JPS63132199A - 核分裂生成物を含有する廃液の処理方法 - Google Patents
核分裂生成物を含有する廃液の処理方法Info
- Publication number
- JPS63132199A JPS63132199A JP27660586A JP27660586A JPS63132199A JP S63132199 A JPS63132199 A JP S63132199A JP 27660586 A JP27660586 A JP 27660586A JP 27660586 A JP27660586 A JP 27660586A JP S63132199 A JPS63132199 A JP S63132199A
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- Japan
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- fission products
- liquid containing
- radioactive cesium
- treating waste
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- Pending
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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。
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、核分裂生成物を含有する廃液の処理システム
に係り、特に、再処理プラント廃液の同化前処理に関す
る。
に係り、特に、再処理プラント廃液の同化前処理に関す
る。
再処理プラントでは、使用済核燃料の再処理に伴い、多
量の核分裂生成物を含む廃液が発生する。
量の核分裂生成物を含む廃液が発生する。
これらの廃液は放射能レベルに応じて、約三つに別けら
れて処理される。すなわち、最もレベルの高いものは、
プラント内に一定期間貯蔵された後、ガラスなど密封性
の高い同化材によって固化される。また、中間のレベル
のものは、濃縮などの操作によって減容された後、セメ
ントやアスファルトによって２００Ｑドラム缶程度の規
模で固化される。また、低レベルのものは、中間レベル
の濃縮時に生成する凝縮水や、作業衣の洗濯廃水などか
らなり、これらは、処理を必要としない程度のレベルで
あるが、念のため凝集沈殿法などにより処理される。こ
の後、海洋に放出される。従って、再処理によって発生
する固体の廃棄物は高レベルと中レベルの同化体である
。このうち、高レベルの同化体は発生量が少ないため、
特殊な放射能のしゃへい容器を必要とするが問題とはな
らない。
れて処理される。すなわち、最もレベルの高いものは、
プラント内に一定期間貯蔵された後、ガラスなど密封性
の高い同化材によって固化される。また、中間のレベル
のものは、濃縮などの操作によって減容された後、セメ
ントやアスファルトによって２００Ｑドラム缶程度の規
模で固化される。また、低レベルのものは、中間レベル
の濃縮時に生成する凝縮水や、作業衣の洗濯廃水などか
らなり、これらは、処理を必要としない程度のレベルで
あるが、念のため凝集沈殿法などにより処理される。こ
の後、海洋に放出される。従って、再処理によって発生
する固体の廃棄物は高レベルと中レベルの同化体である
。このうち、高レベルの同化体は発生量が少ないため、
特殊な放射能のしゃへい容器を必要とするが問題とはな
らない。
一方、中レベル固化体は、放射能レベルは低いが。
発生量が多く特殊なしゃへい容器もないため、輸送規準
の表面線量率を満足するように作成されなければならな
い。
の表面線量率を満足するように作成されなければならな
い。
従って、中レベル廃液中から、表面線量率を増加させる
主要な放射性核種を除去することは、同化体のハンドリ
ング上有効である。
主要な放射性核種を除去することは、同化体のハンドリ
ング上有効である。
主要な放射性核種のみを選択的に除去する方法には、種
々の方法があるが、核分裂生成物除去の代表的なものと
して特開昭５６−７９９９９号公報に記載されているよ
うにフェロシアン化金属化合物添着ゼオライトによる放
射性セシウムの除去方法がある。
々の方法があるが、核分裂生成物除去の代表的なものと
して特開昭５６−７９９９９号公報に記載されているよ
うにフェロシアン化金属化合物添着ゼオライトによる放
射性セシウムの除去方法がある。
上記従来技術では、単に放射性セシウムなどを特定の吸
着材で除去する方法を示しているにすぎ化するという問
題もあった。また、前段にＰＨを調整する装置を設置し
、除去性能を安定化させることは従来技術の範囲である
が、装置の設置に伴うコスト高、設置スプースの増大を
伴う。
着材で除去する方法を示しているにすぎ化するという問
題もあった。また、前段にＰＨを調整する装置を設置し
、除去性能を安定化させることは従来技術の範囲である
が、装置の設置に伴うコスト高、設置スプースの増大を
伴う。
本発明の目的は、再処理プラントにおける主要な放射性
核種の除去方法、除去装置の設置場所を設置することに
より、表面線量率の低い同化体を作成することにある。
核種の除去方法、除去装置の設置場所を設置することに
より、表面線量率の低い同化体を作成することにある。
上記目的は、再処理プラントにおいて、表面線量率への
寄与の大きい放射性核種が放射性セシウムであることを
見い出し、この放射性セシウムを、濃縮器の後段に設置
した吸着材により除去し、この後、廃液を固化すること
により達成される。
寄与の大きい放射性核種が放射性セシウムであることを
見い出し、この放射性セシウムを、濃縮器の後段に設置
した吸着材により除去し、この後、廃液を固化すること
により達成される。
放射性セシウムの除去用の吸着材を濃縮器の後段に設置
することによって濃縮器の防蝕用のＰＨ調整槽が利用で
きるので、放射性セシウム除去用の吸着材のためのｐＨ
調整槽が不要となる。また、濃縮後の廃液を対象とする
ため、取り扱う廃液量が少なくなり、システムが簡単に
なる。
することによって濃縮器の防蝕用のＰＨ調整槽が利用で
きるので、放射性セシウム除去用の吸着材のためのｐＨ
調整槽が不要となる。また、濃縮後の廃液を対象とする
ため、取り扱う廃液量が少なくなり、システムが簡単に
なる。
濃縮後の廃液中から、放射性セシウムが除去可能である
のは、以下の二点の実験事実による。
のは、以下の二点の実験事実による。
（１）放射性セシウムが濃縮によって、化学形態が変化
することがないため、吸着材によって効率よく除去でき
る。
することがないため、吸着材によって効率よく除去でき
る。
（２）濃縮廃液中の高濃度の電解質、この場合、硝酸ナ
トリウムの共存下でも、放射性セシウ・ムが除去できる
。
トリウムの共存下でも、放射性セシウ・ムが除去できる
。
［実施例〕
以下５本発明の実施例を図面を用いて具体的に説明する
。
。
図は本発明の廃液の処理システムのフローを示す。図中
で、１は硝酸タンク、２は水酸ナトリウム溶液タンク、
３はＰＨ；１１１！ＩＩタンク、４は濃縮器。
で、１は硝酸タンク、２は水酸ナトリウム溶液タンク、
３はＰＨ；１１１！ＩＩタンク、４は濃縮器。
５は吸着材充填塔、６はサージタンク、７は固化剤タン
ク、８は混合タンク、９は凝縮器、１０゜１１はポンプ
、１２．１３は撹拌器、１４〜１８はバルブ、２０はド
ラム缶である。以下、手順に従って説明する０発生した
廃液は、ｐＨ，ｉ１Ｍ整タンク３に集められ、撹拌器１
２によって撹拌されながらｐ Ｈ？１４！！１が行なわ
れる。ｐＨ調整時には、必要に応じ硝酸タンク１からバ
ルブ１４を介して硝酸が、または、水酸化ナトリウム溶
液タンクからバルブ１５を介して、水酸化ナトリウ１１
が供給される。ここで、後段の濃縮器４の防蝕の点から
ｐ Ｈ７〜９に調整される。この後、廃液は濃縮器４に
送られ、廃液中の溶解成分（主成分：硝酸す°トリウム
）が２０〜３０ｗｔ％どなるまで約１゜〜１０．０倍濃
縮される。この際に発生する水蒸気は、凝縮器９により
水にもどされ、低レベル系へ送られる。濃縮された廃液
は、ｐＨ７〜１ｏとなり、これは、ポンプ１１によって
吸着塔５に送られ、放射性セシウムが除去される。ここ
に用いられる吸着材は、モルデナイトおよび、フェロシ
アン化金属化合物添着ゼオライトがある。それぞれの有
効ｐＨ範囲は１〜１２．２〜１ｏである。硝酸ナトリウ
ム中からの放射性セシウムの除動効率は、いずれの吸着
材も、９９％以上であった。しかしながら、フェロシア
ン化金属化合物添着化合物では６．８ ｍｇ−Ｃｓ／ｇ
であるのに対して、モルデナイトは、その約１／１００
である。以上の点から、モルデナイトは有効ｐＨ範囲が
広いため、万一、廃液ｐＨが１０以上となった場合でも
放射性セシウムの除去が可能であるが、吸着容量が小さ
いため使用済の吸着材量が増加する。反面、フェロシア
ン化金属化合物添着ゼオライトではｐＨ範囲が狭いが、
使用済の吸着材量は少ない。
ク、８は混合タンク、９は凝縮器、１０゜１１はポンプ
、１２．１３は撹拌器、１４〜１８はバルブ、２０はド
ラム缶である。以下、手順に従って説明する０発生した
廃液は、ｐＨ，ｉ１Ｍ整タンク３に集められ、撹拌器１
２によって撹拌されながらｐ Ｈ？１４！！１が行なわ
れる。ｐＨ調整時には、必要に応じ硝酸タンク１からバ
ルブ１４を介して硝酸が、または、水酸化ナトリウム溶
液タンクからバルブ１５を介して、水酸化ナトリウ１１
が供給される。ここで、後段の濃縮器４の防蝕の点から
ｐ Ｈ７〜９に調整される。この後、廃液は濃縮器４に
送られ、廃液中の溶解成分（主成分：硝酸す°トリウム
）が２０〜３０ｗｔ％どなるまで約１゜〜１０．０倍濃
縮される。この際に発生する水蒸気は、凝縮器９により
水にもどされ、低レベル系へ送られる。濃縮された廃液
は、ｐＨ７〜１ｏとなり、これは、ポンプ１１によって
吸着塔５に送られ、放射性セシウムが除去される。ここ
に用いられる吸着材は、モルデナイトおよび、フェロシ
アン化金属化合物添着ゼオライトがある。それぞれの有
効ｐＨ範囲は１〜１２．２〜１ｏである。硝酸ナトリウ
ム中からの放射性セシウムの除動効率は、いずれの吸着
材も、９９％以上であった。しかしながら、フェロシア
ン化金属化合物添着化合物では６．８ ｍｇ−Ｃｓ／ｇ
であるのに対して、モルデナイトは、その約１／１００
である。以上の点から、モルデナイトは有効ｐＨ範囲が
広いため、万一、廃液ｐＨが１０以上となった場合でも
放射性セシウムの除去が可能であるが、吸着容量が小さ
いため使用済の吸着材量が増加する。反面、フェロシア
ン化金属化合物添着ゼオライトではｐＨ範囲が狭いが、
使用済の吸着材量は少ない。
放射性セシウムを除去した廃液は、サージタンりへ送ら
れる。この後、廃液は、バルブ１６を介して、混合タン
ク８へ、またセメントなどの固化剤を固化剤タンク７か
ら、バルブ１７を介して、同様に混合タンク８へ送る。
れる。この後、廃液は、バルブ１６を介して、混合タン
ク８へ、またセメントなどの固化剤を固化剤タンク７か
ら、バルブ１７を介して、同様に混合タンク８へ送る。
ここで、撹拌器１３によって撹拌混合される。混合後、
バルブ１８を通し、ドラム缶２０に充填されて固化され
る。
バルブ１８を通し、ドラム缶２０に充填されて固化され
る。
使用済の吸着材は、よりレベルの高い廃棄物ともに処理
される。この吸着材の使用量は、濃縮後の廃液水の全セ
シウム濃度は約０ 、１ ｐｐｍと予想されるので、廃
液１００ｒｒｉ’を処理した場合には１０ｇのセシウム
があり、これの除去に必要な吸着材料は、フェロシアン
化金属化合物で約１．５ｋｇ、モルデナイトの場合は１
５０ｋｇとなり、処理する廃液の量に比べて充分に小さ
い。
される。この吸着材の使用量は、濃縮後の廃液水の全セ
シウム濃度は約０ 、１ ｐｐｍと予想されるので、廃
液１００ｒｒｉ’を処理した場合には１０ｇのセシウム
があり、これの除去に必要な吸着材料は、フェロシアン
化金属化合物で約１．５ｋｇ、モルデナイトの場合は１
５０ｋｇとなり、処理する廃液の量に比べて充分に小さ
い。
従って、本実施例によれば、簡単なシステムで。
かつ、二次廃棄物発生量の少ない方法で表面線量率の低
い同化体を作成できる。
い同化体を作成できる。
本発明によれば、簡単なシステムで表面線量率の低い同
化体を作成することができ、固化体のハンドリングが容
易となる。
化体を作成することができ、固化体のハンドリングが容
易となる。
図は本発明の一実施例のシステムの系統図である。
Claims (1)
- １、核分裂生成物を含有する廃液を濃縮した後、前記廃
液中から放射性セシウムを吸着材によつて除去し、除去
後の廃液を固化剤とともに固化することを特徴とする核
分裂生成物を含有する廃液の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP27660586A JPS63132199A (ja) | 1986-11-21 | 1986-11-21 | 核分裂生成物を含有する廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP27660586A JPS63132199A (ja) | 1986-11-21 | 1986-11-21 | 核分裂生成物を含有する廃液の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63132199A true JPS63132199A (ja) | 1988-06-04 |
Family
ID=17571771
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP27660586A Pending JPS63132199A (ja) | 1986-11-21 | 1986-11-21 | 核分裂生成物を含有する廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63132199A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015001447A (ja) * | 2013-06-14 | 2015-01-05 | 株式会社東芝 | 放射性セシウム汚染飛灰の処理システム及びその処理方法 |
| JP2018017565A (ja) * | 2016-07-27 | 2018-02-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 放射性廃液の処理方法及び処理装置 |
-
1986
- 1986-11-21 JP JP27660586A patent/JPS63132199A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015001447A (ja) * | 2013-06-14 | 2015-01-05 | 株式会社東芝 | 放射性セシウム汚染飛灰の処理システム及びその処理方法 |
| JP2018017565A (ja) * | 2016-07-27 | 2018-02-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 放射性廃液の処理方法及び処理装置 |
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