JP5350337B2 - 放射性廃棄物処理方法及びその装置 - Google Patents

Description

本発明は、放射性廃棄物処理方法及びその装置に係り、特に、沸騰水型原子力プラントの給水配管に設けられた復水ろ過装置で発生する逆洗水及び原子炉冷却材浄化系の浄化系配管に設けられたろ過脱塩装置から発生する使用済イオン交換樹脂のスラリーを処理するのに好適な放射性廃棄物処理方法及びその装置に関する。

沸騰水型原子力プラントでは、給水配管に設けた復水ろ過装置により給水に含まれる鉄錆成分であるクラッドを除去し、給水により原子炉に持ち込まれるクラッドの量を低減している。また、原子炉に連絡された原子炉冷却材浄化系の浄化系配管に設けられたろ過脱塩装置は、原子炉内の冷却水である炉水に含まれる放射性核種及びクラッドを除去し、炉水を浄化している。使用済燃料貯蔵プール浄化系に設けられたろ過脱塩装置は、使用済燃料集合体を保管する使用済燃料貯蔵プール内の冷却水に含まれるイオン及びクラッドを除去している。

沸騰水型原子力プラントのこれらの浄化装置は、浄化性能が低下したとき、以下のようにして性能を向上させている。給水配管に設けた復水ろ過装置（例えば、中空子膜フィルター）では、逆洗水を用いた逆洗によりフィルターに付着したクラッドを除去する。原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系に設けられた各ろ過脱塩装置では、性能が低下して寿命になった使用済の粉末イオン交換樹脂をフィルター部材から除去し、新しい粉末イオン交換樹脂をフィルター部材にプリコートする。

給水配管に設けた復水ろ過装置の再生操作で発生した逆洗水、原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系に設けられた各ろ過脱塩装置から排出された使用済粉末イオン交換樹脂（廃スラッジ）、及び他の原子炉系統及びタービン系統から発生した低電導度廃液（ＬＣＷ）は、放射性廃棄物であり、放射性廃棄物処理装置で処理される。

この放射性廃棄物処理装置の一例が、特開平１１−１５３６９６号公報に記載されている。この放射性廃棄物処理装置は、ＬＣＷの処理系、及び逆洗水及び廃スラッジの処理系を有する。

原子炉系統及びタービン系統から発生したＬＣＷは、収集槽に集められた後、ＬＣＷろ過装置（中空子膜フィルター）で固形分を除去され、ＬＣＷ脱塩装置でイオンを除去される。ＬＣＷ脱塩装置から排出された廃液は、ＬＣＷサンプル槽でサンプリングされた後、復水貯蔵槽に移送されて沸騰水型原子力プラントのプラント水として再使用される。

給水配管の復水ろ過装置で発生した逆洗水、原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系の各ろ過脱塩装置から排出された廃スラッジのスラリーが、沈降分離槽に移送される。沈降分離槽内で廃液に含まれた固形分（クラッド及び廃スラッジ）が沈降分離され、沈降分離槽内の上澄み水がろ過装置に供給される。このろ過装置は、上澄み水に含まれた浮遊性のクラッドを分離する。このクラッドが除去された上澄み水は、ＬＣＷを収集する収集槽に供給され、上記したＬＣＷ処理系で処理される。ろ過装置での逆洗により発生したクラッドを含む逆洗水は、上記の沈降分離槽に移送される。

上記の沈降分離槽内で沈降分離されたクラッド及び廃スラッジは、放射能を十分に減衰させた後、沈降分離槽内で上澄み水と均一に混合され、約１０ｗ％のスラリー状態で固化処理設備へ移送される。

特開平１１−１５３６９６号公報に記載された放射性廃棄物処理装置は、給水配管の復水ろ過装置で発生した逆洗水、及び原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系の各ろ過脱塩装置から排出された廃スラッジのスラリーを１つの沈降分離槽に集めている。給水配管の復水ろ過装置で発生した逆洗水は、放射能レベルが極めて低い。これに対して、原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系の各ろ過脱塩装置から排出された廃スラッジは、原子炉内の炉水、及び使用済燃料集合体を保管する燃料貯蔵プール内の冷却水を浄化する関係上、放射能レベルが高くなる。上記した逆洗水及び廃スラッジを１つの沈降分離槽内に集めることは、放射能レベルの高い放射性廃棄物の量が増大する。

特開昭６３−９４１９７号公報に記載された放射性廃棄物処理装置は、給水配管に設けられたろ過脱塩装置から排出された廃スラッジ及び脱塩器から排出された使用済イオン交換樹脂を貯蔵タンクに集め、原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系の各ろ過脱塩装置から排出された高放射能レベルの廃スラッジを沈降分離槽に集めている。このため、給水配管に設けられたろ過脱塩装置及び脱塩器から排出される放射能レベルの低い廃スラッジ及び使用済イオン交換樹脂が、原子炉冷却材浄化系及び使用済燃料貯蔵プール浄化系の各ろ過脱塩装置から排出された高放射能レベルの廃スラッジに混合するのを避けている。

特開昭６２−９５５００号公報は、非助剤型フィルターの逆洗水を６０〜１００℃に加熱し、沈降分離することを提案している。

特開平１１−１５３６９６号公報 特開昭６３−９４１９７号公報 特開昭６２−９５５００号公報

給水配管に設けた復水ろ過装置で除去されるクラッドは、タービンから排気された蒸気を凝縮する復水器、及びこの復水器に接続される給水配管を構成する鋼材が、復水と接触して腐食することにより発生した鉄錆成分が主体であり、その化学形態はＦｅ_３Ｏ_４及びＦｅ_２Ｏ_３といった鉄酸化物、及びＦｅＯＯＨの鉄水酸化物である。沸騰水型原子力プラントの復水器で蒸気の凝縮により生成された復水は不純物が少なく、その水質は純水に近いものである。従って、沈降分離槽内の上澄み水も純水に近い水質であり、その導電率は１μＳ／ｃｍと低く、またｐＨ値も６付近となる。このような条件では、鉄水酸化物であるＦｅＯＯＨが液中にコロイド状態で分散して、重力による沈降が起こりにくくなることがある。その場合、沈降分離槽内の上澄み水の鉄濃度は時間をおいても下がらず、沈降分離槽内の上澄み水に相当量のクラッドが混入する可能性がある。

特開平１１−１５３６９６号公報に開示された放射性廃棄物処理装置は、沈降分離槽内の上澄み水をろ過装置に導いて上澄み水に含まれるクラッドをろ過装置で除去している。ろ過装置でクラッドを除去した上澄み水をＬＣＷ処理系に供給するので、ＬＣＷ処理系に設けられたＬＣＷろ過装置の目詰まりを抑制でき、ＬＣＷろ過装置の逆洗頻度を低減することができる。しかしながら、ＬＣＷろ過装置の目詰まりを抑制できるが、逆に、沈降分離槽内の上澄み水が供給されるろ過装置が、数１００ｐｐｍオーダの微細なクラッド（ＦｅＯＯＨ）によって目詰りを生じ易く、逆洗頻度が多くなる。

特開昭６２−９５５００号公報では、クラッドの沈降分離を促進させるため、復水ろ過装置からの逆洗水を６０〜１００℃に加熱している。薬液添加を行うことなく、加温によってクラッドの凝集状態を変えて沈降を加速することができる。加温によるクラッドの凝集状態の変化は、クラッドの初期粒径や濃度、あるいは共存成分により影響を受けるため、加温と沈降だけで安定に分離処理するのは難しい場合もあると考えられる。

本発明の目的は、上澄み水をろ過するろ過装置の逆洗頻度を低減することができる放射性廃棄物処理方法及びその装置を提供することを目的とする。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子力プラントの原子炉内の冷却水を浄化する第１浄化装置から排出された廃スラッジを含む放射性廃液を第１沈降分離槽に供給し、原子力プラントの給水配管に設けられた給水を浄化する第２浄化装置から排出された、浮遊性のクラッドを含む逆洗水を第２沈降分離槽に供給し、第２沈降分離槽内の浮遊性クラッドを含む上澄み水を加熱してろ過装置に供給し、このろ過装置において供給された上澄み水の一部を回収し、加熱により生成された、浮遊性クラッドの凝集体を含む残りの上澄み水をろ過装置から第２沈降分離槽に戻すことにある。

第２沈降分離槽内の浮遊性クラッドを含む上澄み水を加熱するので、この浮遊性クラッドが凝集して粒径の大きな凝集体になり、これらの凝集体を含む上澄み水がろ過装置内に供給される。凝集体がろ過装置内で堆積しても、堆積された凝集体相互間に間隔の大きな隙間が形成されるので、ろ過装置の差圧の上昇を抑制することができ、ろ過装置の逆洗頻度を低減することができる。

本発明によれば、上澄み水をろ過するろ過装置の逆洗頻度を低減することができる。

本発明の好適な一実施例である放射性廃棄物処理方法に用いられる放射性廃棄物処理装置の構成図である。

発明者らは、特開平１１−１５３６９６号公報に記載された沈降分離槽の上澄み水をろ過するろ過装置の逆洗頻度を低減する方法を検討した。発明者らは、特開昭６２−９５５００号公報に記載された微細な水酸化鉄（ＦｅＯＯＨ）を含む上澄み水の加熱について検討した。特開昭６２−９５５００号公報は、その上澄み水を加熱することにより上澄み水に含まれている水酸化鉄を酸化鉄に変えて沈降性を向上させている。発明者らは、微細な水酸化鉄を含む水を加熱したところ、微細な水酸化鉄の粒径が加熱により大きく変わることを見出した。復水ろ過装置の逆洗水に含まれるクラッドの一種である水酸化鉄は、通常、１μｍ以下の微細な粒子であるが、この水酸化鉄を含む水を、例えば、８０℃に加熱したところ、水酸化鉄が凝集して粒径が大きくなり、その粒径が数１０μｍになった。特開昭６２−９５５００号公報に記載されているようなクラッドの化学形態変化だけであれば、ろ過装置の逆洗頻度にはあまり影響しないが、凝集により水酸化鉄の粒径が大きくなることによって、ろ過装置のろ過膜の差圧が上昇して設定差圧になるまでに要する時間が長くなった。これは、加熱しない状態では、水酸化鉄の粒径が小さくてろ過装置に堆積された水酸化鉄の粒子間の隙間がほとんどないのに対し、加熱した状態では、凝集により水酸化鉄の粒径が大きくなってろ過装置に堆積された水酸化鉄の凝集体相互間の隙間が大きくなり、ろ過装置の差圧の上昇が抑制されるためである。このような新たな知見に基づいて、発明者らは、沈降分離槽の上澄み水を加熱してろ過装置に供給するとの着想に至った。

このような着想を反映した本発明の実施例を、以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である放射性廃棄物処理方法を、図１を用いて説明する。

まず、本実施例の放射性廃棄物処理方法が適用される沸騰水型原子力プラントの概要を、図１を用いて説明する。原子炉１が主蒸気配管３１によってタービン２に接続され、復水器３０がタービン２に連絡される。復水器３０は給水配管３２によって原子炉１に接続される。給水配管３２には、復水器３０から原子炉１に向って、複数基の復水ろ過装置３、複数基の復水脱塩装置４、低圧給水加熱器（図示せず）、給水ポンプ（図示せず）及び高圧給水加熱器（図示せず）がこの順に設けられている。復水ろ過装置３は例えば中空子フィルターを有し、復水脱塩装置４は内部にイオン交換樹脂を充填している。沸騰水型原子力プラントは再循環系及び原子炉浄化系を備えている。再循環系は、再循環ポンプ３９が設けられた再循環系配管３３を有する。この再循環系配管３３が原子炉１に接続される。原子炉浄化系は、浄化系配管４０、浄化系ポンプ４１及び浄化装置５を備えている。浄化装置５はフィルター部材に粉末イオン交換樹脂をプリコートしたろ過脱塩装置である。浄化系配管４０の一端が再循環ポンプ３９の上流で再循環系配管３３に接続され、浄化系配管４０の他端が給水配管３２に接続される。

再循環ポンプ３９の駆動によって原子炉１内の炉心（図示せず）に供給された冷却水は、炉心に装荷された燃料集合体に含まれる核燃料物質の核***で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気が、原子炉１から主蒸気配管３１に吐出され、主蒸気配管３１を通ってタービン２に供給され、発電機（図示せず）に連結されたタービン２を回転させる。発電機も回転され、電気が発生する。タービン２から排気された蒸気は、復水器３０で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管３２を通って原子炉１に供給される。給水配管３２内を流れる給水に含まれている水酸化鉄（ＦｅＯＯＨ）等のクラッドが、復水ろ過装置３で除去される。さらに、給水に含まれるイオン性の不純物が復水脱塩装置４で除去される。その後、給水は、低圧給水加熱器及び高圧給水加熱器で加熱されて昇温し、給水ポンプで昇圧され、給水配管３２によって原子炉１に導かれる。

再循環系配管３３内を流れる冷却水の一部は、浄化系ポンプ４１の駆動によって浄化系配管４０内に流入し、浄化装置５に供給される。浄化装置５は、冷却水に含まれるクラッド及びイオンを除去する。浄化装置５で浄化された冷却水は、浄化系配管４０及び給水配管３２を通って原子炉１に供給される。

このような沸騰水型原子力プラントに適用されて、本実施例の放射性廃棄物処理方法に用いる放射性廃棄物処理装置を、図１を用いて説明する。

本実施例の放射性廃棄物処理方法に用いる放射性廃棄物処理装置は、沈降分離槽８，２５、上澄み水ポンプ１０，２６、ろ過装置２７及びヒータ３４を備えている。ろ過装置２７は、多数の管状の逆浸透膜（ＲＯ膜）を備え、クロスフローろ過方式を適用している。上澄み水ポンプ１０を設けた上澄み水排出管９が、沈降分離槽８の上部に接続される。配管２１が上澄み水ポンプ１０の下流で上澄み水排出管９に接続される。配管２１は高電導度廃液（ＨＣＷ）処理系（図示せず）にも接続される。固体処理系（図示せず）に接続された、ポンプ２３を設けたスラッジ排出管２２が、沈降分離槽８の底部に接続される。上澄み水ポンプ２６を設けた上澄み水排出管３８が、沈降分離槽２５の上部に接続され、さらに、ろ過装置２７に接続される。戻り管２８が、ろ過装置２７と沈降分離槽２５の上部を接続している。上澄み水排出管３８及び戻り管２８が、上澄み水の循環配管を形成する。ヒータ３４が、上澄み水ポンプ２６とろ過装置２７の間で上澄み水排出管３８に設けられる。沈降分離槽２５が逆洗水排出管６によって復水ろ過装置３に接続される。

沈降分離槽８がスラッジ供給管７により浄化装置５に接続される。沈降分離槽８には、使用済燃料貯蔵プール浄化系（図示せず）に設けられたろ過脱塩装置（図示せず）に接続されたスラッジ供給管２４が接続される。使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置は、使用済燃料集合体を保管する使用済燃料貯蔵プール内の冷却水を浄化する。このろ過脱塩装置も、フィルター部材に粉末イオン交換樹脂をプリコートしている。

ＬＣＷ処理系は、収集槽１２、ＬＣＷろ過装置（例えば、中空子膜フィルターを含む）１４、ＬＣＷ脱塩装置１５及びＬＣＷサンプル槽１６を有する。ＬＣＷろ過装置１４は、収集槽１２、及びイオン交換樹脂を充填したＬＣＷ脱塩装置１５に接続される。ＬＣＷサンプル槽１６がＬＣＷ脱塩装置１５に接続される。具体的には、ＬＣＷ配管３６が、収集槽１２、ＬＣＷろ過装置１４、ＬＣＷ脱塩装置１５及びＬＣＷサンプル槽１６を、上流から下流に向かってこの順番に接続している。差圧計３５がＬＣＷろ過装置１４の上流と下流の差圧を計測する。収集槽１２には上澄み水排出管９が接続されている。ＬＣＷろ過装置１４に接続されたスラッジ供給管２０が沈降分離槽８に接続される。ろ過液供給管２９がＬＣＷサンプル槽１６に接続される。

ポンプ１７が設けられた配管４２が、ＬＣＷサンプル槽１６と復水貯蔵槽１８を連絡する。復水移送ポンプ１９が設けられた復水供給管３７が、沸騰水型原子力プラントの配管系、例えば、給水配管３２、及び非常用炉心冷却系の冷却水供給配管（図示せず）等に接続される。

浄化装置５が原子炉１内の冷却水を浄化することによって、浄化装置５の上流と下流の差圧が上昇して設定差圧になったとき、この浄化装置５内のフィルター部材にプリコートされている粉末イオン交換樹脂を逆洗水によりフィルター部材から除去して廃スラッジとして逆洗水と共にスラッジ供給管７に排出する。この廃スラッジを含む逆洗水が、スラッジ供給管７により沈降分離槽８に供給される。１つの浄化装置５が逆洗されているとき、待機状態にあった他の浄化装置５が、浄化系配管４０内を流れている冷却水の浄化を行う。逆洗水により粉末イオン交換樹脂が除去された浄化装置５では、新しい粉末イオン交換樹脂がフィルター部材にプリコートされる。

使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置でも、差圧が設定差圧まで上昇したとき、浄化装置５と同様に、逆洗水により粉末イオン交換樹脂がフィルター部材から除去され、除去された粉末イオン交換樹脂（廃スラッジ）を含む逆洗水がスラッジ供給管２４を通して沈降分離槽８に供給される。

沈降分離槽８内では、廃スラッジ、及び浄化装置５等の逆洗水と共に沈降分離槽８に供給されたクラッドが沈降分離される。浄化装置５及び使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置で除去されるクラッドは、水酸化鉄をほとんど含んでいない。廃スラッジ及びクラッドが沈降分離された沈降分離槽８の上部に存在する上澄み水が、上澄み水排出管９に排出されて上澄み水ポンプ１０により昇圧され、上澄み水排出管９により収集槽１２、または配管２１を通してＨＣＷ処理系に供給される。この上澄み水の収集槽１２またはＨＣＷ処理系への供給は、上澄み水排出管９と配管２１の接続点よりも下流で上澄み水排出管９に設けられた第１開閉弁と配管２１に設けられた第２開閉弁を切り替えることによって行われる。例えば、上澄み水ポンプ１０の上流で上澄み水排出管９に設けられた電導度計（図示せず）で計測された上澄み水の電導度が、ＬＣＷ処理系に供給可能な設定電導度以下であるとき、第１開閉弁が開いて第２開閉弁が閉じられ、上澄み水ポンプ１０で昇圧された沈降分離槽８内の上澄み水がＬＣＷ処理系の収集槽１２に供給される。また、電導度計で計測された上澄み水の電導度がその第１設定電導度を超えるときには、第２開閉弁が開いて第１開閉弁が閉じられ、上澄み水ポンプ１０で昇圧された上澄み水が配管２１を介してＨＣＷ処理系に供給される。

沈降分離槽８内で沈降分離された廃スラッジ及びクラッド等の放射性固体廃棄物は、放射能を十分減衰された後、ポンプ２３の駆動によりスラッジ排出管２２に排出され、固化処理系へ移送されてドラム缶内で固化処理される。

収集槽１２には、原子炉系統及びタービン系統から発生した低電導度廃液が供給される。沈降分離槽８から供給された上澄み水を含む収集槽１２内の低電導度廃液は、ポンプ１３で昇圧されてＬＣＷろ過装置１４に供給され、低電導度廃液に含まれる固形分がＬＣＷろ過装置１４で除去される。ＬＣＷ脱塩装置１５は、ＬＣＷろ過装置１４から排出された低電導度廃液に含まれたイオンを除去する。ＬＣＷろ過装置１４及びＬＣＷ脱塩装置１５で浄化された低電導度廃液は、固形分及びイオン成分を含んでいなく、再利用水として、ＬＣＷサンプル槽１６に供給される。ＬＣＷサンプル槽１６内の再利用水は、サンプリングされて電導度が計測され、計測された電導度が再利用可能な第２電導度設定値以下になっているとき、沸騰水型原子力プラントにおいて再利用が可能となり、ポンプ１７及び配管４２により復水貯蔵槽１8に移送される。復水貯蔵槽１８内の再利用水は、沸騰水型原子力プラントのプラント水として再使用される。

或る復水ろ過装置３の上流と下流の差圧が上昇して設定差圧になったとき、この復水ろ過装置３が逆洗され、この復水ろ過装置３に捕捉された固形分（水酸化鉄を含む）が除去される。復水ろ過装置３から排出されて固形分（水酸化鉄を含む）を含む逆洗水が、逆洗水排出管６を通して沈降分離槽２５に供給される。沈降分離槽２５内では、供給された、浮遊性のクラッドである水酸化鉄以外の固形分（例えば、酸化鉄のクラッド）は、沈降分離される。沈降分離槽２５内の浮遊性の水酸化鉄を含む上澄み水は、上澄み水ポンプ２６の駆動により上澄み水排出管３８内に排出される。この上澄み水は、上澄み水排出管３８内でヒータ３４によって、例えば８０℃に加熱される。上澄み水の加熱によって、上澄み水に含まれた水酸化鉄は、凝集して粒径が大きくなる。粒径が大きくなった、水酸化鉄の凝集体を含む上澄み水が、ろ過装置２７に供給される。ろ過装置２７に供給された上澄み水の一部は、ろ過液としてろ過装置２７内の管状のＲＯ膜を透過してろ過液供給管２９に排出され、ろ過液供給管２９を通ってＬＣＷサンプル槽１６に供給されてプラント水として再利用される。

復水器３０から給水配管３２を通って復水ろ過装置３に供給される給水の温度が低いので、Ｆｅ_３Ｏ_４及びＦｅ_２Ｏ_３よりも、微細で沈降し難い水酸化鉄（例えば、γ−ＦｅＯＯＨ）が多く生成するものと思われる。この結果、復水ろ過装置３で捕捉されるクラッドのうち水酸化鉄が占める割合が多くなり、沈降分離槽２５に供給される逆洗水に含まれる水酸化鉄の割合も多くなる。

上澄み水に含まれた、水酸化鉄が凝集して生成された多数の凝集体の一部が、ろ過装置２７内のＲＯ膜の表面に堆積され、上澄み水に含まれた残りの凝集体が、上澄み水と共に、ろ過装置２７内の管状のＲＯ膜を通過して戻り管２８を通り、沈降分離槽２５内に供給される。沈降分離槽２５内に流入した粒径の大きな各凝集体は、沈降分離槽２５内で沈降分離される。

ろ過装置２７は、ＲＯ膜を用いたクロスフローろ過方式により、水酸化鉄の凝集体と上澄み水を分離している。クロスフローろ過方式は、ろ過膜（例えば、ＲＯ膜）の表面に平行な処理液の流れによるせん断力によってろ過面に堆積するろ過ケークが除去され、ろ過膜表面へのろ過ケークの形成が最小に保たれる。このため、クロスフローろ過方式は、原理的にはクラッドなどの固形分の濃度が高い廃液を処理した場合でも、ろ過膜の目詰まりが比較的少なく、長期間にわたって高効率のろ過を行うことが可能になる。

しかしながら、本実施例において処理対象にしているような高濃度のクラッドを含む廃液を、ＲＯ膜を用いたろ過装置２７で処理する場合、発明者らは、ろ過装置２７の安定処理性能に懸念を抱いた。そこで、発明者らは、ＲＯ膜を有するろ過装置を用いて高濃度のクラッドを含む模擬廃液を処理する実験を行った。この結果、ＲＯ膜を有するろ過装置によりクラッド濃度が２０００ｐｐｍを超えるまで濃縮されてもＲＯ膜は目詰まりせず、安定にろ過処理できることを確認した。この実験により、ろ過膜を用いたクロスフローろ過方式による高濃度のクラッドを含む廃液の処理の実現性を立証することができた。

ろ過装置２７で、所定期間、水酸化鉄の凝集体を含む上澄み水を処理した後、ろ過装置２７内のＲＯ膜が逆洗され、ＲＯ膜の内面に堆積した凝集体が逆洗水と共に戻り管２８を通して沈降分離槽２５に戻される。この凝集体も、沈降分離槽２５内で沈降分離される。図１には図示されていないが、沈降分離槽２５の底部にもスラッジ排出管２２が接続されている。沈降分離槽２５内で沈降した凝集体等の固形分も、放射能を十分減衰された後、ポンプ２３の駆動によりスラッジ排出管２２に排出され、固化処理系へ移送されてドラム缶内で固化処理される。

沈降分離槽８及び２５内で沈降した各固形分は、固化処理する代わりに焼却処分してもよい。

本実施例は、沈降分離槽２５内の浮遊性クラッド（微細な水酸化鉄）を含む上澄み水をヒータ３４により加熱しているので、凝集して粒径が大きくなった水酸化鉄の多数の凝集体をろ過装置２７に供給することができる。これらの凝集体の一部が、ろ過装置２７内のろ過膜であるＲＯ膜の内面に堆積されるが、凝集体の粒径が大きいので、凝集体相互間に間隔の大きな隙間が形成され、上澄み水がこれらの隙間を通してＲＯ膜を透過しやすい。ＲＯ膜の内面に堆積される凝集体相互間に間隔の大きな隙間が形成されることは、ＲＯ膜内外の差圧の上昇を抑制することができる。このため、ろ過装置２７内のＲＯ膜の逆洗頻度を低減することができ、ろ過装置２７のスループットを向上させることができる。

ろ過装置２７内のＲＯ膜を通過したそれぞれの凝集体は、沈降分離槽２５内に導かれ、沈降分離される。粒径が大きくなった凝集体がろ過装置２７内のＲＯ膜に供給されるので、ＲＯ膜の目詰まりが抑制され、ＲＯ膜による上澄み水の処理効率が向上し、ＲＯ膜を透過するろ過液の量が増加する。

本実施例は、放射能レベルが高い、浄化装置５及び使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置から排出される廃スラッジ及びクラッドを沈降分離槽８に供給し、放射能レベルが低い、復水ろ過装置３から排出された逆洗水を沈降分離槽８とは別の沈降分離槽２５に供給するので、浄化装置５及び使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置から排出される廃スラッジ及びクラッドと復水ろ過装置３から排出された逆洗水が混合されることがなく、放射能レベルが高い放射性廃棄物の量を低減することができる。逆洗水排出管６、沈降分離槽２５、ろ過装置２７、上澄み水排出管３８及び戻り管２８のそれぞれの放射線遮へいは、スラッジ供給管７，２４及び沈降分離槽８の放射線遮へいに比べて簡便なものにすることができる。

本実施例では、浄化装置５及び使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置から排出される廃スラッジ及びクラッドが沈降分離槽８に供給されて沈降分離槽２５に供給されない。このため、沈降分離槽２５内の、浮遊性の水酸化鉄を含む上澄み水をヒータ３４で加熱するので、ヒータ３４により加熱する水量が少なくなり、ヒータ３４の容量を低減することができる。

上澄み水の加熱とろ過装置２７を組み合わせた本実施例によれば、特開昭６２−９５５００号公報に記載された沈降分離に比べて、浮遊性のクラッドの初期状態のばらつきによる分離性の変動が緩和され、冗長性のある安定処理が可能になる。

また、本実施例では、浄化装置５及び使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置から排出される廃スラッジ及びクラッドが供給される沈降分離槽８と、復水ろ過装置３から排出された逆洗水が供給される沈降分離槽８が別々になっているので、ヒータ３４による、復水ろ過装置３から排出された逆洗水に含まれる浮遊性のクラッドの加熱による凝集状態が、浄化装置５及び使用済燃料貯蔵プール浄化系のろ過脱塩装置から排出される廃スラッジ及びクラッドを含む他の廃液の影響を受けることがない。

上澄み水の加熱により、微細な水酸化鉄が凝集されて粒径の大きな凝集体になるので、目の粗いフィルターを用いることもできる。例えば、セラミックフィルターは、強度や化学薬品耐久性にも優れているので、好適なフィルターの一つである。また、限外ろ過膜及び精密ろ過膜を使用することもできる。

本実施例における沈降分離槽２５内の上澄み水の加熱は、上澄み水排出管３８に設けたヒータ３４で行う以外に、沈降分離槽２５内でヒータにより上澄み水を加熱してもよい。

１…原子炉、３…復水ろ過装置、５…浄化装置、６，７，２４…スラッジ供給管、８，２５…沈降分離槽、９，３８…上澄み水排出管、１０，２６…上澄み水ポンプ、１２…ＬＣＷ収集槽、１３…ＬＣＷ収集ポンプ、１４…ＬＣＷろ過装置、１５…ＬＣＷ脱塩装置、１６…ＬＣＷサンプル槽、１８…復水貯蔵槽、２７…ろ過装置、２８…戻り管、３０…主復水器、３２…給水配管、３４…ヒータ、４０…浄化系配管。

Claims (5)

1. 原子力プラントの原子炉内の冷却水を浄化する第１浄化装置から排出された廃スラッジを含む放射性廃液を第１沈降分離槽に供給し、前記原子力プラントの給水配管に設けられた給水を浄化する第２浄化装置から排出された、浮遊性のクラッドを含む逆洗水を第２沈降分離槽に供給し、前記第２沈降分離槽内の前記浮遊性クラッドを含む上澄み水を加熱してろ過装置に供給し、前記ろ過装置において供給された前記上澄み水の一部を回収し、前記加熱により生成された、前記浮遊性クラッドの凝集体を含む残りの前記上澄み水を前記ろ過装置から前記第２沈降分離槽に戻すことを特徴とする放射性廃棄物処理方法。
2. 前記ろ過装置が、前記上澄み水を処理するろ過膜を用いている請求項１に記載の放射性廃棄物処理方法。
3. 前記ろ過装置における前記上澄み水の処理が、クロスフローろ過によって行われる請求項１に記載の放射性廃棄物処理方法。
4. 原子力プラントの原子炉内の冷却水を浄化する第１浄化装置から排出された廃スラッジを含む放射性廃液を受け入れる第１沈降分離槽と、前記原子力プラントの給水配管に設けられた給水を浄化する第２浄化装置から排出された、浮遊性のクラッドを含む逆洗水を受け入れる第２沈降分離槽と、前記第２沈降分離槽内の前記浮遊性クラッドを含む上澄み水を加熱する加熱装置と、前記加熱装置による加熱により生成された、前記浮遊性クラッドの凝集体を含む前記上澄み水が供給されるろ過装置と、前記ろ過装置で回収された前記上澄み水が排出される第１配管と、前記ろ過装置から排出された、前記凝集体を含む前記上澄み水を前記第２沈降分離槽に導く第２配管とを備えたことを特徴とする放射性廃棄物処理装置。
5. 前記ろ過装置がクロスフローろ過を行うろ過装置である請求項４に記載の放射性廃棄物処理装置。

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