(57)【要約】  有機リン系化合物を用いることなく簡易かつ低コストな方法で、３価及び４価アクチノイドの分離回収方法を提供する。酸素原子と窒素原子の両方のドナー原子を持つハイブリットドナー型有機化合物である中性多座配位活性な官能基を有する抽出剤を用いて、４価アクチノイドのプルトニウム：Ｐｕ（ＩＶ）及び３価アクチノイドであるアメリシウム：Ａｍ（III），キュリウム：Ｃｍ（III）を、３価ランタノイド：Ｌｎ（III）等から選択的に分離回収する。
2008081814.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性核種を含む硝酸溶液から、酸素原子と窒素原子の両方が活性な官能基を持つハイブリットドナー型有機化合物である中性多座配位抽出剤を用いて、４価のプルトニウムおよび３価のアメリシウム、キュリウムを、３価ランタノイドから選択的に分離・回収することを特徴とする３価及び４価アクチノイドの分離回収方法。
【請求項２】
前記抽出剤が、
【化１】
2008081814.tif 000006
（Ｒ1,2は、ＣnＨ2n+1、Ｒ3〜9は、水素又はＣnＨ2n+1である。ただしｎは整数を表す）
【化２】
2008081814.tif 000007
（Ｒ1,2は、ＣnＨ2n+1、Ｒ3〜9は、水素、又はＣnＨ2n+1である。ただしｎは整数を表す）
又は、
【化３】
2008081814.tif 000008
（Ｒ1は、ＣnＨ2n+1、Ｒ2〜6は、水素、又はＣnＨ2n+1である。ただしｎは整数を表す）
で表される化合物であることを特徴とする請求項１記載の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法。
【請求項３】
前記［化１］又は［化２］で表される化合物は、Ｒ1、2がメチル基、Ｒ3〜9が水素の場合はクロロホルムに溶解して用い、Ｒ1、2がメチル基、Ｒ3〜9がヘキシル基、オクチル基の場合は脂肪族系化合物に溶解して用い、前記［化３］で表される化合物は、Ｒ1がメチル基、Ｒ2〜6が水素又はアルキル基の場合はクロロホルムに溶解して用い、Ｒ1がオクチルキ基、Ｒ2〜6が水素又はアルキル基の場合は脂肪族系化合物に溶解して用いることを特徴とする請求項２記載の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法。
【請求項４】
前記硝酸溶液中の放射性核種の濃度が、０．０１Ｍ〜４．０Ｍであることを特徴とする請求項１記載の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電により発生する使用済核燃料（ＳＦ）の硝酸溶液中に存在する４価アクチノイドのプルトニウム:Ｐｕ（ＩＶ）及び３価アクチノイドであるアメリシウム:Ａｍ(III），キュリウム:Ｃｍ(III）を，同様に硝酸溶液中に存在する３価ランタノイド:Ｌｎ(III)から選択的に分離回収する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
プルトニウムを使用済核燃料（Nuclear Spent Fuels:ＳＦ）から分離回収する方法として、現在、ＰＵＲＥＸ法が実用化されている。この方法は、まず使用済核燃料物質を硝酸溶液に溶解し、この溶液からリン酸トリブチル（Tri-butyl phosphate:ＴＢＰ）を含む有機溶媒を用いる溶媒抽出法により、ウラン(ＶＩ)及びプルトニウム(ＩＶ)を核分裂生成物から分離し、その後ウラン（ＶＩ）からプルトニウム（ＩＶ）を分離する方法である。【０００３】
一方、アメリシウム（ＩＩＩ）及びキュリウム（ＩＩＩ）に関しては、プルトニウム（ＩＶ）のように再処理し再利用するのではなく、これまで高レベル廃棄物として取り扱われてきた。高レベル廃液からアメリシウム（ＩＩＩ）やキュリウム（ＩＩＩ）を含む超ウラン元素(Transuranics:ＴＲＵ)を分離する方法としては、ＣＭＰＯ（カルバモイルメチルフォスフィンオキシド）やＤＩＤＰＡ(ジイソデシルリン酸)などを用いる溶媒抽出法などの湿式分離法がある。【０００４】
更に、発電炉からの使用済核燃料の溶解液を対象に、第１抽出段において、ウラン（ＶＩ）のみを分離回収し、第２抽出段において、残り全てのアクチノイド、即ち、ネプツニウム（Ｖ）、プルトニウム（ＩＶ）、アメリシウム（ＩＩＩ）、キュリウム（ＩＩＩ）を分離回収し、得られた２種類のアクチノイド溶液であるウラン（ＶＩ）含有溶液及びアクチノイド含有溶液を別々に脱硝し、溶解性の良い酸化物固体に変換して貯蔵し、その後の需要に備える方法がある（特許文献１参照）。
【特許文献１】特開２００２−２４３８９０号公報
【特許文献２】特開２００５−２１４７０６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
従来のＰＵＲＥＸ法では、プルトニウム（ＩＶ）を分離する場合にプルトニウム（ＩＶ）を有機相に抽出されないプルトニウム（ＩＩＩ）に調整する必要があり、還元剤を使用してプルトニウム（ＩＶ）からプルトニウム（ＩＩＩ）の原子価調整を行っていた。還元剤としては、例えば、原子価(ＩＩ)の鉄、原子価(ＩＶ)のウラン（ウラナス）又はヒドロキシルアミン(ＮＨ2ＯＨ)が通常使用される。【０００６】
しかしながら、これらの還元剤は、硝酸から生成する亜硝酸によって酸化され易いため、硝酸の存在下では不安定である。この酸化反応を回避するためには、硝酸溶液にヒドラジン(ＮＨ2−ＮＨ2)のような亜硝酸分解剤を添加する必要がある。しかし、この種の試薬の使用は、使用済燃料のような硝酸溶液がテクネチウムを含む場合にはきわめて難しい。なぜなら、リン酸トリブチルは使用済核燃料溶解溶液中に存在するテクネチウムを大量に抽出する。このテクネチウムの存在は、亜硝酸によるヒドラジンの酸化分解を促進する。従って、Ｐｕ(ＩＶ)の還元剤を安定させるヒドラジンを消費してしまい、その結果、還元剤の酸化が進みプルトニウムの還元効率が低下し、水溶液中への逆抽出が阻止されるという問題がある。【０００７】
また、ヒドラジンの使用によってその分解生成物であるアジ化水素酸の役割が問題とされている。すなわち、揮発性が極めて高く且つ有機溶媒中に抽出されるアジ化水素酸は、不安定な又は爆発生の塩を形成し、アンモニア性化合物もアジ化水素酸ほどではないが同様の性質を示す。使用済核燃料再処理施設内での爆発の危険性が増加することは、明らかに工程管理並びに施設管理上望ましくない。【０００８】
更に、従来のＰＵＲＥＸ法においては有機リン系化合物であるリン酸トリブチル(ＴＢＰ)使用している。そのため、化合物の焼却処分においてリン（Ｐ）が残渣となり、結果的に二次廃棄物を発生してしまう。【０００９】
また、上述したＴＲＵを分離する際に使用されるＣＭＰＯおよびＤＩＤＰＡも、共に有機リン系配位子であるため、ＰＵＲＥＸ法の場合と同様に、化合物の焼却処分においてリン（Ｐ）が残渣となり、結果的に二次廃棄物を発生してしまうという問題がある。【００１０】
また、特許文献１に記載されているように、分離後のウラン含有溶液及びその他アクチノイド含有溶液を別々に脱硝、溶解性の良い酸化物固体に変換して貯蔵する方法においても、その他アクチノイド含有物からプルトニウムを分離するためには、従来のＰＵＲＥＸ法と同様に、リン酸トリブチル(ＴＢＰ)使用するため、上記と同様の問題がある。【００１１】
更に、ＴＲＵの分離においては、群分離(ＴＲＵ分離＋有用元素回収)などのプロセスが考案されている。しかし、３価のアクチノイドと同じ３価のランタノイドは、イオン半径や原子価が同じであり、同じ挙動を示すため、その化学的性質上分離が非常に困難である。核分裂生成物として廃棄物中に存在する３価ランタノイドは、アメリシウム（ＩＩＩ）やキュリウム（ＩＩＩ）の約１５〜２０倍量も共存する。アメリシウムやキュリウムの高速増殖炉(ＦＢＲ)や加速器駆動未臨界システム(ＡＤＳ)での分離変換においては、中性子吸収断面積が大きいランタノイドが共存することはＴＲＵの核変換効率の低減に直結する。そのため、アクチノイド／ランタノイド分離のために、新しい化合物の創製が必要とされている。【００１２】
ここで、アクチノイド／ランタノイド分離のために、これまで以下の１〜６の化合物を用いる方法が知られている。
（１）Ｄ２ＥＨＰＡとＤＴＰＡを用いる方法
有機リン系化合物であるジ−２−エチルヘキシルリン酸（Ｄ２ＥＨＰＡ）とジエチレントリアミン−Ｎ，Ｎ，Ｎ’，Ｎ’−５酢酸（ＤＴＰＡ）を含む有機溶媒を用いてランタノイドからアクチノイドを分離する方法である。しかし、この方法は、水溶液のｐＨ依存性が大きく、ｐＨ調整に緩衝剤を必要とする。
（２）ＣＹＡＮＥＸ３０１を用いる方法
有機リン系化合物であるジ（２，４，４−トリメチルフェニル）−ジチオリン酸(ＣＹＡＮＥＸ３０１)を用いてアメリシウムとユーロピウムとを分離する方法である。しかし、ＣＹＡＮＥＸ−３０１は、化学的に安定性が低く、分解生成物等の不純物の影響を除くために試薬純度を９９％以上にする必要がある。
（３）ＴＰＴＺを用いる方法
窒素ドナーを持つトリス−（２，４，６−（２−ピリジル））−１，３，５−トリアジン(ＴＰＴＺ)及びジノニル−ナフタレンスルフォン酸（ＨＤＮＮＳ）とを含む有機溶媒を用いてアメリシウム（ＩＩＩ）とユーロピウム（ＩＩＩ）とを分離する方法である。しかし、スルフォン酸基をもつＨＤＮＮＳは界面活性剤であり、有機相と水相の分相性が非常に悪い。
（４）ＢＴＰを用いる方法
窒素ドナーを有するビスートリアジニル-ピリジン(ＢＴＰ)の誘導体（正式名：２，６−ジ[５，６−アルキル−１，２，４−トリアジン−３−イル]ピリジン））を用いて、アメリシウムとユーロピウムとを分離する方法である。しかし、ＢＴＰ等は放射線安定性や化学的安定性が低い。
（５）ＢＭＰＰＴおよびＤＰＰＨＥＮを用いる方法
硫黄系化合物である４−ベンゾイル−２，４−ジヒドロ−５−メチル−２−フェニル−３Ｈ−ピラゾール−３−チオン（ＢＭＰＰＴ）と窒素ドナー化合物である４，７−ジフェニル−１，１０−フェナントロリン（ＤＰＰＨＥＮ）による協同効果を利用し、アメリシウムをユーロピウムから分離する方法である。しかし、ＢＭＰＰＴの化学的安定性が低く、さらに分離効果を高めるために協同効果試薬としてＤＰＰＨＥＮが必要となる。
（６）ＴＰＥＮおよびＤ２ＥＨＰＡを用いる方法
窒素ドナー系化合物であるＮ，Ｎ，Ｎ’，Ｎ’−テトラメチル−ピリジルエチレンジアミン（ＴＰＥＮ）と有機リン系化合物であるジ−２−エチルヘキシルリン酸（Ｄ２ＥＨＰＡ）とを混合して用い、アメリシウム（ＩＩＩ）をユーロピウム（ＩＩＩ）から分離する方法である。しかし、水相の液性をｐＨ３以上に調整する必要があり、緩衝剤等の添加を必要とする。【００１３】
しかし、上記１，２，６の化合物においては、有機リン系化合物を用いるため、ＰＵＲＥＸ法の場合と同様に、化合物の焼却処分においてリン（Ｐ）が残渣となり、結果的に二次廃棄物を発生してしまうという問題がある。【００１４】
また、上記３，４，５に係る窒素ドナー化合物、硫黄ドナー化合物は、アメリシウム（ＩＩＩ）とユーロピウム（ＩＩＩ）の分離性を追及するため、化合物自体が複雑化しており、開発・合成コストが高く経済性が低い。さらに、水溶液の酸濃度をｐＨ領域に調整する必要があり、再処理からの高レベル廃液を一次液としたときに、酸濃度の調整(希釈)により処理溶液が増大するため、プロセスの簡略化が見込めない。また、高レベル廃液を酸化物の形状にて一時貯蔵した場合でも、ｐＨ領域に調整することが困難であるとともにｐＨ緩衝剤等の添加が必要となる。【００１５】
従来の使用済み燃料の処理では、再利用可能なウランおよびプルトニウムを分離回収し、これらを再利用する。またその残りの溶液である高レベル放射性廃棄物から長寿命α核種であるアメリシウム、キュリウムを分離・核変換技術を施し、この変換核種を他の核分裂生成物とともに地層処分を行うことが考えられている。【００１６】
しかしながら、この方法論では再処理と高レベル廃液処理という二大化学プラントを必要とし、廃棄物の生産に伴う環境負荷の問題、建設コストなど経済性の観点から問題がある。また、核分裂性のプルトニウム、ウランを単離することから核拡散性の観点でも問題がある。【００１７】
本発明は上記課題に鑑みてなされたものであり、本発明の目的は、有機リン系化合物を用いることなく簡易かつ低コストな方法で、４価アクチノイドのプルトニウム（ＩＶ）及び３価アクチノイドであるアメリシウム（III），キュリウム（III）を、３価ランタノイド（III）等の核分裂生成物から選択的に分離回収する方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１８】
即ち、本発明の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法は、放射性核種を含む硝酸溶液から、酸素原子とキュリウム、アメリシウムに効果的に結合する芳香族性窒素原子の両方のドナー原子を持つハイブリットドナー型有機化合物である中性多座配位活性な官能基を有する抽出剤を用いて、プルトニウム（IV）およびアメリシウム（III）、キュリウム（III）を、ランタノイド（III）から選択的に分離・回収することを特徴とする。【００１９】
前記抽出剤は、【００２０】
【化１】
2008081814.tif 000003
【００２１】
（Ｒ1,2は、ＣnＨ2n+1、Ｒ3〜9は、水素、又はＣnＨ2n+1である。ただしｎは整数を表す）
で表されるＮ，Ｎ’−ジアルキル−Ｎ，Ｎ’−ジ（アルキル）フェニル（−アルキル）-２，６-ピリジンジカルボキシアミド（ＰＤＡ）、
又は、【００２２】
【化２】
2008081814.tif 000004
【００２３】
（Ｒ1,2は、ＣnＨ2n+1、Ｒ3〜9は、水素、又はＣnＨ2n+1である。ただしｎは整数を表す）
で表されるＮ，Ｎ’−ジアルキル−Ｎ，Ｎ’−ジ（アルキル）フェニル（−アルキル）-１，３-イソキノリンジカルボキシアミド(ｉＱＤＡ)、
又は、【００２４】
【化３】
2008081814.tif 000005
【００２５】
（Ｒ1は、ＣnＨ2n+1、Ｒ2〜6は、水素、又はＣnＨ2n+1である。ただしｎは整数を表す）
で表されるＮ-アルキル-Ｎ-（アルキル）フェニル-１，１０-フェナントロリン-２-カルボキシアミド（ＰＴＡ）であることが好ましい。【００２６】
前記化合物のうちＰＤＡ又はiＱＤＡは、Ｒ1、2がメチル基、Ｒ3〜9が水素の場合はクロロホルムに溶解して用い、Ｒ1、2がメチル基でＲ3〜9がヘキシル基、オクチル基の場合は脂肪族系化合物に溶解して用いることが好ましい。一方、ＰＴＡは、Ｒ1がメチル基でＲ2〜6が水素の場合はクロロホルム等に溶解して用い、Ｒ1がオクチルキ基でＲ2〜6が水素又はアルキル基の場合は脂肪族系化合物に溶解して用いることが好ましい。
【発明の効果】
【００２７】
本発明の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法によれば、有機リン系化合物を用いることなく、簡易かつ低コストな方法で、再処理と高レベル廃液処理の一体化を可能にするような、４価アクチノイドのプルトニウム（ＩＶ）及び３価アクチノイドであるアメリシウム（III），キュリウム（III）を、３価ランタノイド等の核分裂生成物から選択的に分離回収することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２８】
【図１】本発明の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法の一実施形態を示すフローチャートである。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２９】
図１に、本発明の３価及び４価アクチノイドの分離回収方法のフローチャートを示す。【００３０】
まず、軽水炉(ＢＷＲ、ＰＷＲ、ＡＰＷＲ)、高速炉（ＦＲ）および高速増殖炉（ＦＢＲ）の使用済燃料を硝酸溶液に溶解して、使用済燃料の溶解調製液を用意する（工程ａ）。使用済燃料の硝酸溶液の濃度範囲は、プルトニウム（ＶＩ）、アメリシウム（ＩＩＩ）およびキュリウム（ＩＩＩ）がランタノイド（ＩＩＩ）を分離できる範囲として、特に０．０１Ｍ〜４．０Ｍの範囲が好ましい。【００３１】
なお、３価及び４価アクチノイドの濃度範囲としては、軽水炉燃料(５０，０００ＭＷＴ／ｔ、４年冷却)において、プルトニウム(ＩＶ):１０〜２０ｍＭ、アメリシウム(III):０．５〜０．６ｍＭ、キュリウム(III):０．０６〜０．０７ｍＭである。高速増殖炉(ＭＯＸ燃料、１５０，０００ＭＷＴ／ｔ、４年冷却、Ｐｕ富化度３０ｗｔ％以下)の場合、プルトニウム(ＩＶ):１００〜２００ｍＭ、アメリシウム(III):３０〜５０ｍＭ、キュリウム(III):１０〜２０ｍＭである。【００３２】
次に、この使用済燃料の溶解調製液から、枝分かれしたアルキル基を有するモノアミド系化合物を用いてウラン(ＶＩ)を選択的分離する（工程ｂ）（特許文献２参照）。【００３３】
次に、ウラン（ＶＩ）を高除染した硝酸溶液に、抽出剤としてＰＤＡ又はｉＱＤＡ又はＰＴＡを脂肪族系の溶媒に溶解して用いて、溶解液中に存在するプルトニウム（ＩＶ）、アメリシウム(III)およびキュリウム(III)を３価ランタノイドなどの核分裂生成物から抽出分離などにより回収する（工程ｃ）。【００３４】
ここで、ＰＤＡ又はiＱＤＡは、Ｒ1、2がメチル基でＲ3〜9が水素の場合はクロロホルムに溶解して用い、Ｒ1、2がメチル基でＲ3〜9がヘキシル基、オクチル基の場合は脂肪族系化合物に溶解して用いる。一方、ＰＴＡは、Ｒ1がメチル基でＲ2〜6が水素の場合はクロロホルム等に溶解して用い、Ｒ1がオクチルキ基でＲ2〜6がアルキル基の場合は脂肪族系化合物に溶解して用いる。【００３５】
ＰＤＡ、ｉＱＤＡ又はＰＴＡの濃度としては、それぞれ０．１〜０．５Ｍをクロロホルムもしくはドデカンなどの脂肪族炭化水素またはＮ，Ｎ−ジアルキルアミドなどへ溶解して用いる。多段式抽出装置としては、ミキサセトラ、パルスカラムおよび放射能濃度が高いことから、遠心抽出機を用いる。【００３６】
上記の抽出剤は、前述のＰＵＲＥＸにおけるリン酸トリブチルと比較して、それぞれ以下に示す利点を有する。
（i）このハイブリットドナー型有機化合物は、硝酸溶液からプルトニウム（ＩＶ）とアメリシウム（ＩＩＩ）とを核分裂生成物から同時に分離回収できることから、核兵器への転用が技術的に難しくなり、核不拡散抵抗性を維持することができる。
（ii）これまでのウラン−プルトニウム分離のようにプルトニウム（ＩＶ）をＰＵＲＥＸ法で用いられているリン酸トリブチルに非抽出のプルトニウム３価に調整する必要が無く、使用済み核燃料溶解液からプルトニウム（ＩＶ）およびアメリシウム（ＩＩＩ）を選択的に分離回収することが出来る。そのため、プルトニウム（ＩＶ）の還元工程の削減ができ、工程の簡素化を達成できる。また、還元剤・安定剤を添加しないため、還元剤・安定剤添加に起因する二次、三次反応を考慮する必要が無い。
（iii）イオン半径および原子価が同じアメリシウム（ＩＩＩ）および３価のランタノイドが共存する溶液から選択的にアメリシウムおよびプルトニウム（ＩＶ）のみを抽出することが出来るため、これまでの群分離におけるＴＲＵ分離工程が簡素化できる。プルトニウム（ＩＶ）とアメリシウム（ＩＩＩ）を同時に分離回収できることは、さらなる処理を加えることなく分離変換技術に直接導入できるという利点がある。
（iv）ハイブリットドナー型有機化合物であるＰＤＡ、ｉＱＤＡ及びＰＴＡは、炭素、水素、酸素、窒素から構成されており、焼却によるガス化により固体廃棄物を発生せず、廃棄物低減などの環境負荷低減につながる。【００３７】
更に、プルトニウム(ＩＶ)、アメリシウム(III)、キュリウム(III)を除いた廃液中には、核分裂生成物のみが含まれているため、そこから、長半減期で発熱性のＳｒ／Ｃｓを分離し中間貯蔵する（工程ｄ）。【００３８】
最後に、抽残液(低レベル核分裂生成物)をガラス固化する（工程ｅ）。【００３９】
本発明では、放射性核種を含む広範囲の硝酸溶液から、溶媒抽出法を用いてプルトニウム（ＩＶ）とアメリシウム（ＩＩＩ）を選択的に核分裂生成物から分離・回収するために、酸素原子と窒素原子の両方のドナー原子を持つハイブリットドナー型有機化合物である、ＰＤＡ、ｉＱＤＡ又はＰＴＡを抽出剤として用いることにより、
（１）従来のＰＵＲＥＸ法のようにプルトニウム（ＩＶ）を単離する必要が無く、比放射能の大きなアメリシウム(III)やキュリウム(III)と同じフラクション・溶液として管理することで核兵器への転用が技術的に難しくなり、核不拡散抵抗性を維持することができる。
（２）従来のＰＵＲＥＸ法のように、プルトニウム（ＩＶ）を分離する場合に還元剤などを添加する必要が無くなり、派生する２次、３次反応の潜在的危険性を排除できる。
（３）ＰＤＡ、ｉＱＤＡやＰＴＡを用いることで、プルトニウム(ＩＶ)を含んだアクチノイドとランタノイドを一回の操作で分離することができる。このことより、これまでのＴＲＵ分離工程やアクチノイド−ランタノイド分離工程が削減でき、工程の簡素化が大幅に実現できた。
（４）これまでのＰＵＲＥＸ法やＴＲＵ分離においては、それぞれ有機リン系化合物であるＴＢＰ、ＣＭＰＯを利用しているため、化合物の焼却処分においてリン（Ｐ）が残渣となり、結果的に二次廃棄物を発生している。しかし、ＰＤＡ、ｉＱＤＡやＰＴＡはその構成元素が、炭素、窒素、酸素、水素であり廃溶媒処理において完全に焼却処分可能であることから、２次的に発生していた固体廃棄物の低減につながり、環境負荷低減が期待できる。
【実施例】
【００４０】
（実施例１）
極微量のプルトニウム（ＩＶ）を含む硝酸水溶液から０．５Ｍ  Ｎ，Ｎ’−ジメチル−Ｎ，Ｎ’−ジフェニル−２，６−ピリジンジカルボキシアミド（ＰＤＡ）を含むクロロホルム溶液の抽出溶媒により、上記プルトニウム（ＩＶ）を抽出した。平衡時のプルトニウム(ＩＶ)の抽出分配比:ＤPuは、硝酸濃度３．０Ｍ時および５．０Ｍ時にそれぞれＤPu＝１０．２および４２．５であった。一方、硝酸濃度１．０Ｍ時には、ＤPu＝０．１４であり、１．０Ｍ以下の硝酸溶液を用いることで効率よくプルトニウム（ＩＶ）を逆抽出により回収できた。
（実施例２）
極微量のウランを含む硝酸水溶液から０．５Ｍ  Ｎ，Ｎ’−ジメチル−Ｎ，Ｎ’−ジフェニル−２，６−ピリジンジカルボキシアミド（ＰＤＡ）を含むクロロホルム溶液の抽出溶媒により上記ウランを抽出した。平衡時のウラン(ＶＩ)の抽出分配比:ＤUは、硝酸濃度３．０Ｍ時にＤU＝０．１７であり、核燃料再処理に用いられている硝酸濃度領域において、ウラン(ＶＩ)が抽出されないことが明らかになった。
（実施例３）
極微量の３価アメリシウムおよび３価ユーロピウム:Ｅｕを含む硝酸水溶液から０．５Ｍ  Ｎ，Ｎ’−ジメチル−Ｎ，Ｎ’−ジフェニル−２，６−ピリジンジカルボキシアミド（ＰＤＡ）を含むクロロホルム溶液の抽出溶媒により上記アメリシウム（ＩＩＩ）およびユーロピウム（ＩＩＩ）を抽出した。平衡時のアメリシウム(III)およびユーロピウム(III)の抽出分配比:ＤAmおよびＤEuは、硝酸濃度３．０Ｍ時にそれぞれＤAm＝１．３およびＤEu＝０．２５であり、選択的にアメリシウムのみを分離回収できた。
（実施例４）
極微量の３価アメリシウムおよび３価ユーロピウム:Ｅｕを含む硝酸水溶液から０．５Ｍ  Ｎ-オクチル-Ｎ-メチルフェニル-１，１０-フェナントロリン-２-カルボキシアミド（ＰＴＡ）を含むクロロホルム溶液の抽出溶媒により上記アメリシウム（ＩＩＩ）およびユーロピウム（ＩＩＩ）を抽出した。平衡時のアメリシウム(III)およびユーロピウム(III)の抽出分配比:ＤAmおよびＤEuは、硝酸濃度１．０Ｍ時にそれぞれＤAm＝６およびＤEu＝０．３であり、選択的にアメリシウムのみを分離回収できた。
【産業上の利用の可能性】
【００４１】
本発明は、主に核燃料サイクルの再処理及び高レベル廃棄物処理分野や、従来のＰＵＲＥＸ法及びＴＲＵ分離を簡素化する技術として利用できる。また、高速増殖炉燃料のための燃料製造において、プルトニウム（ＩＶ）、アメリシウム（ＩＩＩ）及びキュリウム（ＩＩＩ）の混合燃料製造工程への移行が容易である。更に、ＦＢＲ実用化戦略調査研究で提案されている先進湿式分離技術の代替技術として貢献できる。
【図１】
2008081814.tif 000009
【国際調査報告】
2008081814.tif 000010
2008081814.tif 000011
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