JP3241475B2 - 使用済み核燃料再処理から生じた水溶液から或る元素を分離する方法 - Google Patents
使用済み核燃料再処理から生じた水溶液から或る元素を分離する方法Info
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Description
理から得られた水溶液中に存在するNb、Sb、Ce+
Pr、アクチノイド、及び元素周期律表第VIIb族(M
n、Tc、Re)及び第VIII族(Fe、Co、Ni、R
u、Rh、Pd、Os、Ir、Pt)からの元素の如き
少なくとも一種類の元素を分離する方法に関する。
性の水性流出物及び核分裂生成物の濃縮物、使用済み核
燃料溶解用溶液中のこれら元素の回収に適用される。本
発明は、現存する流出物処理施設の塩含有量の大きな流
出物の汚染物除去に適用することもできる。
より数多くの核分裂生成物を生ずることになり、それら
の原子質量は70〜160である。これらの核分裂生成
物は、燃料サイクルの終わりで生ずる種々の溶液及び流
出物中に存在する。
137Cs及び90Sr以外の元素に対し0.37GBq/
m3 (即ち10-2Ci/m3 )を超えない流出物は、一
般に放射性物質の形のマンガン、アンチモン、ルテニウ
ム、セシウム、及びコバルトを含有する。比放射能βが
0.37〜37GBq/m3 (即ち10-2〜1Ci/m
3 )である平均即ち中程度レベルの放射性を持つ流出物
は、例えば、放射性物質の形のマンガン、ルテニウム、
コバルト、セシウム、セリウム、及びプラセオジムを含
有する。高レベル放射性流出物、即ち比放射能βが37
GBq/m3 〜1.8TBq/m3 (即ち1〜50Ci
/m3 )である高レベル放射性流出物は、ルテニウム、
セシウム、セリウム、プラセオジム、ニオブ、及びアン
チモンを含むことがある。平均的及び高レベル放射性流
出物も、Pu、Am、及びCmの如き元素が存在するた
め10-5〜3・10-2mCi/lの放射能を有する。
般にアクチニド、数多くの金属、実質的に全ての核分裂
生成物、特にルテニウム106、セシウム137及び1
34、アンチモン125、ユーロピウム154、セリウ
ム及びプラセオジム144が混入した硝酸溶液である。
プルトニウムを分離した後に得られた硝酸溶液である核
分裂生成物濃縮物は、特に鉄、ニッケル、モリブデン、
銅、ルテニウム、ロジウム、及びテクネチウムを含めた
数多くの元素が混入している。
出物又は溶液中に存在する或る元素を分離することであ
る。これらの元素の中には、特に、市場価格維持元素で
あるパラジウム、ロジウム、及びルテニウムの如き白金
族からの金属があり、特に自動車工業の触媒コンバータ
ーで用いられるロジウムがある。ルテニウム、ロジウム
及びパラジウムを効果的に分離することを可能にする方
法を持つことも重要であろう。
R.P.ブッシュ(Bush)によりPlatinum
Metals Rev., 35, 4 (199
1) pp. 202−208;マクダフィー(McD
uffie)によりORML/TM−6654, (1
979);ハゼルトン(Hazelton)その他によ
りPML−5758−UC−70,(1986) ;及
びマククロー(MacCragh)によるUS−A−3
672 875;に記載されている。
することに関するこれら既知の方法は、液体金属による
抽出、ルテニウムの場合の蒸発、ロジウム及びパラジウ
ムの場合の有機溶媒による抽出、沈澱、活性炭による吸
着、又は樹脂上に貴金属の付着物を形成させるためのア
ミン・ボラン型の還元用樹脂による還元等の如き種々の
方法を利用している。しかし、これらの文献に記載され
た方法は満足できるものではない。なぜなら、それらは
実施しにくく、適切な量のこれらの金属を回収すること
を可能にするものではないからである。
るべきNb、Sb及び第VIIb族及び第VIII族の金属の含
有量は、溶解用溶液の場合のウラン及びプルトニウム、
及び或る水性流出物の場合のナトリウムの如き、溶液中
に存在する他の元素の含有量と比較して非常に低いこと
に注意すべきである。
b、Sb、アクチノイド、Ce、Pr、及び第VIIb族及
び第VIII族の元素の中から選択された少なくとも一種類
の元素を分離するための方法で、実施し易く、異なった
種類の流出物にも適用することができ、高い回収率を与
える利点を有する方法に関する。
核燃料の再処理から得られた水溶液中に存在するNb、
Sb、アクチニド、Ce+Pr及び元素周期律表第VIIb
族及び第VIII族の元素の中から選択された少なくとも一
種類の元素を分離する方法は、前記水溶液をビニルピリ
ジン重合体又は共重合体を基にした固体樹脂と接触さ
せ、前記溶液から前記元素の少なくとも一種類を固定し
た樹脂を分離することからなる。
合体を基にした固体樹脂を用いることは非常に有利であ
る。なぜなら、それらの樹脂はNb、Sb、アクチノイ
ド、Ce+Pr及び第VIIb族及び第VIII族の元素に対し
非常に良好な親和力を有するからである。更に、これら
の樹脂は良好な熱的安定性及び良好な耐酸化性を有し、
酸性媒体、特に硝酸媒体中で用いることができるからで
ある。
た元素による飽和により効果が低くなった時、それを
水、酸性溶液、例えば0.1〜4MのHNO3 、又はア
ルカリ性溶液、例えば0.1MのNH4 OHで洗浄する
ことにより再生することができる。
ば、ポリ−2−(ビニルピリジン)又はポリ−4−(ビ
ニルピリジン)にすることができる。
体は、例えば、ビニルピリジンとジビニルベンゼンとの
共重合体である。
ゼンで架橋することができる、式:
は、塩水酸性媒体中で用いることができ、例えば:
す)の型で用いることができる。
子の大きさは使用者により必要に応じて選択される。
れたポリビニル−4−ピリジンを使用するのが好まし
い。
酸化剤及び還元剤に対し抵抗性を持ち、照射に対し感応
しない。例えば、2Mrad/時の照射線量を生ずるセ
シウム137に8時間24分照射しても、その樹脂は元
素分析によって検出できる変質を起こさず、炭素、水素
及び窒素含有量は実質的に同じままである。赤外線分光
分析及び示差熱分析により何等かの変性を検出すること
が不可能であることは、形態外観が変化を受けておら
ず、ガラス転移点が変化していないことを示している。
従って、照射はポリ(ビニルピリジン)に殆ど又は全く
影響を与えない。最後に、ポリ(ビニルピリジン)を使
用することは、或る処理条件、例えば、硝酸酸性度及び
溶液との接触時間を変えることにより、それを或る元素
に対して選択性を持つようにすることができるため有利
である。
は10-7〜4モル/リットルの硝酸濃度を有するのが好
ましく、それを1分〜24時間固体樹脂と接触させる。
量に依存する。一般に水溶液1リットル当たり10〜5
00gの樹脂が使用される。
成物と液体とを接触させるために慣用的装置を用いるこ
とができ、それらは固定又は流動床交換カラムの如く、
不連続又は連続型のものである。
が、或る場合には、例えば反応の速度を上げるため、異
なった圧力及び温度で操作することもできる。
の再処理から得られた水溶液からルテニウム、ロジウム
及び(又は)パラジウムを抽出するために用いることが
できる。
溶液の硝酸濃度をせいぜい1モル/リットルに等しく
し、好ましくは10-7〜0.1モル/リットルにし、こ
の溶液と樹脂との接触が10〜60分間行われるように
する。抽出反応速度は、塩化物イオンを水溶液に添加す
ることにより向上することができる。
場合には、水溶液は1〜2モル/リットルの硝酸濃度を
持ち、溶液と樹脂との接触が10分未満で行われるのが
好ましい。
使用済み核燃料の再処理から得られた異なった種類の流
出物及び溶液を処理するために用いることができる。
ル放射性流出物からルテニウム、ニオブ、アンチモン、
マンガン、コバルト、セリウム、プラセオジム、プルト
ニウム、キュリウム及びアメリシウムを分離するため;
核分裂生成物濃縮物からFe、Ni、Rh、Ru、Co
及びTcを分離するため;及び照射燃料溶解用溶液から
Pd、Ru、Rh、Tc、Co、Ni、Feを分離する
ために用いることができる。
して以下に詳細に記述するが、それら実施例に限定され
るものではない。
する架橋されたポリ−4−(ビニルピリジン)粉末が使
用された。
g/lのルテニウム濃度及び1.38モル/lの硝酸濃
度を有する水性流出物を処理した。
するため、40mlの流出物を1gのポリ−4−(ビニ
ルピリジン)(PVP)樹脂と、磁気撹拌器で撹拌しな
がら30分間接触させた。次にPVP樹脂を紙フィルター
で分離し、溶液中に残留するルテニウムをプラズマ20
00型パーキン・エルマー(PERKIN ELME
R)プラズマトーチで照射し、ルテニウム抽出率を決定
した。抽出率は85%で、それはPVP樹脂1g当たり
0.02mgのルテニウム固定に相当する。従って、ル
テニウム抽出率は非常に満足できるものである。
のNa+ 、6mg/lのK+ 、及び1mg/lのルテニ
ウムを含有する塩類が多量に入った水性流出物からルテ
ニウムを抽出した。
ながら1gのポリ−4−(ビニルピリジン)と、40m
lのルテニウム1mg/l含有水溶液と20.5時間接
触させた。次に樹脂を紙フィルターにより溶液から分離
し、溶液中に残留するルテニウムをプラズマトーチで照
射した。これにより66.5%のルテニウム抽出率が得
られ、それは樹脂1g当たり2.66・10-2mgのル
テニウムに相当した。
ムの放射線量が存在することは、それらが樹脂によって
抽出されなかったことを示している。
用いて行なった。但しルテニウム含有量に関しては0.
3mg/lであった。これらの条件下で20.5時間撹
拌した後、ルテニウム抽出率は100%であり、それは
樹脂1g当たり、1.2・10-2mgのルテニウムに相
当していた。
とにより、非常に低いルテニウム含有量の場合には、ナ
トリウム及びカリウムの含有量が大きい場合でも、10
0%のルテニウム抽出率を得ることができる。
ルテニウム、2g/lのナトリウム、及び6mg/lの
カリウムを含有する水溶液に、塩化ナトリウムを添加し
て1モル/lの塩化ナトリウム濃度を有するようにした
水溶液からルテニウムを抽出した。
ンを100mlの溶液と、750rpmで磁気撹拌しな
がら90分間接触させた。次にPVP樹脂を紙フィルタ
ーで分離し、溶液の残留ルテニウム含有量をプラズマト
ーチで測定した。
4.25時間の接触時間を用いて繰り返した。得られた
結果を次の表1に示す。
実質的に1.5時間後に達成されていることが分かる。
しかし、同じ分離をCl- イオンを存在させずに行う
と、樹脂がルテニウムの抽出を開始するまで8時間待つ
必要がある。従って、塩化物イオンの存在は、ルテニウ
ム抽出の速度を上げるため、有利である。
出物からルテニウムを分離し、抽出率に対するpHの影
響を研究した。そのため、微量のRu、6mg/lのカ
リウム、及び2g/lのナトリウムを含有し、3〜9の
pH値に相当する硝酸濃度を有する溶液10mlと、約
0.2gのポリ−4−(ビニルピリジン)とを撹拌しな
がら1時間接触させた。次に樹脂を紙フィルターで分離
し、溶液中に残留するルテニウムをプラズマトーチで照
射した。
たり固定されたルテニウム量を溶液のpHの関数として
示した。ルテニウムは6より低い酸性pH値、即ち10
-6モル/lより大きい硝酸濃度の場合にルテニウムは一
層効果的に抽出されることが分かる。
有し、表2に与えた硝酸濃度を有する水溶液からロジウ
ムを抽出した。
−(ビニルピリジン)(PVP)を水平に撹拌しながら
10mlの水溶液と24時間接触させた。次に紙フィル
ターによる濾過により溶液からポリビニルピリジンを分
離し、次に溶液中の残留ロジウムを原子吸収により測定
した。得られた結果も表2に示す。
とPVPへのロジウムの固定は良くなくなることを示し
ている。抽出最大値は1〜2モル/lの硝酸濃度の場合
に観察されている。
に従っているが、異なったポリビニルピリジン量と、2
ミリモル/lのロジウムと1.38モル/lの硝酸とを
含む水溶液を用いた。ポリビニルピリジンの使用量及び
得られた結果を表3に与える。
ジンの使用量と共に増大することを示している。
び1.38モル/lの硝酸を含有する水溶液中に存在す
るパラジウムの抽出を、2〜40g/lの濃度に相当す
る量のポリビニルピリジンと10mlの溶液とを24時
間水平に撹拌しながら接触させることにより行なった。
次にポリビニルピリジンを紙フィルターで分離し、残留
パラジウムを原子吸収により測定した。ポリビニルピリ
ジンの使用量と得られた結果を表4に示す。
VP濃度の場合、パラジウム抽出は容易に且つ100%
行われることを示している。
の酸性度、接触時間、及び樹脂使用量を適切に選択し、
Cl- の如き適当なイオンを添加することにより、ルテ
ニウム、ロジウム、又はパラジウムを選択的に抽出する
ことができることを示している。
テニウムを別としてセシウム137及びセシウム134
を含有する高レベル放射性流出物中に存在するルテニウ
ムの分離を行なった。抽出を行うため、機械的に撹拌し
ながら3mlの流出物と、200mgのポリ−4−(ビ
ニルピリジン)(PVP)とを75分間接触させた。次
に樹脂を濾過により流出物から分離し、収集溶液のルテ
ニウム及びセシウム含有量を決定した。得られた結果及
び出発溶液のルテニウム及びセシウム含有量を表5に示
す。
ム106を維持するのに非常に有効であることを示して
いる。なぜなら、抽出率は60%であり、それは樹脂1
g当たり1.02・10-4mgの固定率に相当するから
である。しかし、同じ処理を低レベル放射性流出物につ
いて行うと、汚染物除去の効果は低い。なぜなら、汚染
物除去率が初期溶液の放射能と共に増大するからであ
る。表中、Qは樹脂1g当りの固定元素量を示す。
及びコバルトの分離 これらの実施例では、表6に与えた組成を有する3ml
の中間的レベル放射性流出物(MA)と、2%のジビニ
ルベンゼンで架橋された種々の重量のポリビニルピリジ
ンとを撹拌しながら40分間接触させた。流出物の硝酸
酸性度は0.1モル/lであった。この接触時間に続
き、ポリビニルピリジンを流出物から分離し、分離した
流出物のルテニウム、マンガン、コバルト、セシウム、
及びセリウム+プラセオジム144の濃度を測定した。
得られた結果を表6に示す。
ム、マンガン、コバルト、セリウム及びプラセオジムを
効果的に除去することが可能であるが、セシウムは抽出
されないということが、この表から教示される。
チモンの抽出 この実施例では、表7に示すHNO3 混合物と濃度を含
有する高レベル放射性の流出物から、ルテニウム、ニオ
ブ及びアンチモンを抽出した。ルテニウムを抽出するた
めに、樹脂50gを排出液1リットルに接触させ、30
分間攪拌した後、濾過を行い該流出物から樹脂を分離
し、次いで濾過した流出物のルテニウム、アンチモン、
セシウム及びニオブの含有量を定量した。その結果を表
7に示す。
ル放射性流出物の標準硝酸濃度に相当する0.089モ
ル/lである場合に、非常に高いルテニウム及びニオブ
除去率が得られることを明確に示している。
出物からルテニウムの抽出を行なった。このため200
mgのポリビニル−4−ピリジンと3mlの流出物との
接触を75分間行い、次に濾過によりポリビニルピリジ
ンを分離し、流出物のルテニウム及びセシウム含有量を
測定した。得られた結果を表8に示す。
出率が得られたことを示している。
ロジウム、鉄、ニッケル及びコバルトの分離 この実施例では、数多くの元素を含有する核分裂生成物
の濃縮物、即ち、使用済み核燃料溶解用溶液からウラン
とプルトニウムの最初の分離工程から得られた溶液から
テクネチウム、ルテニウム、ロジウム、鉄、ニッケル及
びコバルトの抽出を行なった。
ニルピリジン(PVP)を、機械的撹拌を行いながら5
分ずつ連続して4時間15分間接触させた。ポリビニル
ピリジンを最初濾過し、次に18mlの1N硝酸で洗浄
し、次に樹脂の2回目の濾過を行い、次にそれを15m
lの熱硫酸に溶解した。最初の濾過の後に得られた溶液
と樹脂溶解用溶液とを、γ線分光測定法、α線分光測定
法、及び原子発光分析法(ICP)により分析した。
a、Cs、Mg、Sr、Ba、Cd、B、Al、La、
Pr、Ce、Gd、Sm、Eu、Am、Cm、NpはP
VPによって抽出されないが、ウランは20%の抽出率
で抽出された。しかし、第VIIb族及び第VIII族金属は、
次の表9に示す如く、抽出された。
カリ土類金属及びアクチニドに対して良好な選択性を持
つと共に、テクネチウム、ルテニウム、ロジウム、鉄、
ニッケル、及びコバルトの非常に良好な抽出を与える結
果になる。
VP樹脂上の金属陽イオンの分布を重量%で与えてい
る。
分離するためにポリビニルピリジンを用いることの重要
性を示している。この場合、もし望むならば、樹脂をH
2 SO 4 中に溶解することにより水溶液中に回収するこ
とができる。
ロジウム、パラジウム、鉄及びニッケルの分離 この実施例では、照射した溶解用溶液から、1gのポリ
ビニルピリジンと10mlの溶解用溶液とを機械的に撹
拌しながら75分間接触させることにより、テクネチウ
ム、ルテニウム、ロジウム、パラジウム、鉄及びニッケ
ルの抽出を行なった、接触後、樹脂を第1回目の濾過に
かけ、溶液をγ線分光測定法及び原子発光分析法により
分析して、そのパラジウム、ルテニウム、ロジウム、テ
クネチウム、ニッケル及び鉄についての含有量を決定し
た。
酸で洗浄し、次に樹脂を濾過し、5mlの濃硫酸で溶解
し、γ線分光測定法及び原子発光分析法(ICP)によ
り溶解用溶液の分析を行なった。得られた結果を表11
に示す。
ウム及びテクネチウムについての抽出%が非常に高く、
特にテクネチウム及びパラジウムが高いことを示してい
る。
を示している。
のパラジウム、15%のルテニウム、及び30%のロジ
ウムが回収されたことを示している。従って、樹脂を硝
酸で洗浄することにより、部分的に同時抽出された金属
を除去することができる。
1・10-6、プルトニウムについては317、γ線放射
物については874(Ru106推定)であり、それら
は非常に満足できるものである。
ピリジン樹脂はアルカリ金属及びアルカリ土類金属の
外、三価金属を抽出しないことを示しており、超ウラン
元素も抽出しないか又は極めて僅かしか抽出せず、遷移
金属については非常によい抽出を与えることを示してい
る。
下する。例えば、溶解用溶液について塩導入量が200
g/lに近いと、ポリビニルピリジンの交換容量は使用
した操作条件下で樹脂1g当たり、パラジウム3.1m
g、ロジウム0.8mg、ルテニウム1.6mgであ
り、テクネチウムは樹脂1g当たり0.034mgより
高い。
は100g/lに近く、樹脂交換容量はこれらの条件下
で樹脂1g当たり、Rh0.7mg、Ru3mg、及び
Tc1.4mgである。
み核燃料溶解用溶液から貴金属Ru、Rh、Pd、及び
Tcを分離することができる。導入樹脂についての固定
条件及び洗浄方法を最適にすることにより、例えば、蒸
発によりルテニウムを分離した後、富む水性相を例え
ば、燐酸トリブチルで洗浄し、残留プルトニウム及びウ
ラン微量物を除去することによりこれらの金属の汚染除
去を向上させることもできる。
汚染物除去 この実施例では、表13に与えた組成及び5・10-3モ
ル/lの硝酸濃度を有する平均的即ち中間的レベル放射
性流出物3mlと67g/lのポリビニルピリジン(2
00mg)とを撹拌しながら30分間接触させた。流出
物からポリビニルピリジンを分離した後、分離した流出
物のプルトニウム、アメリシウム、キュリウム、及び核
分裂生成物の濃度を決定した。得られた結果を表13に
示す。これらの結果は、ポリビニルピリジンが、セシウ
ム及びストロンチウムを例外として、数多くのα放射性
物質及び数多くの核分裂生成物を抽出することを示して
いる。
汚染物除去 この実施例では、表14に与えた組成を有する平均的即
ち中間的レベル放射性流出物の汚染物除去を次の方法に
従って操作することにより行なった。
のポリビニルピリジン(これはポリビニルピリジンの高
さ4.7cmに相当する)の入ったカラム中で循環さ
せ、流出物は計量ポンプを用い、3ml/分の供給速度
でカラムの上から低い圧力で供給した。カラムの底に処
理された流出物を収集し、重量単位で存在する元素の場
合には原子発光分析法を用い、γ線放射性元素の場合に
はγ線分光測定法を用い、α線放射性元素の場合にはα
線分光測定法を用いてその中に含有される元素を決定す
るために分析した。
は処理された流出物の体積(ml)の関数として抽出さ
れたγ線放射性物質の%(Ru106、Co60、Ce
+Pr144及びCs137)を示す。図3は、処理さ
れた流出物の体積(ml)の関数として抽出されたα線
放射性物質の%(全Pu、Am241及びCm244)
を示す。
ポリビニルピリジン1g当たり360mlに達するまで
抽出%は非常に高いことを示している。
/分の流量で30mlの水を通したが、流出物処理に用
いた方向とは逆方向にそれを循環させるため、底からカ
ラム中へそれを導入した。この操作に続き、前と同じ条
件で更に別の流出物を処理し、処理された流出物中に存
在する元素の量を測定した。得られた結果を図4及び図
5に示す。
関数として抽出されたγ線放射性元素の%(Ru10
6、Co60、Ce+Pr144及びCs137)を示
す。図5は処理された流出物体積(ml)の関数として
抽出されたα線放射性元素の%(全Pu、Am241及
びCm244)を示す。
が非常によいが、良い効率を維持したいならば、処理流
出物体積が少ない方がよいことを明らかに示しており、
その体積は第二の操作について、PVP1g当たり流出
物210mlである。
i/l及び酸性度が0.005Mである流出物をポリビ
ニルピリジンで処理することにより、60%のルテニウ
ム及び100%のPu、Am、Cm、及びCe+Prを
固定することができる。
出物の汚染物除去 この実施例では、異なった洗浄用溶液のPVP再生及び
洗浄用溶液中のRu、Cs、Co、Mn、Ce+Pr、
Sr、及びPuの再抽出に対する影響を研究した。これ
らの実施例では、流出物とPVPとを撹拌しながら30
分間接触させ、これらの異なった元素の最初の抽出を行
うため、表15に与えた量のポリビニルピリジンを用い
た。この最初の抽出中に固定された元素の量を測定し
た。流出物中に存在する量に基づく%として、得られた
結果を表15に示す。
0.1MのNH4 OH、0.1MのNH4 OH+0.1
MのNaClO、0.1MのHNO3 、又は4MのHN
O3により、表15中に与えた洗浄用溶液中のPVP濃
度に相当するような量の洗浄用溶液を用いて洗浄した。
次に、その洗浄用溶液中のRu、Cs、Co、Mn、C
e+Pr、Sr、及びPuの含有量を測定した。
基づく%として表15に与えてある。これらの結果は、
PVPによって殆ど抽出されないCs及びSrを除き、
殆どの元素が僅かにしか再抽出されないことを明確に示
している。
ピリジンを用いて、同じ30分間の接触を行い、表15
に与えたPVP濃度に相当する量の流出物を用いて更に
中間的レベル放射性の流出物を処理した。次に処理され
た流出物のRu、Cs、Co、Mn、Ce+Pr、S
r、及びPuの含有量を測定した。得られた結果を表1
5中に抽出%として示す。
た元素は僅かにしか再抽出されないが、全ての洗浄用溶
液は効果的であることを示している。抽出効率は、新し
く固定する前に0.1MのHNO3 を使用することによ
り改良されたPVP効果性を得ることができることによ
り、PVPのHNO3 による再生を行うと、一層高くな
る。
率の変動(%として)を示すグラフである。
素の%を示すグラフである。
素の%を示すグラフである。
素の%を示すグラフである。
素の%を示すグラフである。
Claims (14)
- 【請求項1】 使用済み核燃料の再処理から得られた水
溶液中に存在するNb、Sb、Ce、Pr、アクチニ
ド、及び元素周期律表第VIIb族及びVIII族の元素の中か
ら選択された少なくとも一種類の元素を分離する方法に
おいて、前記水溶液が10-7〜4モル/リットルの硝酸
濃度を有する硝酸溶液であり、前記水溶液をビニルピリ
ジン重合体又は共重合体を基にした固体樹脂と接触さ
せ、前記溶液から元素(一種又は多種)を固定した樹脂
を分離することからなることを特徴とする分離方法。 - 【請求項2】 樹脂が、ジビニルベンゼンにより架橋さ
れたポリビニル−4−ピリジンである、請求項1に記載
の方法。 - 【請求項3】 水溶液と固体樹脂との接触時間が1分〜
24時間である、請求項1または2に記載の方法。 - 【請求項4】 樹脂の使用量が水溶液1リットル当たり
10〜500gである、請求項1〜3のいずれか1項に
記載の方法。 - 【請求項5】 第VIII族元素がルテニウムである、請求
項1または2に記載の方法。 - 【請求項6】 水溶液の硝酸濃度が多くても1モル/リ
ットルに等しく、接触が10〜60分間行われる、請求
項5に記載の方法。 - 【請求項7】 Cl-イオンを水溶液に添加する、請求
項5に記載の方法。 - 【請求項8】 第VIII族元素がロジウム及び(又は)パ
ラジウムである、請求項1または2に記載の方法。 - 【請求項9】 水溶液が1〜2モル/リットルの硝酸濃
度を有し、接触を10分未満行う、請求項8に記載の方
法。 - 【請求項10】 水溶液が中程度又は高レベル放射性の
流出物であり、その流出物からルテニウム、ニオブ、ア
ンチモン、マンガン、コバルト、セリウム、プラセオジ
ム、プルトニウム、キュリウム、及びアメリシウムを分
離する、請求項1または2に記載の方法。 - 【請求項11】 水溶液が核分裂生成物濃縮物であり、
その濃縮物からFe、Ni、Rh、Ru、Co、及びT
cを分離する、請求項1または2に記載の方法。 - 【請求項12】 水溶液が使用済み核燃料溶解溶液であ
り、その溶液からPd、Ru、Rh、Tc、Co、N
i、及びFeを分離する、請求項1または2に記載の方
法。 - 【請求項13】 固体樹脂を洗浄溶液と接触させること
によりそれを再生する、請求項1〜12のいずれか1項
に記載の方法。 - 【請求項14】 洗浄溶液が水、0.1〜4Mの硝酸、
又は0.1MのNH4OHである、請求項13に記載の
方法。
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FR2948126B1 (fr) * | 2009-07-17 | 2011-09-16 | Commissariat Energie Atomique | Procede d'extraction d'au moins un element chimique d'un milieu sel fondu |
WO2014097269A1 (en) * | 2012-12-21 | 2014-06-26 | THE GOVERNORS OF THE UNIVERSITY OF ALBERTA, THE UNIVERSITY OF BRITISH COLUMBIA, CARLETON UNIVERSITY, SIMON FRASER UNIVERSITY, THE GOVERNING COUNCIL OF THE UNIVERSITY OF TORONTO AND THE UNIVERSITY OF VICTORIA, collectively carrying on business as TRIUMF | Process and apparatus for separation of technetium-99m from molybdate |
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JP6607485B2 (ja) * | 2015-04-30 | 2019-11-20 | 国立大学法人名古屋大学 | 懸濁態セシウムの除去方法 |
RU2610205C1 (ru) * | 2015-12-02 | 2017-02-08 | Акционерное общество "Ведущий научно-исследовательский институт химической технологии" | Способ сорбционного извлечения редкоземельных элементов из растворов |
RU2610203C1 (ru) * | 2015-12-02 | 2017-02-08 | Акционерное общество "Ведущий научно-исследовательский институт химической технологии" | Способ сорбционного извлечения редкоземельных элементов из пульп |
CN106824272B (zh) * | 2017-01-04 | 2019-01-22 | 南京工程学院 | 一种核级离子交换树脂基复合材料及其制备方法 |
CN109402413B (zh) * | 2018-10-30 | 2020-11-03 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | 一种乏燃料元件裂变产物中钯的回收方法 |
CN110090615B (zh) * | 2019-04-24 | 2022-03-11 | 华东理工大学 | 一种高价态金属铁氧体吸附剂的制备方法与应用 |
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Cited By (1)
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