JP2004028697A - Radioactive ion species eluent treatment apparatus, treatment system of radioactive ion-exchange resin, and treatment method of radioactive ion-exchange resin - Google Patents

Radioactive ion species eluent treatment apparatus, treatment system of radioactive ion-exchange resin, and treatment method of radioactive ion-exchange resin Download PDF

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Koki Kinoshita
木下　弘毅
Hideo Kizawa
鬼澤　秀夫
Osamu Kohanawa
小華和　治
Akio Sato
佐藤　明雄
Akira Kakimoto
柿本　朗
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Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To reduce an amount of radioactive wastes generated when a used radioactive ion-exchange resin is treated. <P>SOLUTION: In the treatment system of the radioactive ion-exchange resin, adsorbed radioactive ion species are eluted into aqueous sulfuric acid used for elution by feeding the aqueous sulfuric acid used for elution to a radioactive ion-exchange resin at an elution device 11, a waste liquid is obtained by recovering the sulfuric acid from the aqueous sulfuric acid in which the radioactive ion species are eluted at a sulfuric acid recovery device 17 (#1), and the dissolved ions included in the waste liquid are condensed to produce a concentrated liquid at an electric desalter 18. The sulfuric acid is recovered from an A-mode concentrated liquid of the concentrated liquids to produce an A-mode high concentrated waste liquid at a sulfuric acid recovery device 17 (#2), and then the A-mode high concentrated waste liquid is solidified after neutralization at a neutralization and solidification apparatus 19. A B-mode concentrated liquid of the concentrated liquids is recovered and stored in a sulfuric acid recycling tank 20 to reuse as an aqueous sulfuric acid used for elution. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば原子力発電所の放射性核種を含む系統水中に含まれる放射性イオンを吸着した放射性イオン交換樹脂を廃棄するための放射性イオン種溶離液処理装置、放射性イオン交換樹脂の処理システム、および放射性イオン交換樹脂の処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力発電所等の原子力施設においてイオン交換樹脂は、放射性イオンを吸着するために用いられている。具体的には、原子力発電所の放射性核種を含む系統水中に含まれる放射性イオンを吸着して、放射性核種を含む系統水を純化するために用いられている。原子力発電所の運転に伴い放射性イオンを吸着した使用済の放射性イオン交換樹脂が廃棄物として発生する。
【０００３】
イオン交換樹脂は、一般にスチレンとジビニルベンゼン（Ｄ．Ｖ．Ｂ）の共重合体を基材とし、これにイオン交換基として陽イオン交換樹脂の場合にはスルホン酸基を、また陰イオン交換樹脂の場合には、４級アンモニウム基を結合させた構造を有する芳香族系有機高分子化合体である。
【０００４】
さて、放射性核種を含む系統水には、Ｃｏ−６０（コバルト６０）、Ｃｓ−１３７（セシウム１３７）、Ｓｒ−９０（ストロンチウム９０）、その他Ｆｅ（鉄）やＮｉ（ニッケル）等の放射能強度の高い陽イオン種と、Ｉ（ヨウ素）、Ｃ−１４（炭素１４）を含む有機物質等の放射能強度が低い陰イオン種とが含まれている。したがって、放射性核種を含む系統水中のＣｏ−６０、Ｃｓ−１３７、Ｓｒ−９０等の陽イオン種は、陽イオン交換樹脂に吸着され、Ｉ、Ｃ−１４を含む有機物質等の陰イオン種は、陰イオン交換樹脂に吸着されることによって浄化される。
【０００５】
イオン交換樹脂は放射性イオン交換樹脂塔に陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂の２種類がほぼ同量充填されており、系統水から陽イオン種または陰イオン種を除去する能力（除染係数）が所定能力以下に低下した場合には、使用済の放射性イオン交換樹脂として廃棄処理され、放射性イオン交換樹脂塔には、未使用の陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂が充填される。廃棄物として処理される放射性イオン交換樹脂の体積比は、原子力発電所にて発生する全廃棄物のうち少量を占めているにすぎないが、放射性イオン交換樹脂によって吸着された物質による放射能量の合計は、原子力発電所の通常運転において発生する廃棄物中の放射能量の大部分を占めている。このように、運転中に原子力発電所から排出される放射性廃棄物に含まれる放射能のほとんどは、放射性イオン交換樹脂によって吸着されている。
【０００６】
このような使用済の放射性イオン交換樹脂を廃棄物として処理する場合には、以下のようにして行われている。すなわち、放射性イオン交換樹脂塔に充填された陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂は、その除染係数が所定値以下に低下したことが確認されると、図９に示すように、放射性イオン交換樹脂搭（図示せず）から使用済樹脂貯蔵タンク６２へと移し替えられ、そこでしばらく貯蔵される。この貯蔵期間中に、陽イオンであるＣｏ−５８、陰イオンであるＩ−１３１等半減期の短い核種を減衰させることができる。
【０００７】
このように、半減期の短い核種が減衰したところで、使用済の放射性イオン交換樹脂が、使用済樹脂貯蔵タンク６２から一旦廃樹脂供給タンク６３に移し替えられ、さらにそこから溶離器６４へと移される。溶離器６４には、硫酸水溶液が通液される。これによって、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオンが、硫酸水溶液中に移行して溶離する。
【０００８】
このようにして放射性物質が溶離して取り除かれたイオン交換樹脂は、溶離器６４の下部から取り出され、溶離済樹脂輸送容器６７によって焼却設備６８に移送され、そこで焼却処理される。
【０００９】
一方、溶離器６４において放射性イオン交換樹脂に通液された硫酸水溶液中には、放射性イオンが溶存している。この硫酸水溶液は、溶離器６４から硫酸回収器６９の左室７０に導入される。硫酸水溶液は、この硫酸回収器６９に備えられた拡散透析膜７１によって放射性物質と硫酸とが分離される。すなわち、図１０に示すように、左室７０に導入された硫酸水溶液のうち、硫酸は拡散透析膜７１を介して右室７２側に拡散され回収される一方、放射性物質は左室７０に残る。右室７２側に回収された硫酸は、溶離器６４に送られ再使用される。この結果、左室７０には放射性物質を含む廃液が得られる。
【００１０】
図１１に示すように、左室７０で得られた溶離初期の廃液（以下、「Ａモード廃液」と称する）は、左室７０で得られた溶離後期の廃液（以下、「Ｂモード廃液」と称する）に比べて、放射性核種濃度が有意に高い。
【００１１】
このためＡモード廃液は、第１中和タンク７３（＃１）において中和剤タンク７５から供給された中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、中和体である芒硝（Ｎａ２ＳＯ４）が生成された後に、蒸発器７６に送られる。そして、蒸発器７６によって蒸発濃縮された後に濃縮廃液タンク７７に送られそこで長期貯蔵される。これによって、放射能を減衰させた後、セメント固化されることになる。このような蒸発濃縮は、廃液を減容し、廃棄物の発生量を減らすという観点から重要である。
【００１２】
一方、Ｂモード廃液は、放射性核種濃度が低いために中和タンク７３（＃２）に移し、ここでも同様に中和剤タンク７５から供給された中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、中和体である芒硝（Ｎａ２ＳＯ４）が生成された後に、蒸発濃縮せずに、そのまま液体廃棄物処理系７８へと送られ、アスファルト等によって固化処理されている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このような従来の放射性イオン交換樹脂の処理方法では、以下のような問題がある。
【００１４】
硫酸回収器６９では、左室７０に導入された硫酸水溶液のうち、硫酸が拡散透析膜７１を介して右室７２に回収されるが、その硫酸回収率は９０％程度であり、廃液中には１０％程度の硫酸が残っている。上述したように、硫酸に中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって芒硝（Ｎａ２ＳＯ４）が生成される。
【００１５】
セメントは、その中に芒硝を含むと、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成し、含有芒硝濃度の上昇に伴って強度特性が低下するということが知られている。
【００１６】
上述したようなＡモード廃液と、Ｂモード廃液との比率は、おおよそ６：４である。放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオンを溶離器６４において硫酸水溶液に溶離させるためには、放射性イオン交換樹脂の１０倍〜数１０倍の体積の硫酸水溶液が必要となる。
【００１７】
Ａモード廃液は、蒸発器７６による蒸発濃縮によって減容化が図られているものの、その減容率は、芒硝濃度が析出する濃度を超えない範囲に制約されるため、もとの放射性イオン交換樹脂量の１／２程度までしかその発生量を減ずることができない。一方、Ｂモード廃液は、液体廃棄物処理系７８でそのままアスファルト等によって固化処理されている。
【００１８】
Ａモード廃液が減容化された後に固化されてなるセメント固化体、およびＢモード廃液が固化されてなるアスファルト固化体を所定期間貯蔵するための設備である放射性廃棄物貯蔵設備は、その貯蔵容量が限られていることから、Ａモード廃液を固化してなる固化体、およびＢモード廃液を固化してなる固化体の発生量を減少させることは極めて重要である。
【００１９】
Ａモード廃液を固化してなる固化体の減容率を高めるためには、含有芒硝濃度を低減させる必要があり、そのためには、Ａモード廃液中からの硫酸回収効率を高める必要がある。
【００２０】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、Ａモード廃液については、濃縮して含有硫酸濃度を一旦高めた後に、別の硫酸回収器によって再び硫酸を回収することによって、硫酸回収効率の向上を図るとともに、Ａモード廃液を固化してなる固化体の更なる減容化と前述のエトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）形成によるセメントの強度低下の抑制に寄与する一方、Ｂモード廃液については、溶離器に供給する溶離用硫酸水溶液として再利用することによって、Ｂモード廃液を固化してなる固化体の発生を無くし、もって、放射性廃棄物の発生量の低減化を図ることが可能な放射性イオン種溶離液処理装置、放射性イオン交換樹脂の処理システム、および放射性イオン交換樹脂の処理方法を提供することを目的とする。
【００２１】
【課題を解決するための手段】
上記の目的を達成するために、本発明では、以下のような手段を講じる。
【００２２】
すなわち、請求項１の発明の、放射性イオン種溶離液処理装置は、放射性イオン種が溶離した酸水溶液が供給される酸水溶液受入室と酸回収溶液が供給されて酸を回収する回収室とが拡散透析膜を介して仕切られ、拡散透析膜を介して酸水溶液中の酸を回収室側に移動させる酸回収手段の酸水溶液受入室上流に酸水溶液中の水分を抽出して酸水溶液を濃縮させる電気脱塩式濃縮手段を配置している。
【００２３】
従って、請求項１の発明の放射性イオン種溶離液処理装置においては、以上のような手段を講じることにより、酸水溶液であるＡモード廃液については、電気脱塩式濃縮手段によって溶解イオンを分離濃縮した後に、酸回収手段によって、含有酸濃度を低減することができる。
【００２４】
請求項２の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムは、溶離手段と、第１の酸回収手段と、廃液濃縮手段と、第２の酸回収手段と、固化手段と、貯液手段とを備えている。
【００２５】
溶離手段は、供給された放射性イオン交換樹脂を受け入れ、この受け入れた放射性イオン交換樹脂に、供給された所定供給量の溶離用酸水溶液を通液し、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を溶離用酸水溶液中へ溶離させることによって、イオン交換樹脂と放射性イオン種とを分離する。
【００２６】
第１の酸回収手段は、第１の拡散透析膜で互いに分離された第１の溶離済酸水溶液受入室と第１の酸回収室とからなり、第１の溶離済酸水溶液受入室に、溶離手段において放射性イオン種が溶離した溶離済酸水溶液を供給されるようにする一方、第１の酸回収室に、溶離済酸水溶液の供給方向と対向する方向から酸回収用液が供給されることによって、第１の溶離済酸水溶液受入室側から第１の拡散透析膜を介して第１の酸回収室側に酸を回収し、溶離済酸水溶液から酸が回収された廃液を生成する。
【００２７】
廃液濃縮手段は、第１の酸回収手段において生成された廃液から、電気脱塩法を用いてイオンを分離することによって、溶解イオンを分離濃縮した液を生成する。
【００２８】
第２の酸回収手段は、第２の拡散透析膜で互いに分離された第２の溶離済酸水溶液受入室と第２の酸回収室とからなり、第２の溶離済酸水溶液受入室に、廃液濃縮手段によって生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液を供給されるようにする一方、第２の酸回収室に、溶解イオンを分離濃縮した液の供給方向と対向する方向から酸回収用液が供給されることによって、第２の溶離済酸水溶液受入室側から第２の拡散透析膜を介して第２の酸回収室側に酸を回収し、溶解イオンを分離濃縮した液から酸が回収された高濃縮廃液を生成する。
【００２９】
固化手段は、第２の酸回収手段によって生成された高濃縮廃液を固化し、貯液手段は、廃液濃縮手段によって生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液以降に生成された溶解イオンを分離濃縮した液を貯液する。
【００３０】
従って、請求項２の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、Ａモード廃液については、廃液濃縮手段によって溶解イオンを分離濃縮した後に、更に第２の酸回収手段によって、含有硫酸濃度を低減することができるので、固化体の強度低下をもたらすエトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）の形成を抑制するとともに、固化体の発生量を低減することができる。また、Ｂモード廃液については排出せずに、貯液手段に貯液しておく。その結果、放射性廃棄物の発生量の低減化を図ることが可能となる。
【００３１】
請求項３の発明は、請求項２の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、溶離手段によって放射性イオン種と分離されたイオン交換樹脂を、溶離手段から払い出して焼却する焼却手段を付加している。
【００３２】
従って、請求項３の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、請求項１の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて処理されたイオン交換樹脂を、焼却処理することができる。
【００３３】
請求項４の発明は、請求項３の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、焼却手段によってイオン交換樹脂が払い出された溶離手段に、新たな放射性イオン交換樹脂を供給する樹脂供給手段と、樹脂供給手段によって溶離手段に新たな放射性イオン交換樹脂が供給された場合には、貯液手段に貯液された溶解イオンを分離濃縮した液を溶離用酸水溶液として溶離手段に供給する溶解イオンを分離濃縮した液の供給手段と、溶解イオンを分離濃縮した液の供給手段によって溶離手段に溶離用酸水溶液として供給された溶解イオンを分離濃縮した液の量が、所定供給量以下の場合には、不足分の溶離用酸水溶液を溶離手段に供給する溶離用酸水溶液追加供給手段とを付加している。
【００３４】
従って、請求項４の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、請求項２の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて処理済みのイオン交換樹脂が焼却されると、連続して新たなイオン交換樹脂を処理することができる。
【００３５】
また、貯液手段に貯液していたＢモード廃液を、新たに供給された放射性イオン交換樹脂の溶離手段における初期の溶離用酸水溶液として再利用することができるので、Ｂモード廃液を固化してなる固化体は発生せず、放射性廃棄物の発生量の低減化を図ることが可能となる。
【００３６】
なお、第２の酸回収手段によって回収された酸も新たに供給された放射性イオン交換樹脂の溶離手段における溶離用酸水溶液として使用しても良い。
【００３７】
請求項５の発明は、請求項２乃至４のうち何れか１項の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、廃液濃縮手段でイオンが分離された水を、酸回収用液として、第１または第２の酸回収手段に供給する水供給手段を付加している。
【００３８】
従って、請求項５の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、廃液濃縮手段において廃液からイオンを分離した水を、酸回収用液として有効利用することができる。
【００３９】
請求項６の発明は、請求項２乃至５のうち何れか１項の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、廃液濃縮手段は、両端に陰イオン交換膜が配置されるように、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とを交互に所定間隔をおいてほぼ平行に配置し、隣接する陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とに挟まれて形成されてなる複数の流路のうち、１つおきの流路に、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂とを混合して装填することによって、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂とが混合して装填された脱塩用流路と、脱塩用流路に隣接する流路である濃縮用流路とを形成してなる濃縮器からなる。
【００４０】
そしてこの濃縮器を用いて、両端に配置された陰イオン交換膜のうち、脱塩用流路を形成している陰イオン交換膜側から、他端の陰イオン交換膜側へと電位勾配を与え、第１の酸回収手段において生成された廃液を、脱塩用流路内および濃縮用流路内にそれぞれ同側端部に設けられた入口から流通させ、脱塩用流路では、装填された陽イオン交換樹脂によって廃液中の陽イオンを吸着させる一方、装填された陰イオン交換樹脂によって該廃液中の陰イオンを吸着させる。
【００４１】
更に、電位勾配に従って、陽イオン交換樹脂に吸着された陽イオンを該流路を形成している陽イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陽イオン交換膜を通過させて該陽イオン交換膜が形成している濃縮用流路内に移動させる一方、陰イオン交換樹脂に吸着された陰イオンを該流路を形成している陰イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陰イオン交換膜を通過させて該陰イオン交換膜が形成している濃縮用流路内に移動させることによって、脱塩用流路において、該流路に流通された廃液から水を抽出する一方、濃縮用流路において、該流路に流通された廃液を濃縮することによって溶解イオンを分離濃縮した液を生成する。
【００４２】
従って、請求項６の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいては、以上のような手段を講じることにより、腐食環境の厳しくない常温常圧において溶解イオンを分離濃縮した液を生成することができる。その結果、特に耐食性に優れた配管や材料を用いる必要が無く、低コストでシステムを構成することが可能となる。
【００４３】
請求項７の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法は、供給された放射性イオン交換樹脂を溶離器に受け入れ、この受け入れた放射性イオン交換樹脂に、供給された所定供給量の溶離用酸水溶液を通液し、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を溶離用酸水溶液中へ溶離させることによって、イオン交換樹脂と放射性イオン種とを分離する溶離段階と、溶離段階において放射性イオン種が溶離した溶離済酸水溶液から酸を回収する第１の酸回収段階と、第１の酸回収段階において酸が回収された溶離済酸水溶液の廃液から、電気脱塩法を用いてイオンを分離することによって廃液から溶解イオンを分離濃縮した液を常温常圧で生成する廃液濃縮段階と、廃液濃縮段階において生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液から酸を回収し、溶解イオンを分離濃縮した液から酸が回収された高濃縮廃液を生成する第２の酸回収段階と、第２の酸回収段階において生成された高濃縮廃液を固化する固化段階と、廃液濃縮段階において生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液以降に生成された溶解イオンを分離濃縮した液を貯液タンクに貯液する貯液段階とからなる。
【００４４】
従って、請求項７の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法においては、以上のような手段を講じることにより、Ａモード廃液については、常温常圧で濃縮減容した後に、更に第２の酸回収段階において含有硫酸濃度を低減することができるので、固化体の強度低下をもたらすエトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）の形成を抑制するとともに、固化体の発生量を低減することができる。また、Ｂモード廃液については排出せずに、貯液手段に貯液しておく。その結果、放射性廃棄物の発生量の低減化を図ることが可能となる。
【００４５】
請求項８の発明は、請求項７の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法において、溶離段階において放射性イオン種と分離されたイオン交換樹脂を、溶離器から払い出して焼却する焼却段階を付加してなる。
【００４６】
従って、請求項８の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法においては、以上のような手段を講じることにより、請求項７の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法において処理されたイオン交換樹脂を、焼却処理することができる。
【００４７】
請求項９の発明は、請求項７の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法において、焼却段階においてイオン交換樹脂が払い出された溶離器に、新たな放射性イオン交換樹脂を供給する樹脂供給段階と、樹脂供給段階において溶離器に新たな放射性イオン交換樹脂が供給された場合には、貯液タンクに貯液された溶解イオンを分離濃縮した液を、溶離用酸水溶液として溶離器に供給する溶解イオンを分離濃縮した液の供給段階と、溶解イオンを分離濃縮した液の供給段階において溶離器に溶離用酸水溶液として供給された溶解イオンを分離濃縮した液の量が、所定供給量以下の場合には、不足分の溶離用酸水溶液を溶離器に供給する溶離用酸水溶液追加供給段階とを付加してなる。
【００４８】
従って、請求項９の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法においては、以上のような手段を講じることにより、請求項６の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法において処理済みのイオン交換樹脂が焼却されると、連続して新たなイオン交換樹脂を処理することができる。
【００４９】
請求項１０の発明は、請求項７乃至９のうちの何れか１項の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法において、溶離用酸水溶液を、硫酸水溶液としている。
【００５０】
従って、請求項１０の発明の放射性イオン交換樹脂の処理方法においては、以上のような手段を講じることにより、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を効率良く溶離することができる。
【００５１】
【発明の実施の形態】
以下に、本発明の実施の形態について図面を参照しながら説明する。
【００５２】
なお、以下の実施の形態の説明に用いる図中の符号は、図９から図１０と同一部分については同一符号を付して示すことにする。
【００５３】
本発明の実施の形態を図１から図８を用いて説明する。
【００５４】
図１は、本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図である。
【００５５】
すなわち、本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムは、使用済樹脂貯蔵タンク１０と、溶離器１１と、硫酸供給系１２と、溶離済樹脂焼却炉１４と、純水回収供給系１６と、硫酸回収器１７（＃１）と、電気脱塩装置１８と、硫酸回収器１７（＃２）と、中和固化設備１９と、硫酸リサイクルタンク２０と、硫酸リサイクルタンク２１と、硫酸リサイクルポンプ２２と、これら各機器を接続する配管Ｐおよび配管Ｐに設けられたバルブＶとを備えて構成している。
【００５６】
使用済樹脂貯蔵タンク１０は、例えば図示しない放射性イオン交換樹脂塔から使用済の放射性イオン交換樹脂を受け入れ、受け入れた放射性イオン交換樹脂を所定の貯蔵期間の間貯蔵しておく。この貯蔵期間中に、半減期の短い放射性核種を減衰させるようにしている。そして、所定の貯蔵期間を経たのちに、使用済の放射性イオン交換樹脂を溶離器１１に供給し、１バッチ目の運転を開始する。
【００５７】
溶離器１１には、配管Ｐ１〜Ｐ４が接続している。配管Ｐ１は、使用済樹脂貯蔵タンク１０から排出される使用済の放射性イオン交換樹脂を受け入れるための配管である。また、配管Ｐ２は、硫酸供給系１２および硫酸リサイクルポンプ２２に接続しており、この配管Ｐ２を介して硫酸供給系１２および硫酸リサイクルポンプ２２側から溶離用硫酸水溶液を連続的に供給し、溶離器１１内に内蔵された使用済の放射性イオン交換樹脂に溶離用硫酸水溶液を通液するようにしている。これによって、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオン種を溶離用硫酸水溶液中に溶離する。
【００５８】
放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を硫酸濃度が２Ｎ（規定）の溶離用硫酸水溶液に溶離させるために、放射性イオン交換樹脂の２０倍の体積の溶離用硫酸水溶液を用いる。以下、放射性イオン交換樹脂の２０倍の体積を、２０ＢＶと称する。ＢＶとはｂｅｄ　ｖｏｌｕｍｅの略であって、放射性イオン交換樹脂の体積を１ＢＶとした場合における相対値で示している。
【００５９】
本発明の実施の形態では、溶離用硫酸水溶液の硫酸濃度を２Ｎまたは４Ｎとする。溶離用硫酸水溶液の硫酸濃度が２Ｎの場合には、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を溶離させるためには、上述したように、２０ＢＶの溶離用硫酸水溶液を用いる。
【００６０】
一方、溶離用硫酸水溶液の硫酸濃度を４Ｎとした場合には、硫酸濃度が２倍になることから、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を同様に溶離するためには、１０ＢＶの溶離用硫酸水溶液を用いる。以下においては、溶離用硫酸水溶液の硫酸濃度を４Ｎとした場合を例に説明する。
【００６１】
このように放射性イオン種を溶離した溶離済硫酸水溶液は、配管Ｐ３を介して連続的に排出され、硫酸回収器１７（＃１）の左室７０（＃１）へ供給されるようにしている。一方、吸着していた放射性イオン種が溶離用硫酸水溶液に溶離すると、バルブＶ１が開状態にされ、放射性イオン交換樹脂を配管Ｐ４を介して溶離済樹脂焼却炉１４へと移送し、ここで焼却処理する。
【００６２】
硫酸回収器１７（＃１）は、従来技術で説明した硫酸回収器６９と同様に左室７０（＃１）、拡散透析膜７１（＃１）、右室７２（＃１）を備えており、硫酸回収器６９と同様に機能する。すなわち、右室７２（＃１）には、純水回収供給系１６によって、溶離器１１から溶離済硫酸水溶液が供給される方向と対向する方向から純水が配管Ｐ５を介して供給されるようにしている。左室７０（＃１）に導入された溶離済硫酸水溶液のうち、約９０％の硫酸を拡散透析膜７１（＃１）を介して右室７２（＃１）側に回収する一方、放射性イオン種および約１０％の硫酸を含む廃液が左室７０（＃１）で生成されるようにしている。左室７０（＃１）で生成された廃液は、配管Ｐ６を介して電気脱塩装置１８に送液されるようにしている。
【００６３】
電気脱塩装置１８は、電気脱塩法（ｅｌｅｃｔｒｏｄｅｉｏｎｉｚａｔｉｏｎ）を用いて、そもそも純水を生成するために広く適用されている装置である。一般的な電気脱塩装置３０の構成について、図２の構成概念を示す断面図を用いて説明する。
【００６４】
すなわち、純水を生成するための電気脱塩装置３０は、正電位側に接続された陽極室３１と、負電位側に接続された陰極室３２とによって挟まれてなる濃縮器３３が備えられている。
【００６５】
濃縮器３３の両端はそれぞれ陽極室３１および陰極室３２に固定された陰イオン交換膜３４が配置され、更に、陰イオン交換膜３４と陽イオン交換膜３５とが交互に所定間隔をおいてほぼ平行に配置されている。隣接する陰イオン交換膜３４と陽イオン交換膜３５とに挟まれて形成されてなる複数の流路のうち、１つおきの流路に、陽イオン交換樹脂３６と陰イオン交換樹脂３７とを混合して装填することによって、陽イオン交換樹脂３６と陰イオン交換樹脂３７とが混合して装填された脱塩用流路３８と、脱塩用流路３８に隣接する流路である濃縮用流路３９とに区分されている。
【００６６】
そして、脱塩用流路３８および濃縮用流路３９に、図中下方から上方に向かって供給水Ｗを供給すると、脱塩用流路３８では、装填された陽イオン交換樹脂３６によって供給水Ｗ中の陽イオンが吸着される一方、装填された陰イオン交換樹脂３７によって供給水Ｗ中の陰イオンが吸着される。
【００６７】
更に、濃縮器３３には、陽極室３１側から、陰極室３２側へと電位勾配が与えられているので、この電位勾配に従って、陽イオン交換樹脂３７に吸着した陽イオンは、陰極室３２側の陽イオン交換膜３５側に移動し、しかる後にこの陽イオン交換膜３５を通過して濃縮用流路３９内に移動する。一方、陰イオン交換樹脂３６に吸着された陰イオンは、陽極室３１側の陰イオン交換膜３４側に移動し、しかる後にこの陰イオン交換膜３４を通過して濃縮用流路３９内に移動する。
【００６８】
これによって、脱塩用流路３８に供給された供給水Ｗは純化され、溶解イオンが分離された水が取り出される一方、濃縮用流路３９に供給された供給水Ｗでは溶解イオンが濃縮される。電気脱塩装置３０は、常温常圧で作動する。
【００６９】
このように本来は、純水の生成に用いられている電気脱塩装置３０を、本実施の形態では、電気脱塩装置３０が純水を生成するのと同時に、溶解イオンが濃縮された供給水Ｗを生成していることに着目して、硫酸回収器１７（＃１）の左室７０（＃１）で得られた廃液に含まれる硫酸を濃縮することに用いている。
【００７０】
すなわち、図２中に示す供給水Ｗとして、硫酸回収器１７（＃１）の左室７０（＃１）で得られた廃液を供給する。これによって、電気脱塩装置１８は、脱塩用流路３８に供給された廃液を純化し、溶解イオンが分離された水を生成する一方、濃縮用流路３９に供給された廃液中の溶解イオン濃度を上昇させる。
【００７１】
電気脱塩装置１８における濃縮性能は、流路３８，３９の長さと、脱塩用流路３８に装填されたイオン交換樹脂３６，３７の装填量によるので、本発明の実施の形態では、これらを調節することによって、溶解イオンを１０倍濃縮した液を生成するようにしている。硫酸濃度が４Ｎのとき、溶離器１１に供給される溶離用硫酸水溶液は１０ＢＶなので、電気脱塩装置１８によって溶解イオンを分離濃縮した液の量が１ＢＶに減容されるようにしている。
【００７２】
そして、１ＢＶに減容濃縮された溶解イオンを分離濃縮した液を、配管Ｐ７を介して排出するとともに、生成した純溶解イオンが分離された水を配管Ｐ８を介して純水回収供給系１６に回収されるようにしている。
【００７３】
なお、電気脱塩装置１８は、常温常圧で溶解イオンを濃縮する。電気脱塩装置１８によって１０倍濃縮された溶解イオンを分離濃縮した液に含まれる硫酸濃度は極めて高くなる。一般に、硫酸濃度の高い溶液は、温度が高くなると厳しい腐食環境をもたらすが、常温常圧ではさほど腐食環境は厳しくない。したがって、溶解イオンを分離濃縮した液を導く配管Ｐ７には、特別に耐食性に優れた材料を用いる必要はない。
【００７４】
図１１に示したように、Ａモード廃液の放射性核種濃度は、Ｂモード廃液のそれに比べて有意に高い。本発明の実施の形態では、Ａモード濃縮液のみを、以下に示すようにしてセメント固化する。
【００７５】
すなわち、電気脱塩装置１８から配管Ｐ７へと払い出された１ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液のうち、前半の半分、すなわち０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液をＡモード濃縮液とする。このＡモード濃縮液については、バルブＶ２を閉状態とする一方、バルブＶ３を開状態とすることによって、配管Ｐ１２を介して、硫酸回収器１７（＃２）の左室７０（＃２）に供給されるようにしている。
【００７６】
硫酸回収器１７（＃２）もまた、従来技術で説明した硫酸回収器６９と同様に左室７０（＃２）、拡散透析膜７１（＃２１）、右室７２（＃２）を備えており、硫酸回収器６９と同様に機能する。すなわち、右室７２（＃２）には、純水回収供給系１６によって、電気脱塩装置１８からＡモード濃縮液が供給される方向と対向する方向から純水が配管Ｐ１０を介して供給されるようにしている。左室７０（＃２）に導入されたＡモード濃縮廃液のうち、約９０％の硫酸を拡散透析膜７１（＃２）を介して右室７２（＃２）側に回収する一方、放射性イオン種および約１０％の硫酸を含むＡモード高濃縮廃液が左室７０（＃２）で生成されるようにしている。左室７０（＃２）で生成されたＡモード高濃縮廃液は、配管Ｐ１１を介して中和固化設備１９に送液されるようにしている。
【００７７】
硫酸回収器１７（＃２）のサイズは、電気脱塩装置１８によってなされる濃縮係数に依存する。すなわち、電気脱塩装置１８によって、溶解イオンが１０倍濃縮された液が生成される場合には、硫酸回収器１７（＃２）が処理するＡモード濃縮液の量（０．５ＢＶ）は、硫酸回収器１７（＃１）が処理するＡモード廃液の量（５ＢＶ）の１／１０であるので、硫酸回収器１７（＃２）は、硫酸回収器１７（＃１）の１／１０のサイズでよい。
【００７８】
中和固化設備１９では、配管Ｐ１１を介してＡモード高濃縮廃液を受け入れると、Ａモード高濃縮廃液に中和剤を添加して中和処理し、その後にセメント固化する。硫酸の中和剤としては、ＮａＯＨが好適である。中和剤としてＮａＯＨを用いて硫酸を中和した場合、中和処理によってＮａ２ＳＯ４を得る。
【００７９】
このようにして電気脱塩装置１８から硫酸回収器１７（＃２）へのＡモード濃縮液の供給を終えると、バルブＶ３を閉状態とする一方、バルブＶ２を開状態とすることによって、電気脱塩装置１８から配管Ｐ７へと払い出された１ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液の内、後半の半分、すなわち０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液であるＢモード濃縮液を、硫酸リサイクルタンク２０に回収するようにしている。このとき、バルブＶ４は閉状態としている。
【００８０】
次に、使用済樹脂貯蔵タンク１０から溶離器１１内に新たな使用済の放射性イオン交換樹脂を供給し、２バッチ目の運転を開始する。
【００８１】
まず、バルブＶ５およびバルブＶ６を開状態とし、硫酸リサイクルポンプ２２を起動することによって、硫酸リサイクルタンク２１に回収されていた回収硫酸を、配管Ｐ２を介して溶離器１１に供給し、溶離器１１の液張り（メイクアップ）に用いる。硫酸リサイクルタンク２１に回収されていた全ての回収硫酸の溶離器１１への供給が終了すると、バルブＶ５を閉状態とする。
【００８２】
次に、バルブＶ４を開状態とし、硫酸リサイクルポンプ２２を起動することによって、硫酸リサイクルタンク２０に回収されていたＢモード濃縮液を、配管Ｐ２を介して同じく溶離器１１の液張り（メイクアップ）として供給する。硫酸リサイクルタンク２０に回収されていた全てのＢモード濃縮廃液の溶離器１１への供給が終了すると、バルブＶ４を閉状態とする。
【００８３】
なお、硫酸リサイクルタンク２１に回収されていた回収硫酸の量は約０．５ＢＶであり、硫酸リサイクルタンク２０に回収されていたＢモード濃縮液の量も約０．５ＢＶであるため、液張り（メイクアップ）用として略賄うことができる。その後の溶離段階において、硫酸回収器７１（＃１）にて約９０％回収された硫酸が配管Ｐ１３および配管Ｐ２を介して再度溶離器１１へ供給されるが、バルブＶ７を開状態として、硫酸供給系１２から、不足分の約１０％の硫酸を供給することによって、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオン種を溶離用硫酸水溶液中に溶離する。
【００８４】
次に、以上のように構成した本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作について図３から図７に示す工程図を用いて説明する。
【００８５】
すなわち、本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムでは、初回の運転開始時に図３に示すステップ１の工程を行い、その後は図４から図７に示すステップ２からステップ５までの工程を繰り返すことによって使用済の放射性イオン交換樹脂が連続的に処理される。
【００８６】
先ず、図３に示すように、ステップ１では、第１バッチの運転を行うために、使用済の放射性イオン交換樹脂が使用済樹脂貯蔵タンク１０から配管Ｐ１を介して溶離器１１に供給される。次に、バルブＶ７が開状態とされ、配管Ｐ２を介して硫酸供給系１２から溶離器１１へと溶離用硫酸水溶液が供給される。溶離用硫酸水溶液における硫酸濃度が２Ｎの場合には、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を溶離するのに必要な量である２０ＢＶが連続的に供給される。また、溶離用硫酸水溶液における硫酸濃度を４Ｎとした場合には、放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を溶離するのに必要な量は、半分の１０ＢＶとなる。以下では、溶離用硫酸水溶液における硫酸濃度は４Ｎであるとし、１０ＢＶの硫酸水溶液が溶離器１１に連続的に供給されるものとする。
【００８７】
放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオン種は、溶離用硫酸水溶液に溶離する。そして、放射性イオン種を溶離した溶離済硫酸水溶液は、配管Ｐ３を介して硫酸回収器１７（＃１）の左室７０（＃１）に供給される。硫酸回収器１７（＃１）の右室７２（＃１）には、純水回収供給系１６から配管Ｐ５を介して純水が、溶離器１１から溶離済硫酸水溶液が供給される方向と対向する方向から供給される。これによって、左室７０（＃１）に導入された溶離済硫酸水溶液のうち、約９０％すなわち約３．６Ｎの硫酸が拡散透析膜７１（＃１）を介して右室７２側に拡散され回収される一方、放射性イオン種および約１０％すなわち約０．４Ｎの硫酸を含む廃液が左室７０（＃１）で生成される。硫酸が回収されることによって右室７２で生成される回収硫酸水溶液は、配管Ｐ１３および配管Ｐ２を介して不足分の約１０％の硫酸を硫酸供給系１２から、バルブＶ７を開状態とすることにより補給した上で再度溶離器１１に溶離用硫酸水溶液として供給される。
【００８８】
このようにして左室７０（＃１）で生成された廃液は、配管Ｐ６を介して電気脱塩装置１８に送液される。電気脱塩装置１８では、脱塩用流路３８に供給された廃液が純化され、溶解イオンが分離された水が生成される一方、濃縮用流路３９に供給された廃液中の溶解イオンが例えば１０倍に濃縮されることによって、廃液の量が１ＢＶに減容され、配管Ｐ７を介して電気脱塩装置１８から払い出される。１０倍濃縮されることによってこの溶解イオンを分離濃縮した液には約４Ｎの硫酸が含まれることになる。
【００８９】
このようにして電気脱塩装置１８から配管Ｐ７へと払い出された１ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液の内、前半の０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液であるＡモード濃縮液については、バルブＶ２が閉状態とされる一方、バルブＶ３が開状態とされることによって、配管Ｐ１２を介して、硫酸回収器１７（＃２）の左室７０（＃２）に供給される。
【００９０】
硫酸回収器１７（＃２）もまた、硫酸回収器６９と同様に機能することによって、左室７０（＃２）に導入されたＡモード濃縮液のうち、約９０％すなわち約３．６Ｎの硫酸は拡散透析膜７１（＃２）を介して右室７２（＃２）側に拡散され回収される一方、放射性イオン種および約１０％すなわち約０．４Ｎの硫酸を含むＡモード高濃縮廃液が左室７０（＃２）で生成される。左室７０（＃２）で得られたＡモード高濃縮廃液は、配管Ｐ１１を介して中和固化設備１９に送液される。一方、右室７２（＃２）側に回収された回収硫酸は、配管Ｐ９を介して硫酸リサイクルタンク２１に回収される。
【００９１】
中和固化設備１９では、配管Ｐ１１を介してＡモード高濃縮廃液が払い出されると、このＡモード高濃縮廃液に中和剤として例えばＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、その後にセメント固化体とされる。中和剤としてＮａＯＨが添加された場合には、中和処理によってＮａ２ＳＯ４が得られる。
【００９２】
溶離用硫酸水溶液として４Ｎの硫酸が用いられた場合、硫酸回収器１７（＃１）の左室７０（＃１）において硫酸の９０％が回収されるために、０．４Ｎの硫酸濃度の廃液となる。そして、この廃液は、電気脱塩装置１８によって１０倍濃縮されるために、この濃縮液に含まれる硫酸濃度は４Ｎに高められる。更に、Ａモード濃縮液は、硫酸回収器１７（＃２）の左室７０（＃２）において硫酸の９０％が回収され、０．４Ｎの硫酸濃度のＡモード高濃縮廃液となる。このようなＡモード高濃縮廃液が０．５ＢＶ中和処理される。
【００９３】
図９に示すような従来方式の放射性イオン交換樹脂処理システムにおいて、溶離用硫酸水溶液として４Ｎの硫酸を用いた場合、硫酸回収器６９の左室７０において硫酸の９０％が回収されるために、０．４Ｎの硫酸濃度の廃液となる。このような廃液が１０ＢＶ中和処理される。
【００９４】
したがって、本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムにおいて中和固化設備１９で生成されるセメント固化体に含まれる硫酸根の量は、以下のように、従来方式に対して１／２０となる。これによって、セメント固化体に含まれる硫酸根の重量割合は、約２％程度となり、セメント固化体の強度低下をもたらすエトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）の形成を抑制することができる。また、中和固化設備１９で中和剤として用いている例えばＮａＯＨ等の中和剤の消費量を１／２０とすることができる。
（本方式）／（従来方式）＝（０．５ＢＶ＊０．４Ｎ）／（１０ＢＶ＊０．４Ｎ）＝１／２０
電気脱塩装置１８から配管Ｐ７へと払い出された１ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液の内、前半の０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液であるＡモード濃縮液が上述したように硫酸回収器１７（＃２）に導入されると、図４に示すように、ステップ２では、バルブＶ３を閉状態とする一方、バルブＶ２を開状態として、後半の０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液であるＢモード濃縮液が、硫酸リサイクルタンク２０に回収される。これによって、第１バッチの運転が完了する。
【００９５】
ステップ３では、図５に示すように、バルブＶ７が閉状態とされる一方、バルブＶ１が開状態とされ、放射性イオン交換樹脂が配管Ｐ４を介して溶離器１１から溶離済樹脂焼却炉１４へと移送され、ここで焼却処理される。その後、使用済樹脂貯蔵タンク１０から配管Ｐ２を介して溶離器１１内に新たな使用済の放射性イオン交換樹脂が供給され、２バッチ目の運転が開始される。
【００９６】
ステップ４では、図６に示すように、まず、バルブＶ５およびバルブＶ６を開状態とし、更に硫酸リサイクルポンプ２２を起動することによって、硫酸リサイクルタンク２１に回収されていた回収硫酸が、配管Ｐ２を介して溶離器１１に供給され、溶離器１１の液張り（メイクアップ）に用いられる。硫酸リサイクルタンク２１に回収されていた全ての回収硫酸の溶離器１１への供給が終了すると、バルブＶ５が閉状態とされる。
【００９７】
ステップ５では、図７に示すように、バルブＶ４を開状態とし、硫酸リサイクルポンプ２２を起動することによって、硫酸リサイクルタンク２０に回収されていたＢモード濃縮液が、配管Ｐ２を介して同じく溶離器１１の液張り（メイクアップ）として供給される。硫酸リサイクルタンク２０に回収されていた全てのＢモード濃縮液の溶離器１１への供給が終了すると、バルブＶ４は閉状態とされる。なお、硫酸リサイクルタンク２１に回収されていた回収硫酸の量は約０．５ＢＶであり、硫酸リサイクルタンク２０に回収されていたＢモード濃縮液の量も約０．５ＢＶであるため、液張り（メイクアップ）として略賄うことができる。その後の溶離段階において、硫酸回収器７１（＃１）にて約９０％回収された硫酸が配管Ｐ１３および配管Ｐ２を介して再度溶離器１１へ供給されるが、バルブＶ７を開状態として、硫酸供給系１２から、不足分の約１０％の硫酸を供給することによって、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオン種の溶離用硫酸水溶液中への溶離が行われる。
【００９８】
そして、放射性イオン種を溶離した溶離済硫酸水溶液は、配管Ｐ３を介して硫酸回収器１７（＃１）の左室７０（＃１）に供給される。その後は、ステップ１で説明したものと同様に動作することによって、電気脱塩装置１８で廃液中の溶解イオンが濃縮されることによって溶解イオンを分離濃縮した液が生成される。更に、電気脱塩装置１８から配管Ｐ７へと払い出された１ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液の内、前半の０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液であるＡモード濃縮液については、硫酸回収器１７（＃２）によって硫酸が回収された後に、最終的に中和固化設備１９において中和処理され、その後にセメント固化体とされる。一方、電気脱塩装置１８から配管Ｐ７へと払い出された１ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液の内、後半の０．５ＢＶの溶解イオンを分離濃縮した液であるＢモード濃縮液については、硫酸リサイクルタンク２０に回収される。その後は、図４に示すステップ２に戻り、ステップ２からステップ５までの動作が繰り返し行われることによって、放射性イオン交換樹脂の処理が連続的に行われる。
【００９９】
上述したように、本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムにおいては、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を溶離した溶離済硫酸水溶液の廃液を電気脱塩装置１８により１０倍に濃縮することによって、廃液の体積を１／１０に減容することができる。
【０１００】
電気脱塩装置１８は、常温常圧で廃液の濃縮を行い、溶解イオンを分離濃縮した液を生成する。廃液には約０．４Ｎの硫酸が含まれており、１０倍濃縮によって溶解イオンを分離濃縮した液中の硫酸濃度は４Ｎとなる。このような高濃度の硫酸を含む濃縮液は、腐食性が高く、特に濃縮液の温度が高くなると腐食性も同様に高くなる。しかしながら、電気脱塩装置１８は、常温で廃液を濃縮し、溶解イオンを分離濃縮した液を生成するので、さほど腐食性は高くなく、溶解イオンを分離濃縮した液を内部に流通させる配管Ｐ７の材質は特に耐食性に優れたものを用いなくとも良い。これによって、高温加熱することによって廃液を濃縮する蒸発器７６を用いた場合に比べてコストダウンを図ることが可能となる。
【０１０１】
更に、濃縮液の半分に相当するＡモード濃縮液のみを廃棄物としてセメント固化処理し、残りの半分に相当するＢモード濃縮液については廃棄物としては発生させず、溶離用硫酸水溶液として再利用することによって、発生廃棄物量を、以下の式に示すように、従来技術の放射性イオン交換樹脂処理システムに対して１２％弱とすることができ、大幅な低減が可能となる。これによって、中和固化設備１９の設備能力のみならず、中和固化設備１９で固化されたセメント固化体の貯蔵施設に対するインパクトも緩和することができ、貯蔵スペース不足に対する問題を解決するために大きく寄与する。
（本方式／従来方式）＝（１０ＢＶ＊１／１０（電気脱塩装置による減容）＊１／２（Ａモード））／（６ＢＶ（Ａモード）＊１／２２（蒸発による減容）＋４ＢＶ（Ｂモード））＊１００（％）
＝１１．７　（％）
従来技術の放射性イオン交換樹脂処理システムでは、Ｂモード廃液については、液体廃棄物処理系７８へと送り、アスファルト等によって固化処理していたが、本発明の実施の形態では、Ｂモード廃液からは廃棄物は発生しないので、液体廃棄物処理系７８のように、アスファルト等によって固化処理を行うことは不要となり、コストダウンを図ることが可能となる。
【０１０２】
また、上述したように、中和固化設備１９で生成されるセメント固化体に含まれる硫酸根の量は、従来方式に対して１／２０となる。これによって、セメント固化体に含まれる硫酸根の重量割合は、約２％程度となり、セメント固化体の強度低下をもたらすエトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）の形成を抑制することができる。
【０１０３】
更に、中和固化設備１９で中和剤として用いている例えばＮａＯＨ等の中和剤の消費量を１／２０とすることができるので、コストダウンを図ることが可能となる。
【０１０４】
なお、本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムは、２基の硫酸回収器、すなわち硫酸回収器１７（＃１）と硫酸回収器１７（＃２）とを備えているが、１バッチの処理に要する運転時間は、図８のタイムチャート（溶離用硫酸水溶液に含まれる硫酸濃度は同じ場合）に示すように、１基の硫酸回収器、すなわち硫酸回収器６９を備えた従来技術の放射性イオン交換樹脂処理システムのものとほぼ同じである。
【０１０５】
なお、請求項１に記載の放射性イオン種溶離液処理装置は、上記実施の形態において、電気脱塩装置１８と、硫酸回収器１７（＃２）とから構成してなる。
【０１０６】
以上、本発明の好適な実施の形態について、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかかる構成に限定されない。特許請求の範囲の発明された技術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【０１０７】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、Ａモード廃液については濃縮して含有硫酸濃度をいったん高めた後に、別の硫酸回収器によって再び硫酸を回収することによって、硫酸回収効率の向上を図るとともに、Ａモード廃液を固化してなる固化体の減容化を図ることが可能となる。
【０１０８】
一方、Ｂモード廃液については、溶離器に供給される溶離用硫酸水溶液として再利用することによって、Ｂモード廃液を固化してなる固化体の発生を無くすことが可能となる。
【０１０９】
以上により、放射性廃棄物の発生量の低減化を図ることが可能な放射性イオン種溶離液処理装置、放射性イオン交換樹脂の処理システム、および放射性イオン交換樹脂の処理方法を実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図
【図２】電気脱塩装置の構成概念を示す断面図
【図３】同実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作を示す工程図（ステップ１）
【図４】同実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作を示す工程図（ステップ２）
【図５】同実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作を示す工程図（ステップ３）
【図６】同実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作を示す工程図（ステップ４）
【図７】同実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作を示す工程図（ステップ５）
【図８】同実施の形態に係る放射性イオン交換樹脂の処理方法を適用した放射性イオン交換樹脂処理システムと、従来技術の放射性イオン交換樹脂処理システムとの運転タイムチャートの比較図
【図９】従来技術の放射性イオン交換樹脂処理装置の系統構成図
【図１０】硫酸回収器における酸回収原理を説明するための概念図
【図１１】溶離済硫酸水溶液に含まれる放射能濃度の時間推移を示す図
【符号の説明】
Ｐ１〜Ｐ１３…配管
Ｖ１〜Ｖ８…バルブ
１０，６２…使用済樹脂貯蔵タンク
１１，６４…溶離器
１２…硫酸供給系
１４…溶離済樹脂焼却炉
１６…純水回収供給系
１７，６９…硫酸回収器
１８，３０…電気脱塩装置
１９…中和固化設備
２０，２１…硫酸リサイクルタンク
２２…硫酸リサイクルポンプ
３１…陽極室
３２…陰極室
３３…濃縮器
３４…陰イオン交換膜
３５…陽イオン交換膜
３６…陽イオン交換樹脂
３７…陰イオン交換樹脂
３８…脱塩用流路
３９…濃縮用流路
６３…廃樹脂供給タンク
６７…溶離済樹脂輸送容器
６８…焼却設備
７０…左室
７１…拡散透析膜
７２…右室
７３…中和タンク
７５…中和剤タンク
７６…蒸発器
７７…濃縮廃液タンク
７８…液体廃棄物処理系[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention provides, for example, a radioactive ion species eluent processing apparatus for disposing a radioactive ion exchange resin adsorbing radioactive ions contained in system water containing radionuclides of a nuclear power plant, a radioactive ion exchange resin processing system, and a radioactive ion exchange resin processing system. The present invention relates to a method for treating an ion exchange resin.
[0002]
[Prior art]
In a nuclear facility such as a nuclear power plant, an ion exchange resin is used to adsorb radioactive ions. Specifically, it is used to adsorb radioactive ions contained in radionuclide-containing system water of a nuclear power plant and to purify radionuclide-containing system water. With the operation of a nuclear power plant, spent radioactive ion exchange resin that has absorbed radioactive ions is generated as waste.
[0003]
The ion exchange resin is generally based on a copolymer of styrene and divinylbenzene (D.V.B), and a sulfonic acid group in the case of a cation exchange resin as an ion exchange group, and an anion exchange resin. Is an aromatic organic polymer compound having a structure in which a quaternary ammonium group is bonded.
[0004]
The system water containing radionuclides includes radioactive intensities such as Co-60 (cobalt 60), Cs-137 (cesium 137), Sr-90 (strontium 90) and other Fe (iron) and Ni (nickel). And anionic species having low radioactivity such as organic substances containing I (iodine) and C-14 (carbon 14). Therefore, cation species such as Co-60, Cs-137 and Sr-90 in the system water containing radionuclides are adsorbed on the cation exchange resin, and anion species such as organic substances containing I and C-14 are It is purified by being adsorbed on an anion exchange resin.
[0005]
The ion exchange resin has a radioactive ion exchange resin tower filled with almost the same amount of cation exchange resin and anion exchange resin, and has the ability to remove cation or anion species from system water (decontamination coefficient). Is reduced to a predetermined capacity or less, the used radioactive ion exchange resin is discarded, and the radioactive ion exchange resin tower is filled with unused cation exchange resin and anion exchange resin. The volume ratio of radioactive ion exchange resin treated as waste accounts for only a small percentage of the total waste generated at nuclear power plants, but the amount of radioactivity due to substances adsorbed by the radioactive ion exchange resin is small. The total accounts for the majority of the radioactivity in waste generated during normal operation of nuclear power plants. As described above, most of the radioactivity contained in the radioactive waste discharged from the nuclear power plant during operation is adsorbed by the radioactive ion exchange resin.
[0006]
When such a used radioactive ion exchange resin is treated as waste, it is performed as follows. That is, when it is confirmed that the decontamination coefficient of the cation exchange resin and the anion exchange resin packed in the radioactive ion exchange resin tower has decreased to a predetermined value or less, as shown in FIG. It is transferred from a resin tower (not shown) to a used resin storage tank 62, where it is stored for a while. During this storage period, nuclides with a short half life such as Co-58 as a cation and I-131 as an anion can be attenuated.
[0007]
As described above, when the nuclide with a short half-life has attenuated, the used radioactive ion exchange resin is temporarily transferred from the used resin storage tank 62 to the waste resin supply tank 63 and further transferred to the eluator 64 therefrom. It is. A sulfuric acid aqueous solution is passed through the eluter 64. Thereby, the radioactive ions adsorbed on the used radioactive ion exchange resin migrate into the aqueous sulfuric acid solution and are eluted.
[0008]
The ion exchange resin from which the radioactive substance has been eluted and removed in this way is taken out from the lower part of the eluator 64, transferred to the incinerator 68 by the eluted resin transport container 67, and incinerated there.
[0009]
On the other hand, radioactive ions are dissolved in the aqueous sulfuric acid solution passed through the radioactive ion exchange resin in the eluator 64. This aqueous sulfuric acid solution is introduced from the eluator 64 into the left chamber 70 of the sulfuric acid recovery unit 69. In the sulfuric acid aqueous solution, a radioactive substance and sulfuric acid are separated by a diffusion dialysis membrane 71 provided in the sulfuric acid recovery device 69. That is, as shown in FIG. 10, of the sulfuric acid aqueous solution introduced into the left chamber 70, the sulfuric acid is diffused and collected toward the right chamber 72 through the diffusion dialysis membrane 71, while the radioactive substance remains in the left chamber 70. . The sulfuric acid collected on the right chamber 72 side is sent to the eluator 64 and reused. As a result, a waste liquid containing a radioactive substance is obtained in the left chamber 70.
[0010]
As shown in FIG. 11, the waste liquid in the early stage of elution obtained in the left chamber 70 (hereinafter, referred to as “A-mode waste liquid”) is the late waste liquid obtained in the left chamber 70 (hereinafter, “B-mode waste liquid”). Radionuclide concentration is significantly higher.
[0011]
For this reason, the A-mode waste liquid is neutralized by adding NaOH, which is a neutralizing agent supplied from the neutralizing agent tank 75, in the first neutralizing tank 73 (# 1). (Na 2 SO 4 Is generated and sent to the evaporator 76. Then, after being evaporated and concentrated by the evaporator 76, it is sent to the concentrated waste liquid tank 77 where it is stored for a long time. As a result, after the radioactivity is attenuated, the cement is solidified. Such evaporation concentration is important from the viewpoint of reducing the volume of waste liquid and reducing the amount of waste generated.
[0012]
On the other hand, the B-mode waste liquid is transferred to the neutralization tank 73 (# 2) because the concentration of the radionuclide is low, and here, similarly, the NaOH as the neutralizer supplied from the neutralizer tank 75 is added. Neutralized, Glauber's salt (Na 2 SO 4 ) Is sent to the liquid waste treatment system 78 without being evaporated and concentrated, and solidified by asphalt or the like.
[0013]
[Problems to be solved by the invention]
However, such a conventional method for treating a radioactive ion exchange resin has the following problems.
[0014]
In the sulfuric acid recovery device 69, the sulfuric acid of the aqueous sulfuric acid solution introduced into the left chamber 70 is recovered in the right chamber 72 through the diffusion dialysis membrane 71, and the sulfuric acid recovery rate is about 90%. Has about 10% sulfuric acid remaining. As described above, by adding NaOH as a neutralizing agent to sulfuric acid, sodium sulfate (Na 2 SO 4 ) Is generated.
[0015]
It is known that when cement contains sodium sulfate, it forms ettringite, and the strength properties decrease with an increase in the concentration of sodium sulfate.
[0016]
The ratio between the A-mode waste liquid and the B-mode waste liquid as described above is approximately 6: 4. In order to elute radioactive ions adsorbed on the radioactive ion exchange resin into the aqueous sulfuric acid solution in the eluator 64, a sulfuric acid aqueous solution whose volume is 10 to several tens times that of the radioactive ion exchange resin is required.
[0017]
Although the volume of the A-mode waste liquid is reduced by evaporative concentration by the evaporator 76, the volume reduction rate is limited to a range where the concentration of sodium sulfate does not exceed the concentration at which the sodium sulfate is precipitated. The amount can be reduced only to about 1/2 of the resin amount. On the other hand, the B-mode waste liquid is solidified by asphalt or the like in the liquid waste treatment system 78 as it is.
[0018]
The radioactive waste storage facility, which is a facility for storing a solidified cement obtained by solidifying the A-mode waste liquid after its volume has been reduced and a solidified asphalt obtained by solidifying the B-mode waste liquid, has a storage capacity of Is limited, it is extremely important to reduce the amount of solidified body obtained by solidifying the A-mode waste liquid and solidified body obtained by solidifying the B-mode waste liquid.
[0019]
In order to increase the volume reduction rate of the solidified product obtained by solidifying the A-mode waste liquid, it is necessary to reduce the concentration of sodium sulfate, and for that purpose, it is necessary to increase the efficiency of sulfuric acid recovery from the A-mode waste liquid.
[0020]
The present invention has been made in view of such circumstances, and the A-mode waste liquid is concentrated to once increase the sulfuric acid concentration, and then recovered by another sulfuric acid recovery device to recover sulfuric acid. While improving the efficiency, it contributes to further volume reduction of the solidified body obtained by solidifying the A-mode waste liquid and suppression of the decrease in the strength of the cement due to the formation of ettringite, while B-mode waste liquid is eluted. Radioactive ion species that can be reused as the aqueous sulfuric acid solution for elution supplied to the vessel to eliminate the generation of solidified solidified B-mode waste liquid, thereby reducing the amount of radioactive waste generated An object of the present invention is to provide an eluent processing apparatus, a radioactive ion exchange resin processing system, and a radioactive ion exchange resin processing method.
[0021]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, the present invention takes the following measures.
[0022]
That is, the radioactive ion species eluent processing apparatus according to the first aspect of the present invention includes an acid aqueous solution receiving chamber in which an acid aqueous solution in which radioactive ion species are eluted is supplied and a recovery chamber in which an acid recovery solution is supplied to recover acid. The water in the acid aqueous solution is extracted upstream of the acid aqueous solution receiving chamber of the acid collecting means, which is separated through the diffusion dialysis membrane and moves the acid in the acid aqueous solution to the recovery chamber side through the diffusion dialysis membrane to concentrate the acid aqueous solution. An electric desalination type concentrating means is provided.
[0023]
Therefore, in the apparatus for treating a radioactive ion species eluate according to the first aspect of the present invention, by taking the above measures, the A-mode waste liquid, which is an aqueous acid solution, separates and concentrates dissolved ions by an electrodesalting type concentrating means. After that, the contained acid concentration can be reduced by the acid collecting means.
[0024]
The radioactive ion exchange resin treatment system according to the second aspect of the present invention includes an elution unit, a first acid recovery unit, a waste liquid concentration unit, a second acid recovery unit, a solidification unit, and a storage unit. ing.
[0025]
The elution means receives the supplied radioactive ion exchange resin, passes a predetermined amount of the supplied aqueous acid solution for elution through the received radioactive ion exchange resin, and outputs the radioactive ion adsorbed on the radioactive ion exchange resin. The ion exchange resin and the radioactive species are separated by eluting the species into an aqueous acid solution for elution.
[0026]
The first acid recovery means includes a first eluted acid aqueous solution receiving chamber and a first acid recovery chamber separated from each other by a first diffusion dialysis membrane, and the first eluted acid aqueous solution receiving chamber has: While the eluted acid solution is supplied with the eluted acid aqueous solution from which the radioactive ion species has been eluted, the acid recovery liquid is supplied to the first acid recovery chamber from the direction opposite to the supply direction of the eluted acid aqueous solution. Thus, the acid is recovered from the first eluted acid aqueous solution receiving chamber side to the first acid recovery chamber side via the first diffusion dialysis membrane, and a waste liquid in which the acid is recovered is generated from the eluted acid aqueous solution. .
[0027]
The waste liquid concentrating means generates a liquid in which dissolved ions are separated and concentrated by separating ions from the waste liquid generated in the first acid collecting means by using an electrodesalting method.
[0028]
The second acid recovery means comprises a second eluted acid aqueous solution receiving chamber and a second acid recovery chamber separated from each other by a second diffusion dialysis membrane, and the second eluted acid aqueous solution receiving chamber comprises: Among the liquids obtained by separating and concentrating the dissolved ions generated by the waste liquid concentrating means, a liquid obtained by separating and concentrating a predetermined amount of dissolved ions generated first is supplied, and the liquid is supplied to the second acid recovery chamber. The second acid recovery liquid is supplied from the second eluted acid aqueous solution receiving chamber side through the second diffusion dialysis membrane by supplying the acid recovery liquid from the direction opposite to the supply direction of the liquid in which the ions are separated and concentrated. An acid is recovered in the chamber side, and a highly concentrated waste liquid in which the acid is recovered is generated from a liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions.
[0029]
The solidifying means solidifies the highly concentrated waste liquid generated by the second acid recovery means, and the liquid storage means separates and concentrates the dissolved ions generated by the waste liquid concentrating means from a predetermined amount initially generated. The liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions generated after the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions is stored.
[0030]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the second aspect of the present invention, by taking the above-described means, for the A-mode waste liquid, after the dissolved ions are separated and concentrated by the waste liquid concentration means, the second method is further performed. Since the concentration of sulfuric acid contained can be reduced by the acid recovery means, the formation of ettringite that causes a decrease in the strength of the solidified body can be suppressed, and the amount of solidified body generated can be reduced. The B-mode waste liquid is stored in the storage means without being discharged. As a result, it is possible to reduce the amount of radioactive waste generated.
[0031]
According to a third aspect of the present invention, in the treatment system for a radioactive ion exchange resin according to the second aspect of the present invention, an incineration unit for discharging the ion exchange resin separated from the radioactive ion species by the elution unit from the elution unit and incinerating it is added. I have.
[0032]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the third aspect of the present invention, by taking the above measures, the ion exchange resin treated in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the first aspect of the present invention can be obtained by: Can be incinerated.
[0033]
According to a fourth aspect of the present invention, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the third aspect of the present invention, there is provided a resin supply means for supplying a new radioactive ion exchange resin to the elution means from which the ion exchange resin has been discharged by the incineration means. When a new radioactive ion exchange resin is supplied to the elution means by the resin supply means, the dissolved ions supplied to the elution means as an aqueous acid solution for elution by separating and concentrating the dissolved ions stored in the storage means. A solution for separating and concentrating the solution ions, and a solution for separating and concentrating the solution ions supplied to the elution means as an aqueous acid solution for elution by a solution supply device for separating and concentrating the solution ions when the amount of the solution is not more than a predetermined supply amount. Has an additional eluting acid aqueous solution supplying means for supplying a shortage of the eluting acid aqueous solution to the eluting means.
[0034]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the fourth aspect of the present invention, by taking the above measures, the ion exchange resin that has been treated in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the second aspect of the invention is incinerated. Then, a new ion exchange resin can be continuously processed.
[0035]
Further, the B-mode waste liquid stored in the storage means can be reused as an initial aqueous acid solution for elution of the newly supplied radioactive ion exchange resin in the elution means, so that the B-mode waste liquid is solidified. No solidified material is generated, and the amount of radioactive waste generated can be reduced.
[0036]
The acid recovered by the second acid recovery means may also be used as an aqueous acid solution for elution of the newly supplied radioactive ion exchange resin in the elution means.
[0037]
According to a fifth aspect of the present invention, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to any one of the second to fourth aspects, the water from which ions have been separated by the waste liquid concentrating means is used as an acid recovery liquid. Alternatively, a water supply means for supplying to the second acid recovery means is added.
[0038]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the fifth aspect of the present invention, by taking the above measures, the water from which the ions are separated from the waste liquid by the waste liquid concentrating means can be effectively used as the acid recovery liquid. Can be.
[0039]
According to a sixth aspect of the present invention, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to any one of the second to fifth aspects, the waste liquid concentrating means includes an anion exchange membrane such that an anion exchange membrane is disposed at both ends. The exchange membranes and the cation exchange membranes are alternately arranged substantially in parallel at predetermined intervals, and one of a plurality of flow paths formed between adjacent anion exchange membranes and cation exchange membranes. By mixing and loading a cation exchange resin and an anion exchange resin in every other flow path, a desalination flow path in which the cation exchange resin and the anion exchange resin are mixed and loaded, It comprises a concentrator in which a flow path for concentration, which is a flow path adjacent to the flow path for desalination, is formed.
[0040]
Using this concentrator, of the anion exchange membranes arranged at both ends, a potential gradient was formed from the anion exchange membrane forming the desalination flow channel to the other end of the anion exchange membrane. And the waste liquid generated in the first acid recovery means is passed through inlets provided at the same end in the desalting channel and the enriching channel, respectively. While the cations in the waste liquid are adsorbed by the cation exchange resin, the anions in the waste liquid are adsorbed by the loaded anion exchange resin.
[0041]
Further, the cations adsorbed on the cation exchange resin are moved to the side of the cation exchange membrane forming the flow path according to the potential gradient, and then passed through the cation exchange membrane, and While moving the anions adsorbed to the anion exchange resin to the side of the anion exchange membrane forming the flow path, and then the anion exchange membrane To extract the water from the waste liquid passed through the flow path in the desalination flow path, while moving the water into the flow path for concentration formed by the anion exchange membrane. In the channel, a solution in which dissolved ions are separated and concentrated is generated by concentrating waste liquid flowing through the channel.
[0042]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin treatment system according to the sixth aspect of the present invention, by taking the above measures, it is possible to generate a liquid in which dissolved ions are separated and concentrated at normal temperature and normal pressure where the corrosive environment is not severe. . As a result, it is not necessary to use pipes and materials having particularly excellent corrosion resistance, and the system can be configured at low cost.
[0043]
In the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the invention of claim 7, the supplied radioactive ion exchange resin is received by an eluter, and the supplied radioactive ion exchange resin is supplied with a predetermined amount of supplied acid aqueous solution for elution. Elute the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin into the aqueous acid solution for elution, thereby separating the ion exchange resin and the radioactive ion species. Recovering an acid from the eluted acid aqueous solution, and separating ions from a waste liquid of the eluted acid aqueous solution from which the acid was recovered in the first acid recovery step by using an electrodeionization method. Out of a waste liquid concentration step in which a solution obtained by separating and concentrating dissolved ions from waste liquid at room temperature and normal pressure, and a solution in which the dissolved ions generated in the waste liquid concentrating step are separated and concentrated A second acid recovery step of recovering an acid from a liquid obtained by separating and concentrating a predetermined amount of dissolved ions generated in the second step, and generating a highly concentrated waste liquid in which the acid is recovered from the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions; A solidification step of solidifying the highly concentrated waste liquid generated in the acid recovery step, and a liquid obtained by separating and concentrating a predetermined amount of dissolved ions initially generated from the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions generated in the waste liquid concentrating step. And storing a liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions generated in the storage tank in a storage tank.
[0044]
Therefore, in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the seventh aspect of the present invention, by taking the above measures, the A-mode waste liquid is concentrated and reduced in volume at normal temperature and normal pressure, and then the second acid recovery is further performed. Since the concentration of sulfuric acid contained in the step can be reduced, the formation of ettringite, which causes a decrease in the strength of the solidified body, can be suppressed, and the amount of the solidified body generated can be reduced. The B-mode waste liquid is stored in the storage means without being discharged. As a result, it is possible to reduce the amount of radioactive waste generated.
[0045]
An eighth aspect of the present invention is the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the seventh aspect of the present invention, further comprising an incineration step of discharging the ion exchange resin separated from the radioactive ion species in the elution step from the eluator and incinerating it. Become.
[0046]
Therefore, in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the eighth aspect of the present invention, by taking the above measures, the ion exchange resin treated in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the seventh aspect of the present invention can be obtained by: Can be incinerated.
[0047]
According to a ninth aspect of the present invention, in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the seventh aspect of the present invention, there is provided a resin supply step of supplying a new radioactive ion exchange resin to the eluter from which the ion exchange resin has been discharged in the incineration step. When a new radioactive ion exchange resin is supplied to the eluter in the resin supply stage, a solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions stored in the storage tank is supplied to the eluate as an aqueous acid solution for elution. When the amount of the solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions supplied to the eluator as an aqueous acid solution for elution in the supply stage of the solution in which the ions are separated and concentrated and the supply stage of the solution in which the dissolved ions are separated and concentrated is not more than a predetermined supply amount The method further comprises an additional step of supplying an insufficient amount of the aqueous acid solution for elution to the eluter.
[0048]
Therefore, in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the ninth aspect of the present invention, by taking the above measures, the ion exchange resin which has been treated in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the sixth aspect of the invention is incinerated. Then, a new ion exchange resin can be continuously processed.
[0049]
According to a tenth aspect, in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to any one of the seventh to ninth aspects, the acid aqueous solution for elution is a sulfuric acid aqueous solution.
[0050]
Therefore, in the method for treating a radioactive ion exchange resin according to the tenth aspect of the present invention, by taking the above measures, the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin can be efficiently eluted.
[0051]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
[0052]
In the drawings used for describing the following embodiments, the same parts as those in FIGS. 9 to 10 are denoted by the same reference numerals.
[0053]
An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
[0054]
FIG. 1 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin processing system to which a radioactive ion exchange resin processing method according to an embodiment of the present invention is applied.
[0055]
That is, the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment of the present invention is applied includes a used resin storage tank 10, an eluator 11, a sulfuric acid supply system 12, and an eluted resin. Incinerator 14, pure water recovery and supply system 16, sulfuric acid recovery unit 17 (# 1), electric desalination unit 18, sulfuric acid recovery unit 17 (# 2), neutralization and solidification equipment 19, sulfuric acid recycling tank 20, a sulfuric acid recycle tank 21, a sulfuric acid recycle pump 22, and a pipe P for connecting these devices and a valve V provided on the pipe P.
[0056]
The used resin storage tank 10 receives the used radioactive ion exchange resin from, for example, a radioactive ion exchange resin tower (not shown), and stores the received radioactive ion exchange resin for a predetermined storage period. During this storage period, short-lived radionuclides are attenuated. Then, after a predetermined storage period, the used radioactive ion exchange resin is supplied to the eluator 11, and the operation of the first batch is started.
[0057]
The pipes P1 to P4 are connected to the eluator 11. The pipe P <b> 1 is a pipe for receiving the used radioactive ion exchange resin discharged from the used resin storage tank 10. Further, the pipe P2 is connected to the sulfuric acid supply system 12 and the sulfuric acid recycle pump 22, and the sulfuric acid aqueous solution for elution is continuously supplied from the sulfuric acid supply system 12 and the sulfuric acid recycle pump 22 side through the pipe P2. An aqueous sulfuric acid solution for elution is passed through the used radioactive ion exchange resin contained in the vessel 11. Thereby, the radioactive ion species adsorbed on the used radioactive ion exchange resin is eluted into the aqueous sulfuric acid solution for elution.
[0058]
In order to elute the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin into an aqueous sulfuric acid solution having a sulfuric acid concentration of 2N (regulated), an aqueous sulfuric acid aqueous solution having a volume 20 times that of the radioactive ion exchange resin is used. Hereinafter, 20 times the volume of the radioactive ion exchange resin is referred to as 20BV. BV is an abbreviation for bed volume, and is shown as a relative value when the volume of the radioactive ion exchange resin is 1 BV.
[0059]
In the embodiment of the present invention, the sulfuric acid concentration of the aqueous sulfuric acid solution for elution is 2N or 4N. When the sulfuric acid concentration of the aqueous sulfuric acid solution for elution is 2N, in order to elute the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin, the aqueous sulfuric acid solution for elution of 20 BV is used as described above.
[0060]
On the other hand, when the sulfuric acid concentration of the aqueous sulfuric acid solution for elution is 4N, the sulfuric acid concentration is doubled. Therefore, in order to similarly elute radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin, 10 BV Use sulfuric acid aqueous solution for elution. Hereinafter, a case where the sulfuric acid concentration of the aqueous sulfuric acid solution for elution is 4N will be described as an example.
[0061]
The eluted sulfuric acid aqueous solution eluted with the radioactive ion species is continuously discharged through the pipe P3 and supplied to the left chamber 70 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1). . On the other hand, when the adsorbed radioactive ion species elutes into the aqueous sulfuric acid solution for elution, the valve V1 is opened, and the radioactive ion exchange resin is transferred to the eluted resin incinerator 14 via the pipe P4, where it is incinerated. To process.
[0062]
The sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) includes a left chamber 70 (# 1), a diffusion dialysis membrane 71 (# 1), and a right chamber 72 (# 1), similarly to the sulfuric acid recovery unit 69 described in the related art. , Functions similarly to the sulfuric acid recovery device 69. That is, pure water is supplied to the right chamber 72 (# 1) by the pure water recovery supply system 16 from the direction opposite to the direction in which the eluted sulfuric acid aqueous solution is supplied from the eluator 11 via the pipe P5. I have to. About 90% of sulfuric acid in the eluted sulfuric acid aqueous solution introduced into the left chamber 70 (# 1) is recovered to the right chamber 72 (# 1) through the diffusion dialysis membrane 71 (# 1), while the radioactive ions are collected. A waste liquid containing seeds and about 10% sulfuric acid is produced in the left chamber 70 (# 1). The waste liquid generated in the left chamber 70 (# 1) is sent to the electric desalination device 18 via the pipe P6.
[0063]
The electric desalination apparatus 18 is an apparatus widely used to generate pure water in the first place by using an electric desalination method (electrodeionization). The configuration of a general electric desalination apparatus 30 will be described with reference to a cross-sectional view illustrating the configuration concept of FIG.
[0064]
That is, the electric desalination apparatus 30 for producing pure water includes a concentrator 33 sandwiched between an anode chamber 31 connected to the positive potential side and a cathode chamber 32 connected to the negative potential side. ing.
[0065]
At both ends of the concentrator 33, anion exchange membranes 34 fixed to the anode chamber 31 and the cathode chamber 32 are arranged, respectively. Further, the anion exchange membranes 34 and the cation exchange membranes 35 are alternately arranged at predetermined intervals. They are arranged in parallel. A cation exchange resin 36 and an anion exchange resin 37 are provided in every other flow path among a plurality of flow paths formed between the adjacent anion exchange membranes 34 and cation exchange membranes 35. By mixing and loading, the desalting flow path 38 in which the cation exchange resin 36 and the anion exchange resin 37 are mixed and loaded, and the enrichment flow path adjacent to the desalination flow path 38 And a flow path 39.
[0066]
Then, when the supply water W is supplied from the lower side to the upper side in the drawing to the desalination channel 38 and the concentration channel 39, the supply water is supplied by the loaded cation exchange resin 36 in the desalination channel 38. While the cations in W are adsorbed, the anions in the supply water W are adsorbed by the loaded anion exchange resin 37.
[0067]
Further, since a potential gradient is given to the concentrator 33 from the anode chamber 31 side to the cathode chamber 32 side, the cations adsorbed on the cation exchange resin 37 according to the potential gradient are converted to the cathode chamber 32 side. Then, it moves to the cation exchange membrane 35 side, and then moves through the cation exchange membrane 35 into the concentration channel 39. On the other hand, the anion adsorbed on the anion exchange resin 36 moves to the anion exchange membrane 34 side of the anode chamber 31 and then moves through the anion exchange membrane 34 into the concentration channel 39. I do.
[0068]
As a result, the supply water W supplied to the desalting channel 38 is purified, and the water from which the dissolved ions have been separated is taken out, while the dissolved water is concentrated in the supply water W supplied to the concentration channel 39. You. The electric desalination device 30 operates at normal temperature and normal pressure.
[0069]
As described above, the electric desalination apparatus 30 originally used for the generation of pure water is replaced with the supply apparatus in which the dissolved ions are concentrated at the same time as the electric desalination apparatus 30 generates the pure water in the present embodiment. Focusing on the generation of water W, it is used to concentrate sulfuric acid contained in the waste liquid obtained in the left chamber 70 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1).
[0070]
That is, the waste liquid obtained in the left chamber 70 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) is supplied as the supply water W shown in FIG. As a result, the electric desalination device 18 purifies the waste liquid supplied to the desalting channel 38 to generate water from which dissolved ions have been separated, while dissolving the waste liquid supplied to the concentration channel 39. Increase ion concentration.
[0071]
In the embodiment of the present invention, since the concentration performance of the electric desalination device 18 depends on the lengths of the flow paths 38 and 39 and the loading amounts of the ion exchange resins 36 and 37 charged in the desalination flow path 38. Is adjusted so as to generate a solution in which the dissolved ions are concentrated 10 times. When the concentration of sulfuric acid is 4N, the aqueous solution of sulfuric acid for elution supplied to the eluator 11 is 10 BV. Therefore, the volume of the solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions by the electrodesalter 18 is reduced to 1 BV.
[0072]
Then, the solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions reduced in volume to 1 BV is discharged through a pipe P7, and the water from which the generated pure dissolved ions are separated is sent to a pure water recovery / supply system 16 through a pipe P8. They are being collected.
[0073]
The electric desalination device 18 concentrates dissolved ions at normal temperature and normal pressure. The concentration of sulfuric acid contained in the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions 10-fold concentrated by the electrodesalter 18 becomes extremely high. Generally, a solution having a high concentration of sulfuric acid causes a severe corrosive environment at a high temperature, but the corrosive environment is not so severe at normal temperature and normal pressure. Therefore, it is not necessary to use a material having particularly excellent corrosion resistance for the pipe P7 for introducing a liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions.
[0074]
As shown in FIG. 11, the radionuclide concentration of the A-mode waste liquid is significantly higher than that of the B-mode waste liquid. In the embodiment of the present invention, only the A-mode concentrate is cemented as described below.
[0075]
That is, of the separated and concentrated liquid of 1 BV dissolved ions discharged from the electrodeionization device 18 to the pipe P7, the first half, that is, the liquid separated and concentrated of 0.5 BV dissolved ions is referred to as an A-mode concentrated liquid. I do. With respect to this A-mode concentrate, the valve V2 is closed and the valve V3 is opened, so that the left-hand chamber 70 (# 2) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) is connected via the pipe P12. They are being supplied.
[0076]
The sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) also includes a left chamber 70 (# 2), a diffusion dialysis membrane 71 (# 21), and a right chamber 72 (# 2), similarly to the sulfuric acid recovery unit 69 described in the related art. And functions similarly to the sulfuric acid recovery device 69. That is, pure water is supplied to the right chamber 72 (# 2) via the pipe P10 by the pure water recovery and supply system 16 from the direction opposite to the direction in which the A-mode concentrated liquid is supplied from the electric desalination device 18. I am trying to. While about 90% of the sulfuric acid in the A-mode concentrated waste liquid introduced into the left chamber 70 (# 2) is recovered to the right chamber 72 (# 2) through the diffusion dialysis membrane 71 (# 2), radioactive ions are recovered. An A-mode highly concentrated effluent containing seeds and about 10% sulfuric acid is generated in the left chamber 70 (# 2). The A-mode highly concentrated waste liquid generated in the left chamber 70 (# 2) is sent to the neutralization and solidification equipment 19 via the pipe P11.
[0077]
The size of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) depends on the concentration factor performed by the electrodeionization unit 18. That is, when a solution in which dissolved ions are concentrated 10 times is generated by the electrodesalter 18, the amount of the A-mode concentrate (0.5 BV) processed by the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) is: Since the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) is 1/10 of the amount (5 BV) of the A-mode waste liquid to be processed, the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) is 1/10 of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1). Size is fine.
[0078]
In the neutralization and solidification equipment 19, when the A-mode highly concentrated waste liquid is received via the pipe P11, a neutralizing agent is added to the A-mode highly concentrated waste liquid to perform a neutralization treatment, and thereafter, the cement is solidified. As the neutralizing agent for sulfuric acid, NaOH is suitable. When sulfuric acid is neutralized using NaOH as a neutralizing agent, 2 SO 4 Get.
[0079]
When the supply of the A-mode concentrate to the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) from the electric desalination unit 18 is completed in this way, the valve V3 is closed and the valve V2 is opened, so that the electricity is removed. Among the liquids separated and concentrated of 1 BV of dissolved ions discharged from the desalination device 18 to the pipe P7, the latter half, that is, the B-mode concentrated liquid which is a liquid separated and concentrated of 0.5 BV of dissolved ions is replaced with sulfuric acid. They are collected in the recycle tank 20. At this time, the valve V4 is in a closed state.
[0080]
Next, a new used radioactive ion exchange resin is supplied from the used resin storage tank 10 into the eluator 11, and the operation of the second batch is started.
[0081]
First, by opening the valve V5 and the valve V6 and activating the sulfuric acid recycle pump 22, the recovered sulfuric acid collected in the sulfuric acid recycle tank 21 is supplied to the eluator 11 via the pipe P2. For make-up. When supply of all the recovered sulfuric acid collected in the sulfuric acid recycling tank 21 to the eluator 11 is completed, the valve V5 is closed.
[0082]
Next, by opening the valve V4 and activating the sulfuric acid recycle pump 22, the B-mode concentrate collected in the sulfuric acid recycle tank 20 is filled with the eluent 11 through the pipe P2 (make-up). ). When the supply of all the B-mode concentrated waste liquid collected in the sulfuric acid recycle tank 20 to the eluator 11 is completed, the valve V4 is closed.
[0083]
The amount of sulfuric acid collected in the sulfuric acid recycling tank 21 is about 0.5 BV, and the amount of the B-mode concentrated liquid collected in the sulfuric acid recycling tank 20 is also about 0.5 BV. Make-up). In the subsequent elution stage, about 90% of the sulfuric acid recovered by the sulfuric acid recovery unit 71 (# 1) is supplied again to the elution unit 11 via the pipes P13 and P2. By supplying the shortage of about 10% sulfuric acid from the supply system 12, the radioactive ion species adsorbed on the used radioactive ion exchange resin is eluted into the aqueous sulfuric acid solution for elution.
[0084]
Next, the operation of the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment of the present invention configured as described above is applied will be described with reference to process diagrams shown in FIGS. .
[0085]
That is, in the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment of the present invention is applied, the process of step 1 shown in FIG. 3 is performed at the start of the first operation, and thereafter, FIG. The used radioactive ion exchange resin is continuously treated by repeating the steps 2 to 5 shown in FIG.
[0086]
First, as shown in FIG. 3, in Step 1, in order to perform the first batch operation, used radioactive ion exchange resin is supplied from the used resin storage tank 10 to the eluator 11 via the pipe P1. . Next, the valve V7 is opened, and the sulfuric acid aqueous solution for elution is supplied from the sulfuric acid supply system 12 to the eluter 11 via the pipe P2. When the concentration of sulfuric acid in the aqueous sulfuric acid solution for elution is 2N, 20 BV, which is an amount necessary for eluting the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin, is continuously supplied. When the sulfuric acid concentration in the aqueous sulfuric acid solution for elution is 4N, the amount required to elute the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin is reduced by half to 10 BV. In the following, it is assumed that the sulfuric acid concentration in the aqueous sulfuric acid solution for elution is 4N, and the sulfuric acid aqueous solution of 10 BV is continuously supplied to the eluator 11.
[0087]
The radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin is eluted into an aqueous sulfuric acid solution for elution. Then, the eluted sulfuric acid aqueous solution eluted with the radioactive ion species is supplied to the left chamber 70 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) via the pipe P3. The right chamber 72 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) is opposed to the direction in which pure water is supplied from the pure water recovery supply system 16 via the pipe P5 and the eluted sulfuric acid aqueous solution is supplied from the eluator 11. Is supplied from Thereby, about 90%, that is, about 3.6N sulfuric acid of the eluted sulfuric acid aqueous solution introduced into the left chamber 70 (# 1) is diffused toward the right chamber 72 through the diffusion dialysis membrane 71 (# 1). While recovered, a wastewater containing radioactive species and about 10% or about 0.4N sulfuric acid is produced in the left chamber 70 (# 1). The recovered sulfuric acid aqueous solution generated in the right chamber 72 by the recovery of sulfuric acid is used to open the valve V7 from the sulfuric acid supply system 12 by supplying about 10% of the insufficient sulfuric acid via the pipes P13 and P2. And supplied again to the eluator 11 as an aqueous sulfuric acid solution for elution.
[0088]
The waste liquid generated in the left chamber 70 (# 1) in this way is sent to the electric desalination device 18 via the pipe P6. In the electric desalination device 18, the waste liquid supplied to the desalting channel 38 is purified to generate water from which dissolved ions are separated, while the dissolved ions in the waste liquid supplied to the concentration channel 39 are converted to water. For example, by concentrating by a factor of 10, the volume of the waste liquid is reduced to 1 BV, and the waste liquid is discharged from the electric desalination device 18 via the pipe P7. The liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions by 10-fold concentration contains about 4N sulfuric acid.
[0089]
Of the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions of 1BV discharged from the electrodeionization device 18 to the pipe P7 in this manner, the A-mode condensed liquid which is the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions of 0.5BV in the first half is used. Is supplied to the left chamber 70 (# 2) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2) via the pipe P12 by closing the valve V2 and opening the valve V3.
[0090]
The sulfuric acid collector 17 (# 2) also functions in the same manner as the sulfuric acid collector 69, so that about 90% of the A-mode concentrate introduced into the left chamber 70 (# 2), that is, about 3.6N, The sulfuric acid is diffused to the right chamber 72 (# 2) through the diffusion dialysis membrane 71 (# 2) and collected, while the A-mode highly concentrated waste liquid containing radioactive ion species and about 10%, that is, about 0.4N sulfuric acid. Is generated in the left ventricle 70 (# 2). The A-mode highly concentrated waste liquid obtained in the left chamber 70 (# 2) is sent to the neutralization and solidification equipment 19 via the pipe P11. On the other hand, the recovered sulfuric acid recovered to the right chamber 72 (# 2) side is recovered to the sulfuric acid recycle tank 21 via the pipe P9.
[0091]
In the neutralization and solidification equipment 19, when the A-mode highly concentrated waste liquid is discharged through the pipe P11, the A-mode highly concentrated waste liquid is neutralized by adding, for example, NaOH as a neutralizing agent, and thereafter, the cement is solidified. It is a body. When NaOH is added as a neutralizing agent, Na 2 SO 4 Is obtained.
[0092]
When 4N sulfuric acid is used as the aqueous sulfuric acid solution for elution, 90% of the sulfuric acid is recovered in the left chamber 70 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1). It becomes. Then, since the waste liquid is concentrated 10 times by the electric desalination apparatus 18, the concentration of sulfuric acid contained in the concentrated liquid is increased to 4N. Further, in the A-mode concentrated liquid, 90% of the sulfuric acid is recovered in the left chamber 70 (# 2) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2), and becomes an A-mode highly concentrated waste liquid having a sulfuric acid concentration of 0.4N. Such A-mode highly concentrated waste liquid is subjected to 0.5 BV neutralization treatment.
[0093]
In the conventional radioactive ion exchange resin treatment system as shown in FIG. 9, when 4N sulfuric acid is used as the sulfuric acid aqueous solution for elution, 90% of sulfuric acid is recovered in the left chamber 70 of the sulfuric acid recovery unit 69. The waste liquid has a sulfuric acid concentration of 0.4N. Such waste liquid is subjected to 10 BV neutralization treatment.
[0094]
Therefore, in the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment of the present invention is applied, the amount of sulfate contained in the cement solidified body generated in the neutralization and solidification facility 19 is as follows: Thus, it is 1/20 compared to the conventional method. As a result, the weight ratio of sulfate groups contained in the cement solidified body is about 2%, and the formation of ettringite, which causes a decrease in the strength of the cement solidified body, can be suppressed. In addition, the consumption of the neutralizing agent such as NaOH used as the neutralizing agent in the neutralizing and solidifying equipment 19 can be reduced to 1/20.
(This method) / (conventional method) = (0.5BV * 0.4N) / (10BV * 0.4N) = 1/20
As described above, the A-mode condensate, which is a liquid obtained by separating and concentrating 0.5 BV of dissolved ions in the first half of the liquid obtained by separating and concentrating 1 BV of dissolved ions discharged from the electric desalination device 18 to the pipe P7, as described above. When introduced into the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2), as shown in FIG. 4, in step 2, the valve V3 is closed and the valve V2 is opened to dissolve 0.5BV of dissolved ions in the latter half. The B-mode concentrate, which is a separated and concentrated liquid, is collected in the sulfuric acid recycle tank 20. Thereby, the operation of the first batch is completed.
[0095]
In Step 3, as shown in FIG. 5, while the valve V7 is closed, the valve V1 is opened, and the radioactive ion exchange resin is transferred from the eluator 11 to the eluted resin incinerator 14 via the pipe P4. And incinerated here. Thereafter, new used radioactive ion exchange resin is supplied from the used resin storage tank 10 into the eluator 11 via the pipe P2, and the operation of the second batch is started.
[0096]
In step 4, as shown in FIG. 6, first, the valve V5 and the valve V6 are opened, and further, the sulfuric acid recycle pump 22 is started, so that the recovered sulfuric acid collected in the sulfuric acid recycle tank 21 passes through the pipe P2. The liquid is supplied to the eluator 11 via the eluator 11 and used for filling the eluator 11 with liquid. When the supply of all the recovered sulfuric acid collected in the sulfuric acid recycling tank 21 to the eluator 11 is completed, the valve V5 is closed.
[0097]
In step 5, as shown in FIG. 7, by opening the valve V4 and activating the sulfuric acid recycle pump 22, the B-mode concentrate recovered in the sulfuric acid recycle tank 20 is similarly eluted via the pipe P2. It is supplied as a liquid filling (make-up) of the container 11. When the supply of all the B-mode concentrate recovered in the sulfuric acid recycle tank 20 to the eluator 11 is completed, the valve V4 is closed. The amount of sulfuric acid collected in the sulfuric acid recycling tank 21 is about 0.5 BV, and the amount of the B-mode concentrated liquid collected in the sulfuric acid recycling tank 20 is also about 0.5 BV. Makeup). In the subsequent elution stage, about 90% of the sulfuric acid recovered by the sulfuric acid recovery unit 71 (# 1) is supplied again to the elution unit 11 via the pipes P13 and P2. By supplying a shortage of about 10% sulfuric acid from the supply system 12, the radioactive ion species adsorbed on the used radioactive ion exchange resin is eluted into the aqueous sulfuric acid solution for elution.
[0098]
Then, the eluted sulfuric acid aqueous solution eluted with the radioactive ion species is supplied to the left chamber 70 (# 1) of the sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) via the pipe P3. Thereafter, by operating in the same manner as described in step 1, the dissolved ions in the waste liquid are concentrated by the electrodeionization device 18 to produce a liquid in which the dissolved ions are separated and concentrated. Furthermore, of the A-mode concentrated liquid, which is a liquid obtained by separating and concentrating 0.5 BV dissolved ions in the first half of the liquid obtained by separating and concentrating 1 BV dissolved ions discharged from the electrodeionization device 18 to the pipe P7, After the sulfuric acid is recovered by the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2), the sulfuric acid is finally neutralized in the neutralization and solidification facility 19, and then is solidified into cement. On the other hand, of the B-mode concentrated liquid, which is a liquid obtained by separating and concentrating 0.5 BV of dissolved ions in the latter half of the liquid obtained by separating and concentrating 1 BV of dissolved ions discharged from the electrodeionization device 18 to the pipe P7, It is collected in the sulfuric acid recycling tank 20. Thereafter, the process returns to step 2 shown in FIG. 4, and the operations from step 2 to step 5 are repeatedly performed, whereby the processing of the radioactive ion exchange resin is continuously performed.
[0099]
As described above, in the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment of the present invention is applied, the radioactive ion species adsorbed on the used radioactive ion exchange resin are eluted. The volume of the waste solution can be reduced to 1/10 by concentrating the eluted waste solution of the aqueous sulfuric acid solution 10-fold by the electric desalination device 18.
[0100]
The electric desalination apparatus 18 concentrates the waste liquid at normal temperature and normal pressure, and generates a liquid in which dissolved ions are separated and concentrated. The waste liquid contains about 0.4N sulfuric acid, and the concentration of sulfuric acid in the liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions by 10-fold concentration becomes 4N. A concentrated solution containing such a high concentration of sulfuric acid has a high corrosiveness, and particularly when the temperature of the concentrated solution increases, the corrosiveness also increases. However, since the electric desalination apparatus 18 concentrates the waste liquid at room temperature and generates a liquid in which the dissolved ions are separated and concentrated, the electrolytic desalination apparatus 18 is not so corrosive, and has a pipe P7 through which the liquid in which the dissolved ions are separated and concentrated flows. The material does not have to be particularly excellent in corrosion resistance. This makes it possible to reduce the cost as compared with the case where the evaporator 76 that concentrates the waste liquid by heating at a high temperature is used.
[0101]
Furthermore, only the A-mode concentrate corresponding to half of the concentrate is solidified as cement as waste, and the B-mode concentrate corresponding to the other half is not generated as waste but reused as an aqueous sulfuric acid solution for elution. By doing so, the amount of generated waste can be made less than 12% as compared with the radioactive ion exchange resin treatment system of the prior art as shown in the following equation, and a significant reduction can be achieved. As a result, not only the capacity of the neutralization and solidification equipment 19 but also the impact of the cement solidified solidified by the neutralization and solidification equipment 19 on the storage facility can be reduced. Contribute.
(This method / conventional method) = (10 BV * 1/10 (volume reduction by electric desalination device) * 1/2 (A mode)) / (6 BV (A mode) * 1/22 (volume reduction by evaporation) + 4 BV (B mode)) * 100 (%)
= 11.7 (%)
In the conventional radioactive ion exchange resin treatment system, the B-mode waste liquid is sent to the liquid waste treatment system 78 and solidified by asphalt or the like. In the embodiment of the present invention, the B-mode waste liquid is Since no waste is generated, it is not necessary to perform a solidification process using asphalt or the like as in the liquid waste treatment system 78, and cost can be reduced.
[0102]
Further, as described above, the amount of sulfate contained in the solidified cement produced in the neutralization and solidification facility 19 is 1/20 of that in the conventional method. As a result, the weight ratio of sulfate groups contained in the cement solidified body is about 2%, and the formation of ettringite, which causes a decrease in the strength of the cement solidified body, can be suppressed.
[0103]
Furthermore, since the consumption of the neutralizing agent such as NaOH used as the neutralizing agent in the neutralization and solidification equipment 19 can be reduced to 1/20, the cost can be reduced.
[0104]
The radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment of the present invention is applied has two sulfuric acid recovery units, that is, a sulfuric acid recovery unit 17 (# 1) and a sulfuric acid recovery unit 17 ( # 2), the operation time required for processing one batch is as shown in the time chart of FIG. 8 (when the concentration of sulfuric acid contained in the aqueous sulfuric acid solution for elution is the same). That is, it is almost the same as that of the prior art radioactive ion exchange resin treatment system having the sulfuric acid recovery unit 69.
[0105]
In the above embodiment, the radioactive ion species eluent processing apparatus according to the first embodiment includes the electrodeionization apparatus 18 and the sulfuric acid recovery unit 17 (# 2).
[0106]
Although the preferred embodiments of the present invention have been described with reference to the accompanying drawings, the present invention is not limited to such configurations. Within the scope of the invented technical concept of the claims, those skilled in the art will be able to conceive various changes and modifications, and those changes and modifications will be described in the technical scope of the present invention. It is understood that it belongs to.
[0107]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, the sulfuric acid recovery efficiency is improved by concentrating the A-mode waste liquid to increase the sulfuric acid concentration once and then recovering sulfuric acid again by another sulfuric acid recovery device. At the same time, it is possible to reduce the volume of the solidified body obtained by solidifying the A-mode waste liquid.
[0108]
On the other hand, by recycling the B-mode waste liquid as an aqueous sulfuric acid solution for elution supplied to an eluator, it is possible to eliminate the generation of a solidified product obtained by solidifying the B-mode waste liquid.
[0109]
As described above, it is possible to realize a radioactive ion species eluent processing apparatus, a radioactive ion exchange resin processing system, and a radioactive ion exchange resin processing method capable of reducing the amount of radioactive waste generated.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a system configuration diagram showing an example of a radioactive ion exchange resin processing system to which a radioactive ion exchange resin processing method according to an embodiment of the present invention is applied.
FIG. 2 is a cross-sectional view showing a configuration concept of an electric desalination apparatus.
FIG. 3 is a process chart showing the operation of the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment is applied (step 1).
FIG. 4 is a process chart showing an operation of the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment is applied (step 2).
FIG. 5 is a process chart showing an operation of the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment is applied (Step 3).
FIG. 6 is a process chart showing the operation of the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment is applied (step 4).
FIG. 7 is a process chart showing an operation of the radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment is applied (step 5).
FIG. 8 is a comparison diagram of an operation time chart between a radioactive ion exchange resin processing system to which the radioactive ion exchange resin processing method according to the embodiment is applied and a conventional radioactive ion exchange resin processing system.
FIG. 9 is a system configuration diagram of a conventional radioactive ion exchange resin processing apparatus.
FIG. 10 is a conceptual diagram for explaining the principle of acid recovery in a sulfuric acid recovery unit.
FIG. 11 is a diagram showing a time transition of the radioactivity concentration contained in the eluted sulfuric acid aqueous solution.
[Explanation of symbols]
P1 to P13 ... Piping
V1 to V8: Valve
10,62 ... used resin storage tank
11, 64 ... eluator
12 ... Sulfuric acid supply system
14 ... eluted resin incinerator
16 Pure water recovery supply system
17,69… Sulfuric acid recovery unit
18,30 ... Electric desalination equipment
19: Neutralization and solidification equipment
20, 21 ... sulfuric acid recycling tank
22 ... Sulfuric acid recycling pump
31… Anode chamber
32 ... Cathode chamber
33… Concentrator
34 ... anion exchange membrane
35 ... Cation exchange membrane
36 ... Cation exchange resin
37 ... Anion exchange resin
38 ... desalination channel
39 ... Concentration channel
63: Waste resin supply tank
67 ... Eluted resin transport container
68… Incineration equipment
70 ... left ventricle
71 ... Diffusion dialysis membrane
72… Right room
73… Neutralization tank
75 ... Neutralizer tank
76 ... Evaporator
77… Concentrated waste liquid tank
78: Liquid waste treatment system

Claims (10)

放射性イオン種が溶離した酸水溶液が供給される酸水溶液受入室と酸回収溶液が供給されて酸を回収する回収室とが拡散透析膜を介して仕切られ、前記拡散透析膜を介して前記酸水溶液中の酸を回収室側に移動させる酸回収手段の前記酸水溶液受入室上流に前記酸水溶液中の水分を抽出して前記酸水溶液を濃縮させる電気脱塩式濃縮手段を配置したことを特徴とする放射性イオン種溶離液処理装置。An acid aqueous solution receiving chamber in which an acid aqueous solution in which radioactive ion species are eluted is supplied, and a recovery chamber in which an acid recovery solution is supplied and an acid is recovered is separated through a diffusion dialysis membrane, and the acid is received through the diffusion dialysis membrane. Electrodesaltic concentrating means for extracting water in the acid aqueous solution and concentrating the acid aqueous solution is disposed upstream of the acid aqueous solution receiving chamber of the acid collecting means for moving the acid in the aqueous solution to the recovery chamber side. Radioactive ion species eluent processing apparatus. 供給された放射性イオン交換樹脂を受け入れ、この受け入れた放射性イオン交換樹脂に、供給された所定供給量の溶離用酸水溶液を通液し、前記放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を前記溶離用酸水溶液中へ溶離させることによって、イオン交換樹脂と前記放射性イオン種とを分離する溶離手段と、
第１の拡散透析膜で互いに分離された第１の溶離済酸水溶液受入室と第１の酸回収室とからなり、前記第１の溶離済酸水溶液受入室に、前記溶離手段において放射性イオン種が溶離した溶離済酸水溶液を供給されるようにする一方、前記第１の酸回収室に、前記溶離済酸水溶液の供給方向と対向する方向から酸回収用液が供給されることによって、前記第１の溶離済酸水溶液受入室側から前記第１の拡散透析膜を介して前記第１の酸回収室側に前記酸を回収し、前記溶離済酸水溶液から酸が回収された廃液を生成する第１の酸回収手段と、
前記第１の酸回収手段において生成された廃液から、電気脱塩法を用いてイオンを分離することによって、前記廃液から溶解イオンを分離濃縮した液を生成する廃液濃縮手段と、
第２の拡散透析膜で互いに分離された第２の溶離済酸水溶液受入室と第２の酸回収室とからなり、前記第２の溶離済酸水溶液受入室に、前記廃液濃縮手段によって生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液を供給されるようにする一方、前記第２の酸回収室に、前記溶解イオンを分離濃縮した液の供給方向と対向する方向から酸回収用液が供給されることによって、前記第２の溶離済酸水溶液受入室側から前記第２の拡散透析膜を介して前記第２の酸回収室側に前記酸を回収し、前記溶解イオンを分離濃縮した液から酸が回収された高濃縮廃液を生成する第２の酸回収手段と、前記第２の酸回収手段によって生成された高濃縮廃液を固化する固化手段と、前記廃液濃縮手段によって生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、前記初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液以降に生成された溶解イオンを分離濃縮した液を貯液する貯液手段と
を備えた放射性イオン交換樹脂の処理システム。The supplied radioactive ion exchange resin is received, the supplied radioactive ion exchange resin is passed through the supplied predetermined amount of the eluting acid aqueous solution, and the radioactive ion species adsorbed on the radioactive ion exchange resin is removed. Elution means for separating the ion exchange resin and the radioactive ion species by eluting into an acid aqueous solution for elution,
A first eluted acid aqueous solution receiving chamber and a first acid recovery chamber separated from each other by a first diffusion dialysis membrane, wherein the first eluted acid aqueous solution receiving chamber is provided with a radioactive ion species in the elution means; While the eluted acid aqueous solution eluted is supplied, the acid recovery liquid is supplied to the first acid recovery chamber from a direction opposite to the supply direction of the eluted acid aqueous solution, The acid is recovered from the first eluted acid aqueous solution receiving chamber side to the first acid recovery chamber side via the first diffusion dialysis membrane, and a waste liquid in which the acid is recovered is generated from the eluted acid aqueous solution. A first acid recovery means,
Waste liquid concentrating means for separating ions from the waste liquid generated in the first acid collecting means by using an electrodesalting method to thereby separate and concentrate dissolved ions from the waste liquid,
A second eluted acid aqueous solution receiving chamber and a second acid recovery chamber separated from each other by a second diffusion dialysis membrane, wherein the second eluted acid aqueous solution receiving chamber is formed by the waste liquid concentrating means; The liquid obtained by separating and concentrating a predetermined amount of dissolved ions generated first among the liquids obtained by separating and concentrating the dissolved ions is supplied to the second acid recovery chamber, while separating and concentrating the dissolved ions in the second acid recovery chamber. When the acid recovery liquid is supplied from the direction opposite to the supply direction of the diluted liquid, the second acid recovery chamber is supplied from the second eluted acid aqueous solution receiving chamber side via the second diffusion dialysis membrane. A second acid recovery means for recovering the acid on the side and producing a highly concentrated waste liquid in which the acid is recovered from a liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions; and a highly concentrated waste liquid generated by the second acid recovery means. And a waste liquid concentrating means. A liquid storage means for storing a liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions generated after the liquid obtained by separating and concentrating a predetermined amount of dissolved ions generated first among liquids obtained by separating and concentrating the generated dissolved ions; Equipped with a radioactive ion exchange resin treatment system. 請求項２に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記溶離手段によって放射性イオン種と分離されたイオン交換樹脂を、前記溶離手段から払い出して焼却する焼却手段を付加した放射性イオン交換樹脂の処理システム。The radioactive ion exchange resin treatment system according to claim 2,
A system for treating a radioactive ion exchange resin to which an incineration means for discharging and incinerating the ion exchange resin separated from the radioactive ion species by the elution means from the elution means is added. 請求項３に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記焼却手段によってイオン交換樹脂が払い出された溶離手段に、新たな放射性イオン交換樹脂を供給する樹脂供給手段と、
前記樹脂供給手段によって前記溶離手段に新たな放射性イオン交換樹脂が供給された場合には、前記貯液手段に貯液された溶解イオンを分離濃縮した液を前記溶離用酸水溶液として前記溶離手段に供給する溶解イオンを分離濃縮した液の供給手段と、
前記溶解イオンを分離濃縮した液の供給手段によって前記溶離手段に前記溶離用酸水溶液として供給された溶解イオンを分離濃縮した液の量が、前記所定供給量以下の場合には、不足分の溶離用酸水溶液を前記溶離手段に供給する溶離用酸水溶液追加供給手段と
を付加した放射性イオン交換樹脂の処理システム。The treatment system for a radioactive ion exchange resin according to claim 3,
A resin supply unit for supplying a new radioactive ion exchange resin to the elution unit to which the ion exchange resin has been paid out by the incineration unit,
When a new radioactive ion exchange resin is supplied to the elution unit by the resin supply unit, a solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions stored in the storage unit is converted to the elution unit as the acid aqueous solution for elution. Supply means of a liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions to be supplied,
If the amount of the solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions supplied to the eluting means as the eluting acid aqueous solution by the supplying means of the solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions is less than the predetermined supply amount, the insufficient elution A system for treating a radioactive ion exchange resin to which an additional solution for supplying an aqueous acid solution for elution for supplying an aqueous acid solution to the elution means is added. 請求項２乃至４のうち何れか１項に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記廃液濃縮手段でイオンが分離された水を、前記酸回収用液として、前記第１または第２の酸回収手段に供給する水供給手段を付加した放射性イオン交換樹脂の処理システム。In the radioactive ion exchange resin treatment system according to any one of claims 2 to 4,
A radioactive ion exchange resin treatment system to which a water supply unit for supplying water from which ions have been separated by the waste liquid concentrating unit to the first or second acid collecting unit as the acid collecting liquid is added. 請求項２乃至５のうち何れか１項に記載の放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記廃液濃縮手段は、
両端に陰イオン交換膜が配置されるように、陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とを交互に所定間隔をおいてほぼ平行に配置し、隣接する陰イオン交換膜と陽イオン交換膜とに挟まれて形成されてなる複数の流路のうち、１つおきの流路に、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂とを混合して装填することによって、前記陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂とが混合して装填された脱塩用流路と、前記脱塩用流路に隣接する流路である濃縮用流路とを形成してなる濃縮器を用いて、前記両端に配置された陰イオン交換膜のうち、前記脱塩用流路を形成している陰イオン交換膜側から、他端の陰イオン交換膜側へと電位勾配を与え、前記第１の酸回収手段において生成された廃液を、前記脱塩用流路内および前記濃縮用流路内にそれぞれ同側端部に設けられた入口から流通させ、前記脱塩用流路では、前記装填された陽イオン交換樹脂によって前記廃液中の陽イオンを吸着させる一方、前記装填された陰イオン交換樹脂によって該廃液中の陰イオンを吸着させ、前記電位勾配に従って、前記陽イオン交換樹脂に吸着された陽イオンを該流路を形成している陽イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陽イオン交換膜を通過させて該陽イオン交換膜が形成している濃縮用流路内に移動させる一方、前記陰イオン交換樹脂に吸着された陰イオンを該流路を形成している陰イオン交換膜側に移動させ、しかる後に該陰イオン交換膜を通過させて該陰イオン交換膜が形成している濃縮用流路内に移動させることによって、前記脱塩用流路において、該流路に流通された廃液から水を抽出する一方、前記濃縮用流路において、該流路に流通された廃液を濃縮することによって前記溶解イオンを分離濃縮した液を生成する
ようにした放射性イオン交換樹脂の処理システム。The radioactive ion exchange resin treatment system according to any one of claims 2 to 5,
The waste liquid concentrating means,
Anion-exchange membranes and cation-exchange membranes are alternately arranged almost in parallel at predetermined intervals so that the anion-exchange membranes are arranged at both ends. By mixing and loading a cation exchange resin and an anion exchange resin into every other flow path among the plurality of flow paths formed to be sandwiched therebetween, the cation exchange resin and the anion exchange resin are mixed. Using a concentrator formed by forming a desalination flow path mixed and loaded with a resin, and a concentration flow path which is a flow path adjacent to the desalination flow path, disposed at the both ends. A potential gradient is applied from the side of the anion exchange membrane forming the desalting flow channel to the side of the other end of the anion exchange membrane, which is formed in the first acid recovery means. The separated waste liquid is placed in the desalting channel and the enrichment channel at the same end. In the desalination channel, the cations in the waste liquid are adsorbed by the loaded cation exchange resin, and the cations in the waste liquid are adsorbed by the loaded anion exchange resin. An anion is adsorbed, and the cation adsorbed on the cation exchange resin is moved to the cation exchange membrane forming the flow path according to the potential gradient, and then passed through the cation exchange membrane. While moving into the concentration channel formed by the cation exchange membrane by moving the anion adsorbed to the anion exchange resin to the anion exchange membrane side forming the channel, Thereafter, by passing through the anion exchange membrane and moving into the enrichment channel formed by the anion exchange membrane, water is removed from the waste liquid flowing through the channel in the desalination channel. Extract one The processing system of radioactive ion exchange resin to generate a solution obtained by separating and concentrating the dissolved ions by the in concentrating flow path, to concentrate the waste liquid to flow through the flow path. 供給された放射性イオン交換樹脂を溶離器に受け入れ、この受け入れた放射性イオン交換樹脂に、供給された所定供給量の溶離用酸水溶液を通液し、前記放射性イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種を前記溶離用酸水溶液中へ溶離させることによって、イオン交換樹脂と前記放射性イオン種とを分離する溶離段階と、
前記溶離段階において放射性イオン種が溶離した溶離済酸水溶液から酸を回収する第１の酸回収段階と、
前記第１の酸回収段階において酸が回収された溶離済酸水溶液の廃液から、電気脱塩法を用いてイオンを分離することによって前記廃液から溶解イオンを分離濃縮した液を常温常圧で生成する廃液濃縮段階と、
前記廃液濃縮段階において生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液から酸を回収し、前記溶解イオンを分離濃縮した液から酸が回収された高濃縮廃液を生成する第２の酸回収段階と、
前記第２の酸回収段階において生成された高濃縮廃液を固化する固化段階と、前記廃液濃縮段階において生成された溶解イオンを分離濃縮した液のうち、前記初めに生成された所定量の溶解イオンを分離濃縮した液以降に生成された溶解イオンを分離濃縮した液を貯液タンクに貯液する貯液段階と
からなる放射性イオン交換樹脂の処理方法。The supplied radioactive ion exchange resin is received by an eluator, and the supplied radioactive ion exchange resin is supplied with a predetermined amount of supplied acid aqueous solution for elution, and the radioactive ion adsorbed on the radioactive ion exchange resin is adsorbed on the radioactive ion exchange resin. Eluting a species by eluting the species into the eluting acid aqueous solution to separate the ion exchange resin and the radioactive species;
A first acid recovery step of recovering an acid from the eluted acid aqueous solution from which the radioactive ion species have been eluted in the elution step;
From the waste solution of the eluted acid aqueous solution from which the acid has been recovered in the first acid recovery step, ions are separated using an electrodesalting method to produce a solution in which dissolved ions are separated and concentrated from the waste solution at room temperature and normal pressure. Wastewater concentration step
Among the liquids obtained by separating and concentrating the dissolved ions generated in the waste liquid concentrating step, an acid is recovered from a liquid obtained by separating and concentrating a predetermined amount of dissolved ions generated first, and an acid is obtained from the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions. A second acid recovery stage to produce a recovered highly concentrated effluent;
A solidification step of solidifying the highly concentrated waste liquid generated in the second acid recovery step; and a predetermined amount of dissolved ions generated first in the liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions generated in the waste liquid concentration step. And a liquid storage step of storing a liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions generated after the liquid obtained by separating and concentrating the liquid in a storage tank. 請求項７に記載の放射性イオン交換樹脂の処理方法において、
前記溶離段階において放射性イオン種と分離されたイオン交換樹脂を、前記溶離器から払い出して焼却する焼却段階を付加した放射性イオン交換樹脂の処理方法。The method for treating a radioactive ion exchange resin according to claim 7,
A method for treating a radioactive ion exchange resin, comprising an incineration step in which the ion exchange resin separated from the radioactive ion species in the elution step is discharged from the eluator and incinerated. 請求項８に記載の放射性イオン交換樹脂の処理方法において、
前記焼却段階において前記イオン交換樹脂が払い出された溶離器に、新たな放射性イオン交換樹脂を供給する樹脂供給段階と、
前記樹脂供給段階において前記溶離器に新たな放射性イオン交換樹脂が供給された場合には、前記貯液タンクに貯液された溶解イオンを分離濃縮した液を、前記溶離用酸水溶液として前記溶離器に供給する溶解イオンを分離濃縮した液の供給段階と、
前記溶解イオンを分離濃縮した液の供給段階において前記溶離器に前記溶離用酸水溶液として供給された溶解イオンを分離濃縮した液の量が、前記所定供給量以下の場合には、不足分の溶離用酸水溶液を前記溶離器に供給する溶離用酸水溶液追加供給段階と
を付加した放射性イオン交換樹脂の処理方法。The method for treating a radioactive ion exchange resin according to claim 8,
A resin supply step of supplying a new radioactive ion exchange resin to the eluter from which the ion exchange resin has been dispensed in the incineration step,
In the case where a new radioactive ion exchange resin is supplied to the eluter in the resin supply step, a liquid obtained by separating and concentrating the dissolved ions stored in the storage tank is used as the elution acid aqueous solution. Supplying a liquid obtained by separating and concentrating dissolved ions to be supplied to
In the step of supplying the solution in which the dissolved ions are separated and concentrated, if the amount of the solution in which the dissolved ions are separated and concentrated and supplied to the eluator as the elution acid aqueous solution is equal to or less than the predetermined supply amount, the insufficient elution is performed. A step of adding an aqueous acid solution for elution to supply the aqueous acid solution to the eluator. 請求項７乃至９のうちの何れか１項に記載の放射性イオン交換樹脂の処理方法において、
前記溶離用酸水溶液を、硫酸水溶液とした放射性イオン交換樹脂の処理方法。The method for treating a radioactive ion exchange resin according to any one of claims 7 to 9,
A method for treating a radioactive ion exchange resin, wherein the aqueous acid solution for elution is an aqueous sulfuric acid solution.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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