235U(n,f)99Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 235U(n,f)99Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)
• Author/Editor: 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
• Author Heading: 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
• Publication Date: 1984-02
• Publication Date (W3CDTF): 1984-02
• Alternative Title: Treatment of Liguid Waste from the Production of Molybdenum-99 by 235U(n,f)99 Moreaction,III(Treatment of the Very Hot Liguid Waste)
• Periodical title: JAERI-M 84-015
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): $^{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。
• Source: /JAERI-M-84-015.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-84-015.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: $^{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...