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粟飯原 はるか; 比内 浩; 柴田 淳広; 富田 さゆり*; 駒 義和
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.324 - 328, 2025/09
福島第一原子力発電所に滞留数する汚染水にはPuとAmが含まれ、建屋コンクリートを汚染している。汚染の状態を推定するために、汚染のメカニズムを調べることは非常に重要である。そのためセメントペーストと骨材のへのPuとAmの分配比を実験的に求めた。セメントペーストと骨材をPuとAmが含まれる溶液に浸漬し、分配比を取得した。PuとAmのセメントペーストへの分配比は高い値を示し、建屋コンクリートに収着して蓄積していることが示唆された。
中村 聡志; 鈴木 英哉*; 伴 康俊; 大橋 朗*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.228 - 232, 2025/09
日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減に向け、高レベル放射性廃液からマイナーアクチノイド(MA)を回収するための分離技術の開発を行っている。分離プロセスにおいて、化学的性質の類似する希土類元素(RE)とAmやCmのようなMA(III)の相互分離は非常に難しい。本研究では、単段バッチ法により3種類のグリシン系アミド酸抽出剤のRE(III)及びMA(III)に対する抽出特性を検討した。すべての金属イオンの分配比は平衡pHの上昇とともに増加し、REよりもAmの方が高い分配比を示す結果が得られた。
樋川 智洋; 津幡 靖宏; 熊谷 友多; 伴 康俊
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.286 - 290, 2025/09
本発表では、放射線影響を反映した指標を用いた簡便な分離プロセスシミュレーション法を提案する。放射線分解による抽出能劣化を考慮してマイナーアクチノイド分離プロセスのシミュレーションを行った。その結果、プロセスでのマイナーアクチノイドの処理限界量が求められ、プロセスの放射線耐性についての知見が得られた。
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.
佐藤 淳也; 高橋 裕太; 砂原 淳*; 齋藤 利充*; 吉田 幸彦; 曽根 智之; 大杉 武史
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.307 - 312, 2025/09
For low-level radioactive waste containing hazardous substances (mixed wastes) generated from uranium fuel processing plants, establishing appropriate solidification/stabilization methods is one of the key challenges for their safe and effective storage and disposal in Japan. This study investigated the solidification/stabilization methods of the mixed waste sludge containing hazardous substances of lead, cadmium and mercury by using various solidification materials. Additionally, the compressive strength of solidified products was investigated along with the leaching behavior of hazardous substances.
中原 将海; 先崎 達也; 佐野 雄一; 加藤 正人
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.64 - 69, 2025/09
高速炉燃料サイクルではマイナーアクチニドを回収し、燃料として再利用することを提案している。本研究では抽出クロマトグラフィ法において高レベル放射性廃液から回収したマイナーアクチニド溶液とウラン及プルトニウム硝酸溶液を混合し、マイクロ波加熱によりマイナーアクチニド含有混合酸化物燃料粉末を調製した。また、X線回折と熱分析によりその特性を評価した。
神野 郁夫; 奥村 啓介; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 坂本 雅洋
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.343 - 346, 2025/09
福島第一原子力発電所2号機のシールドプラグ隙間のCs-137汚染分布をオペレーションフロアから測定するために、ガンマ線ピンホールカメラを用いる方法を提案する。決定論的計算により、可能性を議論する。
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.
岩佐 龍磨; 高野 公秀
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.291 - 295, 2025/09
日本原子力研究開発機構では、分散型燃料に添加するMA窒化物粒子の作製技術として、外部ゲル化法による粒子作製技術の開発を実施している。粒子作製技術として外部ゲル化法は一般的に研究されている手法ではあるが、MA窒化物燃料製造に関しては未だデータがほとんど存在しておらず、データ取得が必要である。粒子分散型窒化物燃料について研究した過去の報告書より、燃料の熱物性の低下を避けるためには、添加粒子のサイズは直径250マイクロメーターよりも小径であることが望ましいとされており、本研究においては、後の焙焼及び窒化工程で粒子径が半分以下に縮むことを考慮した上で、500マイクロメーターより小さな球状ゲル粒子を作製可能な、外部ゲル化法における最適条件について検討した。試験条件としては、試験溶液の粘度及び滴下圧力をパラメータとして様々に変化させた。結果として、溶液の粘度を30cPから50cpまで変化させた際に、それぞれ相関して350kPaから500kPa以上の圧力においてより小径かつ真球に近いゲル球が得られた。
高野 和也; 栗坂 健一; 山野 秀将
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.82 - 85, 2025/09
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、溶融塩を活用した既存の太陽熱蓄熱発電システムにおける事故トラブル事例結果に基づき、熱交換器における伝熱管破損件数と溶融塩暴露時間を整理するとともに、ベイズ推定手法に基づき伝熱管破損発生率を評価する方法を検討した。
佐々木 祐二; 金子 政志; 熊谷 友多; 伴 康俊
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.202 - 204, 2025/09
2種の抽出剤(TODGA, ADAAM)と1種のマスキング剤(DTBA)が原子力機構で開発された。TODGAはアクチノイド(An)とランタノイド(Ln)の同時抽出、DTBAはAnとLnの相互分離、ADAAMは高いAm/Cm分離比(6)を示す。これらの試薬を使って、LnからAnの有効な分離法やAmの単離を検討した。ここではTODGA, DTBA, ADAAMを使った基礎的な抽出挙動を示し、An+Ln一括抽出、An/Ln分離、Am/Cm分離の有効な水相、有機相条件を提案する。
Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
岡田 純平; 木村 典道*; 渡邉 一樹; 古内 雄太; 林 慶諭*; 内田 直樹
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
東海再処理施設(TRP)のクリプトン回収技術開発施設(KRF)では、オフガス中の放射性クリプトン(Kr)の回収及び貯蔵に係る技術開発を行ってきた。TRPの廃止措置において、KRFは除染及び解体を先行して行う施設であることから、その準備としてKRF内に残存していたKrガスを放出量を管理しながら放出するKr管理放出を実施した。本稿では、KRFにおける技術開発をレビューするとともにKr管理放出について報告する。
大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
廃止措置を進めている東海再処理施設では、工程洗浄が2024年2月に完了した。東海再処理施設は、主要工程に残存する核物質を含んでおり、工程洗浄では施設内の核物質をフラッシュアウトして硝酸溶液で洗浄することを目的とした。本稿では、この工程洗浄に関連する核物質の分析手法、実績等について報告する。
西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。
田上 浩孝; 石田 真也; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春*; Trotignon, L.*; Gubernatis, P.*; Dufour, E.*; Saas, L.*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
原子力機構は独自の特徴を持つ大型非均質炉心として計画されている将来的なナトリウム冷却高速炉の過酷事故のシミュレーションのため、SIMMER-Vコードの開発を行ってきた。本件では、SIMMER-V開発の全体像、代表的な開発要素および実機計算例に関するCEAとの協力成果について報告する。
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三朗*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 寺尾 剛*; 小池 昭史*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日本原子力研究開発機構は、株式会社ANSeeN、静岡大学とともに、高温ガス炉の出力分布測定のための核計装の開発を2021年から3年間の間、文部科学省の原子力システム研究開発事業の支援を受けて実施した。このプロジェクトは、炉外計装の開発と炉内計装の開発の二つに分けられ、本発表では、炉外計装の開発について報告する。炉外計装の開発に関しては、中性子飛程の長い黒鉛減速の高温ガス炉とCT原理の特性を活かした革新技術であり、他の炉型への応用も期待できる。
山野 秀将; 江村 優軌; 高井 俊秀; 久保 重信; Quaini, A.*; Fossati, P.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
本論文では、炉心混合物質の相互作用に関する反応速度論、二酸化ウラン(UO
)と鉄(Fe)と単価ホウ素(B
C)に対する高温熱物性データ、BCとステンレス鋼(SS)並びにBC-SS共晶物再配置(固化も)に関する実験研究、シビアアクシデントコードにBC-SS共晶物と反応モデルを組み込む。
