JP2018205276A - 放射性廃液の処理方法及び処理装置 - Google Patents

Abstract

【課題】酸性又は中性の処理対象水（放射性廃液）を、炭酸塩や水酸化物といった析出物の発生をさせずに、むらなく適切なｐＨ（中性から弱アルカリ性）に調整する。【解決手段】原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液の処理方法であって、アルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材により放射性廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程と、ｐＨ調整工程にて処理した液を貯蔵する処理済液貯蔵工程と、を含む。【選択図】図１

Description

本発明は、放射性廃液の処理方法及び処理装置に関する。

原子力施設から発生する放射性廃液には、多様な放射性核種が含まれており、その核種を除去するためには、核種を吸着除去可能な吸着材に、処理対象となる放射性廃液（以下「処理対象水」という。）を通水する方法がある。

処理対象水が酸性又は中性の場合、一部の吸着材の性能を低下させることが知られており、核種を十分に吸着除去することができない可能性がある。また、処理対象水が酸性の場合、核種を吸着除去した後も、ｐＨが原子力施設の一般的な排水基準の範囲内に収まらず、排水することができない。

上述の問題を解決するため、処理対象水が酸性または中性である場合には、適切なｐＨ（中性から弱アルカリ性）に調整する場合がある。ｐＨの調整方法はいくつかあるが、アルカリ剤を処理対象水に注入して所定のｐＨに調整する方法が主に用いられている。アルカリ剤としては、水酸化ナトリウムなどが使用される。

しかし、酸性または中性の処理対象水に水酸化ナトリウム等の高アルカリのアルカリ剤を直接注入すると、処理対象水の中で局所的に高アルカリとなる箇所が発生し、処理対象水中に存在するＣａ^２＋やＭｇ^２＋などの金属イオンが炭酸塩や水酸化物として析出してしまう、という問題がある。

放射性廃液に析出物が発生すると、放射性の核種が析出物と共沈して吸着除去が困難になる場合や、析出物が吸着材を閉塞させて放射性廃液の通水が困難になる場合がある。

一方、析出物が発生しない程度の比較的低アルカリのアルカリ剤を注入すると、注入するアルカリ剤の溶液が多く必要となり、吸着材に通水する放射性廃液の量が増加する場合がある。

このような事情から、核種の吸着除去では、アルカリ剤を注入してｐＨを調整する方法は望ましくない。

アルカリ剤を用いないｐＨを調整する方法としては、ｐＨを調整する固体材料（以下「ｐＨ緩衝材」という。）として炭酸塩鉱物などを利用する方法が知られている。例えば、特許文献１には、農薬排水をｐＨ緩衝材として作用する炭酸塩鉱物に接触させた後、生物担体で農薬を除去する農薬排水の処理方法が記載されている。

特許文献２には、酸性に調整した処理対象水を活性炭フィルタに通水し、ヨウ化物イオンを除去する処理方法が記載されている。

特開平６−１５２８５号公報 特開昭５７−２０５３０４号公報

特許文献１に記載の炭酸塩鉱物は、農薬排水を対象とするものであり、放射性核種を対象とする場合には適切な材料とは言えない場合もある。すなわち、特許文献１は、本発明の技術分野とは異なるものである。

特許文献２に記載の処理において発生する廃液は、酸性であるため、直接排水ができないという問題がある。また、特許文献２の処理の後段にその他の核種の処理工程を併用する場合、後段の吸着剤の性能を低下させる可能性があるという問題がある。

本発明は、酸性又は中性の処理対象水（放射性廃液）を、炭酸塩や水酸化物といった析出物の発生をさせずに、むらなく適切なｐＨ（中性から弱アルカリ性）に調整することを目的とする。

本発明は、原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液の処理方法であって、アルカリ成分を溶出する固体化合物（以下、ｐＨ緩衝材と称す。）により放射性廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程と、ｐＨ調整工程にて処理した液を貯蔵する処理済液貯蔵工程と、を含む。

本発明によれば、酸性または中性の処理対象水（放射性廃液）を、炭酸塩や水酸化物といった析出物の発生をさせずに、むらなく適切なｐＨ（中性から弱アルカリ性）に調整することができる。

また、本発明によれば、処理済液を中性又は弱アルカリ性とするため、原子力施設から排出することができ、排出しない場合でも比較的安価なステンレス鋼製容器に容器の腐食を気にせずにその処理済液を保管することができる。

排出しない場合、上記の容器を使用することで容器の腐食を気にせずに長期貯蔵ができるため、その過程で、ヨウ素などの半減期の短い核種を減少させることができる。

実施例１の放射性廃液の処理方法を示すフロー図である。 実施例１の放射性廃液の処理装置を示す概略構成図である。 実施例１の試験結果を示すグラフである。 実施例２の放射性廃液の処理方法を示すフロー図である。 実施例２の試験結果を示すグラフである。 実施例３の放射性廃液の処理方法を示すフロー図である。 実施例３の放射性廃液の処理装置を示す概略構成図である。

本発明は、酸性又は中性の処理対象水（放射性廃液）のｐＨを、ｐＨ緩衝材を用いてむらなく適切に上昇させ、炭酸塩や水酸化物といった析出物を発生させずに、液性を中性又は弱アルカリ性に調整する処理方法及び処理装置に関するものである。

本発明の実施形態に係る放射性廃液の処理方法及び処理装置は、次のようなものである。

放射性廃液は、原子力施設から発生するものであり、酸性又は中性である。

前記放射性廃液の処理方法は、アルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材により放射性廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程と、ｐＨ調整工程にて処理した液を貯蔵する処理済液貯蔵工程と、を含む。貯蔵により、ヨウ素１３１等の半減期の短い核種が減少する、という効果が得られる。また、処理済液を中性又は弱アルカリ性とするため、比較的安価なステンレス鋼製容器に容器の腐食を気にせずにその処理済液を保管することができる。言い換えると、ステンレス鋼製容器の内壁等を腐食抑制のためにコーティングする必要がなくなるため、安価な容器を用いることができる。

前記放射性廃液の処理方法においては、放射性廃液が放射性Ｓｒを含む場合には、さらに、処理済液貯蔵工程の後、Ｓｒ吸着材を用いて、貯蔵した液からＳｒを除去するＳｒ除去工程を含むことが望ましい。Ｓｒ吸着材は、ケイチタン酸系化合物、チタン酸化合物又はゼオライトであることが望ましい。

前記放射性廃液の処理方法においては、放射性廃液が放射性Ｃｓや放射性Ｒｕ、放射性Ｉを含む場合には、さらに、吸着材を用いて、貯蔵した液からＣｓ、Ｒｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着除去工程を含むことが望ましい。これは、Ｓｒ以外の放射性核種を除去するものである。液のｐＨを調整してあるため、後段の吸着材の性能を低下させることを防止できる。

また、前記放射性廃液の処理方法は、ｐＨ調整工程において放射性廃液のｐＨをむらなく適切に調整することができるため、原子力施設の排水基準（一般にはｐＨ６〜９又はｐＨ６〜８）を満たすようにして、処理済液を外部に排出することができる。処理済液を外部（原子力施設の外部）に排出する工程は、「処理済液排出工程」と呼ぶことにする。

前記放射性廃液の処理方法においては、ｐＨ調整工程にて処理した液から、吸着材を用いてＣｓ、Ｒｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着除去工程を設けてもよい。吸着除去工程は、処理済液貯蔵工程を設けずに行ってもよい。

さらに、ｐＨ調整工程にて処理した液に酸を添加することにより、ｐＨを調整する酸添加工程を設けてもよい。これにより、高くなり過ぎたｐＨを低下させることができ、適切なｐＨとすることができる。ここで用いる酸は、塩酸及び硫酸のうち少なくとも一方を含むことが望ましい。また、液のｐＨを低下させるために、液に炭酸ガス（二酸化炭素）を注入してもよい。本明細書においては、炭酸ガスも酸の一種として扱う。

ｐＨ緩衝材の例としては、酸化マグネシウム、水酸化マグネシウム、ドロマイト、ハイドロタルサイト、水酸化鉄等がある。これらは、単独で用いても、組み合わせて用いてもよい。

具体例として、ｐＨ緩衝材に酸化マグネシウム（ＭｇＯ）を使用した場合の作用を示す。以下は、ＭｇＯが水と接触してアルカリ成分を放出する反応式を示したものである。

（式１） ＭｇＯ（ｓ）＋Ｈ_２Ｏ → Ｍｇ^２＋＋２ＯＨ⁻
（式２） ２ＯＨ⁻＋２Ｈ^＋ → ２Ｈ_２Ｏ
式１は、ＭｇＯの溶解を示している。式２は、処理対象水が酸性の場合、式１のＭｇＯの溶解に引き続き、酸（Ｈ^＋）が中和される反応を示している。また、ＭｇＯの中性の水に対する溶解量は９．８×１０^−３ｇ／Ｌ（Ｍｇ（ＯＨ）_２換算）であり、ＭｇＯが飽和溶解した水溶液のｐＨは１０．３であるため、ＭｇＯから放出されるアルカリ成分（ＯＨ⁻）によって処理対象水が局所的にも高ｐＨとならず、処理対象水にＣａやＭｇ、または炭酸イオンが含まれる場合であっても、沈殿物やスケールの発生を防ぐことが可能になる。

なお、ｐＨ緩衝材であるＭｇＯにより調整されたｐＨは、ＭｇＯが溶解する限り長期間維持されることになる。

前記放射性廃液の処理装置は、放射性廃液とｐＨ緩衝材とを混合するｐＨ調整ユニットと、ｐＨ調整ユニットから送られる液を貯留する処理済液貯蔵容器と、を備えたものである。なお、ｐＨ調整ユニットは、放射性廃液とｐＨ緩衝材とを接触させる構成であればどのような構成であってもよい。

前記放射性廃液の処理装置においては、さらに、処理済液貯蔵容器の下流側にＳｒ吸着材入り容器を備えていることが望ましい。

前記放射性廃液の処理装置においては、さらに、処理済液貯蔵容器の下流側にＣｓ、Ｒｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着材入り容器を備えていることが望ましい。

ｐＨ調整ユニットは、バッファタンクを含み、ｐＨ緩衝材は、バッファタンクに供給される構成であってもよい。

また、ｐＨ調整ユニットは、ｐＨ緩衝材が充填されたｐＨ緩衝材入り容器を含むものであってもよい。

ｐＨ緩衝材入り容器に充填されたｐＨ緩衝材は、ｐＨ緩衝材入り容器から取り出し、入れ替え用のｐＨ緩衝材をｐＨ緩衝材入り容器に充填するようにしてもよい。これにより、ｐＨ緩衝材入り容器を容器ごと交換するような大掛かりな作業をする必要がなくなる利点がある。

前記放射性廃液の処理装置は、放射性廃液とｐＨ緩衝材とを混合するｐＨ調整ユニットと、ｐＨ調整ユニットの下流側にＣｓ、及びＲｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着材入り容器と、を備えたものであってもよい。

以下、本発明の実施例について図面を用いて説明する。

なお、以下の実施例は、例として提示したものであり、本発明の範囲を限定するものではない。これらの実施例は、本発明の要旨を逸脱しない範囲で、追加、省略、置き換え、変更等を行うことができる。

図１は、実施例１の放射性廃液の処理方法を示すフロー図である。

本図に示すように、まず、処理対象水である放射性廃液は、酸性の液性である。この廃液は、酸添加により酸性になった廃液、酸と還元剤の添加により酸性になった廃液を含むものとする。

そして、酸性の放射性廃液をｐＨ緩衝材に通し、弱アルカリ性とする。これにより、処理済水を得る。

図２は、実施例１の放射性廃液の処理装置を示す概略構成図である。

本図においては、処理装置は、処理対象水収集タンク１と、供給ポンプ２と、ｐＨ緩衝材入り容器４と、処理水受入タンク５と、を備えている。ｐＨ緩衝材入り容器４は、固体のｐＨ緩衝材を充填した容器である。ｐＨ緩衝材は、酸化マグネシウムである。

処理対象水Ｓは、処理対象水収集タンク１に注入され、供給ポンプ２によりｐＨ緩衝材入り容器４に送られる。ｐＨ緩衝材入り容器４を通過した液は、弱アルカリ性となり、処理水受入タンク５（処理済液貯蔵容器）に貯留される。

本図に示す処理装置を用いて、実際の放射性廃液の処理試験を行った。

本試験においては、処理対象水を塩酸によりｐＨをおよそ３．５に調整した。そして、処理対象水の流速を空間速度（ＳＶ）１５（ｈｒ^−１）に設定し、ｐＨ緩衝材入り容器４に導入し、液性を弱アルカリ性に変化させた。

図３は、実施例１の試験結果を示すグラフである。

本図に示すように、処理対象水は、ｐＨ緩衝材入り容器４に導入する前においては、ｐＨが３．５であり、ｐＨ緩衝材入り容器４の出口においては、ｐＨが８．９（弱アルカリ性）となっていた。

このように、固体のｐＨ緩衝材を用いることにより、ｐＨ緩衝材入り容器４の出口から析出物が生成しない液性である弱アルカリ性の水を排出することができる。

これに対して、ＮａＯＨ溶液等の薬液を連続的に注入する方法の場合、処理対象水と薬液とが瞬時に完全に混合するものではないため、局所的にｐＨが高くなり、析出物が生成してしまう可能性があった。

本実施例においては、ｐＨ緩衝材である酸化マグネシウムを充填した容器（ｐＨ緩衝材入り容器４）に処理対象水を通水することにより、析出物が生成するｐＨを下回るように調整できることを確認した。

ｐＨ緩衝材の例としては、酸化マグネシウムのほかに、水酸化マグネシウム、水酸化鉄等が挙げられる。処理対象水の水質に応じて、ｐＨ緩衝材は選択することができる。

図４は、実施例２の放射性廃液の処理方法を示すフロー図である。

本図においては、処理対象水の液性が中性である点で、図１（実施例１）と異なる。処理対象水の流速を空間速度（ＳＶ）１５（ｈｒ^−１）とした点、及びｐＨ緩衝材が酸化マグネシウムである点は、実施例１と同じである。

図５は、実施例２の試験結果を示すグラフである。

本図に示すように、処理対象水は、ｐＨ緩衝材入り容器４に導入する前においては、ｐＨが７．２（中性）であり、ｐＨ緩衝材入り容器４の出口においては、ｐＨが９．２（弱アルカリ性）となっていた。

本実施例においても、析出物の生成を防止することができた。

放射性廃液の水質によっては、実施例１及び２と同様の処理を行っても、ｐＨ緩衝材に通水した後のｐＨが想定よりも高くなる可能性がある。その場合は、ｐＨ緩衝材通水後に少量の酸を添加し、ｐＨを調整すればよい。酸の例としては、塩酸、硫酸等が挙げられる。また、液のｐＨを低下させるために、液に炭酸ガス（二酸化炭素）を注入してもよい。

図６は、実施例３の放射性廃液の処理方法を示すフロー図である。

本図において実施例２と異なる点は、ｐＨ緩衝材と接触した中性の処理対象水のｐＨが１０程度となった場合に、酸を添加することにより、液性を中性に調整する点である。

図７は、実施例３の放射性廃液の処理装置を示す概略構成図である。

本図においては、処理水受入タンク５の下流側で処理水に塩酸を添加するため、酸容器３の塩酸を酸供給ポンプ７により供給できるようにしてある。塩酸を添加することにより液性を中性に調整した液は、ｐＨ調整済み廃液タンク６に貯留する。

実施例１〜３においては、図２のようにｐＨ緩衝材入り容器４に圧送通水を行ったが、実施例４においては、圧送通水ではなく、処理対象水貯蔵容器（バッファタンク）にｐＨ緩衝材を投入し、浸漬する。これにより、容器に圧送通水をするための強力なポンプが不要となる。この結果、ポンプを小型化でき、又はポンプを用いない構成とすることができ、設備コストを低減することができる。

実施例５においては、実施例１〜３で使用するｐＨ緩衝材が劣化し、ｐＨが目標範囲外となった場合に、容器ごと交換することはせず、使用済のｐＨ緩衝材のみを取り出して、新しいｐＨ緩衝材を容器に充填する操作を行う。これにより、容器の再利用が可能となり、ランニングコストの低減が可能となる。

実施例１〜３において、ｐＨ緩衝材により、液性を弱アルカリ性又は中性としたが、実施例６においては、Ｓｒ以外の放射性核種を除去する場合について説明する。

Ｓｒ以外の放射性核種としては、セシウム（Ｃｓ）、ルテニウム（Ｒｕ）、ヨウ素（Ｉ）等がある。

このうち、Ｃｓについては、ストロンチウム（Ｓｒ）も吸着可能な吸着材であるケイチタン酸系化合物、チタン酸化合物、ゼオライト等により吸着除去することができる。

一方、Ｒｕについては、シリカゲル、活性炭、鉄の酸化物等の吸着材を用いることにより、吸着除去することができる。

ヨウ素は、主にＩ⁻とＩＯ^３−の形態で存在している。Ｉ⁻を除去する場合、銀添着ゼオライト等の吸着材を用いることにより、吸着除去することができる。ＩＯ^３−を除去する場合、酸化セリウム系吸着材等の吸着材を用いることにより、吸着除去することができる。

１：処理対象水収集タンク、２：供給ポンプ、３：酸容器、４：ｐＨ緩衝材入り容器、５：処理水受入タンク、６：ｐＨ調整済み廃液タンク、７：酸供給ポンプ。

Claims (16)

1. 原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液の処理方法であって、
   アルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材により前記放射性廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程と、
   前記ｐＨ調整工程にて処理した液を貯蔵する処理済液貯蔵工程と、を含む、放射性廃液の処理方法。
2. 請求項１記載の放射性廃液の処理方法であって、
   さらに、前記処理済液貯蔵工程の後、Ｓｒ吸着材を用いて前記液からＳｒを除去するＳｒ除去工程を含む、放射性廃液の処理方法。
3. 請求項２記載の放射性廃液の処理方法であって、
   前記Ｓｒ吸着材は、ケイチタン酸系化合物、チタン酸化合物又はゼオライトである、放射性廃液の処理方法。
4. 請求項１〜３のいずれか一項に記載の放射性廃液の処理方法であって、
   さらに、吸着材を用いて前記液からＣｓ、Ｒｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着除去工程を含む、放射性廃液の処理方法。
5. 原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液の処理方法であって、
   アルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材により前記放射性廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程と、
   前記ｐＨ調整工程にて処理した液を外部に排出する処理済液排出工程と、を含む、放射性廃液の処理方法。
6. 原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液の処理方法であって、
   アルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材により前記放射性廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程と、
   前記ｐＨ調整工程にて処理した液から、吸着材を用いてＣｓ、Ｒｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着除去工程と、を含む、放射性廃液の処理方法。
7. 請求項１〜６のいずれか一項に記載の放射性廃液の処理方法であって、
   さらに、前記ｐＨ調整工程にて処理した液に酸を添加することにより、ｐＨを調整する酸添加工程を含む、放射性廃液の処理方法。
8. 請求項７記載の放射性廃液の処理方法であって、
   前記酸は、塩酸及び硫酸のうち少なくとも一方を含む、放射性廃液の処理方法。
9. 請求項１〜８のいずれか一項に記載の放射性廃液の処理方法であって、
   前記ｐＨ緩衝材は、酸化マグネシウム、水酸化マグネシウム、ドロマイト、ハイドロタルサイト又は水酸化鉄である、放射性廃液の処理方法。
10. 原子力施設から発生する放射性廃液の処理装置であって、
    前記放射性廃液とｐＨ緩衝材とを混合するｐＨ調整ユニットと、
    前記ｐＨ調整ユニットから送られる液を貯留する処理済液貯蔵容器と、を備えた、放射性廃液の処理装置。
11. 請求項１０記載の放射性廃液の処理装置であって、
    さらに、前記処理済液貯蔵容器の下流側にＳｒ吸着材入り容器を備えた、放射性廃液の処理装置。
12. 請求項１０又は１１に記載の放射性廃液の処理装置であって、
    さらに、前記処理済液貯蔵容器の下流側にＣｓ、Ｒｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着材入り容器を備えた、放射性廃液の処理装置。
13. 請求項１０〜１２のいずれか一項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
    前記ｐＨ調整ユニットは、バッファタンクを含み、
    前記ｐＨ緩衝材は、前記バッファタンクに供給される構成である、放射性廃液の処理装置。
14. 請求項１０〜１３のいずれか一項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
    前記ｐＨ調整ユニットは、前記ｐＨ緩衝材が充填されたｐＨ緩衝材入り容器を含む、放射性廃液の処理装置。
15. 請求項１４記載の放射性廃液の処理装置であって、
    前記ｐＨ緩衝材入り容器に充填された前記ｐＨ緩衝材は、前記ｐＨ緩衝材入り容器から取り出し、入れ替え用のｐＨ緩衝材を前記ｐＨ緩衝材入り容器に充填する、放射性廃液の処理装置。
16. 原子力施設から発生する放射性廃液の処理装置であって、
    前記放射性廃液とｐＨ緩衝材とを混合するｐＨ調整ユニットと、
    前記ｐＨ調整ユニットの下流側にＣｓ、及びＲｕ及びＩの少なくともいずれかを除去する吸着材入り容器を備えた、放射性廃液の処理装置。

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