JPS6235079B2 - - Google Patents
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- JPS6235079B2 JPS6235079B2 JP53073193A JP7319378A JPS6235079B2 JP S6235079 B2 JPS6235079 B2 JP S6235079B2 JP 53073193 A JP53073193 A JP 53073193A JP 7319378 A JP7319378 A JP 7319378A JP S6235079 B2 JPS6235079 B2 JP S6235079B2
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- Japan
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- waste liquid
- boric acid
- anion exchange
- radioactive waste
- exchange resin
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性廃液中のホウ酸を回収するため
の方法および装置に関する。
の方法および装置に関する。
従来、原子力発電所から排出される廃液中のホ
ウ酸を逆浸透膜を利用して回収するシステムが提
案されており〔特願昭51−80468号（特公昭55−
12559号）参照−この公報には、逆浸透膜モジユ
ールの生成物流れ（膜を透過する流れ）は、モジ
ユールに供給される廃液の容量の約90％で、かつ
該廃液中のホウ酸の約90％を含むように調節可能
である旨が開示されている〕、このシステムは廃
棄物のドラム本数低減および固化設備の容量縮少
などの利点を有す。しかしながら一方で、逆浸透
装置は付属のタンク、ポンプ、熱交換器、チラー
冷却装置等を必要とし、また補助処理として脱塩
塔、膜洗浄装置を必要とするなど、設備として複
雑であり、ひいては設備費の設置スペースの増
加、運転操作上の複雑性などの難点があつたこと
も否めない。
ウ酸を逆浸透膜を利用して回収するシステムが提
案されており〔特願昭51−80468号（特公昭55−
12559号）参照−この公報には、逆浸透膜モジユ
ールの生成物流れ（膜を透過する流れ）は、モジ
ユールに供給される廃液の容量の約90％で、かつ
該廃液中のホウ酸の約90％を含むように調節可能
である旨が開示されている〕、このシステムは廃
棄物のドラム本数低減および固化設備の容量縮少
などの利点を有す。しかしながら一方で、逆浸透
装置は付属のタンク、ポンプ、熱交換器、チラー
冷却装置等を必要とし、また補助処理として脱塩
塔、膜洗浄装置を必要とするなど、設備として複
雑であり、ひいては設備費の設置スペースの増
加、運転操作上の複雑性などの難点があつたこと
も否めない。
そこで本発明者はより簡単な設備で上記の逆浸
透性と同様な効果が得られる方法を提供すべく研
究を重ねていたが、陰イオン交換樹脂が流入液の
温度によりホウ酸を吸着したり脱着したりする性
質を有することに着目し、これを放射性廃液中の
ホウ酸の回収に利用することに成功して本発明に
到達したものである。
透性と同様な効果が得られる方法を提供すべく研
究を重ねていたが、陰イオン交換樹脂が流入液の
温度によりホウ酸を吸着したり脱着したりする性
質を有することに着目し、これを放射性廃液中の
ホウ酸の回収に利用することに成功して本発明に
到達したものである。
即ち、本発明は(1)陰イオン交換樹脂がホウ酸イ
オン、塩素イオン、ヨウ素イオンなど廃液中の陰
イオン物質しか吸着せず他は素通りさせてしまう
こと、(2)陰イオン交換樹脂への吸着の強さはホウ
酸イオン＜塩素イオン＜ヨウ素イオンとなつてい
てホウ酸が一番弱く、またホウ酸は吸着・脱着の
温度存在性が他のイオンに比べ顕著であるため、
ホウ酸は比較的低温（60〜70℃程度）の温水で脱
着させることができる（塩素イオン、ヨウ素イオ
ンは、イオン交換樹脂への吸着強さが極めて大で
あり、かつ温度依存性もさほど高くないため、60
〜70℃程度の温水では脱着されない）、という陰
イオン交換樹脂の２つの性質を利用したもので、
原子力プラントから排出される放射性廃液を４〜
10℃程度の低温で陰イオン交換樹脂と接触させ廃
液中の陰イオンを樹脂に吸着させ、次いでこの陰
イオンを吸着した樹脂に60〜70℃程度に加温され
た純水を通してホウ酸のみを脱着させるという操
作を繰返すことによつて廃液中のホウ酸を回収す
る方法および装置に関するものである。
オン、塩素イオン、ヨウ素イオンなど廃液中の陰
イオン物質しか吸着せず他は素通りさせてしまう
こと、(2)陰イオン交換樹脂への吸着の強さはホウ
酸イオン＜塩素イオン＜ヨウ素イオンとなつてい
てホウ酸が一番弱く、またホウ酸は吸着・脱着の
温度存在性が他のイオンに比べ顕著であるため、
ホウ酸は比較的低温（60〜70℃程度）の温水で脱
着させることができる（塩素イオン、ヨウ素イオ
ンは、イオン交換樹脂への吸着強さが極めて大で
あり、かつ温度依存性もさほど高くないため、60
〜70℃程度の温水では脱着されない）、という陰
イオン交換樹脂の２つの性質を利用したもので、
原子力プラントから排出される放射性廃液を４〜
10℃程度の低温で陰イオン交換樹脂と接触させ廃
液中の陰イオンを樹脂に吸着させ、次いでこの陰
イオンを吸着した樹脂に60〜70℃程度に加温され
た純水を通してホウ酸のみを脱着させるという操
作を繰返すことによつて廃液中のホウ酸を回収す
る方法および装置に関するものである。
上記の陰イオン交換樹脂におけるホウ素の吸着
特性の一例を模式的に第１図に示す。図中、横軸
は樹脂へのホウ素吸着量を、縦軸は流出液中のホ
ウ素濃度を表わす。廃液の供給が開始された時点
がＡ点であり、このときの流出液中のホウ素濃度
は十分に低い。樹脂へのホウ素の吸着が進むにし
たがつて、流出液中のホウ素濃度は低温部吸着曲
線１上を次第に上昇し設定値Ｂ点に達する。この
とき加温した１次系純水（原子炉の１次冷却材循
環系に補給可能なように、脱塩および脱ガス処理
が行われた良水質の水）を通してやると、高温部
吸着曲線２上のＣ点に移り、流出液中のホウ素濃
度は充分に高く、効果的なホウ酸回収を行なうこ
とができる。ホウ素の脱着に伴い流出液中のホウ
素濃度は次第に吸着曲線２上を減少し、Ｄ点に達
した時点で冷却した廃液を通すことによつてＡ点
に移り、この操作を繰り返し行なうことによつて
ホウ酸が回収される。即ち廃液処理およびホウ酸
回収により特性曲線上のＡ→Ｂ→Ｃ→Ｄ→Ａ点を
繰り返すことになる。なお、この曲線は温度をパ
ラメーターとして変化するので、目標とするホウ
酸の回収率に合わせた適切な温度および樹脂量を
選択することができる。また樹脂の寿命は脱着さ
れない廃液中のホウ酸以外のイオン（主として塩
素イオン、ヨウ素イオン）により規制されるが、
これらのイオンが本廃液中に含まれる量は数
ppm以下と比較的少ないため、樹脂にこのよう
なイオンが比較的多量に吸着し、ホウ酸の吸脱着
性能に影響をおよぼす樹脂寿命が来るまでには長
期間を要す。したがつて使用済みの樹脂はこの時
点で取替を行なつても二次廃棄物の多量発生には
つながらない。なお再生を行なう場合は、NaOH
数％液を通水すれば、陰イオンの除去を行なうこ
とができる。本発明における陰イオン交換樹脂と
しては普通に市販されているどのようなものを用
いてもよい。
特性の一例を模式的に第１図に示す。図中、横軸
は樹脂へのホウ素吸着量を、縦軸は流出液中のホ
ウ素濃度を表わす。廃液の供給が開始された時点
がＡ点であり、このときの流出液中のホウ素濃度
は十分に低い。樹脂へのホウ素の吸着が進むにし
たがつて、流出液中のホウ素濃度は低温部吸着曲
線１上を次第に上昇し設定値Ｂ点に達する。この
とき加温した１次系純水（原子炉の１次冷却材循
環系に補給可能なように、脱塩および脱ガス処理
が行われた良水質の水）を通してやると、高温部
吸着曲線２上のＣ点に移り、流出液中のホウ素濃
度は充分に高く、効果的なホウ酸回収を行なうこ
とができる。ホウ素の脱着に伴い流出液中のホウ
素濃度は次第に吸着曲線２上を減少し、Ｄ点に達
した時点で冷却した廃液を通すことによつてＡ点
に移り、この操作を繰り返し行なうことによつて
ホウ酸が回収される。即ち廃液処理およびホウ酸
回収により特性曲線上のＡ→Ｂ→Ｃ→Ｄ→Ａ点を
繰り返すことになる。なお、この曲線は温度をパ
ラメーターとして変化するので、目標とするホウ
酸の回収率に合わせた適切な温度および樹脂量を
選択することができる。また樹脂の寿命は脱着さ
れない廃液中のホウ酸以外のイオン（主として塩
素イオン、ヨウ素イオン）により規制されるが、
これらのイオンが本廃液中に含まれる量は数
ppm以下と比較的少ないため、樹脂にこのよう
なイオンが比較的多量に吸着し、ホウ酸の吸脱着
性能に影響をおよぼす樹脂寿命が来るまでには長
期間を要す。したがつて使用済みの樹脂はこの時
点で取替を行なつても二次廃棄物の多量発生には
つながらない。なお再生を行なう場合は、NaOH
数％液を通水すれば、陰イオンの除去を行なうこ
とができる。本発明における陰イオン交換樹脂と
しては普通に市販されているどのようなものを用
いてもよい。
第２図に本発明による脱塩塔を用いた放射性廃
液中のホウ酸回収処理システムを示す。
液中のホウ酸回収処理システムを示す。
従来の原子力発電プラントにおいては、廃液ホ
ールドアツプタンク１０に貯蔵されたホウ酸、塩
素イオンおよびヨウ素イオンを含む廃液を廃液供
給ポンプ１１によりフイルタ１２を通した後、蒸
発装置１６へ直接送つて蒸発させていた。しかし
ながら含有されるホウ酸が多いため濃縮限界はホ
ウ酸に依存し、放射性物質および除去したい化学
成分の濃縮が効率的に行なわれないという欠点が
あつた。
ールドアツプタンク１０に貯蔵されたホウ酸、塩
素イオンおよびヨウ素イオンを含む廃液を廃液供
給ポンプ１１によりフイルタ１２を通した後、蒸
発装置１６へ直接送つて蒸発させていた。しかし
ながら含有されるホウ酸が多いため濃縮限界はホ
ウ酸に依存し、放射性物質および除去したい化学
成分の濃縮が効率的に行なわれないという欠点が
あつた。
本発明はこの蒸発処理の前処理として樹脂によ
る脱塩処理を行なうことによりこの欠点をなくし
たものであり、蒸発処理を効率よく行なえると共
に廃液中のホウ酸を回収し得るものである。
る脱塩処理を行なうことによりこの欠点をなくし
たものであり、蒸発処理を効率よく行なえると共
に廃液中のホウ酸を回収し得るものである。
以下、本発明の概要を説明する。
廃液ホールドアツプタンク１０に貯蔵されたホ
ウ酸を含む廃液はポンプ１１によりフイルタ１２
に供給される。フイルタを出た廃液は冷水供給装
置１４からの冷水で冷却を行なつている冷却器１
３で適切な温度、たとえば10℃に調節した後、ア
ニオン交換樹脂を充填した脱塩塔１５に通す。こ
のアニオン交換樹脂を通過する間に廃液中の陰イ
オン物質（ホウ酸イオン、塩素イオン、ヨウ素イ
オン等）は吸着除去される。廃液は脱塩塔１５を
通した後、後置フイルタ１７を経て蒸発装置１６
に送つて濃縮処理を効率よく行なう。このような
系列での処理を断続的に行なつた後、弁V1およ
びV3を閉じ、弁V2およびV4を開ける。
ウ酸を含む廃液はポンプ１１によりフイルタ１２
に供給される。フイルタを出た廃液は冷水供給装
置１４からの冷水で冷却を行なつている冷却器１
３で適切な温度、たとえば10℃に調節した後、ア
ニオン交換樹脂を充填した脱塩塔１５に通す。こ
のアニオン交換樹脂を通過する間に廃液中の陰イ
オン物質（ホウ酸イオン、塩素イオン、ヨウ素イ
オン等）は吸着除去される。廃液は脱塩塔１５を
通した後、後置フイルタ１７を経て蒸発装置１６
に送つて濃縮処理を効率よく行なう。このような
系列での処理を断続的に行なつた後、弁V1およ
びV3を閉じ、弁V2およびV4を開ける。
１次冷却材としての水質に合致した良質の水
（ホウ酸は含まない）を１次系純水タンクからラ
インイより加温器１８に送り、ここでラインロを
循環する温水で適切な温度、たとえば60℃に調節
した後、脱塩塔１５に送る。この操作で脱塩塔に
吸着されている陰イオン物質のうちホウ酸のみは
雰囲気温度の変化により脱着されるが、他の物質
（塩素イオン、ヨウ素イオン等）は樹脂に吸着さ
れたままである。即ち、良質の水中にホウ酸のみ
を効果的に移すことができ、廃液中のホウ酸回収
を有効に行なうことができる。
（ホウ酸は含まない）を１次系純水タンクからラ
インイより加温器１８に送り、ここでラインロを
循環する温水で適切な温度、たとえば60℃に調節
した後、脱塩塔１５に送る。この操作で脱塩塔に
吸着されている陰イオン物質のうちホウ酸のみは
雰囲気温度の変化により脱着されるが、他の物質
（塩素イオン、ヨウ素イオン等）は樹脂に吸着さ
れたままである。即ち、良質の水中にホウ酸のみ
を効果的に移すことができ、廃液中のホウ酸回収
を有効に行なうことができる。
脱塩塔１５を出たホウ酸を含んだ回収水は、ラ
インハを循環している冷却水で冷却を行なつてい
る冷却器１９で常温まで冷却した後、ラインニよ
り１次冷却材貯蔵タンクに送りプラント内で再使
用する。ホウ酸の脱着を十分行なつた後の脱塩塔
は、再度、廃液を通す系列に切り換え、繰り返し
使用する。
インハを循環している冷却水で冷却を行なつてい
る冷却器１９で常温まで冷却した後、ラインニよ
り１次冷却材貯蔵タンクに送りプラント内で再使
用する。ホウ酸の脱着を十分行なつた後の脱塩塔
は、再度、廃液を通す系列に切り換え、繰り返し
使用する。
上記のようにして、ホウ素として1000〜
2000ppm（ホウ酸濃度としては5800〜
11600ppm）濃度のホウ酸、Cl-10ppm以下、お
よびI-10ppm以下を含有する放射性廃液を廃液冷
却温度４〜10℃で、純水加温温度60〜70℃で処理
した際のホウ酸回収率を次に示す。
2000ppm（ホウ酸濃度としては5800〜
11600ppm）濃度のホウ酸、Cl-10ppm以下、お
よびI-10ppm以下を含有する放射性廃液を廃液冷
却温度４〜10℃で、純水加温温度60〜70℃で処理
した際のホウ酸回収率を次に示す。
ホウ酸回収率は運用状況により異なる。即ち陰
イオン交換樹脂としてダイヤイオンSAN−１
（三菱化成、商品名）を用いた場合の第３図のホ
ウ素吸着曲線において、樹脂のホウ酸吸着量がた
とえば20ｇ／付近であれば、流出液中（４℃）
のホウ素濃度は100〜200ppm、Cl-およびI-はゼ
ロとなり、90〜95％のホウ酸と100％のCl-およ
びI-が樹脂に吸着される（回収される）。しかし
ながら、この場合は加温純水に脱着されるホウ酸
が250〜500ppmと少なく、脱着のための純水を
比較的多く必要とする。一方、30ｇ／付近では
流出液中（４℃）のホウ素濃度は500〜
600ppm、Cl-およびI-はゼロとなり、Cl-とI-は
100％除去できるがホウ酸は50〜70％しか回収で
きない。しかしながら、この場合は純水（60℃）
中の脱着ホウ素濃度は1500〜2000ppm、脱着Cl-
および脱着I-はいずれもゼロとなり効果的な増着
が行なえる。また前者の場合には同一の廃液処理
量に対して後者の場合より多量の樹脂が必要とな
る。
イオン交換樹脂としてダイヤイオンSAN−１
（三菱化成、商品名）を用いた場合の第３図のホ
ウ素吸着曲線において、樹脂のホウ酸吸着量がた
とえば20ｇ／付近であれば、流出液中（４℃）
のホウ素濃度は100〜200ppm、Cl-およびI-はゼ
ロとなり、90〜95％のホウ酸と100％のCl-およ
びI-が樹脂に吸着される（回収される）。しかし
ながら、この場合は加温純水に脱着されるホウ酸
が250〜500ppmと少なく、脱着のための純水を
比較的多く必要とする。一方、30ｇ／付近では
流出液中（４℃）のホウ素濃度は500〜
600ppm、Cl-およびI-はゼロとなり、Cl-とI-は
100％除去できるがホウ酸は50〜70％しか回収で
きない。しかしながら、この場合は純水（60℃）
中の脱着ホウ素濃度は1500〜2000ppm、脱着Cl-
および脱着I-はいずれもゼロとなり効果的な増着
が行なえる。また前者の場合には同一の廃液処理
量に対して後者の場合より多量の樹脂が必要とな
る。
前記と同種の陰イオン交換樹脂を用い、廃液冷
却温度10℃とした場合にも、第４図に示すように
ほぼ同様の結果となる。
却温度10℃とした場合にも、第４図に示すように
ほぼ同様の結果となる。
実用上はホウ素吸着量を20〜30ｇ／の間で変
化させ、平均として70〜80％のホウ酸を回収する
のが適切である。
化させ、平均として70〜80％のホウ酸を回収する
のが適切である。
本発明によつて、廃棄物のドラム本数低減およ
び固化設備の容量縮少という逆浸透装置を用いた
場合と同等の効果を得るがことでき、なおかつ設
備として比較的シンプルで、また運転も容易とい
う効果が奏されるのである。
び固化設備の容量縮少という逆浸透装置を用いた
場合と同等の効果を得るがことでき、なおかつ設
備として比較的シンプルで、また運転も容易とい
う効果が奏されるのである。
更に本システムを蒸発装置の前処理として使用
することにより廃液中に含まれる塩素イオンを除
去することができ、蒸発装置における塩素イオン
の濃縮による腐食の問題も解決することができる
という付加的な効果も期待できる。
することにより廃液中に含まれる塩素イオンを除
去することができ、蒸発装置における塩素イオン
の濃縮による腐食の問題も解決することができる
という付加的な効果も期待できる。
第１図、第３図および第４図は陰イオン交換樹
脂へのホウ素の吸着曲線の一例を示すグラフであ
り、第２図は本発明方法の概略を示すフローシー
トである。
脂へのホウ素の吸着曲線の一例を示すグラフであ
り、第２図は本発明方法の概略を示すフローシー
トである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ ホウ酸、塩素イオンおよびヨウ素イオンを含
有する放射性廃液の処理にあたり、陰イオン交換
樹脂に冷却された放射性廃液を通して陰イオン物
質を吸着させた後、加温された原子炉の１次系純
水を通す操作をくり返すことからなる、放射性廃
液中のホウ酸回収法。 ２ ホウ酸、塩素イオンおよびヨウ素イオンを含
有する放射性廃液の処理にあたり、陰イオン交換
樹脂に冷却された放射性廃液を通して陰イオン物
質を吸着させた後、廃液を蒸発濃縮すると共に、
陰イオン物質を吸着した樹脂に加温された原子炉
の１次系純水を通してホウ酸を回収する操作をく
り返すことからなる放射性廃液の処理方法。 ３ 廃液貯蔵タンク、冷却装置、陰イオン交換樹
脂充填脱塩装置および蒸発装置からなる系と、清
浄水供給装置、加温装置、陰イオン交換樹脂充填
脱塩装置、冷却装置および冷却水貯蔵タンクから
なる系とを、陰イオン交換樹脂充填脱塩装置を共
用のものとし、切換え弁により連結した、放射性
廃液処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7319378A JPS55430A (en) | 1978-06-19 | 1978-06-19 | Method and apparatus for processing radioactive liquid waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7319378A JPS55430A (en) | 1978-06-19 | 1978-06-19 | Method and apparatus for processing radioactive liquid waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS55430A JPS55430A (en) | 1980-01-05 |
| JPS6235079B2 true JPS6235079B2 (ja) | 1987-07-30 |
Family
ID=13511050
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7319378A Granted JPS55430A (en) | 1978-06-19 | 1978-06-19 | Method and apparatus for processing radioactive liquid waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS55430A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4696333B2 (ja) * | 2000-03-02 | 2011-06-08 | 日本錬水株式会社 | ホウ素の回収方法 |
| CN1302988C (zh) * | 2005-01-26 | 2007-03-07 | 李洪岭 | 盐湖型硼矿生产硼酸的结晶控制及增白控制方法 |
| JP5081690B2 (ja) * | 2008-03-31 | 2012-11-28 | オルガノ株式会社 | 超純水の製造方法 |
-
1978
- 1978-06-19 JP JP7319378A patent/JPS55430A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS55430A (en) | 1980-01-05 |
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