JPH03189599A - 原子力発電所の脱塩システム - Google Patents
原子力発電所の脱塩システムInfo
- Publication number
- JPH03189599A JPH03189599A JP1328484A JP32848489A JPH03189599A JP H03189599 A JPH03189599 A JP H03189599A JP 1328484 A JP1328484 A JP 1328484A JP 32848489 A JP32848489 A JP 32848489A JP H03189599 A JPH03189599 A JP H03189599A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear power
- power plant
- acid
- desalination system
- exchange resin
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は原子力発電所の脱塩システムにおいて再生によ
る二次廃棄物発生量を著しく減少させるシステムに関す
る。
る二次廃棄物発生量を著しく減少させるシステムに関す
る。
原子力発電所の復水、廃水などの浄化には、除去性能が
高いことからイオン交換樹脂が用いられている。しかし
、イオン交換樹脂の使用に当たっては、酸やアルカリを
用いた再生が必要となる。
高いことからイオン交換樹脂が用いられている。しかし
、イオン交換樹脂の使用に当たっては、酸やアルカリを
用いた再生が必要となる。
再生では、イオン交換樹脂に吸着した復水、廃水などの
不純物に比べて、多量の酸やアルカリが必要である。現
在、酸として硫酸、アルカリとして水酸化ナトリウムが
用いられているため、再生廃液中には硫酸ナトリウムが
生成する。その量は、イオン交換樹脂に吸着した不純物
の百倍以上となる。
不純物に比べて、多量の酸やアルカリが必要である。現
在、酸として硫酸、アルカリとして水酸化ナトリウムが
用いられているため、再生廃液中には硫酸ナトリウムが
生成する。その量は、イオン交換樹脂に吸着した不純物
の百倍以上となる。
硫酸ナトリウムは２０ｗｔ％の溶液となっているため、
特開昭５７−１９７５００号公報などに示されているよ
うに、廃液を硫酸ナトリウムの乾燥粉末とし、さらに、
ペレット化して固化する方法がある。
特開昭５７−１９７５００号公報などに示されているよ
うに、廃液を硫酸ナトリウムの乾燥粉末とし、さらに、
ペレット化して固化する方法がある。
この方法では水分がなくなるため、硫酸ナトリウムの体
積分となる。
積分となる。
上記の従来技術は、再生に用いられた酸、アルカリを回
収、または、除去することが考えられていないため、二
次廃棄物量の大幅な減容ができないという問題があった
。従って、原子力発電所内に保管できず、放射性廃棄物
として陸地処分が行なわれる。
収、または、除去することが考えられていないため、二
次廃棄物量の大幅な減容ができないという問題があった
。従って、原子力発電所内に保管できず、放射性廃棄物
として陸地処分が行なわれる。
本発明の目的は、酸、アルカリを回収することによって
、大幅な減容を可能として、放射性廃棄物の原子力発電
所内での保管管理を可能とすることにある。原子力発電
所の寿命は三十年以上であり、保管・管理の期間内に廃
棄物中に含まれている８ ０ ＣＯ（半減期５ｙ）、”
Ｍｎ （３００ｄ）などの放射性物質の放射能減衰があ
る。これによって、廃棄物中の放射能が少なくなり、ハ
ンドリング等が容易となる。
、大幅な減容を可能として、放射性廃棄物の原子力発電
所内での保管管理を可能とすることにある。原子力発電
所の寿命は三十年以上であり、保管・管理の期間内に廃
棄物中に含まれている８ ０ ＣＯ（半減期５ｙ）、”
Ｍｎ （３００ｄ）などの放射性物質の放射能減衰があ
る。これによって、廃棄物中の放射能が少なくなり、ハ
ンドリング等が容易となる。
上記の目的を達成するために、本発明は原子力発電所の
脱塩システムが、少なくとも、廃水中から不純物を除去
するイオン交換樹脂の充填塔と、気化性の酸を用いる再
生手段と、気化性の酸を回収する手段と、酸回収後の残
留液を減容して貯蔵する手段とから構成される。
脱塩システムが、少なくとも、廃水中から不純物を除去
するイオン交換樹脂の充填塔と、気化性の酸を用いる再
生手段と、気化性の酸を回収する手段と、酸回収後の残
留液を減容して貯蔵する手段とから構成される。
さらに、上記の目的を達成するために、本発明は原子力
発電所の脱塩システムが、少なくとも、廃水中から不純
物を除去するイオン交換樹脂の充填塔と、気化性のアル
カリを用いる再生手段と、気化性のアルカリを回収する
手段と、アルカリ回収後の残留を減容して貯蔵する手段
とから構成される。
発電所の脱塩システムが、少なくとも、廃水中から不純
物を除去するイオン交換樹脂の充填塔と、気化性のアル
カリを用いる再生手段と、気化性のアルカリを回収する
手段と、アルカリ回収後の残留を減容して貯蔵する手段
とから構成される。
気化性の酸、アルカリを使用することによって、蓄留な
どの操作で酸、アルカリの回収が可能となる。それによ
って、残留液の減容が可能となり、原子力発電所内での
長期保管ができる。
どの操作で酸、アルカリの回収が可能となる。それによ
って、残留液の減容が可能となり、原子力発電所内での
長期保管ができる。
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。ここ
では、陽イオン交換樹脂のみで廃水を処理し、蒸発性の
酸として硝酸を用いた場合について述べる。図中で、１
は充填塔、２は酸タンク、３は蒸留濃縮器、４は凝縮器
、５は貯槽、６ないし１０はバルブである。充填塔１は
バルブ６．８を開き、バルブ７．９を閉じて廃水の浄化
を行なう。次いで、バルブ６．８を閉じ、バルブ７．９
を開いて、酸タンク２より硝酸（約２Ｎ）を充填塔１に
流し、イオン交換樹脂を再生する。硝酸は蒸留濃縮器３
に送られ、加熱される。加熱によって硝酸は蒸圧となっ
て凝縮器４に流れ、ここで硝酸の溶液となる。硝酸溶液
は酸タンク２に送られ、再利用される。残留物はバルブ
１０を通り、貯槽に貯えられる。
では、陽イオン交換樹脂のみで廃水を処理し、蒸発性の
酸として硝酸を用いた場合について述べる。図中で、１
は充填塔、２は酸タンク、３は蒸留濃縮器、４は凝縮器
、５は貯槽、６ないし１０はバルブである。充填塔１は
バルブ６．８を開き、バルブ７．９を閉じて廃水の浄化
を行なう。次いで、バルブ６．８を閉じ、バルブ７．９
を開いて、酸タンク２より硝酸（約２Ｎ）を充填塔１に
流し、イオン交換樹脂を再生する。硝酸は蒸留濃縮器３
に送られ、加熱される。加熱によって硝酸は蒸圧となっ
て凝縮器４に流れ、ここで硝酸の溶液となる。硝酸溶液
は酸タンク２に送られ、再利用される。残留物はバルブ
１０を通り、貯槽に貯えられる。
本実施例によれば、再生による放射性廃棄物の体積を大
幅に減容することができ、原子力発電所運転中（三十年
以上）の廃棄物の貯蔵が可能となる。
幅に減容することができ、原子力発電所運転中（三十年
以上）の廃棄物の貯蔵が可能となる。
上記実施例は、陽イオン交換樹脂の例であるが、陰イオ
ン交換樹脂の場合も、気化性のアルカリとしてアンモニ
アを用いて、第１図と同様に処理することができる。ま
た、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を混合して用
いる場合には、再生操作の前に通常行なわれる分離操作
が必要になるが、その後は酸、アルカリに対して、それ
ぞれ、第１図の操作を行なうことによって同様の効果を
奏する。
ン交換樹脂の場合も、気化性のアルカリとしてアンモニ
アを用いて、第１図と同様に処理することができる。ま
た、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を混合して用
いる場合には、再生操作の前に通常行なわれる分離操作
が必要になるが、その後は酸、アルカリに対して、それ
ぞれ、第１図の操作を行なうことによって同様の効果を
奏する。
また、実施例では、気化性の酸として硝酸を用いたが、
塩酸、酢酸などの酸も用いることもできるが、塩酸の場
合、腐蝕の点から問題があり、酢酸では弱酸であるため
再生効率が悪くなる。
塩酸、酢酸などの酸も用いることもできるが、塩酸の場
合、腐蝕の点から問題があり、酢酸では弱酸であるため
再生効率が悪くなる。
また、この実施例では、液体のまま残留物の貯槽に貯蔵
したが、固形の容器（２００Ｑドラ４缶程度）の内に固
体の塊として固化する方式がある。
したが、固形の容器（２００Ｑドラ４缶程度）の内に固
体の塊として固化する方式がある。
これは容器を側面や下面より加熱し、内部に廃液をゆっ
くり滴下するもので、固体の塊となる。これによって、
さらに減容効果が高められ、本発明の効果がよく現われ
る。
くり滴下するもので、固体の塊となる。これによって、
さらに減容効果が高められ、本発明の効果がよく現われ
る。
さらに、固体の塊として貯蔵する際に、硝酸再生の残留
物中にギ酸など還元性物質（還元によって生成した分解
物がガス化するものが効果的）で蒸留濃縮によって回収
できなかった硝酸を分解することができる。これによっ
て減容効果と、爆発性の物質を作りやすい硝酸の完全分
解が可能となる。
物中にギ酸など還元性物質（還元によって生成した分解
物がガス化するものが効果的）で蒸留濃縮によって回収
できなかった硝酸を分解することができる。これによっ
て減容効果と、爆発性の物質を作りやすい硝酸の完全分
解が可能となる。
本発明によれば、再生によって発生する放射性廃棄物の
大幅な減容を可能とし、原子力発電所運転中三十年以上
の間、放射性廃棄物の保管管理が可能となる。この保管
管理によって廃棄物中に含まれる放射性物質は、減衰に
よって少なくすることができる。
大幅な減容を可能とし、原子力発電所運転中三十年以上
の間、放射性廃棄物の保管管理が可能となる。この保管
管理によって廃棄物中に含まれる放射性物質は、減衰に
よって少なくすることができる。
第１図は本発明の一実施例を示すフローチャート図であ
る。 ■・・・イオン交換樹脂の充填塔、２・・酸タンク、３
・蒸発濃縮器、５・・・貯蔵。
る。 ■・・・イオン交換樹脂の充填塔、２・・酸タンク、３
・蒸発濃縮器、５・・・貯蔵。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子力発電所の脱塩システムにおいて、廃水中から
水純物を除去するイオン交換樹脂の充填塔と、気化性の
酸を用いる再生手段と、気化性の酸を回収する手段と、
酸回収後の残留液を減容して貯蔵する手段とを含む原子
力発電所の脱塩システム。 ２、原子力発電所の脱塩システムにおいて、廃水中から
不純物を除去する前記イオン交換樹脂の前記充填塔と、
気化性のアルカリを用いる前記再生手段と、気化性のア
ルカリを回収する手段と、アルカリ回収後の残留液を減
容して貯蔵する手段とからなる原子力発電所の脱塩シス
テム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1328484A JPH03189599A (ja) | 1989-12-20 | 1989-12-20 | 原子力発電所の脱塩システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1328484A JPH03189599A (ja) | 1989-12-20 | 1989-12-20 | 原子力発電所の脱塩システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03189599A true JPH03189599A (ja) | 1991-08-19 |
Family
ID=18210791
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1328484A Pending JPH03189599A (ja) | 1989-12-20 | 1989-12-20 | 原子力発電所の脱塩システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03189599A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008238113A (ja) * | 2007-03-28 | 2008-10-09 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Ｃｏ２回収装置及び廃棄物処理方法 |
| CN107195352A (zh) * | 2017-05-24 | 2017-09-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂放射性废液及其二次废物处理系统 |
-
1989
- 1989-12-20 JP JP1328484A patent/JPH03189599A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008238113A (ja) * | 2007-03-28 | 2008-10-09 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Ｃｏ２回収装置及び廃棄物処理方法 |
| CN107195352A (zh) * | 2017-05-24 | 2017-09-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂放射性废液及其二次废物处理系统 |
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