JP2004028902A

JP2004028902A - Device for reducing amount of sodium sulfate and disposal system for radioactive ion exchange resin provided with the same

Info

Publication number: JP2004028902A
Application number: JP2002188534A
Authority: JP
Inventors: Koki Kinoshita; 木下　弘毅; Hideo Kizawa; 鬼澤　秀夫; Osamu Kohanawa; 小華和　治; Akio Sato; 佐藤　明雄; Akira Kakimoto; 柿本　朗
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2002-06-27
Filing date: 2002-06-27
Publication date: 2004-01-29

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To control the deterioration of a cement solidified body due to the formation of cement bacillus by reducing the concentration of sodium sulfate in A mode concentrated waste liquid. <P>SOLUTION: An energy consumption device is provided with an elution tank 64 which makes sulfuric acid solution for eluting pass through an ion exchange resin in which at least a radioactive ion species is adsorbed and makes the radioactive ion species adsorbed to the ion exchange resin elute in the sulfuric acid solution for eluting, a neutralizing tank 73 which generates neutralizing liquid containing sodium sulfate as a neutralizing body by adding sodium hydroxide as a neutralizer to the sulfuric acid solution in which the radioactive ion species is eluted, an evaporator 76 which concentrates the neutralizing liquid and generates the A mode concentrated waste liquid, and three chamber bipolar membrane electrolyzer 12 which generates sulfuric acid and sodium hydroxide from the A mode concentrated waste liquid by using an electric dialysis method and reduces the amount of the sodium sulfate contained in the A mode concentrated waste liquid by removing the sulfuric acid and the sodium hydroxide generated from the A mode concentrated waste liquid. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば原子力発電所の放射性核種を含む系統水中に含まれる放射性イオンを吸着した放射性イオン交換樹脂を廃棄するための処理システム、およびこの処理システムによって得られた硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウム量を低減する硫酸ナトリウム量低減装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力発電所等の原子力施設においてイオン交換樹脂は、放射性イオンを吸着するために用いられている。具体的には、原子力発電所の放射性核種を含む系統水中に含まれる放射性イオンを吸着して、放射性核種を含む系統水を純化するために用いられている。原子力発電所の運転に伴い、放射性イオンを吸着した使用済の放射性イオン交換樹脂が廃棄物として発生する。
【０００３】
イオン交換樹脂は、一般にスチレンとジビニルベンゼン（Ｄ．Ｖ．Ｂ）の共重合体を基材とし、これにイオン交換基として陽イオン交換樹脂の場合にはスルホン酸基を、また陰イオン交換樹脂の場合には、４級アンモニウム基を結合させた構造を有する芳香族系有機高分子化合体である。
【０００４】
さて、放射性核種を含む系統水には、Ｃｏ−６０（コバルト６０）、Ｃｓ−１３７（セシウム１３７）、Ｓｒ−９０（ストロンチウム９０）、その他Ｆｅ（鉄）やＮｉ（ニッケル）等の放射能強度の高い陽イオン種と、Ｉ（ヨウ素）、Ｃ−１４（炭素１４）を含む有機物質等の放射能強度が低い陰イオン種とが含まれている。したがって、放射性核種を含む系統水中のＣｏ−６０、Ｃｓ−１３７、Ｓｒ−９０等の陽イオン種は、陽イオン交換樹脂に吸着され、Ｉ、Ｃ−１４を含む有機物質等の陰イオン種は、陰イオン交換樹脂に吸着されることによって浄化される。
【０００５】
イオン交換樹脂は放射性イオン交換樹脂塔に陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂の２種類がほぼ同量充填されており、系統水から陽イオン種または陰イオン種を除去する能力である除染係数が所定能力以下に低下した場合には、使用済の放射性イオン交換樹脂として廃棄処理され、放射性イオン交換樹脂塔には、未使用の陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂が充填される。廃棄物として処理される放射性イオン交換樹脂の体積比は、原子力発電所にて発生する全廃棄物のうち少量を占めているにすぎないが、放射性イオン交換樹脂によって吸着された物質による放射能量の合計は、原子力発電所の通常運転において発生する廃棄物中の放射能量の大部分を占めている。このように、運転中に原子力発電所から排出される放射性廃棄物に含まれる放射能のほとんどは、放射性イオン交換樹脂によって吸着されている。
【０００６】
このような使用済の放射性イオン交換樹脂を廃棄物として処理する場合には、以下のようにして行われている。すなわち、放射性イオン交換樹脂塔に充填された陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂は、その除染係数が所定値以下に低下したことが確認されると、図６に示すように、放射性イオン交換樹脂搭（図示せず）から使用済樹脂貯蔵タンク６２へと移し替えられ、そこでしばらく貯蔵される。この貯蔵期間中に、陽イオンであるＣｏ−５８、陰イオンであるＩ−１３１等半減期の短い核種を減衰させることができる。
【０００７】
このように、半減期の短い核種が減衰したところで、使用済の放射性イオン交換樹脂が、使用済樹脂貯蔵タンク６２から一旦廃樹脂供給タンク６３に移し替えられ、さらにそこから溶離器６４へと移される。溶離器６４に移された使用済の放射性イオン交換樹脂には、硫酸タンク６０から供給される硫酸水溶液が通液される。これによって、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオンが、硫酸水溶液中に移行して溶離する。
【０００８】
このようにして放射性物質が溶離して取り除かれたイオン交換樹脂は、溶離器６４の下部から取り出され、溶離済樹脂輸送容器６７によって焼却設備６８に移送され、そこで焼却処理される。
【０００９】
一方、溶離器６４において放射性イオン交換樹脂に通液された硫酸水溶液中には、放射性イオンが溶存している。この硫酸水溶液は、溶離器６４から硫酸回収器６９の左室７０に導入される。硫酸水溶液は、この硫酸回収器６９に備えられた拡散透析膜７１によって放射性物質と硫酸とが分離される。すなわち、図７に示すように、溶離器６４から左室７０に導入された硫酸水溶液のうち、硫酸は拡散透析膜７１を介して右室７２側に拡散され回収される一方、放射性物質は左室７０に残る。右室７２側に回収された硫酸は、溶離器６４に送られ再使用される。この結果、左室７０には放射性物質を含む廃液が得られる。
【００１０】
図８に示すように、左室７０で得られた溶離初期の廃液（以下、「Ａモード廃液」と称する）は、左室７０で得られた溶離後期の廃液（以下、「Ｂモード廃液」と称する）に比べて、放射能が有意に高い。
【００１１】
このためＡモード廃液は、第１中和タンク７３（＃１）において中和剤タンク７５から供給された中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）が生成された後に、蒸発器７６に送られる。そして、蒸発器７６によって蒸発濃縮され、Ａモード濃縮廃液とされた後に濃縮廃液タンク７７に送られ、そこで長期貯蔵される。これによって、放射能が減衰した後に、セメント固化される。このような蒸発濃縮は、Ａモード廃液を減容し、廃棄物の発生量の低減化を図るという観点から重要である。
【００１２】
一方、Ｂモード廃液は、放射能濃度が低いために第２中和タンク７３（＃２）に移され、ここでも同様に中和剤タンク７５から供給された中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）が生成される。その後は、液体廃棄物処理系７８へと送られ、アスファルト等によって固化処理されている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このような従来の放射性イオン交換樹脂の処理方法では、以下のような問題がある。
【００１４】
Ａモード廃液には硫酸ナトリウムが含まれているために、それが濃縮されたＡモード濃縮廃液には、同時に濃縮された硫酸ナトリウムも含まれており、含有硫酸ナトリウム濃度が高い。セメントは、その中に硫酸ナトリウムを含むと、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成し、含有硫酸ナトリウム濃度の上昇に伴ってひび割れ等の損傷が発生することが知られている。
【００１５】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、Ａモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウムから硫酸と水酸化ナトリウムとを生成して除去することによりＡモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウム濃度を低減することを可能とする硫酸ナトリウム量低減装置、およびそれを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムを提供することを目的とする。
【００１６】
【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、本発明では、以下のような手段を講じる。
【００１７】
すなわち、請求項１の発明の硫酸ナトリウム量低減装置は、硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）を含有する放射性廃液に含有される硫酸ナトリウムから、電気透析法を用いて硫酸（Ｈ_２ＳＯ_４）と水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）とを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを放射性廃液から除去することによって、放射性廃液の含有硫酸ナトリウム量を低減する。
【００１８】
従って、請求項１の発明の硫酸ナトリウム量低減装置においては、以上のような手段を講じることにより、放射性廃液中に含まれる硫酸ナトリウムの量を低減することができる。
【００１９】
請求項２の発明の硫酸ナトリウム量低減装置は、一端側に陰イオン交換膜が配置され、他端側に陽イオン交換膜が配置されるように、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とを交互に３つずつ互いにほぼ平行になるように配置し、一端側に配置された陰イオン交換膜とこの陰イオン交換膜に隣接して配置された陽イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第１のバイポーラ膜を形成し、他端側に配置された陽イオン交換膜とこの陽イオン交換膜に隣接して配置された陰イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第２のバイポーラ膜を形成する一方、第１および第２のバイポーラ膜を形成していない陽イオン交換膜および陰イオン交換膜を互いに隣接するイオン交換膜と隔離させて配置することによって、第１のバイポーラ膜と陰イオン交換膜とに挟まれてなる第１の流路と、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とに挟まれてなる第２の流路と、陽イオン交換膜と第２のバイポーラ膜とに挟まれてなる第３の流路とを形成し、硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を第２の流路へ、水を第１および第３の流路へそれぞれ導入した状態で、第１のバイポーラ膜側から第２のバイポーラ膜側へと水の理論分解電圧以上の電圧を与える。
【００２０】
これによって、第２の流路では、第２の流路に導入された放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウムからナトリウムイオンと硫酸イオンとを生ぜしめ、電圧にしたがって、ナトリウムイオンを第２の流路を形成している陽イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陽イオン交換膜を通過させて第３の流路内に移動させる一方、硫酸イオンを第２の流路を形成している陰イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陰イオン交換膜を通過させて第１の流路内に移動させる。
【００２１】
そして、第１の流路では、第１のバイポーラ膜によって、第１の流路に導入された水から水素イオンを生成する一方、第２の流路から移動してきた硫酸イオンと生成した水素イオンとから硫酸を生成し、第３の流路では、第２のバイポーラ膜によって、第３の流路に導入された水から水酸化イオンを生成する一方、第２の流路から移動してきたナトリウムイオンと生成した水酸化イオンとから水酸化ナトリウムを生成する。このように、放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウムから、硫酸と水酸化ナトリウムとを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを放射性廃液から除去することによって、放射性廃液の含有硫酸ナトリウム量を低減する。
【００２２】
従って、請求項２の発明の硫酸ナトリウム量低減装置においては、以上のような手段を講じることにより、電気透析法を用いたバイポーラ膜によって、放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウム量を低減することができる。
【００２３】
請求項３の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムは、少なくとも、放射性イオン種が吸着したイオン交換樹脂に溶離用硫酸水溶液を通液し、イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種をこの溶離用硫酸水溶液に溶離させる溶離槽と、溶離用硫酸水溶液に放射性イオン種が溶離してなる溶離済硫酸水溶液に水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）を中和剤として添加することによって、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）を含有する中和液を生成する中和手段と、中和液を濃縮して濃縮中和液を生成する濃縮手段とを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、濃縮手段によって生成された濃縮中和液に含有される硫酸ナトリウムから、電気透析法を用いて硫酸と水酸化ナトリウムとを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを放射性廃液から除去することによって、濃縮中和液の含有硫酸ナトリウム量を低減する硫酸ナトリウム量低減装置を備えている。
【００２４】
従って、請求項３の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段の硫酸ナトリウム量低減装置を備えることによって、放射性イオン交換樹脂の処理に用いられた濃縮中和液に含まれる含有硫酸ナトリウム量を低減することができる。
【００２５】
請求項４の発明は、請求項３の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、硫酸ナトリウム量低減装置は、一端側に陰イオン交換膜が配置され、他端側に陽イオン交換膜が配置されるように、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とを交互に３つずつ互いにほぼ平行になるように配置し、一端側に配置された陰イオン交換膜とこの陰イオン交換膜に隣接して配置された陽イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第１のバイポーラ膜を形成し、他端側に配置された陽イオン交換膜とこの陽イオン交換膜に隣接して配置された陰イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第２のバイポーラ膜を形成する一方、第１および第２のバイポーラ膜を形成していない陽イオン交換膜および陰イオン交換膜を互いに隣接するイオン交換膜と隔離させて配置することによって、第１のバイポーラ膜と陰イオン交換膜とに挟まれてなる第１の流路と、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とに挟まれてなる第２の流路と、陽イオン交換膜と第２のバイポーラ膜とに挟まれてなる第３の流路とを形成し、硫酸ナトリウムを含有する濃縮中和液を第２の流路へ、水を第１および第３の流路へそれぞれ導入した状態で、第１のバイポーラ膜側から第２のバイポーラ膜側へと水の理論分解電圧以上の電圧を与える。
【００２６】
そして、第２の流路では、第２の流路に導入された濃縮中和液に含まれる硫酸ナトリウムからナトリウムイオンと硫酸イオンとを生ぜしめ、電圧にしたがって、ナトリウムイオンを第２の流路を形成している陽イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陽イオン交換膜を通過させて第３の流路内に移動させる一方、硫酸イオンを第２の流路を形成している陰イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陰イオン交換膜を通過させて第１の流路内に移動させる。
【００２７】
これによって、第１の流路では、第１のバイポーラ膜によって、第１の流路に導入された水から水素イオンを生成する一方、第２の流路から移動してきた硫酸イオンと生成した水素イオンとから硫酸を生成し、第３の流路では、第２のバイポーラ膜によって、第３の流路に導入された水から水酸化イオンを生成する一方、第２の流路から移動してきたナトリウムイオンと生成した水酸化イオンとから水酸化ナトリウムを生成することによって、濃縮中和液に含まれる硫酸ナトリウムから、硫酸と水酸化ナトリウムとを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを濃縮中和液から除去することによって、濃縮中和液の含有硫酸ナトリウム量を低減するようにしている。
【００２８】
従って、請求項４の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のように電気透析法を用いたバイポーラ膜によって、放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウム量を低減することができる。
【００２９】
請求項５の発明は、請求項３または請求項４の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、硫酸ナトリウム量低減装置によって除去された硫酸から硫酸水溶液を生成し、溶離用硫酸水溶液として溶離槽に供給する硫酸回収手段と、硫酸ナトリウム量低減装置によって除去された水酸化ナトリウムを、中和剤として中和手段が溶離済硫酸水溶液に添加すべく、中和手段に供給する中和剤回収手段とを備えている。
【００３０】
従って、請求項５の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、濃縮中和液に含まれる硫酸ナトリウムを硫酸水溶液と水酸化ナトリウムとに転換して除去することによって硫酸ナトリウム量を低減するとともに、この除去した硫酸水溶液と水酸化ナトリウムとを再利用することができる。
【００３１】
請求項６の発明は、請求項３乃至５のうち何れか１項の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、硫酸ナトリウム量低減装置によって含有硫酸ナトリウム量が低減された濃縮中和液を固化処理する固化処理手段を付加している。
【００３２】
従って、請求項６の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、濃縮中和液をセメント等に固化処理することができる。
【００３３】
【発明の実施の形態】
以下に、本発明の各実施の形態について図面を参照しながら説明する。
【００３４】
なお、以下の各実施の形態の説明に用いる図中の符号は、図６から図８と同一部分については同一符号を付して示してその説明を省略し、ここでは異なる部分についてのみ述べる。
【００３５】
（第１の実施の形態）
本発明の第１の実施の形態を図１から図３を用いて説明する。
【００３６】
図１は、第１の実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図である。
【００３７】
すなわち、本実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムは、図６に示す従来技術の放射性イオン交換樹脂処理システムに、抽出ポンプ１０と、３室バイポーラ膜電槽１２と、バッチタンク１３と、セメント固化装置１８とから構成してなる硫酸ナトリウム量低減装置を付加した構成としている。
【００３８】
濃縮廃液タンク７７は、Ｃｏ（コバルト）、Ｃｓ（セシウム）、Ｓｒ（ストロンチウム）、Ｎｂ（ニオブ）等の放射性物質、および硫酸ナトリウムを含んでいるＡモード濃縮廃液を貯液している。
【００３９】
抽出ポンプ１０は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているこのようなＡモード濃縮廃液を、３室バイポーラ膜電槽１２の中央室１５（後述する）に、その下部から上部に向けて導入するようにしている。
【００４０】
３室バイポーラ膜電槽１２は、図２に示すような断面構成をしている。すなわち、図中左側に示す一端側に陰イオン交換膜２０（＃１）が配置され、図中右側に示す他端側に陽イオン交換膜２１（＃３）が配置されるように、陰イオン交換膜２０（＃１〜＃３）と陽イオン交換膜２１（＃１〜＃３）とを交互に３つずつ互いにほぼ平行になるように配置している。そして、陰イオン交換膜２０（＃１）と陽イオン交換膜２１（＃１）とを互いに貼り合わせてバイポーラ膜２２（＃１）を形成し、陽イオン交換膜２１（＃３）と陰イオン交換膜２０（＃３）とを互いに貼り合わせてバイポーラ膜２２（＃２）を形成している。
【００４１】
更に、陽イオン交換膜２１（＃２）および陰イオン交換膜２０（＃２）を互いに隔離させて配置することによって、バイポーラ膜２２（＃１）と陰イオン交換膜２０（＃２）とに挟まれてなる左室１４と、陰イオン交換膜２０（＃２）と陽イオン交換膜２１（＃２）とに挟まれてなる中央室１５と、陽イオン交換膜２１（＃２）とバイポーラ膜２２（＃２）とに挟まれてなる右室１６とを形成している。
【００４２】
そして、抽出ポンプ１０から送液されたＡモード濃縮廃液が、中央室１５の下部側から導入されるようにしている一方、図示しない水供給系から水を左室１４および右室１６へそれぞれ導入している。更にこの状態で、電極２４によって、バイポーラ膜２２（＃１）側からバイポーラ膜２２（＃２）側へと水の理論分解電圧（０．８３　ホ゛ルト）以上の電圧を与える。これによって、整流現象が生じ、図３中に示すように、水（Ｈ_２Ｏ）を、水素イオン（Ｈ^＋）と水酸化イオン（ＯＨ⁻）とに分解し、水素イオンを負の電極２４側へ、水酸化イオンを正の電極２４側へとそれぞれ供給する。更に、図２に示すように、中央室１５では、導入されたＡモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）からナトリウムイオン（Ｎａ^＋）と硫酸イオン（ＳＯ_４ ^２−）とが生じる。
【００４３】
そして、電位勾配にしたがって、ナトリウムイオン（Ｎａ^＋）が陽イオン交換膜２１（＃２）側に移動し、この陽イオン交換膜２１（＃２）を通過して右室１６内に移動する。一方、硫酸イオン（ＳＯ_４ ^２−）が陰イオン交換膜２０（＃２）側に移動し、陰イオン交換膜２０（＃２）を通過して左室１４内に移動する。
【００４４】
左室１４では、バイポーラ膜２２（＃１）によって、水から水素イオンが生成される一方、中央室１５から移動してきた硫酸イオンとこの水素イオンとが結合し、以下に示すような反応によって硫酸を生成する。
２Ｈ^＋　＋　ＳＯ_４ ^２−　→　Ｈ_２ＳＯ_４
一方、右室１６では、バイポーラ膜２２（＃２）によって、水から水酸化イオンが生成される一方、中央室１５から移動してきたナトリウムイオンと水酸化イオンとが結合し、以下に示すような反応によって水酸化ナトリウムを生成する。
【００４５】
Ｎａ^＋　＋　ＯＨ⁻　→　ＮａＯＨ
このように中央室１５に導入された硫酸ナトリウムを硫酸イオンとナトリウムイオンとに分解し、この硫酸イオンを左室１４に取り込み、左室１４において硫酸を生成する一方、このナトリウムイオンを右室１６に取り込み、右室１６において水酸化ナトリウムを生成する。このようにして、含有硫酸ナトリウム量が低減されたＡモード濃縮廃液が中央室１５の上部側から排出され、濃縮廃液タンク７７へと戻されるようにしている。すなわち、濃縮廃液タンク７７に貯液されたＡモード濃縮廃液が、３室バイポーラ膜電槽１２によって含有硫酸ナトリウムが低減された後に戻されるようにしている。このようにＡモード濃縮廃液から硫酸ナトリウムを連続的に除去することによって、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウム濃度を、３室バイポーラ膜電槽１２を備えていない従来技術に比べて、約２５ｗｔ％（重量％）から約２．５ｗｔ％へと約１／１０に低減するようにしている。そして、このように硫酸ナトリウム量が低減されたＡモード濃縮廃液を、所定のタイミングでバッチタンク１３へと払い出すようにしている。
【００４６】
一方、左室１４の下部側からは、図示しない水供給系から水が連続的に供給されることによって、左室１４で生成した硫酸を含む水溶液が、左室１４の上部側から連続的に排出されて硫酸タンク６０へと回収され、この硫酸は、溶離器６４に供給される溶離用硫酸水溶液として再利用されるようにしている。
【００４７】
また、右室１６の下部側からは、図示しない水供給系から水が連続的に供給されることによって、右室１６で生成した水酸化ナトリウムを含む水溶液が、右室１６の上部側から連続的に排出されて中和剤タンク７５へと回収され、この水酸化ナトリウムは、第１中和タンク７３（＃１）および第２中和タンク７３（＃２）に供給される中和剤として再利用されるようにしている。
【００４８】
バッチタンク１３は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液が、所定のタイミングで払い出されるようにしている。そして、払い出されたＡモード濃縮廃液を、セメント固化装置１８によってセメント固化されるまで一時的に貯液する。セメント固化装置１８は、バッチタンク１３に一時的に貯液されていたＡモード濃縮廃液を受け入れ、これらをセメント固化する。
【００４９】
バッチタンク１３に払い出されたＡモード濃縮廃液は、上述したように３室バイポーラ膜電槽１２によって、含有硫酸ナトリウムの重量割合が約２．５ｗｔ％に低減されている。すなわち、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）の形成によりセメント固化体が劣化する重量割合である５ｗｔ％よりも十分に小さい。
【００５０】
次に、以上のように構成した本実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作について説明する。
【００５１】
濃縮廃液タンク７７には、Ｃｏ（コバルト）、Ｃｓ（セシウム）、Ｓｒ（ストロンチウム）、Ｎｂ（ニオブ）等の放射性物質、および硫酸ナトリウムを含んでいるＡモード濃縮廃液が貯液されている。
【００５２】
濃縮廃液タンク７７に貯液されているこのようなＡモード濃縮廃液は、抽出ポンプ１０によって、３室バイポーラ膜電槽１２の中央室１５に、その下部から上部に向けて導入される。
【００５３】
３室バイポーラ膜電槽１２では、抽出ポンプ１０から送液されたＡモード濃縮廃液が、中央室１５の下部側から導入される一方、図示しない水供給系から左室１４および右室１６のそれぞれへ水が導入される。更に、この状態で、電極２４によって、バイポーラ膜２２（＃１）側からバイポーラ膜２２（＃２）側へと水の理論分解電圧（０．８３　ホ゛ルト）以上の電圧が与えられる。
【００５４】
これによって、整流現象が生じ、図３中に示すように、バイポーラ膜２２によって、水（Ｈ_２Ｏ）が、水素イオン（Ｈ^＋）と水酸化イオン（ＯＨ⁻）とに分解される。更に、図２に示すように、中央室１５では、導入されたＡモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）がナトリウムイオン（Ｎａ^＋）と硫酸イオン（ＳＯ_４ ^２−）とに分解される。
【００５５】
そして、電位勾配にしたがって、ナトリウムイオン（Ｎａ^＋）が陽イオン交換膜２１（＃２）側に引き寄せられ、陽イオン交換膜２１（＃２）を通過して右室１６内に移動する。一方、硫酸イオン（ＳＯ_４ ^２−）が陰イオン交換膜２０（＃２）側に引き寄せられ、陰イオン交換膜２０（＃２）を通過して左室１４内に移動する。
【００５６】
そして、左室１４では、バイポーラ膜２２（＃１）によって、水から水素イオンが生成される一方、中央室１５から移動してきた硫酸イオンとこの水素イオンとが結合して硫酸が生成される。一方、右室１６では、バイポーラ膜２２（＃２）によって、水から水酸化イオンが生成される一方、中央室１５から移動してきたナトリウムイオンとこの水酸化イオンとが結合して水酸化ナトリウムが生成される。
【００５７】
このように、ナトリウムと硫酸とがそれぞれイオンの形態で除去されることによって、含有硫酸ナトリウム量が低減されたＡモード濃縮廃液は、中央室１５の上部側から排出され、濃縮廃液タンク７７へと戻される。すなわち、濃縮廃液タンク７７に貯液されたＡモード濃縮廃液が、３室バイポーラ膜電槽１２によって含有硫酸ナトリウムが低減された後に濃縮廃液タンク７７に戻される。このようにＡモード濃縮廃液から硫酸ナトリウムを連続的に除去することによって、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウム濃度は、３室バイポーラ膜電槽１２を備えていない従来技術に比べて、約２５ｗｔ％（重量％）から約２．５ｗｔ％へと約１／１０に低減される。このように硫酸ナトリウム量が低減されたＡモード濃縮廃液は、濃縮廃液タンク７７から、所定のタイミングでバッチタンク１３へと払い出される。
【００５８】
一方、左室１４の下部側からは、図示しない水供給系から水が連続的に供給されることによって、左室１４で生成した硫酸を含む水溶液が、左室１４の上部側から連続的に排出されて硫酸タンク６０へと回収される。そして、この硫酸が、硫酸タンク６０から溶離器６４に溶離用硫酸水溶液として供給されることによって効果的に再利用される。
【００５９】
また、右室１６の下部側からは、図示しない水供給系から水が連続的に供給されることによって、右室１６で生成した水酸化ナトリウムを含む水溶液が、右室１６の上部側から連続的に排出されて中和剤タンク７５へと回収される。そして、この水酸化ナトリウムが、中和剤タンク７５から、第１中和タンク７３（＃１）および第２中和タンク７３（＃２）に中和剤として供給されることによって効果的に再利用される。
【００６０】
このように、３室バイポーラ膜電槽１２によって硫酸ナトリウムが連続的に除去され、濃縮廃液タンク７７に戻されるＡモード濃縮廃液は、所定のタイミングでバッチタンク１３へと払い出される。バッチタンク１３へと払い出されたＡモード濃縮廃液は、セメント固化装置１８によってセメント固化されるまで一時的にバッチタンク１３に貯液されたのちにセメント固化装置１８へと払い出され、セメント固化装置１８によってセメント固化される。
【００６１】
バッチタンク１３に払い出されたＡモード濃縮廃液は、上述したように３室バイポーラ膜電槽１２によって、含有している硫酸ナトリウムの重量割合が約２．５ｗｔ％に低減されている。すなわち、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）の形成によりセメント固化体が劣化する重量割合である５ｗｔ％よりも十分に小さい。
【００６２】
したがって、セメント固化装置１８によって固化されたセメント固化体は、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成することなく、強度的に健全な状態で長期間放射性物質を閉じ込めておくことができる。
【００６３】
（第２の実施の形態）
本発明の第２の実施の形態を図４を用いて説明する。
【００６４】
図４は、第２の実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図であり、図１と同一部分には同一符号を付してその説明を省略し、ここでは異なる部分についてのみ述べる。
【００６５】
すなわち、本実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの構成は、図１に示す第１の本実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムに、中和剤回収タンク２６を付加した点のみが異なっている。
【００６６】
中和剤回収タンク２６は、３室バイポーラ膜電槽１２の右室１６から排出される水酸化ナトリウムを回収するとともに、回収した水酸化ナトリウムを、第１中和タンク７３（＃１）および第２中和タンク７３（＃２）へ、中和剤として供給する。
【００６７】
濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液には、放射性物質が含まれているために、右室１６から排出される水酸化ナトリウムを含む水溶液には、若干の放射性物質が含まれている。一方で、中和剤タンク７５は、放射性物質を取り扱う機器としては設計されていないので、このように放射性物質を含む水溶液を取り扱う場合には、遮蔽対策や腐食対策等の特別な設備対応が必要となる。
【００６８】
しかしながら、上述したように、中和剤回収タンク２６を付加し、放射性物質を含む水酸化ナトリウム水溶液については、この中和剤回収タンク２６に回収し、回収した水酸化ナトリウムを、中和剤タンク７５には入れずに第１中和タンク７３（＃１）および第２中和タンク７３（＃２）へ、中和剤として供給することにより、第１の実施の形態で奏される作用効果に加えて、中和剤タンク７５を放射性物質と隔離することができ、中和剤タンク７５に特別な設備対応を講じる必要が無くなる。
【００６９】
（第３の実施の形態）
本発明の第３の実施の形態を図５を用いて説明する。
【００７０】
図５は、第３の実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図であり、図１と同一部分には同一符号を付してその説明を省略し、ここでは異なる部分についてのみ述べる。
【００７１】
すなわち、本実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの構成は、図１に示す第１の本実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムに、無機イオン吸着剤塔３０を付加した点のみが異なっている。
【００７２】
無機イオン吸着剤塔３０は、内部に吸着剤を備えており、抽出ポンプ１０によって送液されたＡモード濃縮廃液が、図５中下方から図５中上方に向かって送液されるようにしている。これによって、Ａモード濃縮廃液に含まれる放射性物質が、吸着剤に吸着されるようにしている。Ａモード濃縮廃液は、このように無機イオン吸着剤塔３０において放射性物質が除去され、放射能濃度が低減された後に、３室バイポーラ膜電槽１２の中央室１５へ導入されるようにしている。一方、吸着剤は、Ａモード濃縮廃液に含まれる放射性物質を吸着すると、廃棄物としてセメント固化装置１８に払い出されるようにしている。
【００７３】
これによって、放射性物質が除去されたＡモード濃縮廃液が３室バイポーラ膜電槽１２へと導入されるので、右室１６から排出される水酸化ナトリウムを含む水溶液には、放射性物質の量が極めて少なくなる。よって、右室１６から排出された水酸化ナトリウム溶液を直接中和剤タンク７５へと払い出すことができ、第２の実施の形態で説明したような中和剤回収タンク２６を不要とすることができる。
【００７４】
以上、本発明の好適な実施の形態について、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかかる構成に限定されない。特許請求の範囲の発明された技術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【００７５】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、Ａモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウムから硫酸と水酸化ナトリウムとを生成して除去することによりＡモード濃縮廃液に含まれる硫酸ナトリウム濃度を低減することができる。
【００７６】
以上により、Ａモード濃縮廃液の濃縮度をより高め、もって、セメント固化体の発生量を低減し、貯蔵コストを低減することが可能な硫酸ナトリウム量低減装置、およびそれを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムを実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】第１の実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図
【図２】３室バイポーラ膜電槽の構成例を示す断面構成概念図
【図３】バイポーラ膜近傍における整流現象を説明するための概念図
【図４】第２の実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図
【図５】第３の実施の形態に係る硫酸ナトリウム量低減装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図
【図６】従来技術の放射性イオン交換樹脂処理装置の系統構成図
【図７】硫酸回収器における酸回収原理を説明するための概念図
【図８】溶離済硫酸水溶液に含まれる放射能濃度の時間推移を示す図
【符号の説明】
１０…抽出ポンプ
１２…３室バイポーラ膜電槽
１３…バッチタンク
１４…左室
１５…中央室
１６…右室
１８…セメント固化装置
２０…陰イオン交換膜
２１…陽イオン交換膜
２２…バイポーラ膜
２４…電極
２６…中和剤回収タンク
３０…無機イオン吸着剤塔
６０…硫酸タンク
６２…使用済樹脂貯蔵タンク
６３…廃樹脂供給タンク
６４…溶離器
６７…溶離済樹脂輸送容器
６８…焼却設備
６９…硫酸回収器
７０…左室
７１…拡散透析膜
７２…右室
７３…中和タンク
７５…中和剤タンク
７６…蒸発器
７７…濃縮廃液タンク
７８…液体廃棄物処理系[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention provides, for example, a treatment system for discarding a radioactive ion exchange resin that has adsorbed radioactive ions contained in system water containing radionuclides of a nuclear power plant, and a radioactive waste liquid containing sodium sulfate obtained by the treatment system. The present invention relates to an apparatus for reducing the amount of sodium sulfate, which reduces the amount of sodium sulfate contained in the water.
[0002]
[Prior art]
In a nuclear facility such as a nuclear power plant, an ion exchange resin is used to adsorb radioactive ions. Specifically, it is used to adsorb radioactive ions contained in radionuclide-containing system water of a nuclear power plant and to purify radionuclide-containing system water. With the operation of a nuclear power plant, spent radioactive ion exchange resin that has absorbed radioactive ions is generated as waste.
[0003]
The ion exchange resin is generally based on a copolymer of styrene and divinylbenzene (D.V.B), and a sulfonic acid group in the case of a cation exchange resin as an ion exchange group, and an anion exchange resin. Is an aromatic organic polymer compound having a structure in which a quaternary ammonium group is bonded.
[0004]
Now, system water containing radionuclides includes Co-60 (cobalt 60), Cs-137 (cesium 137), Sr-90 (strontium 90), and other radioactive intensities such as Fe (iron) and Ni (nickel). And anionic species having low radioactivity such as organic substances containing I (iodine) and C-14 (carbon 14). Therefore, cation species such as Co-60, Cs-137 and Sr-90 in the system water containing radionuclides are adsorbed on the cation exchange resin, and anion species such as organic substances containing I and C-14 are It is purified by being adsorbed on an anion exchange resin.
[0005]
As for the ion exchange resin, the radioactive ion exchange resin tower is filled with almost the same amount of cation exchange resin and anion exchange resin, and the decontamination coefficient is the ability to remove cation or anion species from system water. Is reduced to a predetermined capacity or less, the used radioactive ion exchange resin is discarded, and the radioactive ion exchange resin tower is filled with unused cation exchange resin and anion exchange resin. The volume ratio of radioactive ion exchange resin treated as waste accounts for only a small percentage of the total waste generated at nuclear power plants, but the amount of radioactivity due to substances adsorbed by the radioactive ion exchange resin is small. The total accounts for the majority of the radioactivity in waste generated during normal operation of nuclear power plants. As described above, most of the radioactivity contained in the radioactive waste discharged from the nuclear power plant during operation is adsorbed by the radioactive ion exchange resin.
[0006]
When such a used radioactive ion exchange resin is treated as waste, it is performed as follows. That is, when it is confirmed that the decontamination coefficient of the cation exchange resin and the anion exchange resin filled in the radioactive ion exchange resin tower has decreased to a predetermined value or less, as shown in FIG. It is transferred from a resin tower (not shown) to a used resin storage tank 62, where it is stored for a while. During this storage period, nuclides with a short half life such as Co-58 as a cation and I-131 as an anion can be attenuated.
[0007]
As described above, when the nuclide with a short half-life has attenuated, the used radioactive ion exchange resin is temporarily transferred from the used resin storage tank 62 to the waste resin supply tank 63 and further transferred to the eluator 64 therefrom. It is. A sulfuric acid aqueous solution supplied from a sulfuric acid tank 60 is passed through the used radioactive ion exchange resin transferred to the eluator 64. Thereby, the radioactive ions adsorbed on the used radioactive ion exchange resin migrate into the aqueous sulfuric acid solution and are eluted.
[0008]
The ion exchange resin from which the radioactive substance has been eluted and removed in this way is taken out from the lower part of the eluator 64, transferred to the incinerator 68 by the eluted resin transport container 67, and incinerated there.
[0009]
On the other hand, radioactive ions are dissolved in the aqueous sulfuric acid solution passed through the radioactive ion exchange resin in the eluator 64. This aqueous sulfuric acid solution is introduced from the eluator 64 into the left chamber 70 of the sulfuric acid recovery unit 69. In the sulfuric acid aqueous solution, a radioactive substance and sulfuric acid are separated by a diffusion dialysis membrane 71 provided in the sulfuric acid recovery device 69. That is, as shown in FIG. 7, of the sulfuric acid aqueous solution introduced into the left chamber 70 from the eluator 64, the sulfuric acid is diffused and collected into the right chamber 72 through the diffusion dialysis membrane 71, while the radioactive substance is collected on the left. Remains in room 70. The sulfuric acid collected on the right chamber 72 side is sent to the eluator 64 and reused. As a result, a waste liquid containing a radioactive substance is obtained in the left chamber 70.
[0010]
As shown in FIG. 8, the waste liquid in the early stage of elution obtained in the left chamber 70 (hereinafter, referred to as “A-mode waste liquid”) is the waste liquid in the late stage of elution obtained in the left chamber 70 (hereinafter, “B-mode waste liquid”). Radioactivity is significantly higher.
[0011]
Therefore, the A-mode waste liquid is neutralized by adding NaOH as a neutralizing agent supplied from the neutralizing agent tank 75 in the first neutralizing tank 73 (# 1), and sulfuric acid as a neutralized body is added. Sodium (Na₂SO₄Is generated and sent to the evaporator 76. Then, after being evaporated and concentrated by the evaporator 76 to become an A-mode concentrated waste liquid, it is sent to a concentrated waste liquid tank 77 where it is stored for a long time. This causes the cement to solidify after the radioactivity has decayed. Such evaporative concentration is important from the viewpoint of reducing the volume of the A-mode waste liquid and reducing the amount of waste generated.
[0012]
On the other hand, the B-mode waste liquid is transferred to the second neutralization tank 73 (# 2) because the radioactivity concentration is low, and here, similarly, the neutralizing agent NaOH supplied from the neutralizing tank 75 is added. And the neutralized form of sodium sulfate (Na₂SO₄) Is generated. After that, it is sent to the liquid waste treatment system 78 and solidified by asphalt or the like.
[0013]
[Problems to be solved by the invention]
However, such a conventional method for treating a radioactive ion exchange resin has the following problems.
[0014]
Since the A-mode waste liquid contains sodium sulfate, the A-mode concentrated waste liquid in which it is concentrated also contains sodium sulfate which has been concentrated at the same time, and the content of sodium sulfate is high. It is known that when cement contains sodium sulfate therein, it forms ettringite, and damages such as cracks occur as the concentration of sodium sulfate contained increases.
[0015]
The present invention has been made in view of such circumstances, and a method of generating and removing sulfuric acid and sodium hydroxide from sodium sulfate contained in an A-mode concentrated waste liquid to remove sodium sulfate contained in the A-mode concentrated waste liquid. It is an object of the present invention to provide an apparatus for reducing the amount of sodium sulfate which can reduce the amount of sodium sulfate, and a system for treating a radioactive ion exchange resin having the same.
[0016]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, the present invention takes the following measures.
[0017]
That is, the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate according to the first aspect of the present invention comprises sodium sulfate (Na).₂SO₄) From the sodium sulphate contained in the radioactive liquid waste containing sulfuric acid (H₂SO₄) And sodium hydroxide (NaOH), and the generated sulfuric acid and sodium hydroxide are removed from the radioactive waste liquid, thereby reducing the amount of sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid.
[0018]
Therefore, in the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate according to the first aspect of the present invention, by taking the above measures, the amount of sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid can be reduced.
[0019]
In the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate according to the second aspect of the present invention, the anion exchange membrane and the cation exchange membrane are arranged such that the anion exchange membrane is disposed at one end and the cation exchange membrane is disposed at the other end. The three anions are alternately arranged so as to be substantially parallel to each other, and an anion exchange membrane arranged at one end and a cation exchange membrane arranged adjacent to the anion exchange membrane are bonded to each other to form a first membrane. A cation exchange membrane disposed on the other end and an anion exchange membrane disposed adjacent to the cation exchange membrane are bonded to each other to form a second bipolar membrane. , By disposing the cation exchange membrane and the anion exchange membrane not forming the first and second bipolar membranes separately from the ion exchange membranes adjacent to each other, the first bipolar membrane and the anion exchange membrane Sandwiched between A first flow path, a second flow path between the anion exchange membrane and the cation exchange membrane, and a third flow path between the cation exchange membrane and the second bipolar membrane. And the second bipolar membrane from the side of the first bipolar membrane in a state where the radioactive waste liquid containing sodium sulfate is introduced into the second flow path and the water is introduced into the first and third flow paths, respectively. A voltage higher than the theoretical decomposition voltage of water is applied to the side.
[0020]
Thereby, in the second flow path, sodium ions and sulfate ions are generated from sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid introduced into the second flow path, and sodium ions are passed through the second flow path according to the voltage. While moving to the side of the formed cation exchange membrane and then passing through the cation exchange membrane and moving into the third channel, sulfate ions are anion forming the second channel. It is moved to the side of the exchange membrane, and then is moved through the anion exchange membrane and into the first channel.
[0021]
Then, in the first flow path, the first bipolar membrane generates hydrogen ions from water introduced into the first flow path, while sulfate ions and hydrogen ions generated from the second flow path move. And sulfuric acid is generated from the second flow path. In the third flow path, the second bipolar membrane generates hydroxide ions from water introduced into the third flow path, while sodium ions are transferred from the second flow path. Sodium hydroxide is generated from the ions and the generated hydroxide ions. As described above, sulfuric acid and sodium hydroxide are generated from sodium sulfate contained in the radioactive liquid waste, and the generated sulfuric acid and sodium hydroxide are removed from the radioactive liquid waste, thereby reducing the amount of sodium sulfate contained in the radioactive liquid waste. .
[0022]
Therefore, in the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate according to the second aspect of the present invention, by taking the above measures, the amount of sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid can be reduced by the bipolar membrane using the electrodialysis method. .
[0023]
According to a third aspect of the present invention, there is provided a system for treating a radioactive ion exchange resin, wherein at least an aqueous sulfuric acid solution for elution is passed through the ion exchange resin to which the radioactive ion species are adsorbed, and the radioactive ion species adsorbed to the ion exchange resin is eluted. A neutralizing sulfuric acid by adding sodium hydroxide (NaOH) as a neutralizing agent to an eluting tank for eluting the aqueous sulfuric acid solution for elution and an eluted aqueous sulfuric acid solution in which radioactive ion species are eluted to the aqueous sulfuric acid solution for elution. Sodium (Na₂SO₄), And a concentration system for concentrating the neutralized solution to produce a concentrated neutralized solution in a treatment system for a radioactive ion exchange resin. From the sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution, sulfuric acid and sodium hydroxide are generated using an electrodialysis method, and the generated sulfuric acid and sodium hydroxide are removed from the radioactive waste liquid, thereby forming the concentrated neutralized solution. A device for reducing the amount of sodium sulfate to reduce the amount of sodium sulfate is provided.
[0024]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the third aspect of the present invention, the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate as described above is included in the concentrated neutralized solution used for the treatment of the radioactive ion exchange resin. Contained sodium sulfate can be reduced.
[0025]
According to a fourth aspect of the present invention, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the third aspect of the present invention, the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate has an anion exchange membrane disposed at one end and a cation exchange membrane disposed at the other end. As described above, three anion exchange membranes and three cation exchange membranes are alternately arranged so as to be substantially parallel to each other, and the anion exchange membrane arranged at one end and the anion exchange membrane adjacent to the anion exchange membrane A first bipolar membrane is formed by laminating the cation exchange membranes arranged in a manner to form a first bipolar membrane, and a cation exchange membrane arranged on the other end side and an anion exchange membrane arranged adjacent to the cation exchange membrane The membrane and the membrane are attached to each other to form a second bipolar membrane, while the cation exchange membrane and the anion exchange membrane without the first and second bipolar membranes are separated from the ion exchange membrane adjacent to each other. Place Thus, a first flow path interposed between the first bipolar membrane and the anion exchange membrane, a second flow path interposed between the anion exchange membrane and the cation exchange membrane, A third flow path formed between the exchange membrane and the second bipolar membrane is formed, and the concentrated neutralized solution containing sodium sulfate is supplied to the second flow path, and water is supplied to the first and third flow paths. In the state of being introduced into the paths, a voltage higher than the theoretical decomposition voltage of water is applied from the first bipolar membrane side to the second bipolar membrane side.
[0026]
Then, in the second flow path, sodium ions and sulfate ions are generated from sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution introduced into the second flow path, and the sodium ions are converted into the second flow path according to the voltage. Is moved to the side of the cation exchange membrane forming the cation-exchange membrane, and thereafter, is moved through the cation exchange membrane into the third flow path, while sulfate ions are formed in the second flow path. It is moved to the side of the ion exchange membrane, and then passed through the anion exchange membrane and moved into the first channel.
[0027]
Thereby, in the first flow path, the first bipolar membrane generates hydrogen ions from the water introduced into the first flow path, while the sulfate ions moving from the second flow path and the generated hydrogen ions. Sulfuric acid is generated from the ions, and in the third flow path, the second bipolar membrane is used to generate hydroxide ions from water introduced into the third flow path, while moving from the second flow path. By generating sodium hydroxide from sodium ion and generated hydroxide ion, sulfuric acid and sodium hydroxide are generated from sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution, and the generated sulfuric acid and sodium hydroxide are concentrated. By removing from the neutralized solution, the amount of sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution is reduced.
[0028]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the fourth aspect of the present invention, the amount of sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid can be reduced by the bipolar membrane using the electrodialysis method as described above.
[0029]
According to a fifth aspect of the present invention, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the third or fourth aspect, an aqueous sulfuric acid solution is generated from the sulfuric acid removed by the sodium sulfate amount reducing device, and the elution tank is used as an aqueous sulfuric acid solution for elution. Sulfuric acid recovery means to be supplied to the neutralization means, and the sodium hydroxide removed by the sodium sulfate amount reduction device to the neutralization means to be added to the aqueous sulfuric acid solution eluted by the neutralization means as a neutralization agent And
[0030]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the fifth aspect of the present invention, by taking the above measures, sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution is converted into a sulfuric acid aqueous solution and sodium hydroxide and removed. By doing so, the amount of sodium sulfate can be reduced, and the removed aqueous solution of sulfuric acid and sodium hydroxide can be reused.
[0031]
According to a sixth aspect of the present invention, in the treatment system for a radioactive ion exchange resin according to any one of the third to fifth aspects, the concentrated neutralized solution in which the amount of sodium sulfate contained is reduced by the sodium sulfate amount reducing device is solidified. Solidification processing means for processing is added.
[0032]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the sixth aspect of the present invention, by taking the above measures, the concentrated neutralized solution can be solidified into cement or the like.
[0033]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
[0034]
In the drawings used in the description of the embodiments below, the same parts as those in FIGS. 6 to 8 are denoted by the same reference numerals, and description thereof will be omitted. Only different parts will be described here.
[0035]
(First Embodiment)
A first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
[0036]
FIG. 1 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin treatment system to which a sodium sulfate amount reducing device according to the first embodiment is added.
[0037]
That is, the radioactive ion exchange resin processing system to which the sodium sulfate amount reducing device according to the present embodiment is added is the same as the conventional radioactive ion exchange resin processing system shown in FIG. 6 except that the extraction pump 10 and the three-chamber bipolar membrane battery case are used. 12, a batch tank 13 and a cement solidifying device 18 are added with a sodium sulfate amount reducing device.
[0038]
The concentrated waste liquid tank 77 stores an A-mode concentrated waste liquid containing radioactive substances such as Co (cobalt), Cs (cesium), Sr (strontium), and Nb (niobium), and sodium sulfate.
[0039]
The extraction pump 10 introduces such A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 into the central chamber 15 (described later) of the three-chamber bipolar membrane battery case 12 from the lower part to the upper part. Like that.
[0040]
The three-chamber bipolar membrane battery case 12 has a sectional configuration as shown in FIG. That is, the anion exchange membrane 20 (# 1) is arranged on one end shown on the left side in the figure, and the cation exchange membrane 21 (# 3) is arranged on the other end shown on the right side in the figure. The exchange membranes 20 (# 1 to # 3) and the cation exchange membranes 21 (# 1 to # 3) are alternately arranged three by three so as to be substantially parallel to each other. Then, the anion exchange membrane 20 (# 1) and the cation exchange membrane 21 (# 1) are bonded together to form a bipolar membrane 22 (# 1), and the cation exchange membrane 21 (# 3) and the anion The exchange film 20 (# 3) is bonded to each other to form a bipolar film 22 (# 2).
[0041]
Further, by disposing the cation exchange membrane 21 (# 2) and the anion exchange membrane 20 (# 2) separately from each other, the bipolar membrane 22 (# 1) and the anion exchange membrane 20 (# 2) are separated. Left chamber 14 sandwiched between them, central chamber 15 sandwiched between anion exchange membrane 20 (# 2) and cation exchange membrane 21 (# 2), cation exchange membrane 21 (# 2) and bipolar The right chamber 16 sandwiched between the membrane 22 (# 2) and the right chamber 16 is formed.
[0042]
The A-mode concentrated waste liquid sent from the extraction pump 10 is introduced from the lower side of the central chamber 15, while water is introduced into the left chamber 14 and the right chamber 16 from a water supply system (not shown). are doing. Further, in this state, a voltage higher than the theoretical decomposition voltage of water (0.83 ° F) is applied by the electrode 24 from the bipolar film 22 (# 1) side to the bipolar film 22 (# 2) side. This causes a rectification phenomenon, and as shown in FIG.₂O) is converted to hydrogen ions (H⁺) And hydroxide ions (OH⁻) And hydrogen ions are supplied to the negative electrode 24 side and hydroxide ions are supplied to the positive electrode 24 side. Further, as shown in FIG. 2, in the central chamber 15, sodium sulfate (Na) contained in the introduced A-mode concentrated waste liquid is used.₂SO₄) To sodium ion (Na⁺) And sulfate ion (SO₄ ^2-).
[0043]
Then, according to the potential gradient, sodium ions (Na⁺) Moves toward the cation exchange membrane 21 (# 2), passes through the cation exchange membrane 21 (# 2), and moves into the right chamber 16. On the other hand, sulfate ions (SO₄ ^2-) Moves toward the anion exchange membrane 20 (# 2), passes through the anion exchange membrane 20 (# 2), and moves into the left ventricle 14.
[0044]
In the left chamber 14, while hydrogen ions are generated from water by the bipolar membrane 22 (# 1), sulfate ions that have migrated from the central chamber 15 are combined with the hydrogen ions, and sulfuric acid is reacted by the following reaction. Generate
2H⁺+ SO₄ ^2-→ H₂SO₄
On the other hand, in the right chamber 16, hydroxide ions are generated from water by the bipolar membrane 22 (# 2), while sodium ions and hydroxide ions that have migrated from the central chamber 15 are combined, as shown below. The reaction produces sodium hydroxide.
[0045]
Na⁺+ OH⁻→ NaOH
The sodium sulfate thus introduced into the central chamber 15 is decomposed into sulfate ions and sodium ions, and the sulfate ions are taken into the left chamber 14 to generate sulfuric acid in the left chamber 14, while the sodium ions are converted into the right chamber 16. To produce sodium hydroxide in the right chamber 16. In this way, the A-mode concentrated waste liquid having a reduced sodium sulfate content is discharged from the upper side of the central chamber 15 and returned to the concentrated waste liquid tank 77. That is, the A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 is returned after the contained sodium sulfate is reduced by the three-chamber bipolar membrane battery 12. As described above, by continuously removing sodium sulfate from the A-mode concentrated waste liquid, the concentration of sodium sulfate contained in the A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 is increased by providing the three-chamber bipolar membrane battery case 12. In comparison with the prior art that does not have the above, the weight is reduced to about 1/10 from about 25 wt% (wt%) to about 2.5 wt%. The A-mode concentrated waste liquid having the reduced amount of sodium sulfate is discharged to the batch tank 13 at a predetermined timing.
[0046]
On the other hand, an aqueous solution containing sulfuric acid generated in the left chamber 14 is continuously supplied from the upper side of the left chamber 14 by continuously supplying water from a water supply system (not shown) from the lower side of the left chamber 14. The sulfuric acid is discharged and collected in the sulfuric acid tank 60, and the sulfuric acid is reused as an aqueous sulfuric acid solution for elution supplied to the eluator 64.
[0047]
Water is continuously supplied from a lower part of the right chamber 16 from a water supply system (not shown), so that an aqueous solution containing sodium hydroxide generated in the right chamber 16 is continuously supplied from the upper part of the right chamber 16. Is discharged to the neutralizing agent tank 75, and this sodium hydroxide is used as a neutralizing agent supplied to the first neutralizing tank 73 (# 1) and the second neutralizing tank 73 (# 2). They are being reused.
[0048]
The batch tank 13 is configured to discharge the A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 at a predetermined timing. Then, the discharged A-mode concentrated waste liquid is temporarily stored until the cement is solidified by the cement solidifying device 18. The cement solidifying device 18 receives the A-mode concentrated waste liquid temporarily stored in the batch tank 13 and solidifies the waste liquid.
[0049]
The weight ratio of the sodium sulfate contained in the A-mode concentrated waste liquid discharged to the batch tank 13 is reduced to about 2.5 wt% by the three-chamber bipolar membrane battery 12 as described above. That is, it is sufficiently smaller than 5 wt%, which is a weight ratio at which the cement solidified body is deteriorated by the formation of ettringite.
[0050]
Next, the operation of the radioactive ion exchange resin treatment system to which the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate according to the present embodiment configured as described above is added will be described.
[0051]
The concentrated waste liquid tank 77 stores radioactive substances such as Co (cobalt), Cs (cesium), Sr (strontium), and Nb (niobium), and A-mode concentrated waste liquid containing sodium sulfate.
[0052]
The A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 is introduced into the central chamber 15 of the three-chamber bipolar membrane battery case 12 from the lower part to the upper part by the extraction pump 10.
[0053]
In the three-chamber bipolar membrane battery case 12, the A-mode concentrated waste liquid sent from the extraction pump 10 is introduced from the lower side of the central chamber 15, while the left chamber 14 and the right chamber 16 are respectively supplied from a water supply system (not shown). Water is introduced. Further, in this state, the electrode 24 applies a voltage higher than the theoretical decomposition voltage of water (0.83 ° F) from the bipolar film 22 (# 1) side to the bipolar film 22 (# 2) side.
[0054]
This causes a rectification phenomenon, and as shown in FIG.₂O) is a hydrogen ion (H⁺) And hydroxide ions (OH⁻). Further, as shown in FIG. 2, in the central chamber 15, sodium sulfate (Na) contained in the introduced A-mode concentrated waste liquid is used.₂SO₄) Is the sodium ion (Na⁺) And sulfate ion (SO₄ ^2-).
[0055]
Then, according to the potential gradient, sodium ions (Na⁺) Is attracted to the cation exchange membrane 21 (# 2) side, passes through the cation exchange membrane 21 (# 2), and moves into the right chamber 16. On the other hand, sulfate ions (SO₄ ^2-) Is drawn toward the anion exchange membrane 20 (# 2), passes through the anion exchange membrane 20 (# 2), and moves into the left ventricle 14.
[0056]
In the left chamber 14, hydrogen ions are generated from water by the bipolar membrane 22 (# 1), while sulfate ions that have migrated from the central chamber 15 are combined with the hydrogen ions to generate sulfuric acid. On the other hand, in the right chamber 16, hydroxide ions are generated from water by the bipolar membrane 22 (# 2), while sodium ions moving from the central chamber 15 are combined with the hydroxide ions to form sodium hydroxide. Generated.
[0057]
As described above, the sodium and sulfuric acid are removed in the form of ions, respectively, so that the A-mode concentrated waste liquid in which the content of sodium sulfate is reduced is discharged from the upper side of the central chamber 15 and is discharged to the concentrated waste liquid tank 77. Will be returned. That is, the A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 is returned to the concentrated waste liquid tank 77 after the contained sodium sulfate is reduced by the three-chamber bipolar membrane battery container 12. As described above, by continuously removing sodium sulfate from the A-mode concentrated waste liquid, the sodium sulfate concentration contained in the A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 includes the three-chamber bipolar membrane battery case 12. Approximately 1/10 from about 25 wt% (wt%) to about 2.5 wt% as compared with the prior art which does not have the same. The A-mode concentrated waste liquid having the reduced amount of sodium sulfate is discharged from the concentrated waste liquid tank 77 to the batch tank 13 at a predetermined timing.
[0058]
On the other hand, an aqueous solution containing sulfuric acid generated in the left chamber 14 is continuously supplied from the upper side of the left chamber 14 by continuously supplying water from a water supply system (not shown) from the lower side of the left chamber 14. It is discharged and collected in the sulfuric acid tank 60. Then, the sulfuric acid is effectively reused by being supplied from the sulfuric acid tank 60 to the eluator 64 as an aqueous sulfuric acid solution for elution.
[0059]
Water is continuously supplied from a lower part of the right chamber 16 from a water supply system (not shown), so that an aqueous solution containing sodium hydroxide generated in the right chamber 16 is continuously supplied from the upper part of the right chamber 16. And is collected in the neutralizing agent tank 75. Then, the sodium hydroxide is effectively supplied from the neutralizing agent tank 75 to the first neutralizing tank 73 (# 1) and the second neutralizing tank 73 (# 2) as a neutralizing agent. Used.
[0060]
As described above, the sodium sulfate is continuously removed by the three-chamber bipolar membrane battery case 12, and the A-mode concentrated waste liquid returned to the concentrated waste liquid tank 77 is discharged to the batch tank 13 at a predetermined timing. The A-mode concentrated waste liquid discharged to the batch tank 13 is temporarily stored in the batch tank 13 until the cement is solidified by the cement solidifying device 18, and then is discharged to the cement solidifying device 18 to solidify the cement. The cement is solidified by the device 18.
[0061]
The weight ratio of sodium sulfate contained in the A-mode concentrated waste liquid discharged to the batch tank 13 is reduced to about 2.5 wt% by the three-chamber bipolar membrane battery container 12 as described above. That is, it is sufficiently smaller than 5 wt%, which is a weight ratio at which the cement solidified body is deteriorated by the formation of ettringite.
[0062]
Therefore, the solidified cement solidified by the cement solidifying device 18 can keep the radioactive substance in a sound state for a long period of time without forming ettringite, and in a sound state in terms of strength.
[0063]
(Second embodiment)
A second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
[0064]
FIG. 4 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin treatment system to which a sodium sulfate amount reducing device according to a second embodiment is added. The description is omitted, and only different parts will be described here.
[0065]
That is, the configuration of the radioactive ion exchange resin processing system to which the sodium sulfate amount reducing device according to the present embodiment is added is the same as that of the radioactive ion exchange system to which the sodium sulfate amount reducing device according to the first embodiment shown in FIG. 1 is added. The only difference is that a neutralizing agent recovery tank 26 is added to the resin processing system.
[0066]
The neutralizing agent recovery tank 26 recovers sodium hydroxide discharged from the right chamber 16 of the three-chamber bipolar membrane battery case 12, and transfers the recovered sodium hydroxide to the first neutralization tank 73 (# 1) and the 2 It is supplied as a neutralizing agent to the neutralizing tank 73 (# 2).
[0067]
Since the A-mode concentrated waste liquid stored in the concentrated waste liquid tank 77 contains radioactive substances, the aqueous solution containing sodium hydroxide discharged from the right chamber 16 contains some radioactive substances. ing. On the other hand, the neutralizer tank 75 is not designed as a device for handling radioactive materials, so when handling aqueous solutions containing radioactive materials in this way, special measures such as shielding measures and corrosion measures are required. It becomes.
[0068]
However, as described above, the neutralizing agent recovery tank 26 is added, and the sodium hydroxide aqueous solution containing a radioactive substance is collected in the neutralizing agent collecting tank 26, and the collected sodium hydroxide is collected in the neutralizing agent tank. By supplying as a neutralizing agent to the first neutralization tank 73 (# 1) and the second neutralization tank 73 (# 2) without being put in the space 75, the operation and effect achieved in the first embodiment are achieved. In addition, the neutralizing agent tank 75 can be isolated from the radioactive material, so that there is no need to take special measures for the neutralizing agent tank 75.
[0069]
(Third embodiment)
A third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
[0070]
FIG. 5 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin treatment system to which a sodium sulfate amount reducing device according to a third embodiment is added, and the same parts as those in FIG. The description is omitted, and only different parts will be described here.
[0071]
That is, the configuration of the radioactive ion exchange resin processing system to which the sodium sulfate amount reducing device according to the present embodiment is added is the same as that of the radioactive ion exchange system to which the sodium sulfate amount reducing device according to the first embodiment shown in FIG. 1 is added. The only difference is that an inorganic ion adsorbent tower 30 is added to the resin treatment system.
[0072]
The inorganic ion adsorbent tower 30 is provided with an adsorbent inside, so that the A-mode concentrated waste liquid sent by the extraction pump 10 is sent from the lower part in FIG. 5 to the upper part in FIG. I have. Thus, the radioactive substance contained in the A-mode concentrated waste liquid is adsorbed by the adsorbent. The A-mode concentrated waste liquid is introduced into the central chamber 15 of the three-chamber bipolar membrane battery case 12 after the radioactive substance is removed in the inorganic ion adsorbent tower 30 and the radioactivity concentration is reduced. . On the other hand, when the adsorbent adsorbs the radioactive substance contained in the A-mode concentrated waste liquid, it is discharged to the cement solidifying device 18 as waste.
[0073]
As a result, the A-mode concentrated waste liquid from which the radioactive substances have been removed is introduced into the three-chamber bipolar membrane battery case 12, so that the amount of radioactive substances in the aqueous solution containing sodium hydroxide discharged from the right chamber 16 is extremely small. Less. Therefore, the sodium hydroxide solution discharged from the right chamber 16 can be directly discharged to the neutralizer tank 75, and the neutralizer recovery tank 26 as described in the second embodiment is not required. Can be.
[0074]
Although the preferred embodiments of the present invention have been described with reference to the accompanying drawings, the present invention is not limited to such configurations. Within the scope of the invented technical concept of the claims, those skilled in the art will be able to conceive various changes and modifications, and those changes and modifications will be described in the technical scope of the present invention. It is understood that it belongs to.
[0075]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, the concentration of sodium sulfate contained in A-mode concentrated waste liquid is reduced by generating and removing sulfuric acid and sodium hydroxide from sodium sulfate contained in A-mode concentrated waste liquid. Can be.
[0076]
As described above, the apparatus for reducing the amount of sodium sulfate capable of further increasing the concentration of the A-mode concentrated waste liquid, thereby reducing the amount of solidified cement and reducing the storage cost, and a radioactive ion exchange resin having the same Can be realized.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin treatment system to which a sodium sulfate amount reducing device according to a first embodiment is added.
FIG. 2 is a conceptual view of a cross-sectional configuration showing a configuration example of a three-chamber bipolar membrane battery case.
FIG. 3 is a conceptual diagram for explaining a rectification phenomenon near a bipolar film.
FIG. 4 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin treatment system to which a sodium sulfate amount reducing device according to a second embodiment is added.
FIG. 5 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin treatment system to which a sodium sulfate amount reducing device according to a third embodiment is added.
FIG. 6 is a system configuration diagram of a conventional radioactive ion exchange resin processing apparatus.
FIG. 7 is a conceptual diagram for explaining the principle of acid recovery in a sulfuric acid recovery unit.
FIG. 8 is a diagram showing a time transition of the radioactivity concentration contained in the eluted sulfuric acid aqueous solution.
[Explanation of symbols]
10. Extraction pump
12 ... 3-chamber bipolar membrane battery case
13. Batch tank
14… Left ventricle
15: Central room
16… Right room
18… Cement solidification equipment
20 ... anion exchange membrane
21 ... Cation exchange membrane
22 ... Bipolar membrane
24 ... electrode
26 ... Neutralizer recovery tank
30 ... Inorganic ion adsorbent tower
60 ... sulfuric acid tank
62: Used resin storage tank
63: Waste resin supply tank
64 ... Elutor
67 ... Eluted resin transport container
68… Incineration equipment
69… Sulfuric acid recovery unit
70… Left ventricle
71 ... Diffusion dialysis membrane
72… Right room
73… Neutralization tank
75 ... Neutralizer tank
76 ... Evaporator
77… Concentrated waste liquid tank
78: Liquid waste treatment system

Claims

硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）を含有する放射性廃液に含有される硫酸ナトリウムから、電気透析法を用いて硫酸（Ｈ_２ＳＯ_４）と水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）とを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを前記放射性廃液から除去する硫酸ナトリウム量低減装置。From the sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid containing sodium sulfate (Na ₂ SO ₄ ), sulfuric acid (H ₂ SO ₄ ) and sodium hydroxide (NaOH) are produced by electrodialysis, and An apparatus for reducing the amount of sodium sulfate, which removes sodium hydroxide from the radioactive waste liquid.

一端側に陰イオン交換膜が配置され、他端側に陽イオン交換膜が配置されるように、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とを交互に３つずつ互いにほぼ平行になるように配置し、前記一端側に配置された陰イオン交換膜とこの陰イオン交換膜に隣接して配置された陽イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第１のバイポーラ膜を形成し、前記他端側に配置された陽イオン交換膜とこの陽イオン交換膜に隣接して配置された陰イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第２のバイポーラ膜を形成する一方、前記第１および第２のバイポーラ膜を形成していない陽イオン交換膜および陰イオン交換膜を互いに隣接するイオン交換膜と隔離させて配置することによって、前記第１のバイポーラ膜と前記陰イオン交換膜とに挟まれてなる第１の流路と、前記陰イオン交換膜とこれに隣接する陽イオン交換膜とに挟まれてなる第２の流路と、この陽イオン交換膜と前記第２のバイポーラ膜とに挟まれてなる第３の流路とを形成し、硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を前記第２の流路へ、水を第１および第３の流路へそれぞれ導入した状態で、前記第１のバイポーラ膜側から前記第２のバイポーラ膜側へと水の理論分解電圧以上の電圧を与えることによって、
前記第２の流路では、前記第２の流路に導入された放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウムからナトリウムイオンと硫酸イオンとを生ぜしめ、前記電圧にしたがって、前記ナトリウムイオンを前記第２の流路を形成している陽イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陽イオン交換膜を通過させて前記第３の流路内に移動させる一方、前記硫酸イオンを前記第２の流路を形成している陰イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陰イオン交換膜を通過させて前記第１の流路内に移動させ、
前記第１の流路では、前記第１のバイポーラ膜によって、前記第１の流路に導入された水から水素イオンを生成する一方、前記第２の流路から移動してきた硫酸イオンと前記生成した水素イオンとから硫酸を生成し、
前記第３の流路では、前記第２のバイポーラ膜によって、前記第３の流路に導入された水から水酸化イオンを生成する一方、前記第２の流路から移動してきたナトリウムイオンと前記生成した水酸化イオンとから水酸化ナトリウムを生成することによって、
前記放射性廃液に含まれる硫酸ナトリウムから、硫酸と水酸化ナトリウムとを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを前記放射性廃液から除去する硫酸ナトリウム硫酸ナトリウム量低減装置。Three anion exchange membranes and three cation exchange membranes are alternately arranged so as to be substantially parallel to each other so that the anion exchange membrane is arranged at one end and the cation exchange membrane is arranged at the other end. Then, the anion exchange membrane disposed on the one end side and the cation exchange membrane disposed adjacent to the anion exchange membrane are bonded to each other to form a first bipolar membrane, and The cation exchange membrane disposed and the anion exchange membrane disposed adjacent to the cation exchange membrane are bonded to each other to form a second bipolar membrane, while the first and second bipolar membranes are formed. By disposing a cation exchange membrane and an anion exchange membrane that are not formed separately from an ion exchange membrane adjacent to each other, the first cation exchange membrane and the anion exchange membrane sandwiched between the first bipolar membrane and the anion exchange membrane are formed. A channel and the shade A second flow path interposed between the on-exchange membrane and the cation exchange membrane adjacent thereto, and a third flow path interposed between the cation exchange membrane and the second bipolar membrane. The second bipolar membrane is formed from the first bipolar membrane side in a state in which the radioactive waste liquid containing sodium sulfate is introduced into the second flow path and water is introduced into the first and third flow paths, respectively. By applying a voltage higher than the theoretical decomposition voltage of water to the side,
In the second flow path, sodium ions and sulfate ions are generated from sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid introduced into the second flow path, and the sodium ions are supplied to the second flow path in accordance with the voltage. While moving the sulfate ions through the cation exchange membrane and into the third channel, while forming the sulfate ions in the second channel. Moving to the anion exchange membrane side, and then passing through the anion exchange membrane and moving into the first flow path,
In the first flow path, while the first bipolar membrane generates hydrogen ions from water introduced into the first flow path, the first bipolar membrane and the sulfate ions moving from the second flow path generate the hydrogen ions. To produce sulfuric acid from the hydrogen ions
In the third flow path, while the second bipolar membrane generates hydroxide ions from water introduced into the third flow path, the sodium ions having migrated from the second flow path and By generating sodium hydroxide from the generated hydroxide ions,
An apparatus for reducing the amount of sodium sulfate, which generates sulfuric acid and sodium hydroxide from sodium sulfate contained in the radioactive waste liquid and removes the generated sulfuric acid and sodium hydroxide from the radioactive waste liquid.

少なくとも、
放射性イオン種が吸着したイオン交換樹脂に溶離用硫酸水溶液を通液し、前記イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種をこの溶離用硫酸水溶液に溶離させる溶離槽と、
前記溶離用硫酸水溶液に放射性イオン種が溶離してなる溶離済硫酸水溶液に水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）を中和剤として添加することによって、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ_２ＳＯ_４）を含有する中和液を生成する中和手段と、
前記中和液を濃縮して濃縮中和液を生成する濃縮手段とを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記濃縮手段によって生成された濃縮中和液に含有される硫酸ナトリウムから、電気透析法を用いて硫酸と水酸化ナトリウムとを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを前記放射性廃液から除去する硫酸ナトリウム硫酸ナトリウム量低減装置を備えた放射性イオン交換樹脂の処理システム。at least,
An elution tank for passing an aqueous sulfuric acid solution for elution through the ion exchange resin to which the radioactive ion species are adsorbed, and eluting the radioactive ion species adsorbed on the ion exchange resin into the aqueous sulfuric acid solution for elution,
By adding sodium hydroxide (NaOH) as a neutralizing agent to an eluted sulfuric acid aqueous solution obtained by eluting a radioactive ion species into the above-mentioned aqueous sulfuric acid solution for elution, sodium sulfate (Na ₂ SO ₄ ) as a neutralized form is contained. Neutralizing means for producing a neutralizing solution to be
In a treatment system for a radioactive ion exchange resin, comprising a concentration means for concentrating the neutralized solution to generate a concentrated neutralized solution,
From the sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution generated by the concentrating means, sulfuric acid and sodium hydroxide are generated using electrodialysis, and the generated sulfuric acid and sodium hydroxide are removed from the radioactive waste liquid. A treatment system for radioactive ion exchange resins equipped with a sodium sulfate sodium sulfate reduction device.

請求項３に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記硫酸ナトリウム量低減装置は、
一端側に陰イオン交換膜が配置され、他端側に陽イオン交換膜が配置されるように、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とを交互に３つずつ互いにほぼ平行になるように配置し、前記一端側に配置された陰イオン交換膜とこの陰イオン交換膜に隣接して配置された陽イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第１のバイポーラ膜を形成し、前記他端側に配置された陽イオン交換膜とこの陽イオン交換膜に隣接して配置された陰イオン交換膜とを互いに貼り合わせて第２のバイポーラ膜を形成する一方、前記第１および第２のバイポーラ膜を形成していない陽イオン交換膜および陰イオン交換膜を互いに隣接するイオン交換膜と隔離させて配置することによって、前記第１のバイポーラ膜と前記陰イオン交換膜とに挟まれてなる第１の流路と、前記陰イオン交換膜とこれに隣接する陽イオン交換膜とに挟まれてなる第２の流路と、この陽イオン交換膜と前記第２のバイポーラ膜とに挟まれてなる第３の流路とを形成し、硫酸ナトリウムを含有する濃縮中和液を前記第２の流路へ、水を第１および第３の流路へそれぞれ導入した状態で、前記第１のバイポーラ膜側から前記第２のバイポーラ膜側へと水の理論分解電圧以上の電圧を与えることによって、
前記第２の流路では、前記第２の流路に導入された濃縮中和液に含まれる硫酸ナトリウムからナトリウムイオンと硫酸イオンとを生ぜしめ、前記電圧にしたがって、前記ナトリウムイオンを前記第２の流路を形成している陽イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陽イオン交換膜を通過させて前記第３の流路内に移動させる一方、前記硫酸イオンを前記第２の流路を形成している陰イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陰イオン交換膜を通過させて前記第１の流路内に移動させ、
前記第１の流路では、前記第１のバイポーラ膜によって、前記第１の流路に導入された水から水素イオンを生成する一方、前記第２の流路から移動してきた硫酸イオンと前記生成した水素イオンとから硫酸を生成し、
前記第３の流路では、前記第２のバイポーラ膜によって、前記第３の流路に導入された水から水酸化イオンを生成する一方、前記第２の流路から移動してきたナトリウムイオンと前記生成した水酸化イオンとから水酸化ナトリウムを生成することによって、
前記濃縮中和液に含まれる硫酸ナトリウムから、硫酸と水酸化ナトリウムとを生成し、生成した硫酸と水酸化ナトリウムとを前記濃縮中和液から除去する硫酸ナトリウム放射性イオン交換樹脂の処理システム。The treatment system for a radioactive ion exchange resin according to claim 3,
The apparatus for reducing the amount of sodium sulfate,
Three anion exchange membranes and three cation exchange membranes are alternately arranged so as to be substantially parallel to each other so that the anion exchange membrane is arranged at one end and the cation exchange membrane is arranged at the other end. Then, the anion exchange membrane disposed on the one end side and the cation exchange membrane disposed adjacent to the anion exchange membrane are bonded to each other to form a first bipolar membrane, and The cation exchange membrane disposed and the anion exchange membrane disposed adjacent to the cation exchange membrane are bonded to each other to form a second bipolar membrane, while the first and second bipolar membranes are formed. By disposing a cation exchange membrane and an anion exchange membrane that are not formed separately from an ion exchange membrane adjacent to each other, the first cation exchange membrane and the anion exchange membrane sandwiched between the first bipolar membrane and the anion exchange membrane are formed. A channel and the shade A second flow path interposed between the on-exchange membrane and the cation exchange membrane adjacent thereto, and a third flow path interposed between the cation exchange membrane and the second bipolar membrane. In the state where the concentrated neutralized solution containing sodium sulfate is introduced into the second flow path and water is introduced into the first and third flow paths, the second neutralized liquid is passed through the second bipolar flow path from the first bipolar membrane side. By applying a voltage higher than the theoretical decomposition voltage of water to the bipolar membrane,
In the second channel, sodium ions and sulfate ions are generated from sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution introduced into the second channel, and the sodium ions are converted into the second ions according to the voltage. Is moved to the side of the cation exchange membrane forming the flow path of the above, and thereafter, is moved through the cation exchange membrane into the third flow path, while the sulfate ion is moved to the second flow path. Moving to the side of the anion exchange membrane forming, and then passing through the anion exchange membrane and moving into the first flow path,
In the first flow path, while the first bipolar membrane generates hydrogen ions from water introduced into the first flow path, the first bipolar membrane and the sulfate ions moving from the second flow path generate the hydrogen ions. To produce sulfuric acid from the hydrogen ions
In the third flow path, while the second bipolar membrane generates hydroxide ions from water introduced into the third flow path, the sodium ions having migrated from the second flow path and By generating sodium hydroxide from the generated hydroxide ions,
A sodium sulfate radioactive ion exchange resin treatment system that generates sulfuric acid and sodium hydroxide from sodium sulfate contained in the concentrated neutralized solution, and removes the generated sulfuric acid and sodium hydroxide from the concentrated neutralized solution.

請求項３または請求項４に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記硫酸ナトリウム量低減装置によって除去された硫酸から硫酸水溶液を生成し、前記溶離用硫酸水溶液として前記溶離槽に供給する硫酸回収手段と、
前記硫酸ナトリウム量低減装置によって除去された水酸化ナトリウムを、前記中和剤として前記中和手段が溶離済硫酸水溶液に添加すべく、前記中和手段に供給する中和剤回収手段と
を備えた放射性イオン交換樹脂の処理システム。In the treatment system for a radioactive ion exchange resin according to claim 3 or 4,
A sulfuric acid recovery unit that generates a sulfuric acid aqueous solution from the sulfuric acid removed by the sodium sulfate amount reduction device and supplies the sulfuric acid aqueous solution to the elution tank as the elution sulfuric acid aqueous solution,
A neutralizing agent recovery unit that supplies the sodium hydroxide removed by the sodium sulfate amount reducing device to the neutralizing unit so as to add the sodium hydroxide as the neutralizing agent to the aqueous sulfuric acid solution eluted by the neutralizing unit. Radioactive ion exchange resin processing system.

請求項３乃至５のうち何れか１項に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記硫酸ナトリウム量低減装置によって含有硫酸ナトリウム量が低減された濃縮中和液を固化処理する固化処理手段を付加した放射性イオン交換樹脂の処理システム。The treatment system for a radioactive ion exchange resin according to any one of claims 3 to 5,
A treatment system for a radioactive ion exchange resin to which a solidifying means for solidifying a concentrated neutralized solution having a reduced sodium sulfate content by the sodium sulfate reduction device is added.