JP2776897B2

JP2776897B2 - 放射性ルテニウム含有廃液の処理方法及び装置

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Publication number: JP2776897B2
Application number: JP16666989A
Authority: JP
Inventors: 保男広瀬
Original assignee: Hitachi Ltd
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Priority date: 1989-06-30
Filing date: 1989-06-30
Publication date: 1998-07-16
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Also published as: JPH0333699A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は放射性ルテニウム含有廃液の処理方法及び装
置に係り、特に使用済原子燃料再処理工程から発生する
放射性ルテニウム含有廃液の処理方法及び装置に関す
る。

〔従来の技術〕

一般に、使用済原子燃料の再処理では、切断した原子
燃料を溶解する工程や、ウラン，プルトニウム，核分裂
生成物をそれぞれ分離精製する抽出工程において硝酸溶
液が使用される。そして、これらの再処理において使用
された硝酸溶液（硝酸廃液）は酸回収系において蒸発処
理（蒸留）されて再処理工程で再使用される。

再処理において使用された硝酸溶液には放射性，非放
射性のルテニウムが含まれている。このルテニウムの一
部は硝酸溶液の蒸発処理中に酸化され、揮発性物質（Ru
O₄）となって蒸発し、硝酸蒸気中に混入してしまう。こ
のため、回収した硝酸中のルテニウム濃度を低減するこ
とが容易ではなく酸回収系におけるルテニウムの除去係
数が低下してしまうと云われている。

従来、硝酸蒸発装置でのルテニウムの除染効率を高め
るため、特開昭59−88692号公報に記載のように、ルテ
ニウムを含む硝酸溶液を硝酸蒸発装置で蒸発処理して硝
酸を回収する際、該硝酸蒸発装置内に、ヒドラジンのよ
うな還元剤を添加する方法が考えられている。この方法
によれば、硝酸溶液を蒸発処理する際、その中に含まれ
ているルテニウムの蒸発が押えられ、これによりルテニ
ウムの除染係数を著しく向上させることができるとされ
ている。また、ヒドラジンを添加する他に、ルテニウム
が酸化して硝酸蒸気中に混入することを防止する方法と
しては、特開昭63−186193号公報や特開昭61−260196号
公報等に記載されたものがある。

〔発明が解決しようとする課題〕

従来の方法は、硝酸溶液中でルテニウムが揮発性のRu
O₄に酸化することを抑制しようとするものである。即
ち、上記従来の方法は、蒸発装置から発生するルテニウ
ムを放射性，非放射性にかかわらず低減するものであ
る。しかしながら、再処理工程から発生する廃液中で存
在が問題となるのは放射性のルテニウムのみである。

また、ジャーナル・オブ・ニュークリア・サイエンス
・アンド・テクノロジー,25〔７〕,pp.603〜606（1988
年７月）（Jornal of Nuclear Science and Technolog
y,25〔７〕,pp.603〜606（July 1988））によれば、ル
テニウムを含む硝酸溶液を蒸発処理するときのルテニウ
ムのRuO₄への酸化反応速度は硝酸溶液中のルテニウムの
濃度ではなく、硝酸溶液中に生成する活性硝酸基の生成
速度に依存するものと考えられている。すなわち、上記
の論文では、濃度が９モル/lの沸騰硝酸から一定速度で
蒸発する硝酸蒸気中に含まれるルテニウムの濃度は蒸発
装置内のニトロシル・ルテニウム・トリニトラト錯体
（RuNO(NO₃)₃）の濃度が0.3モル／m³（30mg Ru/l）から
30モル／m³（3000mg Ru/l）に変化してもほぼ一定に保
たれることが実験値によって示されており、この場合の
硝酸蒸気中のルテニウムの濃度は約0.3mg Ru/lと計算で
きる。そして、この事実に対して上記の論文ではルテニ
ウムの酸化反応速度がルテニウムの濃度でなく、硝酸中
に生成する活性硝酸基の生成速度に依存するものと推論
している。

本発明は、上記の２点に着目して、硝酸廃液等の酸化
性の廃液から硝酸等の蒸気に混入する放射性ルテニウム
の量を可能な限り低減することを目的とするものであ
る。

さらに本発明の他の目的は、上記目的に加えて廃液処
理工程内で経済的に放射性ルテニウムの量を低減するこ
とを目的とするものである。

さらに本発明の他の目的は、放射性ルテニウムを除去
する方法において、除去処理をした廃液中のルテニウム
量が除去処理前の廃液中のルテニウムの濃度に依存しな
い場合に、廃液中の放射性ルテニウムの量を低減するこ
とを目的とするものである。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的を達成するため本発明では、非放射性ルテニ
ウムの割合の多いルテニウム化合物を硝酸廃液に添加す
ることにより硝酸廃液中の放射性ルテニウムの非放射性
ルテニウムに対する比率を低下させて（硝酸廃液中のル
テニウムの比放射能を低下させて）、この硝酸廃液の蒸
発処理を行うことにより、硝酸の蒸気中に混入する放射
性ルテニウムの量を低減させるものである。

さらに、上記他の目的を達成するため本発明では、非
放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物とし
て、再処理工程ですでに回収されている、より古い（原
子炉から取出されてからかなり長い年数を経た）使用済
燃料に含まれていたルテニウムを利用することによって
経済的に放射性ルテニウムの量を低減するものである。

非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウムとして
は、勿論、天然の同位体組成にある非放射性ルテニウム
であってもよい。

また、添加する非放射性ルテニウムの割合の多いルテ
ニウム化合物としてはその化合物の性質が処理する廃液
中に元来存在する放射性ルテニウム化合物と近ければ放
射性ルテニウム量の低減効果が十分に発揮される。例え
ば、再処理工程に用いられる硝酸溶液中でルテニウムは
ニトロシル・ルテニウム錯体として存在することは良く
知られているが、ニトロシル・ルテニウム基に配位する
リガンドの種類と数は硝酸濃度，亜硝酸濃度，温度等の
環境条件に依存して変化し得るので、ルテニウムを含む
硝酸廃液を蒸発処理する場合、可溶性のニトロシル・ル
テニウム錯体を被処理液である硝酸廃液に溶解して処理
温度に保ち、十分に平衡に達せしめて調製したルテニウ
ムの濃厚液を処理液に添加することが望ましい。

非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物を
添加して蒸発処理を行うのは、上記廃液中のルテニウム
濃度をあらかじめ充分に低下させた後の方が効果的であ
る。

さらに、上記他の目的を達成するため本発明では、放
射性ルテニウムの除去処理をした廃液中のルテニウム量
が除去処理前の廃液中のルテニウム濃度に依存しない除
去方法の場合に、上記廃液中に含まれているルテニウム
より非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物
を廃液に添加して廃液中のルテニウムの比放射能を低下
させて放射性ルテニウムの除去処理を行なうことにより
処理済廃液中の放射性ルテニウムの量を低減するもので
ある。

〔作用〕

ルテニウムを含む硝酸溶液を蒸発処理するときのルテ
ニウムのRuO₄への酸化反応速度は、上述の論文に記載の
ように、硝酸溶液中のルテニウムの濃度ではなく、硝酸
溶液中に生成する活性硝酸基の生成速度に依存するもの
と考えられている。従って、硝酸の蒸気中に混入するル
テニウムの量（非放射性，放射性にかかわらず蒸気中に
混入するルテニウム量）は一定の組成の廃液について蒸
発温度等の蒸発処理条件を一定とすれば略一定になる。
よって、非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化
合物を硝酸廃液に添加することにより廃液中のルテニウ
ムの比放射能を低下させれば、廃液中の非放射性ルテニ
ウムがRuO₄へ酸化する割合は増加し、放射性ルテニウム
がRuO₄へ酸化する割合は低下するので、硝酸の蒸気中に
混入する放射性ルテニウムの量を低減することができ
る。

放射性ルテニウム量の低減効果は次のように考えるこ
とが出来る。（Ｓ）を目的とする放射性ルテニウム濃度
の低下率（本発明を適用しない場合の蒸気中若しくは処
理済廃液中の放射性ルテニウムの濃度に対する本発明を
適用した場合の蒸気中若しくは処理済廃液中の放射性ル
テニウムの濃度の比）とし、（Ｘ）をルテニウム化合物
添加前に廃液に存在する単位体積当たりのルテニウム量
に対する単位体積当たりのルテニウム添加量の比とする
とともに、添加するルテニウム化合物を全く非放射性の
ルテニウム化合物とすると、放射性ルテニウム量の低減
効果は次式で与えられる。

Ｓの値はＸの値が１のときは0.5に過ぎないがＸの値
が大きくなるに従って1/Xに近づく。非放射性ルテニウ
ムの割合の少ない、再処理工程で回収されるルテニウム
を添加する場合にはその程度の応じて（１）に示される
関係からはずれ、Ｘの値を大きくしたときに到達できる
濃度低減効果は少なくなる。このことから、処理される
廃液に添加される、非放射性ルテニウムの割合の多いル
テニウム化合物の添加必要量は、処理済液中の放射性ル
テニウム濃度低減効果の目的値と添加されるルテニウム
の非放射性ルテニウムの割合で決定される。

非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物と
しては、天然の非放射性のルテニウムを用いれば蒸気中
に混入する放射性ルテニウムの量を最も低減できるが、
ルテニウムは高価であるので、再処理工程ですでに回収
されている放射性壊変の進んだルテニウムを利用するこ
とによって経済的に放射性ルテニウムの量を低減するこ
とができる。

また、本発明は、溶液中のルテニウム濃度が低下する
と溶液系の有する潜在的な酸化性因子に依存して還元形
のルテニウム化合物が不安定となりルテニウムの除去が
不十分となるような放射性ルテニウムの除去処理の場合
にも適用できる。即ち、放射性ルテニウムの除去処理を
した廃液中のルテニウム量が除去処理前の廃液中のルテ
ニウムの濃度に存在しない除去方法の場合でも、同様に
非放射性ルテニウムの割合の多いルテニウム化合物を廃
液に添加して廃液中のルテニウムの比放射能を低下させ
ることにより処理済廃液中の放射性ルテニウムの量を低
減することができる。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を説明する。

熱中性子による²³⁵Uの核分裂によって生ずる核分裂生
成物としてのルテニウム核種の種類と収率を下表に示
す。

使用済燃料の再処理は原子炉から取出してから数年後
に行なわれるため、再処理工程中に存在するルテニウム
の放射能は実質的に半減期が１年の¹⁰⁶Ruのみに存在す
ることになる。

ルテニウム中に存在する¹⁰⁶Ru放射能は主として燃料
の燃焼度（燃焼履歴）と冷却期間で定まるが代表的には
約10¹²Bq/g程度であり、毎年半分になってゆく。

再処理工程では、核分裂生成物の大部分を受入れて処
理する高レベル廃液蒸発缶の場合を除いて硝酸あるいは
硝酸塩を含む溶液の蒸発缶中のルテニウム濃度はμg/l
程度からmg/l程度であり、¹⁰⁶Ru放射能は10⁶〜10⁹Bq/l
程度となる。

蒸気中のルテニウム濃度は溶液の化学的性質と蒸発温
度条件に依存して定まり、¹⁰⁶Ru放射能濃度は比放射能
の数値に従って定まる。この放射能濃度は放射線被ばく
防止の観点からは可能な限り低下させた方がよい。

第１図は、特定の蒸発缶に非放射性ルテニウムの割合
の多いルテニウムを添加した場合に蒸気中の放射能がど
こまで低下し得るかを示している。放射能の低下は添加
するルテニウムの再処理後の経年数と添加量（初期濃度
に対する添加量比）に依存している。

依存の関係は、で示され、ここに、 S:放射性ルテニウム（¹⁰⁶Ru）濃度の低下率（本発明を適用しない場合の蒸気中の放射性ルテニウム
（¹⁰⁶Ru）の濃度に対する本発明を適用した場合の蒸気
中の放射性ルテニウム（¹⁰⁶Ru）の濃度の比） n:添加するRuの再処理後経年数 X:Ru添加前に廃液に存在する単位体積当たりのRu量（初
期濃度）に対する単位体積当たりのRu添加量の比である。

（２）式でｎの数値に∞を代入した結果は非放射性の
天然のルテニウムを用いた場合を代表する。

初期濃度の100倍のルテニウム化合物を添加するとし
て、初期の¹⁰⁶Ru放射能を100分の１にしようとする場合
には、再処理後10年を経た回収ルテニウムを用いれば天
然のルテニウムを使用する必要がないことが示される。

若し、再処理後７年の回収ルテニウムを用いれば、初
期濃度の約500倍添加することによって¹⁰⁶Ru濃度は1/10
0となるが、ルテニウム化合物の添加量を増加しても８
×10^-3よりは少なくならないことが示される。

同様に、若し、10^-3程度まで¹⁰⁶Ru濃度を低下させる
には再処理後10年以上を経過したルテニウムを添加する
必要があり、しかも、少なくとも初期濃度の1000倍の添
加が必要である。

この様に、蒸気中の¹⁰⁶Ru放射能を低下させるにはか
なりの量のルテニウムの添加が必要のようであるが、実
際の初期濃度が上述のμg/l程度である場合には1000倍
の添加としてもmg/l程度の添加でよく特別の問題とはな
らない。

添加するルテニウムの化学形態は蒸発装置の溶液中の
ルテニウムの化学形態に完全に一致することは望ましい
が、実際には実現が困難である。しかし、少なくとも、
添加するルテニウム化合物の化学的性質は初期に存在す
るルテニウム化合物の化学的性質に近いことが必要であ
る。そこで、可溶性のニトロシル・ルテニウム錯体（例
えば、トリニトラト錯体またはその誘導体）を当該処理
溶液に溶解した濃厚溶液を作成し、処理温度条件におい
て化学的および同位体交換的に平衡に達するまで保持し
ておき、この濃厚溶液を必要に応じて添加することが望
ましい。

また、添加するルテニウムはいわゆる高レベル廃液か
ら弱酸性下でトリブチル燐酸によって抽出されるルテニ
ウム化合物を硝酸に逆抽出した溶液として調製すること
も可能である。

放射性廃液からのルテニウム除去，除染に関しては、
本明細書の従来方法として引用したもののほかにも、特
開昭47−28400号公報，特開昭50−140799号公報，特開
昭56−19499号公報，特開昭56−19500号公報，特開昭57
−50698号公報，特開昭60−161598号公報，特開昭61−4
5998号公報等に記載されたものが有り、これらはいずれ
も液体中に含まれるルテニウムを蒸発によらずして除去
ないしは減少させるものである。

本発明の方法は上記のような蒸発によらずして除去な
いしは減少させる従来の方法で溶液中のルテニウム濃度
を低下せしめた後に蒸発処理を行ってさらにルテニウム
放射能を低下させる目的に対して特に好適である。添加
するテルニウムの絶対量が少なくても最終放射能を低く
することができるからである。

また、本発明の方法は、硝酸溶液中で見出せるように
溶液系の酸化性因子がルテニウムの処理を阻害して処理
済廃液中のルテニウム放射能が十分に低下しない、蒸発
処理以外の化学的処理法の場合に適用しても好適であ
る。即ち、前述のような放射性廃液からルテニウムを除
去するための従来の方法は、一般にルテニウムの酸化還
元反応を利用し、より安定な還元形の化合物として溶液
から析出分離し、または揮発を防止し、あるいは揮発性
の酸化形の化合物として溶液から分離するなどしてい
る。これらの方法の中で、より現実的な還元形の化合物
化する方法においては、硝酸溶液中で認められるように
溶液系の有する潜在的な酸化性因子に依存して溶液中の
ルテニウム濃度が低下する還元形のルテニウム化合物が
不安定となりルテニウムの除去が不十分となることが予
想される。本発明は廃液の蒸発処理において溶液系の酸
化性因子がルテニウムの処理を阻害して処理済廃液中の
ルテニウム放射能が十分に低下しない場合に適用して放
射性ルテニウムの除去率を向上させる効果があるが、同
様の理由に起因する蒸発処理以外の処理方法における処
理済廃液中のルテニウム放射能の低下が不十分となる場
合に適用しても好適である。

次に、第２図に本発明を適用する放射性廃液蒸発設備
の実施例を示す。

１は供給液（硝酸廃液）タンク、２はルテニウム溶液
タンク、３は混合タンク、４は撹拌機、５は蒸発缶、６
は凝縮器、７は凝縮液タンク、８は濃縮液タンクであ
る。

本発明の一実施例においては、ルテニウムを0.1μg/l
含む硝酸塩水溶液が供給液タンク１に供給される。この
水溶液は蒸発缶５において50倍に濃縮され、ルテニウム
濃度が５μg/lとなった蒸発缶液は濃縮液タンク８に入
り、蒸発缶の頂部から出る蒸気は凝縮器６において凝縮
液化し、凝縮液タンク７に入る。凝縮液には0.1μg/lの
ルテニウムを含んでいた。この場合の¹⁰⁶Ru放射能は10⁵
Bq/lであった。

ここで、本発明に従い、再処理後10年経過したルテニ
ウムを含む水溶液をルテニウム溶液タンク２に装荷し、
混合タンク３で撹拌機４によって混合して混合液を蒸発
缶５に供給する。ここで、混合液中のルテニウム濃度は
0.1mg/lとなっており、蒸発缶中の濃縮液のルテニウム
濃度は5mg/lとなっていた。この条件で凝縮液タンク７
に排出される凝縮液中のルテニウム濃度は0.1μg/lであ
り、その¹⁰⁶Ru放射能は２×10²Bq/lに低下し、本発明の
適用によって蒸発処理を行った廃液中のルテニウム放射
能は500分の一に低減することができた。

本発明の実施例によれば、蒸発処理液に添加するもの
は本来当該蒸発処理液に含まれているのと同じルテニウ
ムの化合物であり、溶液と著しい化学反応もないので、
亜硝酸ナトリウムや庶糖，ホルマリン等を添加するよう
な従来の方法に見られた副次的な問題を発生しない。従
って、蒸発工程そのものに影響はなく、特に比放射能の
高いルテニウムを含み高い除染効率が必要とされる場合
に簡便に適用することができる。

添加するルテニウムとして比放射性の天然同位体組成
のものを使用すれば本方法の簡便性は最も強調される。
しかし、常時適用するにあたっては白金属元素の一種で
あるルテニウム化合物は高価であり、再処理工場で回収
される放射性壊変の進んだ、放射性核種の濃度が低下し
たルテニウム化合物を使用することは経済的効果があ
る。本発明の実施例によれば、与えられた条件に対して
最適な処理条件を与えることができる。

本発明において、処理液中のルテニウムと化学形態が
等しいルテニウム化合物を見出すことができれば添加す
べきルテニウム化学物として最適であり、理想的な効率
が得られる。しかし、実際には処理液中のルテニウム化
学形態を同定することは困難である。従って、処理すべ
き廃液中で化学的に平衡に達したルテニウム化合物を用
いれば十分に目的を達することができ、かつ、現実的な
方法である。ニトロシル・ルテニウム・トリニトラト錯
体（RuNO(NO₃)₃）は高酸性の硝酸中で最も安定とみなさ
れ、再処理工程の硝酸廃液中で最も存在の可能性の高い
化合物である。また、酸度条件が変った場合に平衡に達
しやすい。本発明の実施例によれば、可溶性のニトロシ
ル・ルテニウム・トリニトラト錯体を被処理液である硝
酸廃液に溶解して処理温度に保ち、十分に平衡に達せし
めて調製したルテニウムの濃厚液を処理液に添加してい
るので目的を達することができる。

さらに定常的に本発明を適用する場合には、特別にル
テニウム化学物を調製することなく、廃液から抽出した
ルテニウム化合物の硝酸溶液を直接添加することは最も
簡便であり、経済的である。

本発明は蒸発処理液中でルテニウム濃度が低いほど有
効である。従って、蒸発法あるいはその他の方法であら
かじめ処理液中のルテニウム濃度が低くなっていれば最
も効果がある。何段かの処理方法を組み合わせる場合、
本発明は最終段に適用することによって最も効果的に放
射性ルテニウムを除去することができる。

本発明は、蒸発法で除去できないルテニウムの部分が
液中のルテニウム濃度に依存せず、液の酸化性因子に依
存するという実験事実にもとづいている。ルテニウムの
酸化還元反応を利用した除去処理においては蒸発法と同
様に液の酸化性因子に依存して除去できないルテニウム
の部分を発生する場合が予想される。本発明は、かかる
場合において蒸発法に対すると同様に効果があり、処理
方法の放射性ルテニウム除去効果を増強することができ
る。

〔発明の効果〕

本発明によれば、硝酸廃液から硝酸等の蒸気に混入す
る放射性ルテニウムの量を可能な限り低減することがで
きる。

さらに本発明によれば、廃液処理工程内で経済的に放
射性ルテニウムの量を低減することができる。

さらに本発明によれば、放射性ルテニウムを除去する
方法において、除去処理をした硝酸廃液中のルテニウム
量が除去処理前の硝酸廃液中のルテニウムの濃度に依存
しない場合に、除去処理をした硝酸廃液中の放射性ルテ
ニウムの量を低減することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一般的な実施例を説明する機能図であ
って、蒸発装置における蒸気中の放射性ルテニウムの濃
度の低下率に及ぼす添加ルテニウムの古さと添加量の影
響を示す図である。第２図は本発明を適用する放射性廃液蒸発処理設備の一
例を示す図である。１……供給液（硝酸廃液）タンク,2……ルテニウム溶液
タンク,3……混合タンク,4……撹拌機,5……蒸発缶,6…
…凝縮器,7……凝縮液タンク,8……濃縮液タンク。

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を蒸発さ
せて前記廃液から放射性ルテニウムを分離する放射性ル
テニウム含有廃液の処理方法において、非放射性ルテニウムの割合が前記蒸発処理前において前
記廃液中に含まれているルテニウムにおける非放射性ル
テニウムの割合よりも多いルテニウム化合物を、前記廃
液に添加して、前記蒸発処理を行うことを特徴とする放
射性ルテニウム含有廃液の処理方法。
【請求項２】放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を蒸発処
理して前記硝酸廃液から放射性ルテニウムを分離する放
射性ルテニウム含有廃液の処理方法において、前記硝酸廃液に非放射性ルテニウムを含むルテニウム化
合物を添加し、前記硝酸廃液中の全ルテニウム量に対す
る放射性ルテニウムの割合を低下させて前記硝酸廃液の
蒸発処理を行うことを特徴とする放射性ルテニウム含有
廃液の処理方法。
【請求項３】放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を蒸発処
理して前記硝酸廃液から放射性ルテニウムを分離する放
射性ルテニウム含有廃液の処理方法において、前記硝酸廃液の蒸発処理の際に該硝酸廃液中のルテニウ
ムが四酸化ルテニウムに酸化するもののうち放射性ルテ
ニウムが四酸化ルテニウムに酸化する割合を、前記硝酸
廃液に非放射性ルテニウムを含むルテニウム化合物を添
加しりことによって少なくすることを特徴とする放射性
ルテニウム含有廃液の処理方法。
【請求項４】請求項１〜４のいずれかに記載の放射性ル
テニウム含有廃液の処理方法において、前記添加するルテニウム化合物が天然のルテニウムであ
ることを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処理方
法。
【請求項５】請求項１〜４のいずれかに記載の放射性ル
テニウム含有廃液の処理方法において、前記添加するルテニウム化合物の形態が前記硝酸廃液中
のルテニウム化合物の形態に等しいことを特徴とする放
射性ルテニウム含有廃液の処理方法。
【請求項６】請求項２〜４のいずれかに記載の放射性ル
テニウム含有廃液の処理方法において、前記添加するルテニウム化合物は、可溶性のニトロシル
・ルテニウム錯体を前記硝酸廃液の一部に溶解し、蒸発
処理温度条件において化学的に平衡に達するまで保持し
た液体であることを特徴とする放射性ルテニウム含有廃
液の処理方法。
【請求項７】請求項２〜４のいずれかに記載の放射性ル
テニウム含有廃液の処理方法において、前記添加するルテニウム化合物は、ルテニウムを含む再
処理廃液から弱酸性でトリブチル燐酸によって抽出さ
れ、かつ硝酸によって逆抽出された、前記放射性ルテニ
ウムよりも前記非放射性ルテニウムを多く含む溶液から
なることを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の処理
方法。
【請求項８】放射性ルテニウムを含む硝酸廃液から放射
性ルテニウムを除去する放射性ルテニウム含有廃液の処
理方法において、前記除去方法は、除去処理をした硝酸廃液中のルテニウ
ム量が除去処理前の硝酸廃液中のルテニウムの濃度に依
存しない除去方法であり、硝酸廃液中に含まれているルテニウムより非放射性ルテ
ニウムの割合の多いルテニウム化合物を添加して放射性
ルテニウム化合物を添加して放射性ルテニウムの除去処
理を行うことを特徴とする放射性ルテニウム含有廃液の
処理方法。
【請求項９】放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を受け入
れて該硝酸廃液を蒸発処理する蒸発缶と、該蒸発缶から
の硝酸蒸気を凝縮させる凝縮器とを有する放射性ルテニ
ウム含有廃液の処理装置において、前記蒸発缶内の硝酸廃液中のルテニウムの比放射能を低
下させる非放射性ルテニウムを含むルテニウム化合物
を、前記蒸発缶に供給する手段を設けた放射性ルテニウ
ム含有廃液の処理装置。
【請求項１０】放射性ルテニウムを含む硝酸廃液を受け
入れて該硝酸廃液を蒸発処理する蒸発缶と、該蒸発缶か
らの硝酸蒸気を凝縮させる凝縮器とを有する放射性ルテ
ニウム含有廃液の処理装置において、ルテニウムを含む再処理廃液から弱酸性でトリブチル燐
酸によってルテニウム化合物を抽出する手段と、該抽出
されたルテニウム化合物を含む溶液から硝酸によってル
テニウム化合物を逆抽出する手段と、前記蒸発缶内の硝
酸廃液中のルテニウムの比放射能を低下させる非放射性
ルテニウムを含むルテニウム化合物を前記蒸発缶に供給
する手段を設けた放射性ルテニウム含有廃液の処理装
置。