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論文

Leaching of radionuclides from a cement composite incorporating evaporator concentrate generated at a pressurized water reactor nuclear power plant

松鶴 秀夫; 森山 昇

Nuclear Science and Engineering, 80(1), p.14 - 25, 1982/00

https://doi.org/10.13182/NSE82-A21400
 被引用回数：7 パーセンタイル：62.17(Nuclear Science & Technology)

PWR蒸発缶濃縮廃液のセメント固化体からの$$^{3}$$H,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの水相への浸出を調べた。これらの核種の浸出速度は$$^{3}$$H$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs$$>$$$$^{9}$$$$^{0}$$Sr$$>$$$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの順で大きく、その浸出性はセメント固化体中の廃棄物の量、浸出液の温度および硬化時間等に依存する。これらの結果から、最適固化条件を選ぶとともに、固化体の長期浸出性の推定を行った。

論文

Improvement of bitumen-waste product in leachability; -Leachability of bitumen product containing BWR's evaporator concentrates

森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋

Annals of Nuclear Energy, 8(8), p.363 - 369, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0306-4549(81)90069-4
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

BWRで発生する濃縮廃液のビチューメン固化体の浸出性を改善するため、廃液に塩化カルシウムを添加して固化する方法を検討した。その結果、得られた固化体はほとんど膨潤が見られず、また$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比は100日間でそれぞれ5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$となり、塩化カルシウムを添加しない固化体の場合にくらべて、極めて低い値を示した。さらに表面を5mm厚のビチューメンで被覆した固化体では、浸出液にほとんど放射能が検出されなかった。

論文

放射性廃液中のストロンチウム-90および全アルファ放射能の分析

藤崎 説男

京都大学原子炉実験所放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.20 - 25, 1981/00

東海研究所廃棄物処理場においては、国内及び国際的に定められている規則、指針に基ずいて処理用均一セメントパッケージ(以下、投棄物と記す。)の製作を行っている。これらの投棄物中に含まれる放射能は、固化前に廃液中の$$^{3}$$H、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$alpha$$核種、$$gamma$$核種を測定し、測定値の合計で評価を行っている。これらの測定法のうち、化学分析を伴う$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$alpha$$核種の放射能測定法についてのべる。ストロンチウムの分析は、基本的には科学技術庁編の「ストロンチウム分析法」に基づいている。廃液中に含まれる$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能にくらべ低く、分析誤差内であるために$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能の合計を$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能として評価している。全アルファ放射能の分析は、試料を完全溶触したあと、アクチノイドを硫酸バリウムに共沈させ、蒸発乾固したものをガスフロー型の比例計数管で計測する方法である。これらの分析法は、再現性もよく、簡易分析法としては極めて優れた分析方法といえる。

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