JPH0810273B2 - 使用済原子燃料の再処理方法 - Google Patents
使用済原子燃料の再処理方法Info
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- JPH0810273B2 JPH0810273B2 JP1383186A JP1383186A JPH0810273B2 JP H0810273 B2 JPH0810273 B2 JP H0810273B2 JP 1383186 A JP1383186 A JP 1383186A JP 1383186 A JP1383186 A JP 1383186A JP H0810273 B2 JPH0810273 B2 JP H0810273B2
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- reprocessing
- nitric acid
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
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- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
【産業上の利用分野】 本発明は使用済原子燃料の再処理方法及び再処理施設
に関する。
に関する。
従来の技術を再処理方法とルテニウム除去技術とに別
けて説明する。 まず、従来の再処理方法について第３図を用いて説明
する。第３図において、ルテニウム除去工程12を除けば
従来の再処理方法（主要工程だけ）を示す図となる。従
来の再処理方法としては、例えばマンソン・ベネディク
ト他著、ニュークリア・ケミカル・エンジニアリング第
２版、1981年、の467頁、図10.2又は492頁、図10.11（M
anson Benedict,et al.,Nuclear Chemical Engineerin
g,Second Edition,1981,p.467,Figure 10.2又はp.492,F
igure 10.11）に記載のように、ルテニウムを再処理溶
解液から除去する（ルテニウム除去工程を設ける）こと
は考えられていなかった。 第３図より工程12を削除した従来の再処理方法（プロ
セス）は、主として使用済原子燃料10を硝酸中に溶解す
る溶解工程11、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1
3、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14、そして分離されたウラン及びプルトニウムを
精製する精製工程15及び16から構成される。また、共除
染工程13で発生する廃液を処理する高レベル廃液処理工
程17、分配、精製工程（14、15、16）で発生する廃液を
処理する低レベル廃液処理工程18も付随している。 使用済原子燃料には、ウラン、プルトニウムと数十種
類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11では硝酸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
恐れのある。共除染工程13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、ウランとプルトニウムの抽出第１サイクルで
同様に抽出されるルテニウムを逆抽出するのが困難とな
る。共除染工程13での水相側成分はウランとプルトニウ
ムと分離された数十種類の核分裂生成物を含んでおり、
高レベル廃液処理工程17で蒸発濃縮後、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、あるいはガラス固化時に揮発し、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プロセスの初期工程で除去
することが望ましい。 次に、従来のルテニウム除去技術について説明する。
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
技術には、再処理初期工程の溶液ではなく再処理廃液等
放射性廃液を対象として、次のようなものがある。いず
れも還元剤、吸着剤、酸化剤、溶媒等の添加剤を必要と
する技術であり、添加剤を添加しないルテニウム除去技
術は知られていなかった。 特開昭56−19500によれば、処理溶液中にヒドラジン
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。 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ている。 処理溶液にはルテニウム以外の放射性核種も含むた
め、上記従来技術のように酸化剤、還元剤の添加や、吸
着剤等の使用は二次的な放射性廃棄物の量を増加すると
いう点から望ましくない。
けて説明する。 まず、従来の再処理方法について第３図を用いて説明
する。第３図において、ルテニウム除去工程12を除けば
従来の再処理方法（主要工程だけ）を示す図となる。従
来の再処理方法としては、例えばマンソン・ベネディク
ト他著、ニュークリア・ケミカル・エンジニアリング第
２版、1981年、の467頁、図10.2又は492頁、図10.11（M
anson Benedict,et al.,Nuclear Chemical Engineerin
g,Second Edition,1981,p.467,Figure 10.2又はp.492,F
igure 10.11）に記載のように、ルテニウムを再処理溶
解液から除去する（ルテニウム除去工程を設ける）こと
は考えられていなかった。 第３図より工程12を削除した従来の再処理方法（プロ
セス）は、主として使用済原子燃料10を硝酸中に溶解す
る溶解工程11、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1
3、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14、そして分離されたウラン及びプルトニウムを
精製する精製工程15及び16から構成される。また、共除
染工程13で発生する廃液を処理する高レベル廃液処理工
程17、分配、精製工程（14、15、16）で発生する廃液を
処理する低レベル廃液処理工程18も付随している。 使用済原子燃料には、ウラン、プルトニウムと数十種
類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11では硝酸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
恐れのある。共除染工程13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、ウランとプルトニウムの抽出第１サイクルで
同様に抽出されるルテニウムを逆抽出するのが困難とな
る。共除染工程13での水相側成分はウランとプルトニウ
ムと分離された数十種類の核分裂生成物を含んでおり、
高レベル廃液処理工程17で蒸発濃縮後、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、あるいはガラス固化時に揮発し、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プロセスの初期工程で除去
することが望ましい。 次に、従来のルテニウム除去技術について説明する。
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
技術には、再処理初期工程の溶液ではなく再処理廃液等
放射性廃液を対象として、次のようなものがある。いず
れも還元剤、吸着剤、酸化剤、溶媒等の添加剤を必要と
する技術であり、添加剤を添加しないルテニウム除去技
術は知られていなかった。 特開昭56−19500によれば、処理溶液中にヒドラジン
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。 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ている。 処理溶液にはルテニウム以外の放射性核種も含むた
め、上記従来技術のように酸化剤、還元剤の添加や、吸
着剤等の使用は二次的な放射性廃棄物の量を増加すると
いう点から望ましくない。
上記従来技術は、溶解工程や共除染工程など溶液に含
まれるルテニウムの除去という点については配慮されて
おらず、再処理の各工程でルテニウムがトラブルを引き
起こす危険性があった。 また、ルテニウム除去技術についても、添加物を極力
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。特に、再
処理プロセス初期工程でルテニウムを除去する場合、添
加物によるウランやプルトニウム等の共存物質への影響
及び初期工程内での廃棄物の発生は極力避ける必要があ
る。 さらに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
ウムの回収に難点がある。 本発明の目的は、放射性廃棄物量を減少でき、かつル
テニウムによるトラブルを防止できる使用済原子燃料の
再処理方法を提供することにある。 本発明の他の目的は、上記の目的に加えて簡単な構成
で共除染工程以降におけるヨウ素に起因する問題を回避
できる使用済原子燃料の再処理方法を提供することにあ
る。
まれるルテニウムの除去という点については配慮されて
おらず、再処理の各工程でルテニウムがトラブルを引き
起こす危険性があった。 また、ルテニウム除去技術についても、添加物を極力
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。特に、再
処理プロセス初期工程でルテニウムを除去する場合、添
加物によるウランやプルトニウム等の共存物質への影響
及び初期工程内での廃棄物の発生は極力避ける必要があ
る。 さらに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
ウムの回収に難点がある。 本発明の目的は、放射性廃棄物量を減少でき、かつル
テニウムによるトラブルを防止できる使用済原子燃料の
再処理方法を提供することにある。 本発明の他の目的は、上記の目的に加えて簡単な構成
で共除染工程以降におけるヨウ素に起因する問題を回避
できる使用済原子燃料の再処理方法を提供することにあ
る。
上記目的を達成する本発明の特徴は、使用済原子燃料
の再処理設備の共除染工程より上流側における燃料溶解
液、及び共除染工程で発生する再処理廃液のいずれかで
あるルテニウムイオンを含む硝酸水溶液を電解還元して
前記ルテニウムイオンを金属ルテニウムとして電析さ
せ、前記硝酸水溶液から前記金属ルテニウムを除去する
ことにある。 上記他の目的を達成する本発明の他の特徴は、使用済
原子炉燃料の再処理設備の共除染工程より上流側におい
て、酸化ヨウ素イオン及びルテニウムイオンを含む硝酸
水溶液を電解装置を用いて還元することによって、前記
酸化ヨウ素イオンをヨウ素として前記硝酸水溶液から排
出し、かつ前記ルテニウムイオンを金属ルテニウムとし
て電析させ、前記硝酸水溶液から前記金属ルテニウムを
除去することにある。
の再処理設備の共除染工程より上流側における燃料溶解
液、及び共除染工程で発生する再処理廃液のいずれかで
あるルテニウムイオンを含む硝酸水溶液を電解還元して
前記ルテニウムイオンを金属ルテニウムとして電析さ
せ、前記硝酸水溶液から前記金属ルテニウムを除去する
ことにある。 上記他の目的を達成する本発明の他の特徴は、使用済
原子炉燃料の再処理設備の共除染工程より上流側におい
て、酸化ヨウ素イオン及びルテニウムイオンを含む硝酸
水溶液を電解装置を用いて還元することによって、前記
酸化ヨウ素イオンをヨウ素として前記硝酸水溶液から排
出し、かつ前記ルテニウムイオンを金属ルテニウムとし
て電析させ、前記硝酸水溶液から前記金属ルテニウムを
除去することにある。
共除染工程より上流側における燃料溶解液、及び共除
染工程で発生する再処理廃液のいずれかよりルテニウム
イオンを除去するので、除去後におけるルテニウムに起
因するトラブルを防止できる。また、電解還元によりル
テニウムイオンを金属ルテニウムとして電析させるの
で、添加剤及び吸着材を使用しないでルテニウムを除去
できる。このため、ルテニウムの除去に際して発生する
放射性廃棄物量を減少できる。有価金属である金属ルテ
ニウムを回収できる。 また、本発明の他の特徴によれば、電解装置を用いて
酸化ヨウ素イオン及びルテニウムイオンを電解還元する
ので、電解装置を共用でき、ヨウ素イオン及びルテニウ
ムイオンを電解還元する装置構成が複雑化せず、簡単な
構成となる。更に、ヨウ素を除去するので、共除染工程
以降におけるヨウ素に起因する問題を回避できる。 本発明の論理的裏づけは、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。このカソード反応は次式
のようになる。 Ru2＋＋2e−→Ru ……（１） 実際に設定する電極電位は活性化過電圧を見込んで０
〜0.45V（標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るルテ
ニウムイオンの硝酸錯体の還元も可能である。 本発明によれば、再処理の後段側工程へ移行する溶液
中にルテニウムが含まれないので、再処理プロセスにお
けるルテニウムに起因する種々トラブルを防止すること
ができる。例えば、燃料溶解液からルテニウムを除去す
ることにより、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。 また、再処理硝酸水溶液中に存在するルテニウムイオ
ンを電解還元法で除去することにより、添加剤や吸着剤
を添加する必要がないので、二次廃棄物の発生量を低減
することができる。
染工程で発生する再処理廃液のいずれかよりルテニウム
イオンを除去するので、除去後におけるルテニウムに起
因するトラブルを防止できる。また、電解還元によりル
テニウムイオンを金属ルテニウムとして電析させるの
で、添加剤及び吸着材を使用しないでルテニウムを除去
できる。このため、ルテニウムの除去に際して発生する
放射性廃棄物量を減少できる。有価金属である金属ルテ
ニウムを回収できる。 また、本発明の他の特徴によれば、電解装置を用いて
酸化ヨウ素イオン及びルテニウムイオンを電解還元する
ので、電解装置を共用でき、ヨウ素イオン及びルテニウ
ムイオンを電解還元する装置構成が複雑化せず、簡単な
構成となる。更に、ヨウ素を除去するので、共除染工程
以降におけるヨウ素に起因する問題を回避できる。 本発明の論理的裏づけは、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。このカソード反応は次式
のようになる。 Ru2＋＋2e−→Ru ……（１） 実際に設定する電極電位は活性化過電圧を見込んで０
〜0.45V（標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るルテ
ニウムイオンの硝酸錯体の還元も可能である。 本発明によれば、再処理の後段側工程へ移行する溶液
中にルテニウムが含まれないので、再処理プロセスにお
けるルテニウムに起因する種々トラブルを防止すること
ができる。例えば、燃料溶解液からルテニウムを除去す
ることにより、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。 また、再処理硝酸水溶液中に存在するルテニウムイオ
ンを電解還元法で除去することにより、添加剤や吸着剤
を添加する必要がないので、二次廃棄物の発生量を低減
することができる。
以下、本発明の実施例を第１図および第３図により説
明する。 実施例１ 本発明の特徴であるルテニウムを除去する手段の最適
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。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
素吹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
が終了した処理液は排液口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
理施設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IO3−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厄介なので、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。 共除染工程前にルテニウムを除去する再処理方法を第
３図により説明する。使用済原子燃料10を溶解工程11で
硝酸中に溶解した後、ルテニウム除去工程12においてこ
の溶解液中から本実施例に示す方法でルテニウム23（多
少核分裂生成物が混入していても構わない）を除去す
る。ルテニウムの除去により共除染工程13以降の再処理
の各工程におけるルテニウムに起因するトラブルを防止
することができる。共除染工程13より前でルテニウムを
除去する場合、上述したようにヨウ素の除去も考慮する
必要がある。 そこで、まず最初にIO3−をI2に還元する電極電位、
すなわち0.7〜1.1V（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。 IO3−＋6H＋＋5e−→（1/2）I2↑＋3H2O ……（２） この後、設定電位を0.0〜0.45V（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RuO2に変化
し、ルテニウムイオンの還元に対する自触作用により還
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、さ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0.
0〜0.45V（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。
明する。 実施例１ 本発明の特徴であるルテニウムを除去する手段の最適
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。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
素吹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
が終了した処理液は排液口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
理施設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IO3−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厄介なので、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。 共除染工程前にルテニウムを除去する再処理方法を第
３図により説明する。使用済原子燃料10を溶解工程11で
硝酸中に溶解した後、ルテニウム除去工程12においてこ
の溶解液中から本実施例に示す方法でルテニウム23（多
少核分裂生成物が混入していても構わない）を除去す
る。ルテニウムの除去により共除染工程13以降の再処理
の各工程におけるルテニウムに起因するトラブルを防止
することができる。共除染工程13より前でルテニウムを
除去する場合、上述したようにヨウ素の除去も考慮する
必要がある。 そこで、まず最初にIO3−をI2に還元する電極電位、
すなわち0.7〜1.1V（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。 IO3−＋6H＋＋5e−→（1/2）I2↑＋3H2O ……（２） この後、設定電位を0.0〜0.45V（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RuO2に変化
し、ルテニウムイオンの還元に対する自触作用により還
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、さ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0.
0〜0.45V（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。
本発明によれば、ルテニウムを除去するので、除去後
におけるルテニウムに起因するトラブルを防止できる。
ルテニウムの除去に際して発生する放射性廃棄物量を減
少できる。更に、有価金属である金属ルテニウムを回収
できる。 本発明の他の特徴によれば、上記効果以外に、共除染
工程以降におけるヨウ素に起因する問題を回避できると
いう効果が得られる。更に、電解装置を共用できるの
で、ヨウ素イオン及びルテニウムイオンを電解還元する
装置構成が複雑化せず、簡単な構成となる。
におけるルテニウムに起因するトラブルを防止できる。
ルテニウムの除去に際して発生する放射性廃棄物量を減
少できる。更に、有価金属である金属ルテニウムを回収
できる。 本発明の他の特徴によれば、上記効果以外に、共除染
工程以降におけるヨウ素に起因する問題を回避できると
いう効果が得られる。更に、電解装置を共用できるの
で、ヨウ素イオン及びルテニウムイオンを電解還元する
装置構成が複雑化せず、簡単な構成となる。
第１図は本発明の特徴であるルテニウムを除去する手段
の一実施例を示す図、第２図は本発明を考案するに至っ
た基本的な根拠を示す図、第３図は本発明の一実施例を
示す図である。
の一実施例を示す図、第２図は本発明を考案するに至っ
た基本的な根拠を示す図、第３図は本発明の一実施例を
示す図である。
1:電位制御装置、2:作用極、3:対極、4:参照極、5:窒素
吹込管、6:排気口、7:電解槽、8:供液口、9:排液口、1
0:使用済原子燃料、11:溶解工程、12:ルテニウム除去工
程、13:共除染工程、14……分配工程、15:ウラン精製工
程、16:プルトニウム精製工程、17:高レベル廃液処理工
程、18:低レベル廃液処理工程、19:ウラン製品、20:プ
ルトニウム製品、21:高レベル廃棄物、22:低レベル廃棄
物、23:ルテニウム
吹込管、6:排気口、7:電解槽、8:供液口、9:排液口、1
0:使用済原子燃料、11:溶解工程、12:ルテニウム除去工
程、13:共除染工程、14……分配工程、15:ウラン精製工
程、16:プルトニウム精製工程、17:高レベル廃液処理工
程、18:低レベル廃液処理工程、19:ウラン製品、20:プ
ルトニウム製品、21:高レベル廃棄物、22:低レベル廃棄
物、23:ルテニウム
Claims (4)
- 【請求項１】使用済原子炉燃料の再処理設備の共除染工
程より上流側における燃料溶解液、及び共除染工程で発
生する再処理廃液のいずれかであるルテニウムイオンを
含む硝酸水溶液を電解還元して前記ルテニウムイオンを
金属ルテニウムとして電析させ、前記硝酸水溶液から前
記金属ルテニウムを除去することを特徴とする使用済原
子燃料の再処理方法。 - 【請求項２】前記電解還元工程で処理すべき前記硝酸水
溶液中に浸漬された作用極の電極電位を、同様に浸漬さ
れた標準水素極に対して0.0〜0.45Vの範囲に設定する特
許請求の範囲第１項記載の使用済原子燃料の再処理方
法。 - 【請求項３】使用済原子炉燃料の再処理設備の共除染工
程より上流側において、酸化ヨウ素イオン及びルテニウ
ムイオンを含む硝酸水溶液を電解装置を用いて還元する
ことによって、前記酸化ヨウ素イオンをヨウ素として前
記硝酸水溶液から排出し、かつ前記ルテニウムイオンを
金属ルテニウムとして電析させ、前記硝酸水溶液から前
記金属ルテニウムを除去することを特徴とする使用済原
子燃料の再処理方法。 - 【請求項４】前記酸化ヨウ素イオンを電解還元する場合
において、前記電解還元工程で処理すべき前記硝酸水溶
液中に浸漬された作用極の電極電位を、同様に浸漬され
た標準水素極に対して0.7〜1.1Vの範囲に設定し、その
後の前記ルテニウムイオンを電解還元する場合におい
て、0.0〜0.45Vの範囲に設定する特許請求の範囲第３項
記載の使用済原子燃料の再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1383186A JPH0810273B2 (ja) | 1986-01-27 | 1986-01-27 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1383186A JPH0810273B2 (ja) | 1986-01-27 | 1986-01-27 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62172298A JPS62172298A (ja) | 1987-07-29 |
| JPH0810273B2 true JPH0810273B2 (ja) | 1996-01-31 |
Family
ID=11844216
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1383186A Expired - Lifetime JPH0810273B2 (ja) | 1986-01-27 | 1986-01-27 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0810273B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2713828B2 (ja) * | 1992-01-14 | 1998-02-16 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料再処理溶解液から有価金属を回収する方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5750698A (en) * | 1980-09-11 | 1982-03-25 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method of treating waste liquid containing radioactive ruthemium |
| JPH0752234B2 (ja) * | 1985-11-14 | 1995-06-05 | 石川島播磨重工業株式会社 | 核燃料再処理廃液のガラス固化方法 |
-
1986
- 1986-01-27 JP JP1383186A patent/JPH0810273B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62172298A (ja) | 1987-07-29 |
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