JP3083628B2 - Solidification of radioactive waste resin and waste sludge - Google Patents
Solidification of radioactive waste resin and waste sludgeInfo
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Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所等から発
生のする中レベル放射性廃樹脂・廃スラッジを固形化処
理する方法に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for solidifying medium-level radioactive waste resin and waste sludge generated from a nuclear power plant or the like.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電所の運転に伴い発生する放射
性の廃樹脂や廃スラッジは、タービンを駆動した蒸気を
凝縮した復水の浄化用の復水浄化系、又は原子炉水浄化
系、燃料貯蔵プール浄化系に使用されたイオン交換樹脂
や濾過助材が使用済みとなって発生する。これらのう
ち、復水浄化系からの廃樹脂は、放射能濃度が比較的低
いので、そのスラリー中の同伴水を脱水除去した後の廃
樹脂をセメントと混練して固形化し、又は乾燥機で乾燥
粉体化した後に造粒して固形化し、又はプラスチックと
混練して固形化する等の方法により固形化処理されてき
た。2. Description of the Related Art Radioactive waste resin and waste sludge generated during the operation of a nuclear power plant are condensed by a steam condensing steam that drives a turbine, a condensate purification system, a reactor water purification system, and a fuel. It occurs when the ion exchange resin and filter aid used in the storage pool purification system are used up. Of these, the waste resin from the condensate purification system has a relatively low radioactivity concentration, so the waste resin after dewatering and removing the entrained water in the slurry is kneaded with cement and solidified, or dried with a dryer. Solidification has been performed by a method such as granulation and solidification after dry powderization, or kneading with a plastic to solidify.
【０００３】他方、原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄
化系からの廃樹脂・廃スラッジは、放射能濃度が比較的
高いので、固形化処理されずに長期にわたりタンクに貯
蔵保管されてきた。On the other hand, waste resin and waste sludge from a reactor water purification system or a fuel storage pool purification system have a relatively high radioactivity concentration, and thus have been stored in a tank for a long time without being solidified.
【０００４】[0004]
【発明が解決しようとする課題】このように原子炉水浄
化系や燃料貯蔵プール浄化系からの樹脂・スラッジは貯
蔵タンク内に長期間貯蔵されて来たが、その貯蔵量が増
大していること、及びその最終的な処分のための技術基
準が整備されて来たこと等のため、近年、これらの比較
的放射能濃度の高い廃樹脂・スラッジも固化処理するこ
とが要望されている。As described above, the resin and sludge from the reactor water purification system and the fuel storage pool purification system have been stored in the storage tank for a long period of time, but the storage amount is increasing. In recent years, it has been demanded to solidify waste resin and sludge having a relatively high radioactivity concentration due to the fact that technical standards for the final disposal have been established.
【０００５】これらの廃樹脂・廃スラッジはスラリー状
であるから、その固形化処理に際しては、そのスラリー
中から同伴水を除去した後に、該廃樹脂・廃スラリーを
固形化処理することが減容性向上のために必要である。
本発明は、この場合において、下記の課題を解決しよう
とするものである。[0005] Since these waste resin and waste sludge are in a slurry state, it is necessary to remove entrained water from the slurry before solidifying the waste resin and waste slurry. It is necessary to improve the performance.
In this case, the present invention aims to solve the following problems.
【０００６】課題の第１は、上記スラリーから除去した
同伴水の処理に関する。以下これについて説明する。The first problem relates to the treatment of entrained water removed from the slurry. This will be described below.
【０００７】原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄化系か
らの廃樹脂・スラッジは前述の貯蔵タンク内で水中に沈
積した状態で貯蔵保管されている。これを固形化処理す
べく固形化処理設備へ移送するには、前記貯蔵タンク中
の廃棄物に移送水（移送のために用いる水）を加え撹拌
して濃度約１０〜２０％程度のスラリーとし、これを配
管移送によって固形化処理設備へ移送する方法を採るの
が簡便である。他方、固形化処理設備においては、廃棄
物の計量および減容を行う必要上、上記配管移送されて
来た濃度約１０〜２０％程度のスラリー状の廃棄物から
移送後の余剰になった移送水を除去した後に更に廃棄物
を脱水処理する。このように、固形化処理設備において
は、廃樹脂・スラッジから除去された同伴水（余剰にな
った移送水や脱水処理による分離水）が多量に発生す
る。[0007] Waste resin and sludge from the reactor water purification system and the fuel storage pool purification system are stored and stored in the storage tank in a state of being deposited in water. In order to transfer this to the solidification treatment facility for solidification treatment, transfer water (water used for transfer) is added to the waste in the storage tank and stirred to form a slurry having a concentration of about 10 to 20%. It is convenient to adopt a method of transferring this to a solidification treatment facility by transferring the pipe. On the other hand, in the solidification treatment equipment, since it is necessary to measure and reduce the volume of the waste, the excess waste after the transfer from the slurry waste having a concentration of about 10 to 20% that has been transferred to the above-mentioned pipe has been transferred. After removing the water, the waste is further dewatered. As described above, in the solidification treatment facility, a large amount of entrained water (excess transfer water or water separated by dehydration) removed from waste resin and sludge is generated.
【０００８】従来、復水浄化系廃樹脂の場合には、除去
された同伴水は、導電率が低く且つ放射能濃度が比較的
低いため、原子力発電所の廃棄物処理施設の低電導度廃
液処理系で処理されている。これに対して、比較的放射
能濃度の高い原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄化系の
廃樹脂・廃スラッジの場合には、それらから除去された
同伴水（移送水や脱水分離水）は、導電率は低いが放射
能濃度が比較的高いので、これをそのまま廃液として低
電導度廃液処理系で処理するのは不都合である。何故な
ら、低電導度廃液処理系は、プラントの運転に伴って発
生する機器ドレン等が主である放射能濃度の低い廃液を
対象として作られているものであるから、この低電導度
廃液処理系で放射能濃度の高い廃液も処理しようとする
と放射能濃度の低い廃液の処理性能（放射能の除去性
能）が低下するからである。また、低電導度廃液処理系
は処理対象とする廃液の放射能濃度を高く見積もってお
らず、放射能濃度の高い廃液を処理すると該処理系での
放射能保持量が増大し運転時および点検時の作業者の被
曝が問題となるからである。しかし、だからといって、
原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄化系の廃樹脂・廃ス
ラッジから除去された前記の比較的放射能濃度の高い同
伴水を処理するための廃液処理系を別設することは不経
済である。Conventionally, in the case of condensate purification waste resin, the entrained water removed has a low conductivity and a relatively low radioactivity concentration. It has been processed by the processing system. On the other hand, in the case of waste resin and waste sludge in the reactor water purification system and fuel storage pool purification system with relatively high radioactivity concentration, the entrained water (transfer water and dewatered separated water) removed from them However, since the conductivity is low but the radioactivity concentration is relatively high, it is inconvenient to treat this as a waste liquid as it is in a low conductivity waste liquid treatment system. This is because the low-conductivity waste liquid treatment system is designed for low-concentration radioactive liquid waste, which mainly consists of equipment drains generated during operation of the plant. This is because if the system is to treat a waste liquid having a high radioactivity concentration, the processing performance (removal performance of radioactivity) of a waste liquid having a low radioactivity concentration is reduced. Also, the low-conductivity waste liquid treatment system does not highly estimate the radioactivity concentration of the waste liquid to be treated. This is because exposure of the worker at the time becomes a problem. But that's why
It is uneconomical to separately install a waste liquid treatment system for treating the above-mentioned associated water having a relatively high radioactivity concentration removed from waste resin and waste sludge in a reactor water purification system or a fuel storage pool purification system. .
【０００９】よって、前記廃樹脂・廃スラッジから除去
された同伴水を従来の低電導度廃液処理系の如き低放射
能濃度廃液処理系で処理可能にすることが本発明の解決
しようとする課題の第１である。Accordingly, an object of the present invention is to enable the entrained water removed from the waste resin and waste sludge to be treated by a low-concentration waste liquid treatment system such as a conventional low-conductivity waste liquid treatment system. Is the first.
【００１０】課題の第２は、同伴水を除去した後の廃樹
脂・廃スラッジを固形化処理して得られた放射性廃棄物
固化体の放射能濃度の測定に関する。放射性廃棄物固化
体は、最終処分場への移送前に、その内部に含まれてい
る核種別放射能濃度の測定が義務づけられている。かか
る測定には、一般に、スケーリングファクター法と呼ば
れる推定方法が用いられている。この方法は、廃棄物中
の放射性核種別の濃度の間に経験的に既知の相関関係が
あることを用いて、あるキー核種（一般にはＣｏ60およ
びＣｓ137 ）の濃度を測定し、測定の難しい他の放射性
核種の濃度は事前に測定調査しておいたスケーリングフ
ァクター（係数）を上記キー核種の濃度の測定値に乗じ
ることにより求めるという手法である。The second problem relates to the measurement of the radioactivity concentration of the solidified radioactive waste obtained by solidifying the waste resin and waste sludge after removing the entrained water. Before transferring the solidified radioactive waste to the final disposal site, it is mandatory to measure the radionuclide concentration contained in the radioactive waste. For such measurement, an estimation method called a scaling factor method is generally used. This method uses the empirically known correlation between the concentrations of radionuclides in waste to determine the concentration of certain key nuclides (typically Co 60 and Cs 137 ) and In this method, the concentration of another difficult radionuclide is determined by multiplying the measured value of the concentration of the key nuclide by a scaling factor (coefficient) measured and investigated in advance.
【００１１】原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄化系か
らの廃樹脂・廃スラッジ中の核種別放射能濃度間の相関
関係、ひいてはスケーリングファクターの測定調査は、
貯蔵タンクでの貯蔵中に行われるのが従来一般的であ
る。ところが、本発明者らの検討によれば、固形化処理
設備にて前記同伴水を除去した後の廃樹脂・廃スラッジ
中の核種別放射能濃度間のバランスは、同伴水と共に一
部の放射性物質が持ち去られることにより、前記貯蔵タ
ンク中でのそれよりも崩れたものとなる。そのような放
射能濃度バランスの崩れた廃樹脂・スラッジを固形化処
理して得られた固化体に対してはスケーリングファクタ
ー法は適用できないことになる。何故なら、放射能のバ
ランスが崩れると、キー核種の濃度と測定の難しい核種
の濃度との比が変わりスケーリングファクター法が適用
できなくなってしまうからである。The correlation between the radionuclide concentrations in the waste resin and waste sludge from the reactor water purification system and the fuel storage pool purification system, and the measurement and investigation of the scaling factor, are as follows:
It is customary during storage in a storage tank. However, according to the study of the present inventors, the balance between the radionuclide concentrations in the waste resin and waste sludge after the removal of the entrained water in the solidification treatment facility, some radioactive together with the entrained water. As material is removed, it becomes more disrupted than in the storage tank. The scaling factor method cannot be applied to a solidified product obtained by solidifying such waste resin and sludge having an unbalanced radioactivity concentration. This is because if the radioactivity is out of balance, the ratio between the concentration of the key nuclide and the concentration of the nuclide that is difficult to measure changes, and the scaling factor method cannot be applied.
【００１２】放射能濃度のバランスが崩れた放射性廃棄
物固化体に対してはスケーリングファクター法の適用を
やめ、廃棄物固化体個々に放射能分析調査を実施してそ
の核種別放射能濃度を測定することが必要となるが、こ
れは分析コストが高価になること、分析時間が長くなる
ことから実用的ではない。The scaling factor method is no longer applied to the solidified radioactive waste having an imbalanced radioactive concentration, and the radioactive analysis is conducted on each solidified waste to measure the radionuclide radioactive concentration. However, this is not practical because the analysis cost is high and the analysis time is long.
【００１３】よって、除去された同伴水に放射性核種の
一部が移行したことによって生じた放射能濃度のバラン
スの崩れを修復し、前記の固化体の放射能濃度の測定に
スケーリングファクター法を適用可能にすることが、本
発明の解決しようとする課題の第２である。Therefore, the imbalance in the radioactivity concentration caused by the transfer of a part of the radionuclides to the removed entrained water is restored, and the scaling factor method is applied to the measurement of the radioactivity concentration of the solidified body. Making it possible is the second problem to be solved by the present invention.
【００１４】[0014]
【課題を解決するための手段】前記課題の第１は、廃樹
脂・廃スラッジから除去した同伴水を、その中に含まれ
ている放射性物質を予め分離除去した後に、低放射能濃
度廃液処理系で処理することにより解決される。The first object of the present invention is to treat the entrained water removed from waste resin and waste sludge from radioactive substances contained therein beforehand, and then to treat low-concentration radioactive waste liquid. It is solved by processing in the system.
【００１５】また、前記課題の第２は、廃樹脂・スラッ
ジから除去された同伴水から、その中に含まれる放射性
物質を分離除去し、この分離除去した放射性物質と前記
同伴水除去後の廃樹脂・スラッジとを混合して固形化処
理することにより解決される。A second object of the present invention is to separate and remove radioactive substances contained in the entrained water removed from the waste resin and sludge, and to separate the separated and removed radioactive substances from the wastewater after the entrained water is removed. The problem is solved by mixing with resin and sludge for solidification treatment.
【００１６】[0016]
【作用】原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄化系からの
スラリー状廃樹脂・廃スラッジから除去した同伴水（移
送水及び脱水処理による分離水）中の放射能は、各種調
査の結果、イオン成分として存在するものは少なく、ほ
とんどがクラッドとして存在していることが分かった。
これは、廃樹脂（使用済イオン交換樹脂）の場合には、
イオン成分はイオン交換樹脂に吸着されていて同伴水の
方には移行しないこと、また廃スラッジ（使用済濾過助
材のパルプ繊維等）の場合には、イオン成分を除去する
性能を有していないためイオン性放射性核種は該廃スラ
ッジ中には元々ないことによるものと考えられる。本発
明では、これら廃樹脂・廃スラッジから除去した同伴水
（移送水、脱水分離水等）を、その中に含まれている放
射成分であるクラッドを予め分離除去した後、低電導度
廃液処理系等の低放射能濃度廃液処理系で処理する。但
し、同伴水に多量のイオン性放射性核種が含有されてい
る場合には、同伴水からイオン交換等によりイオン性放
射性核種をも除去してから、低電導度廃液処理系へ送る
必要が有る。[Action] The radioactivity in the entrained water (transferred water and water separated by dehydration) removed from slurry waste resin and waste sludge from the reactor water purification system and fuel storage pool purification system was determined by ion It was found that only a few components existed, and most existed as cladding.
This is for waste resin (used ion exchange resin)
The ion component is adsorbed by the ion exchange resin and does not migrate to the entrained water. In the case of waste sludge (pulp fiber used as a filter aid, etc.), it has the ability to remove the ion component. It is considered that no ionic radionuclide was originally present in the waste sludge because it was not present. In the present invention, the entrained water (transfer water, dewatered separated water, etc.) removed from the waste resin and waste sludge is separated and removed in advance from the cladding, which is a radiant component contained therein, and then treated with low conductivity waste liquid. Treat with low radioactive concentration waste liquid treatment system. However, when the accompanying water contains a large amount of ionic radionuclide, it is necessary to remove the ionic radionuclide from the accompanying water by ion exchange or the like, and then send it to the low-conductivity waste liquid treatment system.
【００１７】また、このようにして同伴水から分離除去
した放射性成分を、同伴水除去後の廃樹脂・廃スラッジ
を固形化処理する時にこれと混合することにより、廃棄
物固化体の放射能バランスを回復することができる。す
なわち、同伴水除去時に同伴水中に移行した放射性成分
を、再び、その発生源であった廃樹脂・廃スラッジ側に
戻して固形化処理を行うのである。Further, the radioactive component separated and removed from the entrained water in this way is mixed with the waste resin and waste sludge after the entrained water is removed when the solidified treatment is performed, whereby the radioactivity balance of the solidified waste is reduced. Can be recovered. That is, the radioactive component transferred into the entrained water at the time of removal of the entrained water is returned to the waste resin / waste sludge side, which is the source of the radioactive component, to perform the solidification treatment.
【００１８】以上のようにすることにより、現行の低電
導度廃液処理系の設備を、その仕様をほとんど変更する
必要なしに、除去された比較的放射能濃度の高い同伴水
の処理に利用することが可能となり、また、得られた放
射性廃棄物固化体の核種別放射能濃度の測定にスケーリ
ングファクター法を適用することが可能となる。As described above, the equipment of the existing low-conductivity waste liquid treatment system can be used for the treatment of the removed water having a relatively high radioactivity concentration without having to change its specifications. In addition, the scaling factor method can be applied to the measurement of the radionuclide radioactivity concentration of the obtained solidified radioactive waste.
【００１９】[0019]
【実施例】図１に本発明の１実施例を示す。貯蔵タンク
１に貯蔵されている原子炉水浄化系や燃料貯蔵プール浄
化系からの廃樹脂・スラッジを固形化処理設備側の受け
タンク２へ移送水を用いて約１０〜２０％程度の濃度の
スラリー状にて移送し、移送後の余剰になった移送水は
受けタンク２からオーバフローしてクラッド除去フィル
タ４に送られる。受けタンク２内の廃樹脂・スラッジを
脱水機３へ供給して脱水し、脱水後の廃棄物のみを重量
計量器６で計量して混練固化処理装置９へ供給し、ここ
で添加水タンク７および固化材タンク８から供給された
添加水および固化材と混練した後、ドラム缶１０に注入
して固化させて固化体とする。一方、脱水機３で分離さ
れた分離水はクラッド除去フィルタ４に送られる。クラ
ッド除去フィルタ４では、上記の移送水および脱水分離
水からクラッドを除去し、それによって放射能濃度の低
減された水は低電導度廃液処理系等の低放射能濃度廃液
処理系へ移送されて処理される。クラッド除去フィルタ
４で除去されたクラッドはフィルタ４の逆洗により逆洗
水受けタンク５へ受け入れられて貯蔵ないしは別途処理
される。FIG. 1 shows an embodiment of the present invention. Waste resin and sludge from the reactor water purification system and the fuel storage pool purification system stored in the storage tank 1 are transferred to the receiving tank 2 of the solidification treatment facility at a concentration of about 10 to 20% using transfer water. It is transferred in a slurry state, and the excess transfer water after the transfer overflows from the receiving tank 2 and is sent to the clad removing filter 4. The waste resin / sludge in the receiving tank 2 is supplied to the dehydrator 3 for dehydration, and only the dewatered waste is measured by the weighing device 6 and supplied to the kneading and solidifying apparatus 9 where the added water tank 7 is supplied. After kneading with the added water and the solidified material supplied from the solidified material tank 8, the mixture is poured into the drum 10 and solidified to form a solidified body. On the other hand, the separated water separated by the dehydrator 3 is sent to the clad removing filter 4. In the clad removing filter 4, the clad is removed from the transfer water and the dewatered and separated water, whereby the water having a reduced radioactivity concentration is transferred to a low-concentration waste liquid treatment system such as a low-conductivity waste liquid treatment system. It is processed. The clad removed by the filter 4 is received by the backwashing water receiving tank 5 by backwashing of the filter 4 and stored or separately processed.
【００２０】前記脱水後の廃棄物の固形化処理には、図
１に示した混練固化処理装置９に限らず、公知の全ての
減容固形化処理装置１１を一般的に適用できる。図２は
このような一般的な場合について示したものである。The solidification treatment of the dewatered waste is not limited to the kneading and solidifying treatment apparatus 9 shown in FIG. 1, but all known volume reducing solidification treatment apparatuses 11 can be generally applied. FIG. 2 shows such a general case.
【００２１】図３は、図１に示すクラッド除去フィルタ
４で除去されたクラッドを含む逆洗水を、固形化処理時
の添加水として利用する実施例を示す。本実施例では、
前記脱水後の廃棄物の固形化処理に当たって、逆洗水受
けタンク５から所定量のクラッドスラリーを混練固化処
理装置９へ添加水として供給して廃棄物および固化材と
混練した後にドラム缶１０に注入して固化体とする。こ
れにより、同伴水の方へ移行していた放射性クラッドを
廃棄物側に戻し、固化体の放射能濃度バランスの崩れを
防ぐことができる。FIG. 3 shows an embodiment in which the backwash water containing the clad removed by the clad removing filter 4 shown in FIG. 1 is used as added water during the solidification treatment. In this embodiment,
In the solidification treatment of the waste after the dehydration, a predetermined amount of the clad slurry is supplied from the backwash water receiving tank 5 to the kneading and solidifying treatment device 9 as added water, kneaded with the waste and the solidified material, and then injected into the drum 10. To make a solid. As a result, the radioactive clad that has migrated to the entrained water can be returned to the waste side, and the radioactivity concentration balance of the solidified body can be prevented from being lost.
【００２２】図４は、クラッド除去フィルタ４で分離し
たクラッドを、脱水後の廃棄物と混ぜて固形化処理する
ことにより放射能濃度バランスの崩れを防ぐように配慮
した図３の処理システムの更に一般的な場合を示したも
のである。FIG. 4 shows a further processing system of FIG. 3 in which the clad separated by the clad removing filter 4 is mixed with dewatered waste and solidified to prevent the collapse of the radioactivity concentration balance. This shows a general case.
【００２３】図１〜図４において、貯蔵タンク１から移
送された廃樹脂・スラッジから分離除去した同伴水（移
送後の余剰になった移送水および脱水機３による分離
水）中に放射性成分としてクラッドの他にイオンも含ま
れている場合には、クラッド除去フィルタ４の他にイオ
ン成分の除去装置（図示せず）を設けることにより、低
電導度廃液処理系への放射能移行量を更に低減できる。
クラッド除去フィルタ４は、移送水の処理と脱水分離水
の処理とに兼用する例を示したが、これら夫々に対して
別のクラッド除去フィルタを用いることも可能である。
また、低電導度廃液処理系で処理された水は、再度、移
送水として使用し得る。In FIGS. 1 to 4, radioactive components are included in entrained water (excess transported water after transfer and water separated by dehydrator 3) separated and removed from waste resin and sludge transferred from storage tank 1. When ions are contained in addition to the cladding, an ion component removing device (not shown) is provided in addition to the cladding removing filter 4 to further increase the amount of radioactivity transferred to the low-conductivity waste liquid treatment system. Can be reduced.
Although the example in which the clad removal filter 4 is used for both the treatment of the transfer water and the treatment of the dewatered separated water has been described, another clad removal filter may be used for each of these.
Further, the water treated in the low-conductivity waste liquid treatment system can be used again as transfer water.
【００２４】[0024]
【発明の効果】従来貯蔵タンクに貯蔵されていた原子炉
水浄化系や燃料プール浄化系からの比較的放射能濃度が
高い廃樹脂・スラッジを固形化処理する場合において、
該廃樹脂・スラッジから分離除去した同伴水を、従来の
低放射能濃度廃液処理設備で、新たな負荷を掛ける事無
く、処理することが可能となる。In the case of solidifying waste resin and sludge having a relatively high radioactivity concentration from a reactor water purification system or a fuel pool purification system conventionally stored in a storage tank,
The entrained water separated and removed from the waste resin and sludge can be treated by a conventional low-radioactive-concentration waste liquid treatment facility without applying a new load.
【００２５】また、廃棄物固化体の最終埋設処分上必要
とされる放射能濃度の測定においても、前記分離除去さ
れた同伴水から、その中に移行した放射性成分を取り出
してこれを該同伴水除去後の廃棄物の固形化処理の際に
該廃棄物側に戻すことによって、廃棄物固化体の放射能
濃度バランスの崩れを防ぎ、これにより、従来使用され
ているスケーリングファクター法を用いて固化体の核種
別放射能濃度の推定が可能となる。In the measurement of the radioactivity concentration required for the final disposal of the solidified waste, the radioactive components transferred into the separated and removed entrained water are taken out of the entrained water. By returning the waste to the waste at the time of solidification treatment after the removal, it is possible to prevent the radioactivity concentration balance of the solidified waste from being lost, thereby solidifying using the scaling factor method conventionally used. It is possible to estimate the radionuclide concentration of the body.
【図１】本発明の一実施例のシステムフロー図。FIG. 1 is a system flow diagram of an embodiment of the present invention.
【図２】図１において廃棄物の固形化処理装置として、
一般的な減容固形化処理装置を用いた場合の図。FIG. 2 shows an apparatus for solidifying waste in FIG.
FIG. 3 is a diagram when a general volume reduction solidification processing device is used.
【図３】図１のシステムにおいて、除去した同伴水から
放射性成分を分離して廃棄物に戻すことにより放射能濃
度バランスの崩れを防止するようにした実施例のシステ
ムフロー図。FIG. 3 is a system flow diagram of an embodiment in which a radioactive component is separated from removed entrained water and returned to waste in the system of FIG. 1 to prevent the radioactivity concentration balance from being disrupted.
【図４】図３において廃棄物の固形化処理装置として、
一般的な減容固形化処理装置を用いた場合の図。FIG. 4 shows a waste solidification treatment apparatus in FIG.
FIG. 3 is a diagram when a general volume reduction solidification processing device is used.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｆ 9/16 ５２１ Ｇ２１Ｆ 9/16 ５２１Ｃ (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21F 9/04 G21F 9/06 G21F 9/16 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continued on the front page (51) Int.Cl. 7 identification code FI G21F 9/16 521 G21F 9/16 521C (58) Fields investigated (Int. Cl. 7 , DB name) G21F 9/04 G21F 9 / 06 G21F 9/16
Claims (3)
から同伴水を除去し、同伴水除去後の廃樹脂・廃スラッ
ジを固形化処理し、他方、上記除去された同伴水を、そ
の中に含まれる放射性成分を分離除去した後に、廃液処
理系にて処理することを特徴とする、放射性廃樹脂・廃
スラッジの固形化処理方法。1. An entrained water is removed from radioactive slurry waste resin and waste sludge, and the waste resin and waste sludge after the entrained water is removed is solidified. On the other hand, the removed entrained water is contained therein. A method for solidifying radioactive waste resin and waste sludge, comprising separating and removing radioactive components contained therein, and then treating the waste in a waste liquid treatment system.
から同伴水を除去し、該除去された同伴水からその中に
含まれる放射性成分を分離除去し、この分離除去した放
射性成分と前記同伴水除去後の廃樹脂・廃スラッジとを
混合して固形化処理し、他方、前記放射性成分の分離除
去後の同伴水を廃液処理系にて処理することを特徴とす
る、放射性廃樹脂・廃スラッジの固形化処理方法。2. An entrained water is removed from radioactive slurry waste resin and waste sludge, a radioactive component contained therein is separated from the removed entrained water, and the separated radioactive component and the entrained water are separated. Radioactive waste resin and waste sludge characterized by mixing and solidifying the waste resin and waste sludge after removal, while treating the associated water after separation and removal of the radioactive components in a waste liquid treatment system. Solidification treatment method.
から同伴水を除去し、該除去された同伴水からその中に
含まれる放射性クラッドをクラッド除去フィルタで分離
除去し、該放射性クラッド分離除去後の同伴水を廃液処
理系にて処理し、他方、前記クラッド除去フィルタの逆
洗に用いた放射性クラッド含有逆洗水と固化材と前記同
伴水除去後の廃樹脂・廃スラッジとを混練して固形化処
理することを特徴とする、放射性廃樹脂・廃スラッジの
固形化処理方法。3. The entrained water is removed from the radioactive slurry waste resin and waste sludge, and the radioactive clad contained therein is separated and removed from the removed entrained water by a clad removing filter. The entrained water is treated in a waste liquid treatment system, and on the other hand, the radioactive clad-containing backwash water used for backwashing the clad removal filter, the solidifying material, and the waste resin and waste sludge after the entrained water removal are kneaded. A method for solidifying radioactive waste resin and waste sludge, comprising solidifying.
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