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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

電池材料の混合体カラムによる放射性ルテニウムの除去方法の開発

本木 良蔵

JAERI-M 84-153, 26 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-153.pdf:0.99MB

硝酸廃液中では$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruは多くの溶存種で存在し化学的方法による安全な除去は困難であって、再処理廃液の処理では最も問題となる核種の一つである。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液と高レベル再処理廃液を群分離した群分離工程液を用いて$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去方法の開発を行った。ここで新たに開発した除去方法は電池材料を混入したカラム法である。代表的なカラムは亜鉛-活性炭カラム、亜鉛・パラジウム-活性炭カラム、亜鉛-減極材・活性炭カラム等である。この電池材料カラム法では廃液に含まれる全溶存種に対し10$$^{4}$$、除去が困難とされている$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru溶存種に対し、10$$^{2}$$の除染係数が得られた。さらにこのカラムは$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、U、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sb等に対しても優れた除去効果を有する。

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。

論文

Preparation of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo by the use of the Szilard-Chalmers effect with oxymolybdenum phthalocyanine

馬場 澄子; 茂木 照十三

Radiochimica Acta, 29, p.135 - 137, 1981/00

中性子照射したモリブデンのフタロシアニン化合物中に生成する$$^{9}$$$$^{9}$$Moの反跳現象を研究し、この現象の効果を用いて高比放射能の$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造が可能か否かを検討した。$$^{9}$$$$^{9}$$Moの反跳収率は照射時間に関係なく70%以上の高率であったが、濃縮係数は照射時間が増加するに従って低下した。中性子束3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$・secの照射条件では、反跳効果で得られる最も高い$$^{9}$$$$^{9}$$Moの比放射能は$$^{9}$$$$^{9}$$Moが飽和するまで照射した処理を加えないモリブデンターゲット中のそれの、約5.7倍であった。

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