JPS6145998A - 放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法 - Google Patents
放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法Info
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- JPS6145998A JPS6145998A JP16646984A JP16646984A JPS6145998A JP S6145998 A JPS6145998 A JP S6145998A JP 16646984 A JP16646984 A JP 16646984A JP 16646984 A JP16646984 A JP 16646984A JP S6145998 A JPS6145998 A JP S6145998A
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- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/46—Treatment of water, waste water, or sewage by electrochemical methods
- C02F1/461—Treatment of water, waste water, or sewage by electrochemical methods by electrolysis
- C02F1/46104—Devices therefor; Their operating or servicing
- C02F1/46176—Galvanic cells
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F2101/00—Nature of the contaminant
- C02F2101/006—Radioactive compounds
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性廃液の処理、特に使用済燃料再処理施設
より生ずる放射性ルテニウム（１０６Ｒｕ ）を含む放
射性廃液の処理法に関する。゛ルテニウムは多価イオン
であって使用済燃料再処理では、使用した。硝酸により
放射性ルテニウムは極めて多種のニトロ−ニトロシル錯
イオンとして溶存する。この溶存種は他の核分裂生成物
とは異なり極めて複雑な化学的挙動を示し相互に化学形
が変化することで知られている。現在約３８種類の化学
形が報告されているが、これら錯イオンの化学的挙動は
解明されていない点が多い。使用済燃料再処理では放射
性廃液の処理にイオン交換樹脂や無機イオン交換体、凝
集沈澱法等の化学的方法並びに蒸発濃縮法が採用されて
いる。蒸発濃縮法によるｌ０６Ｒｕの除染係数（処理前
の放射能濃度に対する蒸発液の放射能濃度の比）は約１
０３であって他の化学的方法よりは優れているが、蒸発
し易い化学形のものが高い割合で含まれていると除去性
能が低下する。前記の化学的方法ではある種の溶存種の
みが除去されることから除去性能は低い。化学的除去方
法に酸化剤や還元剤を用いて化学形を変えて除去する方
法も考えられるが有効性は低い。使用済燃料再処理によ
り海洋に放出される核分裂生成物の放射能の大半は＋６
６Ｒｕが占めていることからその優れた除去方法の開発
が望まれている。
より生ずる放射性ルテニウム（１０６Ｒｕ ）を含む放
射性廃液の処理法に関する。゛ルテニウムは多価イオン
であって使用済燃料再処理では、使用した。硝酸により
放射性ルテニウムは極めて多種のニトロ−ニトロシル錯
イオンとして溶存する。この溶存種は他の核分裂生成物
とは異なり極めて複雑な化学的挙動を示し相互に化学形
が変化することで知られている。現在約３８種類の化学
形が報告されているが、これら錯イオンの化学的挙動は
解明されていない点が多い。使用済燃料再処理では放射
性廃液の処理にイオン交換樹脂や無機イオン交換体、凝
集沈澱法等の化学的方法並びに蒸発濃縮法が採用されて
いる。蒸発濃縮法によるｌ０６Ｒｕの除染係数（処理前
の放射能濃度に対する蒸発液の放射能濃度の比）は約１
０３であって他の化学的方法よりは優れているが、蒸発
し易い化学形のものが高い割合で含まれていると除去性
能が低下する。前記の化学的方法ではある種の溶存種の
みが除去されることから除去性能は低い。化学的除去方
法に酸化剤や還元剤を用いて化学形を変えて除去する方
法も考えられるが有効性は低い。使用済燃料再処理によ
り海洋に放出される核分裂生成物の放射能の大半は＋６
６Ｒｕが占めていることからその優れた除去方法の開発
が望まれている。
本発明の目的は、蒸発濃縮法やイオン交換法、凝集沈澱
法の代わりに多種類の化学形で溶存する＋０６Ｒｕを効
率良く除去する方法を提供することにある。１ｏｂＲ，
錯イオンには陽イオンや陰イオン、電荷を持たない錯イ
オンがある。陽イオンの種々の溶存種は共沈法等により
容易に除去されることが知られている。除去の困難な溶
存種の化学形を変えるには電気化学的作用の利用が考え
られる。
法の代わりに多種類の化学形で溶存する＋０６Ｒｕを効
率良く除去する方法を提供することにある。１ｏｂＲ，
錯イオンには陽イオンや陰イオン、電荷を持たない錯イ
オンがある。陽イオンの種々の溶存種は共沈法等により
容易に除去されることが知られている。除去の困難な溶
存種の化学形を変えるには電気化学的作用の利用が考え
られる。
さらに吸着能力を有する電極物質を用いるならば化学形
の変更と吸着が同時に生じ効率良（＋０６Ｒ。
の変更と吸着が同時に生じ効率良（＋０６Ｒ。
溶存種が除去されることになる。電気化学的作用を利用
し起電力を得る方法としては電池が一般に実用化されて
いる。電極材料は亜鉛と黒鉛の組合せが一般的であって
ボルタ序列（Ｚｎ＋Ｓｎ＋Ｐｂ＋Ｆｅ＋Ｃｕ＋Ｐｔ、Ａ
ｕ、Ａｇ、Ｈｇ、黒鉛）からも最も高い起電力が得られ
ることか知られている。１０６Ｒｕ溶存種に対して吸着
能を有し黒鉛と同素体である活性炭を亜鉛粉と水中で混
合し放置すると電気化学的作用により多量の水素ガスが
生ずることから強い還元力を信する活性水素が一時的に
発生している。これＧこより強い還元雰囲気となる。電
池には材料費の見地から陰極に亜鉛や鉛等、陽極には黒
鉛や活性炭、ニッケル等、減極剤には陽極作用物質であ
る二酸化マンガンや二酸化鉛等の酸化剤、イオン電導体
には種々の電解質が用いられる。用途によって種々の電
池が市販されているが、亜鉛と鉛、二酸化マンガンの組
合ゼが一般に使用されている。このような電池材料を粉
体としてカラムに混合充填し、電解質として１１１６Ｒ
ｕ化合物を含む溶液を通液すると、カラム内の各電極間
に生じる電気化学的作用と還元雰囲気により化学形を変
えることが可能となる。粉体を混合充填していることか
らカラム内には多数の陽極と陰極の組合せが生して化学
形を変化させる頻度が高まると考えられる。か（して電
池材料粉を混合充填したカラム法により除去の困難なｌ
０６Ｒｕ溶存種の除去が可能となった。
し起電力を得る方法としては電池が一般に実用化されて
いる。電極材料は亜鉛と黒鉛の組合せが一般的であって
ボルタ序列（Ｚｎ＋Ｓｎ＋Ｐｂ＋Ｆｅ＋Ｃｕ＋Ｐｔ、Ａ
ｕ、Ａｇ、Ｈｇ、黒鉛）からも最も高い起電力が得られ
ることか知られている。１０６Ｒｕ溶存種に対して吸着
能を有し黒鉛と同素体である活性炭を亜鉛粉と水中で混
合し放置すると電気化学的作用により多量の水素ガスが
生ずることから強い還元力を信する活性水素が一時的に
発生している。これＧこより強い還元雰囲気となる。電
池には材料費の見地から陰極に亜鉛や鉛等、陽極には黒
鉛や活性炭、ニッケル等、減極剤には陽極作用物質であ
る二酸化マンガンや二酸化鉛等の酸化剤、イオン電導体
には種々の電解質が用いられる。用途によって種々の電
池が市販されているが、亜鉛と鉛、二酸化マンガンの組
合ゼが一般に使用されている。このような電池材料を粉
体としてカラムに混合充填し、電解質として１１１６Ｒ
ｕ化合物を含む溶液を通液すると、カラム内の各電極間
に生じる電気化学的作用と還元雰囲気により化学形を変
えることが可能となる。粉体を混合充填していることか
らカラム内には多数の陽極と陰極の組合せが生して化学
形を変化させる頻度が高まると考えられる。か（して電
池材料粉を混合充填したカラム法により除去の困難なｌ
０６Ｒｕ溶存種の除去が可能となった。
亜鉛粉と活性炭とを混合充填したカラムによる＋０６Ｒ
ｕの除去については本願出願人出願の「特開昭５７−５
０６８号」公報に開示されている。また、電気化学的作
用を強め＋０６Ｒ，の除去性能を高める方法として亜鉛
粉と活性炭の組合せにパラジウム粉をさらに混入した混
合体を用いる除去方法についても目下特許出願中である
。
ｕの除去については本願出願人出願の「特開昭５７−５
０６８号」公報に開示されている。また、電気化学的作
用を強め＋０６Ｒ，の除去性能を高める方法として亜鉛
粉と活性炭の組合せにパラジウム粉をさらに混入した混
合体を用いる除去方法についても目下特許出願中である
。
本願発明者等は、これらの発明が電池材料の組合せであ
ったことに着目し、＋０６Ｒ，溶存種の除去方法の開発
をさらに行い、新たな除去実験の結果、減極剤の二酸化
マンガンや二酸化鉛の粉体、近年開発されたリチウム１
有機電解質１７ソ化炭素電池のフッ化炭素（ＣＦｎ ）
陽極粉を亜鉛粉・活性炭カラムに混入するとさらに優れ
た除去性能が得られることを確認した。
ったことに着目し、＋０６Ｒ，溶存種の除去方法の開発
をさらに行い、新たな除去実験の結果、減極剤の二酸化
マンガンや二酸化鉛の粉体、近年開発されたリチウム１
有機電解質１７ソ化炭素電池のフッ化炭素（ＣＦｎ ）
陽極粉を亜鉛粉・活性炭カラムに混入するとさらに優れ
た除去性能が得られることを確認した。
以下実験例を掲げｌ０６Ｒｕ溶存種の除去効果を説明す
る。
る。
本実験例においては、＋０６Ｒ，溶存種を含む溶液とし
て動力炉・核燃料開発事業団の使用済燃料再処理より生
した高レベル廃液を日本原子力研究所が開発中の群分離
技術により処理して生した群分離工程液を使用した。こ
の群分離工程液は有機溶媒による抽出、濾過、ゼオライ
トカラム、チタン酸カラムの工程を経ており除去の容易
な陽イオン等の＋０６Ｒｕ熔存種は除かれている。実験
に際し、この群分離工程液を０．５Ｍ硝酸ナトリウムで
希釈し、硝酸または水酸化ナトリウムにより酸性度を調
整した。第１表に実験例に使用した電池材料の組合せと
充填量を示す。これらの電池材料を直径８〜１０ ｍｍ
、長さ２００ ｍｍ Ｏカラムに充填し、ｔａｂ）
１．溶存種を含む群分離工程液を１．６〜３．Ｏｃｍ
７分の流速で通液した。各混合体は水中で混合してカラ
ムに充填したが、フッ化炭素を用いる混合体の充填には
５０％エチルアルコール水を用いた。これはフッ化炭素
が撥水性であるためによる。
て動力炉・核燃料開発事業団の使用済燃料再処理より生
した高レベル廃液を日本原子力研究所が開発中の群分離
技術により処理して生した群分離工程液を使用した。こ
の群分離工程液は有機溶媒による抽出、濾過、ゼオライ
トカラム、チタン酸カラムの工程を経ており除去の容易
な陽イオン等の＋０６Ｒｕ熔存種は除かれている。実験
に際し、この群分離工程液を０．５Ｍ硝酸ナトリウムで
希釈し、硝酸または水酸化ナトリウムにより酸性度を調
整した。第１表に実験例に使用した電池材料の組合せと
充填量を示す。これらの電池材料を直径８〜１０ ｍｍ
、長さ２００ ｍｍ Ｏカラムに充填し、ｔａｂ）
１．溶存種を含む群分離工程液を１．６〜３．Ｏｃｍ
７分の流速で通液した。各混合体は水中で混合してカラ
ムに充填したが、フッ化炭素を用いる混合体の充填には
５０％エチルアルコール水を用いた。これはフッ化炭素
が撥水性であるためによる。
牙」乙表
除去実験に用いた電池材料の組合せと充＠量各鵞昔且粍
ζ１１−一 減極材料粉（１遣−１、亜鉛：１ｇ；活性
炭：１ｇ 無２、亜鉛：１ｇ；活性炭＝１ｇ
無フン化炭素 ＝１ｇ ３、亜鉛＝１ｇ；活性炭：１ｇ 二酸化マンガン：
０．５ｇ４、亜鉛、：’Ｉｇ；活性炭：１ｇ 二酸化
鉛： ０．５ｇ策主人 亜鉛粉 １００メソシユ以下活性炭
６０ 〜３００ メソシュフッ化炭素 ２
００メツシュ以上二酸化マンガン ５０メツシユ以下 二酸化鉛 １００メソシユ以下各電池材料を組
合せたカラムに群分離工程液を通液すると、＋０６Ｒｕ
の除染係数は徐々に低下する。
ζ１１−一 減極材料粉（１遣−１、亜鉛：１ｇ；活性
炭：１ｇ 無２、亜鉛：１ｇ；活性炭＝１ｇ
無フン化炭素 ＝１ｇ ３、亜鉛＝１ｇ；活性炭：１ｇ 二酸化マンガン：
０．５ｇ４、亜鉛、：’Ｉｇ；活性炭：１ｇ 二酸化
鉛： ０．５ｇ策主人 亜鉛粉 １００メソシユ以下活性炭
６０ 〜３００ メソシュフッ化炭素 ２
００メツシュ以上二酸化マンガン ５０メツシユ以下 二酸化鉛 １００メソシユ以下各電池材料を組
合せたカラムに群分離工程液を通液すると、＋０６Ｒｕ
の除染係数は徐々に低下する。
再通液の際には除去性能を回復させるため群分離工程液
の通液後、硝酸酸性水または水により洗浄し活性化した
。
の通液後、硝酸酸性水または水により洗浄し活性化した
。
以下に除去実験の結果について第３表に示す。
（再通液実験についてはＲｕｎ Ｎｏ、で示した。）ｐ
ｌ＋ ２．２ ９６〜１３０ ｍｌ の通液量の亜鉛
粉・活性炭カラムの除染係数（以下ＤＦと記す）は平均
１４０ である。これに対し亜鉛粉・フン化炭素・活
性炭カラムの１００ ｍ１通液量のＤＦは２３０゜亜鉛
粉・二酸化マンガン・活性炭カラムのＤＦは４５０、
亜鉛粉・二酸化鉛・活性炭カラムのＤＦは２８０
を示し、いづれも亜鉛粉・活性炭カラム以上に高い除去
性能を示した。亜鉛粉・二酸化マンガン・活性炭カラム
と亜鉛粉・二酸化鉛・活性炭カラムにｐＨ４，０〜４．
２とした原液１００ ｍｌを通液した結果、１°６Ｒｕ
のＤＦは前者２９０．後者１４０の値が得られた。亜鉛
粉・活性炭カラムはｐＨ２より中性に近い領域では著し
い除去性能の低下を示す。（添付図面参照）。減極剤を
さらに混入した場合ｐＨ約４ の通液では除去性能は低
下しているが、亜鉛粉・活性炭カラムのｐｏ ２．２の
通液より高い除去性能を示す。ｐＨ８〜８．６の１００
ｍｌの通液量の結果では、亜鉛粉・フン化炭素・活性
炭カラムの叶は平均１７０．亜鉛粉・二酸化マンガン・
′活性炭カラムのＤＦは１３０．亜鉛粉・二酸化鉛・活
性炭カラムの叶は２８であった。この結果から二酸化鉛
の添加効果は低いものと考えられる。フッ化炭素や二酸
化マンガンをそれぞれ混入した場合、＋０６Ｒ，、の除
去性能は弱アルカリ性でも ｐＨ２，２を通液した亜鉛
粉・活性炭カラムと同程度である。以上各ｐＨの除去実
験の結果からフッ化炭素や減極剤を加えるなら亜鉛粉・
活性炭カラム以上に優れた除去性能が得られ添加効果は
顕著である。
ｌ＋ ２．２ ９６〜１３０ ｍｌ の通液量の亜鉛
粉・活性炭カラムの除染係数（以下ＤＦと記す）は平均
１４０ である。これに対し亜鉛粉・フン化炭素・活
性炭カラムの１００ ｍ１通液量のＤＦは２３０゜亜鉛
粉・二酸化マンガン・活性炭カラムのＤＦは４５０、
亜鉛粉・二酸化鉛・活性炭カラムのＤＦは２８０
を示し、いづれも亜鉛粉・活性炭カラム以上に高い除去
性能を示した。亜鉛粉・二酸化マンガン・活性炭カラム
と亜鉛粉・二酸化鉛・活性炭カラムにｐＨ４，０〜４．
２とした原液１００ ｍｌを通液した結果、１°６Ｒｕ
のＤＦは前者２９０．後者１４０の値が得られた。亜鉛
粉・活性炭カラムはｐＨ２より中性に近い領域では著し
い除去性能の低下を示す。（添付図面参照）。減極剤を
さらに混入した場合ｐＨ約４ の通液では除去性能は低
下しているが、亜鉛粉・活性炭カラムのｐｏ ２．２の
通液より高い除去性能を示す。ｐＨ８〜８．６の１００
ｍｌの通液量の結果では、亜鉛粉・フン化炭素・活性
炭カラムの叶は平均１７０．亜鉛粉・二酸化マンガン・
′活性炭カラムのＤＦは１３０．亜鉛粉・二酸化鉛・活
性炭カラムの叶は２８であった。この結果から二酸化鉛
の添加効果は低いものと考えられる。フッ化炭素や二酸
化マンガンをそれぞれ混入した場合、＋０６Ｒ，、の除
去性能は弱アルカリ性でも ｐＨ２，２を通液した亜鉛
粉・活性炭カラムと同程度である。以上各ｐＨの除去実
験の結果からフッ化炭素や減極剤を加えるなら亜鉛粉・
活性炭カラム以上に優れた除去性能が得られ添加効果は
顕著である。
亜鉛粉・活性炭カラムは＋０６Ｒｕの除去性能の低下後
に硝酸酸性水または水を通液して洗浄すると除去性能は
回復する（添付図面参照）つ第３表には二酸化マンガン
と二酸化鉛を混入した亜鉛粉・活性炭カラムについてｐ
Ｈ２，２の群分離工程液の通液後、ｐＨ２，４硝酸酸性
水３０ｍ１で洗浄し、さらにｐｎ ４．０〜４．２を通
液した結果を示した。フン化炭素を混入したカラムでは
、ｐＨ２，２の除去実験後ｐＨ２，４の硝酸酸性水３０
ｍｌを通液し、さらにｐｏ ８．０の除去実験を行っ
た。
に硝酸酸性水または水を通液して洗浄すると除去性能は
回復する（添付図面参照）つ第３表には二酸化マンガン
と二酸化鉛を混入した亜鉛粉・活性炭カラムについてｐ
Ｈ２，２の群分離工程液の通液後、ｐＨ２，４硝酸酸性
水３０ｍ１で洗浄し、さらにｐｎ ４．０〜４．２を通
液した結果を示した。フン化炭素を混入したカラムでは
、ｐＨ２，２の除去実験後ｐＨ２，４の硝酸酸性水３０
ｍｌを通液し、さらにｐｏ ８．０の除去実験を行っ
た。
洗浄後に酸性とした＋０６Ｒｕ溶液を通液すると除去性
能は回復し、フッ化炭素を混入した実験例の、ようにア
ルカリ溶液では平衡となる。従って、これらの電池材料
を混入したカラムは硝酸酸性水の洗浄により除去性能は
回復するか或いは平衡となって多数回の反復使用が可能
である。
能は回復し、フッ化炭素を混入した実験例の、ようにア
ルカリ溶液では平衡となる。従って、これらの電池材料
を混入したカラムは硝酸酸性水の洗浄により除去性能は
回復するか或いは平衡となって多数回の反復使用が可能
である。
本発明の作用効果を要約すると下記のようになる。
ｆｉｌ 粉体とした電池材料を混合充填したカラムに
よって、除去困難な種々のルテニウム溶存種はカラム内
の電気化学的作用や還元雰囲気により化学形が変化し陽
極の活性炭に吸着除去される。
よって、除去困難な種々のルテニウム溶存種はカラム内
の電気化学的作用や還元雰囲気により化学形が変化し陽
極の活性炭に吸着除去される。
（２）減極剤やフン化炭素をさらに混入すると亜鉛粉・
活性炭カラムの除去性能は向上し、中性、弱アルカリ性
の領域でも除去性能を有する。 □（３）電池材料
を混合充填したカラムは通液する１ｆｉ６Ｒｕ熔液の酸
濃度を高める除去性能は向上する。
活性炭カラムの除去性能は向上し、中性、弱アルカリ性
の領域でも除去性能を有する。 □（３）電池材料
を混合充填したカラムは通液する１ｆｉ６Ｒｕ熔液の酸
濃度を高める除去性能は向上する。
（４）電池材料を混合充填したカラムは除去性能が低下
しても硝酸酸性水の洗浄により除去性能が回復または平
衡となって多数回の反復使用が可能である。これにより
多量の廃液中の１０６Ｒｕ が処理できる。
しても硝酸酸性水の洗浄により除去性能が回復または平
衡となって多数回の反復使用が可能である。これにより
多量の廃液中の１０６Ｒｕ が処理できる。
第１図は亜鉛粉・活性炭カラム（亜鉛：＜１００メ゛７
シユ、３ｇ；活性炭＝６０〜３００メツシュ、３ｇ；通
液量：３００ｍ１）におけるｐＨとＩ Ｏ６ＲＵの除去
性能の関係をしめずグラフである。図において、横軸は
ｐＨ１縦軸は１０６Ｒｕの叶を示す。 第２図は亜鉛粉・活性炭カラム（亜鉛＝６０〜８０メソ
シュ、２．５Ｋｇ；活性炭＝６０〜３００メツシュ、１
．５Ｋｇ；各実験における洗浄液二〜ｐＨ３，５１）に
おける反復通液の場合の通液量、注入液のｐＨ１通過液
のｐＨと１°６Ｒｕの除去性能の関係をしめずグラフで
ある。図において、横軸は上より通液量、実験番号、注
入液のｐＨ１通過液のｐＨを示し、縦軸は１０６Ｒｕの
ＩＩＦを示す。
シユ、３ｇ；活性炭＝６０〜３００メツシュ、３ｇ；通
液量：３００ｍ１）におけるｐＨとＩ Ｏ６ＲＵの除去
性能の関係をしめずグラフである。図において、横軸は
ｐＨ１縦軸は１０６Ｒｕの叶を示す。 第２図は亜鉛粉・活性炭カラム（亜鉛＝６０〜８０メソ
シュ、２．５Ｋｇ；活性炭＝６０〜３００メツシュ、１
．５Ｋｇ；各実験における洗浄液二〜ｐＨ３，５１）に
おける反復通液の場合の通液量、注入液のｐＨ１通過液
のｐＨと１°６Ｒｕの除去性能の関係をしめずグラフで
ある。図において、横軸は上より通液量、実験番号、注
入液のｐＨ１通過液のｐＨを示し、縦軸は１０６Ｒｕの
ＩＩＦを示す。
Claims (3)
- （１）放射性ルテニウムを含む放射性廃液を、電池材料
の陽極物質や陰極物質、減極剤の粉体を混合充填したカ
ラムに通過させることから成る放射性廃液中の放射性ル
テニウムを除去する方法。 - （２）水中の電池材料混合体のカラム内に生じる電気化
学的な還元作用とこれによって生じる活性水素の強い還
元雰囲気によりルテニウム錯イオンの化学形を変化させ
陽極物質である活性炭に吸着させることから成る放射性
廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法。 - （３）放射性ルテニウムの除去性能が低下した時硝酸酸
性水又は水により電池材料を混入したカラムを洗浄し、
除去性能を回復させ、通液除去と洗浄活性化を反復する
ことから成る放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去す
る方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16646984A JPS6145998A (ja) | 1984-08-10 | 1984-08-10 | 放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法 |
| FR8512018A FR2573239B1 (fr) | 1984-08-10 | 1985-08-06 | Procede d'elimination du ruthenium radioactif dans des dechets radioactifs |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16646984A JPS6145998A (ja) | 1984-08-10 | 1984-08-10 | 放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6145998A true JPS6145998A (ja) | 1986-03-06 |
Family
ID=15831971
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16646984A Pending JPS6145998A (ja) | 1984-08-10 | 1984-08-10 | 放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6145998A (ja) |
| FR (1) | FR2573239B1 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63242934A (ja) * | 1987-03-31 | 1988-10-07 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
| US8143471B2 (en) * | 2006-04-21 | 2012-03-27 | Gas Technology Institute | Electrochemical capacitive concentration and deactivation of actinide nuclear materials |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB8719045D0 (en) * | 1987-08-12 | 1987-10-07 | Atomic Energy Authority Uk | Liquid treatment process |
| JP2569357B2 (ja) * | 1988-10-07 | 1997-01-08 | 日本原子力研究所 | 放射性ガドリニウム溶液中の放射性ユーロピウムの除去方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5750698A (en) * | 1980-09-11 | 1982-03-25 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method of treating waste liquid containing radioactive ruthemium |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60161598A (ja) * | 1983-12-15 | 1985-08-23 | 日本原子力研究所 | 放射性ルテニウムを含む放射性廃液の処理方法 |
-
1984
- 1984-08-10 JP JP16646984A patent/JPS6145998A/ja active Pending
-
1985
- 1985-08-06 FR FR8512018A patent/FR2573239B1/fr not_active Expired
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5750698A (en) * | 1980-09-11 | 1982-03-25 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method of treating waste liquid containing radioactive ruthemium |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63242934A (ja) * | 1987-03-31 | 1988-10-07 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
| US8143471B2 (en) * | 2006-04-21 | 2012-03-27 | Gas Technology Institute | Electrochemical capacitive concentration and deactivation of actinide nuclear materials |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2573239B1 (fr) | 1989-03-31 |
| FR2573239A1 (fr) | 1986-05-16 |
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