JPS62172298A - 使用済原子燃料の再処理方法 - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は使用済原子燃料再処理設備において、硝酸水溶
液中に存在するルテニウムを回収する方法に関する。

〔従来の技術〕

放射線照射を受けた使用済原子燃料を再処理する最も一
般的な方法はビューレックス法と呼ばれる方法で、主と
して使用済燃料要素を硝酸中に溶解する溶解工程、この
溶解液からウランとプルトニウムをＴＢＰ　（リン酸ト
リブチル）を用いて抽出する共除染工程、ＴＢＰに抽出
されたウランとプルトニウムを分離する分配工程、そし
て分離されたウランとプルトニウムを精製するＷＩ製工
程から構成される。

使用済燃料要素には、ウラン、プルトニウムと数種の核
分裂生成物が含まれているが、核分裂生成物元素のうち
、その化学的性質の特異性からルテニウムが再処理工程
で問題となる。

例えば、溶解工程では硝Ｍ溶液に溶けたルテニウムのう
ち、６価〜８価に酸化されたルテニウム種が溶解槽の腐
食電位を大巾に上げ、溶解槽の材料腐食を加速する。共
除染工程では、硝酸イオンが配位したルテニウムの錯体
がＴＢＰに抽出されやすい性質を有しているので、ウラ
ンとプルトニラムの抽出第１サイクルで同様に抽出され
るルテニウムを再抽出するのが困難となる。共除染工程
での水相側成分はウランとプルトニウムと分離された数
種の核分裂生成物を含んでおり高レベル廃液として蒸発
濃縮後、ガラス固化され貯蔵される。

この高レベル廃液に含まれるルテニウムは蒸発濃縮、あ
るいはガラス同化時に揮発し、オフガス系統に析出する
ため、配管を閉塞する危険がある。

また蒸発缶においては溶解槽と同様、腐食の問題がある
。

従って、再処理の各工程でプロセストラブルを引き起こ
すルテニウムを、可能なかぎり再処理の初期工程で除去
することが望ましい。

現在知られている硝酸溶液中のルテニウムイオンの除去
方法には次のようなものがある。

特開昭５６−１９５００によれば、処理溶液中にヒドラ
ジノ等の還元剤と銅イオンを添加し、酸化第１銅の沈殿
を形成させ、その上にルテニウムを固定する。

また特開昭５７−５０６９８では、鉄、銅等の金属粉末
と活性炭を混合したカラムに処理溶液を通過させること
によりルテニウムイオンを吸着除去する。

その他、チオリン酸等の特殊な溶媒を用いてルテニウム
イオンを選択的に抽出する方法、オゾンあるいは過マン
ガン酸塩、クロム酸塩の酸化剤を用いてルテニウムイオ
ンを揮発性の四酸化ルテニウムに変換しガス状物質とし
て除去する方法が知られる。

処理溶液には放射性のルテニウムも含むため、酸化剤、
還元剤等の添加や、吸着剤等の使用は二次的な放射性廃
棄物の量を増やすという点から望ましくない、またルテ
ニウムイオンを除去した後、ルテニウムのみを回収する
というプロセスを考える場合、いづれの方法において回
収が困難である。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術は、添加物は極力使用しないという点につ
いて配慮されておらず、二次的な放射性廃棄物の量が増
大する問題があった。

またルテニウムを有価金属として回収するという点につ
いては考慮されていなかったので、除去したルテニウム
の回収方法に難点がある。

本発明の目的は添加剤や吸着剤を使用せずに再処理硝酸
水溶中に存在しているルテニウムイオンを除去、回収す
る方法を提供し、再処理設備におけるルテニウムの障害
を回避すると共に、有価金属であるルテニウムを回収す
ることにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、ルテニウムイオンを含む再処理硝酸水溶液
を以下に述べる方法で電解することにより、達成される
。

本発明の理論内裏づけは発明者らが再処理硝酸水溶液中
に含まれる多数の金属イオンの還元析出電位を系統的に
調べた結果による。

第２図にその結果を示す。これによれば、貴金属元素で
あるルテニウムの還元析出電位はその他の共存カチオン
の還元析出電位よりも高いことがわかる。これはルテニ
ウムイオンのカソードにおける電解採取に非常に好都合
であることがわかった。

従って本発明ではルテニウムの還元析出電位である０、
４５Ｖ　　（標準水素電極に対して）に相当する電極電
位を維持するように電流を調整しながらルテニウムイオ
ンをカソードに選択的に電析させる。このカソードは反
応は次式のようになる。

Ｒｕ”＋　＋　２　ｅ−−＋Ｒｕ　　　　　　　−（１
）実際には設定する電極電位は活性化過電圧を見込んで
Ｏ−０，４５Ｖ（［準水素電極に対して）の範囲が好ま
しい。この電位においては、還元することが困難とされ
ているルテニウムイオンの硝酸錯体の還元も可能である
。

〔作用〕

本発明によれば、再処理硝酸水溶液中に存在するルテニ
ウムイオンを還元して金属ルテニウムとして硝酸水溶液
中から除去できるので、燃料溶解液に適用すれば、共除
染工程や高レベル廃液濃縮固化工程でのルテニウムが原
因となる障害を回避することができる。

〔実施例〕

以下１本発明の実施例を第１図により説明する。

実施例１ 本発明を実施するのに最適な装置構成を第１図に示す。

ルテニウムイオンを含む再処理硝酸水溶液を供液口８を
介して電解槽７へ供給する６電解槽には、作用極２、対
極３、および飽和カロメル電極や塩化銀電極等の参照極
４、そしてパージ用の窒素吸込管が設けられている。処
理液の供給後、電位制御装置１で、作用極２の参照極４
に対する電極電位が設定値になるように対極３との間の
電流値を調整しながら電解を行なう。電解還元反応の進
行度は電位制御装置１で電流値をモニタすることにより
知ることができる。反応が終了した処理流は排流口９か
ら排出し、次工程へ移送される。

電解中に発生する気体は排気口６を介して再処理設備に
既設のオフガス処理系統へ排気する。

本実施例では、使用済原子燃料溶解液を処理液として供
給する。この場合、核分裂生成物のうちの一元素である
ヨウ素の約１％が■○δ−の形で存在する。このヨウ素
は共除染以後の工程に持ち込むと包合なので、共除染工
程前に硝酸溶液中から追い出すことが望ましい。そこで
、まず最初に工Ｏｓ−を工２に還元する電極電位、すな
わち０．７〜１．ＩＶ　（標準水素電極に対して）に作
用極２の電位を設定し、窒素ガスパージを行ないながら
電解しヨウ素を追い出す。この際の電極反応は（２）式
のようになる。

■○ｓ−＋　６　）（＋　＋　５　ｅ　−−＊　−Ｉ　
ｚｉ＋３８ｚＯ・・・（２） この後、設定電位をＯ４Ｏ〜０．４５Ｖ（標準水素電極
に対して）に変更し、電解を継続することによりルテニ
ウムイオンを還元する。この場合、窒素ガスパージを止
めてもよいが、攪拌効果及び溶存酸素の除去のためにパ
ージする方が好ましい。

作用極２．対極３の材質は耐腐食性で良電導性のものが
良く、白金、白金被覆チタン等が適するが、水素過電圧
を考慮すると黒鉛電極が適している。ルテニウムの金属
が電極上へ電析しても電極特性はさほど劣化しない。む
しろ析出したルテニウムが不働態であるＲｕ０ｚに変化
し、ルテニウムイオンの還元に対する日蝕作用により還
元効率の向上が期待できる。

本実施例によれば、添加剤を使用せず燃料溶解液からル
テニウムイオンを除去回収し、ざらに溶存ヨウ素を追い
出すことができる。

実施例２ 本実施例では第１図の装置を用いて共除染工程で発生す
る高レベル廃液を処理する。この場合。

設定電位はｏ、Ｏ〜０．４５Ｖ（標準水素電極に対して
）である。

本実施例によれば、高レベル廃液から有価金属であるル
テニウムを回収できるだけでなく、蒸発濃縮工程でのル
テニウムの揮発によるオフガス処理系統の汚染や蒸発缶
の腐食を防ぐことが可能となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、ルテニウムイオンを含む再処理硝酸水
溶液中からルテニウムを除去することができるので、共
除染工程での製品側へのルテニウムの混入、高レベル廃
液濃縮工程での槽腐食、ルテニウムの揮発による排ガス
処理系統の汚染や閉塞を防止することができる。

また、添加剤や吸着剤を必要としないため放射性廃棄物
量が増えない。

さらに有価金属であるルテニウムが回収できる利点があ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を実施するに最適な電解槽を示す図、第
２図は再処理硝酸水溶液中に存在する金属イオンの還元
析出電位を示した図である。 １・・・電位制御装置、２・・・作用極、３・・・対極
、４・・・９″″［，５＝−＝“′１°　　　　　　　
　　　２−　、代理人　弁理士　小）１勝男　　　ゝ 、−ノ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、使用済原子燃料再処理設備において、ルテニウムを
   イオンとして含有する硝酸溶液を電解還元し金属ルテニ
   ウムを電析させることを特徴とするルテニウムの回収方
   法。 ２、作用極の電極電位を標準水素電極に対して、０．０
   〜０．４５Ｖの範囲に設定することを特徴とする特許請
   求の範囲第１項記載のルテニウムの回収方法。 ３、ルテニウムイオンを含有する硝酸溶液が燃料溶解液
   又は共除染水相側の高レベル廃液であることを特徴とす
   る特許請求の範囲第１項及び第２項記載のルテニウムの
   回収方法。