JP2006258716A - 放射性廃棄物の固化処理方法および固化処理装置 - Google Patents

Abstract

【課題】 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を、未反応の硫酸イオンを残存させずに耐水性が高く埋設処分後の人工バリアへの影響が極めて少ない固化体に効率よく固化処理する。
【解決手段】 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化する放射性廃液の固化処理方法において、固化処理手順を、放射性廃液を加熱しながら放射性廃液中の硫酸イオンを不溶化する不溶化工程と、不溶化した放射性廃液を固化する固化工程とに分けて、不溶化工程における放射性廃液の吸熱反応に伴う温度変動を計測し、温度の推移により不溶化工程の完了を判定し、不溶化完了後は加熱電力を削減し、固化工程(水ガラス化→重合固化)に移る。
【選択図】 図１

Description

本発明は、原子力発電所などの放射性物質取扱い施設から発生し硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液の固化処理方法および固化処理装置に関する。

原子力発電所から発生し硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液の固化体を埋設処分した後に多量の硫酸イオンが周囲に放出されると、放射性核種の放出を抑制するために設置されている人工バリアと反応し、その性能を低下させることが考えられる。

さらに、固化体の浸出液のｐＨが高い場合にも、同様に、人工バリアの性能を低下させる。

そこで、硫酸ナトリウムの浸出を抑え、固化体の浸出液のｐＨを抑制する放射性廃液の処理方法として、硫酸ナトリウムを水酸化バリウムなどで不溶化し、生成した水酸化ナトリウムに酸化ケイ素を添加し、水ガラスとして固化する方法が提案されている(例えば、特許文献１参照)。

目的とする固化体の性能を満足するためには、不溶化工程において硫酸ナトリウムが完全に水酸化バリウムと反応し、硫酸バリウムとなっていることが重要である。

この方法では、硫酸ナトリウムが水酸化バリウムと完全に反応したと判定する基準として、所定の条件でなされた実験結果に基づいて、反応時間を１時間と設定していた。

特公平６−３１８５０号公報(第２〜４頁 第１図〜第６図)

原子力発電所から発生する実際の放射性廃液の性状を考慮すると、含有する硫酸ナトリウムの濃度にはある程度のばらつきがあると考えられる。

不溶化工程において反応完了に要する時間は、放射性廃液の硫酸ナトリウム濃度により異なる。不溶化の反応が十分でなく、硫酸ナトリウムが残存した場合には、固化体中に可溶性の硫酸塩が存在し、必要な固化処理性能を満足できない。

一方、硫酸ナトリウム濃度のばらつきを考慮し実際に必要な反応時間よりも長い時間を確保した場合には、固化処理するための時間が長くなり、効率が低下する。

本発明の課題は、硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を、未反応の硫酸イオンを残存させずに耐水性が高く埋設処分後の人工バリアへの影響が極めて少ない固化体に効率よく固化処理する放射性廃液の固化処理方法および固化処理装置を提供することである。

本発明は、上記課題を解決するために、硫酸ナトリウムと水酸化バリウムとの化学反応が吸熱反応であることに着目し、固化処理手順を、放射性廃液を加熱しながら放射性廃液中の硫酸イオンを不溶化する不溶化工程と、不溶化した放射性廃液を固化する固化工程とに分け、吸熱反応の推移または吸熱反応に伴う温度の推移または吸熱反応中に投入すべき加熱電力の推移により不溶化工程の進展を判定し、必要最低限の加熱電力を投入する固化処理方法および固化処理装置を提案する。

本発明によれば、硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を、未反応の硫酸イオンを残存させずに耐水性が高く埋設処分後の人工バリアへの影響が極めて少ない固化体に効率よく固化処理することが可能となる。

次に、図１〜図５を参照して、本発明による放射性廃液の固化処理方法および固化処理装置の実施例を説明する。

放射性廃液が含有する硫酸ナトリウムの濃度にばらつきがあり、実際の反応完了に要する時間が予測した時間よりも長い場合は、不溶化の反応が十分でなく、硫酸ナトリウムが残存し、必要な固化処理性能を満足できない。

一方、硫酸ナトリウム濃度のばらつきを最大限に考慮し実際に必要な反応時間よりも長い時間を確保した場合には、固化処理するための時間が長くなり、効率が低下する。

そこで、本発明は、含有する硫酸ナトリウムの濃度にばらつきがあっても、放射性廃液中の硫酸イオンを不溶化する際に、硫酸ナトリウムと水酸化バリウムとの化学反応が吸熱反応であることに着目し、加熱電力を一定に保ちながら、放射性廃液の温度変化を計測する。所定温度まで達したところで開始した化学反応に応じて一旦低下した放射性廃液の温度が、前記所定温度まで戻ったときに、吸熱反応としての硫酸ナトリウムと水酸化バリウムとの化学反応すなわち不溶化工程が完了したと判定する。

なお、実際のプラントでは、混練時の温度を一定に保つ方が、不溶化工程の化学反応および混練の条件を制御しやすいので、放射性廃液の温度変化を計測し、所定温度まで達したところで、吸熱反応を補い所定温度に維持するための加熱電力の推移を計測する。加熱電力が化学反応開始時の電力まで戻ったときに、吸熱反応としての不溶化工程が完了したと判定する。

したがって、本発明における不溶化工程完了の判定は、放射性廃液が含有する硫酸ナトリウムの濃度のばらつきに影響されない。

図１は、本発明による放射性廃液の固化処理方法の実施例１における処理手順を示すフローチャートである。

放射性廃液に水酸化バリウムなどの可溶性のバリウム化合物を添加し、硫酸ナトリウムを硫酸バリウムとして析出させ、不溶化する。

反応促進のため、不溶化反応時には、加熱器により放射性廃液を６０℃以上に保温しておく。

その際、放射性廃液の温度を継続的に測定し、所定温度まで達したところで開始した化学反応に応じて一旦低下した放射性廃液の温度が、所定温度まで戻ったときに、吸熱反応としての硫酸ナトリウムと水酸化バリウムとの化学反応すなわち不溶化工程が完了したと判定する。

不溶化反応完了後、固化工程に移り、シリカフュームを添加する。不溶化工程において生成した水酸化ナトリウムとシリカフュームの主成分であるケイ酸とが反応し、ケイ酸ナトリウムいわゆる水ガラスを生成する。

次にまたは同時に、固化材である高炉スラグを添加し、重合反応により固化させる。

硫酸イオンは、得られた固化体中では、極めて反応性の低い硫酸バリウムの形態でのみ存在するので、含水塩化して固化体を膨張破壊させることもなく、しかも、埋設処分後に人工バリアに与える影響を極めて小さくできる。

次に、不溶化反応の完了の判定方法について述べる。

図２は、実施例１の不溶化工程における放射性廃液の温度履歴の一例を示す図である。

所定温度に保温した放射性廃液中に水酸化バリウムを添加すると、
Na₂SO₄+Ba(OH)₂→BaSO₄+2NaOH
の反応により、硫酸バリウムと水酸化ナトリウムが生成される。

この反応は吸熱反応なので、反応が進むと温度が所定温度から低下する。反応が完了し、吸熱しなくなると、加熱器からの加熱により、所定温度に戻る。

したがって、温度が一旦低下してから所定温度に戻ったところで、不溶化の反応が完了したと判定できる。

この判定方式では、未反応の硫酸イオンが残存せず、最短の処理時間で固化工程に移行でき、固化体の品質も作業効率も高められる。

図３は、本発明による放射性廃液の固化処理装置の系統構成を示すブロック図である。

本発明の放射性廃液固化処理装置は、例えば、ＰＷＲ発電所樹脂溶離放射性廃液，ＢＷＲ発電所濃縮放射性廃液などを処理対象とし、硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化容器１２内で不溶化し、水ガラス化し、重合固化する処理装置である。

固化容器１２には、放射性廃液タンク１から放射性廃液供給弁５を介して放射性廃液が供給され、水酸化バリウムタンク２から水酸化バリウム供給弁６を介して水酸化バリウムが供給され、シリカフュームタンク３からシリカフューム供給弁７を介してシリカフュームが供給され、高炉スラグタンク４から高炉スラグ供給弁８を介して高炉スラグが供給される。

固化容器１２は、内容物を撹拌しまたは混練する混練機９と、加熱器１０と、温度測定器１１と、系統全体を制御する制御装置１３とを備えている。

なお、ここでは図示していないが、加熱器１０と制御装置１３との間には、固化容器１２内の放射性廃液の加熱電力を調節する電源装置を備えている。

次に、本実施例１の放射性廃液の固化処理装置の動作を説明する。

まず、制御装置１３は、放射性廃液供給弁５を開き、放射性廃液タンク１から所定量の放射性廃液を固化容器１２に投入する。

制御装置１３は、加熱器１０を動作させ、温度測定器１１により放射性廃液の温度を測定する。放射性廃液の温度が、所定温度に達した時点で、水酸化バリウム供給弁６を開き、所定量の水酸化バリウムを固化容器１２に投入する。

制御装置１３は、混練機９を動作させ、放射性廃液中の硫酸ナトリウムと投入した水酸化バリウムとが十分に反応するよう撹拌する。

この反応は吸熱反応なので、反応が開始すると、放射性廃液の温度が低下する。反応が完了すると、加熱器１０の加熱により温度が上昇し、再び所定温度に達する。

制御装置１３は、温度測定器１１からの温度測定値により、一旦低下した温度が再び所定温度に達した時点で、不溶化工程完了と判定し、加熱器１０を停止させる。

不溶化工程が完了した時点では、硫酸バリウムと水酸化ナトリウムとが生成される。

不溶化工程が完了したら、固化工程を開始する。

制御装置１３は、シリカフューム供給弁７および高炉スラグ供給弁８を開き、固化材として、シリカフュームタンク３からシリカフュームを固化容器１２に所定量投入し、高炉スラグタンク４から高炉スラグを固化容器１２に所定量投入する。

不溶化工程から動作している混練機９は、不溶化した放射性廃液と固化材とを混練する。

所定時間の混練後、混練機９を停止させ、固化容器１２を保管場所に搬送し、固化するまで静置する。

不溶化工程において生成した水酸化ナトリウムとシリカフュームの主要成分である不定形シリカとが反応し、水ガラスが生成される。

この反応により水酸化ナトリウムが消費されるので、固化体を水に浸漬したときの浸漬液のｐＨが低下する。

生成した水ガラスは、脱水反応により重合して硬化する。添加した高炉スラグは、水和反応に伴う脱水反応により、水ガラスを重合固化させる。

また、高炉スラグ中のカルシウム成分が不溶化剤として働き、耐水性の高い固化体が得られる。

その結果、反応性の極めて低い水酸化バリウムは、固化体中に安定に保持される。

図４は、本発明による放射性廃液の固化処理方法の実施例２における処理手順を示すフローチャートであり、図５は、実施例２の不溶化工程における放射性廃液への加熱電力投入履歴の一例を示す図である。

図３に示した放射性廃液の固化処理装置の系統構成は、実施例２でも、基本的に同じである。

実施例２においては、固化容器１２内の放射性廃液を所定温度に保つために投入する加熱電力の推移を計測する。

次に、本実施例１の放射性廃液の固化処理装置の動作を説明する。

まず、制御装置１３は、放射性廃液供給弁５を開き、放射性廃液タンク１から所定量の放射性廃液を固化容器１２に投入する。

制御装置１３は、加熱器１０を動作させ、温度測定器１１により放射性廃液の温度を測定する。放射性廃液の温度が、所定温度に達した時点で、水酸化バリウム供給弁６を開き、所定量の水酸化バリウムを固化容器１２に投入する。

制御装置１３は、混練機９を動作させ、放射性廃液中の硫酸ナトリウムと投入した水酸化バリウムとが十分に反応するよう撹拌する。

この反応は吸熱反応なので、反応が開始すると、放射性廃液の温度が低下しようとする。

そこで、本実施例２においては、固化容器１２内の放射性廃液を所定温度に保つために投入する加熱電力を増加させる。

反応が完了すると、吸熱反応が無くなるので、所定温度に保つための加熱電力は少なくなる。一旦増加した加熱電力が再び反応開始時の電力に戻った時点で、不溶化工程完了と判定し、加熱器１０を停止させる。

不溶化工程が完了した時点では、硫酸バリウムと水酸化ナトリウムとが生成される。

不溶化工程が完了したら、固化工程を開始する。

制御装置１３は、シリカフューム供給弁７および高炉スラグ供給弁８を開き、固化材として、シリカフュームタンク３からシリカフュームを固化容器１２に所定量投入し、高炉スラグタンク４から高炉スラグを固化容器１２に所定量投入する。

不溶化工程から動作している混練機９は、不溶化した放射性廃液と固化材とを混練する。

所定時間の混練後、混練機９を停止させ、固化容器１２を保管場所に搬送し、固化するまで静置する。

本実施例２においては、固化容器１２内の放射性廃液を所定温度に保つので、実施例１と比較して、加熱電力の投入量は一旦多くなるが、不溶化完了までの時間を短縮できる。

本発明による放射性廃液の固化処理方法の実施例１における処理手順を示すフローチャートである。 実施例１の不溶化工程における放射性廃液の温度履歴の一例を示す図である。 本発明による放射性廃液の固化処理装置の系統構成を示すブロック図である。 本発明による放射性廃液の固化処理方法の実施例２における処理手順を示すフローチャートである。 実施例２の不溶化工程における放射性廃液への加熱電力投入履歴の一例を示す図である。

符号の説明

１ 放射性廃液タンク
２ 水酸化バリウムタンク
３ シリカフュームタンク
４ 高炉スラグタンク
５ 放射性廃液供給弁
６ 水酸化バリウム供給弁
７ シリカフューム供給弁
８ 高炉スラグ供給弁
９ 混練機
１０ 加熱器
１１ 温度測定器
１２ 固化容器
１３ 制御装置

Claims (11)

1. 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化する放射性廃液の固化処理方法において、
   前記放射性廃液を加熱しながら前記放射性廃液中の硫酸イオンを不溶化する不溶化工程と、不溶化した前記放射性廃液を固化する固化工程とからなり、
   前記不溶化工程における吸熱反応の推移により前記不溶化工程の進展を判定することを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
2. 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化する放射性廃液の固化処理方法において、
   前記放射性廃液を加熱しながら前記放射性廃液中の硫酸イオンを不溶化する不溶化工程と、不溶化した前記放射性廃液を固化する固化工程とからなり、
   前記不溶化工程における放射性廃液の温度変動により前記不溶化工程の進展を判定することを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
3. 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化する放射性廃液の固化処理方法において、
   前記放射性廃液を加熱しながら前記放射性廃液中の硫酸イオンを不溶化する不溶化工程と、不溶化した前記放射性廃液を固化する固化工程とからなり、
   前記不溶化工程において放射性廃液を所定温度に保つために投入する加熱電力の変動により前記不溶化工程の進展を判定することを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
4. 請求項１ないし３のいずれか一項に記載の放射性廃液の固化処理方法において、
   前記不溶化工程が、水酸化バリウムを添加し混練する工程であることを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
5. 請求項１ないし４のいずれか一項に記載の放射性廃液の固化処理方法において、
   前記固化工程が、シリカフュームおよび高炉スラグを添加し混練する工程であることを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
6. 請求項１ないし５のいずれか一項に記載の放射性廃液の固化処理方法において、
   固化容器の中に前記放射性廃液を入れ、前記固化容器内で前記不溶化工程および前記固化工程の両方を実行することを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
7. 請求項１ないし６のいずれか一項に記載の放射性廃液の固化処理方法において、
   不溶化開始時および終了時の所定温度が６０℃以上であることを特徴とする放射性廃液の固化処理方法。
8. 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化する放射性廃液の固化処理装置において、
   固化容器内で前記放射性廃液中の硫酸イオンと化合して不溶性物質を生成する物質および前記放射性廃液を混練するとともに不溶化した放射性廃液と固化材とを混練する混練機と、
   混練物を所定電力で加熱する加熱器と、
   混練中の混練物の温度を測定する温度測定器と、
   放射性廃液の温度変動により不溶化の進展を判定し不溶化完了時に前記加熱器を停止させる制御装置とを備えたことを特徴とする放射性廃液の固化処理装置。
9. 硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を固化する放射性廃液の固化処理装置において、
   固化容器内で前記放射性廃液中の硫酸イオンと化合して不溶性物質を生成する物質および前記放射性廃液を混練するとともに不溶化した放射性廃液と固化材とを混練する混練機と、
   混練物を加熱する加熱器と、
   混練中の混練物の温度を測定する温度測定器と、
   放射性廃液を所定温度に保つために投入する加熱電力の変動により前記不溶化の進展を判定し不溶化完了時に前記加熱器を停止させる制御装置とを備えたことを特徴とする放射性廃液の固化処理装置。
10. 請求項８または９に記載の放射性廃液の固化処理装置において、
    前記温度測定器が、前記混練物と非接触で温度を測定する温度測定器であることを特徴とする放射性廃液の固化処理装置。
11. 請求項８ないし１０のいずれか一項に記載の放射性廃液の固化処理装置において、
    前記混練機が、前記固化容器の中で混練するインドラムミキサであることを特徴とする放射性廃液の固化処理装置。
    

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