(57)【要約】【課題】  使用済み核燃料の再処理や核物質の製造・解体工程等を行う原子力関連施設で発生する高レベル放射性廃液等に含有しているＺｒとＭｏとを効率的かつ経済的に相互分離することを可能にするＺｒとＭｏの分離回収方法を提供する。【解決手段】  ＺｒおよびＭｏを含有する溶液に、ＴＯＤＧＡを含有する固体吸着剤を接触させて、上記溶液中のＺｒをＴＯＤＧＡ吸着剤に選択的に吸着させる。ＴＯＤＧＡ吸着剤を用いた場合には約４ｍｏｌ／ｌ以上の硝酸濃度で、Ｚｒが顕著な吸着性を示し、Ｚｒの吸着分配係数が硝酸濃度の増加と共に著しく増大するが、Ｍｏは何れの硝酸濃度においても殆ど吸着性を示さない。【選択図】        図１
2005201729.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
ジルコニウムおよびモリブデンを含有する溶液に、Ｎ，Ｎ，Ｎ´，Ｎ´−テトラオクチル−３−オキサペンタン−１，５−ジアミドを含有する固体吸着剤を接触させ、前記溶液中の前記ジルコニウムを前記吸着剤に選択的に吸着させる吸着工程を備えたことを特徴とするジルコニウムとモリブデンの分離回収方法。
【請求項２】
吸着工程においてジルコニウムを選択的に吸着した吸着剤をシュウ酸若しくはジエチレントリアミン五酢酸に接触させて、前記吸着剤に吸着したジルコニウムを溶離回収する溶離工程を前記吸着工程の後に備えたことを特徴とする請求項1記載のジルコニウムとモリブデンの分離回収方法。
【請求項３】
ジルコニウムおよびモリブデンを含有する溶液は、使用済み核燃料の再処理工程で発生する硝酸酸性の高レベル放射性廃液を処理して得られるジルコニウム、モリブデンおよびシュウ酸を含有する回収液であることを特徴とする請求項１または請求項２記載のジルコニウムとモリブデンの分離回収方法。
【請求項４】
ジルコニウムおよびモリブデンを含有する溶液は、使用済み核燃料の再処理工程で発生する硝酸酸性の高レベル放射性廃液を処理して得られるジルコニウム、モリブデンおよびジエチレントリアミン五酢酸を含有する回収液であることを特徴とする請求項１または請求項２記載のジルコニウムとモリブデンの分離回収方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、ジルコニウム（Ｚｒ）およびモリブデン（Ｍｏ）を含む放射性廃液からＺｒを選択的に分離回収する方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
ＺｒおよびＭｏは、原子力関連施設において使用済み核燃料の再処理工程や核物質の製造・解体工程等で発生する高レベル放射性廃棄物由来の廃液中に含まれている。
【０００３】
原子力関連施設から発生する高レベル廃棄物とは、原子力発電所からの使用済み核燃料を再処理して有用なウラン（Ｕ）やプルトニウム（Ｐｕ）を回収する際に発生する核分裂生成物と超ウラン元素（原子番号９２以降の放射性元素）を主とする放射性廃棄物をいい、再処理プロセスからは主として液体状で発生する。現在工業的に行われているピューレックス法と呼ばれる使用済み核燃料の再処理プロセスでは、使用済み核燃料を硝酸で溶解し、この燃料溶解液からリン酸トリブチル（以下、ＴＢＰという）を抽出剤として用いる溶媒抽出法によりＵやＰｕを抽出分離して回収している。燃料溶解液中に含まれる種々の核分裂生成物や超ウラン元素は抽出残液に残り、この抽出残液は高レベル放射性廃液として発生する。また、使用済み核燃料を溶解する工程や燃料溶解残渣を処理する工程においても、上述のような高レベル放射性廃液が発生している。さらに、海外の一部の機関ではＵやＰｕ等の核物質の製造生産、または核物質の解体利用においても、上述のような高レベル放射性廃液が発生している。
【０００４】
なお、上述のような高レベル放射性廃液は硝酸回収工程や蒸発濃縮工程を経て、最終的にガラス固化体の形態に加工してから地層深部に貯蔵する処分計画が現在進行中である。
【０００５】
高レベル放射性廃液中には、上述の再処理プロセスで完全に回収されなかった少量のＵやＰｕの他に、セシウム（Ｃｓ）等のアルカリ金属元素、ストロンチウム（Ｓｒ）やバリウム（Ｂａ）等のアルカリ土類金属元素、ネオジム（Ｎｄ）やセリウム（Ｃｅ）、プロメチウム（Ｐｍ）、イットリウム（Ｙ）等の希土類元素、ネプツニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）、キュリウム（Ｃｍ）等のマイナーアクチニド元素、パラジウム（Ｐｄ）、ロジウム（Ｒｈ）、ルテニウム（Ｒｕ）等の白金族元素、ＺｒやＭｏ、ニオブ（Ｎｂ）、テクネチウム（Ｔｃ）等の約４０元素の様々な核種が存在している。高レベル放射性廃液中に含まれる種々の元素をその放射能レベルや寿命、発熱性等の性質によっていくつかの元素グループに分離（群分離）し、それぞれ合理的な処理処分を講ずることは、廃棄物処分の経済性および効率性の向上、環境負荷の低減、資源の有効利用等の観点から極めて重要である。
【０００６】
ＺｒやＭｏの酸化物は融点が高く、高レベル放射性廃棄物のガラス固化体を作製する際にその融点にあわせて溶融温度を高める必要がある。特に、通常の溶融ガラス中へのＭｏＯ３の溶解限度は３重量％以下である。また、ＺｒやＭｏの酸化物はガラス固化体の機械的強度を弱めるため、ガラス中の廃棄物の含有量を制限せざるを得ず、このため、ガラス固化体の全量が増えることになる。
【０００７】
ところで、本発明者らにより公開された特許文献１および特許文献２に記載された方法によれば、ＺｒをＭｏと共に高レベル放射性廃液中の他の元素から分離回収することは可能であるが、ＺｒとＭｏを相互に分離することはできない。高レベル放射性廃液中のＺｒには極めて長い半減期を有する放射性核種（93Ｚｒの半減期は９５万年）も含まれているのに対し、Ｍｏはほとんど放射性を有しない安定核種若しくは寿命が極めて短い核種であり、かつ最も存在量の多い核分裂生成元素の一つである。使用済み核燃料中のＭｏ含有量は燃料の組成や燃焼度等にもよるが、軽水炉から取り出される通常の使用済み核燃料中のＭｏ含有量は約０．３〜０．４重量％であり、高速増殖炉から取り出される使用済み核燃料中のＭｏ含有量は約０．６〜０．７重量％であり、いずれも核分裂生成元素の全重量の約１割程度を占めている。
【０００８】
従って、特許文献１若しくは特許文献２に記載された方法により得られた回収液からＺｒとＭｏとを相互分離できれば、Ｍｏのみを非放射性若しくは低レベル放射性廃棄物として容易に処理処分することが十分可能であり、結果として高レベル放射性廃棄物を減容することが可能となる。しかしながら、高レベル放射性廃液中におけるＺｒとＭｏは互いに類似な化学形態や分離挙動を示すため、有効な分離方法が確立されていないのが現状である。
【０００９】
以上のように、高レベル放射性廃液中にＺｒおよびＭｏが多量に存在すると、ガラス固化体の製造工程を妨害し、さらにガラス固化体量の増加を招くおそれがある。また、特許文献１および特許文献２に記載された方法によって、高レベル放射性廃液からＺｒとＭｏを一緒に分離回収することまでは可能であるが、その回収液中には放射性のＺｒが非放射性のＭｏと混在しているため、Ｍｏのみを単独で非放射性若しくは低レベル放射性廃棄物として処理処分することができず、放射性廃液処理処分の効率性および経済性の向上を阻害する大きな要因の一つになっている。
【００１０】
【特許文献１】特開２００２−３３３４９７号公報
【特許文献２】特開２００４−０２０５４６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
この発明は、従来の高レベル放射性廃液からの元素の分離回収方法における欠点を克服するためになされたもので、その目的とするところは、使用済み核燃料の再処理や核物質の製造・解体工程等を行う原子力関連施設で発生する高レベル放射性廃液等に含有しているＺｒとＭｏとを効率的かつ経済的に相互分離することを可能にするＺｒとＭｏの分離回収方法を提供する点にある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
この発明に係るＺｒとＭｏの分離回収方法は、ＺｒおよびＭｏを含有する溶液に、Ｎ，Ｎ，Ｎ´，Ｎ´−テトラオクチル−３−オキサペンタン−１，５−ジアミド（以下、ＴＯＤＧＡという）を含有する固体吸着剤（以下、ＴＯＤＧＡ吸着剤という）を接触させ、上記溶液中のＺｒをＴＯＤＧＡ吸着剤に選択的に吸着させる吸着工程を備えたことを特徴とするものである。
【００１３】
この発明に係るＺｒとＭｏの分離回収方法は、上記吸着工程においてＺｒを選択的に吸着したＴＯＤＧＡ吸着剤をシュウ酸若しくはジエチレントリアミン五酢酸（以下、ＤＴＰＡという）に接触させて、上記ＴＯＤＧＡ吸着剤に吸着したＺｒを溶離回収する溶離工程を前記吸着工程の後に備えたことを特徴とするものである。
【００１４】
この発明に係るＺｒとＭｏの分離回収方法は、ＺｒおよびＭｏを含有する溶液として、使用済み核燃料の再処理工程で発生する硝酸酸性の高レベル放射性廃液を処理して得られるＺｒ、Ｍｏおよびシュウ酸を含有する回収液を用いたものであることを特徴とするものである。ここで、この回収液は、特許文献１に記載された方法によって処理して得られたものであって、具体的にはＺｒおよびＭｏ等を含有する高レベル放射性廃液に二座配位子有機リン化合物吸着剤（例えばオクチル（フェニル）−Ｎ，Ｎ−ジイソブチルカーバモイルメチルホスフィネオクシド（以下、ＣＭＰＯという）またはジヘキシル−Ｎ，Ｎ−ジエチルカーバモイルメチルホスフォネート（以下、ＣＭＰという））を接触させ、上記廃液中のＺｒおよびＭｏ等を上記吸着剤に吸着させた後、この吸着剤をシュウ酸溶液に接触させ、上記吸着剤からＺｒおよびＭｏを溶出させて得られるものである。
【００１５】
この発明に係るＺｒとＭｏの分離回収方法は、ＺｒおよびＭｏを含有する溶液として、使用済み核燃料の再処理工程で発生する硝酸酸性の高レベル放射性廃液を処理して得られるＺｒ、ＭｏおよびＤＴＰＡを含有する回収液を用いたものであることを特徴とするものである。ここで、この回収液は、特許文献２に記載された方法によって処理して得られたものであって、具体的には、ＺｒおよびＭｏ等を含有する高レベル放射性廃液を有機リン化合物（上記ＣＭＰＯまたはＣＭＰ）を含有する吸着剤と接触させ、この吸着剤を、ＤＴＰＡを含有する酸性水溶液に接触させ、ＺｒおよびＭｏ等の元素を溶出させて得られたものである。
【発明の効果】
【００１６】
この発明によれば、ＺｒおよびＭｏを含有する溶液に、他の吸着剤よりもＺｒを吸着する能力に優れ、吸着と溶離速度が速いシリカ／ポリマー複合担体担持型のＴＯＤＧＡ吸着剤を接触させ、上記溶液中のＺｒをＴＯＤＧＡ吸着剤に選択的に吸着させる吸着工程を備えるように構成したので、ＺｒとＭｏとが混在する溶液中からＺｒのみをＴＯＤＧＡ吸着剤に効率よく吸着させることができ、ＺｒとＭｏとを確実に相互分離することができるという効果がある。また、Ｚｒの分離にＴＯＤＧＡを用いるように構成したので、従来の方法で多量に使用されていた、高濃度のＴＢＰを希釈するためのドデカン等の炭化水素希釈剤を使用する必要がなく、固体吸着剤として使用するため、処理工程で後処理が困難な放射性有機廃液の発生量を著しく低減できると共に、処理工程において金属塩やアンモニウムを含有する塩類を使用しないため、処理処分が困難な高塩濃度放射性廃液が発生しないという効果がある。
【００１７】
この発明によれば、上記吸着工程においてＺｒを選択的に吸着したＴＯＤＧＡ吸着剤をシュウ酸若しくはＤＴＰＡに接触させて、上記ＴＯＤＧＡ吸着剤に吸着したＺｒを溶離回収する溶離工程を前記吸着工程の後に備えるように構成したので、Ｍｏから相互分離したＺｒを効率よく確実に回収することができるという効果がある。従って、放射性廃液処理処分の効率性および経済性の向上を図れるという効果がある。
【００１８】
この発明によれば、ＺｒおよびＭｏを含有する溶液として、使用済み核燃料の再処理工程で発生する硝酸酸性の高レベル放射性廃液を処理して得られるＺｒ、Ｍｏおよびシュウ酸を含有する回収液を用いるように構成したので、例えば本発明者らによる特許文献１に記載された方法によって処理して得られた回収液を有効に使用することができ、特許文献１に記載された方法と併せた一連の処分法を構築することで、高レベル放射性廃液中に含まれる種々の元素をその放射能レベルや寿命、発熱性等の性質によって群分離し、それぞれ合理的な処理処分を講じることができ、廃棄物処分の経済性および効率性の向上、環境負荷の低減、資源の有効利用等を図ることができるという効果がある。
【００１９】
この発明によれば、ＺｒおよびＭｏを含有する溶液として、使用済み核燃料の再処理工程で発生する硝酸酸性の高レベル放射性廃液を処理して得られるＺｒ、ＭｏおよびＤＴＰＡを含有する回収液を用いるように構成したので、例えば本発明者らによる特許文献２に記載された方法によって処理して得られた回収液を有効に使用することができ、特許文献２に記載された方法と併せた一連の処分法を構築することで、高レベル放射性廃液中に含まれる種々の元素をその放射能レベルや寿命、発熱性等の性質によって群分離し、それぞれ合理的な処理処分を講じることができ、廃棄物処分の経済性および効率性の向上、環境負荷の低減、資源の有効利用等を図ることができるという効果がある。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２０】
この発明に係るＺｒとＭｏの分離回収方法は、高レベル放射性廃液を特許文献１および特許文献２に記載された方法によって分離回収されたＺｒおよびＭｏを含有する回収液の酸性度を調整する溶液調整工程と、ＴＯＤＧＡを含有する固体吸着剤と上記回収液を接触させ、上記回収液中のＺｒを上記固体吸着剤に吸着させる吸着工程と、上記固体吸着剤をシュウ酸若しくはＤＴＰＡ水溶液に接触させ、上記固体吸着剤からＺｒを溶出させる溶離工程を備えたものである。
【００２１】
この発明に係るＺｒとＭｏの分離回収方法の構成概要を各工程に分けて、さらに詳細に説明する。
【００２２】
１．溶液調整工程
高レベル放射性廃液を特許文献１に記載した方法により処理して得られたＺｒおよびＭｏを含有する回収液は、０．１ｍｏｌ／ｌ〜１ｍｏｌ／ｌ程度の錯化剤シュウ酸を含む酸性溶液（以下、回収液Ａという）である。また、高レベル放射性廃液を特許文献２に記載した方法により処理して得られたＺｒおよびＭｏを含有する回収液は、０．０１ｍｏｌ／ｌ〜０．１ｍｏｌ／ｌ程度の錯化剤ＤＴＰＡを含むｐＨ１〜２程度の硝酸酸性溶液（以下、回収液Ｂという）である。
【００２３】
本発明者らは、まず硝酸溶液におけるＺｒおよびＭｏに対するＴＯＤＧＡ吸着剤の吸着特性を調べた。図１はＴＯＤＧＡ吸着剤によるＺｒおよびＭｏの吸着分配係数と溶液中の硝酸濃度との関係を示すグラフである。吸着分配係数は、吸着平衡時における吸着剤中の金属濃度と溶液中の金属濃度との比率として定義される。図１において吸着分配係数の値が大きいほど、吸着性が強いことを意味している。試験に用いたＴＯＤＧＡ吸着剤とはＴＯＤＧＡ試薬を後述のシリカ／ポリマー複合担体に含浸担持した吸着剤である。図１から明らかなように、Ｍｏに比べてＺｒの方がＴＯＤＧＡ吸着剤に遙かに強い吸着性を示している。すなわち、ＴＯＤＧＡ吸着剤によりＺｒを選択的に吸着させることで、Ｍｏとの相互分離が可能であることが示唆された。
【００２４】
一方、上述したように処理液中にはシュウ酸若しくはＤＴＰＡ等の錯化剤が共存しており、本発明者らはさらに種々濃度のシュウ酸またはＤＴＰＡが共存した硝酸溶液中におけるＺｒおよびＭｏのＴＯＤＧＡ吸着剤への吸着性能を調べた。シュウ酸を含有する溶液中におけるＺｒおよびＭｏの吸着分配係数の硝酸濃度依存性について測定した結果の一例を図１に示す。図１により、０．５ｍｏｌ／ｌのシュウ酸を含む溶液中では、約４ｍｏｌ／ｌ以上の硝酸濃度になるとＺｒが顕著な吸着性を示し、Ｚｒの吸着分配係数が硝酸濃度の増加と共に著しく増大している。一方、Ｍｏは何れの硝酸濃度においても殆ど吸着性を示さないことが認められた。
【００２５】
同様に、ＤＴＰＡを含有する溶液中におけるＺｒおよびＭｏの吸着分配係数の硝酸濃度依存性について測定した結果の一例を図１に示す。図１により、０．０５ｍｏｌ／ｌのＤＴＰＡを含む溶液中では、約２ｍｏｌ／ｌ以上の硝酸濃度になるとＺｒが顕著な吸着性を示し、Ｚｒの吸着分配係数が硝酸濃度の増加と共に著しく増大している。一方、Ｍｏの吸着分配係数も硝酸濃度の増加に伴い緩やかな増大を示しているが、Ｚｒに比べて吸着性が極めて弱いことが認められた。
【００２６】
これらの結果により、ＺｒおよびＭｏを含む回収液からＺｒを選択的に吸着させてＭｏとの有効な分離を達成するには、まず回収液中の硝酸濃度を調整する必要がある。当然のことながら、必要な硝酸濃度は回収液中に含まれるシュウ酸やＤＴＰＡ濃度にも依存する。本発明者らは種々濃度のシュウ酸ならびにＤＴＰＡの存在下におけるＺｒ、Ｍｏの吸着挙動と硝酸濃度との関係を調べた結果、想定される回収液Ａ中の０．１ｍｏｌ／ｌ〜１ｍｏｌ／ｌ程度のシュウ酸含有溶液において、Ｚｒの選択吸着に必要な硝酸濃度は約３ｍｏｌ／ｌ〜７ｍｏｌ／ｌ程度であることを見出した。また、想定される回収液Ｂ中の０．０１ｍｏｌ／ｌ〜０．１ｍｏｌ／ｌ程度のＤＴＰＡ含有溶液において、Ｚｒの選択吸着に必要な硝酸濃度は約１ｍｏｌ／ｌ〜４ｍｏｌ／ｌ程度であることを見出した。なお、硝酸濃度の調整は高濃度硝酸の添加、あるいは公知の蒸留法等を利用することにより容易に行える。
【００２７】
２．吸着工程
本発明では、まず処理液を吸着剤と接触させることにより、処理液中のＺｒを吸着剤に吸着させる。これにより、Ｚｒを溶液中のＭｏから分離する。
【００２８】
吸着操作には公知のカラム式またはバッチ式を好ましく利用することができる。すなわち、カラム式では吸着剤をカラムに詰めて処理液を通液し、溶液中のＺｒを吸着剤に吸着させる。バッチ式では、容器中に処理液および吸着剤を入れて攪拌または振とうし、溶液中のＺｒを吸着剤に吸着させる。なお、吸着させた後、吸着剤の隙間等を洗浄するために、処理液とほぼ同濃度の硝酸溶液で洗浄処理する。これにより、上記Ｍｏを全量洗い出すことができる。
【００２９】
一方、溶液から固体吸着剤へのイオンの吸着速度および固体吸着剤から水相溶液へのイオンの溶離速度は、固体吸着剤内におけるイオンの拡散速度によって支配される。吸着剤の粒径を小さくすれば、吸着と溶離速度を向上させることは可能であるが、その半面、ポリマーが水相中で膨潤する特性を有するため、カラム式による分離操作を行うとき通液時の圧力損失が著しく増大することになる。圧力損失の増加はカラム分離操作の安全性を低下させ、特に本発明のような放射性廃液を処理する場合には、安全操作は最も重要な技術的課題である。
【００３０】
このような課題を解決するため、本発明者らは鋭意検討を重ねた結果、多孔性シリカ担体粒子に有機高分子ポリマーを担持した、複合担体にＴＯＤＧＡを含浸担持した新規吸着剤を開発した。この吸着剤は粒径数十〜数百ミクロン程度の球状多孔質シリカ粒子の孔内に担持されているため、水相溶液におけるポリマーの膨潤が効果的に抑制され、通液時の圧力損失が著しく小さい。また、ＴＯＤＧＡを含有するポリマー部は粒径が小さいシリカ粒子内に分担担持されているため、速い吸着速度と溶離速度を有する。
【００３１】
３．溶離工程
上記吸着工程において吸着剤に吸着されたＺｒを溶離させるために、本発明者らは種々の溶離剤および溶離条件を鋭意検討してきた。その結果、シュウ酸若しくはＤＴＰＡを含有する溶液を用いてＺｒを溶離する有効な方法を見出した。
【００３２】
上記の溶離操作は吸着工程で記載したカラム式およびバッチ式と同様な方法で行うことができ、吸着剤を溶離剤溶液と接触させることにより、吸着剤に吸着されたＺｒが溶出し、吸着剤から溶液相に移行して分離される。溶離操作の温度も吸着工程と同様に工業的に容易に実現できる室温から８０℃程度の範囲でよい。
【００３３】
以下、具体的な実施の形態を説明する。
実施の形態１．
この実施の形態１は使用済み核燃料の再処理プロセスで発生する高レベル放射性廃液を特許文献１に記載した方法により処理して得られたＺｒおよびＭｏを含有する回収液Ａを模擬した処理液（以下、処理液Ａという）に対してこの発明を適用したＺｒとＭｏの分離試験の一例であり、その分離試験をその手順に従って説明する。
【００３４】
（１）処理液調製工程
特許文献１に記載したＺｒおよびＭｏを含有する回収液Ａの模擬液として、約５ｍｍｏｌ／ｌのＺｒ（ＩＶ）、約７．５ｍｍｏｌ／ｌのＭｏ（ＶＩ）を含む０．５Ｍシュウ酸溶液を調製し、その中の硝酸濃度が６．５ｍｏｌ／ｌになるように市販の濃硝酸を添加して表１に示す組成の分離試験用処理液（処理液Ａ）を得た。なお、以下の分離試験でカラムに導入した処理液Ａの総量は２０ｍｌである。
【表１】
2005201729.tif 000003
【００３５】
（２）カラム準備工程
ＺｒおよびＭｏの吸着および溶離・回収はカラム式で行った。カラムとしては内径１ｃｍ、長さ２２ｃｍのジャケット付きガラスカラムを用い、温度５０℃の恒温水をジャケットに循環させることによりカラムを保温していた。このカラム中に、１ｇシリカ／ポリマー複合担体あたり０．５ｇＴＯＤＧＡが担持されているスラリー状のＴＯＤＧＡ吸着剤を加圧充填した。この吸着剤は粒径５０μｍ、孔径０．６μｍの多孔性シリカ粒子内にスチレン・ジビニルベンゼンを共重合させてシリカ／ポリマー複合担体を調製した後、ＴＯＤＧＡ抽出剤をジクロロメタン溶剤に溶解した液をシリカ／ポリマー複合担体に染み込ませ、溶剤を蒸発除去して得られたものである。次に、上記カラムの上端より送液ポンプにより６．５ｍｏｌ／ｌの硝酸（硝酸１）５０ｃｍ3 を流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎで送液し、吸着剤のコンディショニングを行った。
【００３６】
（３）吸着工程
上記カラムの上端より、送液ポンプにより流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎで上記処理液Ａを供給して、吸着剤へのＺｒの吸着を行った。
【００３７】
（４）洗浄工程
続いて、上記カラムに濃度６．５ｍｏｌ／ｌの硝酸水溶液（硝酸２）７０ｃｍ3 、０．１ｍｏｌ／ｌの硝酸水溶液（硝酸３）４０ｃｍ3 、純水６０ｃｍ3 を順次、上記と同様な操作により流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎで通液して、吸着剤の隙間およびカラム内壁の洗浄を行った。
【００３８】
（５）溶離工程
次いで、０．５ｍｏｌ／ｌのシュウ酸水溶液１００ｃｍ3 を上記と同様な操作により流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎでカラムに供給した。
【００３９】
（６）採取・分析
カラムに通液した期間にカラム下端から流出した溶液を、フラクションコレクターにより１０ｃｍ3 ずつ採取してゆき、各フラクション採取液中の金属濃度をＩＣＰ（誘導結合高周波プラズマ）発光分析により定量分析し、流出液重量と流出液中の各金属濃度との関係を求めた。その結果を図２に示す。
【００４０】
図２から明らかなように、上記吸着工程でカラムに供給された処理液Ａ中のＭｏは吸着剤に殆ど吸着されず、供給された処理液およびそれに続く洗浄液と共に流出していることがわかる。一方、同じく吸着工程でＺｒは吸着剤に全量吸着されている。なお、上記溶離工程で、Ｚｒは０．５ｍｏｌ／ｌのシュウ酸水溶液により有効に溶離回収された。
【００４１】
実施の形態２．
この実施の形態２は使用済み核燃料の再処理プロセスで発生する高レベル放射性廃液を特許文献２に記載した方法により処理して得られたＺｒおよびＭｏを含有する回収液Ｂを模擬した処理液（以下、処理液Ｂという）に対してこの発明を適用したＺｒとＭｏの分離試験の一例であり、その分離試験をその手順に従って説明する。
【００４２】
（１）処理液調製工程
特許文献２に記載したＺｒおよびＭｏを含有する回収液Ｂの模擬液として、約５ｍｍｏｌ／ｌのＺｒ（ＩＶ）、約７．５ｍｍｏｌ／ｌのＭｏ（ＶＩ）を含む０．０５ＭのＤＴＰＡ溶液を調製し、その中の硝酸濃度が３．０ｍｏｌ／ｌになるように市販の濃硝酸を添加して表２に示す組成の分離試験用処理液（処理液Ｂ）を得た。なお、以下の分離試験でカラムに導入した処理液Ｂの総量は２０ｍｌである。
【表２】
2005201729.tif 000004
【００４３】
（２）カラム準備工程
ＺｒおよびＭｏの吸着および溶離・回収はカラム式で行った。カラムとしては内径１ｃｍ、長さ２２ｃｍのジャケット付きガラスカラムを用い、温度５０℃の恒温水をジャケットに循環させることによりカラムを保温していた。このカラム中に、１ｇシリカ／ポリマー複合担体あたり０．５ｇＴＯＤＧＡが担持されているスラリー状のＴＯＤＧＡ吸着剤を加圧充填した。この吸着剤は粒径５０μｍ、孔径０．６μｍの多孔性シリカ粒子内にスチレン・ジビニルベンゼンを共重合させてシリカ／ポリマー複合担体を調製した後、ＴＯＤＧＡ抽出剤をジクロロメタン溶剤に溶解した液をシリカ／ポリマー複合担体に染み込ませ、溶剤を蒸発除去して得られたものである。次に、上記カラムの上端より送液ポンプにより３．０ｍｏｌ／ｌの硝酸（硝酸１）５０ｃｍ3 を流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎで送液し、吸着剤のコンディショニングを行った。
【００４４】
（３）吸着工程
上記カラムの上端より、送液ポンプにより流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎで上記処理液Ｂを供給して、吸着剤へのＺｒの吸着を行った。
【００４５】
（４）洗浄工程
続いて、上記カラムに濃度３．０ｍｏｌ／ｌの硝酸水溶液（硝酸２）７０ｃｍ3 、０．１ｍｏｌ／ｌの硝酸水溶液（硝酸３）４０ｃｍ3 、純水６０ｃｍ3 を順次、上記と同様な操作により流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎで通液して、吸着剤の隙間およびカラム内壁の洗浄を行った。
【００４６】
（５）溶離工程
次いで、０．５ｍｏｌ／ｌのシュウ酸水溶液１００ｃｍ3 を上記と同様な操作により流速１ｃｍ3 ／ｍｉｎでカラムに供給した。
【００４７】
（６）採取・分析
カラムに通液した期間にカラム下端から流出した溶液を、フラクションコレクターにより１０ｃｍ3 ずつ採取してゆき、各フラクション採取液中の金属濃度をＩＣＰ（誘導結合高周波プラズマ）発光分析により定量分析し、流出液重量と流出液中の各金属濃度との関係を求めた。その結果を図３に示す。
【００４８】
図３から明らかなように、上記吸着工程でカラムに供給された処理液Ｂ中のＭｏは吸着剤に殆ど吸着されず、供給された処理液およびそれに続く洗浄液と共に流出していることがわかる。一方、同じく吸着工程でＺｒは吸着剤に全量吸着されている。なお、上記溶離工程で、Ｚｒは０．５ｍｏｌ／ｌのシュウ酸水溶液により有効に溶離回収された。
【図面の簡単な説明】
【００４９】
【図１】硝酸溶液、シュウ酸を含む硝酸溶液、ＤＴＰＡを含む硝酸溶液からのＴＯＤＧＡ吸着剤へのＺｒおよびＭｏの吸着分配係数を示すグラフである。
【図２】この発明の実施の形態１によるＺｒとＭｏの分離回収方法をＺｒおよびＭｏを含有する放射性廃液の模擬溶液を用いて実施したカラム分離試験の結果を示すグラフである。
【図３】この発明の実施の形態２によるＺｒとＭｏの分離回収方法をＺｒおよびＭｏを含有する放射性廃液の模擬溶液を用いて実施したカラム分離試験の結果を示すグラフである。
【図１】
2005201729.tif 000005
【図２】
2005201729.tif 000006
【図３】
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