JPH0752234B2 - 核燃料再処理廃液のガラス固化方法 - Google Patents
核燃料再処理廃液のガラス固化方法Info
- Publication number
- JPH0752234B2 JPH0752234B2 JP60253649A JP25364985A JPH0752234B2 JP H0752234 B2 JPH0752234 B2 JP H0752234B2 JP 60253649 A JP60253649 A JP 60253649A JP 25364985 A JP25364985 A JP 25364985A JP H0752234 B2 JPH0752234 B2 JP H0752234B2
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- Japan
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- waste liquid
- ruthenium
- nuclear fuel
- reprocessing waste
- fuel reprocessing
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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、核燃料再処理廃液をガラス化する前に、その
核燃料再処理廃液からルテニウムを回収して核燃料再処
理廃液のガラス化処理を容易にできると共に貴金属とし
てルテニウムを回収できる核燃料再処理廃液のガラス固
化方法に関するものである。
核燃料再処理廃液からルテニウムを回収して核燃料再処
理廃液のガラス化処理を容易にできると共に貴金属とし
てルテニウムを回収できる核燃料再処理廃液のガラス固
化方法に関するものである。
［従来の技術］ 従来、核燃料再処理廃液は貯蔵容器内でガラス化して貯
蔵するようにしている。
蔵するようにしている。
これを第２図により説明すると、収容容器１から高レベ
ル放射能廃液２をポンプ３でガラス溶融炉４に入れ、そ
の溶融炉４に供給管５からガラス原料を供給し、溶融炉
４内で廃液２とガラス原料とを約1100℃に保って溶融さ
せ、適宜この溶融物６を格納容器（図示せず）に入れて
固化させるようにしている。
ル放射能廃液２をポンプ３でガラス溶融炉４に入れ、そ
の溶融炉４に供給管５からガラス原料を供給し、溶融炉
４内で廃液２とガラス原料とを約1100℃に保って溶融さ
せ、適宜この溶融物６を格納容器（図示せず）に入れて
固化させるようにしている。
［発明が解決しようとする課題］ しかしながら、廃液２を高温化するにおいて廃液２中の
ルテニウムが空気などと接触して酸化され易く、炉４内
の排ガスをポンプ７等で排気する場合、炉４内のガス温
度は約400℃と高温であり、四酸化ルテニウム（RuO4）
は沸点が百数十℃のため、その排ガス中に四酸化ルテニ
ウムが混入してしまい、これをガス処理装置８で除去し
なければならない問題がある。
ルテニウムが空気などと接触して酸化され易く、炉４内
の排ガスをポンプ７等で排気する場合、炉４内のガス温
度は約400℃と高温であり、四酸化ルテニウム（RuO4）
は沸点が百数十℃のため、その排ガス中に四酸化ルテニ
ウムが混入してしまい、これをガス処理装置８で除去し
なければならない問題がある。
本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、核燃料
再処理廃液をガラス固化する際にルテニウムを回収して
ルテニウムの影響がない状態で容易にガラス固化できる
核燃料再処理廃液のガラス固化方法を提供することを目
的とする。
再処理廃液をガラス固化する際にルテニウムを回収して
ルテニウムの影響がない状態で容易にガラス固化できる
核燃料再処理廃液のガラス固化方法を提供することを目
的とする。
［課題を解決するための手段］ 本発明は、上記の目的を達成するために、核燃料再処理
廃液をガラス固化するに際し、密閉された反応容器内で
核燃料再処理廃液を硝酸酸性の状態で加熱し、その再処
理廃液にオゾンを吹き込んで再処理廃液中のルテニウム
を四酸化ルテニウムにすると共にそのオゾンを反応容器
外に排気して排ガス中に四酸化ルテニウムを蒸発させ、
その蒸発した四酸化ルテニウムを含む排ガスを冷却し、
その冷却ガスと吸収液とを接触させてガス中の四酸化ル
テニウムを回収し、その後、ルテニウムを回収した後の
再処理廃液をガラス固化することを特徴とする核燃料再
処理廃液のガラス固化方法である。
廃液をガラス固化するに際し、密閉された反応容器内で
核燃料再処理廃液を硝酸酸性の状態で加熱し、その再処
理廃液にオゾンを吹き込んで再処理廃液中のルテニウム
を四酸化ルテニウムにすると共にそのオゾンを反応容器
外に排気して排ガス中に四酸化ルテニウムを蒸発させ、
その蒸発した四酸化ルテニウムを含む排ガスを冷却し、
その冷却ガスと吸収液とを接触させてガス中の四酸化ル
テニウムを回収し、その後、ルテニウムを回収した後の
再処理廃液をガラス固化することを特徴とする核燃料再
処理廃液のガラス固化方法である。
［作用］ 上記構成によれば、核燃料再処理廃液を濃縮或いは硝酸
を加えて、廃液が硝酸濃度で20％以上の酸性状態とし、
これに酸化剤としてオゾンを吹き込むことで、廃液中の
ルテニウムを酸化して四酸化ルテニウムとし、これをオ
ゾンと共に排気した後、これを冷却して凝縮すると共に
アルカリ剤などの吸収液で吸収させることで貴金属とし
てのルテニウムを容易に回収でき、しかもルテニウム回
収後の再処理廃液には、ルテニウムが含まれないためガ
ラス固化の処理が容易となる。
を加えて、廃液が硝酸濃度で20％以上の酸性状態とし、
これに酸化剤としてオゾンを吹き込むことで、廃液中の
ルテニウムを酸化して四酸化ルテニウムとし、これをオ
ゾンと共に排気した後、これを冷却して凝縮すると共に
アルカリ剤などの吸収液で吸収させることで貴金属とし
てのルテニウムを容易に回収でき、しかもルテニウム回
収後の再処理廃液には、ルテニウムが含まれないためガ
ラス固化の処理が容易となる。
［実施例］ 以下、本発明に係る核燃料再処理廃液のガラス固化方法
の好適一実施例を添付図面に基づいて説明する。
の好適一実施例を添付図面に基づいて説明する。
第１図において、９は反応容器で、その上部の廃液供給
管10より再処理廃液２が、反応容器９内に供給され、ま
た排出管11より適宜排出されるようになっている。この
反応容器９の外周にはスチームジャケット、電気ヒータ
などの加熱用熱源12が取り付けられ、反応容器９内の廃
液温度を四酸化ルテニウムの沸点（約100℃）以上、好
ましくは130〜180℃に保つようになっている。
管10より再処理廃液２が、反応容器９内に供給され、ま
た排出管11より適宜排出されるようになっている。この
反応容器９の外周にはスチームジャケット、電気ヒータ
などの加熱用熱源12が取り付けられ、反応容器９内の廃
液温度を四酸化ルテニウムの沸点（約100℃）以上、好
ましくは130〜180℃に保つようになっている。
反応容器９には、廃液２内にオゾンからなる酸化剤を吹
き込む酸化剤導入管13が取り付けられる。また反応容器
９の頂部には生成した四酸化ルテニウムや排ガスの出口
管14が接続され、その出口管14にガス冷却器15が接続さ
れると共に吸収装置16が接続される。
き込む酸化剤導入管13が取り付けられる。また反応容器
９の頂部には生成した四酸化ルテニウムや排ガスの出口
管14が接続され、その出口管14にガス冷却器15が接続さ
れると共に吸収装置16が接続される。
吸収装置16は、循環ポンプ17及びそのパイプ18とスプレ
ー管19により、NaOHなどのアルカリ吸収液或いは水など
の吸収液20を噴射循環するようになっている。さらに吸
収装置16には吸収処理後の排ガスを排気する排気ポンプ
21が接続される。
ー管19により、NaOHなどのアルカリ吸収液或いは水など
の吸収液20を噴射循環するようになっている。さらに吸
収装置16には吸収処理後の排ガスを排気する排気ポンプ
21が接続される。
次にルテニウムを回収する場合を説明する。
供給管10から反応容器９内に供給された核燃料再処理廃
液２は、加熱用熱源12により四酸化ルテニウムの沸点以
上、例えば130〜180℃にされ、この状態で廃液中の硝酸
濃度が数規定以上（例えば５規定）の硝酸酸性状態にさ
れた時に酸化剤導入管13より酸化剤としてのオゾンが吹
き込まれる。廃液２中のルテニウム（Ru）は硝酸の存在
下、オゾンにより酸化され（Ru＋2O2→RuO4）、ガス状
となってオゾンやキャリヤガスなどの排ガスと共に出口
管14に流れ、ガス冷却器15で冷却される。このガス冷却
器15での冷却は酸化ルテニウムの凝縮温度以下好ましく
は50℃以下となるよう冷却する。
液２は、加熱用熱源12により四酸化ルテニウムの沸点以
上、例えば130〜180℃にされ、この状態で廃液中の硝酸
濃度が数規定以上（例えば５規定）の硝酸酸性状態にさ
れた時に酸化剤導入管13より酸化剤としてのオゾンが吹
き込まれる。廃液２中のルテニウム（Ru）は硝酸の存在
下、オゾンにより酸化され（Ru＋2O2→RuO4）、ガス状
となってオゾンやキャリヤガスなどの排ガスと共に出口
管14に流れ、ガス冷却器15で冷却される。このガス冷却
器15での冷却は酸化ルテニウムの凝縮温度以下好ましく
は50℃以下となるよう冷却する。
ガス冷却器15で冷却されたガスは、吸収装置16内に導入
され、そこで装置16内を噴射循環するアルカリなどの吸
収液20によりガス状の酸化ルテニウムも合せて回収さ
れ、回収後のガスは排気ポンプ21より排気される。
され、そこで装置16内を噴射循環するアルカリなどの吸
収液20によりガス状の酸化ルテニウムも合せて回収さ
れ、回収後のガスは排気ポンプ21より排気される。
このようにして酸化物として回収されたルテニウムは白
金族であり、またその放射能の半減期も約１年であり十
分冷却後は貴金属としての価値が生じる。
金族であり、またその放射能の半減期も約１年であり十
分冷却後は貴金属としての価値が生じる。
反応容器９内に供給した核燃料再処理廃液２中には種々
の放射性重金属が含まれているが、その廃液温度を、四
酸化ルテニウムの沸点以上、例えば130〜180℃に保つこ
とでルテニウムだけを酸化して除去することができる。
の放射性重金属が含まれているが、その廃液温度を、四
酸化ルテニウムの沸点以上、例えば130〜180℃に保つこ
とでルテニウムだけを酸化して除去することができる。
また、廃液２には、酸化剤としてオゾンを吹き込んでル
テニウムを酸化するため、吹き込んだオゾンは、四酸化
ルテニウムと共にそのまま回収でき、廃液中のルテニウ
ムを回収できるまで吹き込むことができ、しかも廃液２
中には不要な酸化剤が残らず、その後の廃液のガラス固
化には支障をきたさない。
テニウムを酸化するため、吹き込んだオゾンは、四酸化
ルテニウムと共にそのまま回収でき、廃液中のルテニウ
ムを回収できるまで吹き込むことができ、しかも廃液２
中には不要な酸化剤が残らず、その後の廃液のガラス固
化には支障をきたさない。
次に、ルテニウムを酸化除去した後の廃液２は、排出管
11より第２図で説明したガラス溶融炉４によりガラス化
処理する。この場合、廃液２中にはルテニウムが含まれ
ないため、ガス処理装置８は不要であり、その排ガス処
理が容易であると共にガラス固化が容易にできる。
11より第２図で説明したガラス溶融炉４によりガラス化
処理する。この場合、廃液２中にはルテニウムが含まれ
ないため、ガス処理装置８は不要であり、その排ガス処
理が容易であると共にガラス固化が容易にできる。
［発明の効果］ 以上詳述してきたことから明らかなように本発明によれ
ば次のごとき優れた効果を発揮する。
ば次のごとき優れた効果を発揮する。
（１）廃液を硝酸酸性の状態で、その廃液に酸化剤とし
てのオゾンを吹き込むことで、廃液中のルテニウムを酸
化してその排気ガスと共にガス化して回収できる。
てのオゾンを吹き込むことで、廃液中のルテニウムを酸
化してその排気ガスと共にガス化して回収できる。
（２）四酸化ルテニウムの沸点は、比較的低いため、オ
ゾンで酸化後の反応容器外に排気するオゾン排ガスと共
に排気することができ、そのオゾン排ガスを冷却し、吸
収液で吸収することで容易に回収できる。
ゾンで酸化後の反応容器外に排気するオゾン排ガスと共
に排気することができ、そのオゾン排ガスを冷却し、吸
収液で吸収することで容易に回収できる。
（３）廃液中に酸化剤としてオゾンを吹き込んでルテニ
ウムを除去するので、廃液中に多量に酸化剤を吹き込ん
でも残ることがないため、廃液のガラス固化に支障をき
たすことがないと共に、廃液中にルテニウムが含まれな
いため、そのガラス固化が容易となる。
ウムを除去するので、廃液中に多量に酸化剤を吹き込ん
でも残ることがないため、廃液のガラス固化に支障をき
たすことがないと共に、廃液中にルテニウムが含まれな
いため、そのガラス固化が容易となる。
第１図は本発明に係る核燃料再処理廃液のガラス固化方
法の一実施例を示す図、第２図は従来の核燃料再処理廃
液のガラス化処理を説明する図である。 図中、２は核燃料再処理廃液、９は反応容器、12加熱用
熱源、13は酸化剤供給手段である酸化剤導入管、５はガ
ス冷却器、16は吸収装置である。
法の一実施例を示す図、第２図は従来の核燃料再処理廃
液のガラス化処理を説明する図である。 図中、２は核燃料再処理廃液、９は反応容器、12加熱用
熱源、13は酸化剤供給手段である酸化剤導入管、５はガ
ス冷却器、16は吸収装置である。
Claims (1)
- 【請求項１】核燃料再処理廃液をガラス固化するに際
し、密閉された反応容器内で核燃料再処理廃液を硝酸酸
性の状態で加熱し、その再処理廃液にオゾンを吹き込ん
で再処理廃液中のルテニウムを四酸化ルテニウムにする
と共にそのオゾンを反応容器外に排気して排ガス中に四
酸化ルテニウムを蒸発させ、その蒸発した四酸化ルテニ
ウムを含む排ガスを冷却し、その冷却ガスと吸収液とを
接触させて排ガス中の四酸化ルテニウムを回収し、その
後ルテニウムを回収した後の再処理廃液をガラス固化す
ることを特徴とする核燃料再処理廃液のガラス固化方
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60253649A JPH0752234B2 (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 核燃料再処理廃液のガラス固化方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60253649A JPH0752234B2 (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 核燃料再処理廃液のガラス固化方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62115399A JPS62115399A (ja) | 1987-05-27 |
| JPH0752234B2 true JPH0752234B2 (ja) | 1995-06-05 |
Family
ID=17254260
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60253649A Expired - Lifetime JPH0752234B2 (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 核燃料再処理廃液のガラス固化方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0752234B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2020256007A1 (ja) * | 2019-06-21 | 2020-12-24 | 株式会社トクヤマ | 酸化ルテニウムガスの吸収液、酸化ルテニウムの分析方法およびトラップ装置、定量分析装置 |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0810273B2 (ja) * | 1986-01-27 | 1996-01-31 | 株式会社日立製作所 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| JP4058777B2 (ja) * | 1997-07-31 | 2008-03-12 | 日鉱金属株式会社 | 薄膜形成用高純度ルテニウム焼結体スパッタリングターゲット及び同ターゲットをスパッタリングすることによって形成される薄膜 |
| JP5966648B2 (ja) * | 2012-06-14 | 2016-08-10 | 株式会社Ihi | 放射性物質のガラス封止方法及びガラス封止装置 |
| JP6066267B2 (ja) * | 2012-08-30 | 2017-01-25 | 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 | ルテニウムの分離回収方法 |
| JP6343929B2 (ja) * | 2013-12-26 | 2018-06-20 | 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 |
| JP6217392B2 (ja) * | 2013-12-27 | 2017-10-25 | 株式会社Ihi | 放射性廃液の処理方法及び装置 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6031890B2 (ja) * | 1977-06-09 | 1985-07-25 | 日本タングステン株式会社 | 電気接点材料及びその製造方法 |
-
1985
- 1985-11-14 JP JP60253649A patent/JPH0752234B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2020256007A1 (ja) * | 2019-06-21 | 2020-12-24 | 株式会社トクヤマ | 酸化ルテニウムガスの吸収液、酸化ルテニウムの分析方法およびトラップ装置、定量分析装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62115399A (ja) | 1987-05-27 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |