JPS592360B2 - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
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- JPS592360B2 JPS592360B2 JP11770078A JP11770078A JPS592360B2 JP S592360 B2 JPS592360 B2 JP S592360B2 JP 11770078 A JP11770078 A JP 11770078A JP 11770078 A JP11770078 A JP 11770078A JP S592360 B2 JPS592360 B2 JP S592360B2
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- Japan
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- waste liquid
- radioactive waste
- concentration
- radioactive
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性廃液の処理方法に関する。
より詳細に述べれば、本発明は、含有される放射性物質
濃度が極めて低いため従来の廃液処理方法では処理する
ことが困難な放射性廃液中の放射性物質を除去する方法
に関する。
濃度が極めて低いため従来の廃液処理方法では処理する
ことが困難な放射性廃液中の放射性物質を除去する方法
に関する。
放射性廃液の処理方法としては、従来
（イ）蒸発処理
（ロ）イオン交換処理
（ハ）凝集沈澱処理
に）脱水ろ過処理
（ホ）・ 凍結再融解処理 および
（へ）泡沫分離処理
等が採用されている。
これら従来の処理方法の場合除染係数（注１）が一般に
低くて１〜２けた程度である。
低くて１〜２けた程度である。
又、蒸発処理の場合の除染係数は１０３〜１０５ないし
はそれ以上が期待出来るが、他方コストが高いという欠
点がある。
はそれ以上が期待出来るが、他方コストが高いという欠
点がある。
（Ｄｅｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎ Ｆａｃｔｏｒ：Ｄ
Ｆ）除染係数が１〜２けた程度という低い従来技術は、
有害元素の濃度範囲がｐｐｍ程度である一般産業廃水に
は適用できでも、含有される放射性物質を１０ ｐ
ｐｍ程度まで除染して廃棄することが法令により要求さ
れている放射性廃液に対しては効果が期待出来ない。
Ｆ）除染係数が１〜２けた程度という低い従来技術は、
有害元素の濃度範囲がｐｐｍ程度である一般産業廃水に
は適用できでも、含有される放射性物質を１０ ｐ
ｐｍ程度まで除染して廃棄することが法令により要求さ
れている放射性廃液に対しては効果が期待出来ない。
即ち、放射性廃液中に含有される放射性物質の物質濃度
は充分に低くても、放射能濃度〔単位容積あたりの放射
能量（μＣｉ／ｃｒｔす］ という観点からは、生体
系に極めて危険な場合があるのが放射性廃液の特徴だか
らである。
は充分に低くても、放射能濃度〔単位容積あたりの放射
能量（μＣｉ／ｃｒｔす］ という観点からは、生体
系に極めて危険な場合があるのが放射性廃液の特徴だか
らである。
例えば、５８Ｃｏの場合、液中の含量が１１０−６ｐｐ
という低濃度であっても、放射能濃度は０．０３μＣｉ
〆琥という危険（中レベル）な廃液である。
という低濃度であっても、放射能濃度は０．０３μＣｉ
〆琥という危険（中レベル）な廃液である。
（科学技術庁告示２２号による水中許容濃度は９ｘｌＯ
’μＣｉ雇である。
’μＣｉ雇である。
告示２２号別表１）通常の産業廃水の処理技術は、廃水
に含有される有害物質濃度が数ｐｐｍから１１０−３ｐ
ｐの場合を対象とするものであって、１０−４〜１１０
１０ｐｐという極微量の放射性物質の除去を目的とする
放射性廃液の処理技術とは本質的に技術思想を異にする
ものである。
に含有される有害物質濃度が数ｐｐｍから１１０−３ｐ
ｐの場合を対象とするものであって、１０−４〜１１０
１０ｐｐという極微量の放射性物質の除去を目的とする
放射性廃液の処理技術とは本質的に技術思想を異にする
ものである。
一般に極低濃度の溶液中では、含有される物質が同一種
類であってもマクロ量とは異なる複雑な挙動をとる。
類であってもマクロ量とは異なる複雑な挙動をとる。
従って、従来の一般産業廃水の処理技術が原理的に全ぐ
適用出来なくなる場合が多い。
適用出来なくなる場合が多い。
従って、従来原子力発電所を中心とする原子力産肩分野
においては、放射性廃液を全量蒸発させて凝縮水を一般
環境に放出し、蒸発して残ったスラリー中に放射性元素
を濃縮する方法を採用していた。
においては、放射性廃液を全量蒸発させて凝縮水を一般
環境に放出し、蒸発して残ったスラリー中に放射性元素
を濃縮する方法を採用していた。
前述した如く、この処理技術は、高い除染係数を有する
うえ、広汎な種類の放射性廃液に対して安定した運転が
可能であるが、他方コストが高いという欠点があり、事
実、燃料費等の経済性を無視して採用しているのが現状
である。
うえ、広汎な種類の放射性廃液に対して安定した運転が
可能であるが、他方コストが高いという欠点があり、事
実、燃料費等の経済性を無視して採用しているのが現状
である。
本発明者等は鋭意研究の結果、放射性廃液をアルミニウ
ム又はアルミニウム合金を陽極として用い直流電解する
ことにより、下記の式の様に陽極ではアルミニウムが溶
解して水と反応して水酸化アルミニウムの沈澱が生成し
陰極では水素ガスが発生する。
ム又はアルミニウム合金を陽極として用い直流電解する
ことにより、下記の式の様に陽極ではアルミニウムが溶
解して水と反応して水酸化アルミニウムの沈澱が生成し
陰極では水素ガスが発生する。
陽極 陰極
ＡＺ＋３ Ｈ２０−＋Ａｔ（ＯＨ） ３．！、＋３ Ｈ
２生成した水酸化アルミニウムは活性が強いので廃液中
の極低濃度の有害核種を吸着させ、除去することが出来
る。
２生成した水酸化アルミニウムは活性が強いので廃液中
の極低濃度の有害核種を吸着させ、除去することが出来
る。
アルミニウム単元素陽極の場合でもこの陽極反応は進行
するが、長時間電解を継続していると不動態化現象を起
こすことがあるのでインジウム、ガリウム、ナトリウム
又はリチウム等との合金を陽極として使用することがよ
り好ましい。
するが、長時間電解を継続していると不動態化現象を起
こすことがあるのでインジウム、ガリウム、ナトリウム
又はリチウム等との合金を陽極として使用することがよ
り好ましい。
合金として使用する場合その組成は、インジウム又はガ
リウムの場合０．１〜１重量％、ナトリウムの場合０．
０１〜０．１重量多含有させることが出来る。
リウムの場合０．１〜１重量％、ナトリウムの場合０．
０１〜０．１重量多含有させることが出来る。
従って、本発明の目的は、１０〜１０ ｐｐｍという
極低濃度の有害放射性核種を含む放射性廃液から該有害
核種を効率よく経済的に除去する新規な方法を提供する
ことである。
極低濃度の有害放射性核種を含む放射性廃液から該有害
核種を効率よく経済的に除去する新規な方法を提供する
ことである。
本発明による方法で効率よく分離除去が可能な放射性核
種は （Ａ） ５１Ｃｒ、５８Ｃｏ、６０Ｃｏ等重金属元素、
（Ｂ＞ ］ ４°Ｌａ、”３Ｃｅ等ランタイド元素、
（Ｃ） ２３”Ｐ ｕ ＋ ””９Ｎｐ等アクチノイ
ド元素、等である。
種は （Ａ） ５１Ｃｒ、５８Ｃｏ、６０Ｃｏ等重金属元素、
（Ｂ＞ ］ ４°Ｌａ、”３Ｃｅ等ランタイド元素、
（Ｃ） ２３”Ｐ ｕ ＋ ””９Ｎｐ等アクチノイ
ド元素、等である。
なかでもクロム、コバルト等重金属放射性核種は１０２
〜１０４程度の除染係数でもって極めて効率よく分離除
去出来る。
〜１０４程度の除染係数でもって極めて効率よく分離除
去出来る。
又、本発明による処理方法は、放射性廃液のｐＨに依存
して高レベルから低レベル、即ち放射能濃度が１０６μ
ＣｉΔｍｌから１０−６μＣｉ肩 の放射性廃液に適用
出来ろ。
して高レベルから低レベル、即ち放射能濃度が１０６μ
ＣｉΔｍｌから１０−６μＣｉ肩 の放射性廃液に適用
出来ろ。
即ち、本発明を適用する場合、放射性廃液のｐＨを２〜
９程度に調整することが必要であって、強酸性および強
アルカリ性の放射性廃液に対してはそれ程の期待は出来
ない。
９程度に調整することが必要であって、強酸性および強
アルカリ性の放射性廃液に対してはそれ程の期待は出来
ない。
又、本発明次 リチウム、ナトリウム、カリウム等アル
カリ♀属およびマグネシウム、カルシウム等アルカリ土
類金属の放射性核種に対しては効果が期待出来ないがア
ルカリ土類金属の中でもストロンチウムに対しては効果
がある。
カリ♀属およびマグネシウム、カルシウム等アルカリ土
類金属の放射性核種に対しては効果が期待出来ないがア
ルカリ土類金属の中でもストロンチウムに対しては効果
がある。
以下、実施例を掲げて本発明の構成および効果を具体的
に説明する。
に説明する。
尚、実施例は、本発明の作用効果が最も顕著に発揮され
る態様を掲げたものであって、本発明はこれら実施例に
限定されない。
る態様を掲げたものであって、本発明はこれら実施例に
限定されない。
尚、実施例において放射能濃度はμＣｉ潟含有量はｐｐ
ｍで表す。
ｍで表す。
実施例 Ｉ
ＵＯ２１ＴＩＩｉを原子炉で照射し、ＨＮＯ３に溶解乾
固後１００ｙｄの水に溶解し、ＮａＯＨでｐＨを７に調
整した液を処理すべき放射性廃液として使用した。
固後１００ｙｄの水に溶解し、ＮａＯＨでｐＨを７に調
整した液を処理すべき放射性廃液として使用した。
陽極としてインジウムを０．５重量多含有するアルミニ
ウム合金、陰極としてステンレス板を使用し、直流電流
濃度０．５人／ｌ、電解時間９０分でこの放射性廃液を
電気分解した。
ウム合金、陰極としてステンレス板を使用し、直流電流
濃度０．５人／ｌ、電解時間９０分でこの放射性廃液を
電気分解した。
電解処理後廃液中に浮遊した沈澱を東洋ろ紙Ａ５Ｃで炉
別した液の放射能濃度（ｔｔ Ｃｉ／７′）Ｅｌび含有
量（ｐｐｍ）を電解前の値と比較し、除染係数（ＤＦ）
を求めた。
別した液の放射能濃度（ｔｔ Ｃｉ／７′）Ｅｌび含有
量（ｐｐｍ）を電解前の値と比較し、除染係数（ＤＦ）
を求めた。
結果は表−１に示す通りである。
実施例 ２
ステンレス鋼１７７１１！を原子炉で照射し、王水に溶
解、蒸発乾固後、１００−の水に溶解し、ＮａＯＨでｐ
Ｈを７に調整した液を処理すべき放射性廃液としてｆｉ
し、リチウムを０．０５重量係含有するアルミニウム合
金を陽極として使用した以外には実施例１と同じ方法を
くり返した。
解、蒸発乾固後、１００−の水に溶解し、ＮａＯＨでｐ
Ｈを７に調整した液を処理すべき放射性廃液としてｆｉ
し、リチウムを０．０５重量係含有するアルミニウム合
金を陽極として使用した以外には実施例１と同じ方法を
くり返した。
実験の結果を表−２に示す。
実施例 ３
ニッケルシート１ｍ１１を原子炉で照射し、ＨＮＯ３で
溶解し、イオン交換樹脂で５８Ｃｏを分離し、ＮａＯＨ
でｐＨを７に調整した液を処理すべき放射性廃液として
使用し、アルミニウム単元素の陽極を匣用した以外には
実施例１の方法をくり返した。
溶解し、イオン交換樹脂で５８Ｃｏを分離し、ＮａＯＨ
でｐＨを７に調整した液を処理すべき放射性廃液として
使用し、アルミニウム単元素の陽極を匣用した以外には
実施例１の方法をくり返した。
実験の結果を表−３に示す。表−３
実施例 ４
日本原子力研究所の使用済核燃料再処理施設Ｐｕ廃液（
〜４ＮＨＮＯ３）を約６０倍に希釈しだ液を処理すべき
放射性廃液として使用した以外には実施例１の方法をく
り返した。
〜４ＮＨＮＯ３）を約６０倍に希釈しだ液を処理すべき
放射性廃液として使用した以外には実施例１の方法をく
り返した。
結果を表−４に示す。
表−４
実施例１〜４の結果から明らかな様に、本発明によれば
放射性廃液から多くの放射性核種を除去することが出来
る。
放射性廃液から多くの放射性核種を除去することが出来
る。
例えば２３９Ｎｐについては、含有量が１．７ Ｘ １
０Ｏ−７ｐｐという程度の低濃度であっても、放射能濃
度としては４１． ＯＸ １０−２μＣ１肩とかなり危
険である放射性廃液が本発明法で処理した結果６００以
上の高い除染係数で２３９ Ｎｐか除去された。
０Ｏ−７ｐｐという程度の低濃度であっても、放射能濃
度としては４１． ＯＸ １０−２μＣ１肩とかなり危
険である放射性廃液が本発明法で処理した結果６００以
上の高い除染係数で２３９ Ｎｐか除去された。
又１４０ＬａＫついては、含有量３．４Ｘ１０−９ｐｐ
ｍ、放射能濃度１．９Ｘ １０−３μＣ１肩 の放射性
廃液が本発明法で処理した結果１６０以上の高い除染係
数で１４０Ｌａが除去された。
ｍ、放射能濃度１．９Ｘ １０−３μＣ１肩 の放射性
廃液が本発明法で処理した結果１６０以上の高い除染係
数で１４０Ｌａが除去された。
５８Ｃｏについては、含有量３．１５Ｘ１０−６ｐ ｐ
ｒｎ、放射能濃度０．１μＣｉ Ａｌ１１の放射性廃液
が本発明法で処理した結果２３０という高い除染係数で
５８ｃ。
ｒｎ、放射能濃度０．１μＣｉ Ａｌ１１の放射性廃液
が本発明法で処理した結果２３０という高い除染係数で
５８ｃ。
が除去された。
又、近８＃特に有害と目されて問題となっている２３９
ｐｕについても含有量４．９ｘｌＯ−３ｐｐｍ１ 放射
能濃度３．６ Ｘ １０− ’μＣｉ／Ｔｌｌの放射性
廃液が本発明法で処理した結果２００という高い除染係
数で２３９Ｐｕが除去された。
ｐｕについても含有量４．９ｘｌＯ−３ｐｐｍ１ 放射
能濃度３．６ Ｘ １０− ’μＣｉ／Ｔｌｌの放射性
廃液が本発明法で処理した結果２００という高い除染係
数で２３９Ｐｕが除去された。
２１１−
Claims (1)
- １ 放射性核種を含む廃液をアルミニウム又はアルミニ
ウム合金を陽極として電気分解を行い、これによって生
成された活性の強い水酸化アルミニウムにより該廃液中
の放射性核種を吸着させ除去することを特徴とする放射
性廃液の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11770078A JPS592360B2 (ja) | 1978-09-25 | 1978-09-25 | 放射性廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11770078A JPS592360B2 (ja) | 1978-09-25 | 1978-09-25 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5543478A JPS5543478A (en) | 1980-03-27 |
| JPS592360B2 true JPS592360B2 (ja) | 1984-01-18 |
Family
ID=14718131
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11770078A Expired JPS592360B2 (ja) | 1978-09-25 | 1978-09-25 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS592360B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61139251U (ja) * | 1985-02-16 | 1986-08-29 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2562313B1 (fr) * | 1984-04-03 | 1989-04-07 | Cogema | Procede de decontamination en uranium et en radium de solutions uraniferes acides par addition d'un sel d'aluminium |
| FR2721042B1 (fr) * | 1994-06-14 | 1997-01-31 | Commissariat Energie Atomique | Anode consommable, procédé d'électrodissolution appliqué à la décontamination d'effluents liquides faiblement radioactifs, et dispositif de mise en Óoeuvre de ce procédé. |
-
1978
- 1978-09-25 JP JP11770078A patent/JPS592360B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61139251U (ja) * | 1985-02-16 | 1986-08-29 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5543478A (en) | 1980-03-27 |
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