235U(n,f)99Mo製造廃液の処理技術-I; 高放射性有機廃液の処理技術

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 235U(n,f)99Mo製造廃液の処理技術-I; 高放射性有機廃液の処理技術
• 著者・編者: 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
• 著者標目: 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
• 出版年月日等: 1984-02
• 出版年（W3CDTF）: 1984-02
• 並列タイトル等: Treatment of Liquid Waste from the Production of Molybdemm-99 by 235U(n,f)99Mo Reaction,I (Method for Treating High Radioactive Organic Liquid Waste)
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 84-024
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: $^{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。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-84-024.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-84-024.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: $^{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}$...