JPH0740077B2 - 高放射性廃棄物の処理方法 - Google Patents
高放射性廃棄物の処理方法Info
- Publication number
- JPH0740077B2 JPH0740077B2 JP31840389A JP31840389A JPH0740077B2 JP H0740077 B2 JPH0740077 B2 JP H0740077B2 JP 31840389 A JP31840389 A JP 31840389A JP 31840389 A JP31840389 A JP 31840389A JP H0740077 B2 JPH0740077 B2 JP H0740077B2
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- Japan
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- radioactive waste
- platinum group
- highly radioactive
- waste
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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、使用済燃料の再処理工程等で発生する高レベ
ル放射性廃棄物の仮焼体を高温で処理することにより、
白金族元素を分離回収し、残渣酸化物を減容度の高い廃
棄物固化体にする処理方法に関するものである。
ル放射性廃棄物の仮焼体を高温で処理することにより、
白金族元素を分離回収し、残渣酸化物を減容度の高い廃
棄物固化体にする処理方法に関するものである。
［従来の技術］ ピューレックス法による使用済燃料の再処理で発生する
高レベル放射性廃棄物は、硝酸液中に崩壊生成物（フィ
ッション・プロダクト）が溶液またはスラリーの形で含
まれている。この高放射性廃棄物は、将来、ガラス等に
固体化される。この固体化の方法は媒体中に崩壊生成物
を混入する方法である。媒体としてはガラスや合成岩石
（シンロック）など多種類の材料が研究されている。媒
体中の崩壊生成物の濃度は、崩壊生成物中の元素の媒体
への溶解度や化学的耐久性（水への浸出率）の問題から
約10％程度に制限されている。固化体の体積は、その貯
蔵・処分の費用を低減させるため小さくすべきであり、
そのためには固化体中の崩壊生成物の含有率を上げる必
要があるが、上記の理由により現状では困難である。
高レベル放射性廃棄物は、硝酸液中に崩壊生成物（フィ
ッション・プロダクト）が溶液またはスラリーの形で含
まれている。この高放射性廃棄物は、将来、ガラス等に
固体化される。この固体化の方法は媒体中に崩壊生成物
を混入する方法である。媒体としてはガラスや合成岩石
（シンロック）など多種類の材料が研究されている。媒
体中の崩壊生成物の濃度は、崩壊生成物中の元素の媒体
への溶解度や化学的耐久性（水への浸出率）の問題から
約10％程度に制限されている。固化体の体積は、その貯
蔵・処分の費用を低減させるため小さくすべきであり、
そのためには固化体中の崩壊生成物の含有率を上げる必
要があるが、上記の理由により現状では困難である。
一方、高放射性廃棄物中には有用元素であるRu（ルテニ
ウム）、Pd（パラジウム）、Rh（ロジウム）の白金族元
素が含まれている。高放射性廃棄物からこれら白金族元
素を回収する試みは長年続けられてきており、従来技術
としては次の３つの方法が知られている。それらは、 高放射性廃棄物の硝酸溶液から燐酸エステルを用いて
目的核種を分離する溶媒抽出法 高放射性廃棄物をガラス溶融する際、鉛を添加し白金
族元素を鉛層に移行させて分離する鉛抽出法 放射性廃棄物をイオン交換処理し、目的核種を分離す
るイオン交換法 である。
ウム）、Pd（パラジウム）、Rh（ロジウム）の白金族元
素が含まれている。高放射性廃棄物からこれら白金族元
素を回収する試みは長年続けられてきており、従来技術
としては次の３つの方法が知られている。それらは、 高放射性廃棄物の硝酸溶液から燐酸エステルを用いて
目的核種を分離する溶媒抽出法 高放射性廃棄物をガラス溶融する際、鉛を添加し白金
族元素を鉛層に移行させて分離する鉛抽出法 放射性廃棄物をイオン交換処理し、目的核種を分離す
るイオン交換法 である。
［発明が解決しようとする課題］ しかし上記のような従来の白金族元素の回収方法は、そ
れぞれ次のような欠点がある。
れぞれ次のような欠点がある。
溶媒抽出法は燐酸エステルが二次廃棄物となり、再処
理で使用するTBP（トリブチルフォスフェイト）とは種
類が異なるため、廃TBPと別個の廃溶媒処理方法（処理
方法の研究開発及び処理プラント建設等）が必要とな
る。この費用は多大であり、回収する白金族元素のコス
トを市販価格以上に引き上げ、高放射性廃棄物からの白
金族元素回収は経済的に引き合わないものとなる。
理で使用するTBP（トリブチルフォスフェイト）とは種
類が異なるため、廃TBPと別個の廃溶媒処理方法（処理
方法の研究開発及び処理プラント建設等）が必要とな
る。この費用は多大であり、回収する白金族元素のコス
トを市販価格以上に引き上げ、高放射性廃棄物からの白
金族元素回収は経済的に引き合わないものとなる。
鉛抽出法は、鉛以外の添加物を使用しない点で有利で
あるが、抽出効率を上げるため、高放射性廃棄物のガラ
ス固化体製造に使用するガラスと異なる組成の低粘度の
ガラスを使わなければならず、鉛と白金族元素との分
離、使用した鉛の二次廃棄物化など解決しなければなら
ない問題が多い。
あるが、抽出効率を上げるため、高放射性廃棄物のガラ
ス固化体製造に使用するガラスと異なる組成の低粘度の
ガラスを使わなければならず、鉛と白金族元素との分
離、使用した鉛の二次廃棄物化など解決しなければなら
ない問題が多い。
イオン交換法の場合には、イオン交換樹脂が硝酸と接
触することにより燃焼性物質が生成するため、安全性の
面で問題がある。
触することにより燃焼性物質が生成するため、安全性の
面で問題がある。
更にこれらどの方法を採用しても二次廃棄物が生じ、高
放射性廃棄物の高減容処理を行うことができない。
放射性廃棄物の高減容処理を行うことができない。
本発明の目的は上記のような従来技術の欠点を解消し、
添加物を加えることなく白金族元素を容易に回収でき、
また二次廃棄物が発生せず、高放射性廃棄物の高減容固
化を実現できる処理方法を提供することにある。
添加物を加えることなく白金族元素を容易に回収でき、
また二次廃棄物が発生せず、高放射性廃棄物の高減容固
化を実現できる処理方法を提供することにある。
［課題を解決するための手段］ 上記のような技術的課題を解決できる本発明は、高放射
性廃棄物の仮焼体を還元状態において1000℃以上の高温
で加熱溶融処理し、仮焼体中に存在するMo（モリブデ
ン）を還元して白金族元素と合金化させ、得られる白金
族合金層を酸化物層から沈降分離して回収し、残渣酸化
物を固化体にする高放射性廃棄物の処理方法である。
性廃棄物の仮焼体を還元状態において1000℃以上の高温
で加熱溶融処理し、仮焼体中に存在するMo（モリブデ
ン）を還元して白金族元素と合金化させ、得られる白金
族合金層を酸化物層から沈降分離して回収し、残渣酸化
物を固化体にする高放射性廃棄物の処理方法である。
高放射性廃棄物は、通常、使用済燃料の再処理工程にお
ける抽出残渣として得られる硝酸溶液であり、使用済燃
料中の殆ど全ての崩壊生成物を含有している。本発明で
は、この硝酸溶液を加熱し、水分及び硝酸を蒸発させて
仮焼体を得る。その仮焼体を還元状態において1000℃以
上の高温で加熱溶融処理すると、仮焼体中に存在するMo
が還元され白金族元素と合金化し、得られる白金族合金
層は酸化物層よりも下層に沈降し、酸化物層から分離で
きる。白金族合金を回収し、残渣酸化物層を固化体にす
る。
ける抽出残渣として得られる硝酸溶液であり、使用済燃
料中の殆ど全ての崩壊生成物を含有している。本発明で
は、この硝酸溶液を加熱し、水分及び硝酸を蒸発させて
仮焼体を得る。その仮焼体を還元状態において1000℃以
上の高温で加熱溶融処理すると、仮焼体中に存在するMo
が還元され白金族元素と合金化し、得られる白金族合金
層は酸化物層よりも下層に沈降し、酸化物層から分離で
きる。白金族合金を回収し、残渣酸化物層を固化体にす
る。
本発明は二つの概念を有している。第１は処理の厄介な
二次廃棄物を生じる添加物を加えることなく、高放射性
廃棄物を固体化すること、第２は高放射性廃棄物中の白
金族元素を高温で還元し、金属態として分離することで
ある。
二次廃棄物を生じる添加物を加えることなく、高放射性
廃棄物を固体化すること、第２は高放射性廃棄物中の白
金族元素を高温で還元し、金属態として分離することで
ある。
高放射性廃棄物の加熱処理における酸化還元状態の制御
は、加熱温度、加熱雰囲気、還元剤の添加により行う。
は、加熱温度、加熱雰囲気、還元剤の添加により行う。
加熱温度は1000℃以上とする。1000℃未満ではPd,Rhは
金属に還元されるが、Ru,Moは還元されない。よって150
0〜2000℃で加熱処理することが好ましい。2000℃以上
ではRu−Pd−Rh−Mo系の合金は溶融するので、それ以上
の高温は必要ない。
金属に還元されるが、Ru,Moは還元されない。よって150
0〜2000℃で加熱処理することが好ましい。2000℃以上
ではRu−Pd−Rh−Mo系の合金は溶融するので、それ以上
の高温は必要ない。
加熱雰囲気の制御は還元反応を促進するために行う。空
気下においても、より高温にすることにより還元反応を
行わせることはできるが、2000℃以上では溶融炉の構
造、炉の材料、溶融容器の材料等、加熱技術において多
くの困難があり、より低い温度で処理することが必要で
ある。このため本発明では酸素含有量を低減した空気、
窒素もしくはアルゴンの雰囲気下で行うのが望ましい。
気下においても、より高温にすることにより還元反応を
行わせることはできるが、2000℃以上では溶融炉の構
造、炉の材料、溶融容器の材料等、加熱技術において多
くの困難があり、より低い温度で処理することが必要で
ある。このため本発明では酸素含有量を低減した空気、
窒素もしくはアルゴンの雰囲気下で行うのが望ましい。
還元剤は、より一層の還元反応促進のために使用する。
還元剤としては二次廃棄物を生じさせないため水素や一
酸化炭素等の気体還元剤、炭素等の酸化還元反応におい
て気体化する還元剤、アルカリ土類金属や希土類元素な
ど廃棄物となる酸化物層の構成元素である還元剤を使用
する。
還元剤としては二次廃棄物を生じさせないため水素や一
酸化炭素等の気体還元剤、炭素等の酸化還元反応におい
て気体化する還元剤、アルカリ土類金属や希土類元素な
ど廃棄物となる酸化物層の構成元素である還元剤を使用
する。
これらの加熱温度、雰囲気、還元剤は反応条件により適
宜組み合わせて設定し使用する。
宜組み合わせて設定し使用する。
［作用］ 使用済燃料中の核分裂生成物は金属元素、非金属元
素、希土類元素に大別できる。金属元素としてはアル
カリ土類金属やMo等の遷移金属、白金族元素等がある。
高放射性廃液の仮焼体を高温で加熱することにより、
の非金属元素およびの金属元素の中のアルカリ金属の
大部分が除去される。それらはSb,Te,Cs,Rb等である。
その結果、仮焼体の主成分は、燃焼度45000MWD/MTU、冷
却期間５年の使用済燃料の場合、含有量が100g/MTU以下
の元素を除くと次のようになる。
素、希土類元素に大別できる。金属元素としてはアル
カリ土類金属やMo等の遷移金属、白金族元素等がある。
高放射性廃液の仮焼体を高温で加熱することにより、
の非金属元素およびの金属元素の中のアルカリ金属の
大部分が除去される。それらはSb,Te,Cs,Rb等である。
その結果、仮焼体の主成分は、燃焼度45000MWD/MTU、冷
却期間５年の使用済燃料の場合、含有量が100g/MTU以下
の元素を除くと次のようになる。
・アルカリ土類金属（Sr,Ba） … 3.3kg/MTU 8.7％ ・遷移金属（Zr,Mo,Tc） …10.5kg/MTU 27.9％ ・白金族元素（Ru,Rh,Pd） … 5.4kg/MTU 14.3％ ・希土類元素（Y,La,Ce,Pr,Nd,Eu,Gd）…18.5kg/MTU 4
9.1％ 合計 …37.7kg/MTU 従って、この仮焼体を更に加熱し焼結溶融することによ
り、通常の高放射性廃棄物の固化体の崩壊生成物含有量
約10％に比べて減容度の高い固化体が得られる。ガラス
固化体では崩壊生成物に対し10倍の重量となり使用済燃
料１トン当たり数百の容積の固化体となるが、本発明
では容積数十の固化体にしうる。これはピューレック
ス法再処理で発生する廃棄物とは種類の異なる二次廃棄
物を生じさせることなく可能である。
9.1％ 合計 …37.7kg/MTU 従って、この仮焼体を更に加熱し焼結溶融することによ
り、通常の高放射性廃棄物の固化体の崩壊生成物含有量
約10％に比べて減容度の高い固化体が得られる。ガラス
固化体では崩壊生成物に対し10倍の重量となり使用済燃
料１トン当たり数百の容積の固化体となるが、本発明
では容積数十の固化体にしうる。これはピューレック
ス法再処理で発生する廃棄物とは種類の異なる二次廃棄
物を生じさせることなく可能である。
更に本発明では仮焼体の加熱溶融処理において、系を還
元状態におくことにより白金族元素を回収分離できる。
白金族元素は、その酸化物生成の自由エネルギーが小さ
く、加熱されることにより金属状態にまで還元されるこ
とが知られている。また仮焼体中には酸化物生成自由エ
ネルギーが比較的小さいMoが含まれている。仮焼体中に
含まれるMoの融点は2623℃であり、白金族元素の融点は
Pdが1554℃、Rhは1963℃、Ruは2254℃である。RuはRhと
その結晶型を異にしているため全率に固溶せず、またPd
はRh,Ruと共晶点をもつ合金を生成しない。従って白金
族元素及びその合金系では、融点が2000℃以上になるこ
とがあり、仮焼体の溶融により白金族元素を単独または
合金として酸化物である残渣と分離させることは困難で
あった。相としては分離しても、溶融体として二層に互
いに分離させるには溶融温度は極めて高くなる。
元状態におくことにより白金族元素を回収分離できる。
白金族元素は、その酸化物生成の自由エネルギーが小さ
く、加熱されることにより金属状態にまで還元されるこ
とが知られている。また仮焼体中には酸化物生成自由エ
ネルギーが比較的小さいMoが含まれている。仮焼体中に
含まれるMoの融点は2623℃であり、白金族元素の融点は
Pdが1554℃、Rhは1963℃、Ruは2254℃である。RuはRhと
その結晶型を異にしているため全率に固溶せず、またPd
はRh,Ruと共晶点をもつ合金を生成しない。従って白金
族元素及びその合金系では、融点が2000℃以上になるこ
とがあり、仮焼体の溶融により白金族元素を単独または
合金として酸化物である残渣と分離させることは困難で
あった。相としては分離しても、溶融体として二層に互
いに分離させるには溶融温度は極めて高くなる。
しかしMoが存在すると、それは白金族元素と融点の低い
合金を形成する。Moと白金族元素との合金において、最
も低い融点はMo−Ru系で1948℃、Mo−Pd系で1737℃、Mo
−Rh系で1940℃である。このようにRuのような融点が22
54℃の白金族元素もMoと合金化させることにより融点を
下げることができる。
合金を形成する。Moと白金族元素との合金において、最
も低い融点はMo−Ru系で1948℃、Mo−Pd系で1737℃、Mo
−Rh系で1940℃である。このようにRuのような融点が22
54℃の白金族元素もMoと合金化させることにより融点を
下げることができる。
本発明はこの現象を利用し、Ru,Rd,Rh,Moを2000℃以下
の温度で溶融する形態に還元し、溶融合金層を形成さ
せ、酸化物層と分離させることにより白金族元素を回収
し、残りの崩壊生成物の酸化物を減容度の高い固化体に
するものである。
の温度で溶融する形態に還元し、溶融合金層を形成さ
せ、酸化物層と分離させることにより白金族元素を回収
し、残りの崩壊生成物の酸化物を減容度の高い固化体に
するものである。
この崩壊生成物の酸化物の組成は、前述の仮焼体の成分
の場合には次のようになる。
の場合には次のようになる。
・アルカリ土類金属（Sr,Ba） … 3.3kg/MTU 11.9％ ・遷移金属（Zr,Tc） … 6.0kg/MTU 21.6％ ・希土類元素（Y,La,Ce,Pr,Nd,Eu,Gd）…18.5kg/MTU 6
6.5％ 合計 栄27.8kg/MTU 白金族元素は、その放射能の減衰または放射性同位体の
分離によって有効利用に供することができるから、放射
性廃棄物として所謂「地層処分」の対象となるのは残り
の希土類元素を主成分とする酸化物となる。これは使用
済燃料１トン当たり27.8kgであり、アクチニドのNp（0.
7kg/MTU）,Am（0.5kg/MTU）を加えても約30kgにすぎな
い。それらの比重は約５であるから容量は６/MTUであ
り、ガラス固化体の容量180/MTUに比較し1/30にな
る。
6.5％ 合計 栄27.8kg/MTU 白金族元素は、その放射能の減衰または放射性同位体の
分離によって有効利用に供することができるから、放射
性廃棄物として所謂「地層処分」の対象となるのは残り
の希土類元素を主成分とする酸化物となる。これは使用
済燃料１トン当たり27.8kgであり、アクチニドのNp（0.
7kg/MTU）,Am（0.5kg/MTU）を加えても約30kgにすぎな
い。それらの比重は約５であるから容量は６/MTUであ
り、ガラス固化体の容量180/MTUに比較し1/30にな
る。
このように本発明により高放射性廃棄物の貯蔵・処分に
おける大幅な費用削減が可能となる。即ち高放射性廃棄
物を高温処理し、その酸化還元処理状態を制御すること
により、α核種に比べ貯蔵・処分において低コストの
取り扱いが期待されるβγ核種である揮発性元素と、
有用金属である白金族元素と、希土類を主成分とする
酸化物の高減容の固化体に放射性廃棄物を大別分離し処
分することができる。
おける大幅な費用削減が可能となる。即ち高放射性廃棄
物を高温処理し、その酸化還元処理状態を制御すること
により、α核種に比べ貯蔵・処分において低コストの
取り扱いが期待されるβγ核種である揮発性元素と、
有用金属である白金族元素と、希土類を主成分とする
酸化物の高減容の固化体に放射性廃棄物を大別分離し処
分することができる。
［実施例］ 第１図は本発明方法を実施するための処理装置の一例を
示す概念図である。これはボトムフロー型の装置例であ
る。高放射性廃棄物の仮焼体は溶融容器10に入れられ
る。仮焼体は加熱還元処理され、比重の大きな白金族元
素の層12と比重の小さな酸化物層14に分離する。白金族
元素の層12と酸化物の層14は順次底部の流下ノズル16か
ら流下し、別の容器内に注入し固化する。
示す概念図である。これはボトムフロー型の装置例であ
る。高放射性廃棄物の仮焼体は溶融容器10に入れられ
る。仮焼体は加熱還元処理され、比重の大きな白金族元
素の層12と比重の小さな酸化物層14に分離する。白金族
元素の層12と酸化物の層14は順次底部の流下ノズル16か
ら流下し、別の容器内に注入し固化する。
第２図は本発明方法の実施に用いる処理装置の他の例を
示す概念図である。これはオバーフロー型の装置例であ
る。高放射性廃棄物の仮焼体は溶融容器20の中央部分に
入れられ、加熱溶融処理される。下方に位置する白金族
元素の層12及び上方に位置する酸化物の層14はそれぞれ
矢印で示す流路22,24を経て、流下ノズル26,28から流下
し、別の容器内に注入して固化する。
示す概念図である。これはオバーフロー型の装置例であ
る。高放射性廃棄物の仮焼体は溶融容器20の中央部分に
入れられ、加熱溶融処理される。下方に位置する白金族
元素の層12及び上方に位置する酸化物の層14はそれぞれ
矢印で示す流路22,24を経て、流下ノズル26,28から流下
し、別の容器内に注入して固化する。
装置構成は上記２つの例に限られるものではなく、ボト
ムフロー型とオバーフロー型の中間型の装置構成も考え
られる。即ち白金族元素層はボトムフローにより流下さ
せ注入固化し、酸化物層はオバーフローにより流下させ
注入固化する。
ムフロー型とオバーフロー型の中間型の装置構成も考え
られる。即ち白金族元素層はボトムフローにより流下さ
せ注入固化し、酸化物層はオバーフローにより流下させ
注入固化する。
仮焼体の加熱処理は、高放射性廃棄物のガラス固化で採
用されているヒーター方式や直接通電方式、高周波加熱
方式等を適用できる。
用されているヒーター方式や直接通電方式、高周波加熱
方式等を適用できる。
次に具体的な実験例について述べる。燃焼度45000MWD/M
TU、冷却期間５年の使用済燃料中の崩壊生成物の組成を
ORIGENコードによって計算して相当する高放射性廃液の
模擬廃液を合成し、この模擬廃液を600℃に加熱し仮焼
体とした。
TU、冷却期間５年の使用済燃料中の崩壊生成物の組成を
ORIGENコードによって計算して相当する高放射性廃液の
模擬廃液を合成し、この模擬廃液を600℃に加熱し仮焼
体とした。
仮焼体を45gボロンナイトライドのルツボに入れアルゴ
ン雰囲気下で1800℃−１時間の加熱溶融処理を行った。
冷却後ルツボを破壊し内容物を取り出した。内容物は２
種類に分かれ、底部には金属の固まりがあり残渣部分か
ら容易に分離できた。金属部分をＸ線マイクロアナライ
ザー（EPMA）で分析した結果、Ru−Pd−Moが検出され
た。Rhは検出波長がRuの検出波長と重なるため未確認で
ある。この金属部分の重量は仮焼体中のRu−Pd−Rh−Mo
の重量の約90％であった。残渣部分について、その浸出
量をJIS−R3502に準じた方式で測定した。浸出率は８×
10-5g/cm2・ｄであり、ガラス固化体とほぼ同程度であ
り高放射性固化体としての化学的耐久性を有しているこ
とが確認された。
ン雰囲気下で1800℃−１時間の加熱溶融処理を行った。
冷却後ルツボを破壊し内容物を取り出した。内容物は２
種類に分かれ、底部には金属の固まりがあり残渣部分か
ら容易に分離できた。金属部分をＸ線マイクロアナライ
ザー（EPMA）で分析した結果、Ru−Pd−Moが検出され
た。Rhは検出波長がRuの検出波長と重なるため未確認で
ある。この金属部分の重量は仮焼体中のRu−Pd−Rh−Mo
の重量の約90％であった。残渣部分について、その浸出
量をJIS−R3502に準じた方式で測定した。浸出率は８×
10-5g/cm2・ｄであり、ガラス固化体とほぼ同程度であ
り高放射性固化体としての化学的耐久性を有しているこ
とが確認された。
［発明の効果］ 本発明は上記のように高放射性廃棄物の仮焼体を還元状
態において1000℃以上の高温で加熱溶融処理する方法で
あるから、添加物を加えることなく白金族元素を分離回
収でき、処理プロセスの単純化並びに処理装置の小型化
を図ることができる。また添加物を加えないため二次廃
棄物が発生せず、残渣酸化物をそのまま固化体にするた
め従来のガラス固化処理に比べて数十分の一もの大幅な
減容固化を実現でき、高放射性廃棄物の貯蔵・処分にお
ける大幅な費用削減が可能となる。
態において1000℃以上の高温で加熱溶融処理する方法で
あるから、添加物を加えることなく白金族元素を分離回
収でき、処理プロセスの単純化並びに処理装置の小型化
を図ることができる。また添加物を加えないため二次廃
棄物が発生せず、残渣酸化物をそのまま固化体にするた
め従来のガラス固化処理に比べて数十分の一もの大幅な
減容固化を実現でき、高放射性廃棄物の貯蔵・処分にお
ける大幅な費用削減が可能となる。
【図面の簡単な説明】 第１図は本発明方法の実施に用いる処理装置の一例を示
す概念図、第２図は処理装置の他の例を示す概念図であ
る。 10,20……溶融容器、12……白金族元素の層、14……残
渣酸化物層、16,26,28……流下ノズル。
す概念図、第２図は処理装置の他の例を示す概念図であ
る。 10,20……溶融容器、12……白金族元素の層、14……残
渣酸化物層、16,26,28……流下ノズル。
Claims (2)
- 【請求項１】高放射性廃棄物の仮焼体を還元状態におい
て1000℃以上の高温で加熱溶融処理し、仮焼体中に存在
するモリブデンを還元して白金族元素と合金化させ、得
られる白金族合金層を酸化物層から沈降分離して回収
し、残渣酸化物を固化体にすることを特徴とする高放射
性廃棄物の処理方法。 - 【請求項２】加熱溶融処理を1500〜2000℃で行う請求項
１記載の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP31840389A JPH0740077B2 (ja) | 1989-12-07 | 1989-12-07 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP31840389A JPH0740077B2 (ja) | 1989-12-07 | 1989-12-07 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03179297A JPH03179297A (ja) | 1991-08-05 |
| JPH0740077B2 true JPH0740077B2 (ja) | 1995-05-01 |
Family
ID=18098765
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP31840389A Expired - Lifetime JPH0740077B2 (ja) | 1989-12-07 | 1989-12-07 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0740077B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4491990B2 (ja) * | 2001-05-01 | 2010-06-30 | 株式会社Ｉｈｉ | ガラス溶融炉の白金族堆積防止方法 |
| JP5776178B2 (ja) * | 2010-12-17 | 2015-09-09 | 株式会社Ihi | ガラス溶融炉の堆積物除去方法 |
-
1989
- 1989-12-07 JP JP31840389A patent/JPH0740077B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH03179297A (ja) | 1991-08-05 |
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