JPH0648316B2 - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
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- JPH0648316B2 JPH0648316B2 JP15237887A JP15237887A JPH0648316B2 JP H0648316 B2 JPH0648316 B2 JP H0648316B2 JP 15237887 A JP15237887 A JP 15237887A JP 15237887 A JP15237887 A JP 15237887A JP H0648316 B2 JPH0648316 B2 JP H0648316B2
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、再処理工場や原子力発電所等から発生する各
種放射性廃液を加熱処理し、それに含まれているナトリ
ウム化合物を分解・気化して除去することにより、最終
処分体の大幅な減容化を達成できるようにした放射性廃
液の処理方法に関するものである。
種放射性廃液を加熱処理し、それに含まれているナトリ
ウム化合物を分解・気化して除去することにより、最終
処分体の大幅な減容化を達成できるようにした放射性廃
液の処理方法に関するものである。
［従来の技術］ 原子炉や各種原子力関連施設等からは硝酸ナトリウム、
硫酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等のナトリウム化合
物を含む放射性廃液が大量に発生する。
硫酸ナトリウム、水酸化ナトリウム等のナトリウム化合
物を含む放射性廃液が大量に発生する。
例えば再処理工場からは高レベル廃液や中低レベル廃液
が生じる。高レベル廃液は主として大量の硝酸ナトリウ
ムと少量の核***生成物よりなり、一般に大量のガラス
形成材を添加し溶融固化することによってガラス固化体
にする処理方法が採用されている。また中低レベル廃液
は、主として硝酸ナトリウムと微量の核***生成物より
なり、アスファルトやプラスチックと混合加熱してアス
ファルト固化体やプラスチック固化体にすることにより
処理されている。
が生じる。高レベル廃液は主として大量の硝酸ナトリウ
ムと少量の核***生成物よりなり、一般に大量のガラス
形成材を添加し溶融固化することによってガラス固化体
にする処理方法が採用されている。また中低レベル廃液
は、主として硝酸ナトリウムと微量の核***生成物より
なり、アスファルトやプラスチックと混合加熱してアス
ファルト固化体やプラスチック固化体にすることにより
処理されている。
更に高速炉から発生する使用済燃料に付着したナトリウ
ムや腐食生成物を洗浄した放射性廃液には水酸化ナトリ
ウムが含まれている。この種の廃液は蒸発乾燥後、ガラ
ス形成材を添加し溶融固化してガラス固化体にしてい
る。
ムや腐食生成物を洗浄した放射性廃液には水酸化ナトリ
ウムが含まれている。この種の廃液は蒸発乾燥後、ガラ
ス形成材を添加し溶融固化してガラス固化体にしてい
る。
［発明が解決しようとする問題点］ 良い性状（性質）のガラス固化体を作るには、ガラス中
に含ませることのできるナトリウム量に限界がある。高
レベル廃液を良好なガラス固化体にするためには大量の
ガラス形成材を投入しなければならず廃棄物発生量が非
常に多くなる。また中低レベル廃液の処理に際して、硝
酸ナトリウムや硫酸ナトリウム等をアスファルトやプラ
スチック等と混合加熱すると火災や爆発等の危険性があ
り、十分な注意が必要で作業性が悪く好ましくない。
に含ませることのできるナトリウム量に限界がある。高
レベル廃液を良好なガラス固化体にするためには大量の
ガラス形成材を投入しなければならず廃棄物発生量が非
常に多くなる。また中低レベル廃液の処理に際して、硝
酸ナトリウムや硫酸ナトリウム等をアスファルトやプラ
スチック等と混合加熱すると火災や爆発等の危険性があ
り、十分な注意が必要で作業性が悪く好ましくない。
何れにしても廃液中に存在するナトリウム化合物のため
に大量の各種形成材が必要となり、最終処分体の容積が
著しく増大する大きな欠点があった。
に大量の各種形成材が必要となり、最終処分体の容積が
著しく増大する大きな欠点があった。
更に高レベル廃液をガラス固化してしまうと、廃液中に
含まれている有用元素の分離回収が困難になる問題もあ
る。
含まれている有用元素の分離回収が困難になる問題もあ
る。
本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点を解消
し、放射性廃液を加熱し続けるという確実で単純なプロ
セスにより廃液中のナトリウム化合物を分解・気化して
除去し、最終処分体の容積を著しく小さくして処理処分
コストの大幅な削減を図ることができる放射性廃棄物の
処理方法を提供することにある。
し、放射性廃液を加熱し続けるという確実で単純なプロ
セスにより廃液中のナトリウム化合物を分解・気化して
除去し、最終処分体の容積を著しく小さくして処理処分
コストの大幅な削減を図ることができる放射性廃棄物の
処理方法を提供することにある。
［問題点を解決するための手段］ 上記のような目的を達成することのできる本発明は、ナ
トリウム化合物を含む放射性廃液を加熱蒸発させて乾燥
体にし、更に加熱を続けて含まれているナトリウム化合
物を分解・気化して分離除去し、放射性固体残渣を得る
ように構成した放射性廃液の処理方法である。
トリウム化合物を含む放射性廃液を加熱蒸発させて乾燥
体にし、更に加熱を続けて含まれているナトリウム化合
物を分解・気化して分離除去し、放射性固体残渣を得る
ように構成した放射性廃液の処理方法である。
本発明は高レベル廃液の処理のみならず、中低レベル廃
液の処理など、各種ナトリウム化合物を含む廃液処理に
適用できる。
液の処理など、各種ナトリウム化合物を含む廃液処理に
適用できる。
［作用］ 放射性廃液は加熱によってその液体成分が蒸発し乾燥体
になる。そして更に加熱し続けることによって含まれて
いた各種ナトリウム化合物が分解・気化して分離除去さ
れ、放射性固体残渣が残留する。これによって処理すべ
き放射性廃棄物量を大幅に減容できることになる。
になる。そして更に加熱し続けることによって含まれて
いた各種ナトリウム化合物が分解・気化して分離除去さ
れ、放射性固体残渣が残留する。これによって処理すべ
き放射性廃棄物量を大幅に減容できることになる。
例えば高レベル廃液の場合には、放射性固体残渣は核分
裂生成物、アクチニド、腐食生成物等よりなり、主とし
て酸化物の状態となっているから特にガラス固化しなく
てもよい。従って有用元素の回収も容易に行えるし、そ
のままで将来の有用元素回収のための一時貯蔵も可能と
なる。
裂生成物、アクチニド、腐食生成物等よりなり、主とし
て酸化物の状態となっているから特にガラス固化しなく
てもよい。従って有用元素の回収も容易に行えるし、そ
のままで将来の有用元素回収のための一時貯蔵も可能と
なる。
また中低レベル廃液等の場合にアスファルト固化やプラ
スチック固化を行う場合も安全に作業することができ
る。
スチック固化を行う場合も安全に作業することができ
る。
［実施例］ 第１図は本発明方法を実施するための最も単純な装置構
成を示す説明図である。共振型マイクロ波加熱器本体１
０の下部には放射性廃液１２を収容するルツボ１４がフ
ラジ１６によって取り付けられている。放射性廃液１２
は、ルツボ１４を取り付ける前に予め充填しておくか、
もしくは上部の注入管１８から連続的もしくはバッチ的
に供給される。
成を示す説明図である。共振型マイクロ波加熱器本体１
０の下部には放射性廃液１２を収容するルツボ１４がフ
ラジ１６によって取り付けられている。放射性廃液１２
は、ルツボ１４を取り付ける前に予め充填しておくか、
もしくは上部の注入管１８から連続的もしくはバッチ的
に供給される。
加熱に用いるマイクロ波はマイクロ波導波管取り付け口
２０から供給され、共振型マイクロ波加熱器で共振して
放射性廃液１２を集中加熱する。これによって液体成分
が蒸発して乾燥体となる。マイクロ波加熱を更に続行す
ると、廃液中に含まれていたナトリウム化合物は分解・
気化し排気口２２を経てオフガス処理系に送られる。こ
のようにしてマイクロ波加熱により分解・気化しない放
射性固定残渣２４がルツボ１４の底部に残留する。
２０から供給され、共振型マイクロ波加熱器で共振して
放射性廃液１２を集中加熱する。これによって液体成分
が蒸発して乾燥体となる。マイクロ波加熱を更に続行す
ると、廃液中に含まれていたナトリウム化合物は分解・
気化し排気口２２を経てオフガス処理系に送られる。こ
のようにしてマイクロ波加熱により分解・気化しない放
射性固定残渣２４がルツボ１４の底部に残留する。
この放射性固体残渣２４は主として高沸点の成分よりな
る物質であり、ナトリウム化合物が除去されたため大幅
に減容される。
る物質であり、ナトリウム化合物が除去されたため大幅
に減容される。
例えば高レベル廃液に含まれる固形分中の酸化ナトリウ
ム量は約４０％である。従って上記のようにナトリウム
分を除去すれば高レベル廃液に起因する放射性固体廃棄
物量は約６０％に減少する。更に従来、高レベル廃液を
ガラス固化する場合に高レベル廃液固形分約２５％（酸
化ナトリウムを含む）に対してガラス形成材約７５％の
割合でガラス溶融固化していた。ここでガラス形成材が
多い理由は、ナトリウムを安定なガラスに作るためであ
る。従って本発明のように高レベル廃液中からナトリウ
ムを除去できると、放射性固体残渣は主として酸化物の
形となり、ナトリウムを安定に固化するためにガラス固
化しなくてもよくなり、高レベル廃棄物固化体発生量の
大幅な減容（約１／７程度）が見込める。
ム量は約４０％である。従って上記のようにナトリウム
分を除去すれば高レベル廃液に起因する放射性固体廃棄
物量は約６０％に減少する。更に従来、高レベル廃液を
ガラス固化する場合に高レベル廃液固形分約２５％（酸
化ナトリウムを含む）に対してガラス形成材約７５％の
割合でガラス溶融固化していた。ここでガラス形成材が
多い理由は、ナトリウムを安定なガラスに作るためであ
る。従って本発明のように高レベル廃液中からナトリウ
ムを除去できると、放射性固体残渣は主として酸化物の
形となり、ナトリウムを安定に固化するためにガラス固
化しなくてもよくなり、高レベル廃棄物固化体発生量の
大幅な減容（約１／７程度）が見込める。
このように本発明方法で得られた放射性固体残渣は、こ
のままか若しくは発生する熱の除去処理等の安定化処理
を行ってから処分することもできるし、また従来、有用
元素を回収するための一次貯蔵にも適している。
のままか若しくは発生する熱の除去処理等の安定化処理
を行ってから処分することもできるし、また従来、有用
元素を回収するための一次貯蔵にも適している。
実際に高放射性模擬廃液を使って加熱実験した結果によ
れば、固形分７６．５４ｇ／を含む模擬廃液１をマ
イクロ波２ｋＷで１時間加熱したところ、約２１ｇの加
熱残留物を得ることができる。このことはナトリウム化
合物と低沸点の模擬放射性各種が除去されたことを示し
ており、本発明方法が有効なことが判る。
れば、固形分７６．５４ｇ／を含む模擬廃液１をマ
イクロ波２ｋＷで１時間加熱したところ、約２１ｇの加
熱残留物を得ることができる。このことはナトリウム化
合物と低沸点の模擬放射性各種が除去されたことを示し
ており、本発明方法が有効なことが判る。
なお加熱により気化するような低沸点の放射性核種（例
えばセシウム等）はオフガス処理系で回収され別途処理
されることになる。
えばセシウム等）はオフガス処理系で回収され別途処理
されることになる。
第２図は本発明方法を実施するのに好適な他の処理装置
を示す説明図である。硝酸ナトリウムを含む放射性廃液
３０は貯槽３２に蓄えられ、スクリューフィーダ式マイ
クロ波脱硝装置３４に注入管３６を経て供給される。供
給された放射性廃液３０は、マイクロ波導波管３８から
入ってくるマイクロ波により加熱され脱硝体となる。即
ち加熱することにより硝酸ナトリウムは３８０℃で分解
して酸素を放出して亜硝酸ナトリムになり、更に加熱を
続けると７５０℃以上で過酸化ナトリウムに、次いで酸
化ナトリウムになる。被加熱対象物はスクリュー４０に
より撹拌混合されながら移送される。分解生成した排ガ
スは排気口４２から排出されオフガス処理系へ送られ
る。
を示す説明図である。硝酸ナトリウムを含む放射性廃液
３０は貯槽３２に蓄えられ、スクリューフィーダ式マイ
クロ波脱硝装置３４に注入管３６を経て供給される。供
給された放射性廃液３０は、マイクロ波導波管３８から
入ってくるマイクロ波により加熱され脱硝体となる。即
ち加熱することにより硝酸ナトリウムは３８０℃で分解
して酸素を放出して亜硝酸ナトリムになり、更に加熱を
続けると７５０℃以上で過酸化ナトリウムに、次いで酸
化ナトリウムになる。被加熱対象物はスクリュー４０に
より撹拌混合されながら移送される。分解生成した排ガ
スは排気口４２から排出されオフガス処理系へ送られ
る。
過酸化ナトリウムや酸化ナトリウムを含む被加熱対象物
は脱硝体抜き出し口４４から抜き出され、酸化ナトリウ
ム分解装置４６に送られる。この酸化ナトリウム分解装
置４６は共振型マイクロ波加熱器からなり、フランジ５
２によってルツボ５０がその下部に取り付けられた構造
である。分解に用いるマイクロ波エネルギーはマイクロ
波導波管取り付け口５４から供給され、酸化ナトリウム
や過酸化ナトリウムおよびナトリウムを含む被加熱対象
物を加熱する。例えば酸化ナトリウムは４００℃以上で
過酸化ナトリウムのナトリウムに分解され、ナトリウム
は沸点８７７．５℃、気化熱１１００cal/g で気化す
る。放射性固体残渣５８はルツボ５０内に残留する。気
化した物質は排気口６０を経て排出され、外部のオフガ
ス処理系で処理される。
は脱硝体抜き出し口４４から抜き出され、酸化ナトリウ
ム分解装置４６に送られる。この酸化ナトリウム分解装
置４６は共振型マイクロ波加熱器からなり、フランジ５
２によってルツボ５０がその下部に取り付けられた構造
である。分解に用いるマイクロ波エネルギーはマイクロ
波導波管取り付け口５４から供給され、酸化ナトリウム
や過酸化ナトリウムおよびナトリウムを含む被加熱対象
物を加熱する。例えば酸化ナトリウムは４００℃以上で
過酸化ナトリウムのナトリウムに分解され、ナトリウム
は沸点８７７．５℃、気化熱１１００cal/g で気化す
る。放射性固体残渣５８はルツボ５０内に残留する。気
化した物質は排気口６０を経て排出され、外部のオフガ
ス処理系で処理される。
以上本発明の好ましい実施例について詳述したが、本発
明はこのような構成のみに限定されるものでないことは
無論である。加熱方法については特に制限はない。しか
し本実施例のようにマイクロ波を利用して加熱すると、
ナトリウム化合物が内部から加熱されるためルツボの内
面にナトリウム化合物の層ができ、それが保温機能を果
たし、分解・気化を容易に実施できるし、またルツボの
耐熱性の問題も特に生じない等の利点がある。
明はこのような構成のみに限定されるものでないことは
無論である。加熱方法については特に制限はない。しか
し本実施例のようにマイクロ波を利用して加熱すると、
ナトリウム化合物が内部から加熱されるためルツボの内
面にナトリウム化合物の層ができ、それが保温機能を果
たし、分解・気化を容易に実施できるし、またルツボの
耐熱性の問題も特に生じない等の利点がある。
中低レベル廃液に含まれる固化体は放射性物質よりも塩
が多く含まれている。このため従来技術では塩の含有量
の４〜５倍のアスファルトで混合し固化体を作ってい
た。ところが本発明のようなプロセスで塩を除去するこ
とができるから、アスファルト固化体の発生量も大幅に
減少する。
が多く含まれている。このため従来技術では塩の含有量
の４〜５倍のアスファルトで混合し固化体を作ってい
た。ところが本発明のようなプロセスで塩を除去するこ
とができるから、アスファルト固化体の発生量も大幅に
減少する。
なお、本発明は硝酸ナトリウムを含む廃液処理の他、硫
酸ナトリウムや水酸化ナトリウム等を含む廃液処理にも
十分適用可能である。
酸ナトリウムや水酸化ナトリウム等を含む廃液処理にも
十分適用可能である。
また廃液中に含まれている放射性物質をなるべく放射性
固体として残留させるためには、水酸化鉄や酸化鉄のよ
うに放射性核種と結合吸着する物質を加えて処理するこ
とも有効である。
固体として残留させるためには、水酸化鉄や酸化鉄のよ
うに放射性核種と結合吸着する物質を加えて処理するこ
とも有効である。
［発明の効果］ 本発明は上記のように加熱によりナトリウム化合物を分
解除去して放射性固体残渣を得る処理方法であるから、
加熱という確実で単純なプロセスのみで固体廃棄物発生
量の大幅な減容を実現できる優れた効果がある。
解除去して放射性固体残渣を得る処理方法であるから、
加熱という確実で単純なプロセスのみで固体廃棄物発生
量の大幅な減容を実現できる優れた効果がある。
例えば本発明方法で高レベル廃液を処理した場合には、
ナトリウムを除去した残渣は主として酸化物となり特に
ガラス固化しなくてもよく、そのため更に廃棄物発生量
が少なくなるし、前記残渣から含有されている有用元素
を回収することも容易に行える。
ナトリウムを除去した残渣は主として酸化物となり特に
ガラス固化しなくてもよく、そのため更に廃棄物発生量
が少なくなるし、前記残渣から含有されている有用元素
を回収することも容易に行える。
また各種形成材を加えて固化処理する場合でも、本発明
によってナトリウム分が除去されたために形成材の混合
量を少なくでき、全体として大幅な最終廃棄物の減容化
を達成できる。
によってナトリウム分が除去されたために形成材の混合
量を少なくでき、全体として大幅な最終廃棄物の減容化
を達成できる。
第１図は本発明方法を実施するための加熱処理装置の一
例を示す説明図、第２図は本発明方法を実施するための
他の処理装置を示す説明図である。 １０……共振型マイクロ波加熱器本体、１２……放射性
廃液、１４……ルツボ、１６……フランジ、１８……注
入管、２０……マイクロ波導波管取り付け口、２２……
排気口、２４……放射性固体残渣。
例を示す説明図、第２図は本発明方法を実施するための
他の処理装置を示す説明図である。 １０……共振型マイクロ波加熱器本体、１２……放射性
廃液、１４……ルツボ、１６……フランジ、１８……注
入管、２０……マイクロ波導波管取り付け口、２２……
排気口、２４……放射性固体残渣。
Claims (1)
- 【請求項１】ナトリウム化合物を含む放射性廃液を加熱
蒸発させて乾燥体にし、更に加熱を続けて含まれている
ナトリウム化合物を分解・気化して分離除去し、放射性
固体残渣を得ることを特徴とする放射性廃液の処理方
法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15237887A JPH0648316B2 (ja) | 1987-06-18 | 1987-06-18 | 放射性廃液の処理方法 |
| DE19883820092 DE3820092A1 (de) | 1987-06-18 | 1988-06-13 | Verfahren zum behandeln von fluessigem, radioaktivem abfall |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15237887A JPH0648316B2 (ja) | 1987-06-18 | 1987-06-18 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63315998A JPS63315998A (ja) | 1988-12-23 |
| JPH0648316B2 true JPH0648316B2 (ja) | 1994-06-22 |
Family
ID=15539217
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15237887A Expired - Fee Related JPH0648316B2 (ja) | 1987-06-18 | 1987-06-18 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0648316B2 (ja) |
| DE (1) | DE3820092A1 (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH680198A5 (ja) * | 1990-07-06 | 1992-07-15 | Sulzer Ag | |
| JPH0766076B2 (ja) * | 1990-08-14 | 1995-07-19 | 動力炉・核燃料開発事業団 | マイクロ波による連続加熱脱硝装置 |
| JPH10337401A (ja) * | 1997-03-12 | 1998-12-22 | Nukem Nuklear Gmbh | 含塩溶液の濃縮のための方法及び装置 |
| ES2184540B2 (es) * | 1999-10-26 | 2004-09-16 | Equipos Nucleares, S.A. | Procedimiento para tratamiento de residuos liquidos radiactivos y su almacenamiento posterior. |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2704147C2 (de) * | 1977-02-02 | 1986-04-10 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Verfahren zur Herstellung eines endlagerfähigen, radioaktive Stoffe enthaltenden, stabilen Verfestigungsproduktes |
| AT349402B (de) * | 1977-05-24 | 1979-04-10 | Oesterr Studien Atomenergie | Verfahren zur herstellung von festen teilchen |
| DE2818803C3 (de) * | 1978-04-28 | 1980-11-27 | Metallgesellschaft Ag, 6000 Frankfurt | Schlammverbrennung im Wirbelschichtofen |
| JPS5698696A (en) * | 1980-01-10 | 1981-08-08 | Hitachi Ltd | Method of processing radioactive liquid waste |
| DE3131276C2 (de) * | 1981-08-07 | 1986-02-13 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen |
| JPS58191998A (ja) * | 1982-05-06 | 1983-11-09 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 環状槽型マイクロ波加熱装置 |
| DE3238962C2 (de) * | 1982-10-21 | 1985-01-17 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Verfestigung wässriger, alkalinitrathaltiger radioaktiver Abfallösungen |
-
1987
- 1987-06-18 JP JP15237887A patent/JPH0648316B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1988
- 1988-06-13 DE DE19883820092 patent/DE3820092A1/de not_active Ceased
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63315998A (ja) | 1988-12-23 |
| DE3820092A1 (de) | 1989-01-12 |
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