JP2012233766A - Method for removing radioactive substance in radioactive effluent and system for removing radioactive substance in radioactive effluent - Google Patents
Method for removing radioactive substance in radioactive effluent and system for removing radioactive substance in radioactive effluent Download PDFInfo
- Publication number
- JP2012233766A JP2012233766A JP2011101780A JP2011101780A JP2012233766A JP 2012233766 A JP2012233766 A JP 2012233766A JP 2011101780 A JP2011101780 A JP 2011101780A JP 2011101780 A JP2011101780 A JP 2011101780A JP 2012233766 A JP2012233766 A JP 2012233766A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- radioactive
- bentonite
- liquid waste
- waste
- radioactive liquid
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Landscapes
- Separation Of Suspended Particles By Flocculating Agents (AREA)
Abstract
Description
本発明は、放射性廃液中の放射性物質除去方法、および放射性廃液中の放射性物質除去システムに関するものであり、具体的には、大量の放射性廃液を効率良く処理する技術に関する。 The present invention relates to a method for removing a radioactive substance in a radioactive liquid waste and a system for removing a radioactive substance in a radioactive liquid waste. Specifically, the present invention relates to a technique for efficiently treating a large amount of radioactive liquid waste.
原子力関連施設から生じる放射性廃液の処理技術が従来より提案されている。例えば、原子力発電所からの排水を限外ろ過膜を用いて処理する方法であって、限外ろ過膜の入口側圧力と該膜の透過水側の圧力とを制御して限外ろ過膜の洗浄排水の流量を制御するとともに、限外ろ過膜の入口側の洗浄排水の圧力を検知し該圧力が上昇した時に限外ろ過膜に流入させる洗浄排水の流れ方向を逆転させることを特徴とする方法（特許文献１参照）などが提案されている。 Conventionally, a treatment technique for radioactive liquid waste generated from nuclear facilities has been proposed. For example, a method of treating wastewater from a nuclear power plant using an ultrafiltration membrane, and controlling the pressure on the inlet side of the ultrafiltration membrane and the pressure on the permeate side of the membrane, Controlling the flow rate of cleaning wastewater, detecting the pressure of the cleaning wastewater on the inlet side of the ultrafiltration membrane, and reversing the flow direction of the cleaning wastewater flowing into the ultrafiltration membrane when the pressure rises A method (see Patent Document 1) has been proposed.
また、洗濯排水や濃縮廃液等の放射性排水をセラミック膜を備えたフィルタに循環させてクロスフローろ過を行うに際し、フィルタ出口のろ過水流量を一定に保ちながらクロスフローろ過を行うことを特徴とする放射性排水のろ過方法（特許文献２参照）なども提案されている。 In addition, when cross-flow filtration is performed by circulating radioactive waste water such as washing waste water or concentrated waste liquid through a filter equipped with a ceramic membrane, cross-flow filtration is performed while maintaining the filtrate water flow rate at the filter outlet constant. A method for filtering radioactive wastewater (see Patent Document 2) has also been proposed.
ところが、従来技術が処理対象としているのは低レベル放射性廃液であり、その処理量も限定的な量を想定していた。こうした従来技術では、継続的に生じる高レベル放射性廃液を大量に処理することは困難であり、現状として放射性廃液をタンクに一時貯留して後の措置を待つしかなかった。また、処理対象が低レベル放射性廃液であっても、その量が大量であれば従来技術でも対応できず、前記同様に一時的に貯蔵するか、或いは低レベル放射性故に海に放出するといった処理がとられることとなっていた。いずれにしても、大量の放射性廃液を適切に処理する技術が望まれている。
そこで本発明は、大量の放射性廃液を効率良く処理する技術の提供を目的とする。
However, the conventional technology targets low-level radioactive liquid waste, and its processing amount is assumed to be limited. In such a conventional technique, it is difficult to treat a large amount of high-level radioactive liquid waste that is continuously generated, and as a current situation, there is no choice but to temporarily store the radioactive liquid waste in a tank and wait for a subsequent measure. In addition, even if the treatment target is a low level radioactive liquid waste, if the amount is large, it cannot be handled by the prior art. It was supposed to be taken. In any case, a technique for appropriately treating a large amount of radioactive liquid waste is desired.
Then, this invention aims at provision of the technique which processes a large amount of radioactive waste liquid efficiently.
上記課題を解決する本発明の放射性廃液中の放射性物質除去方法は、放射性廃液にベントナイトを添加して所定の処理槽で撹拌する第１の工程と、該撹拌を行った放射性廃液に凝集剤を添加することでベントナイト分を凝集させて抽出する第２の工程と、を含むことを特徴とする。 The radioactive substance removal method in the radioactive liquid waste of the present invention that solves the above problems includes a first step in which bentonite is added to the radioactive liquid waste and stirred in a predetermined treatment tank, and a flocculant is added to the stirred radioactive liquid waste. And adding a second step of agglomerating and extracting the bentonite content.
このような技術によれば、放射性廃液とベントナイトとを混合・撹拌することで、放射性核種を吸着する性質を持ち、水中に分散浮遊するベントナイトに、放射性廃液中の放射性物質を無駄なく吸着させることができる。また、放射性廃液中の放射性物質を吸着したベントナイトを凝集沈殿させて分離することで、放射性物質のハンドリングも容易となる。従って、大量の放射性廃液であっても効率的に処理して放射性物質除去を図ることができる。 According to such technology, by mixing and stirring the radioactive liquid waste and bentonite, it has the property of adsorbing the radionuclide, and the radioactive material in the radioactive liquid waste can be adsorbed to the bentonite dispersed and suspended in water without waste. Can do. In addition, the bentonite adsorbing the radioactive substance in the radioactive liquid waste is coagulated and separated to facilitate the handling of the radioactive substance. Therefore, even a large amount of radioactive liquid waste can be efficiently treated to remove radioactive substances.
なお、前記凝集剤としては、例えばアルミニウム系凝集剤があげられる。アルミニウム系凝集剤は、硫酸バンドやＰＡＣ（ポリ塩化アルミニウム）等の、溶解性が高く即効性があると言われる凝集剤である。 Examples of the flocculant include aluminum-based flocculants. Aluminum-based flocculants are flocculants that are said to have high solubility and immediate effect, such as sulfate bands and PAC (polyaluminum chloride).
また、前記放射性廃液中の放射性物質除去方法において、ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルが所定基準以上である場合、該当放射性廃液に関して前記第１及び第２の工程を複数回繰り返すとしてもよい。
これによれば、各工程を一度実行しただけでは放射性物質除去が十分でない状況が生じたとしても、こうした状況にも柔軟に対応し、放射性廃液中の放射性物質除去を確実に行うことができる。
In the method for removing radioactive substances from the radioactive liquid waste, when the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite is equal to or higher than a predetermined standard, the first and second steps may be repeated a plurality of times for the corresponding radioactive liquid waste. .
According to this, even if a situation where the removal of the radioactive material is not sufficient only by executing each process once, it is possible to flexibly cope with such a situation and reliably remove the radioactive material in the radioactive liquid waste.
また、前記放射性廃液中の放射性物質除去方法において、前記第２の工程で抽出したベントナイトに固化剤を添加して所定容器にて固化させる第３の工程を含むとしてもよい。
このような技術によれば、放射性物質を吸着したベントナイトを扱いやすい固体状とでき、その後のハンドリングも容易となる。
The method for removing radioactive substances from the radioactive liquid waste may include a third step of adding a solidifying agent to the bentonite extracted in the second step and solidifying the bentonite in a predetermined container.
According to such a technique, the bentonite which adsorb | sucked the radioactive substance can be made into the solid state which is easy to handle, and subsequent handling becomes easy.
また、前記放射性廃液中の放射性物質除去方法において、ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルが所定基準以下である場合、該当放射性廃液を海に放出し、ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルが所定基準以上であり、前記放射性廃液に半減期が所定期間以下である核種のみ含まれていた場合、該当放射性廃液を貯留して前記放射性レベルが所定基準以下となるのを待って海に放出し、ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルが所定基準以上であり、前記放射性廃液に半減期が所定期間以上である核種が含まれていた場合、該当放射性廃液を深地層の岩盤に注入する、としてもよい。
これによれば、放射性物質除去後の放射性廃液を基準値以下にして放流するか、あるいは、基準値以下になるまでに数十年から数百年の期間を要するような場合には岩盤のバリアにより放射線による汚染を封じ込めることができるので、環境負荷を考慮しつつ効率的に処理することができる。
Further, in the method for removing radioactive substances from the radioactive liquid waste, when the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite is below a predetermined standard, the radioactive liquid waste is discharged to the sea, and the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of the bentonite content If the radioactive waste liquid contains only nuclides whose half-life is less than the predetermined period, the radioactive waste liquid is stored and released to the sea after the radioactive level falls below the predetermined standard. However, if the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite is higher than the predetermined standard and the radioactive liquid waste contains a nuclide whose half-life is longer than the predetermined period, the corresponding radioactive liquid waste is injected into the deep bedrock. It is good also as.
According to this, when the radioactive waste liquid after removal of radioactive material is discharged below the reference value, or when it takes a period of several decades to several hundred years before it falls below the reference value, Thus, contamination by radiation can be contained, so that it can be efficiently processed while considering environmental load.
また、本発明の放射性廃液中の放射性物質除去システムは、放射性廃液にベントナイトの添加を行うベントナイト添加装置と、前記ベントナイトの添加を行った放射性廃液を収容する所定の処理槽と、前記処理槽における放射性廃液の撹拌を行う撹拌装置と、前記撹拌が行われた放射性廃液に凝集剤を添加する凝集剤添加装置と、前記凝集剤の添加により凝集したベントナイト分を抽出する抽出装置と、を備えることを特徴とする。 The radioactive substance removal system in the radioactive liquid waste of the present invention includes a bentonite addition device for adding bentonite to the radioactive liquid waste, a predetermined treatment tank for storing the radioactive liquid waste to which the bentonite has been added, and the treatment tank. A stirrer that stirs the radioactive liquid waste, a flocculant addition device that adds a flocculant to the radioactive liquid waste that has been stirred, and an extraction device that extracts bentonite that has aggregated by the addition of the flocculant. It is characterized by.
また、前記放射性廃液中の放射性物質除去システムにおいて、ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルを測定する測定装置と、前記測定した放射性レベルが所定基準以上である場合、該当放射性廃液を前記ベントナイト添加装置に再投入する放射性廃液循環装置と、を備えるとしてもよい。 Further, in the radioactive substance removal system in the radioactive liquid waste, a measuring device for measuring the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite, and if the measured radioactive level is equal to or higher than a predetermined standard, the corresponding radioactive liquid waste is added to the bentonite And a radioactive liquid waste circulation device that is re-introduced into the device.
本発明によれば、大量の放射性廃液を効率良く処理することが可能となる。 According to the present invention, a large amount of radioactive liquid waste can be treated efficiently.
−−−放射性物質除去システムの構成例−−−
以下に本発明の実施形態について図面を用いて詳細に説明する。図１は、本実施形態における放射性物質除去システム１００の例を示す図である。図に示す例では、原子力関連施設等で発生した放射性廃液１を処理槽２に導いた後、そこにベントナイト８の添加を行って撹拌し、凝集剤１２の添加によりベントナイト分をフロック４０として沈降させた後の上澄み水３を、圧送ポンプ５による搬送ライン４経由で次なる処理槽２に導入する構成としている。本実施形態では、一例として、前記処理槽２が２基直列に配置され、上流側の処理槽２での上澄み水３を下流側の処理槽２の処理対象としており、配管５０により、下流側の処理槽２の上澄み液３を上流側の処理槽２に投入できるようになっている。勿論、１基の処理槽２だけで放射性物質除去が十分行われる状況であれば、処理槽２の配置数は１つであっても構わない。また、放射性物質除去が十分でない場合は３基以上の処理槽２を設置することも考えられ、この場合は、最下流側の処理槽２の上澄み液３を最上流側の処理槽２へ投入するための配管を設ければよい。前記ベントナイト８は、ベントナイトタンク７から処理槽２に、ベントナイト添加ポンプ６（ベントナイト添加装置）により圧送される。
--- Configuration example of radioactive material removal system ---
Embodiments of the present invention will be described below in detail with reference to the drawings. FIG. 1 is a diagram illustrating an example of a radioactive substance removal system 100 in the present embodiment. In the example shown in the figure, after the radioactive liquid waste 1 generated in a nuclear facility or the like is guided to the treatment tank 2, the bentonite 8 is added and stirred there, and the bentonite content is settled as floc 40 by the addition of the flocculant 12. It is set as the structure which introduce | transduces the supernatant water 3 after making it pass into the next process tank 2 via the conveyance line 4 by the pressure feed pump 5. FIG. In the present embodiment, as an example, the two processing tanks 2 are arranged in series, and the supernatant water 3 in the upstream processing tank 2 is set as a processing target of the downstream processing tank 2. The supernatant liquid 3 of the treatment tank 2 can be put into the treatment tank 2 on the upstream side. Needless to say, the number of treatment tanks 2 may be one as long as radioactive substance removal is sufficiently performed by only one treatment tank 2. If the removal of radioactive material is not sufficient, it may be possible to install three or more treatment tanks 2. In this case, the supernatant 3 of the most downstream treatment tank 2 is introduced into the most upstream treatment tank 2. What is necessary is just to provide piping for doing. The bentonite 8 is pumped from the bentonite tank 7 to the treatment tank 2 by a bentonite addition pump 6 (bentonite addition device).
前記処理槽２の槽内には適宜な撹拌機構９が設置されており、槽内の放射性廃液１とベントナイト８とを撹拌している。撹拌機構９としては、例えばローターを採用できる。ローターは、処理槽の内径を略横断する撹拌腕をモーター等で回転させ、槽内の貯留物を撹拌するものとなる。 An appropriate stirring mechanism 9 is installed in the tank of the processing tank 2 to stir the radioactive liquid waste 1 and the bentonite 8 in the tank. As the stirring mechanism 9, for example, a rotor can be adopted. The rotor rotates a stirring arm that substantially crosses the inner diameter of the processing tank with a motor or the like, and stirs the stored matter in the tank.
また、前記処理槽２においては、放射性廃液１とベントナイト８の混合液の濁度に応じた量の適切な凝集剤添加が行われる。そこで処理槽２には、凝集剤添加ポンプ１０が接続されている。この凝集剤添加ポンプ１０は、凝集剤タンク１１より凝集剤１２を吸引し、流量調整弁１０ａを介して適宜な分量の凝集剤１２を処理槽２に供給する。 In the treatment tank 2, an appropriate flocculant is added in an amount corresponding to the turbidity of the mixed liquid of the radioactive liquid waste 1 and bentonite 8. Therefore, a flocculant addition pump 10 is connected to the treatment tank 2. The flocculant addition pump 10 sucks the flocculant 12 from the flocculant tank 11 and supplies an appropriate amount of the flocculant 12 to the treatment tank 2 via the flow rate adjustment valve 10a.
前記撹拌機構９により撹拌された放射性廃液１とベントナイト８の混合液におけるベントナイト分は、その沈下に凝集剤１２の添加が必要になる、いわゆる浮遊懸濁物である。浮遊懸濁物は、電荷を帯びて静電気的な反発力が互いに働いており、時間が経過しても自ら沈降しない。また、ベントナイト８は放射性廃棄物の岩盤内処分の際にバリアとして使用されるように、放射性核種を吸着する性能を持っているため、放射性廃液中を浮遊しながら放射性核種を吸着する。しかしながらベントナイト８は、粒径が非常に小さいため通常の物理的処理では除去が困難である。そこで、電荷を中和する働きを示す凝集剤１２を濁水中に添加すれば、浮遊懸濁物は静電気的な反発力を失って互いに凝集するようになる。従って処理槽２において濁度に応じた量の適切な凝集剤添加が行われると、前記混合液は適宜なフロック４０（放射性物質を吸着したベントナイト分）を形成して濁度が低減されたものとなりやすい。 The bentonite content in the mixture of the radioactive liquid waste 1 and the bentonite 8 stirred by the stirring mechanism 9 is a so-called floating suspension that requires the addition of the flocculant 12 to sink. Suspended suspensions are charged and have electrostatic repulsive forces acting on each other, and do not settle themselves over time. Moreover, since bentonite 8 has the capability of adsorbing radionuclides so that it can be used as a barrier during disposal of radioactive waste in the rock, it adsorbs radionuclides while floating in the radioactive liquid waste. However, since bentonite 8 has a very small particle size, it is difficult to remove it by ordinary physical treatment. Therefore, if the flocculant 12 that functions to neutralize the charge is added to the turbid water, the suspended suspensions lose their electrostatic repulsive force and aggregate with each other. Therefore, when an appropriate amount of flocculant is added in the treatment tank 2 in accordance with the turbidity, the mixed solution forms an appropriate floc 40 (the bentonite adsorbing the radioactive substance) to reduce the turbidity. It is easy to become.
なお、前記流量調整弁１０ａには、弁の開閉機構を制御する制御装置たるコンピュータ３０が接続されている。このコンピュータ３０は、例えば処理槽２に設置された濁度計２５から送られる信号（濁度を示すデータ）を所定のインターフェイスを介して取得し、その信号が示す濁度の値の大小に応じて必要となる凝集剤１２の必要量を演算し、この必要量（流量）に対応した開度とする指令を前記弁の開閉機構に通知する。コンピュータ３０は、前記必要量の演算に際し、予め記憶手段に保持している相関式に前記濁度の値を代入することになる。前記相関式とは、処理対象となる前記混合液の濁度と、所定基準までその濁度を低下させる凝集剤１２の添加量との関係を示す式である。 The flow rate adjusting valve 10a is connected to a computer 30 as a control device for controlling the valve opening / closing mechanism. For example, the computer 30 acquires a signal (data indicating turbidity) sent from the turbidimeter 25 installed in the treatment tank 2 via a predetermined interface, and according to the magnitude of the turbidity value indicated by the signal. Then, the necessary amount of the flocculant 12 required is calculated, and a command to set the opening corresponding to the necessary amount (flow rate) is notified to the valve opening / closing mechanism. The computer 30 substitutes the value of the turbidity into the correlation equation previously stored in the storage means when calculating the necessary amount. The correlation equation is an equation showing the relationship between the turbidity of the mixed liquid to be treated and the amount of the flocculant 12 that reduces the turbidity to a predetermined standard.
また、本実施形態での凝集剤１２としては、例えば、ＰＡＣ（ポリ塩化アルミニウム）を採用できる。ＰＡＣにより、前記混合液が含む浮遊懸濁物すなわちベントナイト分の電荷を中和して互いに凝集させることにより、濁度低減を図るのである。こうした凝集剤１２の採用例はあくまで一例であり、前記混合液の性状や求められる凝集効果等に応じて、採用する凝集剤は様々である。 Moreover, as the flocculant 12 in this embodiment, PAC (polyaluminum chloride) is employable, for example. The turbidity is reduced by neutralizing the suspended suspension, that is, bentonite, contained in the mixed solution and aggregating them by PAC. The adoption example of such a flocculant 12 is only an example, and the flocculant to be employed varies depending on the properties of the mixed liquid, the required agglomeration effect, and the like.
また、前記処理槽２の底部には、前記添加剤１２による凝集効果で生じたフロック４０が沈降することになるが、これを回収し処理槽外に排出するための吸引ポンプ１４が備わっている。この吸引ポンプ１４により槽外に排出されたフロック４０すなわちベントナイト分は、所定の搬送経路を通って脱水装置１５に投入されることになる。従って、本実施形態における放射性物質除去システム１００に脱水装置１５が備わると好適である。 In addition, a floc 40 generated by the agglomeration effect of the additive 12 settles at the bottom of the processing tank 2, and a suction pump 14 is provided for collecting and discharging the floc 40 to the outside of the processing tank. . The floc 40 discharged from the tank by the suction pump 14, that is, bentonite, is put into the dehydrator 15 through a predetermined transport path. Therefore, it is preferable that the radioactive substance removal system 100 in this embodiment includes the dehydrating device 15.
この脱水装置１５としては、所定径の目開きの不織布で構成された袋体が採用できる。袋体にフロック４０が投入されると、フロック４０の含む水分は自重で不織布を通過して落下し、不織布上にはベントナイト分のみが残る。 As this dehydrator 15, a bag made of a non-woven fabric having a predetermined diameter can be employed. When the flock 40 is put into the bag body, the moisture contained in the flock 40 passes through the nonwoven fabric by its own weight and falls, and only the bentonite remains on the nonwoven fabric.
前記脱水装置１５を経てフロック４０から抽出されたベントナイト８ａは、吸引ポンプやコンベア等の搬送手段１６を通って、例えばドラム缶１７に投入されることになる。また、このドラム缶１７のベントナイト８ａに対しては、セメント等の固化剤１８が投入される。従って本実施形態の放射性物質除去システム１００には、前記搬送手段１６、ドラム缶１７（収容容器）、固化剤添加装置１９が備わっているとすれば好適である。固化剤たるセメント１８を投入する固化剤添加装置１９としては、例えば、セメントの圧送ポンプ等が採用できる。ドラム缶１７に投入されたベントナイト８ａと固化剤１８とは一体に固化し、放射性廃棄物として管理することができる。 The bentonite 8a extracted from the flock 40 through the dehydrating device 15 passes through the conveying means 16 such as a suction pump or a conveyor, and is introduced into the drum can 17, for example. Further, a solidifying agent 18 such as cement is put into the bentonite 8a of the drum 17. Therefore, it is preferable that the radioactive substance removing system 100 of the present embodiment is provided with the conveying means 16, the drum 17 (container), and the solidifying agent adding device 19. As the solidifying agent adding device 19 for feeding the cement 18 as a solidifying agent, for example, a cement pump or the like can be adopted. The bentonite 8a and the solidifying agent 18 charged in the drum 17 can be solidified integrally and managed as radioactive waste.
なお、メンテナンス作業が自動化でき、作業員の被爆が回避できれば、前記脱水装置１５としてフィルタープレスを採用することもできる。その場合、前記フロック４０に含まれるベントナイト分をフィルタープレスの濾布等で濾しとってケーキを生成し、これを外部に排出することとなるため、放射性物質を含む廃棄物量を大幅に削減できる。 It should be noted that a filter press can be employed as the dehydrating device 15 if the maintenance work can be automated and exposure of workers can be avoided. In that case, the bentonite contained in the floc 40 is filtered with a filter cloth or the like of a filter press to produce a cake, which is discharged to the outside, so that the amount of waste containing radioactive substances can be greatly reduced.
脱水装置１５から排出された残液１ａは、循環装置２０により処理槽２に環流される。 The residual liquid 1a discharged from the dehydrator 15 is circulated to the treatment tank 2 by the circulation device 20.
放射性レベルを測定する測定装置１３は、放射性レベルのセンサーを備えた測定装置であり、適宜なインターフェイスを介して前記コンピュータ３０と通信可能に接続されている。 The measuring device 13 that measures the radioactive level is a measuring device that includes a radioactive level sensor, and is connected to the computer 30 via an appropriate interface.
また、放射性物質除去システム１００には、下流側の処理槽２に設置された排水装置２１が含まれている。排水装置２１は、上澄み液３を外部に放出する装置であり、海や岩盤など上澄み液３の排出先との間を結ぶ圧送装置である。排水装置２１は、例えばコンピュータ３０からの指示に応じた系統の圧送ポンプ５を駆動し、該処理槽２における上澄み水３を、上流側の処理槽２、貯留タンク、海、又は深地層の岩盤に送る機能を果たす。コンピュータ３０がこの処理槽２での上澄み水３をどの系統に送るかは、測定装置１３による上澄み水３の放射性レベルや含有される核種の半減期の値によって判定することになる。 Further, the radioactive substance removal system 100 includes a drainage device 21 installed in the processing tank 2 on the downstream side. The drainage device 21 is a device that discharges the supernatant liquid 3 to the outside, and is a pumping device that connects the discharge destination of the supernatant liquid 3 such as the sea or rock. The drainage device 21 drives, for example, a pumping pump 5 of a system in accordance with an instruction from the computer 30, and the supernatant water 3 in the treatment tank 2 is converted into an upstream treatment tank 2, a storage tank, the sea, or a deep bedrock. The function to send to. The system to which the computer 30 sends the supernatant water 3 in the treatment tank 2 is determined by the radioactive level of the supernatant water 3 by the measuring device 13 and the half-life value of the contained nuclide.
例えば、原子力関連施設の放射性廃液１を処理して生じた上澄み水３について、測定装置１３で測定した放射性レベルが所定基準以下になっていた場合、コンピュータ３０は排水装置２１に、上澄み水３を海へ圧送する旨の駆動信号を送信するとすれば好適である。排水装置２１は、コンピュータ３０から上記駆動信号を受けると、排出先である海への配管系統に対応した圧送ポンプ５を稼働させ、上澄み液３を海へ圧送する動作を行う。 For example, if the radioactive level measured by the measuring device 13 is lower than a predetermined standard for the supernatant water 3 generated by processing the radioactive liquid waste 1 of the nuclear facility, the computer 30 supplies the supernatant water 3 to the drainage device 21. It is preferable to transmit a drive signal for pumping to the sea. When the drainage device 21 receives the drive signal from the computer 30, the drainage device 21 operates the pumping pump 5 corresponding to the piping system to the sea as a discharge destination, and performs an operation of pumping the supernatant liquid 3 to the sea.
また、上述した排水装置２１による処理槽２への再投入を所定回数（例：５回）繰り返した後の上澄み液３について、測定装置１３で測定した放射性レベルが所定基準以上であり、かつ、前記放射性廃液に半減期が所定期間以下である核種のみ含まれていた場合、コンピュータ３０は排水装置２１に、上澄み液３を貯留タンクに圧送する旨の駆動信号を送信するとすれば好適である。 In addition, the radioactivity level measured by the measuring device 13 is equal to or higher than a predetermined standard for the supernatant 3 after the above-described drainage device 21 is re-introduced into the treatment tank 2 a predetermined number of times (example: 5 times), and If the radioactive liquid waste contains only nuclides whose half-life is less than or equal to a predetermined period, it is preferable that the computer 30 transmits a drive signal to the drainage device 21 to pump the supernatant liquid 3 to the storage tank.
排水装置２１は、コンピュータ３０から上記駆動信号を受けると、例えば上澄み液３を貯留するタンクへの配管系統に対応した圧送ポンプを稼働させ、上澄み液３を前記タンクまで圧送する動作を行う。また、このタンクにおける上澄み液３については、測定装置１３で放射性レベルを測定しており、この放射性レベルが所定基準以下となった場合に、コンピュータ３０は、上澄み液３を貯留するタンクから海までの配管系統に対応した圧送ポンプを稼働させ、タンク内の上澄み液３を海まで圧送する動作を行う。 When the drainage device 21 receives the drive signal from the computer 30, the drainage device 21 operates, for example, a pumping pump corresponding to a piping system to a tank that stores the supernatant 3 and pumps the supernatant 3 to the tank. Moreover, about the supernatant liquid 3 in this tank, the radioactive level is measured with the measuring apparatus 13, and when this radioactive level becomes below a predetermined reference | standard, the computer 30 is from the tank which stores the supernatant liquid 3 to the sea. The pumping pump corresponding to the piping system is operated, and the supernatant liquid 3 in the tank is pumped to the sea.
また、上述した排水装置２１による上澄み液３の処理槽２への再投入を所定回数（例：５回）繰り返した後の上澄み液３について、測定装置１３で測定した放射性レベルが所定基準以上であり、かつ、前記放射性廃液に半減期が所定期間以上である核種が含まれていた場合、コンピュータ３０は排水装置２１に、上澄み液３を深地層の岩盤内に圧送する旨の駆動信号を送信するとすれば好適である。排水装置２１は、コンピュータ３０から上記駆動信号を受けると、例えば上澄み液３の圧入先である深地層の岩盤への配管系統に対応した圧送ポンプ５を稼働させ、上澄み液３を前記岩盤まで圧送する動作を行う。 Moreover, the radioactive level measured with the measuring apparatus 13 is more than predetermined standard about the supernatant liquid 3 after repeating re-injection of the supernatant liquid 3 into the processing tank 2 by the drainage device 21 described above a predetermined number of times (example: 5 times). If the radioactive liquid waste contains a nuclide whose half-life is equal to or longer than a predetermined period, the computer 30 sends a drive signal to the drainage device 21 to pump the supernatant liquid 3 into the deep bedrock. Then, it is preferable. When the drainage device 21 receives the drive signal from the computer 30, for example, the drainage device 21 operates the pumping pump 5 corresponding to the piping system to the bedrock of the deep underground layer to which the supernatant liquid 3 is injected, and pumps the supernatant liquid 3 to the rock. To perform the operation.
−−−放射性物質除去の手順例−−−
続いて、放射性廃液中の放射性物質除去方法の手順例について説明する。図２は本実施形態における放射性廃液中の放射性物質除去方法の処理手順例を示すフロー図である。まず、原子力関連施設等で発生した放射性廃液１を処理槽２に投入して、そこにベントナイト８の添加を行って撹拌する（ｓ１００）。ベントナイト８は核種を効率良く吸着することが知られており、岩盤処分時のバリアとしての性能評価の数値を用いてシミュレーションすると図３のグラフに示すように、放射性廃液１０トンあたり、３０ｋｇ程度のベントナイト８を投入すると、プルトニウム等は９割以上吸着され、セシウムも５割程度は吸着されることとなる。
--- Example of radioactive material removal procedure ---
Then, the example of a procedure of the radioactive substance removal method in radioactive waste liquid is demonstrated. FIG. 2 is a flowchart showing an example of the processing procedure of the method for removing radioactive substances in the radioactive liquid waste according to this embodiment. First, the radioactive liquid waste 1 generated in a nuclear facility or the like is put into the treatment tank 2, and bentonite 8 is added thereto and stirred (s100). Bentonite 8 is known to adsorb nuclides efficiently. When simulation is performed using the numerical value of the performance evaluation as a barrier at the time of disposal of rock mass, as shown in the graph of FIG. When the bentonite 8 is introduced, 90% or more of plutonium and the like are adsorbed, and about 50% of cesium is adsorbed.
撹拌機構９による撹拌により、処理槽２にてベントナイト８と放射性廃液１とが混合されると、ベントナイト８に由来して泥水状となる。上述したように、撹拌機構９により撹拌された放射性廃液１とベントナイト８の混合液におけるベントナイト分（放射性物質が吸着したもの）は、その沈下に凝集剤１２の添加が必要になる、いわゆる浮遊懸濁物である。 When the bentonite 8 and the radioactive waste liquid 1 are mixed in the treatment tank 2 by stirring by the stirring mechanism 9, the bentonite 8 is derived and becomes muddy water. As described above, the bentonite content in the mixed liquid of the radioactive waste liquid 1 and the bentonite 8 (adsorbed with the radioactive substance) stirred by the stirring mechanism 9 requires the addition of the flocculant 12 to the subsidence, so-called floating suspension. It is turbid.
そこで、前記処理槽２において、放射性廃液１とベントナイト８の混合液に対して凝集剤１２の添加を実行する（ｓ１０１）。この場合、処理槽２に備わる凝集剤添加ポンプ１０が、凝集剤タンク１１より凝集剤１２を吸引し、流量調整弁を介して適宜な分量の凝集剤１２を処理槽２に供給する。 Therefore, the flocculant 12 is added to the mixed liquid of the radioactive liquid waste 1 and the bentonite 8 in the treatment tank 2 (s101). In this case, the flocculant addition pump 10 provided in the processing tank 2 sucks the flocculant 12 from the flocculant tank 11 and supplies an appropriate amount of the flocculant 12 to the processing tank 2 via the flow rate adjustment valve.
処理槽２における凝集剤添加が行われると、前記混合液は適宜なフロック４０（放射性物質を吸着したベントナイト分）を形成して濁度が低減される。こうして、処理槽２の底部には、前記添加剤１２による凝集効果で生じたフロック４０が沈降することになる。 When the flocculant is added in the treatment tank 2, the mixed solution forms an appropriate floc 40 (for bentonite adsorbing radioactive material), and turbidity is reduced. Thus, the floc 40 generated by the aggregation effect of the additive 12 settles at the bottom of the treatment tank 2.
一方、凝集剤１２の添加によりベントナイト分を抽出した後の上澄み水３は、圧送ポンプ５によりフロック４０と分離される（ｓ１０２）。なお、上記のように、本実施形態では、一例として、処理槽２が２基配置され、上流側の処理槽２での上澄み水３を下流側の処理槽２の処理対象としている。 On the other hand, the supernatant water 3 after the bentonite component is extracted by the addition of the flocculant 12 is separated from the floc 40 by the pressure pump 5 (s102). As described above, in the present embodiment, as an example, two processing tanks 2 are arranged, and the supernatant water 3 in the upstream processing tank 2 is set as a processing target of the downstream processing tank 2.
処理槽２の底部に沈降してきたフロック４０については、これを吸引ポンプ１４で回収し処理槽外に排出する（ｓ１０３）。また、この吸引ポンプ１４により槽外に排出されたフロック４０すなわちベントナイト分は、所定の搬送経路を通って脱水装置１５に投入する（ｓ１０４）。 The floc 40 that has settled to the bottom of the processing tank 2 is collected by the suction pump 14 and discharged out of the processing tank (s103). Further, the floc 40, that is, bentonite, discharged out of the tank by the suction pump 14 is put into the dehydrator 15 through a predetermined transport path (s104).
脱水装置１５にフロック４０が投入されると、フロック４０の含む水分は自重で脱水装置１５を通過して落下し、脱水装置１５上にはベントナイト分のみが残る。こうして、各処理槽２から生じたフロック４０の脱水処理を実行する（ｓ１０５）。 When the flock 40 is put into the dehydrator 15, the moisture contained in the flock 40 falls through the dehydrator 15 by its own weight, and only the bentonite remains on the dehydrator 15. Thus, the dewatering process of the floc 40 generated from each processing tank 2 is executed (s105).
前記脱水装置１５を経てフロック４０から抽出されたベントナイト分は、コンベア等の搬送手段１６を介して、ドラム缶１７に投入する（ｓ１０６）。また、このドラム缶１７のベントナイト分に対しては、セメント等の固化剤１８を固化剤添加装置１９により投入する（ｓ１０７）。ドラム缶１７に投入されたベントナイト分と固化剤１８とは、一定時間経過後に一体に固化し、放射性廃棄物として管理することができる。 The bentonite extracted from the flock 40 through the dehydrator 15 is put into the drum can 17 via the conveying means 16 such as a conveyor (s106). Further, for the bentonite content of the drum 17, a solidifying agent 18 such as cement is charged by the solidifying agent adding device 19 (s 107). The bentonite component and the solidifying agent 18 charged in the drum 17 can be solidified together after a certain period of time and managed as radioactive waste.
また、下流側の処理槽２の上澄み水３の放射性レベルを測定装置１３で測定し（ｓ１０７ａ）、この測定した放射性レベルを所定基準と比較して、所定基準以上であった場合（ｓ１０８：ＮＧ）、放射性廃液１からの放射性物質除去がまだ不十分であると判定し、下流側の処理槽２における排水装置１３に駆動信号を送信して該当放射性廃液すなわち上澄み液３を上流側の処理槽２に再投入する（ｓ１１０）。処理槽２に再投入された上澄み液３は、前記ベントナイト添加ポンプ６からベントナイト８を再び添加され、各工程を再び巡ることになる。こうした上澄み液３の処理槽２への再投入は、例えば所定回数（例：５回）を限度に繰り返す（ｓ１０９：ｙ→ｓ１１０）。 Further, when the radioactive level of the supernatant water 3 of the downstream processing tank 2 is measured by the measuring device 13 (s107a), and the measured radioactive level is compared with a predetermined standard, it is equal to or higher than the predetermined standard (s108: NG). ), It is determined that the removal of the radioactive substance from the radioactive liquid waste 1 is still insufficient, and a drive signal is transmitted to the drainage device 13 in the downstream processing tank 2 so that the corresponding radioactive liquid waste, that is, the supernatant liquid 3 is treated in the upstream processing tank. 2 again (s110). The supernatant 3 re-introduced into the treatment tank 2 is added with the bentonite 8 again from the bentonite addition pump 6 and goes through each step again. Such re-injection of the supernatant 3 into the treatment tank 2 is repeated, for example, a predetermined number of times (example: 5 times) (s109: y → s110).
一方、前記測定装置１３で測定した放射性レベルが所定基準以下である場合（ｓ１０８：ＯＫ）、排水装置２１によって上澄み液３を海まで圧送し放出する（ｓ１１１）。 On the other hand, when the radioactive level measured by the measuring device 13 is below a predetermined standard (s108: OK), the drainage device 21 pumps the supernatant 3 to the sea and releases it (s111).
他方、上澄み液３の放射性レベルが所定基準以上、かつ、上述した上澄み液３の処理槽２への再投入が所定回数（例：５回）以上で（ｓ１０８：ＮＧ→ｓ１０９：ｎ）、該当残液１ａに半減期が所定期間以下である核種のみ含まれていた場合（ｓ１１２：ｙ）、排水装置２１を稼働させ上澄み液３を一時的にプールする所定タンクまで圧送する（ｓ１１３）。そして、タンク内の上澄み液３を所定期間放置して（ｓ１１６）、このタンクにおける上澄み液３の放射性レベルが所定基準以下となったら（ｓ１１４：ｙ）、上澄み液３を前記タンクから海まで圧送し放出する（ｓ１１１）。 On the other hand, the radioactivity level of the supernatant liquid 3 is equal to or higher than a predetermined standard, and the above-described supernatant liquid 3 is recharged into the treatment tank 2 a predetermined number of times (eg, 5 times) or more (s108: NG → s109: n) When only the nuclide whose half-life is less than or equal to the predetermined period is included in the remaining liquid 1a (s112: y), the drainage device 21 is operated and the supernatant liquid 3 is pumped to a predetermined tank that is temporarily pooled (s113). Then, the supernatant liquid 3 in the tank is left for a predetermined period (s116), and when the radioactive level of the supernatant liquid 3 in this tank falls below a predetermined standard (s114: y), the supernatant liquid 3 is pumped from the tank to the sea. And released (s111).
また、上澄み液３の放射性レベルが所定基準以上、かつ、上述した上澄み液３の処理槽２への再投入が所定回数（例：５回）以上で（ｓ１０８：ＮＧ→ｓ１０９：ｎ）、該当残液１ａに半減期が所定期間以上である核種が含まれていた場合（ｓ１１２：ｎ）、排水装置２１を稼働させ、上澄み液３を圧入先である深地層の岩盤まで圧送し圧入する（ｓ１１５）。 Further, the radioactivity level of the supernatant liquid 3 is equal to or higher than a predetermined standard, and the above-described supernatant liquid 3 is re-introduced into the treatment tank 2 a predetermined number of times (for example, 5 times) or more (s108: NG → s109: n). When the remaining liquid 1a contains a nuclide whose half-life is equal to or longer than a predetermined period (s112: n), the drainage device 21 is operated, and the supernatant liquid 3 is pumped to the deep bedrock that is the press-fitting destination (injection) ( s115).
こうした本実施形態によれば、大量の放射性廃液が生じる状況であっても、これを効率良く、しかも確実に処理することが可能となる。また、上記各工程を自動化して人手による作業を最小限にとどめることが出来るため、人員が受ける放射性物質からの影響を適宜抑制できる。 According to this embodiment, even in a situation where a large amount of radioactive liquid waste is generated, it can be efficiently and reliably processed. In addition, since the above steps can be automated to minimize manual work, the influence of radioactive materials on personnel can be appropriately suppressed.
以上、本発明の実施の形態について、その実施の形態に基づき具体的に説明したが、これに限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲で種々変更可能である。 As mentioned above, although embodiment of this invention was described concretely based on the embodiment, it is not limited to this and can be variously changed in the range which does not deviate from the summary.
例えば、上記実施形態では、下流側の処理槽２（３基以上の処理槽２を設ける場合は最下流側の処理槽２）の上澄み液３の放射性レベル及び核種に応じて、その上澄み液３を各所（上流側の処理槽２，貯留タンク、海、あるいは岩盤）へ圧送するものとしたが、これに限らず、脱水装置１５の残液１ａの放射性レベルを測定し、その放射性レベルの値及び核種に応じて、残液１ａを上記各所へ圧送することとしてもよい。 For example, in the said embodiment, according to the radioactive level and the nuclide of the supernatant liquid 3 of the downstream processing tank 2 (the most downstream processing tank 2 when three or more processing tanks 2 are provided), the supernatant liquid 3 However, not limited to this, the radioactive level of the residual liquid 1a of the dehydrator 15 is measured and the value of the radioactive level is measured. Depending on the nuclide, the residual liquid 1a may be pumped to the above-mentioned places.
１ 放射性廃液
１ａ 残液
２ 処理槽
３ 上澄み水
４ 搬送ライン
５ 圧送ポンプ
６ ベントナイト添加ポンプ（ベントナイト添加装置）
７ ベントナイトタンク
８ ベントナイト
８ａ ベントナイト（放射性物質吸着後）
９ 撹拌機構（ポンプ、ローター等）
１０ 凝集剤添加ポンプ
１０ａ 流量調整弁
１１ 凝集剤タンク
１２ 凝集剤
１３ 測定装置
１４ 吸引ポンプ（抽出装置）
１５ 脱水装置
１６ 搬送手段
１７ ドラム缶（所定容器）
１８ セメント（固化剤）
１９ 固化剤添加装置
２０ 循環装置
２１ 排水装置
３０ コンピュータ
４０ フロック
１００ 放射性物質除去システム（放射性廃液中の放射性物質除去システム）
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Radioactive waste liquid 1a Residual liquid 2 Processing tank 3 Supernatant water 4 Conveyance line 5 Pressure pump 6 Bentonite addition pump (bentonite addition apparatus)
7 Bentonite tank 8 Bentonite 8a Bentonite (after adsorption of radioactive material)
9 Stirring mechanism (pump, rotor, etc.)
10 Coagulant Addition Pump 10a Flow Control Valve 11 Coagulant Tank 12 Coagulant 13 Measuring Device 14 Suction Pump (Extraction Device)
15 Dehydrating device 16 Conveying means 17 Drum can (predetermined container)
18 Cement (solidifying agent)
19 Solidifying agent addition device 20 Circulation device 21 Drainage device 30 Computer 40 Flock 100 Radioactive substance removal system (Radioactive substance removal system in radioactive liquid waste)
Claims (6)
該撹拌を行った放射性廃液に凝集剤を添加することでベントナイト分を凝集させて抽出する第２の工程と、
を含むことを特徴とする放射性廃液中の放射性物質除去方法。 A first step of adding bentonite to the radioactive liquid waste and stirring in a predetermined treatment tank;
A second step of aggregating and extracting bentonite by adding a flocculant to the stirred radioactive liquid waste;
The radioactive substance removal method in the radioactive liquid waste characterized by including.
ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルが所定基準以上であり、前記放射性廃液に半減期が所定期間以下である核種のみ含まれていた場合、該当放射性廃液を貯留して前記放射性レベルが所定基準以下となるのを待って海に放出し、
ベントナイト分抽出後の放射性廃液の放射性レベルが所定基準以上であり、前記放射性廃液に半減期が所定期間以上である核種が含まれていた場合、該当放射性廃液を深地層の岩盤に注入する、
ことを特徴とする請求項１〜３のいずれかに記載の放射性廃液中の放射性物質除去方法。 If the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite is below the specified standard, the relevant radioactive liquid waste is released to the sea,
When the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite is equal to or higher than the predetermined standard, and the radioactive liquid waste contains only nuclides whose half-life is equal to or shorter than the predetermined period, the corresponding radioactive liquid waste is stored and the radioactive level is the predetermined standard. Waiting for the following to be released into the sea,
When the radioactive level of the radioactive liquid waste after extraction of bentonite is above a predetermined standard and the radioactive liquid waste contains a nuclide whose half-life is equal to or longer than the predetermined period, the corresponding radioactive liquid waste is injected into the bedrock of the deep underground layer,
The radioactive substance removal method in the radioactive waste liquid in any one of Claims 1-3 characterized by the above-mentioned.
前記ベントナイトの添加を行った放射性廃液を収容する所定の処理槽と、
前記処理槽における放射性廃液の撹拌を行う撹拌装置と、
前記撹拌が行われた放射性廃液に凝集剤を添加する凝集剤添加装置と、
前記凝集剤の添加により凝集したベントナイト分を抽出する抽出装置と、
を備えることを特徴とする放射性廃液中の放射性物質除去システム。 A bentonite addition device for adding bentonite to the radioactive liquid waste;
A predetermined treatment tank containing the radioactive waste liquid to which the bentonite has been added;
A stirring device for stirring the radioactive liquid waste in the treatment tank;
A flocculant addition device for adding a flocculant to the radioactive waste liquid subjected to the stirring;
An extraction device for extracting the bentonite content aggregated by the addition of the flocculant;
The radioactive substance removal system in radioactive waste liquid characterized by providing.
前記測定した放射性レベルが所定基準以上である場合、該当放射性廃液を前記ベントナイト添加装置に再投入する放射性廃液循環装置と、
を備えることを特徴とする請求項５に記載の放射性廃液中の放射性物質除去システム。 A measuring device for measuring the radioactive level of radioactive liquid waste after extraction of bentonite;
When the measured radioactive level is equal to or higher than a predetermined standard, a radioactive liquid circulation device that re-injects the corresponding radioactive liquid waste into the bentonite adding device,
The radioactive substance removal system in the radioactive waste liquid of Claim 5 characterized by the above-mentioned.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2011101780A JP5782816B2 (en) | 2011-04-28 | 2011-04-28 | Radioactive substance removal method in radioactive liquid waste and radioactive substance removal system in radioactive liquid waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2011101780A JP5782816B2 (en) | 2011-04-28 | 2011-04-28 | Radioactive substance removal method in radioactive liquid waste and radioactive substance removal system in radioactive liquid waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2012233766A true JP2012233766A (en) | 2012-11-29 |
| JP5782816B2 JP5782816B2 (en) | 2015-09-24 |
Family
ID=47434224
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2011101780A Expired - Fee Related JP5782816B2 (en) | 2011-04-28 | 2011-04-28 | Radioactive substance removal method in radioactive liquid waste and radioactive substance removal system in radioactive liquid waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP5782816B2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016515918A (en) * | 2013-03-08 | 2016-06-02 | ペリ−バット | Apparatus and method for decontaminating surfaces having one or more toxic products |
| JP2017006914A (en) * | 2016-07-11 | 2017-01-12 | 株式会社グンビル | Waste liquid treatment apparatus |
| WO2019203725A1 (en) * | 2018-04-17 | 2019-10-24 | E.L.I (Environment Laboratory Impact) Services Pte. Ltd. | Process and system for removing radioactive ions present in a liquid |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6140593A (en) * | 1984-08-01 | 1986-02-26 | 株式会社日立製作所 | Method of processing radioactive waste liquor |
| JPS6345596A (en) * | 1986-07-07 | 1988-02-26 | エレクトリシテ・ド・フランス・セルヴィス・ナショナル | Method of removing radioactive contamination of oil |
| JPH04219103A (en) * | 1990-12-18 | 1992-08-10 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Method for adsorbing and removing specified material in solution in storage tank |
| JPH0627295A (en) * | 1992-07-07 | 1994-02-04 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | Solidification of radioactive adsorbent |
| JPH0643292A (en) * | 1992-07-27 | 1994-02-18 | Toshiba Corp | Radioactive waste liquid disposal device |
| JP2004028903A (en) * | 2002-06-27 | 2004-01-29 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Device for separating radioactive waste liquid and disposal system for radioactive ion exchange resin provided with the same |
-
2011
- 2011-04-28 JP JP2011101780A patent/JP5782816B2/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6140593A (en) * | 1984-08-01 | 1986-02-26 | 株式会社日立製作所 | Method of processing radioactive waste liquor |
| JPS6345596A (en) * | 1986-07-07 | 1988-02-26 | エレクトリシテ・ド・フランス・セルヴィス・ナショナル | Method of removing radioactive contamination of oil |
| JPH04219103A (en) * | 1990-12-18 | 1992-08-10 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Method for adsorbing and removing specified material in solution in storage tank |
| JPH0627295A (en) * | 1992-07-07 | 1994-02-04 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | Solidification of radioactive adsorbent |
| JPH0643292A (en) * | 1992-07-27 | 1994-02-18 | Toshiba Corp | Radioactive waste liquid disposal device |
| JP2004028903A (en) * | 2002-06-27 | 2004-01-29 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Device for separating radioactive waste liquid and disposal system for radioactive ion exchange resin provided with the same |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| "原子力百科辞典「ＡＴＯＭＩＣＡ」", インターネット, JPN6015016452, February 1998 (1998-02-01), JP, ISSN: 0003060807 * |
| 浅田忠一他, 新版 原子力ハンドブック, JPN7015000663, 30 March 1989 (1989-03-30), pages ８章 放射性廃棄物の貯蔵・処理・処分の頁, ISSN: 0003033545 * |
| 浅田忠一他: "８章 放射性廃棄物の貯蔵・処理・処分", 新版 原子力ハンドブック, JPN6015016450, 30 March 1989 (1989-03-30), JP, ISSN: 0003060806 * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016515918A (en) * | 2013-03-08 | 2016-06-02 | ペリ−バット | Apparatus and method for decontaminating surfaces having one or more toxic products |
| JP2017006914A (en) * | 2016-07-11 | 2017-01-12 | 株式会社グンビル | Waste liquid treatment apparatus |
| WO2019203725A1 (en) * | 2018-04-17 | 2019-10-24 | E.L.I (Environment Laboratory Impact) Services Pte. Ltd. | Process and system for removing radioactive ions present in a liquid |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP5782816B2 (en) | 2015-09-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101643234B1 (en) | Method for decontaminating a liquid effluent containing one or more radioactive chemical elements by a fluidised bed treatment | |
| JP6009849B2 (en) | Decontamination equipment and decontamination method for wood contaminated with radioactive substances | |
| KR102078534B1 (en) | Method for Removing of Heavy Metals from Contaminated Soils and Reusing the Wastewater | |
| CN103861867A (en) | Elution-method soil remediation process | |
| JPS58501460A (en) | Solid separation and liquid clarification equipment | |
| JP2014188408A (en) | Method for purifying contaminated soil and contaminated soil purification system | |
| UA136062U (en) | Method for processing liquid radioactive waste and for the recovery thereof | |
| MX2010011908A (en) | Method for removing inorganic contaminants from soils via a physicochemical extraction technique. | |
| WO2018027273A1 (en) | System and method for removing contaminants from water | |
| WO2013041633A1 (en) | Method for treating an aqueous effluent to abate the dissolved heavy metal and/or radioactive substance content of same | |
| JP5782816B2 (en) | Radioactive substance removal method in radioactive liquid waste and radioactive substance removal system in radioactive liquid waste | |
| KR20120125323A (en) | Ballast flocculation and sedimentation water treatment system with simplified sludge recirculation, and process therefor | |
| JP6230243B2 (en) | Method and apparatus for removing inorganic fine particles from contaminants containing inorganic fine particles | |
| JP6312016B2 (en) | Contaminated soil treatment equipment | |
| JP6008807B2 (en) | Decontamination method and in-vehicle decontamination apparatus | |
| JP6425170B2 (en) | Muddy water treatment system and muddy water treatment method | |
| JP5914017B2 (en) | Treatment system and treatment method for radioactive substance-containing water or radioactive substance-containing slurry | |
| KR101066960B1 (en) | An dredging deposit sediment purifier of centrifugation method using sedimentation | |
| JP6319622B2 (en) | Fly ash cleaning device and fly ash cleaning method | |
| JP2014081278A (en) | Manufacturing method for adsorption device | |
| KR101573624B1 (en) | Dredged processing device using a magnetic field | |
| JP5854812B2 (en) | Washing waste liquid treatment apparatus and washing waste liquid treatment method | |
| JP2006297266A (en) | Waste water treatment equipment | |
| AU2017210503A1 (en) | Apparatus and method for removing contaminants from water | |
| JP5826885B2 (en) | Decontamination equipment for decontamination of incineration ash contaminated with radioactive cesium |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20140320 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20150128 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20150203 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20150324 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20150428 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20150608 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20150623 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20150706 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 5782816 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |