JP5885958B2 - Radiation contaminant removal unit and decontamination method - Google Patents

Description

本発明は、放射線汚染物除去ユニットおよび除染方法に関する。   The present invention relates to a radiation contaminant removal unit and a decontamination method.

原子炉などの原子力施設は、その運用時に、機器や配管などに放射性物質が付着することがある。このため、原子力施設の各設備を解体する場合には、これらの設備を解体する前後に、機器や配管などに付着した放射性物質を除去する除染作業が必要となる。
例えば特許文献１には、研磨剤を用いてサンドブラストにより機器や配管などに付着した放射性物質を除去する除染装置が開示されている。特許文献１に記載の除染装置は、サンドブラストにより発生したダストと研磨剤との混合物から研磨剤を分離する分離機を備え、分離された研磨剤を用いて再度サンドブラストをすることができるようになっている。 In nuclear facilities such as nuclear reactors, radioactive materials may adhere to equipment and piping during operation. For this reason, when each facility of a nuclear facility is dismantled, decontamination work is required to remove radioactive substances attached to equipment and piping before and after dismantling these facilities.
For example, Patent Document 1 discloses a decontamination apparatus that removes radioactive substances attached to equipment, piping, and the like by sandblasting using an abrasive. The decontamination apparatus described in Patent Document 1 includes a separator that separates abrasives from a mixture of dust and abrasives generated by sandblasting so that sandblasting can be performed again using the separated abrasives. It has become.

また、原子力施設における各設備の解体前に行われる除染作業の例として、除染すべき各設備の管路に、各設備を除染するための薬品を含有する処理液を循環させ、管路の系統ごとに除染をする化学除染による解体前系統除染が知られている。   In addition, as an example of decontamination work performed before dismantling each facility in a nuclear facility, a treatment liquid containing chemicals for decontaminating each facility is circulated in the pipeline of each facility to be decontaminated, System decontamination before dismantling by chemical decontamination that decontaminates each road system is known.

特表平８−５０６４２２号公報JP-T 8-506422

原子力施設の設備に対する化学除染による解体前系統除染では、管路などの母材を侵食するような薬品を含む処理液による除染が行われる場合がある。この場合、侵食された母材は粒子状となり、処理液とともに管路内を流れる。解体前系統除染において使用された処理液は、イオン交換樹脂を用いて化学成分を分離するための樹脂塔が配備されたエリアへ送られ、化学成分が除去された後に液体廃棄物として廃棄される。
樹脂塔において化学成分を除去する際に、処理液中に固形物が混入していると、樹脂塔内でこれらの固形物による目詰まりが発生するおそれがある。このため、解体前系統除染を行う装置に、樹脂塔に処理液を送る前に処理液中の固形物を分離するろ過部を備えることが考えられる。 In the system decontamination prior to dismantling by chemical decontamination for nuclear facilities, decontamination may be performed with a processing solution containing a chemical that erodes a base material such as a pipeline. In this case, the eroded base material becomes particulate and flows in the pipeline along with the processing liquid. The treatment liquid used in the system decontamination before dismantling is sent to the area where the resin tower for separating the chemical components using ion exchange resin is installed, and is discarded as liquid waste after the chemical components are removed. The
When the chemical components are removed in the resin tower, if solids are mixed in the treatment liquid, there is a possibility that clogging with these solids may occur in the resin tower. For this reason, it is possible to equip the apparatus which performs system decontamination before dismantling with the filtration part which isolate | separates the solid substance in a process liquid, before sending a process liquid to a resin tower.

ここで、解体前系統除染を行う場合には、多量の固形物が処理液中に含まれていることが予測され、複数のろ過部を適宜交換しながら固形物を分離する必要が生じうる。このとき、固形物を捕捉したろ過部は固形物とともに放射性固体廃棄物として廃棄される。
しかしながら、系統除染に使用されたろ過部には放射性物質が捕捉されているので、その後のろ過部の取り扱いが煩雑となるおそれがある。 Here, when performing system decontamination before dismantling, it is predicted that a large amount of solid matter is contained in the treatment liquid, and it may be necessary to separate the solid matter while appropriately replacing a plurality of filtration units. . At this time, the filtration part which captured the solid matter is discarded as radioactive solid waste together with the solid matter.
However, since radioactive substances are captured in the filtration unit used for system decontamination, the subsequent handling of the filtration unit may become complicated.

本発明は、上述した事情に鑑みてなされたものであって、その目的は、取り扱いが簡便な放射線汚染物除去ユニットおよび運用が容易な除染方法を提供することである。   The present invention has been made in view of the above-described circumstances, and an object thereof is to provide a radiation contaminant removal unit that is easy to handle and a decontamination method that is easy to operate.

上記課題を解決するために、この発明は以下の手段を提案している。
本発明の放射線汚染物除去ユニットは、放射性物質を含有する処理液から固形物を除去する放射線汚染物除去ユニットであって、廃棄用容器と、前記廃棄用容器の内面に沿って設けられているとともに液体を収容可能な空間が形成され放射線を遮蔽可能な放射線遮蔽壁と、前記処理液を前記空間内に流入させるための流入管を着脱可能な入口部と、前記空間内に流入した前記処理液を回収する回収管を着脱可能な出口部と、を備え、前記空間は、前記放射線遮蔽壁によって、前記入口部と連通された第一空間、前記出口部と連通された第二空間、及びこれら第一空間と第二空間とをこれらの底同士で連通させる連通路に区画され、前記第一空間に該第一空間の底との間に隙間を空けて配置され、流通する前記処理液内の前記固形物をろ過するろ過部をさらに備える。

In order to solve the above problems, the present invention proposes the following means.
The radiation contaminant removal unit of the present invention is a radiation contaminant removal unit that removes solid matter from a treatment liquid containing a radioactive substance, and is provided along a disposal container and an inner surface of the disposal container. And a radiation shielding wall capable of containing radiation and capable of shielding radiation, an inlet portion through which an inflow pipe for allowing the treatment liquid to flow into the space, and the treatment flowing into the space. An outlet part to which a recovery pipe for recovering the liquid can be attached and detached, and the space is a first space communicated with the inlet part by the radiation shielding wall, a second space communicated with the outlet part, and The processing liquid that is partitioned into a communication path that connects the first space and the second space at their bottoms, and that is disposed in the first space with a gap between the bottom and the bottom of the first space. Filter the solids in Further comprising an over section.

この発明によれば、ろ過部に捕捉された放射性物質が放射線遮蔽壁により遮蔽されるので、放射性物質を捕捉したろ過部の取り扱いが簡便な放射線汚染物除去ユニットとすることができる。
さらに、この場合、ろ過部内の液体が重力によって底へ移動することによりろ過部から離れるので、廃棄用容器の内部から液体を除去しやすい。 According to this invention, since the radioactive substance captured by the filtration part is shielded by the radiation shielding wall, it is possible to provide a radiation contaminant removing unit that can easily handle the filtration part that has captured the radioactive substance.
Furthermore, in this case, since the liquid in the filtration part moves away from the filtration part by moving to the bottom by gravity, it is easy to remove the liquid from the inside of the disposal container.

また、前記ろ過部は、前記空間の底との間に隙間を空けて配置されていることが好ましい。
この場合、ろ過部内の液体が重力によって底へ移動することによりろ過部から離れるので、廃棄用容器の内部から液体を除去しやすい。 Moreover, it is preferable that the said filtration part is arrange | positioned with the clearance gap between the bottoms of the said space.
In this case, since the liquid in the filtration part moves away from the filtration part by moving to the bottom by gravity, it is easy to remove the liquid from the inside of the disposal container.

本発明の除染方法は、原子力施設における設備を上述の放射線汚染物質除去ユニットを用いて除染する除染方法であって、除染対象設備を除染する除染工程と、前記除染対象設備と連通する管路、および前記除染対象設備の除染に用いた処理液を処理する処理施設と連通する管路に、前記放射線汚染物除去ユニットを接続する接続工程と、前記除染対象設備から前記処理施設へ、前記ろ過部を介して前記処理液を排出する排出工程と、前記放射線汚染物除去ユニットの使用状況に応じて前記放射線汚染物除去ユニットを交換する交換工程と、前記除染対象設備と連通する管路および前記処理施設と連通する管路から前記交換工程により取り外された前記放射線汚染物除去ユニットの内部に固化剤を注入し固化させる固化工程と、を備える。 The decontamination method of the present invention is a decontamination method for decontaminating equipment in a nuclear facility using the above-mentioned radiation pollutant removal unit, a decontamination step for decontaminating the decontamination target equipment, and the decontamination target conduit communicating with the equipment, and the decontamination object facility conduit to treatment facilities and communication for processing a treatment liquid used in the decontamination of a connecting step of connecting the radiation contaminant removal unit, wherein the decontaminated object A discharge step of discharging the treatment liquid from the facility to the treatment facility via the filtration unit, a replacement step of replacing the radiation contaminant removal unit according to a use situation of the radiation contaminant removal unit, and the removal A solidification step of injecting a solidifying agent into the inside of the radiation contaminant removing unit removed by the exchange step from a conduit communicating with the dyeing target facility and a conduit communicating with the treatment facility.

この発明によれば、放射線汚染物除去ユニットを交換しつつ系統除染後の処理液を処理施設へ排出することができるので、固形状の放射性物質を処理液から効率よく分離することができ、原子力施設における設備を除染する運用を容易とすることができる。   According to this invention, since the processing liquid after system decontamination can be discharged to the processing facility while exchanging the radiation contaminant removal unit, the solid radioactive substance can be efficiently separated from the processing liquid, Operation to decontaminate equipment in a nuclear facility can be facilitated.

また、前記交換工程の後、前記固化工程の前に、前記放射線汚染物除去ユニット内の処理液を除去する除去工程を行うことが好ましい。
この場合、放射線汚染物除去ユニット内の液体成分が取り除かれるので、固体廃棄物と液体廃棄物を確実に分別することができる。 Moreover, it is preferable to perform the removal process which removes the process liquid in the said radiation contaminant removal unit after the said exchange process and before the said solidification process.
In this case, since the liquid component in the radiation contaminant removal unit is removed, solid waste and liquid waste can be reliably separated.

本発明の放射線汚染物除去ユニットによれば、ろ過部に捕捉された放射性物質が放射線遮蔽壁により遮蔽されるので、放射性物質を捕捉したろ過部の取り扱いが簡便な放射線汚染物除去ユニットとすることができる。
また、本発明の除染方法は、取り扱いが簡便な放射線汚染物除去ユニットを適宜交換して除染を行うことができるので、運用が容易である。 According to the radiation contaminant removal unit of the present invention, the radioactive substance captured by the filtration unit is shielded by the radiation shielding wall. Can do.
In addition, the decontamination method of the present invention can be easily operated because the decontamination can be performed by appropriately replacing a radiation contaminant removal unit that is easy to handle.

（Ａ）は本発明の一実施形態の放射線汚染物除去ユニットの側面図、（Ｂ）は（Ａ）のＡ矢視図である。(A) is a side view of the radiation contaminant removal unit of one Embodiment of this invention, (B) is an A arrow view of (A). 図１（Ｂ）のＢ−Ｂ線における断面図である。It is sectional drawing in the BB line of FIG. 1 (B). 同放射線汚染物除去ユニットの接続状態を示す模式図である。It is a schematic diagram which shows the connection state of the radiation contaminant removal unit. 同放射線汚染物除去ユニットの使用後の状態を示す図で、図１（Ｂ）のＢ−Ｂ線における断面図である。It is a figure which shows the state after use of the radiation contaminant removal unit, and is sectional drawing in the BB line of FIG. 1 (B). 同実施形態の除染方法を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the decontamination method of the embodiment.

本発明の一実施形態の放射線汚染物除去ユニット１および除染方法について説明する。
まず、放射線汚染物除去ユニット１の構成について説明する。図１（Ａ）は、放射線汚染物除去ユニット１の側面図である。図１（Ｂ）は、図１（Ａ）のＡ矢視図である。図２は、図１（Ｂ）のＢ−Ｂ線における断面図である。
放射線汚染物除去ユニット１は、放射性物質を含有する処理液から固形物を除去するためのものである。
放射性物質を含有する処理液とは、例えば原子力施設において管路などの除染を行った後に発生する液体であって、除染を行うために管路に供給される薬品と、薬品により侵食され管路から剥離した固形物とを含む混合物である。 The radiation contaminant removal unit 1 and the decontamination method of one Embodiment of this invention are demonstrated.
First, the configuration of the radiation contaminant removal unit 1 will be described. FIG. 1A is a side view of the radiation contaminant removal unit 1. FIG. 1B is a view as seen from an arrow A in FIG. FIG. 2 is a cross-sectional view taken along line BB in FIG.
The radiation contaminant removal unit 1 is for removing solid matter from a treatment liquid containing a radioactive substance.
A treatment liquid containing radioactive material is a liquid that is generated after decontamination of a pipeline or the like in a nuclear facility, for example, and is eroded by the chemical supplied to the pipeline for decontamination and the chemical. It is a mixture containing the solid substance which peeled from the pipe line.

図１（Ａ）、図１（Ｂ）、および図２に示すように、放射線汚染物除去ユニット１は、ドラム缶２（廃棄用容器）と、放射線遮蔽壁３と、放射線遮蔽壁３の内外を連通させる入口部５および出口部７と、放射線遮蔽壁３内に配置されたろ過部９とを備える。   As shown in FIG. 1 (A), FIG. 1 (B), and FIG. 2, the radiation contaminant removal unit 1 includes a drum can 2 (disposal container), a radiation shielding wall 3, and the inside and outside of the radiation shielding wall 3. An inlet portion 5 and an outlet portion 7 that are communicated with each other, and a filtering portion 9 disposed in the radiation shielding wall 3 are provided.

ドラム缶２は、両端が蓋２ａ、２ｂにより封止された円筒状部材であり、入口部５および出口部７が形成された側が上側、上側と反対側が下側となるように載置されて使用されるようになっている。すなわち、本実施形態では、ドラム缶２において蓋２ｂ側が、床面に載置される載置部となっている。   The drum 2 is a cylindrical member that is sealed at both ends by lids 2a and 2b. The drum can 2 is placed so that the side on which the inlet portion 5 and the outlet portion 7 are formed is the upper side and the side opposite to the upper side is the lower side. It has come to be. That is, in the present embodiment, the lid 2b side of the drum can 2 serves as a placement portion placed on the floor surface.

放射線遮蔽壁３は、ドラム缶２の外部に放射線が漏れないように遮蔽する目的で設けられたものである。
図２に示すように、放射線遮蔽壁３は、ドラム缶２の内面に沿って設けられている。さらに、放射線遮蔽壁３には、ろ過部９が内部に収容され入口部５と連通された第一空間４ａと、出口部７と連通された第二空間４ｂと、第一空間４ａと第二空間４ｂとを連通する連通路４ｃとを有する空間４が形成されている。放射線遮蔽壁３に形成された空間４には液体を収容可能である。ドラム缶２の蓋２ｂ側を下にしてドラム缶２を載置したときに、空間４を規定する放射線遮蔽壁３の内壁面は、ドラム缶２の蓋２ａに近い位置にある面が天井、蓋２ｂに近い位置にある面が底になっている。放射線遮蔽壁３の材質は、放射線を遮蔽可能な材質であれば適宜の材質とすることができる。本実施形態では、放射線遮蔽壁３はコンクリートによって一体に形成されている。 The radiation shielding wall 3 is provided for the purpose of shielding radiation from leaking to the outside of the drum 2.
As shown in FIG. 2, the radiation shielding wall 3 is provided along the inner surface of the drum can 2. Further, the radiation shielding wall 3 has a filtering portion 9 housed therein and a first space 4a communicated with the inlet portion 5, a second space 4b communicated with the outlet portion 7, a first space 4a and a second space. A space 4 having a communication passage 4c communicating with the space 4b is formed. A liquid 4 can be stored in the space 4 formed in the radiation shielding wall 3. When the drum can 2 is placed with the lid 2b side of the drum can 2 down, the inner wall surface of the radiation shielding wall 3 that defines the space 4 is the surface close to the lid 2a of the drum can 2 on the ceiling and the lid 2b. The surface in the near position is the bottom. The material of the radiation shielding wall 3 can be an appropriate material as long as it can shield radiation. In this embodiment, the radiation shielding wall 3 is integrally formed of concrete.

入口部５は、ドラム缶２の上側の蓋２ａに形成された筒状部材であり、一端が第一空間４ａ内に開口され、他端がドラム缶２の外部に開口されている。入口部５の他端には、処理液を空間４内に流入させるための流入管（後述する管路Ｙ）を着脱するための入口側取付部６が形成されている。また、入口側取付部６には、入口部５を封止するためのキャップ１０ａを取り付けることもできるようになっている。   The inlet 5 is a cylindrical member formed on the upper lid 2 a of the drum can 2, and one end is opened in the first space 4 a and the other end is opened outside the drum can 2. At the other end of the inlet portion 5, an inlet side attachment portion 6 for attaching / detaching an inflow pipe (a pipe Y to be described later) for allowing the processing liquid to flow into the space 4 is formed. Further, a cap 10 a for sealing the inlet portion 5 can be attached to the inlet side attaching portion 6.

出口部７は、ドラム缶２の下側の蓋２ｂに形成された筒状部材であり、一端が第二空間４ｂ内に開口され、他端がドラム缶２の外部に開口されている。出口部７の他端には、空間４内に流入した処理液を回収する回収管（後述する管路Ｚ）を着脱するための出口側取付部８が形成されている。また、出口側取付部８には、出口部７を封止するためのキャップ１０ｂを取り付けることもできるようになっている。   The outlet portion 7 is a cylindrical member formed on the lower lid 2 b of the drum can 2, and has one end opened in the second space 4 b and the other end opened outside the drum can 2. At the other end of the outlet portion 7, an outlet side attaching portion 8 for attaching / detaching a recovery pipe (a pipe line Z to be described later) for recovering the processing liquid flowing into the space 4 is formed. Further, a cap 10 b for sealing the outlet part 7 can be attached to the outlet side attaching part 8.

ろ過部９は、処理液中に含まれる固形物を捕捉するためのものである。ろ過部９は網目状に形成されたろ材を有し、後述する処理施設における処理液の処理を妨げる大きさの固形物を捕捉するようになっている。ろ過部９は、第一空間４ａの内面に接して設けられており、入口部５と出口部７とを接続する流路に介在された状態で固定されている。これにより、入口部５と出口部７との間を流れる処理液はろ過部９の網目を通るようになっている。また、ろ過部９は、空間４の底との間に隙間を空けて配置されている。すなわち、ろ過部９は、放射線遮蔽壁３の内壁面のうち、放射線汚染物除去ユニット１の使用時に最も下に位置する面よりも上に下端が位置するように配置されている。
ろ過部９の網目を構成する部材としては、金属や樹脂などを採用することができる。また、ろ過部９は、処理液が流れる方向に向かって順次網目の大きさが小さくなるように複数のろ材を重ねて構成することもできる。 The filtration part 9 is for capturing solid substances contained in the treatment liquid. The filtration unit 9 has a filter medium formed in a mesh shape, and captures solids having a size that hinders processing of a processing liquid in a processing facility described later. The filtration part 9 is provided in contact with the inner surface of the first space 4 a and is fixed in a state of being interposed in a flow path connecting the inlet part 5 and the outlet part 7. Thereby, the processing liquid flowing between the inlet portion 5 and the outlet portion 7 passes through the mesh of the filtering portion 9. Further, the filtering unit 9 is disposed with a gap between the bottom of the space 4. That is, the filtering unit 9 is disposed such that the lower end is positioned above the lowest surface of the inner wall surface of the radiation shielding wall 3 when the radiation contaminant removing unit 1 is used.
As a member constituting the mesh of the filtration unit 9, metal, resin, or the like can be used. Moreover, the filtration part 9 can also be comprised by accumulating a several filter medium so that the magnitude | size of a mesh may become small sequentially toward the direction where a process liquid flows.

次に、本実施形態の除染方法について、上述の放射線汚染物除去ユニット１を用いた例で説明する。
図３は、放射線汚染物除去ユニット１の接続状態を示す模式図である。図４は、放射線汚染物除去ユニット１の使用後の状態を示す図で、図１（Ｂ）のＢ−Ｂ線における断面図である。図５は、本実施形態の除染方法を示すフローチャートである。なお、図５に示すフローチャートは、複数の放射線汚染物除去ユニット１を用いた除染方法において１つの放射線汚染物除去ユニット１に着目して流れを示したフローチャートになっている。 Next, the decontamination method of the present embodiment will be described using an example using the above-described radiation contaminant removal unit 1.
FIG. 3 is a schematic diagram showing a connection state of the radiation contaminant removal unit 1. FIG. 4 is a view showing a state after use of the radiation contaminant removing unit 1, and is a cross-sectional view taken along line BB in FIG. 1 (B). FIG. 5 is a flowchart showing the decontamination method of this embodiment. Note that the flowchart shown in FIG. 5 is a flowchart showing a flow focusing on one radiation contaminant removal unit 1 in a decontamination method using a plurality of radiation contaminant removal units 1.

原子炉などの原子力施設は、その運用時に、機器や配管などに放射性物質が付着することがある。このため、原子力施設の廃棄時には、その解体前後に除染を行う必要がある。本実施形態では、このような原子力施設を解体する前に、除染を行う対象となる設備（以下「除染対象設備」と称する。）をその系統ごとに除染する系統除染を行う場合の除染方法について例示する。   In nuclear facilities such as nuclear reactors, radioactive materials may adhere to equipment and piping during operation. For this reason, it is necessary to decontaminate before and after dismantling the nuclear facility. In the present embodiment, before dismantling such a nuclear facility, system decontamination is performed for decontaminating equipment to be decontaminated (hereinafter referred to as “decontamination target equipment”) for each system. An example of the decontamination method will be described.

除染対象設備を系統除染する場合には、除染を行うための準備をする。
まず、除染対象設備の除染に用いた処理液を処理するための処理施設を例えば原子力施設内に設ける。処理施設としては、処理液中に含まれる放射性物質を樹脂に吸着させて分離する施設などを挙げることができる。
さらに、図３に示すように、除染対象設備の管路Ｘに、処理液を抜き取って放射線汚染物除去ユニット１へ送るための管路Ｙを設ける。管路Ｙには、処理液を管路Ｘから抜き取って圧送するためのポンプＰと、ポンプＰの下流側において処理液にかかる圧力を検知する圧力計ＰＧとが設けられている。
処理施設へは、放射線汚染物除去ユニット１の出口部７と接続するための管路Ｚを介して接続される。
本実施形態では、管路Ｙおよび管路Ｚは複数設けられており、それぞれバルブＢによって個別に開閉できるようになっている。
さらに、系統除染を開始する前に、上述の放射線汚染物除去ユニット１は原子力施設内に複数搬入して用意される。
これで除染を行うための準備は終了する。 When system decontamination equipment is decontaminated, prepare for decontamination.
First, a treatment facility for treating a treatment liquid used for decontamination of a decontamination target facility is provided, for example, in a nuclear facility. Examples of the treatment facility include a facility that adsorbs a radioactive substance contained in the treatment liquid to a resin and separates it.
Furthermore, as shown in FIG. 3, a pipe Y for extracting the processing liquid and sending it to the radiation contaminant removing unit 1 is provided in the pipe X of the decontamination target equipment. The pipe Y is provided with a pump P for extracting and pumping the processing liquid from the pipe X, and a pressure gauge PG for detecting the pressure applied to the processing liquid on the downstream side of the pump P.
The processing facility is connected via a conduit Z for connecting to the outlet 7 of the radiation contaminant removal unit 1.
In the present embodiment, a plurality of pipe lines Y and pipe lines Z are provided, and each can be opened and closed individually by a valve B.
Furthermore, before the system decontamination is started, a plurality of the above-mentioned radiation contaminant removal units 1 are prepared by being carried into the nuclear facility.
This completes the preparation for decontamination.

除染を行うための準備ができたら、除染対象設備を除染する（図５に示す除染工程Ｓ１）。
除染工程Ｓ１では、除染対象設備内を循環する管路Ｘ（図３参照）の内部に、除染をするための薬品を含有する薬品を循環させ、管路Ｘ内に付着した放射性物質を薬品により洗い流す。薬品が管路Ｘ内を循環することにより、除染対象設備の管路Ｘ内に付着した放射性物質は薬品中へ移行する。
このとき、管路Ｘ内で管路から剥離した固形物が薬品中に移行することがある。また、管路Ｘ内に付着した放射性物質を確実に取り除く目的で、管路Ｘの内壁を侵食する薬品が用いられる場合もあり、この場合には管路Ｘの内壁が粒子状となって薬品に混ざることがある。
これで除染工程Ｓ１は終了し、接続工程Ｓ２へ進む。 When preparation for decontamination is completed, the decontamination target equipment is decontaminated (decontamination step S1 shown in FIG. 5).
In the decontamination step S1, a radioactive substance adhering to the inside of the pipe X is circulated in the pipe X (see FIG. 3) circulating in the equipment to be decontaminated to circulate a chemical containing a chemical for decontamination. Wash away with chemicals. As the chemical circulates in the pipe X, the radioactive substance attached in the pipe X of the decontamination target equipment moves into the chemical.
At this time, the solid substance peeled from the pipe line in the pipe line X may move into the chemical. In addition, there is a case where a chemical that erodes the inner wall of the pipe X is used for the purpose of surely removing the radioactive substance adhering in the pipe X. In this case, the inner wall of the pipe X becomes a particulate and the chemical is used. May be mixed.
This completes the decontamination step S1 and proceeds to the connection step S2.

接続工程Ｓ２は、除染対象設備と連通する管路Ｙ（図３参照）に放射線汚染物除去ユニット１の入口部５を接続し、処理施設と連通する管路Ｚに放射線汚染物除去ユニット１の出口部７を接続する工程である。
接続工程Ｓ２では、入口部５の入口側取付部６に管路Ｙを水密状態で固定し、出口部７の出口側取付部８に管路Ｚを水密状態で固定する。
なお、接続工程Ｓ２は、除染工程Ｓ１が終了する前に開始されてもよい。
これで接続工程Ｓ２は終了し、排出工程Ｓ３へ進む。 In the connecting step S2, the inlet portion 5 of the radiation contaminant removal unit 1 is connected to the pipeline Y (see FIG. 3) communicating with the decontamination target facility, and the radiation contaminant removal unit 1 is connected to the pipeline Z communicating with the treatment facility. It is the process of connecting the exit part 7 of this.
In the connecting step S <b> 2, the pipe line Y is fixed in a watertight state to the inlet side attaching part 6 of the inlet part 5, and the pipe line Z is fixed to the outlet side attaching part 8 of the outlet part 7 in a watertight state.
In addition, connection process S2 may be started before decontamination process S1 is complete | finished.
This completes the connecting step S2 and proceeds to the discharging step S3.

排出工程Ｓ３は、除染対象設備から処理施設へ、ろ過部９を介して処理液を排出する工程である。
排出工程Ｓ３では、まず、図３に示す管路Ｙに設けられたポンプＰを駆動させ、管路Ｘ内を循環する処理液を放射線汚染物除去ユニット１の第一空間４ａ内へ流入させる。すると、第一空間４ａ内に流入した処理液は、ろ過部９の網目を通って第二空間４ｂへ移動する。このとき、処理液中に含まれる固形物はろ過部９の網目に捕捉され、ろ過部９を通過することができない。これにより、処理液が第二空間４ｂへ移動したときには、ろ過部９の網目の大きさよりも大きな固形物は処理液から分離されている。
第二空間４ｂへ移動した処理液は、さらに出口部７から排出され、処理施設へと送られる。このように、ろ過部９を通ってから処理施設へと送られた処理液は、ろ過部９の網目よりも大きな固形物を含んでいない。
ろ過部９に固形物が捕捉されると、ろ過部９は徐々に目詰まりする。これにより、ポンプＰによって放射線汚染物除去ユニット１に送り込まれる処理液の圧力は徐々に高くなる。管路Ｙに設けられた圧力計ＰＧでは、処理液の圧力が検知される。
これで、排出工程Ｓ３は終了し、交換判断工程Ｓ４へ進む。 The discharge step S3 is a step of discharging the treatment liquid from the decontamination target equipment to the treatment facility via the filtration unit 9.
In the discharge step S3, first, the pump P provided in the pipe Y shown in FIG. 3 is driven, and the processing liquid circulating in the pipe X is caused to flow into the first space 4a of the radiation contaminant removal unit 1. Then, the processing liquid that has flowed into the first space 4a moves to the second space 4b through the mesh of the filtration unit 9. At this time, the solid contained in the treatment liquid is captured by the mesh of the filtration unit 9 and cannot pass through the filtration unit 9. Thereby, when a processing liquid moves to the 2nd space 4b, the solid substance larger than the magnitude | size of the mesh | network of the filtration part 9 is isolate | separated from the processing liquid.
The processing liquid that has moved to the second space 4b is further discharged from the outlet portion 7 and sent to the processing facility. Thus, the processing liquid sent to the processing facility after passing through the filtration unit 9 does not contain a solid matter larger than the mesh of the filtration unit 9.
When solid matter is captured by the filtration unit 9, the filtration unit 9 is gradually clogged. Thereby, the pressure of the processing liquid sent to the radiation contaminant removal unit 1 by the pump P gradually increases. The pressure gauge PG provided in the pipe line Y detects the pressure of the processing liquid.
This completes the discharge step S3 and proceeds to the replacement determination step S4.

交換判断工程Ｓ４は、第一空間４ａへ供給される処理液の圧力を適宜検知し、放射線汚染物除去ユニット１の交換の要否を判断する工程である。
交換判断工程Ｓ４では、圧力計ＰＧが示す圧力に基づいて以下の判断を行う。すなわち、ろ過部９によって固形物を保持可能な最大圧力に処理液の圧力が達した場合には、交換工程Ｓ５へ進む。また、圧力計ＰＧが略ゼロ（略大気圧）を示している場合には、管路Ｘ内から全ての処理液が抜き取られたと判断され、放射線汚染物除去ユニット１は管路Ｙおよび管路Ｚから取り外される。
処理液が空間４内に流されたこれらの放射線汚染物除去ユニット１は、使用済みユニット１Ａ（図４参照）となる。 The replacement determination step S4 is a step of appropriately detecting the pressure of the processing liquid supplied to the first space 4a and determining whether or not the radiation contaminant removal unit 1 needs to be replaced.
In the replacement determination step S4, the following determination is made based on the pressure indicated by the pressure gauge PG. That is, when the pressure of the treatment liquid reaches the maximum pressure that can hold the solid matter by the filtration unit 9, the process proceeds to the replacement step S5. Further, when the pressure gauge PG indicates substantially zero (substantially atmospheric pressure), it is determined that all the processing liquid has been extracted from the inside of the pipe X, and the radiation contaminant removing unit 1 performs the pipe Y and the pipe. Removed from Z.
These radiation contaminant removal units 1 in which the processing liquid is flowed into the space 4 become used units 1A (see FIG. 4).

交換工程Ｓ５は、ろ過部９の性能に応じて放射線汚染物除去ユニット１を交換する工程である。
交換工程Ｓ５では、上記交換判断工程Ｓ４における使用済みユニット１Ａを管路Ｙおよび管路Ｚから取り外し、新たな放射線汚染物除去ユニット１に置き換える。
これで交換工程Ｓ５は終了し、新たな放射線汚染物除去ユニット１に対して上述の接続工程Ｓ２、排出工程Ｓ３、交換判断工程Ｓ４、および交換工程Ｓ５が、管路Ｘから全ての処理液が抜き取られるまでこの順に行われる。 The exchange step S5 is a step of exchanging the radiation contaminant removal unit 1 according to the performance of the filtration unit 9.
In the replacement step S5, the used unit 1A in the replacement determination step S4 is removed from the pipe Y and the pipe Z and replaced with a new radiation contaminant removal unit 1.
This completes the replacement step S5, and the above-described connection step S2, discharge step S3, replacement determination step S4, and replacement step S5 are performed on the new radiation contaminant removal unit 1 so that all the processing liquids are discharged from the pipe X. This is done in order until it is extracted.

使用済みユニット１Ａは、管路Ｙおよび管路Ｚから取り外されたあと、空間４の底に残った処理液が除去される（除去工程）。具体的には、出口部７からホース等の筒状部材を挿入し、この筒状部材を通じて処理液を図示しないタンクに回収する。
さらに、処理済みユニットの空間４の内部に出口部７および入口部５から固化剤を注入し固化させる（固化工程Ｓ６）。固化剤としては、例えば放射線を遮蔽する作用を有するモルタルなどを採用することができる。
固化剤が固化した後、使用済みユニット１Ａは固体廃棄物として適宜処理される。 After the used unit 1A is removed from the pipe Y and the pipe Z, the treatment liquid remaining at the bottom of the space 4 is removed (removal step). Specifically, a cylindrical member such as a hose is inserted from the outlet portion 7, and the processing liquid is collected in a tank (not shown) through the cylindrical member.
Further, a solidifying agent is injected from the outlet portion 7 and the inlet portion 5 into the space 4 of the processed unit to be solidified (solidification step S6). As the solidifying agent, for example, mortar having an action of shielding radiation can be employed.
After the solidifying agent is solidified, the used unit 1A is appropriately treated as solid waste.

以上説明したように、本実施形態の放射線汚染物除去ユニット１によれば、ろ過部９に捕捉された固形状の放射性物質が放射線遮蔽壁３により遮蔽されるので、放射性物質を捕捉したろ過部９の取り扱いが簡便な放射線汚染物除去ユニット１とすることができる。   As described above, according to the radiation contaminant removal unit 1 of the present embodiment, the solid radioactive material captured by the filtering unit 9 is shielded by the radiation shielding wall 3, and thus the filtering unit that captured the radioactive material. 9 can be a radiation contaminant removal unit 1 that is easy to handle.

また、廃棄用容器内の空間４の底との間に隙間を空けてろ過部９が配置されているので、ろ過部９内の液体成分が重力によって底へ移動することによりろ過部９から離れる。これにより、廃棄用容器の内部から液体を除去しやすい。   Moreover, since the filtration part 9 is arrange | positioned with the clearance gap between the bottom of the space 4 in a disposal container, the liquid component in the filtration part 9 leaves | separates from the filtration part 9 by moving to the bottom by gravity. . Thereby, it is easy to remove the liquid from the inside of the disposal container.

また、本実施形態では、廃棄用容器としてドラム缶２が採用されている。このため、ドラム缶２を搬送する機器によって放射線汚染物除去ユニット１の搬送などをすることができる。その結果、放射線汚染物除去ユニット１の搬送などをするために別途マニピュレータなどを設置する必要がなく、設備を簡略化することができるとともに運用が容易となる。   Moreover, in this embodiment, the drum 2 is employ | adopted as a container for disposal. For this reason, the radiation contaminant removal unit 1 can be transported by an apparatus that transports the drum 2. As a result, it is not necessary to separately install a manipulator or the like for transporting the radiation contaminant removal unit 1, and the equipment can be simplified and the operation becomes easy.

また、本実施形態の除染方法によれば、放射線汚染物除去ユニット１を交換しつつ系統除染後の処理液を処理施設へ排出することができるので、固形状の放射性物質を処理液から効率よく分離することができ、原子力施設における設備を除染する運用を容易とすることができる。   Moreover, according to the decontamination method of this embodiment, since the processing liquid after system | strain decontamination can be discharged | emitted to a processing facility, exchanging the radiation contaminant removal unit 1, a solid radioactive substance is removed from a processing liquid. Separation can be performed efficiently, and operation for decontamination of equipment in a nuclear facility can be facilitated.

また、交換工程Ｓ５の後固化工程Ｓ６の前に放射線汚染物除去ユニット１内の処理液を除去するので、放射線汚染物除去ユニット１の廃棄前に放射線汚染物除去ユニット１内の液体成分が取り除かれ、固体廃棄物と液体廃棄物を確実に分別することができる。   Further, since the processing liquid in the radiation contaminant removal unit 1 is removed before the solidification step S6 after the exchange step S5, the liquid component in the radiation contaminant removal unit 1 is removed before the radiation contaminant removal unit 1 is discarded. Therefore, solid waste and liquid waste can be reliably separated.

以上、本発明の実施形態について図面を参照して詳述したが、具体的な構成はこの実施形態に限られるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない範囲の設計変更等も含まれる。
たとえば、上述の実施形態では廃棄用容器の例としてドラム缶２を採用したが、ドラム缶２と同様の形状であればドラム缶２でなくても構わない。また、ドラム缶２とは異なる形状の廃棄用容器を採用してもよい。この場合、ろ過部９が内部に配置された本発明の放射線汚染物除去ユニット１を他のドラム缶２と容易に区別することができる。 As mentioned above, although embodiment of this invention was explained in full detail with reference to drawings, the concrete structure is not restricted to this embodiment, The design change etc. of the range which does not deviate from the summary of this invention are included.
For example, in the above-described embodiment, the drum can 2 is adopted as an example of the disposal container. However, the drum can 2 may not be used as long as the drum can 2 has the same shape. Further, a disposal container having a shape different from that of the drum can 2 may be adopted. In this case, the radiation contaminant removal unit 1 of the present invention in which the filtering unit 9 is disposed can be easily distinguished from other drums 2.

また、放射線汚染物除去ユニット１の廃棄用容器としてドラム缶２が採用されている場合、ドラム缶２の外面には、処理液の処理のために用いられることを示す文字や記号等を含む標識部が設けられていてもよい。これにより、ろ過部９が内部に配置された本発明の放射線汚染物除去ユニット１を他のドラム缶２と容易に区別することができる。なお、廃棄用容器がドラム缶２以外の容器であった場合にも、上述の標識部が設けられていれば、その廃棄用容器が放射線汚染物除去ユニット１であることが分かりやすくなる。   Further, when the drum can 2 is employed as a disposal container of the radiation contaminant removal unit 1, a sign portion including characters, symbols, and the like indicating that the drum can 2 is used for processing the processing liquid is provided on the outer surface of the drum can 2. It may be provided. Thereby, the radioactive contaminant removal unit 1 of this invention by which the filtration part 9 has been arrange | positioned inside can be easily distinguished from the other drums 2. Even when the disposal container is a container other than the drum 2, it is easy to understand that the disposal container is the radiation contaminant removal unit 1 if the above-described labeling portion is provided.

１、１Ａ 放射線汚染物除去ユニット
２ ドラム缶（廃棄用容器）
３ 放射線遮蔽壁
４ 空間
４ａ 第一空間
４ｂ 第二空間
４ｃ 連通路
５ 入口部
６ 入口側取付部
７ 出口部
８ 出口側取付部
９ ろ過部
Ｂ バルブ
Ｐ ポンプ
ＰＧ 圧力計
Ｘ 管路
Ｙ 管路
Ｚ 管路
Ｓ１ 除染工程
Ｓ２ 接続工程
Ｓ３ 排出工程
Ｓ４ 交換判断工程
Ｓ５ 交換工程
Ｓ６ 固化工程 1, 1A Radiation contaminant removal unit 2 Drum can (container for disposal)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 3 Radiation shielding wall 4 Space 4a 1st space 4b 2nd space 4c Communication path 5 Inlet part 6 Inlet side attaching part 7 Outlet part 8 Outlet side attaching part 9 Filtration part B Valve P Pump PG Pressure gauge X Pipe line Y Pipe line Z Pipe line S1 Decontamination process S2 Connection process S3 Discharge process S4 Replacement judgment process S5 Replacement process S6 Solidification process

Claims (3)

放射性物質を含有する処理液から固形物を除去する放射線汚染物除去ユニットであって、
廃棄用容器と、
前記廃棄用容器の内面に沿って設けられているとともに液体を収容可能な空間が形成され放射線を遮蔽可能な放射線遮蔽壁と、
前記処理液を前記空間内に流入させるための流入管を着脱可能な入口部と、
前記空間内に流入した前記処理液を回収する回収管を着脱可能な出口部と、を備え、
前記空間は、前記放射線遮蔽壁によって、前記入口部と連通された第一空間、前記出口部と連通された第二空間、及びこれら第一空間と第二空間とをこれらの底同士で連通させる連通路に区画され、
前記第一空間に該第一空間の底との間に隙間を空けて配置され、流通する前記処理液内の前記固形物をろ過するろ過部をさらに備えることを特徴とする放射線汚染物除去ユニット。 A radiation contaminant removal unit that removes solids from a processing solution containing radioactive substances,
A disposal container;
A radiation shielding wall provided along the inner surface of the disposal container and capable of shielding radiation by forming a space capable of accommodating a liquid;
An inlet part to which an inflow pipe for allowing the treatment liquid to flow into the space can be attached and detached;
An outlet part that can attach and detach a recovery pipe that recovers the processing liquid flowing into the space, and
The space communicates the first space communicated with the inlet portion, the second space communicated with the outlet portion, and the first space and the second space at their bottoms by the radiation shielding wall . Divided into communication passages ,
A radiation pollutant removal unit further comprising a filtration unit that is disposed in the first space with a gap between the bottom of the first space and filters the solid matter in the processing liquid that circulates. . 原子力施設における設備を請求項１に記載の放射線汚染物除去ユニットを用いて除染する除染方法であって、
除染対象設備を除染する除染工程と、
前記除染対象設備と連通する管路、および前記除染対象設備の除染に用いた処理液を処理する処理施設と連通する管路に、前記放射線汚染物除去ユニットを接続する接続工程と、
前記除染対象設備から前記処理施設へ、前記ろ過部を介して前記処理液を排出する排出工程と、
前記放射線汚染物除去ユニットの使用状況に応じて前記放射線汚染物除去ユニットを交換する交換工程と、
前記除染対象設備と連通する管路および前記処理施設と連通する管路から前記交換工程により取り外された前記放射線汚染物除去ユニットの内部に固化剤を注入し固化させる固化工程と、
を備える除染方法。 A decontamination method for decontaminating equipment in a nuclear facility using the radiation contaminant removal unit according to claim 1,
A decontamination process for decontaminating the equipment to be decontaminated,
A connection step of connecting the radiation contaminant removal unit to a conduit communicating with the decontamination target facility, and a conduit communicating with a treatment facility for treating a treatment liquid used for decontamination of the decontamination target facility;
A discharge step of discharging the treatment liquid from the decontamination target facility to the treatment facility via the filtration unit;
An exchange step of exchanging the radiation contaminant removal unit according to the usage status of the radiation contaminant removal unit;
A solidification step of injecting and solidifying a solidifying agent into the inside of the radiation contaminant removal unit removed by the replacement step from a conduit communicating with the decontamination target facility and a conduit communicating with the treatment facility;
A decontamination method. 請求項２に記載の除染方法であって、
前記交換工程の後、前記固化工程の前に、前記放射線汚染物除去ユニット内の処理液を除去する除去工程を行うことを特徴とする除染方法。 The decontamination method according to claim 2,
A decontamination method comprising performing a removal step of removing the processing liquid in the radiation contaminant removal unit after the replacement step and before the solidification step.

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