JPH0791601B2 - 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 - Google Patents

放射性廃棄物からのルテニウム回収方法

Info

Publication number
JPH0791601B2
JPH0791601B2 JP62076249A JP7624987A JPH0791601B2 JP H0791601 B2 JPH0791601 B2 JP H0791601B2 JP 62076249 A JP62076249 A JP 62076249A JP 7624987 A JP7624987 A JP 7624987A JP H0791601 B2 JPH0791601 B2 JP H0791601B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
ruthenium
radioactive waste
adsorption tower
reaction vessel
tetroxide
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP62076249A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS63243232A (ja
Inventor
統夫 綾部
良三 龍ケ江
Original Assignee
石川島播磨重工業株式会社
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 石川島播磨重工業株式会社 filed Critical 石川島播磨重工業株式会社
Priority to JP62076249A priority Critical patent/JPH0791601B2/ja
Publication of JPS63243232A publication Critical patent/JPS63243232A/ja
Publication of JPH0791601B2 publication Critical patent/JPH0791601B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は、放射性廃棄物中に含まれるルテニウムを回収
する方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウムを四
酸化ルテニウムとして取り出したのち、これを還元して
金属として回収する放射性廃棄物からのルテニウム回収
方法に関するものである。
[従来の技術] 高レベルの放射性廃棄物の廃棄処理においては、放射性
廃棄物をガラス原料と一緒に加熱させ、これを格納容器
内に入れてガラス固化させた状態で格納するようにして
いる。
この放射性廃棄物中には、種々の重金属が含まれている
が、本出願人は先に放射性廃棄物中からルテニウムを回
収する装置(特願昭60−253649号)を提案した。
この先願の発明においては、放射性廃棄物を加熱しなが
ら、オゾン等の酸化剤を吹き込む、放射性廃棄物中に含
まれるルテニウムを四酸化ルテニウムとして気化させ、
これを回収するようにしたものである。
[発明が解決しようとする課題] ところで、この先願の発明においては、四酸化ルテニウ
ムを吸収液に吸収させて回収するが、吸収液をそのまま
格納したのでは貯蔵効率が悪くなる。
本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、放射性
廃棄物中のルテニウムを金属として回収できる放射性廃
棄物からのルテニウム回収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、放射性廃棄物
中に含まれるルテニウムを硝酸酸性の状態で密閉した反
応容器に収容し、その反応容器に酸化剤としてオゾンを
吹き込むと共にキャリアガスを吹き込み、生じた四酸化
ルテニウムをキャリアガスと共に吸着塔に導入して、吸
着塔内の吸収剤に四酸化ルテニウムを吸収させ、上記反
応容器内の放射性廃棄物中から四酸化ルテニウムを気化
させた後の放射性廃棄物を反応容器から排出してガラス
固化し、さらに吸着塔内の四酸化ルテニウムを吸収した
吸収剤を還元溶融炉に導入すると共に還元剤と低融点金
属とを加えて、これらを加熱溶融させてルテニウムを回
収するようにしたものである。
[作用] 上記構成によれば、放射性廃棄物をオゾンを酸化して廃
棄物中のルテニウムをガス状の四酸化ルテニウムとして
取り出すことで、酸化剤としてのオゾンは、キャリアガ
スとなると共にガス成分のみなのでガラス固化する廃液
に余分な酸化剤が残らない。また、四酸化ルテニウムを
吸着塔内の吸着剤で吸着した後、還元剤で還元すると共
に低融点金属(例えば亜鉛、鉛など)と加熱溶融させる
ことで、還元溶融温度を下げて効率よく回収することが
できる。
[実施例] 以下、本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収方法
の好適−実施例を添付図面に基づいて説明する。
添付図面において、1は反応容器で、その反応容器1に
液状の放射性廃棄物2を供給する供給管3が接続される
と共に、処理後の廃棄物2を排出するための排出管4が
接続される。反応容器1の外周には、放射性廃棄物2を
加熱するためのスチームジャケット、電気ヒータなどの
加熱手段5が設けられる。また反応容器1には放射性廃
棄物2中にオゾンなどの酸化剤を吹き込む酸化剤吹込管
6及び空気などのキャリアガスを吹込むキャリアガス供
給管7が接続される。
反応容器1の頂部よりライン8を介し吸着塔9が接続さ
れる。この吸着塔9は、吸着剤10を充填した固定床式
や、吸着剤10を循環する移動式或いは流動式などいずれ
の形式でもよい。
この吸着塔9の下方には、吸着後の吸着剤10を排出する
排出部11が設けられ、その下方に還元溶融炉12が設けら
れる。
還元溶融炉12には、その炉12内に還元剤を供給する還元
剤供給装置13及び低融点金属を供給する合金素材供給装
置14が接続される。また吸着塔9の頂部及び還元溶融炉
12の上部には夫々オフガスライン15を介してオフガス処
理装置16が接続される。
次に本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収方法を
説明する。
先ず、供給管3よりルテニウムを含む放射性廃棄物2が
反応容器1内に供給される。この放射性廃棄物2は、加
熱手段5により、四酸化ルテニウム(RuO4)の分離温度
又は沸点(93℃)以上、すなわち50〜120℃以上に加熱
される。この場合、放射性廃棄物2は硝酸酸性の状態に
保たれ、その硝酸濃度が2.5規定以上、好ましくは10規
定以上(濃度40%)以上に保たれている。
この状態で酸化剤吹込管6より、オゾンからなる酸化剤
が吹き込まれ、同時にキャリアガス供給管7から空気等
のキャリアガスが供給されると、廃棄物2中のルテニウ
ムは、硝酸の存在下、オゾン等により酸化され(Ru+2O
2→RuO4)、ガス状となって、未反応オゾン等やキヤリ
アガスと共にライン8を介して吸着塔9内に導入され
る。この四酸化ルテニウムの濃度は約0.01〜0.1%であ
る。
四酸化ルテニウムを気化させた後の放射性廃棄物2は排
出管4より排出し、ガラス固化させる。
吸着塔9内には、シリカゲル、ゼオライトなどの無機物
系或いはポリエチレンなど有機物系の吸着剤10が充填さ
れており、反応容器1からの四酸化ルテニウムを含むガ
スが、その吸着剤10と接触することで四酸化ルテニウム
が吸着剤10に吸着される。
この四酸化ルテニウムを吸着した吸着剤10は、排出部11
より還元溶融炉12内に導入される。
還元溶融炉12内には、炭素原子を含む砂糖などの固形或
いはH2,CH4などガス系の還元剤が還元剤供給装置13から
供給され、また鉛、亜鉛などの低融点金属が合金素材供
給装置14から供給される。
還元溶融炉12内では、導入された吸着剤、還元剤及び低
融点金属とを加熱溶融する。この溶融により吸着剤に吸
着された四酸化ルテニウムは還元剤により還元され、ル
テニウムとなり、同時に低融点金属と混って合金17とな
って溶融炉12の下部に溜り、また吸着剤などは溶融スラ
ッグ18となって合金17上に溜る。また四酸化ルテニウム
は、還元されると、二酸化ルテニウムまたはルテニウム
となるが、高温で還元溶融されることで二酸化ルテニウ
ムはルテニウムまで還元され、四酸化ルテニウムのすべ
てがルテニウムとされる。
従って、還元溶融炉12の下部の排出口19より合金17のみ
を回収し、またその上部のスラッグ18は溶融炉12の側部
の排出口20より排出すればよい。
また、吸着塔9でのオフガス(未反応酸化剤、キャリア
ガス等)及び還元溶融炉12でのオフガス(分解ガス、例
えばH2など)はオフガスライン15よりオフガス処理装置
16内に導入され、処理される。
このようにルテニウム(或いは一部二酸化ルテニウムを
含む)を還元溶融炉12内に鉛や亜鉛等の低融点金属と共
に回収することで、ルテニウムの溶融温度(2450℃)以
下に下げて回収することができる。すなわち、例えば低
融点金属として鉛を用い、その鉛の量を、回収するルテ
ニウムの約3倍にしておけば、溶融温度は約800℃とな
り、ルテニウムの溶融温度を1/3に下げることが可能と
なる。
このルテニウム合金は、放射性廃棄物2の1ton当たり、
数kgが回収でき、またその半減期も約1年であり、20年
後には貴金属として使用できる。
[発明の効果] 以上説明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。
(1) 放射性廃棄物中のルテニウムを酸化させて四酸
化ルテニウムとして取り出し、これを吸着剤で吸着する
と共に、その吸着剤を還元溶融させることでルテニウム
を金属として回収できる。
(2) 金属として回収できるので貯蔵効率がよい。
(3)酸化剤としてオゾンを用いるので、酸化と共にオ
ゾンが四酸化ルテニウムを吸着塔に導入するキャリアガ
スとなると共にガス成分のみなのでガラス固化する廃液
には余分な酸化剤が残らない。
(4)四酸化ルテニウムを吸着塔内の吸着剤で吸着した
後、還元剤で還元すると共に低融点金属(例えば亜鉛、
鉛など)と加熱溶融させることで、還元溶融温度を下げ
て効率よく回収することができる。
【図面の簡単な説明】
添付図面は本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収
方法を実施する装置の一例を示す図である。 図中、2は放射性廃棄物、6は酸化剤吹込管、9は吸着
塔、10は吸着剤、12は還元溶融炉、13は還元剤供給装
置、14は合金素材供給装置、17はルテニウムの合金であ
る。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】放射性廃棄物中に含まれるルテニウムを硝
    酸酸性の状態で密閉した反応容器に収容し、その反応容
    器に酸化剤としてオゾンを吹き込むと共にキャリアガス
    を吹き込み、生じた四酸化ルテニウムをキャリアガスと
    共に吸着塔に導入して、吸着塔内の吸収剤に四酸化ルテ
    ニウムを吸収させ、上記反応容器内の放射性廃棄物中か
    ら四酸化ルテニウムを気化させた後の放射性廃棄物を反
    応容器から排出してガラス固化し、さらに吸着塔内の四
    酸化ルテニウムを吸収した吸収剤を還元溶融炉に導入す
    ると共に還元剤と低融点金属とを加えて、これらを加熱
    溶融させてルテニウムを回収することを特徴とする放射
    性廃棄物からのルテニウム回収方法。
JP62076249A 1987-03-31 1987-03-31 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 Expired - Lifetime JPH0791601B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62076249A JPH0791601B2 (ja) 1987-03-31 1987-03-31 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62076249A JPH0791601B2 (ja) 1987-03-31 1987-03-31 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS63243232A JPS63243232A (ja) 1988-10-11
JPH0791601B2 true JPH0791601B2 (ja) 1995-10-04

Family

ID=13599917

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62076249A Expired - Lifetime JPH0791601B2 (ja) 1987-03-31 1987-03-31 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0791601B2 (ja)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01294541A (ja) * 1988-05-20 1989-11-28 Tanaka Kikinzoku Kogyo Kk 酸化ルテニウム微粒子の製造方法
DE3935798A1 (de) * 1989-10-27 1991-05-02 Basf Ag Verfahren zur gewinnung von rutheniumtetroxid durch oxidation von waessrigen loesungen von alkaliruthenaten
FR2820417B1 (fr) * 2001-02-08 2003-05-30 Commissariat Energie Atomique Procede de dissolution et de decontamination
FR2850878B1 (fr) * 2003-02-10 2005-04-01 Cogema Procede et dispositif de capture de ruthenium present dans un effluent gazeux
JP2005201765A (ja) * 2004-01-15 2005-07-28 Central Res Inst Of Electric Power Ind 固体状の核分裂生成物含有物の核種分離方法
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

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58194745A (ja) * 1982-05-06 1983-11-12 Tanaka Kikinzoku Kogyo Kk ルテニウムの回収方法
JPS6087855A (ja) * 1983-10-18 1985-05-17 Agency Of Ind Science & Technol 四酸化ルテニウムの捕集剤

Also Published As

Publication number Publication date
JPS63243232A (ja) 1988-10-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5456891A (en) Process for the purification of contaminated exhaust gases from incineration plants
US3855386A (en) Catalytic fused salt extraction process for removal of sulfur oxides from flue or other gases
JP5140835B2 (ja) 高純度シリコンの製造方法
JPS5820000B2 (ja) 照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素の抽出、捕集および貯蔵法
US3438727A (en) Absorbent regeneration using carbon regenerant
US4477373A (en) Molten salt hazardous waste disposal process utilizing gas/liquid contact for salt recovery
JPH0791601B2 (ja) 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法
JP4691241B2 (ja) 高純度コバルトの製造方法および塩化コバルトの精製方法
JPH0653206B2 (ja) 還元高炉の排ガスからのイオウの除去法
EP0306840A2 (en) Catalysts for absorptive air separation
JPS63197521A (ja) ガスからガス状水銀を除去する方法
JPS63198899A (ja) 放射性廃液の処理方法
US4440551A (en) Method for the adsorptive removal of hydrogen sulfide from gas mixtures
JPH0624962B2 (ja) 単結晶製造炉の排ガスより高純度アルゴンを回収する方法
JPS58190799A (ja) 放射性廃ガスからクリプトンを分離するための方法およびこの方法を実施するための装置
JP2503496B2 (ja) 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法
JP2722711B2 (ja) オゾン供給装置
CN104271511A (zh) 由硫化铼制造高铼酸水溶液的方法
JPH0752234B2 (ja) 核燃料再処理廃液のガラス固化方法
JPS5869724A (ja) 水素を可逆的に吸収できる、酸素で安定化された金属間化合物
US3695828A (en) Method of purification of exhaust gases from nitric oxides
US3438733A (en) Sulfur production using carbon regenerant
JPH0769468B2 (ja) 放射性廃棄物からのルテニウム分離方法
JP2019178026A (ja) Co2を吸収して炭素に分解する方法、及びco2吸収材
US4036637A (en) Separation of zirconium-hafnium by nitride precipitation

Legal Events

Date Code Title Description
EXPY Cancellation because of completion of term
FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20071004

Year of fee payment: 12