JPH0327000A - 核燃料再処理廃液からのルテニウム回収装置 - Google Patents
核燃料再処理廃液からのルテニウム回収装置Info
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- JPH0327000A JPH0327000A JP16076289A JP16076289A JPH0327000A JP H0327000 A JPH0327000 A JP H0327000A JP 16076289 A JP16076289 A JP 16076289A JP 16076289 A JP16076289 A JP 16076289A JP H0327000 A JPH0327000 A JP H0327000A
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- ruthenium
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、核燃料再処理工場のルテニウム回収系に係り
，特に、高レベル廃液中からのルテニウムを回収するの
に好適な回収系に関する。
，特に、高レベル廃液中からのルテニウムを回収するの
に好適な回収系に関する。
従来，核燃料再処理廃液からのルテニウムの回収は，特
開昭６２−１１５３９９号公報で開示のように、再処理
廃液を加熱し、廃液中の硝Ｈａ度が一定値となった時点
で酸化剤を供給し，廃液中のルテニウムを酸化させ、ガ
ス状とし，冷却後、吸収装置により回収されていた。
開昭６２−１１５３９９号公報で開示のように、再処理
廃液を加熱し、廃液中の硝Ｈａ度が一定値となった時点
で酸化剤を供給し，廃液中のルテニウムを酸化させ、ガ
ス状とし，冷却後、吸収装置により回収されていた。
上記従来技術は、反応容器から吸収装置までの配管等を
一定値に保温する設備、減圧下で作動する吸収装置，大
容量の排気系が必要となり，回収装置全体が複雑になる
．吸収装置では、ガス化した硝酸を同時に処理するため
、ルテニウムの回収効率が低下する．ヨウ素，ＮＯｘ等
を処理するオフガス処理系が必要となる． 本発明の目的は、単純、かつ、密閉式の回収装置を提供
することにある． 〔課題を解決するための手段〕 上記目的を達或するために、核燃料再処理廃液をルテニ
ウム回収用反応容器内で、低温気化させ、その後，反応
容器内で冷却精留することにより、ルテニウムを液体，
又は、固体の状態で、直接、反応容滞内で回収すること
により低温、かつ、密閉状態での回収処理を実現する。
一定値に保温する設備、減圧下で作動する吸収装置，大
容量の排気系が必要となり，回収装置全体が複雑になる
．吸収装置では、ガス化した硝酸を同時に処理するため
、ルテニウムの回収効率が低下する．ヨウ素，ＮＯｘ等
を処理するオフガス処理系が必要となる． 本発明の目的は、単純、かつ、密閉式の回収装置を提供
することにある． 〔課題を解決するための手段〕 上記目的を達或するために、核燃料再処理廃液をルテニ
ウム回収用反応容器内で、低温気化させ、その後，反応
容器内で冷却精留することにより、ルテニウムを液体，
又は、固体の状態で、直接、反応容滞内で回収すること
により低温、かつ、密閉状態での回収処理を実現する。
ルテニウム回収装置で、反応容器、及び、冷却管内部を
ルテニウムを含んだ蒸気が廃液表面より蒸発し、冷却管
の内部に充満する。この時、蒸気圧の差によって、冷却
管の上部にいくに従い，蒸気中に含まれるルテニウムの
割合が高くなる．この蒸気を冷却管の上部から冷却水を
流入させて冷却し、ルテニウムを液体、又は，固体の状
態で回収することができる。
ルテニウムを含んだ蒸気が廃液表面より蒸発し、冷却管
の内部に充満する。この時、蒸気圧の差によって、冷却
管の上部にいくに従い，蒸気中に含まれるルテニウムの
割合が高くなる．この蒸気を冷却管の上部から冷却水を
流入させて冷却し、ルテニウムを液体、又は，固体の状
態で回収することができる。
以下，本発明の一実施例を第１図により説明する．
濃度０．０ １ ０ｍｏｌ／ １のルテニウムを含んだ
硝酸濃度３規定の核燃料再処理廃液の模擬液を、供給管
４により反応容器５内に流し込む．この時、酸化剤とし
て０．１麿０１／１の濃度の硝酸セリウム（Ｉ Ｖ）を
液に添加する．毀化剤添加後，反応容器を水温４０℃の
恒温水槽６に液面と廃液面の高さが同じ位になるように
浸し、液を充分に撹拌しルテニウムを酸化させ四酸化ル
テニウムにする。
硝酸濃度３規定の核燃料再処理廃液の模擬液を、供給管
４により反応容器５内に流し込む．この時、酸化剤とし
て０．１麿０１／１の濃度の硝酸セリウム（Ｉ Ｖ）を
液に添加する．毀化剤添加後，反応容器を水温４０℃の
恒温水槽６に液面と廃液面の高さが同じ位になるように
浸し、液を充分に撹拌しルテニウムを酸化させ四酸化ル
テニウムにする。
反応容器の上部には冷却管３を結合させ冷却管の内壁に
沿って回収容器７を設置した．廃液をガス状とするため
反応容器内、及び、冷却管内を真空ボンプ２で減圧し続
け、沸騰状態となった時、ポンプと冷却管の間に設けた
圧力調整弁１を閉じ，反応容器内、及び、冷却管内を一
定の圧力状態に保つ．液廃中の四酸化ルテニウムはガス
状となって，他の廃液中の成分と共に冷却管内の回収容
器に導かれ，気液比の差によって、気液比の高い順に回
収容器の上部から回収容器の下部に戊分ごとに分布する
．この状態で冷却部１５０１１の冷却管上部から１℃の
冷却水を流し込み、下部より吐きださせる．この時、下
部より流出した水温は５℃であった．冷却水はチラーを
用いて一定温度の冷却し、かつ、ｍ環させる。
沿って回収容器７を設置した．廃液をガス状とするため
反応容器内、及び、冷却管内を真空ボンプ２で減圧し続
け、沸騰状態となった時、ポンプと冷却管の間に設けた
圧力調整弁１を閉じ，反応容器内、及び、冷却管内を一
定の圧力状態に保つ．液廃中の四酸化ルテニウムはガス
状となって，他の廃液中の成分と共に冷却管内の回収容
器に導かれ，気液比の差によって、気液比の高い順に回
収容器の上部から回収容器の下部に戊分ごとに分布する
．この状態で冷却部１５０１１の冷却管上部から１℃の
冷却水を流し込み、下部より吐きださせる．この時、下
部より流出した水温は５℃であった．冷却水はチラーを
用いて一定温度の冷却し、かつ、ｍ環させる。
このようにして実験を行なった結果、回収容器壁面の冷
却管の下部より約５ａｍの所に黄色の固体四酸化ルテニ
ウムの付着が確認された。これをガラス製の回収用容器
で回収した．又、これより下の部分では，壁面の濡れ力
で確認され、ルテニウムと他の戒分とが分離されている
ことが確認された．約８時間後、反応槽温度を室温に下
げ、回収容器を取り出して付着したルテニウムの量を測
った所、９８±２％のルテニウムが回収されていた。ま
た、反応容器内の溶液中ルテニウム濃度はＩ Ｘ １
０−’ｍｏｌ／１ 以下であった。
却管の下部より約５ａｍの所に黄色の固体四酸化ルテニ
ウムの付着が確認された。これをガラス製の回収用容器
で回収した．又、これより下の部分では，壁面の濡れ力
で確認され、ルテニウムと他の戒分とが分離されている
ことが確認された．約８時間後、反応槽温度を室温に下
げ、回収容器を取り出して付着したルテニウムの量を測
った所、９８±２％のルテニウムが回収されていた。ま
た、反応容器内の溶液中ルテニウム濃度はＩ Ｘ １
０−’ｍｏｌ／１ 以下であった。
以上により、本実施例により高レベル廃液よりルテニウ
ムを回収、及び、除去し得ることが確認された． 〔発明の効果〕 本発明によれば、核燃料再処理廃液中のルテニウムを、
蒸気圧の差を利用した回収装置で，液体、又は，固体の
状態で回収できるので、装置の廃蝕を抑制することがで
きる。
ムを回収、及び、除去し得ることが確認された． 〔発明の効果〕 本発明によれば、核燃料再処理廃液中のルテニウムを、
蒸気圧の差を利用した回収装置で，液体、又は，固体の
状態で回収できるので、装置の廃蝕を抑制することがで
きる。
第１図は本発明の一実施例の系統図である，１・・・圧
力調整弁，２・・・ポンプ、３・・・冷却管、４・・・
第１図
力調整弁，２・・・ポンプ、３・・・冷却管、４・・・
第１図
Claims (1)
- １、核燃料再処理廃液を硝酸酸性の状態で減圧加熱する
反応容器と、前記反応容器内の廃液に酸化剤を供給する
手段と、生成した四酸化ルテニウムを含むガスを精留し
、冷却して液化、又は、固化する冷却管と、液化、又は
、固化された前記四酸化ルテニウムを回収する容器とを
備えたことを特徴とする核燃料再処理廃液からのルテニ
ウムの回収装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16076289A JPH0327000A (ja) | 1989-06-26 | 1989-06-26 | 核燃料再処理廃液からのルテニウム回収装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16076289A JPH0327000A (ja) | 1989-06-26 | 1989-06-26 | 核燃料再処理廃液からのルテニウム回収装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0327000A true JPH0327000A (ja) | 1991-02-05 |
Family
ID=15721915
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16076289A Pending JPH0327000A (ja) | 1989-06-26 | 1989-06-26 | 核燃料再処理廃液からのルテニウム回収装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0327000A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100392503B1 (ko) * | 2000-12-20 | 2003-08-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 저항 발열체를 이용한 가연성 중·저준위 방사성폐기물유리화용 저온 용융로의 초기 점화 수단 |
| CN102323244A (zh) * | 2011-05-30 | 2012-01-18 | 江南大学 | 一种便携式食品包装荧光物质快速检测方法及装置 |
| JP2015125025A (ja) * | 2013-12-26 | 2015-07-06 | 株式会社Ihi | 高レベル放射性廃液中のルテニウム除去方法及び装置 |
-
1989
- 1989-06-26 JP JP16076289A patent/JPH0327000A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100392503B1 (ko) * | 2000-12-20 | 2003-08-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 저항 발열체를 이용한 가연성 중·저준위 방사성폐기물유리화용 저온 용융로의 초기 점화 수단 |
| CN102323244A (zh) * | 2011-05-30 | 2012-01-18 | 江南大学 | 一种便携式食品包装荧光物质快速检测方法及装置 |
| JP2015125025A (ja) * | 2013-12-26 | 2015-07-06 | 株式会社Ihi | 高レベル放射性廃液中のルテニウム除去方法及び装置 |
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