JPH0580195A - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
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- JPH0580195A JPH0580195A JP16596491A JP16596491A JPH0580195A JP H0580195 A JPH0580195 A JP H0580195A JP 16596491 A JP16596491 A JP 16596491A JP 16596491 A JP16596491 A JP 16596491A JP H0580195 A JPH0580195 A JP H0580195A
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- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 Ｕや重金属等を多量に含有する放射性廃液中
からＵを極めて高率に回収することのできる放射性廃液
の処理方法を提供する。 【構成】 まず、混合工程１において放射性廃液ＡにＨ
ＮＯ3を混合する。次に、抽出工程２において、上記放
射性廃液ＡにＴＢＰ：ｎ−ドデカン＝３：７よりなる抽
出溶媒を加えて振盪して抽出溶媒相Ｂ側にＵを移行さ
せ、その後ただちに抽出溶媒相Ｂを分取する。さらに逆
抽出工程３において、分取した抽出溶媒Ｂに純水を加
え、抽出溶媒相Ｂ側のＵを純水相Ｃ側に逆抽出する。 【効果】 ＨＮＯ3を添加した後、、ＴＢＰをｎ−ドデ
カンで希釈してなる抽出溶媒を上記放射性廃液Ａに混合
する構成としたので、ＴＢＰ，ＵＯ2 2+およびＮＯ3 -と
の間で錯塩が形成され、これによりＵの抽出溶媒相側へ
の分配係数が高くなるり、Ｕを高率で回収できる。
からＵを極めて高率に回収することのできる放射性廃液
の処理方法を提供する。 【構成】 まず、混合工程１において放射性廃液ＡにＨ
ＮＯ3を混合する。次に、抽出工程２において、上記放
射性廃液ＡにＴＢＰ：ｎ−ドデカン＝３：７よりなる抽
出溶媒を加えて振盪して抽出溶媒相Ｂ側にＵを移行さ
せ、その後ただちに抽出溶媒相Ｂを分取する。さらに逆
抽出工程３において、分取した抽出溶媒Ｂに純水を加
え、抽出溶媒相Ｂ側のＵを純水相Ｃ側に逆抽出する。 【効果】 ＨＮＯ3を添加した後、、ＴＢＰをｎ−ドデ
カンで希釈してなる抽出溶媒を上記放射性廃液Ａに混合
する構成としたので、ＴＢＰ，ＵＯ2 2+およびＮＯ3 -と
の間で錯塩が形成され、これによりＵの抽出溶媒相側へ
の分配係数が高くなるり、Ｕを高率で回収できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、原子力発電所、核燃
料再処理施設、放射性廃棄物処理施設など主に放射性物
質を取り扱う施設より産生される放射性廃液の処理方法
に関し、特に、放射性廃液中からウランを高率で回収す
る方法である。
料再処理施設、放射性廃棄物処理施設など主に放射性物
質を取り扱う施設より産生される放射性廃液の処理方法
に関し、特に、放射性廃液中からウランを高率で回収す
る方法である。
【０００２】
【従来の技術】従来、ウラン（以下、Ｕと略記する。）
で汚染された炭素鋼およびステンレス鋼等の金属の除染
方法の一つとして電解研磨法が知られ、この電解研磨法
に用いられる代表的な電解液として濃度３０〜７０％の
Ｈ2ＳＯ4やＨ3ＰＯ4が知られている。上記電解研磨法を
用いて金属の除染を行うと、処理後の電解液中にはＵを
はじめ、鉄、ニッケル、クロム、モリブデンなどの重金
属（以下、重金属等と略記する。）が溶解している。こ
の電解液は、一定量以上の元素が溶解すると除染効果が
低下するので、除染効果が低下した時点で交換するよう
にしている。
で汚染された炭素鋼およびステンレス鋼等の金属の除染
方法の一つとして電解研磨法が知られ、この電解研磨法
に用いられる代表的な電解液として濃度３０〜７０％の
Ｈ2ＳＯ4やＨ3ＰＯ4が知られている。上記電解研磨法を
用いて金属の除染を行うと、処理後の電解液中にはＵを
はじめ、鉄、ニッケル、クロム、モリブデンなどの重金
属（以下、重金属等と略記する。）が溶解している。こ
の電解液は、一定量以上の元素が溶解すると除染効果が
低下するので、除染効果が低下した時点で交換するよう
にしている。
【０００３】通常、このような放射性の使用済み電解液
（以下、放射性廃液と略記する。）は、金属イオン濃度
が高く、処理が困難なために、放射性廃棄物としてその
ままの状態で保管されている場合が多く、従って上記廃
液の効果的な処理方法が望まれている。
（以下、放射性廃液と略記する。）は、金属イオン濃度
が高く、処理が困難なために、放射性廃棄物としてその
ままの状態で保管されている場合が多く、従って上記廃
液の効果的な処理方法が望まれている。
【０００４】従来、一般に溶液中に溶解しているＵを抽
出する方法としては溶媒抽出法が採用されている。この
溶媒抽出法を用いて、前述したようなＨ2ＳＯ4やＨ3Ｐ
Ｏ4系溶液中からＵを抽出する際に用いられる溶媒とし
ては、例えばトリオクチルアミン（以下、ＴＯＡと略記
する。）が一般的に用いられる。また、ＨＮＯ3系の溶
液からＵや重金属等を抽出する際に用いられる溶媒とし
ては、トリブチル燐酸（以下、ＴＢＰと略記する。）な
どが用いられる。
出する方法としては溶媒抽出法が採用されている。この
溶媒抽出法を用いて、前述したようなＨ2ＳＯ4やＨ3Ｐ
Ｏ4系溶液中からＵを抽出する際に用いられる溶媒とし
ては、例えばトリオクチルアミン（以下、ＴＯＡと略記
する。）が一般的に用いられる。また、ＨＮＯ3系の溶
液からＵや重金属等を抽出する際に用いられる溶媒とし
ては、トリブチル燐酸（以下、ＴＢＰと略記する。）な
どが用いられる。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来のＴＯＡによる溶媒抽出法を用い、放射性廃液中のＵ
や重金属等の回収を行った場合、抽出溶媒であるＴＯＡ
相と放射性廃液水相との分離性が悪いため、確実な分離
操作が困難である。すなわちＵのＴＯＡ相への分配係数
が低く、Ｈ2ＳＯ4中のＵの回収率はおよそ８０％程度、
Ｈ3ＰＯ4中のＵの回収率はおよそ５０％程度であるた
め、放射性廃液水相中に相当量のＵが残留するという問
題があった。
来のＴＯＡによる溶媒抽出法を用い、放射性廃液中のＵ
や重金属等の回収を行った場合、抽出溶媒であるＴＯＡ
相と放射性廃液水相との分離性が悪いため、確実な分離
操作が困難である。すなわちＵのＴＯＡ相への分配係数
が低く、Ｈ2ＳＯ4中のＵの回収率はおよそ８０％程度、
Ｈ3ＰＯ4中のＵの回収率はおよそ５０％程度であるた
め、放射性廃液水相中に相当量のＵが残留するという問
題があった。
【０００６】一方、ＴＢＰによる溶媒抽出法は、その抽
出機構がＴＢＰ，ＵＯ2 2+およびＮＯ3 -間で錯塩を形成
することによるため、ＨＮＯ3系溶液中のＵを抽出する
際の溶媒として用いた場合は極めて高率にＵを抽出でき
るものの、上述した放射性廃液のようにＵがＨ2ＳＯ4系
あるいはＨ3ＰＯ4系溶液中に存在する場合は、ＵのＴＢ
Ｐへの分配係数がＨＮＯ3系溶液に存在しているものに
比べ、かなり低下してしまうため、当該放射性廃液のよ
うなＨ2ＳＯ4系あるいはＨ3ＰＯ4系溶液中のＵを抽出す
る溶媒には適さないという問題があった。
出機構がＴＢＰ，ＵＯ2 2+およびＮＯ3 -間で錯塩を形成
することによるため、ＨＮＯ3系溶液中のＵを抽出する
際の溶媒として用いた場合は極めて高率にＵを抽出でき
るものの、上述した放射性廃液のようにＵがＨ2ＳＯ4系
あるいはＨ3ＰＯ4系溶液中に存在する場合は、ＵのＴＢ
Ｐへの分配係数がＨＮＯ3系溶液に存在しているものに
比べ、かなり低下してしまうため、当該放射性廃液のよ
うなＨ2ＳＯ4系あるいはＨ3ＰＯ4系溶液中のＵを抽出す
る溶媒には適さないという問題があった。
【０００７】本発明は、上記事情に鑑みなされたもの
で、Ｕや重金属等を多量に含有する放射性廃液中からＵ
を極めて高率に回収することのできる放射性廃液の処理
方法の提供を目的とする。
で、Ｕや重金属等を多量に含有する放射性廃液中からＵ
を極めて高率に回収することのできる放射性廃液の処理
方法の提供を目的とする。
【０００８】
【課題を解決するための手段】かかる課題は、鉄、ニッ
ケル、クロム、モリブデンなどの重金属とウランとを含
有する硫酸系またはリン酸系の放射性廃液に硝酸を添加
し、該放射性廃液をトリブチルリン酸を含有する抽出溶
媒で抽出し、次いでこの抽出溶媒を水で逆抽出する構成
とすることにより解決される。
ケル、クロム、モリブデンなどの重金属とウランとを含
有する硫酸系またはリン酸系の放射性廃液に硝酸を添加
し、該放射性廃液をトリブチルリン酸を含有する抽出溶
媒で抽出し、次いでこの抽出溶媒を水で逆抽出する構成
とすることにより解決される。
【０００９】また、前記抽出溶媒はトリブチルリン酸：
ｎ-ドデカン＝２：８〜３：７となるように構成するこ
とが望ましい。
ｎ-ドデカン＝２：８〜３：７となるように構成するこ
とが望ましい。
【００１０】
【作用】本発明の放射性廃液の処理方法にあっては、硝
酸を添加し、ＴＢＰを含む抽出溶媒を加えることによ
り、ＴＢＰ，ＵＯ2 2+およびＮＯ3 -間で、その構造がＵ
Ｏ2（ＮＯ3）2・２ＴＢＰで示される錯塩が形成され、
これによりＵの抽出溶媒相への分配係数が高くなるた
め、Ｕを高率で回収できる。
酸を添加し、ＴＢＰを含む抽出溶媒を加えることによ
り、ＴＢＰ，ＵＯ2 2+およびＮＯ3 -間で、その構造がＵ
Ｏ2（ＮＯ3）2・２ＴＢＰで示される錯塩が形成され、
これによりＵの抽出溶媒相への分配係数が高くなるた
め、Ｕを高率で回収できる。
【００１１】以下、図面を用い本発明を詳細に説明す
る。図１は、Ｕと重金属とを含有するＨ2ＳＯ4系あるい
はＨ3ＰＯ4系の放射性廃液を処理する工程に本発明の放
射性廃液の処理方法を適用した一実施例を示すフロー図
である。
る。図１は、Ｕと重金属とを含有するＨ2ＳＯ4系あるい
はＨ3ＰＯ4系の放射性廃液を処理する工程に本発明の放
射性廃液の処理方法を適用した一実施例を示すフロー図
である。
【００１２】ここで処理される放射性廃液とは、鉄（Ｆ
ｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、クロム（Ｃｒ）、モリブデン
（Ｍｏ）などの重金属と、Ｕとを含有する廃液で、原子
力施設等においてＵに汚染された炭素鋼あるいはステン
レス鋼を電解研磨法により処理する場合、廃液として産
生されるものである。この廃液中にはＨ2ＳＯ4あるいは
Ｈ3ＰＯ4が高濃度で含有され、さらにＵや重金属等も多
量に含有されている。本発明は、このような放射性廃液
中のＵの、ほぼ全量を除去する方法である。
ｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、クロム（Ｃｒ）、モリブデン
（Ｍｏ）などの重金属と、Ｕとを含有する廃液で、原子
力施設等においてＵに汚染された炭素鋼あるいはステン
レス鋼を電解研磨法により処理する場合、廃液として産
生されるものである。この廃液中にはＨ2ＳＯ4あるいは
Ｈ3ＰＯ4が高濃度で含有され、さらにＵや重金属等も多
量に含有されている。本発明は、このような放射性廃液
中のＵの、ほぼ全量を除去する方法である。
【００１３】まず、放射性廃液ＡにＨＮＯ3などのＮＯ3
-源となる強酸を混合工程１において混合する。このＨ
ＮＯ3を加えた放射性廃液Ａ中には、ＵＯ2 2+と、添加し
たＨＮＯ3に由来するＮＯ3 -とが存在している。
-源となる強酸を混合工程１において混合する。このＨ
ＮＯ3を加えた放射性廃液Ａ中には、ＵＯ2 2+と、添加し
たＨＮＯ3に由来するＮＯ3 -とが存在している。
【００１４】次に、抽出工程２において、ＴＢＰをｎ−
ドデカン等の希釈剤で希釈した溶媒を抽出溶媒として上
記放射性廃液Ａに混合して５〜６分振盪し、その後、た
だちに抽出溶媒相Ｂを分取する。この時、放射性廃液Ａ
中にＵＯ2 2+の状態で存在するＵと、先の混合工程１に
おいて放射性廃液Ａ中に添加されたＨＮＯ3由来のＮＯ3
-と、上記抽出工程２で放射性廃液Ａ中に混合されたＴ
ＢＰとの間で、ＵＯ2（ＮＯ3）2・２ＴＢＰで示される
構造の錯塩が形成され、これにより放射性廃液Ａ相中の
Ｕは、抽出溶媒相Ｂ中に高率で回収される。
ドデカン等の希釈剤で希釈した溶媒を抽出溶媒として上
記放射性廃液Ａに混合して５〜６分振盪し、その後、た
だちに抽出溶媒相Ｂを分取する。この時、放射性廃液Ａ
中にＵＯ2 2+の状態で存在するＵと、先の混合工程１に
おいて放射性廃液Ａ中に添加されたＨＮＯ3由来のＮＯ3
-と、上記抽出工程２で放射性廃液Ａ中に混合されたＴ
ＢＰとの間で、ＵＯ2（ＮＯ3）2・２ＴＢＰで示される
構造の錯塩が形成され、これにより放射性廃液Ａ相中の
Ｕは、抽出溶媒相Ｂ中に高率で回収される。
【００１５】上記抽出工程２終了後、さらに逆抽出工程
３において、上記抽出工程２で分取した抽出溶媒Ｂ１容
量に対し純水１容量を加え、抽出溶媒相Ｂ側のＵを純水
相Ｃ側に逆抽出する。
３において、上記抽出工程２で分取した抽出溶媒Ｂ１容
量に対し純水１容量を加え、抽出溶媒相Ｂ側のＵを純水
相Ｃ側に逆抽出する。
【００１６】上記抽出工程２の抽出操作は４段程度の回
数繰り返し行い、逆抽出工程３の逆抽出操作は、抽出工
程２各抽出段ごとに、純水相Ｃ側にＵが逆抽出されなく
なるまで５〜６段程度繰り返し行う。このようにして、
Ｕは純水相Ｃ中に全て回収され、一方抽出溶媒Ｂは、抽
出工程２において放射性廃液Ａに加えられる抽出溶媒
（ＴＢＰ）として再利用される。
数繰り返し行い、逆抽出工程３の逆抽出操作は、抽出工
程２各抽出段ごとに、純水相Ｃ側にＵが逆抽出されなく
なるまで５〜６段程度繰り返し行う。このようにして、
Ｕは純水相Ｃ中に全て回収され、一方抽出溶媒Ｂは、抽
出工程２において放射性廃液Ａに加えられる抽出溶媒
（ＴＢＰ）として再利用される。
【００１７】一方、上記抽出工程２終了後、含有するＵ
の大部分を除去された放射性廃液Ａ相中には、ＦｅとＮ
ｉとＣｒおよびＭｏが多量に含有されているが、これら
の重金属等の処理方法としては、中和工程４において上
記重金属等を含む放射性廃液Ａに、２５％ＮａＯＨ溶液
を加えてｐＨを６.０〜７.０に調整し、上記重金属等を
水酸化物の沈殿として濾別・分離し、その沈殿物をセメ
ント固化することにより処理することもできる。
の大部分を除去された放射性廃液Ａ相中には、ＦｅとＮ
ｉとＣｒおよびＭｏが多量に含有されているが、これら
の重金属等の処理方法としては、中和工程４において上
記重金属等を含む放射性廃液Ａに、２５％ＮａＯＨ溶液
を加えてｐＨを６.０〜７.０に調整し、上記重金属等を
水酸化物の沈殿として濾別・分離し、その沈殿物をセメ
ント固化することにより処理することもできる。
【００１８】上記した本例の放射性廃液の処理方法によ
れば、混合工程１において放射性廃液Ａ中にＨＮＯ3を
添加した後、抽出工程２において、ＴＢＰをｎ−ドデカ
ン等の希釈剤で希釈してなる抽出溶媒を上記放射性廃液
Ａに混合する構成としたので、ＴＢＰ，ＵＯ2 2+および
ＮＯ3 -との間で錯塩が形成され、これによりＵの抽出溶
媒相側への分配係数が高くなり、Ｕを高率で回収でき
る。
れば、混合工程１において放射性廃液Ａ中にＨＮＯ3を
添加した後、抽出工程２において、ＴＢＰをｎ−ドデカ
ン等の希釈剤で希釈してなる抽出溶媒を上記放射性廃液
Ａに混合する構成としたので、ＴＢＰ，ＵＯ2 2+および
ＮＯ3 -との間で錯塩が形成され、これによりＵの抽出溶
媒相側への分配係数が高くなり、Ｕを高率で回収でき
る。
【００１９】
（実施例１） Ｈ2ＳＯ4濃度２８％、ＵとＦｅとＮｉと
ＣｒおよびＭｏとをそれぞれ約７ｇ／リットル含有する
放射性廃液を処理した。
ＣｒおよびＭｏとをそれぞれ約７ｇ／リットル含有する
放射性廃液を処理した。
【００２０】 まず、前記放射性廃液１.８リットル
に、１.４NＨＮＯ3となるように６２％ＨＮＯ3を添加し
た。 次に、ＨＮＯ3を添加された上記放射性廃液（Ｕ含
有量６.８０ｇ／リットル）１容量に対し、ＴＢＰとｎ
−ドデカンとを容量比３：７で混合してなる溶媒を１容
量加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪
後溶媒相を分取した（抽出工程２）。 次に、分取した上記溶媒１容量に対し純粋１容量を
加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪後
純水相を分取した（逆抽出工程３）。 上記の抽出工程２を４段繰り返し行い、これら抽
出工程２各段において分取した溶媒相を純水で逆抽出す
る上記に示す逆抽出工程３を、純水中にＵが検出され
なくなるまで６段繰り返し行った。
に、１.４NＨＮＯ3となるように６２％ＨＮＯ3を添加し
た。 次に、ＨＮＯ3を添加された上記放射性廃液（Ｕ含
有量６.８０ｇ／リットル）１容量に対し、ＴＢＰとｎ
−ドデカンとを容量比３：７で混合してなる溶媒を１容
量加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪
後溶媒相を分取した（抽出工程２）。 次に、分取した上記溶媒１容量に対し純粋１容量を
加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪後
純水相を分取した（逆抽出工程３）。 上記の抽出工程２を４段繰り返し行い、これら抽
出工程２各段において分取した溶媒相を純水で逆抽出す
る上記に示す逆抽出工程３を、純水中にＵが検出され
なくなるまで６段繰り返し行った。
【００２１】以上に述べた操作により１３.４７ｇ（回
収率約９９％）のＵを回収することができた。また、回
収した上記Ｕ中の不純物元素を各元素ごとに定量したと
ころ以下表１に示す結果が得られた。
収率約９９％）のＵを回収することができた。また、回
収した上記Ｕ中の不純物元素を各元素ごとに定量したと
ころ以下表１に示す結果が得られた。
【表１】
【００２２】上記表１に示す結果によれば、回収Ｕ中の
各不純物元素の含有量は、いずれも核燃料分野における
含有量上限値以下であり、これにより本例の放射性廃液
の処理方法は、Ｈ2ＳＯ4溶液系中のＵを分別回収するの
に極めて有効であることが明らかである。
各不純物元素の含有量は、いずれも核燃料分野における
含有量上限値以下であり、これにより本例の放射性廃液
の処理方法は、Ｈ2ＳＯ4溶液系中のＵを分別回収するの
に極めて有効であることが明らかである。
【００２３】（実施例２） Ｈ3ＰＯ4濃度３５％、Ｕを
３.１ｇ／リットル、ＦｅとＮｉとＣｒをそれぞれ約０.
５ｇ／リットル、およびＭｏを２１ｇ／リットル含有す
る放射性廃液を処理した。
３.１ｇ／リットル、ＦｅとＮｉとＣｒをそれぞれ約０.
５ｇ／リットル、およびＭｏを２１ｇ／リットル含有す
る放射性廃液を処理した。
【００２４】 まず、前記放射性廃液１リットルに、
８N ＨＮＯ3となるように６２％ＨＮＯ3を添加した。 次に、ＨＮＯ3を添加された上記放射性廃液（Ｕ含
有量１.２６ｇ／リットル）１容量に対し、ＴＢＰとｎ
−ドデカンとを容量比３：７で混合してなる溶媒を１容
量加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪
後溶媒相を分取した（抽出工程２）。 次に、分取した上記溶媒１容量に対し純粋１容量を
加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪後
純水相を分取した（逆抽出工程３）。 上記の抽出工程２を４段繰り返し行い、これら抽
出工程２各段において分取した溶媒相を純水で逆抽出す
る上記に示す逆抽出工程３を、純水中にＵが検出され
なくなるまで５段繰り返し行った。
８N ＨＮＯ3となるように６２％ＨＮＯ3を添加した。 次に、ＨＮＯ3を添加された上記放射性廃液（Ｕ含
有量１.２６ｇ／リットル）１容量に対し、ＴＢＰとｎ
−ドデカンとを容量比３：７で混合してなる溶媒を１容
量加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪
後溶媒相を分取した（抽出工程２）。 次に、分取した上記溶媒１容量に対し純粋１容量を
加え、分液ロートを用いて室温で５分間振盪し、振盪後
純水相を分取した（逆抽出工程３）。 上記の抽出工程２を４段繰り返し行い、これら抽
出工程２各段において分取した溶媒相を純水で逆抽出す
る上記に示す逆抽出工程３を、純水中にＵが検出され
なくなるまで５段繰り返し行った。
【００２５】以上に述べた操作により２.４４ｇ（回収
率約９７％）のＵを回収することができた。また、回収
した上記Ｕ中の不純物元素を各元素ごとに定量したとこ
ろ以下表２に示す結果が得られた。
率約９７％）のＵを回収することができた。また、回収
した上記Ｕ中の不純物元素を各元素ごとに定量したとこ
ろ以下表２に示す結果が得られた。
【表２】
【００２６】上記表２に示す結果によれば、回収Ｕ中の
各不純物元素の含有量は、いずれも核燃料分野における
含有量上限値以下であり、これにより本例の放射性廃液
の処理方法は、Ｈ3ＰＯ4溶液系中のＵを分別回収するの
に極めて有効であることが明らかである。
各不純物元素の含有量は、いずれも核燃料分野における
含有量上限値以下であり、これにより本例の放射性廃液
の処理方法は、Ｈ3ＰＯ4溶液系中のＵを分別回収するの
に極めて有効であることが明らかである。
【００２７】
【発明の効果】本発明の放射性廃液の処理方法にあって
は、鉄、ニッケル、クロム、モリブデンなどの重金属と
ウランとを含有する硫酸系またはリン酸系の放射性廃液
に硝酸を添加した後、トリブチルリン酸と希釈液とを含
有する溶媒で上記廃液中からＵを抽出する構成としたの
で、該放射性廃液中に添加した上記硝酸に由来する廃液
中のＮＯ3 -と、同じく廃液中に存在するＵＯ2 2+と、こ
の廃液に加えられるＴＢＰとの間で錯塩が形成されるこ
ととなり、これによりＵの抽出溶媒相への分配係数が高
くなるため、上記放射性廃液中のＵはＴＢＰ相に高率で
回収され、さらにこのＴＢＰ相に純水を加えて逆抽出す
ることによりＵを分別回収できる。従って、従来Ｕの分
配率が低いためＴＢＰの適用が不適とされていたＨ2Ｓ
Ｏ4系並びにＨ3ＰＯ4系溶液中からのＵ回収にもＴＢＰ
の適用が可能となり、しかもＨ2ＳＯ4系並びにＨ3ＰＯ4
系溶液中からのＵ回収に本法を用いると、従来のＴＯＡ
を用いて溶媒抽出した場合に比べ極めて高い回収率とな
る。
は、鉄、ニッケル、クロム、モリブデンなどの重金属と
ウランとを含有する硫酸系またはリン酸系の放射性廃液
に硝酸を添加した後、トリブチルリン酸と希釈液とを含
有する溶媒で上記廃液中からＵを抽出する構成としたの
で、該放射性廃液中に添加した上記硝酸に由来する廃液
中のＮＯ3 -と、同じく廃液中に存在するＵＯ2 2+と、こ
の廃液に加えられるＴＢＰとの間で錯塩が形成されるこ
ととなり、これによりＵの抽出溶媒相への分配係数が高
くなるため、上記放射性廃液中のＵはＴＢＰ相に高率で
回収され、さらにこのＴＢＰ相に純水を加えて逆抽出す
ることによりＵを分別回収できる。従って、従来Ｕの分
配率が低いためＴＢＰの適用が不適とされていたＨ2Ｓ
Ｏ4系並びにＨ3ＰＯ4系溶液中からのＵ回収にもＴＢＰ
の適用が可能となり、しかもＨ2ＳＯ4系並びにＨ3ＰＯ4
系溶液中からのＵ回収に本法を用いると、従来のＴＯＡ
を用いて溶媒抽出した場合に比べ極めて高い回収率とな
る。
【図１】本発明の放射性廃液の処理方法の一実施例を示
すフロー図である。
すフロー図である。
１ 混合工程 ２ 抽出工程 ３ 逆抽出工程 ４ 中和工程 Ａ 放射性廃液 Ｂ 抽出溶媒相 Ｃ 純水相
Claims (2)
- 【請求項１】 鉄、ニッケル、クロム、モリブデンなど
の重金属とウランとを含有する硫酸系またはリン酸系の
放射性廃液に硝酸を添加し、該放射性廃液をトリブチル
リン酸を含有する抽出溶媒で抽出し、次いでこの抽出溶
媒を水で逆抽出して、ウランを回収することを特徴とす
る放射性廃液の処理方法。 - 【請求項２】 前記抽出溶媒がトリブチルリン酸：ｎ-
ドデカン＝２：８〜３：７としたことを特徴とする請求
項１記載の放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16596491A JPH0580195A (ja) | 1991-07-05 | 1991-07-05 | 放射性廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16596491A JPH0580195A (ja) | 1991-07-05 | 1991-07-05 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0580195A true JPH0580195A (ja) | 1993-04-02 |
Family
ID=15822359
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16596491A Withdrawn JPH0580195A (ja) | 1991-07-05 | 1991-07-05 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0580195A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105688828A (zh) * | 2016-02-05 | 2016-06-22 | 南华大学 | 一种采用磷酸改性铁树叶制备海水提铀植物-无机复合吸附剂的方法 |
-
1991
- 1991-07-05 JP JP16596491A patent/JPH0580195A/ja not_active Withdrawn
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105688828A (zh) * | 2016-02-05 | 2016-06-22 | 南华大学 | 一种采用磷酸改性铁树叶制备海水提铀植物-无机复合吸附剂的方法 |
| CN105688828B (zh) * | 2016-02-05 | 2019-01-15 | 南华大学 | 一种采用磷酸改性铁树叶制备海水提铀植物-无机复合吸附剂的方法 |
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