JPH0324499A - 放射性廃ガス中ルテニウムの除去方法 - Google Patents
放射性廃ガス中ルテニウムの除去方法Info
- Publication number
- JPH0324499A JPH0324499A JP15986089A JP15986089A JPH0324499A JP H0324499 A JPH0324499 A JP H0324499A JP 15986089 A JP15986089 A JP 15986089A JP 15986089 A JP15986089 A JP 15986089A JP H0324499 A JPH0324499 A JP H0324499A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- waste gas
- silica gel
- radioactive waste
- ruthenium
- removal
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Landscapes
- Treating Waste Gases (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。
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、使用済核燃料再処理工場から発生する廃ガス
中に含有されるルテニウムの除去方法に関する。
中に含有されるルテニウムの除去方法に関する。
使用済核燃料再処理工場では、ウラン(U),プルトニ
ウム(P u)及び各種の核分裂生成物を含有する使用
済核燃料を濃硝酸に溶解し、トリブチルフォスフェート
(TBP)のn−ドデカン溶液でUとPuとを溶媒抽出
した後、再度希硝酸で逆抽出を行なう所謂ピュレックス
法によって処理されている。
ウム(P u)及び各種の核分裂生成物を含有する使用
済核燃料を濃硝酸に溶解し、トリブチルフォスフェート
(TBP)のn−ドデカン溶液でUとPuとを溶媒抽出
した後、再度希硝酸で逆抽出を行なう所謂ピュレックス
法によって処理されている。
上記工程においては、硝酸溶解時,廃液濃縮時及びガラ
ス,コンクリート等による濃縮廃液の固化処理時におい
て、NO2.NO等の窒素酸化物(NOx)や水分及び
ダストと共に核分裂生成物のうち揮発し易い元素主とし
て放射性ルテニウム(Ru)が混入したガスが発生する
。これらの廃ガスをサイクロン及びスクラバー等の乾式
及び湿式処理の後、シリカゲル等の吸着剤を充填した吸
着塔に通している。そして、上記N O x及びダスト
等は乾式及び湿式処理にてほとんど除去されるが、核分
裂生戒物含有の廃ガスはシリカゲル等の吸着剤によって
初めて除去される。
ス,コンクリート等による濃縮廃液の固化処理時におい
て、NO2.NO等の窒素酸化物(NOx)や水分及び
ダストと共に核分裂生成物のうち揮発し易い元素主とし
て放射性ルテニウム(Ru)が混入したガスが発生する
。これらの廃ガスをサイクロン及びスクラバー等の乾式
及び湿式処理の後、シリカゲル等の吸着剤を充填した吸
着塔に通している。そして、上記N O x及びダスト
等は乾式及び湿式処理にてほとんど除去されるが、核分
裂生戒物含有の廃ガスはシリカゲル等の吸着剤によって
初めて除去される。
〔発明が解決しようとする課題〕・
しかしながら、放射性Ruはシリカゲルに対して吸着量
が極めて低いので(例えば1gのR. uに対して4〜
5mg/g程度)、絶えず新しいシリカゲルに交換しな
ければならず、そのため大量の放射性廃棄物が発生し、
その処理及び保管が極めて大変であった。
が極めて低いので(例えば1gのR. uに対して4〜
5mg/g程度)、絶えず新しいシリカゲルに交換しな
ければならず、そのため大量の放射性廃棄物が発生し、
その処理及び保管が極めて大変であった。
本発明は、上記問題点に鑑み、放射性廃棄物になるシリ
カゲルの発生量を低く抑えることのできる放射性廃ガス
中のルテニウムの除去方法を提供することを目的として
いる。
カゲルの発生量を低く抑えることのできる放射性廃ガス
中のルテニウムの除去方法を提供することを目的として
いる。
本発明による放射性廃ガス中のルテニウムの除去方法は
、使用済核燃料をピュレックス法を主体とした方法で処
理し、ウランとプルトニウムを回収すると同時に核分裂
生成物を分離し固化した後保管する工程に於いて、前記
工程で発生する廃ガス中の窒素酸化物組成を二酸化窒素
が主体となるように制御した後、該廃ガスをシリカゲル
に吸着させるようにした点に特徴がある。
、使用済核燃料をピュレックス法を主体とした方法で処
理し、ウランとプルトニウムを回収すると同時に核分裂
生成物を分離し固化した後保管する工程に於いて、前記
工程で発生する廃ガス中の窒素酸化物組成を二酸化窒素
が主体となるように制御した後、該廃ガスをシリカゲル
に吸着させるようにした点に特徴がある。
ピュレックス法を主体とした方法で処理する工程とは、
例えば、使用済核燃料の粉砕,篩別,濃硝酸による溶解
,トリブチルフォスフエートのn一ドデカン溶液による
溶媒抽出,希硝酸による逆抽出,放射性廃棄物のコンク
リート固化及びガラス固化等よりなる工程であり、上記
工程に使用される設備の他、廃ガス処理設備,廃液処理
設備等の付属設備を当然含むものである。そして、上記
工程に於いて発生する廃ガスとは、窒素酸化物(NOx
).水分,核分裂生戊物を含有する粉塵とガス及び主或
分である空気等からなるものである。又、通常の使用済
核燃料再処理工場での廃ガス組成調査によれば、二酸化
窒素濃度(NO2)と一酸化窒素濃度〔NO〕との比[
:NO.)/[NO]は約1/2であり、二酸化窒素(
NO2)が少ない。
例えば、使用済核燃料の粉砕,篩別,濃硝酸による溶解
,トリブチルフォスフエートのn一ドデカン溶液による
溶媒抽出,希硝酸による逆抽出,放射性廃棄物のコンク
リート固化及びガラス固化等よりなる工程であり、上記
工程に使用される設備の他、廃ガス処理設備,廃液処理
設備等の付属設備を当然含むものである。そして、上記
工程に於いて発生する廃ガスとは、窒素酸化物(NOx
).水分,核分裂生戊物を含有する粉塵とガス及び主或
分である空気等からなるものである。又、通常の使用済
核燃料再処理工場での廃ガス組成調査によれば、二酸化
窒素濃度(NO2)と一酸化窒素濃度〔NO〕との比[
:NO.)/[NO]は約1/2であり、二酸化窒素(
NO2)が少ない。
そこで、本発明者等が廃ガス中の窒素酸化物中の[NO
z)の割合を増加させたところ、シリカゲルに吸着され
るRuの量が大幅に増加することが発見された。これは
、RuはNOxと複合化合物を形成してシリカゲルに吸
着されるものと思われ、N O xが多い程該複合化合
物の量が多くなることが原因であると思われる。実際本
発明方法を実施するにあたり、〔NO2〕/〔NO〕を
1/2を越えるようにすることが必要であり、より好ま
しくは1以上が好適である。窒素酸化物組成をNO2が
主体であるように制御する方法は通常の方法で良く、例
えば廃ガスを送る系内にN O 2を吹き込む方法やN
oを触媒等で酸化させてN O 2に変換する方法等が
挙げられる。NO2が主体である廃ガスは、一般の廃ガ
ス処理設備例えばサイクロンやスクラバーや電気集塵機
等でNOxを除去してNOxとして100ppm以上〜
50000ppm以下となるようにした後、シリカゲル
を充填した吸着塔に通気してRuを吸着させて除去する
。シリカゲル吸着塔は水分乾燥用のもので差し支えない
。
z)の割合を増加させたところ、シリカゲルに吸着され
るRuの量が大幅に増加することが発見された。これは
、RuはNOxと複合化合物を形成してシリカゲルに吸
着されるものと思われ、N O xが多い程該複合化合
物の量が多くなることが原因であると思われる。実際本
発明方法を実施するにあたり、〔NO2〕/〔NO〕を
1/2を越えるようにすることが必要であり、より好ま
しくは1以上が好適である。窒素酸化物組成をNO2が
主体であるように制御する方法は通常の方法で良く、例
えば廃ガスを送る系内にN O 2を吹き込む方法やN
oを触媒等で酸化させてN O 2に変換する方法等が
挙げられる。NO2が主体である廃ガスは、一般の廃ガ
ス処理設備例えばサイクロンやスクラバーや電気集塵機
等でNOxを除去してNOxとして100ppm以上〜
50000ppm以下となるようにした後、シリカゲル
を充填した吸着塔に通気してRuを吸着させて除去する
。シリカゲル吸着塔は水分乾燥用のもので差し支えない
。
内径25mm,高さ7 8 0 mmの吸着塔内にシリ
カゲルを充填し、この吸着塔内へ温度70°C,線速度
0.3m/’secで、RuをR u O 4の形態で
含む廃ガスを供給した。
カゲルを充填し、この吸着塔内へ温度70°C,線速度
0.3m/’secで、RuをR u O 4の形態で
含む廃ガスを供給した。
廃ガスの組成がN2 7 5〜8 0 v o 1.%
+0215〜20vol.%,水分4vol.%,NO
x2 0 0 0 0ppm ( (NO2
〕 / (No)=1/2),Rub.3■/Nlの
時にシリカゲルに吸着されたRuは、約4〜5■/gで
あったが、NOx組或をNOx 2 0 0 0 0
1)1)m ( (NO2 〕/ (No)=1/0)
とした時にシリカゲルに吸着されたRuは、約17〜1
8■/gであった。
+0215〜20vol.%,水分4vol.%,NO
x2 0 0 0 0ppm ( (NO2
〕 / (No)=1/2),Rub.3■/Nlの
時にシリカゲルに吸着されたRuは、約4〜5■/gで
あったが、NOx組或をNOx 2 0 0 0 0
1)1)m ( (NO2 〕/ (No)=1/0)
とした時にシリカゲルに吸着されたRuは、約17〜1
8■/gであった。
従って、本発明方法によれば、Ruを含有する放射性廃
棄物としてのシリカゲルの発生量を大幅に減少させるこ
とができる。
棄物としてのシリカゲルの発生量を大幅に減少させるこ
とができる。
〔発明の効果〕
上述のごとく、本発明による放射性廃ガス中ルテニウム
の除去方法によれば、放射性廃棄物になるシリカゲルの
発生量を低く抑えることのでき、従ってその処理及び保
管が容易になるという実用上極めて重要な利点を有して
いる。
の除去方法によれば、放射性廃棄物になるシリカゲルの
発生量を低く抑えることのでき、従ってその処理及び保
管が容易になるという実用上極めて重要な利点を有して
いる。
Claims (1)
- 使用済核燃料をピュレックス法を主体とした方法で処理
し、ウランとプルトニウムを回収すると同時に核分裂生
成物を分離し固化した後保管する工程に於いて、前記工
程で発生する廃ガス中の窒素酸化物組成を二酸化窒素が
主体となるように制御した後、該廃ガスをシリカゲルに
吸着させるようにした、放射性廃ガス中ルテニウムの除
去方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15986089A JPH0324499A (ja) | 1989-06-22 | 1989-06-22 | 放射性廃ガス中ルテニウムの除去方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15986089A JPH0324499A (ja) | 1989-06-22 | 1989-06-22 | 放射性廃ガス中ルテニウムの除去方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0324499A true JPH0324499A (ja) | 1991-02-01 |
Family
ID=15702807
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15986089A Pending JPH0324499A (ja) | 1989-06-22 | 1989-06-22 | 放射性廃ガス中ルテニウムの除去方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0324499A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20030090454A (ko) * | 2002-05-21 | 2003-11-28 | 박재원 | 스크류형펌프 수차 경사확대관시스템 |
| US7300641B2 (en) * | 2003-02-10 | 2007-11-27 | Compagnie Generale Des Matieres Nucleaires | Method and device for capturing ruthenium present in a gaseous effluent |
| KR101642949B1 (ko) * | 2015-04-24 | 2016-07-26 | 한국전력기술 주식회사 | 해상 부유식 발전장치 |
| KR101642948B1 (ko) * | 2015-04-24 | 2016-07-26 | 한국전력기술 주식회사 | 해상 부유식 발전장치 |
-
1989
- 1989-06-22 JP JP15986089A patent/JPH0324499A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20030090454A (ko) * | 2002-05-21 | 2003-11-28 | 박재원 | 스크류형펌프 수차 경사확대관시스템 |
| US7300641B2 (en) * | 2003-02-10 | 2007-11-27 | Compagnie Generale Des Matieres Nucleaires | Method and device for capturing ruthenium present in a gaseous effluent |
| KR101642949B1 (ko) * | 2015-04-24 | 2016-07-26 | 한국전력기술 주식회사 | 해상 부유식 발전장치 |
| KR101642948B1 (ko) * | 2015-04-24 | 2016-07-26 | 한국전력기술 주식회사 | 해상 부유식 발전장치 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4088737A (en) | Dry method for recycling iodine-loaded silver zeolite | |
| Haefner | Methods of gas phase capture of iodine from fuel reprocessing off-gas: a literature survey | |
| EP0550221B1 (en) | Process for decontamination of radioactive materials | |
| US3294493A (en) | Method of separating uranium and plutonium | |
| JP7235601B2 (ja) | 放射性溶液からのランタノイドの分離方法 | |
| JP7155031B2 (ja) | 高レベル放射性廃棄物の処分負荷の低減方法 | |
| Jubin | Spent fuel reprocessing | |
| Modolo et al. | Investigations on the partitioning of 129I from silver-impregnated silica in preparation for future transmutation | |
| Paviet-Hartmann et al. | Treatment of gaseous effluents issued from recycling–a review of the current practices and prospective improvements | |
| JPS5852199B2 (ja) | ホウシヤセイトリチウムカイシユウコテイホウ | |
| JP3310765B2 (ja) | 再処理施設の高レベル廃液処理方法 | |
| JP2000284089A (ja) | 使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料からの燃料再加工方法 | |
| RU2143756C1 (ru) | Способ фракционной очистки газов от вредных химических и радиоактивных веществ, образующихся при растворении оят | |
| RU2095867C1 (ru) | Способ отверждения растворов трансурановых элементов | |
| CA1043551A (en) | Calcination process for radioactive wastes | |
| RU2084027C1 (ru) | Способ улавливания радионуклидов из газовой фазы | |
| JPH0269658A (ja) | 揮発性ルテニウムの測定方法 | |
| JPS5853760B2 (ja) | トリチウム水蒸気の除去方法 | |
| JPH03120499A (ja) | 高レベル廃棄物の処理方法 | |
| RU97102960A (ru) | Способ переработки высокообогащенного урана | |
| JPH0715515B2 (ja) | オフガス処理装置 | |
| JP2000266891A (ja) | ウラン脱硝工程オフガス中窒素酸化物のリサイクル方法 | |
| RU97114503A (ru) | Способ фракционной очистки газов от вредных химических и радиоактивных веществ, образующихся при растворении оят | |
| Yarbro et al. | Retention of gaseous isotopes | |
| JPS62235599A (ja) | 放射性ヨウ素の処理装置 |