JP2503496B2 - 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 - Google Patents
放射性廃棄物からのルテニウム回収方法Info
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- JP2503496B2 JP2503496B2 JP62076248A JP7624887A JP2503496B2 JP 2503496 B2 JP2503496 B2 JP 2503496B2 JP 62076248 A JP62076248 A JP 62076248A JP 7624887 A JP7624887 A JP 7624887A JP 2503496 B2 JP2503496 B2 JP 2503496B2
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- radioactive waste
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Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、放射性廃棄物中に含まれるルテニウムを回
収する方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウムを
四酸化ルテニウムとして取り出したのち、これを還元し
て金属として回収する放射性廃棄物からのルテニウム回
収方法に関するものである。
収する方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウムを
四酸化ルテニウムとして取り出したのち、これを還元し
て金属として回収する放射性廃棄物からのルテニウム回
収方法に関するものである。
［従来の技術］ 高レベルの放射性廃棄物の廃棄処理においては放射性
廃棄物をガラス原料と一緒に加熱させ、これを格納容器
内に入れてガラス固化させた状態で格納するようにして
いる。
廃棄物をガラス原料と一緒に加熱させ、これを格納容器
内に入れてガラス固化させた状態で格納するようにして
いる。
この放射性廃棄物中には、種々の重金属が含まれてい
るが、本出願人は先に放射性廃棄物中からルテニウムを
回収する装置（特願昭60−253649号）を提案した。
るが、本出願人は先に放射性廃棄物中からルテニウムを
回収する装置（特願昭60−253649号）を提案した。
この先願の発明においては、放射性廃棄物を加熱しな
がら、オゾン等の酸化剤を吹き込み、放射性廃棄物中に
含まれるルテニウムを四酸化ルテニウムとして気化さ
せ、これを回収するようにしたものである。
がら、オゾン等の酸化剤を吹き込み、放射性廃棄物中に
含まれるルテニウムを四酸化ルテニウムとして気化さ
せ、これを回収するようにしたものである。
［発明が解決しようとする課題］ ところで、この先願の発明においては、四酸化ルテニ
ウムを吸収液に吸収させて回収するが、吸収液をそのま
ま格納したのでは貯蔵効率が悪くなる。
ウムを吸収液に吸収させて回収するが、吸収液をそのま
ま格納したのでは貯蔵効率が悪くなる。
本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、放射
性廃棄物中のルテニウムを金属として回収できる放射性
廃棄物からのルテニウム回収方法を提供することを目的
とする。
性廃棄物中のルテニウムを金属として回収できる放射性
廃棄物からのルテニウム回収方法を提供することを目的
とする。
［課題を解決するための手段］ 本発明は、上記の目的を達成するために、放射性廃棄
物をガラス固化させるに際して、放射性廃棄物に含まれ
るルテニウムを酸化して四酸化ルテニウムとして放射性
廃棄物から分離気化させた後、その気化した四酸化ルテ
ニウムと吸収液とを接触させて吸収液中に四酸化ルテニ
ウムを吸収し、その吸収液に還元剤を混合し、吸収液中
の四酸化ルテニウムを還元させて二酸化ルテニウムもし
くは金属として回収するようにしたものである。
物をガラス固化させるに際して、放射性廃棄物に含まれ
るルテニウムを酸化して四酸化ルテニウムとして放射性
廃棄物から分離気化させた後、その気化した四酸化ルテ
ニウムと吸収液とを接触させて吸収液中に四酸化ルテニ
ウムを吸収し、その吸収液に還元剤を混合し、吸収液中
の四酸化ルテニウムを還元させて二酸化ルテニウムもし
くは金属として回収するようにしたものである。
［作用］ 上記構成によれば、ガラス固化する放射性廃棄物をオ
ゾン等で酸化して四酸化ルテニウムとして放射性廃棄物
から分離気化させ、これを吸収剤でガス中から吸収し、
還元剤にて還元させることで、二酸化ルテニウム或いは
ルテニウムとして回収できる。
ゾン等で酸化して四酸化ルテニウムとして放射性廃棄物
から分離気化させ、これを吸収剤でガス中から吸収し、
還元剤にて還元させることで、二酸化ルテニウム或いは
ルテニウムとして回収できる。
［実施例］ 以下、本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収方
法の好適一実施例を添付図面に基づいて説明する。
法の好適一実施例を添付図面に基づいて説明する。
添付図面において、１は反応容器で、その反応容器１
に液状の放射性廃棄物２を供給する供給管３が接続され
ると共に、処理後の廃棄物２を排出するための排出管４
が接続される。反応容器１の外周には、放射性廃棄物２
を加熱するためのスチームジャケット、電気ヒータなど
の加熱手段５が設けられる。また反応容器１には放射性
廃棄物２中にオゾンなどの酸化剤を吹き込む酸化剤吹込
管６及び空気などのキャリアガスを吹込むキャリアガス
供給管７が接続される。
に液状の放射性廃棄物２を供給する供給管３が接続され
ると共に、処理後の廃棄物２を排出するための排出管４
が接続される。反応容器１の外周には、放射性廃棄物２
を加熱するためのスチームジャケット、電気ヒータなど
の加熱手段５が設けられる。また反応容器１には放射性
廃棄物２中にオゾンなどの酸化剤を吹き込む酸化剤吹込
管６及び空気などのキャリアガスを吹込むキャリアガス
供給管７が接続される。
反応容器１の頂部よりライン８を介して気液接触塔９
が接続される。気液接触塔９は、ライン８からのガスと
気液接触塔９内の吸収剤（液）10とが気液接触できる形
式であれば、いずれでもよく、例えば図示のように吸収
塔であれば、吸収剤10を、ポンプ11及びその循環ライン
12を介してスプレー管13にて噴霧循環させて気液接触を
行なう。
が接続される。気液接触塔９は、ライン８からのガスと
気液接触塔９内の吸収剤（液）10とが気液接触できる形
式であれば、いずれでもよく、例えば図示のように吸収
塔であれば、吸収剤10を、ポンプ11及びその循環ライン
12を介してスプレー管13にて噴霧循環させて気液接触を
行なう。
この気液接触塔９には、その循環ライン12からライン
14を介して吸収剤10を導入する還元槽15が接続され、そ
の還元槽15に供給ライン16を介して還元剤17を供給する
還元剤供給装置18が接続されると共に、還元槽15の下部
に固液分離槽19が接続される。
14を介して吸収剤10を導入する還元槽15が接続され、そ
の還元槽15に供給ライン16を介して還元剤17を供給する
還元剤供給装置18が接続されると共に、還元槽15の下部
に固液分離槽19が接続される。
また気液接触塔９及び還元槽15の頂部は、オフガスラ
イン20を介してオフガス処理装置21に接続される。
イン20を介してオフガス処理装置21に接続される。
次に本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収方法
を説明する。
を説明する。
先ず、供給管３よりルテニウムを含む高レベルの放射
性廃棄物２が、反応容器１内に供給される。この放射性
廃棄物２は、加熱手段５により、四酸化ルテニウム（Ru
O4）の分離温度又は沸点（93℃）以上、すなわち50〜12
0℃あるいは120℃以上に加熱される。この場合、放射性
廃棄物２は、硝酸酸性の状態に保たれ、その硝酸濃度が
2.5規定以上、好ましくは10規定（濃度40％）以上に保
たれている。
性廃棄物２が、反応容器１内に供給される。この放射性
廃棄物２は、加熱手段５により、四酸化ルテニウム（Ru
O4）の分離温度又は沸点（93℃）以上、すなわち50〜12
0℃あるいは120℃以上に加熱される。この場合、放射性
廃棄物２は、硝酸酸性の状態に保たれ、その硝酸濃度が
2.5規定以上、好ましくは10規定（濃度40％）以上に保
たれている。
この状態で、酸化剤吹込管６より、オゾン、過マンガ
ン酸カリ、セリウム（IV）化合物などの酸化剤が吹き込
まれ、同時にキャリアガス供給管７から空気等のキャリ
アガスが供給されると、廃棄物２中のルテニウムは、硝
酸の存在下、オゾン等により酸化され（Ru＋2O2→Ru
O4）、ガス状となって、未反応オゾン等やキャリアガス
と共にライン８を介して吸着塔９内に導入される。この
四酸化ルテニウムの濃度は、約0.01〜0.1％である。四
酸化ルテニウムを気化させた後の放射性廃棄物２は排出
管４より排出し、ガラス固化させる。
ン酸カリ、セリウム（IV）化合物などの酸化剤が吹き込
まれ、同時にキャリアガス供給管７から空気等のキャリ
アガスが供給されると、廃棄物２中のルテニウムは、硝
酸の存在下、オゾン等により酸化され（Ru＋2O2→Ru
O4）、ガス状となって、未反応オゾン等やキャリアガス
と共にライン８を介して吸着塔９内に導入される。この
四酸化ルテニウムの濃度は、約0.01〜0.1％である。四
酸化ルテニウムを気化させた後の放射性廃棄物２は排出
管４より排出し、ガラス固化させる。
気液接触塔９では、水、あるいはNaOHなどのアルカリ
溶液若しくは還元性溶液を含んだ吸収剤10と四酸化ルテ
ニウムとが気液接触し、その吸収剤10に吸収される。
溶液若しくは還元性溶液を含んだ吸収剤10と四酸化ルテ
ニウムとが気液接触し、その吸収剤10に吸収される。
四酸化ルテニウムを吸収した吸収剤10は、ライン14よ
り還元槽15に導入され、そこで還元剤供給装置18から供
給ライン16を介して槽15内に導入された還元剤17と混合
撹拌される。還元剤17としては、ギ酸、ヒドラジン或い
は水素化ホウ素ナトリウム溶液等からなり、例えば吸収
剤10にNaOH水溶液を用い、還元剤17として水素化ホウ素
ナトリウムを用いた場合には、四酸化ルテニウムは、ナ
トリウム吸収剤にNa2RuO4として吸収され、これがNaBH4
（水素化ホウ素ナトリウム）で還元されRuとなり、金属
が析出する。
り還元槽15に導入され、そこで還元剤供給装置18から供
給ライン16を介して槽15内に導入された還元剤17と混合
撹拌される。還元剤17としては、ギ酸、ヒドラジン或い
は水素化ホウ素ナトリウム溶液等からなり、例えば吸収
剤10にNaOH水溶液を用い、還元剤17として水素化ホウ素
ナトリウムを用いた場合には、四酸化ルテニウムは、ナ
トリウム吸収剤にNa2RuO4として吸収され、これがNaBH4
（水素化ホウ素ナトリウム）で還元されRuとなり、金属
が析出する。
還元後の還元剤15を、固液分離槽19内に導入し、フィ
ルタ或いは遠心力等で分離し、固体化ルテニウム22と廃
液23とに分離し、固体化ルテニウム22を回収する。
ルタ或いは遠心力等で分離し、固体化ルテニウム22と廃
液23とに分離し、固体化ルテニウム22を回収する。
また、気液分離塔９でのオフガス（未反応酸化剤、キ
ャリアガス等）及び還元槽15でのオフガス（分解ガス、
例えばH2など）はオフガスライン20よりオフガス処理装
置２内に導入され、処理される。
ャリアガス等）及び還元槽15でのオフガス（分解ガス、
例えばH2など）はオフガスライン20よりオフガス処理装
置２内に導入され、処理される。
固体化ルテニウム22は、放射性廃棄物２の1ton当り、
数kgが回収でき、またその半減期も約１年であり、20年
後には貴金属として使用できる。
数kgが回収でき、またその半減期も約１年であり、20年
後には貴金属として使用できる。
尚、上述の実施例においては、気液接触塔で四酸化ル
テニウムを吸収させ、還元槽で金属に還元する例を示し
たが、還元剤が四酸化ルテニウムを吸収できるものであ
れば、吸収と還元とを同時に行なうようにしてもよい。
テニウムを吸収させ、還元槽で金属に還元する例を示し
たが、還元剤が四酸化ルテニウムを吸収できるものであ
れば、吸収と還元とを同時に行なうようにしてもよい。
［発明の効果］ 以上説明してきたことから明らかなように本発明によ
れば次のごとき優れた効果を発揮する。
れば次のごとき優れた効果を発揮する。
（１） 放射性廃棄物中のルテニウムを酸化させて四酸
化ルテニウムとして取り出し、これを吸収・還元させて
二酸化ルテニウム或いはルテニウムとすることで金属と
して回収できる。
化ルテニウムとして取り出し、これを吸収・還元させて
二酸化ルテニウム或いはルテニウムとすることで金属と
して回収できる。
（２） 金属として回収できるので貯蔵効率がよい。
添付図面は本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収
方法を実施する装置の一例を示す図である。 図中、２は放射性廃棄物、６は酸化剤吹込管、９は気液
接触塔、10は吸収剤、15は還元槽、18は還元剤、19は固
液分離槽である。
方法を実施する装置の一例を示す図である。 図中、２は放射性廃棄物、６は酸化剤吹込管、９は気液
接触塔、10は吸収剤、15は還元槽、18は還元剤、19は固
液分離槽である。
Claims (1)
- 【請求項１】放射性廃棄物をガラス固化させるに際し
て、放射性廃棄物に含まれるルテニウムを酸化して四酸
化ルテニウムとして放射性廃棄物から分離気化させた
後、その気化した四酸化ルテニウムと吸収液とを接触さ
せて吸収液中に四酸化ルテニウムを吸収し、その吸収液
に還元剤を混合し、吸収液中の四酸化ルテニウムを還元
させて二酸化ルテニウムもしくは金属として回収するこ
とを特徴とする放射性廃棄物からのルテニウム回収方
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62076248A JP2503496B2 (ja) | 1987-03-31 | 1987-03-31 | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62076248A JP2503496B2 (ja) | 1987-03-31 | 1987-03-31 | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63242934A JPS63242934A (ja) | 1988-10-07 |
| JP2503496B2 true JP2503496B2 (ja) | 1996-06-05 |
Family
ID=13599889
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62076248A Expired - Lifetime JP2503496B2 (ja) | 1987-03-31 | 1987-03-31 | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2503496B2 (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06180392A (ja) * | 1992-12-15 | 1994-06-28 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 高レベル放射性廃液からルテニウムを分離回収する方法 |
| JP2000034563A (ja) | 1998-07-14 | 2000-02-02 | Japan Energy Corp | 高純度ルテニウムスパッタリングターゲットの製造方法及び高純度ルテニウムスパッタリングターゲット |
| FR2820417B1 (fr) * | 2001-02-08 | 2003-05-30 | Commissariat Energie Atomique | Procede de dissolution et de decontamination |
| JP4747348B2 (ja) * | 2009-01-20 | 2011-08-17 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 放射性廃液の処理方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5168499A (ja) * | 1974-12-10 | 1976-06-14 | Japan Carlit Co Ltd | Ruteniumunokaishuho |
| JPS6145998A (ja) * | 1984-08-10 | 1986-03-06 | 日本原子力研究所 | 放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法 |
-
1987
- 1987-03-31 JP JP62076248A patent/JP2503496B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63242934A (ja) | 1988-10-07 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |