JPH0986936A - テクネチウムの回収方法 - Google Patents
テクネチウムの回収方法Info
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Abstract
(57)【要約】
【課題】使用済原子燃料の再処理施設から発生するウラ
ンを含む硝酸溶液からテクネチウムを単純な操作で分離
する。 【解決手段】ウラン含有硝酸溶液にアンモニアガス、ア
ンモニア水又は水酸化ナトリウムの何れかを添加し、重
ウラン酸アンモニウム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱
物を生成させ、該沈澱物を固液分離する。固体側にはウ
ランが、液体側にはテクネチウムが移行するので、この
液体を電解還元し、カソード上にテクネチウムを電析さ
せ、テクネチウムを分離させる。
ンを含む硝酸溶液からテクネチウムを単純な操作で分離
する。 【解決手段】ウラン含有硝酸溶液にアンモニアガス、ア
ンモニア水又は水酸化ナトリウムの何れかを添加し、重
ウラン酸アンモニウム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱
物を生成させ、該沈澱物を固液分離する。固体側にはウ
ランが、液体側にはテクネチウムが移行するので、この
液体を電解還元し、カソード上にテクネチウムを電析さ
せ、テクネチウムを分離させる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、使用済原子燃料の
再処理施設から発生するウランを含む硝酸溶液、あるい
は、原子燃料サイクルにおけるウラン濃縮施設、転換加
工施設、使用済原子燃料の再処理施設及び放射性同位元
素使用施設等の施設又は設備から発生するテクネチウム
含有廃液からテクネチウムを回収する方法に関する。
再処理施設から発生するウランを含む硝酸溶液、あるい
は、原子燃料サイクルにおけるウラン濃縮施設、転換加
工施設、使用済原子燃料の再処理施設及び放射性同位元
素使用施設等の施設又は設備から発生するテクネチウム
含有廃液からテクネチウムを回収する方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】ピューレックス法による使用済原子燃料
の再処理工程においては、使用済原子燃料を硝酸に溶解
し、ＴＢＰ／ｎドデカン溶媒を用いた溶媒抽出法によ
り、ウラン及びプルトニウムが回収される。使用済燃料
中には多種類の核分裂生成物が存在するが、この中でも
テクネチウムはその挙動が複雑であり、溶媒抽出工程に
おけるウラン及びプルトニウムからの分離精製が困難な
核種であると言われている。その理由は、使用済原子燃
料を硝酸に溶解した溶解液中において、テクネチウムが
ＵＯ2(ＮＯ3)（ＴｃＯ4)などの化合物を形成し、ウラン
とともに溶媒側（ＴＢＰ／ｎドデカン）に抽出されやす
くなるためである。ウランを抽出した溶媒は硝酸による
洗浄後、希硝酸によって溶媒から逆抽出され、さらに、
このような抽出・洗浄・逆抽出操作を繰り返すことによ
って、テクネチウム等の核分裂生成物とウランとの分離
・精製が行われる。
の再処理工程においては、使用済原子燃料を硝酸に溶解
し、ＴＢＰ／ｎドデカン溶媒を用いた溶媒抽出法によ
り、ウラン及びプルトニウムが回収される。使用済燃料
中には多種類の核分裂生成物が存在するが、この中でも
テクネチウムはその挙動が複雑であり、溶媒抽出工程に
おけるウラン及びプルトニウムからの分離精製が困難な
核種であると言われている。その理由は、使用済原子燃
料を硝酸に溶解した溶解液中において、テクネチウムが
ＵＯ2(ＮＯ3)（ＴｃＯ4)などの化合物を形成し、ウラン
とともに溶媒側（ＴＢＰ／ｎドデカン）に抽出されやす
くなるためである。ウランを抽出した溶媒は硝酸による
洗浄後、希硝酸によって溶媒から逆抽出され、さらに、
このような抽出・洗浄・逆抽出操作を繰り返すことによ
って、テクネチウム等の核分裂生成物とウランとの分離
・精製が行われる。
【０００３】原子燃料サイクルにおいては、このように
して回収されたウランは、転換施設、濃縮施設、再転換
加工施設における処理を経て原子燃料として再利用され
る。この場合、前述の再処理工程においてウランとテク
ネチウムとの分離が不十分であると、原子燃料サイクル
の各工程においてテクネチウムが残存し、上記の施設か
ら発生する廃液等にテクネチウムが含有されることにな
り、それらの廃液からテクネチウムを除去することが必
要になる。廃液からテクネチウムを除去する方法として
は沈澱法や吸着法等がある。
して回収されたウランは、転換施設、濃縮施設、再転換
加工施設における処理を経て原子燃料として再利用され
る。この場合、前述の再処理工程においてウランとテク
ネチウムとの分離が不十分であると、原子燃料サイクル
の各工程においてテクネチウムが残存し、上記の施設か
ら発生する廃液等にテクネチウムが含有されることにな
り、それらの廃液からテクネチウムを除去することが必
要になる。廃液からテクネチウムを除去する方法として
は沈澱法や吸着法等がある。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】前述のように、再処理
工程においては溶媒抽出法によって抽出、洗浄及び逆抽
出のサイクルを繰り返すため、プロセスが複雑になり、
分離・精製のコストが高くならざるを得ない。
工程においては溶媒抽出法によって抽出、洗浄及び逆抽
出のサイクルを繰り返すため、プロセスが複雑になり、
分離・精製のコストが高くならざるを得ない。
【０００５】廃液からテクネチウムを除去する場合、沈
澱法としては一般的にフェライト沈澱法が用いられる。
通常、還元剤等が存在しない廃液中においては、テクネ
チウムはＴｃＯ4 - の形態で存在しており、この廃液に
対してフェライト沈澱法を行うと、フェライトが生成す
るときの還元力によってＴｃＯ4 - がＴｃＯ2 に還元さ
れ、フェライト中にＴｃＯ2 が取り込まれることにな
る。しかしながら、フェライトを生成させるときには、
Ｆｅ2+の濃度が一定値以上であることが必要であり、さ
らに、フェライト生成時のｐＨも６乃至８の範囲に限ら
れるという条件がある。また、フェライト沈殿法では多
量の使用済のフェライトが放射性廃棄物として排出され
る。
澱法としては一般的にフェライト沈澱法が用いられる。
通常、還元剤等が存在しない廃液中においては、テクネ
チウムはＴｃＯ4 - の形態で存在しており、この廃液に
対してフェライト沈澱法を行うと、フェライトが生成す
るときの還元力によってＴｃＯ4 - がＴｃＯ2 に還元さ
れ、フェライト中にＴｃＯ2 が取り込まれることにな
る。しかしながら、フェライトを生成させるときには、
Ｆｅ2+の濃度が一定値以上であることが必要であり、さ
らに、フェライト生成時のｐＨも６乃至８の範囲に限ら
れるという条件がある。また、フェライト沈殿法では多
量の使用済のフェライトが放射性廃棄物として排出され
る。
【０００６】吸着法はイオン交換又は活性炭吸着などを
利用して行われるが、その原理は、廃液中のＴｃＯ4 -
イオンを陰イオン交換反応によって吸着させようとする
ものである。しかしながら、廃液中に硝酸銀などの陰イ
オンが共存する場合には、これら陰イオンとの競争交換
反応のために、テクネチウムの吸着性能が著しく低下す
る。また、吸着法においても、使用済の樹脂や活性炭が
二次廃棄物として排出される。
利用して行われるが、その原理は、廃液中のＴｃＯ4 -
イオンを陰イオン交換反応によって吸着させようとする
ものである。しかしながら、廃液中に硝酸銀などの陰イ
オンが共存する場合には、これら陰イオンとの競争交換
反応のために、テクネチウムの吸着性能が著しく低下す
る。また、吸着法においても、使用済の樹脂や活性炭が
二次廃棄物として排出される。
【０００７】本発明は、上述のような従来のテクネチウ
ム回収方法が有する問題点に鑑みてなされたものであ
り、再処理施設の溶媒抽出工程において発生するテクネ
チウムを含有するウランの硝酸溶液からウランとテクネ
チウムとを単純な操作で分離し、再処理施設において回
収されるウラン中にテクネチウムを残存させないための
方法を提供することを目的とする。さらに、原子燃料サ
イクルの各施設において廃液側に移行するテクネチウム
を効率的に除去し、かつ、二次廃棄物の発生量を極力低
減させるためのテクネチウム回収方法を提供することを
目的とする。
ム回収方法が有する問題点に鑑みてなされたものであ
り、再処理施設の溶媒抽出工程において発生するテクネ
チウムを含有するウランの硝酸溶液からウランとテクネ
チウムとを単純な操作で分離し、再処理施設において回
収されるウラン中にテクネチウムを残存させないための
方法を提供することを目的とする。さらに、原子燃料サ
イクルの各施設において廃液側に移行するテクネチウム
を効率的に除去し、かつ、二次廃棄物の発生量を極力低
減させるためのテクネチウム回収方法を提供することを
目的とする。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明に係るテクネチウ
ムの回収方法は、再処理施設の溶媒抽出工程においてテ
クネチウムとウランとが溶媒に抽出され、希硝酸によっ
てウランとともに溶媒から逆抽出されたテクネチウムを
含むウランの硝酸溶液にアンモニアガス、アンモニア水
又は水酸化ナトリウムの何れかを添加し、重ウラン酸ア
ンモニウム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱物を生成さ
せる過程と、前記沈澱物を固液分離し、固体側にウラン
を、液体側にテクネチウムを移行させる過程と、からな
る。
ムの回収方法は、再処理施設の溶媒抽出工程においてテ
クネチウムとウランとが溶媒に抽出され、希硝酸によっ
てウランとともに溶媒から逆抽出されたテクネチウムを
含むウランの硝酸溶液にアンモニアガス、アンモニア水
又は水酸化ナトリウムの何れかを添加し、重ウラン酸ア
ンモニウム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱物を生成さ
せる過程と、前記沈澱物を固液分離し、固体側にウラン
を、液体側にテクネチウムを移行させる過程と、からな
る。
【０００９】テクネチウムは重ウラン酸アンモニウム又
は重ウラン酸ナトリウムの沈澱物には移行しないため、
固液分離を行うことによって、ウランとテクネチウムと
が分離される。
は重ウラン酸ナトリウムの沈澱物には移行しないため、
固液分離を行うことによって、ウランとテクネチウムと
が分離される。
【００１０】固液分離の方法としては、テクネチウムを
含有する濾液を電解液として電解還元を行うことが好ま
しい。この電解還元によって、カソード上にテクネチウ
ムを還元析出させ、回収することができる。濾液はテク
ネチウムを含有しない廃液として環境に放出される。前
記電解還元における電解液の温度は常温から沸点以下に
設定され、かつ、該電解液のＰＨ値は０乃至１４の間に
設定されることが好ましい。特に好ましい電解液の温度
は摂氏５０乃至６０度の範囲である。
含有する濾液を電解液として電解還元を行うことが好ま
しい。この電解還元によって、カソード上にテクネチウ
ムを還元析出させ、回収することができる。濾液はテク
ネチウムを含有しない廃液として環境に放出される。前
記電解還元における電解液の温度は常温から沸点以下に
設定され、かつ、該電解液のＰＨ値は０乃至１４の間に
設定されることが好ましい。特に好ましい電解液の温度
は摂氏５０乃至６０度の範囲である。
【００１１】なお、本発明に係るテクネチウム回収方法
において、電解還元の対象となる廃液は前述の濾液には
限らず、原子燃料サイクルにおける転換施設、濃縮施
設、再転換加工施設、放射性同位元素使用施設及び医療
施設等から発生する廃液も対象となる。
において、電解還元の対象となる廃液は前述の濾液には
限らず、原子燃料サイクルにおける転換施設、濃縮施
設、再転換加工施設、放射性同位元素使用施設及び医療
施設等から発生する廃液も対象となる。
【００１２】
【発明の実施の形態】使用済原子燃料再処理施設の分離
・精製工程において、ウランの硝酸溶液中のテクネチウ
ムは７価の過テクネチウム酸イオン（ＴｃＯ4 - ）とし
て存在している。この溶液にアンモニアガス、アンモニ
ア水又は水酸化ナトリウム溶液の何れかを添加して中和
させると、以下の反応に従って、重ウラン酸アンモニウ
ム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱が生成する。 ２ＵＯ2(ＮＯ3)2 ＋６ＮＨ3 ＋３Ｈ2 Ｏ→ （ＮＨ4)2 ・Ｕ2 Ｏ7 ↓＋４ＮＨ4 ＮＯ3 （１） ２ＵＯ2(ＮＯ3)2 ＋６ＮａＯＨ→ Ｎａ2 ・Ｕ2 Ｏ7 ↓＋４ＮａＮＯ3 ＋３Ｈ2 Ｏ （２）
・精製工程において、ウランの硝酸溶液中のテクネチウ
ムは７価の過テクネチウム酸イオン（ＴｃＯ4 - ）とし
て存在している。この溶液にアンモニアガス、アンモニ
ア水又は水酸化ナトリウム溶液の何れかを添加して中和
させると、以下の反応に従って、重ウラン酸アンモニウ
ム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱が生成する。 ２ＵＯ2(ＮＯ3)2 ＋６ＮＨ3 ＋３Ｈ2 Ｏ→ （ＮＨ4)2 ・Ｕ2 Ｏ7 ↓＋４ＮＨ4 ＮＯ3 （１） ２ＵＯ2(ＮＯ3)2 ＋６ＮａＯＨ→ Ｎａ2 ・Ｕ2 Ｏ7 ↓＋４ＮａＮＯ3 ＋３Ｈ2 Ｏ （２）
【００１３】これらの反応において、テクネチウムはＴ
ｃＯ4 - のまま溶液中に残存するため、重ウラン酸アン
モニウム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱を固液分離す
ることによって、テクネチウムをウランから分離するこ
とができる。一方、テクネチウムは電気化学的には比較
的貴な元素であるため、前述の濾液を電解液として電解
を行うと、ＴｃＯ4 - はカソードで還元され、電極に析
出する。このようにして、濾液中からテクネチウムを除
去することができる。
ｃＯ4 - のまま溶液中に残存するため、重ウラン酸アン
モニウム又は重ウラン酸ナトリウムの沈澱を固液分離す
ることによって、テクネチウムをウランから分離するこ
とができる。一方、テクネチウムは電気化学的には比較
的貴な元素であるため、前述の濾液を電解液として電解
を行うと、ＴｃＯ4 - はカソードで還元され、電極に析
出する。このようにして、濾液中からテクネチウムを除
去することができる。
【００１４】なお、この場合の電解液のｐＨ値は０乃至
１４の範囲であればよく、プロセスコントロールが容易
である。但し、テクネチウム還元速度を大きくする場合
には、ｐＨ値は１乃至１３程度の範囲にあることが好ま
しい。また、電解液の温度は常温から沸点までの範囲に
設定することが可能であるが、テクネチウム還元速度を
大きくする場合には摂氏５０乃至６０度の範囲に設定す
ることが好ましい。
１４の範囲であればよく、プロセスコントロールが容易
である。但し、テクネチウム還元速度を大きくする場合
には、ｐＨ値は１乃至１３程度の範囲にあることが好ま
しい。また、電解液の温度は常温から沸点までの範囲に
設定することが可能であるが、テクネチウム還元速度を
大きくする場合には摂氏５０乃至６０度の範囲に設定す
ることが好ましい。
【００１５】カソードに還元析出されたテクネチウム
は、該カソードを極性変換してアノードとし、再度Ｔｃ
Ｏ4 - に酸化した後に電極から除去することができるた
め、電極は繰り返し使用することができる。従って、使
用済の電極が廃棄物として排出されることはなく、二次
廃棄物の発生量を低減させることが可能である。
は、該カソードを極性変換してアノードとし、再度Ｔｃ
Ｏ4 - に酸化した後に電極から除去することができるた
め、電極は繰り返し使用することができる。従って、使
用済の電極が廃棄物として排出されることはなく、二次
廃棄物の発生量を低減させることが可能である。
【００１６】
【実施例】本発明に従って、テクネチウムを含有する硝
酸ウラニル溶液からテクネチウムを回収する実験を行っ
た。以下、その結果を述べる。 〔実施例１〕テクネチウムを含有する硝酸ウラニル溶液
にアンモニアを添加し、ｐＨを７に調整し、重ウラン酸
アンモニウムの沈澱を生成させた。固液分離を行った
後、重ウラン酸アンモニウムの沈澱は希アンモニア水で
洗浄し、この洗浄液は濾液に加えた。該重ウラン酸アン
モニウムの沈澱及び該濾液中のテクネチウムの放射能測
定を行ったところ、表１に示す結果を得た。
酸ウラニル溶液からテクネチウムを回収する実験を行っ
た。以下、その結果を述べる。 〔実施例１〕テクネチウムを含有する硝酸ウラニル溶液
にアンモニアを添加し、ｐＨを７に調整し、重ウラン酸
アンモニウムの沈澱を生成させた。固液分離を行った
後、重ウラン酸アンモニウムの沈澱は希アンモニア水で
洗浄し、この洗浄液は濾液に加えた。該重ウラン酸アン
モニウムの沈澱及び該濾液中のテクネチウムの放射能測
定を行ったところ、表１に示す結果を得た。
【００１７】（表１）重ウラン酸アンモニウム沈澱中及
び濾液中のテクネチウム放射能 重ウラン酸アンモニウム沈澱中（Ｂｑ） １５０ 濾液中（Ｂｑ） １９，８００
び濾液中のテクネチウム放射能 重ウラン酸アンモニウム沈澱中（Ｂｑ） １５０ 濾液中（Ｂｑ） １９，８００
【００１８】このように、テクネチウムはその１％以下
（〔１５０÷（１５０＋１９８００）〕＜０．０１）が
重ウラン酸アンモニウム沈澱中へ移行し、９９％以上が
濾液側に移行し、さらに、ウランは該濾液中には検出さ
れなかったことから、テクネチウムが効率的に分離され
ていることが確認された。
（〔１５０÷（１５０＋１９８００）〕＜０．０１）が
重ウラン酸アンモニウム沈澱中へ移行し、９９％以上が
濾液側に移行し、さらに、ウランは該濾液中には検出さ
れなかったことから、テクネチウムが効率的に分離され
ていることが確認された。
【００１９】〔実施例２〕実施例１のテクネチウムを含
有する濾液（０．２Ｍ，ＮＨ4 ＮＯ3 性）のｐＨ値を０
乃至１４の範囲内に調整して電解液とし、Ｐｔメッシュ
（表面積＝１３５ｃｍ2)をカソード、Ｐｔ板（表面積＝
５１ｃｍ2)をアノードとし、カソード電流密度＝３０ｍ
Ａ／ｃｍ2 で１時間の定電流電解を行った後、電解液中
に残存するテクネチウムの濃度を測定した。なお、電解
液の温度は摂氏６０に保った。その結果は図１に示す通
りである。
有する濾液（０．２Ｍ，ＮＨ4 ＮＯ3 性）のｐＨ値を０
乃至１４の範囲内に調整して電解液とし、Ｐｔメッシュ
（表面積＝１３５ｃｍ2)をカソード、Ｐｔ板（表面積＝
５１ｃｍ2)をアノードとし、カソード電流密度＝３０ｍ
Ａ／ｃｍ2 で１時間の定電流電解を行った後、電解液中
に残存するテクネチウムの濃度を測定した。なお、電解
液の温度は摂氏６０に保った。その結果は図１に示す通
りである。
【００２０】このように、テクネチウムがカソードに還
元析出され、電解液中からテクネチウムが除去されるこ
とが確認された。電解液のｐＨ値は０乃至１４の範囲内
であれば何れのｐＨ値にも設定し得る。なお、図１から
明らかであるように、より短時間にテクネチウムを電析
させるためには、電解液のｐＨ値は１乃至１３の範囲内
にあることが好ましい。
元析出され、電解液中からテクネチウムが除去されるこ
とが確認された。電解液のｐＨ値は０乃至１４の範囲内
であれば何れのｐＨ値にも設定し得る。なお、図１から
明らかであるように、より短時間にテクネチウムを電析
させるためには、電解液のｐＨ値は１乃至１３の範囲内
にあることが好ましい。
【００２１】〔実施例３〕実施例２と同様のテクネチウ
ムを含有する濾液のｐＨ値を７に調整して電解液とし、
実施例２と同様の電解条件の下で、電解液の温度を摂氏
２５乃至６０度として１時間の定電流電解を行った。電
解後の電解液中に残存するテクネチウムの濃度を測定し
た結果を図２に示す。
ムを含有する濾液のｐＨ値を７に調整して電解液とし、
実施例２と同様の電解条件の下で、電解液の温度を摂氏
２５乃至６０度として１時間の定電流電解を行った。電
解後の電解液中に残存するテクネチウムの濃度を測定し
た結果を図２に示す。
【００２２】このように、電解液の温度が摂氏２５度の
場合でも、電解時間を１時間とすることで９５％以上の
除去率が得られる。電解液の温度の上昇とともにテクネ
チウム除去率は高くなるが、電解液の温度が摂氏５０度
の場合と摂氏６０度の場合ではテクネチウム除去率に顕
著な差は認められない。従って、電解液の温度が摂氏５
０度になると、テクネチウム除去率の上昇は停止するこ
とがわかる。
場合でも、電解時間を１時間とすることで９５％以上の
除去率が得られる。電解液の温度の上昇とともにテクネ
チウム除去率は高くなるが、電解液の温度が摂氏５０度
の場合と摂氏６０度の場合ではテクネチウム除去率に顕
著な差は認められない。従って、電解液の温度が摂氏５
０度になると、テクネチウム除去率の上昇は停止するこ
とがわかる。
【００２３】〔実施例４〕テクネチウムを含有する硝酸
ウラニル溶液についてＮａＯＨ溶液を添加し、ｐＨを７
に調整して重ウラン酸アンモニウムの沈殿を生成させ
た。固液分離を行った後の濾液（０．２Ｍ，ＮａＮＯ3
性）のｐＨ値を０乃至１４の範囲に調整し、実施例２と
同様の電解条件の下に１時間の定電流電解を行った後、
電解液中に残存するテクネチウムの濃度を測定した。そ
の結果を図３に示す。テクネチウム除去率は実施例１と
ほぼ同様の傾向を示している。従って、電解液の液性が
ＮａＮＯ3 の場合でも、ＮＨ4 ＮＯ3 の場合でも本発明
の効果に差異はないことが確認された。
ウラニル溶液についてＮａＯＨ溶液を添加し、ｐＨを７
に調整して重ウラン酸アンモニウムの沈殿を生成させ
た。固液分離を行った後の濾液（０．２Ｍ，ＮａＮＯ3
性）のｐＨ値を０乃至１４の範囲に調整し、実施例２と
同様の電解条件の下に１時間の定電流電解を行った後、
電解液中に残存するテクネチウムの濃度を測定した。そ
の結果を図３に示す。テクネチウム除去率は実施例１と
ほぼ同様の傾向を示している。従って、電解液の液性が
ＮａＮＯ3 の場合でも、ＮＨ4 ＮＯ3 の場合でも本発明
の効果に差異はないことが確認された。
【００２４】〔実施例５〕実施例２〜４では、重ウラン
酸アンモニウム又は重ウラン酸ナトリウムの濾液を電解
液としてテクネチウムの電析を行ったが、原子燃料サイ
クルの各施設からはさらに高塩濃度の廃液が発生する。
このため、電解液をＮａＮＯ3 塩とし、塩濃度とｐＨを
変化させて、実施例２と同様の電解条件でテクネチウム
の電析を行った。その結果を表２に示す。
酸アンモニウム又は重ウラン酸ナトリウムの濾液を電解
液としてテクネチウムの電析を行ったが、原子燃料サイ
クルの各施設からはさらに高塩濃度の廃液が発生する。
このため、電解液をＮａＮＯ3 塩とし、塩濃度とｐＨを
変化させて、実施例２と同様の電解条件でテクネチウム
の電析を行った。その結果を表２に示す。
【００２５】 （表２）ＮａＮＯ3 の塩濃度、ｐＨとテクネチウム除去率 ＮａＮＯ3 濃度（Ｍ） ｐＨ テクネチウム除去率（％） ０．２ ０ ７０ ０．２ １ ９５ ０．２ ７ ９９ ０．２ １０ ９５ ０．２ １３ ８７ ０．２ １４ ７７ １．２５ ０ ７０ １．２５ １４ ７０ ６．０ ０ １８ ６．０ １ ５４ ６．０ ７ ４９ ６．０ １４ ３４
【００２６】このように、塩濃度が高くなるとテクネチ
ウムの除去率が低下するが、電解時間をさらに長くする
ことによって、塩濃度が０．２Ｍの場合と同様のテクネ
チウム除去率を得ることができる。
ウムの除去率が低下するが、電解時間をさらに長くする
ことによって、塩濃度が０．２Ｍの場合と同様のテクネ
チウム除去率を得ることができる。
【００２７】
【発明の効果】以上のように、本発明に係るテクネチウ
ムの回収方法によれば、使用済原子燃料の再処理施設か
ら発生するウラン含有硝酸溶液からテクネチウムを効率
的に除去することができる。また、使用済原子燃料の再
処理施設、原子燃料転換加工施設及び放射性同位元素使
用施設等の施設や設備から発生するテクネチウム含有廃
液からもテクネチウムを除去することができ、放射性廃
棄物の発生量を著しく低減させることができる。
ムの回収方法によれば、使用済原子燃料の再処理施設か
ら発生するウラン含有硝酸溶液からテクネチウムを効率
的に除去することができる。また、使用済原子燃料の再
処理施設、原子燃料転換加工施設及び放射性同位元素使
用施設等の施設や設備から発生するテクネチウム含有廃
液からもテクネチウムを除去することができ、放射性廃
棄物の発生量を著しく低減させることができる。
【図１】テクネチウム除去率と電解液のｐＨとの関係を
示すグラフである。
示すグラフである。
【図２】テクネチウム除去率と電解液の温度との関係を
示すグラフである。
示すグラフである。
【図３】テクネチウム除去率と電解液のｐＨとの関係を
示すグラフである。
示すグラフである。
フロントページの続き (72)発明者 久野 浩二 茨城県那珂郡東海村石神外宿2600 住友金 属鉱山株式会社エネルギー・環境事業部内
Claims (4)
- 【請求項１】 ウランを含む硝酸溶液にアンモニアガ
ス、アンモニア水又は水酸化ナトリウムの何れかを添加
し、重ウラン酸アンモニウム又は重ウラン酸ナトリウム
の沈澱物を生成させる過程と、 前記沈澱物を固液分離し、固体側にウランを、液体側に
テクネチウムを移行させる過程と、からなるテクネチウ
ムの回収方法。 - 【請求項２】 テクネチウムを含有する前記液体を電解
還元し、カソード上にテクネチウムを電析させ、前記液
体からテクネチウムを分離させることを特徴とする請求
項１に記載のテクネチウムの回収方法。 - 【請求項３】 前記電解還元における電解液の温度は常
温から沸点以下に設定され、かつ、該電解液のＰＨ値は
０乃至１４の間に設定されるものであることを特徴とす
る請求項２に記載のテクネチウムの回収方法。 - 【請求項４】 前記電解液の温度は摂氏５０乃至６０度
の範囲に設定されることを特徴とする請求項３に記載の
テクネチウムの回収方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP25119295A JPH0986936A (ja) | 1995-09-28 | 1995-09-28 | テクネチウムの回収方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP25119295A JPH0986936A (ja) | 1995-09-28 | 1995-09-28 | テクネチウムの回収方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0986936A true JPH0986936A (ja) | 1997-03-31 |
Family
ID=17219059
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP25119295A Pending JPH0986936A (ja) | 1995-09-28 | 1995-09-28 | テクネチウムの回収方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0986936A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2755789A1 (fr) * | 1996-11-08 | 1998-05-15 | Aea Technology Plc | Procede et appareil de traitement d'une solution de dechets radioactifs |
| WO2001033575A3 (en) * | 1999-10-29 | 2001-11-29 | Ca Atomic Energy Ltd | Process for recycling irradiated fuel |
-
1995
- 1995-09-28 JP JP25119295A patent/JPH0986936A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2755789A1 (fr) * | 1996-11-08 | 1998-05-15 | Aea Technology Plc | Procede et appareil de traitement d'une solution de dechets radioactifs |
| WO2001033575A3 (en) * | 1999-10-29 | 2001-11-29 | Ca Atomic Energy Ltd | Process for recycling irradiated fuel |
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