JPS5988692A - 硝酸蒸発処理におけるルテニウムの除染効率改良法 - Google Patents
硝酸蒸発処理におけるルテニウムの除染効率改良法Info
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- JPS5988692A JPS5988692A JP57199892A JP19989282A JPS5988692A JP S5988692 A JPS5988692 A JP S5988692A JP 57199892 A JP57199892 A JP 57199892A JP 19989282 A JP19989282 A JP 19989282A JP S5988692 A JPS5988692 A JP S5988692A
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- C01B21/00—Nitrogen; Compounds thereof
- C01B21/20—Nitrogen oxides; Oxyacids of nitrogen; Salts thereof
- C01B21/38—Nitric acid
- C01B21/46—Purification; Separation ; Stabilisation
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明（Ｊ、硝酸廃液を蒸発淵縮し−（硝酸を回収づる
いわゆる酸回収系において、硝酸溶液中の敢＠Ｊ １１
ルデニウ１１及び／又は非数ｑ４性ルテニウム（以下、
甲にルアニウムと呼ぶ）の除去効率、即Ａ）除染効率を
大幅に向−にさけることのできる方法に関づる。
いわゆる酸回収系において、硝酸溶液中の敢＠Ｊ １１
ルデニウ１１及び／又は非数ｑ４性ルテニウム（以下、
甲にルアニウムと呼ぶ）の除去効率、即Ａ）除染効率を
大幅に向−にさけることのできる方法に関づる。
使用済核燃Ｊ’ｉｌの再５１１Ｊ！Ｊ１においては、剪
断した核燃料は硝酸によって溶解処理される。また、ウ
ラン、プル１〜ニウム、核分裂生成物をそれぞ。
断した核燃料は硝酸によって溶解処理される。また、ウ
ラン、プル１〜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ａ３いても硝酸が使用される
。
。
これらの工程で一利哀使用された硝酸溶液は、酸回収系
におい′Ｃ敢蔵開吊を下げ（除染し）、高温度硝酸に戻
しで再び使用される。この酸回収系としては、一般に、
硝酸溶液を蒸発濶縮づる硝酸魚梵装置αが用いられる。
におい′Ｃ敢蔵開吊を下げ（除染し）、高温度硝酸に戻
しで再び使用される。この酸回収系としては、一般に、
硝酸溶液を蒸発濶縮づる硝酸魚梵装置αが用いられる。
ところで、硝酸溶液中に敢ｑ」性、非数ａ＝１性にかか
わらず、ルアニウムが含まれ（いると、蒸発処理中にル
テニウムが酸化され、揮発性物質＜ １’＜ ｕ ０４
）となって蒸発し、硝酸蒸気中に混入してしまうため、
回収した硝酸中のルテニウム濃度を低減りることがで・
さり゛酸回収系にお（）るルテニウムの除染効率が低干
してしまう。
わらず、ルアニウムが含まれ（いると、蒸発処理中にル
テニウムが酸化され、揮発性物質＜ １’＜ ｕ ０４
）となって蒸発し、硝酸蒸気中に混入してしまうため、
回収した硝酸中のルテニウム濃度を低減りることがで・
さり゛酸回収系にお（）るルテニウムの除染効率が低干
してしまう。
てこで、従来、硝酸態光装置Ｃのルテニウムの除染効率
を高めるため、亜硝酸すトリウムやＮＯＸ、蔗糖、ホル
マリン等の添加が検問されてさた。
を高めるため、亜硝酸すトリウムやＮＯＸ、蔗糖、ホル
マリン等の添加が検問されてさた。
しかし、亜硝酸ナトリウムは装置内濃縮液中の塩濃度を
」二Ｈさせるため、その後の処理に間題が生じるし、Ｎ
ＯＸは取扱い及び添加法が難しいといった欠点がある
。また、蔗糖やホリマリンの添加は、硝酸を分Ｍづるの
で蒸発蒸気の処理系に分解硝酸の回収装置を設置じな（
）ればならないといった問題点がある。
」二Ｈさせるため、その後の処理に間題が生じるし、Ｎ
ＯＸは取扱い及び添加法が難しいといった欠点がある
。また、蔗糖やホリマリンの添加は、硝酸を分Ｍづるの
で蒸発蒸気の処理系に分解硝酸の回収装置を設置じな（
）ればならないといった問題点がある。
本発明の目的は、上聞のような従来技術の問題点をｌｌ
ｌ’ｌ’決し、１ＩｒＩ酸溶液を蒸発処理づる際、その
中に含Ｊ：れ（いるルアニウムの蒸ざトを抑え、もっＣ
ルテニウムの除染効率を著しく向上させることがＣ′さ
、しかし蒸発処理におい”Ｃ危険性〜ゝ）操業」、ての
困難性は全くなく、蒸発処理後の硝酸回収も容易に行な
えるような蒸発処理にＪ３（」るルアニウムの除染効率
改良法を提供づることにある。
ｌ’ｌ’決し、１ＩｒＩ酸溶液を蒸発処理づる際、その
中に含Ｊ：れ（いるルアニウムの蒸ざトを抑え、もっＣ
ルテニウムの除染効率を著しく向上させることがＣ′さ
、しかし蒸発処理におい”Ｃ危険性〜ゝ）操業」、ての
困難性は全くなく、蒸発処理後の硝酸回収も容易に行な
えるような蒸発処理にＪ３（」るルアニウムの除染効率
改良法を提供づることにある。
９４Ｔわら本発明は、ルミ−ニウムを含むｌｌｌ’Ｊ酸
溶）段を硝酸蒸発装置で蒸発処理して硝Ｆｌ（Ｉを回収
づる際、該硝酸蒸発′４Ａｌｉ！？内に、装置内液１β
当り２０ｍｇ〜５０００ｍｇのヒドラジンを添加Ｊるこ
とを特徴とりるルアニウムの除染効率改良法である。
溶）段を硝酸蒸発装置で蒸発処理して硝Ｆｌ（Ｉを回収
づる際、該硝酸蒸発′４Ａｌｉ！？内に、装置内液１β
当り２０ｍｇ〜５０００ｍｇのヒドラジンを添加Ｊるこ
とを特徴とりるルアニウムの除染効率改良法である。
以下、本発明について更に詳しく説明づる。
第１図は本発明方法の工程β１明図である。図示されて
いるように、硝酸蒸発′３Ａ胃１にルアニウムを含む硝
酸溶液を供給し、加熱しＣ蒸発処理づる際、予め該硝酸
溶液にヒドラジンを添加しておくのである。
いるように、硝酸蒸発′３Ａ胃１にルアニウムを含む硝
酸溶液を供給し、加熱しＣ蒸発処理づる際、予め該硝酸
溶液にヒドラジンを添加しておくのである。
前述した如く、ｌｉ酸蒸発装胃では、装置内濃縮液は高
温、高濃度硝酸中ウ 強く、そのままではルアニウムが酸化されて揮発性の四
酸化ルアニウム（ＲＩＪ−Ｑ、）になり、蒸Ｒ，ｆＡ気
中ヘルプニウムが混入りるため、蒸発装置での除染係数
は著しく低下する。
温、高濃度硝酸中ウ 強く、そのままではルアニウムが酸化されて揮発性の四
酸化ルアニウム（ＲＩＪ−Ｑ、）になり、蒸Ｒ，ｆＡ気
中ヘルプニウムが混入りるため、蒸発装置での除染係数
は著しく低下する。
しかし、詳細は不明ぐあるが、本発明にＪ：れば、添加
したヒｌ〜ラジンが高温、高濃度硝酸中でＪぼやく次の
ように反応りる。
したヒｌ〜ラジンが高温、高濃度硝酸中でＪぼやく次の
ように反応りる。
Ｎ２！山＋ｌ了−＋ｌ−Ｉ Ｎ Ｏ，−） Ｉｎ Ｎ％
＋２ Ｌｌ、０ ＋ １−１”杜ム己ユけＵ万−一二１
訂」箇α上刀ρ−Ｎ、Ｉ−Ｌ＋ ２１−Ｉ Ｎ Ｏｚ
−） Ｎ、−１−Ｎ７ｏ −１３１１□０この反応の
過程にＪ３いて、ヒト）ジン及びアジド等のヒドラジン
反応中間体が四酸化ルアニウム反応中間体と還元反応を
起し、ルアニウムが酸化されるのを抑制覆る。そのｌζ
め、蒸発装置（゛のルーアニウムの除染効率が向」−り
るｂのとＪｌｌ定される。
＋２ Ｌｌ、０ ＋ １−１”杜ム己ユけＵ万−一二１
訂」箇α上刀ρ−Ｎ、Ｉ−Ｌ＋ ２１−Ｉ Ｎ Ｏｚ
−） Ｎ、−１−Ｎ７ｏ −１３１１□０この反応の
過程にＪ３いて、ヒト）ジン及びアジド等のヒドラジン
反応中間体が四酸化ルアニウム反応中間体と還元反応を
起し、ルアニウムが酸化されるのを抑制覆る。そのｌζ
め、蒸発装置（゛のルーアニウムの除染効率が向」−り
るｂのとＪｌｌ定される。
添加りるヒドラジンの量は、蒸発装置内液１Ａ当り２０
ｍｇＬスＪ−５０００ｍｇ以下、好ましくは２００〜２
００（１ｍｇである。２０１１１！＋／ρ以十で′はヒ
ドラジンの添加効果（よほとんどない。ヒドラジンの添
７ＪＩＩ ｍが２０ｍｇ／β以」二になるとその効果が
顕若に坦われ始める。それ程厳しい条件を要求されない
場合にＡ３いてはこの程度で十分である。ある程度厳し
い条ｆ′１の場合には２０（１ｍｇ／Ｊ２以」−の添加
が効率ちＪ、く効果的である。また２０００ｍｇ、／ρ
以上添加し【もヒドラジンの添加効果はほと／υど増加
ｌす゛、余りメリッ１−がないし、５００ （ｌ Ｉｎ
ｇ／ρ以十添加づると蓄■＾するなどの問題が生じる
ため好ましくない。したがって、実際には２０〜！１０
００ｍｇ／ Ｊｌが好適であり、さらには２００・〜２
０００ ｍ （１／β程度が最適Ｃある。第２図にｄ３
いＣ１横刊１は装置内液に対づるヒドラジンの添加量で
あり、縦軸はルアニウム除染係数の相対値である。ルア
ニウムを無添加の場合の除染係数を△、シルアウムを４
００ｍｇ／β添加した場合の除染係数をＢとした場合の
Ｂ ／Δは実験の結果／１． Ｏ〜５５０であった。但
し、除染係数−（蒸発装置供給液中σ） Ｒｕ量）／′
（蒸発装置凝析１水中のＲｕ吊）である。
ｍｇＬスＪ−５０００ｍｇ以下、好ましくは２００〜２
００（１ｍｇである。２０１１１！＋／ρ以十で′はヒ
ドラジンの添加効果（よほとんどない。ヒドラジンの添
７ＪＩＩ ｍが２０ｍｇ／β以」二になるとその効果が
顕若に坦われ始める。それ程厳しい条件を要求されない
場合にＡ３いてはこの程度で十分である。ある程度厳し
い条ｆ′１の場合には２０（１ｍｇ／Ｊ２以」−の添加
が効率ちＪ、く効果的である。また２０００ｍｇ、／ρ
以上添加し【もヒドラジンの添加効果はほと／υど増加
ｌす゛、余りメリッ１−がないし、５００ （ｌ Ｉｎ
ｇ／ρ以十添加づると蓄■＾するなどの問題が生じる
ため好ましくない。したがって、実際には２０〜！１０
００ｍｇ／ Ｊｌが好適であり、さらには２００・〜２
０００ ｍ （１／β程度が最適Ｃある。第２図にｄ３
いＣ１横刊１は装置内液に対づるヒドラジンの添加量で
あり、縦軸はルアニウム除染係数の相対値である。ルア
ニウムを無添加の場合の除染係数を△、シルアウムを４
００ｍｇ／β添加した場合の除染係数をＢとした場合の
Ｂ ／Δは実験の結果／１． Ｏ〜５５０であった。但
し、除染係数−（蒸発装置供給液中σ） Ｒｕ量）／′
（蒸発装置凝析１水中のＲｕ吊）である。
次に実施例について記′１Ｊ、 １．ｌ’Ｊ酸然発装置
としてリーモ１ノイホン型リボイラーを用い、この伝熱
管に加熱用蒸気を供給して加熱づる構造の蒸発「■を用
い、それにルテニウムを含む硝酸溶液（約２Ｎ）を２ｍ
３／峙の割合で供給し、連続運転で蒸発処理を行なった
。ｔｂ内液量は約３和３であり、ヒドラジンの添ｈ１目
７＞はｆｌｉ内液１ぶ当り４００ｍｕとした。その結果
、ルテニウムの除染効率は添加前に比べ約４０倍向」−
さけることができた。なお、蒸発処理にＪ：って生じた
濃縮廃液は約８Ｎ、５０〜（３０１２／時であった。ま
た、本発明では、ヒドラジンは、！’！ｌ温、高濃度硝
酸中てはづは１５り反応し蓄積などの危険もなく、添加
物ににる塩濶度の上昇もなく、その後の処理を輔しくづ
るよ゛）な物質も存在しないことが確認され−（いる。
としてリーモ１ノイホン型リボイラーを用い、この伝熱
管に加熱用蒸気を供給して加熱づる構造の蒸発「■を用
い、それにルテニウムを含む硝酸溶液（約２Ｎ）を２ｍ
３／峙の割合で供給し、連続運転で蒸発処理を行なった
。ｔｂ内液量は約３和３であり、ヒドラジンの添ｈ１目
７＞はｆｌｉ内液１ぶ当り４００ｍｕとした。その結果
、ルテニウムの除染効率は添加前に比べ約４０倍向」−
さけることができた。なお、蒸発処理にＪ：って生じた
濃縮廃液は約８Ｎ、５０〜（３０１２／時であった。ま
た、本発明では、ヒドラジンは、！’！ｌ温、高濃度硝
酸中てはづは１５り反応し蓄積などの危険もなく、添加
物ににる塩濶度の上昇もなく、その後の処理を輔しくづ
るよ゛）な物質も存在しないことが確認され−（いる。
、本発明は上記のように構成しＩＣ硝酸蒸発処理に１Ｊ
３Ｃｊるルテニウムの除染効率改良法であるから、硝酸
溶液を蒸発処理１−る際、（の中に含まれ（−いるルテ
ニウムの蒸発を抑え、ルテニウムの除染効率を著しく向
上さμることかぐさ、しかも蒸発処理において危険性や
操業上での困難ｔｑは全くなく、蒸発処ＪＷ後のト））
酸回収も容易に行なうことかで・きる。それ故、再処理
施設等から排出されるルアニウム含有ｆ１１″１３１溶
液を効率よく除染Ｃき、敢０・１面部度の低い硝酸を回
収１Ｊることがでさるなど、その効果は極め（人である
。
３Ｃｊるルテニウムの除染効率改良法であるから、硝酸
溶液を蒸発処理１−る際、（の中に含まれ（−いるルテ
ニウムの蒸発を抑え、ルテニウムの除染効率を著しく向
上さμることかぐさ、しかも蒸発処理において危険性や
操業上での困難ｔｑは全くなく、蒸発処ＪＷ後のト））
酸回収も容易に行なうことかで・きる。それ故、再処理
施設等から排出されるルアニウム含有ｆ１１″１３１溶
液を効率よく除染Ｃき、敢０・１面部度の低い硝酸を回
収１Ｊることがでさるなど、その効果は極め（人である
。
第１図は本発明り法の工程説明図、第２図はヒドラジン
添加ｍとルテニウム除染係数との関係を示リグラフであ
る。 １・・・硝酸蒸発装Ｕ０
添加ｍとルテニウム除染係数との関係を示リグラフであ
る。 １・・・硝酸蒸発装Ｕ０
Claims (1)
- １、ルアニウムを含む硝酸溶液を硝酸熱弁装置で蒸発処
理しＣ１１ｒｌ酸を回収づる際、該硝酸蒸ブＩ」内に、
装置内液１ρ当り２０ ｍ＜１〜５（Ｈｌ（１ｍｇのヒ
ドラジンを添加することを特徴と覆るルーフ−ニウムの
除染効率改良法。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57199892A JPS5988692A (ja) | 1982-11-15 | 1982-11-15 | 硝酸蒸発処理におけるルテニウムの除染効率改良法 |
| US06/550,391 US4526658A (en) | 1982-11-15 | 1983-11-10 | Method for improving ruthenium decontamination efficiency in nitric acid evaporation treatment |
| GB08330377A GB2133608B (en) | 1982-11-15 | 1983-11-14 | Method for improving ruthenium decontamination efficiency in nitric acid evaporation treatment |
| FR8318022A FR2536061B1 (fr) | 1982-11-15 | 1983-11-14 | Procede pour ameliorer l'efficacite de la decontamination en ruthenium dans le traitement de l'acide nitrique par evaporation |
| DE19833341379 DE3341379A1 (de) | 1982-11-15 | 1983-11-15 | Verfahren zur verbesserung der wirksamkeit der rutheniumentgiftung bei der salpetersaeure-verdampfungsbehandlung |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57199892A JPS5988692A (ja) | 1982-11-15 | 1982-11-15 | 硝酸蒸発処理におけるルテニウムの除染効率改良法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5988692A true JPS5988692A (ja) | 1984-05-22 |
| JPH0149919B2 JPH0149919B2 (ja) | 1989-10-26 |
Family
ID=16415338
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57199892A Granted JPS5988692A (ja) | 1982-11-15 | 1982-11-15 | 硝酸蒸発処理におけるルテニウムの除染効率改良法 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4526658A (ja) |
| JP (1) | JPS5988692A (ja) |
| DE (1) | DE3341379A1 (ja) |
| FR (1) | FR2536061B1 (ja) |
| GB (1) | GB2133608B (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2672582B1 (fr) * | 1991-02-08 | 1993-04-23 | Comurhex | Procede d'elimination du ruthenium contenu dans des solutions uraniferes. |
| EP0585489A1 (en) * | 1992-09-04 | 1994-03-09 | C.E.S.E.C. CENTRO EUROPEO STUDI ECONOMICI E CHIMICI Srl | Process for recovering noble metals from solutions deriving from the treatment of nuclear fuels |
| RU2725612C1 (ru) * | 2019-10-16 | 2020-07-03 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения |
Family Cites Families (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2903332A (en) * | 1950-09-07 | 1959-09-08 | Clayton F Callis | Separation of ruthenium from aqueous solutions |
| US2894818A (en) * | 1950-12-20 | 1959-07-14 | Beederman Morris | Separation of ruthenium from aqueous solutions |
| US2882129A (en) * | 1957-10-23 | 1959-04-14 | Archie S Wilson | Nitric acid recovery from waste solutions |
| US3006859A (en) * | 1960-08-23 | 1961-10-31 | Rudolph T Allemann | Processing of radioactive waste |
| US3120493A (en) * | 1962-04-27 | 1964-02-04 | Walter E Clark | Suppression of ruthenium volatilization in evaporation and calcination of radioactive waste solutions |
| US3158577A (en) * | 1963-06-20 | 1964-11-24 | Lane A Bray | Method of treating radioactive waste |
| GB1280914A (en) * | 1969-07-11 | 1972-07-12 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Method of removing nitric acid, nitrate ions, and nitrite ions out of aqueous waste solutions |
| FR2124126B1 (ja) * | 1971-02-08 | 1974-03-01 | Commissariat Energie Atomique | |
| US3862296A (en) * | 1972-02-09 | 1975-01-21 | Gen Electric | Conversion process for waste nitrogen-containing compounds |
| US3962114A (en) * | 1975-04-11 | 1976-06-08 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Method for solidifying liquid radioactive wastes |
| US4012481A (en) * | 1975-11-07 | 1977-03-15 | Pgp Industries, Inc. | Process for the separation of platinum group metals |
| DE2609299C2 (de) * | 1976-03-06 | 1983-12-22 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Vorrichtung zur Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfall-Lösungen in einem glas- oder keramikartigen Block |
| US4116863A (en) * | 1976-03-31 | 1978-09-26 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of decontamination of radioactive effluents |
| JPS6034502B2 (ja) * | 1977-04-05 | 1985-08-09 | 動力炉・核燃料開発事業団 | プルトニウムの還元方法 |
| DE2831316C2 (de) * | 1978-07-17 | 1984-12-20 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Abfallbeseitigungsverfahren für rutheniumhaltige salpetersaure Spaltproduktlösungen |
| FR2448506A1 (fr) * | 1979-02-08 | 1980-09-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de recuperation du ruthenium present dans une solution aqueuse acide |
| FR2456371A1 (fr) * | 1979-05-07 | 1980-12-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de decontamination en ruthenium d'effluents radio-actifs liquides et dispositif pour la mise en oeuvre de ce procede |
| US4358426A (en) * | 1980-12-17 | 1982-11-09 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for cleaning solution used in nuclear fuel reprocessing |
-
1982
- 1982-11-15 JP JP57199892A patent/JPS5988692A/ja active Granted
-
1983
- 1983-11-10 US US06/550,391 patent/US4526658A/en not_active Expired - Lifetime
- 1983-11-14 FR FR8318022A patent/FR2536061B1/fr not_active Expired
- 1983-11-14 GB GB08330377A patent/GB2133608B/en not_active Expired
- 1983-11-15 DE DE19833341379 patent/DE3341379A1/de active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0149919B2 (ja) | 1989-10-26 |
| FR2536061B1 (fr) | 1986-09-12 |
| GB8330377D0 (en) | 1984-01-18 |
| US4526658A (en) | 1985-07-02 |
| FR2536061A1 (fr) | 1984-05-18 |
| DE3341379A1 (de) | 1984-05-30 |
| GB2133608B (en) | 1986-09-24 |
| DE3341379C2 (ja) | 1991-09-26 |
| GB2133608A (en) | 1984-07-25 |
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