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Wu, H.*; Wang, Y.*; 池田 篤史; Miller, C. J.*; Waite, T. D.*
Environmental Science; Water Research & Technology, 5(8), p.1400 - 1411, 2019/08
被引用回数：7 パーセンタイル：32.59(Engineering, Environmental)排水プロセスにおける燐成分回収等の目的のため、パイロットスケールの膜分離活性汚泥排水装置に二価鉄(Fe(II))を添加した際の排水装置各部位の鉄・燐の溶存化学種をX線吸収分光(XANES/EXAFS)と因子分析法を組み合わせて検討した。
弥富 洋介; 見掛 信一郎; 松井 裕哉
JAEA-Review 2018-004, 42 Pages, 2018/03
JAEA-Review-2018-004.pdf:4.71MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究所の研究坑道内に湧出した地下水(湧水)には天然の状態でふっ素, ほう素が含まれており、地上の排水処理設備において放流先河川の環境基準が達成できるようにこれらを除去した後に河川に放流している。また、近年、公共工事において自然由来の重金属等を含む土壌や湧水が発生し、その対策が求められている。このため、排水処理も含めた地下水管理技術は、大規模地下施設の建設や維持管理におけるコスト低減の観点で重要な課題の一つである。このため、「地下水管理技術の開発」として、排水処理等に関する最新の技術的知見を調査し、研究所の湧水処理への適用可能性について考察するとともに、自然由来の地下水汚染や土壌汚染の対策事例を取りまとめた。その結果、環境基準まで除去可能な処理技術は、ふっ素は吸着法や共沈法、ほう素は吸着法であることを確認した。しかし、研究所の湧水は天然の地下水を主体としているものの、掘削工事による浮遊状粒子物質(SS)の発生や坑道安定化のためにセメントを使用しているとともに、地下水中のふっ素とほう素の濃度の違いにより除去率が異なる等、一般的な工業排水等の処理と異なる点があるため、研究所の現行の湧水処理方法である、前工程として凝集沈殿処理によるふっ素及びSSの除去やpH調整後に、ほう素を吸着法により除去する方法は適切であると判断された。
佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト照射施設を利用して
線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。
飯田 芳久; 中土井 康真; 山口 徹治
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.53 - 64, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所において発生する汚染水処理二次廃棄物の長期的な保管のための技術的知見を蓄積することを目的として、東京電力から発表されている情報を汚染水処理二次廃棄物管理の観点でとりまとめた。そして、長期保管に際する保管容器の健全性に対する懸案事項として、塩化物イオン共存および放射線下でのステンレス鋼製容器の腐食、酸性条件および活性炭共存下でのステンレス鋼製容器の腐食、およびスラリーを収納した高性能容器(HIC)の放射線劣化を抽出した。
斎藤 恭一*; 小島 隆*; 浅井 志保
分析化学, 66(4), p.233 - 242, 2017/04
被引用回数：1 パーセンタイル：3.39(Chemistry, Analytical)福島第一原子力発電所では、放射性セシウムおよび放射性ストロンチウムを含む汚染水が毎日多量に発生している。本研究では、汚染水を効率的に浄化するため、Cs 
およびSr
を捕捉する無機結晶が担持された繊維を作製した。担持する無機結晶には、それぞれ、Cs およびSrに優れた選択性を持つ不溶性フェロシアン化コバルトおよびチタン酸ナトリウムを選んだ。これらの無機化合物の沈殿を、放射線グラフト重合法によって市販の6-ナイロン繊維に接ぎ木した高分子鎖(グラフト鎖)内で析出させることにより、繊維表面に担持した。得られた沈殿は、多点の静電相互作用に基づいてグラフト鎖に巻き絡まるため、安定担持が実現する。本研究で提案する不溶性フェロシアン化コバルトあるいはチタン酸ナトリウム担持繊維は、従来の粒子状吸着材、例えば、ゼオライトやSrTreat(チタン酸ナトリウム担持樹脂)に比べて、吸着速度が大きく、無機化合物重量あたりの吸着量も大きくなった。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 88, 2017/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件では、ケイチタン酸塩及びSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、固化した模擬廃棄物の違いによるG値への影響が観察された。このことから、廃棄物に含まれる構成成分が固化試料の水素ガスの発生に寄与していることが示された。
久保 仁志*; 大嶋 優輔*; 岩井 保則
JETI, 63(10), p.33 - 36, 2015/09
田中貴金属工業は純金積み立てのイメージが強いが、主に工業用の材料製造を行っている貴金属メーカーである。化学製品も例外ではなく、貴金属薬液から触媒も手がけており、中でも燃料電池用触媒は世界トップシェアを誇る。本稿では田中貴金属工業の最近の成果である日本原子力研究開発機構と共同開発した核融合施設向けのトリチウム処理に関する疎水性貴金属触媒について概説する。
岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*
Isotope News, (736), p.12 - 17, 2015/08
原子力機構は田中貴金属工業と共同で核融合炉の実現に向けてトリチウムを回収するための新たな疎水性白金触媒の開発に成功した。核融合向けに必要であった触媒の耐放射線性、耐熱性について、無機物質を基材に疎水化処理を施す新たな触媒製法の開発により耐放射線性の目安となる530kGyの放射線照射に対して性能劣化がないこと、また通常使用される温度の70
Cを大きく上回る600C超の耐熱性確保にも成功し、これまでの技術的課題を解決した。さらに、この方法で作製した触媒は、従来の約1.3倍に相当する高い交換効率を達成することも確認した。本報告は疎水性触媒による核融合炉安全性の向上につき概説する。
岩井 保則; 山西 敏彦; 磯部 兼嗣; 西 正孝; 八木 敏明; 玉田 正男
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.815 - 820, 2006/02
被引用回数：15 パーセンタイル：70.41(Nuclear Science & Technology)アルカリの添加なしに直接電解が可能な固体高分子電解法(SPE)は核融合で発生するトリチウム水の処理システム向け電解プロセスとして魅力的であるが、使用においては特にイオン交換膜の放射線耐久性を考慮する必要がある。市販イオン交換膜であるナフィオン膜の放射線耐久性を、原研高崎研究所のCo-60照射施設及び電子線加速器を用い、引っ張り強度,イオン交換能,電気伝導率,透過係数,単位重量あたりの溶解フッ素量等の観点から検証した。ポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を主鎖にスルホン酸基を側鎖に有するナフィオン膜は、浸水状態における線照射時の引っ張り強度の劣化挙動がPTFEの劣化挙動と大きく異なることを見いだした。イオン交換能の照射線量依存性はナフィオンの各グレードにおいてほぼ同様であった。いずれにせよ核融合実験炉ITERにおいてイオン交換膜に求められる積算照射量530kGyまでは問題となるまでの性能低下が起こらないことを見いだした。ナフィオンの放射線耐久性はその構造式から推定されるよりも高く、温度や照射線種などの影響を検証するとともに、ラジカル反応機構から雰囲気が与える影響を考察した。
山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02
被引用回数：9 パーセンタイル：53.29(Nuclear Science & Technology)核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m
高さ40m,内径1.6 m高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。
深田 智*; 林 巧
日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09
核融合炉の燃料処理技術については、なぜ重水素とトリチウムを燃料として使用し循環処理する必要が有るのか、どのようにプラズマ排ガスから水素同位体を精製し、重水素やトリチウムを同位体分離し、効率よく貯蔵(供給)するのかを解説する。また、トリチウムの安全取扱技術についても、その性質や安全取扱の考え方を整理し、万一の想定異常時にいかに検知し、除去し、その除去したトリチウム(トリチウム水)を処理するのかを解説する。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝; 八木 敏明; 玉田 正男
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.636 - 642, 2005/07
被引用回数：20 パーセンタイル：77.47(Nuclear Science & Technology)放射性排水の電解処理における高分子材料の耐久性評価を目的に固体高分子電解槽に使用する高分子材料の放射線耐久性を500kGy前後の線照射量において評価した。500kGy前後の線照射量では電解膜の強度及びイオン交換能,シール材の強度については問題となるまでの低下が起こらないことを明らかとした。絶縁材として従来使用されている四フッ化樹脂系についてはポリイミド系材料に代替させることで電解槽全体の放射性耐久性の問題を解決できる見通しを得た。電解膜の破壊メカニズムについては線の直接的破壊効果と線により生成するラジカルによる間接的破壊効果の複合が考えられたが、間接的破壊効果は有意な影響を与えていないことを明らかとした。また劣化に酸素が大きく影響することを明らかとした。容易に測定できる溶出フッ素量は主鎖の劣化を示す強度及び側鎖の劣化を示すイオン交換能とそれぞれ確かな再現性がある相関関係を有することを明らかとした。よって、このことを利用して溶出フッ素量から電解膜の劣化を判定することが可能であることを見いだした。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝; 鈴木 優*; 栗田 晃一*; 島崎 正則*
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(6), p.566 - 572, 2005/06
被引用回数：6 パーセンタイル：40.41(Nuclear Science & Technology)核融合発電プラントに向けた新たな水処理プロセスとして気相吸着法に着目した。気相吸着法は同位体分離機能と迅速な脱水機能を有する新たなトリチウム処理プロセスとして、また大量のトリチウム水処理に対する第一段階のシステムとしての適用が期待される。NaXゼオライト吸着剤を用いた吸・脱着実験を実施した。気相吸着法における水分吸着剤候補であるNaXゼオライトのトリチウム水分離機能について、明確にH
OとHTOで破過時間が異なることが観察された。よって、その差を利用してトリチウム濃縮水とトリチウム減損水に分離することが可能であることを実証した。迅速な脱水は減圧とパージガスの流通により達成される。減圧により脱着した水蒸気はその一部分がパージガスにより系外に移送されるが、残りは吸着材に再吸着する。再吸着した水分は拡散により徐々に脱着する。高脱着率を得るには吸着時と脱着時の圧力差を大きくすることが有効であることを確認した。また十分な水蒸気保持容量を持つパージガスを流すことが高い脱着率の確保に必須であることを明らかとした。
岩井 保則; 身崎 陽之介*; 林 巧; 山西 敏彦; 小西 哲之; 西 正孝; 二宮 龍児*; 柳町 晨二*; 泉類 詩郎*; 吉田 浩
Fusion Science and Technology, 41(3), p.1126 - 1130, 2002/05
国際熱核融合実験炉(ITER)トリチウムプラントに向けたトリチウム水処理システム(WDS)の設計を行った。WDSには液相化学交換法と電解法を組み合わせた複合プロセス(CECE)を採用した。本WDS設計条件は次の通り。(1)供給されるトリチウム水(HTO)の濃度: 3.710
~3.710
Bq/kg,(2)供給量: 20kg/h,稼働日数: 年間300日,(3)塔頂排気ガス中のトリチウム濃度限度: HT
910
Bq/m
,HTO510Bq/m,(4)電解セル内のトリチウム濃度9.2510
Bq/kg.liq.。電解セル内のトリチウム濃度は、電解セルを解放したメインテナンスが定期的に必要であることを考慮して、その上限値を決定した。また理論段相当高(~30cm)の値及び塔内径と塔内流速の相関関係は、本方式を採用した新型転換炉ふげんの重水精製装置の設計を参考にした。
技術協力課*
JNC TN1400 2001-013, 70 Pages, 2001/08
JNC-TN1400-2001-013.pdf:5.13MB
機構は、機構が取り組む研究開発プロジェクトに関する基礎・基盤的研究を大学及び研究機関(以下「大学等」という。)と研究協力を図り進めている。本報告書は、平成12年度に実施した大学等との共同研究14件の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、本報告書には、核燃料サイクル公募型研究及び先行基礎工学研究により進めている大学等との共同研究については除いている。
山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03
被引用回数：6 パーセンタイル：20.97(Physics, Fluids & Plasmas)原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。
鈴木 和彦*; 島田 行恭*
JNC TJ8400 2000-052, 136 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-052.pdf:4.16MB
HAZOP(Hazard and Operability Study)は多くのプラント、プロセスの安全評価に利用され、その有用性が認められている。しかし、解析には多くの時間と労力を要するという問題があり、計算機により自動化する研究が行われている。昨年度研究報告書では、プラント構成要素の異常の因果関係を記述するための要素異常基本モデルを提案し、異常伝播構造の情報を考慮に入れた安全評価支援システムを開発した。システムの開発にはGUI(Graphical User Interface)に優れたオブジェクト指向開発ツールであるG2を用いた。このシステムを高放射性廃液濃縮工程の安全評価に適用し、有用性を示した。本研究では、より詳細な解析結果を得られるようにするために、HAZOP解析システムの解析能力を向上させることを目的とする。昨年度提案した要素異常基本モデルを利用し、プラント構成要素単位の異常伝播とプラント規模の異常伝播を考慮したHAZOP解析を行う。さらに、複数の物質を処理する装置を対象とした影響解析、原因解析を詳細に行うことのできるHAZOP解析システムを構築する。知識ベースに物質情報を新たに加え、複数の物質に対するHAZOP解析を行うことで、様々なプラントを解析することが可能となる。本研究で提案したHAZOP解析システムを用いて、再処理プラントの高放射性廃液濃縮工程を対象とした安全評価を実施し、その有用性を示す。
徳永 興公
原子力eye, 44(8), p.27 - 30, 1998/08
排煙、廃水、下水汚泥などを放射線で処理する技術の開発の歴史は長い。この技術もこれまでの基礎的研究の成果を踏えて最近ようやく実用化へ向けて一歩踏み出したと言える。特に、電子ビームを用いた排煙処理技術に関しては中国において実用規模の実証試験プラントが既に稼働を開始し、また、わが国及びポーランドでは建設がスタートしている。実用化の一歩手前まできている。また、廃水処理に関しては実際の廃水を用いたパイロット規模試験が計画されている。更に、下水汚泥処理に関してはパイロット規模プラントがインドで稼働している。以上のように放射線の環境保全分野への利用技術は実用化へ向けての検討が精力的に進められていると言える。
橋本 昭司
原子力eye, 44(8), p.34 - 36, 1998/08
電子線及び線を用いた水処理関連技術の原理、研究例、実用化の動向を概説する。廃水処理に関しては、トリクロルエチレン、芳香族化合物、染料等の分解処理に関する研究例、下水処理関係では下水放流水並びに下水汚泥の殺菌の基礎研究例について触れる。さらに、日本、韓国、インド等における廃水処理、下水汚泥処理に関する技術開発及び実用化のための試験の現状を紹介し、今後の展望を述べる。
杉原 陽一郎*; 二宮 一郎*; 向井 克之*
PNC TJ6357 98-002, 43 Pages, 1998/02
ラジウム吸着性能に優れたTi型吸着剤について詳細な製造方法を検討した。吸着剤の樹脂母体としては、吸着剤の水分率が50%程度になるポーラス型のイオン交換樹脂が処理性能の面で最も優れており、酸安定性を向上させる水熱処理条件は、95
で1時間以上であった。通液条件については、通液速度、水温、ラジウム濃度、樹脂充填高の影響等について検討を行い、ラジウム吸着量は通液速度、樹脂充填高の影響が大きいことを明らかにした。繰り返し使用に関しては、吸着および塩酸-塩化マグネシウム混合液を使用した再生の過程で酸化剤、酸等の複合的な要因でラジウム吸着性能が低下し、再吸着するとラジウムが漏洩した。Ti-Zr型吸着剤は10-4Bq/mレベルの廃液を使用すると管理目標値を満足することができた。また、再生に塩酸と四塩化チタンの混合液を使用すると、10-3Bq/mの廃液を良好に処理できることが明らかになった。
