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Investigation of Analytical Method for Technetium-99 in Liquid Effluent Discharged from Tokai Reprocessing Plant

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武石 稔 ; 檜山 佳典*; 水谷 朋子 ; 渡辺 均; 圓尾 好宏

Takeishi, Minoru; Hiyama, Yoshinori*; Mizutani, Tomoko; Watanabe, Hitoshi; Maruo, Yoshihiro

再処理施設からの液体廃棄物の放出に関しては、放出毎に全$$alpha$$、全$$beta$$そして$$gamma$$線放出核種の分析を行ない放出前判定分析を環境監視課で実施している。排水中のプルトニウム同位体、ストロンチウム-90とヨウ素-129については、月合成し放射化学分析を実施している。テクネチウム-99については、プルトニウム同位体やヨウ素-129と比較してその放射能が低いため、分析方法の開発も含めて四半期合成試料について濃度レベルの調査を実施してきた。本発表では、分析方法及びこれまでに得られている結果を他の核種と比較して報告する。

To investigate of Tc-99 release, large amount of liquid samples (8-litter) were used for the analysis, which was developed by JNC. The Tc-99 release in the liquid effluent from TRP during 1999-2000 were measured and the normalized release of Tc-99, which were normalized by annual energy generated (GWa) derived from the treated spent fuels, were compared with that of other radionuclides.

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