JP2002333496A - Method and equipment for treating waste liquid - Google Patents
Method and equipment for treating waste liquidInfo
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、放射性物質を含む
コンクリートを切断した際に発生する廃液処理方法及び
処理装置に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method and an apparatus for treating waste liquid generated when concrete containing radioactive material is cut.
【０００２】[0002]
【従来の技術】コンクリート構造物を解体する際、ワイ
ヤーソー切断工法が用いられることが多い。ワイヤーソ
ー切断工法を用いた解体作業では、切断中に冷却材とし
て水を使用することから、コンクリートスラッジと水と
が混ざり合ったスラリー状の廃液が発生する。一般のコ
ンクリート構造物の解体作業においては、廃液は浮遊物
質（ＳＳ）や水素イオン濃度（ｐＨ）等を一般環境放流
基準に合致した性状に処理されてから河川や海洋に放流
される。2. Description of the Related Art When a concrete structure is dismantled, a wire saw cutting method is often used. In the dismantling work using the wire saw cutting method, since water is used as a coolant during cutting, a slurry-like waste liquid in which concrete sludge and water are mixed is generated. In the dismantling work of a general concrete structure, the waste liquid is treated to a property conforming to general environmental discharge standards such as suspended solids (SS) and hydrogen ion concentration (pH) before being discharged to rivers and oceans.
【０００３】コンクリート構造物が原子力発電所など放
射性物質を扱う施設である場合、解体作業で発生した廃
液は、放射能除去後に所定の処理をしてから放流される
必要がある。通常、原子力施設では、放射性の廃液を処
理する設備を設置しているが、コンクリートの切断廃液
は、施設運転中に発生する廃液と性状が大きく異なると
ともに、大量に発生（例えば、３０ｍ3／１日）するこ
とから、前記設備では廃液を処理することが困難であ
る。When the concrete structure is a facility that handles radioactive materials such as a nuclear power plant, it is necessary to discharge the waste liquid generated in the dismantling operation after performing a predetermined treatment after removing the radioactivity. Usually, in nuclear facilities, but installed equipment for processing radioactive waste, cutting waste concrete, waste and Characterization differ with larger occurring during facility operation, generate a large amount (e.g., 30 m 3/1 Therefore, it is difficult to treat the waste liquid with the above-mentioned equipment.
【０００４】ところで、一般にコンクリート切断廃液
は、 ・コンクリートのスラッジ分が含まれているため固形分
濃度が高い（例えば、廃液１リットル当たり１０ｇ程度
のスラッジが含まれている）， ・セメントに含まれる酸化カルシウム溶出の影響から高
ｐＨである（例えば、ｐＨ１２程度），といった特徴を
有する。一般環境への放出基準では、この廃液は固形分
を除去し、ｐＨを下げることによって放流可能であるこ
とが分かっている。[0004] By the way, in general, concrete cutting waste liquid has a high solid content concentration because it contains concrete sludge (for example, about 10 g of sludge is contained per liter of waste liquid), and is contained in cement. It is characterized by a high pH (eg, about pH 12) due to the effect of calcium oxide elution. According to the standard for release to the general environment, it has been found that this waste liquid can be discharged by removing solids and lowering the pH.
【０００５】従来における一般コンクリート切断廃液の
一般的な処理方法は、以下の（１）〜（３）の手順で行
われる。 （１）中和処理：ｐＨが高いため、まず酸で中和し、溶
解カルシウムを一部固形化・沈殿させる（塩酸・硫酸を
使用）。 （２）脱水処理：スラッジ固形分及びカルシウム沈殿物
を除去する。 （３）中和処理：固形分を除去した濾液を更に中和処理
する。[0005] A conventional general method of treating a general concrete cutting waste liquid is performed according to the following procedures (1) to (3). (1) Neutralization treatment: Since the pH is high, it is first neutralized with an acid to partially solidify and precipitate dissolved calcium (using hydrochloric acid and sulfuric acid). (2) Dehydration treatment: removes sludge solids and calcium precipitates. (3) Neutralization treatment: The filtrate from which solids have been removed is further neutralized.
【０００６】[0006]
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述し
た一般的なコンクリート切断廃液の処理方法を用いて放
射性コンクリート切断廃液を処理するには、以下に述べ
るような課題があった。 〔１〕ほとんどの放射性物質（粒子状核種）はコンクリ
ートスラッジの水中固形分に含まれているため、固形分
の除去性能が放射性除去性能となることが分かってい
る。しかしながら、固形分除去前にｐＨを下げると、固
形分として存在していた放射性物質（例えば、一般環境
に一番影響が大きい重要放射性核種：コバルト６０）が
溶解してしまい、放射性物質を取り除くことができな
い。また、溶解（イオン化）したコバルト６０をイオン
交換で除去する方法もあるが完全に除去できない場合が
ある。 〔２〕脱水処理後に中和処理を行うと、溶解していたカ
ルシウム分が固形化して浮遊物質を増加させ、一般環境
への放流ができない。However, there are the following problems in treating radioactive concrete cutting waste liquid by using the above-described general method for treating concrete cutting waste liquid. [1] Since most radioactive substances (particulate nuclides) are contained in the solid content of concrete sludge in water, it has been found that the solids removal performance is the radioactive removal performance. However, if the pH is lowered before removing the solid content, the radioactive material existing as solid content (for example, important radionuclide that has the greatest effect on the general environment: cobalt 60) will be dissolved, and the radioactive material will be removed. Can not. Further, there is a method of removing the dissolved (ionized) cobalt 60 by ion exchange, but it may not be possible to completely remove it. [2] When the neutralization treatment is performed after the dehydration treatment, the dissolved calcium content is solidified and the amount of suspended solids is increased, so that it cannot be discharged to the general environment.
【０００７】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
もので、放射性のコンクリートスラッジを含む廃液を一
般環境に悪影響を与えない状態に処理できる廃液処理方
法及び処理装置を提供することを目的とする。The present invention has been made in view of such circumstances, and an object of the present invention is to provide a waste liquid treatment method and a treatment apparatus capable of treating a waste liquid containing radioactive concrete sludge so as not to adversely affect the general environment. I do.
【０００８】[0008]
【課題を解決するための手段】上記の課題を解決するた
め、本発明の廃液処理方法は、放射性コンクリートスラ
ッジを含む廃液処理方法であって、フィルタープレスを
用いて前記廃液の固形分を低減して濾液とする固液分離
処理工程と、前記固液分離処理により固形分が低減され
た濾液を中和する中和処理工程とを有することを特徴と
する。In order to solve the above-mentioned problems, a waste liquid treatment method of the present invention is a waste liquid treatment method including radioactive concrete sludge, wherein a solid content of the waste liquid is reduced by using a filter press. A solid-liquid separation treatment step of converting the filtrate into a filtrate, and a neutralization treatment step of neutralizing the filtrate whose solid content has been reduced by the solid-liquid separation treatment.
【０００９】本発明の廃液処理装置は、放射性コンクリ
ートスラッジを含む廃液処理装置であって、前記廃液の
固形分を低減して濾液とするフィルタープレス装置と、
前記フィルタープレス装置によって固形分が低減された
濾液に炭酸ガスを混合して前記濾液を中和する中和装置
とを備えることを特徴とする。[0009] The waste liquid treatment apparatus of the present invention is a waste liquid treatment apparatus containing radioactive concrete sludge, wherein the filter press apparatus reduces the solid content of the waste liquid to produce a filtrate.
And a neutralizer for neutralizing the filtrate by mixing carbon dioxide with the filtrate whose solid content has been reduced by the filter press.
【００１０】本発明によれば、廃液の固形分を低減して
濾液とした後に、この濾液のｐＨを下げる中和処理を行
うので、廃液に放射性物質（コバルト６０）が存在して
いても、放射性物質は固液分離処理によって固形分に含
まれて濾液には含まれないので、この濾液を中和処理す
ることによって一般環境に悪影響を与えない性状にする
ことができる。また、放射性物質は固形分として取り出
すことができる。このとき、固液分離処理にフィルター
プレスを用いることにより、十分に脱水され放射性物質
を含んだ固形分が生成されるので、濾液は放射性物質を
ほとんど含まなくなる。また、固液分離処理によって固
形分がほどんど除去された状態の濾液に対して中和処理
することにより、中和処理における反応効率を高めるこ
とができる。According to the present invention, after the solid content of the waste liquid is reduced to obtain a filtrate, a neutralization treatment for lowering the pH of the filtrate is performed. Therefore, even if a radioactive substance (cobalt 60) is present in the waste liquid, The radioactive substance is contained in the solid content by the solid-liquid separation treatment and is not contained in the filtrate. Therefore, by neutralizing the filtrate, it is possible to obtain a property that does not adversely affect the general environment. The radioactive substance can be taken out as a solid. At this time, by using a filter press for the solid-liquid separation treatment, the solid content containing the radioactive substance is generated sufficiently by dehydration, so that the filtrate hardly contains the radioactive substance. Further, by performing a neutralization treatment on the filtrate from which a solid content is almost removed by the solid-liquid separation treatment, it is possible to increase the reaction efficiency in the neutralization treatment.
【００１１】前記中和処理工程において前記濾液と所定
量以上の炭酸ガスとを混合することを特徴とするので、
濾液中に含まれている溶解カルシウムは過剰の炭酸ガス
と反応し、重炭酸カルシウムとして再溶解される。した
がって、浮遊物質を基準値まで低減することができる。
また、中和処理に炭酸ガスを用いることにより、塩酸・
硫酸を用いる場合に比べて安全性が向上される。なお、
前記所定量とは、溶解カルシウムを重炭酸カルシウムに
するのに十分な量である。In the neutralization step, the filtrate is mixed with a predetermined amount or more of carbon dioxide.
The dissolved calcium contained in the filtrate reacts with excess carbon dioxide and is redissolved as calcium bicarbonate. Therefore, suspended substances can be reduced to the reference value.
In addition, by using carbon dioxide gas for neutralization, hydrochloric acid
Safety is improved as compared with the case where sulfuric acid is used. In addition,
The predetermined amount is an amount sufficient to convert dissolved calcium into calcium bicarbonate.
【００１２】[0012]
【発明の実施の形態】以下、本発明の廃液処理方法及び
処理装置について図面を参照しながら説明する。図１は
本発明の廃液処理方法の一実施形態を示すフローチャー
ト図、図２は脱水処理で用いるフィルタープレス装置の
概略図、図３は中和処理で用いる中和装置の構成図であ
る。図１において、放射性コンクリートスラッジを含む
廃液処理方法は、フィルタープレスを用いて廃液１の固
形分３を低減して濾液２とする脱水処理（固液分離処
理）Ｓ１と、脱水処理Ｓ１により生成された濾液２を中
和する中和処理Ｓ２とを有している。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, a waste liquid processing method and a processing apparatus according to the present invention will be described with reference to the drawings. FIG. 1 is a flowchart showing one embodiment of the waste liquid treatment method of the present invention, FIG. 2 is a schematic diagram of a filter press device used in a dehydration process, and FIG. 3 is a configuration diagram of a neutralization device used in a neutralization process. In FIG. 1, a waste liquid treatment method including radioactive concrete sludge is generated by a dehydration treatment (solid-liquid separation treatment) S1 and a dehydration treatment S1 in which a solid content 3 of a waste liquid 1 is reduced to a filtrate 2 by using a filter press. And a neutralization treatment S2 for neutralizing the filtrate 2.
【００１３】廃液１は、コンクリート構造物からなる原
子力施設を解体するに際し、ワイヤーソー切断工法を用
いた解体作業によって発生したコンクリートスラッジ
と、切断中の冷却材としての水とが混ざり合ったスラリ
ー状の廃液である。したがって、廃液１には放射性物質
が含まれている。この放射性物質を含む廃液１は、コン
クリートスラッジを含んでいるため固形分濃度が高く、
セメントに含まれる酸化カルシウム溶出の影響から高ｐ
Ｈである。[0013] The waste liquid 1 is a slurry in which concrete sludge generated by dismantling work using a wire saw cutting method and water as a coolant during cutting are mixed when dismantling a nuclear facility made of a concrete structure. Waste liquid. Therefore, the waste liquid 1 contains a radioactive substance. The waste liquid 1 containing this radioactive substance has a high solid content concentration because it contains concrete sludge,
High p due to the effect of calcium oxide elution in cement
H.
【００１４】廃液１は、フィルタープレス装置１０（図
２参照）によって脱水処理され、固形分（コンクリート
スラッジ）３と水分（濾液）２とに分離される。フィル
タープレス装置１０は、図２に示すように、締込板１１
と、締込板１１に対向する位置に設けられている受板１
２と、締込板１１と受板１２との間に設けられた複数の
濾過板１３とを有している。締込板１１は受板１２に対
して進退可能に設けられている。濾過板１３どうしの間
には濾室１４が形成されるとともに、濾過板１３のそれ
ぞれの中央を貫通するように廃液１を通過させる流路１
５が設けられている。また、濾過板１３どうしは連結部
材１６によって連結されている。The waste liquid 1 is dehydrated by a filter press 10 (see FIG. 2), and separated into a solid (concrete sludge) 3 and a water (filtrate) 2. As shown in FIG. 2, the filter press device 10 includes a tightening plate 11
And a receiving plate 1 provided at a position facing the tightening plate 11.
2 and a plurality of filter plates 13 provided between the tightening plate 11 and the receiving plate 12. The tightening plate 11 is provided to be able to advance and retreat with respect to the receiving plate 12. A filtration chamber 14 is formed between the filtration plates 13, and a flow path 1 through which the waste liquid 1 passes so as to pass through the center of each of the filtration plates 13.
5 are provided. Further, the filter plates 13 are connected by a connecting member 16.
【００１５】フィルタープレス装置１０を用いて廃液１
を固形分３と水分２とに分離するには、図２（ａ）に示
すように、締込板１１と受板１２とを接近させ、複数の
濾過板１３どうしを締め込みつつ、流路１５を介して濾
室１４に廃液１を圧送する。すると、廃液１中に含まれ
ている固形分（コンクリートスラッジ）は濾布に捕集さ
れる。一方、廃液１の水分は、濾液２として濾室１４外
に排出される。こうして、廃液１は固形分（コンクリー
トスラッジ）３と水分（濾液）２とに分離される。濾室
１４内のコンクリートスラッジ３は、図２（ｂ）に示す
ように、締込板１１と受板１２とを離間して濾室１４を
開放することにより排出される。この際、固形分３は容
易にハンドリング可能である。The waste liquid 1 is filtered using the filter press 10.
As shown in FIG. 2 (a), the separation plate 11 and the receiving plate 12 are brought close to each other, and while the plurality of filtration plates 13 are tightened, The waste liquid 1 is fed under pressure to the filtration chamber 14 via 15. Then, the solid content (concrete sludge) contained in the waste liquid 1 is collected by the filter cloth. On the other hand, the water of the waste liquid 1 is discharged out of the filtration chamber 14 as the filtrate 2. Thus, the waste liquid 1 is separated into a solid content (concrete sludge) 3 and water (filtrate) 2. As shown in FIG. 2B, the concrete sludge 3 in the filter chamber 14 is discharged by separating the tightening plate 11 and the receiving plate 12 and opening the filter chamber 14. At this time, the solid content 3 can be easily handled.
【００１６】フィルタープレス装置１０を用いて廃液１
中から固形分３を十分に分離することによって、濾液２
に含まれる放射性物質も十分に低減される。すなわち、
放射性物質のほとんどは固形分としてコンクリートスラ
ッジ３に含まれているため、廃液１からコンクリートス
ラッジ３を十分に分離することによって、濾液２中の放
射性物質（粒子状核種）を十分に低減することができ
る。フィルタープレス装置１０による放射能としての固
形分除去率（コンクリートスラッジ分）は１／４０００
０以上であり、濾液２は一般環境へ悪影響を及ぼさない
程度に放射性物質を低減されている。The waste liquid 1 is filtered using the filter press 10.
By sufficiently separating the solid 3 from the inside, the filtrate 2
The radioactive material contained in is also sufficiently reduced. That is,
Since most of the radioactive substances are contained in the concrete sludge 3 as solids, it is possible to sufficiently reduce the radioactive substances (particulate nuclides) in the filtrate 2 by sufficiently separating the concrete sludge 3 from the waste liquid 1. it can. The solid content removal rate (concrete sludge content) as radioactivity by the filter press device 10 is 1/4000.
0 or more, and the filtrate 2 is reduced in radioactive material to such an extent that it does not adversely affect the general environment.
【００１７】フィルタープレス装置１０を用いた脱水処
理Ｓ１によって生成された濾液２は、図３に示すような
中和装置２０によって中和処理される。中和処理Ｓ２で
は、セメントに含まれる酸化カルシウム溶出の影響から
高ｐＨとなっている濾液２を炭酸ガスを用いて中和す
る。中和装置２０は、ラインミキサー２１と、ミキサー
２１に濾液２を送るポンプ２２と、ミキサー２１に炭酸
ガスを圧送する炭酸ガス供給装置２３とを備えている。
本実施形態において、炭酸ガス供給装置２３は炭酸ガス
ボンベである。ミキサー２１では、濾液２と多量の炭酸
ガスと混合することにより、濾液２を中和する。The filtrate 2 generated by the dehydration treatment S1 using the filter press device 10 is neutralized by a neutralization device 20 as shown in FIG. In the neutralization treatment S2, the filtrate 2 having a high pH due to the effect of elution of calcium oxide contained in the cement is neutralized using carbon dioxide gas. The neutralization device 20 includes a line mixer 21, a pump 22 that sends the filtrate 2 to the mixer 21, and a carbon dioxide gas supply device 23 that sends carbon dioxide gas to the mixer 21 under pressure.
In the present embodiment, the carbon dioxide gas supply device 23 is a carbon dioxide gas cylinder. In the mixer 21, the filtrate 2 is neutralized by mixing the filtrate 2 with a large amount of carbon dioxide.
【００１８】濾液２を炭酸ガスを用いて中和することに
より、濾液２のｐＨは６程度となり、一般環境へ悪影響
を及ぼさない程度に低減され、海洋放流基準値ｐＨ５．
０〜９．０を満足する。また、炭酸ガスを用いた通常の
中和処理では、濾液２中の溶解カルシウムが炭酸ガスと
反応して炭酸カルシウム沈殿を生成して浮遊物質を増加
させるが、本実施形態のように、濾液２と多量（所定量
以上）の炭酸ガスとをラインミキサー２１で強制混合し
て反応させることにより、炭酸カルシウムを重炭酸カル
シウムとして再溶解させ、浮遊物質を１００ｍｇ／リッ
トル程度まで低減することができ、一般環境へ放出する
際の基準値２００ｍｇ／リットルが満足される。By neutralizing the filtrate 2 with carbon dioxide gas, the pH of the filtrate 2 is reduced to about 6, which is not adversely affected to the general environment.
0 to 9.0 is satisfied. In a normal neutralization treatment using carbon dioxide gas, dissolved calcium in the filtrate 2 reacts with the carbon dioxide gas to form calcium carbonate precipitates and increase suspended solids. And a large amount (predetermined amount or more) of carbon dioxide gas are forcibly mixed and reacted with the line mixer 21 to re-dissolve calcium carbonate as calcium bicarbonate, thereby reducing suspended matter to about 100 mg / liter. The standard value of 200 mg / liter for release to the general environment is satisfied.
【００１９】このように、脱水処理Ｓ１及び中和処理Ｓ
２を経て処理された処理液４は、浮遊物質（ＳＳ）を基
準値以下とし、水素イオン濃度（ｐＨ）を基準値以下と
し、放射能濃度を検出限界以下（１．０×１０-2 Ｂｇ
／ｃｍ3 ）としてから、一般環境（海洋など）に放流さ
れる。Thus, the dehydration treatment S1 and the neutralization treatment S
The treatment liquid 4 treated through Step 2 has a suspended substance (SS) below the reference value, a hydrogen ion concentration (pH) below the reference value, and a radioactivity concentration below the detection limit (1.0 × 10 −2 Bg).
/ Cm 3 ) before being released to the general environment (such as the ocean).
【００２０】以上説明したように、廃液１の固形分を低
減して濾液２とする脱水処理Ｓ１の後に、この濾液２の
ｐＨを下げる中和処理Ｓ２を行うので、廃液１に固形分
として存在していた放射性物質（コバルト６０）が存在
していても、放射性物質を固形分３に含ませた状態で分
離することができる。つまり、脱水処理前に中和処理を
行うと、ｐＨが低下して放射性物質（コバルト６０等）
が溶解してしまい、その後の脱水処理では放射性物質を
固形分として取り出すことが困難である。しかしなが
ら、先に脱水処理を行ってから中和処理をすることによ
り、放射性物質を固形分として容易に取り出すことがで
きる。この際、フィルタープレス装置１０を用いて脱水
処理することにより、固形分と水分とを十分に分離して
固形分にほぼ全ての放射性物質を含ませることができる
とともに、固形分を取り出す際のハンドリングが容易と
なり、作業性を向上することができる。As described above, after the dehydration treatment S1 in which the solid content of the waste liquid 1 is reduced to obtain the filtrate 2, the neutralization treatment S2 for lowering the pH of the filtrate 2 is performed. Even if the radioactive substance (cobalt 60) that has been present is present, the radioactive substance can be separated while being contained in the solid content 3. In other words, if the neutralization treatment is performed before the dehydration treatment, the pH decreases and radioactive substances (such as cobalt 60)
Is dissolved, and it is difficult to remove the radioactive substance as a solid content in the subsequent dehydration treatment. However, by performing the dehydration treatment first and then performing the neutralization treatment, the radioactive substance can be easily taken out as a solid content. At this time, by performing dehydration treatment using the filter press device 10, the solid content and the moisture can be sufficiently separated so that almost all radioactive substances can be contained in the solid content, and handling at the time of taking out the solid content is performed. And the workability can be improved.
【００２１】中和処理Ｓ２は、脱水処理Ｓ１によって固
形分がほどんど除去された状態の濾液２に対して行われ
ることにより、中和処理Ｓ２における反応効率を高める
ことができる。The neutralization treatment S2 is performed on the filtrate 2 from which solids have been almost completely removed by the dehydration treatment S1, thereby increasing the reaction efficiency in the neutralization treatment S2.
【００２２】中和処理Ｓ２において濾液２と過剰な量の
炭酸ガスとを強制混合することにより、濾液２中に含ま
れている溶解カルシウムは過剰の炭酸ガスと反応し、重
炭酸カルシウムとして再溶解される。したがって、浮遊
物質を所定の基準値まで低減することができる。また、
中和処理Ｓ２に炭酸ガスを用いることにより、塩酸・硫
酸を用いる場合に比べて安全である。更に、中和処理に
塩酸を用いた場合には腐食性ガスが生成され、硫酸を用
いた場合には溶解しない沈殿物が生成されて浮遊物質の
量が上昇する恐れがあるため添加量を管理しなければな
らないが、炭酸ガスでは所定量（溶解カルシウムを重炭
酸カルシウムにするのに必要な量）以上を添加すればよ
く添加量管理が非常に容易なので、作業効率を向上する
ことができる。By forcibly mixing the filtrate 2 and an excessive amount of carbon dioxide in the neutralization treatment S2, the dissolved calcium contained in the filtrate 2 reacts with the excess carbon dioxide and is redissolved as calcium bicarbonate. Is done. Therefore, suspended substances can be reduced to a predetermined reference value. Also,
By using carbon dioxide gas for the neutralization treatment S2, it is safer than using hydrochloric acid and sulfuric acid. In addition, when hydrochloric acid is used for the neutralization treatment, corrosive gas is generated, and when sulfuric acid is used, insoluble precipitates are generated and the amount of suspended solids may increase. It is necessary to add a predetermined amount (the amount necessary for converting dissolved calcium to calcium bicarbonate) of carbon dioxide gas, and it is very easy to control the addition amount, so that the working efficiency can be improved.
【００２３】そして、本実施形態における廃液処理装置
においては、脱水装置としてフィルタープレス装置を採
用し、中和装置として濾液２と炭酸ガスとを混合するミ
キサーを採用したことにより、安価な処理システムを構
築することができる。In the waste liquid treatment apparatus according to the present embodiment, a filter press apparatus is employed as a dehydrating apparatus, and a mixer for mixing the filtrate 2 and carbon dioxide gas is employed as a neutralizing apparatus. Can be built.
【００２４】なお、本実施形態において、廃液１の水分
２と固形分３とを分離する際にフィルタープレス装置１
０が用いられているが、スラッジを含む廃液の水分と固
形分とを十分に分離可能な装置であればなんでもよい。
一方、フィルタープレス装置１０を用いることにより、
高い固液分離性能を得ることができるとともに、上述し
たように、脱水処理後の固形分のハンドリングを容易に
することができる。In the present embodiment, when separating the water 2 and the solids 3 of the waste liquid 1, the filter press 1
Although 0 is used, any device can be used as long as it can sufficiently separate the moisture and the solid content of the waste liquid including sludge.
On the other hand, by using the filter press device 10,
High solid-liquid separation performance can be obtained, and as described above, handling of solids after dehydration treatment can be facilitated.
【００２５】[0025]
【発明の効果】本発明によれば、廃液の固形分を低減し
て濾液とする固液分離処理後に、この濾液のｐＨを下げ
る中和処理を行うので、廃液に放射性物質が存在してい
ても、放射性物質を固形分として取り出すことができ
る。そして、放射性物質が十分に低減された濾液を中和
処理することによって一般環境に悪影響を与えない性状
にすることができる。また、固液分離処理によって固形
分がほどんど除去された状態の濾液に対して中和処理す
ることにより、中和処理における反応効率を高めること
ができる。固液分離処理にフィルタープレスを用いるこ
とにより、固形分と水分との分離を十分に安定して行う
ことができる。中和処理において濾液と炭酸ガスとを混
合することにより、濾液中に含まれている溶解カルシウ
ムは炭酸ガスと反応し、重炭酸カルシウムとして再溶解
される。したがって、浮遊物質を所定の基準値まで低減
することができる。また、中和処理に炭酸ガスを用いる
ことにより、塩酸・硫酸を用いる場合に比べて安全であ
る。According to the present invention, a neutralization treatment for lowering the pH of the filtrate is performed after the solid-liquid separation treatment for reducing the solid content of the waste liquid to obtain a filtrate, so that radioactive substances are present in the waste liquid. Also, the radioactive substance can be taken out as a solid content. By neutralizing the filtrate in which the radioactive substance has been sufficiently reduced, it is possible to obtain a property that does not adversely affect the general environment. In addition, the reaction efficiency in the neutralization treatment can be increased by performing the neutralization treatment on the filtrate from which the solid content is almost completely removed by the solid-liquid separation treatment. By using a filter press for the solid-liquid separation treatment, the separation of the solid content and the moisture can be performed sufficiently stably. By mixing the filtrate and carbon dioxide in the neutralization treatment, dissolved calcium contained in the filtrate reacts with carbon dioxide and is redissolved as calcium bicarbonate. Therefore, suspended substances can be reduced to a predetermined reference value. Further, by using carbon dioxide gas for the neutralization treatment, it is safer than using hydrochloric acid and sulfuric acid.
【図１】本発明の廃液処理方法を示すフローチャート図
である。FIG. 1 is a flowchart showing a waste liquid treatment method of the present invention.
【図２】フィルタープレス装置を示す図である。FIG. 2 is a view showing a filter press device.
【図３】中和装置を示す構成図である。FIG. 3 is a configuration diagram illustrating a neutralization device.
１ 廃液 ２ 濾液（水分） ３ スラッジ（固形分） ４ 処理液 １０ フィルタープレス装置 ２０ 中和装置 ２１ ミキサー Ｓ１ 脱水処理（固液分離処理） Ｓ２ 中和処理 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Waste liquid 2 Filtrate (moisture) 3 Sludge (solid content) 4 Processing liquid 10 Filter press apparatus 20 Neutralizer 21 Mixer S1 Dehydration processing (solid-liquid separation processing) S2 Neutralization processing
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｃ０２Ｆ 1/66 ５４０ Ｃ０２Ｆ 1/66 ５４０Ｚ 11/12 ＺＡＢ 11/12 ＺＡＢＤ ──────────────────────────────────────────────────続 き Continued on the front page (51) Int.Cl. 7 Identification symbol FI Theme coat ゛ (Reference) C02F 1/66 540 C02F 1/66 540Z 11/12 ZAB 11/12 ZABD
Claims (3)
処理方法であって、 フィルタープレスを用いて前記廃液の固形分を低減して
濾液とする固液分離処理工程と、 前記固液分離処理により固形分が低減された濾液を中和
する中和処理工程とを有することを特徴とする廃液処理
方法。1. A method for treating a waste liquid containing radioactive concrete sludge, comprising: a solid-liquid separation step of reducing the solid content of the waste liquid into a filtrate by using a filter press; A neutralization step of neutralizing the reduced filtrate.
定量以上の炭酸ガスとを混合することを特徴とする請求
項１に記載の廃液の処理方法。2. The waste liquid treatment method according to claim 1, wherein the filtrate and a predetermined amount or more of carbon dioxide gas are mixed in the neutralization treatment step.
処理装置であって、 前記廃液の固形分を低減して濾液とするフィルタープレ
ス装置と、 前記フィルタープレス装置によって固形分が低減された
濾液に炭酸ガスを混合して前記濾液を中和する中和装置
とを備えることを特徴とする廃液処理装置。3. A waste liquid treatment apparatus containing radioactive concrete sludge, comprising: a filter press apparatus for reducing the solid content of the waste liquid to obtain a filtrate; and a carbon dioxide gas for the filtrate whose solid content has been reduced by the filter press apparatus. A neutralization device for mixing and neutralizing the filtrate.
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