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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, 2025/05
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。
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, 2025/05
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。
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, 2025/05
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.
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, 2025/05
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.
佐藤 博之; Yan, X.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.293 - 298, 2025/05
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, 2025/05
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。
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。
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。
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.
