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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。

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、0.13$$mu$$Ci-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。

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