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論文

Determination of tritium concentration in fuel reprocessing liquid waste by vacuum freeze distillation

館盛勝一

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(8), p.442 - 448, 1976/08

https://doi.org/10.3327/jnst.13.442

被引用回数：1

各種の高濃度放射性物質を含む再処理廃液中のトリチウム濃度を求める方法を確立する事を目的として、凍結減圧蒸留法を検討した。蒸留によるトリチウム以外の放射性核種の除染係数およびトリチウムの同位体効果等を求めたところ、長寿命核分裂生成物の除染係数10 $^{5}$ 以上、放射性ヨウ素についても溶液を中和することにより満足すべき結果を得た。トリチウムの濃縮挙動については理論的検討も行った。それらの結果をふまえて、原研再処理廃液中のトリチウム濃度を凍結減圧蒸留法と液体シンチレーション測定法により求め、0.13Ci-mlという結果を得た。この値は、最初に燃料中に存在したであろうトリチウム量の約65%であった。