JPH09189798A - 放射性廃液処理装置 - Google Patents

放射性廃液処理装置

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JPH09189798A
JPH09189798A JP274796A JP274796A JPH09189798A JP H09189798 A JPH09189798 A JP H09189798A JP 274796 A JP274796 A JP 274796A JP 274796 A JP274796 A JP 274796A JP H09189798 A JPH09189798 A JP H09189798A
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JP
Japan
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waste liquid
concentrated
chlorine
tank
concentrated waste
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JP274796A
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English (en)
Inventor
Shigeru Ozaki
繁 尾崎
Masami Yamazaki
正巳 山崎
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Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Engineering Corp, Toshiba Corp filed Critical Toshiba Engineering Corp
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  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】原子力発電所内で発生する濃縮廃液中の塩素を
除去して濃縮装置で再度濃縮可能な廃液とし、濃縮廃液
発生量の低減及び設備の効率的な運用を図る。 【解決手段】廃液収集タンク1を濃縮装置3に接続し、
濃縮装置3を濃縮廃液タンク6に接続する。濃縮廃液タ
ンク6を塩素除去装置10に接続する。塩素除去装置10の
下流側を濃縮装置3の上流側に接続する。廃液収集タン
ク1に収集した廃液は廃液移送ライン2を経て濃縮装置
3に移送し濃縮する。濃縮装置3で濃縮された濃縮廃液
タンク6へ排出された濃縮廃液中の固形分濃度または硫
酸ナトリウム濃度が所定値に達していない場合、濃縮廃
液タンク6内の濃縮廃液を塩素除去装置10に移送して塩
素を除去する。塩素除去後の濃縮廃液は濃縮廃液戻しラ
イン11から廃液移送ライン2を経て、濃縮装置3で再度
濃縮される。固形分濃度または硫酸ナトリウム濃度が所
定値に達した場合、濃縮廃液タンク6に移送して固化装
置8で固化処理する。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は原子力発電所などで
発生する放射性廃液中の塩素を除去し、効率的に廃液を
処理するための放射性廃液処理装置に関する。
【0002】
【従来の技術】原子力発電所には放射性廃棄物処理設備
が設置されており、この設備によって発電所内で発生す
る放射性廃液をその性状に応じて、適切に処理し、廃棄
物の低減を図っている。
【0003】図4により従来の放射性廃液処理装置の一
例を説明する。図4において原子力発電所内で発生する
放射性廃液は廃液収集タンク1に収集され、収集した廃
液は廃液移送ライン2を流れて濃縮装置3へ供給され
る。廃液は濃縮装置3で濃縮蒸留され、蒸留水4は脱塩
処理後発電所内で再使用されるか、または放射能濃度が
十分に低いことを確認した後、原子力発電所外の海洋へ
放出される。
【0004】一方、濃縮された濃縮廃液は濃縮装置3の
健全性を確保するため、濃縮装置3内での固形分濃度,
塩素濃度、または硫酸ナトリウム濃度が所定値に達した
場合、濃縮廃液排出ライン5を通して濃縮廃液タンク6
に排出され、一定期間貯蔵後に濃縮廃液移送ライン7か
ら固化装置8へ移送しセメントやプラスチックの固化材
と混合してドラム缶内に固化処理される。濃縮装置3内
での濃縮廃液排出の所定値の例を以下に示す。
【0005】
【表1】
【0006】
【発明が解決しようとする課題】ところで、従来の放射
性廃液処理装置においては、濃縮装置3で濃縮された濃
縮廃液はその濃度が所定値に達した場合、濃縮廃液タン
ク6に排出されるが、その所定値と云うものほとんどが
塩素濃度の数値によるものである。したがって、濃縮廃
液タンク6内の廃液は固形分濃度や硫酸ナトリウム濃度
が実際の所定値よりも低い状態となっている。このた
め、濃縮廃液タンク6内に貯蔵する濃縮廃液の貯蔵効率
が低く、固化装置8の運転頻度が増加するという課題が
ある。
【0007】また、濃縮廃棄タンク6の貯蔵量が所定量
となると、濃縮廃液移送ライン7から固化装置8に移送
してセメントやプラスチックの固化材と混合してドラム
缶内に固化されるが、濃縮廃液の固形分濃度や硫酸ナト
リウム濃度が淡いため、減容が十分でなく、ドラム缶の
発生本数が増加する課題がある。
【0008】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、その目的は原子力発電所などで発生する放射
性廃液中の塩素を除去し、再度濃縮可能な廃液とするこ
とにより、効率的に廃液の処理,貯蔵ができる放射性廃
液処理装置を提供することにある。
【0009】
【課題を解決するための手段】本発明は原子力発電所で
発生する放射性廃液を収集する廃液収集タンクと、この
収集タンク内の廃液を濃縮する濃縮装置と、この濃縮廃
液を貯蔵する濃縮廃液タンクとこの濃縮廃液タンク内の
濃縮廃液中の塩素を除去する塩素除去装置と、塩素除去
後の濃縮廃液を前記濃縮装置へ戻す濃縮廃液戻しライン
とを具備したことを特徴とする。
【0010】また、本発明は原子力発電所で発生する放
射性廃液を収集する廃液収集タンクと、この収集タンク
内の廃液を濃縮する濃縮装置と、前記廃液収集タンク内
の廃液を濃縮する前にこの廃液中の塩素を除去する塩素
除去装置と、塩素除去後の廃液を廃液収集タンクへ戻す
戻しラインとを具備したことを特徴とする。
【0011】さらに、本発明は原子力発電所で発生する
放射性廃液を収集する廃液収集タンクと、この収集タン
ク内の廃液を濃縮する濃縮装置と、この濃縮装置内の濃
縮廃液中の塩素を除去する塩素除去装置と、塩素除去後
の濃縮廃液を前記濃縮装置へ戻す濃縮廃液戻しラインと
を具備したことを特徴とする。
【0012】本発明装置によれば、濃縮装置で濃縮した
廃液中の塩素成分を除去することにより、再度濃縮処理
が可能となる。また、廃液収集タンクで収集した廃液中
の塩素成分を除去することにより、濃縮装置での濃縮度
を上げることが可能となる。そのため、廃棄物として発
生する濃縮廃液の発生量を低減することができ、設備の
効率的な運用が可能となる。
【0013】
【発明の実施の形態】図1により本発明に係る放射性廃
液処理装置の第1の実施の形態について説明する。な
お、図1中、図4と同一部分には同一符号を付してい
る。図1において廃液収集タンク1は廃液移送ライン2
を介して濃縮装置3に接続している。濃縮装置3は濃縮
廃液排出ライン5を介して濃縮廃液タンク6に接続し、
濃縮廃液移送ライン7を介して固化装置8に接続してい
る。
【0014】一方、濃縮廃液移送ライン7から分岐して
濃縮廃液分岐ライン9が接続し、この濃縮廃液分岐ライ
ン9は塩素除去装置10に接続している。この塩素除去装
置10には濃縮廃液戻しライン11が接続し、廃液収集タン
ク1と濃縮装置3を接続する廃液移送ライン2に接続し
ている。塩素除去装置10は例えば電気分解法や電気透析
法,吸着法などの方法によって塩素を除去するものであ
る。
【0015】しかして、上記第1の実施の形態におい
て、廃液収集タンク1に収集した廃液を廃液移送ライン
2から流して濃縮装置3に移送し濃縮する。濃縮装置3
で蒸発した蒸留水4は分離され、濃縮された濃縮廃液は
前記所定値により、濃縮廃液排出ライン5を通り、濃縮
廃液タンク6へ排出される。
【0016】排出された濃縮廃液の固形分濃度または硫
酸ナトリウム濃度が前記所定値に達していない場合、濃
縮廃液タンク6内の濃縮廃液は濃縮廃液分岐ライン9を
通し塩素除去装置10に移送して塩素を除去する。塩素除
去後の濃縮廃液は濃縮廃液戻しライン11を経て、再度濃
縮装置3で濃縮され、固形分濃度または硫酸ナトリウム
濃度が所定値に達した場合、濃縮廃液タンク6に移送し
て固化装置8で固化処理される。
【0017】この場合、塩素除去装置10で塩素除去後の
濃縮廃液を破線で示す濃縮廃液タンク戻しライン12を通
して一旦濃縮廃液タンク6に戻した後、濃縮廃液タンク
6から濃縮装置戻しライン13を通し濃縮装置3へ移送し
て再度濃縮処理してもよい。また、塩素除去装置10で塩
素除去後の濃縮廃液を破線で示す廃液戻しライン14を通
し廃液収集タンク1に戻して他の収集した廃液ととも
に、再度濃縮処理することもできる。
【0018】本実施の形態によれば濃縮廃液中の塩素を
除去することにより、濃縮度を高め、再度濃縮可能な廃
液とすることにより、濃縮廃液の発生量を低減でき、設
備の効率的な運用が可能となる。
【0019】つぎに図2により本発明に係る放射性廃液
処理装置の第2の実施の形態について説明する。なお、
図2中、図1と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。本実施の形態が第1の実施の形
態と異なる部分は廃液収集タンク1と濃縮装置3を接続
する廃液移送ライン2から分岐して廃液分岐ライン15を
接続し、この廃液分岐ライン15を塩素除去装置10に接続
し、この塩素除去装置10と廃液収集タンク1の間を廃液
戻しライン14で接続したことにある。
【0020】しかして、本実施の形態において、廃液収
集タンク1に収集した廃液は廃棄濃縮装置3へ移送して
濃縮する前の廃液分岐ライン15から分流し塩素除去装置
10に移送して塩素を除去する。塩素除去後の廃液は廃液
戻しライン14を経て廃液収集タンク1に戻し、濃縮装置
3で濃縮処理する。
【0021】この時、塩素除去装置10で塩素除去後の廃
液を破線で示す直接戻しライン16を通し直接濃縮装置3
へ移送して濃縮処理してもよい。本実施の形態によれば
廃液収集タンク1に収集した廃液中の塩素を除去するこ
とにより、濃縮装置3での濃縮度を高めることができ
る。
【0022】つぎに図3により本発明に係る放射性廃液
処理装置の第3の実施の形態について説明する。なお、
図3中、図1と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。
【0023】本実施の形態が第1の実施の形態と異なる
部分は濃縮装置3の濃縮廃液排出ライン5から分岐して
塩素除去装置10に接続する分岐ライン17を設けて濃縮廃
液中の塩素を除去する塩素除去装置10に直接流入すると
ともに、この塩素除去装置10と廃液移送ライン2の間を
濃縮廃液戻しライン11で接続したことにある。
【0024】しかして、本実施の形態において、廃液収
集タンク1に収集した廃液は廃液移送ライン2を経て濃
縮装置3に移送し濃縮する。濃縮装置3で濃縮された濃
縮廃液は分岐ライン17から塩素除去装置10に流入し、こ
の塩素除去装置10により、塩素が除去され濃縮廃液戻し
ライン11を介して、濃縮装置3へ戻される。
【0025】この時、塩素除去装置10で塩素除去後の濃
縮廃液を廃液戻しライン14を通し廃液収集タンク1に戻
して他の収集した廃液と共に再度濃縮処理してもよい。
本実施の形態によれば濃縮装置内の濃縮廃液中の塩素を
除去することにより、濃縮度を高めることができる。
【0026】なお、塩素除去装置における塩素除去方法
としては濃縮廃液の性状により電気分解法,電気透析
法,吸着法などを適宜選択し、いずれの方法を用いた装
置とすることもできる。
【0027】
【発明の効果】本発明装置によれば、濃縮装置で濃縮し
た廃液中の塩素成分を除去することにより、再度濃縮処
理が可能となる。また、廃液収集タンクで収集した廃液
中の塩素成分を除去することにより、濃縮装置での濃縮
度を上げることが可能となる。そのため、廃棄物として
発生する濃縮廃液の発生量を低減することができ、設備
の効率的な運用が可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る放射性廃液処理装置の第1の実施
の形態を示す流れ線図。
【図2】本発明に係る放射性廃液処理装置の第2の実施
の形態を示す流れ線図。
【図3】本発明に係る放射性廃液処理装置の第3の実施
の形態を示す流れ線図。
【図4】従来の放射性廃液処理装置を示す流れ線図。
【符号の説明】
1…廃液収集タンク、2…廃液移送ライン、3…濃縮装
置、4…蒸留水、5…濃縮廃液排出ライン、6…濃縮廃
液タンク、7…濃縮廃液移送ライン、8…固化装置、9
…濃縮廃液分岐ライン、10…塩素除去装置、11…脱塩素
濃縮廃液戻しライン、12…濃縮廃液タンク戻しライン、
13…濃縮装置戻しライン、14…廃液戻しライン、15…廃
液分岐ライン、16…直接戻しライン、17…分岐ライン。

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 原子力発電所で発生する放射性廃液を収
    集する廃液収集タンクと、この収集タンク内の廃液を濃
    縮する濃縮装置と、この濃縮装置で濃縮した濃縮廃液を
    貯蔵する濃縮廃液タンクと、この濃縮廃液タンク内の濃
    縮廃液中の塩素を除去する塩素除去装置と、この塩素除
    去装置で塩素除去後の濃縮廃液を前記濃縮装置へ戻す濃
    縮廃液戻しラインとを具備したことを特徴とする放射性
    廃液処理装置。
  2. 【請求項2】 前記塩素除去装置で塩素除去後の濃縮廃
    液を一旦濃縮廃液タンクに戻す戻しラインを設けるとと
    もに、前記濃縮廃液タンクから濃縮装置へ戻す濃縮廃液
    戻しラインを設けてなることを特徴とする請求項1記載
    の放射性廃液処理装置。
  3. 【請求項3】 前記塩素除去装置で塩素除去後の濃縮廃
    液を前記廃液収集タンクへ戻す廃液戻しラインを設けて
    なることを特徴とする請求項1記載の放射性廃液処理装
    置。
  4. 【請求項4】 原子力発電所で発生する放射性廃液を収
    集する廃液収集タンクと、この収集タンク内の廃液を濃
    縮する濃縮装置と、この濃縮装置と前記廃液収集タンク
    とを接続する廃液移送ラインから分岐して設けられた前
    記廃液中の塩素を除去する塩素除去装置と、この塩素除
    去装置で塩素除去後の廃液を廃棄収集タンクへ戻す戻し
    ラインとを具備したことを特徴とする放射性廃液処理装
    置。
  5. 【請求項5】 原子力発電所で発生する放射性廃液を収
    集する廃液収集タンクと、この収集タンク内の廃液を濃
    縮する濃縮装置と、この濃縮装置内の濃縮廃液中の塩素
    を除去する塩素除去装置と、この塩素除去装置で塩素除
    去後の濃縮廃液を前記濃縮装置へ戻す濃縮廃液戻しライ
    ンとを具備したことを特徴とする放射性廃液処理装置。
JP274796A 1996-01-11 1996-01-11 放射性廃液処理装置 Pending JPH09189798A (ja)

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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013148366A (ja) * 2012-01-17 2013-08-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性廃液処理装置
JP2013148364A (ja) * 2012-01-17 2013-08-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性廃液処理装置
JP2013148365A (ja) * 2012-01-17 2013-08-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性廃液処理装置
CN105006263A (zh) * 2015-06-19 2015-10-28 华东理工大学 一种原位生成四氧化三锰处理核电厂放射性废液的方法

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