【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、液体の処理に係り、特に、原子力発電プラントにおいて発生する放射性核種を含有する液体の処理方法と装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
【特許文献１】特開平５−１６８９１７号公報
【特許文献２】特開平６−３４３８５６号公報
【特許文献３】特開平１０−１７０６９６号公報
原子力発電プラントでは、発生した廃液を浄化して再利用するため、その浄化設備として、イオン交換樹脂を使用している廃液脱塩装置や、中空糸膜フィルタなどのろ過装置及び濃縮器が通常設置されている。
原子力発電プラント内で発生した廃液には、放射性核種やイオン性の不純物、懸濁性腐食生成物などが含まれており、全ての廃液がタンクに回収されて浄化処理が行われている。
タンクに回収される廃液は、原子炉水や回転機器シール水などの機器ドレン水、床清掃廃液などの床ドレン水、イオン交換樹脂の逆洗や通薬にて発生する再生廃液など、様々な性状の廃液がある。それらの廃液の性状により処理方法が異なっており、懸濁性物質が多い廃液ではろ過処理が、またイオン濃度の高い廃液では濃縮処理が行われ、最終的には、廃液脱塩装置で処理されて回収、再利用されている。
最近の原子力発電プラントでは、プラント全体をクリーンにすることが求められており、放射性廃液の浄化については、放射能が検出されないようにすることが求められている。これは、放射性核種が存在すると、プラントの定期点検において作業員の線量当量増加の原因となるためである。
【０００３】
しかし、現状の廃液処理設備は、設計時において、廃液中に極微量存在する放射性核種を検出限界以下にまで除去することは想定しておらず、Ｎａ＋やＣｌ−などを含むイオン性不純物や金属酸化物を想定しているのみである。浄化する設備の１つである廃液脱塩装置ではイオン交換樹脂が使用されているが、極微量存在する放射性核種の除去率は十分とは言えない。そのため、現状では、放射性核種濃度が破過傾向を示すと、薬品による通薬再生を実施し、除去能力を回復させているため、再生薬品が二次的な廃液として発生し、処理が必要となるため効果的ではない。また、再生を実施せずに樹脂交換を実施した場合には、それが放射性固体廃棄物となるため、この処分が問題となってしまう。一方、濃縮器は、放射性核種の除去能力は高いが、処理能力が低く、プラント内で発生する廃液の処理能力としては十分ではない。
放射性核種であるコバルトやマンガンなどの重金属類は、廃液中に存在する硫酸イオンや有機物などとキレートを形成し易いため、通常使用されているイオン交換樹脂では除去しにくい特性を有している。
また、活性炭若しくは繊維状活性炭を使用した放射性核種除去吸着剤が提案されているが、キレート樹脂や無機系吸着剤に比べ物理的な特性が劣り、特に物理的な強度が低いため、通水により破砕する可能性があり、廃液処理設備として妥当ではない。また繊維状吸着剤の場合は通水時の圧力損失が大きく、処理容量を大きくすることはできず、処理設備が大きくなってしまうという問題点がある。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】
本発明は、上記従来技術に鑑み、放射性核種を選択的に除去することができ、イオン交換樹脂への負荷を低減して樹脂寿命を延ばすことができる放射性核種を含有する液体処理方法と装置を提供することを課題とする。
【０００５】
【課題を解決するための手段】
上記課題を解決するために、本発明では、放射性核種を含有する液体の処理方法において、該液体を、液体中に含まれる放射性核種を吸着し得る１種以上の吸着剤に通水処理する液体処理方法としたものである。
前記液体処理方法において、通水処理は、複数の吸着剤を使用した混床又は複床に通水して行うことができる。
また、本発明では、放射性核種を含有する液体の処理装置において、該液体を処理する流路に、液体中に含まれる放射性核種を吸着し得る１種以上の吸着剤を充填した充填層を設けたことを特徴とする液体処理装置としたものである。
【０００６】
前記液体処理装置において、吸着剤は、無機イオン交換体及び／又はキレート樹脂、又は、これらと強酸性カチオン樹脂及び／又は強塩基性アニオン樹脂を併用したものであり、前記無機イオン交換体としてはチタン酸塩及び／又はフェロシアン化物を、またキレート樹脂としては母体である高分子化合物に放射性核種とキレートを形成しうる配位基が導入されたイミノジ酢酸型、ポリアミン型又はポリリン酸型が使用でき、前記充填層は、イオン交換樹脂を充填した充填層を前段に配置し、無機イオン交換体及び／又はキレート樹脂を充填した充填層を後段に配置することができる。
【０００７】
【発明の実施の形態】
本発明では、放射性核種などの重金属を除去するための吸着剤を使用する。キレート樹脂や無機イオン交換体単独では放射性核種を、選択的に除去できるがキレート形成した重金属の吸着能力は低く、イオン交換樹脂を併用することで、重金属以外の不純物を除去して重金属の除去率を向上させることができる。また、これにより放射性核種を選択的に除去できるため、イオン交換樹脂への負荷を減らし薬品による再生頻度を減らすことができ、ひいては樹脂寿命を延ばすことができる。また、濃縮器による処理量を減らすことができ、運転コストを低減することができる。
【０００８】
以下、本発明の実施の形態を詳細に説明する。
本発明の液体処理方法では、放射性核種を除去する吸着剤として、無機イオン交換体やキレート樹脂と、強酸性カチオン樹脂及び／又は強塩基性アニオン樹脂とを混床若しくは複床にて使用する。従来使用されているイオン交換樹脂は、強酸性カチオン交換樹脂と強塩基性アニオン交換樹脂であり、水中に存在するイオンを吸着する能力を有しているが、特定のイオンのみを吸着するという選択性には乏しい。本発明で使用する無機イオン交換体やキレート樹脂は、イオン交換樹脂に比べ吸着するイオン種の選択性が高く、特定の物質だけを吸着する能力を有している。特に、重金属に対して高い選択性を有するものが開発されている。
【０００９】
しかし、液体中に極微量存在する放射性重金属は、その他に存在する硫酸イオンやアンモニウムイオン、有磯物などとキレートを形成するため、キレート樹脂や無機イオン交換体単独では、重金属に対する除去率が必ずしも十分ではない。そこで、イオン交換樹脂を併用することにより、重金属以外の不純物を除去し、重金属をキレート樹脂や無機イオン交換体で除去されやすい形態に変えることで、除去効率を高めることができる。
このような吸着剤を使用することにより、液体中に含まれる放射性核種を効率的に除去することができると共に、従来使用しているイオン交換樹脂は、その本来の目的であるＮａやＣｌイオンなどのイオン性不純物の除去として使用するため、頻繁な通薬再生や樹脂交換の実施が不必要となり、経済的である。
【００１０】
使用する吸着剤は、Ｃｒ、Ｍｎ、Ｆｅ、Ｃｏ、Ｃｓなどの放射線核種の内の少なくとも１種を選択的に吸着し得るものであれば、無機系吸着剤又は有機系吸着剤のいずれであってもよい。無機系吸着剤である無機イオン交換体としては、チタン酸塩及びフェロシアン化物のうち、少なくとも１種が使用される。有機系吸着剤としては、重金属とキレートを形成する配位基としてイミノジ酢酸などのアミノカルボン酸類やポリアミン類又はポリリン酸などを導入したキレート樹脂のうち、少なくとも１種が使用される。
無機イオン交換体は、イオン交換樹脂が柔軟な構造を持つのに対して、概して強固な構造を持ち、高架橋度の交換体とみなせるため、膨潤や収縮が非常に少ない（格子定数の変化に対して１〜５％程度）ことが多い。有機イオン交換樹脂では、放射線による解重合分解が著しいが、無機イオン交換体は、放射線に耐えることができる。
【００１１】
無機イオン交換体では、強固な骨格構造をもっているほか、狭い空間に電荷密度の高い交換基があるために、強い静電場が形成されている。そのために、高い選択性が期待できる。Ｈ＋形の無機イオン交換体に含まれる水は、イオン交換樹脂よりも少ないと見積られ、極めて高い〔Ｈ＋〕になっている。そのため種々の選択特異性が認められる。また、無機イオン交換体は、選択性の濃度依存性が大きい。
また、使用する吸着剤の粒径は、０．３ｍｍ〜１．２ｍｍが好ましく、さらに好ましくは０．５ｍｍ〜０．８ｍｍである。これは、充填層に廃液を通水することを考慮したものである。また、通水流速は、吸着剤の容積に対して５〜１００倍までの容積比で通水することが望ましい。
これより小さい場合は、充填層中での流れが一部に片寄る可能性がある。また、これにより大きい場合は、接触時間が短くなるため吸着反応が十分に行れない可能性がある。
【００１２】
使用する装置としては、現在設置されているイオン交換樹脂を使用している廃液脱塩装置の後段に該吸着材を充填した放射性核種除去装置を設置してもよいし、もしくは既設の廃液脱塩装置にて混床や複床を形成して使用してもよい。
図１及び図２に、本発明の液体処理装置のフロー構成図を示す。
図１は、現在設置されているイオン交換樹脂を使用している廃液脱塩装置３の後段に、該無機イオン交換体及び／又はキレート樹脂を充填した放射性核種を除去する装置７を設置しており、図２は、既設の廃液脱塩装置３にイオン交換樹脂と放射性核種を除去する無機イオン交換体及び／又はキレート樹脂とを混合して使用している。
図１及び図２において、１は液体収集タンク、４は液体サンプリングタンク、６は復水貯蔵タンク、２、５はポンプである。
【００１３】
【実施例】
以下、実施例により本発明を具体的に説明する。
実施例１
吸着剤０．１ｇに、ＣｏイオンとＮａイオンをそれぞれ２００ｍｇ／Ｌ及び１００ｍｇ／Ｌ含む硫酸塩溶液を１００ｍＬ加え、２５℃にて２４時間放置し、Ｃｏイオンの除去率を測定した。
吸着剤としては、比較のための強酸性ゲル型カチオン交換樹脂と、本発明のチタン酸塩、フェロシアン化物及びイミノジ酢酸型又はポリアミン型キレート樹脂の５種類を使用した。表１にその結果を示す。表１から明らかなように、チタン酸塩とフェロシアン化物及びキレート樹脂は、従来より使用されている強酸性ゲル型カチオン交換樹脂に比べ除去率が高いことがわかる。
【００１４】
【表１】
【００１５】
実施例２
内径２５ｍｍのガラスカラムに吸着剤２０ｍＬを充填し、Ｃｏ、Ｍｎ、Ｆｅなどの放射性核種を含む、放射能濃度４Ｂｑ／ｍＬの廃液をＳＶ（空間速度）＝２５にて通水し、２時間後における放射性核種の除去率を測定した。吸着剤としては、比較のための強酸性ゲル型カチオン交換樹脂と、本発明のチタン酸塩、フェロシアン化物及びイミノジ酢酸型又はポリアミン型キレート樹脂の５種類を使用した。表２にその結果を示す。表２から明らかなように、チタン酸塩とフェロシアン化物及びキレート樹脂は、従来より使用されている強酸性ゲル型カチオン交換樹脂に比べ除去率が高いことがわかる。
【００１６】
【表２】
【００１７】
実施例３
内径２５ｍｍのガラスカラムに吸着剤２０ｍＬを充填し、Ｃｏ，Ｍｎ，Ｆｅ，などの放射性核種を含む放射能濃度４Ｂｑ／ｍＬの廃液をＳＶ（空間速度）＝２５にて通水し、２時間後における放射性核種の除去率を測定した。吸着剤としては次の５種類を使用した。表３にその結果を示す。表３から明らかなように、従来技術に比べいずれの技術についても除去率が高いことがわかる。
（使用吸着剤）
ケース１：従来技術（強酸性カチオン樹脂＋強塩基性アニオン樹脂の混床）
ケース２：強塩基性アニオン樹脂＋チタン酸塩の複床
ケース３：強塩基性アニオン樹脂＋イミノジ酢酸型キレート樹脂の複床
ケース４：チタン酸塩＋強酸性カチ才ン樹脂と強塩基性アニオン樹脂の混床
ケース５：イミノジ酢酸型キレート樹脂＋強酸性カチオン樹脂と強塩基性アニオン樹脂の混床
【００１８】
なお、混床とは、カチオン樹脂、アニオン樹脂が撹拌などによって、完全に均一に混ざっており、混合割合が均一のものをいう。
複床とは、明確に層を２つ以上にわけたもので、アニオン層とカチオン層とを形成している。
例えば、混床の層上に、特定の不純物（Ｆｅイオン等）を除くために、カチオン層を乗せる場合とか、混床の層下に、例えばＴＯＣ（有機不純物）を除くために、アニオン層を設ける場合がある。
【００１９】
【表３】
【００２０】
【発明の効果】
本発明によれば、原子力発電プラントの液体処理方法において、放射性核種を効率よく除去し、プラント内の放射能レベルを低減できると共に、廃液脱塩装置で使用しているイオン交換樹脂の運転コストを低減することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の液体処理装置の一例を示すフロー構成図。
【図２】本発明の液体処理装置の他の例を示すフロー構成図。
【符号の説明】
１：液体収集タンク、２：液体移送ポンプ、３：廃液処理装置、４：液体サンプルタンク、５：回収水移送ポンプ、６：復水貯蔵タンク、７：放射性核種吸着剤充填塔[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to the treatment of liquids, and more particularly to a method and an apparatus for treating liquids containing radionuclides generated in a nuclear power plant.
[0002]
[Prior art]
[Patent Document 1] JP-A-5-168917 [Patent Document 2] JP-A-6-343856 [Patent Document 3] JP-A-10-170696 In a nuclear power plant, generated waste liquid is purified and reused. Therefore, as a purification facility, a waste liquid desalination apparatus using an ion exchange resin, a filtration apparatus such as a hollow fiber membrane filter, and a concentrator are usually installed.
The waste liquid generated in the nuclear power plant contains radionuclides, ionic impurities, suspended corrosion products, and the like, and all the waste liquid is collected in a tank and subjected to purification treatment.
The waste liquid collected in the tank can be of various types, such as equipment drain water such as reactor water and rotary equipment seal water, floor drain water such as floor cleaning waste liquid, and regeneration waste liquid generated by back washing of ion exchange resin and chemical passing. There is waste liquid of property. The treatment method differs depending on the properties of these waste liquids.Filtration treatment is performed for waste liquids with a large amount of suspending substances, and concentration treatment is performed for waste liquids with a high ion concentration. Collected and reused.
In recent nuclear power plants, it has been required to clean the entire plant, and to purify radioactive waste liquid, it has been required to prevent radioactivity from being detected. This is because the presence of radionuclides causes an increase in the dose equivalent of workers during periodic inspections of the plant.
[0003]
However, at the time of design, the current waste liquid treatment equipment does not assume that a very small amount of radioactive nuclides present in the waste liquid will be removed below the detection limit, and ionic impurities including Na + and Cl − Only a metal oxide is assumed. In a waste liquid desalination apparatus, which is one of the equipment for purification, an ion exchange resin is used, but the removal rate of a trace amount of radionuclide is not sufficient. For this reason, at present, when the radionuclide concentration shows a tendency to break through, the chemical is recycled through chemicals and the removal capacity is restored, so the regenerated chemicals are generated as secondary waste liquid, and treatment is necessary. Not so effective. In addition, if the resin is replaced without performing the regeneration, it becomes a radioactive solid waste, and this disposal poses a problem. On the other hand, the concentrator has a high radionuclide removal capability, but a low treatment capability, and is not sufficient as a treatment capability for waste liquid generated in a plant.
Heavy metals such as cobalt and manganese, which are radionuclides, easily form chelates with sulfate ions, organic substances, and the like present in the waste liquid, and thus have characteristics that are not easily removed by commonly used ion exchange resins.
In addition, radionuclide removal adsorbents using activated carbon or fibrous activated carbon have been proposed, but their physical properties are inferior to chelate resins and inorganic adsorbents, and in particular, their physical strength is low, There is a possibility of crushing and is not appropriate as a waste liquid treatment facility. Further, in the case of the fibrous adsorbent, there is a problem that the pressure loss at the time of passing water is large, the processing capacity cannot be increased, and the processing equipment becomes large.
[0004]
[Problems to be solved by the invention]
In view of the above prior art, the present invention provides a liquid treatment method and apparatus containing a radionuclide that can selectively remove radionuclide, reduce the load on the ion exchange resin and extend the life of the resin. The task is to provide.
[0005]
[Means for Solving the Problems]
In order to solve the above-mentioned problems, the present invention provides a method for treating a liquid containing a radionuclide, wherein the liquid is subjected to water treatment with at least one adsorbent capable of adsorbing a radionuclide contained in the liquid. It is a processing method.
In the liquid treatment method, the water passage treatment can be performed by passing water through a mixed bed or a multiple bed using a plurality of adsorbents.
Further, in the present invention, in a treatment apparatus for a liquid containing a radionuclide, a filling layer filled with one or more adsorbents capable of adsorbing a radionuclide contained in the liquid is provided in a flow path for treating the liquid. The liquid processing apparatus is characterized in that:
[0006]
In the liquid treatment apparatus, the adsorbent is an inorganic ion exchanger and / or a chelate resin, or a combination of these with a strongly acidic cation resin and / or a strongly basic anion resin. Titanate and / or ferrocyanide, and as the chelating resin, an iminodiacetic acid type, a polyamine type, or a polyphosphoric acid type in which a coordinating group capable of forming a chelate with a radionuclide is introduced into a parent polymer compound. The packing layer may be a packing layer filled with an ion-exchange resin at a preceding stage, and a packing layer filled with an inorganic ion exchanger and / or a chelating resin may be provided at a later stage.
[0007]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
In the present invention, an adsorbent for removing heavy metals such as radionuclides is used. A chelating resin or inorganic ion exchanger alone can selectively remove radionuclides, but the adsorption capacity of chelated heavy metals is low.By using an ion exchange resin together, impurities other than heavy metals are removed to remove heavy metals. Can be improved. In addition, since radioactive nuclides can be selectively removed by this, the load on the ion exchange resin can be reduced, the frequency of regeneration with chemicals can be reduced, and the life of the resin can be extended. Further, the amount of processing by the concentrator can be reduced, and the operating cost can be reduced.
[0008]
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail.
In the liquid treatment method of the present invention, as an adsorbent for removing a radionuclide, an inorganic ion exchanger or a chelate resin and a strongly acidic cation resin and / or a strongly basic anion resin are used in a mixed bed or a double bed. Conventionally used ion exchange resins are a strongly acidic cation exchange resin and a strongly basic anion exchange resin, which have the ability to adsorb ions existing in water, but have the option of adsorbing only specific ions. Poor sex. The inorganic ion exchanger and the chelating resin used in the present invention have higher selectivity for adsorbed ionic species than the ion exchange resin, and have an ability to adsorb only a specific substance. In particular, those having high selectivity for heavy metals have been developed.
[0009]
However, radioactive heavy metals present in trace amounts in liquids form chelates with other sulfate ions, ammonium ions, isoforms, etc. Not enough. Thus, by using an ion exchange resin together, impurities other than heavy metals are removed, and the removal efficiency can be increased by changing the heavy metals to a form easily removed by a chelate resin or an inorganic ion exchanger.
By using such an adsorbent, the radionuclide contained in the liquid can be efficiently removed, and the ion exchange resin conventionally used can be used for its original purpose such as Na and Cl ions. Since it is used to remove ionic impurities, it is not necessary to frequently regenerate the drug and to exchange the resin, which is economical.
[0010]
The adsorbent used is either an inorganic adsorbent or an organic adsorbent as long as it can selectively adsorb at least one of radioactive nuclides such as Cr, Mn, Fe, Co, and Cs. You may. As the inorganic ion exchanger as the inorganic adsorbent, at least one of a titanate and a ferrocyanide is used. As the organic adsorbent, at least one of chelating resins into which an aminocarboxylic acid such as iminodiacetic acid, a polyamine, or a polyphosphoric acid is introduced as a coordinating group forming a chelate with a heavy metal is used.
Inorganic ion exchangers generally have a strong structure while ion exchange resins have a flexible structure, and can be regarded as exchangers with a high degree of cross-linking. About 1 to 5%). In organic ion exchange resins, depolymerization and decomposition by radiation are remarkable, but inorganic ion exchangers can withstand radiation.
[0011]
Inorganic ion exchangers have strong skeletal structures and exchange groups with high charge density in narrow spaces, so that strong electrostatic fields are formed. Therefore, high selectivity can be expected. The amount of water contained in the H + type inorganic ion exchanger is estimated to be smaller than that of the ion exchange resin, and is extremely high [H + ]. Therefore, various selection specificities are recognized. Further, the inorganic ion exchanger has a large concentration dependency of the selectivity.
The particle size of the adsorbent used is preferably from 0.3 mm to 1.2 mm, more preferably from 0.5 mm to 0.8 mm. This takes into account the passage of waste water through the packed bed. Further, it is desirable that the water flow rate is 5 to 100 times the volume of the adsorbent.
If it is smaller than this, the flow in the packed bed may be partially offset. On the other hand, if it is larger than this, the contact time is shortened, so that the adsorption reaction may not be sufficiently performed.
[0012]
As an apparatus to be used, a radionuclide removal apparatus filled with the adsorbent may be installed at a stage subsequent to a wastewater desalination apparatus currently using an ion exchange resin, or an existing wastewater desalination apparatus may be used. A mixed bed or a double bed may be formed and used in the apparatus.
1 and 2 show a flow configuration diagram of the liquid processing apparatus of the present invention.
FIG. 1 shows that a device 7 for removing a radionuclide filled with the inorganic ion exchanger and / or the chelating resin is installed at a stage subsequent to the waste liquid desalting device 3 using the ion exchange resin currently installed. In FIG. 2, an existing waste liquid desalination apparatus 3 uses an ion exchange resin mixed with an inorganic ion exchanger for removing radionuclides and / or a chelate resin.
1 and 2, 1 is a liquid collection tank, 4 is a liquid sampling tank, 6 is a condensate storage tank, and 2 and 5 are pumps.
[0013]
【Example】
Hereinafter, the present invention will be specifically described with reference to examples.
Example 1
To 0.1 g of the adsorbent, 100 mL of a sulfate solution containing 200 mg / L and 100 mg / L of Co ion and Na ion, respectively, was added, and the mixture was allowed to stand at 25 ° C. for 24 hours, and the removal rate of Co ions was measured.
As the adsorbent, five kinds of a strongly acidic gel type cation exchange resin for comparison and a titanate, ferrocyanide and iminodiacetic acid type or polyamine type chelate resin of the present invention were used. Table 1 shows the results. As is clear from Table 1, the removal rate of the titanate, ferrocyanide, and chelate resin is higher than that of the conventionally used strongly acidic gel-type cation exchange resin.
[0014]
[Table 1]
[0015]
Example 2
A glass column having an inner diameter of 25 mm is filled with 20 mL of the adsorbent, and a waste solution having a radioactivity concentration of 4 Bq / mL containing radionuclides such as Co, Mn, and Fe is passed through at a SV (space velocity) of 25, and after 2 hours. The removal rate of radionuclides in was measured. As the adsorbent, five kinds of a strongly acidic gel type cation exchange resin for comparison and a titanate, ferrocyanide and iminodiacetic acid type or polyamine type chelate resin of the present invention were used. Table 2 shows the results. As is clear from Table 2, the removal rate of the titanate, ferrocyanide, and chelate resin is higher than that of the conventionally used strongly acidic gel-type cation exchange resin.
[0016]
[Table 2]
[0017]
Example 3
A glass column having an inner diameter of 25 mm is filled with 20 mL of the adsorbent, and a waste liquid having a radioactivity concentration of 4 Bq / mL containing radionuclides such as Co, Mn, Fe, etc. is passed through at an SV (space velocity) of 25, and after 2 hours. The removal rate of radionuclides in was measured. The following five types were used as adsorbents. Table 3 shows the results. As is clear from Table 3, it is understood that the removal rate is higher in each of the technologies than in the conventional technology.
(Use adsorbent)
Case 1: Conventional technology (mixed bed of strong acidic cation resin + strong basic anion resin)
Case 2: Double bed of strong basic anion resin + titanate Case 3: Double bed of strong base anion resin + iminodiacetic acid type chelate resin Case 4: Titanate + strong acid resin and strong basic anion Resin mixed bed case 5: Mixed bed of iminodiacetic acid type chelate resin + strong acidic cation resin and strong basic anion resin
Note that the mixed bed refers to a bed in which a cationic resin and an anionic resin are completely and uniformly mixed by stirring or the like, and the mixing ratio is uniform.
A double bed is one in which the layers are clearly divided into two or more layers, and forms an anion layer and a cation layer.
For example, a cation layer may be placed on the mixed bed layer to remove specific impurities (Fe ions and the like), or an anion layer may be placed below the mixed bed layer to remove, for example, TOC (organic impurities). May be provided.
[0019]
[Table 3]
[0020]
【The invention's effect】
According to the present invention, in the liquid treatment method of a nuclear power plant, radioactive nuclides can be efficiently removed, the radioactivity level in the plant can be reduced, and the operation cost of the ion exchange resin used in the waste liquid desalination apparatus can be reduced. Can be reduced.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a flowchart illustrating an example of a liquid processing apparatus according to the present invention.
FIG. 2 is a flowchart showing another example of the liquid processing apparatus of the present invention.
[Explanation of symbols]
1: liquid collection tank, 2: liquid transfer pump, 3: waste liquid treatment device, 4: liquid sample tank, 5: recovered water transfer pump, 6: condensate storage tank, 7: radionuclide adsorbent packed tower
