JP6071201B2 - Radioactive liquid processing equipment - Google Patents
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Description
本発明は、高レベルの放射性物質を含む廃液処理全体に適用できる放射性廃液処理装置に関する。 The present invention relates to a radioactive liquid waste treatment apparatus that can be applied to the entire waste liquid treatment containing a high level of radioactive material.
従来、原子力発電所において発生する高レベルの放射性物質が溶解した汚染水（放射性廃液）を、緊急処理することが行われている（例えば、特許文献１参照）。
具体的には、放射性物質を吸着や沈殿によって除去することで、廃液中の線量を減らし、その後、脱塩処理によって更に浄化する方法である。この場合、浄化した処理水は，燃料の冷却水に再利用することで、高レベル廃液の総量の増加を抑制することを可能としている。
Conventionally, urgent treatment is performed on contaminated water (radioactive waste liquid) in which high-level radioactive substances generated in nuclear power plants are dissolved (see, for example, Patent Document 1).
Specifically, it is a method of reducing the dose in the waste liquid by removing radioactive substances by adsorption or precipitation, and then further purifying by desalting. In this case, the purified treated water can be reused as fuel cooling water to suppress an increase in the total amount of high-level waste liquid.
ところで、一般的な放射性廃液の一般的な処理フローとして、先ず放射性廃液を油分離装置に送り込み、油分を取り除いた後、セシウム吸着装置でゼオライト等の吸着材を使用してセシウムを吸着させるとともに、除染装置においてセシウム以外の核種を吸着、凝集沈殿させている。また、放射性廃液に海水が混じる場合には、その塩素を淡水化装置の逆浸透膜（ＲＯ）処理でイオン分を取り除き、処理水受けタンクを介して冷却水として再利用し、除去した塩素は蒸発濃縮して減量させることが行われている。 By the way, as a general processing flow of general radioactive waste liquid, first, the radioactive waste liquid is sent to the oil separation device, and after removing the oil, the cesium adsorption device uses an adsorbent such as zeolite to adsorb cesium, In the decontamination equipment, nuclides other than cesium are adsorbed and coagulated. In addition, when seawater is mixed with radioactive waste liquid, the chlorine is removed by reverse osmosis membrane (RO) treatment in the desalination unit, reused as cooling water through the treated water receiving tank, and the removed chlorine is The amount is reduced by evaporation.
しかしながら、従来の廃液処理方式では、以下のような問題があった。
すなわち、上述した各処理段階において、放射能に汚染された二次廃棄物が大量に発生する。具体的には，セシウム吸着装置における放射性物質を吸着した廃吸着剤（ゼオライト等）、沈殿処理によって濃縮されたスラッジ、脱塩処理で分離された濃縮水等が発生している。そして、これら二次廃棄物は、更に適宜な処理が行われて最終処分場へ移動されることになるが、その最終処分方法が決定されるまでの間、長期的に所定の仮置き場に保管を必要とする場合がある。
However, the conventional waste liquid treatment method has the following problems.
That is, in each processing step described above, a large amount of secondary waste contaminated with radioactivity is generated. Specifically, waste adsorbent (zeolite or the like) that adsorbs radioactive substances in the cesium adsorption device, sludge concentrated by precipitation treatment, concentrated water separated by desalting treatment, and the like are generated. These secondary wastes are further processed appropriately and moved to the final disposal site. Until the final disposal method is determined, they are stored in a predetermined temporary storage site for a long time. May be required.
一方で、緊急処理の際には、冷却水として海水を使用する場合がある。このような場合には、放射性廃液から生じる二次廃棄物にも濃縮された高濃度塩素が含まれることとなる。そのため、長期的に二次廃棄物を保管する貯蔵設備が塩素によって腐食することから、塩素をできるだけ多く除去することが求められており、その点で改善の余地があった。 On the other hand, seawater may be used as cooling water during emergency processing. In such a case, concentrated high-concentration chlorine is also contained in the secondary waste generated from the radioactive liquid waste. Therefore, since storage facilities for storing secondary waste for a long period of time are corroded by chlorine, it is required to remove as much chlorine as possible, and there is room for improvement in that respect.
本発明は、上述する問題点に鑑みてなされたもので、蒸発濃縮された廃液中の高濃度塩素を低減することで、二次廃棄物の周辺設備の腐食を防止し、二次廃棄物の長期保存を可能とした放射性廃液処理装置を提供することを目的とする。 The present invention has been made in view of the above-mentioned problems, and by reducing the high concentration chlorine in the waste liquid evaporated and concentrated, the corrosion of the peripheral equipment of the secondary waste is prevented, and the secondary waste An object of the present invention is to provide a radioactive liquid waste treatment apparatus capable of long-term storage.
上記目的を達成するため、本発明に係る放射性廃液処理装置では、塩素イオンを含有する放射性廃液を蒸発凝縮させる蒸発濃縮部を有する放射性廃液処理装置であって、該蒸発濃縮部によって濃縮された放射性廃液に硝酸銀又は硫酸銀を反応させて塩化銀を沈殿させ、沈殿した塩化銀を除去することで前記放射性廃液から前記塩素イオンを除去し、前記放射性廃液から除去した塩化銀をアンモニアで再溶解し、さらに電解処理を行って銀を析出し、得られた銀を硝酸又は硫酸に溶解させた後に放射性廃液に反応させて塩化銀の沈殿に再利用する脱塩素部を備え、前記蒸発濃縮部は、放射性廃液を順次、蒸発凝縮させる複数段に設けられ、最前段の前記蒸発濃縮部から生じる凝縮水を外部に導く凝縮水導出路と、前記最前段の蒸発濃縮部以外の前記蒸発濃縮部から生じる凝縮水を、該蒸発濃縮部よりも前段側の前記蒸発濃縮部に導入する凝縮水還流路と、を備えることを特徴としている。
In order to achieve the above object, the radioactive liquid waste treatment apparatus according to the present invention is a radioactive liquid waste treatment apparatus having an evaporating and condensing part for evaporating and condensing a radioactive liquid waste containing chlorine ions, and the radioactive liquid concentrated by the evaporating and concentrating part. The waste liquid is reacted with silver nitrate or silver sulfate to precipitate silver chloride, the precipitated silver chloride is removed to remove the chlorine ions from the radioactive liquid waste, and the silver chloride removed from the radioactive liquid waste is redissolved with ammonia. Further, electrolytic treatment is performed to deposit silver, and the resulting silver is dissolved in nitric acid or sulfuric acid, and then reacted with radioactive waste liquid to be reused for silver chloride precipitation. , Provided in a plurality of stages for sequentially evaporating and condensing radioactive waste liquid, and a condensed water lead-out path for guiding condensed water generated from the evaporating and concentrating part in the foremost stage to the outside; The serial evaporation resulting from the concentration unit condensed water, is characterized by and a condensed water return pipe for introducing into the evaporation portion of the front side of the evaporation concentrate portion.
本発明では、蒸発濃縮部において濃縮水（高放射性、高塩濃度）と凝縮水（低放射性，低塩濃度）に分離することができ、その凝縮水を放流可能な水として外部に導出するとともに、蒸発濃縮部から生じる高濃度放射性廃液に対して脱塩素部で塩素イオンを除去することができる。つまり、濃縮廃液（二次廃棄物）中の塩素イオン濃度を低下することができ、二次廃棄物の周囲に設けられる機器において腐食による材料の耐久性を高めることができるとともに、機器に使用する高価な材料（金属）を少なくすることが可能となるので、二次廃棄物の長期的な保存が可能となり、総合的な処理コストの低減を図ることができる。
また、本発明では、複数段の蒸発濃縮部を設けることで、最前段の蒸発濃縮部での蒸発濃縮処理の濃縮率を抑えることができ、この第１蒸発濃縮部より導出される凝縮水の飛沫から持ち込まれる不純物の混入量を抑制することができる。例えば、第１蒸発濃縮部による濃縮率を１０倍程度に抑えることで、蒸発時の飛沫に含まれる不純物濃度が１０倍程度に抑えられるため、飛沫による濃縮水への放射能の移行量は低く抑えることができる。
なお、仮に第１蒸発濃縮部で生じる凝縮水に放射能が混入していても、その凝縮水は低放射性、低塩濃度であるため、例えば吸着設備で放射性物質を除去した後、放流水として系外へ放出することができ、この際に発生する放水可能なレベルに低減させるための吸着剤の使用量を低減することができる。
また、脱塩素部が沈殿させる塩化銀の溶解度が非常に低いため、放射性廃液を数ｍｇ／Ｌの塩化物イオン濃度にまで低減することができる。
In the present invention, in the evaporating and concentrating portion, it can be separated into concentrated water (high radiation, high salt concentration) and condensed water (low radiation, low salt concentration), and the condensed water is led to the outside as dischargeable water. The chlorine ion can be removed in the dechlorination section from the high concentration radioactive liquid waste generated from the evaporation and concentration section. In other words, the chlorine ion concentration in the concentrated waste liquid (secondary waste) can be reduced, and the durability of the material due to corrosion can be increased in the equipment provided around the secondary waste, and it is used for equipment. Since expensive materials (metals) can be reduced, secondary waste can be stored for a long time, and overall processing costs can be reduced.
Further, in the present invention, by providing a plurality of stages of evaporation and concentration units, it is possible to suppress the concentration rate of the evaporation and concentration process in the foremost stage evaporation and concentration unit, and the condensed water derived from the first evaporation and concentration unit. The amount of impurities introduced from the splash can be suppressed. For example, since the concentration of impurities contained in the droplets at the time of evaporation is suppressed to about 10 times by suppressing the concentration rate by the first evaporative concentration unit to about 10 times, the amount of radioactivity transferred to the concentrated water by the droplets is low. Can be suppressed.
Even if radioactivity is mixed in the condensed water generated in the first evaporating and concentrating portion, the condensed water has low radioactivity and low salt concentration. For example, after removing radioactive substances with an adsorption facility, It can be discharged out of the system, and the amount of adsorbent used for reducing to a level capable of water discharge generated at this time can be reduced.
Further, since the solubility of silver chloride precipitated by the dechlorination part is very low, the radioactive liquid waste can be reduced to a chloride ion concentration of several mg / L.
また、本発明に係る放射性廃液処理装置では、脱塩素部は、電解によって塩素を発生させて気相中に除去する電解処理部をさらに有することが好ましい。 Moreover, in the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on this invention, it is preferable that a dechlorination part further has the electrolytic treatment part which generate | occur | produces chlorine by electrolysis and removes it in a gaseous phase.
本発明では、電解処理部を有する場合には、電解によって濃縮廃液中、あるいは凝縮水導出路より導出された凝縮水中の塩素イオンを塩素ガスとして系外に排出するため、濃縮水中の塩素イオン濃度を下げることができる。 In the present invention, in the case where the electrolytic treatment unit is provided, the chlorine ion concentration in the concentrated water is discharged out of the system as chlorine gas in the concentrated waste liquid by electrolysis or in the condensed water derived from the condensed water outlet passage. Can be lowered .
また、本発明に係る放射性廃液処理装置では、電解処理部には、陽イオン交換膜またはナトリウム選択透過性のイオン交換膜が設けられていても良い。 In the radioactive liquid waste treatment apparatus according to the present invention, the electrolytic treatment unit may be provided with a cation exchange membrane or a sodium permselective ion exchange membrane.
本発明では、陽イオン交換膜またはナトリウム選択透過性のイオン交換膜の陽極側に蒸発濃縮部から生じた濃縮水を投入することで、その濃縮水中の塩素イオンは塩素ガスとして除去され、残存するナトリウムを主体とする陽イオンは陽イオン交換膜ナトリウム選択透過性のイオン交換膜を通過して陰極側へ移動する。このとき、陽極側では金属イオンが減少するため、濃縮水の液ｐＨの上昇が抑制されるため、ｐH調整剤（酸）の添加量を減らすことができる。そして、陰極では、水が分解して水素が発生し、水酸化物イオンが残存する。さらに、陽イオン交換膜またはナトリウム選択透過性のイオン交換膜を通過したナトリウムと電解で生成した水酸化物イオンより、陰極では水酸化ナトリウム水が生成することができ、塩素回収として利用することができ、塩素回収で使用する水酸化ナトリウム試薬の添加量を削減できる。
また、沈殿処理部へ向けて排出する電解処理液のナトリウムの陽イオン濃度が低下するため、廃液の最終処分量を低減することができる。
In the present invention, by introducing concentrated water generated from the evaporating and concentrating portion to the anode side of the cation exchange membrane or the sodium permselective ion exchange membrane, chlorine ions in the concentrated water are removed as chlorine gas and remain. The cation mainly composed of sodium moves to the cathode side through the ion exchange membrane selectively permeable to sodium cation exchange membrane. At this time, since metal ions decrease on the anode side, an increase in the pH of the concentrated water is suppressed, so that the amount of pH adjusting agent (acid) added can be reduced. At the cathode, water is decomposed to generate hydrogen, and hydroxide ions remain. Furthermore, sodium hydroxide water can be generated at the cathode from sodium ions that have passed through a cation exchange membrane or a sodium permselective ion exchange membrane and electrolytically generated ion ions, which can be used for chlorine recovery. The amount of sodium hydroxide reagent used for chlorine recovery can be reduced.
Moreover, since the cation concentration of sodium in the electrolytic treatment liquid discharged toward the precipitation treatment unit is lowered, the final disposal amount of the waste liquid can be reduced.
本発明の放射性廃液処理装置によれば、蒸発濃縮された廃液中の高濃度塩素を低減することで、二次廃棄物の周辺設備の腐食を防止することができる。そのため、二次廃棄物を長期的に保存することができる。 According to the radioactive liquid waste processing apparatus of the present invention, it is possible to prevent corrosion of peripheral facilities of secondary waste by reducing high-concentration chlorine in the waste liquid evaporated and concentrated. Therefore, secondary waste can be stored for a long time.
以下、本発明の実施の形態による放射性廃液処理装置について、図面に基づいて説明する。かかる実施の形態は、本発明の一態様を示すものであり、この発明を限定するものではなく、本発明の技術的思想の範囲内で任意に変更可能である。 Hereinafter, a radioactive liquid waste processing apparatus according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. This embodiment shows one aspect of the present invention, and does not limit the present invention, and can be arbitrarily changed within the scope of the technical idea of the present invention.
（第１の実施の形態）
図１に示すように、本実施の形態による放射性廃液処理装置１は、セシウムなどの放射性物質を含有する廃液やセシウムなどの放射性物質を含有する汚染土壌を洗浄して発生した洗浄液などから放射性物質を分離、除去する方法に関するものである。
(First embodiment)
As shown in FIG. 1, the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 according to the present embodiment includes a radioactive substance from a waste liquid containing a radioactive substance such as cesium or a cleaning liquid generated by washing contaminated soil containing a radioactive substance such as cesium. It is related with the method of isolate | separating and removing.
すなわち、放射性廃液処理装置１は、放射性廃液Ｗを順次、蒸発凝縮させる複数段（ここでは２段）の蒸発濃縮装置２（２Ａ、２Ｂ）（蒸発濃縮部）を備えており、放射性廃液Ｗが濃縮廃液になる過程において、上流側より下流側に向けて油分除去設備３、ろ過設備４、上記第１蒸発濃縮装置２Ａ、第２蒸発濃縮装置２Ｂがその順で連結されて配置された構成となっている。そして、放射性廃液処理装置１には、最前段の第１蒸発濃縮装置２Ａから生じる第１凝縮水Ｇ１を放射性廃液処理装置１の外部に導く凝縮水導出路２１と、後段の第２蒸発濃縮装置２Ｂ（最前段の第１蒸発濃縮装置２Ａ以外の蒸発濃縮装置）から生じる第２凝縮水Ｇ２を第１蒸発濃縮装置２Ａに導入する凝縮水還流路２２と、を備えている。また、第１蒸発濃縮装置２Ａと第２蒸発濃縮装置２Ｂとの間には、濃縮廃液中の塩化物イオン濃度を低下させるための脱塩素装置６（脱塩素部）が設けられている。
That is, the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 includes a plurality of (in this case, two stages) evaporative concentration apparatus 2 (2A, 2B) (evaporation concentration section) for sequentially evaporating and condensing the radioactive liquid waste W. In the process of becoming concentrated waste liquid, the oil removal equipment 3, the
油分除去設備３は、供給された放射性廃液Ｗに対して油分やゴミ（浮遊性懸濁物）を分離し、これを回収して除去する一般的な構成のものである。以下、分離された油分等を単に「油分Ｋ」という。つまり、浮上した油分Ｋを除去するとともに、槽底部から水（油分Ｋが取り除かれた放射性廃液Ｗ）を抜き出してろ過設備４に向けて送出する。なお、ここで分離されて回収された油分Ｋは、放射性物質が含有された二次廃棄物となる。
なお、油分除去設備３の具体例として、ＣＩＰセパレータや加圧浮上分離装置がある。
The oil removal equipment 3 has a general configuration in which oil and dust (floating suspension) are separated from the supplied radioactive waste liquid W and recovered and removed. Hereinafter, the separated oil and the like are simply referred to as “oil K”. That is, the oil K that has floated is removed, and water (the radioactive waste liquid W from which the oil K has been removed) is extracted from the tank bottom and sent to the
Specific examples of the oil removal equipment 3 include a CIP separator and a pressure levitation separator.
ろ過設備４は、例えば膜分離式、あるいは砂ろ過式のものを採用することができ、砂やゴミ（油分除去設備３で除去できないゴミ）を分離し除去し、その水（ろ過後の放射性廃液Ｗ）を第１蒸発濃縮装置２Ａに向けて送出する。なお、ろ過して回収された固形物Ｍ（砂やゴミ等）は、放射性物質が含有された二次廃棄物となる。
The
蒸発濃縮装置２（２Ａ、２Ｂ）は、例えば真空蒸気圧縮型を採用することができ、放射性廃液Ｗを濃縮し、濃縮水Ｎ（高放射性、高塩濃度）と凝縮水Ｇ（低放射性，低塩濃度）とに分離する。
前段に配置される第１蒸発濃縮装置２Ａは、第１濃縮水Ｎ１が第２蒸発濃縮装置２Ｂへ送られ、第１凝縮水Ｇ１が凝縮水導出路２１を通過して冷却水として使用され、或いは放流されるようになっている。一方、後段に配置される第２蒸発濃縮装置２Ｂは、第２濃縮水Ｎ２が濃縮廃水として抽出され、第２凝縮水Ｇ２が上述したように凝縮水還流路２２を通過して第１蒸発濃縮装置２Ａ内に戻される。この第１蒸発濃縮装置２Ａに戻された第２凝縮水Ｇ２は、濃縮前の放射性廃液Ｗと混合され、再び第１蒸発濃縮装置２Ａで濃縮工程にさらされる。
The evaporative concentrator 2 (2A, 2B) can employ, for example, a vacuum vapor compression type, concentrates the radioactive waste liquid W, concentrates the concentrated water N (highly radioactive, high salt concentration) and condensed water G (low radioactive, low Salt concentration).
In the first
第１蒸発濃縮装置２Ａによって生じた第１凝縮水Ｇ１を導出する凝縮水導出路２１は、冷却水として再利用される第１導水路２３と、余剰分として放流される第２導水路２４と、に分岐されている。第２導水路２４には、第１凝縮水Ｇ１に含まれる放射性物質を吸着して放射線量を設定されている放流基準値以下（略０．０１〜０．００１以下など）に下げるための吸着設備５が設けられている。
The
次に、吸着設備５の構成について図２に基づいて具体的に説明する。
図２に示すように、吸着設備５は、セシウム吸着塔およびストロンチウム吸着塔を有する第１吸着塔５１と、無機イオン交換体を用いて吸着する第２吸着塔５２と、イオン交換樹脂を用いて吸着する第３吸着塔５３と、第１蒸発濃縮装置２Ａで得られる第１凝縮水Ｇ１の放射線量と電気伝導度を適宜な頻度で計測する計測部５４と、が設けられている。
そして、図３に示すように、測定部５４での検出値に応じて、前記第１吸着塔５１、第２吸着塔５２、および第３吸着塔５３のうち適宜な吸着塔を通過させる複数（７つ）の吸着処理方式（第１吸着系統５Ａ〜第７吸着系統５Ｇ）を選択的に切り替え可能な構成となっている。吸着処理方式の切替えは、図２に示すように、第１吸着塔５１、第２吸着塔５２、および第３吸着塔５３を接続する配管に設けられている切替え弁５５、５６、５７の開閉によって行われる。
なお、測定部５４で検出した第１凝縮水Ｇ１に放射能が混入していない場合には、上記吸着塔５１、５２、５３を通過させずに、直接放流することも可能である。
Next, the configuration of the
As shown in FIG. 2, the
Then, as shown in FIG. 3, a plurality of (the appropriate number of adsorbing towers that pass among the first adsorbing
In addition, when radioactivity is not mixed in the 1st condensed water G1 detected by the
第１吸着塔５１は、ゼオライト等が採用され、セシウムやストロンチウムを吸着して除去するものである。第２吸着塔５２は、無機イオン交換体によって残存したセシウムやストロンチウムおよび他の核種を吸着し、放射能を低減させるものである。また、第３吸着塔５３は、吸着容量の大きなイオン交換樹脂によって全イオンを吸着し、二次廃棄物の発生量を低減するものである。
The
図３に示すように、第１吸着系統５Ａは、第１吸着塔５１、第２吸着塔５２、および第３吸着塔５３の３つの吸着塔を通過させるルートである。第２吸着系統５Ｂは、第１吸着塔５１、および第３吸着塔５３の２つの吸着塔を通過させるルートである。第３吸着系統５Ｃは、第１吸着塔５１、および第２吸着塔５２の２つの吸着塔を通過させるルートである。第４吸着系統５Ｄは、第２吸着塔５２、および第３吸着塔５３の２つの吸着塔を通過させるルートである。そして、第５吸着系統５Ｅは第１吸着塔５１のみ、第６吸着系統５Ｆは第２吸着塔５２のみ、第７吸着系統Ｇは第３吸着塔５３のみに通過させるルートである。
これら吸着系統５Ａ〜５Ｇを適宜選定することで、最小限の二次廃棄物の発生量で第１凝縮水Ｇ１中の塩濃度、放射線量を放流水レベルまで低減することができる。
As shown in FIG. 3, the
By appropriately selecting these
ここで、測定部５４で検出した第１凝縮水Ｇ１の検出値に基づく上記吸着処理方式の切り替えの判断方法について説明する。
第１凝縮水Ｇ１においてセシウムやストロンチウムの放射線量が高く、且つ電気伝導度が高い場合には、例えば第１吸着系統５Ａを選択し、第１吸着塔５１で放射線量の高いセシウムやストロンチウムを吸着し、第１吸着塔５１で除去しきれないものを第２吸着塔５２の無機イオン交換体で除去し、さらに他の雑多な放射能は第３吸着塔５３のイオン交換樹脂で除去する。この場合、高レベル放射性廃棄物に該当する廃イオン交換樹脂の発生量を少なくすることができる。つまり、イオン交換樹脂はイオンの吸着容量が高いため、放射能量の高い第１凝縮水Ｇ１を第３吸着塔５３に直接投入すると、イオン交換樹脂に蓄積される放射能量が高くなり、処分が困難な上記廃棄物となる。先に第１吸着塔５１、第２吸着塔５２を通すことによって、第１凝縮水Ｇ１中の放射能量を下げることで、イオン交換樹脂に蓄積する放射能量を低く抑えることができる。
Here, the determination method of the switching of the adsorption processing method based on the detection value of the first condensed water G1 detected by the
When the radiation amount of cesium or strontium is high and the electrical conductivity is high in the first condensed water G1, for example, the
また、第１凝縮水Ｇ１においてセシウムやストロンチウムの放射線量が高くなく（放流できるレベルよりは高い）、且つ電気伝導度が低い場合には、例えば第４吸着系統５Ｄ、或いは第７吸着系統５Ｇを選択し、全イオンを吸着除去する。
さらに、セシウムやストロンチウムの濃度が低いにもかかわらず、放射線量が高い場合には、他の核種が存在していることになるので、第１吸着塔５１を通過させない吸着系統、すなわち図３で第４吸着系統５Ｄや第６吸着系統５Ｆを選択することができる。
さらにまた、第１凝縮水Ｇ１において雑多な放射能が無い場合には、例えば第３吸着系統５Ｃを選択することができる。
Further, when the radiation amount of cesium or strontium is not high (higher than the level that can be discharged) and the electrical conductivity is low in the first condensed water G1, for example, the
Furthermore, when the radiation dose is high despite the low concentration of cesium and strontium, other nuclides are present, so that the adsorption system that does not pass through the
Furthermore, if there is no miscellaneous radioactivity in the first condensed water G1, for example, the
ここで、測定部５４で検出した第１凝縮水Ｇ１の判定基準としては、セシウムの放射濃度で例えば１〜１００ベクレル／ｍｌ以上に設定し、電気伝導度で例えば１００μジーメンス／ｃｍ以下を基準とする。
Here, as a criterion for determining the first condensate G1 detected by the
脱塩素装置６は、図１に示すように、塩素イオンを含有する放射性廃液Ｗを蒸発凝縮させる第１蒸発濃縮部２Ａによって濃縮された高濃度放射性廃液から塩素イオンを除去する。脱塩素装置６は、電解によって塩素を発生させて気相中に除去する電解処理部６１と、塩化銀の沈殿を生成させて固相として除去する沈殿処理部６２と、を有している。塩素イオンの除去工程は、電解工程と沈殿工程の順で処理される。
As shown in FIG. 1, the
電解処理部６１では、第１蒸発濃縮２Ａから出た第１濃縮水Ｎ１に対してｐＨ調整剤を供給することで、電解によって塩素を発生させて気相中に除去する。なお、発生した塩素イオン（塩素ガス）は、図４に示すように、塩素ガス回収部６０に回収され、水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）などのアルカリ性の材料に吸収させて無害化される。
沈殿処理部６２では、沈殿法によって電解処理部６１で塩素イオンを除去した濃縮水に対して硝酸銀や硫酸銀などを供給して反応させることで、塩化銀の沈殿を生成させて固相として除去する。
In the
In the
本脱塩素装置６では、電解処理部６１における電解によって第１濃縮水Ｎ１中の塩素イオンを塩素ガスとして系外（放射性廃液処理装置１の外）に排出するため、第１濃縮水Ｎ１中の塩素イオン濃度を下げることができる。また、沈殿処理部６２では、塩化銀の溶解度が非常に低いため、数ｍｇ／Ｌの塩化物イオン濃度にまで低減することができる。
一般的に、電解法では効果的な電解を行う条件として、塩素濃度で略５０００ｐｐｍ以上が必要とされている。これに対して、本第２の実施の形態では、第１蒸発濃縮装置２Ａで蒸発濃縮され、第１濃縮水Ｎ１の上記塩素濃度を５０００ｐｐｍ以上に高めることができ、この第１濃縮水Ｎ１に対して電解法により効率よく塩素イオンを減らす工程を行うことができる。
In the
In general, the electrolytic method requires a chlorine concentration of about 5000 ppm or more as a condition for effective electrolysis. On the other hand, in the second embodiment, the first concentrated water N1 is evaporated and concentrated, and the chlorine concentration of the first concentrated water N1 can be increased to 5000 ppm or more. On the other hand, a step of efficiently reducing chlorine ions can be performed by an electrolytic method.
次に、放射性廃液処理装置１の作用について図面に基づいて具体的に説明する。
図１に示すように、本実施の形態の放射性廃液処理装置１では、第１蒸発濃縮装置２Ａにおいて第１濃縮水Ｎ１（高放射性、高塩濃度）と第１凝縮水Ｇ１（低放射性，低塩濃度）に分離することができ、第１蒸発濃縮装置２Ａから生じる第１凝縮水Ｇ１のみを凝縮水導出路２１を通過させて放流可能な水として外部に導出するとともに、第１蒸発濃縮装置２Ａで蒸発濃縮された低放射性かつ低塩濃度な第１濃縮水Ｎ１は第２蒸発濃縮装置２Ｂへ導入される。そして、第２蒸発濃縮装置２Ｂにおいて、処理された第２凝縮水Ｇ２は外部へ導出せずに凝縮水還流路２２を介して第１蒸発濃縮装置２Ａに導入されて再び該第１蒸発濃縮装置２Ａで処理され、さらに蒸発濃縮された第２濃縮水Ｎ２は濃縮廃液（二次廃棄物）として処分することができる。
このように、放射性廃液処理装置１では、蒸発濃縮処理において逆浸透膜処理に比べて高塩濃度で高放射線量とする濃縮が可能なため、複数段（２段）の蒸発濃縮部２Ａ、２Ｂによって最終的に生じる高放射性で高塩濃度の濃縮廃液（第２濃縮水Ｎ２）の発生量を少なくすることができ、減容化することが可能となる。
Next, the operation of the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 will be specifically described based on the drawings.
As shown in FIG. 1, in the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 of the present embodiment, the first concentrated water N1 (high radiation, high salt concentration) and the first condensed water G1 (low radiation, low concentration) in the first
As described above, in the radioactive liquid waste treatment apparatus 1, since it is possible to concentrate at a high salt concentration and a high radiation dose in the evaporation concentration treatment compared to the reverse osmosis membrane treatment, the
また、２段の蒸発濃縮装置２Ａ、２Ｂを設けることで、第１蒸発濃縮装置２Ａでの蒸発濃縮処理の濃縮率を抑えることができ、この第１蒸発濃縮装置２Ａより導出される第１凝縮水Ｇ１に放射能混じりの不純物が混入するのを抑制することができる。第１蒸発濃縮装置２Ａによる濃縮率を１０倍程度に抑えることで、蒸発時の飛沫に含まれる不純物濃度が１０倍程度に抑えられるため、飛沫による濃縮水への放射能の移行量は低く抑えることができる。
なお、第１蒸発濃縮装置２Ａで生じる第１凝縮水Ｇ１に放射能が混入している場合、その第１凝縮水Ｇ１は低放射性、低塩濃度であるため、吸着設備３で放射性物質を除去した後、放流水として系外へ放出することができ、この際に発生する放水可能なレベルに低減させるための吸着剤の使用量を低減することができる。
Further, by providing the two-stage
If radioactivity is mixed in the first condensate G1 generated in the first
そして、図３に示すように、吸着設備５においては、第１凝縮水Ｇ１の放射線量および電気伝導度に応じて好適な吸着処理方式（第１〜７吸着系統５Ａ〜５Ｇ）を選択して処理することが可能となるので、使用する吸着剤を必要最小限に管理することができ、二次廃棄物を低減することができる。また、第１凝縮水Ｇ１の水質条件によっては、例えば安価なイオン交換樹脂を用いて吸着する第３吸着塔５３で積極的に処理することで、処理コストを低減することができる。
Then, as shown in FIG. 3, in the
また、図１に示すように、第１蒸発濃縮装置２Ａから生じる高濃度放射性廃液に対して脱塩素装置６で塩素イオンを除去することができる。そのため、濃縮廃液（二次廃棄物）中の塩素イオン濃度を低下することができ、二次廃棄物の周囲に設けられる機器において腐食による材料の耐久性を高めることができるとともに、機器に使用する高価な材料（金属）を少なくすることが可能となるので、二次廃棄物の長期的な保存が可能となり、総合的な処理コストの低減を図ることができる。
Further, as shown in FIG. 1, chlorine ions can be removed by the
上述した本第１の実施の形態による放射性廃液処理装置では、蒸発濃縮された廃液中の高濃度塩素を低減することで、二次廃棄物の周辺設備の腐食を防止することができる。そのため、二次廃棄物を長期的に保存することができる。 In the radioactive waste liquid processing apparatus according to the first embodiment described above, corrosion of peripheral facilities of secondary waste can be prevented by reducing high concentration chlorine in the evaporated and concentrated waste liquid. Therefore, secondary waste can be stored for a long time.
次に、本発明の放射性廃液処理装置による他の実施の形態について、添付図面に基づいて説明するが、上述の第１の実施の形態と同一又は同様な部材、部分には同一の符号を用いて説明を省略し、実施の形態と異なる構成について説明する。 Next, another embodiment of the radioactive liquid waste treatment apparatus of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings. The same reference numerals are used for members and parts that are the same as or similar to those of the first embodiment described above. The description is omitted, and a configuration different from the embodiment will be described.
（第２の実施の形態）
図５に示すように、第２の実施の形態による放射性廃液処理装置１は、上述した第１の実施の形態の脱塩素装置６において、沈殿処理部６２で発生した塩化銀をアンモニア等で再溶解した後、電解処理により銀を回収する銀回収部６３を設け、この銀回収部６３の電解処理により塩化物イオンを除去する構成としたものである。この銀回収部６３で発生した塩素ガスは、塩素回収部６０において無毒化する。そして、銀回収部６３において、電解により析出した銀は硝酸等に再溶解した後、沈殿工程に送って再利用される。
(Second Embodiment)
As shown in FIG. 5, the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 according to the second embodiment recycles silver chloride generated in the
本第２の実施の形態では、高価な銀を回収し、再利用することで、硝酸銀などの薬品の使用量を少なくすることができ、ランニングコストを低減することができる。
そして、本脱塩素装置６で発生するものは塩素ガスのみであり、回収後、系外へ放出できるため、新たな二次廃棄物が発生しないという利点がある。
また、銀回収部６３で発生する塩素ガスは既設置の塩素回収工程で処理できるため、塩素処理のための追加の設備が不要になるという利点もある。
In the second embodiment, by collecting and reusing expensive silver, the amount of chemicals such as silver nitrate can be reduced, and the running cost can be reduced.
And what is generated with this
Moreover, since the chlorine gas generated in the
（第３の実施の形態）
図６に示す第３の実施の形態は、上述した第２の実施の形態の脱塩素装置６の電解処理部６１において、内部に陽イオン交換膜６５を取付けた構成となっている。
この場合、陽イオン交換膜６５の陽極６５ａ側に第１蒸発濃縮装置２Ａから出た第１濃縮水Ｎ１を投入することで、第１濃縮水Ｎ１中の塩素イオンは塩素ガスとして除去され、残存するナトリウム（Ｎａ＋）を主体とする陽イオンは陽イオン交換膜６５を通過して陰極６５ｂ側へ移動する。このとき、陽極６５ａ側では金属イオンが減少するため、第１濃縮水Ｎ１の液ｐＨの上昇が抑制されるため、ｐH調整剤（酸）の添加量を減らすことができる。そして、陰極６５ｂでは、水が分解して水素が発生し、水酸化物イオン（ＯＨ−)が残存する。さらに、陽イオン交換膜６５を通過したナトリウム（Ｎａ＋）と電解で生成した水酸化物イオン（ＯＨ−）より、陰極６５ｂでは水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）水が生成する。
(Third embodiment)
The third embodiment shown in FIG. 6 has a configuration in which a
In this case, by introducing the first concentrated water N1 from the first evaporating and concentrating
このように本第３の実施の形態では、陰極６５ｂで生成したＮａＯＨ水は塩素回収部６０のＮａＯＨとして利用することができる。
また、沈殿処理部６２へ向けて排出する電解処理液のナトリウム（Ｎａ＋）の陽イオン濃度が低下するため、廃液の最終処分量を低減することができる。
さらに、陰極側から水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）水が得られるため、塩素回収部６０で使用する水酸化ナトリウム試薬の添加量を削減できる。
As described above, in the third embodiment, the NaOH water generated at the cathode 65 b can be used as NaOH of the
Moreover, since the cation concentration of sodium (Na +) of the electrolytic treatment liquid discharged toward the
Furthermore, since sodium hydroxide (NaOH) water is obtained from the cathode side, the amount of sodium hydroxide reagent used in the
なお、本第３の実施の形態では、陽イオン交換膜６５に代えて、ナトリウム選択透過性のイオン交換膜を設けるようにしても良い。この場合も、第１濃縮水Ｎ１中の塩素イオンは塩素ガスとして除去され、残存するナトリウム（Ｎａ＋）を主体とする陽イオンのうち、Ｎａ＋が選択的にナトリウム選択透過性のイオン交換膜を通過して陰極側へ移動する。このとき、陽極６５ａ側では金属イオンが減少するため、第１濃縮水Ｎ１の液ｐＨの上昇が抑制されるため、ｐH調整剤（酸）の添加量を減らすことができる。陽極側はＮａ＋イオンが減少するため、液ｐHの上昇が抑えられる。
In the third embodiment, a sodium selective permeable ion exchange membrane may be provided in place of the
この場合、第３の実施の形態と同様の作用、効果が得られるとともに、陽極からはＮａ＋のみが透過するため、放射性物質（セシウムＣｓ、ストロンチウムＳｒなどの陽イオン）の陰極側への流出を抑えることができる。そして、陰極側の液は放射能量を低く維持することができる。 In this case, the same operation and effect as in the third embodiment can be obtained, and only Na + can be transmitted from the anode, so that radioactive substances (cations such as cesium Cs and strontium Sr) can flow out to the cathode side. Can be suppressed. And the cathode side liquid can maintain the amount of radioactivity low.
以上、本発明による放射性廃液処理装置の実施の形態について説明したが、本発明は上記の実施の形態に限定されるものではなく、その趣旨を逸脱しない範囲で適宜変更可能である。
例えば、本実施の形態では蒸発濃縮装置２Ａ、２Ｂの段数を２段としているが、この数量に限定されることはなく、３段以上を設ける構成とすることも可能である。なお、３段以上の蒸発濃縮装置を設ける場合には、２段目以降の蒸発濃縮装置２の凝縮水還流路２２を最前段の第１蒸発濃縮装置２Ａに接続して、それら凝縮水を第１蒸発濃縮装置２Ａに戻すようにしてもよいし、２段目以降の蒸発濃縮装置２の凝縮水還流路２２を１段前の蒸発濃縮装置に戻すようにしてもよい。
As mentioned above, although embodiment of the radioactive waste liquid processing apparatus by this invention was described, this invention is not limited to said embodiment, In the range which does not deviate from the meaning, it can change suitably.
For example, in the present embodiment, the number of stages of the
また、上述した実施の形態による脱塩素装置６は、１段目と２段目の蒸発濃縮装置２Ａ、２Ｂの間に設けているが、その位置は限定されることはない。例えば、３以上の複数段の蒸発濃縮装置が設けられている場合には、脱塩素装置６を例えば２段目と３段目の蒸発濃縮装置の間に配置することが可能である。
Moreover, although the
さらに、蒸発濃縮装置２として、真空蒸気圧縮型に限らず、減圧型、焚き上げ型の濃縮装置であってもかまわない。
Furthermore, the
本実施の形態では、脱塩素装置６として、電解処理部６１と沈殿処理部６２とを備えているが、これに限定されず、電解処理部６１と沈殿処理部６２のうちいずれか一方のみとする構成であってもよい。
In the present embodiment, the
その他、本発明の趣旨を逸脱しない範囲で、上記した実施の形態における構成要素を周知の構成要素に置き換えることは適宜可能であり、また、上記した実施の形態を適宜組み合わせてもよい。 In addition, it is possible to appropriately replace the constituent elements in the above-described embodiments with well-known constituent elements without departing from the spirit of the present invention, and the above-described embodiments may be appropriately combined.
１ 放射性廃液処理装置
２ 蒸発濃縮装置（蒸発濃縮部）
２Ａ 第１蒸発濃縮装置（蒸発濃縮部）
２Ｂ 第１蒸発濃縮装置（蒸発濃縮部）
３ 油分除去設備
４ ろ過設備
５ 吸着設備
５Ａ〜５Ｇ 第１〜７吸着系統
６ 脱塩素装置（脱塩素部）
２１ 凝縮水導出路
２２ 凝縮水還流路
２３ 第１導水路
２４ 第２導水路
６０ 塩素回収部
６１ 電解処理部
６２ 沈殿処理部
６３ 銀回収部
６５ 陽イオン交換膜
1 Radioactive waste
2A 1st evaporation concentration apparatus (evaporation concentration part)
2B 1st evaporation concentration apparatus (evaporation concentration part)
3
21
Claims (3)
該蒸発濃縮部によって濃縮された放射性廃液に硝酸銀又は硫酸銀を反応させて塩化銀を沈殿させ、沈殿した塩化銀を除去することで前記放射性廃液から前記塩素イオンを除去し、前記放射性廃液から除去した塩化銀をアンモニアで再溶解し、さらに電解処理を行って銀を析出し、得られた銀を硝酸又は硫酸に溶解させた後に放射性廃液に反応させて塩化銀の沈殿に再利用する脱塩素部を備え、
前記蒸発濃縮部は、
放射性廃液を順次、蒸発凝縮させる複数段に設けられ、
最前段の前記蒸発濃縮部から生じる凝縮水を外部に導く凝縮水導出路と、
前記最前段の蒸発濃縮部以外の前記蒸発濃縮部から生じる凝縮水を、該蒸発濃縮部より
も前段側の前記蒸発濃縮部に導入する凝縮水還流路と、
を備えることを特徴とする放射性廃液処理装置。 A radioactive liquid waste treatment apparatus having an evaporating and concentrating unit for evaporating and condensing radioactive liquid waste containing chlorine ions,
The radioactive liquid waste concentrated by the evaporative concentration part is reacted with silver nitrate or silver sulfate to precipitate silver chloride, and the chloride ions are removed from the radioactive liquid waste by removing the precipitated silver chloride and removed from the radioactive liquid waste. Dechlorination that re-dissolves the silver chloride with ammonia, further performs electrolytic treatment to precipitate silver , dissolves the obtained silver in nitric acid or sulfuric acid , reacts with radioactive waste liquid, and reuses it for silver chloride precipitation Part
The evaporative concentration part is
Provided in multiple stages to evaporate and condense radioactive liquid waste sequentially,
A condensed water lead-out path for guiding condensed water generated from the evaporating and concentrating part at the front stage to the outside;
A condensed water reflux path for introducing condensed water generated from the evaporative concentration unit other than the evaporative concentration unit in the front stage to the evaporative concentration unit upstream of the evaporative concentration unit;
A radioactive liquid waste treatment apparatus comprising:
電解によって塩素を発生させて気相中に除去する電解処理部をさらに有することを特徴とする請求項１に記載の放射性廃液処理装置。 The dechlorination part is
The radioactive waste liquid treatment apparatus according to claim 1, further comprising an electrolytic treatment unit that generates chlorine by electrolysis and removes the chlorine in a gas phase.
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