JPH0664190B2 - 放射性核種含有廃液の処理方法 - Google Patents
放射性核種含有廃液の処理方法Info
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- JPH0664190B2 JPH0664190B2 JP19854788A JP19854788A JPH0664190B2 JP H0664190 B2 JPH0664190 B2 JP H0664190B2 JP 19854788 A JP19854788 A JP 19854788A JP 19854788 A JP19854788 A JP 19854788A JP H0664190 B2 JPH0664190 B2 JP H0664190B2
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Description
発明の目的
本発明は、原子力発電所などの原子力施設から排出され
る、放射性核種を含有する廃液、とくに、少なくとも放
射性ストロンチウムを含有する廃液の処理方法の改良に
関する。
る、放射性核種を含有する廃液、とくに、少なくとも放
射性ストロンチウムを含有する廃液の処理方法の改良に
関する。
BWR原子力発電所ラドウェスト設備すなわち放射性廃棄
物処理設備は、廃液処理部分と固化処理部分とに大別さ
れる。この設備で処理すべき廃液は、機器ドレン廃液、
床ドレン廃液、イオン交換樹脂再生廃液および洗濯廃液
である。これらのうち機器ドレン廃液は、濾過および脱
塩して復水貯蔵タンクに受け、発電所内で再利用してい
る。 一方、床ドレン廃液およびイオン交換樹脂再生廃液は、
蒸発処理してその凝縮水を回収再利用し、放射性核種物
質が濃縮された濃縮液はセメント固化、あるいはプラス
チック固化などの手段により固化処理し、低レベル放射
性廃棄物固化体としている。 この蒸発濃縮には多大のエネルギーを要するばかりでな
く、発生する固化体は放射性廃棄物として処分しなけれ
ばならない。 これまでは、放射性核種を含有する廃液はすべてを放射
性廃棄物として濃縮減容して固化処理する方法がとられ
ているが、廃液から、含有量として極めて微量な放射性
核種物質だけを抜き出すことにより残廃液を無害なもの
とすれば、根本的に減容化をはかることができる。 この考えを活して、廃液中とくに蒸発濃縮、固化処理の
対象となる床ドレン廃液およびイオン交換樹脂再生廃液
中の放射性核種を効率よく除去し、取り出した放射性核
種物質だけを放射性廃棄物として処理し、また放射能を
除去した状態にした処理後の廃液については、モニタリ
ングの上、安全性を確認して放出するか、または処分上
安全であると考えられる、きわめて放射能レベルの低い
廃棄物（たとえばセメント固化体に変換したもの）とし
て処理することができる手段を求めて研究した。 本発明者らの一部は、さきに共働者とともに、60Co，54
Mn，134Cs，137Cs，65Znなどの放射性核種とくに錯体形
成性の物質を含有する廃液を、まず活性炭に、次にキレ
ート性イオン交換樹脂（以下、「キレート樹脂」と略称
する）に接触させることにより放射性核種を吸着除去す
る有効な方法を発明し、すでに開示した（特開昭57−48
699号および特開昭57−201899号）。 続いて、廃液の濾過処理を先行させ、キレート樹脂、ゼ
オライト無機吸着体および活性炭への吸着により、60C
o，137Csなどの放射性核種を除去するプロセスを開発
し、これも提案した（特願昭60−36057）。 これら吸着処理法を使用する手段においては、吸着体の
能力を有効に利用することにより処理操作を簡素化し、
処理コストも低減することが要求されるとともに、放射
性吸着体の処分や貯蔵を容易にするため、放射能減少が
早い短寿命放射性核種、たとえば54Mn，60Co，65Znと、
減少が遅い長寿命放射性核種たとえば137Cs，90Srとを
分離して吸着体に固定することが望まれる。
物処理設備は、廃液処理部分と固化処理部分とに大別さ
れる。この設備で処理すべき廃液は、機器ドレン廃液、
床ドレン廃液、イオン交換樹脂再生廃液および洗濯廃液
である。これらのうち機器ドレン廃液は、濾過および脱
塩して復水貯蔵タンクに受け、発電所内で再利用してい
る。 一方、床ドレン廃液およびイオン交換樹脂再生廃液は、
蒸発処理してその凝縮水を回収再利用し、放射性核種物
質が濃縮された濃縮液はセメント固化、あるいはプラス
チック固化などの手段により固化処理し、低レベル放射
性廃棄物固化体としている。 この蒸発濃縮には多大のエネルギーを要するばかりでな
く、発生する固化体は放射性廃棄物として処分しなけれ
ばならない。 これまでは、放射性核種を含有する廃液はすべてを放射
性廃棄物として濃縮減容して固化処理する方法がとられ
ているが、廃液から、含有量として極めて微量な放射性
核種物質だけを抜き出すことにより残廃液を無害なもの
とすれば、根本的に減容化をはかることができる。 この考えを活して、廃液中とくに蒸発濃縮、固化処理の
対象となる床ドレン廃液およびイオン交換樹脂再生廃液
中の放射性核種を効率よく除去し、取り出した放射性核
種物質だけを放射性廃棄物として処理し、また放射能を
除去した状態にした処理後の廃液については、モニタリ
ングの上、安全性を確認して放出するか、または処分上
安全であると考えられる、きわめて放射能レベルの低い
廃棄物（たとえばセメント固化体に変換したもの）とし
て処理することができる手段を求めて研究した。 本発明者らの一部は、さきに共働者とともに、60Co，54
Mn，134Cs，137Cs，65Znなどの放射性核種とくに錯体形
成性の物質を含有する廃液を、まず活性炭に、次にキレ
ート性イオン交換樹脂（以下、「キレート樹脂」と略称
する）に接触させることにより放射性核種を吸着除去す
る有効な方法を発明し、すでに開示した（特開昭57−48
699号および特開昭57−201899号）。 続いて、廃液の濾過処理を先行させ、キレート樹脂、ゼ
オライト無機吸着体および活性炭への吸着により、60C
o，137Csなどの放射性核種を除去するプロセスを開発
し、これも提案した（特願昭60−36057）。 これら吸着処理法を使用する手段においては、吸着体の
能力を有効に利用することにより処理操作を簡素化し、
処理コストも低減することが要求されるとともに、放射
性吸着体の処分や貯蔵を容易にするため、放射能減少が
早い短寿命放射性核種、たとえば54Mn，60Co，65Znと、
減少が遅い長寿命放射性核種たとえば137Cs，90Srとを
分離して吸着体に固定することが望まれる。
本発明の目的は、上記の要望にこたえ、少なくとも放射
性ストロンチウムたとえば90Srおよび60Co，54Mn，134C
s，137Cs等の放射性核種を含有する廃液を濾過処理した
後、キレート樹脂で吸着処理し、放射性ストロンチウム
だけが吸着したキレート樹脂床を取り出し、さらに、こ
の樹脂床を酸で処理して吸着した放射性ストロンチウム
を溶離、脱着させ、この溶離再生廃液をゼオライト無機
吸着体に接触させ、この吸着体に放射性ストロンチウム
を吸着固定する技術を提案することにある。 発明の構成
性ストロンチウムたとえば90Srおよび60Co，54Mn，134C
s，137Cs等の放射性核種を含有する廃液を濾過処理した
後、キレート樹脂で吸着処理し、放射性ストロンチウム
だけが吸着したキレート樹脂床を取り出し、さらに、こ
の樹脂床を酸で処理して吸着した放射性ストロンチウム
を溶離、脱着させ、この溶離再生廃液をゼオライト無機
吸着体に接触させ、この吸着体に放射性ストロンチウム
を吸着固定する技術を提案することにある。 発明の構成
本発明の放射性核種を含有する廃液の処理方法は、放射
性ストロンチウム含有廃液を濾過処理して不溶解物質を
除去したのち、廃液をキレート樹脂と接触させて54Mn，
60Co、放射性ストロンチウムなどの放射性物質を吸着除
去するとともに濃縮する処理方法において、キレート樹
脂床を少なくとも２段（初段を「Ｃ１」、終段を「Cf」
とする。第１図に示した例は２段であって、それぞれＣ
１,C２であらわしてある。）とし、ついで廃液中にCs核
種が存在する場合を考慮してゼオライト床を少なくとも
２段（初段を「Ｚ１」、終段を「Zf」とする。図示した
例は２段であって、それぞれＺ１,Z２であらわしてあ
る。）設けておく。 キレート樹脂床の終段Cfにおいて放射性ストロンチウム
のリークが生じたときに、放射性ストロンチウムのみを
吸着したCfを酸で処理して溶離脱着し、ついでアルカリ
で処理して再生する。この溶離再生廃液をゼオライト無
機吸着体とくにＡ−４型ゼオライト吸着体に接触させ、
長寿命核種90Srを含めて放射性ストロンチウムを吸着固
定するとともに、上記Cf流出液での放射性ストロンチウ
ムのリーク検出法として、液中に存在するマグネシウム
イオンを化学的分析法で検出して放射性ストロンチウム
の有無を判定することを特徴とする。 また、ゼオライト床も終段ZfにおいてCs核種のリークが
起ったら、Ｚ１を取り除いて新たにＺ(f+1)を用意し、
廃液をＺ２からＺ(f+1)に向って通す（図示した例で
は、Ｚ１のゼオライトを新品に交換し、Ｚ２→Ｚ３の順
に廃液が流れるように、流路を切り換える）。 本発明の方法による処理の対象となる放射性核種は、原
子炉機器材料に起因する腐食生成物および核燃料に起因
する核***生成物である、51Cr、54Mn、58Co、59Fe、60
Co、65Zn、110mAgおよび134Cs、137Cs、85Sr、90Sr等で
ある。 上記核種は種々の化学形態で存在し、廃液中において
は、一般に不溶解性形態と溶解イオン形態とに大別され
る。不溶解性形態の核種（主に59Fe，110mAg）は、廃液
の濾過により除去する。濾過装置には、カートリッジタ
イプフィルター、膜フィルター、非助材型逆洗式フィル
ターが適用できる。溶解イオン形態の核種たとえば60C
o，54Mn，90Sr，137Csは、キレート樹脂で吸着除去され
る。 放射性核種を選択的に吸着するキレート樹脂には、フェ
ノール系、スチレン系、エポキシ系、アクリルエステル
系の樹脂母体に、官能基として、ジエチレントリアミ
ン、トリエチレンテトラミン、テトラエチレンペンタミ
ン、ペンタエチレンヘキサミン等のアミン類、イミノジ
酢酸等のアミノカルボン酸類、ジプロパノールアミン等
のアルコールアミン類、あるいは尿素、チオ尿素を導入
したものなどがある。とくに、フェノール骨格にイミノ
ジ酢酸基を導入したフェノール系キレート樹脂（「ユニ
セレック」の登録商標で市販されている。）が適してい
る。 放射性ストロンチウムを吸着したキレート樹脂の溶離処
理に使用する酸としては、硫酸、塩酸および硝酸などが
あげられるが、とくに塩酸が適している。キレート樹脂
の再生処理に使用するアルカリとしては、カセイソーダ
が一般的である。 上記キレート樹脂の溶離再生廃液には放射性ストロンチ
ウムが濃縮されているが、この放射性ストロンチウムを
いっそう安定な形態にするために、無機吸着体に固定す
る。無機吸着体としては、電導度の高い廃液の場合、ゼ
オライト鉱物のうち、とくにＡ−４型ゼオライトが適し
ている。しかしながら、廃液の電導度が10mS/cm以下で
ないと、放射性ストロンチウムは上記ゼオライトに吸着
固定できない。
性ストロンチウム含有廃液を濾過処理して不溶解物質を
除去したのち、廃液をキレート樹脂と接触させて54Mn，
60Co、放射性ストロンチウムなどの放射性物質を吸着除
去するとともに濃縮する処理方法において、キレート樹
脂床を少なくとも２段（初段を「Ｃ１」、終段を「Cf」
とする。第１図に示した例は２段であって、それぞれＣ
１,C２であらわしてある。）とし、ついで廃液中にCs核
種が存在する場合を考慮してゼオライト床を少なくとも
２段（初段を「Ｚ１」、終段を「Zf」とする。図示した
例は２段であって、それぞれＺ１,Z２であらわしてあ
る。）設けておく。 キレート樹脂床の終段Cfにおいて放射性ストロンチウム
のリークが生じたときに、放射性ストロンチウムのみを
吸着したCfを酸で処理して溶離脱着し、ついでアルカリ
で処理して再生する。この溶離再生廃液をゼオライト無
機吸着体とくにＡ−４型ゼオライト吸着体に接触させ、
長寿命核種90Srを含めて放射性ストロンチウムを吸着固
定するとともに、上記Cf流出液での放射性ストロンチウ
ムのリーク検出法として、液中に存在するマグネシウム
イオンを化学的分析法で検出して放射性ストロンチウム
の有無を判定することを特徴とする。 また、ゼオライト床も終段ZfにおいてCs核種のリークが
起ったら、Ｚ１を取り除いて新たにＺ(f+1)を用意し、
廃液をＺ２からＺ(f+1)に向って通す（図示した例で
は、Ｚ１のゼオライトを新品に交換し、Ｚ２→Ｚ３の順
に廃液が流れるように、流路を切り換える）。 本発明の方法による処理の対象となる放射性核種は、原
子炉機器材料に起因する腐食生成物および核燃料に起因
する核***生成物である、51Cr、54Mn、58Co、59Fe、60
Co、65Zn、110mAgおよび134Cs、137Cs、85Sr、90Sr等で
ある。 上記核種は種々の化学形態で存在し、廃液中において
は、一般に不溶解性形態と溶解イオン形態とに大別され
る。不溶解性形態の核種（主に59Fe，110mAg）は、廃液
の濾過により除去する。濾過装置には、カートリッジタ
イプフィルター、膜フィルター、非助材型逆洗式フィル
ターが適用できる。溶解イオン形態の核種たとえば60C
o，54Mn，90Sr，137Csは、キレート樹脂で吸着除去され
る。 放射性核種を選択的に吸着するキレート樹脂には、フェ
ノール系、スチレン系、エポキシ系、アクリルエステル
系の樹脂母体に、官能基として、ジエチレントリアミ
ン、トリエチレンテトラミン、テトラエチレンペンタミ
ン、ペンタエチレンヘキサミン等のアミン類、イミノジ
酢酸等のアミノカルボン酸類、ジプロパノールアミン等
のアルコールアミン類、あるいは尿素、チオ尿素を導入
したものなどがある。とくに、フェノール骨格にイミノ
ジ酢酸基を導入したフェノール系キレート樹脂（「ユニ
セレック」の登録商標で市販されている。）が適してい
る。 放射性ストロンチウムを吸着したキレート樹脂の溶離処
理に使用する酸としては、硫酸、塩酸および硝酸などが
あげられるが、とくに塩酸が適している。キレート樹脂
の再生処理に使用するアルカリとしては、カセイソーダ
が一般的である。 上記キレート樹脂の溶離再生廃液には放射性ストロンチ
ウムが濃縮されているが、この放射性ストロンチウムを
いっそう安定な形態にするために、無機吸着体に固定す
る。無機吸着体としては、電導度の高い廃液の場合、ゼ
オライト鉱物のうち、とくにＡ−４型ゼオライトが適し
ている。しかしながら、廃液の電導度が10mS/cm以下で
ないと、放射性ストロンチウムは上記ゼオライトに吸着
固定できない。
各工程において除去される放射性核種は、第１図に併記
したとおりである。 フィルターＦにおいては、放射性のFe，AgおよびCo，Mn
などの一部が不溶解物質として除去される。不溶化を確
実にするため、必要であれば、濾過に先立って廃液のpH
を６〜９の領域に調節すべきことはもちろんである。 次のキレート樹脂床では、まず、Mn，Co，Znなどの放射
性核種が吸着され、続いて放射性ストロンチウムが吸着
される。つまり、放射性ストロンチウムはキレート樹脂
に吸着される溶解イオン形態の放射性核種のグループに
属するが、その中でも吸着されにくく、第１図の最終
段、Ｃ２において放射性ストロンチウムがリークすると
きには、放射性Mn，Co，Znなどのキレート樹脂に強く吸
着する核種は最終段Ｃ２に至る以前のキレート樹脂床に
安定に吸着固定され、放射性ストロンチウムと他の放射
性核種とを分離することができる。 さらに放射性ストロンチウムは、Co，Mn，Zn核種等のキ
レート樹脂吸着能力と放射性ストロンチウムのキレート
樹脂吸着能力に２倍以上の差があるため、終段Cfのみか
ら溶離することができ、Cfは溶離再生（再使用）し、有
効利用することができる。 本発明の特徴は、終段Cfに放射性ストロンチウムのみを
吸着させることにあるから、Ｃ(f-1)段またはそれより
前の段におけるCo，Mn，Zn等の核種のリークについて計
算や測定により、あらかじめ注意を払っておくことが重
要である。リークが起ったときには、その段の溶離再生
廃液は、また元の廃液に戻して本方法で処理すればよ
い。 ところで、放射性ストロンチウムが90Srの場合、放射す
るのはβ線だけであるから、60Co，137Csなどのγ放射
線を放出するものにくらべ、計測に長い時間がかかり、
一般的なインライン計測はむずかしい。とくに本発明で
は、Cf処理済液は放射性ストロンチウムのリークが生じ
ていないことを、容易かつ速やかに検知することが重要
である。本発明者らは、原子力発電所廃液中には、微量
であるが、マグネシウムイオンやカルシウムイオンが共
存することに注目し、放射性ストロンチウムとこれらイ
オンとのキレート樹脂選択吸着性能を調べたところ、マ
グネシウムイオンが常に放射性ストロンチウムよりさき
にキレート樹脂床からリークすることを見出した。つま
り、化学分析法、機器分析法などで容易に定性、定量で
きるマグネシウムイオンがCf処理済液中に検出されはじ
めても、放射性ストロンチウムはCfからリークしていな
い。 上記キレート樹脂Cfの放射性ストロンチウム溶離再生廃
液中の放射性ストロンチウムを一層安定な形態にするた
め、これを無機吸着体に吸着固定させる。本発明者ら
は、無機吸着体としてケイ酸−アルミナ主成分の鉱物で
あるゼオライトに注目し、その吸着性を研究し、溶離再
生廃液をpH６〜９に調整すれば、天然モルデナイトおよ
びＡ−４型ゼオライトに吸着できること、とくに10mS/c
m以下の高電導度廃液性状では、Ａ−４型ゼオライトが
好ましいことを見出した。なお、廃液中にセシウム核種
が共存する場合は、ゼオライト無機吸着体、好ましくは
モルデナイトを後置すれば、放射性セシウムも吸着除去
される。
したとおりである。 フィルターＦにおいては、放射性のFe，AgおよびCo，Mn
などの一部が不溶解物質として除去される。不溶化を確
実にするため、必要であれば、濾過に先立って廃液のpH
を６〜９の領域に調節すべきことはもちろんである。 次のキレート樹脂床では、まず、Mn，Co，Znなどの放射
性核種が吸着され、続いて放射性ストロンチウムが吸着
される。つまり、放射性ストロンチウムはキレート樹脂
に吸着される溶解イオン形態の放射性核種のグループに
属するが、その中でも吸着されにくく、第１図の最終
段、Ｃ２において放射性ストロンチウムがリークすると
きには、放射性Mn，Co，Znなどのキレート樹脂に強く吸
着する核種は最終段Ｃ２に至る以前のキレート樹脂床に
安定に吸着固定され、放射性ストロンチウムと他の放射
性核種とを分離することができる。 さらに放射性ストロンチウムは、Co，Mn，Zn核種等のキ
レート樹脂吸着能力と放射性ストロンチウムのキレート
樹脂吸着能力に２倍以上の差があるため、終段Cfのみか
ら溶離することができ、Cfは溶離再生（再使用）し、有
効利用することができる。 本発明の特徴は、終段Cfに放射性ストロンチウムのみを
吸着させることにあるから、Ｃ(f-1)段またはそれより
前の段におけるCo，Mn，Zn等の核種のリークについて計
算や測定により、あらかじめ注意を払っておくことが重
要である。リークが起ったときには、その段の溶離再生
廃液は、また元の廃液に戻して本方法で処理すればよ
い。 ところで、放射性ストロンチウムが90Srの場合、放射す
るのはβ線だけであるから、60Co，137Csなどのγ放射
線を放出するものにくらべ、計測に長い時間がかかり、
一般的なインライン計測はむずかしい。とくに本発明で
は、Cf処理済液は放射性ストロンチウムのリークが生じ
ていないことを、容易かつ速やかに検知することが重要
である。本発明者らは、原子力発電所廃液中には、微量
であるが、マグネシウムイオンやカルシウムイオンが共
存することに注目し、放射性ストロンチウムとこれらイ
オンとのキレート樹脂選択吸着性能を調べたところ、マ
グネシウムイオンが常に放射性ストロンチウムよりさき
にキレート樹脂床からリークすることを見出した。つま
り、化学分析法、機器分析法などで容易に定性、定量で
きるマグネシウムイオンがCf処理済液中に検出されはじ
めても、放射性ストロンチウムはCfからリークしていな
い。 上記キレート樹脂Cfの放射性ストロンチウム溶離再生廃
液中の放射性ストロンチウムを一層安定な形態にするた
め、これを無機吸着体に吸着固定させる。本発明者ら
は、無機吸着体としてケイ酸−アルミナ主成分の鉱物で
あるゼオライトに注目し、その吸着性を研究し、溶離再
生廃液をpH６〜９に調整すれば、天然モルデナイトおよ
びＡ−４型ゼオライトに吸着できること、とくに10mS/c
m以下の高電導度廃液性状では、Ａ−４型ゼオライトが
好ましいことを見出した。なお、廃液中にセシウム核種
が共存する場合は、ゼオライト無機吸着体、好ましくは
モルデナイトを後置すれば、放射性セシウムも吸着除去
される。
【実施例１】 第１図に示す構成の廃液処理装置を、中空糸濾過膜の非
助材型逆洗式フィルタ、キレート樹脂塔にフェノール系
樹脂「ユニセレック」（ユニチカ（株）の登録商標）UR
−10を充填したもの２塔をもって組み立てた。 第１表に示す化学性状および放射能性状の模擬廃液を調
製し、装置に通液した。キレート樹脂塔の第１塔Ｃ１お
よび第２塔Ｃ２の出口処理済液の放射性核種濃度を測定
し、第２図に示す結果を得た。 これら図の結果を比較すれば、第１塔Ｃ１を放射性スト
ロンチウムが通過しても、放射性コバルト、マンガン等
はリークしておらず、放射性ストロンチウムはこれら核
種と分離できることがわかる。さらに、第１塔Ｃ１を通
過した放射性ストロンチウムは第２塔Ｃ２に吸着され
る。一方、第１塔Ｃ１での放射性コバルト、マンガン、
亜鉛は、処理量約12,000倍でもリークを生じていない。
助材型逆洗式フィルタ、キレート樹脂塔にフェノール系
樹脂「ユニセレック」（ユニチカ（株）の登録商標）UR
−10を充填したもの２塔をもって組み立てた。 第１表に示す化学性状および放射能性状の模擬廃液を調
製し、装置に通液した。キレート樹脂塔の第１塔Ｃ１お
よび第２塔Ｃ２の出口処理済液の放射性核種濃度を測定
し、第２図に示す結果を得た。 これら図の結果を比較すれば、第１塔Ｃ１を放射性スト
ロンチウムが通過しても、放射性コバルト、マンガン等
はリークしておらず、放射性ストロンチウムはこれら核
種と分離できることがわかる。さらに、第１塔Ｃ１を通
過した放射性ストロンチウムは第２塔Ｃ２に吸着され
る。一方、第１塔Ｃ１での放射性コバルト、マンガン、
亜鉛は、処理量約12,000倍でもリークを生じていない。
【実施例２】 上記放射性ストロンチウム吸着の第２塔キレート樹脂に
1N−HCを、樹脂量の1.5倍にあたる液量通液し、さら
に3.5倍にあたる純水を通液して、99％以上の放射性ス
トロンチウムを溶離した。 この溶離液をNaOHで中和し、pH７にした。中和後の廃液
電導度が23mS/cmあったので、脱塩水で希釈して５mS/cm
に調整し、Ａ−４型ゼオライト吸着塔に通液して、出口
処理済液の放射性ストロンチウム濃度を測定した。その
結果は、第３図に示すとおり、通液量500倍に至るま
で、出口ではリークしなかった。 さらに、Ａ−４型ゼオライトの吸着性能の電導度依存性
を調べるため、廃液電導度を2.5、7.5、10および15mS/c
mに調整し、同様に試験して、第２表に示す結果を得
た。この結果から、電導度が10mS/cm以下であれば、放
射性ストロンチウムはＡ−４型ゼオライトに吸着される
ことがわかる。 発明の効果 本発明の処理方法によるときは、原子力発電所の床ドレ
ン廃液やイオン交換樹脂再生廃液に含有される放射性の
コバルト、マンガン、ストロンチウム等を、濾過および
キレート樹脂吸着体の使用によって、これら廃液中から
容易に除去でき、処理済液は環境に安全に放出できる性
状になる。 さらに、キレート樹脂の選択吸着性能の相違を利用し、
短寿命核種と長寿命核種の分離ができ、とくに放射性ス
トロンチウムを、容易に放射性コバルト、マンガン、亜
鉛等の短寿命核種から分離できる。 放射性ストロンチウムをキレート樹脂の酸処理で溶離し
たのち、とくに長期間の安全な処分が必要とされている
90Srに関して、より安定な無機吸着体への固定を、溶離
廃液のpHおよび電導度を調整することによって実施でき
る。 上記床ドレン廃液等に放射性セシウムが含有される場
合、上記キレート樹脂吸着体に続けてゼオライト鉱物、
好ましくはモルデナイトを後置することで、放射性セシ
ウムも他の核種から分離できるとともに、処理済液は環
境に安全に放出できる性状になる。
1N−HCを、樹脂量の1.5倍にあたる液量通液し、さら
に3.5倍にあたる純水を通液して、99％以上の放射性ス
トロンチウムを溶離した。 この溶離液をNaOHで中和し、pH７にした。中和後の廃液
電導度が23mS/cmあったので、脱塩水で希釈して５mS/cm
に調整し、Ａ−４型ゼオライト吸着塔に通液して、出口
処理済液の放射性ストロンチウム濃度を測定した。その
結果は、第３図に示すとおり、通液量500倍に至るま
で、出口ではリークしなかった。 さらに、Ａ−４型ゼオライトの吸着性能の電導度依存性
を調べるため、廃液電導度を2.5、7.5、10および15mS/c
mに調整し、同様に試験して、第２表に示す結果を得
た。この結果から、電導度が10mS/cm以下であれば、放
射性ストロンチウムはＡ−４型ゼオライトに吸着される
ことがわかる。 発明の効果 本発明の処理方法によるときは、原子力発電所の床ドレ
ン廃液やイオン交換樹脂再生廃液に含有される放射性の
コバルト、マンガン、ストロンチウム等を、濾過および
キレート樹脂吸着体の使用によって、これら廃液中から
容易に除去でき、処理済液は環境に安全に放出できる性
状になる。 さらに、キレート樹脂の選択吸着性能の相違を利用し、
短寿命核種と長寿命核種の分離ができ、とくに放射性ス
トロンチウムを、容易に放射性コバルト、マンガン、亜
鉛等の短寿命核種から分離できる。 放射性ストロンチウムをキレート樹脂の酸処理で溶離し
たのち、とくに長期間の安全な処分が必要とされている
90Srに関して、より安定な無機吸着体への固定を、溶離
廃液のpHおよび電導度を調整することによって実施でき
る。 上記床ドレン廃液等に放射性セシウムが含有される場
合、上記キレート樹脂吸着体に続けてゼオライト鉱物、
好ましくはモルデナイトを後置することで、放射性セシ
ウムも他の核種から分離できるとともに、処理済液は環
境に安全に放出できる性状になる。
第１図は、本発明の放射性核種含有廃液の処理工程を説
明するための、装置のブロックダイアグラムである。 第２図ないし第４図は、いずれも本発明の実施例のデー
タを示すグラフであって、 第２図はキレート樹脂床カラムＣ１およびＣ２出口にお
ける核種の吸着曲線であり、 第３図はＡ−４型ゼオライト床カラム出口におけるSrの
吸着曲線であり、 第４図は、キレート樹脂床でセシウム核種以外の核種を
吸着除去した後の模擬床ドレン廃液または模擬再生廃液
のゼオライト床カラム出口における核種（134Cs）の吸
着曲線である。
明するための、装置のブロックダイアグラムである。 第２図ないし第４図は、いずれも本発明の実施例のデー
タを示すグラフであって、 第２図はキレート樹脂床カラムＣ１およびＣ２出口にお
ける核種の吸着曲線であり、 第３図はＡ−４型ゼオライト床カラム出口におけるSrの
吸着曲線であり、 第４図は、キレート樹脂床でセシウム核種以外の核種を
吸着除去した後の模擬床ドレン廃液または模擬再生廃液
のゼオライト床カラム出口における核種（134Cs）の吸
着曲線である。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (71)出願人 999999999 北陸電力株式会社 富山県富山市桜橋通り３番１号 (71)出願人 999999999 日本原子力発電株式会社 東京都千代田区大手町１丁目６番１号 (71)出願人 999999999 日揮株式会社 東京都千代田区大手町２丁目２番１号 (71)出願人 999999999 ユニチカ株式会社 兵庫県尼崎市東本町１丁目50番地 (72)発明者 猪俣 一朗 東京都千代田区内幸町１丁目１番３号 東 京電力株式会社内 (72)発明者 石部 忠生 愛知県名古屋市東区東新町１番地 中部電 力株式会社内 (72)発明者 松永 正昭 富山県富山市桜橋通り３番１号 北陸電力 株式会社内 (72)発明者 小貫 亮一 東京都千代田区大手町１丁目６番１号 日 本原子力発電株式会社内 (72)発明者 鈴木 和則 茨城県東茨城郡大洗町成田町2205 日揮株 式会社大洗原子力技術開発センター内 (72)発明者 渡辺 実 茨城県東茨城郡大洗町成田町2205 日揮株 式会社大洗原子力技術開発センター内 (72)発明者 小柴 幸彦 神奈川県横浜市港南区下永谷町2197―46 (72)発明者 藤堂 福蔵 茨城県東茨城郡大洗町成田町2205 日揮株 式会社大洗原子力技術開発センター内 (72)発明者 平井 雅英 京都府宇治市宇治小桜23番地 ユニチカ株 式会社中央研究所内 (72)発明者 友繁 昌三 京都府宇治市宇治小桜23番地 ユニチカ株 式会社中央研究所内 (72)発明者 近藤 幸三 京都府宇治市宇治小桜23番地 ユニチカ株 式会社中央研究所内 (56)参考文献 特開 昭62−161097（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−262784（ＪＰ，Ａ) 特開 昭61−195400（ＪＰ，Ａ)
Claims (4)
- 【請求項１】少なくとも放射性核種を含有する廃液を濾
過処理し不溶解物質を除去したのち、廃液をキレート性
イオン交換樹脂（以下、「キレート樹脂」と略称）に接
触させて放射性核種を吸着除去する処理方法において、
キレート樹脂吸着塔を少なくとも２段直列に設置し、最
終段吸着塔で放射性ストロンチウムのリークが起ったと
ころで、この最終段吸着塔を再生し、再使用するととも
に、この放射性ストロンチウムの溶離再生廃液を無機吸
着体に吸着固定することからなる放射性核種含有廃液の
処理方法。 - 【請求項２】最終段吸着塔における放射性ストロンチウ
ムのリークを、出口液中に共存するマグネシウムイオン
を検出することにより判定して実施する請求項１の処理
方法。 - 【請求項３】無機吸着体で吸着処理する溶離再生廃液
を、pH６〜９、電導度10mS/cm以下の性状に調整して実
施する請求項１の処理方法。 - 【請求項４】無機吸着体としてＡ−４型ゼオライトを使
用して実施する請求項１の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19854788A JPH0664190B2 (ja) | 1988-08-09 | 1988-08-09 | 放射性核種含有廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19854788A JPH0664190B2 (ja) | 1988-08-09 | 1988-08-09 | 放射性核種含有廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0247599A JPH0247599A (ja) | 1990-02-16 |
| JPH0664190B2 true JPH0664190B2 (ja) | 1994-08-22 |
Family
ID=16392982
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP19854788A Expired - Lifetime JPH0664190B2 (ja) | 1988-08-09 | 1988-08-09 | 放射性核種含有廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0664190B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012127949A (ja) * | 2010-12-15 | 2012-07-05 | Electric Power Research Inst Inc | 軽水炉一次冷却材の放射能浄化 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2708373A1 (fr) * | 1993-07-26 | 1995-02-03 | Westinghouse Electric Corp | Traitement de liquides radioactifs. |
| US9714457B2 (en) * | 2012-03-26 | 2017-07-25 | Kurion, Inc. | Submersible filters for use in separating radioactive isotopes from radioactive waste materials |
| JP5909096B2 (ja) * | 2012-01-17 | 2016-04-26 | 三菱重工業株式会社 | 放射性廃液処理装置 |
| RU2597306C2 (ru) * | 2012-01-18 | 2016-09-10 | Дайнитисейка Колор Энд Кемикалс Мфг. Ко., Лтд. | Способ удаления радиоактивного цезия, гидрофильная смоляная композиция для удаления радиоактивного цезия, способ удаления радиоактивного йода и радиоактивного цезия и гидрофильная смоляная композиция для удаления радиоактивного йода и радиоактивного цезия |
| JP5725621B2 (ja) * | 2012-01-18 | 2015-05-27 | 大日精化工業株式会社 | 放射性ヨウ素・放射性セシウムの除去方法及び放射性ヨウ素・放射性セシウムの除去用の親水性樹脂組成物 |
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| JP5668048B2 (ja) * | 2012-12-27 | 2015-02-12 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 放射性セシウム含有水の吸着塔の交換方法 |
| JP6210404B2 (ja) * | 2013-04-11 | 2017-10-11 | 株式会社 環境浄化研究所 | 放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの除去方法 |
| JP2015064251A (ja) * | 2013-09-24 | 2015-04-09 | 株式会社東芝 | 汚染水処理システムおよび汚染水処理方法 |
| JP5826326B2 (ja) * | 2014-05-19 | 2015-12-02 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 放射性セシウム含有水の吸着塔の交換方法 |
-
1988
- 1988-08-09 JP JP19854788A patent/JPH0664190B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012127949A (ja) * | 2010-12-15 | 2012-07-05 | Electric Power Research Inst Inc | 軽水炉一次冷却材の放射能浄化 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0247599A (ja) | 1990-02-16 |
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