JP2557397B2 - テクネチウムイオンの収着処理方法 - Google Patents
テクネチウムイオンの収着処理方法Info
- Publication number
- JP2557397B2 JP2557397B2 JP62180648A JP18064887A JP2557397B2 JP 2557397 B2 JP2557397 B2 JP 2557397B2 JP 62180648 A JP62180648 A JP 62180648A JP 18064887 A JP18064887 A JP 18064887A JP 2557397 B2 JP2557397 B2 JP 2557397B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- technetium
- ions
- activated carbon
- treatment method
- technetium ion
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、テクネチウムイオンの吸着処理方法に関す
る。
る。
原子力発電所等から排出される高レベル放射性廃棄物
は、放射性物質として核分裂生成物および少量のアクチ
ノイド元素を含んでいるため、その処分に就いては、ガ
ラス固化等の方法により固形化した上で処分する方法が
提案されている。
は、放射性物質として核分裂生成物および少量のアクチ
ノイド元素を含んでいるため、その処分に就いては、ガ
ラス固化等の方法により固形化した上で処分する方法が
提案されている。
ガラス固化された高レベル放射性廃棄物（以下ガラス
固化体という）は、タンタル（Ta）の容器に、そしてそ
れを鉛（Pb）の容器に、そして、それを更にステンレス
の容器に充填して、500〜1000mの深地層に処分される。
固化体という）は、タンタル（Ta）の容器に、そしてそ
れを鉛（Pb）の容器に、そして、それを更にステンレス
の容器に充填して、500〜1000mの深地層に処分される。
深地層には、通常地下水が存在し、該ガラス固化体を
収容している容器は、地下水に浸漬されることとなる。
収容している容器は、地下水に浸漬されることとなる。
例えば、このガラス固化体が、水による浸潤を受けた
ときは、種々の核種がイオンとなって拡散することとな
るが、これらのイオンの中でも、テクネチウムイオン
は、約21万２千年という極めて長い半減期を有するた
め、環境汚染に対して最も重大な関心が寄せられてい
る。そしてこれらのイオンが、永久に外部に拡散しない
ようにしなければならない。
ときは、種々の核種がイオンとなって拡散することとな
るが、これらのイオンの中でも、テクネチウムイオン
は、約21万２千年という極めて長い半減期を有するた
め、環境汚染に対して最も重大な関心が寄せられてい
る。そしてこれらのイオンが、永久に外部に拡散しない
ようにしなければならない。
本発明は、テクネチウムイオンが、外部環境に拡散し
ない様に吸着処理することを目的とする。
ない様に吸着処理することを目的とする。
すなわち、本発明は、テクネチウムイオンを含有する
水溶液と活性炭とを接触させることにより、テクネチウ
ムイオンを活性炭に吸着させることを特徴とするテクネ
チウムイオンの吸着処理方法に関するものである。
水溶液と活性炭とを接触させることにより、テクネチウ
ムイオンを活性炭に吸着させることを特徴とするテクネ
チウムイオンの吸着処理方法に関するものである。
本発明において使用する「吸着」の語は、一般に使用
される「吸収」の語と、「吸着」の語の両方の語の意味
を有する。
される「吸収」の語と、「吸着」の語の両方の語の意味
を有する。
本発明に使用する、活性炭としては、ヤシ殻、石炭、
木材等の炭素材を乾留した後、水蒸気、塩化亜鉛等の薬
剤で賦活した通常の活性炭を挙げることができる。ま
た、粒状、粉状等のいずれのものをも挙げることができ
る。
木材等の炭素材を乾留した後、水蒸気、塩化亜鉛等の薬
剤で賦活した通常の活性炭を挙げることができる。ま
た、粒状、粉状等のいずれのものをも挙げることができ
る。
次に、活性炭によるテクネチウムイオンの収着の具体
的方法について説明する。
的方法について説明する。
ガラス固化体は、前述のように、Taの容器、Pbの容器
およびステンレスの容器に、順次収納して密封され、50
0〜1000mの地下に処分されるので、該ステンレス容器の
外側に充分な余裕を以て活性炭を充填すればよい。
およびステンレスの容器に、順次収納して密封され、50
0〜1000mの地下に処分されるので、該ステンレス容器の
外側に充分な余裕を以て活性炭を充填すればよい。
上記のように、ステンレス容器の外側に活性炭を充填
することにより、ガラス固化体が、水による浸潤をうけ
たときにも、種々の核種のイオン、特にテクネチウムイ
オンが、この様に充填してある活性炭に収着され、外部
環境に拡散することを防止することができる。
することにより、ガラス固化体が、水による浸潤をうけ
たときにも、種々の核種のイオン、特にテクネチウムイ
オンが、この様に充填してある活性炭に収着され、外部
環境に拡散することを防止することができる。
次に実施例を挙げて本発明をさらに説明するが、本発
明は、かかる実施例に限定されるものではない。
明は、かかる実施例に限定されるものではない。
実施例１ （放射性テクネチウム95mTcの調製） 東北大学所有のAVFサイクロトロンを用いて、Mo板に
ｄ粒子を２時間照射し、次いで得られたMo板を王水で、
溶解し、そして蒸発乾固し、次いでこれをアンモニア水
で溶解し、0.05M（Ｍ＝mol/dm3）テトラフェニルアルソ
ン酸−クロロホルム溶液〔（C6H5）4As−CHCl3〕で（C6
H5）4AsTcO4を抽出した後、8MのHNO3でTcO4−イオンと
して逆抽出した。得られた溶液を蒸発乾固し、次いで10
0mlの水に溶解し、NaOH水溶液でpH7に調整し、テクネチ
ウムイオン溶液を製造した。
ｄ粒子を２時間照射し、次いで得られたMo板を王水で、
溶解し、そして蒸発乾固し、次いでこれをアンモニア水
で溶解し、0.05M（Ｍ＝mol/dm3）テトラフェニルアルソ
ン酸−クロロホルム溶液〔（C6H5）4As−CHCl3〕で（C6
H5）4AsTcO4を抽出した後、8MのHNO3でTcO4−イオンと
して逆抽出した。得られた溶液を蒸発乾固し、次いで10
0mlの水に溶解し、NaOH水溶液でpH7に調整し、テクネチ
ウムイオン溶液を製造した。
（収着試験） 粒状活性炭、ダイアソーブW10−30〔三菱化成工業株
式会社販売〕を2g入れたポリプロピレン製のビーカー
に、上記で得られたテクチネウムイオン溶液50mlを加
え、振盪後に第１表に示した時間毎に2mlのサンプルを
採取し、活性炭を遠沈分離し、上澄液のγ放射線をNaI
（Tl）シンチレーションカウンターで測定し、テクネチ
ウムイオン原液の2mlのγ放射線と対比して、活性炭に
よるテクネチウムイオンの収着率を計算し、第１表に示
した。
式会社販売〕を2g入れたポリプロピレン製のビーカー
に、上記で得られたテクチネウムイオン溶液50mlを加
え、振盪後に第１表に示した時間毎に2mlのサンプルを
採取し、活性炭を遠沈分離し、上澄液のγ放射線をNaI
（Tl）シンチレーションカウンターで測定し、テクネチ
ウムイオン原液の2mlのγ放射線と対比して、活性炭に
よるテクネチウムイオンの収着率を計算し、第１表に示
した。
なお、NaNO3を0.2Mの濃度で加えたとき、およびH2O2
を0.1Mの濃度で加えたときのTcイオンの収着率の変化も
合せて第１表に記載した。
を0.1Mの濃度で加えたときのTcイオンの収着率の変化も
合せて第１表に記載した。
実施例２ 各種炭材および各種活性炭によるテクネチウムイオン
の収着試験を行い第２表にしめした。
の収着試験を行い第２表にしめした。
炭材および活性炭は0.4gを、実施例１と同様の方法に
より調製したテクネチウムイオン原液を10mlを使用し
た。
より調製したテクネチウムイオン原液を10mlを使用し
た。
活性炭を加えたテクネチウムイオン溶液は、24時間振
とうを行い、遠沈後、その上澄液について、γ放射線の
測定を実施例１に記載したと同様の方法により行なっ
た。
とうを行い、遠沈後、その上澄液について、γ放射線の
測定を実施例１に記載したと同様の方法により行なっ
た。
得られた結果を第２表に記載した。また、収着が、平
衡に達したときのpHを合せて第２表に記載した。なお、
原液のpHは、8.1であった。
衡に達したときのpHを合せて第２表に記載した。なお、
原液のpHは、8.1であった。
〔発明の効果〕 本発明により、テクネチウムイオンが、各種活性炭に
より収着されることが、判明した。
より収着されることが、判明した。
したがって、ガラス固化体の収容されたステンレス容
器を充分な厚さの活性炭層に埋込むことにより、たと
え、ガラス固化体からテクネチウムイオンが拡散して
も、活性炭がこのテクネチウムイオンを収着することに
より環境汚染を防止することが出来るものと考える。
器を充分な厚さの活性炭層に埋込むことにより、たと
え、ガラス固化体からテクネチウムイオンが拡散して
も、活性炭がこのテクネチウムイオンを収着することに
より環境汚染を防止することが出来るものと考える。
Claims (1)
- 【請求項１】テクネチウムイオンを含有する水溶液と活
性炭とを接触させることにより、テクネチウムイオンを
活性炭に吸着させることを特徴とするテクネチウムイオ
ンの吸着処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62180648A JP2557397B2 (ja) | 1987-07-20 | 1987-07-20 | テクネチウムイオンの収着処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62180648A JP2557397B2 (ja) | 1987-07-20 | 1987-07-20 | テクネチウムイオンの収着処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6423200A JPS6423200A (en) | 1989-01-25 |
| JP2557397B2 true JP2557397B2 (ja) | 1996-11-27 |
Family
ID=16086867
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62180648A Expired - Lifetime JP2557397B2 (ja) | 1987-07-20 | 1987-07-20 | テクネチウムイオンの収着処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2557397B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP3429223B1 (en) | 2014-10-30 | 2021-09-29 | Sony Group Corporation | Sound output device and sound output method |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52104695A (en) * | 1976-02-21 | 1977-09-02 | Japan Atom Energy Res Inst | Removing method for radioactive nuclides in cooling water of reactor u sing oxim and activated charcoal |
| JPS58156898A (ja) * | 1982-03-13 | 1983-09-17 | 三菱化学株式会社 | 放射性ヨウ素の除去方法 |
| JPS60161598A (ja) * | 1983-12-15 | 1985-08-23 | 日本原子力研究所 | 放射性ルテニウムを含む放射性廃液の処理方法 |
-
1987
- 1987-07-20 JP JP62180648A patent/JP2557397B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6423200A (en) | 1989-01-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Meena et al. | Environmental geochemistry of technetium | |
| Khan | Sorption of the long-lived radionuclides cesium-134, strontium-85 and cobalt-60 on bentonite | |
| Khan et al. | Adsorption of chromium (III), chromium (VI) and silver (I) on bentonite | |
| Krupka et al. | Geochemical factors affecting the behavior of antimony, cobalt, europium, technetium, and uranium in vadose zone sediments | |
| Gaur | Determination of Cs-137 in environmental water by ion-exchange chromatography | |
| Erten et al. | Sorption of cesium and strontium on montmorillonite and kaolinite | |
| US9047998B2 (en) | Method of producing radionuclides | |
| Song et al. | Simultaneous removal of the radiotoxic nuclides Cs137 and I129 from aqueous solution | |
| Tagami et al. | Microbial role in immobilization of technetium in soil under waterlogged conditions | |
| Mishra et al. | Ion-exchangers in radioactive waste management Part XIV: Removal behavior of hydrous titanium oxide and sodium titanate for Cs (I) | |
| Assemi et al. | Sorption of radioiodine on organic rich soil, clay minerals and alumina | |
| JP2557397B2 (ja) | テクネチウムイオンの収着処理方法 | |
| JP3015593B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| Kahn et al. | Radiochemistry of iodine | |
| JP2557396B2 (ja) | テクネチウムを含有する気体の処理方法 | |
| Aldayel et al. | Removal of cesium and strontium from aqueous solution by natural bentonite: effect of pH, temperature and bentonite treatment | |
| Fuhrmann et al. | Sorption/desorption of radioactive contaminants by sediment from the Kara Sea | |
| Rajec et al. | Sorption of radiocesium on soils in the presence of electrolytes | |
| Helal et al. | Sorption of radiocobalt on pottery | |
| Tiwari et al. | Inorganic and bio-materials in the removal/speciation of radiocesium and radiostrontium: an overview | |
| Braun et al. | Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2005–2009: a citation-based bibliography and impact analysis using Hirsch-type statistics | |
| Zicman et al. | Removal of 137Cs ions from aqueous radioactive waste using nickel ferrocyanide, precipitated on silica gel | |
| Al-Rayyes et al. | Behavior of 134 Cs, 90 Sr, and 238 Pu in different Syrian soils | |
| Sam | Radiochemical studies on environmental radioactivity in Sudan | |
| Baston et al. | Sorption of activation products on London clay and Dungeness aquifer gravel |