JP4053179B2 - Decontamination method and apparatus for radioactive contamination materials - Google Patents

Decontamination method and apparatus for radioactive contamination materials Download PDF

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Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所などの施設から発生する放射性廃棄物のうち、構造材，配管等の主に金属材料または金属酸化物材料で、これら材料の表面または材料内部の放射能物質を分離除去（除染）することで、放射性廃棄物処分区分を変更することによる放射性廃棄物処分の容易化，放射性廃棄物の再利用を図ることができるように構成した放射化汚染材料の除染方法およびその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の放射化汚染材料の除染方法としては、材料の表面が放射性物質で汚染されたものを対象としている。この場合、材料の表面に付着する放射性物質やその他の汚染物質を物理的手段，化学的手段または物理化学的手段により除去する方法が一般的に行われている。
【０００３】
物理的手段による方法はアイスブラスト，ドライアイスブラスト，サンドブラストなどによる研磨により、材料の表面の汚染物質を除去する方法である。また、化学的または物理化学的手段による方法は酸，アルカリ溶液や電解により材料の表面の酸化皮膜や材料母材を溶解して除染する方法である。これらの除染方法では対応が困難な例として、放射化物のように放射性物質が表面のみならず、内部にも混在する場合が考えられる。
【０００４】
その困難な理由としては、材料の表面から溶解する場合は溶解速度が遅いので、母材全体までの溶解に要する時間が長時間に及ぶ。また、選択的に放射性物質のみを分離することは困難であり、放射性物質の分離係数（ＤＦ）を10程度に上げるためには分離操作を多段にする必要があるなど、処理が複雑になり処理時間を要している。このため、従来の除染方法に加え、溶融塩電解を用いた除染方法が開発されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、従来の除染方法に加え溶融塩電解を用いた除染方法においてはつぎのような課題がある。
すなわち、従来の方法は前述のとおり分離操作を多段にする必要があるなど、処理が複雑になり処理時間を要する。また、溶融塩電解を用いた除染方法においても電解析出した金属等に、分離したい成分が混入する再汚染による分離効率，回収率の低下が課題となる。さらに、電解によって放射化汚染材料を溶解する際にもその材料の表面に溶け残り層が形成され、溶解を阻害していることが課題となる。
【０００６】
本発明は、上記課題を解決するためになされたもので、その目的は、放射化汚染材料中に含まれる放射性物質を非放射性または低放射性または比較的短半減期の構成成分と分離し、構成成分は処分が容易になる放射性廃棄物処分区分レベルまたは有用物質として再利用が可能となるレベルまで除染して回収し、廃棄物量を減少できる効率的な放射化汚染廃棄物の除染方法およびその装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
請求項１の発明は、電解槽内に溶融塩と溶融金属の二相を上下に設け、陽極側の溶融塩と陰極側の溶融塩間を区隔し一端が前記溶融金属に接触する隔壁を設け、Ｆｅ及びＣｒの少なくとも一方を主体とし、放射性のＮｉ及びＣｏの少なくとも一方を含む放射化汚染材料を陽極溶解またはハロゲンガスを用いて溶解する溶解工程と、この溶解工程により析出したＦｅ及びＣｒの少なくとも一方を電解により還元する還元工程と、前記溶解工程で溶融塩中に溶解したＮｉ及びＣｏの少なくとも一方を前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ溶融金属中に移行し、陰極でＦｅ及びＣｒの少なくとも一方を抽出する抽出工程と、前記溶融塩を蒸留して塩を除去し、Ｆｅ及びＣｒの少なくとも一方を回収する溶融塩蒸留工程と、前記溶融金属を蒸留してＮｉ及びＣｏの少なくとも一方を除去する溶融金属蒸留工程とを具備したことを特徴とする。
【０００８】
請求項１の発明によれば、放射化汚染材料（金属）を溶解する陽極と、分離した金属を回収する陰極の間に隔壁を設けて、放射能成分であるコバルトやニッケルを還元し、抽出することのできる溶融金属との接触性を高め、溶融金属界面で鉄やクロムを分離し、溶融金属または陰極においてコバルトやニッケルを回収することができる。これにより分離した金属などの再汚染を防止し、より高い分離効率とより高い回収率を達成できる。
【０００９】
また、隔壁を設けることによって、溶融塩中で溶解した成分の一部または全てが溶融金属中を通過せずには他方の溶融塩中に移行しないことで、放射性物質の溶融金属への溶解性を高め、放射化汚染材料からの放射性物質の分離効率を向上できる。さらに、隔壁により溶融塩中で溶解した成分の一部または全てが、別の一方の溶融塩中に移行する経路を特定することができる。
【００１０】
請求項２の発明は、放射化汚染材料を溶融塩中で溶解し、前記材料を含んだ溶融塩を前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ溶融金属と接触させて放射性物質を金属に還元して溶融金属に溶解する金属成分と溶融金属に溶解しない金属成分に分離してそれぞれ回収する放射化汚染材料の除染方法において、前記溶融塩中に設ける陰極の周囲にナトリウムイオンを透過する下端が封止した鞘管を設けて電解を行い、前記鞘管内にナトリウムイオンを移行させるとともに、前記放射化汚染材料を前記溶融塩中に溶出させその溶出成分の少なくとも一部を前記溶融金属と接触させることを特徴とする。
【００１１】
請求項２の発明によれば、溶融塩中に設置される陰極の周囲に溶融塩を構成する金属イオンを通過する鞘管を備えることにより、電解を行うことで鞘管内部に金属イオンまたは同金属を保ち、溶融金属との反応時間を十分確保することで、陰極において分離した金属などの再汚染を防止し、より高い分離効率が達成できる。
【００１２】
請求項３の発明は、前記溶融塩はナトリウム塩からなり、前記鞘管はβ−アルミナからなることを特徴とする。請求項３の発明によれば、鞘管にβ−アルミナを使用することにより、陽極で放射化汚染材料を溶解する反応から独立して、コバルトイオンやニッケルイオンを溶融金属（鉛）中に還元する工程に最適な時間を設定することができる。
【００１３】
請求項４の発明は、電解槽と、この電解槽内に二相に配置された溶融塩および溶融金属と、前記溶融塩中に浸漬された放射化汚染材料を投入する陽極バスケットおよび陰極と、前記陽極バスケットと前記陰極との間に設けられ陽極側の溶融塩と陰極側の溶融塩間を区隔し一端が前記溶融金属に接触する隔壁と、前記陽極バスケットおよび前記陰極に電圧を印加する電解用電源とを具備し、前記溶融金属は前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ金属から成ることを特徴とする。
【００１４】
請求項４の発明によれば、隔壁が陽極と陰極の中間電位を持つことを利用して放射性物質を回収することで、放射化汚染材料からの放射性物質の分離効率を向上できる。その他の作用効果は請求項１の発明に準じている。
【００１５】
請求項５の発明は、前記隔壁は円筒体に形成され、この円筒体製隔壁内に前記陰極を設け、前記隔壁の外側に前記放射化汚染材料を投入した陽極バスケットを設けてなることを特徴とする。
【００１６】
請求項５の発明によれば、放射化汚染材料の成分イオンは溶融金属（鉛）と接触するため、コバルトやニッケルと溶融金属（鉛）との反応は避けることができず、放射化汚染材料の成分からコバルトやニッケルを取除くことができ、分離効率が向上する。
【００１７】
請求項６の発明は、前記隔壁はセラミックス，ガラス，金属，合金，合成樹脂、またはこれら材質の複合物からなることを特徴とする。
【００１９】
請求項７の発明は、電解槽内にナトリウム塩からなる溶融塩と溶融金属とを二相に配置し、前記溶融塩中に放射化汚染材料とナトリウムイオンを透過するβ−アルミナ材で形成した鞘管を没入し、前記鞘管内に陰極を挿入してなり、前記溶融金属は前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ金属から成ることを特徴とする。
【００２０】
請求項７の発明によれば、鞘管を設けることにより陽極で放射化汚染材料を溶解する反応から独立して、放射性物質のイオンを溶融金属中に還元させる工程に最適な時間を設定することができる。その他の作用効果は請求項２，３の発明に準じている。
【００２１】
請求項８の発明は、前記陽極バスケット内にハロゲンガス導入管を設けてなることを特徴とする。請求項８の発明によれば、ハロゲンガスを陽極バスケット内に導入して放射化汚染材料を溶解させる。溶解した材料成分のうち、ニッケルやコバルトなどの放射性物質は溶融金属と反応して内部に移行し、鉄やクロムなどは溶融塩中に溶解して残存する。陰極側では溶融金属からニッケルやコバルトが溶出した場合、陰極に析出させることで回収することができる。
【００２２】
請求項９の発明は前記電解槽にハロゲンガス導入管とキャリアガス導入管を設けてなることを特徴とする。請求項９の発明によれば、電解による放射化汚染材料の溶解時にその材料の表面に形成される残渣層を除去できるので、放射化汚染材料の成分を迅速に全量溶解させることができ、また反応速度を向上できる。
【００２３】
請求項10の発明は、前記陽極バスケットに振動または回転力を付与する振動装置または回転装置を設けたことを特徴とする。請求項10の発明によれば、放射化汚染材料を陽極として電解を行った際の補助として、陽極バスケットに振動または回転力を付与する。これにより、その表面に形成される溶融塩中に溶解し難い残渣層によって、それ以上の放射化汚染材料の溶出が阻害されることを防止し、円滑に電解を行うことができる。
【００２４】
請求項11の発明は、前記陽極バスケット内に回転ミルを設けたことを特徴とする。請求項11の発明によれば、放射化汚染材料を電解する際の補助として、陽極バスケット内を回転ミルで攪拌する。これによりその内部で放射化汚染材料の表面がこすれ合い残渣層が剥離する。
【００２５】
請求項12の発明は、前記陽極バスケットと前記陰極に電流または電位を一時的に大きく変動させることを繰り返す電流または電位変動用変成装置を設けたことを特徴とする。
【００２６】
請求項12の発明によれば、放射化汚染材料を電解によって溶解する際の補助として、前記材料表面の残渣層を電流または電位を一時的に大きく変動することを繰り返すことで除去できる。
【００２７】
請求項13の発明は、前記溶融塩と前記溶融金属との界面に前記放射化汚染材料を投入した陽極バスケットと攪拌機のインペラを並列配置してなることを特徴とする。
【００２８】
請求項13の発明によれば、放射化汚染材料を溶融金属と接触させて陽極溶解するにあたり、溶融金属との反応時間を十分に確保することができるため、放射化汚染材料からの放射性物質の分離効率を向上できる。
【００２９】
請求項14の発明は、前記溶融塩内に前記放射化汚染材料を投入した陽極バスケットを配置し、前記溶融塩と前記溶融金属との界面に前記攪拌機のインペラを配置し、前記陰極を前記溶融金属に接触させてなることを特徴とする。
【００３０】
請求項14の発明によれば、放射化汚染材料を陽極として電解し、攪拌機のインペラで溶融塩と溶融金属との界面を攪拌することにより溶融金属に放射化汚染材料と放射性物質の金属を溶融金属に析出させる。溶融金属中に放射性物質のコバルト，ニッケルは溶解するが、放射化汚染材料の鉄，クロムは溶解しないで界面上から溶融塩中に浮遊する。これにより鉄，クロムとコバルト，ニッケルを効率よく分離できる。
【００３１】
請求項15の発明は、前記陽極バスケットをポーラスカーボンで構成してなることを特徴とする。請求項15の発明によれば、陽極バスケットをポーラスカーボンで構成して電解を行うことにより、放射化汚染材料の溶解残渣が溶融塩中に分散することを防止できる。また、表面が酸化された放射化汚染材料を還元して電解による溶解を促進することができる。
【００３２】
請求項16の発明は、第１の溶解槽と、この第１の溶解槽に第１の輸送系を介して接続した第２の溶解槽と、この第２の溶解槽に第２の輸送系を介して接続した第３の溶解槽とからなり、前記第１の溶解槽内にナトリウム塩からなる溶融塩を収納するとともに、この溶融塩内に陰極を挿入したナトリウムイオンを透過するβ−アルミナ材で形成した鞘管および放射化汚染材料を投入し、前記第２の溶解槽内に前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ溶融金属と前記第１の溶解槽から移送される前記放射化汚染材料を溶解した溶融塩を収納するとともに攪拌機が設けられ、前記第３の溶解槽内に前記第２の溶解槽から移送される金属イオンが除去された溶融塩を収納するとともにこの溶融塩中に陽極を挿入したナトリウムイオンを透過するβ−アルミナ材で形成した鞘管および陰極を設けてなることを特徴とする。
【００３３】
請求項16の発明によれば、第１の溶解槽では放射化汚染材料の溶解を行い、第２の溶解槽では放射性物質を金属に還元して溶融金属中に溶解させ、第３の溶解槽では放射性物質を取り除いた後の有用金属を回収することができる。
【００３４】
【発明の実施の形態】
図１により請求項１および４に対応する発明の実施の形態を説明する。
図１において、符号１は電解槽で、この電解槽１内のほぼ中央部に垂直に隔壁２が設置されており、この隔壁２の両側に攪拌機３が設けられている。隔壁２の片側、つまり左側には陽極バスケット４が設けられ、隔壁２の右側に陰極５が設けられている。陽極バスケット４と陰極５は電解用電源６に接続している。陽極バスケット４内には放射化汚染材料７が収納され、電解槽１内には溶融塩８と溶融金属９が収容される。
【００３５】
なお、符号10は陰極５に析出するＣｏ，Ｎｉの析出物で、11はＦｅ，Ｃｒの析出物である。隔壁２は溶融塩８に対して不活性な材質としてセラミックス，ガラス，金属，合金，合成樹脂、またはこれら材質の複合物を使用する。陽極として電解で溶解しない材料を使用し、ハロゲンガスを使用する。
【００３６】
放射化汚染材料７は原子力発電所などの商用，医療，研究施設等の原子力利用施設から発生する、または放射能に汚染された区域，地域から発生する材料内部が汚染された構造物，配管等の放射化金属材料、あるいは材料表面または内部が酸化物の膜を形成した構造物，配管等の放射化酸化物材料、もしくは内面および外面が汚染された放射化汚染材料酸化物からなる。
【００３７】
溶融金属９としては溶融塩８の生成自由エネルギーと放射化汚染材料７中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ金属を用いる。
【００３８】
つぎに、溶融塩８に塩化物系の溶融塩を使用し、溶融金属９に鉛を使用した場合について説明する。
鉄，クロムを主体とし放射性物質としてニッケルとコバルトを含む汚染物や放射化物等の放射化汚染材料７を図１に示すように、陽極バスケット４に投入後、陽極溶解またはハロゲンガスを用いて溶融塩８の中で金属イオンとして溶解する。次にこれに電解を施し、それにより生ずる電位差によって、これら金属イオンは溶融鉛界面12まで移行する。
【００３９】
この移行した金属イオンのうち、陽極バスケット４側の溶融塩８中に存在している放射性物質の主成分であるニッケル，コバルトは溶融鉛界面12において、塩化物から金属に還元され、溶融塩８相中に抽出される。同時に溶融鉛の一部はニッケル，コバルトと置換反応を生じ、塩化鉛となって陽極側の溶融塩中に溶出する。
【００４０】
一方、陽極バスケット４側の溶融塩８中の溶融鉛界面12において、材料や放射化物の主成分である鉄，クロムなどの一部が析出し、電解により塩化物から金属に還元される。これら鉄，クロムの金属は溶融鉛中には抽出されず、溶融鉛界面12にＦｅ，Ｃｒの析出物11として回収される。
【００４１】
このＦｅ，Ｃｒの析出物11が溶融鉛界面12を覆うことで前記還元反応を妨げることを防ぐため、陽極側の溶融塩には溶融鉛界面12に攪拌機３が配置し、攪拌を行う。
【００４２】
溶融鉛界面12に得られたＦｅ，Ｃｒの析出物11には溶融塩が付着しているため、溶融塩８を分離し、鉄とクロムの有用金属を回収する。このとき蒸留や、溶融をして溶融塩と金属に分離し、鉄とクロムが回収できる。分離した溶融塩は再使用することができる。
【００４３】
上記化学的な置換反応の原理を次に説明する。
塩化物の生成自由エネルギーを比較すると、クロム，鉄，コバルト，ニッケルの順番で塩化物の生成自由エネルギーが大きく（絶対値は小さく）なる。溶融鉛と塩化コバルト，塩化ニッケルが共存した場合には、鉛の方が塩化物になりやすいため、コバルト，ニッケルは溶融鉛界面12で塩化物から金属へと還元され溶融金属（鉛）相中に移行し、逆に溶融鉛は塩化鉛となり溶解する。この時の反応は次のように示すことができる。
【００４４】
Ｐｂ＋ＣｏＣｌ2 →ＰｂＣｌ2 ＋Ｃｏ
Ｐｂ＋ＮｉＣｌ2 →ＰｂＣｌ2 ＋Ｎｉ
一方で、鉄，クロムは電解により生じた電位差によって一部が溶融鉛界面12で還元されるが、鉄，クロムは先に示したような置換反応を起こさないため、溶融鉛界面12に残ることとなる。
【００４５】
溶融鉛中に取込まれたコバルト，ニッケルの一部は陰極側の溶融塩にまで移行し、陰極５の表面にＣｏ，Ｎｉの析出物10として回収される。この陰極５の表面への析出を促進するために、陰極５側の溶融塩８には溶融鉛界面12に攪拌機３を設置しておく。
【００４６】
このようにコバルト，ニッケルは、一部が陰極５へのＣｏ，Ｎｉの析出物10として得られ、残りは溶融金属（鉛）９中に取込まれる。溶融金属（鉛）９中に取込まれたコバルト，ニッケルは蒸留などの方法によってコバルトおよびニッケルの金属と溶融鉛とに分離することができ、溶融鉛は再び電解槽１に戻すことで再使用することができる。
【００４７】
本実施の形態における請求項１に対応する除染方法のプロセスフロー図を図２に示す。放射化汚染材料７を溶解工程13により溶解させた後、還元工程14により放射性のコバルト，ニッケルは還元され、抽出工程15により溶融鉛中に抽出される。陰極で回収する金属に付着した塩は溶融塩蒸留工程16で分離し、鉄，クロムを中心とする有用金属17を回収する一方で、溶融塩８は再利用すべく図１に示した電解槽１に投入する。また鉛は蒸留などで分離を行いコバルト，ニッケルを回収した後、再度電解槽１に投入して再利用する。
【００４８】
本実施の形態によれば、放射化汚染材料７から分離したい金属と溶融金属および塩の組合せを適当にすることで、他の金属も分離することができる。
つぎに図３により請求項５に対応する発明の実施の形態を説明する。なお、図３中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００４９】
本実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、陽極バスケット４側の溶融塩８と陰極５側の溶融塩８を隔離する隔壁２を電解槽１の中央に配置することによって、外周側に鉄，クロムの析出物11が集まるようにして、それらの塩蒸留装置19への取出しを容易にすることにある。
【００５０】
塩蒸留装置19は溶融塩８とＦｅ，Ｃｒの析出物11に連通する配管20，21がバルブ22，23を介して接続している。塩蒸留装置19の下部には流出管24がバルブ25を介して接続している。また、溶融金属９側に溶融金属蒸留装置26を配管27，28を介して接続する。配管27，28にはそれぞれバルブ29，30が接続している。さらに、溶融金属蒸留装置26の下部には流出管31がバルブ32を介して接続している。
【００５１】
ここでは、第１の実施の形態と同様に、電解槽１内に溶融金属９として溶融鉛を下部に設置し、溶融塩８相の中央に円筒状隔壁２ａを設置して、陽極バスケット４に投入した放射化汚染材料７を陽極として用い、隔壁２ａの内部に陰極５を配置して、外部の電解用電源６によって電解を行う。
【００５２】
放射化汚染材料７は陽極溶解またはハロゲンガスを用いて溶解させ、放射化汚染材料７のうちコバルトイオンやニッケルイオンは鉛との置換反応によって一度溶融金属（鉛）９中に溶解する。この反応を促進するために溶融塩８と溶融鉛９との界面に攪拌機３のインペラ３ａを配置して攪拌を行う。電解により、鉄，クロムはＦｅ，Ｃｒの析出物11として還元される。
【００５３】
一方で溶融鉛中に溶解したコバルト，ニッケルは一部が隔壁２ａ内の溶融塩８に移行し、陰極５でＦｅ，Ｃｒの析出物11として回収が可能である。また析出物11は溶融塩８と共に適当量を抜き取り、塩蒸留装置19で蒸留を行い塩を取除いた後、Ｆｅ，Ｃｒの析出物11は鉄とクロムの金属として回収し、塩は再び電解槽１内へ投入する。さらに、溶融鉛中に溶解したコバルトやニッケルは溶融鉛と共に適当量を抜き取り、溶融金属蒸留装置26で蒸留を行いコバルトとニッケルの金属を除去した後、鉛は再び電解槽１内へ投入する。
【００５４】
この装置によると、放射化汚染材料７の成分イオンは必ず溶融鉛と接触するため、コバルトやニッケルと鉛との反応は避けることができず、放射化汚染材料７の成分からコバルト，ニッケルを取除くことができ、分離効率を向上させることが可能である。
【００５５】
つぎに図４に対応する発明の実施の形態を説明する。本実施の形態は、放射化汚染材料からの放射性物質の分離効率を高めるために、陽極33と陰極５の間に導電性隔壁２を用い、その隔壁２が陽極33と陰極５の中間の電位を持つことを利用することにある。導電性隔壁２の一例として炭素を用いる。
【００５６】
電解槽１内に溶融塩８に溶解しない材料で作られた陽極るつぼ34を配置し、陽極るつぼ34内に溶融陽極35と放射化汚染材料７を投入し、保護管36で保護された陽極コンタクト37を溶融鉛などを用いた溶融陽極35を介して接触させることで陽極33として用いる。また炭素などで作られた導電性隔壁２を溶融塩８中に配置する。
【００５７】
外部電源を用いて、電流または電位を制御することにより鉛を溶出させることなく電解を行った場合、鉄とクロムはイオン化して溶融塩８中に溶解し、コバルト，ニッケルは溶解残渣として溶融陽極35中に溶け込む。
【００５８】
溶融陽極35中に回収されなかったコバルト，ニッケルがイオン化して溶融塩８中に溶け込んだ場合、導電性隔壁２が陽極電位と陰極電位の間にあるＣｏ，Ｎｉの還元電位よりも高く、ＦｅやＣｒの還元電位よりも低い適当な電位とすることで、コバルト，ニッケルを導電性隔壁２に析出させることができる。これは、金属イオンの酸化還元電位が各々異なる性質を利用したものである。
【００５９】
この装置によれば、鉄，クロムを陰極５において回収する際に、コバルト，ニッケルが陰極析出物38に混入するのを防ぐことが可能である。他の金属についても隔壁２の電位をコントロールすることで分離することができる。
【００６０】
図５（ａ），（ｂ）により請求項２，３および７に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は図５（ａ）に示すように電解槽内に溶融塩８と溶融金属９を上下二相に配置し、溶融塩８中に放射化汚染材料７と鞘管39を没入し、鞘管39内に陰極５に接続する第１の電極40を挿入したことにある。
【００６１】
本実施の形態では、放射化汚染材料７を溶解する溶融塩８としてナトリウム塩を、溶融金属９として鉛を、鞘管39としてナトリウムイオン透過性を持つベータアルミナ材を成形した円筒状鞘管を用いた場合について説明を行う。
【００６２】
この円筒状鞘管39の下端部を閉じた構造とすることで、鞘管39内部に充填されたナトリウム塩または金属ナトリウムを付加したナトリウム塩（以下、鞘管内溶融塩と記す）と溶融塩８との混合を防ぐと共に、溶融塩８と鞘管39内溶融塩の直接的な接触は防止される。この円筒状鞘管中に金属製導電体を設置し、導電体は電解用電源６に接続し、電極として用いることとする。
【００６３】
なお、陽極として放射化汚染材料７を、陰極５としてナトリウムイオン透過性鞘管に囲まれた第１の電極40を用い、電解用電源６から供給される電力を用いて電解を行い、放射化汚染材料７を溶解すると、鞘管39近傍の溶融塩８の中のナトリウムイオンは、ナトリウムイオン透過性である鞘管39を透過し鞘管内溶融塩中に移行し、さらに鞘管39内の導電体表面で金属ナトリウムに還元され鞘管39内に蓄積される。一方で陽極の放射化汚染材料７は、供給される電力によりイオンとして溶融塩８中に溶出する。
【００６４】
このとき、陽極の放射化汚染材料７を電解し溶出するための電気量と陰極５でナトリウムを選択的に析出させるために必要な電気量は等しいので、電解用電源６から供給される電力により陽極である放射化汚染材料７の溶出と陰極５での析出金属43で付す金属ナトリウムの析出が継続する。
【００６５】
このようにして溶融塩８中に溶解した放射化汚染材料７の成分のうち、コバルトイオンやニッケルイオンは装置下部に配置した溶融金属（鉛）９と接触すると、鉛の方がコバルトやニッケルよりも塩化物になりやすいため、コバルトイオンやニッケルイオンは還元され、溶融鉛中に溶解する。この反応は以下のように記述することができる。
【００６６】
Ｐｂ＋ＣｏＣｌ2 →ＰｂＣｌ2 ＋Ｃｏ
Ｐｂ＋ＮｉＣｌ2 →ＰｂＣｌ2 ＋Ｎｉ
陽極である放射化汚染材料７の全量または適当量が溶融塩８中に溶出した後に、図５（ｂ）に示すように陰極として新たに第２の電極41を設置し、陽極に第３の電極42を用い、電解用電源６を用いて電解を行うと、溶融塩８中に溶解する放射化汚染材料７の成分のうちニッケルイオン，コバルトイオンを除く金属イオンは第２の電極41の表面で金属に還元され、陰極析出物38として析出する。第３の電極42には析出金属43が付着する。
【００６７】
このとき、鞘管39内部に蓄えられた金属ナトリウムは鞘管39が選択的なナトリウムイオン透過性を持つことから、溶融塩８中にナトリウムイオンを供給する（供給されたナトリウムイオンは溶融塩８中の金属イオンよりイオンとして安定であるため陰極に析出することはない）。
【００６８】
この溶融塩８中から陰極表面への金属析出と陽極の金属ナトリウムを含む鞘管39内部の電極から鞘管39を透過して溶融塩８中へのナトリウムイオン供給は電解用電源６からの電力供給により継続する。一般的に金属を陽極として用いた電解では、陽極の溶出と陰極表面への金属析出は同時に進行する反応である。
【００６９】
本実施の形態によれば、放射化汚染材料７を陽極に用い溶解させ、一方でナトリウム透過性を備えた鞘管39の内部の陰極にナトリウムが析出するため、放射化汚染材料７の全量を陰極で析出させることなく溶融塩８中に溶解させることができる。それに伴って、溶融塩８中に溶出した放射化汚染材料７の成分である金属イオンは、溶融金属（鉛）９との接触時間を多く持つことができ、コバルトイオンやニッケルイオンを鉛によって還元し、その分離性能を高めることができる。また鞘管39を設けることにより、陽極で放射化汚染材料７を溶解する反応から独立して、コバルトイオンやニッケルイオンを鉛中に還元させる工程に最適な時間を設定することが可能である。
【００７０】
つぎに図６により請求項８に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、陽極バスケット４内にハロゲンガスの導入管44を設けて放射化汚染材料７の溶解にハロゲンガスを用いることにある。図６では、主要部のみを抜き出して図示しており、その他の部分は図１と同様なので省略しており、ハロゲンガスとして塩素ガスを用いた場合の実施の形態である。
【００７１】
放射化汚染材料７は適当な大きさに切断して陽極バスケット４に投入する。この陽極バスケット４内に塩素ガス導入管44を配置し、それを通じて塩素ガスＣｌ2を電解槽１の外から導入する。導入された塩素ガスは放射化汚染材料７に接触 し、材料を溶解させる。
【００７２】
溶解した材料成分のうち、ニッケルやコバルトなどの放射性物質は溶融金属と反応しこの内部に移行し、一方、鉄やクロムなどは溶融塩８中に溶け残り、陰極に析出させることで回収できる。この塩素ガスの導入は、電解による放射化汚染材料の溶解の代りとして用いることも可能であるが、電解を行っている際に間欠的に用いることも可能である。
【００７３】
つぎに図７により請求項９に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、電解槽１にハロゲンガス導入管44とキャリアガス導入管45を設けて電解による放射化汚染材料７の溶解時にその材料７の表面に形成される残渣層46がそれ以上の溶解を妨げるため、ハロゲンガスを用いて溶解を促進させて放射化汚染材料の高速な溶解能力を得ることにある。本実施の形態では、ハロゲンガスとして塩素ガスを用いた場合について説明する。
【００７４】
陽極側において電流密度を高くし塩素発生電位まで陽極電位を高くすることで、陽極バスケット４の表面より塩素ガスＣｌ2 を発生させて溶解速度を促進させる。
【００７５】
すなわち、陽極溶解時においては、
Ｆｅ→Ｆｅ2+＋２ｅ-1 (1)
Ｃｒ→Ｃｒ2+＋２ｅ-1 (2)
Ｃｏ→Ｃｏ2+＋２ｅ-1 (3)
Ｎｉ→Ｎｉ2+＋２ｅ-1 (4)
のうちの(1) ，(2) が優先的に起こり、コバルト，ニッケルは溶解残渣として残渣層46に残り、(3) ，(4) の反応は起こりにくい。
【００７６】
これに本実施の形態のように陽極で発生した塩素ガスを付加することで上記反応の他に
Ｆｅ＋Ｃｌ2 →ＦｅＣｌ2
Ｃｒ＋Ｃｌ2 →ＣｒＣｌ2
Ｃｏ＋Ｃｌ2 →ＣｏＣｌ2
Ｎｉ＋Ｃｌ2 →ＮｉＣｌ2
の反応が起こることで残渣層46を含めＦｅ，Ｃｒ，Ｃｏ，Ｎｉを迅速に全量溶解させることが可能である。
【００７７】
発生した塩素ガスによる電解槽１の腐食を防ぐために、キャリアガスを吹き込み、キャリアガスと塩素ガスの混合ガスを電解槽１から取出す。ここでは、溶融金属９として溶融鉛を下部に設置し、隔壁２ａを設けることで、陽極溶解あるいはハロゲンガスを用いて溶解した金属イオンと溶融鉛との接触効率を向上させ、鉛との置換反応によってコバルト，ニッケルは溶融鉛中に抽出し、一方で鉄，クロムは回収金属47としてそれぞれ回収する。
【００７８】
この装置によると、電解による放射化汚染材料の溶解時にその材料の表面に形成される残渣層46を除くことができるので、放射化汚染材料の成分を迅速に全量溶解させることが可能であり、反応の速度を向上することが可能である。
【００７９】
つぎに図８により請求項10に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、陽極バスケットに振動または回転力を付与する振動装置または回転装置を設け、電解により放射化汚染材料７の溶解時にその材料７の表面に形成される残渣層46がそれ以上の溶解を妨げるため、これを機械的に除去することにある。この図８では主要部のみを抜き出して説明する。また、ここでは溶融金属９の一例として溶融鉛を用いた場合について説明を行う。
【００８０】
放射化汚染材料７を適当な大きさに切断して陽極バスケット４に投入した後、バスケット４を陽極として電解を行うと放射化汚染材料７は溶解し始め、その一部の表面に溶解し難い残渣層46が形成される。この残渣層46は電解によって溶解しにくいコバルト，ニッケルを主成分とした層であるが、振動装置または回転装置によりバスケットに振動または回転力を付与することにより、その内部で放射化汚染材料７の表面がこすれ合い、この残渣層46は剥離される。剥離した層48の成分は溶融金属（鉛）９中に落下し、コバルト，ニッケルが主成分であるためほとんどが溶融鉛９中に溶け込む。
【００８１】
本実施の形態によれば、放射化汚染材料７を陽極として用いて電解を行った際にその表面に形成される溶融塩中に溶解し難い残渣層46によって、それ以上の放射化汚染材料７の溶出が阻害されることを防ぎ、電解を円滑に進めることが可能である。
【００８２】
つぎに図９により請求項11に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、図８に示した実施の形態と同様に電解により放射化汚染材料７の溶解時にその材料７の表面に形成される残渣層46がそれ以上の溶解を妨げるため、これを機械的に除去するために陽極バスケット４内に回転ミル49を設けたことにある。図９は主要部のみを抜き出して記載してあり、また溶融金属９の一例として溶融鉛を用いた場合について説明を行う。
【００８３】
放射化汚染材料７を適当な大きさに切断して陽極バスケット４に投入した後、バスケット４を陽極として電解を行うと、放射化汚染材料７は溶解し始め、その一部の表面に溶解しにくい残渣層46が形成される。この残渣層46は電解によって溶解しにくいコバルト，ニッケルを主成分とした層である。
【００８４】
バスケット４中に回転ミル49を設置し、それを回転して内部を攪拌することにより、その内部で放射化汚染材料７の表面がこすれ合い、残渣層46は剥離される。剥離した層48の成分は溶解金属（鉛）９中に落下し、コバルト，ニッケルが主成分であるため、ほとんどが溶解金属（鉛）９中に溶け込む。
【００８５】
本実施の形態によれば、放射化汚染材料７を陽極として用いて電解を行った際にその表面に形成される溶融塩中に溶解し難い残渣層46が剥離し、溶融塩中に落下する。そして、常に新しい面を出現して放射化汚染材料７の溶出が阻害されることを防ぎ、電解を円滑に進めることができる。
【００８６】
つぎに図10により請求項12に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、第８および第９の実施の形態と同様に電解により放射化汚染材料７の溶解時にその材料の表面に形成される残渣層46がそれ以上の溶解を妨げるため、電流または電位変動用変成装置（図示せず）を設け、これに電流または電位を一時的に大きく変動させることを繰り返して除去することにある。この図10では主要部のみを抜き出して説明する。またここでは溶融金属９の一例として溶融鉛を用いた場合について説明を行う。
【００８７】
放射化汚染材料７を適当な大きさに切断して陽極バスケット４に投入した後、バスケットを陽極として電解を行うと放射化汚染材料７は溶解し始め、その一部の表面に溶解しにくい残渣層46が形成される。
【００８８】
この残渣層46は電解によって溶解し難いコバルト，ニッケルを主成分とした層であるが、電流または電位を一時的に大きく変動させることを繰り返して、塩素発生が起こることによるこれら残渣層46の溶解及び材料内部からの鉄やクロムなどの溶解に伴う残渣層46の剥離が生じる。剥離した層48の成分は溶融鉛中に落下し、コバルト，ニッケルが主成分であるためほとんどが溶融鉛中に溶け込む。
【００８９】
本実施の形態によれば、放射化汚染材料７を陽極として用いて電解を行った際にその表面に形成される溶融塩中に溶解しにくい残渣層46によってそれ以上の放射化汚染材料７の溶出が阻害されることを防ぎ、電解を円滑に進めることが可能である。
【００９０】
つぎに図11により請求項13に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、放射化汚染材料７を投入した陽極バスケット４と攪拌機３のインペラ３ａを溶融塩８と溶融金属９との界面50に配置して放射化汚染材料７を溶融金属９と接触させ、それを陽極として用いることで放射性物質の溶融金属９への溶け込みを促すことにある。ここでは溶融金属９として溶融鉛を用いた場合について説明する。
【００９１】
放射化汚染材料７を溶融鉛と接触させ、それを陽極として電解し、その際電流あるいは電位を制御することにより鉛を溶解させないようにする一方で、鉄とクロムをイオン化し溶融塩中に溶解させる。
【００９２】
放射化汚染材料７から溶解しなかったコバルト，ニッケルは溶融鉛中に溶け込む。この反応を促進するために、溶融鉛９と溶融塩８との界面50に攪拌機３を設置し攪拌を行う。一方、溶融塩８中にイオン化して溶解した鉄とクロムは、陰極５において還元され陰極析出物38として回収できる。
【００９３】
本実施の形態によれば、放射化汚染材料の一部または全部を溶融金属と接触させることにより、溶融金属との反応時間を十分確保することができる。よって放射化汚染材料からの放射性物質の分離効率を向上できる。
【００９４】
つぎに図12により請求項14に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、溶融塩８と溶融金属９との界面50に攪拌機３のインペラ３ａを設け、界面50下近傍に陰極コンタクト51を設け、回収する陰極として溶融金属９を用い、これにより放射性物質をその溶融金属９中に抽出することで回収することにある。ここでは溶融金属９として溶融鉛を用いた場合について説明する。なお、陰極コンタクト51は陰極保護管52により保護されている。
【００９５】
放射化汚染材料７を陽極コンタクト37に接続してその主要成分である鉄，クロム，コバルト，ニッケルを電解によって溶解させ、攪拌機３のインペラ３ａで溶融鉛９と溶融塩８の界面50を攪拌させながら、溶融鉛９にこれらの金属を析出させる。
【００９６】
溶融鉛９中にコバルト，ニッケルは溶解するが、鉄，クロムは溶解せずに界面50上から溶融塩８中に浮遊している。この作用により鉄，クロムとコバルト，ニッケルを効率良く分離できる。
【００９７】
溶融鉛９および溶融塩８の一部は常時一部を抜き出して図13のプロセスフロー図に示したように蒸留装置53で処理し、コバルト，ニッケルなどの放射性物質と鉄，クロムなどの有用金属に耐熱フィルタ54により分別する。分別された鉄，クロムは溶融装置55に送られて合金化される。
【００９８】
図14から図16により請求項15に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、放射化汚染材料７を陽極で溶解させる際に、第１の実施の形態で示した陽極バスケットの代りにポーラスカーボン容器56を用いることで、放射化汚染材料７の溶解残渣が溶融塩８中に分散することを防ぐと共に、表面が酸化された放射化金属を還元して電解による溶解を促進することにある。
【００９９】
ポーラスカーボン容器56と支持構造物57で構成された陽極に放射化汚染材料７を投入して、電位または電流を制御して電解を行った場合、鉄とクロムはイオン化して溶融塩８中に溶解し陰極５において陰極析出物38として回収され、一方でコバルト，ニッケルは溶解残渣となる。
【０１００】
電解が進むにつれて、放射化汚染材料７は微細化するがポーラスカーボン容器56中に保持されて陽極残渣を極めて少なくすることができる。さらに表面が酸化された放射化汚染材料７を電解する際には、ポーラスカーボン容器56の一部が表面の酸化膜を還元し金属とすることで、電気的な溶解が進むこととなる。
【０１０１】
コバルトやニッケルが付着したポーラスカーボン容器56を、溶融塩８中から抜き出して溶融塩８と分離した後に、図15に示すように酸素ガス雰囲気で焼却処理58すると、ポーラスカーボンは二酸化炭素（ＣＯ2 ）として排気される。
【０１０２】
一方、ニッケルやコバルトは酸化され酸化物となり、他の焼却灰と共に固化処理59により固化される。図14におけるポーラスカーボン容器56からなる陽極は溶融塩８との接触性を良くするために多孔質で且つ液の流れが良い必要がある。
【０１０３】
図16（ａ）はポーラスカーボン容器56を円筒状に形成して内部に放射化汚染材料７を投入した状態であり、図16（ａ）においてポーラスカーボン容器56の外側面に拡販用フィン58を取付けた状態であり、図16（ｃ）は中空十字状ポーラスカーボン容器59内に放射化汚染材料７を投入した状態を示している。
【０１０４】
図16において電流密度を一定に保った場合を比較すると（ａ）＜（ｂ）＜（ｃ）の順に電流量を大きくすることができることから（ｃ）に示した中空十字状ポーラス容器57のような構造が望ましい。
【０１０５】
つぎに図17により請求項16に対応する発明の実施の形態を説明する。
本実施の形態は第１の溶解槽60と、この第１の溶解槽60に第１の輸送系としての第１の輸送管61および第１のバルブ62を介して接続した第２の溶解槽63と、この第２の溶解槽63に第２の輸送系としての第２の輸送管64および第２のバルブ65を介して接続した第３の溶解槽66とからなっている。
【０１０６】
第１の溶解槽60内には溶融塩８が収納し、溶融塩８中に放射化汚染材料７と陰極５を挿入した鞘管63が投入されている。第２の溶解槽63内には溶融塩８と溶融金属９を収納し、攪拌機３が設置されている。第３の溶解槽66内には溶融塩８が収納し、陽極33を挿入した鞘管39と陰極５が設けられている。これらの第１から第３の溶解槽60，63，66間に溶融塩８を次の溶解槽に輸送するための配管または輸送容器を使用する輸送機能を持った設備を設け、溶融塩の移送を行う。
【０１０７】
ここでは、ナトリウム塩を含む溶融塩８として放射化汚染材料７を溶解させる媒体に用い、鞘管39としてナトリウムイオン透過性のあるβ−アルミナを用い、第２の溶解槽63において利用する溶融金属９としては溶融鉛を用いた例について説明する。
【０１０８】
第１の溶解槽60において、陽極として放射化汚染材料７を陰極５として鞘管39内に挿入した第１の電極40を用い、外部の電解用電源から供給される電力により電解を行うことにより、陽極の放射化汚染材料７を溶融塩８中に溶解させる。
【０１０９】
このとき、ナトリウムイオン透過性鞘管39内の鞘管内溶融塩中で陰極の第１の電極40に析出するナトリウムは、放射化汚染材料７の溶出量に相当する電気量に見合った分量が析出する。なお、陽極から溶融塩８中に溶出した放射化汚染材料７の成分は全て溶融塩８中に保持され、陰極５の第１の電極40に析出することはない。
【０１１０】
この放射化汚染材料７の溶解した溶融塩を第１の輸送管61を通じて第２の溶解槽63に移送する。溶解した放射化汚染材料７の成分を含む溶融塩８は溶解槽の下部に投入された溶融金属９の溶融鉛に接触することにより、放射化汚染材料７の成分のうち、コバルトイオン，ニッケルイオンなどは鉛より金属として安定であるため、鉛により金属に還元され鉛中に移行する。
【０１１１】
こうして鉛によりコバルトイオン，ニッケルイオンなどを取除いた溶融塩８を第２の輸送管64を通じて、第３の溶解槽66に移送する。第３の溶解槽66には、陽極として第１の溶解槽60で用いた鞘管39に囲まれた電極を、陰極５として新たな電極を挿入し、外部電解用電源から供給される電力により電解を行う。
【０１１２】
この電解により、コバルトイオン，ニッケルイオンを取除かれた放射化汚染材料７の溶解した溶融塩８中から鉄，クロムを陰極析出物38として回収することができる。一方、鞘管39に囲まれた陽極33に保持されたナトリウムは、電解によってナトリウム塩に戻る。
【０１１３】
本実施の形態によれば、特定のイオンのみを透過させる鞘管39を陽極または陰極周りに配置し、さらに放射化汚染材料７を溶解させる溶融塩８にそのイオンを含む溶融塩を選択し電解を行うとき、独立した少なくとも３つ以上の溶解槽を設置する。そして、それぞれの役割として放射化汚染材料の溶解，放射性物質の溶融金属への溶解，有用金属の回収を与えることにより、各々の工程を最適条件で操業することが可能となる。
【０１１４】
特に溶融金属を用いて溶融塩中からの放射性物質を溶解させる工程では、放射性物質の分離効率を高めるためには、溶融金属への溶解に十分な時間が必要であるが、この方式により十分な時間の確保が可能となり、放射化汚染材料７からの放射性物質の分離効率は向上すると考えられる。
【０１１５】
【発明の効果】
本発明によれば、下記の通りの効果が得られる。
(1) 放射性物質で汚染された汚染物や放射化物等の放射化汚染材料を電解および溶融金属との置換反応を行うことにより、放射性核種であるコバルト，ニッケルは大部分が溶融金属相および陰極に回収することができる。また溶融金属界面に鉄，クロムのみを残すことができ、効率良く回収することができる。
【０１１６】
(2) 溶融金属として鉛を用いることができ、原子力発電所などの施設で大量に使用されている鉛を除染できるばかりではなく、再利用することが可能であり、またこのプロセスの中にクローズド化して用いることができ、廃棄物の再利用，低減が可能とする。
(3) 分離したい放射性物質に応じて溶融金属を使い分けることが可能であり、多くの金属材料の除染法として適用性が広がる。
【０１１７】
(4) 溶融塩電解法により、溶解，析出を行う際に、処理速度は電流密度によって設定でき安定した処理速度が保持できる。また電位の制御により分離性能をコントロールすることができるなど、プロセス制御が容易となる。
(5) 電解槽１基で汚染材料の受入，溶解，析出などの主要分離工程を行えるもので、プロセスが単純化できる。
【０１１８】
(6) 金属材料ばかりではなく、溶解しにくい酸化物膜を形成したような材料でも炭素を介在させることで金属材料が適用でき、対象とする汚染物質，放射化物の対象範囲が広がる。
(7) 溶融塩や溶融金属はほとんどすべての使用材料をクローズド化できるので廃棄物の発生量を少なくできる。
【図面の簡単な説明】
【図１】 請求項１および４に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図２】 請求項１に対応する発明の実施の形態を示すプロセスフロー図。
【図３】 請求項５に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図４】 他の発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図５】 （ａ）は請求項２，３および７に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）において電極を入れ換えた状態を示す縦断面図。
【図６】 請求項８に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図７】 請求項９に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図８】 請求項10に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図９】 請求項11に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図１０】 請求項12に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図１１】 請求項13に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図１２】 請求項14に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図１３】 図12における工程を説明するためのプロセスフロー図。
【図１４】 請求項15に対応する発明の実施の形態を概略的に示す縦断面図。
【図１５】 図14における電極の処分を説明するためのプロセスフロー図。
【図１６】 （ａ）は図14におけるポーラスカーボン容器の第１の例を示す横断面図、（ｂ）は同第２の例を示す横断面図、（ｃ）は同第３の例を示す横断面図。
【図１７】
請求項16に対応する発明の実施の形態を説明するための装置を一部断面で示す斜視図。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention separates and removes radioactive materials on the surface of these materials or in the materials mainly from metal materials or metal oxide materials such as structural materials and piping from radioactive waste generated from facilities such as nuclear power plants. (Decontamination) By decontaminating radioactive waste disposal categories by changing the radioactive waste disposal category, the decontamination method for radioactive pollutants configured to facilitate the reuse of radioactive waste and It relates to the device.
[0002]
[Prior art]
As a conventional decontamination method for radioactive contamination material, the material surface is contaminated with radioactive substances. In this case, a method of removing radioactive substances and other contaminants adhering to the surface of the material by physical means, chemical means or physicochemical means is generally performed.
[0003]
The physical means is a method of removing contaminants on the surface of the material by polishing with ice blast, dry ice blast, sand blast or the like. In addition, a method using chemical or physicochemical means is a method in which an oxide film or material base material on a surface of a material is dissolved and decontaminated by an acid, alkali solution or electrolysis. As an example that is difficult to cope with with these decontamination methods, there may be a case where radioactive substances such as radioactive substances are mixed not only on the surface but also inside.
[0004]
As a difficult reason for this, when dissolving from the surface of the material, since the dissolution rate is slow, the time required for dissolution up to the entire base material takes a long time. In addition, it is difficult to selectively separate only radioactive substances, and in order to increase the separation factor (DF) of radioactive substances to about 10, it is necessary to perform a multi-stage separation operation. It takes time. For this reason, in addition to the conventional decontamination method, a decontamination method using molten salt electrolysis has been developed.
[0005]
[Problems to be solved by the invention]
However, the decontamination method using molten salt electrolysis in addition to the conventional decontamination method has the following problems.
That is, in the conventional method, the separation operation needs to be performed in multiple stages as described above, and the processing becomes complicated and requires processing time. Further, even in the decontamination method using molten salt electrolysis, reduction of separation efficiency and recovery rate due to recontamination in which components to be separated are mixed into electrolytically deposited metal or the like becomes a problem. Furthermore, even when the radioactive contaminated material is dissolved by electrolysis, a remaining layer is formed on the surface of the material, which hinders dissolution.
[0006]
The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and its object is to separate a radioactive substance contained in a radioactive contamination material from a non-radioactive or low-radioactive or relatively short half-life component, and Efficient decontamination methods for radioactively contaminated waste that can reduce the amount of waste by decontaminating and recovering components to a level that makes it easy to dispose of radioactive waste disposal or a level that enables reuse as useful substances It is to provide such a device.
[0007]
[Means for Solving the Problems]
  According to the first aspect of the present invention, two phases of a molten salt and a molten metal are provided above and below in an electrolytic cell, and the anodeMolten salt on the sideAnd cathodeMolten salt on the sideIntervalOne end contacts the molten metalA partition step is provided, and a melting step in which radioactive contamination material mainly containing at least one of Fe and Cr and containing at least one of radioactive Ni and Co is dissolved by anodic dissolution or using halogen gas, and Fe deposited by this dissolution step A reduction step of reducing at least one of Cr and Cr by electrolysis, and at least one of Ni and Co dissolved in the molten salt in the dissolution stepIt has a free energy of formation of halide between the free energy of formation of molten salt and the free energy of formation of halide which is a component in the radioactive contamination material.An extraction step of moving into molten metal and extracting at least one of Fe and Cr at the cathode; a molten salt distillation step of distilling the molten salt to remove the salt and recovering at least one of Fe and Cr; and And a molten metal distillation step of removing at least one of Ni and Co by distilling the molten metal.
[0008]
According to the first aspect of the present invention, the partition wall is provided between the anode that dissolves the radioactive contamination material (metal) and the cathode that collects the separated metal to reduce and extract the radioactive component cobalt or nickel. It is possible to improve the contact with molten metal that can be performed, to separate iron and chromium at the molten metal interface, and to recover cobalt and nickel at the molten metal or cathode. As a result, recontamination of separated metals and the like can be prevented, and higher separation efficiency and higher recovery rate can be achieved.
[0009]
In addition, by providing a partition wall, some or all of the components dissolved in the molten salt do not pass through the molten metal and do not move into the other molten salt, so that the solubility of radioactive substances in the molten metal And the separation efficiency of radioactive substances from radioactive pollutants can be improved. Furthermore, a path through which a part or all of the components dissolved in the molten salt is transferred to another molten salt by the partition wall can be specified.
[0010]
  In the invention of claim 2, the radioactive contamination material is dissolved in the molten salt, and the molten salt containing the material is dissolved.It has a free energy of formation of halide between the free energy of formation of molten salt and the free energy of formation of halide which is a component in the radioactive contamination material.In the decontamination method for radioactive contamination material, the radioactive material is reduced to a metal by contacting with the molten metal and separated into a metal component that dissolves in the molten metal and a metal component that does not dissolve in the molten metal, respectively. Around the cathodesodiumElectrolyze by providing a sheath tube sealed at the lower end through which ions pass, and in the sheath tubeWhile transferring sodium ions, the radioactive contamination material is eluted in the molten salt,At least a part is brought into contact with the molten metal.
[0011]
According to the invention of claim 2, by providing a sheath tube that passes the metal ions constituting the molten salt around the cathode installed in the molten salt, the metal ions or the same can be formed inside the sheath tube by performing electrolysis. By maintaining the metal and sufficiently securing the reaction time with the molten metal, recontamination of the metal separated at the cathode can be prevented, and higher separation efficiency can be achieved.
[0012]
  The invention of claim 3The molten salt consists of sodium salt,The sheath tube is made of β-alumina. According to the invention of claim 3, by using β-alumina in the sheath tube, cobalt ions and nickel ions are reduced into molten metal (lead) independently of the reaction of dissolving the radioactive contamination material at the anode. It is possible to set an optimum time for the process to be performed.
[0013]
  The invention of claim 4 is an electrolytic cell, a molten salt and a molten metal arranged in two phases in the electrolytic cell, an anode basket and a cathode for introducing the radioactive contamination material immersed in the molten salt, Provided between the anode basket and the cathodeSeparate the molten salt on the anode side from the molten salt on the cathode side.A partition having one end in contact with the molten metal, and an electrolysis power source for applying a voltage to the anode basket and the cathode.The molten metal is composed of a metal having a free energy of formation of halide between the free energy of formation of the molten salt and the free energy of formation of halide which is a component in the radioactive contamination material.It is characterized by that.
[0014]
According to the fourth aspect of the present invention, it is possible to improve the separation efficiency of the radioactive substance from the radioactive contamination material by collecting the radioactive substance by utilizing the fact that the partition wall has an intermediate potential between the anode and the cathode. Other functions and effects are in accordance with the invention of claim 1.
[0015]
The invention of claim 5 is characterized in that the partition wall is formed in a cylindrical body, the cathode is provided in the cylindrical partition wall, and an anode basket into which the activated contamination material is charged outside the partition wall. And
[0016]
According to the invention of claim 5, since the component ions of the radioactive contamination material are in contact with the molten metal (lead), the reaction between cobalt and nickel and the molten metal (lead) cannot be avoided. Cobalt and nickel can be removed from these components, improving the separation efficiency.
[0017]
  The invention of claim 6The partition wall is made of ceramic, glass, metal, alloy, synthetic resin, or a composite of these materials.It is characterized by becoming.
[0019]
  The invention of claim 7 is provided in the electrolytic cell.Consisting of sodium saltThe molten salt and the molten metal are arranged in two phases, and the radioactive contamination material is contained in the molten salt.sodiumImmerse a sheath tube made of β-alumina material that transmits ions and insert a cathode into the sheath tube.The molten metal is made of a metal having a halide free energy of formation between the free salt formation free energy and the halide free energy of the radioactive contamination material.It is characterized by that.
[0020]
According to the invention of claim 7, the optimum time is set for the step of reducing the ions of the radioactive substance into the molten metal independently of the reaction of dissolving the radioactive contamination material at the anode by providing the sheath tube. Can do. Other functions and effects are the same as in the second and third aspects of the invention.
[0021]
The invention of claim 8 is characterized in that a halogen gas introduction pipe is provided in the anode basket. According to the eighth aspect of the invention, the halogen gas is introduced into the anode basket to dissolve the radioactive contamination material. Among the dissolved material components, radioactive substances such as nickel and cobalt react with the molten metal and migrate to the inside, and iron and chromium dissolve and remain in the molten salt. On the cathode side, when nickel or cobalt is eluted from the molten metal, it can be recovered by depositing it on the cathode.
[0022]
The invention of claim 9 is characterized in that the electrolytic cell is provided with a halogen gas introduction pipe and a carrier gas introduction pipe. According to the invention of claim 9, since the residual layer formed on the surface of the material when the radioactive contamination material is dissolved by electrolysis can be removed, the components of the radioactive contamination material can be rapidly dissolved, The reaction rate can be improved.
[0023]
The invention of claim 10 is characterized in that a vibration device or a rotation device for applying vibration or rotational force to the anode basket is provided. According to the invention of claim 10, a vibration or a rotational force is applied to the anode basket as an aid when electrolysis is performed using the activated contaminated material as an anode. Thereby, it can prevent that the elution of the radioactive contamination material further is inhibited by the residue layer which is hard to melt | dissolve in the molten salt formed in the surface, and can electrolyze smoothly.
[0024]
The invention of claim 11 is characterized in that a rotating mill is provided in the anode basket. According to the invention of claim 11, the inside of the anode basket is agitated by the rotary mill as an aid in the electrolysis of the radioactive contamination material. As a result, the surface of the radioactive contamination material is rubbed inside and the residue layer is peeled off.
[0025]
The invention of claim 12 is characterized in that a current or potential changing transformer for repeatedly changing the current or potential temporarily temporarily is provided in the anode basket and the cathode.
[0026]
According to the invention of claim 12, as an aid in dissolving the radioactive contaminated material by electrolysis, the residual layer on the surface of the material can be removed by repeating large fluctuations in current or potential temporarily.
[0027]
The invention of claim 13 is characterized in that an anode basket in which the activated contamination material is introduced and an impeller of a stirrer are arranged in parallel at the interface between the molten salt and the molten metal.
[0028]
According to the invention of claim 13, since the reaction time with the molten metal can be sufficiently ensured when the radioactive contaminated material is contacted with the molten metal and anodically dissolved, the radioactive material from the activated contaminated material can be secured. Separation efficiency can be improved.
[0029]
The invention according to claim 14 is characterized in that an anode basket filled with the radioactive contamination material is disposed in the molten salt, an impeller of the stirrer is disposed at an interface between the molten salt and the molten metal, and the cathode is melted. It is characterized by being in contact with a metal.
[0030]
According to the invention of claim 14, the radioactive contamination material is electrolyzed as an anode, and the radioactive contamination material and the radioactive substance metal are melted into the molten metal by stirring the interface between the molten salt and the molten metal with an impeller of a stirrer. Deposit on metal. The radioactive materials cobalt and nickel dissolve in the molten metal, but the radioactive contaminants iron and chromium do not dissolve and float in the molten salt from the interface. Thereby, iron, chromium, cobalt, and nickel can be separated efficiently.
[0031]
The invention of claim 15 is characterized in that the anode basket is made of porous carbon. According to the invention of claim 15, by carrying out electrolysis with the anode basket made of porous carbon, it is possible to prevent the dissolved residue of the activated contaminated material from being dispersed in the molten salt. Moreover, the radioactive contamination material whose surface was oxidized can be reduced to promote dissolution by electrolysis.
[0032]
  The invention of claim 16 includes a first dissolution tank, a second dissolution tank connected to the first dissolution tank via a first transportation system, and a second transportation system connected to the second dissolution tank. And a third dissolution tank connected through the first dissolution tank.Consisting of sodium saltThe molten salt was stored and a cathode was inserted into the molten salt.Made of β-alumina material that permeates sodium ionsPut a sheath tube and radioactive contamination material into the second dissolution tank.It has a free energy of formation of halide between the free energy of formation of molten salt and the free energy of formation of halide which is a component in the radioactive contamination material.The molten salt which melted the radioactive contamination material transferred from the molten metal and the first dissolution tank is accommodated, and a stirrer is provided and transferred from the second dissolution tank into the third dissolution tank. The molten salt from which metal ions were removed was stored and an anode was inserted into the molten salt.Made of β-alumina material that permeates sodium ionsA sheath tube and a cathode are provided.
[0033]
According to the invention of claim 16, in the first dissolution tank, the radioactive pollutant is dissolved, in the second dissolution tank, the radioactive substance is reduced to metal and dissolved in the molten metal, and the third dissolution tank Then, the useful metal after removing the radioactive substance can be recovered.
[0034]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
An embodiment of the invention corresponding to claims 1 and 4 will be described with reference to FIG.
In FIG. 1, reference numeral 1 is an electrolytic cell, and a partition wall 2 is installed vertically at a substantially central portion in the electrolytic cell 1, and a stirrer 3 is provided on both sides of the partition wall 2. An anode basket 4 is provided on one side, that is, the left side of the partition wall 2, and a cathode 5 is provided on the right side of the partition wall 2. The anode basket 4 and the cathode 5 are connected to a power source 6 for electrolysis. A radioactive contamination material 7 is accommodated in the anode basket 4, and a molten salt 8 and a molten metal 9 are accommodated in the electrolytic cell 1.
[0035]
Reference numeral 10 denotes Co and Ni deposits deposited on the cathode 5, and 11 denotes Fe and Cr deposits. The partition wall 2 is made of ceramic, glass, metal, alloy, synthetic resin, or a composite of these materials as an inert material for the molten salt 8. A material that does not dissolve by electrolysis is used as the anode, and halogen gas is used.
[0036]
Radioactive contamination material 7 is generated from nuclear power facilities such as nuclear power plants, medical facilities, research facilities, etc., or radioactively contaminated areas and areas. Or a radioactive oxide material such as a pipe or the like, or an activated and contaminated material oxide whose inner and outer surfaces are contaminated.
[0037]
As the molten metal 9, a metal having a halide generation free energy between the generation free energy of the molten salt 8 and the halide generation free energy which is a component in the activated contamination material 7 is used.
[0038]
Next, a case where a chloride-based molten salt is used for the molten salt 8 and lead is used for the molten metal 9 will be described.
As shown in FIG. 1, radioactive contamination material 7 such as contaminants and activation materials containing nickel and cobalt as radioactive materials, mainly iron and chromium, is introduced into the anode basket 4 and then melted by anodic dissolution or halogen gas. Dissolves in salt 8 as metal ions. This is then subjected to electrolysis, and these metal ions migrate to the molten lead interface 12 due to the potential difference caused thereby.
[0039]
Among the transferred metal ions, nickel and cobalt, which are the main components of the radioactive material present in the molten salt 8 on the anode basket 4 side, are reduced from chloride to metal at the molten lead interface 12, and the molten salt 8 Extracted into the phase. At the same time, part of the molten lead undergoes a substitution reaction with nickel and cobalt, and becomes lead chloride and is eluted into the molten salt on the anode side.
[0040]
On the other hand, at the molten lead interface 12 in the molten salt 8 on the anode basket 4 side, a part of the material and the main component of the radioactive material, such as iron and chromium, is deposited and reduced from chloride to metal by electrolysis. These iron and chromium metals are not extracted into the molten lead, but are recovered as precipitates 11 of Fe and Cr at the molten lead interface 12.
[0041]
In order to prevent the Fe and Cr precipitates 11 from covering the molten lead interface 12 and hindering the reduction reaction, the agitator 3 is disposed on the molten lead interface 12 in the molten salt on the anode side and agitated.
[0042]
Since the molten salt adheres to the precipitate 11 of Fe and Cr obtained at the molten lead interface 12, the molten salt 8 is separated, and useful metals such as iron and chromium are recovered. At this time, it can be distilled or melted and separated into molten salt and metal to recover iron and chromium. The separated molten salt can be reused.
[0043]
The principle of the chemical substitution reaction will be described next.
Comparing the free energy of formation of chloride, the free energy of formation of chloride increases in the order of chromium, iron, cobalt, and nickel (the absolute value is small). When molten lead, cobalt chloride, and nickel chloride coexist, lead is more likely to be chloride, so cobalt and nickel are reduced from chloride to metal at the molten lead interface 12 in the molten metal (lead) phase. On the contrary, molten lead becomes lead chloride and dissolves. The reaction at this time can be shown as follows.
[0044]
Pb + CoCl2→ PbCl2+ Co
Pb + NiCl2→ PbCl2+ Ni
On the other hand, iron and chromium are partly reduced at the molten lead interface 12 due to the potential difference generated by electrolysis, but iron and chromium do not cause a substitution reaction as shown above, and therefore remain at the molten lead interface 12. It becomes.
[0045]
A part of cobalt and nickel taken into the molten lead moves to the molten salt on the cathode side, and is recovered as Co and Ni precipitates 10 on the surface of the cathode 5. In order to promote the deposition on the surface of the cathode 5, a stirrer 3 is installed at the molten lead interface 12 in the molten salt 8 on the cathode 5 side.
[0046]
In this way, a part of cobalt and nickel is obtained as a precipitate 10 of Co and Ni on the cathode 5, and the rest is taken into the molten metal (lead) 9. Cobalt and nickel taken into the molten metal (lead) 9 can be separated into cobalt and nickel metal and molten lead by a method such as distillation, and the molten lead is reused by returning it to the electrolytic cell 1 again. can do.
[0047]
A process flow diagram of the decontamination method corresponding to claim 1 in the present embodiment is shown in FIG. After the radioactive contamination material 7 is dissolved in the melting step 13, the radioactive cobalt and nickel are reduced in the reduction step 14 and extracted in the molten lead in the extraction step 15. The salt adhering to the metal recovered at the cathode is separated in the molten salt distillation step 16 to recover the useful metal 17 centering on iron and chromium, while the molten salt 8 is shown in FIG. 1 to be reused. 1 Further, lead is separated by distillation or the like and cobalt and nickel are recovered, and then put into the electrolytic cell 1 again and reused.
[0048]
According to the present embodiment, other metals can be separated by appropriately combining the metal to be separated from the radioactive contamination material 7 with the combination of the molten metal and the salt.
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 5 will be described with reference to FIG. In FIG. 3, the same parts as those in FIG.
[0049]
This embodiment is different from the first embodiment in that the partition wall 2 that separates the molten salt 8 on the anode basket 4 side and the molten salt 8 on the cathode 5 side is arranged in the center of the electrolytic cell 1 to It is intended to facilitate the removal of the iron and chromium deposits 11 on the side to the salt distillation apparatus 19.
[0050]
In the salt distillation apparatus 19, pipes 20 and 21 communicating with the molten salt 8 and the precipitates 11 of Fe and Cr are connected via valves 22 and 23. An outflow pipe 24 is connected to the lower part of the salt distillation apparatus 19 via a valve 25. Further, a molten metal distillation apparatus 26 is connected to the molten metal 9 side through pipes 27 and 28. Valves 29 and 30 are connected to the pipes 27 and 28, respectively. Further, an outflow pipe 31 is connected to the lower part of the molten metal distillation apparatus 26 via a valve 32.
[0051]
Here, similarly to the first embodiment, molten lead 9 is installed as a molten metal 9 in the electrolytic cell 1, and a cylindrical partition 2a is installed in the center of the molten salt 8 phase. The charged radioactive contamination material 7 is used as an anode, the cathode 5 is arranged inside the partition wall 2a, and electrolysis is performed by an external electrolysis power source 6.
[0052]
The radioactive contamination material 7 is dissolved by anodic dissolution or halogen gas, and cobalt ions and nickel ions of the radioactive contamination material 7 are once dissolved in the molten metal (lead) 9 by a substitution reaction with lead. In order to promote this reaction, the impeller 3a of the stirrer 3 is disposed at the interface between the molten salt 8 and the molten lead 9, and stirring is performed. By electrolysis, iron and chromium are reduced as precipitates 11 of Fe and Cr.
[0053]
On the other hand, a part of cobalt and nickel dissolved in the molten lead moves to the molten salt 8 in the partition wall 2 a and can be recovered as the Fe and Cr precipitates 11 at the cathode 5. In addition, the precipitate 11 is extracted together with the molten salt 8 and is distilled by a salt distillation apparatus 19 to remove the salt. Then, the Fe and Cr precipitate 11 is recovered as iron and chromium metal, and the salt is electrolyzed again. Put into the tank 1. Further, an appropriate amount of cobalt and nickel dissolved in the molten lead is extracted together with the molten lead, distilled by the molten metal distillation apparatus 26 to remove the cobalt and nickel metals, and then the lead is put into the electrolytic cell 1 again.
[0054]
According to this apparatus, since the component ions of the radioactive contamination material 7 always come into contact with molten lead, the reaction between cobalt and nickel and lead cannot be avoided, and cobalt and nickel are removed from the components of the radioactive contamination material 7. The separation efficiency can be improved.
[0055]
  Next, FIG.Vs.An embodiment of the corresponding invention will be described. In the present embodiment, in order to increase the separation efficiency of radioactive substances from the radioactive contamination material, a conductive partition wall 2 is used between the anode 33 and the cathode 5, and the partition wall 2 has an intermediate potential between the anode 33 and the cathode 5. It is to take advantage of having. Carbon is used as an example of the conductive partition 2.
[0056]
An anode crucible 34 made of a material that does not dissolve in the molten salt 8 is disposed in the electrolytic cell 1, and the molten anode 35 and the radioactive contamination material 7 are placed in the anode crucible 34, and an anode contact protected by a protective tube 36. 37 is brought into contact with the molten anode 35 using molten lead or the like to be used as the anode 33. Further, the conductive partition 2 made of carbon or the like is disposed in the molten salt 8.
[0057]
When electrolysis is performed without eluting lead by controlling the current or potential using an external power source, iron and chromium are ionized and dissolved in the molten salt 8, and cobalt and nickel are dissolved as a molten residue. Melt in 35.
[0058]
When cobalt and nickel not recovered in the molten anode 35 are ionized and dissolved in the molten salt 8, the conductive partition wall 2 is higher than the reduction potential of Co and Ni between the anode potential and the cathode potential, and Fe Cobalt and nickel can be deposited on the conductive partition 2 by setting the potential to a suitable potential lower than that of Cr or Cr. This utilizes the property that the redox potentials of metal ions are different from each other.
[0059]
According to this apparatus, it is possible to prevent cobalt and nickel from being mixed into the cathode deposit 38 when iron and chromium are recovered at the cathode 5. Other metals can also be separated by controlling the potential of the partition 2.
[0060]
An embodiment of the invention corresponding to claims 2, 3 and 7 will be described with reference to FIGS.
In the present embodiment, as shown in FIG. 5A, molten salt 8 and molten metal 9 are arranged in two upper and lower phases in an electrolytic cell, and radioactive contamination material 7 and sheath tube 39 are immersed in molten salt 8. This is because the first electrode 40 connected to the cathode 5 is inserted into the sheath tube 39.
[0061]
In the present embodiment, a cylindrical sheath tube formed by molding sodium salt as the molten salt 8 for dissolving the radioactive contamination material 7, lead as the molten metal 9, and beta alumina material having sodium ion permeability as the sheath tube 39 is formed. The case where it is used will be described.
[0062]
By making the bottom end of the cylindrical sheath tube 39 closed, the sodium salt filled in the sheath tube 39 or a sodium salt added with metallic sodium (hereinafter referred to as a molten salt in the sheath tube) and the molten salt 8 are used. And the direct contact between the molten salt 8 and the molten salt in the sheath tube 39 is prevented. A metal conductor is installed in the cylindrical sheath tube, and the conductor is connected to the power source 6 for electrolysis and used as an electrode.
[0063]
The activated contamination material 7 is used as the anode, the first electrode 40 surrounded by the sodium ion permeable sheath tube is used as the cathode 5, and electrolysis is performed using the power supplied from the power source 6 for electrolysis. When the contaminating material 7 is dissolved, the sodium ions in the molten salt 8 near the sheath tube 39 pass through the sheath tube 39 that is permeable to sodium ions, and migrate into the molten salt in the sheath tube, and further the conductivity in the sheath tube 39. It is reduced to metallic sodium on the body surface and accumulated in the sheath tube 39. On the other hand, the activated radioactive contamination material 7 of the anode is eluted into the molten salt 8 as ions by the supplied power.
[0064]
At this time, since the amount of electricity for electrolyzing and eluting the radioactive contamination material 7 of the anode is equal to the amount of electricity necessary for selectively depositing sodium at the cathode 5, the amount of electricity supplied from the electrolysis power supply 6 is the same. The elution of the radioactive contamination material 7 as the anode and the deposition of metallic sodium attached to the deposited metal 43 at the cathode 5 continue.
[0065]
Of the components of the radioactive contamination material 7 dissolved in the molten salt 8 in this way, when cobalt ions or nickel ions come into contact with the molten metal (lead) 9 disposed at the lower part of the apparatus, lead is more likely than cobalt or nickel. Since it easily becomes a chloride, cobalt ions and nickel ions are reduced and dissolved in molten lead. This reaction can be described as follows.
[0066]
Pb + CoCl2→ PbCl2+ Co
Pb + NiCl2→ PbCl2+ Ni
After the total amount or appropriate amount of the radioactive contamination material 7 serving as the anode is eluted in the molten salt 8, a second electrode 41 is newly installed as a cathode as shown in FIG. When electrolysis is performed using the electrode 42 and the power source 6 for electrolysis, the metal ions excluding nickel ions and cobalt ions out of the components of the radioactive contamination material 7 dissolved in the molten salt 8 are on the surface of the second electrode 41. To be deposited as a cathode deposit 38. Deposited metal 43 adheres to the third electrode 42.
[0067]
At this time, the sodium metal stored in the sheath tube 39 supplies sodium ions into the molten salt 8 because the sheath tube 39 has selective sodium ion permeability (the supplied sodium ions are molten salt 8). Because it is more stable as an ion than the metal ion in it, it does not deposit on the cathode).
[0068]
The metal deposition from the molten salt 8 onto the cathode surface and the supply of sodium ions from the electrode inside the sheath tube 39 containing the sodium metal of the anode through the sheath tube 39 into the molten salt 8 is performed by electric power from the electrolysis power source 6. Continue with supply. In general, in electrolysis using a metal as an anode, elution of the anode and metal deposition on the cathode surface are reactions that proceed simultaneously.
[0069]
According to the present embodiment, the radioactive contamination material 7 is dissolved in the anode while sodium is deposited on the cathode inside the sheath tube 39 having sodium permeability, so that the total amount of the radioactive contamination material 7 is reduced. It can be dissolved in the molten salt 8 without being deposited at the cathode. Accordingly, the metal ions that are components of the radioactive contamination material 7 eluted in the molten salt 8 can have a long contact time with the molten metal (lead) 9 and reduce cobalt ions and nickel ions with lead. In addition, the separation performance can be enhanced. In addition, by providing the sheath tube 39, it is possible to set an optimum time for the step of reducing cobalt ions or nickel ions into lead independently of the reaction of dissolving the radioactive contamination material 7 at the anode.
[0070]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 8 will be described with reference to FIG.
In the present embodiment, a halogen gas introduction tube 44 is provided in the anode basket 4, and the halogen gas is used for dissolving the radioactive contamination material 7. In FIG. 6, only the main part is extracted and illustrated, and the other parts are omitted because they are the same as in FIG. 1, and this is an embodiment in which chlorine gas is used as the halogen gas.
[0071]
The radioactive contamination material 7 is cut into an appropriate size and placed in the anode basket 4. A chlorine gas introduction pipe 44 is disposed in the anode basket 4, and chlorine gas Cl 2 is introduced from the outside of the electrolytic cell 1 through it. The introduced chlorine gas comes into contact with the radioactive contamination material 7 and dissolves the material.
[0072]
Of the dissolved material components, radioactive substances such as nickel and cobalt react with the molten metal and migrate to the inside, while iron and chromium remain undissolved in the molten salt 8 and can be recovered by being deposited on the cathode. The introduction of the chlorine gas can be used as a substitute for dissolving the radioactive contamination material by electrolysis, but can also be used intermittently during electrolysis.
[0073]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 9 will be described with reference to FIG.
In the present embodiment, a halogen gas introduction pipe 44 and a carrier gas introduction pipe 45 are provided in the electrolytic cell 1 so that the residue layer 46 formed on the surface of the material 7 when the radioactive contamination material 7 is dissolved by electrolysis is further increased. In order to prevent dissolution, the object is to accelerate the dissolution using a halogen gas to obtain a high-speed dissolution capability of the activated contaminated material. In this embodiment, the case where chlorine gas is used as the halogen gas will be described.
[0074]
By increasing the current density on the anode side and increasing the anode potential to the chlorine generation potential, chlorine gas Cl is released from the surface of the anode basket 4.2To accelerate the dissolution rate.
[0075]
That is, during anodic dissolution,
Fe → Fe2++ 2e-1      (1)
Cr → Cr2++ 2e-1      (2)
Co → Co2++ 2e-1      (3)
Ni → Ni2++ 2e-1      (Four)
Of these, (1) and (2) occur preferentially, cobalt and nickel remain in the residue layer 46 as dissolved residues, and the reactions (3) and (4) hardly occur.
[0076]
In addition to the above reaction, chlorine gas generated at the anode is added to this as in this embodiment.
Fe + Cl2→ FeCl2
Cr + Cl2→ CrCl2
Co + Cl2→ CoCl2
Ni + Cl2→ NiCl2
As a result of this reaction, Fe, Cr, Co, and Ni including the residue layer 46 can be rapidly dissolved.
[0077]
In order to prevent corrosion of the electrolytic cell 1 due to the generated chlorine gas, a carrier gas is blown and a mixed gas of the carrier gas and the chlorine gas is taken out from the electrolytic cell 1. Here, molten lead is installed as the molten metal 9 at the bottom, and the partition wall 2a is provided to improve the contact efficiency between molten metal ions and molten lead using a halogen gas and substitution reaction with lead. As a result, cobalt and nickel are extracted into molten lead, while iron and chromium are recovered as recovered metal 47, respectively.
[0078]
According to this apparatus, since the residue layer 46 formed on the surface of the material at the time of dissolution of the radioactive contamination material by electrolysis can be removed, it is possible to quickly dissolve all the components of the radioactive contamination material, It is possible to improve the rate of reaction.
[0079]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 10 will be described with reference to FIG.
In the present embodiment, a vibration device or a rotation device for applying vibration or rotational force to the anode basket is provided, and a residue layer 46 formed on the surface of the material 7 when the radioactive contamination material 7 is dissolved by electrolysis is further increased. To prevent dissolution, this is to remove it mechanically. In FIG. 8, only the main part is extracted and described. Here, a case where molten lead is used as an example of the molten metal 9 will be described.
[0080]
After the radioactive contamination material 7 is cut into an appropriate size and put into the anode basket 4, when electrolysis is performed using the basket 4 as an anode, the activation contamination material 7 starts to dissolve and hardly dissolves on a part of the surface thereof. A residue layer 46 is formed. This residual layer 46 is a layer mainly composed of cobalt and nickel which are difficult to dissolve by electrolysis. By applying vibration or rotational force to the basket by the vibration device or the rotation device, the radioactive contamination material 7 is formed inside thereof. The surfaces are rubbed together, and the residual layer 46 is peeled off. The components of the peeled layer 48 fall into the molten metal (lead) 9, and most of them dissolve into the molten lead 9 because cobalt and nickel are the main components.
[0081]
According to the present embodiment, when the electrolysis is performed using the activated contaminated material 7 as an anode, the remaining contaminated material 7 is difficult to dissolve in the molten salt formed on the surface of the activated contaminated material 7. It is possible to prevent the elution of hindered from being hindered and to promote electrolysis smoothly.
[0082]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 11 will be described with reference to FIG.
In the present embodiment, the residue layer 46 formed on the surface of the material 7 is prevented from further dissolution when the radioactive contamination material 7 is dissolved by electrolysis as in the embodiment shown in FIG. A rotary mill 49 is provided in the anode basket 4 for mechanical removal. FIG. 9 shows only the main part extracted, and the case where molten lead is used as an example of the molten metal 9 will be described.
[0083]
After the radioactive contamination material 7 is cut into an appropriate size and put into the anode basket 4, when electrolysis is performed using the basket 4 as an anode, the activation contamination material 7 starts to dissolve and dissolves on a part of the surface thereof. A difficult residue layer 46 is formed. The residue layer 46 is a layer mainly composed of cobalt and nickel that are difficult to dissolve by electrolysis.
[0084]
By installing a rotating mill 49 in the basket 4 and rotating it to stir the inside, the surface of the radioactive contamination material 7 is rubbed inside and the residue layer 46 is peeled off. The components of the peeled layer 48 fall into the molten metal (lead) 9 and cobalt and nickel are the main components, so that most of them are dissolved into the molten metal (lead) 9.
[0085]
According to the present embodiment, when electrolysis is performed using the activated contaminated material 7 as an anode, the residue layer 46 that is difficult to dissolve in the molten salt formed on the surface peels off and falls into the molten salt. . And it can prevent that a new surface always appears and the elution of the radioactive contamination material 7 is inhibited, and can electrolyze smoothly.
[0086]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 12 will be described with reference to FIG.
In the present embodiment, since the residue layer 46 formed on the surface of the radioactive contamination material 7 by electrolysis dissolves further dissolution as in the eighth and ninth embodiments, the current or A potential change transformer (not shown) is provided, and the current or potential is temporarily changed greatly to be removed repeatedly. In FIG. 10, only the main part is extracted and described. Here, a case where molten lead is used as an example of the molten metal 9 will be described.
[0087]
After the radioactive contamination material 7 is cut into an appropriate size and put into the anode basket 4, when electrolysis is performed using the basket as an anode, the radioactive contamination material 7 starts to dissolve, and a residue that hardly dissolves on a part of the surface. Layer 46 is formed.
[0088]
This residue layer 46 is a layer mainly composed of cobalt and nickel, which is difficult to dissolve by electrolysis. However, the residue layer 46 is dissolved due to generation of chlorine by repeatedly changing the current or potential temporarily. Further, the residue layer 46 is peeled off due to dissolution of iron, chromium, etc. from the inside of the material. The components of the peeled layer 48 fall into the molten lead, and most of them dissolve in the molten lead because cobalt and nickel are the main components.
[0089]
According to the present embodiment, when the activated pollutant 7 is used as an anode, when the electrolysis is performed, the residual layer 46 which is difficult to dissolve in the molten salt formed on the surface of the activated pollutant 7 further increases. It is possible to prevent the elution from being hindered and to proceed the electrolysis smoothly.
[0090]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 13 will be described with reference to FIG.
In this embodiment, the anode basket 4 charged with the radioactive contamination material 7 and the impeller 3a of the stirrer 3 are arranged at the interface 50 between the molten salt 8 and the molten metal 9 to bring the radioactive contamination material 7 into contact with the molten metal 9. And using it as an anode promotes the penetration of radioactive material into the molten metal 9. Here, the case where molten lead is used as the molten metal 9 will be described.
[0091]
The radioactive contamination material 7 is brought into contact with molten lead and electrolyzed as an anode, in which case the current or potential is controlled so as not to dissolve lead, while iron and chromium are ionized and dissolved in the molten salt. Let
[0092]
Cobalt and nickel not dissolved from the radioactive contamination material 7 dissolve into the molten lead. In order to promote this reaction, the stirrer 3 is installed at the interface 50 between the molten lead 9 and the molten salt 8 and stirred. On the other hand, iron and chromium ionized and dissolved in the molten salt 8 are reduced at the cathode 5 and can be recovered as the cathode deposit 38.
[0093]
According to the present embodiment, it is possible to ensure a sufficient reaction time with the molten metal by bringing a part or all of the radioactive contamination material into contact with the molten metal. Therefore, the separation efficiency of the radioactive substance from the radioactive contamination material can be improved.
[0094]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 14 will be described with reference to FIG.
In the present embodiment, the impeller 3a of the stirrer 3 is provided at the interface 50 between the molten salt 8 and the molten metal 9, the cathode contact 51 is provided near the interface 50, and the molten metal 9 is used as a cathode to be recovered, thereby causing radioactive activity. The substance is to be recovered by extracting it into the molten metal 9. Here, the case where molten lead is used as the molten metal 9 will be described. The cathode contact 51 is protected by a cathode protection tube 52.
[0095]
The radioactive contamination material 7 is connected to the anode contact 37 and its main components, iron, chromium, cobalt and nickel, are dissolved by electrolysis, and the interface 50 between the molten lead 9 and the molten salt 8 is stirred by the impeller 3a of the stirrer 3. However, these metals are deposited on the molten lead 9.
[0096]
Cobalt and nickel are dissolved in the molten lead 9, but iron and chromium are not dissolved but float in the molten salt 8 from the interface 50. This action enables efficient separation of iron, chromium, cobalt, and nickel.
[0097]
A part of molten lead 9 and molten salt 8 is always extracted and treated with a distillation apparatus 53 as shown in the process flow diagram of FIG. 13, and a radioactive material such as cobalt and nickel, and a useful metal such as iron and chromium. They are separated by the heat resistant filter 54. The separated iron and chromium are sent to the melting device 55 to be alloyed.
[0098]
An embodiment of the invention corresponding to claim 15 will be described with reference to FIGS.
In this embodiment, when the radioactive contamination material 7 is dissolved at the anode, the porous carbon container 56 is used instead of the anode basket shown in the first embodiment, so that the dissolution residue of the activation contamination material 7 is obtained. Is to prevent the metal from being dispersed in the molten salt 8 and to promote the dissolution by electrolysis by reducing the activated metal whose surface has been oxidized.
[0099]
When the activated contamination material 7 is put into the anode composed of the porous carbon container 56 and the support structure 57 and electrolysis is performed by controlling the electric potential or current, the iron and chromium are ionized into the molten salt 8. Dissolved and collected as cathode deposit 38 at cathode 5, while cobalt and nickel become dissolved residues.
[0100]
As the electrolysis progresses, the radioactive contamination material 7 becomes finer, but is retained in the porous carbon container 56, and the anode residue can be extremely reduced. Furthermore, when electrolyzing the radioactive contamination material 7 whose surface has been oxidized, a part of the porous carbon container 56 reduces the surface oxide film to a metal, so that electrical dissolution proceeds.
[0101]
After the porous carbon container 56 to which cobalt or nickel is adhered is extracted from the molten salt 8 and separated from the molten salt 8, when the incineration treatment 58 is performed in an oxygen gas atmosphere as shown in FIG.2) Is exhausted.
[0102]
On the other hand, nickel and cobalt are oxidized to oxides and solidified by the solidification process 59 together with other incineration ash. The anode composed of the porous carbon container 56 in FIG. 14 needs to be porous and have a good liquid flow in order to improve the contact with the molten salt 8.
[0103]
FIG. 16 (a) shows a state in which the porous carbon container 56 is formed in a cylindrical shape and the activated contamination material 7 is introduced therein. In FIG. 16 (a), the sales expansion fin 58 is provided on the outer surface of the porous carbon container 56. FIG. 16C shows a state in which the radioactive contamination material 7 is put into the hollow cross-shaped porous carbon container 59.
[0104]
In FIG. 16, when the current density is kept constant, the amount of current can be increased in the order of (a) <(b) <(c), so that the hollow cross-shaped porous container 57 shown in FIG. The structure is desirable.
[0105]
Next, an embodiment of the invention corresponding to claim 16 will be described with reference to FIG.
In this embodiment, a first dissolution tank 60 and a second dissolution tank connected to the first dissolution tank 60 via a first transport pipe 61 and a first valve 62 as a first transport system. 63 and a third dissolution tank 66 connected to the second dissolution tank 63 via a second transport pipe 64 and a second valve 65 as a second transport system.
[0106]
A molten salt 8 is accommodated in the first dissolution tank 60, and a sheath tube 63 in which the radioactive contamination material 7 and the cathode 5 are inserted in the molten salt 8. In the second dissolution tank 63, the molten salt 8 and the molten metal 9 are accommodated, and the stirrer 3 is installed. A molten salt 8 is accommodated in the third dissolution tank 66, and a sheath tube 39 into which an anode 33 is inserted and a cathode 5 are provided. Between these first to third dissolution tanks 60, 63 and 66, a facility having a transport function using a piping or a transport container for transporting the molten salt 8 to the next dissolution tank is provided to transfer the molten salt. I do.
[0107]
Here, a molten metal 8 used as a molten salt 8 containing a sodium salt is used as a medium for dissolving the radioactive contamination material 7, β-alumina having sodium ion permeability is used as the sheath tube 39, and a molten metal used in the second melting tank 63. As 9, an example using molten lead will be described.
[0108]
In the first dissolution tank 60, by using the first electrode 40 inserted into the sheath tube 39 with the activated pollutant 7 as the anode 5 as the anode, electrolysis is performed by the electric power supplied from the external electrolysis power source. The anode activation contamination material 7 is dissolved in the molten salt 8.
[0109]
At this time, sodium deposited on the cathode first electrode 40 in the molten salt in the sheath tube in the sodium ion permeable sheath tube 39 is deposited in an amount corresponding to the amount of electricity corresponding to the amount of elution of the radioactive contamination material 7. To do. It should be noted that all the components of the activated contamination material 7 eluted from the anode into the molten salt 8 are held in the molten salt 8 and are not deposited on the first electrode 40 of the cathode 5.
[0110]
The molten salt in which the radioactive contamination material 7 is dissolved is transferred to the second dissolution tank 63 through the first transport pipe 61. The molten salt 8 containing the components of the activated radioactive contamination material 7 comes into contact with the molten lead of the molten metal 9 charged in the lower part of the dissolution tank, so that cobalt ions and nickel ions among the components of the radioactive contamination material 7 are contacted. Is more stable as a metal than lead, and is reduced to metal by lead and transferred into lead.
[0111]
In this way, the molten salt 8 from which cobalt ions, nickel ions, etc. have been removed by lead is transferred to the third dissolution tank 66 through the second transport pipe 64. In the third dissolution tank 66, an electrode surrounded by the sheath tube 39 used in the first dissolution tank 60 as an anode is inserted, and a new electrode is inserted as the cathode 5, and is supplied with electric power supplied from an external electrolysis power source. Perform electrolysis.
[0112]
By this electrolysis, iron and chromium can be recovered as the cathode deposit 38 from the molten salt 8 in which the radioactive contamination material 7 from which cobalt ions and nickel ions have been removed is dissolved. On the other hand, sodium held in the anode 33 surrounded by the sheath tube 39 returns to a sodium salt by electrolysis.
[0113]
According to the present embodiment, a sheath tube 39 that allows only specific ions to pass through is disposed around the anode or the cathode, and a molten salt containing the ions is selected as the molten salt 8 that dissolves the radioactive contamination material 7. When performing the above, at least three or more independent dissolution tanks are installed. Each process can be operated under optimum conditions by dissolving the radioactive contamination material, dissolving the radioactive substance in the molten metal, and recovering the useful metal.
[0114]
In particular, in the step of dissolving the radioactive substance from the molten salt using the molten metal, sufficient time is required for dissolution in the molten metal in order to increase the separation efficiency of the radioactive substance. Time can be secured, and it is considered that the separation efficiency of the radioactive substance from the radioactive contamination material 7 is improved.
[0115]
【The invention's effect】
According to the present invention, the following effects can be obtained.
(1) Cobalt and nickel radionuclides are mostly composed of molten metal phase and cathode by electrolysis and substitution reaction of radioactive pollutants such as pollutants and radioactive materials contaminated with radioactive materials with molten metals. Can be recovered. Moreover, only iron and chromium can be left at the molten metal interface, and can be efficiently recovered.
[0116]
(2) Lead can be used as a molten metal, not only can it be decontaminated, but also reused in large quantities in facilities such as nuclear power plants. It can be used in closed form, enabling reuse and reduction of waste.
(3) It is possible to use the molten metal properly according to the radioactive material to be separated, and the applicability is widened as a decontamination method for many metal materials.
[0117]
(4) When dissolving and depositing by the molten salt electrolysis method, the processing speed can be set by the current density, and a stable processing speed can be maintained. In addition, the process control is facilitated such that the separation performance can be controlled by controlling the potential.
(5) The main separation process such as acceptance, dissolution, and precipitation of contaminated materials can be performed with one electrolytic cell, simplifying the process.
[0118]
(6) Not only metal materials, but also materials that form oxide films that are difficult to dissolve can be applied by interposing carbon, and the scope of target pollutants and radioactive materials can be expanded.
(7) Since almost all materials used for molten salt and molten metal can be closed, the amount of waste generated can be reduced.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claims 1 and 4;
FIG. 2 is a process flow diagram showing an embodiment of the invention corresponding to claim 1;
3 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 5. FIG.
[Fig. 4]other1 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention.
5A is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claims 2, 3 and 7. FIG. 5B is a longitudinal sectional view showing a state in which the electrodes are replaced in FIG. .
6 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 8. FIG.
7 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 9. FIG.
8 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 10. FIG.
9 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 11. FIG.
10 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 12. FIG.
11 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 13. FIG.
12 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 14. FIG.
FIG. 13 is a process flow diagram for explaining the steps in FIG. 12;
14 is a longitudinal sectional view schematically showing an embodiment of the invention corresponding to claim 15. FIG.
FIG. 15 is a process flow diagram for explaining disposal of electrodes in FIG. 14;
16 (a) is a cross-sectional view showing a first example of the porous carbon container in FIG. 14, (b) is a cross-sectional view showing the second example, and (c) is a third example. FIG.
FIG. 17
  The perspective view which shows the apparatus for describing embodiment of the invention corresponding to Claim 16 in a partial cross section.

Claims (16)

電解槽内に溶融塩と溶融金属の二相を上下に設け、陽極側の溶融塩と陰極側の溶融塩間を区隔し一端が前記溶融金属に接触する隔壁を設け、Ｆｅ及びＣｒの少なくとも一方を主体とし、放射性のＮｉ及びＣｏの少なくとも一方を含む放射化汚染材料を陽極溶解またはハロゲンガスを用いて溶解する溶解工程と、この溶解工程により析出したＦｅ及びＣｒの少なくとも一方を電解により還元する還元工程と、前記溶解工程で溶融塩中に溶解したＮｉ及びＣｏの少なくとも一方を前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ溶融金属中に移行し、陰極でＦｅ及びＣｒの少なくとも一方を抽出する抽出工程と、前記溶融塩を蒸留して塩を除去し、Ｆｅ及びＣｒの少なくとも一方を回収する溶融塩蒸留工程と、前記溶融金属を蒸留してＮｉ及びＣｏの少なくとも一方を除去する溶融金属蒸留工程とを具備したことを特徴とする放射化汚染材料の除染方法。In the electrolytic cell, two phases of molten salt and molten metal are provided above and below, a partition is provided between the molten salt on the anode side and the molten salt on the cathode side and one end is in contact with the molten metal, and includes at least Fe and Cr. One of the main components, a radioactive step of dissolving radioactive contamination material containing at least one of radioactive Ni and Co using anodic dissolution or halogen gas, and at least one of Fe and Cr deposited by this dissolution step is reduced by electrolysis A reduction step, and at least one of Ni and Co dissolved in the molten salt in the melting step between the free energy of formation of the molten salt and the free energy of formation of halide which is a component in the radioactive contamination material moves to molten metal having a free energy of halide, an extraction step of extracting at least one of Fe and Cr in the cathode, salts and distilling the molten salt Radioactive contamination comprising: a molten salt distillation step for removing and recovering at least one of Fe and Cr; and a molten metal distillation step for distilling the molten metal to remove at least one of Ni and Co Material decontamination method. 放射化汚染材料を溶融塩中で溶解し、前記材料を含んだ溶融塩を前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ溶融金属と接触させて放射性物質を金属に還元して溶融金属に溶解する金属成分と溶融金属に溶解しない金属成分に分離してそれぞれ回収する放射化汚染材料の除染方法において、前記溶融塩中に設ける陰極の周囲にナトリウムイオンを透過する下端が封止した鞘管を設けて電解を行い、前記鞘管内にナトリウムイオンを移行させるとともに、前記放射化汚染材料を前記溶融塩中に溶出させその溶出成分の少なくとも一部を前記溶融金属と接触させることを特徴とする放射化汚染材料の除染方法。A radioactive contaminant is dissolved in a molten salt, and the molten salt containing the material is between a free energy of formation of the molten salt and a free energy of formation of a halide which is a component in the radioactive contaminated material. Of radioactive pollutants that are separated into metal components that are dissolved in molten metal and metal components that are not dissolved in molten metal by recovering the radioactive material into metal by contacting with molten metal having free energy of formation In the molten salt, the outer periphery of the cathode provided in the molten salt is provided with a sheath tube sealed at the lower end that allows sodium ions to be electrolyzed, the sodium ions are transferred into the sheath tube, and the radioactive contamination material is melted. A decontamination method for a radioactive contamination material, characterized by elution into a salt and contacting at least a part of the eluted component with the molten metal. 前記溶融塩はナトリウム塩からなり、前記鞘管はβ−アルミナからなることを特徴とする請求項２記載の放射化汚染材料の除染方法。 The method for decontaminating radioactive contamination according to claim 2, wherein the molten salt is made of sodium salt, and the sheath tube is made of β-alumina. 電解槽と、この電解槽内に二相に配置された溶融塩および溶融金属と、前記溶融塩中に浸漬された放射化汚染材料を投入する陽極バスケットおよび陰極と、前記陽極バスケットと前記陰極との間に設けられ陽極側の溶融塩と陰極側の溶融塩間を区隔し一端が前記溶融金属に接触する隔壁と、前記陽極バスケットおよび前記陰極に電圧を印加する電解用電源とを具備し、前記溶融金属は前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ金属から成ることを特徴とする放射化汚染材料の除染装置。An electrolytic cell; a molten salt and a molten metal arranged in two phases in the electrolytic cell; an anode basket and a cathode into which radioactive contamination material immersed in the molten salt is charged; the anode basket and the cathode; A partition wall between the anode-side molten salt and the cathode-side molten salt and having one end in contact with the molten metal; and an electrolysis power source for applying a voltage to the anode basket and the cathode. The molten metal is made of a metal having a halide free energy between the free salt formation free energy and the free halide formation energy of the radioactive contamination material. Contamination material decontamination equipment. 前記隔壁は筒形に形成され、この筒形隔壁内に前記陰極を設け、前記隔壁の外側に前記放射化汚染材料を投入する陽極バスケットを設けてなることを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  5. The radiation according to claim 4, wherein the partition wall is formed in a cylindrical shape, the cathode is provided in the cylindrical partition wall, and an anode basket for introducing the activated contamination material is provided outside the partition wall. Contamination material decontamination equipment. 前記隔壁はセラミックス，ガラス，金属，合金，合成樹脂、またはこれら材質の複合物からなることを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。 The decontamination apparatus for radioactive contamination material according to claim 4, wherein the partition wall is made of ceramic, glass, metal, alloy, synthetic resin, or a composite of these materials . 電解槽内にナトリウム塩からなる溶融塩と溶融金属とを二相に配置し、前記溶融塩中に放射化汚染材料とナトリウムイオンを透過するβ−アルミナ材で形成した鞘管を没入し、前記鞘管内に陰極を挿入してなり、前記溶融金属は前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ金属から成ることを特徴とする放射化汚染材料の除染装置。A molten salt made of sodium salt and a molten metal are arranged in two phases in an electrolytic cell, and a sheath tube formed of a β-alumina material that transmits radioactive contamination material and sodium ions is immersed in the molten salt, sheath tube Ri name by inserting the cathode into the molten metal the free energy of the halide between the free energy of the halide is a component of the radiation of contaminant material and free energy of the molten salt decontamination apparatus activation contaminating material, characterized in forming Rukoto metal with. 前記陽極バスケット内にハロゲンガス導入管を設けてなることを特徴とする請求項４乃至６いずれか１項記載の放射化汚染材料の除染装置。The decontamination apparatus for radioactive contamination material according to any one of claims 4 to 6, wherein a halogen gas introduction pipe is provided in the anode basket. 前記電解槽にハロゲンガス導入管とキャリアガス導入管を設けてなることを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  5. The decontamination apparatus for radioactive contamination material according to claim 4, wherein a halogen gas introduction pipe and a carrier gas introduction pipe are provided in the electrolytic cell. 前記陽極バスケットに振動または回転力を付与する振動装置または回転装置を設けたことを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  5. The decontamination apparatus for radioactive contamination material according to claim 4, further comprising a vibration device or a rotation device that applies vibration or rotational force to the anode basket. 前記陽極バスケット内に回転ミルを設けたことを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  The decontamination apparatus for radioactive contamination material according to claim 4, wherein a rotating mill is provided in the anode basket. 前記陽極バスケットと前記陰極に電流または電位を変動させる電流または電位変動用変成装置を設けたことを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  5. The decontamination apparatus for radioactive contamination material according to claim 4, wherein a current or potential changing device for changing current or potential is provided in the anode basket and the cathode. 前記溶融塩と前記溶融金属との界面に前記放射化汚染材料を投入した陽極バスケットと攪拌機のインペラを並列配置してなることを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  5. The decontamination apparatus for activated contamination material according to claim 4, wherein an anode basket into which the activated contamination material is charged and an impeller of a stirrer are arranged in parallel at the interface between the molten salt and the molten metal. 前記溶融塩内に前記放射化汚染材料を投入する陽極バスケットを配置し、前記溶融塩と前記溶融金属との界面に前記攪拌機のインペラを配置し、前記陰極を前記溶融金属に接触させてなることを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  An anode basket for charging the radioactive contamination material is disposed in the molten salt, an impeller of the agitator is disposed at an interface between the molten salt and the molten metal, and the cathode is brought into contact with the molten metal. The decontamination apparatus of the activated contamination material according to claim 4. 前記陽極バスケットをポーラスカーボンで構成してなることを特徴とする請求項４記載の放射化汚染材料の除染装置。  5. The radioactive contamination material decontamination apparatus according to claim 4, wherein the anode basket is made of porous carbon. 第１の溶解槽と、この第１の溶解槽に第１の輸送系を介して接続した第２の溶解槽と、この第２の溶解槽に第２の輸送系を介して接続した第３の溶解槽とからなり、前記第１の溶解槽内にナトリウム塩からなる溶融塩を収納するとともに、この溶融塩内に陰極を挿入したナトリウムイオンを透過するβ−アルミナ材で形成した鞘管および放射化汚染材料を投入し、前記第２の溶解槽内に前記溶融塩の生成自由エネルギーと前記放射化汚染材料中の成分であるハロゲン化物の生成自由エネルギーとの間にハロゲン化物の生成自由エネルギーを持つ溶融金属と前記第１の溶解槽から移送される前記放射化汚染材料を溶解した溶融塩を収納するとともに攪拌機が設けられ、前記第３の溶解槽内に前記第２の溶解槽から移送される金属イオンが除去された溶融塩を収納するとともにこの溶融塩中に陽極を挿入したナトリウムイオンを透過するβ−アルミナ材で形成した鞘管および陰極を設けてなることを特徴とする放射化汚染材料の除染装置。A first dissolution tank; a second dissolution tank connected to the first dissolution tank via a first transport system; and a third dissolution tank connected to the second dissolution tank via a second transport system. And a sheath tube made of β-alumina material that contains sodium salt in the first dissolution tank, and has sodium ions that have a cathode inserted into the molten salt. Activated contamination material is charged, and the free formation energy of halide is generated between the free energy of formation of the molten salt and the free formation energy of halide which is a component in the activated contamination material in the second dissolution tank. A molten metal having dissolved therein and a molten salt in which the radioactive contamination material transferred from the first dissolution tank is dissolved, and a stirrer is provided and transferred from the second dissolution tank to the third dissolution tank Removed metal ions Decontamination apparatus activation contaminating material characterized by comprising providing a sleeve pipe and a cathode formed by β- alumina material which transmits sodium ions inserting the anode into the molten salt with housing the molten salt.
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