JPS61195400A - 放射性核種を含有する廃液の処理方法 - Google Patents
放射性核種を含有する廃液の処理方法Info
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- JPS61195400A JPS61195400A JP3605785A JP3605785A JPS61195400A JP S61195400 A JPS61195400 A JP S61195400A JP 3605785 A JP3605785 A JP 3605785A JP 3605785 A JP3605785 A JP 3605785A JP S61195400 A JPS61195400 A JP S61195400A
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子力発電所または原子力施設から排出され
る、放射性核種を含有する廃液の処理方法に関する。
る、放射性核種を含有する廃液の処理方法に関する。
ＢＷＲ原子力発電所における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
過および脱塩をして復水貯蔵タンクに受け、発電所内で
再利用している。
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
過および脱塩を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同化、あるいはプラスチッ
ク固化などの手段により同化処理し、低レベル放射性廃
棄物同化体としている。
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同化、あるいはプラスチッ
ク固化などの手段により同化処理し、低レベル放射性廃
棄物同化体としている。
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、発生する同化体は放射性廃棄物として処分しなけれ
ばならない。
く、発生する同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、放射性物質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、廃液から放射性物質だけを扱き出すことによ
り残液を無害なものとすれ。
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、廃液から放射性物質だけを扱き出すことによ
り残液を無害なものとすれ。
ば、根本的な減容をはかることができる。
この考えを活かして、廃液中とくに固化処理の対象とな
る床ドレン廃液およびイオン交換再生廃液中の放射性核
種を効率よく除去し、取り出した放射性物質だけは放射
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、モニタリングの上放出する
か、または極低レベル放射性廃棄物として処理できる手
段を求めて研究した。
る床ドレン廃液およびイオン交換再生廃液中の放射性核
種を効率よく除去し、取り出した放射性物質だけは放射
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、モニタリングの上放出する
か、または極低レベル放射性廃棄物として処理できる手
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、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。
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５７−４８６９９号）
本発明者らはその後も研究を進め、上記発明の効果をさ
らに高めたｔＩＬ射性射程核種含有廃液理方法を確立し
た゛ので、ここに提案する次第である。
らに高めたｔＩＬ射性射程核種含有廃液理方法を確立し
た゛ので、ここに提案する次第である。
本発明の放射性核種を含有する廃液の処理方法は、廃液
をまず濾過処理して浮遊する懸濁物を除去し、必要に応
じて液性を調整してｐｉ−１３〜１０にしてから、キレ
ート性イオン交換樹脂、活性炭、ゼオライトの順で接触
させ、放射性核種をこれら吸着剤に吸着させて除去する
。ことを特徴とする。
をまず濾過処理して浮遊する懸濁物を除去し、必要に応
じて液性を調整してｐｉ−１３〜１０にしてから、キレ
ート性イオン交換樹脂、活性炭、ゼオライトの順で接触
させ、放射性核種をこれら吸着剤に吸着させて除去する
。ことを特徴とする。
処理後の廃液は、モニタリングして、放射能が許容値以
下であることを確認したならば、放出することもできる
し、廃棄物として同化処理してもよい。
下であることを確認したならば、放出することもできる
し、廃棄物として同化処理してもよい。
本発明のシステムで処理すべき対象とな゛る放射性核種
は、機器の腐食生成物および核***生成物であるＣｒ
−５Ｌ Ｍｎ−５４、Ｃｏ−５８、Ｆｅ−５９、Ｃｏ−
６０、Ｚｎ−６５、Ａｇ−１１０ｍ 、Ｃｓ−１３４、
Ｃ５−１３７等であり、それらは主に床ドレン廃液およ
びイオン交換再生液中に、イオン状、コロイド状および
錯体状態で存在している。
は、機器の腐食生成物および核***生成物であるＣｒ
−５Ｌ Ｍｎ−５４、Ｃｏ−５８、Ｆｅ−５９、Ｃｏ−
６０、Ｚｎ−６５、Ａｇ−１１０ｍ 、Ｃｓ−１３４、
Ｃ５−１３７等であり、それらは主に床ドレン廃液およ
びイオン交換再生液中に、イオン状、コロイド状および
錯体状態で存在している。
上記核種は種々の化学形態で存在するが、まず浮遊する
懸濁物を濾過により除去する。 濾過装置には、非助材
型逆洗式濾過器を使用する。 この工程で、前記した放
射性核種のうち、Ｆｅ−５９、Ａｇ−１１０ｍなどが除
去される。 濾液には、イオン状、コロイド状および錯
体状の核種が含有されており、これらを吸着処理する。
懸濁物を濾過により除去する。 濾過装置には、非助材
型逆洗式濾過器を使用する。 この工程で、前記した放
射性核種のうち、Ｆｅ−５９、Ａｇ−１１０ｍなどが除
去される。 濾液には、イオン状、コロイド状および錯
体状の核種が含有されており、これらを吸着処理する。
吸着剤としては、廃液中に共存する多量のＮａイオンに
影響されず、放射性核種だけを選択的に吸着する能力を
有するものを用いる。
影響されず、放射性核種だけを選択的に吸着する能力を
有するものを用いる。
Ｃｒ−５Ｌ Ｍｎ−５４、Ｃｏ−５８、Ｆｅ −５９、
Ｃｏ−６０，Ｚｎ −６５のイオン状核種は、キレート
性イオン交換樹脂によく吸着される。
Ｃｏ−６０，Ｚｎ −６５のイオン状核種は、キレート
性イオン交換樹脂によく吸着される。
この目的に使用するキレート性イオン交換樹脂には、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、ペンタエチレンへキサジン等のアミン類、イミノジ
酢酸等のアミノカルボン酸類、ジブロバノールアミン等
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２個
のイミノジ酢酸基を導入したフェノール系キレート性イ
オン交換樹脂（特開昭５３−１０６７８９号に開示され
、「ユニセレツク」の登録商標で市販されている。）が
、放射性核種の金属イオン除去能力がすぐれており、好
ましい。 この種のイオン交換樹脂の官能基末端は、Ｎ
ａなとのアルカリ金属型、Ｃａなどのアルカリ土類金属
、Ｆｅなどの重金属型およびＨ型の各種おるが、どれで
もよい。
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、ペンタエチレンへキサジン等のアミン類、イミノジ
酢酸等のアミノカルボン酸類、ジブロバノールアミン等
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２個
のイミノジ酢酸基を導入したフェノール系キレート性イ
オン交換樹脂（特開昭５３−１０６７８９号に開示され
、「ユニセレツク」の登録商標で市販されている。）が
、放射性核種の金属イオン除去能力がすぐれており、好
ましい。 この種のイオン交換樹脂の官能基末端は、Ｎ
ａなとのアルカリ金属型、Ｃａなどのアルカリ土類金属
、Ｆｅなどの重金属型およびＨ型の各種おるが、どれで
もよい。
コロイド状および有機錯体状態になりやすいＣｏ−５８
、Ｇｏ−６０およびアニオン状のＣｒ−５１は、活性炭
に吸着させる。 活性炭は、常用されている石炭系、ヤ
シ殻系またはピッチ系のいずれでもよく、形状も造粒炭
、破砕炭、粉末炭を選べばよいが、液を処理するという
便宜からいえば、石炭系またはヤシ殻系の造粒炭か破砕
炭がよい。
、Ｇｏ−６０およびアニオン状のＣｒ−５１は、活性炭
に吸着させる。 活性炭は、常用されている石炭系、ヤ
シ殻系またはピッチ系のいずれでもよく、形状も造粒炭
、破砕炭、粉末炭を選べばよいが、液を処理するという
便宜からいえば、石炭系またはヤシ殻系の造粒炭か破砕
炭がよい。
上記のキレート性イオン交換樹脂および活性炭で除去さ
れず残留するのは、Ｃ５−１３４、Ｏ３−１３７であり
、これら核種はゼオライト吸着処理により完全に除去さ
れる。ここで使用するゼオライトは吸着剤として市販さ
れ、実用化されている天然ゼオライト系および合成ゼオ
ライト系の各々の系のモルデナイト、クリノプチライト
、バーミキュライト、フォージャライト、ざらに一般に
モレキュラーシーブとして市販されている合成ゼオライ
ト等がある。
れず残留するのは、Ｃ５−１３４、Ｏ３−１３７であり
、これら核種はゼオライト吸着処理により完全に除去さ
れる。ここで使用するゼオライトは吸着剤として市販さ
れ、実用化されている天然ゼオライト系および合成ゼオ
ライト系の各々の系のモルデナイト、クリノプチライト
、バーミキュライト、フォージャライト、ざらに一般に
モレキュラーシーブとして市販されている合成ゼオライ
ト等がある。
本発明のシステムの濾過処理で除去されたクラッドの沈
でん物および吸着処理を行なった吸着剤は、放射性核種
が吸着固定され濃縮されているので、これは同化処理な
どで処理する。
でん物および吸着処理を行なった吸着剤は、放射性核種
が吸着固定され濃縮されているので、これは同化処理な
どで処理する。
ざらに、使用後のキレート性イオン交換樹脂には過酸化
水素を用いる酸化分解、酸素による高圧酸化分解や焼却
処理も可能であり、とくに５Ｏ１ＮＯＸなどの有機ガス
が発生しないので排ガス処理の問題もなく、著しい減容
が可能である。
水素を用いる酸化分解、酸素による高圧酸化分解や焼却
処理も可能であり、とくに５Ｏ１ＮＯＸなどの有機ガス
が発生しないので排ガス処理の問題もなく、著しい減容
が可能である。
活性炭も焼却処理ができる。セシウム核種を吸着固化し
たゼオライトは、吸着剤自体が鉱物であり、（主にＡＩ
、Ｎａ 、 Ｃａの含水ケイ酸塩）であり、化学的に
きわめて安定なのでそのまま二重構造（たとえば内張り
セメントドラム缶）の容器に充填して処分することも、
またホットプレスで圧縮し、減容して処分することも可
能である。
たゼオライトは、吸着剤自体が鉱物であり、（主にＡＩ
、Ｎａ 、 Ｃａの含水ケイ酸塩）であり、化学的に
きわめて安定なのでそのまま二重構造（たとえば内張り
セメントドラム缶）の容器に充填して処分することも、
またホットプレスで圧縮し、減容して処分することも可
能である。
本発明の処理方法を適用したシステムの例について、図
面を参照して説明すれば、第１図に示すように、原子力
発電所内から発生する床ドレン廃液やイオン交換再生廃
液を収集タンクに集め、非助材型逆洗式濾過器で濾過す
る。 濾過器の逆洗で発生するクラッドは、沈降タンク
に移送する。
面を参照して説明すれば、第１図に示すように、原子力
発電所内から発生する床ドレン廃液やイオン交換再生廃
液を収集タンクに集め、非助材型逆洗式濾過器で濾過す
る。 濾過器の逆洗で発生するクラッドは、沈降タンク
に移送する。
濾過された廃液は、キレート性イオン交換樹脂充填塔、
活性炭充填塔およびゼオライト充填塔を順次通し、その
中の放射性核種を吸着除去する。
活性炭充填塔およびゼオライト充填塔を順次通し、その
中の放射性核種を吸着除去する。
こうして放射性核種を完全に除去した廃液は、サンプル
タンクに貯留し、モニタリングの上、環境に放出する。
タンクに貯留し、モニタリングの上、環境に放出する。
放射能的に問題はないが、化学性状として放出が不適
当な場合は、蒸発濃縮後、セメント固化し、極低レベル
の同化体にすることもできる。 使用ずみのキレート性
イオン交換樹脂は、前記したようにプラスチック固化な
との固化処理もできるが、酸化分解とくに湿式の酸化分
解により処理すれば、主に水と炭酸ガスにまで分解し、
吸着された金属元素や放射性核種だけが残渣になり、高
い減容度が得られる。使用ずみ活性炭およびゼオライト
は、これも前記のように安定な化学形態にあるので、濾
過器の逆洗で生じたクラッドとともに放射性廃棄物の同
化処理系で処理する。
当な場合は、蒸発濃縮後、セメント固化し、極低レベル
の同化体にすることもできる。 使用ずみのキレート性
イオン交換樹脂は、前記したようにプラスチック固化な
との固化処理もできるが、酸化分解とくに湿式の酸化分
解により処理すれば、主に水と炭酸ガスにまで分解し、
吸着された金属元素や放射性核種だけが残渣になり、高
い減容度が得られる。使用ずみ活性炭およびゼオライト
は、これも前記のように安定な化学形態にあるので、濾
過器の逆洗で生じたクラッドとともに放射性廃棄物の同
化処理系で処理する。
本発明の処理方法は、廃液中の放射性廃棄物を後き出し
て濃縮し、それだけを固化処理の対象とするものであっ
て、操作も常温常圧で進めることができ、安全である。
て濃縮し、それだけを固化処理の対象とするものであっ
て、操作も常温常圧で進めることができ、安全である。
従来の、廃液すべてを蒸発濃縮する技術とくらべれば
、多大なエネルギーを節減でき、また放射性廃棄物同化
体の量も低減することができる。
、多大なエネルギーを節減でき、また放射性廃棄物同化
体の量も低減することができる。
実施例１
Ｃｒ −５１、Ｍｎ−５４、Ｆｅ−５９、Ｃｏ −６０
、Ｚｎ−６５、Ａｇ−１１０ｍ 、Ｃｓ−１３４および
Ｃｓ−１３７を含有する床ドレン廃液（電導度３０〜１
５０μｓ／ｃｍ、 ａｔ−１６〜７）を、０．０４μ
ｍ精密フィルターをもつ非助材型逆洗式濾過器で濾過処
理した。 次にその濾過液をフェノール系キレート樹脂
「ユニセレツクス」 〔ユニチカ（株）登録商標）ＵＲ
−１０２５０ｄを充填したカラムに、空間速度（ＳＶ）
＝５Ｈｒ ’の下向流で、次にヤシガラ系破砕形状活性
炭２５０ｄ を充填したカラムに、５Ｖ＝５Ｈｒ−１
の下向流で、ざらに合成ゼオライト［Ｎａ型モルデナイ
トＪ２５０ｄ を充填したカラムに、やはり５Ｖ＝５
Ｈｒ−１の速度の下向流として通液した。
、Ｚｎ−６５、Ａｇ−１１０ｍ 、Ｃｓ−１３４および
Ｃｓ−１３７を含有する床ドレン廃液（電導度３０〜１
５０μｓ／ｃｍ、 ａｔ−１６〜７）を、０．０４μ
ｍ精密フィルターをもつ非助材型逆洗式濾過器で濾過処
理した。 次にその濾過液をフェノール系キレート樹脂
「ユニセレツクス」 〔ユニチカ（株）登録商標）ＵＲ
−１０２５０ｄを充填したカラムに、空間速度（ＳＶ）
＝５Ｈｒ ’の下向流で、次にヤシガラ系破砕形状活性
炭２５０ｄ を充填したカラムに、５Ｖ＝５Ｈｒ−１
の下向流で、ざらに合成ゼオライト［Ｎａ型モルデナイ
トＪ２５０ｄ を充填したカラムに、やはり５Ｖ＝５
Ｈｒ−１の速度の下向流として通液した。
各段階において被処理液を定期的に採取し、その放射能
濃度を核種ごとに測定した。 その結果を第２図に示す
。 この図で、核種濃度は放出許容値に対する相対値で
表示しであるが、本発明による処理の効果は明確に知る
ことができる。
濃度を核種ごとに測定した。 その結果を第２図に示す
。 この図で、核種濃度は放出許容値に対する相対値で
表示しであるが、本発明による処理の効果は明確に知る
ことができる。
床ドレン廃液に共存する放射性核種は、まずフィルター
濾過処理でＦｅ−５９およびＡＣＩ−１１０ｍか除去さ
れ、つぎにＵＲ−１０で処理するとＭｒｌ−５４および
Ｚｒ１−６５、活性炭処理で、Ｃｒ−５１およびＣｏ−
６０が、そしてゼオライトによりＣｓ−１３４およびＣ
５−１３７が吸着され、検出限界以下になった。 この
廃液は、環境に放出可能である。
濾過処理でＦｅ−５９およびＡＣＩ−１１０ｍか除去さ
れ、つぎにＵＲ−１０で処理するとＭｒｌ−５４および
Ｚｒ１−６５、活性炭処理で、Ｃｒ−５１およびＣｏ−
６０が、そしてゼオライトによりＣｓ−１３４およびＣ
５−１３７が吸着され、検出限界以下になった。 この
廃液は、環境に放出可能である。
Ｘ塵叢２
Ｍｎ−５４、Ｃｏ−６０，Ｚｎ−６５、Ａｇ−１１０ｍ
、Ｃｓ−１３４およびＣｓ−１３７を含有するイオン
交換再生廃液（電導度１３ｍｓ／ｃｍ。
、Ｃｓ−１３４およびＣｓ−１３７を含有するイオン
交換再生廃液（電導度１３ｍｓ／ｃｍ。
ｐＨ６＞を対象とし、実施例１で使用した濾過器および
各充填カラムを用い、以侵の処理も実施例１と同じ条件
および手順で実施した。
各充填カラムを用い、以侵の処理も実施例１と同じ条件
および手順で実施した。
その結果を第３図に示す。 実施例１と同様に、イオン
交換再生廃液中のすべての放射性核種を検出限界以下の
濃度まで除去することができた。
交換再生廃液中のすべての放射性核種を検出限界以下の
濃度まで除去することができた。
第１図は、本発明の方法をとり入れた放射性核種を含有
する廃液の処理システムを示すフローチャートである。 第２図および第３図は、本発明の実施例における効果を
必られしたグラフであって、濾過および吸着により放射
性核種が除去されて行く模様を示す。 特許出願人 東京電力株式会社 同 日揮株式会社 代理人 弁理士 須 賀 総 大 筒１図 第２図
する廃液の処理システムを示すフローチャートである。 第２図および第３図は、本発明の実施例における効果を
必られしたグラフであって、濾過および吸着により放射
性核種が除去されて行く模様を示す。 特許出願人 東京電力株式会社 同 日揮株式会社 代理人 弁理士 須 賀 総 大 筒１図 第２図
Claims (3)
- （１）放射性核種を含有する廃液をまず濾過処理して浮
遊懸濁物を除去したのち、廃液をキレート性イオン交換
樹脂、活性炭、およびゼオライトにこの順で接触させて
放射性核種を吸着除去することを特徴とする放射性核種
を含有する廃液の処理方法。 - （２）放射性核種を含有する廃液が、床ドレン廃液また
はイオン交換再生廃液である特許請求の範囲第１項の処
理方法。 - （３）濾過処理を非助材型逆洗式濾過器を使用して行な
う特許請求の範囲第１項または第２項の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3605785A JPS61195400A (ja) | 1985-02-25 | 1985-02-25 | 放射性核種を含有する廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3605785A JPS61195400A (ja) | 1985-02-25 | 1985-02-25 | 放射性核種を含有する廃液の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61195400A true JPS61195400A (ja) | 1986-08-29 |
Family
ID=12459086
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3605785A Pending JPS61195400A (ja) | 1985-02-25 | 1985-02-25 | 放射性核種を含有する廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61195400A (ja) |
Cited By (6)
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| JP2013148364A (ja) * | 2012-01-17 | 2013-08-01 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 放射性廃液処理装置 |
| JP2013186012A (ja) * | 2012-03-08 | 2013-09-19 | Daiki Ataka Engineering Co Ltd | 排水に含まれる放射性セシウムを分離除去する方法および装置 |
| JP2014025779A (ja) * | 2012-07-26 | 2014-02-06 | Japan Atomic Energy Agency | シリカ／ポリマー複合型イミノ二酢酸系キレート吸着材及びそれを用いた定量分析法、微量金属元素の回収方法 |
| JP2014106005A (ja) * | 2012-11-22 | 2014-06-09 | Medience Corp | 放射性物質の捕捉方法 |
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| JPS58184598A (ja) * | 1982-04-23 | 1983-10-28 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液の固定化方法 |
| JPS58205899A (ja) * | 1982-05-26 | 1983-11-30 | 株式会社東芝 | 放射性廃液中の塩素イオン除去方法 |
-
1985
- 1985-02-25 JP JP3605785A patent/JPS61195400A/ja active Pending
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