JPS58204395A - 放射性廃液の固化処理方法 - Google Patents
放射性廃液の固化処理方法Info
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- JPS58204395A JPS58204395A JP8867482A JP8867482A JPS58204395A JP S58204395 A JPS58204395 A JP S58204395A JP 8867482 A JP8867482 A JP 8867482A JP 8867482 A JP8867482 A JP 8867482A JP S58204395 A JPS58204395 A JP S58204395A
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Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (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】
本発明は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）で発生したホウ酸
を含む放射性廃液の固化処理方法に関する。
を含む放射性廃液の固化処理方法に関する。
従来、ＰＷＲの一次冷却水中には反応度制御の目的でホ
ウ酸が添加されている。−次冷却水は、体積制御（−次
冷却水の温度変化による体積の増減の調整）、あるいは
ホウ酸濃度の調整のため、必要に応じて体積制御タンク
の手＠刀・ら抜出される。この抜出さｎた一次冷却水で
あるホウ酸廃液はホウ酸回収設備に移され、ホウ酸と水
とを回収して再使用さｎる。しη・しホウ着水として回
収されたホウ酸中の濁度成分が高い場合は再使用でさす
（再使用基準５ ＰＰｍ以下）、ドラム罐に充填してセ
メント等で固化され、固体廃棄物として処理される。従
来、固化処理にあたっては冷却水であるホウ酸廃液ヲ前
処堆としてＮａＱＨ等のアルカリで中和し、ついで薄膜
蒸発法等の方法で濃縮、乾燥してその残渣會セメントあ
るいはア７ファルトを用いて固化する方法が用いられて
いる。前処理としてはさらに濃縮から乾燥に至る過程に
おけるコロイド状沈殿物の蒸発罐中での生成現象を防止
するために、沈澱改質４）７（主としてＣａ Ｃ０３あ
るいばＣａ Ｏ）を添加することが行なわれている。こ
の結果、乾燥物はＣａ ＣＯａあるいはＣａＯおよびＮ
ａ２Ｂ４Ｏ７’１主体とする成分で構成される。これを
溶融同化することによＶ減谷性ン者しく高める処理を行
なった場合、この乾゛標物自身の浴融固化体はＣａＯ−
Ｂ２Ｏ３糸（例えば３ Ｃａ Ｏ−Ｂ ２０ ａ、２Ｃ
ａ０．８２０３、ＣａＯ−Ｂ２Ｏ３、Ｃａ０・２Ｂ２０
３など）、Ｎ ａ ２０− Ｂ ２０３系（例えば３Ｎ
ａ２０−Ｂ２０３、Ｎ ａ ２°’Ｂ２°ａ 、 ２
Ｎ １２°’Ｂ２°ａ 、 Ｎａ ２°゛２Ｂ２°３・
Ｎ ａ ２０・３ Ｂ ２０３など）の鉱物相が混在し
た固イに体となる。ここでＢ ２０ ａはＣａＯと優先
的に結合し、アルカリ土類金属ホウ酸塩を形成し水に難
谷となるが、Ｂ２Ｏ３がＮ ａ ２０と結合したアルカ
リ金属ホウ酸塩は水に易溶であるため、上記乾燥物ケそ
のまま溶融して得られた同化体を水に浸漬するとＮａ２
０−Ｂ２Ｏ３糸成分が溶出し物理的化学的に安定な固化
物は得られない。
ウ酸が添加されている。−次冷却水は、体積制御（−次
冷却水の温度変化による体積の増減の調整）、あるいは
ホウ酸濃度の調整のため、必要に応じて体積制御タンク
の手＠刀・ら抜出される。この抜出さｎた一次冷却水で
あるホウ酸廃液はホウ酸回収設備に移され、ホウ酸と水
とを回収して再使用さｎる。しη・しホウ着水として回
収されたホウ酸中の濁度成分が高い場合は再使用でさす
（再使用基準５ ＰＰｍ以下）、ドラム罐に充填してセ
メント等で固化され、固体廃棄物として処理される。従
来、固化処理にあたっては冷却水であるホウ酸廃液ヲ前
処堆としてＮａＱＨ等のアルカリで中和し、ついで薄膜
蒸発法等の方法で濃縮、乾燥してその残渣會セメントあ
るいはア７ファルトを用いて固化する方法が用いられて
いる。前処理としてはさらに濃縮から乾燥に至る過程に
おけるコロイド状沈殿物の蒸発罐中での生成現象を防止
するために、沈澱改質４）７（主としてＣａ Ｃ０３あ
るいばＣａ Ｏ）を添加することが行なわれている。こ
の結果、乾燥物はＣａ ＣＯａあるいはＣａＯおよびＮ
ａ２Ｂ４Ｏ７’１主体とする成分で構成される。これを
溶融同化することによＶ減谷性ン者しく高める処理を行
なった場合、この乾゛標物自身の浴融固化体はＣａＯ−
Ｂ２Ｏ３糸（例えば３ Ｃａ Ｏ−Ｂ ２０ ａ、２Ｃ
ａ０．８２０３、ＣａＯ−Ｂ２Ｏ３、Ｃａ０・２Ｂ２０
３など）、Ｎ ａ ２０− Ｂ ２０３系（例えば３Ｎ
ａ２０−Ｂ２０３、Ｎ ａ ２°’Ｂ２°ａ 、 ２
Ｎ １２°’Ｂ２°ａ 、 Ｎａ ２°゛２Ｂ２°３・
Ｎ ａ ２０・３ Ｂ ２０３など）の鉱物相が混在し
た固イに体となる。ここでＢ ２０ ａはＣａＯと優先
的に結合し、アルカリ土類金属ホウ酸塩を形成し水に難
谷となるが、Ｂ２Ｏ３がＮ ａ ２０と結合したアルカ
リ金属ホウ酸塩は水に易溶であるため、上記乾燥物ケそ
のまま溶融して得られた同化体を水に浸漬するとＮａ２
０−Ｂ２Ｏ３糸成分が溶出し物理的化学的に安定な固化
物は得られない。
通常、放射性廃棄物の同化体は海洋処分か陸地処分かに
よって具備すべき条件も異なってくるが、一般的には放
射性物質の浸出（水、海水などへの）の少ないことが要
求さ扛る。丁なわち固化体の処分用容器が万一破損、劣
化して同化体が容器刀為ら漏洩しても、放射性物質が水
や河水などによって固化体から浸出し、汚染の拡大が生
ずることの１ ないことが必須であって、耐゛俗出性を同上させること
は放射性廃液の固化処理に２いてきわめて重要である。
よって具備すべき条件も異なってくるが、一般的には放
射性物質の浸出（水、海水などへの）の少ないことが要
求さ扛る。丁なわち固化体の処分用容器が万一破損、劣
化して同化体が容器刀為ら漏洩しても、放射性物質が水
や河水などによって固化体から浸出し、汚染の拡大が生
ずることの１ ないことが必須であって、耐゛俗出性を同上させること
は放射性廃液の固化処理に２いてきわめて重要である。
本発明者らは、０１］記挙情に鑑みて固化体の溶出５１
０２および／筐たはＡ Ｊ ２０３を含む物質を添加し
て溶融固化することにより放射性を有する水溶性鉱物相
の水への溶出性を低減しうろことを見出し本発明全完成
するに至った。
０２および／筐たはＡ Ｊ ２０３を含む物質を添加し
て溶融固化することにより放射性を有する水溶性鉱物相
の水への溶出性を低減しうろことを見出し本発明全完成
するに至った。
すなわち不発明方法は、加圧水型原子炉で発生ホウ酸を
含む廃液全前処理し、乾燥、溶融固化する廃液の処理方
法において、Ｓ ｔ ０２および／またはＡｌ２Ｏ２を
構成成分として含む添加物全添加して溶融固化し、減容
性が大きくかつ耐浸出性に優れた固化物を得る放射性廃
液の固化処理方法を提供するｔのである。
含む廃液全前処理し、乾燥、溶融固化する廃液の処理方
法において、Ｓ ｔ ０２および／またはＡｌ２Ｏ２を
構成成分として含む添加物全添加して溶融固化し、減容
性が大きくかつ耐浸出性に優れた固化物を得る放射性廃
液の固化処理方法を提供するｔのである。
本発明方法は上記添加物を加えることに、ｃ！ｌｌ、Ｎ
ａ２０３−Ｂ２０３ 糸の水への溶出性が低下し水溶性
鉱物相が実質的に消滅する。
ａ２０３−Ｂ２０３ 糸の水への溶出性が低下し水溶性
鉱物相が実質的に消滅する。
本発明方法にＰいて用いらｎる添加物はＳ ｒ ０２単
独、ＣａＯとＳｉＯ２とノミｗ合物、ＡＥ２０３単独、
Ａ ｌ ２０３トＣａ Ｏま２ ｉｊ Ｃａ Ｏ−Ｓ
ｔ Ｏ２との混合物のいずれであってもよい。中で％
Ｓ ｒ ０２単独、ＣａＯ−Ｓ ｔ Ｏ２混合物の添加
が好ましく、さらにはＡ／２０３−５ｉｎ２． Ａｌ２
Ｏ３−ＣａＯ−８ｉＯ２の添加が好ましい。
独、ＣａＯとＳｉＯ２とノミｗ合物、ＡＥ２０３単独、
Ａ ｌ ２０３トＣａ Ｏま２ ｉｊ Ｃａ Ｏ−Ｓ
ｔ Ｏ２との混合物のいずれであってもよい。中で％
Ｓ ｒ ０２単独、ＣａＯ−Ｓ ｔ Ｏ２混合物の添加
が好ましく、さらにはＡ／２０３−５ｉｎ２． Ａｌ２
Ｏ３−ＣａＯ−８ｉＯ２の添加が好ましい。
こｎら添加物の添加は前処理工程において、中和剤（Ｎ
ａＯＨ＠ど〕、沈殿改良剤（ＣａＯ１Ｃａ ＣＯａなど
）とともに廃液に添加してもよく、あるいは廃液を乾燥
工程にて処理して得九残渣に溶融固化前に添加してもよ
い。
ａＯＨ＠ど〕、沈殿改良剤（ＣａＯ１Ｃａ ＣＯａなど
）とともに廃液に添加してもよく、あるいは廃液を乾燥
工程にて処理して得九残渣に溶融固化前に添加してもよ
い。
１次これら各種添加物の廃液残渣１００重量部に対する
添加４１つぎの第１表に示す。
添加４１つぎの第１表に示す。
以上述べたごとく、本発明方法によれば放射性をおびた
ホウ酸廃液溶融固化物中の易溶性の鉱物組成がＳ ｔ
０２等の添ｍに１ ｒ） Ｎ ａ ２０− Ｂ ２０３
−３ ｔ ０２糸等の難溶性の鉱物相葦たはガフヌ＋目
になるため固化物からの水溶性鉱物相の溶出が激減し、
減容性が大きく刀１つ耐浸出性の大きい同化体を得るこ
とができる。
ホウ酸廃液溶融固化物中の易溶性の鉱物組成がＳ ｔ
０２等の添ｍに１ ｒ） Ｎ ａ ２０− Ｂ ２０３
−３ ｔ ０２糸等の難溶性の鉱物相葦たはガフヌ＋目
になるため固化物からの水溶性鉱物相の溶出が激減し、
減容性が大きく刀１つ耐浸出性の大きい同化体を得るこ
とができる。
以下に本発明を実施例あ−よび比較例、参考例によりさ
らに詳しく説明する。なお、溶出率は以下に示す方法に
よって測定した。
らに詳しく説明する。なお、溶出率は以下に示す方法に
よって測定した。
（測定方法）
５〜２０メツシユに粉砕した溶融固化物１０ｆ全俗出准
（蒸留水）２００．／中に入れ、室温で６時間振とうて
る。次に溶出液を沖過して一定量のｐ液を蒸発乾固した
後秤量し、溶解（溶出）した全成分（通常Ｔ Ｄ Ｓ
： Ｔｏｔａｌ Ｄｉｓｓｏｌｖｅｄ ５ｏｌｉｄｓと
いう）の濃度を求める。
（蒸留水）２００．／中に入れ、室温で６時間振とうて
る。次に溶出液を沖過して一定量のｐ液を蒸発乾固した
後秤量し、溶解（溶出）した全成分（通常Ｔ Ｄ Ｓ
： Ｔｏｔａｌ Ｄｉｓｓｏｌｖｅｄ ５ｏｌｉｄｓと
いう）の濃度を求める。
（溶出率の計算）
参考例
ＰＷＲで発生したホウ酸洗ｇ！を乾燥して乾燥残渣を得
た。該残渣の溶出率を測定した結果、９６％であった。
た。該残渣の溶出率を測定した結果、９６％であった。
比較例
参考例で得られた残渣をさらにマイクロ波で溶融し同化
体を得た。この固化体の溶出率を測定した結果６４％で
あった。
体を得た。この固化体の溶出率を測定した結果６４％で
あった。
実施例１〜１５
ＰＷＲで発生したホウ酸廃液の乾燥残渣１００重盪部に
対して、第２表に示した量の各添加物を加えて溶融した
以外、比較例と同様にして固化体′（ｉｌ−得た。この
固化体の溶出率測定結果を第２表に示す。
対して、第２表に示した量の各添加物を加えて溶融した
以外、比較例と同様にして固化体′（ｉｌ−得た。この
固化体の溶出率測定結果を第２表に示す。
第２表
一
Claims (1)
- （１） 加圧水型原子炉で発生したポウ酸を含む廃液
を前処理し、乾燥、溶融固化する廃液の処理方法におい
て、Ｓ ｔ ０２お工び／またはＡ１２ｏ３を構成成分
として含む添加物全添加して溶融固化することを特徴と
する放射性廃液の固化処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8867482A JPS58204395A (ja) | 1982-05-24 | 1982-05-24 | 放射性廃液の固化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8867482A JPS58204395A (ja) | 1982-05-24 | 1982-05-24 | 放射性廃液の固化処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58204395A true JPS58204395A (ja) | 1983-11-29 |
Family
ID=13949365
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8867482A Pending JPS58204395A (ja) | 1982-05-24 | 1982-05-24 | 放射性廃液の固化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58204395A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4710266A (en) * | 1983-08-09 | 1987-12-01 | Ebara Corporation | Apparatus for subjecting a radioactive sodium borate waste solution to volume reduction and solidification |
-
1982
- 1982-05-24 JP JP8867482A patent/JPS58204395A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4710266A (en) * | 1983-08-09 | 1987-12-01 | Ebara Corporation | Apparatus for subjecting a radioactive sodium borate waste solution to volume reduction and solidification |
| US4725383A (en) * | 1983-08-09 | 1988-02-16 | Ebara Corporation | Process for volume reduction and solidification of a radioactive sodium borate waste solution |
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