JP2002267796A - 固体材料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法 - Google Patents
固体材料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法Info
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 小規模な処理設備でＳｒ−９０、Ｓｒ−８
９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０及びＲａ等の放射性物質を
含む廃液から放射性物質を除去することを可能とする。 【解決手段】 活性炭、ゼオライト、濾過砂、炭素繊維
系材料、セルロース系材料及びガラス繊維系材料等の担
体基材に、カルシウムイオン、ストロンチウムイオン及
びバリウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸着さ
せ、さらに、この担体基材に炭酸ガス及び／または炭酸
塩を水に溶解して得られる炭酸イオン含有溶液を含浸す
ることにより、炭酸カルシウム、炭酸ストロンチウム及
び炭酸バリウムの少なくとも何れかの炭酸塩を吸蔵した
固体材料が得られる。このような固体材料は、放射性物
質を含有する廃液中で、放射性物質を吸着する固体吸着
材として使用することができる。
９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０及びＲａ等の放射性物質を
含む廃液から放射性物質を除去することを可能とする。 【解決手段】 活性炭、ゼオライト、濾過砂、炭素繊維
系材料、セルロース系材料及びガラス繊維系材料等の担
体基材に、カルシウムイオン、ストロンチウムイオン及
びバリウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸着さ
せ、さらに、この担体基材に炭酸ガス及び／または炭酸
塩を水に溶解して得られる炭酸イオン含有溶液を含浸す
ることにより、炭酸カルシウム、炭酸ストロンチウム及
び炭酸バリウムの少なくとも何れかの炭酸塩を吸蔵した
固体材料が得られる。このような固体材料は、放射性物
質を含有する廃液中で、放射性物質を吸着する固体吸着
材として使用することができる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力施設や病院
等の核医学施設、放射化学研究施設などから排出される
放射性元素を含む廃液から放射性元素を除去し、処理す
るのに使用される固体吸着材や濾過材の材料として使用
される固体材料とその固体材料を使用した放射性物質含
有廃液処理方法に関する。
等の核医学施設、放射化学研究施設などから排出される
放射性元素を含む廃液から放射性元素を除去し、処理す
るのに使用される固体吸着材や濾過材の材料として使用
される固体材料とその固体材料を使用した放射性物質含
有廃液処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】例えば、核医学分野において、がんの診
断や治療等の診療用放射性同位元素（ＲＩ）投与の療法
として、放射性同位元素としてストロンチウム８９（Ｓ
ｒ−８９）、バリウム１３３（Ｂａ−１３３）、イット
リウム９０（Ｙ−９０）、レニウム１８６と１８８（Ｒ
ｅ−１８６、Ｒｅ−１８８）、テクネチウム９９ｍ（Ｔ
ｃ−９９ｍ）、ヨウ素１３１（Ｉ−１３１）などが患者
に投与される。この放射性同位元素が投与された患者か
らはその放射性同位元素を含む***物が***され、この
***物が医療機関から放射性物質含有廃液として希釈放
流される。この放射性物質含有廃液は、前記のような放
射性同位元素を持つ放射性汚染物質を含有しており、そ
のまま公共下水道等に放流することはできない。
断や治療等の診療用放射性同位元素（ＲＩ）投与の療法
として、放射性同位元素としてストロンチウム８９（Ｓ
ｒ−８９）、バリウム１３３（Ｂａ−１３３）、イット
リウム９０（Ｙ−９０）、レニウム１８６と１８８（Ｒ
ｅ−１８６、Ｒｅ−１８８）、テクネチウム９９ｍ（Ｔ
ｃ−９９ｍ）、ヨウ素１３１（Ｉ−１３１）などが患者
に投与される。この放射性同位元素が投与された患者か
らはその放射性同位元素を含む***物が***され、この
***物が医療機関から放射性物質含有廃液として希釈放
流される。この放射性物質含有廃液は、前記のような放
射性同位元素を持つ放射性汚染物質を含有しており、そ
のまま公共下水道等に放流することはできない。
【０００３】現在、このような放射性同位元素を含む廃
液の法的基準は、放射性同位元素ごとに定められた濃度
を基準とした管理がなされている。そこで、放射性廃液
の放流が許容される排水中濃度基準に適合させるため、
放射性廃液を貯留槽で長期にわたり貯留し、放射性同位
元素の減衰を経て、その放射能レベルが減衰した後、多
量の水で放射性廃液を希釈し、放流する処理方式がとら
れている。
液の法的基準は、放射性同位元素ごとに定められた濃度
を基準とした管理がなされている。そこで、放射性廃液
の放流が許容される排水中濃度基準に適合させるため、
放射性廃液を貯留槽で長期にわたり貯留し、放射性同位
元素の減衰を経て、その放射能レベルが減衰した後、多
量の水で放射性廃液を希釈し、放流する処理方式がとら
れている。
【０００４】
【発明が解決しようとしている課題】しかしながら、前
記従来の廃液処理手段では、放射性同位元素の減衰を経
るまで、放射性同位元素を含む廃液を貯留槽に貯留し、
減衰を待たなければならない。このため、大きな容積の
貯留槽を必要とし、放射性同位元素排水処理設備が大型
になるという課題がある。さらに、多量の水で放射性廃
液を希釈し、放流するため、放射性廃液の処理に多量の
希釈水を必要とし、この点でも処理設備が大型化する。
それだけでなく、放流する放射性同位元素の絶対量は低
減できないので、放流水による自然環境への汚染が問題
となる。
記従来の廃液処理手段では、放射性同位元素の減衰を経
るまで、放射性同位元素を含む廃液を貯留槽に貯留し、
減衰を待たなければならない。このため、大きな容積の
貯留槽を必要とし、放射性同位元素排水処理設備が大型
になるという課題がある。さらに、多量の水で放射性廃
液を希釈し、放流するため、放射性廃液の処理に多量の
希釈水を必要とし、この点でも処理設備が大型化する。
それだけでなく、放流する放射性同位元素の絶対量は低
減できないので、放流水による自然環境への汚染が問題
となる。
【０００５】このような問題は、核医学分野に限られ
ず、放射化学研究施設や原子力施設などから廃棄される
Ｓｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０、Ｒ
ｅ−１８６、Ｒｅ−１８８、Ｔｃ−９９ｍ、Ｔｃ−９
９、Ｉ−１３１、Ｉ−１２９など放射性ストロンチウ
ム、同イットリウム、同レニウム、同テクネチウム、同
ヨウ素などの放射性同位元素を含む放射性同位元素排水
処理や一般の公共汚水処理施設などに共通した課題であ
る。
ず、放射化学研究施設や原子力施設などから廃棄される
Ｓｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０、Ｒ
ｅ−１８６、Ｒｅ−１８８、Ｔｃ−９９ｍ、Ｔｃ−９
９、Ｉ−１３１、Ｉ−１２９など放射性ストロンチウ
ム、同イットリウム、同レニウム、同テクネチウム、同
ヨウ素などの放射性同位元素を含む放射性同位元素排水
処理や一般の公共汚水処理施設などに共通した課題であ
る。
【０００６】本発明は、放射性物質含有廃液処理手段に
おける従来の課題に鑑み、大規模な処理施設を必要とせ
ず、小規模な処理設備でＳｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ
−１３３、Ｙ−９０及びＲａ等の放射性物質を含む廃液
から放射性物質を除去することを可能とし、これによ
り、放射性物質を含む廃液処理の負担を軽減し、当該廃
液処理を容易にすることを目的とするものである。
おける従来の課題に鑑み、大規模な処理施設を必要とせ
ず、小規模な処理設備でＳｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ
−１３３、Ｙ−９０及びＲａ等の放射性物質を含む廃液
から放射性物質を除去することを可能とし、これによ
り、放射性物質を含む廃液処理の負担を軽減し、当該廃
液処理を容易にすることを目的とするものである。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明は、前記の目的を
達成するため、前述のような各種の放射性物質を含有す
る廃液において、その廃液中から放射性物質を吸着しや
すい固体材料を提供するものである。その固体材料は、
活性炭、ゼオライト、濾過砂、炭素繊維系材料、セルロ
ース系材料及びガラス繊維系材料の何れかからなる担体
基材に、炭酸カルシウム、炭酸ストロンチウム及び炭酸
バリウムの少なくとも何れかの炭酸塩が吸蔵されたもの
である。このような固体材料は、放射性物質を含有する
廃液中で、放射性物質を吸着しやすく、そのための固体
吸着材や濾過材として使用することができる。
達成するため、前述のような各種の放射性物質を含有す
る廃液において、その廃液中から放射性物質を吸着しや
すい固体材料を提供するものである。その固体材料は、
活性炭、ゼオライト、濾過砂、炭素繊維系材料、セルロ
ース系材料及びガラス繊維系材料の何れかからなる担体
基材に、炭酸カルシウム、炭酸ストロンチウム及び炭酸
バリウムの少なくとも何れかの炭酸塩が吸蔵されたもの
である。このような固体材料は、放射性物質を含有する
廃液中で、放射性物質を吸着しやすく、そのための固体
吸着材や濾過材として使用することができる。
【０００８】すなわち、本発明による固体材料は、炭酸
カルシウム、炭酸ストロンチウム及び炭酸バリウムの少
なくとも何れかの炭酸塩が吸蔵されているものである。
前記のような炭酸塩が吸蔵される担体基材は、活性炭、
ゼオライト、濾過砂、炭素繊維系材料、セルロース系材
料及びガラス繊維系材料の何れかからなる。この担体基
材に、カルシウムイオン、ストロンチウムイオン及びバ
リウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸着させ、
さらに、この担体基材に炭酸ガス及び／または炭酸塩を
水に溶解して得られる炭酸イオン含有溶液を含浸するこ
とにより、前記のような炭酸カルシウム、炭酸ストロン
チウム及び炭酸バリウムの少なくとも何れかの炭酸塩を
吸蔵した固体材料が得られる。
カルシウム、炭酸ストロンチウム及び炭酸バリウムの少
なくとも何れかの炭酸塩が吸蔵されているものである。
前記のような炭酸塩が吸蔵される担体基材は、活性炭、
ゼオライト、濾過砂、炭素繊維系材料、セルロース系材
料及びガラス繊維系材料の何れかからなる。この担体基
材に、カルシウムイオン、ストロンチウムイオン及びバ
リウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸着させ、
さらに、この担体基材に炭酸ガス及び／または炭酸塩を
水に溶解して得られる炭酸イオン含有溶液を含浸するこ
とにより、前記のような炭酸カルシウム、炭酸ストロン
チウム及び炭酸バリウムの少なくとも何れかの炭酸塩を
吸蔵した固体材料が得られる。
【０００９】このような固体材料は、放射性物質を含有
する廃液中で、放射性物質を吸着する固体吸着材として
使用することができる。例えば放射性物質として、放射
性ストロンチウム、放射性バリウム、放射性イットリウ
ム、ラジウム及びそれらの化合物の何れかを含む廃液を
アルカリ性に調整した状態で、この廃液中に前記固体材
料からなる固体吸着材を添加し、攪拌する。
する廃液中で、放射性物質を吸着する固体吸着材として
使用することができる。例えば放射性物質として、放射
性ストロンチウム、放射性バリウム、放射性イットリウ
ム、ラジウム及びそれらの化合物の何れかを含む廃液を
アルカリ性に調整した状態で、この廃液中に前記固体材
料からなる固体吸着材を添加し、攪拌する。
【００１０】すると、廃液中に含まれる放射性物質が固
体吸着材に含まれる炭酸イオンと反応し、水に不溶性の
炭酸塩となる。放射性物質の炭酸塩は、固体の吸着材や
濾過材に吸着されやすい性質を有するため、前述の固体
材料からなる固体吸着材に吸着、保持される。従って、
この放射性物質を吸着した固体吸着材を廃液中で沈殿分
離するか廃液を濾過材に通して放射性物質を吸着した固
体吸着材を吸着することにより前記放射性物質を除去す
ることができる。
体吸着材に含まれる炭酸イオンと反応し、水に不溶性の
炭酸塩となる。放射性物質の炭酸塩は、固体の吸着材や
濾過材に吸着されやすい性質を有するため、前述の固体
材料からなる固体吸着材に吸着、保持される。従って、
この放射性物質を吸着した固体吸着材を廃液中で沈殿分
離するか廃液を濾過材に通して放射性物質を吸着した固
体吸着材を吸着することにより前記放射性物質を除去す
ることができる。
【００１１】さらに他の方法として、前記のような放射
性物質を含む廃液をアルカリ性に調整した状態で、前述
の固体材料からなる濾過材に通すと、同様の原理で、前
記放射性物質が不溶性の炭酸塩となり、濾過材にトラッ
プされやすくなる。このため、放射性物質の炭酸塩を濾
過材でトラップすることにより、廃液中の放射性物質を
除去することができる。
性物質を含む廃液をアルカリ性に調整した状態で、前述
の固体材料からなる濾過材に通すと、同様の原理で、前
記放射性物質が不溶性の炭酸塩となり、濾過材にトラッ
プされやすくなる。このため、放射性物質の炭酸塩を濾
過材でトラップすることにより、廃液中の放射性物質を
除去することができる。
【００１２】この場合、固体材料からなる濾過材に炭酸
イオンとカルシウムイオン、ストロンチウムイオン及び
バリウムイオンの少なくとも何れかを常時あるいは定期
的に供給することにより、放射性物質との反応により消
費されたそれらのイオンが濾過材に供給されるため、濾
過材の放射性物質の吸着保持能力を持続させることがで
きる。濾過材に前記のようなイオンを供給する手段とし
ては、例えば、濾過材に通す前の廃液中に、前記のよう
な炭酸イオンとカルシウムイオン、ストロンチウムイオ
ン及びバリウムイオンの少なくとも何れかを添加するこ
とをあげることができる。
イオンとカルシウムイオン、ストロンチウムイオン及び
バリウムイオンの少なくとも何れかを常時あるいは定期
的に供給することにより、放射性物質との反応により消
費されたそれらのイオンが濾過材に供給されるため、濾
過材の放射性物質の吸着保持能力を持続させることがで
きる。濾過材に前記のようなイオンを供給する手段とし
ては、例えば、濾過材に通す前の廃液中に、前記のよう
な炭酸イオンとカルシウムイオン、ストロンチウムイオ
ン及びバリウムイオンの少なくとも何れかを添加するこ
とをあげることができる。
【００１３】
【発明の実施の形態】次に、図面を参照しながら、本発
明の実施の形態について、具体的且つ詳細に説明する。
既に述べた通り、例えば核医学施設では、医学的な診断
や治療にＳｒ−８９、Ｂａ−１３３，Ｙ−９０、Ｒｅ−
１８６、Ｒｅ−１８８、Ｔｃ−９９ｍ、Ｔｃ−９９、Ｉ
−１３１等の放射性同位元素（ＲＩ）が使用され、これ
らが患者に投与される。この放射性同位元素が投与され
た患者からはその放射性同位元素を含む***物が***さ
れ、これが生物化学的処理を施された後、廃液として排
出される。また、核医学施設では、前記の放射性物質を
使用した医療器具や医療設備の洗浄も行われ、この洗浄
水もまた、廃液として排出される。
明の実施の形態について、具体的且つ詳細に説明する。
既に述べた通り、例えば核医学施設では、医学的な診断
や治療にＳｒ−８９、Ｂａ−１３３，Ｙ−９０、Ｒｅ−
１８６、Ｒｅ−１８８、Ｔｃ−９９ｍ、Ｔｃ−９９、Ｉ
−１３１等の放射性同位元素（ＲＩ）が使用され、これ
らが患者に投与される。この放射性同位元素が投与され
た患者からはその放射性同位元素を含む***物が***さ
れ、これが生物化学的処理を施された後、廃液として排
出される。また、核医学施設では、前記の放射性物質を
使用した医療器具や医療設備の洗浄も行われ、この洗浄
水もまた、廃液として排出される。
【００１４】これらの貯留槽に送られた廃液は、Ｓｒ−
８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０、Ｒｅ−１８６、Ｒｅ−
１８８、Ｔｃ−９９ｍ、Ｔｃ−９９、Ｉ−１３１などの
放射性同位元素を含む放射性物質を含有している。本発
明による固体材料は、図１に示すように、放射性物質の
うち、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０を処理する
のに効果を発揮する。
８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０、Ｒｅ−１８６、Ｒｅ−
１８８、Ｔｃ−９９ｍ、Ｔｃ−９９、Ｉ−１３１などの
放射性同位元素を含む放射性物質を含有している。本発
明による固体材料は、図１に示すように、放射性物質の
うち、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０を処理する
のに効果を発揮する。
【００１５】図１に示すように、活性炭等の担体基材に
炭酸塩を吸蔵させたものである。図１では、炭酸塩とし
て炭酸カルシウムを例示しているが、炭酸ストロンチウ
ムや炭酸バリウムを吸蔵させてもよい。少なくともそれ
らの炭酸塩の何れかを活性炭からなる担体基材に吸蔵さ
せる。また、担体基材としては、図１に示す活性炭の
他、ゼオライト、濾過砂、炭素繊維系材料、セルロース
系材料及びガラス繊維系材料の何れかを使用することが
できる。
炭酸塩を吸蔵させたものである。図１では、炭酸塩とし
て炭酸カルシウムを例示しているが、炭酸ストロンチウ
ムや炭酸バリウムを吸蔵させてもよい。少なくともそれ
らの炭酸塩の何れかを活性炭からなる担体基材に吸蔵さ
せる。また、担体基材としては、図１に示す活性炭の
他、ゼオライト、濾過砂、炭素繊維系材料、セルロース
系材料及びガラス繊維系材料の何れかを使用することが
できる。
【００１６】このような固体材料は、予め活性炭等の担
体基材にカルシウムイオン、ストロンチウムイオン及び
バリウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸着さ
せ、さらに、この担体基材に炭酸ガス及び／または炭酸
塩を水に溶解して得られるアルカリ性の炭酸イオン含有
溶液を含浸することにより得られる。含浸する炭酸イオ
ン含有溶液の酸素イオン濃度は、ｐＨ≒９程度が適当で
ある。
体基材にカルシウムイオン、ストロンチウムイオン及び
バリウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸着さ
せ、さらに、この担体基材に炭酸ガス及び／または炭酸
塩を水に溶解して得られるアルカリ性の炭酸イオン含有
溶液を含浸することにより得られる。含浸する炭酸イオ
ン含有溶液の酸素イオン濃度は、ｐＨ≒９程度が適当で
ある。
【００１７】このような固体材料は、前述のような廃液
中から、特にＳｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、
Ｙ−９０、Ｒａを分離除去するための固体吸着材或いは
濾過材として使用される。例えば、前述のような廃液に
アルカリを加え、その廃液の水素イオン濃度をｐＨ≒９
程度のアルカリ性に調整した後、一旦濾過する。次に、
この濾過した廃液を前記のような固体材料からなる濾過
材に通す。
中から、特にＳｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、
Ｙ−９０、Ｒａを分離除去するための固体吸着材或いは
濾過材として使用される。例えば、前述のような廃液に
アルカリを加え、その廃液の水素イオン濃度をｐＨ≒９
程度のアルカリ性に調整した後、一旦濾過する。次に、
この濾過した廃液を前記のような固体材料からなる濾過
材に通す。
【００１８】こうすることにより、図１に示すように、
放射性物質のうち、Ｓｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１
３３、Ｙ−９０、Ｒａが固体吸着材に吸蔵された炭酸カ
ルシウム、炭酸ストロンチウム或いは炭酸バリウムと反
応し、Ｃａ（*Ｓｒ、*Ｂａ、 *Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3、Ｓｒ（
*Ｓｒ、*Ｂａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3、Ｂａ（*Ｓｒ、*Ｂ
ａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3等の水に不溶の炭酸塩となって濾
過材に吸着される。図１は、担体基材に炭酸カルシウム
を吸蔵させた固体材料を使用した場合の例を示してい
る。下記の化１は、この時の反応式を示す。これら図１
と化１において、「 *Ｓｒ」、「*Ｂａ」、「*Ｙ」はそ
れぞれ放射性ストロンチウム、放射性ラジウム、放射性
イットリウムを示す。担体基材に炭酸ストロンチウムや
炭酸バリウムを吸蔵させた固体材料を使用した場合も、
Ｃａ（*Ｓｒ、*Ｂａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3に代えてＳｒ（
*Ｓｒ、*Ｂａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3、Ｂａ（*Ｓｒ、*Ｂ
ａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3等の炭酸塩が生成する以外は全く
同様である。
放射性物質のうち、Ｓｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１
３３、Ｙ−９０、Ｒａが固体吸着材に吸蔵された炭酸カ
ルシウム、炭酸ストロンチウム或いは炭酸バリウムと反
応し、Ｃａ（*Ｓｒ、*Ｂａ、 *Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3、Ｓｒ（
*Ｓｒ、*Ｂａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3、Ｂａ（*Ｓｒ、*Ｂ
ａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3等の水に不溶の炭酸塩となって濾
過材に吸着される。図１は、担体基材に炭酸カルシウム
を吸蔵させた固体材料を使用した場合の例を示してい
る。下記の化１は、この時の反応式を示す。これら図１
と化１において、「 *Ｓｒ」、「*Ｂａ」、「*Ｙ」はそ
れぞれ放射性ストロンチウム、放射性ラジウム、放射性
イットリウムを示す。担体基材に炭酸ストロンチウムや
炭酸バリウムを吸蔵させた固体材料を使用した場合も、
Ｃａ（*Ｓｒ、*Ｂａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3に代えてＳｒ（
*Ｓｒ、*Ｂａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3、Ｂａ（*Ｓｒ、*Ｂ
ａ、*Ｙ、Ｒａ）ＣＯ3等の炭酸塩が生成する以外は全く
同様である。
【００１９】
【化１】
【００２０】或いは、廃液の水素イオン濃度をｐＨ≒９
程度のアルカリ性に調整した状態で、この廃液の中に前
述のような固体材料を固体吸着材として添加し、攪拌す
るという手段をとることもできる。こうすることによ
り、添加した固体吸着材に前記の放射性物質を吸着さ
せ、これを前述と同様にして炭酸塩として固体吸着材に
吸着、保持する。そして、この炭酸塩を吸着した固体吸
着材を廃液中で沈殿させ、この沈殿物を廃液から分離除
去するか、または廃液をさらに前記のような濾過材に通
し、炭酸塩を吸着した固体吸着材をトラップして分離す
る。
程度のアルカリ性に調整した状態で、この廃液の中に前
述のような固体材料を固体吸着材として添加し、攪拌す
るという手段をとることもできる。こうすることによ
り、添加した固体吸着材に前記の放射性物質を吸着さ
せ、これを前述と同様にして炭酸塩として固体吸着材に
吸着、保持する。そして、この炭酸塩を吸着した固体吸
着材を廃液中で沈殿させ、この沈殿物を廃液から分離除
去するか、または廃液をさらに前記のような濾過材に通
し、炭酸塩を吸着した固体吸着材をトラップして分離す
る。
【００２１】
【実施例】次に、本発明の実施例について、具体的な数
値をあげて説明する。 （実施例１）カルシウムイオンを０．１モル含む水溶液
５０ｍｌ中に活性炭（粒度２４／４８メッシュ）１０ｇ
を添加し、充分に撹拌した。その状態の溶液に、さらに
炭酸イオン（ＣＯ3 2-）を０．２モル含むｐＨ９の溶液
を１００ｍｌ添加し充分に撹拌した。この状態で、活性
炭の表面はやや白色化し、活性炭の表面に炭酸カルシウ
ムが吸蔵された状態となった。
値をあげて説明する。 （実施例１）カルシウムイオンを０．１モル含む水溶液
５０ｍｌ中に活性炭（粒度２４／４８メッシュ）１０ｇ
を添加し、充分に撹拌した。その状態の溶液に、さらに
炭酸イオン（ＣＯ3 2-）を０．２モル含むｐＨ９の溶液
を１００ｍｌ添加し充分に撹拌した。この状態で、活性
炭の表面はやや白色化し、活性炭の表面に炭酸カルシウ
ムが吸蔵された状態となった。
【００２２】その炭酸カルシウムを坦持した活性炭を水
溶液から分離し、内径１０ｍｍのフィルタ付きガラスカ
ラムに移し替え、さらに炭酸イオンを含むｐＨ９の水溶
液で充分に洗浄した。その炭酸カルシウムを坦持した活
性炭が詰まったガラスカラムに、ストロンチウム、バリ
ウムをそれぞれ１０ｐｐｍを含む水溶液を最大５００ｍ
ｌまで連続的に通液し、そのカラムを通過した後の溶液
中のストロンチウムとバリウムの濃度を計測した。その
結果、カラムを通過した溶液中のストロンチウムとバリ
ウムの濃度はそれぞれ０．１１〜０．１９ｐｐｍ、０．
１８〜０．３５ｐｐｍとなった。すなわち、連続的にス
トロンチウムが９８〜９９％、バリウムが９６〜９８％
程度除去された。この結果は、炭酸カルシウム坦持活性
炭によって、溶液中のストロンチウム及びバリウムが、
いずれも炭酸塩を形成して活性炭に吸着捕集されたこと
を示している。
溶液から分離し、内径１０ｍｍのフィルタ付きガラスカ
ラムに移し替え、さらに炭酸イオンを含むｐＨ９の水溶
液で充分に洗浄した。その炭酸カルシウムを坦持した活
性炭が詰まったガラスカラムに、ストロンチウム、バリ
ウムをそれぞれ１０ｐｐｍを含む水溶液を最大５００ｍ
ｌまで連続的に通液し、そのカラムを通過した後の溶液
中のストロンチウムとバリウムの濃度を計測した。その
結果、カラムを通過した溶液中のストロンチウムとバリ
ウムの濃度はそれぞれ０．１１〜０．１９ｐｐｍ、０．
１８〜０．３５ｐｐｍとなった。すなわち、連続的にス
トロンチウムが９８〜９９％、バリウムが９６〜９８％
程度除去された。この結果は、炭酸カルシウム坦持活性
炭によって、溶液中のストロンチウム及びバリウムが、
いずれも炭酸塩を形成して活性炭に吸着捕集されたこと
を示している。
【００２３】（実施例２）前記実施例１と同様の方法で
作った炭酸カルシウムを坦持した活性炭１０ｇを詰めた
内径１０ｍｍのガラスカラムを用意した。ストロンチウ
ム、バリウム、イットリウムの各イオンを１０ｐｐｍ、
さらにラジウムイオンを２５．１Ｂｑ含む水溶液１００
ｍｌに０．０２モル／Ｌの炭酸イオンが含まれるように
水素イオン濃度をｐＨ９に調整しながら連続的に添加
し、この溶液を１ｍｌ／分の速度で前記カラムに通液し
た。そのカラムを通過した後の溶液中のそれぞれの濃度
を計測した結果、ストロンチウム、バリウム、イットリ
ウム、ラジウムはそれぞれ０．８５ｐｐｍ、０．２３ｐ
ｐｍ、０．００５ｐｐｍ以下、０．０１Ｂｑ以下とな
り、それら全ての元素が９６％〜９８％以上の効率で吸
着除去された。
作った炭酸カルシウムを坦持した活性炭１０ｇを詰めた
内径１０ｍｍのガラスカラムを用意した。ストロンチウ
ム、バリウム、イットリウムの各イオンを１０ｐｐｍ、
さらにラジウムイオンを２５．１Ｂｑ含む水溶液１００
ｍｌに０．０２モル／Ｌの炭酸イオンが含まれるように
水素イオン濃度をｐＨ９に調整しながら連続的に添加
し、この溶液を１ｍｌ／分の速度で前記カラムに通液し
た。そのカラムを通過した後の溶液中のそれぞれの濃度
を計測した結果、ストロンチウム、バリウム、イットリ
ウム、ラジウムはそれぞれ０．８５ｐｐｍ、０．２３ｐ
ｐｍ、０．００５ｐｐｍ以下、０．０１Ｂｑ以下とな
り、それら全ての元素が９６％〜９８％以上の効率で吸
着除去された。
【００２４】（実施例３）前記実施例１と同様の方法で
作った炭酸カルシウムを坦持した活性炭５．０ｇを詰め
た内径１０ｍｍのガラスカラムＡとガラスカラムＢを２
本用意した。カラムＡにはストロンチウム１０ｐｐｍを
含む中性の水溶液を通液し、一方カラムＢにはストロン
チウム１０ｐｐｍの溶液にさらにカルシウムイオン０．
０１モルと炭酸イオン０．０２モルを含むｐＨ９の溶液
を段階的に合流させながら通液した。この結果、カラム
Ａの場合は、ストロンチウム溶液の通液量が約７５０ｍ
ｌを越えた段階からカラムを通過した溶液中のストロン
チウム濃度が上昇し始め、約１，８００ｍｌの段階で原
液濃度（１０ｐｐｍ）と同等になった。一方、カラムＢ
の場合は、ストロンチウム溶液の通液量が３，０００ｍ
ｌを越えても、カラムを通過した溶液中のストロンチウ
ム濃度が０．０１ｐｐｍ以下であった。これらの結果か
ら、カラム上流からカルシウムイオンと炭酸イオンを常
時供給し続けることは、炭酸カルシウム坦持活性炭のス
トロンチウム等の吸着能力を持続させることに有効であ
ることが分かる。
作った炭酸カルシウムを坦持した活性炭５．０ｇを詰め
た内径１０ｍｍのガラスカラムＡとガラスカラムＢを２
本用意した。カラムＡにはストロンチウム１０ｐｐｍを
含む中性の水溶液を通液し、一方カラムＢにはストロン
チウム１０ｐｐｍの溶液にさらにカルシウムイオン０．
０１モルと炭酸イオン０．０２モルを含むｐＨ９の溶液
を段階的に合流させながら通液した。この結果、カラム
Ａの場合は、ストロンチウム溶液の通液量が約７５０ｍ
ｌを越えた段階からカラムを通過した溶液中のストロン
チウム濃度が上昇し始め、約１，８００ｍｌの段階で原
液濃度（１０ｐｐｍ）と同等になった。一方、カラムＢ
の場合は、ストロンチウム溶液の通液量が３，０００ｍ
ｌを越えても、カラムを通過した溶液中のストロンチウ
ム濃度が０．０１ｐｐｍ以下であった。これらの結果か
ら、カラム上流からカルシウムイオンと炭酸イオンを常
時供給し続けることは、炭酸カルシウム坦持活性炭のス
トロンチウム等の吸着能力を持続させることに有効であ
ることが分かる。
【００２５】
【発明の効果】以上説明した通り、本発明による固体材
料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法では、
放射性同位元素を使用する施設から廃棄される廃液から
Ｓｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０、Ｒ
ａ等の放射性同位元素を容易に分離できる。従って、こ
れらの放射性物質を含有する廃液については、その放射
性同位元素の濃度が少ない通常排水として処理すること
ができ、放射性同位元素を含む固体吸着材や濾過材のみ
を固体廃棄物として処理できる。これにより、放射性同
位元素の放射能レベルの減衰をするために、廃液の状態
で貯留する必要がなく、大きな廃液の貯留槽等を必要と
しなくなり、固体廃棄物の貯留のみで済むようになる。
これにより、廃棄設備を小規模化することが可能となる
と共に、放射性物質含有廃液の処理の負担が軽減され
る。
料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法では、
放射性同位元素を使用する施設から廃棄される廃液から
Ｓｒ−９０、Ｓｒ−８９、Ｂａ−１３３、Ｙ−９０、Ｒ
ａ等の放射性同位元素を容易に分離できる。従って、こ
れらの放射性物質を含有する廃液については、その放射
性同位元素の濃度が少ない通常排水として処理すること
ができ、放射性同位元素を含む固体吸着材や濾過材のみ
を固体廃棄物として処理できる。これにより、放射性同
位元素の放射能レベルの減衰をするために、廃液の状態
で貯留する必要がなく、大きな廃液の貯留槽等を必要と
しなくなり、固体廃棄物の貯留のみで済むようになる。
これにより、廃棄設備を小規模化することが可能となる
と共に、放射性物質含有廃液の処理の負担が軽減され
る。
【図１】本発明の一実施形態による固体材料を使用した
放射性物質含有廃液処理方法における放射性物質を除去
する原理を示す概念図である。
放射性物質含有廃液処理方法における放射性物質を除去
する原理を示す概念図である。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｂ０１Ｊ 20/32 Ｂ０１Ｊ 20/32 Ｚ Ｃ０２Ｆ 1/28 Ｃ０２Ｆ 1/28 Ｅ Ｇ２１Ｆ 9/06 ５２１ Ｇ２１Ｆ 9/06 ５２１Ｍ (72)発明者 富澤 延之 東京都文京区湯島１丁目７番12号 株式会 社千代田テクノル内 (72)発明者 狐塚 正夫 東京都文京区湯島１丁目７番12号 株式会 社千代田テクノル内 (72)発明者 多久和 智也 東京都文京区湯島１丁目７番12号 株式会 社千代田テクノル内 (72)発明者 花本 行生 茨城県水戸市堀町新田1044番地 株式会社 化研内 (72)発明者 蓼沼 克嘉 茨城県水戸市堀町新田1044番地 株式会社 化研内 (72)発明者 小西 淳二 京都府京都市北区小山堀池町38 Ｆターム(参考） 4D024 AA04 AB10 BA02 BA05 BA07 BA11 BA14 BB01 BB02 BC01 BC04 DB03 DB12 4G066 AA05C AA43A AA43B AA61C AA71C AC02C BA16 CA12 DA08 FA12
Claims (6)
- 【請求項１】 吸着材及び濾過材として廃液中で使用さ
れる固体材料であって、担体基材に炭酸カルシウム、炭
酸ストロンチウム及び炭酸バリウムの少なくとも何れか
の炭酸塩が吸蔵されていることを特徴とする固体材料。 - 【請求項２】 カルシウムイオン、ストロンチウムイオ
ン及びバリウムイオンの少なくとも何れかのイオンを吸
着した担体基材に、炭酸ガス及び／または炭酸塩を水に
溶解して得られる炭酸イオン含有溶液を含浸して得られ
ることを特徴とする請求項１に記載の固体材料。 - 【請求項３】 カルシウムイオン、ストロンチウムイオ
ン及びバリウムイオンの少なくとも何れかの炭酸塩が吸
蔵される担体基材が、活性炭、ゼオライト、濾過砂、炭
素繊維系材料、セルロース系材料及びガラス繊維系材料
の何れかからなることを特徴とする請求項１または２に
記載の固体材料。 - 【請求項４】 放射性物質として、放射性ストロンチウ
ム、放射性バリウム、放射性イットリウム、ラジウム及
びそれらの化合物の何れかを含む廃液をアルカリ性に調
整した状態で、前記放射性物質を前記請求項１〜３の何
れかに記載された固体材料からなる固体吸着材に吸着
し、この放射性物質を吸着した固体吸着材を廃液中で沈
殿分離するか廃液を濾過材に通して放射性物質を吸着し
た固体吸着材を吸着することにより前記放射性物質を除
去することを特徴とする固体材料を使用した放射性物質
含有廃液処理方法。 - 【請求項５】 放射性物質として、放射性ストロンチウ
ム、放射性バリウム、放射性イットリウム、ラジウム及
びそれらの化合物の何れかを含む廃液をアルカリ性に調
整した状態で、廃液を前記請求項１〜３の何れかに記載
された固体材料からなる濾過材に通して前記放射性物質
をトラップすることにより前記放射性物質を除去するこ
とを特徴とする固体材料を使用した放射性物質含有廃液
処理方法。 - 【請求項６】 固体材料からなる濾過材に炭酸イオンと
カルシウムイオン、ストロンチウムイオン及びバリウム
イオンの少なくとも何れかを常時あるいは定期的に供給
することを特徴とする請求項５に記載の固体材料を使用
した放射性物質含有廃液処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2001070256A JP2002267796A (ja) | 2001-03-13 | 2001-03-13 | 固体材料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2001070256A JP2002267796A (ja) | 2001-03-13 | 2001-03-13 | 固体材料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2002267796A true JP2002267796A (ja) | 2002-09-18 |
Family
ID=18928160
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2001070256A Pending JP2002267796A (ja) | 2001-03-13 | 2001-03-13 | 固体材料とそれを使用した放射性物質含有廃液処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2002267796A (ja) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006084237A (ja) * | 2004-09-14 | 2006-03-30 | Chubu Electric Power Co Inc | 有機ポリマー系の低レベル放射性廃棄物の処理方法 |
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| KR20110087301A (ko) * | 2008-10-27 | 2011-08-02 | 꼼미사리아 아 레네르지 아토미끄 에뜨 옥스 에너지스 앨터네이티브즈 | 하나 이상의 방사성 화학원소를 함유하는 배출수를 유동층에 처리하여 제염하는 방법 |
| JP2013104723A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Kurita Water Ind Ltd | Ｓｒ含有水の処理方法及び処理装置 |
| JP2013242235A (ja) * | 2012-05-21 | 2013-12-05 | Shimizu Corp | 汚染水処理ユニット |
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| WO2016187914A1 (zh) * | 2015-05-26 | 2016-12-01 | 清华大学 | 一种用于放射性废水深度处理的活化剂及其应用 |
| JP2018059837A (ja) * | 2016-10-06 | 2018-04-12 | 株式会社荏原製作所 | 放射性ストロンチウムを含有する放射性廃液の処理方法 |
| CN109110908A (zh) * | 2018-08-31 | 2019-01-01 | 江苏新亿源环保科技有限公司 | 一种碳酸锶掺杂二氧化钛聚丙烯生物滤料的制备方法 |
-
2001
- 2001-03-13 JP JP2001070256A patent/JP2002267796A/ja active Pending
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