JPS6219796A

JPS6219796A - 放射性液体の固化処理方法

Info

Publication number: JPS6219796A
Application number: JP15805585A
Authority: JP
Inventors: 砂川　隆久; 柴田　晋
Original assignee: Toyo Engineering Corp
Current assignee: Toyo Engineering Corp
Priority date: 1985-07-19
Filing date: 1985-07-19
Publication date: 1987-01-28

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。

Description

【発明の詳細な説明】［発明の分野］本発明は放射性液体廃棄物の減容固化処理方法に関する
。

［従来の技術］原子力発電所または原子力関連施設からは、各種液体廃
棄物、例えばホウ素を含有する廃液、イオン交換樹脂の
化学再生廃液、除染廃液、洗濯廃液などが発生する。こ
れら廃液のうち発生量の多いホウ素を含有する廃液、お
よび化学再生廃液は中和処ｇ！後蒸発缶で固形分濃度１
０〜２０％程度まで濃縮された後、濃縮液に直接セメン
トを添加して固化処理されてきた。

しかし近年これら廃棄物の減容化が要請されてきている
。

ホウ素を含有する廃液に関しては、周知の如く、ホウ酸
がセメントの硬化遅延剤として使用されているように、
単純に廃液の濃度を上げただけでは、セメントの水和が
阻害されて、良好な固化体が得られない。このため、ホ
ウ酸をカルシウムで不溶化した後濃縮（特開昭５９−１
２３９９、特開昭５９−１１９２９９）　、あるいは乾
燥（特開昭５７−４５９９）１．、てセメントを混和す
る方法が提案されている。

しかし濃縮する場合、不溶化処理された廃液がペースト
状になるため、濃縮器への供給が困難であることから、
不溶性塩の熟成工程を付加し、もしくはざらに固液分離
工程をら付加しなければならず、操作が煩雑となると同
時に、処理時間が長大化し、および放射性物質で汚染さ
れる機器数が増えることにより、その汚染の除去も負担
増となる。また乾燥する場合、セメントの混和時に再度
水を添加しなければならず、水を蒸発させたものにまた
水を加えるという不経済が生じる。

また化学再生廃液はイオン交換樹脂の再生に使用した硫
酸および水酸化ナトリウム水溶液であり、濃縮処理のた
めに両者を混合中和した硫酸ソーダを主成分とするもの
である。硫酸ンーダのセメント固化体は、硫酸ソーダと
セメント中の成分が反応してセメン１−バチルスを生成
し、固化体に悪影響を及ぼすため、これも単純に濃度を
上げるだけでは減容ははかれない。このため、硫酸ソー
ダをバリウムで不溶化した後乾燥してセメントを混和す
る方法（特開昭５７−４５９９）　、あるいは中和前の
硫酸根を含む酸性廃液をバリウム化合物で中和した後、
濃縮してセメントを混和する方法（特開昭５９−１３３
４９８）が提案されている。

しかし乾燥する方法は前述と同様に不経済であり、また
バリウム化合物により中和する方法は、現状において廃
液として同時に発生する酸性およびアルカリ性廃液を混
合中和し、蒸発缶で数％の濃度から２０％濃度程度まで
濃縮して廃液の減少を行なっていたものを、個別に処理
するために繁雑になり、中和に別のアルカリを使うこと
により廃棄物の聞が増えるなどの問題がある。

今までの減容固化処理方法は、減容のための設備と固化
のための設備を併せて持ち、処理方法を複雑にする方向
に進んできているが、これを単純化する方向での検討は
今までなされていなかった。

最も単純化された方法および設備は、これらの処理を最
終処分容器の中で行なうことである。我々はこのことに
着目し、種々の検討を行ない、ホウ素を含む廃液におい
ては、濃縮前に必要とされる熟成工程もしくは／および
固液分離工程などの液の移送のために必要な付加工程を
削除し、あるいは化学再生廃液においては、酸性および
アルカリ性廃液を従来通り一括処理しながら、減容固化
処理できる簡便な処理方法を研究し、本発明に至った。

［本発明の具体的な手段］本発明の要点は、処理廃液の注入から、セメント混和ま
で、固化のための処理をすべて最終の処分容器の中で行
なう点にある。この処理のための装置を第１図に示す。

図において１０は最終の処分容器、２０は撹拌機２１な
どを装備した仮蓋、３０は加熱装置、４０は処分すべき
放射性液体の注入装置、５０は添加剤供給装置、６０は
セメント供給装詮、７０は真空発生装置である。

この装置を使って放射性液体を固化処分する場合を工程
の順序に従って説明する。

（１）Ｒ終の処分容器１０を所定の位置にセットする。

処分容器は一般的には２００リットルドラム缶で、放射
性廃棄物用とじて所定の塗装、マ−キングが施されたも
のが使用できる。

（ｆｉ＞撹拌Ｒ２１、放射性液体注入ノズル４２、添加
剤供給ノズル５１、セメント供給ノズル６１、蒸気出口
ノズル７４、および気密装置等を装備した仮蓋２０を処
分容器に装着する。

（ｉｉｉ）２分割あるいはそれ以上に分割され、かつこ
れを一体化することにより容器を包囲できる加熱装置３
０、あるいはこの加熱装置の内側に、一体化した時に容
器に接し、かつ真空あるいは磁力により容器に密着でき
る補強部材３２を具備した加熱装置３０を処分容器に装
着する。

この補強部材３２付加熱装置を使用することにより、減
圧に耐えられない処分容器を使用することちり能になり
、使用処分容器に対する制限を大幅に緩和することがで
きる。

また処分容器の加熱装置３０を真空容器として、処分容
器を真空から保護することもできる。この真空容器に対
しては真空ラインに道止弁を設けるとか（第３図）、あ
るいは真空装置を別系統とするとかして（第４図）、蒸
発した液体の蒸気が真空容器に入らないようにすること
が望ましい。

加熱装置の熱源としては直火以外は何でも使用できるが
、特に電熱が好適である。

（ｉｖ）処理すべき放射性液体を計量タンク４１に、１
回分の液量として処分容器の容積の２０〜１００％、好
ましくは５０〜９０％に相当する吊を受は入れ、計量し
て処分容器に注入する。

（Ｖ）処分容器内の廃液を撹拌機で５０〜５００回転／
分、好ましくは１００〜３００回転／分で撹拌を開始し
、かつ加熱装置により廃液を４０〜９０℃、好ましくは
５０〜，７０℃に加温保持する。

このように低温で処理を行なうため、処分容器にあらか
じめ施こされている塗装、マーキングを傷めることがな
い。

（Ｖｉ）化学処理のための添加剤としてマグネシウム、
カルシウムおよびパリ「クムを含む化合物からなる群か
ら選択された、少なくとも１種の化合物を廃液中の総固
形分に対して２０〜１００重景％、好ましくは３０〜８
０重足％の割合で処分容器に供給する。

（ｖｉｉ）処分容器内の圧力を大気圧以下、好ましくは
８０〜２５０Ｔｏｒｒに減圧する。所定の圧力まで減圧
されると廃液の濃縮が開始される。

（Ｖｌｆｌ）ｌ縮度は蒸発水量（凝縮水色）により計測
し管理される。適当な濃縮度は固形分濃度３０〜８０重
徴％、好ましくは５０〜７０屯石％である。

（［ｘ））ｖ−ｖｉｉｉの操作を複数回繰り返し、濃縮
液量が容器内の容積の４０〜８５％、好ましくは６０〜
８０％となったところで減圧および加温保持を中止し、
濃縮を終了する。

（Ｘ）次いで容器内の濃縮液の重量に対して４０〜６０
重譬％、好ましくは５０ｆｉｆｆ１％のセメントを容器
内に供給し、撹拌機により均一に混和する。

（×１）混和終了後撹拌機を止め、仮蓋を取り外す。

（ｘ　Ｈ）処分容器に所定の蓋をする。

（ｘｆｆｌ）処分容器を保管場所へ移送する。

尚上記操作は減容を最大とする場合の操作であり、階〜
ｖｉｔｉを数回繰り返すのがわずられしい場合は、１回
で最大量の廃液を受は入れて処理することは何ら問題は
ない。また２回目以降の廃液および添加剤の供給を回分
式でなく、蒸発水量相当の廃液と、その廃液に必要な添
加剤を連続供給してもよい。

［本発明の効果］このように最終の処分容器内ですべての処理を実施する
ことにより、次のような効果が得られる。

１、ｔＩｉＩＪ性物質で汚染される機器は尉母タンクお
よび仮蓋のみであり、汚染の拡大がほとんどなく、従っ
て除染にかかる費用、工数も現在開発あるいは実用化さ
れている方法に比べて大幅に低減できる。また除染によ
る二次廃棄物の発生も大幅に減少ぐきる。

２、本発明を実施する場合、従来のセメント固化装置の
若干の改造と加熱装置および真空装置の新設だけでよい
。

３、減容性は従来のセメント固化法に比べ、１／３〜１
／７に廃棄物伍を減らすことができる。

４、濃縮液の移送がないため、閉塞等のトラブルの発生
する余地がない。

５．減圧下での操作のため、濃縮も５０〜７０℃の低温
であり、放射性物質の揮発もなく、かつ系外への飛散漏
洩がない。

従って設備投資は少なく、安全性、信頼性も高く、かつ
減容性が高いことにより、最終廃棄物にかかる費用も大
幅に節約できる。

し実施例１］原子力発電所から発生する化学再生廃液の模擬液として
、硫酸ソーダ濃度２０重ω％の水溶液を調合した。

１リツトルの金属円筒容器に模擬液５００ｍ１を入れ、
湯浴により６０℃に加温保持した。また模擬液は撹拌翼
（３００ｐｐｍ＞で撹拌されている。この模擬液に添加
剤として硝酸バリ１クムを模擬液中の固形分に対し５０
重量％添加した。数分間混合後容器内を真空ポンプによ
り１５０Ｔｏｒｒに減圧保持し濃縮を６行なった。蒸気
は凝縮させて凝縮水量により濃縮度を管理し、約１時間
で固形分濃度約６０重量％の濃縮液を得た。減圧加温保
持を中止し、濃縮液に対し５０重量％のＣ種スラグセメ
ントを加え、撹拌により均一混合した。

これをそのまま静置したところ１日で硬化した。

固化体の容積は約３００ｍ１であり、模擬液５００ｍ１
の約１／１．６となった。また比重は約２．３を得た。

この固化体から試験片をつくり２８日後の圧縮強度を測
定し、２２０ｋａ／ｃｍを得た。

［実施例２］原子力発電所から発生するホウ素を含有する廃液の模擬
液として、ホウ酸水溶液を苛性ソーダで中和したホウ素
濃度２１０００ｐｐｍ、ＰＨが約９の廃液を用意し、添
加剤として水酸化カルシウムを使用する以外は実施例１
と同様の条件で実験を実施し、約１時間で固形分濃度約
６０重量％の濃縮液を得た。減圧加温保持を中止し、濃
縮液に対し５０重１％の普通ポルトランドセメントを加
え、撹拌により均一混合した。これをそのまま静置した
ところ１日で硬化した。固化体の容積は約１６０ｍ　ｌ
であり、原廃液の約１／３に減少した。

また比重は約１．７を得た。この固化体から試験片をつ
くり、２８日後の圧縮強度を測定し、３００ｋａ／ａｔ
を得た。

［実施例３］濃縮までの操作を３回繰り返すこと以外は、実施例１と
同様の実験を行ない、容器の容積とほぼ同容積の固化体
を得た。

［実施例４］濃縮までの操作を６回繰り返すこと以外は、実施例２と
同様の実験を行ない、容器の容積とほぼ同容積の固化体
を得た。

【図面の簡単な説明】

第１図　本発明の固化処理法のフローシー上第２図　処
分容器に仮設補強材を取付けた例。第３図　加熱装置を真空容器とした例第４図　加熱装置を真空容器とし、真空を別系統とした
例。１０　処分容器２０　仮蓋２１　撹拌機　２２　真空シール３０　加熱装置３１　電熱ヒーター　３２　仮設補強材４０　放射性液
体注入装置４１　計量タンク　４２　液体入口５０　添加剤供給装置５１　添加剤入口６０　セメント供給装置６１　セメント入口ア０　真空発生装置７１　コンデンサー７２　コンデンセートタンク７３　真空ポンプ　７４　蒸気出口ノズル７５　真空解
除ライン８０　真空発生装置（加熱装置用）８１　真空ポンプ　８２　真空ライン８３　真空解除ライン

Claims

【特許請求の範囲】

（１）放射性液体を減容固化処理する方法において、Ｐ
Ｈ７以上に中和された該液体を、処分容器の中に注入し
、４０〜９０℃の温度に保持しながら該液体を撹拌し、
マグネシウム、カルシウムおよびバリウムを含む化合物
からなる群から選択された、少なくとも１種の化合物と
混合反応させ、かつ該処分容器内を大気圧以下の減圧状
態に保ちつつ、固形分濃度の高い濃縮液に該液体を濃縮
した後、この濃縮液にセメントを混和する、各工程から
なり、かつこれらの工程をすべて該処分容器内で行うこ
とを特徴とする、放射性液体の固化処理方法。
（２）注入ないし濃縮の工程を複数回繰り返す、特許請
求の範囲第１項に記載の、放射性液体の固化処理方法。
（３）該液体および化合物の追加を連続して行なう、特
許請求の範囲第１項に記載の、放射性液体の固化処理方
法。
（４）該化合物の添加量を、該液体中の固形分濃度に対
し、３０〜８０重量％とする、特許請求の範囲第１項な
いし第３項のいずれかに記載の、放射性液体の固化処理
方法。
（５）該濃縮液の量が該処分容器の内容積の、６０〜８
０％である特許請求の範囲第１項ないし第４項のいずれ
かに記載の、放射性液体の固化処理方法。
（６）該処分容器が減圧に耐え得るよう、補強部材を該
処分容器に仮設して行なう、特許請求の範囲第１項ない
し第５項のいずれかに記載の、放射性液体の固化処理方
法。
（７）該処分容器を、真空容器の中に置いて行なう、特
許請求の範囲第１項ないし第５項のいずれかに記載の、
放射性液体の固化処理方法。