)検量線法、(2)Nd内標準法、(3)還元法を検討した。検討用試料は東海再処理工場にて発生したHALW溶液を採取し、固相抽出操作によってPuを完全に除去した後、既知量のPuを添加することによって調製した。この溶液の吸光スペクトルを測定し、3種類の定量方法を用いた測定結果について正確さ及び精度を評価した。各定量方法の試験結果等について以下に示す。(1)検量線法: 測定に必要な試料は1バッチあたり1試料のみでよく、前処理操作は簡便である。調製値と測定値は良好に一致した。(2)Nd内標準法: 調製値に対して検量線法よりも正確な測定値が得られた。本法では測定に必要な試料として、1バッチあたり2試料(内標準物質であるNdを添加した試料と添加していない試料)を必要とするが、前処理操作に起因するPu濃度の定量への影響は小さい。(3) 還元法: 測定値は調製値と比較して全体的に高い結果となった。これは、HALW溶液中の共存元素によるベースラインの変動がPu(Ⅵ)吸光度の定量に影響を与えているためと思われる。3種類の定量方法について比較検討した結果、検量線法が迅速かつ簡便な方法であり、六ヶ所再処理工場保障措置分析所に対して適用性の高い定量方法であることが認められた。検量線法による測定時間は前処理操作を含めて1バッチあたり約1時間であり、HALW試料に対する検出下限値は1.3mgPu/Lであった。
鈴木 弘之; 山田 敬二; 田村 三郎; 池田 久; 久野 祐輔
動燃技報, (94), p.91 - 94, 1995/06
多成分・分析システムは、1993年から分析操作の自動化への取り組みとして、再処理工程中のウラン、プルトニウム、酸および放射能濃度等を自動で、同時に測定できる分析システムの開発に取り組んでいる。本システムは、高性能ロボットを用いて、吸光光度法自動分析装置、電位差滴定法自動分析装置、放射能自動分析装置を複合的に組み合わせ、分析の総合ネットワークを図るものであり、同時に多種にわたる分析を自動で行うことができるものである。本稿においては、本開発の概要を紹介するとともに、1994年より試験評価を実施している吸光光度法自動分析装置について報告する。
久野 祐輔; 山田 敬二; 秋山 孝夫
Analytical Sciences, 6, p.97 - 101, 1990/00
被引用回数：2 パーセンタイル：15.58(Chemistry, Analytical)None
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
小椋 浩; 舛井 健司; 渡辺 伸久; 久野 剛彦; 山田 敬二
no journal, ,
従来、再処理プロセスの運転管理のための高濃度プルトニウム溶液中の酸濃度分析は、アルカリ中和-電位差滴定法で行われている。この方法では、滴定中の硝酸プルトニウムの加水分解を防止するため、あらかじめフッ化カリウムを添加し、プルトニウムの錯体を形成させた後、分析を行っている。分析済試料は、廃液として処理されるが、フッ化物イオンによる廃液処理工程の槽類及び配管の腐食が懸念されていた。そこで、本研究では、液性を変化させることなく酸濃度の分析が可能な、音速度法による高濃度プルトニウム溶液中の酸濃度分析への適用を試みた。
岡野 正紀; 後藤 雄一; 實方 秀*; 根本 弘和*; 久野 剛彦; 山田 敬二
no journal, ,
再処理プロセス液中に含まれるテクネチウム(
Tc)は、抽出工程において還元剤であるヒドラジンの酸化に寄与し、ウラン(U)及びプルトニウム(Pu)の分配効率に影響を及ぼすことから、分配挙動の把握が必要な核種である。また、長半減期の
核種であり、高放射性廃棄物の処理・処分の安全評価において、重要な評価対象核種である。このため、U, Pu及び核分裂生成物(FPs)を含む再処理プロセス液中の微量なTcの迅速かつ高感度な分析法の確立が求められている。これまで、再処理プロセス液中のTc分析は、希釈又はイオン交換等でTcを分離し、誘導結合プラズマ発光分光分析法(ICP-AES)又は液体シンチレーション計数法(LSC)により測定していた。しかし、多くの共存元素を含む廃液中のICP-AESによるTc分析では、試料を希釈するため感度不足が生じていた。また、LSCでは、有機溶媒を使用するため、U, Puを含む試料の廃液が発生していた。近年、環境試料中の極微量のTc定量に高感度な誘導結合プラズマ質量分析法(ICP-MS)が用いられている。本研究では、再処理プロセス液中のTcを固相抽出により分離し、ICP-MSで定量する方法を試みた。
線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量北尾 貴彦; 根本 弘和*; 庄司 和弘; 山田 敬二; 倉形 光一郎; 佐藤 宗一
no journal, ,
再処理工程におけるネプツニウム(Np)の迅速な定量分析法の確立を目的として、Npの分離に固相抽出剤(TEVAレジン)、Npの定量に線スペクトロメトリを適用し、従来法と比較して前処理操作の簡便化及び分析時間の迅速化を図った。
線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量北尾 貴彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 酒井 敏雄
no journal, ,
東海再処理施設抽出工程におけるネプツニウムの迅速な定量分析法の確立を目的として、ウラン,プルトニウムが共存する硝酸溶液中の線スペクトロメトリによるネプツニウムの定量分析を試みた。
吉川 崇倫*; 岩崎 智彦*; 遠藤 秀樹*; 須山 賢也; 志子田 恵冶*; 山田 紘平*; 浜畑 美規*; 大枝 伸*
no journal, ,
公開コードによるBWR燃料設計システムを構築するために、モンテカルロコード燃焼計算コードSWAT2の改良を行い、ブランチ計算機能の付加を行った。また、炉心計算で用いられる近代ノード法に必要な格子定数をSWAT2計算結果から編集するツールの開発を行い、CASMOとの比較による検証を行った。
舛井 健司; 北尾 貴彦; 稲田 聡; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
再処理プロセスにおいて、プルトニウムの還元には、精製された硝酸ウラニルを電解還元した溶液を用いるが、この中には、U(IV), U(VI)、及びU(IV)の安定剤であるヒドラジンが共存する。電解還元後のU(IV), U(VI)濃度は、現在、吸光光度法により各々を分析する必要があり、また、発色試薬等、複数の試薬添加を要することから、煩雑な分析操作に加え、分析廃液が発生する。そこで本研究では、微分パルスボルタンメトリーに着目し、簡便,迅速かつ廃液を発生させないU(IV), U(VI)の同時定量分析を試みた。
スペクトロメトリーによる使用済燃料不溶解物質中のPu, Cmの定量岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
東海再処理施設では、溶解工程において、硝酸に溶解されない不溶解物質(以下、「スラッジ」という)が生成し、溶解液への同伴を防ぐため、スラッジを除去するためのパルスフィルターが設置されている。使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、より正確な計量管理を実施するためには、パルスフィルターに捕集されたスラッジ中のプルトニウム(Pu)を定量することが重要である。これまで、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、キュリウム(Cm)から生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定によるPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれるスラッジを対象とし、硫酸水素アンモニウム溶融法によりスラッジを溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、スペクトロメトリーによる定量を試みた。
久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
再処理施設におけるウラン(IV), (VI)及び酸濃度のインライン方式による分析技術開発として、光ファイバーで分光光度計に接続した液浸型分光プローブによる再処理工程内ウラン溶液(U濃度: 200g/L;, 酸濃度0.25mol/Lの吸光スペクトルを測定し、ウランの吸収波長におけるピーク高さと酸濃度による吸光スペクトル形状の変化から、ウラン(IV), (VI)及び酸濃度の同時分析を試みた。
鈴木 豊; 根本 弘和*; 五十嵐 万人*; 岡野 正紀; 久野 剛彦; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
PUREX再処理プロセスにおけるウラン,プルトニウム及び酸濃度の分析は、工程管理分析件数の約6割を占めている。これらの分析は、分離精製施設で採取された試料を、気送管により分析施設へ送った後、試薬添加,希釈,定容等の前処理を経て行うこととなり、測定終了までに約1時間を要することから、リアルタイムな工程管理データを取得することが困難である。このため、再処理プロセス中のウラン、プルトニウム及び酸の分析をインライン化することにより、分析データ採取の迅速化,分析設備の簡素化,分析作業の省力化,作業員の被ばくの低減及び分析廃液の削減が期待できる。本研究では、再処理プロセスへのインライン分析を目的に、検出器に小型の分光プローブを用いた分光光度法による、硝酸溶液中の酸及びウラン(IV), (VI)の同時分析を試みた。
