ふげんMOX使用済燃料再処理試験,7; 高放射性廃液貯蔵工程におけるヨウ素-131の挙動調査

MOX reprocessing at TRP, 7; Behavior of Iodine-131 from high active waste storage in Tokai Reprocessing Plant

白土 陽治; 山中 淳至 ; 蔦木 浩一 ; 吉野 保之; 岸 義之; 磯部 洋康

Shirato, Yoji; Yamanaka, Atsushi; Tsutagi, Koichi; Yoshino, Yasuyuki; Kishi, Yoshiyuki; Isobe, Hiroyasu

I-131は高放射性廃液中に含まれるCm-244等の自発核分裂により生成する。MOX使用済燃料には通常の軽水炉燃料より多くのCmが含まれていることから、今後の高燃焼度燃料・MOX使用済燃料再処理の基盤データとしてI-131の工程内挙動の把握を実施した。調査の結果、高放射性廃液貯槽のCm-244濃度から求めたI-131の発生量及びオフガス中のI-131量から求めたオフガス中(アルカリ洗浄塔)への移行割合は約0.1%である。また、オフガスのアルカリ洗浄液中のI-131の濃度が検出下限値以下であることから、高放射性廃液中で発生したI-131はほとんど溶液中に留まると考えられる。

no abstracts in English