JPS6232397A - 放射性廃液処理法 - Google Patents

放射性廃液処理法

Info

Publication number
JPS6232397A
JPS6232397A JP17208685A JP17208685A JPS6232397A JP S6232397 A JPS6232397 A JP S6232397A JP 17208685 A JP17208685 A JP 17208685A JP 17208685 A JP17208685 A JP 17208685A JP S6232397 A JPS6232397 A JP S6232397A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
waste liquid
silica
radioactive waste
waste liquor
exchange resin
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.)
Pending
Application number
JP17208685A
Other languages
English (en)
Inventor
松本 曠世
均 宮本
西原 幸夫
鬼沢 秀夫
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority to JP17208685A priority Critical patent/JPS6232397A/ja
Publication of JPS6232397A publication Critical patent/JPS6232397A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Fertilizers (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、加圧水型原子力発電所−次系廃液の処理方法
に関する。
〔従来の技術〕
第2図において、1は原子力発電所から排出されるホウ
酸含有廃液のうち冷却材グレードの廃液を貯蔵するタン
クで、このタンク1から該廃液はフィードポンプ2の作
動により先ず循環タンク3に送られる。この循環タンク
3内の上記廃液は循環ポンプ4によリフィルター5を通
り、ここで懸濁物質が除去された後、限外濾過膜モジュ
ール6に供給される。この供給量は限外濾過膜モジュー
ル6から濾過液として排出される液量に等しい量とし、
また上記循環タンク3内の液レベルも常に一定に保たれ
る様に上記フィードポンプ2を作動させる。
上記限外濾過膜モジュール6で分離される濁質分を含む
濃縮液は循環タンク3に戻され、再度循環ポンプ4によ
りフィルタ5を介して限外濾過膜モジュール6に送られ
循環処理される。
一方、限外濾過膜モジュール6から排出される濾過液は
貯蔵タンク7に一旦貯蔵された後、フィードポンプ8に
より直列式もしくは混床式のイオン交換樹脂塔9へ送ら
れ、ここでイオン状の不純物質が除去される。イオン交
換樹脂塔9から排出される液は、略純粋なホウ酸含有液
となっており、処理済液として貯蔵タンク12に貯蔵さ
れる。
〔発明が解決しようとする問題点〕
従来法で処理した場合、原水中のシリカ(S102)濃
度が高い場合、生産水(貯蔵タンク(2)中のシリカが
一次系の水質基準値(0,IP)を満足出来ない場合が
ある。これは従来法(限外沢過膜十イオン交換樹脂塔)
ではシリカの除去が出来ないため、原水中のシリカ濃度
が高い場合には、生産水中のシリカ濃度が一次系の水質
基準を満足出来なくなるためである。
本発明は上記問題点を解消することを目的とする。
〔問題点を解決するための手段〕
本発明方法の特徴は最近開発された無機イオン交換体(
高濃度ホウ酸水溶液中のシリカの除去が可能)を使用し
、イオン交換樹脂塔の出口水を処理することである。
そのため従来法に比べて、シリカ除去能がある故、シリ
カ濃度が高い原水でも処理出来る。
〔作用〕
本発明の方法で使用した無機吸着剤はポウ酸が高濃度で
共存する状態でもシリカを吸着することが出来る。従っ
て従来法のイオン交換樹脂塔の後に無機吸着塔を追加す
ればシリカを除去出来る。
〔実施例〕
次に本発明方法の一実施例を第1図に示す。
これは第2図に示す従来法のイオン交換樹脂塔9の後に
無機吸着剤充填塔10を追加したものである。なお、第
1図にお(゛て、第2図と同一符号を付した部材は同一
部材を示す。従来法と不発明の方法でボロン含有廃液を
処理した場合の試験結果を表1に示す。
充填塔11に使用される無機吸着剤としては次のものが
ある。
■Durat、ek社製 商品名「Durasll 3
0J■Duratek社製 商品名[Durasil 
130J〔発明の効果〕 以上のように、本発明方法によれば、従来法に無機吸着
剤による吸着工程を追加することにより、原水中のシリ
カ濃度が上昇しても処理可能となる。処理済水は一次冷
却材水質基準を充分満足出来る故、−次冷却材として使
用出来る。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明方法の一実施例を示す工程図、第2図は
従来の原子力発電所ホウ酸含有廃液の処理法を示す工程
図である。 1・・・貯蔵タンク、2−・フィードポンプ、3・・・
循環タンク、4・・・循環ポンプ、5・・・フィルタ、
6・・・限外濾過膜モジュール、7・・・貯蔵タンク、
8・・・フィードポンプ、9・・・イオン交換樹脂塔、
10・・・熱着吸着剤充填塔、11・・・蒸発装置、1
2・・・貯蔵タンク (埋入 坂 間  跪]丁 ”・−一ノ

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 原子力発電所ホウ酸含有廃液の処理において、同廃液を
    限外ろ過法で処理し、ろ過液をイオン交換樹脂を通して
    不純物を除去したのち、無機吸着剤を通して、シリカを
    除去せしめることを特徴とする放射性廃液処理法。
JP17208685A 1985-08-05 1985-08-05 放射性廃液処理法 Pending JPS6232397A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP17208685A JPS6232397A (ja) 1985-08-05 1985-08-05 放射性廃液処理法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP17208685A JPS6232397A (ja) 1985-08-05 1985-08-05 放射性廃液処理法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS6232397A true JPS6232397A (ja) 1987-02-12

Family

ID=15935280

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP17208685A Pending JPS6232397A (ja) 1985-08-05 1985-08-05 放射性廃液処理法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6232397A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3618589A (en) Desalination process by ion exchange
GB2583276A (en) Method and system for concentrating and solidifying nuclides in radioactive liquid waste
JPH1085743A (ja) 硼素含有水の処理装置及び方法
JP3319053B2 (ja) フッ化物含有水の処理方法
JPS62110795A (ja) 高純度水の製造装置
JPS5815193B2 (ja) ホウ素含有水の処理方法
JPS6232397A (ja) 放射性廃液処理法
JPH0214794A (ja) イオン交換装置の再生廃液の処理方法
GB1268421A (en) Water purification process
JPS5924876B2 (ja) ホウ素含有水の処理方法
JPS6232396A (ja) 放射性廃液処理法
WO2007123436A1 (en) Method for recycling a still residue of liquid radioactive wastes
JPH0379077B2 (ja)
JPS61116695A (ja) 放射性ヨウ素含有水溶液の処理法
JPH05220479A (ja) 超純水製造システム
JP4691276B2 (ja) 高純度ホウ素含有水の回収方法及びその装置
US4206048A (en) Process for purification of contaminated water
JPS62213893A (ja) ヒドロキシルアミン或はその塩を含有する排水の処理方法
JPS6247595A (ja) 除染廃液処理方法
JPH0634891B2 (ja) 吸着性▲ろ▼過膜
JP2003053342A (ja) ホウ素含有溶液の不純物除去方法及び装置
JPS60219598A (ja) 放射性廃液中の塩素イオン除去方法および装置
JPS6159794B2 (ja)
JPS62110195A (ja) 放射性濃縮廃液の処理方法
JPH04244288A (ja) 超純水製造システム