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論文

Chemical species of iodine during sorption by activated carbon; Effects of original chemical species and fulvic acids

加藤 友彰; 香西 直文; 田中 万也; Kaplan, D. I.*; 宇都宮 聡*; 大貫 敏彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.580 - 589, 2022/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1993370
 被引用回数：4 パーセンタイル：56.94(Nuclear Science & Technology)

本研究は、福島第一原子力発電所の汚染水処理施設において、地下水に一般的に含まれる天然有機物であるフルボ酸が、活性炭に吸着除去されると考えられる放射性ヨウ素の化学状態に及ぼす影響を検討した。フルボ酸が無い場合、活性炭に吸着したヨウ素の化学状態は変化しなかったが、ヨウ化物イオンはヨウ素酸イオンよりも活性炭に吸着しにくかった。フルボ酸がある場合、吸着したヨウ素酸イオンの一部がヨウ化物イオンに還元した。本研究結果は、使用済み吸着材の長期保管中にヨウ素酸イオンの還元が進行することを示唆する。

論文

全フッ素化化合物の連続循環ガスクロマトグラフによる分離基礎実験

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 二ツ木 高志*; 田嶋 義宣*

真空, 46(1), p.44 - 48, 2003/01

https://doi.org/10.3131/jvsj.46.44

半導体製造工場では、ドライエッチング工程や薄膜形成工程などにおいて、全フッ素化化合物であるPFC(PerFluoroCompound)ガスを作業ガスとして使用している。PFCガスについては、地球温暖化防止を目的とした京都議定書の結果を踏まえ、自主的排出削減が半導体業界などで行われつつある。そのため、排出にあたっては種々の方法によって無害化処理が試みられているが、(1)完全に分離・無害化することは難しい,(2)回収再利用が難しい,(3)処理設備の建設費あるいは運転経費が非常に高くなる、という問題がある。筆者らは、これまで核融合炉の排気ガスを構成する未反応燃料成分(水素同位体)とヘリウム燃焼灰を選択的に分離し、未反応燃料成分を燃料として再利用することを目的として吸着材入分離カラムを用いた連続循環クロマト法(Continuous Circulation Chromatograph method,以下C$$^{3}$$法と略記)を研究してきた。今回、このC$$^{3}$$法を沸点が僅差(沸点差0.6K)のため、通常使われている深冷蒸留分離方式では分離が非常に困難といわれているCF$$_{4}$$/NF$$_{3}$$混合ガスに適用し両成分の選択分離を試みた。その結果、吸着剤として活性炭を充填した分離カラムを用いることによって、室温及び大気圧以下の条件下で各々99%以上の純度を持つCF$$_{4}$$及びNF$$_{3}$$に分離することができた。また同時に、連続分離処理を行うために必要な装置の運転制御用基礎データも取得した。

報告書

再処理特別研究棟における未精製ウラン廃液処理試験

河内 昭典; 三森 武男; 宮島 和俊

JAERI-Tech 99-028, 51 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-028.pdf:2.13MB

原研再処理特研では湿式再処理試験で発生した未精製ウラン廃液を利用して、TRU核種を含む放射性廃棄物を安定な形態に処理することを目的とした繊維状吸着材によるプルトニウム除去試験を実施した。処理プロセスは繊維状活性炭に無機系バインダーを添加し成型した吸着材カートリッジを充填した吸着塔に一定の空塔速度(SV)で通液することによってプルトニウムを除去するものである。平成8年~9年の2年間で廃液約1.7m$$^{3}$$の処理を完了し、次の知見を得た。本吸着材は多量のウランを含む廃液においてもプルトニウムに対し高い選択性を示した。またSVや温度の依存性が確認され、SV0.64h$$^{-1}$$及び処理温度20~30$$^{circ}$$Cで処理することにより、95%以上のプルトニウム除去率を示した。以上の結果、繊維状吸着材を用いた処理プロセスが工学規模においても適用可能であることが実証された。

論文

繊維状活性炭を利用したプルトニウム吸着材の開発

三森 武男; 高橋 英樹

原子力eye, 44(6), p.56 - 59, 1998/06

http://ci.nii.ac.jp/naid/40005191837

原研再処理特研では、ユニチカ(株)と共同で放射性廃棄物中に含まれるPuを吸着除去し、併せて吸着後、吸着材を焼却することにより$$alpha$$廃棄物の減容を図ることができるPu吸着材を開発した。このPu吸着材は、工学規模の処理装置に適用するため、繊維状活性炭を主成分とし、無機バインダーを添加して湿式成型法により、カートリッジ化したものである。今回、本吸着材を用いた最適な処理条件を定めるため、吸着平衡試験及びカラム通液試験を行った結果、1M前後の硝酸酸性領域において空塔速度1.6h$$^{-1}$$以下、層高と外径の比を3以上に設定することにより、良好なPu吸着性能を示すことが判明した。さらに焼却試験においても残留分は無機バインダーのみとなり、大幅な減容が期待できることが判明した。

報告書

燃料破損時の運転手法最適化に関する研究 -炉内カバーガス中の希ガスFP回収試験-

住野 公造; 青山 卓史; 長井 秋則

PNC TN9410 96-216, 85 Pages, 1996/07

PNC-TN9410-96-216.pdf:3.26MB

燃料破損時や限界照射試験(RTCB試験)時には,炉内カバーガス中にXe,Kr等の希ガスFPが放出され、放射能濃度が上昇する。これによる被ばくを低減するとともに,既存の廃ガス処理系へ放出される希ガスFP量を低減するためには,カバーガス中の放射能濃度を速やかに下げる必要がある。本研究では,活性炭吸着床の深冷吸着法を用いた「常陽」カバーガス浄化設備(CGCS)の希ガスFP回収効率を確認するため,燃料カラム部破損模擬試験時において破損燃料から放出され,炉内カバーガス中に移行した希ガスFPならびに原子炉停止中に非放射性の希ガスを用いて性能確認試験を行った。その結果、CGCSの希ガスのワンスルー回収効率は,Xe,Krそれぞれについて約90%および約80%以上であり,燃料破損時には現状の運転方法で90%以上のカバーガス中の希ガスFPを速やかに回収できることがわかった。

報告書

ラドン及び崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究(II)

森嶋 彌重*; 古賀 妙子*

PNC TJ1630 96-001, 27 Pages, 1996/03

PNC-TJ1630-96-001.pdf:0.87MB

活性炭によるラドン吸着を利用したピコラド検出器および液体シンチレーションスペクトロメータを使用して、鳥取県三朝地域における環境中ラドン濃度の測定を行い、ラドンおよび崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究を昨年度に引続き行った。ピコラドシステムによる簡便迅速なラドン濃度測定は、測定可能で、採取期間24時間、計測時間200分で、空気中ラドン濃度の最小検出限界は1.7Bq/m3、水中0.43Bq/- である。(1)三朝周辺地域における1995年10月$$sim$$11月に実施した空気中ラドン濃度は、屋外ラドン濃度は7.7$$sim$$59Bq/m3、屋内ラドン濃度は13$$sim$$141Bq/m3の範囲で変動した。測定した地域の内、旭地区および竹田地区天神川沿い(竹田川上流の一部)が高く、三朝温泉地区の東南部小鹿地区および三徳地区は低く、人形峠付近についての屋外濃度は、12$$sim$$31Bq/m3と低い濃度レベルであった。屋内ラドン濃度について、もっとも低い小鹿地区と比較すると今回高かった竹田地区は約4倍であった。東大阪市の濃度は小鹿地区と同じレベルであった。(2)三朝温泉地区個人住宅のラドン濃度については、1995年5月より12月迄の経時変動を見ると、屋内濃度は53$$sim$$121Bq/m3、屋外濃度は9$$sim$$50Bq/m3の範囲に変動し、浴室内ラドン濃度は48$$sim$$188Bq/m3であった。(3)1995年4月$$sim$$1995年12月における三朝周辺地域の一般家庭の温泉水、河川水、井戸水などの水中濃度はそれぞれ91$$sim$$161Bq/- 、2.3$$sim$$10Bq/- 、14$$sim$$34Bq/- の範囲で変動した。

報告書

堆積場周辺のラドン濃度に関する研究; ラドン校正用チェンバーを用いた校正手法の検討3

黒澤 龍平*

PNC TJ1615 96-002, 38 Pages, 1996/03

PNC-TJ1615-96-002.pdf:0.84MB

人形峠事業所に設置した校正用ラドンチェンバーは、密封系の本格的なテストチャンバーであるが、それを設計、建設するにあたり、チェンバーの用途を限定し、さらに将来使用するであろう動燃以外のユーザーの意見を広く参考にしていなかったため、実際にこれを使用した場合には、必ずしも多くの潜在的ユーザーを満足させ得る機能を備えていないような印象を受けた。ラドンチェンバーとしては、単に従来のPassive型のラドンモニターのISOの原案のような手法で校正するのならば現在の機能で十分対応できるが、現状ではPassive型のモニターといえども新しい例えば濃度の時間的変化を推定し得るような機能を付加せざるを得ない状況にあり、また従来の型式であってもその動的な特性を求める要求も起こり得るので、それに対応するようチェンバーの機能を整えていく必要があると思われる。しかしながら現在のチェンバーの形状や構造を改めることは不可能であり、多少の付加的な装置とそれの運用によってそれらの要求に対応すると共に、さらにActive型のモニターの特性なども求められるような動的な取り扱い法についても検討する必要があると考えられた。このため活性炭吸着法によるPassive型モニターを例に幾つかの動的な運用法について実験すると共に、現状をほとんど変えることなく他種類のラドン等の測定器の校正が可能であり、さらに特性まで測定し得るような運用方式などについて考察した。

報告書

炉内カバーガス中の微量Xe,Krの分析法

曽根 徹; 青山 卓史

PNC TN9520 95-015, 15 Pages, 1995/08

PNC-TN9520-95-015.pdf:2.09MB

高速実験炉「常陽」の1次系カバーガス中の不純物(KR、XE)の分析法として、カバーガス濃縮装置の操作法、GE半導体検出器による$$gamma$$線計測装置の操作方法及びデータ処理法についてまとめた。

報告書

工程廃液処理設備の運転実績-平成6年度(1994年4月$$sim$$1995年3月)-

都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04

PNC-TN8440-95-019.pdf:0.83MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の$$alpha$$・$$beta$$線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。

報告書

ラドン及び崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究(I)

not registered

PNC TJ1630 95-001, 29 Pages, 1995/03

PNC-TJ1630-95-001.pdf:1.63MB

活性炭によるラドン吸着を利用したピコラド検出器および液体シンチレーションスペクトロメータを使用して、鳥取県三朝地域における空気中および水中ラドン濃度の測定を行い、ラドンおよび崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究を行った。ピコラドシステムによるラドン濃度測定は、簡便迅速に測定可能で、採取期間24時間、計測時間200分で、空気中ラドン濃度の最小検出限界は1.7Bq/m3、水中0.43Bq/Qと有効な方法である。三朝周辺地域では、屋内ラドン濃度は19$$sim$$158Bq/m3、屋外ラドン濃度は19$$sim$$69Bq/m3に変動、浴室においては換気などに大きく影響されるが、100$$sim$$2200Bq/m3と高く、そして巾広い範囲に変動した。温泉水中のラドン濃度は48$$sim$$1066Bq/Q、三徳川、用水路などの水中ラドン濃度は最高14Bq/Qの範囲に変動している。

報告書

電子線を用いた下水処理技術

電子線下水処理技術検討委員会

JAERI-Research 95-006, 65 Pages, 1995/02

JAERI-Research-95-006.pdf:2.58MB

日本原子力研究所で開発を進めてきた下水処理関連分野への電子線の利用技術に関する評価を行うため、理事長の諮問機関として電子線下水処理技術検討委員会が設置された。本報告書は、同委員会における下水汚泥の電子線殺菌とコンポスト化、下水放流水の殺菌、使用済み活性炭の再生、微量有機汚染物質の分解及び汚泥脱離液の処理に関する研究成果とその技術的及び経済的評価の審議結果をまとめたものである。

論文

Recovery of technetium with active carbon column in partitioning process of high-level liquid waste

山岸 功; 久保田 益充

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.717 - 719, 1993/07

https://doi.org/10.3327/jnst.30.717
 被引用回数：13 パーセンタイル：82.84(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃液からTc及び白金族元素を分離するための基礎研究として、活性炭によるTcの回収を研究した。模擬廃液を使用したカラム実験から、Tc及び白金族元素が選択的に吸着分離されることが分かった。各元素の吸着性は、Pd,Tc$$>$$Ru$$>$$Rhの順に減少した。しかしRhの回収は吸着量が少ないため困難であった。アルカリ性チオシアン酸塩溶液は、Tc及びRuの溶離には有効であったが、Pdをわずかしか溶離できなかった。

論文

Study on regeneration of activated carbon by means of electron radiation (in Chinese)

G.Zhu*; 新井 英彦; 細野 雅一

J. Radiat. Res. Radiat. Process., 9(1), p.54 - 58, 1991/02

廃水の吸着処理に用いた活性炭を電子線照射により再生する方法の検討を行った。資料には、モデル廃水(ウラリル硫酸ソーダ水溶液)を吸着処理した粒状活性炭を用いた。酸素、チッ素、水蒸気の各気流中で2MeVの電子線照射を行い、照射済炭の吸着性能を、よう素吸着性能から評価した。その結果、チッ素気流中照射が、吸着性能の回復に最も効果的であり、また、重量損失もほとんど起きないことが判明した。吸着性能の回復は、資料温度が高い程効果的であり、約210$$^{circ}$$Cに予熱した場合、約0.8MGyで、元の値の90%以上に吸着性能が回復することがわかった。

論文

Desorption of technetium from active carbon with alkaline thiocyanate solution

山岸 功; 久保田 益充

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(8), p.743 - 749, 1990/08

https://doi.org/10.3327/jnst.27.743

高レベル廃液からテクネチウムを分離するための基礎研究として、活性炭に吸着されたテクネチウムの脱着挙動を研究した。0.5M硝酸溶液から吸着されたテクネチウムは、アルカリ性チオシアン酸塩溶液によって硝酸よりも効率的に脱着された。さらに、活性炭の再利用を考えてアルカリ性チオシアン酸塩溶液で処理した活性炭へのテクネチウムの吸着挙動についても研究した。テクネチウムの分配係数KdはKSCNの共存下でpH依存性が大きく、pH2以下で10$$^{5}$$ml/g以上であるが、pH4以上では10ml/g以下であった。吸光光度分析から、この現象はテクネチウムの化学形がpHによって変化することに起因することが分かった。テクネチウムは、pH2以下でチオシアン酸錯体である[T$$_{c}$$(NCS)$$_{6}$$]$$^{2-}$$及び[T$$_{c}$$(NCS)$$_{6}$$]$$^{3-}$$を形成して活性炭に吸着し、pH4以上では錯体が不安定になりチオシアン酸イオンによって脱着された

論文

Separation of technetium with active carbon

山岸 功; 久保田 益充

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(11), p.1038 - 1044, 1989/11

https://doi.org/10.3327/jnst.26.1038
 被引用回数：23 パーセンタイル：89.04(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃液からテクネチウムを分離する基礎研究として、硝酸溶液における活性炭吸着分離法の有効性をテクネチウムの分配係数から評価した。更に、活性炭の再利用を考えて硝酸処理した活性炭についても比較実験を行った。その結果、硝酸処理活性炭を用いた場合でもテクネチウムを分配係数100以上で0.5M硝酸溶液から吸着分離できることがわかり、活性炭吸着分離法が群分離プロセスに適用できる可能性が示された。テクネチウムの分配係数は、水素イオン濃度が0.5Mまでの溶液中で、硝酸イオン濃度の増加に反比例して減少した。活性炭へのテクネチウムの吸着量は、Freundlich式によって表された。テクネチウム濃度が、高レベル廃液中の濃度に相当する0.015Mにおける吸着量は、末処理炭を用いた場合は0.60meq/gであったが、硝酸処理活性炭の場合には吸着量は約半分に減少した。このため、硝酸処理による活性炭表面構造の変化についても調べた。

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

Performance of a nuclear reactor cover-gas monitor using charcoal-Ge gamma-ray spectrometer combination

阪井 英次

IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-31(1), p.757 - 760, 1984/00

カバーガスガンマ線スペクトロメータは原子炉の燃料破損を検出する有効な方法である。しかし高速炉ではカバーガス(Ar)の放射化で作られたAr-41からの1294KeVガンマ線のバックグラウンドが強く、核分裂生成核種からのガンマ線を検出するのが困難になる。室温あるいは冷却した活性炭を用いると、Arに対するKr、Xeの検出効率を改善できる。本論文では内径40mm、深さ8mmの容器に詰めた5gのツルミコール2GMの吸着係数をガスクロマトグラフを用いて測定した結果、およびJRR-3カバーガスを用いて測定した活性炭-Ge検出器の特性について報告する。活性炭の吸着係数の温度依存性、濃度依存性、キャリアガス依存性、破過時間などに触れる。

論文

Storage krypton-85 by adsorption method

山本 忠利; 津久井 公平; 大塚 徳勝

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.372 - 380, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.372
 被引用回数：9 パーセンタイル：68.06(Nuclear Science & Technology)

吸着材を用いた常温常圧下における$$^{8}$$$$^{5}$$Kr貯蔵法について基礎的検討を加えた後、長時間(38日間)の$$^{8}$$$$^{5}$$Kr貯蔵試験を実施し、本貯蔵法の安全性を実証した。天然Krによる基礎実験で採りあげた吸着材の中で、最も吸着量の大きいものは、モレキュラーシーブスではAW-500(16.4ccSTP/g)、活性炭ではツルミ製のHC-30E(33.2ccSTP/g)であった。Krの吸着量はPbの添加および10$$^{5}$$Mradの照射により僅かに低下した。共存ガスとしての空気とXeの影響度を比較すると、Xeの影響は空気のそれより大きかった。さらに、100Ciの$$^{8}$$$$^{5}$$Krを貯蔵した容器内の圧力は$$pm$$4%変動し、$$^{8}$$$$^{5}$$Krリークレートは10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{2}$$cc・atm/secオーダであった。また、崩壊による発熱は問題にならないことが分った。このことから、本貯蔵法は$$^{8}$$$$^{5}$$Krを長期にわたって安全に貯蔵できることが明らかとなった。

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。

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