JPS62115399A - 核燃料再処理廃液のガラス固化方法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 し産業上の利用分野］ 本発明は、核燃料再処ｌ！Ｉ！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し！ＩＩ廃
液からのルテニウムの回収装置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。

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、適宜この溶融伽６を格納容器（図示せず）に入
れて固化させるようにしでいる。

［発明が解決しようとする問題点］ しかしながら、廃ｔｉ２をｔｓ４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、類
４内の排ガスをポンプ７等で排気する場合、類４内のガ
ス温度は約４００℃と高温であり、四酸化ルテニウム（
Ｒｕ　０４　）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。

［発明の目的］ 本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、核燃料
再処理廃液からルテニウムを回収でき、その廃液処理が
容易にできる核燃料再処理廃液からのルテニウムの回収
装置を提供することを目的と−４る。

［発明のｉ要］ 本発明は、上記の目的を達成するために、核燃料再処理
廃液を硝酸酸性の状態で１３０〜１８０℃に加熱する反
応容器と、その反応容器内の廃液に酸化剤を供給する手
段と、生成した四酸化ルテニウムを含むガスを５０℃以
下に冷却りるガス冷却器と、その冷ｕ１ガス中の四酸化
ルテニウムを吸収する吸収装置とを備えたもので、核燃
料再処理廃液を濃縮或いは硝酸を加えて、廃液が硝Ｍ’
Ｓ度で２０％以上の酸性状態どし、これにオゾン、過マ
ンガン酸カリなどの酸化剤を加えることで、廃液中のル
テニウムを容易に酸化させると共にガス状にし、これを
冷却して凝縮すると共にアルカリ剤などの吸収剤で吸収
させることで容易に回収できるようにしたものである。

またルテニウム酸化処理済の廃液をガラス化させるにお
いては、その内にルテニウムが含まれないため、その処
理が容易となる。

［実施例１ 以下、本発明に係る核燃料再処理廃液からのルテニウム
の回収装置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Ｖケット、電気ヒ
ータなどの加熱用熱＃Ｒ１２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、過マンガン酸カ
リ、セリウム（！■）化合物などの酸化剤を供給する手
段である酸化剤導入管１３が取り付【ノられる。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ｗ１１６は、循環ポンプ１７及びそのバイブ１８
とスプレー管１９により、Ｎａ　０ｗ４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！！１６には吸収処理摸の排
ガスを排気づ゛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１３０〜１８０℃にさ
れ、この状態で廃液中の硝酸１１度が５規定以上好まし
くは１０規定以上（１１度４０％以上）にされた時に酸
化剤供給手段である酸化剤導入管１３よりオゾンが供給
される。廃液２中のルテニエム（ＲＬＩ　）は硝酸の存
在下、オゾンにより酸化され（Ｒｕ＋２Ｑｔ→ＲＬＩＯ
Ａ）、ガス状（沸点１３９℃）となってオゾンやキＶ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。

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
分冷却侵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１度を１３
０〜１８０℃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。

またルテニウムを酸化除去した侵の廃液２は排出管１１
より第２図で説明したガラス溶融炉４に供給してガラス
化処１！Ｉ！　しても排ガス中にルテニウムが含まれな
いため、その排ガス処理が容易となる。

［発明の効果１ 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。

（１）　　廃液を硝酸酸性の状態でその廃液に酸化剤を
供給することで、廃液中のルテニウムを酸化させると共
にガス化して回収できる。

（２）　　酸化ルテニウムの沸点は、比較的低いため酸
化後のガスを冷却して吸収することで容易に回収できる
。

（３）　　ルテニウム除去後の廃液のガラス化が容易と
なる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る核燃料再処理廃液からのルテニウ
ムの回収Ｓ！置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Ｗ器、１６は吸１１１２装置である。 １６・心馴又裂り 第２図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 核燃料再処理廃液を硝酸酸性の状態で加熱する反応容器
   と、その反応容器内の廃液に酸化剤を供給する手段と、
   生成した四酸化ルテニウムを含むガスを冷却するガス冷
   却器と、その冷却ガス中の四酸化ルテニウムを吸収する
   吸収装置とを備えたことを特徴とする核燃料再処理廃液
   からのルテニウムの回収装置。