IAEA第67回総会サイドイベント「未来の原子力ソリューションに最適な核データを提供する; 課題と機会」; 核データ利用の「見える化」のために

深堀 智生

核データニュース(インターネット), (137), p.1 - 10, 2024/02

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf137/No137-01.pdf

EC/共同研究センターの依頼により、IAEA第67回総会で同時開催されるEU主催サイドイベント「未来の原子力ソリューションに最適な核データを提供する:課題と機会」にパネリストとして出席した。日本における核データ活動に係る展望について発表し、核データ活動の持続性及び活性化について議論した。また、本サイドイベントの円卓議論を踏まえて、核データセクションにおいて主にパネラによる会合を持ち、今後の対応について検討した。本稿では、サイドイベント及びその後のフォロー会合について報告し、筆者の考えるこれらの会合の背景等について議論したい。

Sustainable technologies for the removal of Chloramphenicol from pharmaceutical industries Effluent; A Critical review

Falyouna, O.*; Maamoun, I.; Ghosh, S.*; Malloum, A.*; Othmani, A.*; Eljamal, O.*; Amen, T. W. M.*; Oroke, A.*; Bornman, C.*; Ahmadi, S.*; et al.

Journal of Molecular Liquids, 368, Part B, p.120726_1 - 120726_25, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.molliq.2022.120726

Despite the carcinogenic and other adverse health effects ofchloramphenicol (CAP), it is frequently detected in different water sources (e.g., groundwater, surface water, wastewater effluents, etc.) due to ongoing, illegal, and abusive application of CAP in veterinary medicine. Although extensive research has been carried out to develop effective treatment technologies to remove the persistent CAP from aqueous mediums, yet there is no critical review of these studies to the best of our reach This review will be the first in the literature to comprehensively summarize the state-of-the-art treatment techniques for CAP removal from water. We report the removal of CAP by adsorption, biodegradation, nanoscale zerovalent iron technology (nZVI), and advanced oxidation processes (AOPs). The result shows that carbon-based adsorbents have more q equal 892.86 mg/g for Porous carbon material from . The Langmuir- Freundlich isotherm and pseudo-second order kinetics model were reported to best describe the isotherm and kinetic model respectively. Removing the CAP via biodegradation would achieve the advantages of low operating costs, and environmental friendliness. The process of AOPs among the various treatment options can be a promising method for CAP degradation in water. This review comprehensively summarizes the state-of-the-art treatment techniques for CAP removal from water. Particularly, serving as an inclusive reference for future researchers to easily define the research gabs in the literature and plan for their future work in developing novel treatment methods to decontaminate CA-contaminated waters.

Thermodynamic equilibrium constants for important isosaccharinate reactions; A Review

Rai, D.*; 北村 暁

Journal of Chemical Thermodynamics, 114, p.135 - 143, 2017/11

https://doi.org/10.1016/j.jct.2017.02.012

イソサッカリン酸はセルロースの分解生成物であり、低レベル放射性廃棄物処分場で発生する。このイソサッカリン酸は、処分場に存在するアクチニド元素など多くの元素と強い錯体を作ることが知られている。われわれは、イソサッカリン酸の解離およびラクトン化定数や、Ca, Fe(III), Th, U(IV), U(VI), Np(IV), Pu(IV)およびAm(III)との錯生成定数をレビューした。また、イソサッカリン酸共存下における地層処分場でのアクチニド元素の移行挙動を予測するための錯生成定数について総括し、利用可能なデータが不十分な場合の熱力学データの信頼性を確保するための追加の研究について概説した。

Development of a method of periodic safety review to cope with the aging degradation of hot laboratories

玉置 裕一; 大森 雄; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹

Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/11

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの核燃料使用施設では、高速炉用燃料や材料開発のための試験が行われている。1970年代に建設されたこれらの施設は、40年以上に渡り運転経験を蓄積してきた。施設を安全で継続的に運転するためには、電源設備、マニプレータ、インセルクレーン、排風機や換気設備といった、重要設備のメンテナンスが必要となる。本定期安全評価手法は、日本の実用原子炉施設等で実施されている手法を基に核燃料使用施設に適用している。本論文では、安全評価手法を用いた核燃料使用施設での定期安全評価の取り組みについて報告する。

Effects of -radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 2; Review of research into safety assessments of direct disposal of spent nuclear fuel in Europe and North America

北村 暁; 高瀬 博康*; Metcalfe, R.*; Penfold, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.19 - 33, 2016/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1014874

使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。このことから、ガラス固化体の地層処分では問題とならないと思われる放射線による影響について、使用済燃料の直接処分の安全評価では考慮することが必要となる。安全評価における線照射影響に特に注目して、本研究では直接処分を計画している日本以外の国々の安全評価をレビューした。本レビューは、日本における直接処分の安全評価に適切な論点を明確にした。

Minutes of the IFMIF technical meetings; May 17-20, 2005, Tokyo, Japan

IFMIF国際チーム

JAERI-Review 2005-027, 416 Pages, 2005/08

JAERI-Review-2005-027.pdf:48.34MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の技術会合及び設計チームの各グループリーダーによる技術統合会合が2005年5月17日20日に、上野の計算科学技術推進センターで開催された。会合の主な目的は、(1)サブシステムの技術検討の現状報告,(2)ターゲット系とテストセル系とのインターフェイス事項の技術検討,(3)総合設計報告書に対する日欧でのピアレヴューの結果報告,(4)サブシステムの設計・実験活動の間の調整,(5)次期活動である工学実証・工学設計活動案の審議、及び、(6)それらのIFMIF執行小委員会への報告案作成である。本報告書は、ターゲット系技術会合,テストセル系技術会合,ターゲット系/テストセル系インターフェイス会合,加速器系技術会合、及び、技術統合会合の要約を取り纏めたものである。

General activities of JAERI nuclear data center and Japanese nuclear data committee

深堀 智生

Proceedings of 1999 Workshop on Nuclear Data Production and Evaluation, p.129 - 134, 1999/00

原研核データセンター(JAERI/NDC)は国内の核データセンター及び国外との窓口としての役割を果たしている。国内核データセンターとして、JAERI/NDCは(1)Japanese Evaluated Nuclear Data Libraty (JENDL) の整備、(2)核データの国外機関との授受、(3)国内ユーザ向け核データサービス、(4)シグマ委員会(Japanese Nuclear Data Committee, JNDC)の事務局としての運営を行っている。JENDL汎用ファイルは、現在までに、JENDL-1,2,3,3.1,3.2を公開しており、JENDL-3.2に関しては10eV から 20MeVのエネルギー範囲で340核種の核データが格納されている。JENDL特殊目的ファイルは、特定の利用分野から要求される物理量の精度を向上させたものである。JNDCは約140名の委員により、本委員会、運営委員会、核データ専門部会、炉定数専門部会、核燃料サイクル専門部会、常置グループで構成されている。上述の専門部会は、それぞれ、JENDLのための核データ評価、積分テスト及び標準炉定数の検討、崩壊熱評価及び核分裂生成物収率を含む核種生成量評価を行っている。本報告では、これらの活動に関して概要を説明する。

高エネルギー核データの現状と整備; 次世代放射線利用施設構築に向けて

深堀 智生; 向山 武彦; 大山 幸夫; 千葉 敏; 高田 弘; 前川 洋; 柴田 徳思*; 中村 尚司*; 馬場 護*; 石橋 健二*; et al.

日本原子力学会誌, 40(1), p.3 - 28, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.3

基礎研究、放射線廃棄物の消滅処理、核融合炉材研究、医学研究などを目的とした次世代放射線利用施設の建設が計画されているが、この施設そのものの建設及び上記研究を遂行するために高エネルギー核データが必要となる。本特集記事では、次世代放射線利用施設計画の概要及び高エネルギー核データの現状と整備について紹介する。

米国及び旧ソ連の原子力ロケット

安田 秀志; 滝塚 貴和

JAERI-Review 96-015, 37 Pages, 1996/11

JAERI-Review-96-015.pdf:1.94MB

本報告書は米国及び旧ソ連における原子力ロケットの最近の開発状況を調査してまとめたものである。調査は概ね、米国で十数年来開催されている宇宙原子力シンポジウムの論文集に拠っている。原子力ロケット開発の歴史は1955年~1973年までの精力的なNERVA/Rover計画を中心とする第一期と、その後1983~1994年までのSP-100計画を中心とする第二期に大別される。第二期には有人火星探査用の大型原子力ロケットが検討された。従って本書では、第一期の成果を踏まえながら、第二期に実施された技術開発に支えられた概念設計もしくは概念検討の結果を記述した。また、旧ソ連に関しては、すでに6kWの宇宙用電源として開発し、飛行試験を行っているTOPAZ-2を中心として紹介した。

Proceedings of the Second Specialists' Meeting on High Energy Nuclear Data; January 2627, 1995, JAERI, Tokai, Japan

深堀 智生; 岸田 則生*

JAERI-Conf 95-016, 150 Pages, 1995/07

JAERI-Conf-95-016.pdf:4.56MB

本報文集は、第2回高エネルギー核データ専門家会議の報文を収録したものである。専門家会議は、1995年1月26日と27日の両日、日本原子力研究所東海研究所において60数名の専門家の出席のもとに開催された。数GeVまでの入射エネルギーにおける高エネルギー核データは、加速器利用を始めとした多岐にわたる分野から必要とされている。第1回の専門家会議の後、わが国では評価及び理論的研究の進展及びその成果の集積があり、諸外国での高エネルギー核データ評価活動も盛んになってきた。このような状況を受け、本専門家会議では、高エネルギー核データの評価済ファイルを整備するという視点に立って、理論モデル・計算コード、既存もしくは必要な実験データ、利用者からの要求及び応用分野の紹介、評価済ファイルの現状などが報告・討議された。