JP4132182B2

JP4132182B2 - Method and apparatus for treating radioactive liquid waste

Info

Publication number: JP4132182B2
Application number: JP03783598A
Authority: JP
Inventors: 政宣杉澤; 英夫西田
Original assignee: Kobe Steel Ltd
Current assignee: Kobe Steel Ltd
Priority date: 1998-02-19
Filing date: 1998-02-19
Publication date: 2008-08-13
Anticipated expiration: 2018-02-19
Also published as: JPH11237495A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は放射性廃液の処理方法とその装置、さらに詳しくは、原子力プラントから発生する高塩濃度の低放射性廃液を処理するための方法とその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
一般に、原子力プラントで発生する高濃度の塩を含む放射性核種は、ｐＨ調整等を行い、放射性核種の溶解濃度を下げて析出させた後に、沈殿やろ過を行うことにより、除去されている。
【０００３】
しかし、この操作においても放射性核種の一部は除去されず、放射性核種が分離されず液に溶解した状態で残留する。
【０００４】
従って、ろ過した液についても、低放射性廃棄物として別途処理を行う必要がある。
【０００５】
そこで、このような問題を解決するために、たとえば電気分解法により、上記のような放射性廃液を処理する試みもなされている。
【０００６】
しかし、電気分解法では、陽イオン交換膜、或いは陽イオン交換膜／陰イオン交換膜一対に対して陽電極・陰電極が１枚ずつ必要である。
【０００７】
また陽極側は、各種の酸となるので、これらの酸に対して耐性のある電極が必要となる。
【０００８】
さらに、電気分解法によれば、電極の数が多いので電極電圧が高くなるという問題がある。
【０００９】
さらに、電極の数が多いので、Ｈ₂、Ｏ₂の発生が多いという問題点もある。
【００１０】
このような電気分解法に対し、たとえばバイポーラ膜による電気透析法を利用すれば、上記のような電気分解法の問題点も解消できると考えられ、そのような観点から、たとえば特開平８−240695号公報所載の発明もなされている。
【００１１】
この発明の処理方法は、低放射性核種を含む中性塩排水を従来行われているように、ｐＨ調整等を行い放射性核種の溶解濃度を下げた後に、沈殿や濾過を行って処理し、放射性核種を除去した液をバイポーラ膜電気透析で処理を行い、酸とアルカリを回収する方法である。
【００１２】
しかし、現実には、原子力プラントから発生する低放射性廃液中にはキレート剤、界面活性剤、有機溶剤等の有機成分が含まれていることが多く、この影響によりｐＨ調整後の沈殿・濾過によっても放射性核種が十分に除去されないという問題がある。
【００１３】
すなわち、このように十分に放射性核種が除去されなかった廃液をバイポーラ膜電気透析で処理して酸、アルカリを回収した場合、放射性核種の多くは脱塩中に残留することとなる。
【００１４】
このような放射性核種の残留は、比較的塩濃度の低い廃液を処理した場合と、高い廃液を処理した場合とで、異なった問題を発生させる。
【００１５】
先ず、比較的塩濃度の低い廃液を処理した場合の問題点について説明するが、一般のバイポーラ膜電気透析装置の運転はこの条件下で行われる。
【００１６】
すなわち、一般のバイポーラ膜電気透析方法の詳細を説明すると、図３に示すように、原液貯留槽21から中性塩ライン22の途中に設けられた中性塩循環槽23へ、中性塩廃液が断続的に導入され、また後述の中性塩ライン22で得られる脱塩水も導入され、中性塩循環槽23内の溶液は所定の塩濃度（略一定値）になるように調整される。
【００１７】
それは、塩濃度が電気透析の効率及びイオン交換膜の損傷に大きな影響を及ぼすからである。
【００１８】
上記塩濃度調整された中性塩循環槽23内の溶液は、中性塩ライン22により電気透析装置24に導入されて循環される。
【００１９】
該循環溶液は電気透析され、酸ライン25には酸成分、アルカリライン26にはアルカリ成分が、それぞれ分離して得られる。
【００２０】
一方、中性塩ライン22には、脱塩水が得られ、該脱塩水は中性塩循環槽23へ導入され、前記塩濃度調整に使用される。
【００２１】
尚、余分の脱塩水は、オーバーフローさせて脱塩水槽27へ導入され、該脱塩水はそのまま公共水域へ放流される。
【００２２】
この場合、処理された中性塩廃液の脱塩液が発生する。
【００２３】
通常の排水の場合には、この脱塩液を公共下水等に放流することは、水質基準を満足すれば可能である。
【００２４】
しかし原子力プラントから発生する低濃度放射性核種を含む廃液に由来する脱塩水の場合、この脱塩液には放射性核種が残留しており、２次廃液として扱われるため、公共下水に放流することができず、たとえばコンクリート固化等の処理が必要となる。
【００２５】
一方、比較的塩濃度の高い廃液を処理する場合の問題点について説明する。
【００２６】
一般のバイポーラ電気透析法は、図３に示すように、中性塩循環槽23への中性塩廃液の断続的導入、及び脱塩水の循環、導入により、槽内の溶液の塩濃度調整が行われるので、中性塩廃液の塩濃度が比較的高い場合は、槽内の溶液の液量が次第に減少して水位が低下し、最終的には中性塩ライン22への導入・循環用溶液が無くなり、そのため処理しようとする中性塩廃液が残っているのに、運転ができなくなるという問題点がある。
【００２７】
たとえば中性塩廃液が40％ＮａＮＯ₃、中性塩循環槽23内の溶液の所定塩濃度を５％とし、今電気透析装置24に10kg（ＮａＮＯ₃：500g、Ｈ₂Ｏ：9.5kg)が導入され、中性塩ライン22を循環したとする。
【００２８】
この導入時点より15ＨＡの電気量を通電した後には、アルカリライン26にＮａ⁺：69g 、Ｈ₂Ｏ：363gが移行、酸ライン25にＮＯ₃ ^-：186g、Ｈ₂Ｏ：363gが移行した結果、ＮａＮＯ₃：255g、Ｈ₂Ｏ：726gが電気透析で消費されたことになる。
【００２９】
また、これはＮａＮＯ₃として濃度換算すると26％であるので、５％ＮａＮＯ₃からＮａＮＯ₃が26％に濃縮され引き抜かれたことになる。
【００３０】
この結果、一方では9.019kg の脱塩水が中性塩循環槽23に残ることとなる。
【００３１】
このとき、中性塩廃液の導入がなければ、槽内の溶液は脱塩水で希釈され、2.7 ％となる。
【００３２】
そこで、40％の中性塩廃液を導入添加し、５％になるように調整すると、中性塩循環槽23内の溶液量は、9.607kg(ＮａＮＯ₃：480g、Ｈ₂Ｏ：9.127kg)になり、前記電気透析前での10kgより減少する。
【００３３】
このことからわかるように、さらに溶液を電気透析装置24に導入し、電気透析を続けると、その進行に応じて次第に中性塩循環槽23内の溶液量が次第に減少して水位が低下し、最終的には槽内の溶液が無くなり、その結果、連続運転ができなくなる。
【００３４】
また、この槽内では、放射性核種が濃縮されるので、実際に運転を行った場合には、槽内の溶液がなくなる前にこれらの放射性核種が溶解濃度を上回り、析出し、膜を汚染する問題も含んでいる。
【００３５】
このように水位低下を生じる理由は、上記例からもわかるように、中性塩循環槽23内に導入される中性塩廃液の塩濃度が、前記電気透析で消費されたＮａＮＯ₃−Ｈ₂Ｏの濃度換算値（前記例では26％）のごとく、電気透析で消費された塩の濃度換算値（以下、消費塩濃度という）より高いことに基づくものであり、両者の塩濃度の差が大きい程、この水位低下の速度は大きい。
【００３６】
尚、両者の塩濃度が等しい場合は、水位低下を生じない。しかし、水位は低下しない場合でも、放射性核種は濃縮され、最終的には析出し、膜を汚染することは同様である。
【００３７】
また、塩濃度の低い廃液を処理する場合、上述のように放射性核種を含む脱塩液が発生し、この液の処理が問題となる。
【００３８】
そして脱塩液が発生する理由は、塩濃度の高い廃液を処理する場合とは逆に電気透析で消費される塩（上記塩濃度の高い廃液を処理する場合ではＮａＮＯ₃)の濃度換算値より処理液の濃度が低いためで、水が余剰となるためである。
【００３９】
上述のような電気透析で消費される塩の濃度換算値は一般的な数値を例として上げているが、実際は回収する酸、アルカリの濃度や使用する膜の種類により変わってくる。
【００４０】
このことを利用して、脱塩液を無くしたり減少させることは技術的に可能である。
【００４１】
すなわち、回収する酸、アルカリの濃度と各種膜における水の移動量を調査し、処理液中の水が酸及びアルカリに移動しやすい陰イオン交換膜及び陽イオン交換膜を選択することにより、脱塩液の発生量をコントロールできる。
【００４２】
このような回収酸、アルカリ濃度と膜の選択により、低塩濃度の廃液を脱塩液発生させない電気透析の短期間の運転は可能であるが、この状況は塩濃度の高い廃液を処理する場合と同じ状況になり、最終的に運転が不可能になる。
【００４３】
【発明が解決しようとする課題】
本発明は、上記のような問題点を解決するためになされたもので、原子力プラントから発生する高塩濃度の低放射性廃液を処理することにより、再利用可能な酸とアルカリを回収し、放射性廃液の減溶化を図ることを課題とするものである。
【００４４】
【課題を解決するための手段】
本発明は、このような課題を解決するために、放射性廃液の処理方法とその装置としてなされたもので、放射性廃液の処理方法としての特徴は、原子力プラントで発生し、放射性核種としてＣｏ、Ｒｕが含有されているとともに、ＮａＮＯ ₃ 、キレート剤が含有された放射性廃液を、バイポーラ膜５、陽イオン交換膜７、陰イオン交換膜６、酸ライン１０、アルカリライン１２、中性塩ライン８を備えた電気透析装置４で処理する放射性廃液の処理方法であって、前記放射性廃液を前記電気透析装置４へ供給し、該酸ライン１０、アルカリライン１２、中性塩ライン８で酸、アルカリ、及び中性塩をそれぞれ循環させ、該電気透析装置４での脱塩処理によって得られる脱塩液中で、前記放射性廃液中に含まれる放射性核種を前記中性塩ライン（８）に残存させることによって該放射性核種を濃縮し、放射性核種が濃縮された脱塩液を排出することにより、処理すべき放射性廃液を減容化させるとともに、再利用可能な酸とアルカリを回収することにある。
【００４６】
この場合、処理する液の組成及び回収する酸、アルカリの組成に応じて使用する膜を交換することにより、不必要な脱塩液の排出を押さえ、最小限度の排出液中に放射性核種を濃縮させ排出することも可能である。
【００４７】
また、電気透析装置４に具備されたバイポーラ膜、陽イオン交換膜、陰イオン交換膜としては、焼却可能な炭化水素系の膜を使用することが好ましい。
【００４８】
さらに、放射性廃液の処理装置の特徴は、バイポーラ膜５、陽イオン交換膜７、陰イオン交換膜６、酸ライン１０、アルカリライン１２、中性塩ライン８を備えた電気透析装置４を具備する、原子力プラントで発生し、放射性核種としてＣｏ、Ｒｕが含有されているとともに、ＮａＮＯ ₃ 、キレート剤が含有された放射性廃液の処理装置であって、該酸ライン１０、アルカリライン１２、中性塩ライン８は、それぞれ酸、アルカリ、及び中性塩を循環させるように構成され、且つ前記電気透析装置４での脱塩処理によって得られる脱塩液中で、放射性廃液に含まれる放射性核種が濃縮されるように構成され、しかも、放射性廃液中に含まれる放射性核種が濃縮された脱塩液を排出する排出部が、前記中性塩ライン８に設けられてなることにある。
【００４９】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態について説明する。
先ず、一実施形態としての放射性廃液の処理装置の構成について説明する。
【００５０】
図１において、１は原液としての放射性廃液を貯留するための原液貯留槽で、中性塩循環槽２に接続されている。
【００５１】
また、この中性塩循環槽２には、廃液希釈用の水を貯留する原液希釈用水貯留槽３も接続されている。
【００５２】
４は、前記中性塩循環槽２から供給される被処理液を電気透析するための電気透析装置で、図２に示すようにバイポーラ膜５、陰イオン交換膜６、陽イオン交換膜７を備えた構成からなり、図１に示すように電気透析装置４に中性塩ライン８を介して前記中性塩循環槽２に接続されている。
【００５３】
図２において、15a,15b は電極液ライン、16,17 はそれぞれ陽電極及び陰電極を示す。
【００５４】
９は、前記電気透析装置４から回収される酸を循環させるための酸循環槽で、酸ライン10を介して前記電気透析装置４に接続されている。
【００５５】
11は、前記電気透析装置４から回収されるアルカリを循環させるためのアルカリ循環槽で、アルカリライン12を介して前記電気透析装置４に接続されている。
【００５６】
13は、前記アルカリ循環槽11へ水を注入するための注入用水槽、14は、該アルカリ循環槽11から溢流するアルカリを貯留するためのアルカリ貯留槽を示す。
【００５７】
18,19 は、放射性核種を排出するための排出部で、一方の排出部18は、中性塩循環ライン８に設けられ、他方の排出部19は、中性塩循環槽２に設けられている。
【００５８】
次に、上記のような構成からなる放射性廃液の処理装置で、放射性廃液を処理する方法について説明する。
【００５９】
先ず、原液貯留槽１に貯留された原液としての放射性廃液を、中性塩循環槽２に供給する。
【００６０】
この中性塩循環槽２には、原液希釈用水貯留槽３から水をも供給し、原液としての放射性廃液を希釈して、その放射性廃液の濃度を調製する。
【００６１】
次に、濃度調製された放射性廃液は、中性塩ライン８から電気透析装置４へ供給される。
【００６２】
この電気透析装置４で、硝酸ナトリウム（ＮａＮＯ₃）を含有する廃液は、酸とアルカリとに分離され、さらに中性塩は、中性塩ライン８を循環する。
【００６３】
これを詳細に説明すると、電気透析装置４へ供給される中性塩（ＮａＮＯ₃）を含む溶液は、その電気透析装置４の中性塩ライン８を通過するが、このとき中性塩ライン８中のＮａＮＯ₃は、図２に示すようにＮａ⁺イオンとＮＯ₃ ^-イオンとに電離している。
【００６４】
そして、陽イオンであるＮａ⁺は陽イオン交換膜７を介してアルカリライン12側へ移動し、陰イオンであるＮＯ₃ ^-は陰イオン交換膜６を介して酸ライン10側へ移動する。
【００６５】
一方、バイポーラ膜５に接液するアルカリライン12と酸ライン10に存在する水の一部がバイポーラ膜５内部に浸透し、Ｈ⁺とＯＨ^-とに電離し、Ｈ⁺は陰極側に移動し、ＯＨ^-は陽極側に移動する。
【００６６】
従って、バイポーラ膜５内で電離したＨ⁺は、バイポーラ膜５の陽イオン交換側を介して酸ライン10側へ移動し、その酸ライン10において上記のようにして得られたＮＯ₃ ^-と結合してＨＮＯ₃が生成され、そのＨＮＯ₃が酸循環槽９に回収されるとともに、酸ライン10を循環する。
【００６７】
また、バイポーラ膜５内で電離したＯＨ^-は、バイポーラ膜５の陰イオン交換側を介してアルカリライン12側へ移動し、そのアルカリライン12において上記のようにして得られたＮａ⁺と結合してＮａＯＨが生成され、そのＮａＯＨがアルカリ循環槽11に回収されるとともに、アルカリライン12を循環する。
【００６８】
一方、中性塩ライン８では、原液中に含有されているＮａＮＯ₃が脱塩された状態で通過する。
【００６９】
中性塩ライン８において、Ｎａ⁺及びＮＯ₃ ^-はそれぞれアルカリライン12、酸ライン10に移動をし、ＮａＮＯ₃が消費されることにより濃度が低くなり、消費されなかったＮａＮＯ₃は、中性塩循環槽２に回収されるのである。
【００７０】
酸ライン10では再生されたＨＮＯ₃によりＨＮＯ₃溶液になり、アルカリライン12は、再生されたＮａＯＨによりＮａＯＨ溶液になる。
【００７１】
ところで、原子力プラントで発生する放射性廃液の場合、中性塩ライン８にはＮａＮＯ₃の他に、放射性核種であるＣｏ、Ｒｕ等が含有されており、これらの放射性核種に関し、電気透析装置４内では次のような作用が生ずる。
【００７２】
すなわち、中性塩ライン８を流れる被処理液中に、Ｃｏ²⁺が含有された状態で電気透析装置４に通電した場合、Ｃｏ²⁺は陰極側に引かれ陽イオン交換膜７を通過し、アルカリライン12に移動するはずである。
【００７３】
しかし、実際には複数の陽イオンが存在する場合には、移動速度に差が生ずる。
【００７４】
この差が生ずる理由としては、先ず分子の大きさが考えられる。すなわち、分子が小さい方が膜を通過し易い。
【００７５】
またイオンとしての解離度が高い方が移動し易いことも一般的に知られている。そして、イオンの価数によっても移動挙動は異なり、このことを利用し１価のイオンだけを選択的に通過させる膜も一般的に知られている。
【００７６】
さらに、原子力プラントから発生する廃液中には多くの場合、キレート剤が混入していることがある。
【００７７】
このような状況では、放射性核種の極性が変化している可能性がある。
【００７８】
このような放射性核種は、たとえ直流電流を通電しても元来の挙動を示さず、アルカリライン12へ移動し難くなり、他の陽イオンが優先的にアルカリライン12に移動を行う。
【００７９】
上記のように、解離度及び分子の大きさに起因するイオンの移動速度の差、及び放射性核種がキレート剤により極性を失っていること等の理由により、放射性核種は中性塩ライン８に残る。
【００８０】
一方、このラインからは、Ｎａ⁺とＮＯ₃ ^-が各々アルカリライン12及び酸ライン10に移動する。
【００８１】
このとき、ともに水が移動を行うため、結果的に放射性核種の濃度が高くなる。
【００８２】
そして、濃縮された放射性核種は、２次廃液として定期的又は連続的に脱塩液を引き抜くことで、別途処理設備に移送される。
【００８３】
このとき、移送を行うのにポンプ等の動力を利用するか、自然流下にするかは設置条件により選定する。
【００８４】
間欠的に排出するか、連続的に排出するかは、排出先の処理施設等の条件により決まる。
【００８５】
また、本実施形態の装置で回収した酸とアルカリは、施設内で再利用する。
【００８６】
上述のように、本実施形態においては、中性塩循環槽２内に、中性塩廃液を断続的に導入し、また中性塩循環槽２に断続的に水を添加するようにしているので、中性塩廃液は添加水で希釈されながら導入されることとなる。
【００８７】
この希釈の程度は自由に変えられる。
【００８８】
それ故に、上記希釈されながら導入される中性塩廃液の塩濃度は、概ね消費塩濃度の水準にし得る。
【００８９】
従って、該両者の塩濃度を常時確実に等しくすることができ、そのため水位低下を確実に防止し得ることとなる。
【００９０】
尚、上記の希釈されながら導入される中性塩廃液の塩濃度とは、導入される中性塩廃液と添加される水とが混合されたとした場合に得られる混合体の塩濃度をいう。
【００９１】
ここで発生する中性塩廃液の塩濃度及び消費塩濃度が一定の場合には、比較的容易に両者の塩濃度を把握することができ、前記両者の塩濃度を常時確実に等しくすることができる。
【００９２】
従って、容易に水位低下の防止を図れることになる。
【００９３】
しかし、発生する中性塩廃液の塩濃度及び消費塩濃度は一定でない場合が多い。
【００９４】
この場合は、前記両者の塩濃度を常時確実に把握することが困難であるので、両者の塩濃度を常時確実に等しくして水位低下の防止を確実に達成することは容易ではない。
【００９５】
そこで、本実施形態では、中性塩循環槽２内へ中性塩廃液を断続的に導入し、また断続的に水を添加するだけでなく、さらに中性塩循環槽２内溶液の塩濃度調製を行い、且つ該槽内の溶液の液量の調整を行うようにしている。
【００９６】
ここで、上記中性塩循環槽２は、容量が小さいものでよく、容量が小さいと、水添加後の濃度が均一になり易く、槽内の正確な塩濃度を確認し得る。また水位は、比較的容易に把握し得る。
【００９７】
それ故に、中性塩循環槽２内の水位及び塩濃度を確実に確認しながら、水及び中性塩廃液を導入し得ることになる。
【００９８】
このとき、中性塩循環槽２に導入される中性塩廃液の塩濃度が消費塩濃度より大であれば、水位低下を生じ、この逆に小であれば、水位上昇を生じ、また両者の濃度が等しければ水位が一定となる。
【００９９】
これは、換言すると、中性塩循環槽２の水位及び塩濃度が一定であれば、前記両者の塩濃度が等しくなっていることを示している。
【０１００】
従って、槽内の水位及び塩濃度が一定となるように、水で希釈しながら中性塩廃液を導入すれば、前記両者の塩濃度を確実に等しくし得る。
【０１０１】
本実施形態では、上述のように、中性塩循環槽２内の水位及び塩濃度を確実に確認しながら、水及び中性塩廃液を導入し得るので、中性塩循環槽２内の水位及び塩濃度が一定となるように水で希釈しながら中性塩廃液を導入し得る。
【０１０２】
それ故に、前記両者の塩濃度を確実に等しくし得る。
【０１０３】
このように、前記両者の塩濃度を把握することなく、容易に両者の塩濃度を常時確実に等しくし得るので、発生する中性塩廃液の塩濃度及び消費塩濃度が一定でない場合においても、容易に水位低下の防止が図れるようになる。
【０１０４】
また、確実に水位低下を防止し得るので、水を余分に添加する必要がなく、そのため脱塩水のオーバフローを生じないようにする。
【０１０５】
尚、上記実施形態では、被処理液としてＮａＮＯ₃を含有する廃液を処理する場合について説明したが、廃液中に含有される中性塩の種類はこれに限定されるものではなく、これ以外の中性塩を含有する廃液の処理に適用することも可能である。
【０１０６】
要は、放射性廃液に適用されればよい。
【０１０７】
さらに、上記実施形態では、原液貯留槽１に原液としての放射性廃液を一旦貯留し、その原液を中性塩循環槽２に供給したが、このような原液貯留槽１を設けることは本発明に必須の条件ではなく、たとえば原子力プラントから供給される原水を原水貯留槽１に貯留せずに直接塩循環ライン８に供給することも可能である。
【０１０８】
さらに、上記実施形態では、放射性核種としてＣｏ²⁺が含有されている場合について説明したが、放射性核種の種類も該実施形態に限定されない。
【０１０９】
【実施例】
以下、本発明の実施例について説明する。
【０１１０】
本実施例では、表１に示す有機成分、キレート剤、コバルト、ルテニウムを含むＮａＮＯ₃溶液をバイポーラ膜電気透析装置で処理してＮａＯＨとＨＮＯ₃を回収した。
【０１１１】
【表１】

【０１１２】
使用した膜は陰イオン交換膜、陽イオン交換膜、バイポーラ膜ともに焼却が可能な炭化水素系の膜を使用した。
【０１１３】
また放射性廃液を処理することを想定して運転前に各膜にγ線を１×10⁵R照射する前処理を実施した。
【０１１４】
この値は低放射性廃液で考えると通常の100 年分程度の照射量となる。
【０１１５】
装置の運転は、次のようにして行った。
【０１１６】
〔運転準備〕
運転を開始する前に、次の準備を行った。
(1) 表１の原液を図１で示す原液貯留槽１に充填する。
(2) 水を原液希釈用水貯留槽３に充填する。
(3) 酸循環槽９に0.5mol/Lの硝酸を充填する。
(4) アルカリ循環槽11に0.5mol/Lの水酸化ナトリウム溶液を充填する。
(5) 原液と水を中性塩循環槽にそれぞれ原液貯留槽１、原液希釈用水貯留槽から導入し、ＮａＮＯ₃濃度を0.5mol/Lに調整する。
【０１１７】
〔運転開始〕
(1) 中性塩ライン８、酸ライン10、アルカリライン12にそれぞれ中性塩溶液、酸、アルカリを循環させる。
(2) 電気透析装置に直流電流を通電する。
(3) 中性塩循環槽の濃度と水位を感知し、自動的に原液と水を注入して濃度、水位を一定に保つ。
(4) 少量の脱塩水を排出部18から排出する。
【０１１８】
〔運転終了〕
酸循環槽及びアルカリ循環槽内の硝酸及び水酸化ナトリウムの濃度が各々3.3mol/Lになった時点で通電及び循環を停止する。
【０１１９】
〔実験結果〕
表２に示す組成で硝酸、水酸化ナトリウムが各々12.8L 、12.5L が電流効率60％で回収できた。
【０１２０】
【表２】

【０１２１】
引き抜いた脱塩液と中性塩循環槽に残った脱塩液は1L、使用した原液量は10L であった。
【０１２２】
以上の結果から、下記の事項が確認できた。
【０１２３】
焼却可能な炭化水素系の膜を使用して、
(1) ＴＢＰ、ＤＢＰ、酢酸アンモニウム等の有機成分、キレート剤であるＥＤＴＡ、放射性核種の代表金属であるコバルト、ルテニウムを含む硝酸ナトリウム溶液をバイポーラ膜電気透析装置で処理し硝酸と水酸化ナトリウムを回収することができた。
(2) 原液中に含まれるコバルト、ルテニウムは90％以上脱塩水中に含まれ排出された。（90％以上除去された。）
(3) パイポーラ膜電気透析は低放射廃液処理に適用できる。（γ線照射した膜を使用して硝酸ナトリウム溶液から硝酸、水酸化ナトリウムを回収できた。）
(4) 一定量の脱塩液を排出し運転することで膜のスケーリングなしで正常に運転することができた。
【０１２４】
【発明の効果】
叙上のように、本発明によって、放射性核種を含んだ２次廃液の発生量は最小限度に抑えることが可能になる。
【０１２５】
尚、このような方法により、放射性核種が含まれた２次廃液は最小量に抑えることができるが、放射性廃棄物としては、本発明の電気透析装置に使用された膜、すなわちバイポーラ膜、陰イオン交換膜、陽イオン交換膜についても同様なことがいえる。
【０１２６】
すなわち、膜にも寿命があり交換を必要とされ、このとき、たとえばフッ素系の素材からなる膜を使用していた場合に容易に焼却できず、放射性廃棄物となり、保管を行う必要が生ずる。
【０１２７】
この問題を解決するために使用する膜は焼却が容易な炭化水素系の膜を使用し、交換時に焼却処分することにより、放射性廃棄物の減溶化ができるという効果がある。
【図面の簡単な説明】
【図１】一実施形態としての放射性廃液の処理装置の概略ブロック図。
【図２】電気透析装置の内部構造を示す概略図。
【図３】従来の電気透析装置を具備した廃液処理装置の概略ブロック図。
【符号の説明】
１…原液貯留槽２…中性塩貯留槽
３…原液希釈用水貯留槽４…電気透析装置
５…バイポーラ膜６…陰イオン交換膜
７…陽イオン交換膜８…中性塩ライン
９…酸循環槽 10…酸ライン
11…アルカリ循環槽 12…アルカリライン
13…注入用水槽 14…アルカリ貯留槽
15a,15b …電極液ライン 16…陽電極
17…陰電極 18,19 …排出部[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention method for treating a radioactive liquid waste and its apparatus, and more particularly, to a method and apparatus for processing a low radioactive liquid waste high salt generated nuclear plant or, et al.
[0002]
[Prior art]
In general, the radionuclide containing a high concentration of salt generated in nuclear plant performs pH adjustment, after precipitated by lowering the concentration of dissolved radionuclides by performing sedimentation or filtration has been removed.
[0003]
However, even in this operation, part of the radionuclide is not removed, and the radionuclide remains in a state dissolved without being separated.
[0004]
Therefore, it is necessary to treat the filtered liquid separately as low radioactive waste.
[0005]
Therefore, in order to solve such a problem, an attempt has been made to treat the radioactive liquid waste as described above, for example, by electrolysis.
[0006]
However, in the electrolysis method, one positive electrode and one negative electrode are required for each cation exchange membrane or a pair of cation exchange membrane / anion exchange membrane.
[0007]
Moreover, since the anode side becomes various acids, an electrode resistant to these acids is required.
[0008]
Furthermore, according to the electrolysis method, there is a problem that the electrode voltage becomes high because of the large number of electrodes.
[0009]
In addition, since the number of electrodes is large, there is a problem that H ₂ and O ₂ are often generated.
[0010]
It is considered that the problems of the electrolysis method as described above can be solved if, for example, an electrodialysis method using a bipolar membrane is used for such an electrolysis method. From such a viewpoint, for example, JP-A-8-240695 The invention described in the gazette is also made.
[0011]
In the treatment method of the present invention, neutral salt effluent containing low-radioactive nuclides is treated with precipitation and filtration after pH adjustment etc. to lower the dissolved concentration of radionuclides, as in the past. In this method, the liquid from which the nuclide has been removed is treated by bipolar membrane electrodialysis to recover acid and alkali.
[0012]
However, in reality, nuclear plant or found in low radioactive liquid wastes generated chelating agents, surfactants, often contain organic components such as organic solvents, precipitation, after pH adjustment by this effect There is a problem that the radionuclide is not sufficiently removed even by filtration.
[0013]
That is, when the waste liquid from which the radionuclide has not been sufficiently removed is treated by bipolar membrane electrodialysis to recover acid and alkali, most of the radionuclide remains during desalting.
[0014]
Such residual radionuclides cause different problems depending on whether a waste liquid having a relatively low salt concentration is processed or a high waste liquid.
[0015]
First, a problem when a waste solution having a relatively low salt concentration is treated will be described. The operation of a general bipolar membrane electrodialyzer is performed under these conditions.
[0016]
That is, the details of a general bipolar membrane electrodialysis method will be described. As shown in FIG. 3, the neutral salt waste solution is transferred from the stock solution storage tank 21 to the neutral salt circulation tank 23 provided in the middle of the neutral salt line 22. Is introduced intermittently, and demineralized water obtained in the neutral salt line 22 described later is also introduced, and the solution in the neutral salt circulation tank 23 is adjusted to a predetermined salt concentration (substantially constant value). .
[0017]
This is because the salt concentration has a great influence on the efficiency of electrodialysis and the damage of the ion exchange membrane.
[0018]
The solution in the neutral salt circulation tank 23 with the salt concentration adjusted is introduced into the electrodialyzer 24 through the neutral salt line 22 and circulated.
[0019]
The circulating solution is electrodialyzed, and the acid component is obtained in the acid line 25 and the alkali component is obtained in the alkali line 26, respectively.
[0020]
On the other hand, demineralized water is obtained in the neutral salt line 22, and the demineralized water is introduced into the neutral salt circulation tank 23 and used for adjusting the salt concentration.
[0021]
The excess demineralized water is overflowed and introduced into the demineralized water tank 27, and the demineralized water is discharged into the public water area as it is.
[0022]
In this case, a desalted solution of the treated neutral salt waste solution is generated.
[0023]
In the case of normal drainage, it is possible to discharge this desalted solution to public sewage if the water quality standard is satisfied.
[0024]
However, in the case of demineralized water derived from liquid waste containing a low concentration radionuclides occurring nuclear plant or, et al, in the desalted solution has residual radionuclides, because they are treated as a secondary waste, which discharged into public sewerage For example, a concrete solidification process is required.
[0025]
On the other hand, problems when processing a waste liquid having a relatively high salt concentration will be described.
[0026]
In general bipolar electrodialysis, as shown in FIG. 3, the salt concentration of the solution in the tank can be adjusted by intermittently introducing the neutral salt waste liquid into the neutral salt circulating tank 23 and circulating and introducing the desalted water. Therefore, when the salt concentration of the neutral salt waste liquid is relatively high, the amount of solution in the tank gradually decreases and the water level decreases, and finally, for introduction / circulation to the neutral salt line 22 There is a problem that the solution cannot be operated because the solution is used up and the neutral salt waste liquid to be treated remains.
[0027]
For example, the neutral salt waste solution is 40% NaNO ₃ , the predetermined salt concentration of the solution in the neutral salt circulation tank 23 is 5%, and 10 kg (NaNO ₃ : 500 g, H ₂ O: 9.5 kg) is now supplied to the electrodialyzer 24. It is assumed that the neutral salt line 22 has been introduced and circulated.
[0028]
The after energization amount of electricity 15HA from the introduction point, Na ⁺ in an alkaline line _{26: 69g, H 2 O:} 363g migration, NO ₃ acid line ^{_{25 -: 186g, H 2 O}} : results 363 g has moved , NaNO ₃ : 255 g and H ₂ O: 726 g were consumed by electrodialysis.
[0029]
Also, because this is a 26% When the concentration calculated as NaNO _3, so that from 5% NaNO _₃ NaNO ₃ is withdrawn is concentrated 26%.
[0030]
As a result, on the other hand, 9.019 kg of demineralized water remains in the neutral salt circulation tank 23.
[0031]
At this time, if the neutral salt waste liquid is not introduced, the solution in the tank is diluted with demineralized water to 2.7%.
[0032]
Therefore, when 40% neutral salt waste liquid is introduced and adjusted to 5%, the amount of solution in the neutral salt circulation tank 23 is 9.607 kg (NaNO ₃ : 480 g, H ₂ O: 9.127 kg). It becomes less than 10 kg before the electrodialysis.
[0033]
As can be seen from this, when the solution is further introduced into the electrodialyzer 24 and electrodialysis is continued, the amount of the solution in the neutral salt circulation tank 23 gradually decreases as the progress proceeds, and the water level decreases. Eventually, the solution in the tank disappears, and as a result, continuous operation becomes impossible.
[0034]
Also, since radionuclides are concentrated in this tank, when actually operated, these radionuclides exceed the dissolved concentration, precipitate, and contaminate the film before the solution in the tank runs out. It also includes problems.
[0035]
The reason why the water level is lowered in this way is, as can be seen from the above example, the salt concentration of the neutral salt waste liquid introduced into the neutral salt circulation tank 23 is the NaNO ₃ —H ₂ consumed in the electrodialysis. It is based on the fact that it is higher than the concentration converted value of the salt consumed by electrodialysis (hereinafter referred to as “consumed salt concentration”), such as the O concentration converted value (26% in the above example). The larger the rate, the greater the rate of water level reduction.
[0036]
In addition, when both salt concentration is equal, a water level fall does not arise. However, even if the water level does not drop, the radionuclide is concentrated and eventually precipitates and contaminates the membrane as well.
[0037]
Further, when processing a waste liquid having a low salt concentration, a desalting liquid containing a radionuclide is generated as described above, and the processing of this liquid becomes a problem.
[0038]
The reason for the generation of desalted liquid is the concentration conversion value of the salt consumed by electrodialysis (NaNO ₃ in the case of processing waste liquid with high salt concentration), as opposed to processing waste liquid with high salt concentration. This is because the concentration of the treatment liquid is low and water becomes excessive.
[0039]
The above-mentioned converted value of the salt consumed by electrodialysis is exemplified by a general numerical value, but actually, it varies depending on the concentration of acid and alkali to be recovered and the type of membrane to be used.
[0040]
Using this fact, it is technically possible to eliminate or reduce the desalting solution.
[0041]
In other words, the concentration of the acid and alkali to be recovered and the amount of water transferred in various membranes are investigated, and by selecting an anion exchange membrane and a cation exchange membrane in which the water in the treatment liquid easily moves to the acid and alkali, The amount of salt solution generated can be controlled.
[0042]
By selecting the recovered acid, alkali concentration and membrane, it is possible to operate electrodialysis for a short time without generating a low salt concentration wastewater, but this situation is applicable when processing wastewater with a high salt concentration. Will eventually become impossible.
[0043]
[Problems to be solved by the invention]
The present invention has been made to solve the above problems, nuclear plant or al salt concentration generated by treating the low radioactive waste, the alkali and reusable acid recovered An object of the present invention is to reduce the concentration of radioactive liquid waste.
[0044]
[Means for Solving the Problems]
In order to solve such problems, the present invention has been made as a method and apparatus for treating radioactive liquid waste. The feature of the method for treating radioactive liquid waste is that it occurs in a nuclear power plant, and Co, Ru as radionuclides. In addition, radioactive waste liquid containing NaNO ₃ and a chelating agent is removed from the bipolar membrane 5, the cation exchange membrane 7, the anion exchange membrane 6, the acid line 10, the alkali line 12, and the neutral salt line 8 . a method for treating a radioactive liquid waste to be processed by electrodialysis apparatus 4 having, supplying the radioactive liquid waste into the electrodialysis apparatus 4, the acid line 10, alkaline line 12, acid neutral salt lines 8, alkali, and neutral salt is circulated respectively, said electrodialysis apparatus in desalted solution obtained by desalting treatment with 4, wherein the radionuclides contained in the radioactive liquid waste neutral salts lines And concentrating the radionuclide by remaining 8), recovered by discharging the desalted solution radionuclide is concentrated radioactive liquid waste to be treated causes the volume reduction, reusable acid and alkali There is to do.
[0046]
In this case, by exchanging the membrane to be used according to the composition of the liquid to be treated and the acid and alkali to be recovered, unnecessary discharge of desalted liquid is suppressed, and radionuclides are concentrated in the minimum discharged liquid. It is also possible to discharge.
[0047]
Further, as the bipolar membrane, cation exchange membrane, and anion exchange membrane provided in the electrodialysis apparatus 4, it is preferable to use a hydrocarbon-based membrane that can be incinerated.
[0048]
Further, the radioactive waste liquid treatment apparatus is characterized by an electrodialysis apparatus 4 including a bipolar membrane 5, a cation exchange membrane 7, an anion exchange membrane 6, an acid line 10, an alkali line 12, and a neutral salt line 8. , An apparatus for treating radioactive liquid waste containing Co and Ru as radionuclides and containing NaNO ₃ and a chelating agent , the acid line 10, alkali line 12, neutral salt The line 8 is configured to circulate acid, alkali, and neutral salt, respectively, and the radionuclide contained in the radioactive waste liquid is concentrated in the desalted liquid obtained by the desalting treatment in the electrodialysis apparatus 4. It is configured to be, moreover, near the discharge portion for discharging the desalted solution radionuclide enriched contained in the radioactive liquid waste, thus provided on the neutral salt line 8 .
[0049]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described.
First, the structure of the processing apparatus of the radioactive waste liquid as one Embodiment is demonstrated.
[0050]
In FIG. 1, 1 is a stock solution storage tank for storing radioactive waste liquid as a stock solution, and is connected to a neutral salt circulation tank 2.
[0051]
The neutral salt circulation tank 2 is also connected to a stock solution dilution water storage tank 3 for storing waste liquid dilution water.
[0052]
4 is an electrodialysis apparatus for electrodialyzing the liquid to be treated supplied from the neutral salt circulation tank 2. As shown in FIG. 2, the bipolar membrane 5, the anion exchange membrane 6, and the cation exchange membrane 7 are provided. As shown in FIG. 1, the electrodialyzer 4 is connected to the neutral salt circulation tank 2 through a neutral salt line 8.
[0053]
In FIG. 2, 15a and 15b are electrode liquid lines, and 16 and 17 are a positive electrode and a negative electrode, respectively.
[0054]
Reference numeral 9 denotes an acid circulation tank for circulating the acid recovered from the electrodialyzer 4, which is connected to the electrodialyzer 4 through an acid line 10.
[0055]
11 is an alkali circulation tank for circulating the alkali recovered from the electrodialyzer 4, and is connected to the electrodialyzer 4 via an alkali line 12.
[0056]
Reference numeral 13 denotes an injection water tank for injecting water into the alkali circulation tank 11, and reference numeral 14 denotes an alkali storage tank for storing alkali overflowing from the alkali circulation tank 11.
[0057]
18 and 19 are discharge sections for discharging radionuclides. One discharge section 18 is provided in the neutral salt circulation line 8 and the other discharge section 19 is provided in the neutral salt circulation tank 2. Yes.
[0058]
Next, a method of treating radioactive waste liquid with the radioactive waste liquid processing apparatus having the above-described configuration will be described.
[0059]
First, radioactive waste liquid as a stock solution stored in the stock solution storage tank 1 is supplied to the neutral salt circulation tank 2.
[0060]
The neutral salt circulation tank 2 is also supplied with water from the stock solution dilution water storage tank 3 to dilute the radioactive waste liquid as the stock solution to adjust the concentration of the radioactive waste liquid.
[0061]
Next, the radioactive liquid waste whose concentration has been adjusted is supplied from the neutral salt line 8 to the electrodialysis apparatus 4.
[0062]
In this electrodialysis apparatus 4, the waste liquid containing sodium nitrate (NaNO ₃ ) is separated into acid and alkali, and further neutral salts circulate through the neutral salt line 8.
[0063]
This will be described in detail. The solution containing the neutral salt (NaNO ₃ ) supplied to the electrodialyzer 4 passes through the neutral salt line 8 of the electrodialyzer 4. At this time, the neutral salt line 8 NaNO ₃ therein is ionized into Na ⁺ ions and NO ₃ ^- ions as shown in FIG.
[0064]
Then, Na ^{+ as} a cation moves to the alkali line 12 side through the cation exchange membrane 7, and NO ₃ ^{− as} an anion moves to the acid line 10 side through the anion exchange membrane 6.
[0065]
On the other hand, a part of the water existing in the alkali line 12 and the acid line 10 in contact with the bipolar membrane 5 penetrates into the bipolar membrane 5 and is ionized into H ⁺ and OH ^−, and H ⁺ moves to the cathode side. , OH ⁻ moves to the anode side.
[0066]
Accordingly, H ⁺ ionized in the bipolar membrane 5 moves to the acid line 10 side through the cation exchange side of the bipolar membrane 5 and binds to NO ₃ ⁻ obtained as described above in the acid line 10. Thus, HNO ₃ is generated, and the HNO ₃ is collected in the acid circulation tank 9 and circulated through the acid line 10.
[0067]
Further, OH ⁻ ionized in the bipolar membrane 5 moves to the alkali line 12 side through the anion exchange side of the bipolar membrane 5 and is combined with Na ⁺ obtained as described above in the alkali line 12. NaOH is generated, and the NaOH is collected in the alkali circulation tank 11 and circulated through the alkali line 12.
[0068]
On the other hand, in the neutral salt line 8, NaNO ₃ contained in the stock solution passes in a desalted state.
[0069]
In neutral salt lines 8, Na ⁺ and NO ₃ ^- are the alkali line 12 respectively, to move to the acid line 10, the concentration is lowered by NaNO ₃ is consumed, NaNO ₃ which has not been consumed, neutral It is recovered in the salt circulation tank 2.
[0070]
The HNO ₃ which is reproduced in the acid line 10 becomes HNO ₃ solution, alkali line 12 will NaOH solution by regenerated NaOH.
[0071]
In the case of a radioactive waste liquid generated from nuclear plant, in addition to the NaNO ₃ in neutral salt lines 8, Co is a radionuclide, and Ru or the like is contained, For these radionuclides, electrodialysis device 4 The following actions occur in the inside.
[0072]
That is, when the electrodialysis apparatus 4 is energized with Co ²⁺ contained in the liquid to be treated flowing through the neutral salt line 8, Co ²⁺ is drawn to the cathode side and passes through the cation exchange membrane 7. Should move to the alkali line 12.
[0073]
However, when there are actually a plurality of cations, a difference occurs in the moving speed.
[0074]
The reason for this difference is probably the size of the molecule. That is, the smaller the molecule, the easier it will pass through the membrane.
[0075]
It is also generally known that the higher the degree of dissociation as ions, the easier it is to move. The movement behavior varies depending on the valence of ions, and a membrane that selectively passes only monovalent ions using this fact is generally known.
[0076]
Furthermore, the liquid waste generated nuclear plant or we often may chelating agent is mixed.
[0077]
In such a situation, the radionuclide polarity may have changed.
[0078]
Such a radionuclide does not exhibit the original behavior even when a direct current is applied, and it becomes difficult to move to the alkali line 12, and other cations preferentially move to the alkali line 12.
[0079]
As described above, the radionuclide remains in the neutral salt line 8 due to the difference in ion migration rate due to the degree of dissociation and the size of the molecule, and the reason that the radionuclide has lost its polarity due to the chelating agent. .
[0080]
On the other hand, the line, Na ⁺ and NO ₃ ^- are each moved to the alkali line 12 and the acid line 10.
[0081]
At this time, since water moves together, the concentration of the radionuclide increases as a result.
[0082]
Then, the concentrated radionuclide is transferred to a separate processing facility by withdrawing the desalted solution periodically or continuously as a secondary waste solution.
[0083]
At this time, whether to use the power of a pump or the like to perform the transfer or to make it flow naturally is selected according to the installation conditions.
[0084]
Whether to discharge intermittently or continuously depends on conditions of the processing facility of the discharge destination.
[0085]
Further, the acid and alkali recovered by the apparatus of this embodiment are reused in the facility.
[0086]
As described above, in this embodiment, the neutral salt waste liquid is intermittently introduced into the neutral salt circulation tank 2, and water is intermittently added to the neutral salt circulation tank 2. Therefore, the neutral salt waste liquid is introduced while being diluted with the added water.
[0087]
The degree of dilution can be freely changed.
[0088]
Therefore, the salt concentration of the neutral salt waste liquid introduced while being diluted can be set to the level of the consumed salt concentration.
[0089]
Therefore, the salt concentrations of the two can always be made equal to each other, so that a drop in the water level can be reliably prevented.
[0090]
The salt concentration of the neutral salt waste liquid introduced while being diluted means the salt concentration of the mixture obtained when the neutral salt waste liquid to be introduced and the water to be added are mixed.
[0091]
When the salt concentration and consumption salt concentration of the neutral salt waste solution generated here are constant, the salt concentration of both can be grasped relatively easily, and the salt concentration of both can be always made equal. it can.
[0092]
Therefore, it is possible to easily prevent the water level from being lowered.
[0093]
However, in many cases, the salt concentration and the consumption salt concentration of the generated neutral salt waste liquid are not constant.
[0094]
In this case, since it is difficult to always reliably grasp the salt concentrations of the two, it is not easy to ensure that the salt concentrations of both are always equal to prevent the water level from being lowered.
[0095]
Therefore, in this embodiment, the neutral salt waste liquid is intermittently introduced into the neutral salt circulation tank 2 and not only water is intermittently added, but also the salt concentration of the solution in the neutral salt circulation tank 2 Preparation is performed, and the liquid amount of the solution in the tank is adjusted.
[0096]
Here, the neutral salt circulation tank 2 may have a small capacity. If the capacity is small, the concentration after the addition of water tends to be uniform, and the accurate salt concentration in the tank can be confirmed. The water level can be grasped relatively easily.
[0097]
Therefore, water and neutral salt waste liquid can be introduced while reliably confirming the water level and salt concentration in the neutral salt circulation tank 2.
[0098]
At this time, if the salt concentration of the neutral salt waste liquid introduced into the neutral salt circulation tank 2 is higher than the consumed salt concentration, the water level is lowered. If the concentration of water is equal, the water level becomes constant.
[0099]
In other words, if the water level and salt concentration of the neutral salt circulation tank 2 are constant, the salt concentrations of the two are equal.
[0100]
Therefore, if the neutral salt waste liquid is introduced while diluting with water so that the water level and the salt concentration in the tank are constant, the salt concentrations of the two can be reliably made equal.
[0101]
In this embodiment, as described above, water and neutral salt waste liquid can be introduced while reliably confirming the water level and salt concentration in the neutral salt circulation tank 2, so the water level in the neutral salt circulation tank 2 The neutral salt waste liquid can be introduced while diluting with water so that the salt concentration becomes constant.
[0102]
Therefore, it is possible to ensure that the salt concentrations of the two are equal.
[0103]
In this way, since the salt concentration of both can be easily and reliably made equal without grasping the salt concentration of both, even when the salt concentration and the consumption salt concentration of the generated neutral salt waste liquid are not constant, It is possible to easily prevent the water level from being lowered.
[0104]
In addition, since it is possible to reliably prevent the water level from being lowered, it is not necessary to add extra water, and therefore overflow of the desalted water is prevented.
[0105]
In the above embodiment, the case where the waste liquid containing NaNO ₃ is treated as the liquid to be treated has been described. However, the type of neutral salt contained in the waste liquid is not limited to this, and other than this. It is also possible to apply to the treatment of waste liquid containing neutral salt.
[0106]
In short, it may be applied to radioactive liquid waste.
[0107]
Furthermore, in the said embodiment, the radioactive waste liquid as stock solution was once stored in the stock solution storage tank 1, and the stock solution was supplied to the neutral salt circulation tank 2, However, It is to this invention to provide such stock solution storage tank 1 to this invention. not an indispensable condition, for example, can be supplied directly to the salt circulation line 8 without storing water supplied nuclear plant or found in the raw water storage tank 1.
[0108]
Furthermore, although the said embodiment demonstrated the case where Co2 ⁺ was contained as a radionuclide, the kind of radionuclide is not limited to this embodiment.
[0109]
【Example】
Examples of the present invention will be described below.
[0110]
In this example, NaOH and HNO ₃ were recovered by treating a NaNO ₃ solution containing the organic components, chelating agents, cobalt and ruthenium shown in Table 1 with a bipolar membrane electrodialyzer.
[0111]
[Table 1]

[0112]
As the membrane used, an anion exchange membrane, a cation exchange membrane, and a bipolar membrane were used as hydrocarbon membranes that can be incinerated.
[0113]
In addition, pretreatment was performed by irradiating each film with γ rays at 1 × 10 ⁵ R before operation, assuming that the radioactive liquid waste was treated.
[0114]
Considering this value for low radioactive waste, this value is equivalent to the normal irradiation amount for about 100 years.
[0115]
The apparatus was operated as follows.
[0116]
〔Operation preparation〕
The following preparations were made before starting operation.
(1) The stock solution shown in Table 1 is filled in the stock solution storage tank 1 shown in FIG.
(2) Fill the stock solution dilution water storage tank 3 with water.
(3) The acid circulation tank 9 is filled with 0.5 mol / L nitric acid.
(4) The alkali circulation tank 11 is filled with 0.5 mol / L sodium hydroxide solution.
(5) The stock solution and water are introduced into the neutral salt circulation tank from the stock solution storage tank 1 and the stock solution dilution water storage tank, respectively, and the NaNO ₃ concentration is adjusted to 0.5 mol / L.
[0117]
〔start operation〕
(1) Circulate a neutral salt solution, an acid and an alkali through the neutral salt line 8, the acid line 10 and the alkali line 12, respectively.
(2) Apply direct current to the electrodialysis machine.
(3) Sense the concentration and water level of the neutral salt circulation tank, and automatically inject stock solution and water to keep the concentration and water level constant.
(4) A small amount of demineralized water is discharged from the discharge unit 18.
[0118]
[End of operation]
When the concentrations of nitric acid and sodium hydroxide in the acid circulation tank and alkali circulation tank reach 3.3 mol / L, the energization and circulation are stopped.
[0119]
〔Experimental result〕
With the composition shown in Table 2, 12.8L and 12.5L of nitric acid and sodium hydroxide were recovered with a current efficiency of 60%, respectively.
[0120]
[Table 2]

[0121]
The extracted desalted solution and the desalted solution remaining in the neutral salt circulation tank were 1 L, and the amount of stock solution used was 10 L.
[0122]
From the above results, the following items were confirmed.
[0123]
Using a hydrocarbon-based membrane that can be incinerated,
(1) A sodium nitrate solution containing organic components such as TBP, DBP, ammonium acetate, EDTA, a chelating agent, cobalt, and ruthenium, which are representative metals of radionuclides, is treated with a bipolar membrane electrodialyzer to remove nitric acid and sodium hydroxide. It was possible to recover.
(2) More than 90% of cobalt and ruthenium contained in the stock solution were contained in the demineralized water and discharged. (90% or more were removed.)
(3) Piper membrane electrodialysis can be applied to low-radiation wastewater treatment. (Nitric acid and sodium hydroxide could be recovered from the sodium nitrate solution using the film irradiated with γ rays.)
(4) By discharging a certain amount of desalted solution, it was possible to operate normally without membrane scaling.
[0124]
【The invention's effect】
As described above, the present invention makes it possible to minimize the amount of secondary waste liquid containing radionuclides.
[0125]
Note that the secondary waste liquid containing the radionuclide can be suppressed to the minimum amount by such a method. However, as the radioactive waste, the membrane used in the electrodialysis apparatus of the present invention, that is, the bipolar membrane, the negative The same applies to ion exchange membranes and cation exchange membranes.
[0126]
That is, the membrane also has a lifetime and needs to be replaced. At this time, for example, when a membrane made of a fluorine-based material is used, it cannot be easily incinerated, becomes radioactive waste, and needs to be stored.
[0127]
The membrane used to solve this problem is a hydrocarbon-based membrane that can be easily incinerated. By incineration at the time of replacement, there is an effect that radioactive waste can be dissolved.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic block diagram of an apparatus for treating radioactive liquid waste as one embodiment.
FIG. 2 is a schematic diagram showing the internal structure of an electrodialysis apparatus.
FIG. 3 is a schematic block diagram of a waste liquid treatment apparatus equipped with a conventional electrodialysis apparatus.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Stock solution storage tank 2 ... Neutral salt storage tank 3 ... Stock solution dilution water storage tank 4 ... Electrodialyzer 5 ... Bipolar membrane 6 ... Anion exchange membrane 7 ... Cation exchange membrane 8 ... Neutral salt line 9 ... Acid circulation Tank 10 ... acid line
11 ... Alkaline circulation tank 12 ... Alkaline line
13 ... Water tank 14 ... Alkaline storage tank
15a, 15b… Electrolyte line 16… Positive electrode
17…

Negative electrode

18,19… Discharge part

Claims

原子力プラントで発生し、放射性核種としてＣｏ、Ｒｕが含有されているとともに、ＮａＮＯ ₃ 、キレート剤が含有された放射性廃液を、バイポーラ膜（５）、陽イオン交換膜（７）、陰イオン交換膜（６）、酸ライン（１０）、アルカリライン（１２）、中性塩ライン（８）を備えた電気透析装置（４）で処理する放射性廃液の処理方法であって、前記放射性廃液を前記電気透析装置（４）へ供給し、該酸ライン（１０）、アルカリライン（１２）、中性塩ライン（８）で酸、アルカリ、及び中性塩をそれぞれ循環させ、該電気透析装置（４）での脱塩処理によって得られる脱塩液中で、前記放射性廃液中に含まれる放射性核種を前記中性塩ライン（８）に残存させることによって該放射性核種を濃縮し、放射性核種が濃縮された脱塩液を排出することにより、処理すべき放射性廃液を減容化させるとともに、再利用可能な酸とアルカリを回収することを特徴とする放射性廃液の処理方法。 A radioactive waste produced in a nuclear power plant and containing Co and Ru as radionuclides and containing NaNO ₃ and a chelating agent is separated into a bipolar membrane (5), a cation exchange membrane (7), and an anion exchange membrane. (6) A method for treating a radioactive liquid waste to be treated by an electrodialysis apparatus (4) comprising an acid line (10), an alkali line (12), and a neutral salt line (8), wherein the radioactive liquid waste is treated with the electric line Supplying to the dialyzer (4), the acid line (10), the alkali line (12), and the neutral salt line (8) circulate the acid, alkali, and neutral salt, respectively, and the electrodialyzer (4) The radionuclide was concentrated by leaving the radionuclide contained in the radioactive waste liquid in the neutral salt line (8) in the desalting solution obtained by the desalting treatment in step 1. The radionuclide was concentrated. Desalted solution By leaving the radioactive liquid waste to be treated it causes the volume reduction method for treating a radioactive liquid waste and recovering reusable acid and alkali.

処理する液の組成及び回収する酸、アルカリの組成に応じて使用する膜を交換することにより、不必要な脱塩液の排出を押さえ、最小限度の排出液中に放射性核種を濃縮させ排出する請求項１記載の放射性廃液の処理方法。By exchanging the membrane to be used according to the composition of the liquid to be treated and the acid and alkali to be recovered, unnecessary discharge of desalted liquid is suppressed, and radionuclides are concentrated and discharged in the minimum discharged liquid. The processing method of the radioactive waste liquid of Claim 1 .

前記電気透析装置（４）に具備されたバイポーラ膜（５）、陽イオン交換膜（７）、陰イオン交換膜（６）が、焼却可能な炭化水素系の膜である請求項１記載の放射性廃液の処理方法。Bipolar membranes are provided in the electrodialysis apparatus (4) (5), cation exchange membrane (7), an anion exchange membrane (6) is, radioactive claim 1 wherein the film of incinerable hydrocarbon-based Waste liquid treatment method.

バイポーラ膜（５）、陽イオン交換膜（７）、陰イオン交換膜（６）、酸ライン（１０）、アルカリライン（１２）、中性塩ライン（８）を備えた電気透析装置（４）を具備する、原子力プラントで発生し、放射性核種としてＣｏ、Ｒｕが含有されているとともに、ＮａＮＯ ₃ 、キレート剤が含有された放射性廃液の処理装置であって、該酸ライン（１０）、アルカリライン（１２）、中性塩ライン（８）は、それぞれ酸、アルカリ、及び中性塩を循環させるように構成され、且つ前記電気透析装置（４）での脱塩処理によって得られる脱塩液中で、前記放射性廃液に含まれる放射性核種が前記中性塩ライン（８）に残存することで濃縮されるように構成され、しかも、放射性廃液中に含まれる放射性核種が濃縮された脱塩液を排出する排出部が、前記中性塩ライン（８）に設けられてなることを特徴とする放射性廃液の処理装置。Electrodialyzer (4) comprising a bipolar membrane (5), a cation exchange membrane (7), an anion exchange membrane (6), an acid line (10), an alkali line (12), and a neutral salt line (8) comprising a, generated in a nuclear plant, Co as radionuclides, together with Ru is contained, NaNO _3, an apparatus for treating a radioactive liquid waste chelating agent is contained, the acid line (10), an alkali line (12) The neutral salt line (8) is configured to circulate acid, alkali, and neutral salt, respectively, and in the desalted solution obtained by the desalting treatment in the electrodialyzer (4). The radionuclide contained in the radioactive liquid waste is concentrated by remaining in the neutral salt line (8) , and the radionuclide contained in the radioactive liquid waste is concentrated. Discharge to discharge But an apparatus for treating a radioactive liquid waste which is characterized by comprising provided on the neutral salt line (8).

前記電気透析装置（４）に具備されたバイポーラ膜（５）、陽イオン交換膜（７）、陰イオン交換膜（６）が、焼却可能な炭化水素系の膜である請求項４記載の放射性廃液の処理装置。The radioactive membrane according to claim 4 , wherein the bipolar membrane (5), the cation exchange membrane (7), and the anion exchange membrane (6) provided in the electrodialyzer (4) are incinerated hydrocarbon membranes. Waste liquid treatment equipment.