(57)【要約】【課題】種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法において、従来技術において使用されたリン酸トリブチルに代わり、単座配位活性のある官能基（Ｃ＝Ｏ）を有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として使用し、更に芳香族炭化水素希釈剤に伴う問題点を改善した方法を提供すること。【解決手段】種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法であって、単座配位活性のある官能基であるＣ＝Ｏを有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として前記硝酸水溶液からウラン（ＶＩ）及びプルトニウム（ＩＶ）を有機相に抽出分離することを含み、前記Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドが次式：Ｒ１Ｃ（Ｏ）ＮＲ２Ｒ３（式中、Ｒ１はノルマルヘプチル基（−Ｃ７Ｈ１５）であり、Ｒ２及びＲ３はノルマルヘキシル基（−Ｃ６Ｈ１３）である）の構造を有するＮ，Ｎ−ジオクチルヘキサナミドである、前記方法。Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドはノルマルドデカンにより希釈されたものであることが好ましい。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法であって、
単座配位活性のある官能基であるＣ＝Ｏを有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として前記硝酸水溶液からウラン（ＶＩ）及びプルトニウム（ＩＶ）を有機相に抽出分離することを含み、
前記Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドが次式：
Ｒ１Ｃ（Ｏ）ＮＲ２Ｒ３
（式中、Ｒ１はノルマルヘプチル基（−Ｃ７Ｈ１５）であり、Ｒ２及びＲ３はノルマルヘキシル基（−Ｃ６Ｈ１３）である）の構造を有するＮ，Ｎ−ジオクチルヘキサナミドである、前記方法。
【請求項２】
Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドがノルマルドデカンにより希釈されたものである、請求項１記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法に関する。本発明は、具体的には、硝酸水溶液中に存在するウラン（ＶＩ）及びプルトニウム（ＩＶ）を、単座配位活性のある官能基（Ｃ＝Ｏ）を有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として有機相に抽出分離する方法に関する。
【０００２】
本発明は、特に、使用済核燃料再処理の第１段階で得られる使用済核燃料溶解硝酸溶液中のウラン及びプルトニウムを他の核分裂生成物から選択的に分離するのに有用である。
【背景技術】
【０００３】
使用済核燃料を再処理するための方法としては、有機リン系単座配位子であるリン酸トリブチルを含む有機溶媒を用いる溶媒抽出法が工業的に広く使用されている。この方法は、使用済核燃料物質を硝酸水溶液に溶解し、この溶液から、リン酸トリブチルを含む有機溶媒を用いてウラン（Ｕ）及びプルトニウム（Ｐｕ）を有機相へと抽出して他の核分裂生成物から分離する方法である。
【０００４】
上記のような従来の使用済核燃料の再処理方法では、第１抽出操作において抽出剤として使用されるリン酸トリブチルに起因して、以下の欠点が存在する。
【０００５】
すなわち、第一の欠点は、リン酸トリブチルが化学的要因、または放射線により分解することである。そしてこの分解生成物であるリン酸ジブチル、リン酸モノブチル、リン酸は、再処理溶液中に共存する殆どのイオン、例えば、Ｕ（ＩＶ）、Ｕ（ＶＩ）、Ｐｕ（ＩＶ）、Ｐｕ（ＩＩＩ）、Ｚｒ（ＩＶ）などとともに不溶性の塩を形成するため、ウラン及びプルトニウムの回収率を低減する要因となる。
【０００６】
そして、第二の欠点は、リン酸トリブチルを抽出剤とする有機溶媒は、焼却によって簡単には処理できないことである。この種の有機溶媒は揮発性成分のみから成るものではなく、組成中にリンを含むために焼却残渣が残り、結果として固体廃棄物を発生させてしまう。
【０００７】
そこでこれらの欠点を解消するために、ここ数年来、リン酸トリブチル以外の抽出剤の使用可能性について種々の研究が行われている。その代表的な例として、アミド系の化合物の使用が提案されている。単座配位活性のある官能基（Ｃ＝Ｏ）を有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドに関するOak-Ridge研究所、Savannah River研究所及びComitato Nazionale per l' Energia Nucleare研究所の研究結果によれば、この種の抽出剤はアクチノイドの６価及び４価のイオンに対して十分な親和力を示す一方、主要核分裂生成物に対する親和力は小さいことが分かっている。また、放射線分解及び化学的分解に対して十分な抵抗力があり、水溶液中への溶解度が小さいことが分かっている。更に、この種の物質は合成及び生成が容易である（例えば、特許文献１、非特許文献１及び２を参照）。
【０００８】
また、Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドによる高濃度ウランの抽出を取り扱った従来技術においては、抽出剤の希釈溶媒として、極性のある芳香族系の溶媒（トルエン、１，３，５−トリメチルベンゼン）を用いた例が多い（例えば、非特許文献２を参照のこと）。これは、有機相に抽出される金属錯体の量が有機溶媒への溶解度を超えたときに現れる、その錯体が濃縮した第２の有機相である第３相の生成を抑制する目的のためである。しかし、希釈溶媒である芳香族と水相である硝酸の反応により、爆発性化合物が副生する可能性があり望ましくない。したがって、抽出剤の希釈溶媒は、無極性の脂肪族炭化水素を使用することが望まれる。
【特許文献１】特公平６−１０４５７３号公報
【非特許文献１】ティー・エイチ・シッダール，ザ・サード（T. H. Siddall, III）、“Ｎ，Ｎ置換アミドの構造が硝酸アクチニド及び硝酸ジルコニウム、ならびに硝酸の抽出に与える影響（Effects of Structure of N,N-Distributed Amides on Their Extraction of Actinide and Zirconium Nitrates and of Nitric Acid）”、「ジャーナル・オブ・フィジカル・ケミストリー（Journal of Physical Chemistry）」、アメリカ化学会（American Chemical Society）、（アメリカ合衆国）、1960年12月、vol. 64、p.1863-1866
【非特許文献２】ジー・エム・ガスパリニ（G. M. Gasparini），外１名、“アクチニドの分離におけるＮ，Ｎ−ジアルキル脂肪酸アミドの適用（Application of N,N-Dialkyl Aliphatic Amides in the Separation of Some Actinides）”、「セパレーション・サイエンス・アンド・テクノロジー（Separation Science and Technology）」、マーセル・デッカー社（Marcel Dekker Inc.）、（アメリカ合衆国）、1980年、15 (4)、p.825-844
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
本発明は、種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法において、従来技術において使用されたリン酸トリブチルに代わり、単座配位活性のある官能基（Ｃ＝Ｏ）を有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として使用し、更に芳香族炭化水素希釈剤に伴う問題点を改善した方法を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記課題を解決するため本発明者らは鋭意研究を重ねた結果、特定の構造を有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として使用することにより、ウラン（ＶＩ）及びプルトニウム（ＩＶ）を分離回収することができ、更に無極性の脂肪族炭化水素であるノルマルドデカンを希釈溶媒として使用することにより、従来技術の問題点を解決できることを発見し、本発明を完成させた。
【００１１】
すなわち、本発明は、種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法であって、
単座配位活性のある官能基であるＣ＝Ｏを有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として前記硝酸水溶液からウラン（ＶＩ）及びプルトニウム（ＩＶ）を有機相に抽出分離することを含み、
前記Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドが次式：
Ｒ１Ｃ（Ｏ）ＮＲ２Ｒ３
（式中、Ｒ１はノルマルヘプチル基（−Ｃ７Ｈ１５）であり、Ｒ２及びＲ３はノルマルヘキシル基（−Ｃ６Ｈ１３）である）の構造を有するＮ，Ｎ−ジオクチルヘキサナミドであることを特徴とする。
【００１２】
本発明において、Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドはノルマルドデカンにより希釈されたものであることが好ましい。
【発明の効果】
【００１３】
本発明の方法にしたがえば、使用済核燃料再処理の第１段階で得られる使用済核燃料溶解硝酸溶液中のウラン及びプルトニウムを他の核分裂生成物から選択的に分離することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
以下、本発明のウラン及びプルトニウムの分離回収方法の好適な実施形態について説明する。
【００１５】
本発明の方法は、種々の放射性核種を含む硝酸水溶液からウラン及びプルトニウムを分離回収する方法であって、単座配位活性のある官能基であるＣ＝Ｏを有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを抽出剤として前記硝酸水溶液からウラン（ＶＩ）及びプルトニウム（ＩＶ）を有機相に抽出分離することを含む。
【００１６】
本発明の方法は、硝酸濃度が約１．０Ｍ〜約８．０Ｍである硝酸水溶液に対して適用することができる。使用済核燃料の溶解調整液は、通常、硝酸濃度が約３．０Ｍに調整される。ウラン濃度は最大約０．５Ｍ〜約１．０Ｍであり、プルトニウムは、ウランに対して軽水炉の使用済核燃料では１／１００、高速炉では１／１０程度であり、濃度は最大約１００ｍＭである。本発明の方法は、このような濃度範囲に対して好適に使用することができる。
【００１７】
本発明においては、ウラン及びプルトニウムを他の放射性核種から分離するための抽出剤として、従来使用されたリン酸トリブチルに代わり、単座配位活性のある官能基（Ｃ＝Ｏ）を有するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドを使用する。これにより、リン酸トリブチルの使用に伴う従来技術の問題点はすべて解消される。
【００１８】
本発明において使用するＮ，Ｎ−ジアルキルアミドは、次式： 
Ｒ１Ｃ（Ｏ）ＮＲ２Ｒ３
（式中、Ｒ１はノルマルヘプチル基（−Ｃ７Ｈ１５）であり、Ｒ２及びＲ３はノルマルヘキシル基（−Ｃ６Ｈ１３）である）の構造を有するＮ，Ｎ−ジオクチルヘキサナミド（N,N-dioctylhexanamide：ＤＯＨＡ）である。Ｎ，Ｎ−ジオクチルヘキサナミドの構造式は、次式：
【００１９】
【化１】
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【００２０】
のとおりである。
【００２１】
本発明においては、Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミド抽出剤を使用することにより、従来使用されてきたリン酸トリブチルに起因する欠点に対して、以下に示す利点が提供される。
【００２２】
すなわち、第一に、Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドの分解生成物である第２級アミン及びカルボン酸は基本的には水溶性であり、リン酸トリブチルの分解生成物のように各種金属イオンを有機相中に抽出することはなく、また、不溶性の塩を生成することもない。
【００２３】
第二に、Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミドはその組成に炭素、水素、酸素、窒素しか含まず、焼却によりそれ自身をガス化処理することが可能であり、結果として廃溶媒処理時の固体廃棄物量の大幅な削減が可能となる。
【００２４】
Ｎ，Ｎ−ジアルキルアミド抽出剤は、粘性及び比重などの物性の調節や水相との分相をよくする目的のため、直線状脂肪族炭化水素であるノルマルドデカンにより希釈して使用することが好ましい。希釈濃度は適宜決定することができる。
【００２５】
本発明において使用するＮ，Ｎ−ジアルキルアミド抽出剤は、高濃度のウランに対してリン酸トリブチルに匹敵する抽出量を示すことから、本発明の方法は、現行の軽水炉燃料再処理にそのまま適用することが可能である。また、本発明においては、再処理工程でも使用される無極性のノルマルドデカンを希釈溶媒として用いることにより、従来使用された希釈溶媒である芳香族と水相である硝酸の反応により、爆発性化合物が副生するなどの潜在的危険性を排除することができる。
【００２６】
以下、本発明を実施例により更に詳細に説明するが、本発明はこれらの実施例により限定されるものではない。
【実施例】
【００２７】
（実施例１）
極微量のＵＯ２２＋、Ｐｕ４＋、Ｚｒ４＋、Ｒｕ２＋、Ｒｈ３＋、Ｐｄ２＋、ＴｃＯ４-を含む硝酸水溶液から、１．０Ｍ ＤＯＨＡを含むノルマルドデカン溶液の抽出溶媒により上記金属イオンを抽出した。その結果、図１に示すように、平衡時のウラン及びプルトニウムの抽出分配比（ＤＵ、ＤＰｕ）は、硝酸濃度３．０ｍｏｌ／ｄｍ３（以下、Ｍと表記する）のときに、それぞれ１４．０及び５．３であった。一方、同一条件で行った核分裂生成物であるＺｒ４＋、Ｒｕ２＋、Ｒｈ３＋、Ｐｄ２＋、ＴｃＯ４−の抽出分配比（ＤＺｒ、ＤＲｕ、ＤＲｈ、ＤＰｄ、ＤＴｃ）は、酸濃度３．０Ｍのときに、それぞれ０．０７、０．０４、０．０１、０．２０、０．４２であった。本発明の方法により、ウラン及びプルトニウムを良好に分離回収することができた。
（実施例２）
１．０ＭのＵＯ２２＋ を含む３．０Ｍ硝酸水溶液から、０．５Ｍ、１．０Ｍ、１．５Ｍ、２．０Ｍ ＤＯＨＡ−ノルマルドデカン溶液の抽出溶媒によりＵＯ２２＋を抽出した。その結果、図２に示すように、平衡時のウランの有機相への抽出分配比（ＤＵ）は、硝酸濃度３．０Ｍのときにそれぞれ、０．３４（６０．１ｇ／ｌ）、０．８９（１１２．３ｇ／ｌ）、１．８４（１５４．１ｇ／ｌ）、３．６４（１８６．７ｇ／ｌ）であった（カッコ内は有機相中ウラン濃度）。この結果から、１．０ＭのＵＯ２２＋を有機相に抽出するためには、ＤＵが１以上となる１．５Ｍ以上の抽出剤濃度が必要であることが分かった。
【００２８】
更に、有機相の密度、粘度等の観点から１．５Ｍ ＤＯＨＡ−ノルマルドデカンを有機相に採用し、１０ｍＭ Ｐｕ（ＩＶ）を含む３．０Ｍ硝酸水溶液についてプルトニウムの分配比を調べたところ、ＵＯ２２＋濃度が０．５Ｍおよび１．０Ｍである場合にそれぞれ３．５９および３．０２であった。この結果から、高濃度のウランが共存する場合であっても、本発明の方法によりウランとプルトニウムを同時に抽出分離できることが分かった。
（実施例３）
５０ｍＭ Ｐｕ（ＩＶ）を含む３．０Ｍ硝酸水溶液に対し、抽出剤として１．０Ｍ ＤＯＨＡ−ノルマルドデカン溶液を使用してプルトニウム（ＩＶ）を抽出分離したところ分配比（ＤＰｕ（ＩＶ））は７．５７であった。本実施例における５０ｍＭ Ｐｕ（ＩＶ）−３．０Ｍ ＨＮＯ３−１．０Ｍ ＤＯＨＡ−ノルマルドデカン系において第三相の生成は確認されなかった。
【産業上の利用可能性】
【００２９】
本発明の方法は、現在の核燃料サイクル、特に再処理工場において適用することができる。
【図面の簡単な説明】
【００３０】
【図１】図１は、実施例１における１．０Ｍ ＤＯＨＡ−ドデカン溶液による抽出分配比の硝酸濃度依存性を示す図である。
【図２】図２は、実施例２における１．０Ｍ ウラン−３．０Ｍ ＨＮＯ３溶液から各種ＤＯＨＡ濃度における有機相に抽出されるウラン濃度と硝酸濃度との関係を示す図である。
【図１】
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【図２】
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