Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
solution諏江 霞純*; 加茂井 健介*; 竹内 正行; 宮崎 康典; 平沢 泉*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.351 - 356, 2025/03
使用済燃料再処理の燃料溶解工程以降で、不溶解性残渣の生成や堆積がパイプの詰まりや電熱機器の不良等を引き起こし、プラントの長期運転を阻害する要因となっている。その主成分として、モリブデン酸ジルコニウム(ZMH)が報告されており、高濃度硝酸と高温の条件下で特に析出しやすい特徴を有している。これまでに、MoとZrの模擬廃液を用いて、SUS304表面で析出するZMHの核化や凝集過程を明らかにした。また、ZMHの析出メカニズムから、壁面析出抑制策として、ZMHの外部添加を提案している。本学会では、これらの成果をまとめて報告する。
大泉 昭人; 相楽 洋*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.331 - 337, 2025/03
原子力発電所から排出される使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物を削減するため、商用サイクルから分離されたマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)を用いて核変換する、超ウラン燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が継続的に行われてきた。ADS燃料は、現在の商用サイクルとは化学形態や組成が異なるため、ADSサイクルに求められる保障措置の検査目標を検討する必要がある。本研究では、核不拡散の観点から、ADSサイクル中で扱われるアイテムの転用を想定し、Puの不正利用価値を評価した。またそれらの評価結果を、従来の沸騰水型原子炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の不正利用価値と比較した。ADSサイクル中のすべてのアイテムは、新燃料か使用済燃料かに関係なく、BWR-MOXの使用済燃料集合体と同じ不正利用価値のPuであることが明らかとなった。さらに、保障措置の計量管理システムを設計評価するために、ADSサイクル内のPu流量に対し、事業者側による計量測定と規制者側による検認測定の不確かさ(
)を、仮想的に導出した。得られたは、一般的に目標値として使用される1有意量(1SQ)、及び不正利用価値評価結果に基づいて設定した使用済燃料基準(5%相当)とそれぞれ比較した。その結果、事業者側と規制者側のPu測定の各はいずれも、1SQを超えるが、使用済燃料基準は概ね達成可能であることが明らかとなった。
佐藤 博之; Yan, X.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.293 - 298, 2025/03
The present study develops the dynamic model of HTGR-renewable hybrid system for power grid simulation to demonstrate the capability of the hybrid system to maintain the stability of a grid with a large penetration of renewable energies. The model is based on detailed engineering datasets of GTHTR300C and incorporates original control strategies that are shown to be effective of variable power generation. The paper discusses details of the modeling and simulations results of the system.
阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/03
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
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.
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.235 - 242, 2025/03
Hydrogen plays an important role in the transition to clean energy and the achievement of net-zero emissions. Thermochemical iodine-sulfur (IS) process, which uses nuclear heat to decompose water, is considered the most prospective method for producing large amounts of hydrogen without emitting carbon dioxide. The IS process consists of three coupled chemical reactions (Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition). A major challenge for the practical application of the IS process is the efficient separation of hydrogen from the mixed corrosive gas of hydrogen iodide and iodine generated during hydrogen iodide decomposition (2HI
H
+ I). A membrane that can efficiently separate H while treating this corrosive HI gas has not yet been developed. In this study, a membrane with high separation performance and corrosion stability was developed by fabricating a three-layer structure consisting of a base 
-alumina support tube, a middle silica layer and a top H-selective silica layer. By selecting the dipping time and CVD time, which are critical to the properties of the resulting silica layers, the prepared membrane showed high separation performance. For instance, the H/SF
selectivity varied between 1622 and 1671 in the temperature range of 30-200 
C. The result suggests that the developed membranes had no defects, especially existence of pinholes. HI stability tests also showed that these membrane were stable in corrosive environments.
木村 祥紀; 山口 知輝
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.60 - 66, 2025/03
Rapid and precise detection or identification of artificial radioisotopes is one of the challenging issues in the field of nuclear detection and nuclear security. Although many handheld instruments capable of automated radioisotope detection and identification using small gamma-ray detectors have been recently employed in the field of nuclear security, the performance of such instruments is suffered from the limitation on cost of their detectors in many cases due to limited efficiency or limited energy resolution of the small size detectors. In this paper, a mobile radiation measurement system using multiple small gamma-ray detectors for radioisotope detection and identification has been proposed. The performance of the proposed mobile system for radioisotope identification has been tested for measured gamma-ray spectra of artificial radioisotopes and nuclear materials by CZT detector and CsI(Tl) detector. By analyzing the combined spectrum to be output by the proposed system, significant improvements in the minimum detection time for peaks from radioisotopes and lower detection limits for nuclear materials have been confirmed, comparing to the spectra measured by individual detectors. The authors have also discussed the optimization of detector combinations in terms of detector cost and improvement of sensitivity performance by performing simulations for several types of gamma-ray detectors.
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。
長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/03
This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.
竹内 正行; 高田 岳; 斉藤 慧太*; 近沢 孝弘*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.135 - 141, 2025/03
再処理工程の安定確保を図る上で、燃料溶解工程で発生するスラッジの管理は極めて重要な項目の一つである。清澄工程でより高いスラッジ捕集性能を得るために、遠心清澄機とフィルタ技術を組み合わせた新たな清澄システムの開発を進めてきた。本研究では、新たな清澄システム全体のスラッジ捕集性能を工学規模で評価した。その結果、システム全体のスラッジ捕集性能はすべての試験条件を通じて99.5%以上であり、極めて高い性能を示した。また、遠心清澄機でのスラッジ捕集性能は試験条件に依存し、87%から98%であった。本研究の成果はこの新たな清澄システムがスラッジ捕集性能を大幅に向上させるための有望な技術の一つであることを示した。
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.
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15
m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。
by solvent extraction as a potential method to determine Fe in glass containing Sn菅野 直樹*; 中瀬 正彦*; 西條 佳孝*; 松村 大樹; 辻 卓也; 竹下 健二*; 塚原 剛彦*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.154 - 160, 2025/03
The amounts of Fe and Fe
present in glass are important indicators of its optical properties because even small amounts have significant effects. However, it is challenging to use wet chemical analysis to determine the concentration and the ratio of Fe and Fe in glass when it contains Sn because of the redox reaction between Sn and Fe in the glass decomposition solution. A two-step approach was tested to determine the concentrations of Fe and Fe in a glass decomposition solution in the presence of Sn. In the first step, the redox reaction between Sn and Fe was suppressed by increased pH. In the second step, Sn was removed from the glass decomposition solution by solvent extraction. To understand the kinetics of the redox reaction between Sn and Fe, time-resolved dispersive X-ray absorption fine structure and ultraviolet-visible absorption spectroscopy (UV-vis) were used with standard chloride solutions of Sn and Fe in respective valences. We found that lowering the acid concentration suppressed redox reactions. The partitioning behaviors of Sn, Sn
, Fe, and Fe by bis(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (D2EHPA) as an extractant in 
-dodecane were investigated to see the removal ability of Sn from the glass decomposition solution. As a result, D2EHPA in -dodecane could extract Sn, Sn, and Fe into the organic phase, and Fe remained in the aqueous phase. The simultaneous removal of Sn and Sn and the separation of Fe and Fe became possible. This method can potentially apply to the rapid analysis of the concentration of Fe and Fe in a glass containing tin oxide.
西原 健司; 大泉 昭人; 日野 哲士*; 曽根田 秀夫*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.305 - 310, 2025/03
日立GEは、BWRにおけるプルトニウム利用率向上を目的とした新燃料設計「資源再生型沸騰水型原子炉バックフィット(RBWR-BF)」の研究開発を進めている。本研究では、日本の軽水炉(LWR)を基盤とした将来の原子力利用シナリオを想定し、核燃料サイクルシミュレータNMBを用いてRBWR-BF導入効果を評価した。その結果、2040年からのWBWR-BF導入により、LWRへのMOX燃料装荷負担を最小化できること、また2100年時点の残存プルトニウムの核分裂性向上が可能であることが示された。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
no journal, ,
事故が想定される場合、格納容器の熱流動現象には必ず輻射熱伝達が含まれる。輻射熱伝達は、大規模施設の浮力駆動流において重要な役割を果たすからである。輻射熱伝達は、蒸気からの輻射の吸収と放出が大きいため、混合ガス内や混合ガスと周囲の構造物との間で発生する可能性がある。本研究では、ヘリウム、空気、蒸気の3種類の気体成分について、輻射モデルと異なるパラメー タを用いた数値流体力学(CFD)シミュレーションを実施した。数値シミュレーションはオープンソースのCFDコードOpenFOAMを用いて行った。OpenFOAMソルバーには、WSGG(Weighted Sum of Gray Gases)モデルを新たに実装した。まず、大きな温度差を得るために、容器内の初期状態を乾燥状態とし、蒸気含有率を0.1%に設定した。ヘリウム成層はモル分率50%で開始した。初期温度は20C、初期圧力は1気圧とした。上部容器からノズルを通して純ヘリウムを質量流量5g/sで注入し、過渡シミュレーションを開始した。さらに、3つの異なるモデルを用いて過渡シミュレーションを行った。その結果、輻射モデルを用いないシミュレーションでは、輻射モデルと比較して顕著な温度差が見られた。さらに、これらの予備的な結果は、熱輻射を考慮する必要があることを示している。
長谷川 健太; 荒井 陽一; 渡部 創; 渡部 雅之; 松浦 治明*; 羽倉 尚人*; 箕輪 一希*; 小西 康裕*
no journal, ,
Currently, we are focusing on baker's yeasts for their excellent metal ions adsorption characteristics, easy handling and low prices. In order to optimize adsorption performance and operation procedures as the reprocessing technology, adsorption mechanism has to be precisely investigated. In this study, adsorption performance of Mo(VI), Zr(IV) and Pd(II) from nitric acid, functional groups on the surface of the baker's yeast, coordination structure around the ions, mapping of the ions on the yeasts are investigated by batch-wise adsorption experiments, FT-IR, EXAFS, PIXE and PIGE analyses, respectively.
松村 達郎; 朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 千葉 豪*; 相楽 洋*; 竹下 健二*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の処分の問題は、原子力エネルギーの持続的な利用のために重要な課題である。長寿命で放射性毒性の高いMAを分離し核変換するP&T技術は、環境負荷を軽減させる可能性がある重要な技術である。使用済燃料の再処理から生じる高レベル廃棄物からMAを分離回収するMA分離プロセスは、P&T技術の実現に不可欠な技術の一つである。原子力機構は、MA分離プロセスに溶媒抽出技術を採用したSELECTプロセスの開発を進めてきた。分離性能の目標値は、放射毒性評価に基づく回収率99%及び核変換システムの性能評価に基づくMA製品純度95%と設定し、実高レベル廃棄液を用いた試験によって実証した。このSELECTプロセスは2つの工程で構成され、その第2工程ではMAとREを分離するため目標値に対して40段の抽出段数段階が必要であり、導入コストと運用コストが課題であった。そのため、本研究では処分場の環境負荷の評価に基づいた合理的な回収率を設定した。これをもとに、PARC-MAコードを用いて定量的な評価を行い、MA/RE分離工程における抽出段数及びMA生成物の純度を評価した。簡略化された現実的なMA分離プロセスの構成を明らかにできたと考えている。
