JPS6136198B2 - - Google Patents
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- JPS6136198B2 JPS6136198B2 JP52018595A JP1859577A JPS6136198B2 JP S6136198 B2 JPS6136198 B2 JP S6136198B2 JP 52018595 A JP52018595 A JP 52018595A JP 1859577 A JP1859577 A JP 1859577A JP S6136198 B2 JPS6136198 B2 JP S6136198B2
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- exchange resin
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
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- G21F9/30—Processing
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01J—CHEMICAL OR PHYSICAL PROCESSES, e.g. CATALYSIS OR COLLOID CHEMISTRY; THEIR RELEVANT APPARATUS
- B01J49/00—Regeneration or reactivation of ion-exchangers; Apparatus therefor
- B01J49/60—Cleaning or rinsing ion-exchange beds
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- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉運転中に使用されたイオン交
換樹脂から放射性腐食生成物および冷却材循環用
のコンデイシヨニング剤を除去するための浄化方
法に関する。このようなイオン交換樹脂は、例え
ば水冷式動力原子炉の冷却材を浄化するために使
用されるもので、これには、使用時間が経つにつ
れて放射性分解生成物および腐食生成物からの著
しい量の放射能が帯荷される。従来このような樹
脂はその消耗後放射性廃棄物として処理するのが
常であつた。原子力発電所の数が急速に増加した
ため、上述の使用済イオン交換樹脂をも著しく増
大させることになり、これを中レベルの放射性廃
棄物として除去することは経済的問題を生じるば
かりでなく、貯蔵のための固化の場合の安全技術
上の理由からも当然ながら特別の技術的措置を必
要とすることになつた。
換樹脂から放射性腐食生成物および冷却材循環用
のコンデイシヨニング剤を除去するための浄化方
法に関する。このようなイオン交換樹脂は、例え
ば水冷式動力原子炉の冷却材を浄化するために使
用されるもので、これには、使用時間が経つにつ
れて放射性分解生成物および腐食生成物からの著
しい量の放射能が帯荷される。従来このような樹
脂はその消耗後放射性廃棄物として処理するのが
常であつた。原子力発電所の数が急速に増加した
ため、上述の使用済イオン交換樹脂をも著しく増
大させることになり、これを中レベルの放射性廃
棄物として除去することは経済的問題を生じるば
かりでなく、貯蔵のための固化の場合の安全技術
上の理由からも当然ながら特別の技術的措置を必
要とすることになつた。
とりわけ加圧水形原子炉における冷却材中に含
まれるコンデイシヨニング剤、例えばアルカリ化
剤であるリチウム7は、高い経費をかけて投棄す
るのでは、原子力発電所の数も増えたので余りに
も高価につくことになる。
まれるコンデイシヨニング剤、例えばアルカリ化
剤であるリチウム7は、高い経費をかけて投棄す
るのでは、原子力発電所の数も増えたので余りに
も高価につくことになる。
従つて本発明の目的は、使用済のイオン交換樹
脂から放射性付着物を除去し、更に冷却材循環路
からコンデイシヨニング剤を回収することにあ
る。
脂から放射性付着物を除去し、更に冷却材循環路
からコンデイシヨニング剤を回収することにあ
る。
この目的は本発明により、鉱酸で再生すること
により、加圧水形原子炉の冷却材循環路からのコ
ンデイシヨニング剤である硼素およびリチウムを
含むイオン交換樹脂から放射性腐食生成物および
コンデイシヨニング剤を除去するため、 a 先づイオン交換樹脂を第1循環路中で脱イオ
ン剤により充分に洗浄し、それにより溶離した
放射性浮游物質を無機的濾過材料からなる機械
的濾過器の中で分離し、 b 次いでイオン交換樹脂を第2循環路中で稀釈
された鉱酸により洗浄し、その際溶離した放射
性の陽イオンおよび陰イオンを無機担体上に固
着されている、混合フエロ・フエリシアン化物
または銀化合物からなる吸着物質に捕捉し、 c コンデイシヨニング剤を第3循環路中で鉱酸
溶液から分離する ことにより達成される。
により、加圧水形原子炉の冷却材循環路からのコ
ンデイシヨニング剤である硼素およびリチウムを
含むイオン交換樹脂から放射性腐食生成物および
コンデイシヨニング剤を除去するため、 a 先づイオン交換樹脂を第1循環路中で脱イオ
ン剤により充分に洗浄し、それにより溶離した
放射性浮游物質を無機的濾過材料からなる機械
的濾過器の中で分離し、 b 次いでイオン交換樹脂を第2循環路中で稀釈
された鉱酸により洗浄し、その際溶離した放射
性の陽イオンおよび陰イオンを無機担体上に固
着されている、混合フエロ・フエリシアン化物
または銀化合物からなる吸着物質に捕捉し、 c コンデイシヨニング剤を第3循環路中で鉱酸
溶液から分離する ことにより達成される。
原子炉の冷却材浄化装置によつて冷却材循環路
から取出される腐食生成物は、その大部分が粒子
状浮游体の形で存在するが、これらは機械的に或
は表面張力により樹脂の球体に引留められる。腐
食生成物中には、特に放射性核種であるコバルト
60、コバルト58、マンガン54が含まれている。こ
のカンマ線を放射する放射性核種には、例えば純
粋なベータ線を放射するニツケル63および鉄55の
ように、更に半減期の長い核種が含まれる。その
外、使用済のイオン交換樹脂には、燃料要素の状
態によつて異なる量の分解生成物が存在するが、
これらは容易に交換可能な状態で樹脂の反応基に
結合されている(例えばセシウム137、セシウム
134、ヨード129)。
から取出される腐食生成物は、その大部分が粒子
状浮游体の形で存在するが、これらは機械的に或
は表面張力により樹脂の球体に引留められる。腐
食生成物中には、特に放射性核種であるコバルト
60、コバルト58、マンガン54が含まれている。こ
のカンマ線を放射する放射性核種には、例えば純
粋なベータ線を放射するニツケル63および鉄55の
ように、更に半減期の長い核種が含まれる。その
外、使用済のイオン交換樹脂には、燃料要素の状
態によつて異なる量の分解生成物が存在するが、
これらは容易に交換可能な状態で樹脂の反応基に
結合されている(例えばセシウム137、セシウム
134、ヨード129)。
本発明の方法は、このような種々の放射性核種
を含むイオン交換樹脂から放射性腐食生成物を高
度に溶離し、特殊な過器上で濃縮するものであ
る。過器はこの場合放射性廃棄物として同様に
取扱われるが、所要空間を著しく小さくすること
ができる。
を含むイオン交換樹脂から放射性腐食生成物を高
度に溶離し、特殊な過器上で濃縮するものであ
る。過器はこの場合放射性廃棄物として同様に
取扱われるが、所要空間を著しく小さくすること
ができる。
次に図面を参照して、本発明の方法を更に詳し
く説明する。廃棄物槽1の中には使用済イオン交
換樹脂が収容されており、そしてこれはこの方法
の第1工程により貯槽2より供給される脱イオン
剤によつて洗浄される。この目的で上記脱イオン
剤は多路切換弁24を経て槽1に達し、引続き多
路切換弁35および過器3を経て貯槽2へ戻さ
れる。過器3の中の無機的過材料上では、樹
脂から溶離した主として放射性のコバルトを含有
する化合物、例えば酸化物が分離される。これに
より以下の本発明の第2工程において場合によつ
ては障害になる不溶性酸化物微粒子の帯荷が防止
される。
く説明する。廃棄物槽1の中には使用済イオン交
換樹脂が収容されており、そしてこれはこの方法
の第1工程により貯槽2より供給される脱イオン
剤によつて洗浄される。この目的で上記脱イオン
剤は多路切換弁24を経て槽1に達し、引続き多
路切換弁35および過器3を経て貯槽2へ戻さ
れる。過器3の中の無機的過材料上では、樹
脂から溶離した主として放射性のコバルトを含有
する化合物、例えば酸化物が分離される。これに
より以下の本発明の第2工程において場合によつ
ては障害になる不溶性酸化物微粒子の帯荷が防止
される。
本発明の第2工程に対しては、多数切換弁24
および35が切換えられ、そして貯槽4から稀釈
された鉱酸、例えば硝酸が廃棄物槽1と過器5
を介して循環路へ案内される。上記稀釈された酸
によつて溶解する例えばセシウムおよびコバルト
同位元素を含む化合物は過器5の中に存在す
る、例えば混合されたフエロ・フエリシアン化物
或は銀化合物より成る吸着物質により捕えられ
る。
および35が切換えられ、そして貯槽4から稀釈
された鉱酸、例えば硝酸が廃棄物槽1と過器5
を介して循環路へ案内される。上記稀釈された酸
によつて溶解する例えばセシウムおよびコバルト
同位元素を含む化合物は過器5の中に存在す
る、例えば混合されたフエロ・フエリシアン化物
或は銀化合物より成る吸着物質により捕えられ
る。
これらの工程の終了後、即ちこの時点では循環
させられる稀洌鉱酸より発する放射線が最小値に
達しているが、上記鉱酸は分離装置6を経て循環
させられ、分離装置6の中ではそれ自体は公知の
方法により、例えば硼素およびリチウムのような
コンデイシヨニング剤が分離される。これらのコ
ンデイシヨニング剤は前処理装置7の中で例えば
LiOHのような化学的形態に変えられ、再び原子
炉の冷却材循環路8へ供給され得るようになる。
させられる稀洌鉱酸より発する放射線が最小値に
達しているが、上記鉱酸は分離装置6を経て循環
させられ、分離装置6の中ではそれ自体は公知の
方法により、例えば硼素およびリチウムのような
コンデイシヨニング剤が分離される。これらのコ
ンデイシヨニング剤は前処理装置7の中で例えば
LiOHのような化学的形態に変えられ、再び原子
炉の冷却材循環路8へ供給され得るようになる。
従つて本発明方法によれば、使用済イオン交換
樹脂の廃棄物除去を簡単化すること、原子炉の冷
却材循環路からの放射性腐食生成物を狭い容積に
濃縮すること、従つて最終貯蔵の準備を施すこ
と、更に原子炉の冷却材に対する高価なコンデイ
シヨニング剤を回収することが可能となる。これ
らの回収された物質に場合によりなお付着してい
る僅かな放射能は実質的には障害にはならない。
なぜならこの放射能は稼動中の冷却材循環路内に
存在する放射能よりも僅少なことが確実であるか
らである。
樹脂の廃棄物除去を簡単化すること、原子炉の冷
却材循環路からの放射性腐食生成物を狭い容積に
濃縮すること、従つて最終貯蔵の準備を施すこ
と、更に原子炉の冷却材に対する高価なコンデイ
シヨニング剤を回収することが可能となる。これ
らの回収された物質に場合によりなお付着してい
る僅かな放射能は実質的には障害にはならない。
なぜならこの放射能は稼動中の冷却材循環路内に
存在する放射能よりも僅少なことが確実であるか
らである。
図面は、本発明の方法の工程を説明するための
ブロツク図である。 1……廃棄物槽、2……貯槽、3……過器、
4……貯槽、5……過器、6……分離装置、7
……前処理装置、8……冷却材循環路、24,3
5……多路切換弁。
ブロツク図である。 1……廃棄物槽、2……貯槽、3……過器、
4……貯槽、5……過器、6……分離装置、7
……前処理装置、8……冷却材循環路、24,3
5……多路切換弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 鉱酸で再生することにより、加圧水形原子炉
の冷却材循環路からのコンデイシヨニング剤であ
る硼素およびリチウムを含むイオン交換樹脂から
放射性腐食生成物およびコンデイシヨニング剤を
除去するため、 a 先づイオン交換樹脂を第1循環路中で脱イオ
ン剤により充分に洗浄し、それにより溶離した
放射性浮游物質を無機的濾過材料からなる機械
的濾過器の中で分離し、 b 次いでイオン交換樹脂を第2循環路中で稀釈
された鉱酸により洗浄し、その際溶離した放射
性の陽イオンおよび陰イオンを無機担体上に固
着されている、混合フエロ・フエリシアン化物
または銀化合物からなる吸着物質に捕捉し、 c コンデイシヨニング剤を第3循環路中で鉱酸
溶液から分離する ことを特徴とする使用済イオン交換樹脂の浄化方
法。 2 前記洗浄工程に循環路中の洗浄材を使用する
ことを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の方
法。 3 分離されたリチウムが再生のためにLiOHに
変換されることを特徴とする特許請求の範囲第1
項記載の方法。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2607292A DE2607292C2 (de) | 1976-02-23 | 1976-02-23 | Verfahren zur Befreiung von im Kernreaktorbetrieb verbrauchten Ionenaustauscherharzen von radioaktiven Korrosionsprodukten |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS52102884A JPS52102884A (en) | 1977-08-29 |
| JPS6136198B2 true JPS6136198B2 (ja) | 1986-08-16 |
Family
ID=5970644
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1859577A Granted JPS52102884A (en) | 1976-02-23 | 1977-02-22 | Method of purifying used ion exchange resin |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4118317A (ja) |
| JP (1) | JPS52102884A (ja) |
| BR (1) | BR7700193A (ja) |
| CA (1) | CA1086875A (ja) |
| CH (1) | CH625363A5 (ja) |
| DE (1) | DE2607292C2 (ja) |
| ES (1) | ES456179A1 (ja) |
| FR (1) | FR2341921A1 (ja) |
| GB (1) | GB1533955A (ja) |
| SE (1) | SE7701194L (ja) |
Families Citing this family (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52106099A (en) * | 1976-03-03 | 1977-09-06 | Hitachi Ltd | Treating method of radioactive resin waste |
| DE2931140C2 (de) * | 1979-08-01 | 1984-06-07 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
| SE420249B (sv) * | 1980-01-31 | 1981-09-21 | Asea Atom Ab | Sett for behandling av en i en reningskrets i en kernreaktoranleggning anvend organisk jonbytarmassa |
| US4430226A (en) | 1981-03-09 | 1984-02-07 | Millipore Corporation | Method and apparatus for producing ultrapure water |
| SE425708B (sv) * | 1981-03-20 | 1982-10-25 | Studsvik Energiteknik Ab | Forfarande for slutbehandling av radioaktivt organiskt material |
| DE3224809C2 (de) * | 1982-07-02 | 1984-06-20 | Georg 8025 Unterhaching Kinzler | Verfahren und Vorrichtung zum Entfernen von radioaktiven Isotopen aus einer Flüssigkeit |
| JPH0677068B2 (ja) * | 1985-05-07 | 1994-09-28 | 三菱重工業株式会社 | 放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
| DE3704046A1 (de) * | 1987-02-10 | 1988-08-18 | Allgaeuer Alpenmilch | Verfahren zum entfernen von radioaktiven metallen aus fluessigkeiten, lebens- und futtermitteln |
| US5078842A (en) * | 1990-08-28 | 1992-01-07 | Electric Power Research Institute | Process for removing radioactive burden from spent nuclear reactor decontamination solutions using electrochemical ion exchange |
| US5443740A (en) * | 1992-10-07 | 1995-08-22 | Christ Ag | Process for the conditioning of ion exchange resins |
| US5306399A (en) * | 1992-10-23 | 1994-04-26 | Electric Power Research Institute | Electrochemical exchange anions in decontamination solutions |
| DE4423398A1 (de) * | 1994-07-04 | 1996-01-11 | Siemens Ag | Verfahren und Einrichtung zum Entsorgen eines Kationenaustauschers |
| US5798040A (en) * | 1996-02-09 | 1998-08-25 | United States Filter Corporation | Water purification cartridge assembly with unidirectional flow through filter media |
| US5895570A (en) | 1996-02-09 | 1999-04-20 | United States Filter Corporation | Modular filtering system |
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