JPS5817438B2 - 廃液処理法 - Google Patents
廃液処理法Info
- Publication number
- JPS5817438B2 JPS5817438B2 JP54077165A JP7716579A JPS5817438B2 JP S5817438 B2 JPS5817438 B2 JP S5817438B2 JP 54077165 A JP54077165 A JP 54077165A JP 7716579 A JP7716579 A JP 7716579A JP S5817438 B2 JPS5817438 B2 JP S5817438B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- waste liquid
- sodium sulfate
- liquid
- solidified
- concentration
- 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.)
- Expired
Links
Landscapes
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性廃液の処理法に関し、より詳しくは硫酸
ナトリウムを主成分とする放射性廃液の処理法に関する
。
ナトリウムを主成分とする放射性廃液の処理法に関する
。
沸とう水型原子力発電所では復水処理に用いる脱塩装置
の廃液として硫酸すｌ−ＩＪウムを主成分とする放射性
廃液が排出される。
の廃液として硫酸すｌ−ＩＪウムを主成分とする放射性
廃液が排出される。
現在この廃液は硫酸ナトリウム２０〜２５％まで濃縮し
た後セメン１〜やアスファルトで固化される。
た後セメン１〜やアスファルトで固化される。
固化物は放射能濃度が高い場合に固化した場所で長期間
保管される。
保管される。
この方法では放射線量の大きい廃棄物の場合に固化体中
の放射線による炭素結合の切断、あるいは放射線による
発熱等により固化体の強度が低下する。
の放射線による炭素結合の切断、あるいは放射線による
発熱等により固化体の強度が低下する。
また前記濃縮廃液を別の蒸発器により粉末状態に乾燥し
、場合によりベレツ１へ状に成型した後、また場合によ
り−たん保管貯蔵し、アスファルト等の疎水性固化剤で
固化する方法がある。
、場合によりベレツ１へ状に成型した後、また場合によ
り−たん保管貯蔵し、アスファルト等の疎水性固化剤で
固化する方法がある。
しかし、放射性核種を含む粉体が作業域に混入するのを
避けねばならないが粉体は極めて浮遊し易く液体より取
扱いが困難であるのでこのように放射性廃棄物を粉体化
することは好ましい方法ではない。
避けねばならないが粉体は極めて浮遊し易く液体より取
扱いが困難であるのでこのように放射性廃棄物を粉体化
することは好ましい方法ではない。
本発明は前記放射性廃液を冷時固体状になる濃度以上に
濃縮することにより、粉体を取扱わないでしかも固体状
で貯蔵しようとするものである。
濃縮することにより、粉体を取扱わないでしかも固体状
で貯蔵しようとするものである。
硫酸ナトリウム水溶液はある濃度以上で低温で固体状に
なる。
なる。
第１図は硫酸ナトリウム水溶液の状態図である。
Ｘ１以上の濃度、例えば５０％濃度で３２．３８４°Ｃ
以上の温度では固体無水硫酸ナトリウムと溶液との混合
した液体状態であるが、（第１図の１）この温度以下で
は固体無水硫酸ナトリウムと結晶水をもった硫酸すｌ−
ＩＪウムとの混合体になる。
以上の温度では固体無水硫酸ナトリウムと溶液との混合
した液体状態であるが、（第１図の１）この温度以下で
は固体無水硫酸ナトリウムと結晶水をもった硫酸すｌ−
ＩＪウムとの混合体になる。
（第１図の２）。この液体状態と固体状態との間の変化
は温度による可逆変化であり、温度の上昇、下降により
相の移動が行なわれる。
は温度による可逆変化であり、温度の上昇、下降により
相の移動が行なわれる。
本発明は上記相変化を示す硫酸ナトリウムの性質の利用
に着目したものである。
に着目したものである。
硫酸ナトリウムを主成分とする放射性廃液は中和タンク
中でＰＨを中性に調整した後、例えば強制循環型の蒸発
器により４０％以上の濃度に濃縮する。
中でＰＨを中性に調整した後、例えば強制循環型の蒸発
器により４０％以上の濃度に濃縮する。
濃縮液を蒸発缶から取出し、例えばドラム缶などの容器
に入れる。
に入れる。
濃縮液の入った容器は貯蔵場所に移し、放冷等により３
２°Ｃ以下に冷却すると容器内の硫酸ナトリウムは凝結
し、この状態で貯蔵される。
２°Ｃ以下に冷却すると容器内の硫酸ナトリウムは凝結
し、この状態で貯蔵される。
貯蔵中に含有放射能核種は減衰する。
必要期間貯蔵後、すなわち放射性核種が−・定水準以下
に減衰した後、貯蔵容器内の硫酸ナトＩＪつムを適当な
加熱装置、例えは電気誘導ヒーターなどを用いて融解す
る。
に減衰した後、貯蔵容器内の硫酸ナトＩＪつムを適当な
加熱装置、例えは電気誘導ヒーターなどを用いて融解す
る。
液相に変った濃縮廃液をセメン］・、アスファルト、プ
ラスチック、ガラスなどの適当な材料を用いて固化する
。
ラスチック、ガラスなどの適当な材料を用いて固化する
。
本発明の−・実施態様が第２図に示される。
この、′装置は廃液を連続的に又は間欠的に処理できる
。
。
廃液は循環ポンプ２により蒸発器３、加熱器４に循環さ
れる。
れる。
加熱器４で蒸気により昇温されだ廃液は循環ポンプ２に
より蒸発（濃縮）装置３に送られここで蒸発する。
より蒸発（濃縮）装置３に送られここで蒸発する。
蒸発器内の液は廃液の流入１［１及び流出口より高い水
準に保ち循環液の液切れが生じないようにすることが望
ましい。
準に保ち循環液の液切れが生じないようにすることが望
ましい。
このため蒸発に伴なう減少液量は補給廃液により補給し
液面を一定水準範囲に保たせる。
液面を一定水準範囲に保たせる。
補給廃液１は循環系の適宜の位置に導入きせる。
廃液の濃度は濃縮）液に常に接する位置に設置した濃度
計により計測することができ、通常屈折式濃度計が用い
られる。
計により計測することができ、通常屈折式濃度計が用い
られる。
所定濃度に達すると蒸気加熱を停止して濃縮液を取出口
５より抜出し適当な容器７に充てんする。
５より抜出し適当な容器７に充てんする。
濃縮液の充てんされた容器は所定貯蔵所に移送しンて放
冷同化させる。
冷同化させる。
蒸発器３で蒸発した水蒸気は蒸気排出部６より排出され
、必要なら適当なデミスフ−で同伴ミストが除去される
。
、必要なら適当なデミスフ−で同伴ミストが除去される
。
捕集されたミストは前記濃縮液とともに容器に収納して
も良い。
も良い。
例えは硫酸ナト１．Ｊラム１．０重量％の廃液４５８０
Σに９／ｈｒを蒸発器巾約９４°Ｃで処理し、硫酸ナト
リウム５０重量％の濃縮液８２．６ ｋｇ／ ｈｒを得
ることができる。
Σに９／ｈｒを蒸発器巾約９４°Ｃで処理し、硫酸ナト
リウム５０重量％の濃縮液８２．６ ｋｇ／ ｈｒを得
ることができる。
固定貯蔵中に半減１９１の比較的短い核種はかなり減衰
する。
する。
通常含まれる放射性核種の半減１０］は、例えは６０Ｃ
ｏは５．２６３年、”４Ｍｎは３０３日である。
ｏは５．２６３年、”４Ｍｎは３０３日である。
実施例
硫酸ナトリウムの４０％、５０％、６０％の水溶液］−
００ｍｌを３００ｍ１ＪＩＳビーカー中に調製し、加熱
溶解し、これを３２°Ｃ以下に放冷すると溶液は固化し
た。
００ｍｌを３００ｍ１ＪＩＳビーカー中に調製し、加熱
溶解し、これを３２°Ｃ以下に放冷すると溶液は固化し
た。
これを４０’Ｃの水浴中で再び融解せた。
繰返し行なった融解時間はそれぞれ平均１５分、２５分
、３５分であった。
、３５分であった。
本発明によれは放射性廃液が粉体として取扱われないの
で粉体による各種機器の汚染がなく、また本発明により
放射線量の大きい廃棄物を直ちにアスファルト、コンク
リートなどで固化させることを排除することができ、高
線量によるアスファルト固化体、プラスチック同化体な
どの強度の低下が回避され、最終処理の安全性が高めら
れる。
で粉体による各種機器の汚染がなく、また本発明により
放射線量の大きい廃棄物を直ちにアスファルト、コンク
リートなどで固化させることを排除することができ、高
線量によるアスファルト固化体、プラスチック同化体な
どの強度の低下が回避され、最終処理の安全性が高めら
れる。
； 第１図は硫酸すｌ−ＩＪウム水溶液の状態図、１・
・・・・・固体Ｎａ２ＳＯ４＋溶液、２・・・・・・固
体Ｎ ａ２ Ｓ ０４． ＋Ｎａ２Ｓ０４１０■Ｉ２０
．３・・・・・・均質溶液、４・・・・・・Ｎ ａ ２
Ｓ ０４１０ Ｉ４？ Ｏ＋浴溶液第２図は本発明の
濃縮上程の一実施態様の説明図である。 ・ １・・・・・・補給廃液、２・・・・・・循環ポン
プ、３・・・・・・蒸発器、４・・・・・・加熱器、５
・・・・・・取出口、６・・・・・・蒸気排出部。
・・・・・固体Ｎａ２ＳＯ４＋溶液、２・・・・・・固
体Ｎ ａ２ Ｓ ０４． ＋Ｎａ２Ｓ０４１０■Ｉ２０
．３・・・・・・均質溶液、４・・・・・・Ｎ ａ ２
Ｓ ０４１０ Ｉ４？ Ｏ＋浴溶液第２図は本発明の
濃縮上程の一実施態様の説明図である。 ・ １・・・・・・補給廃液、２・・・・・・循環ポン
プ、３・・・・・・蒸発器、４・・・・・・加熱器、５
・・・・・・取出口、６・・・・・・蒸気排出部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 硫酸ナトリウムを主成分とする放射性廃液をを硫酸
ナトＩＪウムの濃度が４０〜６０％になる迄。 濃縮し、濃縮廃液を容器に入れて、３２℃以下の温度で
冷即固形化させて貯蔵し、放射性核種が減衰した後固形
化廃液を加熱融解し、これをセメント、アスファルト、
プラスチック又はガラス等の安定な固化剤中に固化する
ことを特徴とする放射性廃液の処理法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54077165A JPS5817438B2 (ja) | 1979-06-19 | 1979-06-19 | 廃液処理法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54077165A JPS5817438B2 (ja) | 1979-06-19 | 1979-06-19 | 廃液処理法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS561397A JPS561397A (en) | 1981-01-09 |
| JPS5817438B2 true JPS5817438B2 (ja) | 1983-04-07 |
Family
ID=13626168
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP54077165A Expired JPS5817438B2 (ja) | 1979-06-19 | 1979-06-19 | 廃液処理法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5817438B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0745678B2 (ja) * | 1986-10-13 | 1995-05-17 | 日本鋼管株式会社 | 水溶性調質圧延液および調質圧延方法 |
| JP6686210B1 (ja) * | 2019-04-26 | 2020-04-22 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 排水処理方法及び排水処理設備 |
| JP6731515B1 (ja) * | 2019-04-26 | 2020-07-29 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 排水処理設備及び排水処理方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5285699A (en) * | 1976-01-09 | 1977-07-16 | Hitachi Ltd | Storing method for radioactive waste |
-
1979
- 1979-06-19 JP JP54077165A patent/JPS5817438B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS561397A (en) | 1981-01-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| GB1063533A (en) | Concentration of solutions containing radioactive materials by evaporation | |
| US3507801A (en) | Entrapment of radioactive waste water using sodium borate | |
| JPS5817438B2 (ja) | 廃液処理法 | |
| CA1210217A (en) | Recovery of boric acid from nuclear waste | |
| CN115053301B (zh) | 用于浓缩液体放射性废物的方法 | |
| SE8002216L (sv) | Forfarande och anordning for upparbetning av ett i ett kernkraftverk erhallet radioaktivt avloppsvatten | |
| US4834936A (en) | Continuous dissolution apparatus for spent nuclear fuel | |
| JP6970682B2 (ja) | 金属表面の除染作業からの排水を処理する方法、排水処理装置および排水処理装置の使用 | |
| JPH0149919B2 (ja) | ||
| US4832874A (en) | Method of solidifying radioactive waste and solidified product thereof | |
| JP2883672B2 (ja) | 高レベル放射性廃棄物の固化処理、貯蔵、処分に関する方法と設備 | |
| JPS54158599A (en) | Disposal of boric-acid-containing waste liquid from nuclear power plant | |
| RU2189649C2 (ru) | Способ подготовки высокоактивных азотнокислых растворов к отверждению | |
| JPS63315998A (ja) | 放射性廃液の処理方法 | |
| CA1155083A (en) | Method of reconditioning radioactive filtrate | |
| AU610889B2 (en) | Method of and apparatus for treating photographic process waste liquor through concentration by evaporation | |
| RU2858046C1 (ru) | Способ переработки радиоактивных растворов после дезактивации оборудования реакторов бн | |
| JPS5455300A (en) | Heating method of storage tank for radioactive waste liquid | |
| JP2930394B2 (ja) | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 | |
| US4923639A (en) | Method of processing plutonium and/or uranyl nitrate | |
| JPS6154199B2 (ja) | ||
| Touhill et al. | TREATMENT OF WASTE SOLIDIFICATION CONDENSATES. | |
| JP2000275392A (ja) | ほう酸廃液の処理方法及び廃液処理装置 | |
| JPS6155078B2 (ja) | ||
| Grosche Filho et al. | Design of an evaporator/crystallizer for radioactive liquid waste treatment |