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論文

Radioactive ruthenium removal from liquid wastes of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo production process using zinc and charcoal mixture

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 佐藤 淳和*; 伊藤 太郎

IAEA-TECDOC-337, p.63 - 77, 1985/00

1977年から1979年にかけて製造部ではUO$$_{2}$$をターゲットとして$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応により、毎週20Ciの製造を行った。この製造から発生する廃液のうち、中、高レベル放射性廃液にはU,Puや核分裂生成物が含まれており、この中には種々の原子価や錯体の様な複雑な化学形をもち、除去の困難な放射性ルテニウムが含まれている。製造部ではこれらの廃液の処理のために、亜鉛と活性炭を充?したカラムを使用して放射性ルテニウムを除去する新らしい方法を開発した。この方法の特徴は、高い除去性能を持ち、かつ、水あるいは希硝酸による先條により性能を回復し、反覆使用ができることである。この方法を$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液(中、高レベル廃液のそれぞれ124lと60l)の処理に適用し、従来の方法と合せて$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を行い10$$^{2}$$~10$$^{4}$$の除染係数を得た。さらにU,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce,$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu及び$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sbも検出限界以下に除去し得た。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術-I; 高放射性有機廃液の処理技術

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 中村 治人; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-024, 27 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-024.pdf:0.95MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)法による$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造によって発生した有機廃液(15v/oD2EHPA-四塩化炭素)を処理するための技術開発を行った。有機廃液中に含まれる$$alpha$$放射体のウラン、プルトニウム、$$gamma$$放射体の$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを炭酸ナトリウムで抽出する。この際、二相の分離を促進するため少量のエチル・アルコールを添加すると$$alpha$$放射能、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbとも2$$times$$10$$^{3}$$の高い除染係数が得られることを見い出した。抽出した炭酸ナトリウム中の$$alpha$$放射体と$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを沈澱として処理するため、炭酸塩を硝酸塩に変換ののちNaOH、NH$$_{4}$$OH、Mg(OH)$$_{2}$$、およびCa(OH)$$_{2}$$を加えて沈澱生成、濾過した場合と、炭酸塩にCa(OH)$$_{2}$$を直接加えて沈澱生成、濾過した場合を比較した。その結果、後者の方法による沈澱の濾過性が良好で、かつ除染係数も$$alpha$$放射能で5$$times$$10$$^{2}$$~1$$times$$10$$^{3}$$、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbと高い値が得られた。処理後の有機廃液はD2EHPAと四塩化炭素に蒸留分離し、D2EHPAは焼却または固化処分のため一時保管した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-015, 34 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-015.pdf:1.12MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$$mu$$Ci・ml$$^{-}$$$$^{1}$$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによる$$^{9}$$$$^{0}$$Srの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによる$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は$$alpha$$核種10$$^{4}$$以上、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs10$$^{5}$$以上、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru10$$^{4}$$以上、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr~10$$^{4}$$であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムは$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruに対し高い除去性能を有していることが確認された。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n・f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,II; 中レベル廃液処理結果

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 83-197, 32 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-197.pdf:1.26MB

製造部では$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により発生した廃液処理の技術開発を行なっている。本報告は、中レベル廃液の処理法、実施につき結果を述べる。処理方法としては電解-炉過程でU、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceを除去、次にゼオライトカラムで$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを除去したのちオルトチタン酸カラムで$$^{9}$$$$^{0}$$Srを除去する。これらの工程を経た廃液には$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruのみが残る。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去に関しては再処理工場で発生する廃液処理の観点から重要視されている。そこで$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru除去のためすでに我々が開発した亜鉛粉と活性炭を混合したカラムを多量の廃液処理に応用した。30l/回の処理能力を有する装置で合計22回の処理を実施し、保有している中レベル廃液全量を処分するとともにこの方法による処理性能を測定した。その結果、全工程の各回の平均DFは$$alpha$$放射能:7$$times$$10$$^{2}$$、$$beta$$放射能:4.6$$times$$10$$^{3}$$、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce:$$>$$10$$^{5}$$ $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs;2.8$$times$$10$$^{3}$$、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru:8.4$$times$$10$$^{2}$$がそれぞれ得られた。

報告書

群分離法の開発:無機イオン交換体カラム法による$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを含む廃液の処理法の開発

久保田 益充; 山口 五十夫; 中村 治人; 岡田 賢造; 水野 文夫*; 佐藤 淳和*

JAERI-M 82-144, 17 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-144.pdf:0.84MB

高レベル廃液中に含まれる$$^{9}$$$$^{0}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを無機イオン交換体に吸着して廃液から分離して固化する方法について三井金属鉱業(株)と共同研究を進めている。56年度は群分離処理から生ずる二次廃液の処理法として、チタン酸-ゼオライト混合無機イオン交換体力ラム法を活用する方法の検討、および、チタン酸吸着体の焼結固化に関する基礎研究を行った。前者においては原研の再処理試験廃液約10lを処理し、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csのいずれについても10$$^{5}$$以上という高い除染係数が得られ、群分離二次廃液の処理の見通しを得た。後者においてはSrを吸着したチタン酸のX線解析、熱分析により焼結時の物質変化を明らかにした。

論文

Removal of radionuclides of transitional of metal elements from low-level liquid waste by electrolytic floatation method

中村 治人; 佐藤 淳和*; 宮崎 和英*; 久保田 益充

Radioact.Waste Manage.Nucl.Fuel Cycle, 3(1), p.17 - 27, 1982/00

アルミニウム合金を陰極とする電解浮上法により低レベル廃液から超ウラン元素や$$^{6}$$$$^{0}$$Coを除くための研究を行った。放射性トレーサーを入れた溶液および原研再処理試験(少量のPuを含む)を使って最適処理条件を検討した。電解処理に先立って酸性度をpH4から8の間に合せる必要があり、硝酸塩濃度は0.1mol/l以下がよいことがわかった。多量の重金属はあらかじめ除いておく必要がある。したがってこの方法は蒸発処理法のような通常の処理を行った後なお残っている重金属を除くための最終処理に適している。

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