JPS6337360B2 - - Google Patents
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- JPS6337360B2 JPS6337360B2 JP60031686A JP3168685A JPS6337360B2 JP S6337360 B2 JPS6337360 B2 JP S6337360B2 JP 60031686 A JP60031686 A JP 60031686A JP 3168685 A JP3168685 A JP 3168685A JP S6337360 B2 JPS6337360 B2 JP S6337360B2
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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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/32—Processing by incineration
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Separation, Recovery Or Treatment Of Waste Materials Containing Plastics (AREA)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Gasification And Melting Of Waste (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性有機廃棄物の処理法に関する。
600〜1100℃で、閉じた炉内で過剰の水蒸気を
向流させて有機成分の灰化を行い、排ガスを後反
応のために再び800〜1100℃の温度帯域を通過さ
せる、放射能汚染イオン交換樹脂を熱分解によつ
て処理する方法はすでに提案されている。
向流させて有機成分の灰化を行い、排ガスを後反
応のために再び800〜1100℃の温度帯域を通過さ
せる、放射能汚染イオン交換樹脂を熱分解によつ
て処理する方法はすでに提案されている。
原子力工業では多数の汚染された有機廃棄物
(紙、布切れ、プラスチツク、手袋など)が発生
し、これらはかさ張り、放射性物質を比較的少し
しか含まないにもかかわらず、常用法で処理する
ことができない。とくに非常に有毒なプルトニウ
ムまたは人工放射性核種を含む廃棄物が挙げられ
る。このような廃棄物を処理するすべての方法の
目的は汚染排ガスまたは放射性排水の発生なし
に、灰化によつて容積を減少し、灰化残渣を除去
することである。
(紙、布切れ、プラスチツク、手袋など)が発生
し、これらはかさ張り、放射性物質を比較的少し
しか含まないにもかかわらず、常用法で処理する
ことができない。とくに非常に有毒なプルトニウ
ムまたは人工放射性核種を含む廃棄物が挙げられ
る。このような廃棄物を処理するすべての方法の
目的は汚染排ガスまたは放射性排水の発生なし
に、灰化によつて容積を減少し、灰化残渣を除去
することである。
前記提案によれば放射能汚染有機廃棄物の処理
は閉鎖した炉装置内で有機成分を向流する過剰の
水蒸気によつて600〜1100℃でガス化することに
よつて達成され、その際排ガスを後反応のためも
う1度800〜1100℃の温度ゾーンを通過させる。
は閉鎖した炉装置内で有機成分を向流する過剰の
水蒸気によつて600〜1100℃でガス化することに
よつて達成され、その際排ガスを後反応のためも
う1度800〜1100℃の温度ゾーンを通過させる。
動力原子炉および再処理装置のような原子力工
業装置には水処理装置から1回または数回の負荷
で消耗した放射能汚染された多量のイオン交換樹
脂が発生し、これらは最終貯蔵場所に送らなけれ
ばならない。これらは放射性物質をとくに放射性
重金属イオンの形で含む。
業装置には水処理装置から1回または数回の負荷
で消耗した放射能汚染された多量のイオン交換樹
脂が発生し、これらは最終貯蔵場所に送らなけれ
ばならない。これらは放射性物質をとくに放射性
重金属イオンの形で含む。
この放射性樹脂を堆積物として最終貯蔵するこ
とは許可されない。これらは固定物質と混合して
容器に充てんしなければならない。このように得
た固体には強度と浸出安定性に対し高度の要求が
課される。
とは許可されない。これらは固定物質と混合して
容器に充てんしなければならない。このように得
た固体には強度と浸出安定性に対し高度の要求が
課される。
次第に厳しくなる貯蔵条件および将来予期され
る貯蔵費用の上昇のため廃棄物の量を減少するこ
とがどうしても必要である。これは固定物質へ導
入する前に廃棄材料の容積を減少することによら
なければ可能でない。
る貯蔵費用の上昇のため廃棄物の量を減少するこ
とがどうしても必要である。これは固定物質へ導
入する前に廃棄材料の容積を減少することによら
なければ可能でない。
放射性イオン交換樹脂の場合これは現在公知の
方法によれば、原子力工業装置から発生するよう
な膨潤した水に富む状態から出発して、この樹脂
を乾燥処理することによつて達成される。しかし
この方法で達成された容積減少は出発容積の約50
%にしか達しない。他の公知熱処理によつても容
積減少は前記程度にしかならない。しかもこの場
合その処理が困難な排ガス問題が生ずる。
方法によれば、原子力工業装置から発生するよう
な膨潤した水に富む状態から出発して、この樹脂
を乾燥処理することによつて達成される。しかし
この方法で達成された容積減少は出発容積の約50
%にしか達しない。他の公知熱処理によつても容
積減少は前記程度にしかならない。しかもこの場
合その処理が困難な排ガス問題が生ずる。
原子炉の有機廃棄物を高熱加水分解により完全
に灰化する前記提案も放射能汚染イオン交換樹脂
の処理には最適ではない。それは完全灰化の際放
射能の大部分は排ガスまたは排ガスフイルタへ移
行し、これらを次に新たに灰化することが必要に
なるからである。
に灰化する前記提案も放射能汚染イオン交換樹脂
の処理には最適ではない。それは完全灰化の際放
射能の大部分は排ガスまたは排ガスフイルタへ移
行し、これらを次に新たに灰化することが必要に
なるからである。
それゆえ本発明の目的は放射性排ガスの問題が
発生しないように、放射能汚染イオン交換樹脂の
容積を減少する方法を得ることである。
発生しないように、放射能汚染イオン交換樹脂の
容積を減少する方法を得ることである。
この目的は前記提案によるイオン交換樹脂の高
熱加水分解処理を本発明により、水蒸気によるガ
ス化を600〜800℃で、装入イオン交換樹脂の容積
が出発容積の4〜10容量%になるまで行うことに
よつて解決される。
熱加水分解処理を本発明により、水蒸気によるガ
ス化を600〜800℃で、装入イオン交換樹脂の容積
が出発容積の4〜10容量%になるまで行うことに
よつて解決される。
それゆえ出発容積の4〜10%がまだ装置内にあ
るときに高熱加水分解処理を中止する。この時点
は純光学的に決定し、または実験により1定の温
度および樹脂で時間を決定することができる。
るときに高熱加水分解処理を中止する。この時点
は純光学的に決定し、または実験により1定の温
度および樹脂で時間を決定することができる。
本発明の方法は放射能が炭化された樹脂に残
り、またはごく1部しか凝縮液へ移行せず、排ガ
スはほとんど放射能がないので、高価な排ガス処
理を必要としない重要な利点を有する。
り、またはごく1部しか凝縮液へ移行せず、排ガ
スはほとんど放射能がないので、高価な排ガス処
理を必要としない重要な利点を有する。
凝縮液の蒸発の際残る蒸発残液は有利に炭化さ
れた樹脂と混合し、いつしよに固化することがで
きる。樹脂の膨潤力は炭化によつて失われている
ので、蒸発残液との混合によつて容積は増大しな
い。それゆえ最終容積はこの場合使用したイオン
交換樹脂の出発容積の10%より小さい。
れた樹脂と混合し、いつしよに固化することがで
きる。樹脂の膨潤力は炭化によつて失われている
ので、蒸発残液との混合によつて容積は増大しな
い。それゆえ最終容積はこの場合使用したイオン
交換樹脂の出発容積の10%より小さい。
次に図面により本発明の方法を説明する。
装置はたとえば加熱装置1を備える流動床反応
器2を有し、この中で放射性イオン交換樹脂に過
熱水蒸気が送られる。水蒸気は蒸発器3でつくら
れ、過熱器4で反応温度に加熱される。流動床反
応器2を去つた後、水蒸気は凝縮性および非凝縮
性反応生成物とともに2段スプレー凝縮器5に送
られる。そこで水蒸気および凝縮性反応生成物が
凝縮する。非凝縮性反応生成物は吸着フイルタ6
を介して排ガス系に送られ、場合により後処理さ
れる。
器2を有し、この中で放射性イオン交換樹脂に過
熱水蒸気が送られる。水蒸気は蒸発器3でつくら
れ、過熱器4で反応温度に加熱される。流動床反
応器2を去つた後、水蒸気は凝縮性および非凝縮
性反応生成物とともに2段スプレー凝縮器5に送
られる。そこで水蒸気および凝縮性反応生成物が
凝縮する。非凝縮性反応生成物は吸着フイルタ6
を介して排ガス系に送られ、場合により後処理さ
れる。
凝縮液は蒸発器3へ送り戻し、新たに蒸発させ
る。その際発生する水蒸気は再びプロセスに送
る。水蒸気の1つの分流は過熱器4を介して再び
流動床反応器に達し、第2の分流は凝縮器7で凝
縮し、続いてポンプ8およびノズル9を介してス
プレー凝縮器5へスプレーされる。それによつて
プロセス媒体である水または水蒸気の閉鎖回路が
できる。
る。その際発生する水蒸気は再びプロセスに送
る。水蒸気の1つの分流は過熱器4を介して再び
流動床反応器に達し、第2の分流は凝縮器7で凝
縮し、続いてポンプ8およびノズル9を介してス
プレー凝縮器5へスプレーされる。それによつて
プロセス媒体である水または水蒸気の閉鎖回路が
できる。
蒸発器3の残液はイオン交換樹脂炭化の際発生
した凝縮性の放射性反応生成物からなる。これは
不連続的に貯蔵タンク10へ抜取り、そこからポ
ンプ11により炭化されたイオン交換樹脂と混合
するために送られる。
した凝縮性の放射性反応生成物からなる。これは
不連続的に貯蔵タンク10へ抜取り、そこからポ
ンプ11により炭化されたイオン交換樹脂と混合
するために送られる。
次に本発明の方法を例により説明する。
例 1
固定床反応器へイオン交換樹脂粒を装入し、反
応器を閉鎖する。水蒸気導入時に反応器内で水蒸
気が凝縮しないように器壁の直接加熱により反応
器を150℃の温度に加熱する。次に650℃の過熱水
蒸気を導入する。炭化反応は約3時間続き、その
後になお出発容積の8%が存在する。次に反応器
を外壁から冷却する。冷却した反応生成物を取出
すことができる。排ガスの放射能は装入イオン交
換樹脂の放射能の少なくとも1000分の1に減少し
たので、特殊な後処理を必要とせず、吸着フイル
タを介して大気へ放出することができた。
応器を閉鎖する。水蒸気導入時に反応器内で水蒸
気が凝縮しないように器壁の直接加熱により反応
器を150℃の温度に加熱する。次に650℃の過熱水
蒸気を導入する。炭化反応は約3時間続き、その
後になお出発容積の8%が存在する。次に反応器
を外壁から冷却する。冷却した反応生成物を取出
すことができる。排ガスの放射能は装入イオン交
換樹脂の放射能の少なくとも1000分の1に減少し
たので、特殊な後処理を必要とせず、吸着フイル
タを介して大気へ放出することができた。
例 2
流動床反応器へイオン交換樹脂を装入する。反
応器を壁の直接加熱によつて180℃の温度に加熱
する。反応器温度が十分上がつたとき、700℃の
過熱蒸気を送る。水蒸気はイオン交換樹脂の流動
化ガスおよび反応ガスとして役立つ。反応成分が
十分接触するので炭化時間は残存容積7%で約1
時間に短縮される。固体粒子は個々の粒子として
得られる。この構造は放射性凝縮液との混合およ
び固定物質内への結合を容易にする。
応器を壁の直接加熱によつて180℃の温度に加熱
する。反応器温度が十分上がつたとき、700℃の
過熱蒸気を送る。水蒸気はイオン交換樹脂の流動
化ガスおよび反応ガスとして役立つ。反応成分が
十分接触するので炭化時間は残存容積7%で約1
時間に短縮される。固体粒子は個々の粒子として
得られる。この構造は放射性凝縮液との混合およ
び固定物質内への結合を容易にする。
反応生成物を炭化過程終了後、ガス流で冷却
し、ついで反応器から取出すことができる。排ガ
スは例1の場合と同様に処理することができた。
し、ついで反応器から取出すことができる。排ガ
スは例1の場合と同様に処理することができた。
酸性またはアルカリ性イオン交換樹脂を炭化す
る際とくにスプレー凝縮器5内で反応ガスを中和
し、またはイオン交換樹脂は中性反応ガスが発生
するように混合しなければならない。
る際とくにスプレー凝縮器5内で反応ガスを中和
し、またはイオン交換樹脂は中性反応ガスが発生
するように混合しなければならない。
例 3
異なる性質のイオン交換樹脂たとえば酸性樹脂
とアルカリ性樹脂を互いに混合する。混合物を装
置内で例1または2の反応条件下に炭化する。そ
の際たとえば1つはSO3、他はアミンが発生す
る。イオン交換樹脂の混合を適当に調節すれば、
化学的に中性の反応生成物が発生する。
とアルカリ性樹脂を互いに混合する。混合物を装
置内で例1または2の反応条件下に炭化する。そ
の際たとえば1つはSO3、他はアミンが発生す
る。イオン交換樹脂の混合を適当に調節すれば、
化学的に中性の反応生成物が発生する。
例 4
酸性イオン交換樹脂または酸性に反応する酸性
およびアルカリ性イオン交換樹脂の混合物を反応
器に装入し、例1または2のように炭化する。
およびアルカリ性イオン交換樹脂の混合物を反応
器に装入し、例1または2のように炭化する。
しかしプロセス蒸気に反応器へ入る前に反応生
成物を中和するため石灰乳、粉末石灰またはCa
(OH)2水溶液を供給する。
成物を中和するため石灰乳、粉末石灰またはCa
(OH)2水溶液を供給する。
例 5
酸性イオン交換樹脂または酸性に反応する酸性
およびアルカリ性イオン交換樹脂の混合物を反応
器へ装入する。
およびアルカリ性イオン交換樹脂の混合物を反応
器へ装入する。
炭化法は例1または2のとおり行う。酸性のガ
ス状反応生成物をスプレー凝縮器内で中和する。
そのため冷却水にスプレーノズル9へ入る前に適
当な計量装置を介して石灰乳またはCa(OH)2を
供給する。
ス状反応生成物をスプレー凝縮器内で中和する。
そのため冷却水にスプレーノズル9へ入る前に適
当な計量装置を介して石灰乳またはCa(OH)2を
供給する。
図面は本発明の方法を実施する装置の配置を示
す図である。 2……反応器、3……蒸発器、5,7……凝縮
器。
す図である。 2……反応器、3……蒸発器、5,7……凝縮
器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 600〜1100℃で、閉じた炉内で過剰の水蒸気
を向流させて有機成分の灰化を行い、排ガスを後
反応のために再び800〜1100℃の温度帯域を通過
させる、放射性有機廃棄物の処理法において、放
射性有機廃棄物として放射性イオン交換樹脂を処
理する場合、水蒸気による灰化を600〜800℃で、
装入した放射性イオン交換樹脂の容積が出発容積
の40〜10容量%になるまで行い、排ガスを高温の
後処理なしで大気に放出することを特徴とする放
射性有機廃棄物の処理法。 2 閉鎖回路内に発生した放射性凝縮残液を炭化
した樹脂と混合し、最終貯蔵所に送る特許請求の
範囲第1項記載の方法。 3 反応生成物を反応の間または後に中和する特
許請求の範囲第1項または第2項記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2708492.0 | 1977-02-26 | ||
| DE2708492A DE2708492C2 (de) | 1977-02-26 | 1977-02-26 | Verfahren zur Behandlung radioaktiv kontaminierter Ionenaustauscherharze |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60233598A JPS60233598A (ja) | 1985-11-20 |
| JPS6337360B2 true JPS6337360B2 (ja) | 1988-07-25 |
Family
ID=6002301
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2080378A Pending JPS53107600A (en) | 1977-02-26 | 1978-02-24 | Method of disposing of radioactive organic waste |
| JP60031686A Granted JPS60233598A (ja) | 1977-02-26 | 1985-02-21 | 放射性有機廃棄物の処理法 |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2080378A Pending JPS53107600A (en) | 1977-02-26 | 1978-02-24 | Method of disposing of radioactive organic waste |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (2) | JPS53107600A (ja) |
| BR (1) | BR7800508A (ja) |
| DE (1) | DE2708492C2 (ja) |
| ES (1) | ES465452A2 (ja) |
| FR (1) | FR2382076A2 (ja) |
| GB (1) | GB1577383A (ja) |
| IT (1) | IT1156446B (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6417589U (ja) * | 1987-07-20 | 1989-01-27 | ||
| JPH027693U (ja) * | 1988-06-27 | 1990-01-18 |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4410126A (en) * | 1978-10-12 | 1983-10-18 | Cooper Industries, Inc. | Mass soldering system |
| GB2082376B (en) * | 1980-08-12 | 1984-02-22 | British Nuclear Fuels Ltd | Waste disposal |
| CA1163431A (en) * | 1982-08-20 | 1984-03-13 | Atomic Energy Of Canada Limited - Energie Atomique Du Canada, Limitee | Method of reducing the volume of radioactive waste |
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| RU2156511C1 (ru) * | 1999-03-18 | 2000-09-20 | Закрытое акционерное общество Научно-исследовательский институт "ВНИИДРЕВ" | Способ переработки радиоактивных ионообменных смол |
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