ウランまたはウラン化合物が付着している部材をイオン液体に接触させ、前記ウランまたはウラン化合物を前記イオン液体に溶解させた後、その溶解させた液体からウランを逆抽出することによって回収するウランの回収方法において、前記イオン液体が、HSCNをアニオンとするイオン液体TPATであることを特徴とする放射性ウランの回収方法。請求項1に記載の方法において、前記ウランの逆抽出を電解還元または溶媒溶出法によって行うことを特徴とする放射性ウランの回収方法。請求項1または2に記載の方法において、前記ウランまたはウラン化合物を前記イオン液体に溶解させる工程が12°C~500°Cで行われることを特徴とする放射性ウランの回収方法。原子炉施設及び核燃料施設からは、放射性物質により汚染された鋼材、廃油及びケミカルトラップ剤等、除染が困難な汚染廃棄物が大量に発生している。また、今後の核燃料施設等の廃止措置事業において、これらの汚染廃棄物を効率的に、合理的に処理する必要がある。それには、廃棄物の除染を徹底し、非放射性部材化した後、それらの資材の有効活用を図ると共に放射性廃棄物の減容に寄与し、更には処理使用剤による二次的な環境負荷の低減を図ることが大きな課題になっている。上述の課題に対して、本発明者等は、常温あるいは100°C以下で液体、不揮発性、不燃性であり、しかも高耐熱性、高耐放射線性があり劣化が少なく高イオン伝導性でリサイクル使用が容易なイオンのみから成る有機塩であるイオン液体が、放射性廃棄物の除染回収材料に使用できることを確認した。本発明の一つ観点にかかる放射性ウランの回収方法では、ウランまたはウラン化合物が付着している部材を、HSCNをアニオンとするイオン液体TPATに接触させ、前記ウランまたはウラン化合物を前記イオン液体に溶解させた後、その溶解させた液体からウランを逆抽出することによってウランの回収を行う。逆抽出の方法としては、よく知られている電解還元法や、溶媒抽出法が効果的である。HSCNをアニオンとするイオン液体TPATは疎水性のイオン液体であり、疎水性のイオン液体にウラン化合物を加熱のみで直接溶解した例はなく、この場合、溶媒抽出及び電解還元によるウランの回収が容易であるという利点がある。本発明にかかるウランの溶解分離方法の基本的フローは次の通りである。すなわち、放射性汚染部材の断片、配管等の切断配管、使用済みウラン吸着剤、流動媒体等をそのままイオン液体表1を用いて後述槽に浸漬し、12~500°C程度、より好ましくは12~200°C程度に加温し、実質的に放射性汚染物であるウランまたはウラン化合物のみをイオン液体に溶解させ、部材表面及び吸着剤から放射性物質を分離させる。これによって、放射性廃棄物の除染が行われる。イオン液体に溶解させられたウラン等の放射性物質は、必要により、電解還元、溶媒抽出または超臨界流体との反応等により、イオン液体から逆抽出され、回収される。ウラン等を回収した後のイオン液体は再び放射性汚染部材の除染に供される。ウランまたはウラン化合物の溶解分離に有効なイオン液体について以下に説明する。初めに、ウラン汚染物溶解試験に使用したイオン液体の物性を表1に示す。次にウランフッ化物で表面が汚染された金属鋼材、SUS材及びアルミニウム材を対象として、80°C及び100°Cに加熱したイオン液体であるBMIClを用い、除染した結果の例を表2に示す。表2において、各1乃至7の意味は次の通りである。1鋼材A、SUS材、アルミ材については、イオン液体BMICl125mlにウラン汚染金属片を浸漬し、大気中、100°Cに加熱して15時間後に取り出し、エタノール超音波洗浄した後、金属片の表面汚染密度及びウラン汚染濃度の計測を行った。鋼材BについてはBMIClを大気中80°Cに加熱し、浸漬のみを5時間実施した。2除染率=処理前表面汚染密度一処理後表面汚染密度処理前表面汚染密度×1003部材に含まれるウラン量を部材の重量で除した値。現在まだ日本のウラン系施設のクリアランスレベルが確定されていないが、最も厳しいレベルの場合は、0lBqgが設定されると考えられる。4直径27mm、厚さ65mmの円形5直径28mm×厚さ65mmの円形片を14に切断した扇形片6直径34mm、厚さ05mmの円形717mm×17mm、厚さ05mmの四角片鋼材及びSUS材の除染では、処理前と処理後の表面汚染密度の比較で、約99の高い効率で除染されている、すなわち、これらの部材に付着した放射性ウランがイオン液体BMIClによって分離溶解されていることがわかる。これらの結果により、80°C以上に加温したイオン液体BMIClを用いることにより、多様な放射性汚染物の除染が可能であり、しかもクリアランスレベル以下現在まだそのレベルが確定されていないが、ウランについて最も厳しいレベルと考えられる場合の0lBqgを想定してもに除染できる可能性が高い。また、ウランフッ化物が付着していない未使用の鋼材、ステンレス材を同様の条件でBMIClに溶解する試験を行ったところ、全く溶解しなかった。このことから、BMIClはウランフッ化物及び鋼材のウランフッ化物と反応した部分のみを溶解する。無機酸による除染が鉄鋼材の未汚染の部分も同時に溶解してしまうことと比較すると、BMIClはウランフッ化物で汚染された部分のみを選択的に溶解するため、2次廃棄物発生量が少なく、より効率的な除染効果が期待できる。表3に、六フッ化ウランを吸着させた使用済NaF中のウランをイオン液体により溶解除染させる実験例を示す。表3において、各アスタリスクの意味は次の通りである。1使用済NaF中のウラン含有量023gUgNaF、化学形態Na3U02F52U溶解率ILに溶解したU量使用済みNaFに含まれるU量×1003Na溶解率ILに溶解したNa量使用済みNaFに含まれるNa量×100表3から以下のことが分かる。100°C加熱のイオン液体、BMICl42gで0lgNaFを溶解した場合、溶解効率は、約86であった。また、尿素―塩化コリンのイオン液体42gで0lgのNaFを溶解した場合、ウランの溶解率は64であった。TPATはイオン液体13gにNaF025gを溶解したところ、IL中にウランが96gIL‐kg溶解し、溶解効率は18であった。また、Naの溶解率はBMICl、尿素―塩化コリン、TPATでそれぞれ56、46、0045であり、Naはほとんど溶解していないことがわかる。これらの結果は、溶解条件を最適にすれば、使用済NaFからのウランの選択的な回収をさらに一層高い回収率で実施でき、放射性廃棄物を現時点以上に大幅に低減できる可能性を示している。次に、UF4をイオン液体に溶解する実験例を表4に示す。表4において、1の意味は次の通りである。1U溶解率ILに溶解したU量UF4に含まれるU量×100この結果、UF4溶解では、BMIClが最も溶解効率が高く、その溶解率は100であった。一方、尿素塩化コリンでは、溶解率が37であった。また、EMIBrの溶解率は14であり、BMIClより溶解性は低い。また、TPATもUF4を溶解し、溶解率は27であつた。次に、UO2F2を100°CのBMIClに溶解する実験例を表5に示す。表5において、1の意味は次の通りである。1U溶解率ILに溶解したU量UO2F2に含まれるU量×100この結果、UO2F2もBMIC1で溶解可能であることが判った。これらの結果から、ウラン表面汚染部材の除染クリアランス化及び使用済NaF中の吸着ウランの溶解回収には、特にBMICl、尿素塩化コリン等が最適なイオン液体であることが判った。このように、イオン液体中に溶解回収されたウランは、次の工程として電解還元法や溶媒抽出法、超臨界流体との反応、もしくはイオン液体の加熱分解により、ウランが回収される。