JPH0356900A - 放射性核種の分離方法 - Google Patents
放射性核種の分離方法Info
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- JPH0356900A JPH0356900A JP19154989A JP19154989A JPH0356900A JP H0356900 A JPH0356900 A JP H0356900A JP 19154989 A JP19154989 A JP 19154989A JP 19154989 A JP19154989 A JP 19154989A JP H0356900 A JPH0356900 A JP H0356900A
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Landscapes
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (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〕
本発明は元素の異なる２種以上の放射性核種をそれぞれ
の核種に分離する方法に関し、特に原子力施設にて発生
する放射性廃液中の放射性核種を分離する方法に関する
。
の核種に分離する方法に関し、特に原子力施設にて発生
する放射性廃液中の放射性核種を分離する方法に関する
。
原子力発電プラントで発生している放射性廃液は一般に
低レベル放射性であり、各抽の放射性核種を含んでいる
。これに対する従来の処理技術は第３図に示すように、
まず、必要に応じ放射性廃液中の懸濁固形分すなわち固
体状の粒子を濾過により分離する。分離された粒子は濾
過装置のフィルタエレメントと共に、又は逆流により粒
子濃度の高い液として取り出され、そのままドラム缶詰
、あるいはセメントなどと共にドラム缶内に固化され、
廃棄体となる。この固体状粒子の除去は、これに続く廃
棄物の減容のためのＳ縮操作に支障とならなければ省略
可能である。
低レベル放射性であり、各抽の放射性核種を含んでいる
。これに対する従来の処理技術は第３図に示すように、
まず、必要に応じ放射性廃液中の懸濁固形分すなわち固
体状の粒子を濾過により分離する。分離された粒子は濾
過装置のフィルタエレメントと共に、又は逆流により粒
子濃度の高い液として取り出され、そのままドラム缶詰
、あるいはセメントなどと共にドラム缶内に固化され、
廃棄体となる。この固体状粒子の除去は、これに続く廃
棄物の減容のためのＳ縮操作に支障とならなければ省略
可能である。
次に、廃棄物発生量低減の観点から謀縮操作が行なわれ
減容された濃縮廃液となる。この濃縮操作は一般に加熱
蒸発により水分を蒸発することにより行なわれる。濃縮
廃液はセメント、ボリマーなどでドラム缶内に固化され
廃棄体となる。固化の一手法であるアスファルト固化の
場合には、それだけの操作で、水分蒸発すなわち、濃縮
操作と固化が同時に行なわれる。
減容された濃縮廃液となる。この濃縮操作は一般に加熱
蒸発により水分を蒸発することにより行なわれる。濃縮
廃液はセメント、ボリマーなどでドラム缶内に固化され
廃棄体となる。固化の一手法であるアスファルト固化の
場合には、それだけの操作で、水分蒸発すなわち、濃縮
操作と固化が同時に行なわれる。
これら低レベル放射性廃液の主或分は、例えば、ＰＷＲ
原子力発電プラントの場合にはホウ酸であり、Ｂ ＷＲ
原子力発電プラントの場合には芒硝であり、放射性核種
及びその同位体の濃縮（よ極めて低い。
原子力発電プラントの場合にはホウ酸であり、Ｂ ＷＲ
原子力発電プラントの場合には芒硝であり、放射性核種
及びその同位体の濃縮（よ極めて低い。
廃棄体に含まれる放射性核種（放射性物質の種類と同義
語）毎に、その許容限度濃度が定められる見込みであり
、放射性核種でもその濃度を超えればプラントサイト外
に搬出できなくなる。ところが、従来方法では発生する
廃液を放射性核種の存在比をそのままに濃縮しているた
め、プラントサイト外に搬出できなくなる可能性が高か
った。
語）毎に、その許容限度濃度が定められる見込みであり
、放射性核種でもその濃度を超えればプラントサイト外
に搬出できなくなる。ところが、従来方法では発生する
廃液を放射性核種の存在比をそのままに濃縮しているた
め、プラントサイト外に搬出できなくなる可能性が高か
った。
又、廃棄体管理の観点からも、半減期の種々の放射性核
種が混在していると、どの廃棄体も長半減期放射性核種
が十分減衰するまで管理しなければならない。
種が混在していると、どの廃棄体も長半減期放射性核種
が十分減衰するまで管理しなければならない。
ちなみに、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規則
」に関する法律施行令〔昭和３２年１１月２１日政令第
３２４号、改正昭和６２年３月１７日政令第４１号〕に
は、その埋没を行う時以後における放射性物質と、その
超えないものとする濃度が次表の如く定められている１
，〔発明が解決しようとする課題〕 従来の放射性廃液の処理方法では濃縮による廃棄物の減
容のみを行なうため、元来放対性廃液に含まれる放射性
核種がそのまま濃縮される。
」に関する法律施行令〔昭和３２年１１月２１日政令第
３２４号、改正昭和６２年３月１７日政令第４１号〕に
は、その埋没を行う時以後における放射性物質と、その
超えないものとする濃度が次表の如く定められている１
，〔発明が解決しようとする課題〕 従来の放射性廃液の処理方法では濃縮による廃棄物の減
容のみを行なうため、元来放対性廃液に含まれる放射性
核種がそのまま濃縮される。
従って、その中の１核種でも許容限度濃度を超えればプ
ラントサイトから搬出できなくなる。
ラントサイトから搬出できなくなる。
又、廃棄体の管理程度も全数について長半減期核種が減
衰するまで厳密に行なう必要がある。
衰するまで厳密に行なう必要がある。
本発明では、これらの課題の解決のために、長半減期核
種を選択的に分離することができるような放射性核種の
分離方法を提供しようとするものである。
種を選択的に分離することができるような放射性核種の
分離方法を提供しようとするものである。
本発明は各種放射性核種を含む被処理液と回収側液を拡
散透析膜を介して対向流で流し、被処理液中の分離しよ
うとする特定の放射性核種の安定な同位体を該被処理液
中の放射性核種と同じ存在形態で回収側液に添加し、該
被処理液中の１１コ１定の放射性核種を他の放射性核挿
から分雑ずることを特徴とする放射性核種の分離方法で
ある。
散透析膜を介して対向流で流し、被処理液中の分離しよ
うとする特定の放射性核種の安定な同位体を該被処理液
中の放射性核種と同じ存在形態で回収側液に添加し、該
被処理液中の１１コ１定の放射性核種を他の放射性核挿
から分雑ずることを特徴とする放射性核種の分離方法で
ある。
拡散透析膜を介して、ある存在形態の元素につき濃度差
があれば、濃度の高い方から低い方へ移動する。この移
動は元素及びその存在形態の種類毎に起こり、その１つ
の元素及び存在形態では同位体間の差異は無視できる。
があれば、濃度の高い方から低い方へ移動する。この移
動は元素及びその存在形態の種類毎に起こり、その１つ
の元素及び存在形態では同位体間の差異は無視できる。
従って、被処理液中に含まれる元素（放射性核種を含む
ことは勿論である）は回収側の元素濃度が低い場合は拡
敗透析膜を介して回収側へ移動する。
ことは勿論である）は回収側の元素濃度が低い場合は拡
敗透析膜を介して回収側へ移動する。
回収側液の元素濃度が被処理液側の同一存在形遮のそれ
より高ければ逆に回収側液から被処理液側への元素の移
動が起こる。
より高ければ逆に回収側液から被処理液側への元素の移
動が起こる。
従って、回収側液に分離しようとする核種の安定な同位
体を、被処理液側のその元素の濃度より十分高い濃度（
例えば被処理液の１０倍の濃度）となるように、被処理
液側と同じ存在形態で添加すると、その分離しようとず
る核種は被処理液側から回収．側へ移動せず、逆にその
安定な同位体が回収側から被処理液側へ移動する。
体を、被処理液側のその元素の濃度より十分高い濃度（
例えば被処理液の１０倍の濃度）となるように、被処理
液側と同じ存在形態で添加すると、その分離しようとず
る核種は被処理液側から回収．側へ移動せず、逆にその
安定な同位体が回収側から被処理液側へ移動する。
一方、その他の核種は濃度差により被処理液側から回収
側へ移動する。その結果、分離しようとする核種を含む
元素のみが被処理液中に残る。
側へ移動する。その結果、分離しようとする核種を含む
元素のみが被処理液中に残る。
即ち分離できることになる。
〔実施例ｌ〕
実施例を第Ｉ図に基づいて説明する。
拡散透析槽１は拡散透析膜２により２室にわけられてお
り、放射性核種を含む被処理液３が左室を」二向流にて
流れ、回収側液４が右室を下向流で流れるようになって
いる。
り、放射性核種を含む被処理液３が左室を」二向流にて
流れ、回収側液４が右室を下向流で流れるようになって
いる。
例えば被処理液中に含まれる６Ｊ１２＋を６ ０ ［：
ｏ ２ ＋！ｌＯＳｒ２＋ ， １３７ｃ，＋など
他の核種（これらをまとめてＲと略記する）から分離し
ようとする場合｛，は、回収側液４の拡散透析槽１人口
に１一分高い濃度で安定なＮｉ２＋を安定同位体５とし
て添加４゛る。この場合のように陽イオン同士を分離す
る場合には、添加する安定同位体５が十分イ才７・とじ
て存在するように、被処理液３、回収側イ÷・、４共に
酸性とすることが望ましい。例えば、ｉ”１τ１ｔ酸を
少量、両側液に添加すればよい。なお、両側液の例えば
硫酸濃度が同じであれば拡散透析膜２を介しての硫酸の
移動はなくなる。例え１χ、被処理液３が２Ｎ硫酸水溶
液に種々核種がイ゛４゛ンとして存在している場合、回
収側液も２Ｎ （１ｊ：ｊ酸水溶液であれば硫酸の拡販
透析膜を介しての移動は起こらない。拡散透析ｖ２とし
て陽イオンを選択的に透析する陽イオン交換ｊ摸を用い
る。
ｏ ２ ＋！ｌＯＳｒ２＋ ， １３７ｃ，＋など
他の核種（これらをまとめてＲと略記する）から分離し
ようとする場合｛，は、回収側液４の拡散透析槽１人口
に１一分高い濃度で安定なＮｉ２＋を安定同位体５とし
て添加４゛る。この場合のように陽イオン同士を分離す
る場合には、添加する安定同位体５が十分イ才７・とじ
て存在するように、被処理液３、回収側イ÷・、４共に
酸性とすることが望ましい。例えば、ｉ”１τ１ｔ酸を
少量、両側液に添加すればよい。なお、両側液の例えば
硫酸濃度が同じであれば拡散透析膜２を介しての硫酸の
移動はなくなる。例え１χ、被処理液３が２Ｎ硫酸水溶
液に種々核種がイ゛４゛ンとして存在している場合、回
収側液も２Ｎ （１ｊ：ｊ酸水溶液であれば硫酸の拡販
透析膜を介しての移動は起こらない。拡散透析ｖ２とし
て陽イオンを選択的に透析する陽イオン交換ｊ摸を用い
る。
安定なＮ１２゛の添加形態としてはこの坦合ＮｉＳ［）
４の水溶液が望ましいが、ＮｉＣｈ ， Ｎｉ（Ｎ［］
．）２等の水溶液等ＮｉがＮｌ２＋とじて存在すれば｛
１１ｆでもよい。
４の水溶液が望ましいが、ＮｉＣｈ ， Ｎｉ（Ｎ［］
．）２等の水溶液等ＮｉがＮｌ２＋とじて存在すれば｛
１１ｆでもよい。
拡散透析槽の構造は模式的に第１図に拡散透析膜をｌ枚
有するものを示したが、実川的には処理量増大のため拡
散透析膜面積を増加させる必要があり、第２図に示すよ
うに複数の拡散透析膜を有ずる構造をとる。即ち、拡Ｈ
＆透析膜２を介して被処理液３と回収側液４が交１［に
対向流で流れるにうにすることが一般的である。
有するものを示したが、実川的には処理量増大のため拡
散透析膜面積を増加させる必要があり、第２図に示すよ
うに複数の拡散透析膜を有ずる構造をとる。即ち、拡Ｈ
＆透析膜２を介して被処理液３と回収側液４が交１［に
対向流で流れるにうにすることが一般的である。
なお、運転条件及び分離しようとする核匪の種類により
回収側液に添加する安定同位体の量は異なるが、一般的
に被処理液側の濃度の約１０倍の濃度となるように安定
同位体を添加ずれば十分である。
回収側液に添加する安定同位体の量は異なるが、一般的
に被処理液側の濃度の約１０倍の濃度となるように安定
同位体を添加ずれば十分である。
本発明により、特定の放射性核種を他の放射性核種から
分離することにより、次の効果が得４ られる。
分離することにより、次の効果が得４ られる。
（１） ’ｆ−減期の長さに応じた廃棄体を別々に作
或することができるようになり、各廃棄体の管Ｊ！１１
！期間を区分でき、各々に応じた適切フエ管理が行なえ
るようになる。
或することができるようになり、各廃棄体の管Ｊ！１１
！期間を区分でき、各々に応じた適切フエ管理が行なえ
るようになる。
（２）許容限度濃度を超える核種を除上ずることにより
、それから作威した廃棄体をプラントヅイト外に搬出可
能となる。
、それから作威した廃棄体をプラントヅイト外に搬出可
能となる。
（３）核種の性質毎に分離した廃棄体を作戊することが
できる、例えば核抽毎に最適な同化方法が存在する場合
には、それらの方法がとれる。あるいは線源の種類や強
度毎に分類した廃棄体を作戒できる。これにより、各廃
棄体に最適な管理ができるようになり、安全性、経済性
等すべてに優れることとなる。
できる、例えば核抽毎に最適な同化方法が存在する場合
には、それらの方法がとれる。あるいは線源の種類や強
度毎に分類した廃棄体を作戒できる。これにより、各廃
棄体に最適な管理ができるようになり、安全性、経済性
等すべてに優れることとなる。
第１図は本発明の一実施例を行う装置の模式図、第２図
は本発明に用いる拡散透析柚の実用的な模式図、第３図
は従来の放射性核種の処理系統を示す系統図である。
は本発明に用いる拡散透析柚の実用的な模式図、第３図
は従来の放射性核種の処理系統を示す系統図である。
Claims (1)
- 各種放射性核種を含む被処理液と回収側液を拡散透析膜
を介して対向流で流し、被処理液中の分離しようとする
特定の放射性核種の安定な同位体を該被処理液中の放射
性核種と同じ存在形態で回収側液に添加し、該被処理液
中の特定の放射性核種を他の放射性核種から分離するこ
とを特徴とする放射性核種の分離方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19154989A JPH0356900A (ja) | 1989-07-26 | 1989-07-26 | 放射性核種の分離方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19154989A JPH0356900A (ja) | 1989-07-26 | 1989-07-26 | 放射性核種の分離方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0356900A true JPH0356900A (ja) | 1991-03-12 |
Family
ID=16276525
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP19154989A Pending JPH0356900A (ja) | 1989-07-26 | 1989-07-26 | 放射性核種の分離方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0356900A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007077571A1 (en) * | 2006-01-06 | 2007-07-12 | Saha Institute Of Nuclear Physics | Separation of no-carrier-added thallium radionuclides from no-carrier-added lead and mercury radionuclides by dialysis |
| US11510555B2 (en) | 2017-12-27 | 2022-11-29 | Hoya Corporation | Raising base and endoscope |
-
1989
- 1989-07-26 JP JP19154989A patent/JPH0356900A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007077571A1 (en) * | 2006-01-06 | 2007-07-12 | Saha Institute Of Nuclear Physics | Separation of no-carrier-added thallium radionuclides from no-carrier-added lead and mercury radionuclides by dialysis |
| US7799226B2 (en) | 2006-01-06 | 2010-09-21 | Saha Institute Of Nuclear Physics | Separation of no-carrier-added thallium radionuclides from no-carrier-added lead and mercury radionuclides by dialysys |
| US11510555B2 (en) | 2017-12-27 | 2022-11-29 | Hoya Corporation | Raising base and endoscope |
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