JPS63242934A - 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 - Google Patents
放射性廃棄物からのルテニウム回収方法Info
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- JPS63242934A JPS63242934A JP7624887A JP7624887A JPS63242934A JP S63242934 A JPS63242934 A JP S63242934A JP 7624887 A JP7624887 A JP 7624887A JP 7624887 A JP7624887 A JP 7624887A JP S63242934 A JPS63242934 A JP S63242934A
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Landscapes
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- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
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】
［産業上の利用分野］
本発明は、放射性廃棄物中に含まれるルテニウムを回収
する方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウムを四
酸化ルテニウムとして取り出したのち、これを還元して
金属として回収する放射性廃棄物からのルテニウム回収
方法に関するものである。
する方法に係り、特に放射性廃棄物中のルテニウムを四
酸化ルテニウムとして取り出したのち、これを還元して
金属として回収する放射性廃棄物からのルテニウム回収
方法に関するものである。
［従来の技術］
＾レベルの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往、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。
棄物をガラス原料と一緒に加熱さ往、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、種々の重金属が含まれている
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＠（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＠（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コ
ところで、この先願の発明においては、四酸化ルテニウ
ムを吸収液に吸収させて回収するが、吸収液をそのまま
格納したのでは貯蔵効率が悪くなる。
ムを吸収液に吸収させて回収するが、吸収液をそのまま
格納したのでは貯蔵効率が悪くなる。
本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、放射性
廃棄物中のルテニウムを金属として回収できる放射性廃
棄物からのルテニウム回収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を金属として回収できる放射性廃
棄物からのルテニウム回収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、放射性廃棄物中に含まれる
ルテニウムを酸化して四酸化ルテニウムとして気化させ
たのち、そのガス中の四酸化ルテニウムを吸収すると共
に還元させて二酸化ルテニウムもしくは金属として回収
するようにしたもので、例えば四酸化ルテニウムを吸収
剤でガス中から吸収し、それを還元剤にて還元させ、四
酸化ルテニウムを二酸化ルテニウム或いはルテニウムに
還元することで金属として回収できるようにしたもので
ある。
記の目的を達成するために、放射性廃棄物中に含まれる
ルテニウムを酸化して四酸化ルテニウムとして気化させ
たのち、そのガス中の四酸化ルテニウムを吸収すると共
に還元させて二酸化ルテニウムもしくは金属として回収
するようにしたもので、例えば四酸化ルテニウムを吸収
剤でガス中から吸収し、それを還元剤にて還元させ、四
酸化ルテニウムを二酸化ルテニウム或いはルテニウムに
還元することで金属として回収できるようにしたもので
ある。
［実施例］
以下、本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収方法
の好適一実施例を添付図面に九（づいて説明する。
の好適一実施例を添付図面に九（づいて説明する。
添付図面において、１は反応容器で、その反応容器１に
液状の放射性廃棄物２を供給する供給管３が接続される
と共に、処３！！後の廃棄物２を排出するための排出管
４が接続される。反応容器１の外周には、放射性廃棄物
２を加熱するためのスヂームジャケット、電気ヒータな
どの加熱手段５が設けられる。また反応容器１には放射
性廃棄物２中にオゾンなどの酸化剤を吹き込む酸化剤吹
込管６及び空気などのキャリアガスを吹込むキャリアガ
ス供給管７が接続される。
液状の放射性廃棄物２を供給する供給管３が接続される
と共に、処３！！後の廃棄物２を排出するための排出管
４が接続される。反応容器１の外周には、放射性廃棄物
２を加熱するためのスヂームジャケット、電気ヒータな
どの加熱手段５が設けられる。また反応容器１には放射
性廃棄物２中にオゾンなどの酸化剤を吹き込む酸化剤吹
込管６及び空気などのキャリアガスを吹込むキャリアガ
ス供給管７が接続される。
反応容器１の頂部よりライン８を介して気液接触塔９が
接続される。気液接触塔９は、ライン８からのガスと気
液接触塔９内の吸収剤（液）１０とが気液接触できる形
式であれば、いずれでしよく、例えば図示のように吸収
塔であれば、吸収剤１０を、ポンプ１１及びその循環ラ
イン１２を介してスプレー管１３にて噴霧循環させて気
液接触を行なう。
接続される。気液接触塔９は、ライン８からのガスと気
液接触塔９内の吸収剤（液）１０とが気液接触できる形
式であれば、いずれでしよく、例えば図示のように吸収
塔であれば、吸収剤１０を、ポンプ１１及びその循環ラ
イン１２を介してスプレー管１３にて噴霧循環させて気
液接触を行なう。
この気液接触塔９には、その循環ライン１２がらライン
１４を介して吸収剤１０を導入する還元槽１５が接続さ
れ、その還元槽１５に供給ライン１６を介して還元剤１
７を供給する還元剤供給装置１８が接続されると共に、
還元槽１５の下部に固液分離槽１９が接続される。
１４を介して吸収剤１０を導入する還元槽１５が接続さ
れ、その還元槽１５に供給ライン１６を介して還元剤１
７を供給する還元剤供給装置１８が接続されると共に、
還元槽１５の下部に固液分離槽１９が接続される。
よた気Ｍ接触塔９及び還元槽１５の頂部は、オフガスラ
イン２ｏを介してオフガス処理装Ｗ１２１に接続される
。
イン２ｏを介してオフガス処理装Ｗ１２１に接続される
。
次に本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収方法を
説明する。
説明する。
先ず、供給管３よりルテニウムを含む高レベルの放射性
廃棄物２が、反応容器１内に供給される。
廃棄物２が、反応容器１内に供給される。
この放射性廃棄物２は、加熱手段５により、四酸化ルテ
ニウム（ＲＬＩＯａ）の分ａｌ１ｍ度又は沸点（９３℃
）以上、すなわち５０〜１２０℃あるいは１２０℃以上
に加熱される。この場合、放射性廃棄物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１０Ｍ４定（濃度４０％）以上に保たれでいる。
ニウム（ＲＬＩＯａ）の分ａｌ１ｍ度又は沸点（９３℃
）以上、すなわち５０〜１２０℃あるいは１２０℃以上
に加熱される。この場合、放射性廃棄物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１０Ｍ４定（濃度４０％）以上に保たれでいる。
この状態で、酸化剤吹込管６より、オゾン、過マンガン
酸カリ、セリウム（ｒＶ）化合物などの酸化剤が吹き込
まれ、同時にキャリアガス供給管７がら空気等のキャリ
アガスが供給されると、廃棄物２中のルテニウムは、Ｉ
ｉ）′１ｍの存在下、オゾン等により酸化され（Ｒｕ
＋ ２０２ →Ｒｕ Ｏ４） 、ガス状となって、未反
応オゾン等やキレリアガスと共にライン８を介して吸着
塔９内に導入される。
酸カリ、セリウム（ｒＶ）化合物などの酸化剤が吹き込
まれ、同時にキャリアガス供給管７がら空気等のキャリ
アガスが供給されると、廃棄物２中のルテニウムは、Ｉ
ｉ）′１ｍの存在下、オゾン等により酸化され（Ｒｕ
＋ ２０２ →Ｒｕ Ｏ４） 、ガス状となって、未反
応オゾン等やキレリアガスと共にライン８を介して吸着
塔９内に導入される。
この四酸化ルテニウムのｍ度は、約０．０１〜０．１％
である。四酸化ルテニウムを気化させた後の放射性廃棄
物２は排出管４より排出し、ガラス固化させる。
である。四酸化ルテニウムを気化させた後の放射性廃棄
物２は排出管４より排出し、ガラス固化させる。
気液接触塔９では、水、あるいはＮａ○１１などのアル
カリ溶液若しくは還元性溶液を含んだ吸収剤゛１０と四
酸化ルテニウムとが気液接触し、その吸収剤１０に吸収
される。
カリ溶液若しくは還元性溶液を含んだ吸収剤゛１０と四
酸化ルテニウムとが気液接触し、その吸収剤１０に吸収
される。
四酸化ルテニウムを吸収した吸収剤１０は、ライン１４
より還元槽１５に導入され、そこで還元剤供給装置１８
から供給ライン１６を介して槽１５内に導入された還元
剤１７と混合攪拌される。
より還元槽１５に導入され、そこで還元剤供給装置１８
から供給ライン１６を介して槽１５内に導入された還元
剤１７と混合攪拌される。
還元剤１７としては、ギ酸、ヒドラジン或いは水素化ホ
ウ素ナトリウム溶液等からなり、例えば吸収剤１０にＮ
ａ０ｆ−ｌ水溶液を用い、還元剤゛１７として水素化ホ
ウ素ナトリウムを用いた場合には、四酸化ルテニウムは
、ナトリウム吸収剤にｌ’Ｊａ２ＲＬＩ ０４として吸
収され、これがＮａＢＨ４（水素化ホウ素す［・リウム
）で還元されＲＵとなり、金属が析出する。
ウ素ナトリウム溶液等からなり、例えば吸収剤１０にＮ
ａ０ｆ−ｌ水溶液を用い、還元剤゛１７として水素化ホ
ウ素ナトリウムを用いた場合には、四酸化ルテニウムは
、ナトリウム吸収剤にｌ’Ｊａ２ＲＬＩ ０４として吸
収され、これがＮａＢＨ４（水素化ホウ素す［・リウム
）で還元されＲＵとなり、金属が析出する。
）！冗漫の還元剤１５を、固液分離槽１９内に導入し、
フィルタ或いは遠心力等で分離し、固体化ルテニウム２
２ど廃液２３とに分離し、固体化ルテニウム２２を回収
する。
フィルタ或いは遠心力等で分離し、固体化ルテニウム２
２ど廃液２３とに分離し、固体化ルテニウム２２を回収
する。
また、気液分離塔９でのオフガス（未反応酸化剤、キャ
リアガス等）及び還元槽１５でのオフガス（分解ガス、
例えばＨ２など）はオフガスライン２０よりオフガス処
理装置２内に導入され、処］！ｌされる。
リアガス等）及び還元槽１５でのオフガス（分解ガス、
例えばＨ２など）はオフガスライン２０よりオフガス処
理装置２内に導入され、処］！ｌされる。
固体化ルテニウム２２は、放射性廃棄物２の１ｔｏｎ当
り、数＋＜ｇが回収でき、またその半減期も約１年であ
り、２０年後には貴金属として使用できる。
り、数＋＜ｇが回収でき、またその半減期も約１年であ
り、２０年後には貴金属として使用できる。
尚、上述の実施例においては、気液接触塔で四酸化ルテ
ニウムを吸収させ、還元槽で金属に還元する例を示した
が、還元剤が四酸化ルテニウムを吸収できるものであれ
ば、吸収と還元とを同時に行なうようにしてもよい。
ニウムを吸収させ、還元槽で金属に還元する例を示した
が、還元剤が四酸化ルテニウムを吸収できるものであれ
ば、吸収と還元とを同時に行なうようにしてもよい。
［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Ｊ：
れば次のごとき優れた効果を発揮する。
れ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させて四
酸化ルテニウムとして取り出し、これを吸収・還元させ
て二酸化ルテニウム或いはルテニウムとすることで金属
として回収できる。
酸化ルテニウムとして取り出し、これを吸収・還元させ
て二酸化ルテニウム或いはルテニウムとすることで金属
として回収できる。
（２） 金属として回収できるので貯蔵効率がよい。
添付図面は本発明の放射性廃棄物からのルテニウム回収
方法を大浦する装置の一例を示す図である。 図中、２は放射性廃棄物、６は酸化剤吹込管、９は気液
接触塔、１０は吸収剤、１５は還元槽、１８は還元剤、
１９は固液分１！１１４ｆｌである。
方法を大浦する装置の一例を示す図である。 図中、２は放射性廃棄物、６は酸化剤吹込管、９は気液
接触塔、１０は吸収剤、１５は還元槽、１８は還元剤、
１９は固液分１！１１４ｆｌである。
Claims (1)
- 放射性廃棄物中に含まれるルテニウムを酸化して四酸化
ルテニウムとして気化させたのち、そのガス中の四酸化
ルテニウムを吸収すると共に還元させて二酸化ルテニウ
ムもしくは金属として回収することを特徴とする放射性
廃棄物からのルテニウム回収方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62076248A JP2503496B2 (ja) | 1987-03-31 | 1987-03-31 | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62076248A JP2503496B2 (ja) | 1987-03-31 | 1987-03-31 | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63242934A true JPS63242934A (ja) | 1988-10-07 |
| JP2503496B2 JP2503496B2 (ja) | 1996-06-05 |
Family
ID=13599889
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62076248A Expired - Lifetime JP2503496B2 (ja) | 1987-03-31 | 1987-03-31 | 放射性廃棄物からのルテニウム回収方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2503496B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06180392A (ja) * | 1992-12-15 | 1994-06-28 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 高レベル放射性廃液からルテニウムを分離回収する方法 |
| WO2000004202A1 (fr) * | 1998-07-14 | 2000-01-27 | Japan Energy Corporation | Procede de preparation d'une cible de pulverisation cathodique en ruthenium tres pur |
| US6716402B2 (en) * | 2001-02-08 | 2004-04-06 | Commissariat A L'energie Atomique | Dissolution and decontamination process |
| JP2010169415A (ja) * | 2009-01-20 | 2010-08-05 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性廃液の処理方法 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5168499A (ja) * | 1974-12-10 | 1976-06-14 | Japan Carlit Co Ltd | Ruteniumunokaishuho |
| JPS6145998A (ja) * | 1984-08-10 | 1986-03-06 | 日本原子力研究所 | 放射性廃液中の放射性ルテニウムを除去する方法 |
-
1987
- 1987-03-31 JP JP62076248A patent/JP2503496B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
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| JPS5168499A (ja) * | 1974-12-10 | 1976-06-14 | Japan Carlit Co Ltd | Ruteniumunokaishuho |
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Cited By (5)
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| US6284013B1 (en) | 1998-07-14 | 2001-09-04 | Japan Energy Corporation | Method for preparing high-purity ruthenium sputtering target and high-purity ruthenium sputtering target |
| US6716402B2 (en) * | 2001-02-08 | 2004-04-06 | Commissariat A L'energie Atomique | Dissolution and decontamination process |
| JP2010169415A (ja) * | 2009-01-20 | 2010-08-05 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性廃液の処理方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2503496B2 (ja) | 1996-06-05 |
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