JPH10206594A - 放射性廃棄物の処理方法および装置 - Google Patents
放射性廃棄物の処理方法および装置Info
- Publication number
- JPH10206594A JPH10206594A JP837697A JP837697A JPH10206594A JP H10206594 A JPH10206594 A JP H10206594A JP 837697 A JP837697 A JP 837697A JP 837697 A JP837697 A JP 837697A JP H10206594 A JPH10206594 A JP H10206594A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- radioactive
- substance
- waste
- radioactive substance
- radioactive waste
- 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
Links
Landscapes
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物を加
熱して、放射性物質を気化させて分離する方法におい
て、加熱温度の低下と放射性物質の除染係数の向上を図
る。 【解決手段】 揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
を減圧状態で加熱し、該放射性物質を気化させて放射性
廃棄物から分離する一方で、気化した放射性物質を凝縮
させて液体、または固体で回収する。
熱して、放射性物質を気化させて分離する方法におい
て、加熱温度の低下と放射性物質の除染係数の向上を図
る。 【解決手段】 揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
を減圧状態で加熱し、該放射性物質を気化させて放射性
廃棄物から分離する一方で、気化した放射性物質を凝縮
させて液体、または固体で回収する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子力施設（発電
所、再処理工場）から発生する放射性廃棄物の処理方法
および装置に関し、揮発性の放射性物質を含有する放射
性廃棄物から該揮発性の放射性物質を分離回収、固型化
する方法及び装置に関する。
所、再処理工場）から発生する放射性廃棄物の処理方法
および装置に関し、揮発性の放射性物質を含有する放射
性廃棄物から該揮発性の放射性物質を分離回収、固型化
する方法及び装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来、原子力発電所から発生する化学廃
液等の放射能レベルの低い廃棄物の固型化については、
一般的にセメント系の固化材が用いられている。一方、
再処理工場から発生する放射能レベルの高い廃棄物につ
いては、放射性核種の漏洩低減の観点から、ガラス等の
セメントより緻密な固化材の適用が研究されている。
液等の放射能レベルの低い廃棄物の固型化については、
一般的にセメント系の固化材が用いられている。一方、
再処理工場から発生する放射能レベルの高い廃棄物につ
いては、放射性核種の漏洩低減の観点から、ガラス等の
セメントより緻密な固化材の適用が研究されている。
【０００３】ヨウ素に代表される揮発性の放射性物質を
含有する放射性廃棄物を安定に固化する方法に関して
は、特開平８−７５８９８に記載のようにバナジウム、
リン等からなる低温溶融ガラスを用いて、ヨウ素が揮発
しない温度でガラス固化する方法が開示されている。
含有する放射性廃棄物を安定に固化する方法に関して
は、特開平８−７５８９８に記載のようにバナジウム、
リン等からなる低温溶融ガラスを用いて、ヨウ素が揮発
しない温度でガラス固化する方法が開示されている。
【０００４】また、本出願人によって放射性ヨウ素を含
有する放射性廃棄物から放射性ヨウ素を分離回収し、回
収ヨウ素のみをヨウ素が揮発しない温度でガラス固化す
る方法も開発されている。
有する放射性廃棄物から放射性ヨウ素を分離回収し、回
収ヨウ素のみをヨウ素が揮発しない温度でガラス固化す
る方法も開発されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術のうちバ
ナジウム、リン等からなる低温溶融ガラスを用いた固化
方法ではヨウ素揮発の問題はないが、廃棄物を放射性物
質を分離せずそのまま固化するため減容性に限界があっ
た。また固化体は非均質体となるため、固化体の冷却時
にクラックが発生する可能性が問題点としてあった。
ナジウム、リン等からなる低温溶融ガラスを用いた固化
方法ではヨウ素揮発の問題はないが、廃棄物を放射性物
質を分離せずそのまま固化するため減容性に限界があっ
た。また固化体は非均質体となるため、固化体の冷却時
にクラックが発生する可能性が問題点としてあった。
【０００６】また上記従来技術のうち、放射性ヨウ素を
含有する放射性廃棄物から放射性ヨウ素を分離回収後、
ガラス固化する方法においては、固化時のヨウ素揮発を
防止し、かつ減容性、固化体の均一性に優れた固化体を
作成できる。しかしながら本従来技術では、廃棄物を加
熱して放射性ヨウ素を気化させた後、凝縮させて放射性
ヨウ素を回収する方法が開示されているが、処理温度が
高いため、加熱炉の腐食、廃棄物の熱変性による回収率
の低下の問題点があった。
含有する放射性廃棄物から放射性ヨウ素を分離回収後、
ガラス固化する方法においては、固化時のヨウ素揮発を
防止し、かつ減容性、固化体の均一性に優れた固化体を
作成できる。しかしながら本従来技術では、廃棄物を加
熱して放射性ヨウ素を気化させた後、凝縮させて放射性
ヨウ素を回収する方法が開示されているが、処理温度が
高いため、加熱炉の腐食、廃棄物の熱変性による回収率
の低下の問題点があった。
【０００７】本発明は、従来の問題点に着目してなされ
たもので、揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物を加
熱して、放射性物質を気化させて分離する方法におい
て、加熱温度を低下し、加熱炉の腐食低減、放射性物質
の回収率の向上を図る放射性廃棄物の処理方法の提供を
目的とするものである。
たもので、揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物を加
熱して、放射性物質を気化させて分離する方法におい
て、加熱温度を低下し、加熱炉の腐食低減、放射性物質
の回収率の向上を図る放射性廃棄物の処理方法の提供を
目的とするものである。
【０００８】また、本発明は、上記第１の目的を達成
し、さらに処理装置のコスト低減、コンパクト化を図る
放射性廃棄物の処理方法の提供を目的とするものであ
る。
し、さらに処理装置のコスト低減、コンパクト化を図る
放射性廃棄物の処理方法の提供を目的とするものであ
る。
【０００９】また、本発明は、揮発性の放射性物質を含
む放射性廃棄物をより低い温度で加熱して、放射性物質
を気化させて高収率で分離回収するのに適した放射性廃
棄物の処理装置の提供を目的とするものである。
む放射性廃棄物をより低い温度で加熱して、放射性物質
を気化させて高収率で分離回収するのに適した放射性廃
棄物の処理装置の提供を目的とするものである。
【００１０】また、本発明は、上記第３の目的を達成
し、さらに分離した放射性物質の回収を容易にするのに
適した放射性廃棄物の処理装置の提供を目的とするもの
である。
し、さらに分離した放射性物質の回収を容易にするのに
適した放射性廃棄物の処理装置の提供を目的とするもの
である。
【００１１】また、本発明は、上記第３，４の目的を達
成し、さらに回収した放射性物質のハンドリングを容易
にするのに適した放射性廃棄物の処理装置の提供を目的
とするものである。
成し、さらに回収した放射性物質のハンドリングを容易
にするのに適した放射性廃棄物の処理装置の提供を目的
とするものである。
【００１２】
【課題を解決するための手段】上記第１の目的を達成す
るために本発明の請求項１では、揮発性の放射性物質を
含む放射性廃棄物を減圧状態で加熱し、該放射性物質を
気化させて放射性廃棄物から分離すると共に、気化した
該放射性物質を凝縮させて液体、または固体で回収する
放射性廃棄物の処理方法であることを特徴としている。
るために本発明の請求項１では、揮発性の放射性物質を
含む放射性廃棄物を減圧状態で加熱し、該放射性物質を
気化させて放射性廃棄物から分離すると共に、気化した
該放射性物質を凝縮させて液体、または固体で回収する
放射性廃棄物の処理方法であることを特徴としている。
【００１３】本発明において、減圧状態で加熱すること
には次の２つの作用がある。
には次の２つの作用がある。
【００１４】・被回収物質の沸点を下げることができ
る。例えば、放射性ヨウ素を吸着した銀添着吸着材から
放射性ヨウ素（ヨウ化銀の形態で存在）を蒸発回収する
場合、ヨウ化銀の沸点が大気圧の条件では１５０６℃で
あるのに対し、１Ｔｏｒｒの真空度の状態で約８３０℃
まで低下することができる。
る。例えば、放射性ヨウ素を吸着した銀添着吸着材から
放射性ヨウ素（ヨウ化銀の形態で存在）を蒸発回収する
場合、ヨウ化銀の沸点が大気圧の条件では１５０６℃で
あるのに対し、１Ｔｏｒｒの真空度の状態で約８３０℃
まで低下することができる。
【００１５】また、放射性セシウム（ハロゲン化セシウ
ムの形態で存在）で汚染された廃棄物からハロゲン化セ
シウムを蒸発回収する場合、ハロゲン化セシウムの沸点
が大気圧の条件では１２５０〜１３００℃であるのに対
し、１Ｔｏｒｒの真空度の状態で約７５０℃まで低下す
ることができる。
ムの形態で存在）で汚染された廃棄物からハロゲン化セ
シウムを蒸発回収する場合、ハロゲン化セシウムの沸点
が大気圧の条件では１２５０〜１３００℃であるのに対
し、１Ｔｏｒｒの真空度の状態で約７５０℃まで低下す
ることができる。
【００１６】亜鉛の場合、沸点が大気圧の条件では９０
７℃であるのに対し、１Ｔｏｒｒの真空度の状態では約
５００℃に低下することができる。
７℃であるのに対し、１Ｔｏｒｒの真空度の状態では約
５００℃に低下することができる。
【００１７】従って、大気中で加熱処理する場合と同じ
蒸発効率を得るための処理温度を低下することが可能に
なる。
蒸発効率を得るための処理温度を低下することが可能に
なる。
【００１８】・上記作用に加えて、減圧状態で加熱する
ことによって、放射性廃棄物中の間隙やミクロポアに入
り込んだ放射性物質を強制的に気相へ引き出すことがで
きるため、放射性物質の回収率が飛躍的に向上する。こ
れによって、放射性物質の除染係数が向上する。
ことによって、放射性廃棄物中の間隙やミクロポアに入
り込んだ放射性物質を強制的に気相へ引き出すことがで
きるため、放射性物質の回収率が飛躍的に向上する。こ
れによって、放射性物質の除染係数が向上する。
【００１９】さらに、本発明において、揮発性の放射性
物質を含む放射性廃棄物を減圧状態で加熱し、当該放射
性物質を気化させて放射性廃棄物から分離する一方で、
気化した放射性物質を凝縮させて気相から放射性物質の
蒸気を取り除いていくことで、加熱部と凝縮部で放射性
物質の蒸気圧の差が自然にでき、加熱部から凝縮部へ自
動的に蒸気の流れが形成される作用が得られる。これに
よって、機械的なブロア操作をすることなく、静的に廃
棄物から凝縮部へ放射性物質を移行させることができ
る。
物質を含む放射性廃棄物を減圧状態で加熱し、当該放射
性物質を気化させて放射性廃棄物から分離する一方で、
気化した放射性物質を凝縮させて気相から放射性物質の
蒸気を取り除いていくことで、加熱部と凝縮部で放射性
物質の蒸気圧の差が自然にでき、加熱部から凝縮部へ自
動的に蒸気の流れが形成される作用が得られる。これに
よって、機械的なブロア操作をすることなく、静的に廃
棄物から凝縮部へ放射性物質を移行させることができ
る。
【００２０】上記第２の目的を達成するために本発明の
請求項２では、揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
と、該放射性物質と合金化、ガラス化または化合して低
融点化する物質（第２物質）を減圧状態で加熱し、該放
射性物質及び該第２物質を同時に気化させると共に、該
放射性物質と該第２物質の混合物を凝縮させて液体、ま
たは固体で回収する放射性廃棄物の処理方法であること
を特徴としている。
請求項２では、揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
と、該放射性物質と合金化、ガラス化または化合して低
融点化する物質（第２物質）を減圧状態で加熱し、該放
射性物質及び該第２物質を同時に気化させると共に、該
放射性物質と該第２物質の混合物を凝縮させて液体、ま
たは固体で回収する放射性廃棄物の処理方法であること
を特徴としている。
【００２１】本発明において、第２物質は被回収物であ
る放射性物質と合金化、ガラス化または化合して融点を
低下させる作用を持つ。凝縮部において被回収物を液体
で回収する場合、該作用により融点を低下させることで
凝縮面の温度を下げることができる。これによって、凝
縮部の加熱装置が不要となることや、加熱部と凝縮部の
温度差を大きくできるため、加熱面と凝縮面での蒸気圧
差を大きくでき回収効率を高めることができる。
る放射性物質と合金化、ガラス化または化合して融点を
低下させる作用を持つ。凝縮部において被回収物を液体
で回収する場合、該作用により融点を低下させることで
凝縮面の温度を下げることができる。これによって、凝
縮部の加熱装置が不要となることや、加熱部と凝縮部の
温度差を大きくできるため、加熱面と凝縮面での蒸気圧
差を大きくでき回収効率を高めることができる。
【００２２】最終的に、回収した放射性物質をガラス固
化する場合、本発明における第２物質に放射性物質と混
合してガラス化する物質を用いることにより、凝縮部で
ガラスの融液として回収可能で、融液を冷却凝固させる
ことでガラス固化体を作成することができる。従って、
放射性物質の分離回収とガラス固化を同一の装置で行な
うことが可能になる。
化する場合、本発明における第２物質に放射性物質と混
合してガラス化する物質を用いることにより、凝縮部で
ガラスの融液として回収可能で、融液を冷却凝固させる
ことでガラス固化体を作成することができる。従って、
放射性物質の分離回収とガラス固化を同一の装置で行な
うことが可能になる。
【００２３】上記第３の目的を達成するために本発明の
請求項３では、揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
を装荷し、かつ放射性物質を気化するための加熱部を有
する密閉可能な容器と、前記加熱部に接続され該加熱部
より低温に保持される凝縮部と、該凝縮部に対し分離可
能に接続され前記凝縮部から前記放射性物質を液体状態
で回収するための回収容器と、前記容器、凝縮部及び回
収容器内を減圧状態にするための減圧手段と、を備えた
放射性廃棄物の処理装置であることを特徴としている。
請求項３では、揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
を装荷し、かつ放射性物質を気化するための加熱部を有
する密閉可能な容器と、前記加熱部に接続され該加熱部
より低温に保持される凝縮部と、該凝縮部に対し分離可
能に接続され前記凝縮部から前記放射性物質を液体状態
で回収するための回収容器と、前記容器、凝縮部及び回
収容器内を減圧状態にするための減圧手段と、を備えた
放射性廃棄物の処理装置であることを特徴としている。
【００２４】本発明により、可動部のない静的な装置
で、廃棄物から揮発性の放射性物質のみを分離回収する
ことができる。
で、廃棄物から揮発性の放射性物質のみを分離回収する
ことができる。
【００２５】上記第４の目的を達成するために本発明の
請求項４では、請求項第３項に記載の凝縮部において、
放射性物質または該放射性物質と合金化、ガラス化また
は化合して低融点化する物質と該放射性物質の混合物の
融点または流動化温度以上に保持された放射性廃棄物の
処理装置であることを特徴としている。
請求項４では、請求項第３項に記載の凝縮部において、
放射性物質または該放射性物質と合金化、ガラス化また
は化合して低融点化する物質と該放射性物質の混合物の
融点または流動化温度以上に保持された放射性廃棄物の
処理装置であることを特徴としている。
【００２６】本発明により、凝縮部に回収される放射性
物質が、固体状で付着することが回避されるため、回収
率を高めることができる。
物質が、固体状で付着することが回避されるため、回収
率を高めることができる。
【００２７】上記第５の目的を達成するために本発明の
請求項５では、請求項第４項に記載の凝縮部において、
傾斜管、またはラッパ管であり、凝縮した液体を収集す
るトラップを設けた放射性廃棄物の処理装置であること
を特徴としている。
請求項５では、請求項第４項に記載の凝縮部において、
傾斜管、またはラッパ管であり、凝縮した液体を収集す
るトラップを設けた放射性廃棄物の処理装置であること
を特徴としている。
【００２８】本発明により、凝縮した液体状の放射性物
質を一箇所に集めることが可能になるので、回収物のハ
ンドリングが容易になる。
質を一箇所に集めることが可能になるので、回収物のハ
ンドリングが容易になる。
【００２９】本発明で言う揮発性の放射性物質には、ヨ
ウ素、ルテニウム、セシウム、亜鉛、ウラン、プルトニ
ウム、鉄、コバルト、ニッケル及びこれらの元素の化合
物が該当する。
ウ素、ルテニウム、セシウム、亜鉛、ウラン、プルトニ
ウム、鉄、コバルト、ニッケル及びこれらの元素の化合
物が該当する。
【００３０】
（実施例１）本発明の一実施例を以下に説明する。本実
施例はヨウ素フィルターで使用されたあとの廃棄吸着材
から、放射性ヨウ素を分離回収する方法と装置に関する
ものである。
施例はヨウ素フィルターで使用されたあとの廃棄吸着材
から、放射性ヨウ素を分離回収する方法と装置に関する
ものである。
【００３１】図１に、本発明を実施するのに適した回収
装置の構成図を示す。本装置は、処理する廃棄物２を装
荷する加熱容器１、装荷した廃棄物２を加熱するための
ヒーター３、加熱容器１に直結した凝縮管４、該凝縮管
４の管壁の温度を制御するためのヒーター５、加熱容器
１と凝縮管４の熱応力を緩和するためのフレキシブルジ
ョイント６、凝縮管４に直結した回収容器７とバルブ
８、真空圧力計９、真空ポンプ１０から構成される。
装置の構成図を示す。本装置は、処理する廃棄物２を装
荷する加熱容器１、装荷した廃棄物２を加熱するための
ヒーター３、加熱容器１に直結した凝縮管４、該凝縮管
４の管壁の温度を制御するためのヒーター５、加熱容器
１と凝縮管４の熱応力を緩和するためのフレキシブルジ
ョイント６、凝縮管４に直結した回収容器７とバルブ
８、真空圧力計９、真空ポンプ１０から構成される。
【００３２】加熱容器１は廃棄物２の装荷、取りだしの
ため、開閉可能な構造となっており、合わせ部にはＯリ
ング、またはガスケットを介し、気密を保つことができ
る。また回収容器７も着脱可能な構造であり、合わせ部
にはＯリング、またはガスケットを介し、気密を保つよ
うにすることができる。回収物を回収容器７に集めるた
め、加熱容器１より回収容器７を低く配置し凝縮管４は
傾斜を持たせている。処理操作は、廃棄物２（廃棄吸着
材）を加熱容器１に装荷し、密閉した後、バルブ８を開
にし、真空ポンプ１０を起動し、真空圧力計９を見なが
ら加熱容器１、凝縮管４、回収容器７の内部を設定真空
度まで減圧する。次にヒーター３，５を各々所定の温度
まで昇温する。
ため、開閉可能な構造となっており、合わせ部にはＯリ
ング、またはガスケットを介し、気密を保つことができ
る。また回収容器７も着脱可能な構造であり、合わせ部
にはＯリング、またはガスケットを介し、気密を保つよ
うにすることができる。回収物を回収容器７に集めるた
め、加熱容器１より回収容器７を低く配置し凝縮管４は
傾斜を持たせている。処理操作は、廃棄物２（廃棄吸着
材）を加熱容器１に装荷し、密閉した後、バルブ８を開
にし、真空ポンプ１０を起動し、真空圧力計９を見なが
ら加熱容器１、凝縮管４、回収容器７の内部を設定真空
度まで減圧する。次にヒーター３，５を各々所定の温度
まで昇温する。
【００３３】銀を添着したシリカゲル吸着材に安定ヨウ
素を吸着させた模擬廃棄物による試験結果を次に示す。
この場合、廃棄物２中のヨウ素はヨウ化銀の形態で存在
しており、ヨウ化銀の形態で模擬廃棄物から分離した。
設定した真空圧は１Ｔｏｒｒで、加熱部であるヒーター
３の温度を８００℃に、凝縮部であるヒーター５の温度
をヨウ化銀の融点である５５２℃より高い５６０℃に設
定した。この条件でのヨウ化銀蒸気のモル分率は大気圧
条件での１４００℃に相当し、減圧にすることにより加
熱部温度を大幅に低下することができた。凝縮管４で
は、気化したヨウ化銀の蒸気が凝縮するが、融点以上に
設定したため固体での析出は見られず、回収容器７へ回
収された。処理後の吸着材中のヨウ素濃度を測定し、処
理前のヨウ素濃度との比をとって除染係数を求めた結
果、大気条件で１２００℃、１時間加熱した場合に比較
して、約１０倍向上した。
素を吸着させた模擬廃棄物による試験結果を次に示す。
この場合、廃棄物２中のヨウ素はヨウ化銀の形態で存在
しており、ヨウ化銀の形態で模擬廃棄物から分離した。
設定した真空圧は１Ｔｏｒｒで、加熱部であるヒーター
３の温度を８００℃に、凝縮部であるヒーター５の温度
をヨウ化銀の融点である５５２℃より高い５６０℃に設
定した。この条件でのヨウ化銀蒸気のモル分率は大気圧
条件での１４００℃に相当し、減圧にすることにより加
熱部温度を大幅に低下することができた。凝縮管４で
は、気化したヨウ化銀の蒸気が凝縮するが、融点以上に
設定したため固体での析出は見られず、回収容器７へ回
収された。処理後の吸着材中のヨウ素濃度を測定し、処
理前のヨウ素濃度との比をとって除染係数を求めた結
果、大気条件で１２００℃、１時間加熱した場合に比較
して、約１０倍向上した。
【００３４】また、放射性セシウム（ハロゲン化セシウ
ム）で汚染された廃棄物からセシウムのみを回収する場
合、設定真空度が１０Ｔｏｒｒの場合、加熱部であるヒ
ーター３の温度を９００℃に、凝縮部であるヒーター５
の温度をハロゲン化セシウムの融点より高い７００℃に
設定することにより実施することができる。
ム）で汚染された廃棄物からセシウムのみを回収する場
合、設定真空度が１０Ｔｏｒｒの場合、加熱部であるヒ
ーター３の温度を９００℃に、凝縮部であるヒーター５
の温度をハロゲン化セシウムの融点より高い７００℃に
設定することにより実施することができる。
【００３５】本実施例によれば、廃棄物２から放射性物
質を蒸発回収する際の、加熱温度を低下できる効果がえ
られる。また、廃棄物２（廃棄吸着材）のミクロポアの
内部まで浸透している放射性物質の気相への移行を減圧
にすることによって加速することができるため、放射性
物質の廃棄物２（廃棄吸着材）からの分離の除染係数を
向上することができる。
質を蒸発回収する際の、加熱温度を低下できる効果がえ
られる。また、廃棄物２（廃棄吸着材）のミクロポアの
内部まで浸透している放射性物質の気相への移行を減圧
にすることによって加速することができるため、放射性
物質の廃棄物２（廃棄吸着材）からの分離の除染係数を
向上することができる。
【００３６】（実施例２）本発明の他の実施例を図２を
用いて説明する。本実施例は加熱容器１１の一部を、空
冷する凝縮部１３とした処理装置に関する。
用いて説明する。本実施例は加熱容器１１の一部を、空
冷する凝縮部１３とした処理装置に関する。
【００３７】加熱容器１１の上部はヒーター１２によ
り、被回収物を気化させる温度に保持されている。一方
下部は、ラッパ管状で自然空冷される凝縮部１３と、こ
れに直結し、着脱可能な回収容器１４を備える。加熱容
器１１は処理する廃棄物２を支持するバスケット１５を
備えており、ここに廃棄物２を装填する。加熱容器１
１、凝縮部１３、回収容器１４は気密が保たれる構造に
なっており、真空ポンプ１６により加熱容器１１、凝縮
部１３、回収容器１４の内部を所定の真空度まで減圧に
することができる。バスケット内に装填された廃棄物を
減圧下で加熱すると、廃棄物から揮発性の放射性物質の
蒸気が発生し、重力と蒸気圧の差にしたがってバスケッ
トを通過して下方に移行する。放射性物質の蒸気は凝縮
部１３の内壁で冷却され凝縮して液体状となり、該液体
も重力にしたがって下方に移行し、最終的に回収容器１
４に入り、さらに冷却されて固体状態となる。回収容器
１４は処理終了後、加熱容器１１から取り外し蓋を熔接
して貯蔵する。
り、被回収物を気化させる温度に保持されている。一方
下部は、ラッパ管状で自然空冷される凝縮部１３と、こ
れに直結し、着脱可能な回収容器１４を備える。加熱容
器１１は処理する廃棄物２を支持するバスケット１５を
備えており、ここに廃棄物２を装填する。加熱容器１
１、凝縮部１３、回収容器１４は気密が保たれる構造に
なっており、真空ポンプ１６により加熱容器１１、凝縮
部１３、回収容器１４の内部を所定の真空度まで減圧に
することができる。バスケット内に装填された廃棄物を
減圧下で加熱すると、廃棄物から揮発性の放射性物質の
蒸気が発生し、重力と蒸気圧の差にしたがってバスケッ
トを通過して下方に移行する。放射性物質の蒸気は凝縮
部１３の内壁で冷却され凝縮して液体状となり、該液体
も重力にしたがって下方に移行し、最終的に回収容器１
４に入り、さらに冷却されて固体状態となる。回収容器
１４は処理終了後、加熱容器１１から取り外し蓋を熔接
して貯蔵する。
【００３８】本実施例によれば、凝縮部の温度調整が不
要で、単純な装置構成が実現でき、装置のコンパクト
化、低コスト化を図ることができる。
要で、単純な装置構成が実現でき、装置のコンパクト
化、低コスト化を図ることができる。
【００３９】（実施例３）本発明の他の実施例を図３を
用いて説明する。本実施例は加熱容器１１の一部を、空
冷する凝縮部１３とした処理装置に関する。本実施例は
ヨウ素フィルターで使用されたあとの廃棄吸着材から、
放射性ヨウ素を分離回収し、さらにガラス化する方法と
装置に関するものである。
用いて説明する。本実施例は加熱容器１１の一部を、空
冷する凝縮部１３とした処理装置に関する。本実施例は
ヨウ素フィルターで使用されたあとの廃棄吸着材から、
放射性ヨウ素を分離回収し、さらにガラス化する方法と
装置に関するものである。
【００４０】図３に示す処理装置は、実施例２で説明し
た処理装置のバスケット１５を分割し、一方に処理する
廃棄物２（廃棄吸着材）を、他方に廃棄物２（廃棄吸着
材）から分離回収するヨウ化銀と固溶してガラスを生成
する物質（ガラス生成物質１７）を装填する。このよう
な物質には、酸化リン、酸化銀と酸化リンの混合物、メ
タリン酸銀、オルトリン酸銀、ピロリン酸銀、重合リン
酸銀等が該当する。ガラス生成物質１７は、通常粉末で
あるが、装填後減圧状態にするので、圧縮成型したペレ
ット状か、顆粒状が望ましい。
た処理装置のバスケット１５を分割し、一方に処理する
廃棄物２（廃棄吸着材）を、他方に廃棄物２（廃棄吸着
材）から分離回収するヨウ化銀と固溶してガラスを生成
する物質（ガラス生成物質１７）を装填する。このよう
な物質には、酸化リン、酸化銀と酸化リンの混合物、メ
タリン酸銀、オルトリン酸銀、ピロリン酸銀、重合リン
酸銀等が該当する。ガラス生成物質１７は、通常粉末で
あるが、装填後減圧状態にするので、圧縮成型したペレ
ット状か、顆粒状が望ましい。
【００４１】バスケット内に装填された廃棄物２（廃棄
吸着材）とガラス生成物質１７を減圧下で加熱すると、
廃棄物２（廃棄吸着材）から揮発性のヨウ化銀の蒸気が
発生し、重力と蒸気圧の差にしたがってバスケットを通
過して下方に移行する。と同時に、ガラス生成物質１７
の一部も蒸気となってバスケットを通過して下方に移行
する。凝縮部１３では、ヨウ化銀の蒸気とガラス生成物
質１７の蒸気が同時に凝縮するため、両者が固溶しガラ
ス状態となる。従って、凝縮部１３での回収形態はガラ
スの融液となる。得られたガラスの融液は、重力にした
がって下方に移行し、最終的に回収容器１４に入り、さ
らに冷却されてガラス固化体となる。回収容器１４は処
理終了後取り外し、蓋を熔接して貯蔵する。
吸着材）とガラス生成物質１７を減圧下で加熱すると、
廃棄物２（廃棄吸着材）から揮発性のヨウ化銀の蒸気が
発生し、重力と蒸気圧の差にしたがってバスケットを通
過して下方に移行する。と同時に、ガラス生成物質１７
の一部も蒸気となってバスケットを通過して下方に移行
する。凝縮部１３では、ヨウ化銀の蒸気とガラス生成物
質１７の蒸気が同時に凝縮するため、両者が固溶しガラ
ス状態となる。従って、凝縮部１３での回収形態はガラ
スの融液となる。得られたガラスの融液は、重力にした
がって下方に移行し、最終的に回収容器１４に入り、さ
らに冷却されてガラス固化体となる。回収容器１４は処
理終了後取り外し、蓋を熔接して貯蔵する。
【００４２】本実施例では次の２つの効果が得られる。
【００４３】１）ヨウ化銀の融点は５５２℃であるが、
ガラス状態になると流動化温度が約３００℃に低下す
る。従って、ガラス生成物質１７を共存させることによ
り、液体状態で回収可能な温度範囲が広がり、凝縮部１
３での回収物のロスを低減することができる。また、加
熱部と凝縮部１３の温度差を大きく設定することが可能
となり、凝縮部１３での回収率が高くなる。
ガラス状態になると流動化温度が約３００℃に低下す
る。従って、ガラス生成物質１７を共存させることによ
り、液体状態で回収可能な温度範囲が広がり、凝縮部１
３での回収物のロスを低減することができる。また、加
熱部と凝縮部１３の温度差を大きく設定することが可能
となり、凝縮部１３での回収率が高くなる。
【００４４】２）廃棄吸着材からの放射性物質の分離回
収と、放射性物質のガラス固化を同一の装置でできるた
め、処理装置のコンパクト化、低コスト化、処理工程の
簡素化を図ることができる。
収と、放射性物質のガラス固化を同一の装置でできるた
め、処理装置のコンパクト化、低コスト化、処理工程の
簡素化を図ることができる。
【００４５】本実施例の変形例として、ガラス生成物質
１７をバスケット１５ではなく、回収容器１４に入れて
おく方法が可能である。この場合、凝縮部１３で回収さ
れたヨウ化銀の液体が回収容器１４に流下し、回収容器
１４の内部でガラス生成物質１７と固溶してガラス化が
進行していく。回収容器１４は処理終了後取り外し、蓋
を熔接して貯蔵するか、さらに均一なガラス固化体を得
るためには、取り外した容器を再度３００℃に加熱し、
撹拌翼を挿入して内部を撹拌する処理が必要となる。
１７をバスケット１５ではなく、回収容器１４に入れて
おく方法が可能である。この場合、凝縮部１３で回収さ
れたヨウ化銀の液体が回収容器１４に流下し、回収容器
１４の内部でガラス生成物質１７と固溶してガラス化が
進行していく。回収容器１４は処理終了後取り外し、蓋
を熔接して貯蔵するか、さらに均一なガラス固化体を得
るためには、取り外した容器を再度３００℃に加熱し、
撹拌翼を挿入して内部を撹拌する処理が必要となる。
【００４６】なお、請求項中で記載された合金化の例と
しては、亜鉛に対して錫を第２物質に、ウランに対して
鉄を第２物質に、化合の例としてはウラン、プルトニウ
ム、鉄、コバルト、ニッケルに対して塩素を第２物質に
挙げることができる。
しては、亜鉛に対して錫を第２物質に、ウランに対して
鉄を第２物質に、化合の例としてはウラン、プルトニウ
ム、鉄、コバルト、ニッケルに対して塩素を第２物質に
挙げることができる。
【００４７】
【発明の効果】本発明の請求項１の発明によれば、揮発
性の放射性物質を含む放射性廃棄物を加熱して、放射性
物質を気化させて分離する方法において、加熱温度を低
下でき、加熱炉の腐食低減が図れる。また、廃棄物の熱
変性による放射性物質の回収率の低下を回避することが
でき、廃棄物の内部に浸透した放射性物質の気化を加速
できるため、放射性物質の除染係数の向上を図ることが
できる。
性の放射性物質を含む放射性廃棄物を加熱して、放射性
物質を気化させて分離する方法において、加熱温度を低
下でき、加熱炉の腐食低減が図れる。また、廃棄物の熱
変性による放射性物質の回収率の低下を回避することが
でき、廃棄物の内部に浸透した放射性物質の気化を加速
できるため、放射性物質の除染係数の向上を図ることが
できる。
【００４８】本発明の請求項２の発明によれば、請求項
１の発明で得られる効果に加えて、さらに、処理装置の
コスト低減、コンパクト化、処理工程の大幅な簡素化を
図ることができる。
１の発明で得られる効果に加えて、さらに、処理装置の
コスト低減、コンパクト化、処理工程の大幅な簡素化を
図ることができる。
【００４９】本発明の請求項３の発明によれば、揮発性
の放射性物質を含む放射性廃棄物をより低い温度で加熱
して、放射性物質を気化させて高収率で分離回収するの
に適した処理装置を実現することができる。
の放射性物質を含む放射性廃棄物をより低い温度で加熱
して、放射性物質を気化させて高収率で分離回収するの
に適した処理装置を実現することができる。
【００５０】本発明の請求項４の発明によれば、請求項
３の発明で得られる効果に加えて、分離した放射性物質
の回収がさらに容易な処理装置を実現することができ
る。
３の発明で得られる効果に加えて、分離した放射性物質
の回収がさらに容易な処理装置を実現することができ
る。
【００５１】本発明の請求項５の発明によれば、請求項
３および４の発明で得られる効果に加えて、回収した放
射性物質のハンドリングを容易にする処理装置を実現す
ることができる。
３および４の発明で得られる効果に加えて、回収した放
射性物質のハンドリングを容易にする処理装置を実現す
ることができる。
【図１】本発明の一実施例である放射性廃棄物処理装置
の構成図である。
の構成図である。
【図２】本発明の他の実施例である放射性廃棄物処理装
置の構成図である。
置の構成図である。
【図３】本発明の他の実施例である放射性廃棄物処理装
置の構成図である。
置の構成図である。
１…加熱容器、２…廃棄物、３…ヒーター、４…凝縮
管、５…ヒーター、６…フレキシブルジョイント、７…
回収容器、８…バルブ、９…真空圧力計、１０…真空ポ
ンプ、１１…加熱容器、１２…ヒーター、１３…凝縮
部、１４…回収容器、１５…バスケット、１６…真空ポ
ンプ、１７…ガラス生成物質
管、５…ヒーター、６…フレキシブルジョイント、７…
回収容器、８…バルブ、９…真空圧力計、１０…真空ポ
ンプ、１１…加熱容器、１２…ヒーター、１３…凝縮
部、１４…回収容器、１５…バスケット、１６…真空ポ
ンプ、１７…ガラス生成物質
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 泉田龍男 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内
Claims (5)
- 【請求項１】 揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
を減圧状態で加熱し、該放射性物質を気化させて該放射
性廃棄物から分離すると共に、気化した該放射性物質を
凝縮させて液体、または固体で回収することを特徴とす
る放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項２】 揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
と、該放射性物質と合金化、ガラス化または化合して低
融点化する物質（第２物質）を減圧状態で加熱し、該放
射性物質及び該第２物質を同時に気化させると共に、該
放射性物質と該第２物質の混合物を凝縮させて液体、ま
たは固体で回収することを特徴とする放射性廃棄物の処
理方法。 - 【請求項３】 揮発性の放射性物質を含む放射性廃棄物
を装荷し、かつ放射性物質を気化するための加熱部を有
する密閉可能な容器と、前記加熱部に接続され該加熱部
より低温に保持される凝縮部と、該凝縮部に対し分離可
能に接続され前記凝縮部から前記放射性物質を液体状態
で回収するための回収容器と、前記容器、凝縮部及び回
収容器内を減圧状態にするための減圧手段と、を備えた
ことを特徴とする放射性廃棄物の処理装置。 - 【請求項４】 請求項第３項に記載の凝縮部が、放射性
物質または該放射性物質と合金化、ガラス化または化合
して低融点化する物質と該放射性物質の混合物の融点ま
たは流動化温度以上に保持されることを特徴とする放射
性廃棄物の処理装置。 - 【請求項５】 請求項第４項に記載の凝縮部が、傾斜
管、またはラッパ管であり、凝縮した液体を収集するト
ラップを設けることを特徴とする放射性廃棄物の処理装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP837697A JPH10206594A (ja) | 1997-01-21 | 1997-01-21 | 放射性廃棄物の処理方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP837697A JPH10206594A (ja) | 1997-01-21 | 1997-01-21 | 放射性廃棄物の処理方法および装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10206594A true JPH10206594A (ja) | 1998-08-07 |
Family
ID=11691517
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP837697A Pending JPH10206594A (ja) | 1997-01-21 | 1997-01-21 | 放射性廃棄物の処理方法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH10206594A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101415173B1 (ko) * | 2012-11-30 | 2014-07-04 | 한국원자력연구원 | 방사성 핵종을 포함하는 폐액의 분리 회수 장치 및 이를 이용한 분리 회수 방법 |
| KR101585455B1 (ko) * | 2014-10-31 | 2016-01-15 | 한국수력원자력(주) | 액체 방사성 폐기물의 증발건조 처리장치 |
| KR101669131B1 (ko) * | 2016-01-25 | 2016-10-26 | 한국수력원자력 주식회사 | 방사성 액체 폐기물 증발 및 건조 시스템 |
| KR101695565B1 (ko) * | 2015-09-22 | 2017-01-11 | 한국항공우주연구원 | 상 분리 장치 |
| US10378084B2 (en) | 2012-08-31 | 2019-08-13 | Hosei University | Method for concentrating metal compound by reduction and oxidation |
-
1997
- 1997-01-21 JP JP837697A patent/JPH10206594A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10378084B2 (en) | 2012-08-31 | 2019-08-13 | Hosei University | Method for concentrating metal compound by reduction and oxidation |
| KR101415173B1 (ko) * | 2012-11-30 | 2014-07-04 | 한국원자력연구원 | 방사성 핵종을 포함하는 폐액의 분리 회수 장치 및 이를 이용한 분리 회수 방법 |
| US9604154B2 (en) | 2012-11-30 | 2017-03-28 | Korea Atomic Energy Research Institute | Separation and recovery device for liquid waste including radionuclide, and separation and recovery method using the same |
| KR101585455B1 (ko) * | 2014-10-31 | 2016-01-15 | 한국수력원자력(주) | 액체 방사성 폐기물의 증발건조 처리장치 |
| KR101695565B1 (ko) * | 2015-09-22 | 2017-01-11 | 한국항공우주연구원 | 상 분리 장치 |
| KR101669131B1 (ko) * | 2016-01-25 | 2016-10-26 | 한국수력원자력 주식회사 | 방사성 액체 폐기물 증발 및 건조 시스템 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5678236A (en) | Method and apparatus for eliminating volatiles or airborne entrainments when vitrifying radioactive and/or hazardous waste | |
| US4666490A (en) | Aqueous waste vitrification process and apparatus | |
| US4892684A (en) | Method and apparatus for separating radionuclides from non-radionuclides | |
| US4017583A (en) | Volitilization process for separation of molybdenum-99 from irradiated uranium | |
| JP2013019734A (ja) | 汚染土壌の処理システム及び処理方法 | |
| KR102497975B1 (ko) | 파라핀 고화재를 사용하여 고형화되고 원자력발전소의 저장고에 보관되고 있는 방사성 농축 폐액 파라핀 고화체의 처리방법 | |
| JPH10206594A (ja) | 放射性廃棄物の処理方法および装置 | |
| US4818468A (en) | Continuous flow radioactive production | |
| JPH09171096A (ja) | 放射性廃棄物の処理方法およびその処理装置 | |
| KR101188680B1 (ko) | 염소수거 또는 방사성 요오드 제거가 수반된 방사성 폐기물의 고화 처리방법 및 이의 장치 | |
| US4399108A (en) | Method for reprocessing and separating spent nuclear fuels | |
| JP2633000B2 (ja) | 高放射性廃棄物の処理方法 | |
| JPS629171B2 (ja) | ||
| JP2551879B2 (ja) | 高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法 | |
| JPH10213697A (ja) | 放射性廃棄物の除染処理方法 | |
| US2574842A (en) | Method and apparatus for purifying and packaging uranium hexachloride | |
| JPH11248880A (ja) | 使用済燃料の処理方法 | |
| GB2113901A (en) | Apparatus and method for reprocessing and separating spent nuclear fuels | |
| Stanaway et al. | The solubility of transition metals, Mn and Co in liquid sodium | |
| JPS5950960B2 (ja) | 放射能汚染金属の減容処理方法 | |
| RU2190671C2 (ru) | Способ переработки ядерного топлива на основе металлического урана | |
| JP5584859B2 (ja) | 合金燃料製造装置 | |
| KR102539686B1 (ko) | 방사성 요오드 포집 및 고화 장치 및 이를 이용한 방사성 요오드의 포집 및 고화 방법 | |
| US3544307A (en) | Purification of polonium | |
| JP2000249792A (ja) | 放射性ヨウ素含有廃棄物の固化方法 |