JPS63247699A - 放射性廃棄物からのルテニウム分離方法 - Google Patents
放射性廃棄物からのルテニウム分離方法Info
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- JPS63247699A JPS63247699A JP8116287A JP8116287A JPS63247699A JP S63247699 A JPS63247699 A JP S63247699A JP 8116287 A JP8116287 A JP 8116287A JP 8116287 A JP8116287 A JP 8116287A JP S63247699 A JPS63247699 A JP S63247699A
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Landscapes
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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】
［産業上の利用分野コ
本発明は、放射性廃棄物中に含まれるルテニウムを回収
するための方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウ
ムを回収すべく四酸化ルテニウムとしてその廃棄物中か
ら分離する放射性廃棄物からのルテニウム分離方法に関
するものである。
するための方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウ
ムを回収すべく四酸化ルテニウムとしてその廃棄物中か
ら分離する放射性廃棄物からのルテニウム分離方法に関
するものである。
［従来の技術］
放射性廃棄物の廃棄処理においては放射性廃棄物をガラ
ス原料と一緒に加熱させ、これを格納容器内に入れてガ
ラス固化させた状態で格納するようにしている。
ス原料と一緒に加熱させ、これを格納容器内に入れてガ
ラス固化させた状態で格納するようにしている。
この放射性廃棄物中には、種々の重金具が含まれている
が、本出願人は先に放射性廃棄物中からルテニウムを回
収する装置（特願昭６０−２５３６４９号）を提案した
。
が、本出願人は先に放射性廃棄物中からルテニウムを回
収する装置（特願昭６０−２５３６４９号）を提案した
。
この先願の発明においては、放射性廃棄物を加熱しなが
ら、オゾン等の酸化剤を吹き込み、放射性廃棄物中に含
まれるルテニウムを四酸化ルテニウムとして気化させ、
これを回収するようにしたものである。
ら、オゾン等の酸化剤を吹き込み、放射性廃棄物中に含
まれるルテニウムを四酸化ルテニウムとして気化させ、
これを回収するようにしたものである。
［発明が解決しようとする問題点］
ところで先願の発明においては、放射性廃棄物を反応容
器内に入れ、その反応容器内で酸化と気化とを同時に行
なうようにしている。しかしながら、放射性廃棄物中の
ルテニウムの酸化速度は気化速度よりも遅く、そのため
、放射性廃棄物からルテニウムを四酸化ルテニウムとし
て分離するには、酸化時間が支配し、その間放射性廃棄
物を無駄に加熱していることとなる。
器内に入れ、その反応容器内で酸化と気化とを同時に行
なうようにしている。しかしながら、放射性廃棄物中の
ルテニウムの酸化速度は気化速度よりも遅く、そのため
、放射性廃棄物からルテニウムを四酸化ルテニウムとし
て分離するには、酸化時間が支配し、その間放射性廃棄
物を無駄に加熱していることとなる。
本発明は、上記事情を者慮してなされたもので、放射性
廃棄物中のルテニウムの酸化と、その酸化後の四酸化ル
テニウムの気化とを効率よく行なえる放射性廃棄物から
のルテニウム分離方法を提供することを目的とする。
廃棄物中のルテニウムの酸化と、その酸化後の四酸化ル
テニウムの気化とを効率よく行なえる放射性廃棄物から
のルテニウム分離方法を提供することを目的とする。
［問題点を解決するための手段及び作用］本発明は上記
の目的を達成するために、放射性廃棄物中のルテニウム
を酸化して四酸化ルテニウムとしたのち、その放射性廃
棄物を減圧蒸留してその廃棄物中の四酸化ルテニウム気
化させて分離するようにしたもので、ルテニウムを酸化
したのらのＭ射性廃棄物を減圧蒸留することで、その廃
棄物中の四酸化ルテニウムを容易に気化分離できるよう
にしたものである。
の目的を達成するために、放射性廃棄物中のルテニウム
を酸化して四酸化ルテニウムとしたのち、その放射性廃
棄物を減圧蒸留してその廃棄物中の四酸化ルテニウム気
化させて分離するようにしたもので、ルテニウムを酸化
したのらのＭ射性廃棄物を減圧蒸留することで、その廃
棄物中の四酸化ルテニウムを容易に気化分離できるよう
にしたものである。
［実施例］
以下に本発明に係る放射性廃棄物からのルテニウム分離
方法の好適一実施例を添付図面に基づいて説明する。
方法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、１は高レベル放射性廃棄物２を酸化処
理する酸化槽で、その酸化槽１に液供給ライン３及びそ
の供給ポンプ４を介して蒸留槽５が接続され、その蒸留
槽５の頂部より四酸化ルテニウム回収装置６と減圧装置
７及びオフガス処理装置８とが順に接続される。
理する酸化槽で、その酸化槽１に液供給ライン３及びそ
の供給ポンプ４を介して蒸留槽５が接続され、その蒸留
槽５の頂部より四酸化ルテニウム回収装置６と減圧装置
７及びオフガス処理装置８とが順に接続される。
酸化槽１は放射性廃棄物２を槽１内に供給する処理液供
給管９が接続され、また槽１内の放射性廃棄物２中に、
オゾン、過マンガン酸カリ、セリウム（ＩＶ）化合物な
どの酸化剤を吹き込む酸化剤供給管１０ｔｆｉ設けられ
る。
給管９が接続され、また槽１内の放射性廃棄物２中に、
オゾン、過マンガン酸カリ、セリウム（ＩＶ）化合物な
どの酸化剤を吹き込む酸化剤供給管１０ｔｆｉ設けられ
る。
酸化槽１の頂部には、酸化後のオフガスをオフガイ処理
装置８に流すオフガス排出管１１が接続される。
装置８に流すオフガス排出管１１が接続される。
蒸留槽５は、その外周にスチームジャケット、電気ヒー
タなどの加熱手段１２が設けられ、また槽５内の処理液
２ａ中に空気などのキャリアガスを吹き込むキャリアガ
ス供給管１３が設けられ、さらに下部には処理液２ａを
排出してガラス固化させるための排出管１４が接続され
る。
タなどの加熱手段１２が設けられ、また槽５内の処理液
２ａ中に空気などのキャリアガスを吹き込むキャリアガ
ス供給管１３が設けられ、さらに下部には処理液２ａを
排出してガラス固化させるための排出管１４が接続され
る。
次に放射性廃棄物２からルテニウムの分離方法を説明す
る。
る。
先ず、処理液供給管９より酸化槽１内に放射性廃棄物２
が所定市供給される。この放射性廃棄物２中には酸化剤
供給管１０よりオゾン等の酸化剤が吹き込まれ、廃棄物
２中のルテニウムが酸化されて四酸化ルテニウムとされ
る゛。
が所定市供給される。この放射性廃棄物２中には酸化剤
供給管１０よりオゾン等の酸化剤が吹き込まれ、廃棄物
２中のルテニウムが酸化されて四酸化ルテニウムとされ
る゛。
この酸化処理は常温で行なわれ、また廃棄物２は硝酸酸
性の状態に保たれ、その硝酸濃度が２．５規定以上、好
ましくは１０規定（濃度４０％）以上に保たれている。
性の状態に保たれ、その硝酸濃度が２．５規定以上、好
ましくは１０規定（濃度４０％）以上に保たれている。
廃棄物２中のルテニウムは酸化剤により酸化され四酸化
ルテニウムとなる（Ｒｕ ＋２０２→ＲＬＩ ０４ ）
。この四酸化ルテニウムは常温では液状態であり、廃棄
物２中に溶は込んでいる。
ルテニウムとなる（Ｒｕ ＋２０２→ＲＬＩ ０４ ）
。この四酸化ルテニウムは常温では液状態であり、廃棄
物２中に溶は込んでいる。
このように酸化処理を終えたのち、供給ポンプ４にて液
供給ライン３を介して酸化処理後の廃棄物を処理液２ａ
として蒸留槽５内に供給する。
供給ライン３を介して酸化処理後の廃棄物を処理液２ａ
として蒸留槽５内に供給する。
蒸留槽５内の処理液２ａは加熱手段１２により四酸化ル
テニウムの分離ｆＡ度である約５０℃以上に加熱され、
またこの処理液２ａ中にはキャリアガス供給管１２から
キャリアガスが供給される。
テニウムの分離ｆＡ度である約５０℃以上に加熱され、
またこの処理液２ａ中にはキャリアガス供給管１２から
キャリアガスが供給される。
この際、蒸留槽５内は四酸化ルテニウム回収装置６を介
し減圧装置７により、槽５内が２５〜１００ｔｏｒｒ真
空に保たれるため、処理液２ａが５０℃前後で容易に気
化分離される。
し減圧装置７により、槽５内が２５〜１００ｔｏｒｒ真
空に保たれるため、処理液２ａが５０℃前後で容易に気
化分離される。
処理液２ａ中の四酸化ルテニウムは減圧下で気化し、処
理液２ａから分離し、キャリアガスと共に蒸留槽５の頂
部から排出され、四酸化ルテニウム回収装置６に導入さ
れる。この四酸化ルテニウム回収装置６は詳細は図示し
ていないが、例えば四酸化ルテニウムをＮａ ０１−１
水溶液などの吸収剤で吸収する吸収塔からなり、減圧ガ
ス中の四酸化ルテニウムを減圧下で吸収して回収する。
理液２ａから分離し、キャリアガスと共に蒸留槽５の頂
部から排出され、四酸化ルテニウム回収装置６に導入さ
れる。この四酸化ルテニウム回収装置６は詳細は図示し
ていないが、例えば四酸化ルテニウムをＮａ ０１−１
水溶液などの吸収剤で吸収する吸収塔からなり、減圧ガ
ス中の四酸化ルテニウムを減圧下で吸収して回収する。
また四酸化ルテニウムが回収されたのちのオフガスは、
減圧装＠７を介してオフガス処理装置８で排気処理され
る。
減圧装＠７を介してオフガス処理装置８で排気処理され
る。
このように酸化槽１と蒸留ｍ５とに分けることで、例え
ば酸化槽１内では略−日かけて酸化処理したのち、蒸留
槽５に移し、次の日、再度新たな放射性廃棄物２を酸化
槽１で酸化処理している間に任息の時間に蒸留槽５で減
圧蒸留処理することができる。
ば酸化槽１内では略−日かけて酸化処理したのち、蒸留
槽５に移し、次の日、再度新たな放射性廃棄物２を酸化
槽１で酸化処理している間に任息の時間に蒸留槽５で減
圧蒸留処理することができる。
この場合、蒸留槽５で処理液２ａが減圧蒸留されること
で四酸化ルテニウムが低温で容易に気化分離できる。
で四酸化ルテニウムが低温で容易に気化分離できる。
［発明の効果］
以上説明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。
ば次のごとき優れた効果を発揮する。
（１） 放射性廃棄物中のルテニウムを酸化し、気化
させるにおいて、酸化槽と蒸留槽とに分けて設けたので
、個々の処理を別個に最適に操作できルテニウムの回収
効率を上げることかできる。
させるにおいて、酸化槽と蒸留槽とに分けて設けたので
、個々の処理を別個に最適に操作できルテニウムの回収
効率を上げることかできる。
■） 酸化処理後の処理液を減圧蒸留することで、四酸
化ルテニウムを低温で容易に分離回収することができる
。
化ルテニウムを低温で容易に分離回収することができる
。
添付図面は本発明の放射性廃棄物からのルテニウム分離
方法を実施する装置の一例を示す図である。 図中、１は酸化槽、２は放射性廃棄物、２ａは酸化後の
処理液、５は蒸留槽、６は四酸化ルテニウム回収装置、
７は減圧装置である。
方法を実施する装置の一例を示す図である。 図中、１は酸化槽、２は放射性廃棄物、２ａは酸化後の
処理液、５は蒸留槽、６は四酸化ルテニウム回収装置、
７は減圧装置である。
Claims (1)
- 放射性廃棄物中のルテニウムを酸化して四酸化ルテニウ
ムとしたのち、その放射性廃棄物を減圧蒸留してその廃
棄物中の四酸化ルテニウム気化させて分離することを特
徴とする放射性廃棄物からのルテニウム分離方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8116287A JPH0769468B2 (ja) | 1987-04-03 | 1987-04-03 | 放射性廃棄物からのルテニウム分離方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8116287A JPH0769468B2 (ja) | 1987-04-03 | 1987-04-03 | 放射性廃棄物からのルテニウム分離方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63247699A true JPS63247699A (ja) | 1988-10-14 |
| JPH0769468B2 JPH0769468B2 (ja) | 1995-07-31 |
Family
ID=13738756
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8116287A Expired - Lifetime JPH0769468B2 (ja) | 1987-04-03 | 1987-04-03 | 放射性廃棄物からのルテニウム分離方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0769468B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02298895A (ja) * | 1989-05-12 | 1990-12-11 | Ngk Insulators Ltd | 四酸化ルテニウムの発生方法 |
| FR2688335A1 (fr) * | 1992-03-03 | 1993-09-10 | Cogema | Procede de piegeage du ruthenium gazeux sur de la polyvinylpyridine, utilisable en particulier pour recuperer le ruthenium radioactif provenant de combustibles nucleaires irradies. |
| JP2010169415A (ja) * | 2009-01-20 | 2010-08-05 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性廃液の処理方法 |
| JP2012224905A (ja) * | 2011-04-19 | 2012-11-15 | Japan Atomic Energy Agency | 溶液中のルテニウムを揮発分離させるための電解セル装置 |
-
1987
- 1987-04-03 JP JP8116287A patent/JPH0769468B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02298895A (ja) * | 1989-05-12 | 1990-12-11 | Ngk Insulators Ltd | 四酸化ルテニウムの発生方法 |
| FR2688335A1 (fr) * | 1992-03-03 | 1993-09-10 | Cogema | Procede de piegeage du ruthenium gazeux sur de la polyvinylpyridine, utilisable en particulier pour recuperer le ruthenium radioactif provenant de combustibles nucleaires irradies. |
| JP2010169415A (ja) * | 2009-01-20 | 2010-08-05 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性廃液の処理方法 |
| JP2012224905A (ja) * | 2011-04-19 | 2012-11-15 | Japan Atomic Energy Agency | 溶液中のルテニウムを揮発分離させるための電解セル装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0769468B2 (ja) | 1995-07-31 |
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Legal Events
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|---|---|---|---|
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