JPH0631840B2 - 放射性ルテニウムの除去方法 - Google Patents
放射性ルテニウムの除去方法Info
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- JPH0631840B2 JPH0631840B2 JP61239199A JP23919986A JPH0631840B2 JP H0631840 B2 JPH0631840 B2 JP H0631840B2 JP 61239199 A JP61239199 A JP 61239199A JP 23919986 A JP23919986 A JP 23919986A JP H0631840 B2 JPH0631840 B2 JP H0631840B2
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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、放射性ルテニウムの除去方法に関し、更に詳
しく述べるならば核燃料再処理の際の問題放射性核種で
あるルテニウムを安全かつ容易に分離除去する方法に関
する。
しく述べるならば核燃料再処理の際の問題放射性核種で
あるルテニウムを安全かつ容易に分離除去する方法に関
する。
ルテニウムは核分裂生成物中に多量に含まれ、その核分
裂収率は、燃焼条件によって異なるが、ウラン−２３５
の場合２０％以上、プルトニウム−２３９の場合４５％
以上である。それらのうち、ルテニウム−１０３（半減
期３９．８日）およびルテニウム−１０６（半減期３６
８日）は、半減期が比較的長いため、燃料取り出し後の
ある時期においては、核分裂放射性核種中の主要な放射
能源となっている。
裂収率は、燃焼条件によって異なるが、ウラン−２３５
の場合２０％以上、プルトニウム−２３９の場合４５％
以上である。それらのうち、ルテニウム−１０３（半減
期３９．８日）およびルテニウム−１０６（半減期３６
８日）は、半減期が比較的長いため、燃料取り出し後の
ある時期においては、核分裂放射性核種中の主要な放射
能源となっている。
一方、ルテニウムは、化学的にも特異な性質を有してお
り、０から８価に至るすべての原子価状態をとることが
でき、多様の錯体を作って複雑な挙動を行う。また、最
高酸化段階の四酸化ルテニウム（ＲｕＯ４）は揮発性
で、常温でも揮散してくる（オゾン臭を与える）。この
ような理由で、ルテニウムは、使用済核燃料の再処理の
際のきわめつきの問題核種となっている。
り、０から８価に至るすべての原子価状態をとることが
でき、多様の錯体を作って複雑な挙動を行う。また、最
高酸化段階の四酸化ルテニウム（ＲｕＯ４）は揮発性
で、常温でも揮散してくる（オゾン臭を与える）。この
ような理由で、ルテニウムは、使用済核燃料の再処理の
際のきわめつきの問題核種となっている。
現在、核燃料再処理において最もよく行われている手法
は、Purex 法であり、硝酸に溶解した使用済核燃料の溶
液からウランとプルトニウムとをトリブチルフォスフェ
イト（ＴＢＰ）／ｎ−ドデカンで抽出し、放射性の核分
裂生成物を水相に残すといった抽出分離を主軸としてい
る。従って、多量の放射性核種を含む水相、即ち高レベ
ル廃液（ＨＡＬＷ）の処理が重要な問題となっている。
しかるに、このような再処理工程において放射性のルテ
ニウムが惹起する問題点は大略次のとおりである。
は、Purex 法であり、硝酸に溶解した使用済核燃料の溶
液からウランとプルトニウムとをトリブチルフォスフェ
イト（ＴＢＰ）／ｎ−ドデカンで抽出し、放射性の核分
裂生成物を水相に残すといった抽出分離を主軸としてい
る。従って、多量の放射性核種を含む水相、即ち高レベ
ル廃液（ＨＡＬＷ）の処理が重要な問題となっている。
しかるに、このような再処理工程において放射性のルテ
ニウムが惹起する問題点は大略次のとおりである。
(1)ルテニウムの形成する種々の錯体、特にある種のニ
トロシル錯体がＴＢＰ／ドデカン抽出の際に水相と抽出
相の間で複雑な分配挙動をとるため、ウラン、プルトニ
ウムからルテニウムを完全分離することは困難である。
トロシル錯体がＴＢＰ／ドデカン抽出の際に水相と抽出
相の間で複雑な分配挙動をとるため、ウラン、プルトニ
ウムからルテニウムを完全分離することは困難である。
(2)安全を確保するため、ＨＡＬＷを蒸留法で濃縮減容
し、硝酸を回収して再使用することが計画されている。
その際、ルテニウムは硝酸によって酸化され、四酸化ル
テニウムとなって揮散し、器壁で還元されて二酸化ルテ
ニウム（ＲｕＯ２）を析出し、装置の放射能レベルを高
めるばかりでなく、その部分の器壁の腐食をはなはだし
く促進し、時としては装置の配管を閉塞せしめることさ
え起こる。また、当然のことながら、留出硝酸中にルテ
ニウムが混入する。
し、硝酸を回収して再使用することが計画されている。
その際、ルテニウムは硝酸によって酸化され、四酸化ル
テニウムとなって揮散し、器壁で還元されて二酸化ルテ
ニウム（ＲｕＯ２）を析出し、装置の放射能レベルを高
めるばかりでなく、その部分の器壁の腐食をはなはだし
く促進し、時としては装置の配管を閉塞せしめることさ
え起こる。また、当然のことながら、留出硝酸中にルテ
ニウムが混入する。
(3)ＨＡＬＷは蒸発乾固した後、最終的には強熱するこ
とによりガラス化もしくはセラミック化して安定な固体
廃棄物とされるが、ルテニウムの高温での揮散は壁けら
れず、放射能汚染の主要な原因となっている。
とによりガラス化もしくはセラミック化して安定な固体
廃棄物とされるが、ルテニウムの高温での揮散は壁けら
れず、放射能汚染の主要な原因となっている。
以上のような問題点に対し、それぞれ多様な対策が立て
られ、多くの検討がなされているが、未だ決定的な方策
は見出されていないのが現状である。
られ、多くの検討がなされているが、未だ決定的な方策
は見出されていないのが現状である。
本発明者は、予てより、核燃料再処理におけるルテニウ
ムの挙動に関心をもち、微量のルテニウムの原子吸光光
度法を確立〔Motojima K．et al:Anal．Chim．Acta，１
８３（１９８６）２１７〕するなど、その化学的性質の
解明ならびにその揮散防止について検討してきたが、ル
テニウムの除去のためには、消極的な揮散抑圧対策より
も、むしろ積極的にルテニウムを分離除去してしまう方
が効果的であるという結論に達し、本発明を完成するに
至った。
ムの挙動に関心をもち、微量のルテニウムの原子吸光光
度法を確立〔Motojima K．et al:Anal．Chim．Acta，１
８３（１９８６）２１７〕するなど、その化学的性質の
解明ならびにその揮散防止について検討してきたが、ル
テニウムの除去のためには、消極的な揮散抑圧対策より
も、むしろ積極的にルテニウムを分離除去してしまう方
が効果的であるという結論に達し、本発明を完成するに
至った。
本発明の方法は、前記核燃料再処理工程でウラン、プル
トニウムをＴＢＰ／ドデカンで抽出分離する前の溶液、
あるいは後段のＨＡＬＷのいずれにも適用でき、それら
の溶液から問題核種のルテニウムを安全かつ容易に分離
除去することができる。従って、本発明によれば、ルテ
ニウムにより惹起される核燃料再処理時の前記諸弊害を
根底より排除することができる。
トニウムをＴＢＰ／ドデカンで抽出分離する前の溶液、
あるいは後段のＨＡＬＷのいずれにも適用でき、それら
の溶液から問題核種のルテニウムを安全かつ容易に分離
除去することができる。従って、本発明によれば、ルテ
ニウムにより惹起される核燃料再処理時の前記諸弊害を
根底より排除することができる。
本発明によれば、水溶液中のルテニウムを酸化して四酸
化ルテニウムとし、この四酸化ルテニウムをパラフィン
系炭化水素溶剤に抽出し、引き続き溶剤中で還元されて
析出してくる固体の二酸化ルテニウムを分離することを
特徴とするルテニウムの除去方法が提供される。
化ルテニウムとし、この四酸化ルテニウムをパラフィン
系炭化水素溶剤に抽出し、引き続き溶剤中で還元されて
析出してくる固体の二酸化ルテニウムを分離することを
特徴とするルテニウムの除去方法が提供される。
ルテニウムの問題化学種である四酸化ルテニウムは、酸
化剤により容易に生成する。四酸化ルテニウムは揮発性
であるとともに油溶性を有する。四塩化炭素にはそのま
まの状態で安定に溶解する性質があり、この性質は分析
や分離に利用されている。また、四酸化ルテニウムはポ
リエチレンなどの高分子化合物からなる材料の表面に吸
着し、還元されて黒色の二酸化ルテニウムを形成する性
質があり、この性質は放射性ルテニウムの捕集ならびに
計測に用いられている〔Koda Y．： J．Radioanal Che
m.，６，３４５（１９７０）〕。
化剤により容易に生成する。四酸化ルテニウムは揮発性
であるとともに油溶性を有する。四塩化炭素にはそのま
まの状態で安定に溶解する性質があり、この性質は分析
や分離に利用されている。また、四酸化ルテニウムはポ
リエチレンなどの高分子化合物からなる材料の表面に吸
着し、還元されて黒色の二酸化ルテニウムを形成する性
質があり、この性質は放射性ルテニウムの捕集ならびに
計測に用いられている〔Koda Y．： J．Radioanal Che
m.，６，３４５（１９７０）〕。
本発明者は、このような知見をもとに、ルテニウムの揮
散防止に関して種々検討を試みてきたが、揮散を防止す
ることは事実上不可能であるとの結論に達し、以下に述
べるような手法で水相中のルテニウムを安全かつ効果的
に有機溶媒に抽出し、固化してしまう方法を発見したも
のである。ルテニウムを抽出除去してしまえば、使用済
核燃料の再処理の抽出系やＨＡＬＷの濃縮あるいは固化
の際における、前述した如きルテニウムに関する問題は
すべて解決してしまうことになる。
散防止に関して種々検討を試みてきたが、揮散を防止す
ることは事実上不可能であるとの結論に達し、以下に述
べるような手法で水相中のルテニウムを安全かつ効果的
に有機溶媒に抽出し、固化してしまう方法を発見したも
のである。ルテニウムを抽出除去してしまえば、使用済
核燃料の再処理の抽出系やＨＡＬＷの濃縮あるいは固化
の際における、前述した如きルテニウムに関する問題は
すべて解決してしまうことになる。
本発明の要点は次のとおりである。
(1)ルテニウム（ニトロシルルテニウムであってもよ
い）を含む水溶液に酸化剤を加え、あるいは電解酸化を
行ってルテニウムを酸化し、四酸化ルテニウムを生成せ
しめる。
い）を含む水溶液に酸化剤を加え、あるいは電解酸化を
行ってルテニウムを酸化し、四酸化ルテニウムを生成せ
しめる。
(2)生成した四酸化ルテニウムをパラフィン系炭化水素
溶剤で抽出する。
溶剤で抽出する。
(3)抽出された四酸化ルテニウムは、パラフィン系炭化
水素溶剤中で、比較的速やかに還元されて黒色の二酸化
ルテニウムの微粒子となる。
水素溶剤中で、比較的速やかに還元されて黒色の二酸化
ルテニウムの微粒子となる。
(4)この二酸化ルテニウムの微粒子は、暫時放置するか
あるいは加熱すれば、速やかに凝集して黒色のフロック
状となる。
あるいは加熱すれば、速やかに凝集して黒色のフロック
状となる。
(5)このフロック状の二酸化ルテニウムの沈澱は、溶剤
の炭化水素に覆われているので疎水性であり、水相へ分
散してゆくことはなく、炭化水素溶剤中に浮遊してい
る。
の炭化水素に覆われているので疎水性であり、水相へ分
散してゆくことはなく、炭化水素溶剤中に浮遊してい
る。
(6)この沈澱は、セルロース繊維をはじめポリエチレ
ン、ポリプロピレン等の合成高分子材料に吸着する性質
があり、従って通常の濾紙で容易にまた効果的に濾別す
ることができる。また、当然のことながら、この沈澱は
遠沈法で連続的に分離することもできる。
ン、ポリプロピレン等の合成高分子材料に吸着する性質
があり、従って通常の濾紙で容易にまた効果的に濾別す
ることができる。また、当然のことながら、この沈澱は
遠沈法で連続的に分離することもできる。
(7)二酸化ルテニウムの沈澱を分離した炭化水素溶剤
は、外見上全く損傷を受けておらず、反復して使用する
ことができ、ポンプを用いて溶剤を循環し、連続的に抽
出操作を行うことができる。
は、外見上全く損傷を受けておらず、反復して使用する
ことができ、ポンプを用いて溶剤を循環し、連続的に抽
出操作を行うことができる。
(8)抽出系の温度、酸化剤の種類、添加量、撹拌条件、
抽出溶剤の種類あるいは溶剤の循環速度等の条件により
異なるが、水相中のルテニウムを短時間で定量的に除去
し、安定な固体の二酸化ルテニウムとして分離し、捕集
することができる。
抽出溶剤の種類あるいは溶剤の循環速度等の条件により
異なるが、水相中のルテニウムを短時間で定量的に除去
し、安定な固体の二酸化ルテニウムとして分離し、捕集
することができる。
(9)操作、装置は極めて簡単で、工業的拡大は極めて容
易である。
易である。
上記の各項目につき、以下にさらに具体的に説明する。
(1)ルテニウムを酸化し、抽出する際の硝酸酸性度は低
い方が効果的である。通常の再処理の工程の３Ｍ硝酸濃
度付近において、ルテニウムを問題なく酸化し、抽出す
ることができる。但し、６Ｍ以上の硝酸酸性は好ましく
ない。
い方が効果的である。通常の再処理の工程の３Ｍ硝酸濃
度付近において、ルテニウムを問題なく酸化し、抽出す
ることができる。但し、６Ｍ以上の硝酸酸性は好ましく
ない。
ルテニウムの酸化剤としては文献〔Koda Y：前出〕に列
挙されている化合物またはこれらより酸化電位の高いも
ののいずれを用いてもよいが、実際の使用済核燃料の再
処理の場合には、過ヨウ素酸塩、臭素酸塩などのハロゲ
ン化合物を用いることは装置の腐食の観点から適当では
なく、ＮａＢｉＯ３、ＡｇＯ、ＰｂＯ２などの固体試薬
は操作上不都合があり、また処理後のＨＡＬＷの固化を
考慮すると（ＮＨ４）２Ｓ２Ｏ８などは用いない方が賢
明であろう。なお、過マンガン酸塩およびクロム酸塩は
３Ｍ硝酸酸性ではルテニウムの酸化力は十分ではない。
挙されている化合物またはこれらより酸化電位の高いも
ののいずれを用いてもよいが、実際の使用済核燃料の再
処理の場合には、過ヨウ素酸塩、臭素酸塩などのハロゲ
ン化合物を用いることは装置の腐食の観点から適当では
なく、ＮａＢｉＯ３、ＡｇＯ、ＰｂＯ２などの固体試薬
は操作上不都合があり、また処理後のＨＡＬＷの固化を
考慮すると（ＮＨ４）２Ｓ２Ｏ８などは用いない方が賢
明であろう。なお、過マンガン酸塩およびクロム酸塩は
３Ｍ硝酸酸性ではルテニウムの酸化力は十分ではない。
結局、酸性度の影響を受けず、しかも核分裂生成物中に
かなりの量で含有されているセリウムの四価のものを用
いるのが無難であり、しかもその硝酸塩溶液を使用する
のが最も単純で好ましいことを見出した。セリウム（四
価）の必要添加量は、水相中に何らかの還元性物質があ
る場合は別にして、ルテニウムに当量の１．５倍以上２
倍程度の量であるのがよい。セリウム（四価）を多量に
加えても本操作に問題はないが、あまり大量に加えると
廃棄物量を増加させることになり、不利である。また、
ルテニウムが安定なニトロシル錯体の形で存在している
場合には、ニトロシル基の酸化のためにセリウム（４
価）を必要とすることは言うまでもない。なお、過剰に
加えたセリウム（４価）が後の処理工程において妨害に
なる場合には、当量の過酸化水素を添加して還元してし
まうことができる。
かなりの量で含有されているセリウムの四価のものを用
いるのが無難であり、しかもその硝酸塩溶液を使用する
のが最も単純で好ましいことを見出した。セリウム（四
価）の必要添加量は、水相中に何らかの還元性物質があ
る場合は別にして、ルテニウムに当量の１．５倍以上２
倍程度の量であるのがよい。セリウム（四価）を多量に
加えても本操作に問題はないが、あまり大量に加えると
廃棄物量を増加させることになり、不利である。また、
ルテニウムが安定なニトロシル錯体の形で存在している
場合には、ニトロシル基の酸化のためにセリウム（４
価）を必要とすることは言うまでもない。なお、過剰に
加えたセリウム（４価）が後の処理工程において妨害に
なる場合には、当量の過酸化水素を添加して還元してし
まうことができる。
抽出時の温度については、室温でも反応は進むけれど
も、５０〜６０℃であるのが好ましく、水相中のルテニ
ウムが安定なニトロシル錯体の形で存在している場合に
は８０〜９０℃に加温することが望ましい。なお、水相
を予め加熱処理し、ニトロシル錯体を分解しておけば、
抽出時に高温にする必要はない。
も、５０〜６０℃であるのが好ましく、水相中のルテニ
ウムが安定なニトロシル錯体の形で存在している場合に
は８０〜９０℃に加温することが望ましい。なお、水相
を予め加熱処理し、ニトロシル錯体を分解しておけば、
抽出時に高温にする必要はない。
(2)四酸化ルテニウムを抽出するための溶剤はパラフィ
ン系炭化水素であるのがよく、蒸気圧が適正であり、取
り扱い上安全であり、ニトロ化反応や酸化分解が起りに
くい等の観点からは、炭素数１１〜１８程度の直鎖のも
のが適当であり、実際にはすでに再処理工程で実用され
ているｎ−ドデカンを使用するのが無難である。
ン系炭化水素であるのがよく、蒸気圧が適正であり、取
り扱い上安全であり、ニトロ化反応や酸化分解が起りに
くい等の観点からは、炭素数１１〜１８程度の直鎖のも
のが適当であり、実際にはすでに再処理工程で実用され
ているｎ−ドデカンを使用するのが無難である。
(3)四酸化ルテニウムは、はじめ溶剤の炭化水素によっ
て還元を受けるものと思われるが、引き続き生成した二
酸化ルテニウムの触媒作用により分解が進むようであ
る。
て還元を受けるものと思われるが、引き続き生成した二
酸化ルテニウムの触媒作用により分解が進むようであ
る。
(4)溶剤中に生成した二酸化ルテニウムを凝集させ、分
離を容易にするために、抽出後に炭化水素溶剤を加熱す
るかあるいは暫時滞留させるとよい。抽出槽の温度を高
くしている場合には、この操作は不必要ということにな
るし、またこの凝集のための加熱等を行わなくても二酸
化ルテニウムの分離は可能である。加熱温度は８０〜９
０℃であるのが適当であり、１００℃以上にすると万一
水相が混入してきたときに爆発的に沸騰する危険があ
る。
離を容易にするために、抽出後に炭化水素溶剤を加熱す
るかあるいは暫時滞留させるとよい。抽出槽の温度を高
くしている場合には、この操作は不必要ということにな
るし、またこの凝集のための加熱等を行わなくても二酸
化ルテニウムの分離は可能である。加熱温度は８０〜９
０℃であるのが適当であり、１００℃以上にすると万一
水相が混入してきたときに爆発的に沸騰する危険があ
る。
(5)黒色沈澱は、無定形の二酸化ルテニウムである。化
学的には安定で硝酸にも難溶である。
学的には安定で硝酸にも難溶である。
(6)後に行う減容処理を考慮すれば、セルロース繊維の
濾過材あるいは濾過助剤を用いるのが無難である。これ
らを焼却処理してもルテニウムの揮散は生じない。ま
た、遠心分離法を行う場合にもセルロース繊維などを添
加すれば、効果的である。
濾過材あるいは濾過助剤を用いるのが無難である。これ
らを焼却処理してもルテニウムの揮散は生じない。ま
た、遠心分離法を行う場合にもセルロース繊維などを添
加すれば、効果的である。
(7)溶剤は、四酸化ルテニウムによって酸化され、変化
しているわけであるが、その量は僅かであり、本抽出操
作に悪影響をおよぼしたり、安全上問題になるようなこ
とはない。
しているわけであるが、その量は僅かであり、本抽出操
作に悪影響をおよぼしたり、安全上問題になるようなこ
とはない。
(8)この抽出操作は不可逆的に進行し、速やかにルテニ
ウムを水相よりとり除いてしまうことができる。
ウムを水相よりとり除いてしまうことができる。
以下に実施例を挙げ、本発明をさらに説明する。
第１図に実験に用いた装置の概略を示す。１は抽出槽
（２００〜２０００ｍｌのビーカーもしくはフラスコ）
であり、これはマグネチックスタラーで撹拌することが
でき、また加熱することもできる。２はＲｕＯ２の沈澱
の凝集塔である。コイル状の熱線（ニクロム線）および
熱電対（アルメルクロメル）が入れてあり、温度が制御
される。通常、８０〜８５℃で使用した。３は濾過槽で
ある。本実験では直径３０ｍｍ、高さ１００ｍｍのセル
ロース製円筒濾紙を装着して用いた。４はステンレス製
ギアポンプである。溶剤の流速を８０〜１５０ｍｌ／mi
n の間で変えることができる。５は溶剤の貯留槽であ
る。
（２００〜２０００ｍｌのビーカーもしくはフラスコ）
であり、これはマグネチックスタラーで撹拌することが
でき、また加熱することもできる。２はＲｕＯ２の沈澱
の凝集塔である。コイル状の熱線（ニクロム線）および
熱電対（アルメルクロメル）が入れてあり、温度が制御
される。通常、８０〜８５℃で使用した。３は濾過槽で
ある。本実験では直径３０ｍｍ、高さ１００ｍｍのセル
ロース製円筒濾紙を装着して用いた。４はステンレス製
ギアポンプである。溶剤の流速を８０〜１５０ｍｌ／mi
n の間で変えることができる。５は溶剤の貯留槽であ
る。
ルテニウムの溶液を所定量抽出槽（液量に応じて適当容
量のビーカーもしくはフラスコを選ぶ）に採り、ポンプ
を作動させて、抽出溶剤の流動パラフィンを貯留槽より
取り出し、系内を循環させる。抽出槽内で水相を覆う流
動パラフィン層の厚さを約５ｃｍとし、流速を毎分１０
０〜１５０ｍｌとする。撹拌は、パラフィン相中の水が
巻き上げられて循環系内へ混入しないようにしなければ
ならないが、激しいほど効果的である。なお、抽出槽内
の温度は、この小型実験装置では、凝集塔における溶剤
の加熱のため短時間（液量にもよるが通常１５〜３０
分）に上昇して約５５℃となる。
量のビーカーもしくはフラスコを選ぶ）に採り、ポンプ
を作動させて、抽出溶剤の流動パラフィンを貯留槽より
取り出し、系内を循環させる。抽出槽内で水相を覆う流
動パラフィン層の厚さを約５ｃｍとし、流速を毎分１０
０〜１５０ｍｌとする。撹拌は、パラフィン相中の水が
巻き上げられて循環系内へ混入しないようにしなければ
ならないが、激しいほど効果的である。なお、抽出槽内
の温度は、この小型実験装置では、凝集塔における溶剤
の加熱のため短時間（液量にもよるが通常１５〜３０
分）に上昇して約５５℃となる。
なお、一連の検討では、試験に用いた上記のルテニウム
溶液中のルテニウムの量を５０ｍｇまでとした。これは
用いた円塔濾紙が小さいため、多量のルテニウムを濾別
すると濾過差圧が大きくなり、パラフィン溶剤循環系の
平衡が甚だしく乱されるのを避けるためである。濾過助
剤を用いるなどして実質の濾過面積を大きくし、さらに
は連続遠心分離法を行うならば、ルテニウムが多量に存
在しても差し支えないことはいうまでもない。
溶液中のルテニウムの量を５０ｍｇまでとした。これは
用いた円塔濾紙が小さいため、多量のルテニウムを濾別
すると濾過差圧が大きくなり、パラフィン溶剤循環系の
平衡が甚だしく乱されるのを避けるためである。濾過助
剤を用いるなどして実質の濾過面積を大きくし、さらに
は連続遠心分離法を行うならば、ルテニウムが多量に存
在しても差し支えないことはいうまでもない。
また、ルテニウムの抽出分離は硝酸濃度が低いほど効果
的で、硝酸濃度が０．５Ｍの場合は２〜４Ｍよりも約５
倍抽出率が高い。しかし、実際の核燃料再処理工程では
２．５〜３Ｍ硝酸溶液が対象となるので、本試験では３
Ｍ硝酸濃度で検討を行った。
的で、硝酸濃度が０．５Ｍの場合は２〜４Ｍよりも約５
倍抽出率が高い。しかし、実際の核燃料再処理工程では
２．５〜３Ｍ硝酸溶液が対象となるので、本試験では３
Ｍ硝酸濃度で検討を行った。
ルテニウムの濃度については、ＨＡＬＷなどでは１００
〜２００ｐｐｍであるといわれている。しかし、本発明
では、できるだけ微量のルテニウムをも除去してしまう
ことを目的としており、従って本試験では１００ｐｐｍ
以下の溶液についても検討した。
〜２００ｐｐｍであるといわれている。しかし、本発明
では、できるだけ微量のルテニウムをも除去してしまう
ことを目的としており、従って本試験では１００ｐｐｍ
以下の溶液についても検討した。
ルテニウムに対し１．５〜２倍当量の硝酸第二セリウム
水溶液を加えて抽出を開始する。次いで、一定時間毎
（１５もしくは３０分毎）に撹拌をとめ、水相の少量
（通常１．５ｍｌ）をピペットで取り出し、高周波プラ
ズマ発光分光分析法（ＩＣＰ）もしくは原子吸光分析法
〔Motojima K．et al:Anal． Chim．Acta，１８３（１
９８６）２１７〕により残存しているルテニウムを定量
し、抽出除去の効果を調べた。なお、定量下限は０．０
１ｐｐｍである。
水溶液を加えて抽出を開始する。次いで、一定時間毎
（１５もしくは３０分毎）に撹拌をとめ、水相の少量
（通常１．５ｍｌ）をピペットで取り出し、高周波プラ
ズマ発光分光分析法（ＩＣＰ）もしくは原子吸光分析法
〔Motojima K．et al:Anal． Chim．Acta，１８３（１
９８６）２１７〕により残存しているルテニウムを定量
し、抽出除去の効果を調べた。なお、定量下限は０．０
１ｐｐｍである。
以下に示すルテニウム水溶液につき抽出除去試験を行
い、時間の経過を横軸に、水溶液中に残存するルテニウ
ムの量（ｐｐｍ）を縦軸（対数目盛）にプロットしたグ
ラフを第２図および第３図に示す（グラフ中に付した番
号１〜６は下記表のNo.１〜６に対応する）。温度等が
平衡に達していない初期段階を別にすると、いずれの場
合にもルテニウムは直線的に減少している。本抽出反応
は一次の不可逆反応とみなしてよく、この直接的な関係
は全く合理的な結果である。
い、時間の経過を横軸に、水溶液中に残存するルテニウ
ムの量（ｐｐｍ）を縦軸（対数目盛）にプロットしたグ
ラフを第２図および第３図に示す（グラフ中に付した番
号１〜６は下記表のNo.１〜６に対応する）。温度等が
平衡に達していない初期段階を別にすると、いずれの場
合にもルテニウムは直線的に減少している。本抽出反応
は一次の不可逆反応とみなしてよく、この直接的な関係
は全く合理的な結果である。
No.６の実験では、ＨＡＬＷを模擬して、次のような金
属イオンを加えてある（数字は濃度ｐｐｍである）。
属イオンを加えてある（数字は濃度ｐｐｍである）。
Ｕ：５０、Ｚｒ：６００、Ｍｏ：５００、Ｃｓ：８０
０、Ｂａ：４００、Ｌａ：４００、Ｃｅ：２００、Ｎ
ｄ：６００、Ｓｒ：２００、Ｎｉ：２０、Ｆｅ：２０
０、Ｃｒ：３０、ＴＢＰ：１０ また、No.５および６の結果は、核燃料再処理の際に生
ずるといわれているニトロシルルテニウムが、種々の核
分裂生成物の存在下でも定量的に除去できることを示し
ている。
０、Ｂａ：４００、Ｌａ：４００、Ｃｅ：２００、Ｎ
ｄ：６００、Ｓｒ：２００、Ｎｉ：２０、Ｆｅ：２０
０、Ｃｒ：３０、ＴＢＰ：１０ また、No.５および６の結果は、核燃料再処理の際に生
ずるといわれているニトロシルルテニウムが、種々の核
分裂生成物の存在下でも定量的に除去できることを示し
ている。
第１図は実験に用いた装置の概略を示す図である。第２
図および第３図は、それぞれ、実施例における時間の経
過を横軸に、水溶液中に残存するルテニウムの量（ｐｐ
ｍ）を縦軸（対数目盛）にプロットしたグラフである。 １……抽出槽、２……凝集塔、 ３……濾過槽、４……ギアポンプ、 ５……溶剤貯留槽
図および第３図は、それぞれ、実施例における時間の経
過を横軸に、水溶液中に残存するルテニウムの量（ｐｐ
ｍ）を縦軸（対数目盛）にプロットしたグラフである。 １……抽出槽、２……凝集塔、 ３……濾過槽、４……ギアポンプ、 ５……溶剤貯留槽
Claims (1)
- 【請求項１】水溶液中のルテニウムを酸化して四酸化ル
テニウムとし、この四酸化ルテニウムをパラフィン系炭
化水素溶剤に抽出し、引き続き溶剤中で還元されて析出
してくる固体の二酸化ルテニウムを分離することを特徴
とするルテニウムの除去方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61239199A JPH0631840B2 (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 放射性ルテニウムの除去方法 |
| EP87308885A EP0263694B1 (en) | 1986-10-09 | 1987-10-07 | Process for removing radioactive ruthenium from aqueous solution |
| DE8787308885T DE3779243D1 (de) | 1986-10-09 | 1987-10-07 | Verfahren zur entfernung radioaktiven rutheniums aus waesserigen loesungen. |
| US07/313,468 US4938895A (en) | 1986-10-09 | 1989-02-22 | Process for removing radioactive ruthenium from aqueous solution |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61239199A JPH0631840B2 (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 放射性ルテニウムの除去方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6395397A JPS6395397A (ja) | 1988-04-26 |
| JPH0631840B2 true JPH0631840B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=17041200
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61239199A Expired - Fee Related JPH0631840B2 (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 放射性ルテニウムの除去方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4938895A (ja) |
| EP (1) | EP0263694B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0631840B2 (ja) |
| DE (1) | DE3779243D1 (ja) |
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| FR2672582B1 (fr) * | 1991-02-08 | 1993-04-23 | Comurhex | Procede d'elimination du ruthenium contenu dans des solutions uraniferes. |
| JPH06180392A (ja) * | 1992-12-15 | 1994-06-28 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 高レベル放射性廃液からルテニウムを分離回収する方法 |
| JP4395926B2 (ja) * | 1999-07-16 | 2010-01-13 | 三菱瓦斯化学株式会社 | アダマンタノール類の製造方法 |
| JP4219948B2 (ja) * | 2006-09-29 | 2009-02-04 | 日鉱金属株式会社 | 白金族を含む溶液からルテニウムを除去する装置 |
| WO2014077230A1 (ja) * | 2012-11-16 | 2014-05-22 | 田中貴金属工業株式会社 | 使用済み色素溶液からのＲｕ錯体色素の回収方法 |
| JP6210218B2 (ja) * | 2013-12-27 | 2017-10-11 | 株式会社Ihi | 高レベル放射性廃液ガラス固化設備 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| ZA763680B (en) * | 1976-06-21 | 1978-02-22 | Nat Inst Metallurg | The separation and purification of ruthenium |
| DE2701709C2 (de) * | 1977-01-17 | 1986-11-06 | PGP Industries, Inc., Santa Fe Springs, Calif. | Verfahren zur Trennung und selektiven Gewinnung von Rhodium, Ruthenium und Iridium |
| FR2448506A1 (fr) * | 1979-02-08 | 1980-09-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de recuperation du ruthenium present dans une solution aqueuse acide |
-
1986
- 1986-10-09 JP JP61239199A patent/JPH0631840B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1987
- 1987-10-07 EP EP87308885A patent/EP0263694B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1987-10-07 DE DE8787308885T patent/DE3779243D1/de not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-02-22 US US07/313,468 patent/US4938895A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0263694A3 (en) | 1989-04-19 |
| US4938895A (en) | 1990-07-03 |
| EP0263694B1 (en) | 1992-05-20 |
| EP0263694A2 (en) | 1988-04-13 |
| DE3779243D1 (de) | 1992-06-25 |
| JPS6395397A (ja) | 1988-04-26 |
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