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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- C01B—NON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
- 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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