(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
ウラン及びテクネチウムを含む硝酸溶液にアルカリを添加して前記ウランの沈殿物を生成する沈殿物生成処理と、
前記沈殿物を分離して得た溶液を不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂に通液する際に、前記溶液のｐＨ値がｐＨ４より小さくならないようにして前記溶液中のテクネチウムを吸着させずに、前記溶液中に残留する前記ウランを前記イオン交換樹脂に吸着させるイオン交換処理と
を含むことを特徴とするテクネチウムの分離方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば使用済み核燃料の再処理施設から発生する核燃料の硝酸溶解液や再処理施設における廃液処理工程から排出される廃液のように、ウランとテクネチウムとを含む硝酸溶液からのテクネチウムの分離方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来、例えば使用済み核燃料の再処理施設においては、使用済み核燃料を硝酸で溶解して、溶媒抽出法によりウラン及びプルトニウムを回収して再利用している。ここで、使用済み核燃料中には多種類の核分裂生成物が含まれているため、これらの核分裂生成物が、回収されるウラン及びプルトニウム中に残存することを抑制すると共に、再処理過程において排出される廃液中に核分裂生成物が移行することを抑制する必要がある。
ところで、これらの核分裂生成物のうち、特に、テクネチウムは利用価値の高い核分裂生成物でありながら、様々な原子価をとるために再処理工程での挙動が複雑であり、その化学的挙動も多様であることから、例えば使用済み核燃料の硝酸溶解液や再処理過程において排出される廃液から効率よくテクネチウムを分離することは難しいことが知られている。
【０００３】
このテクネチウムを、例えば使用済み核燃料の硝酸溶解液等から分離して、定量分析を行う方法としては、例えばＡＳＴＭ（American Society for Testing and Materials）法等のように、複数回の溶媒抽出及び鉄共沈処理を行う方法が知られている。図２は上記従来技術の一例によるＡＳＴＭ法により、ウラン酸化物の硝酸溶解液からテクネチウムを分離して定量分析を行う方法について示すフローチャートである。
先ず、例えばＵＯ2粉末やＵＯ2ペレット及びＵ3Ｏ8粉末等のウラン酸化物を含む試料にＨＮＯ3を加えて溶解して（ステップＳ１）、次に、Ｒｅ担体を添加すると共に、Ｋ2ＣＯ3及びＨ2Ｏ2等を加えて、液性調整を行う（ステップＳ２）。次に、例えばメチルエチルケトンを加えて溶媒抽出を行い、ウランを含む水相を除去する（ステップＳ３）。そして、テクネチウムを含む有機相をＫ2ＣＯ3にて洗浄して（ステップＳ４）、ケトンを蒸発させる（ステップＳ５）。次に、例えばＦｅＣｌ3及びＨ2Ｏ2及びＮＨ4ＯＨを加えてＦｅ（ＯＨ）3の沈殿を生成して（ステップＳ６）、この沈殿物を濾過により除去して、ろ液のｐＨ値を調整する（ステップＳ７）。次に、例えばテトラフェニール・アルソニウムクルライドを添加して溶媒抽出を行い、ウランを含む水相を除去する（ステップＳ８）。そして、テクネチウムを含む有機相をＨ2Ｏにて洗浄して（ステップＳ９）、液体を蒸発させ（ステップＳ１０）、残留した沈殿物をアセトニトリルで溶解すると共に、シンチレータとしてハイオトニックフローを添加して（ステップＳ１１）、液体シンチレーションカウンターによりテクネチウムから放出されるβ線の測定を行う（ステップＳ１２）。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、上述した従来技術の一例によるテクネチウムの分離方法では、複数回の溶媒抽出及び鉄共沈処理を行うために分離操作が煩雑となり、分離に要する時間が長くなるという問題がある。しかも、有機溶媒が放射性の二次廃棄物として多量に排出されてしまうという問題がある。
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、ウランとテクネチウムとを含む硝酸溶液中からテクネチウムを分離する際に、分離処理の過程を簡略化することで分離に要する時間を短縮すると共に、分離処理の過程において放射性の二次廃棄物が発生することを抑制することが可能なテクネチウムの分離方法を提供することを目的とする。
【０００５】
【課題を解決するための手段】
上記課題を解決して係る目的を達成するために、請求項１記載の本発明のテクネチウムの分離方法は、ウラン及びテクネチウムを含む硝酸溶液にアルカリを添加して前記ウランの沈殿物を生成する沈殿物生成処理と、前記沈殿物を分離して得た溶液を不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂に通液する際に、前記溶液のｐＨ値がｐＨ４より小さくならないようにして前記溶液中のテクネチウムを吸着させずに、前記溶液中に残留する前記ウランを前記イオン交換樹脂に吸着させるイオン交換処理とを含むことを特徴としている。
【０００６】
このようなテクネチウムの分離方法では、ウランを含む硝酸溶液にアルカリを添加することでウランの沈殿物を生成することができ、例えばウラン酸化物が溶解されてなる硝酸ウラニル溶液にアンモニア水を添加すると、下記化学反応式（１）に示すように、重ウラン酸アンモニウムの沈殿物が生成され、例えば水酸化ナトリウムを添加すると、下記化学反応式（２）に示すように、重ウラン酸ナトリウムの沈殿物が生成される。この時、ウランの核分裂生成物等として硝酸溶液中に存在するテクネチウムは、重ウラン酸アンモニウムや重ウラン酸ナトリウム等のウランの沈殿物へは移行しないため、このウランの沈殿物を除去することにより、ウランとテクネチウムとを分離することができる。
【０００７】
さらに、ウランの沈殿物を除去して得た残液を、所定の条件によりウラン等の金属元素は吸着するが、テクネチウムは吸着しないイオン交換樹脂が充填されたカラムに通液させることによって、残液中に含まれる微量のウランをも除去することができる。これにより、例えば液体シンチレーションカウンター等のβ線検出器によりテクネチウムから放出される放射線、例えばβ線を測定してテクネチウムの定量分析を行う際に、他の放射性核種から放出されるβ線やα線等の影響を低減して、精度の良い定量分析を行うことができる。
しかも、一連の分離操作が単純化されているために、分離に要する時間が短縮されており、テクネチウムを分離する過程において放射性の二次廃棄物が発生することが無い。
【０００８】
【化１】
0004046911.tif 000002
【０００９】
【化２】
0004046911.tif 000003
【００１１】
このようなテクネチウムの分離方法では、ウランの沈殿物を除去した後の残液を不溶性タンニンに通液する際のｐＨ値を所定の値に調整することで、テクネチウムは吸着させずに、容易にウランのみを吸着させることができる。
また、不溶性タンニンは、ウランに加えて、トリウムや、キュリウム、アメリシウム、ネプツニウム、プルトニウム等の超ウラン元素や、カドミウム、鉛、クロム、水銀及び鉄を含む重金属元素、或いはコバルト、セシウム、ストロンチウム等の多種の金属元素を吸着することができ、これらの金属元素に属する放射性核種が、例えばウラン等の核分裂生成物として生成された場合であっても、確実に除去することができ、より一層、精度の良いテクネチウムの定量分析を行うことができる。
【００１２】
【発明の実施の形態】
以下、本発明のテクネチウムの分離方法の実施形態について添付図面を参照しながら説明する。図１は本発明に係るテクネチウムの分離方法の一実施形態について示すフローチャートである。
本実施の形態によるテクネチウムの分離方法では、先ず、例えば使用済み核燃料の再処理施設等において、例えばＵＯ2やＵ3Ｏ8等のウラン酸化物を硝酸（ＨＮＯ3）溶液により溶解して硝酸ウラニル溶液を生成する（ステップＳ２１）。
次に、硝酸ウラニル溶液にアルカリ、例えばアンモニア水（ＮＨ4ＯＨ）を添加して中和して（ステップＳ２２）、重ウラン酸アンモニウム（（ＮＨ4）2Ｕ2Ｏ7）の沈殿物を生成する（ステップＳ２３）。
ここで、硝酸ウラニル溶液中には、例えばウランの核分裂等によって核分裂生成物として生成されるテクネチウム（Ｔｃ）が７価の過テクネチウム酸イオン（ＴｃＯ4-）として存在しており、この過テクネチウム酸イオンは、アンモニア水の添加後においても溶液中に残存する。
【００１３】
そして、ステップＳ２３にて生成されたウランの沈殿物を含む溶液を濾過して、重ウラン酸アンモニウムの沈殿物を除去する（ステップＳ２４）。この時点で、濾液中には重ウラン酸アンモニウムの沈殿物を形成しなかった微量のウランと、過テクネチウム酸イオンをなすテクネチウムとが含まれている。
次に、濾液に例えば硝酸等を添加してｐＨ値の調整を行う（ステップＳ２５）。ここで、濾液のｐＨ値は、好ましくはｐＨ４〜ｐＨ８の範囲に設定されており、例えばｐＨ６に設定される。ここで、ｐＨ値がｐＨ４より小さいと後述するイオン交換樹脂に対して、ウランと共にテクネチウムが吸着されてしまい、逆にｐＨ値がｐＨ８よりも大きいとウランの吸着率が大幅に減少してしまう。
【００１４】
次に、ｐＨ値を所定値に調整した濾液を、例えば不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂が充填されたカラム（図示せず）に通液して、濾液中に残存するウランを吸着させる（ステップＳ２６）。
なお、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂には、ウランに加えて、トリウムや、キュリウム、アメリシウム、ネプツニウム、プルトニウム等の超ウラン元素や、カドミウム、鉛、クロム、水銀及び鉄を含む重金属元素、或いはコバルト、セシウム、ストロンチウム等の多種の金属元素が吸着されるが、濾液のｐＨ値がｐＨ４以上であれば、テクネチウムが吸着されることはない。
そして、カラムを通過した通過液を、例えば液体シンチレーションカウンター等のβ線検出器により測定することで、通過液中に含まれるテクネチウム、特に99Ｔｃから放出されるβ線を検出して、テクネチウムの定量分析を行う（ステップＳ２７）。
【００１５】
このように本実施形態のテクネチウムの分離方法では、ウランとテクネチウムとを含む硝酸溶液中からテクネチウムを分離する過程が単純であり、短時間に効率よく分離処理を終了することができる。
しかも、先ず、ウランのみを選択的に沈殿させてその大部分を除去すると共に、次に、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂にウランを吸着させることで、微量なウランまでも取り除くことができ、確実にテクネチウムを分離することができる。さらに、不溶性タンニンによれば、ウランに加えて、トリウムや、キュリウム、アメリシウム、ネプツニウム、プルトニウム等の超ウラン元素や、カドミウム、鉛、クロム、水銀及び鉄を含む重金属元素、或いはコバルト、セシウム、ストロンチウム等の多種の金属元素を取り除くことができ、テクネチウムから放出されるβ線を測定して定量分析を行う際に、他の放射性核種から放出されるβ線やα線が検出されることを抑制することができ、精度の良い定量分析が可能となる。
さらに、分離処理の過程において放射性の二次廃棄物が発生することは無く、例えば使用済み核燃料の再処理施設等から排出される放射性廃棄物を増加させること無しに、有用なテクネチウム元素を回収することができる。
【００１６】
なお、本実施の形態においては、アルカリとして、アンモニア水（ＮＨ4ＯＨ）を添加したが、これに限定されず、アンモニア（ＮＨ3）や水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）等であっても良い。
【００１７】
以下に、本実施の形態によるテクネチウムの分離方法に関して、特に、ウランの沈殿物を濾過により除去して得た濾液を、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂が充填されたカラムに通液させて、濾液中に残存しているウランをイオン交換樹脂に吸着させる試験ついて説明する。
先ず、試験１について説明する。
ウランの重量が１ｇのウラン酸化物（ＵＯ2）を、硝酸（ＨＮＯ3）溶液により溶解して得た硝酸ウラニル溶液に対して、テクネチウム（99Ｔｃ）を０．６５Ｂｑだけ添加し、さらに、アルカリとしてアンモニア水（ＮＨ4ＯＨ）を添加して重ウラン酸アンモニウム（（ＮＨ4）2Ｕ2Ｏ7）の沈殿物を生成して、このウランの沈殿物を濾過して得た濾液を、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂が１０ｍｌだけ充填されたカラムに流速６０ｍｌ／ｈで通液させ、カラムの通過液から放出されるβ線を液体シンチレーションカウンターで測定した。
この試験１の測定結果を表１に示した。なお、表１において、ｎは試験回数であり、同一条件にて７回の試験を行った。Ｘは測定結果の平均値であり、σは標準偏差である。
【００１８】
【表１】
0004046911.tif 000004
【００１９】
表１に示す結果から、濾液のｐＨ値がｐＨ６．１〜ｐＨ７．５の範囲において、カラムを通過した通過液の放射能が、硝酸ウラニル溶液に添加されたテクネチウムの放射能とほぼ等しいことから、通過液中には、ウランやウランからの核分裂生成物等のテクネチウム以外の放射性核種が含まれていないとみなすことができ、ウランとテクネチウムとの分離が確実に行われていると結論できる。
【００２０】
次に、試験２について説明する。
ウランの重量が１ｇのウラン酸化物（ＵＯ2）を、硝酸（ＨＮＯ3）溶液により溶解して得た硝酸ウラニル溶液に対して、テクネチウム（99Ｔｃ）を１．３Ｂｑだけ添加し、さらに、アルカリとして水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）を添加して重ウラン酸ナトリウム（（Ｎａ）2Ｕ2Ｏ7）の沈殿物を生成して、このウランの沈殿物を濾過して得た濾液を、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂が１０ｍｌだけ充填されたカラムに流速２４０ｍｌ／ｈで通液させ、カラムの通過液から放出されるβ線を液体シンチレーションカウンターで測定した。この同一条件にて５回の試験を行った。測定結果を表２に示す。
【００２１】
【表２】
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【００２２】
表２に示す結果から、濾液のｐＨ値がｐＨ７．０の場合に、カラムを通過した通過液の放射能が、硝酸ウラニル溶液に添加されたテクネチウムの放射能とほぼ等しいことから、上述した試験１の結果と同様に、ウランとテクネチウムとの分離が確実に行われていると結論できる。
【００２３】
次に、上述した試験１及び試験２に対する比較試験として行った試験３について説明する。
試験３では、ウランを添加せずに、硝酸（ＨＮＯ3）溶液にテクネチウム（99Ｔｃ）のみを１．３Ｂｑだけ添加し、さらに、アルカリとして添加するアンモニア水（ＮＨ4ＯＨ）の量を調整して溶液のｐＨ値を変化させて、この溶液を、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂が１０ｍｌだけ充填されたカラムに流速２４０ｍｌ／ｈで通液させ、カラムの通過液から放出されるβ線を液体シンチレーションカウンターで測定した。そして、この測定結果に基づいてイオン交換樹脂に対するテクネチウムの吸着率を算出した。
この測定結果を表３に示す。
【００２４】
【表３】
0004046911.tif 000006
【００２５】
表３に示す結果から、溶液のｐＨ値がｐＨ２．０では、不溶性タンニンからなるイオン交換樹脂にテクネチウムが高い吸着率にて吸着されているが、ｐＨ値がｐＨ４．０よりも大きくなると、測定誤差の範囲内で、テクネチウムは吸着されていないと結論できる。
【００２６】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明のテクネチウムの分離方法では、一連の分離操作が単純化されているために、分離に要する時間が短縮されており、テクネチウムを分離する過程において放射性の二次廃棄物が発生することを防止することができる。
また、ウランの沈殿物を除去して得た残液を、所定の条件によりウラン等の金属元素は吸着するが、テクネチウムは吸着しないイオン交換樹脂が充填されたカラムに通液させることによって、残液中に含まれる微量のウランをも除去することができ、テクネチウムから放出される放射線、例えばβ線を測定して定量分析を行う際に、他の放射性核種から放出されるβ線やα線等の影響を低減して、精度の良い定量分析を行うことができる。
さらに、ウランの沈殿物を除去した後の残液を不溶性タンニンに通液する際のｐＨ値を所定の値に調整することで、テクネチウムは吸着させずに、容易にウランのみを吸着させることができる。
また、不溶性タンニンは、ウランに加えて、トリウムや、キュリウム、アメリシウム、ネプツニウム、プルトニウム等の超ウラン元素や、カドミウム、鉛、クロム、水銀及び鉄を含む重金属元素、或いはコバルト、セシウム、ストロンチウム等の多種の金属元素を吸着することができ、これらの金属元素に属する放射性核種が、例えばウラン等の核分裂生成物として生成された場合であっても、確実に除去することができ、より一層、精度の良いテクネチウムの定量分析を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】  本発明に係るテクネチウムの分離方法の一実施形態について示すフローチャートである。
【図２】  従来技術の一例によるテクネチウムの分離方法について示すフローチャートである。
【図１】
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【図２】
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