JPS6140593A - 放射性廃液処理方法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、放射性廃液から放射性金属核種を除去する方
法に関するものである。

〔発明の背景〕

原子施設等の放射性同位元累を使用する施設では放射性
核種を含んだ廃液、すなわち放射性廃液が発生する。こ
れら廃液は、放射性廃棄物処理施設でその放射能を法令
等で許容されている値以下に低減した後、海、河川等へ
放出された９、濃縮減容後固化して貯蔵保管されたルし
ている。しかしながらこれらの廃液処理方法は、いずれ
も下記の欠点、のめるものであった。

まず希釈による放射性核種濃度の低減法では、例えば放
射能を１／ｌＯとするためには１０倍に希釈する必要が
あり、廃液の放射能が高い場合、おるいれ廃液の分量が
多い場合は、それだけ容量の大きい希釈槽が必要でめり
、希釈用の水の確保が必要であった。またその放出水に
よる人体等への悪影響を最少限とするために、法律で許
容されする放射能のレベルは低く、例えば　Ｃｏの場合
では３　Ｘ　１０−５μＣｉ〜となっている。このため
、管理目標値としてさらに低い放射能レベルを放出水に
対して設定する必要がめった。さらにこの方法では、放
射性物質の全てが系外に放出されることになり、本質的
な放射能除去とは言えなかった。

次に蒸発濃縮法であるが、これは廃液を蒸発して濃縮す
る方法であり、高い除染係数（１０’〜１０８程度）が
得られるが、蒸発濃縮装置の建設コストおよび運転コス
トが高く、処理能力が小さい方法であった。特に廃液中
に高濃度の塩分が含まれる場合は、廃液濃縮過程でさら
に、この塩分が濃縮、析出等するため、蒸発濃縮装置材
料の腐食損傷を防止するために耐食性に優れた材料を使
用する必要があった。

またイオン交換樹脂による放射性核種除去法があるが、
これは特に廃液が非放射性の塩類を含む場合には、樹脂
がこの塩類も吸着するため放射性核種の吸着効率が低下
し、そのため塩濃度の高い廃液処理には適さなかった。

このようなイオン交換樹脂による放射性核種除去法を改
善した方法として、放射性金属核種と不溶性キレート化
合物を形成する物質を利用する方法がある。例えば、オ
キシン（８−ｂｙｄｒｏｘｙｑｕｊｎｏｌｉｎｅ　）ハ
Ｎ１　、　Ｃｏ　、　Ｆｅ等の金属イオンと不溶性のキ
レート化合物を形成する。これらのキレート化反応は選
択性が強く、ナトリウム塩あるいはマグネシウム塩等が
共存する場合でも、前記の金属イオンとオキシンは効果
的に反応する。従って、このオキシンを例えば活性炭等
に吸着させたもの（特開昭５４−２３０９３号）（以下
オキシン添着活性炭と称す）で塩類等を多量含有する放
射性廃液中の６０ｃ。

等の放射性金属核種を吸着除去するのは有用である。

しかしながら、上記のキレート形成反応は、金属がイオ
ン状態で存在する場合に進行し、コロイド状態、あるい
は不溶性粒子状態で存在する場合には進行しにくい。と
ころで、水中に存在する金属イオンは、一部が数個〜数
十偏集ま９集合体を形成して、水中にコロイド状態で存
在することがある。従って、キレート形成反応を利用し
たオキシン添着活性炭等による放射性核種除去法では、
コロイド状態の放射性核種除去が困難であるため、高度
な放射能除去を行うことができなかった。

このコロイド状態の放射性金属核種は、粒径が微小のた
め通常のろ過により分離することが容易でないものであ
る。このようなコロイド除去方法には、ブレコートろ適
法がある。これは、粉末状イオン交換樹脂、又はオキシ
ン添着活性炭をろ適用エレメントにプレコート層、この
プレコート層にてコロイドをろ過分離する方法である。

しかしこの方法では、次のような改善を必要とする点が
あつ之。まずろ過に際して、上記の粉末状プレコート材
を液体と混合してスラリーを形成し、これをろ適用エレ
メントにブレコートする操作が必要であった。またブレ
コート後、ろ過操作に入るまで、プレコート層が脱落せ
ぬよう保持するために一定流速でろ過操作と同様に水を
プレコート層に流しておく必要があった。さらに、！レ
コード材スラリー調整用のタンク、かくはん機、ブレコ
ート用スラリー移送ボン！、保持水流動用−ンデ等の多
大の設備が必要であった。また、放耐性金属核種のコロ
イド成分除去とイオン成分除去をかかるブレコートろ適
法で同時に行うには、以下の点を考慮する必要があった
。すなわち、イオン交換やキレート形成反応の効率は液
の流速の影響を受け、一般には液流速が大きくなるほど
効率が低下するため、イオン成分も除去する場合は、プ
レコート層への通水流速を一定値以下とする必要がある
。この通水流速は、体積速度すなわち単位時間あたシそ
のプレコート材の体積の何倍の体積の液がプレコート層
を通過するかで表わされる。

例えば、オキシン添着活性炭では、イオン成分除去を効
率的に行うためには、この体積速度を２０（時間）−１
程度以下とするのが適当とされている。

すなわち、１ｔのオキシン添着活性炭をプレコート材と
して用いた場合、１時間あた９わずか２０ｔの液しか処
理できない。以上の方法で液の処理能力を向上させるた
めには、使用するプレコート材の量を多くすればよく、
この場合、プレコート層厚さを増すか、あるいは、ブレ
コートろ週間の面積を大きくすればよい。しかしながら
前者の場合ではろ過差圧が上昇し、通水効率が低下する
という問題、また後者ではろ過装置の規模が大きくなる
という問題があった。従って、放射性廃液処理のように
特に微量のコロイド成分除去をイオン成分除去と合せて
行う場合、！レコードろ適法は、多大の装置を必要とし
適当でなかった。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、放射性廃液が高濃度の塩類を含む場合
であっても、イオン状態及びコロイド状態の放射性金属
核種を、比較的簡単な装置でかつ低コストにて、能率よ
く除去する放射性廃液処理方法を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は放射性廃液中の放射性金属核種を除去する放射
性廃液処理方法でろって、該廃液中に、放射性金属核種
と中レート形成反応を行うことによりその金属イオンを
吸着する粉状あるいは粒状の物質を添加し、廃液とかく
はん混合した後、この混合液をろ過装置に通過させ且つ
その通過液を再び該ろ過装置の入口側に戻す循環を行う
ことにより、ろ過装置のフィルタエレメント上に形成さ
れた前記金属吸着物質のろ過ケーキをろ過材として前記
廃液中のコロイド状態の放射性金属核種をろ過・除去す
ることを特徴とするものである。

これにより、前記金属吸着物質の化学的および物理的性
質を利用して、イオン状態およびコロイド状態の放射性
核種の双方の除去を可能としたものである。

〔発明の実施例〕

本発明の実施例を第１図に示す。第１図に示すように廃
液流入配管１より流入する処理対象水は混合タンク２中
に貯蔵される。混合タンク２には出口配管７が設けてめ
９、ボン７″８によシ混合タンク２中の廃液をフィルタ
本体９へ流した後、循環配管１４あるいは移送配管１５
によシ、廃液をそれぞれ混合タンク２へ戻し、あるいは
系外へ移せるようになっている。これら廃液の移動は、
弁　　　　１１１、弁１２および弁１３を操作して行う
。フィルタ本体９内には、と９はずし可能なフィルタエ
レメント１０が設けられている。混合タンク２中の廃液
はモーター４に接合されたプロペラ３によりかくはんで
きる。混合タンク２の上部には、粉末あるいは粒状の、
キレート形成反応によ〕金属を吸着する物質（以下放射
性核種除去物質と称す）を貯えるホッノ４−５が設けて
あ夛、ホッパー５中の放射性核種除去物質は開閉扉６を
開くことによシ混合タンク２中に投入できるようになっ
ている。

また、ろ過した廃液の放射能測定を行うためのサンブリ
ング配管１７及び弁１６が、フィルタ本体９下流側に設
けられている。

混合タンク２は耐食性の優れたステンレス製とし、容積
は処理すべき廃液量により異なるが、通常の原子力施設
等の廃液処理を目的とする場合は５０〜１００　ｍ”　
程度で充分である。フィルタ本体９は耐食性の優れたス
テンレス鋼が適当である。

フィルタエレメント１０の材質はノ臂ルゾあるい拡合成
繊維等が適当である。そのろ週間の細孔径は、使用する
粉末あるいは粒状放射性核種除去物質粒径よ〕小さくす
る必要があり、またろ適時のフィルタ差圧上昇を防ぐた
めにはなるべく大きい方がよく、通常は３０〜５０μｍ
程度が適当である。フィルタ本体９およびフィルタエレ
メント１００大きさけ以下のようにして決定する。すな
わち、廃液処理にあたって、廃液と放射性核種除去物質
と　　　　′の混合液は一ンｆ８によシフィルタ本体９
に送られ、フィルタエレメ／）１０にて放射性核種除去
物質がろ別されるが、このときフィルタエレメント１０
の表面にはろ別された放射性核種除去物質のる過ケーキ
が形成される。このケーキの厚さが２〜５ｍ以上となる
ように、フィルタエレメント１００表面積を設定するの
である。出口配管７、循環配管１４、移送配ｆ１５、サ
ンブリング配管、弁１１、弁１２、弁１３、弁１６等の
材質も耐食性の優れたステンレス鋼とするのが適当であ
る。

ホッノ９５に貯える放射性核種除去物質としては、オキ
シンを活性炭に吸着させたオキシン添着活性炭やキレー
ト樹脂等の各種重金属イオンをキレート形成反応により
吸着する物質を用いる。特にオキシン添着活性炭はＣｏ
イオンとのキレート形成反応がすみやかに進行するため
、６０Ｃｏを含む原子（ｌＯ） 力発電所の放射性廃液処理には好適である。これら放射
性核種除去物質は粉状あるいは粒状で用いるが、これら
の粒径はなるべく小さいものがよい。

なぜなら、これらの物質で形成されたフィルタエレメン
ト１０上のろ過ケーキは、コロイド状態の放射性核種の
分離除去のためのろ過材として用いられるが、この分離
除去能力は放射性核種除去物質の粒径が細かいほどよい
からである。従って、実際には、放射性核種除去物質の
粒径はｌＯＯ〜３００μｍ程度のものを用いるのが好適
である。しかしこれ以上のものでも使用可能である。

放射性廃液処理は以下の手順で行う。まず、弁１１、弁
１２、弁１３及び弁１６を閉じ、ポンプ８を停＋ｈの状
態で廃液流入配管ｌより処理対象の放射性廃液を混合タ
ンク２中に満す。次Ｋ、モーター４を駆動し、ゾロペラ
３を回し、混合タンク２中の廃液をかくはんする。ホラ
・４−５中の放射性核種除去物質の所定量を開閉扉６を
開くことによシ、混合夕／り２中に投入する。このとき
の所定量とは、廃液中の放射性、および非放射性の金属
イオンをキレート形成反応によシ吸着除去するのに必要
な量である。一般の廃液では、水中の放射性の金属濃度
はその放射能を測定することにより定量できるが、その
量は同時に含まれる安定同位体の濃度に比べるとごくわ
ずかである。例えば６０ＣｏでＩ　Ｘ　１０−’μＣ１
／ｍｌは”Ｃｏ　濃度でいうと約９　Ｘ　１０　　ｐｐ
ｂとなシ、これは通常の化学物析では定量困難な量であ
り、通常は安定同位体の金属濃度を化学分析等により測
定し、その金属濃度に対して必要な放射性核種除去物質
を投入する。例えば活性炭に対し重量比で１０％のオキ
シンを吸着させたオキシン添着活性炭は、０．ｌｐｐｍ
のＣｏイオンを含む溶液に対しては、およそ０．００５
　ｓｑ／ｋｇのＣｏ吸着容量を持っておシ、前記溶液が
混合タンク２中に例えば５〇−存在する場合は、約３０
　ｋｇのオキシン添着活性炭を投入すればよい。

所定量の放射性核種除去物質投入後、プロペラ３による
かくはん混合を続け、廃液中の金属イオ　　　“ンを放
射性核種除去物質にキレート形成反応によシ吸着させる
。通常、この吸着には、数時間〜１日程度の時間をかけ
れば充分である。所定の時間経過後、まず、弁１１およ
び弁１２を開き、ポンプ８を運転し、混合タンク２中の
廃液および放射性核種除去物質の混合液をフィルタ本体
９に流入させ、フィルタニレメン）１０によシ、放射性
核種除去物質をろ過分離し、ろ液は循環配管１４によプ
混合タンク２に戻す。この戻り水においては、イオン状
の金属核種は除去されているがコロイド状の金属核種が
まだ含まれている。このろ過操作を行うに従い、フィル
タエレメント１０上にろ別された放射性核種除去物質に
よるろ過ケーキが形成されていく。廃液はろ適時にこの
ろ過ケーギ層中を通過するが、このろ過ケーキ層の厚さ
が廃液中のコロイド粒子をろ過するのに十分な厚さにな
ると、コロイド状態の放射性金属核種も同時に分離除去
されるようになる。この時点で弁１２を閉じ弁１３を開
くことにより、移送配管１５よシ放射能除去後の廃液を
系外へ移送する。なお、前記弁１２および弁１３の切ル
換えによる廃液の系外移送の時期は、フィルタ本体９下
流側の弁１６を開き、サン！リング配管１７より廃液の
一部を採取し、放射能測定を行い、放射能の除去された
ことが確認された時点とする。なお、廃液を混合タンク
２からフィルタ本体９および循環配管１４を経由して再
度混合タンク２へ戻す循環操作を行う時間を長くシ、す
なわち、混合タンク２中の廃液が複数回くシかえしてフ
ィルタ本体９でろ過されるようにすれば、ろ過動率がさ
らに向上し、放射能除去効果が向上する。

一連の廃液処理終了後は、フィルタ本体９よりフィルタ
エレメント１０を取シ、新品のフィルタエレメントと交
換する。使用済のフィルタエレメントはドラム缶等につ
めて保管廃棄等を行う。

第１表は、第１図に示した実施例の放射能除去効果を示
したものである。この表は原子力施設内で発生した塩分
濃度５０００〜７０００ｐｐｍの放射性廃液に対して、
本実施例による放射性廃液処理方法を用いたものである
。

第　　１　　表 ここで、第１表に示すように廃液の種類としてＡおよび
Ｂの２種を用いているが、この人およびＢは実質的には
同一のプロセスにて発生した廃液でＴｏシ、化学的組成
も近いものであるが、発生した期日が異なるものでるる
。これらの廃液処理に際しては、廃液を混合タンク２中
に流入させる前に、細孔径が約１０μ鴨程度のフィルタ
を通し、この大きさ以上の不溶性粒子分を除いている。

従って、これら廃液中には、イオン状態およびコロイド
状態の不純成分が含まれており、また第１表に示した各
廃液の放射能で１欄に示した「処理前」放射能は、これ
ら不純成分の形で存在する放射性核種の寄与によるもの
である。廃液Ａについては、処理前に２×ｌＯμＣ１／
ｍｌの放射能があったものが、オキシン添着活性炭を加
え混合かくはんしたのみで、その上澄液の放射能が第１
表す欄に示されるように、検出限界５×１０　μＣ１Ａ
Ｒ１以下となシ、検出されていない。これはＡ液では放
射性核種が主としてイオン状態で存在していたため、こ
れらがオキシン添着活性炭にキレート形成反応によル吸
着されつくしたためである。一方、Ｂ液では、第１表の
ａ欄に示すように処理前に放射能が５Ｘ１０＝μ（Ａ／
Ｍｌであったものが、同表す欄に示すように混合タンク
２内でオキシン添着活性炭と混合すると、その上澄液の
放射能が４ｘｌＯμＣ１，ｈｔｌに低減している。これ
は、廃液中のイオン状態の放射性核種がオキシン添着活
性炭に吸着されたためで６　　　１り る。しかしながら、依然放射能を有しているのはコロイ
ド状態等で存在する放射性成分がめるためである。

このオキシン添着活性炭添加処理後の廃液およびオキシ
ン添着活性炭の混合物をフィルタ本体９に流し、フィル
タエレメント１ｏにょシろ過処理を開始すると、始めは
ろ過後の廃液の放射能はろ過前の廃液の上澄液と同程度
であるが、ろ別され九オキシン添着活性炭のろ過ケーキ
が形成されるとる液の放射能が減少する。第１表のＣ欄
には、フィルタエレメント１０上のろ過ケーキ厚が２鑓
程度となった時点でのろ過処理後の廃液の放射能を示し
ているが、Ｂ廃液のこの放射能は検出限界５×ｌＯμＣ
Ｉ、４４以下で検出されていない。すなわち、ろ過前の
放射能（第１表す欄）は、４　Ｘ　１Ｇ’−’μＣＩＳ
であったが、この放射能を除去している。

これ紘、ろ過前に廃液中に存在していたコロイド状態の
放射性核種を除去しているためである。このように、本
実施例では、イオン状態およびコロイド状態で存在する
放射性核種を効率よく除去し、極低濃度域での放射能除
去を可能としている。

〔発明の効果〕

本発明によれば、放射性廃液中に高濃度の塩類が含まれ
ている場合であっても、放射性廃液中にイオン状態およ
びコロイド状態で存在している放射性金属核種を、簡単
かつ低コストにてしかも速い速度で能率よく除去するこ
とができる。また、蒸発濃縮法のような装置材料の腐食
損傷の問題も少く、系外へ放出される放射性核種の総量
も減少させることができる。ひいては、原子力施設等の
信頼性を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明実施例の全体概要図である。 １・・・廃液流入管　　　　２・・・混合タンク３・・
・かくはん１口（ラ　　４・・・モーター５・・・ホｙ
　）４　　　　　　　（ｉ・・・開閉扉７・・・出口配
管　　　　　８・・・Ｉソノ９・・・ろ過装置本体　　
　　１ｏ・・・フィルタエレメント１１．１２．１３・
・・弁　１４・・・循環配管１５・・・移送配管・　　
　　１７・・・サレ！リング配管（１Ｂ）

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、放射性廃液中の放射性金属核種を除去する放射性廃
   液処理方法において、該廃液中に、放射性金属核種とキ
   レート形成反応を行うことによりその金属イオンを吸着
   する粉状あるいは粒状の物質を添加し、廃液とかくはん
   混合した後、この混合液をろ過装置に通過させ且つその
   通過液を再び該ろ過装置の入口側に戻す循環を行うこと
   により、ろ過装置のフィルタエレメント上に形成された
   前記金属吸着物質のろ過ケーキをろ過材として前記廃液
   中のコロイド状態の放射性金属核種をろ過・除去するこ
   とを特徴とする放射性廃液処理方法。 ２、金属吸着物質として、オキシンを活性炭に吸着させ
   たものを使用することを特徴とする特許請求の範囲第１
   項記載の放射性廃液処理方法。