JP3049320B1

JP3049320B1 - プルトニウムの分離回収方法

Info

Publication number: JP3049320B1
Application number: JP25243999A
Authority: JP
Inventors: 悦周韋; 幹郎熊谷; 洋一高島
Original assignee: 科学技術庁原子力局長
Priority date: 1999-09-07
Filing date: 1999-09-07
Publication date: 2000-06-05
Anticipated expiration: 2019-09-07
Also published as: JP2001074886A

Abstract

【要約】【課題】使用済み核燃料、原子力関連施設で発生する
廃液および核物質の生産または解体工程で発生する廃棄
物や廃液からプルトニウムを効率よく、容易な操作で分
離回収する方法を提供する。【解決手段】プルトニウムを含有する硝酸または硝酸
塩溶液を陰イオン交換体に接触させることにより一部分
または全部のプルトニウムを硝酸イオン錯体として吸着
させた後、プルトニウムとの錯形成能力が弱い酸溶液を
溶離剤として用い吸着したプルトニウムを選択的に溶離
回収することを特徴とするプルトニウムの分離回収方
法。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、使用済み核燃料の
硝酸溶解液、原子力関連施設で発生する廃液および核物
質の生産または解体工程で発生するプルトニウムを含有
する廃棄物や廃液から、プルトニウムを分離回収する方
法に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電所で発生する使用済み核燃料
には相当量のプルトニウム（Ｐｕ）が含まれている。例
えば、通常の燃焼度の軽水炉使用済み燃料中のプルトニ
ウム含有量は約０．９〜１．５重量％であり、１トンの
使用済燃料あたり約９００〜１５００ｇのＰｕが含まれ
ている。使用済みＭＯＸ燃料（ウランとプルトニウムの
混合酸化物燃料）やＦＢＲ燃料（高速増殖炉燃料）中の
プルトニウム含有量はさらに高くなっている。プルトニ
ウムは核分裂性元素であり、ウラン（Ｕ）とともに原子
力エネルギー発電体系において極めて重要な核燃料物質
である。将来的に石油等の化石燃料やウラン資源の枯渇
が予想され、次世代のエネルギー需要を確保して着実に
供給するためには、使用済み核燃料からプルトニウムを
分離回収し核燃料として利用することは極めて重要な意
義がある。

【０００３】また、使用済み核燃料のほかに、原子力関
連施設で発生する廃液や、核物質の生産または解体工程
で発生する廃棄物や廃液にはプルトニウムが含まれる場
合がある。Ｐｕは放射性が非常に強い核種を含んでいる
ため、これらの廃液や廃棄物の処理処分にあたって、環
境への放射能影響の低減および処理処分プロセスの安全
性向上を図るために、これらの廃液や廃棄物からＰｕを
効果的に分離除去する手法の開発が重要な課題となって
いる。

【０００４】使用済み核燃料からプルトニウムやウラン
を分離回収するために、現在ではピュレックス法に代表
される溶媒抽出再処理プロセスは世界的に工業的規模で
行われている。このプロセスでは、使用済み核燃料を硝
酸溶液で溶解した後、有機溶媒リン酸トリブチル（ＴＢ
Ｐ）および希釈剤ドデカンを抽出剤として加え、ミキサ
セトラまたはパルスカラムと呼ばれる抽出器を用いて種
々の核分裂生成物（ＦＰ）からプルトニウムおよびウラ
ンをそれぞれ分離精製する。このプロセスは抽出、逆抽
出、分配、洗浄、希釈剤洗浄、溶媒回収など多くの工程
からなり、また設備として多数の大容量の塔槽類とその
間を連結する錯綜した配管が使用される。したがって、
建設費が高く、また操作工程が複雑であり、さらに処理
処分が非常に困難な有機溶媒を含有する廃液が多量に発
生するといった問題点がある。

【０００５】上記溶媒抽出法のほかに、プルトニウムの
分離精製工程やＰｕ含有廃液からのＰｕの分離除去工程
などに陰イオン交換法も一部工業的に採用されている。
陰イオン交換法の原理として、通常約１モル／リットル
（mol/l）以上の硝酸や硝酸塩を含む比較的濃厚な硝酸
イオン（ＮＯ₃ ^-）溶液中では、原子価が四価のプルトニ
ウム（以降、Ｐｕ（IV）と略記する）はＮＯ₃ ^-と結合し
てＰｕ（ＮＯ₃）₅ ^-、Ｐｕ（ＮＯ₃）₆ ^2-などの安定な陰
イオン錯体を形成するため陰イオン交換体に良く吸着さ
れる。このような吸着繰作は、一般的にガラス材質もし
くは金属材質の円筒状カラムにイオン交換体を充填し
て、Ｐｕを含有する硝酸もしくは硝酸塩溶液（以降、単
に「処理液」とも言う）をカラムの上方より供給して通
過させ、イオン交換体層にＰｕ（IV）を吸着させて行わ
れる。一方、イオン交換体層に吸着したＰｕ（IV）を溶
離回収するためには、従来より「希硝酸溶離」もしくは
「還元溶離」の二通りの方法が採用されている。希硝酸
溶離法では、約０．３５〜０．６mol/lの希硝酸溶液を
カラムに持続的に供給しイオン交換体層に吸着したＰｕ
（IV）近傍の溶液相のＮＯ₃ ^-濃度を低減させることによ
り、Ｐｕ（IV）の陰イオン硝酸錯体が解離して溶離す
る。還元溶離法では、三価のプルトニウム（以降、Ｐｕ
（III）と略記する）とＮＯ₃ ^-との錯形成能力が非常に
弱いため陰イオン硝酸錯体を生成しないことを利用し、
還元剤を含む溶液をカラムに供給しＰｕ（IV）を非吸着
性のＰｕ（III）に還元して溶離させる。

【０００６】一般に、イオン交換体によるイオンの吸着
性は分配係数により示される。分配係数は、吸着平衡時
における（イオン交換体中の吸着元素の濃度／溶液中の
同元素の濃度）として定義される。硝酸イオン溶液にお
けるＰｕ（IV）の陰イオン交換体への吸着性が非常に強
く、ＮＯ₃ ^-濃度約１〜１４mol/lの範囲では約数十〜数
千以上の極めて高い吸着分配係数を有する。このため、
前記カラム内のイオン交換体層に吸着したＰｕ（IV）近
傍の溶液相中のＮＯ₃ ^-濃度を下げて分配係数を徐々に低
下させる希硝酸溶離法では、分配係数の急速な減少は実
現できないため、Ｐｕ（IV）の溶離速度が非常に遅い。
したがって、Ｐｕ（IV）の完全溶離には多量の溶離剤溶
液（希硝酸）が必要であり、通常カラム内に充填したイ
オン交換体層の体積（ベッド体積）の約５〜数十倍量が
必要である。これは、Ｐｕ分離回収工程の効率を悪くす
る重要な原因である。また、通常溶離液中のＰｕはさら
に濃縮、沈殿、焼成等の工程を経て酸化プルトニウムと
して回収される。希硝酸溶離法では、溶離液量が多いた
めその中のＰｕ濃度が低く、濃縮工程に困難をもたら
す。特に前述したようにＰｕは放射性が非常に強い核種
を含んでいるため、Ｐｕを含有する多量な溶液のハンド
リングが安全性の観点からも好ましくない。なお、Ｐｕ
（IV）の溶離を速めるには溶離液として用いるＨＮＯ₃
濃度が低いほど好ましいが、ＨＮＯ₃濃度がさらに低く
なるとＰｕ（IV）は加水分解や多核化により沈殿を生成
してイオン交換体の細孔に析出して溶離されなくなる恐
れがある。通常、溶離液としてのＨＮＯ₃溶液の下限濃
度は約０．３５mol/lとされている。

【０００７】一方、還元溶離法では、還元剤としてまず
酸化性が強い硝酸イオン溶液中で安定に存在する性質が
要求されるため、還元力が強い還元剤は使用できずその
種類が限られている。これまでにＵ（IV）、Ｆｅ（II）
などの金属イオン還元剤やヒドロキシルアミン（ＮＨ₂
ＯＨ）、ヒドラジン（Ｎ₂Ｈ₄）などの窒化水素化合物が
提案されている。これらの還元剤の還元力がそれほど強
くないため、イオン交換体に吸着したＰｕ（IV）の還元
溶離速度の顕著な改善は望めない。また、金属イオン還
元剤の場合、加えたＵ（IV）、Ｆｅ（II）などの金属イ
オンはＰｕ（III）とともに溶出し、Ｐｕ（III）の溶離
液に混入してしまう問題点もある。両者の分離回収には
新たな分離工程を設ける必要がある。他方の窒化水素化
合物還元剤の場合、Ｐｕ（IV）との酸化還元反応により
酸化窒素ガスが発生するため、これによってカラムの内
圧が上昇し通液ができなくなり、場合によってカラムの
破裂等の恐れもあり得る。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、上記
のような問題点を解消するためになされたもので、使用
済み核燃料、原子力関連施設で発生する廃液および核物
質の生産または解体工程で発生する廃棄物や廃液からプ
ルトニウムを効率よく、容易な操作で分離回収する方法
を提供することである。

【０００９】

【課題を解決するための手段】本発明者らは種々の分離
回収方法を検討し、とくに陰イオン交換体によるＰｕの
効果的な分離方法について鋭意な検討を重ねた結果、次
の方法を見いだした。すなわち、本発明は以下のとおり
である。

【００１０】（１）プルトニウムを含有する硝酸また
は硝酸塩溶液を陰イオン交換体に接触させることにより
一部分または全部のプルトニウムを硝酸イオン錯体とし
て吸着させた後、プルトニウムとの錯形成能力が弱い酸
溶液を溶離剤として用い吸着したプルトニウムを選択的
に溶離回収することを特徴とするプルトニウムの分離回
収方法。（２）前記プルトニウムの溶離剤が、ギ酸（ＨＣＯＯ
Ｈ）、酢酸（ＣＨ₃ＣＯＯＨ）、過塩素酸（ＨＣｌＯ₄）
およびＨ_xＭＯ_y酸（Ｍ＝クロム、モリブデン、タングス
テン、マンガン、テクネチウム、レニウム、バナジウ
ム、シリコン、砒素、セレンおよびテルルのうちの少な
くとも一元素、ｘ＝１〜３、ｙ＝２〜４）溶液のうちの
少なくとも１種類の酸溶液である上記（１）のプルトニ
ウムの分離回収方法。

【００１１】

【発明の実施の形態】以下、本発明を（１）処理液調整
工程、（２）吸着工程、（３）洗浄工程、（４）溶離回
収工程、（５）交換体再生工程に分けてさらに詳細に説
明する。

【００１２】（１）処理液調整工程本発明では、まず処理液中の硝酸（ＨＮＯ₃）濃度を
０．５mol/l〜１０．０mol/lの範囲および硝酸イオン
（ＮＯ₃ ^-）濃度を０．５mol/l以上、好ましくは１．０m
ol/l以上１０．０mol/l以下の範囲に調整する。通常の
使用済み核燃料の硝酸溶解液、原子力関連施設で発生す
る廃液および核物質の生産または解体工程で発生するプ
ルトニウムを含有する廃液中の硝酸イオン濃度はほぼこ
の範囲に入っている。また処理原料はＰｕ含有の固体物
質である場合、好ましくは１．０〜１０．０mol/lのＨ
ＮＯ₃溶液に溶解すれば、同様な処理液が得られる。こ
のような溶液中において、Ｐｕは通常Ｐｕ（IV）の硝酸
錯イオンとして存在する。もし、処理液中にＰｕ（II
I）も存在する場合、公知の酸化窒素ガス（ＮＯ，Ｎ
Ｏ₂）等の酸化剤を適量導入する手法によりＰｕ（III）
を容易にＰｕ（IV）に調整することができる。

【００１３】これらの溶液中の硝酸濃度が低くなりすぎ
ると、溶液中のＰｕをはじめ種々の金属元素のイオンが
加水分解反応により沈澱し、イオン交換体の吸着液とし
て不適である。また、硝酸イオン濃度が低くなりすぎる
と、十分なＰｕ（IV）の硝酸錯体が生成されず、次の吸
着工程でイオン交換体への吸着性が低下してしまう。な
お、硝酸溶液の硝酸濃度が高くなりすぎると、酸化性、
腐食性が非常に強くなるため分離工程における取り扱い
が困難である。

【００１４】（２）吸着工程上記処理液調整工程で得られた溶液を陰イオン交換体を
充填したカラムに供給して交換体と接触させ、溶液中の
Ｐｕ（IV）等の吸着性イオンが交換体に吸着されて溶液
相から交換体相に移行する。この場合、Ｐｕ（IV）はＰ
ｕ（ＮＯ₃）₅ ^-、Ｐｕ（ＮＯ₃）₆ ^2-などの陰イオン錯体
として吸着される。

【００１５】一方、処理液中にはＰｕのほかに、種々の
金属イオンが共存する場合がある。とりわけ使用済み核
燃料の硝酸溶解液中には、プルトニウム（Ｐｕ）、ウラ
ン（Ｕ）、ネプツニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａ
ｍ）、キュリウム（Ｃｍ）等のアクチノイド元素、セシ
ウム（Ｃｓ）等のアルカリ金属元素、バリウム（Ｂ
ａ）、ストロンチウム（Ｓｒ）等のアルカリ土類金属元
素、イットリウム（Ｙ）、ネオジム（Ｎｄ）、セリウム
（Ｃｅ）等の希土類金属元素、ルテニウム（Ｒｕ）、ロ
ジウム（Ｒｈ）等の白金族元素、さらにモリブデン（Ｍ
ｏ）、ジルコニウム（Ｚｒ）、テルル（Ｔｅ）等の多種
多様な核分裂生成物が共存している。

【００１６】硝酸イオン濃度０．５mol/l〜１０．０mol
/lの硝酸および硝酸塩溶液において上記種々の金属イオ
ンの存在形態およびこれらの金属イオンに対する陰イオ
ン交換体の吸着挙動を調べた結果、Ａｍ（III）、Ｃｍ
（III）等のアクチノイド元素、Ｃｓ（I）等のアルカリ
金属元素、Ｂａ（II）、Ｓｒ（III）等のアルカリ土類
金属元素、Ｙ（III）、Ｎｄ（III）、Ｃｅ（III）等の
希土類金属元素およびＭｏ（VI）、Ｒｈ（III）等の元
素は陰イオン硝酸錯体を形成せず何れもカチオンの形で
存在するため、陰イオン交換体には全くもしくは僅かに
しか吸着されないことが判明した。これらの共存金属イ
オンは吸着工程およびこれに続く洗浄工程において供給
液とともに全量流出することが確認された。なお、吸着
工程および洗浄工程においてＰｕ（IV）はイオン交換体
層に保持されているため、これらの金属イオンと完全に
分離される。一方、Ｕ（VI）、Ｎｐ（Ｖ）、Ｎｐ（V
I）、Ｒｕ（III）、Ｚｒ（IV）は硝酸イオン濃度約２．
０mol/l以上になると陰イオン硝酸錯体を形成し、陰イ
オン交換体への吸着分配係数が３〜６０程度で、ある程
度の吸着性を示している。吸着工程においてこれらの金
属イオンの一部または全部がＰｕ（IV）とともにイオン
交換体層に吸着される。

【００１７】上記において使用する陰イオン交換体の種
類や構造は特に限定するものではなく、通常市販の４級
アンモニウム基、１〜３級アミン基を交換基とするイオ
ン交換樹脂やベンズイミダゾール基、ジピリジン基、ジ
ピロリル基等を交換基とする陰イオン交換体の何れも使
用できる。また、陰イオン交換体の粒径や形状も特に限
定することなく、工業的によく利用される粒径２０〜５
００μm 程度のマクロポア型、ゲル型または無機担体担
持型の球状樹脂粒が好ましく用いられる。また、上記各
工程の温度も特に限定することなく、通常工業的に容易
に実現する室温から８０℃（通常１５〜８０℃）程度の
範囲で良い。なお、温度を上げることによって吸着速度
をある程度促進することができる。

【００１８】（３）洗浄工程前記吸着工程に続いて濃度約０．８〜１０．０mol/l、
好ましくは１．０〜６．０mol/lの硝酸溶液を洗浄液と
してカラムに通液し交換体に吸着したＰｕ（IV）以外の
上記共存金属イオンおよび交換体層の隙間やカラムの管
壁に付着した共存金属イオンを溶出させる。前述したよ
うに、吸着工程で交換体に吸着したＵ（VI）、Ｎｐ
（Ｖ）、Ｎｐ（VI）、Ｒｕ（III）、Ｚｒ（IV）等の元
素の吸着性はＰｕ（IV）に比べ何れも遥かに弱く、処理
液の１〜１．５倍量の上記濃度の硝酸溶液を供給する
と、これらの共存金属イオンが全量洗い出される。この
洗浄工程においてＰｕ（IV）は依然として交換体に吸着
されるため、これらの金属イオンから分離される。な
お、共存金属イオンは前記吸着工程で全量流出した場
合、洗浄工程を省略することができる。

【００１９】（４）溶離回収工程上記吸着工程を経て陰オン交換体に吸着されたＰｕ（I
V）を効率よく、高い回収率で溶離回収するために、ギ
酸（ＨＣＯＯＨ）、酢酸（ＣＨ₃ＣＯＯＨ）、過塩素酸
（ＨＣｌＯ₄）またはＨ_xＭＯ_y酸（Ｍ＝クロム、モリブ
デン、タングステン、マンガン、テクネチウム、レニウ
ム、バナジウム、砒素、セレン、テルルのうちの少なく
とも一元素、ｘ＝１〜３、ｙ＝２〜４、以下これらを金
属酸とも言う）溶液を溶離剤として用いることが好まし
い。これらの酸を構成する酸イオンはＰｕ（IV）との錯
形成能力は極めて弱いため、Ｐｕ（IV）とは陰イオン錯
体を作らない。また、これらの酸は何れも解離定数が１
０^-4.6（２５℃の値）以上の比較的強い酸であり、水溶
液中では水素イオンを解離して溶液の酸性度を保つ役割
を果たす。したがって溶離時におけるＰｕ（IV）の加水
分解や多核化による沈殿生成を防げる。なお、前記金属
酸は水溶液中において何れも１〜３価の陰イオンである
金属酸根として存在するため、陰イオン交換体への吸着
性が極めて強い。このため、溶離工程においてイオン交
換体に吸着し、Ｐｕの溶出液には混入しない。

【００２０】溶離剤として使用するこれらの酸溶液の濃
度は０．３５〜２．０mol/l、好ましくは０．５〜１．
０mol/l程度である。前述したように、酸濃度が低くな
るとＰｕ（IV）は加水分解等により沈殿を生成する恐れ
がある。酸濃度が高くなると、試薬の使用量が多くな
り、また溶液のハンドリングにも好ましくない。好まし
い濃度域である０．５〜１．０mol/lのこれらの酸溶液
をカラムに通液することによりＰｕ（IV）は十分効果的
に溶離される。

【００２１】溶離剤は、通常、上記酸溶液を１種のみ用
いるが、２種以上併用してもよく、場合によっては２種
以上の上記酸を含有する溶液を用いてもよい。

【００２２】（５）交換体再生工程Ｐｕを溶離させた後のイオン交換カラムに、次いで硝酸
溶液を供給してイオン交換体に吸着した上記Ｐｕ（IV）
溶離剤の酸イオンを溶出させて回収する。なお、溶離剤
の酸イオンの溶離完了とともに交換体がＮＯ₃ ^-を吸着し
た型となり、即ち、交換体が再生されて次の吸着工程に
供することができる。本発明による回収率は９９％（重
量）以上が可能である。

【００２３】

【実施例】以下、本発明を実施例によってさらに具体的
に説明する。実施例１１）処理液調整プルトニウム含有廃液の模擬液として、Ｐｕ（IV）含有
量２．７４g/l、²⁴¹Ａｍ（III）含有量１．４２×ｌ０⁸
Bq/l（ベクレル／リットル）、ＨＮＯ₃濃度６．０mol/l
の溶液を作成した。なお、以下の分離試験でカラムに導
入した処理液の総量は３０mlである。

【００２４】２）カラム準備プルトニウムの吸着および溶離・回収はカラム法により
行った。カラムとしては内径１cm、長さ２５cmのパイレ
ックスガラスカラムを用い、このカラム中に、陰イオン
交換体として交換容量３．４meq/g-resinのシリカ担持
型ベンズイミダゾール基陰イオン交換体を高さ２４cmま
で充填し、温水循環ジャケットによりカラム全体を６０
℃の一定温度に保温した。

【００２５】このカラム内のイオン交換体のベッド体積
は１８．８mlである。このカラムの上端より、６．０mo
l/lの硝酸溶液１５０mlを送液ポンプにより５ml/minの
流速で供給して、陰イオン交換体をＮＯ₃ ^-吸着型にし
た。

【００２６】３）吸着上記カラムの上端より、上記処理液を送液ポンプにより
５ml/minの流速で供給して、陰イオン交換樹脂へのプル
トニウムの吸着を行った（吸着工程）。

【００２７】４）カラム洗浄続いて、上記カラムに濃度１．０mol/lの硝酸水溶液５
０mlを上記と同様な操作により通液して、陰イオン交換
体の隙間およびカラム内壁の洗浄を行った（洗浄工
程）。

【００２８】５）溶離・回収次いで、１．０mol/lのギ酸水溶液５０ｍｌを上記と同
様な操作によりカラムに供給した（溶離回収工程）。

【００２９】６）交換体再生次いで、０．１mol/lの硝酸水溶液５０mlを上記と同様
な操作によりカラムに供給して、カラム内に残存したギ
酸イオンの溶離およびイオン交換体の再生を行った。

【００３０】７）採取・分析上記工程３〜６工程の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により１
０mlずつ採取してゆき、各フラクション採取液中のＰ
ｕ、Ａｍ濃度を、α線スペクトルメトリーにより定量分
析し、流出液量と流出液中のＰｕ、Ａｍ濃度との関係を
求めた。その結果を図１に示す。

【００３１】図１に示したように、処理液中のアメリシ
ウムは交換体にほとんど吸着されず、供給された処理液
およびそれに続く洗浄液とともに流出し、一方、プルト
ニウムは吸着工程において陰イオン交換体に強く吸着さ
れ、溶離・回収工程において供給されたギ酸溶離剤によ
り有効に溶離され、Ａｍと良好に分離された。この結果
より、ギ酸溶離剤によるＰｕの溶離速度は極めて速く、
吸着したＰｕ量の９７．７％は単一フラクション（液量
１０ml）の採取液中に濃縮されて溶出した。すなわち、
イオン交換体のベッド体積の０．５３倍量のギ酸溶液に
より吸着したＰｕの９７．７％が溶離回収できた。な
お、この実施例における工程全体のプルトニウム回収率
は９９．７％、アメリシウム回収率は９９．４％であっ
た。

【００３２】実施例２１）〜４）の工程は上記実施例１と同様な操作を行っ
た。５）溶離・回収次いで、１．０mol/lの過塩素酸水溶液５０mlをカラム
の上端より、送液ポンプにより５ml/minの流速で供給し
た（溶離回収工程）。６）と７）の工程は上記実施例１と同様な操作を行っ
た。

【００３３】その結果を図２に示す。図２に示したよう
に、処理液中のアメリシウムは交換体にほとんど吸着さ
れず、供給された処理液およびそれに続く洗浄液ととも
に流出し、一方、プルトニウムは吸着工程において陰イ
オン交換体に強く吸着され、溶離・回収工程において供
給された過塩素酸溶離剤により有効に溶離され、Ａｍと
良好に分離された。この結果より、過塩素酸溶離剤によ
るＰｕの溶離速度は非常に速く、吸着したＰｕ量の８
９．８％は二つのフラクション（液量２０ml）の採取液
中に濃縮されて溶出した。すなわち、イオン交換体のベ
ッド体積の１．０６倍量の過塩素酸溶液により吸着した
Ｐｕの８９．８％が溶離回収できた。

【００３４】なお、この実施例における工程全体のプル
トニウム回収率は９６．８％、アメリシウム回収率は９
８．７％であった。

【００３５】

【発明の効果】本発明によれば、使用済み核燃料の硝酸
溶解液、原子力関連施設で発生する廃液および核物質の
生産または解体工程で発生するプルトニウムを含有する
廃棄物や廃液から、プルトニウムを効率よく分離回収す
ることができる。これによって将来の原子力エネルギー
発電体系における核燃料物質の確保と供給に大いに寄与
することができる。さらに、プルトニウムを含有廃液や
廃棄物の放射能レベルが低減化され、処理処分上の安全
性、経済性向上に大きな効果をもたらす。

【００３６】本発明の方法は、比較的簡単な装置と容易
な操作で行われる信頼性の高いプロセスであり、工業的
に実施することは経済的かつ合理的である。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例１による各工程におけるフラク
ション流出液中のプルトニウムおよびアメリシウム濃度
を示すグラフである。

【図２】本発明の実施例２による各工程におけるフラク
ション流出液中のプルトニウムおよびアメリシウム濃度
を示すグラフである。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21F 9/06 581 G21C 19/46 B01J 49/00

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】プルトニウムを含有する硝酸または硝酸
塩溶液を陰イオン交換体に接触させることにより一部分
または全部のプルトニウムを硝酸イオン錯体として吸着
させた後、プルトニウムとの錯形成能力が弱い酸溶液を
溶離剤として用い吸着したプルトニウムを選択的に溶離
回収することを特徴とするプルトニウムの分離回収方
法。
【請求項２】前記プルトニウムの溶離剤が、ギ酸（Ｈ
ＣＯＯＨ）、酢酸（ＣＨ₃ＣＯＯＨ）、過塩素酸（ＨＣ
ｌＯ₄）およびＨ_xＭＯ_y酸（Ｍ＝クロム、モリブデン、
タングステン、マンガン、テクネチウム、レニウム、バ
ナジウム、シリコン、砒素、セレンおよびテルルのうち
の少なくとも一元素、ｘ＝１〜３、ｙ＝２〜４）溶液の
うちの少なくとも１種類の酸溶液である請求項１のプル
トニウムの分離回収方法。