Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 津幡 靖宏; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(8), p.969 - 975, 2026/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核燃料再処理における安全性評価のため、放射線分解によって生成される水素の温度依存性を調査した。放射線分解で生成される水素は可燃性であり、換気のない閉鎖空間で蓄積されると危険性が高まる。本研究では、実際の使用済み核燃料由来の溶液を用いて水素生成を評価した。従来のプルトニウム硝酸溶液を用いた研究と比較し、照射後の燃料組成を反映したより現実的な条件下での水素生成量を検討している。複数の温度における水素のG値を測定し、PHITSシミュレーションを用いて
線、
線、
線の線量寄与を評価した。その結果、高濃度硝酸および溶解した金属イオンによるラジカル捕捉効果により水素生成量が減少し、温度依存性は小さいことが確認された。撹拌条件下では、温度上昇に伴うG値の緩やかな減少傾向が見られ、これはパラジウム種による水素消費と関連している可能性がある。
田窪 勇作*; 高山 裕介*; 杉田 裕; 生越 季理; 石田 圭輔*
Environmental Earth Sciences, 85(9), p.229_1 - 229_19, 2026/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)In this study, sensitivity analysis was conducted to identify key parameters that strongly influence infiltration assessment. The results indicate that the intrinsic permeability and the water retention function have a significant impact on the simulation of liquid saturation as key parameters to be focused on the hydraulic modelling. Furthermore, the results of hydraulic analysis for saltwater infiltration with various concentrations suggest that the hydraulic analysis model is applicable for evaluating infiltration behaviour, by setting several analysis cases focused on variabilities of key parameters. This modeling approach, which focuses on the key parameters, has the potential to be a simple method to predict the hydraulic state transition of the buffer material during re-saturation period.
樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数：1 パーセンタイル：46.18(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
中嶋 瞭太; 酒井 達弥; 谷 陸; 半田 雄一; 砂押 瑞穂*; 井上 秀毅*; 山田 悟志; 清水 修
JAEA-Technology 2025-012, 39 Pages, 2026/01
JAEA-Technology-2025-012.pdf:2.31MB
再処理特別研究棟は1996年から廃止措置に移行し、施設内の設備・機器の解体作業を実施してきた。2022年10月からのグローブボックス等の解体撤去作業では、埋設施設へ処分する際に要求される技術上の基準に適合する廃棄体を作製することを目的として、「解体物分別マニュアル」を作成し、発生した解体廃棄物の分別・仕分け作業を実施した。本報告は、「解体物分別マニュアル」に従い実施したグローブボックス等の解体撤去作業で発生した解体廃棄物の分別・仕分けの結果及び得られた知見についてまとめたものである。
Myagmarjav, O.; 野口 弘喜; 田中 伸幸; 上地 優; 杉本 千紘; 石井 克典; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
International Journal of Hydrogen Energy, 198, p.152495_1 - 152495_9, 2026/01
被引用回数：1 パーセンタイル：19.59(Chemistry, Physical)The thermal efficiency of hydrogen production via the thermochemical iodine-sulfur (IS) process can be significantly improved by applying a membrane reactor to the HI decomposition step. A key component in such systems is the hydrogen separation membrane, whose performance is strongly influenced by the properties of its support, consisting of a base -alumina tube and middle -alumina and silica layers. In this study, an innovative rotary coating technique was developed to fabricate middle -alumina layer with a smooth, defect-free surface and controlled thickness along an industrial-scale 400 mm length, an aspect not sufficiently addressed in previous studies. Key process parameters, including rotation speed, coating period, number of coating cycles, and coating solution concentration were systematically investigated. Unlike the conventional dip-coating method, which produced non-uniform layers (ranging from 31 to 56 
m from top to bottom of the support tube) and frequent defects, the rotary method yielded a uniform and thinner layer of 21 m along the full length. The resulting supports also demonstrated superior permeation performance and structural integrity, confirming their suitability for high-efficiency membrane applications in HI decomposition.
坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之
日本原子力学会誌ATOMO
, 67(10), p.593 - 597, 2025/10
高温ガス炉は高い安全性と多様な熱利用が可能な技術であり、2050年カーボンニュートラル達成に向けて重要な役割が期待される。国内では、カーボンフリー水素の安定供給を目的として実証炉の開発が進められている。原子力機構では、既存のHTTR技術を基盤に、水素製造施設との接続や技術課題の解決を行う。その一環として、HTTRに水素製造施設を接続したHTTR-熱利用試験を実施し、高温ガス炉による水素製造技術の確立を目指す。また、英国などとの国際的な連携を通じて成果を日本の技術開発に還元する。
山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09
東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.52 - 57, 2025/09
This study analyzed minor actinide (MA) inventory in scenarios assuming demonstration and subsequent commercialization of fast reactor (FR) in the mid-21st century, focusing on the characteristics of reprocessing processes in oxide and metal fuel FR cycles. At the end of the evaluation period defined in this study, the transition of MA to waste was 138 tons in the oxide fuel FR cycle without an MA separation process, requiring a footprint of geological repository of 3.01 km
. In contrast, in the metal fuel FR cycle, when only spent fuel discharged from the FR was subjected to pyro-reprocessing, the MA transition to waste was nearly identical to that of the oxide FR cycle. However, when spent MOX fuel discharged from light water reactor (LWR) was also reduced to metal and processed by the pyro reprocessing, the MA transition decreased to 93 tons, with a correspondingly reduced footprint of 2.12 km2. The results show a strong link between MA transition to waste and repository footprint, highlighting the potential of metal fuel FR cycles which can reduce demand of final disposal by the metallization and pyro-reprocessing of spent MOX fuel from the LWR fuel cycle.
杉本 千紘; Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 久保 真治
International Journal of Hydrogen Energy, 95, p.98 - 107, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)The thermochemical iodine-sulfur (IS or SI) process can produce hydrogen by decomposing water through chemical reactions and nuclear heat. The hydrogen iodine (HI) decomposition reaction of the IS process thermally decomposes HI at ca. 500
C to produce hydrogen. The thermal efficiency of hydrogen production in the thermochemical IS process can be effectively enhanced using a membrane reactor for the HI decomposition reaction; hydrogen separation membrane tubes made of ceramic are attached to a tube plate via sealing parts. The applicability of a sealing method using the expanded graphite grand packing was investigated. During 50 thermal cycles ranging between 25 C-450 C and gas pressure of 0.2-0.8 MPa (gauge), the leakage flow rate was approximately 2
10
Pa m
s
. This value is comparable to a detection limit of the standard bubble leak test, indicating that this sealing method works effectively.
多田 健一; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1397 - 1405, 2023/11
被引用回数：2 パーセンタイル：26.62(Nuclear Science & Technology)確率テーブルは非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法としてよく知られている手法である。確率テーブルの生成には長い計算時間が必要となる。この確率テーブルの生成時間を減らすには、ラダー数を削減することが効果的である。本研究の目的は、確率テーブルの統計誤差を用いて、最適なラダー数を推定することである。そこで本研究では、確率テーブルの統計誤差の定量化方法を開発し、統計誤差の収束挙動を調査した。確率テーブルと平均断面積の積を、統計誤差の指標と見なした。本研究により、統計誤差の収束率は核種ごとに異なっており、統計誤差の収束率は平均レベル間隔と平均中性子幅の影響を受けることが明らかになった。また、入力パラメータをラダー数から統計誤差の許容値に変更した場合、確率テーブルの生成時間が半分以下になることが分かった。
柴田 大受; 西原 哲夫; 久保 真治; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 國富 一彦
Nuclear Engineering and Design, 398, p.111964_1 - 111964_4, 2022/11
被引用回数：9 パーセンタイル：69.72(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構は、高温ガス炉の研究開発を進めている。原子炉技術の研究開発は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行われている。HTTRは2021年に大規模な補強無しで運転再開された。2022年1月には、OECD/NEAのLOFCプロジェクトにおける安全性実証試験を実施した。原子力機構は、熱化学法ISプロセスによるカーボンフリー水素製造の研究開発を進めている。また、高温ガス炉の実用化に向けた設計研究を行っている。HTTRによる水素製造の実証に関する新たな試験プログラムが開始された。2030年までの最初の実証のため、メタンの水蒸気改質による水素製造システムが選定された。
Porcheron, E.*; Leblois, Y.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Molina, D.*; Suteau, C.*; Berlemont, R.*; Bouland, A.*; Lallot, Y.*; Roulet, D.*; et al.
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 5 Pages, 2022/10
福島第一原子力発電所(1F)の事故炉廃止措置における重要な課題の一つが、燃料デブリの取り出しである。ONET Technologies, CEA, IRSNからなるフランスのコンソーシアムがJAEA/CLADSのために実施したURASOLプロジェクトは、燃料デブリ模擬物質の熱的・機械的加工による放射性エアロゾルの生成と特性に関する科学的基礎データの取得に取り組んでいる。VITAE施設で行われる加熱試験はレーザーによる熱的切断の代表的な条件を模擬している。機械的切断では、FUJISAN施設においてコアボーリング試験を実施した。燃料デブリ模擬物質は、非放射性試験と放射性試験のために開発されている。化学的特性評価と粒径情報の取得は、デブリ取り出しで発生する可能性のある放射性粒子の特性推定のために実施された。これらの情報は1Fにおける燃料デブリ取り出し作業において放射線防護上の対策を評価するうえで重要な情報である。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-015, 119 Pages, 2022/09
JAEA-Review-2022-015.pdf:6.62MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。レーザー加工は様々な長所を有するが、利用に際して多量の微粒子が発生することが知られており、放射性物質で汚染されている廃炉廃棄物に対する適用が躊躇されているが、その発生メカニズムは不明な点が多い。そこで、本研究は、その微粒子発生を基礎に立ち戻って検討するとともに、エアロダイナミックレンズを用いて微粒子を捕集することで粒径分布を測定し、さらに微粒子を構成する核種をレーザーによりオンラインで計測するための原理装置を開発する。
山口 晃範*; 横塚 宗之*; 古田 昌代*; 久保田 和雄*; 藤根 幸雄*; 森 憲治*; 吉田 尚生; 天野 祐希; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(4), p.173 - 182, 2022/09
確率論的リスク評価(PRA)から得られるリスク情報は、原子力施設におけるシビアアクシデント対策の有効性を評価するために有用である。再処理施設に対するPRA手法は原子力発電所のそれと比べて未成熟と考えられ、本手法を成熟させるためには事故シナリオの不確実性を低減することが重要となる。本論文では、再処理施設におけるシビアアクシデントである高レベル廃液の沸騰による蒸発乾固への事象進展と、それに伴う放射性物質の移動挙動に関する文献調査の結果をまとめた。Ruの重要な特徴の一つは、事象進展の過程で揮発性化合物を形成することであり、本稿ではその移動挙動を温度に基づいて4段階に分類した。高温まで至った乾固物からはRuは放出されない一方、Csのような他の揮発性元素が放出される可能性がある。実験データは未だに不十分な状態であり、放射性物質の移行挙動の温度依存性を明らかにすることが求められる。
佐々木 祐二
分離技術, 52(2), p.103 - 107, 2022/03
高レベル廃液中に含まれるAn, FP元素の溶媒抽出法による相互分離を目指している。Cs, Srはクラウン化合物で、Pd, MoはMIDOA(メチルイミノジオキサオクタンジアミド)、An+Ln回収はDGA化合物で抽出する。その後、An/Ln相互分離はDTBA(ジエチレントリアミン3酢酸2アミド)で、Am/Cm分離はDOODAをマスキング剤として用いる。論文中では一連の技術を紹介し、関連する結果をまとめて報告した。
丸山 結; 吉田 一雄
日本原子力学会誌ATOMO, 63(7), p.517 - 522, 2021/07
確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。
野口 弘喜; 上地 優; 田中 伸幸; 竹上 弘彰; 岩月 仁; 笠原 清司; Myagmarjav, O.; 今井 良行; 久保 真治
International Journal of Hydrogen Energy, 46(43), p.22328 - 22343, 2021/06
被引用回数：25 パーセンタイル：62.62(Chemistry, Physical)熱化学水素製造法ISプロセスは、高温ガス炉,太陽熱,産業廃熱などの様々な熱源を利用して、高効率に大規模水素製造が可能な方法のひとつである。ISプロセスの研究開発課題は、硫酸やヨウ化水素酸などの厳しい腐食環境における工業材料製機器の健全性とそれらの機器による安定した水素製造の実証である。原子力機構では、工業材料製の耐食機器を開発し、それらの機器を組み込んだ水素製造試験設備を製作し、上記研究開発課題の解決に向け、本試験設備の試験運転を進めている。安定した水素製造を行うために、HI-I
-HO溶液の安定送液技術の開発、大量漏えいを防止するためのグラスライニング材の品質保証の改善、ブンゼン反応器における硫酸脱水法によるヨウ素析出防止技術の開発を行った。これらの改良により、水素製造量約30L/h、150時間の連続水素製造に成功し、厳しい腐食環境における工業材料製機器の健全性及び安定した水素製造を実証した。
Ce(n,)
Ce cross-section measurement at n_TOFAmaducci, S.*; 原田 秀郎; 木村 敦; 他127名*
Universe (Internet), 7(6), p.200_1 - 200_11, 2021/06
被引用回数：6 パーセンタイル：31.77(Astronomy & Astrophysics)An accurate measurement of the Ce(n,) energy-dependent cross-section was performed at the n_TOF facility at CERN. This cross-section is of great importance because it represents a bottleneck for the s-process nucleosynthesis and determines to a large extent the cerium abundance in stars. For this measurement, we used a sample of cerium oxide enriched in Ce to 99.4%. The experimental apparatus consisted of four deuterated benzene liquid scintillator detectors, which allowed us to overcome the difficulties present in the previous measurements, thanks to their very low neutron sensitivity. The accurate analysis of the p-wave resonances and the calculation of their average parameters are fundamental to improve the evaluation of the Ce Maxwellian-averaged cross-section.
中野 政尚
保健物理(インターネット), 56(1), p.17 - 25, 2021/03
東海再処理施設は1977年にホット試験を開始した日本で初めての再処理施設であり、2007年5月までに1140トンの使用済核燃料を再処理してきた。その際には気体及び液体放射性廃棄物を環境へ放出している。その中でもヨウ素-129(
I)は環境影響評価上重要な核種の一つと位置づけられるため、排気及び排水中Iを管理するとともに、環境試料中Iの精密分析法の開発や環境中のI濃度調査等を行ってきた。本報告では、それらの概要について紹介する。再処理施設におけるIに限らず、原子力事業者はALARAの精神で環境への放出量を低減するとともに、環境モニタリング手法や評価法等の更なる高度化に絶えず取り組んでいくことが、施設周辺住民の安全安心感を醸成するために不可欠である。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2020-031, 69 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-031.pdf:4.22MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。レーザー加工は様々な長所を有するが、利用に際して多量の微粒子が発生することが知られており、放射性物質で汚染されている廃炉廃棄物に対する適用が躊躇されているが、その発生メカニズムは不明な点が多い。そこで、本研究は、その微粒子発生を基礎に立ち戻って検討するとともに、エアロダイナミックレンズを用いて微粒子を捕集することで粒径分布を測定し、さらに微粒子を構成する核種をレーザーによりオンラインで計測するための原理装置を開発する。
