JPH0254732A - 活性炭からのテクネチウムの溶出方法 - Google Patents
活性炭からのテクネチウムの溶出方法Info
- Publication number
- JPH0254732A JPH0254732A JP63203765A JP20376588A JPH0254732A JP H0254732 A JPH0254732 A JP H0254732A JP 63203765 A JP63203765 A JP 63203765A JP 20376588 A JP20376588 A JP 20376588A JP H0254732 A JPH0254732 A JP H0254732A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- activated carbon
- technetium
- soln
- nuclear fuel
- spent nuclear
- 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
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
Landscapes
- 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。
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）
本発明は活性炭からテクネチウムの溶出方法に関する。
より詳しくは、本発明は、使用済核燃料の再処理によっ
て発生する高レベル放射性廃液、使用済核燃料溶解液等
のテクネチウムを含む溶液からテクネチウムを吸着分離
した活性炭からテクネチウムを溶出する方法に関する。
て発生する高レベル放射性廃液、使用済核燃料溶解液等
のテクネチウムを含む溶液からテクネチウムを吸着分離
した活性炭からテクネチウムを溶出する方法に関する。
（従来の技術）
テクネチウムは、天然には全く存在しない元素で、原子
炉や加速装置によって人工的に得られる元素であるが、
使用済核燃料の再処理に伴って発生する高レベル放射性
廃液中又は使用済核燃料溶解液中には、使用済核燃料１
トン当り約８００ｇが含まれている。高レベル放射性廃
液又は使用済核燃料溶解液からのテクネチウムの分離回
収は、高レベル放射性廃液をガラス固化体として地層処
分する場合の長期にわたる環境影響を出来るだけ少なく
するという観点から、また、回収したテクネチウムを鋼
材の腐食防止、或いは白金族元素と同様に有機化合物の
合成分野での触媒として有効に利用出来るという観点か
ら、最近特に注目されている。このため、高レベル放射
性廃液又は使用済核燃料溶解液からのテクネチウムの分
離回収は特に有効である。
炉や加速装置によって人工的に得られる元素であるが、
使用済核燃料の再処理に伴って発生する高レベル放射性
廃液中又は使用済核燃料溶解液中には、使用済核燃料１
トン当り約８００ｇが含まれている。高レベル放射性廃
液又は使用済核燃料溶解液からのテクネチウムの分離回
収は、高レベル放射性廃液をガラス固化体として地層処
分する場合の長期にわたる環境影響を出来るだけ少なく
するという観点から、また、回収したテクネチウムを鋼
材の腐食防止、或いは白金族元素と同様に有機化合物の
合成分野での触媒として有効に利用出来るという観点か
ら、最近特に注目されている。このため、高レベル放射
性廃液又は使用済核燃料溶解液からのテクネチウムの分
離回収は特に有効である。
テクネチウムの分離回収法としては、従来法よりもすぐ
れた方法として、活性炭による吸着分離法が発明されて
いるが（特願昭６３−３７６２５） 、この方法におけ
る活性炭からのテクネチウムの溶出には４Ｍ以上の硝酸
の使用が検討されてきた。
れた方法として、活性炭による吸着分離法が発明されて
いるが（特願昭６３−３７６２５） 、この方法におけ
る活性炭からのテクネチウムの溶出には４Ｍ以上の硝酸
の使用が検討されてきた。
このテクネチウム溶出法の欠点は、テクネチウムの溶出
効率が比較的低いこと、濃い濃度の硝酸溶液の使用によ
って活性炭の吸着性能が低下し、活性炭の再利用が阻害
されること、及び活性炭のニトロ化が多少なりとも進行
し、爆発などの危険性が高まることである。
効率が比較的低いこと、濃い濃度の硝酸溶液の使用によ
って活性炭の吸着性能が低下し、活性炭の再利用が阻害
されること、及び活性炭のニトロ化が多少なりとも進行
し、爆発などの危険性が高まることである。
（発明が解決しようとする課題）
本発明の目的は、このような欠点のない活性炭からのテ
クネチウムの溶出方法を提供することである。
クネチウムの溶出方法を提供することである。
（課題を解決するための手段）
本願発明者は、鋭意研究の結果、テクネチウムを吸着さ
せた活性炭にチオシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含
む溶液を接触させることによってテクネチウムを活性炭
から溶出できることを発見し、この方法において、テク
ネチウムの溶出効率が高く、硝酸を使用する必要がない
ことから、活性炭の吸着性能の低下やニトロ化の恐れも
なく、テクネチウムを活性炭から溶出できることを発見
し、本発明の目的を達成した。
せた活性炭にチオシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含
む溶液を接触させることによってテクネチウムを活性炭
から溶出できることを発見し、この方法において、テク
ネチウムの溶出効率が高く、硝酸を使用する必要がない
ことから、活性炭の吸着性能の低下やニトロ化の恐れも
なく、テクネチウムを活性炭から溶出できることを発見
し、本発明の目的を達成した。
すなわち、本願発明のテクネチウムの溶出方法は、使用
済核燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃液
、使用済核燃料溶解液等のテクネチウムを含む溶液から
、活性炭によりテクネチウムを吸着分離した後、この活
性炭からテクネチウムを溶出するため、溶出剤としてチ
オシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含む溶液を使用す
ることを特徴とする。
済核燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃液
、使用済核燃料溶解液等のテクネチウムを含む溶液から
、活性炭によりテクネチウムを吸着分離した後、この活
性炭からテクネチウムを溶出するため、溶出剤としてチ
オシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含む溶液を使用す
ることを特徴とする。
従って、本発明は、テクネチウムを吸着させた活性炭に
チオシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含む溶液を接触
させることによって、テクネチウムを活性炭から溶出す
る方法から成る。
チオシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含む溶液を接触
させることによって、テクネチウムを活性炭から溶出す
る方法から成る。
（実施例）
本発明を実施例についてさらに具体的に説明する。しか
し、本発明は実施例によって限定されるものではない。
し、本発明は実施例によって限定されるものではない。
過テクネチウム酸イオンを含む０．５Ｍ硝酸溶液中に活
性炭を添加し、室温に１時間放置することによって活性
炭にテクネチウムを吸着させた後、テクネチウム吸着活
性炭を溶液から分離し、水洗した。ここで活性炭に吸着
させたテクネチウムの量は、最初に溶液中に加えた９５
′″Ｔｃの放射能量から、吸着後に溶液中に残った９５
′″Ｔｃの放射能量を差引くことによって求めた。この
ようにして調製したテクネチウム吸着活性炭約０．２５
ｇを２０ｍ１のバイアルビンに入れた後、溶出剤１０
ｍ１を添加した。この試料を２５℃に設定したエアバス
中に入れ、回転ローラー上で１時間攪拌した。試料を取
出して遠心分離機にかけた後、上澄液の１ｍｌをサンプ
リングし、″″Ｔｃの放射能量を測定することによって
、活性炭からのテクネチウムの溶出率（％）及び分配係
数（Ｋｄ）を求めた。ここでＫｄは次の式で表される。
性炭を添加し、室温に１時間放置することによって活性
炭にテクネチウムを吸着させた後、テクネチウム吸着活
性炭を溶液から分離し、水洗した。ここで活性炭に吸着
させたテクネチウムの量は、最初に溶液中に加えた９５
′″Ｔｃの放射能量から、吸着後に溶液中に残った９５
′″Ｔｃの放射能量を差引くことによって求めた。この
ようにして調製したテクネチウム吸着活性炭約０．２５
ｇを２０ｍ１のバイアルビンに入れた後、溶出剤１０
ｍ１を添加した。この試料を２５℃に設定したエアバス
中に入れ、回転ローラー上で１時間攪拌した。試料を取
出して遠心分離機にかけた後、上澄液の１ｍｌをサンプ
リングし、″″Ｔｃの放射能量を測定することによって
、活性炭からのテクネチウムの溶出率（％）及び分配係
数（Ｋｄ）を求めた。ここでＫｄは次の式で表される。
活性炭中（７） ”′″Ｔｃ？Ｊ１度（ｐ Ｃｉ／ｇ
）溶出剤の濃度をＩＭとして、種々の試薬について求め
たテクネチウムの溶出率及び分配係数を表に示した。
）溶出剤の濃度をＩＭとして、種々の試薬について求め
たテクネチウムの溶出率及び分配係数を表に示した。
表から明らかなように、チオシアン酸イオン又はヨウ素
イオンを含む溶出剤の場合には、他の場合に比べて高い
溶出率が得られることがわかる。
イオンを含む溶出剤の場合には、他の場合に比べて高い
溶出率が得られることがわかる。
なお、テクネチウムの溶出率は、試薬の濃度を増加させ
ること、あるいは溶液の酸性度を変化させることで高く
することが可能であり、２ＭＫＳＣＮでｐＨが７以上の
溶液を使用した場合には、テクネチウムの溶出率が９４
％以上となった。１回のバッチ操作により同様の溶出率
を硝酸濃度を濃くすることで達成することは困難であり
、４Ｍ硝酸溶液の場合でもテクネチウムの溶出率は６０
％に過ぎなかった。
ること、あるいは溶液の酸性度を変化させることで高く
することが可能であり、２ＭＫＳＣＮでｐＨが７以上の
溶液を使用した場合には、テクネチウムの溶出率が９４
％以上となった。１回のバッチ操作により同様の溶出率
を硝酸濃度を濃くすることで達成することは困難であり
、４Ｍ硝酸溶液の場合でもテクネチウムの溶出率は６０
％に過ぎなかった。
このため、テクネチウムを吸着させた活性炭からテクネ
チウム溶出するためには、チオシアン酸イオン又はヨウ
素イオンを含む溶液を使用することが特に有効である。
チウム溶出するためには、チオシアン酸イオン又はヨウ
素イオンを含む溶液を使用することが特に有効である。
Claims (1)
- チオシアン酸イオン又はヨウ素イオンを含む溶液と接触
することを特徴とするテクネチウムを吸着させた活性炭
からのテクネチウムの溶出方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63203765A JPH0254732A (ja) | 1988-08-18 | 1988-08-18 | 活性炭からのテクネチウムの溶出方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63203765A JPH0254732A (ja) | 1988-08-18 | 1988-08-18 | 活性炭からのテクネチウムの溶出方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0254732A true JPH0254732A (ja) | 1990-02-23 |
Family
ID=16479451
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63203765A Pending JPH0254732A (ja) | 1988-08-18 | 1988-08-18 | 活性炭からのテクネチウムの溶出方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0254732A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2010146722A1 (ja) | 2009-06-19 | 2010-12-23 | 株式会社化研 | 放射性医薬品およびその標識化合物原料としての放射性テクネチウムの濃縮および溶出回収方法、およびシステム |
| US20110250108A1 (en) * | 2010-04-09 | 2011-10-13 | Ut-Battelle, Llc | Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel |
| CN111500861A (zh) * | 2020-04-01 | 2020-08-07 | 原子高科股份有限公司 | 一种使用活性炭纤维从中性钼溶液中提取锝的方法 |
-
1988
- 1988-08-18 JP JP63203765A patent/JPH0254732A/ja active Pending
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2010146722A1 (ja) | 2009-06-19 | 2010-12-23 | 株式会社化研 | 放射性医薬品およびその標識化合物原料としての放射性テクネチウムの濃縮および溶出回収方法、およびシステム |
| JP2011002370A (ja) * | 2009-06-19 | 2011-01-06 | Kaken:Kk | 放射性医薬品およびその標識化合物原料としての放射性テクネチウムの濃縮および溶出回収方法、およびシステム |
| US9236153B2 (en) | 2009-06-19 | 2016-01-12 | Kaken Co., Ltd. | Method of recovering enriched radioactive technetium and system therefor |
| EP2444106A4 (en) * | 2009-06-19 | 2016-04-20 | Kaken Co Ltd | METHOD AND SYSTEM FOR CONCENTRATING RADIOACTIVE TECHNETIUM AS A RAW MATERIAL FOR RADIOACTIVE MEDICAMENTS AND A MARKING COMPOUND THEREFOR, AND THEIR DETERMINATION THROUGH THE ELUTION |
| US20110250108A1 (en) * | 2010-04-09 | 2011-10-13 | Ut-Battelle, Llc | Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel |
| US8574523B2 (en) * | 2010-04-09 | 2013-11-05 | Ut-Battelle, Llc | Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel |
| US8747790B2 (en) | 2010-04-09 | 2014-06-10 | Ut-Battelle, Llc | Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel |
| CN111500861A (zh) * | 2020-04-01 | 2020-08-07 | 原子高科股份有限公司 | 一种使用活性炭纤维从中性钼溶液中提取锝的方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5508010A (en) | Method of separating fission molybdenum | |
| Dhami et al. | Biosorption of radionuclides by Rhizopus arrhizus | |
| Vasiliev et al. | 225Ac/213Bi generator based on inorganic sorbents | |
| JP5294180B2 (ja) | テクネチウム含有モリブデンからのテクネチウムの分離・精製方法、装置、及び、モリブデンの回収方法・装置 | |
| KR101920233B1 (ko) | 비스무트그래핀산화물을 함유한 요오드 흡착제 및 이를 포함한 고정층 컬럼 및 성형물 | |
| Shahr El-Din et al. | Selective separation and purification of cerium (III) from concentrate liquor associated with monazite processing by cationic exchange resin as adsorbent | |
| Usuda et al. | Challenges to develop single-column MA (III) separation from HLLW using R-BTP type adsorbents | |
| JPH0254732A (ja) | 活性炭からのテクネチウムの溶出方法 | |
| FR2516068A1 (fr) | Procede pour separer des ions actionoides de solutions aqueuses basiques contenant des carbonages | |
| Clark | Separation and determination of radiostrontium in calcium carbonate matrices of biological origin | |
| US5966583A (en) | Recovery of strontium activity from a strontium-82/rubidium-82 generator | |
| JPS5842737A (ja) | ガリウムの回収方法 | |
| Ham | Determination of actinides in environmental materials using extraction chromatography | |
| JP2003215292A (ja) | アメリシウム、キュリウムおよび希土類元素の分離回収方法 | |
| Tait et al. | Rapid and efficient separation of strontium from liquid milk with a cation exchange resin Dowex 50WX8 treated with cryptand 222 | |
| JPH04118596A (ja) | 硝酸含有水溶液中のセシウムの分離方法 | |
| KR101865774B1 (ko) | 비스무트그래핀산화물 제조방법 및 이를 이용한 요오드 흡착방법 | |
| US20200143953A1 (en) | Systems and methods for preparing tailored radioactive isotope solutions | |
| US2711362A (en) | Curium-americium separation and purification process | |
| Hoshi et al. | Elemental groups separation for high-level waste partitioning using a novel silica-based CMPO extraction-resin | |
| Nelson | Ion exchange procedures: VI. Cation exchange of ac (III) and Fr (I) in HCl and HClO4 solutions; isolation of 227Ac from 231Pa and 227Ac daughters | |
| JPH01215727A (ja) | テクネチウムの吸着分離法 | |
| RU2069868C1 (ru) | Способ определения радионуклидов стронция в природных объектах | |
| Milyutin et al. | KV Chmutov’s legacy in developing the fundamental concepts of the radioactive elements chromatography | |
| CN111621652A (zh) | 从待测样品中分离镎的分离方法 |