JPH0486599A - ストロンチウム及び／またはアンチモンの除去方法及び除去材 - Google Patents
ストロンチウム及び／またはアンチモンの除去方法及び除去材Info
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- JPH0486599A JPH0486599A JP2202077A JP20207790A JPH0486599A JP H0486599 A JPH0486599 A JP H0486599A JP 2202077 A JP2202077 A JP 2202077A JP 20207790 A JP20207790 A JP 20207790A JP H0486599 A JPH0486599 A JP H0486599A
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- strontium
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
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- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (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、ストロンチウムまたはアンチモンを含む溶液
、特に高塩濃度下の溶液（廃液）からストロンチウム及
び／またはアンチモンを除去する方法及びそれに用いる
除去材に関する。
、特に高塩濃度下の溶液（廃液）からストロンチウム及
び／またはアンチモンを除去する方法及びそれに用いる
除去材に関する。
本発明において溶液（廃液）とは、水、親水性溶媒及び
その混合物を溶媒とする溶液をいう。
その混合物を溶媒とする溶液をいう。
（従来の技術）
ストロンチウムやアンチモンの除去については従来技術
の１例として、原子力分野の廃水処理があげられる。
の１例として、原子力分野の廃水処理があげられる。
すなわち、核燃料の再処理工場、原子力発電所等の原子
力施設から発生する放射性低レベル濃縮廃液には、２０
０〜４００ｇ／Ｒの硝酸ナトリウム及び約Ｏ〜２００ｇ
／ρの炭酸すトリウム、５〜５０ｇ／βの亜硝酸ナトリ
ウム等の塩（以下これらを総称してＮａＮＯ３系と称す
）、約２５％の硫酸ナトリウム及び約１２％のホウ酸ナ
トリウム等の塩（以下これらを総称してＮａ、ＳＯ４系
と称す）を主体とし高塩濃度条件下で、Ｓｒ、Ｃｓ等の
放射性陽イオン核種が含まれている。
力施設から発生する放射性低レベル濃縮廃液には、２０
０〜４００ｇ／Ｒの硝酸ナトリウム及び約Ｏ〜２００ｇ
／ρの炭酸すトリウム、５〜５０ｇ／βの亜硝酸ナトリ
ウム等の塩（以下これらを総称してＮａＮＯ３系と称す
）、約２５％の硫酸ナトリウム及び約１２％のホウ酸ナ
トリウム等の塩（以下これらを総称してＮａ、ＳＯ４系
と称す）を主体とし高塩濃度条件下で、Ｓｒ、Ｃｓ等の
放射性陽イオン核種が含まれている。
また、Ｕ、Ｐｕの溶媒抽出工程からの廃溶媒（ＴＢＰ（
）リブチルリン酸）＋ｎ−ドデカン等）の処理方法の一
つとして液相酸化法が提案されており、この溶媒が液相
酸化された主たる成分が約１５０ ｇ／ｇのリン酸等で
ある廃液（以下これらを総称してリン酸系と称す）中に
は、アンチモン等の放射性陽イオン核種が含まれている
。
）リブチルリン酸）＋ｎ−ドデカン等）の処理方法の一
つとして液相酸化法が提案されており、この溶媒が液相
酸化された主たる成分が約１５０ ｇ／ｇのリン酸等で
ある廃液（以下これらを総称してリン酸系と称す）中に
は、アンチモン等の放射性陽イオン核種が含まれている
。
このような溶液の処理方法として、ＮａＮＯ２、Ｎａ２
Ｃｏｘ等を含むＮ ａ Ｎ Ｏｘ系では溶液中にＳｒ等
のほかにＣａ、Ｍｇ等のイオンが２００ｐｐｍ以上存在
するので、無機系の吸着材でＳｒを吸着除去することが
試みられている。
Ｃｏｘ等を含むＮ ａ Ｎ Ｏｘ系では溶液中にＳｒ等
のほかにＣａ、Ｍｇ等のイオンが２００ｐｐｍ以上存在
するので、無機系の吸着材でＳｒを吸着除去することが
試みられている。
また、一方、これらの溶液から製品としてのリン酸を製
造する場合、原料中に不純物が含まれていると不純物の
多い製品となり不具合を生じるが、例えば、蒸留を行っ
てより純粋な製品を得るときには、製品の歩止まり量が
減る等の不具合が生じることとなる。
造する場合、原料中に不純物が含まれていると不純物の
多い製品となり不具合を生じるが、例えば、蒸留を行っ
てより純粋な製品を得るときには、製品の歩止まり量が
減る等の不具合が生じることとなる。
（発明が解決しようとする課題）
すなわち、上記原子力分野の従来技術では、下記のよう
な解決すべき課題がある。
な解決すべき課題がある。
１）上記Ｎ ａ Ｎ Ｏｘ系では溶液中のＳｒを吸着さ
せる際、Ｃａ、Ｍｇが存在すると吸着性が低下し、吸着
材の使用量が大幅に増加する。
せる際、Ｃａ、Ｍｇが存在すると吸着性が低下し、吸着
材の使用量が大幅に増加する。
２）リン酸系ではｓｂを共沈させるのに、ｐＨを約７に
保ち、かつ、共沈時間も長くとる必要があり、経時的ｐ
Ｈ値の変動に弱い。
保ち、かつ、共沈時間も長くとる必要があり、経時的ｐ
Ｈ値の変動に弱い。
３）また、上記のリン酸を製造する場合には上述のよう
な問題点がある。
な問題点がある。
本発明は、上記従来技術の有する問題点の解決を図るも
ので、溶液中からストロンチウム及び／またはアンチモ
ンを効率的に除去する方法及び除去材を提供することを
目的とする。
ので、溶液中からストロンチウム及び／またはアンチモ
ンを効率的に除去する方法及び除去材を提供することを
目的とする。
（課題を解決するための手段）
本発明者らは、上記問題点を克服すべく、種々検討を行
った結果、二酸化マンガンを処理材として所定条件下で
利用することによりその目的を達成しうることを見出し
、この知見に基づき本発明をなすに至った。
った結果、二酸化マンガンを処理材として所定条件下で
利用することによりその目的を達成しうることを見出し
、この知見に基づき本発明をなすに至った。
すなわち本発明は、（１）高塩濃度の溶液を二酸化マン
ガンにより処理しストロンチウム及び／またはアンチモ
ンを除去することを特徴とする方法、及び（２）ストロ
ンチウム及び／またはアンチモンを除去する二酸化マン
ガンを含有してなることを特徴とする除去材を提供する
ものである。
ガンにより処理しストロンチウム及び／またはアンチモ
ンを除去することを特徴とする方法、及び（２）ストロ
ンチウム及び／またはアンチモンを除去する二酸化マン
ガンを含有してなることを特徴とする除去材を提供する
ものである。
本発明は除去能率上高塩濃度下の溶液に対して適用され
おおむね飽和濃度付近までの溶液、すなわち飽和濃度の
５０％以上、好ましくは８０％以上、特に好ましくは９
０％以上の溶液に適する。
おおむね飽和濃度付近までの溶液、すなわち飽和濃度の
５０％以上、好ましくは８０％以上、特に好ましくは９
０％以上の溶液に適する。
二酸化ンガンは高濃度化の除去において他の処理材にま
さる。
さる。
本発明において原子力分野の１例としてあげたＮ ａ
Ｎ Ｏ！系ではヨウ素を含む場合には被処理溶液のｐＨ
は５以上がよく、また、吸着材の性能から７以上が好ま
しい。Ｎａ２ＳＯ４系及びリン酸系ではｐＨは特に制限
されないが、７以上が好ましい。またリン酸を製造する
場合は特に制限はない。
Ｎ Ｏ！系ではヨウ素を含む場合には被処理溶液のｐＨ
は５以上がよく、また、吸着材の性能から７以上が好ま
しい。Ｎａ２ＳＯ４系及びリン酸系ではｐＨは特に制限
されないが、７以上が好ましい。またリン酸を製造する
場合は特に制限はない。
本発明に用いられる二酸マンガンは式Ｍ ｎ Ｏｚで示
される酸化物であり、この中でスピネル型結晶構造のも
のが特に好ましい。
される酸化物であり、この中でスピネル型結晶構造のも
のが特に好ましい。
本発明において除去材は、粉末状、粒状、繊維状等所望
に応じて任意の形状に加工して利用することができる。
に応じて任意の形状に加工して利用することができる。
その用量は特に制限はな（、溶液中のストロンチウム及
びアンチモンの濃度に応じて適宜に決定することができ
る。
びアンチモンの濃度に応じて適宜に決定することができ
る。
また、本発明の除去材は、通常、硝酸、苛性ソーダ等で
再生し再使用することができる。本発明は、バッチ式、
セミパッチ式および連続式のいずれでも実施することが
できる。
再生し再使用することができる。本発明は、バッチ式、
セミパッチ式および連続式のいずれでも実施することが
できる。
（発明の効果）
以上のように、本発明による除去方法及び除去材を用い
ると、 １）原子力分野の１例では、Ｓｒ、Ｓｂが効率よく除去
できるほかに、Ｎ ａ Ｎ Ｏｘ系、リン酸系の溶液を
それぞれ単独処理するばかりではなく、これらを混合し
た場合にも一括処理することができるので管理すべき液
種を減らすことができる。
ると、 １）原子力分野の１例では、Ｓｒ、Ｓｂが効率よく除去
できるほかに、Ｎ ａ Ｎ Ｏｘ系、リン酸系の溶液を
それぞれ単独処理するばかりではなく、これらを混合し
た場合にも一括処理することができるので管理すべき液
種を減らすことができる。
２）また直接リン酸を製造する場合には、製品としての
リン酸の精製がたやすくでき、かつ、仮に蒸留を必要と
する場合でも不純物が除去されているため釜残留物が少
なくなることがら、製品の収量が多くなる。
リン酸の精製がたやすくでき、かつ、仮に蒸留を必要と
する場合でも不純物が除去されているため釜残留物が少
なくなることがら、製品の収量が多くなる。
（実施例）
次に本発明を実施例に基づきさらに詳細に説明する。
実施例１
原液として４００ｇ／４２のＮ ａ Ｎ Ｏｚ ５０
ｇ／ρのＮ ａ ２ ＣＯｚ ５０ ｇ ／ Ｉ２
のＮａＮＯ２；Ｓｒ ； Ｃａ ：Ｍｇイオンとしてそ
れぞれ５：３００ ： ３００ｐｐｍを含み、ｐＨ７の
水溶液をを第１図に示した装置で処理した。
ｇ／ρのＮ ａ ２ ＣＯｚ ５０ ｇ ／ Ｉ２
のＮａＮＯ２；Ｓｒ ； Ｃａ ：Ｍｇイオンとしてそ
れぞれ５：３００ ： ３００ｐｐｍを含み、ｐＨ７の
水溶液をを第１図に示した装置で処理した。
すなわち原液タンク１から原液５を原液輸送ポンプ２で
０．３ｍ１ｌ／ｍｉｎの速度で吸着剤４として１００メ
ツシユ下２００メツシユ上の粒状スピネル型二酸化マン
ガン１ｇを充填したカラム３（内径８ｍｍ、肉厚７００
ｍｍ）に供給した。
０．３ｍ１ｌ／ｍｉｎの速度で吸着剤４として１００メ
ツシユ下２００メツシユ上の粒状スピネル型二酸化マン
ガン１ｇを充填したカラム３（内径８ｍｍ、肉厚７００
ｍｍ）に供給した。
４２０分後、ライン６から出る処理済液のＳｒイオン濃
度を１．Ｃ，Ｐ、法で分析したが検出されなかった。
度を１．Ｃ，Ｐ、法で分析したが検出されなかった。
実施例２
実施例１の原液にｓｂとして５ｐｐｍを加えた以外は実
施例１と同様に処理試験を行った。
施例１と同様に処理試験を行った。
２５０分後、ライン６から出る被処理液のＳｒ、Ｓｂを
１．Ｃ，Ｐ、法で分析した結果、これらは検出されなか
った。
１．Ｃ，Ｐ、法で分析した結果、これらは検出されなか
った。
実施例３．４、比較例１〜７
実施例２と同様の液組成で各種吸着剤のバッチ・テスト
を行った。吸着剤は１００メツシユ下２００メツシユ上
の粒径にし、吸着剤の０．１ｇを３０℃で２日間１０ｒ
ｍの液に浸した。結果を表１にホす。
を行った。吸着剤は１００メツシユ下２００メツシユ上
の粒径にし、吸着剤の０．１ｇを３０℃で２日間１０ｒ
ｍの液に浸した。結果を表１にホす。
表−１より二酸化マンガン特にスピネル型のものがきわ
めて高い分配係数を示すことが分かる。
めて高い分配係数を示すことが分かる。
実施例５
実施例２の液紀成からＣａ、Ｍｇイオンを除き同様に処
理試験を行った。結果は実施例２と同様であった。
理試験を行った。結果は実施例２と同様であった。
実施例６
実施例１の原液にリン酸イオンとして約５０００ｐｐｍ
を加え実施例１と同様な操作を行った。
を加え実施例１と同様な操作を行った。
４２０分後でも、ライン６から出る処理済液にＳｒは検
出されなかった。
出されなかった。
実施例７
実施例１の原液を２５０ ｇ／ρ硫酸ナトリウム、１２
０ ｇ／ＤＩホウ酸ナトリウムにかえ実施例１と同様の
操作を行った。結果は同様に良好であった。
０ ｇ／ＤＩホウ酸ナトリウムにかえ実施例１と同様の
操作を行った。結果は同様に良好であった。
実施例８
実施例１の原液の陰イオンを２００ ｇ／９リン酸に代
え、他の陽イオンは同一の条件で実施した。結果は、実
施例１とほぼ同様であった。
え、他の陽イオンは同一の条件で実施した。結果は、実
施例１とほぼ同様であった。
実施例９
実施例８にｓｂとして５ｐｐｍ加えて同様に実施した。
結果は実施例８とほぼ同様であった。
第１図は本発明方法を実施するのに用いられるフローシ
ートの１例を示す。
ートの１例を示す。
Claims (2)
- （１）高塩濃度の溶液を二酸化マンガンにより処理して
ストロンチウム及び／またはアンチモンを除去すること
を特徴とする方法。 - （２）ストロンチウム及び／またはアンチモンを除去す
る二酸化マンガンを含有してなることを特徴とする除去
材。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2202077A JPH0486599A (ja) | 1990-07-30 | 1990-07-30 | ストロンチウム及び／またはアンチモンの除去方法及び除去材 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2202077A JPH0486599A (ja) | 1990-07-30 | 1990-07-30 | ストロンチウム及び／またはアンチモンの除去方法及び除去材 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0486599A true JPH0486599A (ja) | 1992-03-19 |
Family
ID=16451576
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2202077A Pending JPH0486599A (ja) | 1990-07-30 | 1990-07-30 | ストロンチウム及び／またはアンチモンの除去方法及び除去材 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0486599A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104379510A (zh) * | 2012-03-20 | 2015-02-25 | 阿海珐有限公司 | 用于从废水去除放射性污染的方法 |
| US9682360B2 (en) | 2012-12-20 | 2017-06-20 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Radionuclide adsorbent, method of producing radionuclide adsorbent and production apparatus thereof |
-
1990
- 1990-07-30 JP JP2202077A patent/JPH0486599A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104379510A (zh) * | 2012-03-20 | 2015-02-25 | 阿海珐有限公司 | 用于从废水去除放射性污染的方法 |
| US9527756B2 (en) | 2012-03-20 | 2016-12-27 | Areva Gmbh | Process for removal of radioactive contamination from wastewater |
| US9682360B2 (en) | 2012-12-20 | 2017-06-20 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Radionuclide adsorbent, method of producing radionuclide adsorbent and production apparatus thereof |
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