JPH04315997A - Method for separating plutonium in uranium aqueous solution - Google Patents
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Abstract
Description
【０００１】0001
【産業上の利用分野】本発明は， ウラン水溶液中のプ
ルトニウムの分離方法に関するものである。[Field of Industrial Application] The present invention relates to a method for separating plutonium from an aqueous uranium solution.
【０００２】0002
【従来の技術】従来，ウラン水溶液中のプルトニウムの
分離方法としては， 溶媒抽出法，及び有機イオン交換
体による吸着分離法がある。[Prior Art] Conventional methods for separating plutonium from aqueous uranium solutions include solvent extraction and adsorption separation using organic ion exchangers.
【０００３】0003
【発明が解決しようとする課題】（１）前記溶媒抽出法
は， 通常，液液抽出溶媒としてリンを含む有機溶媒を
使用しているが， 抽出に伴い放射線により溶媒が劣化
して， 大量の廃溶媒が発生する。この廃溶媒は， 通
常， 放射性廃棄物であって， その処理に多くの課題
を残している。[Problems to be Solved by the Invention] (1) The above-mentioned solvent extraction method usually uses an organic solvent containing phosphorus as a liquid-liquid extraction solvent, but the solvent is degraded by radiation during extraction and a large amount of Waste solvent is generated. This waste solvent is usually radioactive waste, and many issues remain in its treatment.
【０００４】またこの溶媒抽出法で高い分離度を得よう
とすると， 多段の抽出が必要であり， 装置が大型化
， 複雑化して， 高価になる。
（２） 前記有機イオン交換体による吸着分離法は，多
くの場合， イオン交換体に有機材料を使用している。
このため， 有機溶媒と同様に放射線による劣化が大き
くて， 処理の難しい放射性廃有機イオン交換体が発生
する。[0004] Furthermore, in order to obtain a high degree of separation using this solvent extraction method, multiple stages of extraction are required, making the equipment larger, more complicated, and more expensive. (2) In most cases, the adsorption separation method using an organic ion exchanger uses an organic material as the ion exchanger. For this reason, radioactive waste organic ion exchangers are generated, which, like organic solvents, are significantly degraded by radiation and are difficult to dispose of.
【０００５】またこの有機イオン交換体は，一般に交換
容量が大きいものの，交換する金属に対して選択性が乏
しい。さらにウランとプルトニウムとが同量程度に含ま
れているウラン水溶液に対しては，シリカゲルが使用さ
れることも希にあるが，その吸着容量は小さくて，プル
トニウムが微量に含まれているウラン水溶液に対しては
，試験の実施例が見当たらない。[0005]Although this organic ion exchanger generally has a large exchange capacity, it has poor selectivity with respect to the metal to be exchanged. Furthermore, silica gel is rarely used for uranium aqueous solutions that contain about the same amount of uranium and plutonium, but its adsorption capacity is small, and uranium aqueous solutions that contain a small amount of plutonium No test examples were found for this.
【０００６】本発明は前記の問題点に鑑み提案するもの
であり， その目的とする処は， 装置をコンパクトに
でき，固化体処理を容易に行うことができ，さらにプル
トニウムに対する吸着率を向上できるウラン水溶液中の
プルトニウムの分離方法を提供しようとする点にある。The present invention has been proposed in view of the above-mentioned problems, and its objectives are to make the apparatus compact, to easily process the solidified material, and to improve the adsorption rate for plutonium. The object of this invention is to provide a method for separating plutonium in an aqueous uranium solution.
【０００７】[0007]
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに，本発明は，ウラン水溶液からそれに微量に含まれ
ているプルトニウムを分離するウラン水溶液中のプルト
ニウムの分離方法において，二酸化チタンよりなる吸着
剤と前記ウラン水溶液とを接触させて，前記プルトニウ
ムを前記吸着剤上に吸着させることを特徴としている。[Means for Solving the Problems] In order to achieve the above object, the present invention provides a method for separating plutonium in a uranium aqueous solution, which separates plutonium contained in trace amounts from a uranium aqueous solution. The method is characterized in that the plutonium is adsorbed onto the adsorbent by bringing the adsorbent into contact with the uranium aqueous solution.
【０００８】前記ウラン水溶液には，ｐＨ調整したウラ
ン水溶液を使用してもよい。前記二酸化チタンよりなる
吸着剤には，比表面積を高めた吸着剤を使用してもよい
。前記二酸化チタンよりなる吸着剤には，含水率を高め
た吸着剤を使用してもよい。[0008] The uranium aqueous solution may be a pH-adjusted uranium aqueous solution. As the adsorbent made of titanium dioxide, an adsorbent with an increased specific surface area may be used. As the adsorbent made of titanium dioxide, an adsorbent with a high water content may be used.
【０００９】[0009]
【作用】本発明のウラン水溶液中のプルトニウムの分離
方法はウラン水溶液からそれに微量に含まれているプル
トニウムを分離するときに，二酸化チタンよりなる吸着
剤とウラン水溶液とを接触させて，プルトニウムを吸着
剤上に吸着させる。[Operation] The method of separating plutonium in an aqueous uranium solution of the present invention is to adsorb plutonium by bringing an adsorbent made of titanium dioxide into contact with the aqueous uranium solution when separating trace amounts of plutonium from the aqueous uranium solution. Adsorb onto the agent.
【００１０】0010
【実施例】次に本発明のウラン水溶液中のプルトニウム
の分離方法を第１実施例により説明する。この第１実施
例では，ウラン水溶液からそれに微量に含まれているプ
ルトニウムを分離するときに，二酸化チタンよりなる吸
着剤とウラン水溶液とを接触させて，プルトニウムを吸
着剤上に吸着させる。なおプルトニウムはウラン水溶液
に対して４０分の１程度の濃度で含まれており， 微量
である。EXAMPLE Next, the method of separating plutonium in an aqueous uranium solution according to the present invention will be explained using a first example. In this first embodiment, when separating a small amount of plutonium contained in a uranium aqueous solution, an adsorbent made of titanium dioxide is brought into contact with the uranium aqueous solution, and plutonium is adsorbed onto the adsorbent. Note that plutonium is contained at a concentration of about 1/40th that of the uranium aqueous solution, which is a very small amount.
【００１１】上記のように二酸化チタンがプルトニウム
を吸着するメカニズムは， イオン交換反応であると考
えられる。これを二酸化チタン及びプルトニウムのそれ
ぞれに着目して， 検討する。
（ａ）二酸化チタンがウラン水溶液に接触するとき，第
１図に示すように両性的に分離する。第１図（１）は，
低ｐＨ域で起こりやすく，陰イオン交換を行う。第１図
（２）は，高ｐＨ域で起こりやすく，陽イオン交換を行
う。
（ｂ）一方， プルトニウムは，正及び負何れの錯イオ
ンも生成することが知られている。The mechanism by which titanium dioxide adsorbs plutonium as described above is thought to be an ion exchange reaction. This will be examined by focusing on titanium dioxide and plutonium, respectively. (a) When titanium dioxide comes into contact with an aqueous uranium solution, it separates into ampholytes as shown in Figure 1. Figure 1 (1) is
It tends to occur in the low pH range and performs anion exchange. Figure 1 (2) tends to occur in a high pH range, and cation exchange occurs. (b) On the other hand, plutonium is known to generate both positive and negative complex ions.
【００１２】従って吸着のメカニズムとしては， 陽イ
オン交換反応及び陰イオン交換反応の何れかの可能性が
あり， また双方競合している可能性もある。但しその
度合いは明らかでない。次にプルトニウム吸着率の試験
要領を説明する。
（Ａ）ウラン水溶液の性状
ウラン水溶液の性状を示すと次の通りである。[0012] Therefore, the adsorption mechanism may be either a cation exchange reaction or an anion exchange reaction, and it is also possible that the two are competing with each other. However, the degree of this is not clear. Next, the procedure for testing the plutonium adsorption rate will be explained. (A) Properties of uranium aqueous solution The properties of the uranium aqueous solution are as follows.
【００１３】
■ウラン濃度 ： ４００×１０３ ｍｇ／
ｌ■プルトニウム濃度： １． ０ｍｇ／ｌ■ｐＨ
： ０．２■全容量
： １７００ｌ（Ｂ）試験方法
（１）吸着剤に，二酸化チタン及び次に示す比較対
照用試薬を用意する。■Uranium concentration: 400×103 mg/
l■ Plutonium concentration: 1. 0mg/l pH
: 0.2■Total capacity
: 1700l (B) Test method (1) The adsorbent contains titanium dioxide and the following comparative
Prepare the reference reagent.
【００１４】（ａ）二酸化チタン
（ｂ）シリカゲル
（ｃ）リン酸第二クロム
（ｄ）チタリア／ジルコニア（ＴｉＯ２ ／ＺｒＯ２
）（ｅ）合成ゼオライト
（ｆ）アルミナ
（ｇ）リン酸ジルコニウム
（２）ウラン水溶液をポリビン７個に分取する。
（３）各吸着剤を所定量添加して，放置する。
（４）各ポリビン内の供試廃液を濾過する。
（５）濾液を分析試料とし， α線スペクトル分析を行
う。
（６）前記吸着剤添加後の供試廃液の濾液についてα線
スペクトロメトリーを使用して，プルトニウム及びウラ
ンの放射能比を測定し，プルトニウム濃度を算出する。
（Ｃ）試験結果（吸着率％）
（１）二酸化チタン
： ６１（最良）
（２）シリカゲル
： １１（３）リン酸第二クロム
： ４０（４）チタニ
ア／ ジルコニア（ＴｉＯ２／ＺｒＯ２） ：２９（
５）アルミナ
： ２１（６）リン酸ジルコニウム
： １６この第１実施例
では，ウラン水溶液からそれに微量に含まれているプル
トニウムを分離するときに，二酸化チタンよりなる吸着
剤とウラン水溶液とを接触させて，プルトニウムを吸着
剤上に吸着させるようにしており， （１） プルト
ニウムの分離を吸着操作で行うために， 操作性がよく
，装置がコンパクトになる。（２）使用する吸着剤が無
機材料であり， 放射線による劣化が少なくて， 固体
廃棄物としての固化体処理が容易になる。（３） 二酸
化チタンよりなる吸着剤は，従来のシリカゲルに比べて
プルトニウム吸着率が大きい。(a) titanium dioxide (b) silica gel (c) chromic phosphate (d) titaria/zirconia (TiO2 /ZrO2
) (e) Synthetic zeolite (f) Alumina (g) Zirconium phosphate (2) Separate the uranium aqueous solution into 7 polybins. (3) Add a specified amount of each adsorbent and leave it. (4) Filter the sample waste liquid in each polybottle. (5) Using the filtrate as the analysis sample, perform α-ray spectrum analysis. (6) Using α-ray spectrometry, measure the radioactivity ratio of plutonium and uranium for the filtrate of the sample waste liquid after adding the adsorbent, and calculate the plutonium concentration. (C) Test results (adsorption rate %) (1) Titanium dioxide
: 61 (best) (2) Silica gel
: 11(3) Chromic phosphate
: 40(4) Titania/Zirconia (TiO2/ZrO2) :29(
5) Alumina
: 21(6) Zirconium phosphate
: 16 In this first example, when separating a small amount of plutonium contained in an aqueous uranium solution, an adsorbent made of titanium dioxide and an aqueous uranium solution were brought into contact with each other so that plutonium was adsorbed onto the adsorbent. (1) Since plutonium is separated by adsorption, it is easy to operate and the equipment is compact. (2) The adsorbent used is an inorganic material, which causes less deterioration due to radiation, making it easier to dispose of the solidified material as solid waste. (3) Adsorbents made of titanium dioxide have a higher plutonium adsorption rate than conventional silica gel.
【００１５】なおプルトニウム吸着率ηは， η＝（Ｃ
０ −Ｃ）／Ｃ０ ×１００により表される。ここでＣ
０ ： ウラン水溶液・吸着前の水溶液中のプルトニウ
ム濃度，Ｃはウラン水溶液・吸着後の水溶液中のプルト
ニウム濃度である。次に本発明のウラン水溶液中のプル
トニウムの分離方法を第２実施例により説明する。[0015] The plutonium adsorption rate η is given by η=(C
0 −C)/C0×100. Here C
0: Plutonium concentration in uranium aqueous solution/aqueous solution before adsorption, C is plutonium concentration in uranium aqueous solution/aqueous solution after adsorption. Next, the method of separating plutonium in an aqueous uranium solution according to the present invention will be explained using a second example.
【００１６】この第２実施例では，ウラン水溶液からそ
れに微量に含まれているプルトニウムを分離するときに
，二酸化チタンよりなる吸着剤とｐＨを約１．５に調整
したウラン水溶液とを接触させて，プルトニウムを吸着
剤上に吸着させる。上記のように二酸化チタンがプルト
ニウムを吸着するメカニズムは， 既に述べた通りであ
る（第１図参照） 。In this second embodiment, when separating plutonium contained in trace amounts from a uranium aqueous solution, an adsorbent made of titanium dioxide is brought into contact with a uranium aqueous solution whose pH has been adjusted to about 1.5. , plutonium is adsorbed onto an adsorbent. The mechanism by which titanium dioxide adsorbs plutonium is as described above (see Figure 1).
【００１７】次にプルトニウム吸着率の試験要領を説明
する。
（Ａ）ウラン水溶液の性状
ウラン水溶液の性状を示すと次の通りである。
■ウラン濃度 ： ４００×１０３ｍｇ
／ｌ■プルトニウム濃度 ： １． ０ｍｇ／ｌ■ｐ
Ｈ ： ０．２■全容量
： １７００ｌ（Ｂ）試験方法
（１）先ずウラン水溶液をポリビン４個に分取する。次
いでｐＨを次のように調整する。Next, the procedure for testing the plutonium adsorption rate will be explained. (A) Properties of uranium aqueous solution The properties of the uranium aqueous solution are as follows. ■Uranium concentration: 400×103mg
/l ■ Plutonium concentration: 1. 0mg/l■p
H: 0.2■Full capacity
: 1700l (B) Test method (1) First, a uranium aqueous solution is divided into four polybins. The pH is then adjusted as follows.
【００１８】
ポリビン（Ａ）： 水溶液〔ｐＨ〕＝−０． ５ポリビ
ン（Ｂ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝０． ２ポリビン
（Ｃ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝１． ５ポリビン（
Ｄ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝２． ０（２）各吸着
剤を所定量添加して，放置する。
（３）各ポリビン内の供試廃液を濾過する。
（４）濾液を分析試料とし， α線スペクトル分析を行
う。
（５）前記吸着剤添加後の供試廃液の濾液についてα線
スペクトロメトリーを使用して，プルトニウム及びウラ
ンの放射能比を測定し，プルトニウム濃度を算出する。
（Ｃ）試験結果（吸着率％）
（１）ポリビン（Ａ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝−０
． ５の吸着率１４％
（２）ポリビン（Ｂ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝０．
２の吸着率５４％
（３）ポリビン（Ｃ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝１．
５の吸着率７７％（最良）
（４）ポリビン（Ｄ）： ウラン水溶液〔ｐＨ〕＝２．
０の吸着率５６％
この第２実施例では，ウラン水溶液からそれに微量に含
まれているプルトニウムを分離するときに，二酸化チタ
ンよりなる吸着剤とｐＨを約１．５に調整したウラン水
溶液とを接触させて，プルトニウムを吸着剤上に吸着さ
せており， 前記第１実施例の（１）〜（３）の利点の
外に，（４）ウラン水溶液のｐＨを調整しない場合に比
べてプルトニウム吸着率が大幅に向上する利点がある。Polyvin (A): Aqueous solution [pH] = -0. 5 Polyvin (B): Uranium aqueous solution [pH] = 0. 2 Polyvin (C): Uranium aqueous solution [pH] = 1. 5 polyvin (
D): Uranium aqueous solution [pH] = 2. 0 (2) Add a specified amount of each adsorbent and leave it. (3) Filter the sample waste liquid in each polybottle. (4) Using the filtrate as the analysis sample, perform α-ray spectrum analysis. (5) Using α-ray spectrometry, measure the radioactivity ratio of plutonium and uranium on the filtrate of the sample waste liquid after adding the adsorbent, and calculate the plutonium concentration. (C) Test results (adsorption rate %) (1) Polyvin (A): Uranium aqueous solution [pH] = -0
．． Adsorption rate of 5: 14% (2) Polyvin (B): Uranium aqueous solution [pH] = 0.
Adsorption rate of 2: 54% (3) Polyvin (C): Uranium aqueous solution [pH] = 1.
Adsorption rate of 5: 77% (best) (4) Polyvin (D): Uranium aqueous solution [pH] = 2.
0 adsorption rate: 56% In this second example, when separating the plutonium contained in a trace amount from a uranium aqueous solution, an adsorbent made of titanium dioxide and a uranium aqueous solution whose pH was adjusted to about 1.5 were used. In addition to the advantages (1) to (3) of the first embodiment, (4) plutonium is adsorbed on the adsorbent in comparison to the case where the pH of the uranium aqueous solution is not adjusted. This has the advantage of significantly increasing the rate.
【００１９】次に本発明のウラン水溶液中のプルトニウ
ムの分離方法を第３実施例により説明する。この第３実
施例では，ウラン水溶液からそれに微量に含まれている
プルトニウムを分離するときに，比表面積を高めた二酸
化チタンよりなる吸着剤とウラン水溶液とを接触させて
，プルトニウムを吸着剤上に吸着させる。Next, the method of separating plutonium in an aqueous uranium solution according to the present invention will be explained using a third embodiment. In this third embodiment, when separating a small amount of plutonium contained in a uranium aqueous solution, an adsorbent made of titanium dioxide with a high specific surface area is brought into contact with the uranium aqueous solution, and plutonium is transferred onto the adsorbent. Let it absorb.
【００２０】上記のように二酸化チタンがプルトニウム
を吸着するメカニズムは， 既に述べた通りである（図
１参照）。次にプルトニウム吸着率の試験要領を説明す
る。
（Ａ）ウラン水溶液の性状
ウラン水溶液の性状を示すと次の通りである。
（１）ウラン濃度 ： ４５０×１０３ｍｇ
／ｌ（２）プルトニウム濃度： １． ２ｍｇ／ｌ（３
）ｐＨ ： １．５（４）全容
量 ： ９００ｌ（Ｂ）試験方法
（１）先ずウラン水溶液をポリビン２個に分取する。
（２）二酸化チタンよりなる各吸着剤（（ａ）比表面積
８．４ｍ２／ｇ−焼結温度約１０００℃の二酸化チタン
よりなる吸着剤，（ｂ）比表面積１０６ｍ２ ／ｇ−焼
結温度約７００℃の比表面積を高めた二酸化チタンより
なる吸着剤）を秤量する。
（３）各吸着剤を所定量添加して，放置する。
（４）各ポリビン内の供試廃液を濾過する。
（５）濾液を分析試料とし， α線スペクトル分析を行
う。
（６）前記吸着剤添加後の供試廃液の濾液についてα線
スペクトロメトリーを使用して，プルトニウム及びウラ
ンの放射能比を測定し，プルトニウム濃度を算出する。
（Ｃ）試験結果（吸着率％）
（１）ポリビン（Ａ）： 二酸化チタン＝吸着率７２％
（２）ポリビン（Ｂ）： 比表面積を高めた二酸化チタ
ン＝吸着率９２％で，（２）の方が吸着性能がよい。The mechanism by which titanium dioxide adsorbs plutonium as described above has already been described (see FIG. 1). Next, the procedure for testing the plutonium adsorption rate will be explained. (A) Properties of uranium aqueous solution The properties of the uranium aqueous solution are as follows. (1) Uranium concentration: 450 x 103 mg
/l (2) Plutonium concentration: 1. 2mg/l (3
) pH: 1.5 (4) Total volume: 900 l (B) Test method (1) First, a uranium aqueous solution is divided into two polybins. (2) Each adsorbent made of titanium dioxide ((a) adsorbent made of titanium dioxide with a specific surface area of 8.4 m2/g - sintering temperature of about 1000°C, (b) specific surface area of 106 m2/g - sintering temperature of about 700°C) Weigh out an adsorbent made of titanium dioxide with a high specific surface area at °C. (3) Add a specified amount of each adsorbent and leave it. (4) Filter the sample waste liquid in each polybottle. (5) Using the filtrate as the analysis sample, perform α-ray spectrum analysis. (6) Using α-ray spectrometry, measure the radioactivity ratio of plutonium and uranium for the filtrate of the sample waste liquid after adding the adsorbent, and calculate the plutonium concentration. (C) Test results (adsorption rate %) (1) Polyvin (A): Titanium dioxide = adsorption rate 72%
(2) Polyvin (B): Titanium dioxide with increased specific surface area = adsorption rate of 92%, (2) has better adsorption performance.
【００２１】この第３実施例では，ウラン水溶液からそ
れに微量に含まれているプルトニウムを分離するときに
，比表面積を高めた二酸化チタンよりなる吸着剤とウラ
ン水溶液とを接触させて，プルトニウムを吸着剤上に吸
着させており， 前記第１実施例の（１）〜（３） の
利点の外に， （４） 通常の比表面積の場合（５〜
３０ｍ２ ／ｇ程度の場合）に比べてプルトニウム吸着
率が大幅に向上する利点がある。In this third embodiment, when separating the plutonium contained in a trace amount from a uranium aqueous solution, the uranium aqueous solution is brought into contact with an adsorbent made of titanium dioxide with an increased specific surface area to adsorb plutonium. In addition to the advantages (1) to (3) of the first embodiment, (4) when using a normal specific surface area (5 to
There is an advantage that the plutonium adsorption rate is significantly improved compared to the case of about 30 m2 /g).
【００２２】次に本発明のウラン水溶液中のプルトニウ
ムの分離方法を第４実施例により説明する。この第４実
施例では，ウラン水溶液から，それに微量に含まれてい
るプルトニウムを分離するときに，含水率を高めた二酸
化チタン（含水酸化チタン）よりなる吸着剤とウラン水
溶液とを接触させて，プルトニウムを吸着剤上に吸着さ
せる。Next, the method of separating plutonium in an aqueous uranium solution according to the present invention will be explained using a fourth example. In this fourth embodiment, when separating a small amount of plutonium contained in a uranium aqueous solution, the uranium aqueous solution is brought into contact with an adsorbent made of titanium dioxide (hydrous titanium oxide) with an increased water content. Adsorb plutonium onto an adsorbent.
【００２３】上記のように二酸化チタンがプルトニウム
を吸着するメカニズムは， 既に述べた通りである（図
１参照） 。次にプルトニウム吸着率の試験要領を説明
する。
（Ａ）ウラン水溶液の性状
ウラン水溶液の性状を示すと次の通りである。
（１）ウラン濃度 ： ４５０×１０３
ｍｇ／ｌ（２）プルトニウム濃度 ： １． ２ｍ
ｇ／ｌ（３）ｐＨ ： １
．５（４）全容量 ： ９００
ｌ（Ｂ）試験方法
（１）先ずウラン水溶液をポリビン２個に分取する。
（２）二酸化チタンよりなる吸着剤（含水率２％の吸着
剤） 及び含水率を高めた二酸化チタンよりなる吸着剤
（含水率３４％の吸着剤） を秤量する。
（３）各吸着剤を所定量添加して，放置する。
（４）各ポリビン内の供試廃液を濾過する。
（５）濾液を分析試料とし， α線スペクトル分析を行
う。
（６）前記吸着剤添加後の供試廃液の濾液についてα線
スペクトロメトリーを使用して，プルトニウム及びウラ
ンの放射能比を測定し，プルトニウム濃度を算出する。
（Ｃ）試験結果（吸着率％）
（１）ポリビン（Ａ）： 二酸化チタン＝吸着率７４％
（２） ポリビン（Ｂ）： 含水率を高めた二酸化チタ
ン＝吸着率８７％
で，（２）の方が吸着性能がよい。The mechanism by which titanium dioxide adsorbs plutonium as described above has already been described (see FIG. 1). Next, the procedure for testing the plutonium adsorption rate will be explained. (A) Properties of uranium aqueous solution The properties of the uranium aqueous solution are as follows. (1) Uranium concentration: 450×103
mg/l (2) Plutonium concentration: 1. 2m
g/l (3) pH: 1
．． 5 (4) Total capacity: 900
l(B) Test method (1) First, a uranium aqueous solution is divided into two polybins. (2) Weigh the adsorbent made of titanium dioxide (adsorbent with a water content of 2%) and the adsorbent made with titanium dioxide with increased water content (adsorbent with a water content of 34%). (3) Add a specified amount of each adsorbent and leave it. (4) Filter the sample waste liquid in each polybottle. (5) Using the filtrate as the analysis sample, perform α-ray spectrum analysis. (6) Using α-ray spectrometry, measure the radioactivity ratio of plutonium and uranium for the filtrate of the sample waste liquid after adding the adsorbent, and calculate the plutonium concentration. (C) Test results (adsorption rate %) (1) Polyvin (A): Titanium dioxide = adsorption rate 74%
(2) Polyvin (B): Titanium dioxide with increased water content = adsorption rate of 87%, and (2) has better adsorption performance.
【００２４】この第４実施例では，ウラン水溶液からそ
れに微量に含まれているプルトニウムを分離するときに
，含水率を高めた二酸化チタン（含水酸化チタン）より
なる吸着剤とウラン水溶液とを接触させて，プルトニウ
ムを吸着剤上に吸着させており， 前記第１実施例の（
１） 〜（３） の利点の外に， （４） 通常の含水
率の場合（１〜２％の場合） に比べてプルトニウム吸
着率が大幅に向上する利点がある。In this fourth embodiment, when separating plutonium contained in a trace amount from a uranium aqueous solution, the uranium aqueous solution is brought into contact with an adsorbent made of titanium dioxide (hydrous titanium oxide) with an increased water content. In this way, plutonium is adsorbed onto the adsorbent, and as in the first embodiment (
In addition to the advantages of 1) to (3), (4) there is the advantage that the plutonium adsorption rate is greatly improved compared to the case of normal moisture content (1 to 2%).
【００２５】[0025]
【発明の効果】本発明のウラン水溶液中のプルトニウム
の分離方法は前記のようにウラン水溶液からそれに微量
に含まれているプルトニウムを分離するときに，二酸化
チタンよりなる吸着剤とウラン水溶液とを接触させて，
プルトニウムを吸着剤上に吸着させるようにしており，
（１） プルトニウムの分離を吸着操作で行うために，
操作性がよく， 装置がコンパクトになる。（２）
使用する吸着剤が無機材料であり，放射線による劣化が
少なくて， 固体廃棄物としての固化体処理が容易にな
る。（３） 二酸化チタンよりなる吸着剤は，従来のシ
リカゲルに比べてプルトニウム吸着率が大きいという利
点がある。Effects of the Invention: The method for separating plutonium in a uranium aqueous solution of the present invention involves bringing the adsorbent made of titanium dioxide into contact with the uranium aqueous solution when separating the plutonium contained in trace amounts from the uranium aqueous solution as described above. Let me,
Plutonium is adsorbed onto an adsorbent.
(1) In order to separate plutonium by adsorption operation,
It is easy to operate and the device is compact. (2)
The adsorbent used is an inorganic material, which causes less deterioration due to radiation, making it easier to dispose of the solidified material as solid waste. (3) Adsorbents made of titanium dioxide have the advantage of higher plutonium adsorption rates than conventional silica gel.
【００２６】また前記ウラン水溶液にｐＨ調整したウラ
ン水溶液を使用するか，二酸化チタンよりなる吸着剤に
比表面積を高めた吸着剤を使用するか，或いは二酸化チ
タンよりなる吸着剤に含水率を高めた吸着剤を使用する
と，プルトニウム吸着率がさらに向上する。[0026] Furthermore, a pH-adjusted uranium aqueous solution is used as the uranium aqueous solution, or an adsorbent made of titanium dioxide with an increased specific surface area is used, or an adsorbent made of titanium dioxide with an increased water content is used. The use of adsorbents further improves the plutonium adsorption rate.
【図１】本発明に係わるウラン水溶液中のプルトニウム
の分離方法において二酸化チタンがプルトニウムに吸着
するメカニズムを示す説明図である。FIG. 1 is an explanatory diagram showing the mechanism of adsorption of titanium dioxide to plutonium in the method for separating plutonium in an aqueous uranium solution according to the present invention.
Claims (4)
ているプルトニウムを分離するウラン水溶液中のプルト
ニウムの分離方法において，二酸化チタンよりなる吸着
剤と前記ウラン水溶液とを接触させて，前記プルトニウ
ムを前記吸着剤上に吸着させることを特徴としたウラン
水溶液中のプルトニウムの分離方法。1. A method for separating plutonium in a uranium aqueous solution, in which plutonium contained in a trace amount is separated from the uranium aqueous solution, in which an adsorbent made of titanium dioxide is brought into contact with the uranium aqueous solution, and the plutonium is separated from the plutonium by the adsorption. A method for separating plutonium from an aqueous uranium solution, which is characterized by adsorption onto a uranium solution.
に記載のウラン水溶液中のプルトニウムの分離方法。[Claim 2] Claim 1 in which the pH of the uranium aqueous solution is adjusted.
A method for separating plutonium in an aqueous uranium solution described in .
積を高めた請求項１に記載のウラン水溶液中のプルトニ
ウムの分離方法。3. The method for separating plutonium in an aqueous uranium solution according to claim 1, wherein the specific surface area of the adsorbent made of titanium dioxide is increased.
を高めた請求項１に記載のウラン水溶液中のプルトニウ
ムの分離方法。4. The method for separating plutonium in an aqueous uranium solution according to claim 1, wherein the moisture content of the adsorbent made of titanium dioxide is increased.
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|---|---|---|---|
| JP8409191A JP2974086B2 (en) | 1991-04-16 | 1991-04-16 | Separation method of plutonium in uranium aqueous solution |
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