JPH0333699A - Treatment method and device for liquid waste containing radioactive ruthenium - Google Patents
Treatment method and device for liquid waste containing radioactive rutheniumInfo
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性ルテニウム含有廃液の処理方法及び装置
に係り、特に使用済原子燃料再処理工程から発生する放
射性ルテニウム含有廃液の処理方法及び装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a method and apparatus for treating waste liquid containing radioactive ruthenium, and more particularly to a method and apparatus for treating waste liquid containing radioactive ruthenium generated from a spent nuclear fuel reprocessing process.
一般に、使用済原子燃料の再処理では、切断した原子燃
料を溶解する工程や、ウラン、プルトニウム、核分裂生
成物をそれぞれ分離精製する抽出工程において硝酸溶液
が使用される。そして、これらの再処理において使用さ
れた硝酸溶液（硝酸廃液）は酸回収系において蒸発処理
（蒸留）されて再処理工程で再使用される。Generally, in the reprocessing of spent nuclear fuel, a nitric acid solution is used in the process of dissolving the cut nuclear fuel and the extraction process of separating and refining uranium, plutonium, and fission products. The nitric acid solution (nitric acid waste liquid) used in these reprocessing processes is evaporated (distilled) in an acid recovery system and reused in the reprocessing process.
再処理において使用された硝酸溶液には放射性。The nitric acid solution used in reprocessing is radioactive.
非放射性のルテニウムが含まれている。このルテニウム
の一部は硝酸溶液の蒸発処理中に酸化され。Contains non-radioactive ruthenium. Some of this ruthenium is oxidized during the nitric acid solution evaporation process.
揮発性物質（ＲｕＯ４）となって蒸発し、硝酸蒸気中に
混入してしまう。このため、回収した硝酸中のルテニウ
ム濃度を低減することが容易ではなく酸回収系における
ルテニウムの除去係数が低下してしまうと云われている
。It evaporates as a volatile substance (RuO4) and mixes into nitric acid vapor. Therefore, it is said that it is not easy to reduce the ruthenium concentration in the recovered nitric acid, and the removal coefficient of ruthenium in the acid recovery system decreases.
従来、硝酸蒸発装置でのルテニウムの除染効率を高める
ため、特開昭５９−８８６９２号公報に記載のように、
ルテニウムを含む硝酸溶液を硝酸蒸発装置で蒸発処理し
て硝酸を回収する際、該硝酸蒸発装置内に、ヒドラジン
のような還元剤を添加する方法が考えられている。この
方法によれば、硝酸溶液を蒸発処理する際、その中に含
まれているルテニウムの蒸発が押えられ、これによりル
テニウムの除染係数を著しく向上させることができると
されている。また、ヒドラジンを添加する他に、ルテニ
ウムが酸化して硝酸蒸気中に混入することを防止する方
法としては、特開昭６３−１８６１９３号公報や特開昭
６１−２６０１９６号公報等に記載されたものがある。Conventionally, in order to improve the decontamination efficiency of ruthenium in a nitric acid evaporator, as described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 59-88692,
When recovering nitric acid by evaporating a nitric acid solution containing ruthenium in a nitric acid evaporator, a method has been considered in which a reducing agent such as hydrazine is added into the nitric acid evaporator. According to this method, when the nitric acid solution is evaporated, the evaporation of the ruthenium contained therein is suppressed, thereby making it possible to significantly improve the decontamination coefficient of ruthenium. In addition to adding hydrazine, methods for preventing ruthenium from being oxidized and mixed into nitric acid vapor are described in JP-A-63-186193 and JP-A-61-260196. There is something.
従来の方法は、硝酸溶液中でルテニウムが揮発性のＲｕ
Ｏ４に酸化することを抑制しようとするものである。即
ち、上記従来の方法は、蒸発装置から発生するルテニウ
ムを放射性、非放射性にかかねらず低減するものである
。しかしながら、再処理工程から発生する廃液中で存在
が問題となるのは放射性のルテニウムのみである。In the conventional method, ruthenium is volatile Ru in nitric acid solution.
The purpose is to suppress oxidation to O4. That is, the conventional method described above reduces the amount of ruthenium generated from the evaporator, whether radioactive or non-radioactive. However, only radioactive ruthenium poses a problem in the waste liquid generated from the reprocessing process.
また、ジャーナル・オブ・ニュークリア・サイエンス・
アンド・テクノロジー、 ２５（７）、 ｐｐ、 ６０
３−６０６（１９８８年７月） （Ｊｏｒｎａｌ ｏｆ
Ｎｕｃｌｅａｒ ５ｃｉｅｎｃｅａｎｄ Ｔｅｃｈｎ
ｏｌｏｇｙ、２５（７）、 ｐｐ、６０３〜６０６（Ｊ
ｕｌｙ １９８８））によれば、ルテニウムを含む硝酸
溶液を蒸発処理するときのルテニウムのＲｕＯ４への酸
化反応速度は硝酸溶液中のルテニウムの濃度ではなく、
硝酸溶液中に生成する活性硝酸基の生成速度に依存する
ものと考えられている。すなわち、上記の論文では、濃
度が９モル／Ｑの沸騰硝酸から一定速度で蒸発する硝酸
蒸気中に含まれるルテニウムの濃度は蒸発装置内のニト
ロシル・ルテニウム・トリニトラト錯体（ＲｕＮ Ｏ（
Ｎ ０３）３）の濃度が０．３モル／ｒｎ’（３０ｍｇ
Ｒｕ／Ｑ）から３０モル／ｍ（３０００ｍｇＲｕ／ Ｑ
）に変化してもほぼ一定に保たれることが実験値によ
って示されており、この場合の硝酸蒸気中のルテニウム
の濃度は約０．３ｍｇＲｕ／ａと計算できる。そして、
この事実に対して上記の論文ではルテニウムの酸化反応
速度がルテニウムの濃度でなく、硝酸中に生成する活性
硝酸基の生成速度に依存するものと推論している。Also, the Journal of Nuclear Science
and Technology, 25(7), pp, 60
3-606 (July 1988) (Journal of
Nuclear 5science and Technique
ology, 25(7), pp, 603-606 (J
According to Uly 1988), the oxidation reaction rate of ruthenium to RuO4 when evaporating a nitric acid solution containing ruthenium does not depend on the concentration of ruthenium in the nitric acid solution;
It is thought that this depends on the production rate of active nitric acid groups produced in the nitric acid solution. That is, in the above paper, the concentration of ruthenium contained in nitric acid vapor evaporated at a constant rate from boiling nitric acid with a concentration of 9 mol/Q is determined by the concentration of ruthenium contained in the nitrosyl-ruthenium-trinitrate complex (RuN O (
The concentration of N 03)3) is 0.3 mol/rn' (30 mg
Ru/Q) to 30 mol/m (3000mgRu/Q
), and the concentration of ruthenium in the nitric acid vapor can be calculated to be approximately 0.3 mg Ru/a. and,
In response to this fact, the above-mentioned paper infers that the oxidation reaction rate of ruthenium depends not on the concentration of ruthenium but on the production rate of active nitric acid groups produced in nitric acid.
本発明は、上記の２点に着目して、硝酸廃液等の酸化性
の廃液から硝酸等の蒸気に混入する放射性ルテニウムの
量を可能な限り低減することを目的とするものである。Focusing on the above two points, the present invention aims to reduce as much as possible the amount of radioactive ruthenium mixed into nitric acid vapor from oxidizing waste liquid such as nitric acid waste liquid.
さらに本発明の他の目的は、上記目的に加えて廃液処理
工程内で経済的に放射性ルテニウムの量を低減すること
を目的とするものである。Furthermore, another object of the present invention, in addition to the above object, is to economically reduce the amount of radioactive ruthenium in a waste liquid treatment process.
さらに本発明の他の目的は、放射性ルテニウムを除去す
る方法において、除去処理をした廃液中のルテニウム量
が除去処理前の廃液中のルテニウムの濃度に依存しない
場合に、廃液中の放射性ルテニウムの量を低減すること
を目的とするものである。Furthermore, another object of the present invention is to provide a method for removing radioactive ruthenium, in which the amount of ruthenium in the waste liquid subjected to the removal process does not depend on the concentration of ruthenium in the waste liquid before the removal process. The purpose is to reduce the
上記目的を達成するため本発明では、硝酸廃液等の酸化
性の廃液から発生する非放射性ルテニウム１１
ムの量は問題点とせずに、非放射性ルテニウムの割合の
多いルテニウム化合物を上記酸化性の廃液に添加するこ
とにより上記酸化性の廃液中の放射性ルテニウムの非放
射性ルテニウムに対する比率を低下させる（上記酸化性
の廃液中のルテニウムの比放射能を低下させる）ことに
より硝酸等の蒸気中に混入する放射性ルテニウムの量を
低減させるものである。In order to achieve the above object, the present invention does not consider the amount of non-radioactive ruthenium generated from oxidizing waste liquids such as nitric acid waste liquid as a problem, but instead uses ruthenium compounds with a high proportion of non-radioactive ruthenium in the oxidizing waste liquids. By adding ruthenium to the oxidizing waste liquid, the ratio of radioactive ruthenium to non-radioactive ruthenium in the oxidizing waste liquid is reduced (reducing the specific radioactivity of ruthenium in the oxidizing waste liquid), thereby allowing it to mix into vapors such as nitric acid. This reduces the amount of radioactive ruthenium.
さらに、上記他の目的を達成するため本発明では、非放
射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物として、
再処理工程ですでに回収されている、より古い（原子炉
から取出されてからかなり長い年数を経た）使用済燃料
に含まれていたルテニウムを利用することによって経済
的に放射性ルテニウムの量を低減するものである。Furthermore, in order to achieve the other objects mentioned above, in the present invention, as a ruthenium compound with a high proportion of non-radioactive ruthenium,
Economically reduce the amount of radioactive ruthenium by using ruthenium contained in older (many years since removal from the reactor) spent fuel that has already been recovered during the reprocessing process It is something to do.
非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウムとしては、
勿論、天然の同位体組成にある非放射性ルテニウムであ
ってもよい。Ruthenium with a high proportion of non-radioactive ruthenium is
Of course, non-radioactive ruthenium having a natural isotopic composition may also be used.
また、添加する非放射性ルテニウムの割合の多いルテニ
ウム化合物としてはその化合物の性質が２−
処理する廃液中に元来存在する放射性ルテニウム化合物
と近ければ放射性ルテニウム量の低減効果が十分に発揮
される。例えば、再処理工程に用いられる硝酸溶液中で
ルテニウムはニトロシル・ルテニウム錯体として存在す
ることは良く知られているが、ニトロシル・ルテニウム
基に配位するリガンドの種類と数は硝酸濃度、亜硝酸濃
度、温度等の環境条件に依存して変化し得るので、ルテ
ニウムを含む硝酸廃液を蒸発処理する場合、可溶性のニ
トロシル・ルテニウム錯体を被処理液である硝酸廃液に
溶解して処理温度に保ち、十分に平衡に達せしめて調製
したルテニウムの濃厚液を処理液に添加することが望ま
しい。Further, as for the ruthenium compound to be added with a large proportion of non-radioactive ruthenium, if the properties of the compound are close to those of the radioactive ruthenium compound originally present in the waste liquid to be treated, the effect of reducing the amount of radioactive ruthenium will be sufficiently exhibited. For example, it is well known that ruthenium exists as a nitrosyl-ruthenium complex in the nitric acid solution used in the reprocessing process. , and can change depending on environmental conditions such as temperature. Therefore, when evaporating nitric acid waste containing ruthenium, a soluble nitrosyl-ruthenium complex is dissolved in the nitric acid waste, which is the liquid to be treated, and kept at the treatment temperature, and then It is desirable to add a concentrated ruthenium solution prepared by reaching equilibrium to the treatment solution.
非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物を添
加して蒸発処理を行うのは、上記廃液中のルテニウム濃
度をあらかじめ充分に低下させた後の方が効果的である
。It is more effective to perform evaporation treatment by adding a ruthenium compound containing a large proportion of non-radioactive ruthenium after the ruthenium concentration in the waste liquid has been sufficiently reduced in advance.
さらに、上記他の目的を達成するため本発明では、放射
性ルテニウムの除去処理をした廃液中のルテニウム量が
除去処理前の廃液中のルテニウム１の濃度に依存しない
除去方法の場合に、上記廃液中に含まれているルテニウ
ムより非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合
物を廃液に添加して廃液中のルテニウムの比放射能を低
□下させて放射性ルテニウムの除去処理を行なうことに
より処理済廃液中の放射性ルテニウムの量を低減するも
のである。Furthermore, in order to achieve the other objects mentioned above, the present invention provides a method for removing radioactive ruthenium in which the amount of ruthenium in the waste liquid after the removal treatment does not depend on the concentration of ruthenium 1 in the waste liquid before the removal treatment. By adding a ruthenium compound that has a higher proportion of non-radioactive ruthenium than the ruthenium contained in the waste liquid to lower the specific radioactivity of ruthenium in the waste liquid and removing radioactive ruthenium, This reduces the amount of radioactive ruthenium.
ルテニウムを含む硝酸溶液を蒸発処理するときのルテニ
ウムのＲｕＯ２への酸化反応速度は、上述の論文に記載
のように、硝酸溶液中のルテニウムの濃度ではなく、硝
酸溶液中に生成する活性硝酸基の生成速度に依存するも
のと考えられている。As stated in the above-mentioned paper, the rate of oxidation reaction of ruthenium to RuO2 when evaporating a nitric acid solution containing ruthenium is determined not by the concentration of ruthenium in the nitric acid solution but by the amount of active nitric acid groups generated in the nitric acid solution. It is thought that it depends on the production rate.
従って、硝酸等の蒸気中に混入するルテニウムの量（非
放射性、放射性にかかわらず蒸気中に混入するルテニウ
ム量）は一定の組成の廃液について蒸発温度等の蒸発処
理条件を一定とすれば略一定になる。よって、非放射性
ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物を硝酸廃液等
の酸化性の廃液に添加することにより廃液中のルテニウ
ムの比放射能を低下させれば、廃液中の非放射性ルテニ
ウムがＲｕＯ４へ酸化する割合は増加し、放射性ルテニ
ウムがＲｕＯ４へ酸化する割合は低下するので、硝酸等
の蒸気中に混入する放射性ルテニウムの量を低減するこ
とができる。Therefore, the amount of ruthenium mixed into the vapor of nitric acid, etc. (the amount of ruthenium mixed into the vapor regardless of whether it is non-radioactive or radioactive) is approximately constant if the evaporation processing conditions such as evaporation temperature are constant for a waste liquid of a certain composition. become. Therefore, if the specific radioactivity of ruthenium in the waste liquid is reduced by adding a ruthenium compound with a high proportion of non-radioactive ruthenium to an oxidizing waste liquid such as nitric acid waste liquid, the non-radioactive ruthenium in the waste liquid will be oxidized to RuO4. Since the ratio increases and the ratio of radioactive ruthenium oxidized to RuO4 decreases, the amount of radioactive ruthenium mixed into vapors such as nitric acid can be reduced.
放射性ルテニウム量の低減効果は次のように考えること
が出来る。（Ｓ）を目的とする放射性ルテニウム濃度の
低下率（本発明を適用しない場合の蒸気中若しくは処理
済廃液中の放射性ルテニウムの濃度に対する本発明を適
用した場合の蒸気中若しくは処理済廃液中の放射性ルテ
ニウムの濃度の比）とし、（Ｘ）をルテニウム化合物添
加前に廃液に存在する単位体積当たりのルテニウム量に
対する単位体積当たりのルテニウム添加量の比とすると
ともに、添加するルテニウム化合物を全く非放射性のル
テニウム化合物とすると、放射性ルテニウム量の低減効
果は次式で与えられる。The effect of reducing the amount of radioactive ruthenium can be considered as follows. Reduction rate of radioactive ruthenium concentration for the purpose of (S) (radioactive ruthenium concentration in steam or treated waste liquid when the present invention is applied versus concentration of radioactive ruthenium in the steam or treated waste liquid when the present invention is not applied) Let (X) be the ratio of the amount of ruthenium added per unit volume to the amount of ruthenium per unit volume present in the waste liquid before adding the ruthenium compound, and let the ruthenium compound to be added be completely non-radioactive. When using a ruthenium compound, the effect of reducing the amount of radioactive ruthenium is given by the following equation.
Ｓ＝ ・・ （
１）Ｘ＋１
Ｓの値はＸの値が１のときは０．５に過ぎない１５−
がＸの値が大きくなるに従って１／Ｘに近づく。S=... (
1) The value of X+1 S is only 0.5 when the value of X is 1, but as the value of X increases, it approaches 1/X.
非放射性ルテニウムの割合の少ない、再処理工程で回収
されるルテニウムを添加する場合にはその程度に応じて
（１）に示される関係からはずれ、Ｘの値を大きくした
ときに到達できる濃度低減効果は少なくなる。このこと
から、処理される廃液に添加される、非放射性ルテニウ
ムの割合の多いルテニウム化合物の添加必要量は、処理
済液中の放射性ルテニウム濃度低減効果の目的値と添加
されるルテニウムの非放射性ルテニウムの割合で決定さ
れる。When adding ruthenium recovered in the reprocessing process, which has a small proportion of non-radioactive ruthenium, the relationship shown in (1) deviates depending on the degree of addition, and the concentration reduction effect that can be achieved when the value of X is increased. becomes less. From this, the required amount of a ruthenium compound with a high proportion of non-radioactive ruthenium to be added to the treated waste liquid is determined by the target value for the effect of reducing the radioactive ruthenium concentration in the treated liquid and the non-radioactive ruthenium of the ruthenium added. determined by the ratio of
非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物とし
ては、天然の非放射性のルテニウムを用いれば蒸気中に
混入する放射性ルテニウムの量を最も低減できるが、ル
テニウムは高価であるので、再処理工程ですでに回収さ
れている放射性壊変の進んだルテニウムを利用すること
によって経済的に放射性ルテニウムの量を低減すること
ができる。As for ruthenium compounds with a high proportion of non-radioactive ruthenium, the amount of radioactive ruthenium mixed into steam can be reduced the most by using natural non-radioactive ruthenium, but since ruthenium is expensive, it has already been recovered in the reprocessing process. By using ruthenium that has undergone radioactive decay, the amount of radioactive ruthenium can be economically reduced.
また、本発明は、溶液中のルテニウム濃度が低下すると
溶液系の有する潜在的な酸化性因子に依６−
存して還元形のルテニウム化合物が不安定となりルテニ
ウムの除去が不十分となるような放射性ルテニウムの除
去処理の場合にも適用できる。即ち、放射性ルテニウム
の除去処理をした廃液中のルテニウム量が除去処理前の
廃液中のルテニウムの濃度に依存しない除去方法の場合
でも、同様に非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウ
ム化合物を廃液に添加して廃液中のルテニウムの比放射
能を低下させることにより処理済廃液中の放射性ルテニ
ウムの量を低減することができる。Furthermore, the present invention provides a method for reducing the ruthenium concentration in a solution such that when the ruthenium concentration in the solution decreases, the reduced ruthenium compound becomes unstable depending on the potential oxidizing factors of the solution system, resulting in insufficient removal of ruthenium. It can also be applied to the removal treatment of radioactive ruthenium. In other words, even in the case of a removal method in which the amount of ruthenium in the waste liquid after radioactive ruthenium removal treatment does not depend on the concentration of ruthenium in the waste liquid before removal treatment, a ruthenium compound with a high proportion of non-radioactive ruthenium is added to the waste liquid. By reducing the specific radioactivity of ruthenium in the waste liquid, the amount of radioactive ruthenium in the treated waste liquid can be reduced.
以下、本発明の一実施例を説明する。 An embodiment of the present invention will be described below.
熱中性子による２３５Ｕの核分裂によって生ずる核分裂
生成物としてのルテニウム核種の種類と収率を下表に示
す。The table below shows the types and yields of ruthenium nuclides as fission products produced by nuclear fission of 235U by thermal neutrons.
表
使用済燃料の再処理は原子炉から取出してから数年後に
行なわれるため、再処理工程中に存在するルテニウムの
放射能は実質的に半減期が１年の１０６Ｒｕのみに依存
することになる。Since reprocessing of spent fuel takes place several years after it is removed from the reactor, the radioactivity of ruthenium present during the reprocessing process essentially depends only on 106Ru, which has a half-life of one year. .
ルテニウム中に存在する”’Ｒｕ放射能は主として燃料
の燃焼度（燃焼履歴）と冷却期間で定まるが代表的には
約１０１２Ｂｑ／ｇ程度であり、毎年半分になってゆく
。The Ru radioactivity present in ruthenium is determined mainly by the burnup (combustion history) of the fuel and the cooling period, but is typically about 1012 Bq/g, and is halved every year.
再処理工程では、核分裂生成物の大部分を受入れて処理
する高レベル廃液蒸発缶の場合を除いて硝酸あるいは硝
酸塩を含む溶液の蒸発缶中のルテニウム濃度はμｇＩＱ
程度から■／Ｑ程度であり、１０’ Ｒｕ放射能は１０
’−１０’Ｂ ｑ／ ｎ程度となる。In the reprocessing process, the ruthenium concentration in the evaporator of solutions containing nitric acid or nitrates is less than μgIQ, except in the case of high-level waste evaporators, which receive and process the majority of the fission products.
The radioactivity is about ■/Q, and the 10' Ru radioactivity is 10
It will be about '-10'B q/n.
蒸気中のルテニウム濃度は溶液の化学的性質と蒸発温度
条件に依存して定まり、１０６Ｒｕ放射能濃度は比放射
能の数値に従って定まる。この放射能濃度は放射線被ば
く防止の観点からは可能な限り低下させた方がよい。The ruthenium concentration in the vapor is determined depending on the chemical properties of the solution and the evaporation temperature conditions, and the 106Ru radioactivity concentration is determined according to the specific radioactivity value. It is better to reduce this radioactivity concentration as much as possible from the viewpoint of preventing radiation exposure.
第■図は、特定の蒸発缶に非放射性ルテニウムの割合の
多いルテニウムを添加した場合に蒸気中の放射能がどこ
まで低下し得るかを示している。Figure 3 shows how much radioactivity in the vapor can be reduced when ruthenium with a high proportion of non-radioactive ruthenium is added to a particular evaporator.
放射能の低下は添加するルテニウムの再処理後の経年数
と添加量（初期濃度に対する添加量比）に依存している
。The decrease in radioactivity depends on the number of years since the reprocessing of the added ruthenium and the amount added (the ratio of the amount added to the initial concentration).
依存の関係は、
で示され、ここに、
Ｓ：放射性ルテニウム（”’Ｒｕ）濃度の低下率（本発
明を適用しない場合の蒸気中の放射性９−
ルテニウム（１１＋６Ｒｕ）の濃度に対する本発明を適
用した場合の蒸気中の放射性ルテニウム（ｉｆ１６Ｒｕ
）の濃度の比）
ｎ：添加するＲｕの再処理後緑年数
Ｘ：Ｒｕ添加前に廃液に存在する単位体積当たりのＲｕ
量（初期濃度）に対する単位体積当たりのＲｕ添加量の
比
である。The dependence relationship is given by: where S: rate of decrease in radioactive ruthenium (''Ru) concentration (applying the present invention to the concentration of radioactive 9-ruthenium (11+6Ru) in the vapor without applying the present invention) Radioactive ruthenium (if16Ru
) concentration ratio) n: Number of green years after reprocessing of added Ru
It is the ratio of the amount of Ru added per unit volume to the amount (initial concentration).
（２）式でｎの数値にωを代入した結果は非放射性の天
然のルテニウムを用いた場合を代表する。The result obtained by substituting ω for the value of n in equation (2) is representative of the case where non-radioactive natural ruthenium is used.
初期濃度の１００倍のルテニウム化合物を添加するとし
て、初期の”’Ｒｕ放射能を１００分の工にしようとす
る場合には、再処理後１０年を経た回収ルテニウムを用
いれば天然のルテニウムを使用する必要がないことが示
される。If you are adding a ruthenium compound that is 100 times the initial concentration and you want to reduce the initial "'Ru radioactivity by 100 minutes," if you use recovered ruthenium that has been reprocessed for 10 years, you can use natural ruthenium. This shows that there is no need to do so.
若し、再処理後７年の回収ルテニウムを用いれば、初期
濃度の約５００倍添加することによって”６Ｒｕ濃度は
１／１００となるが、ルテニウム化合物の添加量を増加
しても８Ｘ１０”−３よりは少なくならないことが示さ
れる。If ruthenium recovered 7 years after reprocessing is used, the 6Ru concentration will be reduced to 1/100 by adding approximately 500 times the initial concentration, but even if the amount of ruthenium compound added is increased, the 8X10''-3 It is shown that it is not less than .
７０−
同様に、若し、１０−３程度まで１０＠Ｒｕ濃度を低下
させるには再処理後ｌ０年以上を経過したルテニウムを
添加する必要があり、しかも、少なくとも初期濃度の１
０００倍の添加が必要である。70- Similarly, if you want to reduce the 10@Ru concentration to about 10-3, it is necessary to add ruthenium that has been reprocessed for more than 10 years, and at least 10% of the initial concentration.
000 times the addition is necessary.
この様に、蒸気中の１０６Ｒｕ放射能を低下させるには
かなりの量のルテニウムの添加が必要のようであるが、
実際の初期濃度が上述のμｇ ／ ｎ程度である場合に
は１０００倍の添加としても■／Ｑ程度の添加でよく特
別の問題とはならない。Thus, it appears that a considerable amount of ruthenium must be added to reduce the 106Ru radioactivity in the steam.
If the actual initial concentration is about the above-mentioned μg/n, even if the addition is 1000 times as large, the addition will be about 1/Q and will not cause any particular problem.
添加するルテニウムの化学形態は蒸発装置の溶液中のル
テニウムの化学形態に完全に一致することは望ましいが
、実際には実現が困難である。しかし、少なくとも、添
加するルテニウム化合物の化学的性質は初期に存在する
ルテニウム化合物の化学的性質に近いことが必要である
。そこで、可溶性のニトロシル・ルテニウム錯体（例え
ば、トリニトラト錯体またはその誘導体）を当該処理溶
液に溶解した濃厚溶液を作成し、処理温度条件において
化学的および同位体交換的に平衡に達するまで保持して
おき、この濃厚溶液を必要に応じて添加することが望ま
しい。Although it is desirable that the chemical form of the added ruthenium completely match the chemical form of ruthenium in the solution in the evaporator, this is difficult to achieve in practice. However, at least the chemical properties of the ruthenium compound added need to be close to the chemical properties of the ruthenium compound initially present. Therefore, a concentrated solution is prepared by dissolving a soluble nitrosyl-ruthenium complex (e.g., trinitrate complex or its derivative) in the processing solution, and the solution is maintained until chemical and isotopic exchange equilibrium is reached under the processing temperature conditions. , it is desirable to add this concentrated solution as needed.
また、添加するルテニウムはいわゆる高レベル廃液から
弱酸性下でトリブチル燐酸によって抽出されるルテニウ
ム化合物を硝酸に逆抽出した溶液として調製することも
可能である。Further, the ruthenium to be added can also be prepared as a solution obtained by back-extracting a ruthenium compound extracted with tributyl phosphoric acid from a so-called high-level waste liquid under weak acidity into nitric acid.
放射性廃液からのルテニウム除去、除染に関しては、本
明細書の従来方法として引用したもののほかにも、特開
昭４７−２８４００号公報、特開昭５０−１４０７９９
号公報、特開昭５６−１９４９９号公報、特開昭５６−
１９５００号公報、特開昭５７−５０６９８号公報、特
開昭６０−１６１５９８号公報、特開昭６１−４５９９
８号公報等に記載されたものが有り、これらはいずれも
液体中に含まれるルテニウムを蒸発によらずして除去な
いしは減少させるものである。Regarding the removal and decontamination of ruthenium from radioactive waste liquid, in addition to the conventional methods cited in this specification, Japanese Patent Application Laid-Open No. 47-28400 and Japanese Patent Application Laid-Open No. 50-140799
Publication No. 19499, Japanese Unexamined Patent Publication No. 56-1949
19500, JP 57-50698, JP 60-161598, JP 61-4599
There are methods described in Japanese Patent Application No. 8, etc., and all of these methods remove or reduce ruthenium contained in a liquid without evaporation.
本発明の方法は上記のような蒸発によらずして除去ない
しは減少させる従来の方法で溶液中のルテニウム濃度を
低下せしめた後に蒸発処理を行ってさらにルテニウム放
射能を低下させる目的に対して特に好適である。添加す
るチルニウムの絶対量が少なくても最終放射能を低くす
ることができるからである。The method of the present invention is particularly suitable for the purpose of further reducing ruthenium radioactivity by performing evaporation treatment after reducing the ruthenium concentration in a solution by the conventional method of removing or reducing it without evaporation as described above. suitable. This is because even if the absolute amount of added thirnium is small, the final radioactivity can be lowered.
また、本発明の方法は、硝酸溶液中で見出せるように溶
液系の酸化性因子がルテニウムの処理を阻害して処理済
廃液中のルテニウム放射能が十分に低下しない、蒸発処
理以外の化学的処理法の場合に適用しても好適である。Additionally, the method of the present invention does not require chemical treatment other than evaporation treatment in which solution-based oxidizing factors, such as those found in nitric acid solutions, inhibit the treatment of ruthenium and do not sufficiently reduce the ruthenium radioactivity in the treated wastewater. It is also suitable for application to legal cases.
即ち、前述のような放射性廃液からルテニウムを除去す
るための従来の方法は、一般にルテニウムの酸化還元反
応を利用し、より安定な還元形の化合物として溶液から
析出分離し、または揮発を防止し、あるいは揮発性の酸
化形の化合物として溶液から分離するなどしている。こ
れらの方法の中で、より現実的な還元形の化合物化する
方法においては、硝酸溶液中で認められるように溶液系
の有する潜在的な酸化性因子に依存して溶液中のルテニ
ウム濃度が低下すると還元形のルテニウム化合物が不安
定となりルテニウムの除去が不十分となることが予想さ
れる。本発明は廃液の蒸発処理において溶液系の酸化性
因子がルテニウムの処理を阻害して処理済廃液中のルテ
ニウム放射能が十分に低下しない場合＝２３
に適用して放射性ルテニウムの除去率を向上させる効果
があるが、同様の理由に起因する蒸発処理以外の処理方
法における処理済廃液中のルテニウム放射能の低下が不
十分となる場合に適用しても好適である。That is, the conventional method for removing ruthenium from radioactive waste liquid as described above generally utilizes a redox reaction of ruthenium to precipitate and separate it from a solution as a more stable reduced compound, or to prevent volatilization. Alternatively, it is separated from the solution as a volatile oxidized compound. Among these methods, in the more realistic method of converting the compound into a reduced form, the concentration of ruthenium in the solution decreases depending on the potential oxidizing factors of the solution system, as observed in nitric acid solution. In this case, it is expected that the reduced ruthenium compound becomes unstable and ruthenium removal becomes insufficient. The present invention is applied to the case where the ruthenium radioactivity in the treated waste liquid is not sufficiently reduced due to solution-based oxidizing factors inhibiting the treatment of ruthenium in the evaporation treatment of waste liquid = 23 to improve the removal rate of radioactive ruthenium. Although it is effective, it is also suitable for application in cases where the reduction in ruthenium radioactivity in the treated waste liquid by treatment methods other than evaporation treatment due to the same reason is insufficient.
次に、第２図に本発明を適用する放射性廃液蒸発設備の
実施例を示す。Next, FIG. 2 shows an embodiment of radioactive waste liquid evaporation equipment to which the present invention is applied.
１は供給液（硝酸廃液）タンク、２はルテニウム溶液タ
ンク、３は混合タンク、４は撹拌機、５は蒸発缶、６は
凝縮器、７は凝縮液タンク、８は濃縮液タンクである。1 is a supply liquid (nitric acid waste liquid) tank, 2 is a ruthenium solution tank, 3 is a mixing tank, 4 is a stirrer, 5 is an evaporator, 6 is a condenser, 7 is a condensate tank, and 8 is a concentrated liquid tank.
本発明の一実施例においては、ルテニウムを０．１
μｇ／ｆｌ含む硝酸塩水溶液が供給液タンク１に供給さ
れる。この水溶液は蒸発缶５において５０倍に濃縮され
、ルテニウム濃度が５μｇ／Ｑとなった蒸発缶液は濃縮
液タンク８に入り、蒸発缶の頂部から出る蒸気は凝縮器
６において凝縮液化し、凝縮液タンク７に入る。凝縮液
には０．１μｇ／Ｑのルテニウムを含んでいた。この場
合の”’Ｒｕ放射能は１０’Ｂｑ／Ｑであった。In one embodiment of the invention, 0.1
A nitrate aqueous solution containing μg/fl is supplied to the feed tank 1. This aqueous solution is concentrated 50 times in the evaporator 5, and the evaporator liquid with a ruthenium concentration of 5 μg/Q enters the concentrated liquid tank 8, and the vapor coming out from the top of the evaporator is condensed and liquefied in the condenser 6. Enter liquid tank 7. The condensate contained 0.1 μg/Q of ruthenium. The 'Ru radioactivity in this case was 10'Bq/Q.
４−
ここで、本発明に従い、再処理後１０年経過したルテニ
ウムを含む水溶液をルテニウム溶液タンク２に装荷し、
混合タンク３で撹拌機４によって混合して混合液を蒸発
缶５に供給する。ここで、混合液中のルテニウム濃度は
０ 、１ ｍ ｇ ／ Ｑとなっており、蒸発缶中の濃
縮液のルテニウム濃度は５ ｍ ｇ ／ Ｑとなってい
た。この条件で凝縮液タンク７に排出される凝縮液中の
ルテニウム濃度は０．１ｉｔｇ／Ｑであり、その１０’
Ｒｕ放射能は２ｘｌｏ２Ｂｑ／ｕに低下し、本発明の適
用によって蒸発処理を行った廃液中のルテニウム放射能
は５００分の−に低減することができた。4- Now, according to the present invention, an aqueous solution containing ruthenium that has been reprocessed for 10 years is loaded into the ruthenium solution tank 2,
The mixed liquid is mixed by a stirrer 4 in a mixing tank 3 and supplied to an evaporator 5. Here, the ruthenium concentration in the mixed liquid was 0.1 mg/Q, and the ruthenium concentration in the concentrated liquid in the evaporator was 5 mg/Q. Under these conditions, the ruthenium concentration in the condensate discharged into the condensate tank 7 is 0.1 itg/Q, and 10'
Ru radioactivity was reduced to 2xlo2Bq/u, and by application of the present invention, ruthenium radioactivity in the waste liquid subjected to evaporation treatment was able to be reduced to -500 minutes.
本発明の実施例によれば、蒸発処理液に添加するものは
本来当該蒸発処理液に含まれているのと同じルテニウム
の化合物であり、溶液と著しい化学反応もないので、亜
硝酸す１ヘリウムや庶糖、ホルマリン等を添加するよう
な従来の方法に見られた副次的な問題を発生しない。従
って、蒸発工程そのものに影響はなく、特に比放射能の
高いルテニウムを含み高い除染効率が必要とされる場合
に簡便に適用することができる。According to the embodiment of the present invention, what is added to the evaporation treatment liquid is the same ruthenium compound originally contained in the evaporation treatment liquid, and there is no significant chemical reaction with the solution, so 1 helium nitrite is added. It does not cause the side problems seen in conventional methods such as adding sugar, sucrose, formalin, etc. Therefore, there is no effect on the evaporation process itself, and it can be easily applied especially when ruthenium with high specific radioactivity is included and high decontamination efficiency is required.
添加するルテニウムとして非放射性の天然同位体組成の
ものを使用すれば本方法の簡便性は最も強調される。し
かし、常時適用するにあたっては白金属元素の一種であ
るルテニウム化合物は高価であり、再処理工場で回収さ
れる放射性壊変の進んだ、放射性核種の濃度が低下した
ルテニウム化合物を使用することは経済的効果がある。The simplicity of this method is most emphasized if ruthenium with a non-radioactive natural isotopic composition is used as the added ruthenium. However, ruthenium compounds, which are a type of platinum metal element, are expensive for regular application, and it is economical to use ruthenium compounds that have undergone radioactive decay and have a reduced concentration of radionuclides recovered at reprocessing plants. effective.
本発明の実施例によれば、与えられた条件に対して最適
な処理条件を与えることができる。According to the embodiments of the present invention, it is possible to provide optimal processing conditions for given conditions.
本発明において、処理液中のルテニウムと化学形態が等
しいルテニウム化合物を見出すことができれば添加すべ
きルテニウム化学物として最適であり、理想的な効率が
得られる。しかし、実際には処理液中のルテニウム化学
形態を同定することは困難である。従って、処理すべき
廃液中で化学的に平衡に達したルテニウム化合物を用い
れば十分に目的を達することができ、かつ、現実的な方
法である。ニトロシル・ルテニウム・１〜リニトラト錯
体（ＲｕＮＯ（ＮＯ３）３）は高酸性の硝酸中で最も安
定とみなされ、再処理工程の硝酸廃液中で最も存在の可
能性の高い化合物である。また、酸度条件が変った場合
に平衡に達しやすい。本発明の実施例によれば、可溶性
のニトロシル・ルテニウム・トリニトラト錯体を被処理
液である硝酸廃液に溶解して処理温度に保ち、十分に平
衡に達せしめて調製したルテニウムの濃厚液を処理液に
添加しているので目的を達することができる。In the present invention, if a ruthenium compound having the same chemical form as ruthenium in the processing solution can be found, it is the most suitable ruthenium chemical to be added, and ideal efficiency can be obtained. However, it is actually difficult to identify the chemical form of ruthenium in the treatment solution. Therefore, the use of a ruthenium compound that has reached chemical equilibrium in the waste liquid to be treated is sufficient to achieve the objective and is a practical method. The nitrosyl ruthenium 1-linitrate complex (RuNO(NO3)3) is considered the most stable in highly acidic nitric acid and is the compound most likely to be present in nitric acid wastewater from the reprocessing process. It is also easier to reach equilibrium when acidity conditions change. According to an embodiment of the present invention, a concentrated ruthenium solution prepared by dissolving a soluble nitrosyl-ruthenium-trinitrate complex in a nitric acid waste solution as a treatment liquid and maintaining it at the treatment temperature to sufficiently reach equilibrium is added to the treatment liquid. Since it is added to , the purpose can be achieved.
さらに定常的に本発明を適用する場合には、特別にルテ
ニウム化学物を調製することなく、廃液から抽出したル
テニウム化合物の硝酸溶液を直接添加することは最も簡
便であり、経済的である。Furthermore, when applying the present invention on a regular basis, it is most convenient and economical to directly add a nitric acid solution of a ruthenium compound extracted from a waste liquid, without specially preparing a ruthenium chemical.
本発明は蒸発処理液中でルテニウム濃度が低いほど有効
である。従って、蒸発法あるいはその他の方法であらか
じめ処理液中のルテニウム濃度が低くなっていれば最も
効果がある。何段かの処理方法を組み合わせる場合、本
発明は最終段に適用することによって最も効果的に放射
性ルテニウムを除去することができる。The present invention is more effective as the ruthenium concentration in the evaporation treatment liquid is lower. Therefore, it is most effective if the ruthenium concentration in the treatment liquid is lowered in advance by evaporation or other methods. When several stages of treatment methods are combined, the present invention can remove radioactive ruthenium most effectively by applying it to the final stage.
本発明は、蒸発法で除去できないルテニウムの７
部分が液中のルテニウム濃度に依存せず、液の酸化性因
子に依存するという実験事実にもとづいている。ルテニ
ウムの酸化還元反応を利用した除去処理においては蒸発
法と同様に液の酸化性因子に依存して除去できないルテ
ニウムの部分を発生する場合が予想される。本発明は、
かかる場合において蒸発法に対すると同様に効果があり
、処理方法の放射性ルテニウム除去効果を増強すること
ができる。The present invention is based on the experimental fact that the portion of ruthenium that cannot be removed by evaporation does not depend on the ruthenium concentration in the liquid, but rather on the oxidizing factor of the liquid. In the removal process using the redox reaction of ruthenium, as with the evaporation method, it is expected that a portion of ruthenium that cannot be removed may be generated depending on the oxidizing factor of the liquid. The present invention
In such a case, it is as effective as the evaporation method, and the radioactive ruthenium removal effect of the treatment method can be enhanced.
本発明によれば、硝酸廃液等の酸化性の廃液から硝酸等
の蒸気に混入する放射性ルテニウムの量を可能な限り低
減することができる。According to the present invention, it is possible to reduce as much as possible the amount of radioactive ruthenium that mixes into vapors such as nitric acid from oxidizing waste liquids such as nitric acid waste liquids.
さらに本発明によれば、廃液処理工程内で経済的に放射
性ルテニウムの量を低減することができる。Furthermore, according to the present invention, the amount of radioactive ruthenium can be economically reduced in the waste liquid treatment process.
さらに本発明によれば、放射性ルテニウムを除去する方
法において、除去処理をした廃液中のルテニウム量が除
去処理前の廃液中のルテニウムの濃度に依存しない場合
に、除去処理をした廃液中２８−
の放射性ルテニウムの量を低減することができる。Furthermore, according to the present invention, in the method for removing radioactive ruthenium, when the amount of ruthenium in the waste liquid subjected to the removal process does not depend on the concentration of ruthenium in the waste liquid before the removal process, 28- The amount of radioactive ruthenium can be reduced.
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明の一般的な実施例を説明する機能図であ
って、蒸発装置における蒸気中の放射性ルテニウムの濃
度の低下率に及ぼす添加ルテニウムの古さと添加量の影
響を示す図である。
第２図は本発明を適用する放射性廃液蒸発処理設備の一
例を示す図である。[Brief Description of the Drawings] Figure 1 is a functional diagram illustrating a general embodiment of the present invention, and shows the effect of the age and amount of added ruthenium on the rate of decrease in the concentration of radioactive ruthenium in the vapor in the evaporator. FIG. FIG. 2 is a diagram showing an example of a radioactive waste liquid evaporation treatment facility to which the present invention is applied.
Claims (1)
記廃液から放射性ルテニウムを分離する方法において、
非放射性ルテニウムの割合が、蒸発処理前において前記
廃液中に含まれているルテニウムにおける非放射性ルテ
ニウムの割合よりも多いルテニウム化合物を前記廃液に
添加して前記廃液の蒸発処理を行なうことを特徴とする
放射性ルテニウム含有廃液の処理方法。 ２、放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を蒸発処理して前
記硝酸廃液を蒸発する放射性ルテニウム含有廃液の処理
方法において、 前記硝酸廃液に非放射性ルテニウムを含むルテニウム化
合物を添加し、前記硝酸廃液中の全ルテニウム量に対す
る放射性ルテニウムの割合を低下させて前記硝酸廃液の
蒸発処理を行なうことを特徴とする放射性ルテニウム含
有廃液の処理方法。 ３、放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を蒸発処理して前
記硝酸廃液を蒸発する放射性ルテニウム含有廃液の処理
方法において、 前記硝酸廃液の蒸発処理の際に該硝酸廃液中のルテニウ
ムが四酸化ルテニウムに酸化するもののうち放射性ルテ
ニウムが四酸化ルテニウムに酸化する割合を前記硝酸廃
液に非放射性ルテニウムを含むルテニウム化合物を添加
することによって少なくすることを特徴とする放射性ル
テニウム含有廃液の処理方法。 ４、放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を蒸発処理して前
記硝酸廃液を蒸発する放射性ルテニウム含有廃液の処理
方法において、 前記硝酸廃液に非放射性ルテニウムを含むルテニウム化
合物を添加し、前記硝酸廃液中のルテニウムの比放射能
を低下させて前記硝酸廃液の蒸発処理を行なうことを特
徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処理方法。 ５、請求項１〜４のいずれかに記載の放射性ルテニウム
含有廃液の処理方法において、 前記添加するルテニウム化合物が天然のルテニウムであ
ることを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処理方
法。 ６、請求項１〜４のいずれかに記載の放射性ルテニウム
含有廃液の処理方法において、 前記添加するルテニウム化合物は使用済原子燃料再処理
工程で回収されて経年したルテニウム化合物であり、該
ルテニウム化合物の添加量は下式を満足するようにした
ことを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処理方法
。 Ｓ≧Ｘ（１／２）＾ｎ＋１／Ｘ＋１ ここで、 Ｓ：目的とする放射性ルテニウム濃度の低下率（前記ル
テニウム化合物を添加しない場合の蒸気中の放射性ルテ
ニウムの濃度に対する 前記ルテニウム化合物を添加した場合の蒸 気中の放射性ルテニウムの濃度の比） ｎ：添加するルテニウム化合物の再処理後経年数 Ｘ：前記ルテニウム化合物添加前に前記廃液に存在する
単位体積当たりのルテニウム 量に対する単位体積当たりのルテニウム 添加量の比 ７、請求項１〜４のいずれかに記載の放射性ルテニウム
含有廃液の処理方法において、 前記添加するルテニウム化合物の形態が前記廃液中のル
テニウム化合物の形態に等しいことを特徴とする放射性
ルテニウム含有廃液の処理方法。 ８、請求項２〜４のいずれかに記載の放射性ルテニウム
含有廃液の処理方法において、 前記添加するルテニウム化合物は、可溶性のニトロシル
・ルテニウム錯体を前記廃液の一部に溶解し、蒸発処理
温度条件において化学的に平衡に達するまで保持した液
体であることを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の
処理方法。 ９、請求項８に記載の放射性ルテニウム含有廃液の処理
方法において、 前記可溶性のニトロシル・ルテニウム錯体がトリニトラ
ト化合物であることを特徴とする放射性ルテニウム含有
廃液の処理方法。 １０、請求項２〜４のいずれかに記載の放射性ルテニウ
ム含有廃液の処理方法において、 前記添加するルテニウム化合物は、ルテニウムを含む再
処理廃液から弱酸性でトリブチル燐酸によって抽出され
、かつ硝酸によって逆抽出された溶液からなることを特
徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処理方法。 １１、請求項１〜４のいずれかに記載の放射性ルテニウ
ム含有廃液の処理方法において、 前記廃液中のルテニウム濃度をあらかじめ充分に低下さ
せた後に請求項１〜４のいずれかに記載の処理方法を適
用することを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処
理方法。 １２、放射性ルテニウムを含む廃液中から放射性ルテニ
ウムを除去する方法において、 前記除去方法は、除去処理をした廃液中のルテニウム量
が除去処理前の廃液中のルテニウムの濃度に依存しない
除去方法であり、 前記廃液中に含まれているルテニウムより非放射性ルテ
ニウムの割合の多いルテニウム化合物を添加して放射性
ルテニウムの除去処理を行なうことを特徴とする放射性
ルテニウム含有廃液の処理方法。 １３、放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を受け入れて該
硝酸廃液を蒸発処理する蒸発缶と、該蒸発缶からの硝酸
蒸気を凝縮させる凝縮器とを有する放射性ルテニウム含
有廃液の処理装置において、 前記蒸発缶内の硝酸廃液中のルテニウムの比放射能を低
下させる非放射性ルテニウムを含むルテニウム化合物を
前記蒸発缶に供給する手段を設けたことを特徴とする放
射性ルテニウム含有廃液の処理装置。 １４、放射性ルテニウムを含む硝酸廃液に非放射性ルテ
ニウムを含むルテニウム化合物を添加し、前記硝酸廃液
中のルテニウムの比放射能を低下させて前記硝酸廃液の
蒸発処理を行なう放射性ルテニウム含有廃液の処理装置
に用いられる前記添加用ルテニウム化合物の調製装置で
あって、前記硝酸廃液の一部を受け入れて該硝酸廃液に
可溶性のニトロシル・ルテニウム錯体を溶解し、蒸発処
理温度条件において化学的に平衡に達するまで保持する
ことによって前記添加用ルテニウム化合物を調製するこ
とを特徴とするルテニウム化合物調製装置。 １５、放射性ルテニウムを含む硝酸廃液に非放射性ルテ
ニウムを含むルテニウム化合物を添加し、前記硝酸廃液
中のルテニウムの比放射能を低下させて前記硝酸廃液の
蒸発処理を行なう放射性ルテニウム含有廃液の処理装置
に用いられる前記添加用ルテニウム化合物の調製装置で
あって、ルテニウムを含む再処理廃液から弱酸性でトリ
ブチル燐酸によってルテニウム化合物を抽出する手段と
、該トリブチル燐酸によって抽出されたルテニウム化合
物を含む溶液から硝酸によってルテニウム化合物を逆抽
出する手段からなることを特徴とするルテニウム化合物
調製装置。[Claims] 1. A method for separating radioactive ruthenium from the waste liquid by evaporating an oxidizing waste liquid containing radioactive ruthenium,
The waste liquid is evaporated by adding to the waste liquid a ruthenium compound in which the proportion of non-radioactive ruthenium is higher than the proportion of non-radioactive ruthenium in the ruthenium contained in the waste liquid before the evaporation treatment. A method for treating waste liquid containing radioactive ruthenium. 2. A method for treating a radioactive ruthenium-containing waste solution in which a nitric acid waste solution containing radioactive ruthenium is evaporated to evaporate the nitric acid waste solution, wherein a ruthenium compound containing non-radioactive ruthenium is added to the nitric acid waste solution, and all ruthenium in the nitric acid waste solution is removed. A method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, characterized in that the nitric acid waste liquid is evaporated by reducing the ratio of radioactive ruthenium to the amount of radioactive ruthenium. 3. In a method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, which involves evaporating a nitric acid waste liquid containing radioactive ruthenium to evaporate the nitric acid waste liquid, the ruthenium in the nitric acid waste liquid is oxidized to ruthenium tetroxide during the evaporation treatment of the nitric acid waste liquid. A method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, characterized in that the rate at which radioactive ruthenium is oxidized to ruthenium tetroxide is reduced by adding a ruthenium compound containing non-radioactive ruthenium to the nitric acid waste liquid. 4. A method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid in which a nitric acid waste liquid containing radioactive ruthenium is evaporated to evaporate the nitric acid waste liquid, wherein a ruthenium compound containing non-radioactive ruthenium is added to the nitric acid waste liquid, and the ruthenium in the nitric acid waste liquid is evaporated. A method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, characterized in that the nitric acid waste liquid is evaporated by reducing its specific radioactivity. 5. The method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid according to any one of claims 1 to 4, wherein the ruthenium compound added is natural ruthenium. 6. In the method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid according to any one of claims 1 to 4, the ruthenium compound to be added is an aged ruthenium compound recovered in a spent nuclear fuel reprocessing process, and the ruthenium compound is aged. A method for treating waste liquid containing radioactive ruthenium, characterized in that the amount added satisfies the following formula. S ≧ X (1/2) ^ n + 1 / (ratio of the concentration of radioactive ruthenium in the vapor of 7, the method for treating a radioactive ruthenium-containing waste liquid according to any one of claims 1 to 4, characterized in that the form of the ruthenium compound to be added is equal to the form of the ruthenium compound in the waste liquid. How to treat waste liquid. 8. The method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid according to any one of claims 2 to 4, wherein the ruthenium compound to be added dissolves a soluble nitrosyl-ruthenium complex in a part of the waste liquid, and the ruthenium compound is added under evaporation treatment temperature conditions. A method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, characterized in that the liquid is maintained until chemical equilibrium is reached. 9. The method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid according to claim 8, wherein the soluble nitrosyl-ruthenium complex is a trinitrate compound. 10. The method for treating radioactive ruthenium-containing wastewater according to any one of claims 2 to 4, wherein the ruthenium compound to be added is extracted from the ruthenium-containing reprocessing wastewater with tributyl phosphoric acid under weak acidity, and is back-extracted with nitric acid. A method for treating a radioactive ruthenium-containing waste solution, characterized by comprising a solution containing a radioactive ruthenium. 11. In the method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid according to any one of claims 1 to 4, the treatment method according to any one of claims 1 to 4 is carried out after the ruthenium concentration in the waste liquid has been sufficiently reduced in advance. A method for treating waste liquid containing radioactive ruthenium. 12. A method for removing radioactive ruthenium from waste liquid containing radioactive ruthenium, wherein the removal method is such that the amount of ruthenium in the waste liquid subjected to removal treatment does not depend on the concentration of ruthenium in the waste liquid before removal treatment, A method for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, characterized in that radioactive ruthenium is removed by adding a ruthenium compound having a higher proportion of non-radioactive ruthenium than ruthenium contained in the waste liquid. 13. A radioactive ruthenium-containing waste liquid treatment apparatus comprising: an evaporator that receives and evaporates nitric acid waste liquid containing radioactive ruthenium; and a condenser that condenses nitric acid vapor from the evaporator; An apparatus for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid, comprising means for supplying to the evaporator a ruthenium compound containing non-radioactive ruthenium that reduces the specific radioactivity of ruthenium in the nitric acid waste liquid. 14. A radioactive ruthenium-containing waste liquid treatment device that performs evaporation treatment of the nitric acid waste liquid by adding a ruthenium compound containing non-radioactive ruthenium to the nitric acid waste liquid containing radioactive ruthenium to reduce the specific radioactivity of ruthenium in the nitric acid waste liquid. The apparatus for preparing the ruthenium compound for addition, which receives a portion of the nitric acid waste liquid, dissolves a nitrosyl-ruthenium complex soluble in the nitric acid waste liquid, and holds the nitrosyl-ruthenium complex until chemical equilibrium is reached under the evaporation treatment temperature conditions. A ruthenium compound preparation apparatus, characterized in that the ruthenium compound for addition is prepared by: 15. A radioactive ruthenium-containing waste liquid treatment device that performs evaporation treatment of the nitric acid waste liquid by adding a ruthenium compound containing non-radioactive ruthenium to the nitric acid waste liquid containing radioactive ruthenium to reduce the specific radioactivity of ruthenium in the nitric acid waste liquid. The apparatus for preparing the ruthenium compound for addition, which is used, includes a means for extracting a ruthenium compound from a reprocessing waste liquid containing ruthenium with tributyl phosphoric acid under weak acidity, and a means for extracting a ruthenium compound from a solution containing a ruthenium compound extracted by the tributyl phosphoric acid with nitric acid. A ruthenium compound preparation device comprising means for back-extracting a ruthenium compound.
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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| JP16666989A JP2776897B2 (en) | 1989-06-30 | 1989-06-30 | Method and apparatus for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid |
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Publications (2)
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