JP2925412B2 - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
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- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラントで発生
する放射性廃液、特に放射性核種がイオン，金属錯塩の
形態で混在している放射性廃液の処理方法に関する。
する放射性廃液、特に放射性核種がイオン，金属錯塩の
形態で混在している放射性廃液の処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力プラントから発生する放射性廃液
は、多くの場合に廃液中の放射性核種がイオンと金属錯
塩の形態で混在している。例えばプラント系統の除染処
理廃液には、除染時に使用する除染剤の成分が放射性核
種と共存している。ここで、除染剤の成分はＥＤＴＡ
（エチレンジアミン四酢酸）などに代表されるキレート
剤，クエン酸，シュウ酸などを中心とする有機酸，無機
酸、還元剤、その他の腐蝕防止剤などが主成分であり、
このような放射性廃液は処理対象となるコバルト，マン
ガン，鉄などの放射性核種（金属成分：Ｍ）がキレート
剤（Ｙn-）と錯体化して金属錯塩（例えばＭ−Ｙ2-）を
形成するとともに、各成分の核種が単独のイオン形態と
しても共存している。
は、多くの場合に廃液中の放射性核種がイオンと金属錯
塩の形態で混在している。例えばプラント系統の除染処
理廃液には、除染時に使用する除染剤の成分が放射性核
種と共存している。ここで、除染剤の成分はＥＤＴＡ
（エチレンジアミン四酢酸）などに代表されるキレート
剤，クエン酸，シュウ酸などを中心とする有機酸，無機
酸、還元剤、その他の腐蝕防止剤などが主成分であり、
このような放射性廃液は処理対象となるコバルト，マン
ガン，鉄などの放射性核種（金属成分：Ｍ）がキレート
剤（Ｙn-）と錯体化して金属錯塩（例えばＭ−Ｙ2-）を
形成するとともに、各成分の核種が単独のイオン形態と
しても共存している。
【０００３】一方、かかる放射性廃液の処理方法とし
て、共沈処理法，凝集沈澱法，イオン交換法，蒸発濃縮
法，逆浸透膜フィルタ法などとして知られている廃液処
理方法で核種がイオン，金属錯塩の形態で混在している
放射性廃液を濃縮処理した後、高放射能レベルの濃縮液
をセメント固化法などにより固化処理した上で放射性固
体廃棄物としてプラント敷地内に貯蔵し、一方では濃縮
処理で生じた上澄液（低放射能レベルの処理液）につい
ては、固化処理して低放射能レベルの廃棄物として処分
するか、あるいは周囲環境に影響を及ぼすことのないよ
うに化学処理により放射性物質を除いた後に河川などに
放出する処理方法が従来より実施されている。
て、共沈処理法，凝集沈澱法，イオン交換法，蒸発濃縮
法，逆浸透膜フィルタ法などとして知られている廃液処
理方法で核種がイオン，金属錯塩の形態で混在している
放射性廃液を濃縮処理した後、高放射能レベルの濃縮液
をセメント固化法などにより固化処理した上で放射性固
体廃棄物としてプラント敷地内に貯蔵し、一方では濃縮
処理で生じた上澄液（低放射能レベルの処理液）につい
ては、固化処理して低放射能レベルの廃棄物として処分
するか、あるいは周囲環境に影響を及ぼすことのないよ
うに化学処理により放射性物質を除いた後に河川などに
放出する処理方法が従来より実施されている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】ところで、前記した従
来の処理方法では次記のような問題点がある。すなわ
ち、共沈処理法，凝集処理法はキレート剤の存在しない
廃液では有効な方法であるが、キレート剤の混在する廃
液では放射性核種がキレート剤と結合して強固な金属錯
塩を形成し、これが共沈作用，凝集作用を阻害する。そ
のために、共沈処理法，凝集処理法を有効に機能させる
には、処理過程で放射性核種とキレート剤との結合を解
く処理工程が必要となるが、この手段として従来実施さ
れているイオン交換法では除染剤の成分によっては処理
が困難な場合がある他にイオン交換樹脂の使用量が多
く、しかも使用済みのイオン交換樹脂は二次廃棄物とし
て多量に排出されるために放射性廃棄物の処理，貯蔵管
理が厄介である。
来の処理方法では次記のような問題点がある。すなわ
ち、共沈処理法，凝集処理法はキレート剤の存在しない
廃液では有効な方法であるが、キレート剤の混在する廃
液では放射性核種がキレート剤と結合して強固な金属錯
塩を形成し、これが共沈作用，凝集作用を阻害する。そ
のために、共沈処理法，凝集処理法を有効に機能させる
には、処理過程で放射性核種とキレート剤との結合を解
く処理工程が必要となるが、この手段として従来実施さ
れているイオン交換法では除染剤の成分によっては処理
が困難な場合がある他にイオン交換樹脂の使用量が多
く、しかも使用済みのイオン交換樹脂は二次廃棄物とし
て多量に排出されるために放射性廃棄物の処理，貯蔵管
理が厄介である。
【０００５】一方、従来より知られている蒸発濃縮法，
逆浸透膜フィルタ法などの処理方法では、放射性核種を
金属錯塩の形態（例えばＭ−Ｙ2-）のまま濃縮処理する
ことが基本的に可能であるが、高放射能レベルの放射性
廃液を処理する場合には以下に示すような難点がある。 （ａ）一般に蒸発濃縮法，逆浸透膜フィルタ法では、前
処理としてｐＨ調整による中和処理が必要であることか
ら、放射性廃液を濃縮処理すると濃縮液中には中和処理
によって発生する硫酸ナトリウム，硝酸ナトリウムが多
量に含まれることになり、しかもこれら成分は最終的に
そのまま廃棄固化体に移行して残存するために廃棄固化
体の減容化が困難となる。
逆浸透膜フィルタ法などの処理方法では、放射性核種を
金属錯塩の形態（例えばＭ−Ｙ2-）のまま濃縮処理する
ことが基本的に可能であるが、高放射能レベルの放射性
廃液を処理する場合には以下に示すような難点がある。 （ａ）一般に蒸発濃縮法，逆浸透膜フィルタ法では、前
処理としてｐＨ調整による中和処理が必要であることか
ら、放射性廃液を濃縮処理すると濃縮液中には中和処理
によって発生する硫酸ナトリウム，硝酸ナトリウムが多
量に含まれることになり、しかもこれら成分は最終的に
そのまま廃棄固化体に移行して残存するために廃棄固化
体の減容化が困難となる。
【０００６】（ｂ）蒸発濃縮法，逆浸透膜フィルタ法で
処理した濃縮液を最終的にセメント，アスファルト，プ
ラスチックなどで固化したとしても、放射性廃棄物固化
体には処分の安全性に影響を与えるキレート剤が含まれ
たままとなる。（注：米国では放射性廃棄物処分場の受
け入れ条件として、廃棄物中に含まれるキレート剤の許
容量を規定している）しかも、中和処理によって発生す
る硫酸ナトリウム，硝酸ナトリウムなどの多くが固化体
中に移行するために、固化体の減容化に十分な成果が得
られない。
処理した濃縮液を最終的にセメント，アスファルト，プ
ラスチックなどで固化したとしても、放射性廃棄物固化
体には処分の安全性に影響を与えるキレート剤が含まれ
たままとなる。（注：米国では放射性廃棄物処分場の受
け入れ条件として、廃棄物中に含まれるキレート剤の許
容量を規定している）しかも、中和処理によって発生す
る硫酸ナトリウム，硝酸ナトリウムなどの多くが固化体
中に移行するために、固化体の減容化に十分な成果が得
られない。
【０００７】本発明は上記の点にかんがみなされたもの
であり、その目的は前記課題を解決し、キレート剤成分
などと結合して放射性核種が金属錯塩形態をなしている
放射性廃液を合理的に処理し、最終的な高放射能レベル
の廃棄物固化体がキレート剤などの有機成分を殆ど含ま
ず、しかも固化体の量を大幅に減容できるようにした放
射性廃液の処理方法を提供することにある。
であり、その目的は前記課題を解決し、キレート剤成分
などと結合して放射性核種が金属錯塩形態をなしている
放射性廃液を合理的に処理し、最終的な高放射能レベル
の廃棄物固化体がキレート剤などの有機成分を殆ど含ま
ず、しかも固化体の量を大幅に減容できるようにした放
射性廃液の処理方法を提供することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の処理方法は、放射性廃液を加熱して熱分解
処する第１の処理程と、前工程で熱分解後に排出する分
解残渣物に水を加えて溶液化する第２の処理工程と、前
工程で溶液化した廃液中にｐＨ調整剤, 共沈処理剤を添
加して共沈, 凝集沈澱分別する第３の処理工程と、前工
程から排出する上澄液, ないし濃縮液を膜分離処理する
第４の処理工程と、第３, 第４の処理工程から排出する
共沈沈澱物, 逆洗液を蒸発, 溶融, 固化安定処理する第
５の処理工程とを経て処理するものとする。
に、本発明の処理方法は、放射性廃液を加熱して熱分解
処する第１の処理程と、前工程で熱分解後に排出する分
解残渣物に水を加えて溶液化する第２の処理工程と、前
工程で溶液化した廃液中にｐＨ調整剤, 共沈処理剤を添
加して共沈, 凝集沈澱分別する第３の処理工程と、前工
程から排出する上澄液, ないし濃縮液を膜分離処理する
第４の処理工程と、第３, 第４の処理工程から排出する
共沈沈澱物, 逆洗液を蒸発, 溶融, 固化安定処理する第
５の処理工程とを経て処理するものとする。
【０００９】また、前記方法の実施に際しては、次記の
実施態様を採用するのが良い。 （１）第１の処理工程でマイクロ波加熱法を用いて廃液
を熱分解処理する。 （２）第２の処理工程で分解残渣に加える水として、前
段の熱分解処理工程の排ガス中から捕捉した凝縮液を利
用する。 （３）第３の処理工程で溶液化した廃液のｐＨ値を１０
〜１3.５の範囲に調整する。
実施態様を採用するのが良い。 （１）第１の処理工程でマイクロ波加熱法を用いて廃液
を熱分解処理する。 （２）第２の処理工程で分解残渣に加える水として、前
段の熱分解処理工程の排ガス中から捕捉した凝縮液を利
用する。 （３）第３の処理工程で溶液化した廃液のｐＨ値を１０
〜１3.５の範囲に調整する。
【００１０】（４）第３の処理工程で廃液に添加する共
沈処理剤に硫酸第１鉄を用いる。 （５）第４の処理工程で限外ろ過膜の中空糸膜フィルタ
を用いて膜分離処理する。 （６）第５の処理工程でマイクロ波加熱溶融固化法を用
いて固化処理する
沈処理剤に硫酸第１鉄を用いる。 （５）第４の処理工程で限外ろ過膜の中空糸膜フィルタ
を用いて膜分離処理する。 （６）第５の処理工程でマイクロ波加熱溶融固化法を用
いて固化処理する
【００１１】
【作用】上記の処理方法において、まず第１の処理工程
で放射性廃液を加熱処理することにより、除染剤中に含
まれているＥＤＴＡなどの有機系キレート成分は熱分解
（有機系のキレート剤は３００℃以上の加熱温度により
熱分解する）して金属錯塩形態が解け、金属成分の放射
性核種（Ｃｏ，Ｍｎ，Ｆｅなど）は分解残渣物として残
る。この熱分解工程でマイクロ波加熱法を採用すること
により、排ガス処理系への放射能の移行を低く抑えつ
つ、かつ廃液を効率よく熱分解できる。
で放射性廃液を加熱処理することにより、除染剤中に含
まれているＥＤＴＡなどの有機系キレート成分は熱分解
（有機系のキレート剤は３００℃以上の加熱温度により
熱分解する）して金属錯塩形態が解け、金属成分の放射
性核種（Ｃｏ，Ｍｎ，Ｆｅなど）は分解残渣物として残
る。この熱分解工程でマイクロ波加熱法を採用すること
により、排ガス処理系への放射能の移行を低く抑えつ
つ、かつ廃液を効率よく熱分解できる。
【００１２】次に、第２の処理工程で熱分解残渣に水を
加えて溶液化すると、核種成分はイオン形態，および酸
化物の形態で溶液中に存在し、金属錯塩形態の成分は含
まないようになる。そして、前工程で溶液化した廃液を
第３の工程でｐＨ１０〜１3.５の範囲に調整し、さらに
共沈処理剤として硫酸第１鉄を添加して共沈処理するこ
とにより、核種成分である金属イオンは難溶解性の金属
水酸化物として溶液中に析出し、さらに凝集分別処理を
施すことで、溶液が水酸化物を含むコロイド状の凝集沈
澱物と上澄液とに固液分離される。続いて、前工程から
排出される上澄液を第４の処理工程で限外ろ過膜の中空
糸膜フィルタを使用して膜分離処理する。なお、前段で
共沈処理した沈澱物の性状，濃度が膜処理に大きな負荷
とならないと判断される場合には、凝集分別処理を省略
して共沈処理後の液を直接膜分離処理することも可能で
ある。この膜分離処理により、凝集沈降に至らなかった
コロイド状の核種成分，有機分解残渣がフィルタに捕捉
されるとともに、当初より放射性廃液に含まれていた成
分（廃樹脂の溶離剤として使用した硫酸など），および
前段工程でのｐＨ調整で添加，溶液中に発生した硫酸，
苛性ソーダ，硫酸ソーダ，硝酸，硝酸ソーダなどの成分
は、大半が処理液と一緒に膜を透過して排出される。つ
まり、これら成分は沈澱濃縮液、あるいは分離膜の逆洗
液中には殆ど移行せず、低放射能廃液処理系で処理され
る。
加えて溶液化すると、核種成分はイオン形態，および酸
化物の形態で溶液中に存在し、金属錯塩形態の成分は含
まないようになる。そして、前工程で溶液化した廃液を
第３の工程でｐＨ１０〜１3.５の範囲に調整し、さらに
共沈処理剤として硫酸第１鉄を添加して共沈処理するこ
とにより、核種成分である金属イオンは難溶解性の金属
水酸化物として溶液中に析出し、さらに凝集分別処理を
施すことで、溶液が水酸化物を含むコロイド状の凝集沈
澱物と上澄液とに固液分離される。続いて、前工程から
排出される上澄液を第４の処理工程で限外ろ過膜の中空
糸膜フィルタを使用して膜分離処理する。なお、前段で
共沈処理した沈澱物の性状，濃度が膜処理に大きな負荷
とならないと判断される場合には、凝集分別処理を省略
して共沈処理後の液を直接膜分離処理することも可能で
ある。この膜分離処理により、凝集沈降に至らなかった
コロイド状の核種成分，有機分解残渣がフィルタに捕捉
されるとともに、当初より放射性廃液に含まれていた成
分（廃樹脂の溶離剤として使用した硫酸など），および
前段工程でのｐＨ調整で添加，溶液中に発生した硫酸，
苛性ソーダ，硫酸ソーダ，硝酸，硝酸ソーダなどの成分
は、大半が処理液と一緒に膜を透過して排出される。つ
まり、これら成分は沈澱濃縮液、あるいは分離膜の逆洗
液中には殆ど移行せず、低放射能廃液処理系で処理され
る。
【００１３】続く第５の処理工程では、前記第３，第４
の工程から排出した放射性核種成分（金属水酸化物），
熱分解残渣などを含む沈澱濃縮液，および分離膜（中空
糸膜フィルタ）の逆洗液を加熱して蒸発，溶融，固化処
理する。この場合の加熱手段としてマイクロ波加熱法を
採用することにより、第１の工程と同様に半ガス処理系
への放射能の移行を低く抑えながら濃縮液を効率よく加
熱溶融固化でき、さらに必要に応じて固化材としてガラ
スなどを添加することにより、より一層安定した固化体
が得られる。しかも、第１の処理工程でキレート成分は
既に熱分解されており、また第３の処理工程で添加した
ｐＨ調整剤などの大半は第４の膜分離工程で取り除かれ
ているので、最終的な固化体はキレート剤を含まず、か
つ発生量も最小となる。
の工程から排出した放射性核種成分（金属水酸化物），
熱分解残渣などを含む沈澱濃縮液，および分離膜（中空
糸膜フィルタ）の逆洗液を加熱して蒸発，溶融，固化処
理する。この場合の加熱手段としてマイクロ波加熱法を
採用することにより、第１の工程と同様に半ガス処理系
への放射能の移行を低く抑えながら濃縮液を効率よく加
熱溶融固化でき、さらに必要に応じて固化材としてガラ
スなどを添加することにより、より一層安定した固化体
が得られる。しかも、第１の処理工程でキレート成分は
既に熱分解されており、また第３の処理工程で添加した
ｐＨ調整剤などの大半は第４の膜分離工程で取り除かれ
ているので、最終的な固化体はキレート剤を含まず、か
つ発生量も最小となる。
【００１４】また、上記処理工程では、廃液中に当初よ
り存在, あるいは工程途中で添加したＨ2 ＳＯ4 ，Ｎａ
ＯＨ，ＨＮＯ3 ，ＮａＮＯ3 などの成分を処理工程の途
中で回収することか可能である。例えば、ＮａＯＨが高
濃度で含まれる廃液の場合には、ＮａＯＨがマイクロ波
加熱に対して安定なため、第２の処理工程で溶液化した
後にＮａＯＨ溶液として復元させ、次の第膜分離工程で
排出出する処理液から回収することができる。また、Ｈ
2 ＳＯ4 ，ＨＮＯ3 ，ＮａＮＯ3 などはマイクロ波加熱
により分解，蒸発するので、その排ガス処理系で捕捉，
回収して再利用が可能である。
り存在, あるいは工程途中で添加したＨ2 ＳＯ4 ，Ｎａ
ＯＨ，ＨＮＯ3 ，ＮａＮＯ3 などの成分を処理工程の途
中で回収することか可能である。例えば、ＮａＯＨが高
濃度で含まれる廃液の場合には、ＮａＯＨがマイクロ波
加熱に対して安定なため、第２の処理工程で溶液化した
後にＮａＯＨ溶液として復元させ、次の第膜分離工程で
排出出する処理液から回収することができる。また、Ｈ
2 ＳＯ4 ，ＨＮＯ3 ，ＮａＮＯ3 などはマイクロ波加熱
により分解，蒸発するので、その排ガス処理系で捕捉，
回収して再利用が可能である。
【００１５】
【実施例】図１は本発明の処理方法の工程図、図２は図
１に示す処理方法の実施に用いる処理システムのフロー
図である。すなわち、放射性核種がイオン形態，金属錯
塩形態の形で混在している放射性廃液は廃液受入れタン
ク１から所定量を取出し、さらに必要により蒸発濃縮
法，逆浸透膜フィルタ法などでプレ濃縮処理した後に、
第１の処理工程でμ波加熱装置２に送り込み、ここで廃
液を加熱して水分を蒸発するとともに、放射性核種と結
びついて金属錯塩を形成している有機キレート成分，そ
の他の有機酸の成分などを熱分解して放射性核種をキレ
ート成分より離脱させる。また、この処理過程で有機成
分の一部が減容する。なお、μ波加熱装置２からの排ガ
スは排ガス処理系に送られて処理される。
１に示す処理方法の実施に用いる処理システムのフロー
図である。すなわち、放射性核種がイオン形態，金属錯
塩形態の形で混在している放射性廃液は廃液受入れタン
ク１から所定量を取出し、さらに必要により蒸発濃縮
法，逆浸透膜フィルタ法などでプレ濃縮処理した後に、
第１の処理工程でμ波加熱装置２に送り込み、ここで廃
液を加熱して水分を蒸発するとともに、放射性核種と結
びついて金属錯塩を形成している有機キレート成分，そ
の他の有機酸の成分などを熱分解して放射性核種をキレ
ート成分より離脱させる。また、この処理過程で有機成
分の一部が減容する。なお、μ波加熱装置２からの排ガ
スは排ガス処理系に送られて処理される。
【００１６】続く第２の処理工程では、μ波加熱装置２
の炉内に残った熱分解残渣に所定量の水を加えて熱分解
残渣を含む溶液を得る。これにより、前段工程で金属錯
塩から離脱した放射性核種はイオン形態として溶液中に
含まれるようになる。なお、この工程で外部から加える
水は、μ波加熱装置２の排ガス処理系で捕捉，回収した
凝縮液を利用するのが合理的である。
の炉内に残った熱分解残渣に所定量の水を加えて熱分解
残渣を含む溶液を得る。これにより、前段工程で金属錯
塩から離脱した放射性核種はイオン形態として溶液中に
含まれるようになる。なお、この工程で外部から加える
水は、μ波加熱装置２の排ガス処理系で捕捉，回収した
凝縮液を利用するのが合理的である。
【００１７】さらに、第２の処理工程で溶液化した溶液
は、次の第３の処理工程で共沈・凝集処理槽３に移し、
ここでｐＨ調整剤ＮａＯＨを添加してｐＨ値を１０〜１
3.５の範囲に調整するとともに、さらに、共沈処理剤と
して硫酸第１鉄ＦｅＳＯ4 を１００mg／ｌの割合で添加
して共沈・凝集処理する。これにより、イオン形態の放
射性核種は難溶性の金属水酸化物として液中に析出し、
凝集沈澱して固液分離される。
は、次の第３の処理工程で共沈・凝集処理槽３に移し、
ここでｐＨ調整剤ＮａＯＨを添加してｐＨ値を１０〜１
3.５の範囲に調整するとともに、さらに、共沈処理剤と
して硫酸第１鉄ＦｅＳＯ4 を１００mg／ｌの割合で添加
して共沈・凝集処理する。これにより、イオン形態の放
射性核種は難溶性の金属水酸化物として液中に析出し、
凝集沈澱して固液分離される。
【００１８】また、前工程の上澄液，あるいは凝集分別
を行わない場合の共沈処理液は、第４の処理工程で限外
ろ過膜の中空糸膜フィルタ４に通液して膜分離処理を行
う。この膜分離処理の過程では、当初より廃液中に含ま
れていた成分，および溶液の中和処理，共沈処理に添加
して発生する成分としての硫酸，苛性ソーダ，硫酸ソー
ダ，硝酸，硝酸ソーダなどは大半が中空糸膜フィルタ４
を透過して処理液中に移行する。なお、中空糸膜フィル
タ４を透過した処理液は低放射能廃液として処理され
る。
を行わない場合の共沈処理液は、第４の処理工程で限外
ろ過膜の中空糸膜フィルタ４に通液して膜分離処理を行
う。この膜分離処理の過程では、当初より廃液中に含ま
れていた成分，および溶液の中和処理，共沈処理に添加
して発生する成分としての硫酸，苛性ソーダ，硫酸ソー
ダ，硝酸，硝酸ソーダなどは大半が中空糸膜フィルタ４
を透過して処理液中に移行する。なお、中空糸膜フィル
タ４を透過した処理液は低放射能廃液として処理され
る。
【００１９】そして、共沈・凝集処理槽３から排出され
る沈澱濃縮液，および中空糸膜フィルタ４の逆洗液（濃
縮液）は、次の第５の処理工程でμ波加熱溶融固化装置
５に送りこまれ、ここで蒸発，乾燥，溶融，安定固化処
理される。なお、この工程では必要により固化剤として
ガラス材を添加して放射性核種成分をガラスに封じ込め
て固形化することもできる。このようにして得た固化体
はドラム缶に缶詰めした上で、高放射能廃棄物としてサ
イト内に貯蔵，保管される。
る沈澱濃縮液，および中空糸膜フィルタ４の逆洗液（濃
縮液）は、次の第５の処理工程でμ波加熱溶融固化装置
５に送りこまれ、ここで蒸発，乾燥，溶融，安定固化処
理される。なお、この工程では必要により固化剤として
ガラス材を添加して放射性核種成分をガラスに封じ込め
て固形化することもできる。このようにして得た固化体
はドラム缶に缶詰めした上で、高放射能廃棄物としてサ
イト内に貯蔵，保管される。
【００２０】次に、上述した処理方法の評価を目的に、
原子力プラントにおける系統除染廃液処理に使用された
使用済イオン交換樹脂を酸溶離処理（廃樹脂から放射性
核種を溶離させる）した後の放射性廃液を模擬して模擬
試験液を調製し、これを試料として行った処理試験の結
果を以下に示す。なお、この処理試験で用いた模擬試験
液は、有機系キレート成分としてＥＤＴＡ（エチレンジ
アミン四酢酸，２ナトリウム）の濃度を１０００mg／
ｌ、有機酸（クエン酸）の濃度を５００mg／ｌ、放射性
核種成分としてＣｏ2+, Ｍｎ2+の濃度を２５mg／ｌ、Ｆ
ｅ2+の成分濃度を１００mg／ｌとし、さらに廃樹脂の溶
離処理に使用した酸溶離剤の残留分として硫酸の濃度が
２8.４ｇ／ｌとなるように調製した。また、最終的な固
化体の量を検討するために、模擬試験液を１００ｍ3処
理するものとした。
原子力プラントにおける系統除染廃液処理に使用された
使用済イオン交換樹脂を酸溶離処理（廃樹脂から放射性
核種を溶離させる）した後の放射性廃液を模擬して模擬
試験液を調製し、これを試料として行った処理試験の結
果を以下に示す。なお、この処理試験で用いた模擬試験
液は、有機系キレート成分としてＥＤＴＡ（エチレンジ
アミン四酢酸，２ナトリウム）の濃度を１０００mg／
ｌ、有機酸（クエン酸）の濃度を５００mg／ｌ、放射性
核種成分としてＣｏ2+, Ｍｎ2+の濃度を２５mg／ｌ、Ｆ
ｅ2+の成分濃度を１００mg／ｌとし、さらに廃樹脂の溶
離処理に使用した酸溶離剤の残留分として硫酸の濃度が
２8.４ｇ／ｌとなるように調製した。また、最終的な固
化体の量を検討するために、模擬試験液を１００ｍ3処
理するものとした。
【００２１】そして、まず１回当たり１０ｌの模擬試験
液をμ波加熱処理した後に、その熱分解残渣に水を１０
ｌ加えて溶液化し、さらにｐＨ調製剤としてＮａＯＨを
添加してｐＨ１２に調整し、共沈処理剤として硫酸第１
鉄ＦｅＳＯ4 を１００mg／ｌ加えて共沈，凝集処理し
た。また、共沈，凝集処理した液を中空糸膜フィルタで
膜分離処理した。
液をμ波加熱処理した後に、その熱分解残渣に水を１０
ｌ加えて溶液化し、さらにｐＨ調製剤としてＮａＯＨを
添加してｐＨ１２に調整し、共沈処理剤として硫酸第１
鉄ＦｅＳＯ4 を１００mg／ｌ加えて共沈，凝集処理し
た。また、共沈，凝集処理した液を中空糸膜フィルタで
膜分離処理した。
【００２２】ここで、膜分離処理後の処理液について性
状を調べたところ、 Ｃｏ 0.０１mg／ｌ以下 Ｍｎ 0.０１mg／ｌ以下 Ｆｅ 0.５ mg／ｌ以下 であり、Ｃｏ，Ｍｎの除去率（ＤＦ）≒２５００以上，
Ｆｅの除去率≒２００以上の得られ、かつ有機キレート
成分としてのＥＤＴＡとＣｏ，Ｍｎ，Ｆｅとで形成して
いた金属錯塩は、μ波加熱による熱分解で十分に分解，
解離されて共沈，凝集されていることが認められた。
状を調べたところ、 Ｃｏ 0.０１mg／ｌ以下 Ｍｎ 0.０１mg／ｌ以下 Ｆｅ 0.５ mg／ｌ以下 であり、Ｃｏ，Ｍｎの除去率（ＤＦ）≒２５００以上，
Ｆｅの除去率≒２００以上の得られ、かつ有機キレート
成分としてのＥＤＴＡとＣｏ，Ｍｎ，Ｆｅとで形成して
いた金属錯塩は、μ波加熱による熱分解で十分に分解，
解離されて共沈，凝集されていることが認められた。
【００２３】一方、共沈凝集処理，膜分離処理で得た濃
縮液（中空糸膜フィルタの逆洗液）についての成分，量
は以下の通りである。 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５ｇ／ｌ Ｃｏ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ（酸化物ＣｏＯの形態で
は3.１６ｇ／ｌ） Ｍｎ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ（酸化物ＭｎＯの形態で
は3.２５ｇ／ｌ） Ｆｅ系の成分：約１5.４ｇ／ｌ（酸化物Fe2 Ｏ3 の形態
では２２ｇ／ｌ） Ｈ2 ＳＯ4 ： ２4.８ｇ／ｌ ＮａＯＨ ： 0.４ｇ／ｌ 次に前記で得た濃縮液をμ波加熱装置で溶融固化処理し
た。ここで、模擬試験液の処理量を１００ｍ3 ，膜分離
処理による濃縮倍率を１００として、前記濃縮の発生量
は１ｍ3 であり、溶融固化処理により発生した固形分の
量は以下の通りであった。
縮液（中空糸膜フィルタの逆洗液）についての成分，量
は以下の通りである。 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５ｇ／ｌ Ｃｏ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ（酸化物ＣｏＯの形態で
は3.１６ｇ／ｌ） Ｍｎ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ（酸化物ＭｎＯの形態で
は3.２５ｇ／ｌ） Ｆｅ系の成分：約１5.４ｇ／ｌ（酸化物Fe2 Ｏ3 の形態
では２２ｇ／ｌ） Ｈ2 ＳＯ4 ： ２4.８ｇ／ｌ ＮａＯＨ ： 0.４ｇ／ｌ 次に前記で得た濃縮液をμ波加熱装置で溶融固化処理し
た。ここで、模擬試験液の処理量を１００ｍ3 ，膜分離
処理による濃縮倍率を１００として、前記濃縮の発生量
は１ｍ3 であり、溶融固化処理により発生した固形分の
量は以下の通りであった。
【００２４】 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５kg Ｃｏ系の成分： 約2.５kg（酸化物ＣｏＯの形態では3.
１６kg） Ｍｎ系の成分： 約2.５kg（酸化物ＭｎＯの形態では3.
２５kg） Ｆｅ系の成分：約１5.４kg（酸化物Fe2 Ｏ3 の形態では
２２kg） Ｈ2 ＳＯ4 ： ２4.８kg ＮａＯＨ ： 0.４kg 固化体合計量: ６4.２kg (酸化物形態では７2.２kg) 一方、上述した本発明の比較例（従来例）として、前記
と同一の模擬試験液を図３に示す処理工程で処理する場
合について、その処理過程における濃縮液，固化体の成
分，量について試算した。この処理工程では、まず模擬
試験液をｐＨ調整剤で中和処理した後に、逆浸透膜フィ
ルタにより濃縮処理し、濃縮処理によって発生した逆洗
液（濃縮液）をμ波加熱法により熱分解，溶融固化処理
して高放射能の固化体を得るものとする。
１６kg） Ｍｎ系の成分： 約2.５kg（酸化物ＭｎＯの形態では3.
２５kg） Ｆｅ系の成分：約１5.４kg（酸化物Fe2 Ｏ3 の形態では
２２kg） Ｈ2 ＳＯ4 ： ２4.８kg ＮａＯＨ ： 0.４kg 固化体合計量: ６4.２kg (酸化物形態では７2.２kg) 一方、上述した本発明の比較例（従来例）として、前記
と同一の模擬試験液を図３に示す処理工程で処理する場
合について、その処理過程における濃縮液，固化体の成
分，量について試算した。この処理工程では、まず模擬
試験液をｐＨ調整剤で中和処理した後に、逆浸透膜フィ
ルタにより濃縮処理し、濃縮処理によって発生した逆洗
液（濃縮液）をμ波加熱法により熱分解，溶融固化処理
して高放射能の固化体を得るものとする。
【００２５】まず、模擬試験液を濃縮処理した後の濃縮
液（溶融固化処理の対象となる）について、その成分，
量（濃度）は次の通りとなる。なお、濃縮処理での濃縮
倍率を１００として試算した。 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５０ｇ／ｌ Ｃｏ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ Ｍｎ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ Ｆｅ系の成分：約１5.４ｇ／ｌ Ｈ2 ＳＯ4 ：２４８０ｇ／ｌ ＮａＯＨ ： ４０ｇ／ｌ また、濃縮液１ｍ3 を加熱溶融固化処理して得た固形分
の量は、 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５kg Ｃｏ系の成分： 約2.５kg Ｍｎ系の成分： 約2.５kg Ｆｅ系の成分：約１5.４kg（ Ｈ2 ＳＯ4 ：２４８０kg ＮａＯＨ ： ４０kg 固化体合計量: ２９１5.４kg 以上の試算結果から明らかなように、本発明の処理方法
により発生する固化体量は、１００ｍ3 の処理廃液につ
いて約６４kg (酸化物形態では７２kg）、これに対して
比較例（従来法）では固化体の発生量が約２９００kg
（比較例では当初より模擬試験液に含まれている硫酸，
および中和処理のために加えたｐＨ調整剤などの成分が
濃縮処理工程で処理液側に移行せず、大半はそのまま逆
洗液中に残留して固化体中に移行する）であり、したが
って固化体量は比較例の約１／４０〜１／４５まで減少
できることか判る。
液（溶融固化処理の対象となる）について、その成分，
量（濃度）は次の通りとなる。なお、濃縮処理での濃縮
倍率を１００として試算した。 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５０ｇ／ｌ Ｃｏ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ Ｍｎ系の成分： 約2.５ｇ／ｌ Ｆｅ系の成分：約１5.４ｇ／ｌ Ｈ2 ＳＯ4 ：２４８０ｇ／ｌ ＮａＯＨ ： ４０ｇ／ｌ また、濃縮液１ｍ3 を加熱溶融固化処理して得た固形分
の量は、 ＥＤＴＡ，有機酸などの分解残渣分：１５kg Ｃｏ系の成分： 約2.５kg Ｍｎ系の成分： 約2.５kg Ｆｅ系の成分：約１5.４kg（ Ｈ2 ＳＯ4 ：２４８０kg ＮａＯＨ ： ４０kg 固化体合計量: ２９１5.４kg 以上の試算結果から明らかなように、本発明の処理方法
により発生する固化体量は、１００ｍ3 の処理廃液につ
いて約６４kg (酸化物形態では７２kg）、これに対して
比較例（従来法）では固化体の発生量が約２９００kg
（比較例では当初より模擬試験液に含まれている硫酸，
および中和処理のために加えたｐＨ調整剤などの成分が
濃縮処理工程で処理液側に移行せず、大半はそのまま逆
洗液中に残留して固化体中に移行する）であり、したが
って固化体量は比較例の約１／４０〜１／４５まで減少
できることか判る。
【００２６】
【発明の効果】以上述べたように、本発明の処理方法に
よれば、放射性核種が有機キレート成分などと結合して
金属錯塩の形態で存在している放射性廃液に対し、まず
第１の熱分解処理工程で金属錯塩を熱分解して放射性核
種とキレート成分との結合を解離するとともに、同時に
キレート成分を熱分解し、さらに第２の溶液化処理工程
で熱分解残渣に水を加えて放射性核種をイオン形態に変
えた上で、第３の共沈処理工程で、イオン形態の核種を
難溶性の金属水酸化物として析出するようにしたので、
従来の方法で障害となっていた金属錯塩形態の放射性核
種の分離が効果的に行える。
よれば、放射性核種が有機キレート成分などと結合して
金属錯塩の形態で存在している放射性廃液に対し、まず
第１の熱分解処理工程で金属錯塩を熱分解して放射性核
種とキレート成分との結合を解離するとともに、同時に
キレート成分を熱分解し、さらに第２の溶液化処理工程
で熱分解残渣に水を加えて放射性核種をイオン形態に変
えた上で、第３の共沈処理工程で、イオン形態の核種を
難溶性の金属水酸化物として析出するようにしたので、
従来の方法で障害となっていた金属錯塩形態の放射性核
種の分離が効果的に行える。
【００２７】また、続く第４の膜処理工程で限外ろ過膜
の中空糸膜フィルタを使用することにより、処理過程で
添加，発生する硫酸などの成分の大半を低放射能の処理
液側に排出して濃縮液側に移行しないようにしたので、
続く第５の加熱溶融固化工程を経て最終的に得られる高
放射能レベルの固化体発生量が大幅に減少する。これに
より、最終的に得られる高放射能レベル廃棄物につい
て、固化体発生量の大幅な減容化，並びにキレート剤を
含まない無機，安定化した固化体の形成が可能となる。
の中空糸膜フィルタを使用することにより、処理過程で
添加，発生する硫酸などの成分の大半を低放射能の処理
液側に排出して濃縮液側に移行しないようにしたので、
続く第５の加熱溶融固化工程を経て最終的に得られる高
放射能レベルの固化体発生量が大幅に減少する。これに
より、最終的に得られる高放射能レベル廃棄物につい
て、固化体発生量の大幅な減容化，並びにキレート剤を
含まない無機，安定化した固化体の形成が可能となる。
【図１】本発明の実施例による放射性廃液の処理方法の
工程図
工程図
【図２】図１に示す処理方法の実施に用いる処理装置の
システムフロー図
システムフロー図
【図３】本発明の比較例として挙げた従来例の処理工程
図
図
１ 廃液受入れタンク ２ μ波加熱装置 ３ 共沈・凝集処理槽 ４ 膜分離装置（中空糸膜フィルタ） ５ μ波加熱溶融固化装置
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｆ 9/08 ５１１ Ｇ２１Ｆ 9/08 ５１１Ａ 9/10 9/10 Ｂ (72)発明者 塚本 裕一 福井県敦賀市明神町３ 動力炉・核燃料 開発事業団新型転換炉ふげん発電所内 (72)発明者 及川 安夫 神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号 富士電機株式会社内 (72)発明者 水越 清治 神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号 富士電機株式会社内 (72)発明者 大山 悦夫 神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号 富士電機株式会社内 (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21F 9/06 G21F 9/08 G21F 9/10
Claims (7)
- 【請求項１】イオン形態の核種と金属錯塩形態の核種と
が混在している放射性廃液の処理方法であって、放射性
廃液を加熱して熱分解する第１の処理工程と、前工程で
熱分解後に排出する分解残渣物に水を加えて溶液化する
第２の処理工程と、前工程で溶液化した廃液中にｐＨ調
整剤, 共沈処理剤を添加して共沈, 凝集沈澱分別する第
３の処理工程と、前工程から排出する上澄液, ないし濃
縮液を膜分離する第４の処理工程と、第３, 第４の処理
工程から排出する共沈沈澱物,逆洗液を蒸発, 溶融, 固
化安定処理する第５の処理工程とを経て処理することを
特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項２】請求項１記載の処理方法において、第１の
処理工程でマイクロ波加熱法を用いて廃液を熱分解処理
することを特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項３】請求項１記載の処理方法において、第２の
処理工程で分解残渣に加える水として、前段の熱分解処
理工程の排ガス中から捕捉した凝縮液を利用することを
特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項４】請求項１記載の処理方法において、第３の
処理工程で溶液化した廃液のｐＨ値を１０〜１3.５の範
囲に調整することを特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項５】請求項１記載の処理方法において、第３の
処理工程で廃液に添加する共沈処理剤に硫酸第１鉄を用
いることを特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項６】請求項１記載の処理方法において、第４の
処理工程で限外ろ過膜の中空糸膜フィルタを用いて膜分
離処理することを特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項７】請求項１記載の処理方法において、第５の
処理工程でマイクロ波加熱溶融固化法を用いて固化処理
することを特徴とする放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4274708A JP2925412B2 (ja) | 1992-10-14 | 1992-10-14 | 放射性廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4274708A JP2925412B2 (ja) | 1992-10-14 | 1992-10-14 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06130190A JPH06130190A (ja) | 1994-05-13 |
| JP2925412B2 true JP2925412B2 (ja) | 1999-07-28 |
Family
ID=17545460
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4274708A Expired - Lifetime JP2925412B2 (ja) | 1992-10-14 | 1992-10-14 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2925412B2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2004340769A (ja) * | 2003-05-16 | 2004-12-02 | Kurita Engineering Co Ltd | 有機酸除染廃液の処理方法および装置 |
| JP6328883B2 (ja) * | 2012-02-24 | 2018-05-23 | 株式会社キクテック | 無機微粒子を含んだ汚染物からの無機微粒子の除去方法及び除去装置 |
| JP6230243B2 (ja) * | 2013-03-21 | 2017-11-15 | 株式会社キクテック | 無機微粒子を含んだ汚染物からの無機微粒子の除去方法及び除去装置 |
| CN109003693B (zh) * | 2018-07-13 | 2019-10-25 | 清华大学 | 一种球形核燃料元件生产线含有机物废液处理方法 |
| JP7256061B2 (ja) * | 2019-04-09 | 2023-04-11 | 日揮株式会社 | 難ろ過性物質の処理方法 |
-
1992
- 1992-10-14 JP JP4274708A patent/JP2925412B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH06130190A (ja) | 1994-05-13 |
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