[G25-28] 廃液特性と核種挙動

[G25] 再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究

（7）ホット試験

^〇山根祐一¹, 天野祐希¹, 柳田佳徳¹, 川崎泰¹, 佐藤真人¹, 早坂裕美¹, 田代信介¹, 阿部仁¹, 内山軍蔵¹, 上田吉徳², 藤根幸雄², 横塚宗之², 柴田勇木³, 小玉貴司³, 松岡伸吾³ (1.JAEA, 2.JNES, 3.日本原燃)

キーワード：再処理施設, 高レベル濃縮廃液, 模擬廃液, ルテニウム, ARF

高レベル濃縮廃液が設計上の想定を超えて、沸とうして乾固状態に至る過程における放射性物質の放出挙動に係るデータを取得している。本稿では、実廃液を加熱して放出された放射性物質の量と廃液中での初期濃度との関係を調べた結果を報告する。使用済みMOX燃料の再処理試験研究から得られた廃液を脱硝・濃縮して高レベル濃縮廃液を作成し、この廃液100mLを小規模の試験装置により常温から300℃まで加熱した。凝縮液、ガス吸収ビンのアルカリ溶液、分級捕集された粒子状物質、配管等の洗浄液などについて、酸濃度測定、ICP-MS、ICP-AES、ag放射線測定などを行い、試料から気相へ放出された物質を定量した（移行量）。測定の結果によると、非揮発性の放射性物質（Cs、Nd、Cm、Eu、Am）の移行量は初期濃度にほぼ比例しているが、揮発性のRuの移行量については、初期濃度に対する明確な依存性が認められなかった。