235U(n,f)99Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

• 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,III(高レベル廃液の処理)
• 著者・編者: 本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和
• 著者標目: 本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 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 Liguid Waste from the Production of Molybdenum-99 by 235U(n,f)99 Moreaction,III(Treatment of the Very Hot Liguid Waste)
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 84-015
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: $^{2}$$^{3}$$^{5}$U(n,f)反応を利用した$^{9}$$^{9}$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$\mu$Ci・ml$^{-}$$^{1}$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-$^{1}$$^{3}$$^{7}$Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによる$^{9}$$^{0}$Srの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによる$^{1}$$^{0}$$^{6}$Ruの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は$\alpha$核種10$^{4}$以上、$^{1}$$^{3}$$^{7}$Cs10$^{5}$以上、$^{1}$$^{0}$$^{6}$Ru10$^{4}$以上、$^{9}$$^{0}$Sr~10$^{4}$であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムは$^{1}$$^{0}$$^{6}$Ruに対し高い除去性能を有していることが確認された。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-84-015.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-84-015.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}$U(n,f)反応を利用した$^{9}$$^{9}$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$\mu$Ci・ml$^{-}$$^{1}$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含...