JPS6342499A - 使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する装置 - Google Patents
使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する装置Info
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- JPS6342499A JPS6342499A JP61185123A JP18512386A JPS6342499A JP S6342499 A JPS6342499 A JP S6342499A JP 61185123 A JP61185123 A JP 61185123A JP 18512386 A JP18512386 A JP 18512386A JP S6342499 A JPS6342499 A JP S6342499A
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- ruthenium
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- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
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- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (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〕
本発明は原子燃料再処理（以下、単に再処理と称す）に
おける有機溶媒液体中に溶は込んだルテニウムイオンの
分離装置に係り、特にリン酸トリンチルを含む有機溶媒
中に溶は込んだルテニウムイオンの分離に好適な高効率
分離装置に関する。
おける有機溶媒液体中に溶は込んだルテニウムイオンの
分離装置に係り、特にリン酸トリンチルを含む有機溶媒
中に溶は込んだルテニウムイオンの分離に好適な高効率
分離装置に関する。
ルテニウムイオンを液体中から分離する方法としては、
従来からの代表的な方法として以下の３つが提案されて
いる。■銅イオン及び鉄を添加して沈澱物とする方法（
特開昭５６−１９４９９ ） 、■金属粉末及び活性炭
を充填したカラムで吸着分離する方法（特開昭５７−５
０６９８ ） 、■水溶液中のルテニウムイオンを有機
リン化合物を含も・有機１容作Ｊで抽出分離する方法（
昭５５−１０７７４４ ） 、これら三方法はいずれも
原子燃料再処理工程への適用を目的としたものであり、
特に廃液として生じる硝酸水溶液からの分離が対象とな
っている。このため、これら三方法は全て水溶液からの
分離を対象としており、再処理有機溶媒であるリン酸ト
リブチル等からの分離については考慮されていない、又
、ビューレックス法と称されている再処理の主流を占め
ているプロセスがあり、このプロセスではウラン、プル
トニウムの核燃料とルテニウム等の核分裂生成物が混在
した有機溶媒から核燃料のみを抽出することによりルテ
ニウムを分離する方法がとられている。しかし、この方
法では、核燃料のみの抽出は楚しく、ルテニウムなどの
核分裂生成物も一部抽出、共在している。
従来からの代表的な方法として以下の３つが提案されて
いる。■銅イオン及び鉄を添加して沈澱物とする方法（
特開昭５６−１９４９９ ） 、■金属粉末及び活性炭
を充填したカラムで吸着分離する方法（特開昭５７−５
０６９８ ） 、■水溶液中のルテニウムイオンを有機
リン化合物を含も・有機１容作Ｊで抽出分離する方法（
昭５５−１０７７４４ ） 、これら三方法はいずれも
原子燃料再処理工程への適用を目的としたものであり、
特に廃液として生じる硝酸水溶液からの分離が対象とな
っている。このため、これら三方法は全て水溶液からの
分離を対象としており、再処理有機溶媒であるリン酸ト
リブチル等からの分離については考慮されていない、又
、ビューレックス法と称されている再処理の主流を占め
ているプロセスがあり、このプロセスではウラン、プル
トニウムの核燃料とルテニウム等の核分裂生成物が混在
した有機溶媒から核燃料のみを抽出することによりルテ
ニウムを分離する方法がとられている。しかし、この方
法では、核燃料のみの抽出は楚しく、ルテニウムなどの
核分裂生成物も一部抽出、共在している。
ところで、再処理におけるルテニウムイオンの選択分離
の必要性は次の通りである。原子燃料再処理の目的とす
るところは、使用済燃料の中からウランとプルトニウム
を回収することにあるが、使用済燃料は最初に硝酸水溶
液に溶解され、その後燃料の溶解した硝酸水溶液からリ
ン酸トリブチルを含む有機溶媒中にウランとプルトニウ
ムを移行させる。その際、核分裂生成物（Ｒｕを含む）
の大半は硝酸水溶液中に残存し、これは硝酸水溶液のま
ま高レベル廃液処理系に送られる。しかし。
の必要性は次の通りである。原子燃料再処理の目的とす
るところは、使用済燃料の中からウランとプルトニウム
を回収することにあるが、使用済燃料は最初に硝酸水溶
液に溶解され、その後燃料の溶解した硝酸水溶液からリ
ン酸トリブチルを含む有機溶媒中にウランとプルトニウ
ムを移行させる。その際、核分裂生成物（Ｒｕを含む）
の大半は硝酸水溶液中に残存し、これは硝酸水溶液のま
ま高レベル廃液処理系に送られる。しかし。
リン酸トリブチルを含む有機溶媒中にも核分裂生成物で
あるルテニウム、ネプツニュウム、テクネシウム等が微
量混入する。この微量混入物は、ウラン、プルトニウム
と共に後工程である精製系に移行し、最終的には低レベ
ル廃液系に送られる。
あるルテニウム、ネプツニュウム、テクネシウム等が微
量混入する。この微量混入物は、ウラン、プルトニウム
と共に後工程である精製系に移行し、最終的には低レベ
ル廃液系に送られる。
低レベル廃液系では約６０倍に濃縮されるため、微量に
移行した核分裂生成物のうち、特にルテニウムは濃縮工
程により約１１００ｐｐにまで高められる。ルテニウム
がイオンとなって存在している系、すなわち濃縮工程で
の酸回収蒸発缶などは、ルテニウムイオンの存在により
著しく腐食されることが知られている。特に１１００ｐ
ｐ程度の濃度では、ステンレス鋼で年１〜１０ＩＩＩＩ
Ｉ程度が腐食により減肉し、場合によっては貫通孔が発
生することから、放射性物質の漏洩の問題があり、安全
上極めて重大である。かかる問題の回避方法としては、
有機溶媒中の微量なルテニウムイオンを分離するか、も
しくはルテニウムイオンに対して耐腐食性の優れた材料
を用いることが考えられる。前者については、水相から
の分離方法は既に述べたごとく提案されているが、有機
溶媒からの分離については有効な方法がない。これは、
有機溶媒中のルテニウムイオンは、大量のウラン及びプ
ルト）ニウムと共存しているため、微量のルテニウムの
みを効率良く分離するのが難しいことが原因である。一
方、ルテニウムイオンに対する耐腐食性の高い材料とし
ては、ジルコニウム、チタン等があるが、これらの材料
は通常のステンレス鋼よりも約２０〜３０倍コストが高
いという問題がある。
移行した核分裂生成物のうち、特にルテニウムは濃縮工
程により約１１００ｐｐにまで高められる。ルテニウム
がイオンとなって存在している系、すなわち濃縮工程で
の酸回収蒸発缶などは、ルテニウムイオンの存在により
著しく腐食されることが知られている。特に１１００ｐ
ｐ程度の濃度では、ステンレス鋼で年１〜１０ＩＩＩＩ
Ｉ程度が腐食により減肉し、場合によっては貫通孔が発
生することから、放射性物質の漏洩の問題があり、安全
上極めて重大である。かかる問題の回避方法としては、
有機溶媒中の微量なルテニウムイオンを分離するか、も
しくはルテニウムイオンに対して耐腐食性の優れた材料
を用いることが考えられる。前者については、水相から
の分離方法は既に述べたごとく提案されているが、有機
溶媒からの分離については有効な方法がない。これは、
有機溶媒中のルテニウムイオンは、大量のウラン及びプ
ルト）ニウムと共存しているため、微量のルテニウムの
みを効率良く分離するのが難しいことが原因である。一
方、ルテニウムイオンに対する耐腐食性の高い材料とし
ては、ジルコニウム、チタン等があるが、これらの材料
は通常のステンレス鋼よりも約２０〜３０倍コストが高
いという問題がある。
またこれらの材料を一部使用したとしても、配管等のス
テンレス鋼の溶接がきわめて雛しいという問題がある。
テンレス鋼の溶接がきわめて雛しいという問題がある。
本発明の目的は、再処理工程の中の主工程で使用される
リン酸トリブチルを含有する有機溶媒から、ルテニウム
イオンを効率よく、選択的に分大離することにある。
リン酸トリブチルを含有する有機溶媒から、ルテニウム
イオンを効率よく、選択的に分大離することにある。
上記目的は、（ａ）使用済核燃料物質の硝酸溶液に非水
溶性の有機溶媒を接触させるための液−液接触装置及び
（ｂ）硝酸と分離した使用済核燃料物質を含む有機溶媒
溶液を再び硝酸と接触させるための液−液接触分離装置
を主たる構成要素とする使用済核燃料物質を溶存せる有
機溶媒溶液からルテニウムイオンを分離する装置におい
て、前記装置（ａ）及び（ｂ）との間に前記有機溶媒溶
液中のルテニウムイオンと有機溶媒とが錯体を形成する
に充分な時間滞留させるための滞留装置を設けたことを
特徴とする使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分
離する装置を用いることにより達成される。
溶性の有機溶媒を接触させるための液−液接触装置及び
（ｂ）硝酸と分離した使用済核燃料物質を含む有機溶媒
溶液を再び硝酸と接触させるための液−液接触分離装置
を主たる構成要素とする使用済核燃料物質を溶存せる有
機溶媒溶液からルテニウムイオンを分離する装置におい
て、前記装置（ａ）及び（ｂ）との間に前記有機溶媒溶
液中のルテニウムイオンと有機溶媒とが錯体を形成する
に充分な時間滞留させるための滞留装置を設けたことを
特徴とする使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分
離する装置を用いることにより達成される。
上記技術的手段は、リン酸トリブチルを含む有機溶媒中
のルテニウムイオンが徐々にリン酸トリブチルが結合し
た錯体に変化していくことを見い出し、従って、滞留装
置を付は加えることにより、ルテニウムイオンを効率よ
く分離することができる。内容について具体的に説明す
る。
のルテニウムイオンが徐々にリン酸トリブチルが結合し
た錯体に変化していくことを見い出し、従って、滞留装
置を付は加えることにより、ルテニウムイオンを効率よ
く分離することができる。内容について具体的に説明す
る。
再処理工程中では、ルテニウムイオンは硝酸水溶液から
リン酸トリブチルを含む有機溶媒中に抽出操作によって
、微量移行する。その際、大量のウラン、プルトニウム
も移行する。本発明者らは、有機溶媒に移行したルテニ
ウムイオンは、第３図に示したような形態に変化するこ
とを見い出した。
リン酸トリブチルを含む有機溶媒中に抽出操作によって
、微量移行する。その際、大量のウラン、プルトニウム
も移行する。本発明者らは、有機溶媒に移行したルテニ
ウムイオンは、第３図に示したような形態に変化するこ
とを見い出した。
すなわち、Ｍａｌｌ中のルテニウムイオンは、図中、２
０に示したごとく、硝酸基、ニトロシル基と水が結合し
た形態であるが、有機相に移行する際は結合した水にリ
ン酸トリブチル２３が配位した未溶媒和ルテニウム２１
に形態変化する。さらにこの未溶媒和ルテニウム２１が
有機溶媒内で徐々に溶媒和ルテニウム２２に変化する。
０に示したごとく、硝酸基、ニトロシル基と水が結合し
た形態であるが、有機相に移行する際は結合した水にリ
ン酸トリブチル２３が配位した未溶媒和ルテニウム２１
に形態変化する。さらにこの未溶媒和ルテニウム２１が
有機溶媒内で徐々に溶媒和ルテニウム２２に変化する。
この溶媒和ルテニウム２２が高濃度硝酸により高効率に
分離できる。その際、有機溶媒中に多量に存在するウラ
ン、プルトニウムは低濃度硝酸でのみ硝酸中に移行する
ため、本操作条件では全く影響を与えない。
分離できる。その際、有機溶媒中に多量に存在するウラ
ン、プルトニウムは低濃度硝酸でのみ硝酸中に移行する
ため、本操作条件では全く影響を与えない。
すなわち１本操作は微量のルテニウムイオンを含む有機
溶媒を一定時間滞留させることにより、ルテニウムイオ
ンを溶媒和ルテニウム２２に変化させ、これを高濃度硝
酸で抽出することにより、大量のウラン、プルトニウム
存在下で、実質的にルテニウムイオンのみを選択的に分
離可能としたものである。
溶媒を一定時間滞留させることにより、ルテニウムイオ
ンを溶媒和ルテニウム２２に変化させ、これを高濃度硝
酸で抽出することにより、大量のウラン、プルトニウム
存在下で、実質的にルテニウムイオンのみを選択的に分
離可能としたものである。
以下、本発明の実施例を第１図〜ｆｊＳ５図により説明
する。
する。
再処理工程に、ルテニウムイオンの選択分離を適用した
場合の一実施例をフロー化したものを第１図に示す。使
用済原子燃料１は溶解装置２に送られ、ここで硝酸水溶
液に溶解される。使用済原子燃料１が溶解された硝酸水
溶液は溶解層２から共除染装置３に送られる。共除染装
置３では原子燃料の溶解した硝酸水溶液からリン酸トリ
ブチルを含む有機溶媒中に抽出操作によりウラン、プル
トニウムの９９％以上及びルテニウム等の敬承の核分裂
生成物が移行する。一方、硝酸水溶液中には９９％以上
の核分裂生成物が残存し、これらは硝酸水溶液のまま高
レベル廃液処理装置４に送られる。ウラン、プルトニウ
ム及びｖａ量のルテニウムイオンを含む有機溶媒はルテ
ニウム分離装置５に送られ、ここで一定時間静置した後
高濃度硝酸で微量のルテニウムイオンを抽出する。抽出
したルテニウムイオンを含む高濃度硝酸は、高レベル廃
液処理装置！Ｅ４に送られる。微量のルテニウムが除去
された有機溶媒は、逆抽出装■６とウラン。
場合の一実施例をフロー化したものを第１図に示す。使
用済原子燃料１は溶解装置２に送られ、ここで硝酸水溶
液に溶解される。使用済原子燃料１が溶解された硝酸水
溶液は溶解層２から共除染装置３に送られる。共除染装
置３では原子燃料の溶解した硝酸水溶液からリン酸トリ
ブチルを含む有機溶媒中に抽出操作によりウラン、プル
トニウムの９９％以上及びルテニウム等の敬承の核分裂
生成物が移行する。一方、硝酸水溶液中には９９％以上
の核分裂生成物が残存し、これらは硝酸水溶液のまま高
レベル廃液処理装置４に送られる。ウラン、プルトニウ
ム及びｖａ量のルテニウムイオンを含む有機溶媒はルテ
ニウム分離装置５に送られ、ここで一定時間静置した後
高濃度硝酸で微量のルテニウムイオンを抽出する。抽出
したルテニウムイオンを含む高濃度硝酸は、高レベル廃
液処理装置！Ｅ４に送られる。微量のルテニウムが除去
された有機溶媒は、逆抽出装■６とウラン。
′プルトニウム精製装置７を経由してウラン、プルトニ
ウム製品８に変換される。ウラン、プルトニウム精製装
Ｗ１８から生じる低レベル廃液は、低レベル廃液処理装
置９に送られる。有機溶媒中の腐食性ルテニウムイオン
は、ルテニウム分離装置５によってあらかじめ除去され
ているため、低レベル廃液処理装置９への移行量はきわ
めて微量であり、酸回収蒸発缶等の腐食量を大幅に低減
できる効果がある。また、ルテニウム分な装置５は逆抽
出装置６とウラン、プルトニウム精製装に７の中間に設
置しても良いし、ウラン、プルトニウム精製装！！！７
の後工程に設置してもかまわない。
ウム製品８に変換される。ウラン、プルトニウム精製装
Ｗ１８から生じる低レベル廃液は、低レベル廃液処理装
置９に送られる。有機溶媒中の腐食性ルテニウムイオン
は、ルテニウム分離装置５によってあらかじめ除去され
ているため、低レベル廃液処理装置９への移行量はきわ
めて微量であり、酸回収蒸発缶等の腐食量を大幅に低減
できる効果がある。また、ルテニウム分な装置５は逆抽
出装置６とウラン、プルトニウム精製装に７の中間に設
置しても良いし、ウラン、プルトニウム精製装！！！７
の後工程に設置してもかまわない。
次にルテニウム分離装ｆｉ５の具体的な実施例を第２図
に示す、共除染装置３からはウラン、プルトニウムと微
量のルテニウムを含む有機溶媒１０が滞留装置１１に送
られる。滞留装置１１は、有機溶媒の滞留時間を得るた
めのものであり、静置した場合と同様の効果をもつ０本
装置１１では、バッフル板１２をもつタンク型容器を直
列に連結し、液が該装置内を少しずつ移動するようにし
たものであり、連続運転に好適なものである。滞留時間
、例えば静置時間は、連結タンクの数、容量によって自
在に決定できる。また、バッチ運転すね場合は有機溶媒
１０をタンクに貯蔵しても何らかまわない。滞留器１１
から流出する有機溶媒１３はポンプ１４によって抽出器
１５に送られ。
に示す、共除染装置３からはウラン、プルトニウムと微
量のルテニウムを含む有機溶媒１０が滞留装置１１に送
られる。滞留装置１１は、有機溶媒の滞留時間を得るた
めのものであり、静置した場合と同様の効果をもつ０本
装置１１では、バッフル板１２をもつタンク型容器を直
列に連結し、液が該装置内を少しずつ移動するようにし
たものであり、連続運転に好適なものである。滞留時間
、例えば静置時間は、連結タンクの数、容量によって自
在に決定できる。また、バッチ運転すね場合は有機溶媒
１０をタンクに貯蔵しても何らかまわない。滞留器１１
から流出する有機溶媒１３はポンプ１４によって抽出器
１５に送られ。
ここで硝酸水溶液１７と接触し、ルテニウムイオンは硝
酸水溶液１９に移行する。一方、ウラン。
酸水溶液１９に移行する。一方、ウラン。
プルトニウムは有機溶媒１８にそのまま残存し、後のウ
ラン、プル１〜ニウム精製工程に送られる。
ラン、プル１〜ニウム精製工程に送られる。
次に実際にルテニウムイオンを第２図に示す分離装置で
有機溶媒から選択的に分離したときの実施例を第４図、
第５図を用いて説明する。第４図は、有機溶媒の滞留装
置１１内での平均滞留時間を変化させたときのルテニウ
ム（Ｒｕ）分配比の依存性を示す、ここでルテニウム分
配比の定義は次式による。
有機溶媒から選択的に分離したときの実施例を第４図、
第５図を用いて説明する。第４図は、有機溶媒の滞留装
置１１内での平均滞留時間を変化させたときのルテニウ
ム（Ｒｕ）分配比の依存性を示す、ここでルテニウム分
配比の定義は次式による。
すなわち、分配比が小さいほどルテニウムイオ・、ンは
有機溶媒から水相側に分離されやすいことになる。結果
は、第４図に示すごとく平均滞留時間が長く、かつ分離
抽出用の硝酸濃度が高いほどルテニウムイオンは分離さ
れやすい。すなわち、平均滞留時間が長いほど、有機溶
媒中のルテニウムイオンは第３図に示したごとくリン酸
トリブチル２３が結合した溶媒和ルテニウム２２に多く
生成し、これが高濃度硝酸で抽出されるためである。
有機溶媒から水相側に分離されやすいことになる。結果
は、第４図に示すごとく平均滞留時間が長く、かつ分離
抽出用の硝酸濃度が高いほどルテニウムイオンは分離さ
れやすい。すなわち、平均滞留時間が長いほど、有機溶
媒中のルテニウムイオンは第３図に示したごとくリン酸
トリブチル２３が結合した溶媒和ルテニウム２２に多く
生成し、これが高濃度硝酸で抽出されるためである。
これによれば、平均滞留時間を１０時間とれば、有機溶
媒中のルテニウムイオンを１／ｉ０以下に低減できる。
媒中のルテニウムイオンを１／ｉ０以下に低減できる。
ｉ５５図は、平均滞留時間を１０時間としたときの分離
抽出用硝酸濃度の影響を示したものである。
抽出用硝酸濃度の影響を示したものである。
硝酸１度が高いほどルテニウムイオンの分配比は減少す
ることから分離し易くなることがわかる。
ることから分離し易くなることがわかる。
一方、ウラン（Ｕ）、プルトニウム（Ｐｕ）は逆の傾向
を示す。このことから、高濃度硝酸を用いることにより
ウラン、プルトニウムに影響を与えず、ルテニウムのみ
を選択的に分離できる。
を示す。このことから、高濃度硝酸を用いることにより
ウラン、プルトニウムに影響を与えず、ルテニウムのみ
を選択的に分離できる。
本発明によれば、有機溶媒中からルテニウムイオンを高
効率（９０％以上）で選択分離できるので、ルテニウム
イオンによる機器の腐食を大幅に低減できる。
効率（９０％以上）で選択分離できるので、ルテニウム
イオンによる機器の腐食を大幅に低減できる。
第１図は本発明の一実施例になる分離装置を組込んだ再
処理設備の構成図、第２図は本発明の一実施例になるル
テニウム分離装置の詳細図、第３図はルテニウムイオン
の化学形態図、第４図は平均滞留時間とルテニウム分配
比の関係図、第５図は硝酸濃度とルテニウム分配比の関
係図である。 １・・・使用済燃料、２・・・溶解装置、３・・・共除
染装置、４・・・高レベル廃液処理装置、５・・・ルテ
ニウム分離装置、６・・・逆抽出装置、７・・・Ｕ、Ｐ
ｕ精製装置、８・・・Ｕ、Ｐｕ製品、９・・・低レベル
廃液処理装置。 １０・・・有機溶媒、１１・・・滞留装置、１２・・・
バッフル板、１３・・・有機溶媒、１４・・・ポンプ、
１５・・・抽出器、１６・・・硝酸タンク、１７・・・
硝酸、１８・・・有機溶媒、１９・・・硝酸、２ｏ・・
・水相ルテニウム、２１・・・未溶媒和ルテニウム、２
２・・・溶媒和ルテニウム、２３・・・リン酸トリブチ
ル。
処理設備の構成図、第２図は本発明の一実施例になるル
テニウム分離装置の詳細図、第３図はルテニウムイオン
の化学形態図、第４図は平均滞留時間とルテニウム分配
比の関係図、第５図は硝酸濃度とルテニウム分配比の関
係図である。 １・・・使用済燃料、２・・・溶解装置、３・・・共除
染装置、４・・・高レベル廃液処理装置、５・・・ルテ
ニウム分離装置、６・・・逆抽出装置、７・・・Ｕ、Ｐ
ｕ精製装置、８・・・Ｕ、Ｐｕ製品、９・・・低レベル
廃液処理装置。 １０・・・有機溶媒、１１・・・滞留装置、１２・・・
バッフル板、１３・・・有機溶媒、１４・・・ポンプ、
１５・・・抽出器、１６・・・硝酸タンク、１７・・・
硝酸、１８・・・有機溶媒、１９・・・硝酸、２ｏ・・
・水相ルテニウム、２１・・・未溶媒和ルテニウム、２
２・・・溶媒和ルテニウム、２３・・・リン酸トリブチ
ル。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、（ａ）使用済核燃料物質の硝酸溶液に非水溶性の有
機溶媒を接触させるための液−液接触装置及び（ｂ）硝
酸と分離した使用済核燃料物質を含む有機溶媒溶液を再
び硝酸と接触させるための液−液接触分離装置を主たる
構成要素とする使用済核燃料物質を溶存せる有機溶媒溶
液からルテニウムイオンを分離する装置において、前記
装置（ａ）及び（ｂ）との間に前記有機溶媒溶液中のル
テニウムイオンと有機溶媒とが錯体を形成するに充分な
時間滞留させるための滞留装置を設けたことを特徴とす
る使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する装
置。 ２、液−液接触装置（ａ）及び（ｂ）は、向流型液−液
接触装置であることを特徴とする使用済核燃料物質から
ルテニウムイオンを分離する装置。 ３、滞留装置は、内部に少なくとも１つのバッフル板を
設け、液が該装置内を少しずつ移動するよう構成してな
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項又は第２項記
載の使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する
装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP18512386A JPH0727068B2 (ja) | 1986-08-08 | 1986-08-08 | 使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP18512386A JPH0727068B2 (ja) | 1986-08-08 | 1986-08-08 | 使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6342499A true JPS6342499A (ja) | 1988-02-23 |
| JPH0727068B2 JPH0727068B2 (ja) | 1995-03-29 |
Family
ID=16165270
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP18512386A Expired - Lifetime JPH0727068B2 (ja) | 1986-08-08 | 1986-08-08 | 使用済核燃料物質からルテニウムイオンを分離する装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0727068B2 (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60227196A (ja) * | 1983-12-22 | 1985-11-12 | ケルンフオルシユングスツエントルム・カ−ルスル−エ・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 分裂物質のウラン及びプルトニウムの回収を妨害する物質を分離しかつ回収すべき分裂物質を相互に再処理工程で分離する改良方法 |
-
1986
- 1986-08-08 JP JP18512386A patent/JPH0727068B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60227196A (ja) * | 1983-12-22 | 1985-11-12 | ケルンフオルシユングスツエントルム・カ−ルスル−エ・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 分裂物質のウラン及びプルトニウムの回収を妨害する物質を分離しかつ回収すべき分裂物質を相互に再処理工程で分離する改良方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0727068B2 (ja) | 1995-03-29 |
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