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
Authority
JP
Japan
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radioactive
ion exchange
volume
reaction
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.)
Expired
Application number
JP60031686A
Other languages
English (en)
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JPS60233598A (ja
Inventor
Horutsu Hansu
Kenmerinku Mihyaeru
Gyuntaa Kunatsukushutetsuto Hansu
Nooozeru Uorufuganku
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.)
Nukem GmbH
Original Assignee
Nukem GmbH
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Publication date
Application filed by Nukem GmbH filed Critical Nukem GmbH
Publication of JPS60233598A publication Critical patent/JPS60233598A/ja
Publication of JPS6337360B2 publication Critical patent/JPS6337360B2/ja
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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/32Processing by incineration

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • 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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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
供給する。
【図面の簡単な説明】
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。

Claims (1)

  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。
JP60031686A 1977-02-26 1985-02-21 放射性有機廃棄物の処理法 Granted JPS60233598A (ja)

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)

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JPS60233598A JPS60233598A (ja) 1985-11-20
JPS6337360B2 true JPS6337360B2 (ja) 1988-07-25

Family

ID=6002301

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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

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BR (1) BR7800508A (ja)
DE (1) DE2708492C2 (ja)
ES (1) ES465452A2 (ja)
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GB (1) GB1577383A (ja)
IT (1) IT1156446B (ja)

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