JP2002202398A

JP2002202398A - 放射性物質を含むアルコール廃液の処理方法

Info

Publication number: JP2002202398A
Application number: JP2000401160A
Authority: JP
Inventors: Tetsuhiko Kobayashi; 哲彦小林; Hideaki Ito; 秀明伊東; Eiju Nakada; 栄寿中田; Kazuhiko Nitta; 和彦新田; Yasuhiro Morita; 靖弘守田
Original assignee: Fuji Electric Co Ltd; Japan Nuclear Cycle Development Institute
Current assignee: Fuji Electric Co Ltd; Japan Atomic Energy Agency
Priority date: 2000-12-28
Filing date: 2000-12-28
Publication date: 2002-07-19

Abstract

(57)【要約】【課題】廃液からアルコールのみを分離し、かつ残査
のアルコラート濃度を低減して通常の放射性廃液処理施
設へ投入することが可能であり、更に迅速かつ大量に廃
液処理が可能である、放射性物質を含むアルコール廃液
の処理方法を提供する。【解決手段】アルコールと放射性物質を含んだナトリ
ウムを主たる成分とするアルコール廃液に水を加えて加
水分解し、アルコラートを水酸化ナトリムとした後、電
気透析処理でナトリウムを水酸化ナトリウムとして除去
する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、放射性物質を含む
アルコール廃液の処理方法に関し、更に詳しくは、高速
増殖炉等の原子炉内で取扱われる機器のナトリウム洗浄
時に生じる、放射性アルコール廃液の処理方法に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】高速増殖炉では冷却材に液体金属ナトリ
ウムを使用しているため、ナトリウム液面上部にはアル
ゴンカバーガスが満たされている。炉心や大型ナトリウ
ム機器である主冷却系循環ポンプ等は、このカバーガス
層を介して設置されている。これらの機器は大気中に設
置されている駆動部を除いてメンテナンスフリーに設計
されており、したがって、通常の保守は定期点検期間を
通じて冷却材バウンダリーを開放せずに行われる。

【０００３】しかし、例えば、燃料交換作業において
は、燃料交換時にグリッパと呼ばれる掴み具を使用し、
このグリッバを使用して燃料棒の炉内外への出し入れを
行う。このため、グリッパには放射化されたナトリウム
が大量に付着しているおり、グリッパを専用の洗浄槽に
て洗浄して放射化したナトリウムを除去する必要があ
る。

【０００４】また、修理・改造等なんらかの理由で、こ
れら大型ナトリウム機器を系外に引抜き、メンテナンス
を行う場合がある。この場合にも、ナトリウムの付着し
た機器部品の保守、修理、試験、検査、廃棄にあたっ
て、まずナトリウムを洗浄処理しなければならない。

【０００５】ここで、このナトリウムは、原子炉内で多
量の高速中性子に曝された結果、放射化されて放射能を
有している。また、炉内構造物から生じるコバルト６
０、マンガン５４等の放射性腐食生成物（ＣＰ）も含ま
れているので、これらを有効かつ安全に洗浄処理し、か
つ熱や腐食等で機器を損なわないように行うのは容易な
作業ではなく、ナトリウム取扱い技術の中で最も注意を
要する作業の一つである。

【０００６】上記放射化されたナトリウムの洗浄方法と
しては、真空蒸留等の物理的方法や水蒸気洗浄、アンモ
ニア洗浄、水洗浄、アルコール洗浄等の化学的方法があ
るが、上記のうち、アルコール洗浄は、比較的ナトリウ
ム除去率が高く、反応速度がゆるやかであり、アルカリ
腐食を起こす可能性が少ないのでナトリウム機器の構造
材料への影響が少ないと考えられているため国内外にお
いて広く利用されており、特に上述の燃料交換時のグリ
ッパ洗浄に多く用いられている。

【０００７】しかし、上記のアルコール洗浄法において
は、上記放射化されたナトリウムを含むアルコール廃液
が大量に発生することとなるので、現在高速増殖炉を保
有する施設でその処理が深刻な問題となりつつある。

【０００８】このアルコール廃液には、ナトリウムと洗
浄に用いたアルコール類（エタノール、イソプロパノー
ル）および水が含まれている。ここでアルコールとナト
リウムは化学的に反応し、アルコラートを生成してい
る。例えば、エタノールとナトリウムが反応して、アル
コラート（エチラート）を生成する化学反応式は以下の
ように表される。

【０００９】Ｃ₂Ｈ₅ＯＨ＋Ｎａ→Ｃ₂Ｈ₅ＯＮａ＋Ｈ↑ この放射性物質を含むアルコール廃液を処理するために
は、アルコールとナトリウムとを完全に分離することが
必要不可欠である。しかし、アルコラートを含む限り、
アルコールとナトリウムを完全に分離することができな
いことが廃液処理を困難にしている。また、アルコラー
トは３０〜５０℃で自然発火する性質を持つ危険な物質
であるだけでなく、潮解性を有するため保管には湿度管
理が必要であるという問題点もある。

【００１０】上記アルコール廃液の処理方法に関する従
来技術として、特開２０００−６５９８７公報には、放
射性アルコール廃液を蒸発処理容器に収容し、該蒸発処
理容器内を負圧状態で且つ減圧沸騰しない条件に維持し
ながらストリップガスとして窒素ガスを流して前記放射
性アルコール廃液を蒸発処理することで、主としてアル
コール分を蒸発させ蒸発処理容器外に排出してアルコー
ルを回収し、蒸発処理容器内では、アルコールの蒸発に
伴い相対的に増加する水によりナトリウムアルコラート
の加水分解を進行させてアルコールだけを蒸発回収する
方法が開示されている。

【００１１】

【発明が解決しようとする課題】しかし、上記の従来技
術においては、放射性物質を含むアルコール溶液からア
ルコールだけを分離することは可能であるものの、減圧
下のアルコール蒸発に伴う水の濃縮によって徐々に加水
分解が進行するため、加水分解が完全でなく、アルコー
ル除去率が１００％とならない。このため、アルコール
分離後の残査溶液には、ある程度のアルコールが残留
し、この結果、残査溶液に含まれるアルコールとナトリ
ウムは化学的に反応し、アルコラートを生成する。

【００１２】つまり、上記従来技術においては、放射性
物質を含むアルコール廃液のアルコール濃度を低下させ
るとともに、アルコールを回収することは可能である
が、アルコールとナトリウムを完全に分離することは不
可能であり、アルコラートの残存が避けれないという問
題点がある。

【００１３】また、上記従来技術は負圧状態で且つ減圧
沸騰しない条件に維持しながら蒸発処理することを特徴
とするので、処理時間がかかり、大量のアルコール廃液
の処理には適さないという問題点もある。

【００１４】したがって、本発明の目的は、廃液からア
ルコールのみを分離し、かつ残査のアルコラート濃度を
低減して通常の放射性廃棄物処理施設へ投入することが
可能であり、更に迅速かつ大量に廃液処理が可能である
放射性物質を含むアルコール廃液の処理方法を提供する
ことである。

【００１５】

【課題を解決するための手段】本発明の放射性アルコー
ル廃液の処理方法は、アルコールと放射性物質を含んだ
ナトリウムを主たる成分とするアルコール廃液に水を加
えて加水分解した後、電気透析処理でナトリウムを除去
することを特徴とする。

【００１６】上記発明によれば、あらかじめ加水して加
水分解を促し、アルコラートをアルコールとナトリウム
に完全に分解した後、アルコールを回収するので、残査
のアルコラートを低減させ、分離したナトリウムを既存
の放射性廃液処理施設に直接投入することができる。

【００１７】また、加水分解されたナトリウムは電気透
析処理により水酸化ナトリウムとして回収除去するの
で、蒸発濃縮工程が不要であることから、多量の廃液処
理が迅速に可能となり、処理効率に優れる。

【００１８】また、本発明においては、アルコールと放
射性物質を含んだナトリウムを主たる成分とするアルコ
ール廃液に水を加えて加水分解した後、電気透析処理で
ナトリウムを除去し、更に前記ナトリウムが除去された
アルコールを気化した後、触媒酸化処理で分解して環境
中に放出可能とする方法も好ましく行われる。

【００１９】これにより、回収されたアルコールは触媒
酸化処理により水蒸気と二酸化炭素に分解して環境中に
放出可能とすることができるので、現在タンクに貯留さ
れているアルコール廃液を、大幅に減容処理できる。

【００２０】更に、本発明においては、前記加水分解に
おいて、アルコール濃度が３８ｖｏｌ％以下となるよう
に加水することが好ましい。

【００２１】これにより、アルコラートは完全に加水分
解され、残査にアルコラートが全く存在しなくなるの
で、アルコラートの自然発火の恐れもなく、分離したナ
トリウムの既存の放射性廃棄物処理施設における処理が
更に容易になる。

【００２２】また、本発明においては、アルコールと放
射性物質を含んだナトリウムを主たる成分とするアルコ
ール廃液を、濾過装置で固形分を除去し、これに水を加
えて加水分解した後、電気透析処理でナトリウムを除去
する方法も好ましく採用される。

【００２３】これにより、事前に炉内構造物由来の放射
性の腐食生成物や金属紛を予め取除くことができる。

【００２４】

【発明の実施の形態】以下、図１に示す工程説明図に基
づいて、本発明の一実施の形態を説明する。図１の本実
施の形態の放射性物質を含むアルコール廃液の処理方法
は、濾過装置で固形分を除去する工程、濾液に水を加え
て加水分解する工程、電気透析処理でナトリウムを除去
する工程、アルコールを酸化分解により二酸化炭素と水
に分解する工程、の４工程からなっている。以下、各工
程について詳細に説明する。

【００２５】まず、第１の工程として、上記アルコール
廃液を、濾過装置を用いて固形分を除去する。ここで、
上記アルコール廃液としては、例えば、高速実験炉「常
陽」の燃料交換機、燃料出入機の燃料掴み部に付着した
ナトリウムを、市販されている変性エタノールで洗浄し
たときの廃液が一例として挙げられる。この組成は、エ
タノールが約６５ｖｏｌ％、イソプロピルアルコールが
約１０ｖｏｌ％であり、残り２５ｖｏｌ％が水である。
これに加えて、冷却材由来のナトリウムが濃度約４．８
ｇ／Ｌで存在し、炉内構造物の腐食生成物由来の金属成
分として、鉄、ニッケル、クロム、マンガン、コバルト
などが０．１〜２８ｐｐｍ程度含まれる。更にこれらの
一部は放射化されていることから、放射性核種としてＮ
ａ２２，Ｃｏ６０、Ｃｓ１５７等の放射性物質の存在が
確認されている。

【００２６】アルコール廃液タンクの１に貯留されてい
る上記放射性物質を含むアルコール廃液は、まず固形分
分離装置２で固形分が除去される。ここで分離される固
形分は、主に放射性の腐食生成物や金属紛である。濾材
は特に限定されず、セラミック、高分子等の各種の分離
フィルターが好適に使用可能であるが、特にポアサイズ
が０．４５μｍ以下のフィルターを利用することが好ま
しい。ポアサイズが０．４５μｍより大きいと、前記放
射性の腐食生成物や金属紛からなる固形物を完全に濾過
分離することができず、濾液に前記固形物が残存するの
で好ましくない。

【００２７】前記第１の工程で除去された放射能を有す
る固形物は、既存の放射性廃棄物処理施設１２に送致さ
れ、固化処理施設９で固化処理された後、法規に従い保
管される。

【００２８】次に、第２の工程として、上記第１工程後
の濾液に加水して加水分解し、アルコラートを水酸化ナ
トリウムとアルコールに分離する。上記第１工程の濾過
後の濾液には、ナトリウムとアルコール類（エタノー
ル、イソプロパノールなど）および水が含まれている。
このため、アルコールとナトリウムは化学的に反応しア
ルコラートを生成している。アルコラートの状態では、
アルコールとナトリウムを完全に分離することは不可能
であることから、加水分解槽３で、貯水タンク１０の水
と、濾液とを混合し、アルコラートの加水分解を行う。
例えば、エタノールとナトリウムが反応して生じたアル
コラート（エチラート）を加水分解する化学反応式は、
以下のように表される。Ｃ₂Ｈ₅ＯＮａ＋Ｈ₂Ｏ→Ｃ₂Ｈ₅ＯＨ＋ＮａＯＨこれにより、濾液に残存するアルコラートは水酸化ナト
リウムとエタノールとなるのでナトリウムを完全に分離
でき、次工程で水酸化ナトリウムを回収することにより
アルコールのみ分離できる。

【００２９】ここで、加水分解の工程においては、加水
分解槽３におけるアルコール濃度が３８ｖｏｌ％以下と
なるように貯水タンク１０の水を加えることが好まし
く、３０ｖｏｌ％以下が更に好ましい。アルコール濃度
が３８ｖｏｌ％を超える場合には、加水分解反応が完全
に反応せず、アルコラートが濾液に残存するので、アル
コールとナトリウムが完全に分離できなくなり好ましく
ない。

【００３０】尚、加水分解槽３の内部における加水分解
の終了は、電気伝導度の測定により評価可能であり、加
水量に対する電気伝導度をプロットし、電気伝導度が最
大値となることによって終点を判別することができる。

【００３１】次に、第３の工程として、上記加水分解後
の濾液は、電気透析装置４に導入され、ここでナトリウ
ムが回収、除去される。

【００３２】電気透析装置４においては、上記加水分解
後の濾液を透析膜等の隔膜を介して電気透析により回収
する。電気透析装置４としては特に限定されないが、例
えば陽極側の隔室には上記加水分解後の濾液を、陰極側
の隔室には水を用いて、隔膜として陽イオン交換膜を有
するような装置を例示することができる。これにより、
陽極側の隔室にはアルコールが残り、陰極側の隔室には
ナトリウムが移動して水酸化ナトリウムとして回収され
ることになる。

【００３３】電気透析装置４に使用される隔膜としては
特に限定されないが、耐アルコール性や耐アルカリ性、
更には放射化されたナトリウムからの放射能等を考慮し
て、イオン交換膜等が好ましく用いられる。

【００３４】本工程によって除去されたナトリウムは、
水酸化ナトリウム溶液として回収される。このナトリウ
ムは放射能を有するため、前記の第１の工程で除去され
た放射能を有する固形物と同様、既存の放射性廃棄物処
理施設１２に送致され、まず、廃液処理施設８で中和、
ナトリウム分の濃縮処理が行われたのち、既存の固化処
理施設９に投入される。

【００３５】更に、本実施の形態においては、第４の工
程として、前記電気透析装置４でナトリウムが除かれた
後の溶液、すなわちアルコール水溶液は気化装置５に導
入され、ここで加熱されてアルコール蒸気となる。尚、
たとえアルコール溶液中に固形物やナトリウムが混入し
たとしても、これらは気化装置５内で固形物として回収
される。これらの固形物も、既存の廃液処理工程８に投
入され、処理される。

【００３６】アルコール蒸気は、ガス混合槽６で、空気
加熱装置１１から供給される加熱空気と混合され、最適
なアルコール濃度に希釈される。この後、触媒酸化装置
７に導入され、ここで二酸化炭素と水蒸気に分解され
る。

【００３７】ここで、触媒酸化装置７の酸化触媒や分解
条件は特に限定されないが、例えば、コージライト（ア
ルミナに白金をコーティングしたもの）等の触媒を用
い、温度３００〜３５０℃、空間速度（ＳＶ値）３０，
０００ｈ^-1以下での酸化分解反応等を例示することがで
きる。

【００３８】尚、前記アルコール蒸気は放射性物質が完
全に除去されているので、アルコールの分解生成物であ
る二酸化炭素と水蒸気は、そのまま環境中に放出するこ
とが可能である。これにより、大量の廃液を処理して、
放射性物質を含むアルコール廃液の貯蔵量増加を防止す
ることが可能となる。

【００３９】また、本発明においては、上記第４の工程
を行わずに、回収したアルコール溶液をナトリウム洗浄
に再使用することも可能である。これにより、洗浄用ア
ルコール溶液の有効利用を図ることもできるとともに、
触媒酸化分解工程のエネルギーを削減することができ経
済的である。

【００４０】

【実施例】以下、実施例によって本発明を更に詳細に説
明する。

【００４１】表１の組成に従い、製造例１から製造例１
０に示すような模擬アルコール廃液を作成した。ただし
模擬溶液であり放射性物質は含んでいない。

【００４２】

【表１】

【００４３】上記製造例１から製造例１０の模擬アルコ
ール廃液について、イオン交換水をアルコール濃度が３
０ｖｏｌ％となるまで加水した。そして、加水量に対す
る電気伝導度をプロットし、電気伝導度が最大値となる
ことによって加水分解の終点を判別した。このときの加
水分解完了時の物性値を表２に示す。

【００４４】

【表２】

【００４５】表２の加水分解終了時のアルコール濃度が
すべて３８ｖｏｌ％より大きいことから、全ての製造例
について加水分解は完全に終了しており、アルコール濃
度３８ｖｏｌ％まで加水すれば、アルコラートが残存し
ていないことが解る。

【００４６】次に、上記加水分解後の製造例１から製造
例１０の模擬アルコール廃液について、有効面積２０ｃ
ｍ²のイオン交換膜、電解液には０．５ｍｏｌ／Ｌの硝
酸ナトリウム水溶液を使用し、処理温度５〜３５℃、印
加電圧４．３〜５．１Ｖ、処理時間３０〜６０分の電解
条件で電気透析を実施した。

【００４７】その結果、陰極側には水酸化ナトリウムが
回収され、陽極側にはアルコール溶液が回収され、アル
コラートが存在しない溶液の回収が可能であった。

【００４８】

【発明の効果】以上説明したように、本発明では、廃液
からアルコールのみを分離し、かつ残査のアルコラート
濃度を低減して通常の放射性廃液処理施設へ投入するこ
とが可能であり、更に迅速かつ大量に処理可能なアルコ
ール廃液の処理方法を提供することが可能であるため、
現在高速増殖炉を保有する施設で深刻な問題となりつつ
ある、放射性物質を含むアルコール廃液の貯蔵量増加を
解決することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の放射性物質を含むアルコール廃液の
処理方法の工程説明図である。

【符号の説明】

１アルコール廃液タンク２固形分分離装置３加水分解槽４電気透析装置５気化装置６ガス混合槽７触媒酸化装置８廃液処理工程９固化処理施設１０貯水タンク１１空気加熱装置１２放射性廃棄物処理施設

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者伊東秀明茨城県東茨城群大洗町成田町4002 核燃料サイクル開発機構大洗工学センター内 (72)発明者中田栄寿神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号富士電機株式会社内 (72)発明者新田和彦神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号富士電機株式会社内 (72)発明者守田靖弘神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号富士電機株式会社内Ｆターム(参考） 4D006 GA17 KB14 MA12 MB12 MB13 PA01 PB08 PB70 PC33 4D061 DA08 DB18 EA09 EB13 FA13 FA16

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】アルコールと放射性物質を含んだナトリウ
ムを主たる成分とするアルコール廃液に水を加えて加水
分解した後、電気透析処理でナトリウムを除去すること
を特徴とする放射性アルコール廃液の処理方法。
【請求項２】アルコールと放射性物質を含んだナトリウ
ムを主たる成分とするアルコール廃液に水を加えて加水
分解した後、電気透析処理でナトリウムを除去し、更に
前記ナトリウムが除去されたアルコールを気化した後、
触媒酸化処理で分解することを特徴とする放射性アルコ
ール廃液の処理方法。
【請求項３】前記加水分解において、アルコール濃度が
３８ｖｏｌ％以下となるように加水することを特徴とす
る請求項１又は２記載の放射性アルコール廃液の処理方
法。