JP2014013236A - 事故後の冷却液を処理し貯蔵するためのシステムおよび方法 - Google Patents

Abstract

【課題】事故後の冷却液を処理するための方法及びシステムを提供する。
【解決手段】第１の濾過システム２０を使用して冷却液を濾過し、第１の濾過済の物質を生成するステップと、第２の濾過システム３０を使用して第１の濾過システムで濾過済の冷却液を濾過し、第２の濾過済の物質を生成するステップとを含み、第１の濾過システムと第２の濾過システムは異なる濾過材に基づくものであり、第１の濾過済の物質は、永久処分のために第１の廃棄物処理容器６０に転送されて第１の廃棄物８０ａに変換され、第２の濾過済の物質は、永久処分のために第２の廃棄物処理容器７０に転送されて第２の廃棄物８０ｂに変換される、事故後の冷却液の処理方法及びシステム。
【選択図】図１

Description

いくつかの例の実施形態は、一般に、事故後の冷却液を処理し貯蔵するための化学的分離システムおよび／または方法に関し、より具体的には、永久に処分をするために、事故後の水を濾過して核分裂生成物および塩類を取り除く化学的分離システムおよび／または方法に関する。

原子炉の事故の後、通常、炉心を再処理する、および／または暫定的に貯蔵する状態に置くために、いろいろ努力がなされる。しかし、原子炉事故の鎮静化は、異物が導入されることによって複雑になる恐れがある。たとえば、２０１１年の福島第１原発事故では、原子炉を冷却する試みで海水が使用された。海水を使用した結果として、海塩類が原子炉中に堆積された。したがって、炉心から回収される燃料をその後で貯蔵することを目的とする金属容器の完全性が、海塩類の腐食作用によって損なわれる恐れがある。

原子炉が動作しているとき、１つまたは複数の脱塩装置、濾過装置、イオン交換体および／または他の装置（本出願では原子炉水浄化ユニット「ＲＷＣＵ：ｒｅａｃｔｏｒ ｗａｔｅｒ ｃｌｅａｎｕｐ ｕｎｉｔ」と総称的に言う）によって、放射性の溶性および／または不溶性の不純物を少なくとも部分的に取り除くことができる。通常のＲＷＣＵを使用して仕様外の水（たとえば、海水）が注入された損傷した炉心では、比較的大量のイオン交換樹脂が生成される可能性がある。したがって、ＲＷＣＵの濾過ベッドを頻繁に交換することが必要になり、それによって、プロセスが、より困難になって費用がかかるものになる。さらに、ＲＷＣＵの動作によって、冷却液（たとえば、水）が原子炉の底部から抜き取られる可能性があり、その原子炉は、損傷を被った構成要素および燃料のために、詰まる恐れがある。さらにまた、使い尽くされた樹脂は、比較的大量の放射能のために、廃棄物を永久に貯蔵するのには十分に安定していない。

米国特許第３，９５８，６３０号明細書

いくつかの例の実施形態は、汚染物質、たとえばコリウム（ｃｏｒｉｕｍ）、海塩類などを含む事故後の冷却液を処理し貯蔵するための化学的分離方法および／またはシステムを提供する。

冷却液を処理するための方法の例の実施形態は、第１の濾過システムを使用して冷却液を濾過して、第１の濾過済の物質を生成するステップと、第２の濾過システムを使用して濾過済の冷却液を濾過して、第２の濾過済の物質を生成するステップとを含む。第２の濾過システムは、第１の濾過システムと異なっている。第１の濾過済の物質は、永久に処分するために、第１の廃棄物処理容器に転送して、第１の濾過済の物質を第１の廃棄物生成物に変換し、そして第２の濾過済の物質は、永久に処分するために、第２の廃棄物処理容器に転送して、第２の濾過済の物質を第２の廃棄物生成物に変換する。

システムの例の実施形態は、冷却液を濾過して第１の濾過済の物質を生成するように構成される第１の濾過システムと、濾過済の冷却液を濾過して第２の濾過済の物質を生成するように構成される第２の濾過システムとを含む。第２の濾過システムは、第１の濾過システムと異なっている。第１の廃棄物処理容器は、永久に処分するために、第１の濾過済の物質を第１の廃棄物生成物に変換するように構成され、そして第２の廃棄物処理容器は、永久に処分するために、第２の濾過済の物質を第２の廃棄物生成物に変換するように構成される。

例の実施形態の上記および他の特徴および利点は、添付図面を参照して例の実施形態を詳細に述べることにより、より明らかになる。添付図面は、例の実施形態を表現することを意図しているが、請求項の意図する範囲を限定するものとして解釈すべきでない。添付図面は、明らかに述べられていないかぎり、尺度に合わせて描かれていると考えるべきでない。

例の実施形態による、事故後の冷却液を処理するためのシステムの図である。 別の例の実施形態による、事故後の冷却液を処理するための方法のフローチャートである。 別の例の実施形態による、事故後の冷却液を貯蔵するための方法のフローチャートである。

詳細な例の実施形態をここに開示する。しかし、ここに開示する具体的な構造上および機能上の細部は、例の実施形態を述べる目的のためだけに表すものである。しかし、例の実施形態は、多くの代替形態で実施することができ、ここに述べる実施形態だけに限定するものとして解釈すべきでない。

したがって、例の実施形態が、様々な修正形態および代替形態を取ることが可能であるものの、その実施形態は、図面に例としてだけで示しており、ここに詳細に述べる。しかし、例の実施形態は、開示する特定の形態に限定する意図はなく、それどころか、例の実施形態は、例の実施形態の範囲内に含まれる修正形態、同等物および代替形態をすべてカバーすることになることを理解すべきである。同様の番号は、図の記述の全体にわたって同様の要素を示す。

用語「第１の（ｆｉｒｓｔ）」、「第２の（ｓｅｃｏｎｄ）」などを、様々な要素をここで述べるために、ここに使用する場合があるが、これらの要素は、これらの用語によって限定すべきでないことを理解されるはずである。これらの用語は、ある要素を別の要素と区別するためだけに使用している。たとえば、例の実施形態の範囲から逸脱せずに、第１の要素は、第２の要素と呼ぶことができるはずであり、同様に、第２の要素は、第１の要素と呼ぶことができるはずである。用語「および／または（ａｎｄ／ｏｒ）」は、関連した列挙された項目の１つまたは複数のいずれかの組み合わせ、およびすべての組み合わせを含む。

要素が、別の要素に「接続される（ｃｏｎｎｅｃｔｅｄ）」または「結合される（ｃｏｕｐｌｅｄ）」として言及されたとき、それは、他の要素に直接接続される、または結合される場合があり、または、介在する要素が存在することがあることを理解されるはずである。それにひきかえ、要素が、別の要素に「直接接続される」または「直接結合される」として言及されたとき、介在する要素は、存在しない。要素間の関係を述べるために使用する他の言い方は、同様に解釈すべきである（たとえば、「の間に（ｂｅｔｗｅｅｎ）」対「の間に直接（ｄｉｒｅｃｔｌｙ ｂｅｔｗｅｅｎ）」、「隣接した（ａｄｊａｃｅｎｔ）」対「直接隣接した（ｄｉｒｅｃｔｌｙ ａｄｊａｃｅｎｔ）」など）。

ここで使用する用語法は、特定の実施形態を述べる目的のためだけであり、例の実施形態を限定するものと意図しない。単数形「ａ」、「ａｎ」および「ｔｈｅ」は、ここで使用するとき、文脈で明確に別段に指示されていないかぎり、複数形をまた含むものと意図する。用語「含む（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「含む（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」および／または「含む（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」は、ここで使用するとき、述べる特徴、整数、ステップ、動作、要素および／または構成要素の存在を規定するが、１つまたは複数の他の特徴、整数、ステップ、動作、要素、構成要素および／またはそれらの群の存在または追加を排除するものでないことをさらに理解されるはずである。

また、いくつかの代替形態の実施では、述べる機能／作用が、数字で述べる順番から外れて存在する場合があることに留意すべきである。たとえば、連続して示す２つの数字が、実際、実質的に同時に実行される場合があり、または、ときには、関与する機能性／作動に依存して、逆の順番で実行されることがある。

例の実施形態は、燃料が損傷を被り、規格外の冷却液、たとえば海水が注入された後、原子炉の冷却液から比較的大量の汚染物質を取り除くための現場での技術を対象とする。核物質、たとえばコリウムが冷却液から取り除かれて、比較的安全で大丈夫な安定した廃棄物が、永久的な深地層処分にするために生成される。

ここで言う核物質は、コリウムとすることができるが、例の実施形態は、それに限定されない。当業者が理解されるように、コリウムは、原子炉のメルトダウンの間に形成される核燃料含有物質（ＦＣＭ：ｆｕｅｌ ｃｏｎｔａｉｎｉｎｇ ｍａｔｅｒｉａｌ）である。具体的には、コリウムは、炉心の様々な部分の溶岩状の溶融混合物であり、コリウムは、原子炉容器が破られて、そして海水またはホウ酸が注入されるなどの異物が導入されたことによって生じた状況下で、核燃料、核分裂生成物、制御棒、原子炉の影響を受けた部分からの構造上の物質、それらの空気、水および蒸気との化学反応による生成物、および／または原子炉ルームの床からの溶融コンクリートを含むことができる。コリウムの組成は、原子炉のタイプに依存し、具体的には、制御棒および冷却液中に使用される物質に依存する。たとえば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）のコリウムと沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：ｂｏｉｌｉｎｇ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）のコリウムの間には差がある。コリウムに加えて、ここで言う核物質は、同様の処置が必要である使用済の核燃料または他の類似の物質を含むことができることを理解すべきである。

例の実施形態による方法は、冷却液、たとえば水を浄化し、それによって、原子炉および内部を廃炉にすることができる特質を高め、そして、長い期間にわたって廃棄物を貯蔵するために、容器に対する内部腐食を軽減する（たとえば、応力腐食割れ、一般的な塩化物誘起腐食または粒界腐食）。

図１は、例の実施形態による、事故後に処理するためのシステムの図である。本システムは、原子炉冷却液システム（ＲＣＳ：ｒｅａｃｔｏｒ ｃｏｏｌａｎｔ ｓｙｓｔｅｍ）１０、第１および第２の冷却液モニタシステム１１ａおよび１１ｂ、第１および第２の濾過システム２０および３０、原子炉水浄化システム４０、ｐＨ制御ユニット５０、第１および第２の廃棄物処理容器６０および７０、第１および第２の廃棄物生成物８０ａおよび８０ｂ、および廃棄物処置領域９０を含む。第１の冷却液モニタシステム１１ａは、質量分析装置、伝導率メータおよびｐＨメータなどの測定装置を使用して、第１および第２の濾過システム２０および３０から上流に位置付けられる冷却液、たとえば水に関して、たとえば元素組成、伝導性、ｐＨ、温度など、特定のパラメータを決定する。第２の冷却液モニタシステム１１ｂは、第１および第２の濾過システム２０および３０から下流に位置付けられ、濾過済の冷却液について同じ機能を果たす。冷却液の流れは、原子炉冷却液システム（ＲＣＳ）１０から生じることができ、ＲＣＳ１０は、いずれもの沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の配管回路とすることができる。たとえば、ＢＷＲの配管回路は、原子炉水冷却ユニット（ＲＷＣＵ：ｒｅａｃｔｏｒ ｗａｔｅｒ ｃｏｏｌｉｎｇ ｕｎｉｔ）、残留熱除去（ＲＨＲ：ｒｅｓｉｄｕａｌ ｈｅａｔ ｒｅｍｏｖａｌ）システム、炉心スプレー（ＣＳ：ｃｏｒｅ ｓｐｒａｙ）システム、高圧冷却液注入（ＨＰＣＩ：ｈｉｇｈ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｃｏｏｌａｎｔ ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ）システムおよび／または給水の１つとすることができる。

図２は、別の例の実施形態による、事故後の冷却液を処理するための方法のフローチャートである。図２のステップＳ２００で、冷却液、たとえば水が、冷却液中の放射性微粒子を取り除くために、第１の濾過システム２０、たとえば活性アルミナベッド中で濾過され、それによって、第１の濾過済の物質および第１の濾過システム２０が吸収しない付加的な汚染物質を含む濾過済の冷却液が生成される。放射性微粒子、たとえばセシウムおよびヨウ素が、アルミナマトリックス中に吸収される。アルミナマトリックスは、放射性物質を永久に貯蔵することができるように、冷却液中の放射性物質を吸収する。

第１の濾過システム２０、たとえばアルミナベッドは、第１のシールドされた取り外し可能な濾過装置（ＳＲＦ：Ｓｈｉｅｌｄｅｄ Ｒｅｍｏｖａｂｌｅ Ｆｉｌｔｅｒ）システムの一部分であり、それは、浄化プロセスの間、プラントの要員および設備を累積放射性核種からシールドする。第１のＳＲＦは、アルミナベッド中に含まれる濾過物質と、コンクリートまたは鋼から製作され、適宜追加のシールド物質、たとえば鋼、鉛またはタングステンによって裏打ちされるシールドされた容器とを含む。冷却液は、第１のＳＲＦに入り、第１のＳＲＦからの経路を流れるいずれもの可能性がある放射線を軽減するために、曲がりくねった流路を通って第１のＳＲＦから出る。全体の第１のＳＲＦ（たとえば、容器およびアルミナベッドの濾過物質）は、濾過プロセス中に挿入し、そこから取り出すことが容易であるように設計され、かつ、そのモジュール性によって容易に搬送されるように設計される。

図２のステップＳ２２０で、濾過済の冷却液は、第１の濾過システム２０から第２の濾過システム３０、たとえばフミン酸塩ベッド（ｈｕｍａｔｅ ｂｅｄ）に流れ、それによって、濾過済の冷却液中に残された汚染物質を含む第２の濾過済の物質が生成される。第２の濾過システム３０、たとえばフミン酸塩ベッドは、第１のＳＲＦに関して述べたものと同様の濾過機能を有する第２のＳＲＦの一部分である。フミン酸塩は、有機物質の分解によって形成される複合分子である。フミン酸塩は、フミン酸を含み、それは、粘土と同様に振る舞うコロイドである。フミン酸塩の例は、水溶性である一価のアルカリ金属（たとえば、フミン酸ナトリウム（ｓｏｄｉｕｍ ｈｕｍａｔｅｓ）およびフミン酸カリウム（ｐｏｔａｓｓｉｕｍ ｈｕｍａｔｅｓ））、多価金属のフミン酸塩（たとえば、フミン酸カルシウム（ｃａｌｃｉｕｍ ｈｕｍａｔｅｓ）、フミン酸マグネシウム（ｍａｇｎｅｓｉｕｍ ｈｕｍａｔｅｓ）およびフミン酸鉄（ｉｒｏｎ ｈｕｍａｔｅｓ））および不溶性である重金属フミン酸塩（ｈｅａｖｙ ｍｅｔａｌ ｈｕｍａｔｅｓ）を含む。フミン酸塩が植物の養分の源になるので、フミン酸塩は、肥沃土を形成するために使用することができることは、当技術でよく知られている。

フミン酸分子（ｈｕｍｉｃ ａｃｉｄ ｍｏｌｅｃｕｌｅ）上のカチオン交換サイトが、主として水素カチオン（ｈｙｄｒｏｇｅｎ ｃａｔｉｏｎｓ）によって満たされたとき、物質は、酸であると決定される。しかし、ｐＨは、大きくは影響されない、というのは、酸は水に不溶性であるからである。交換サイト上の主なカチオンが、水素以外であるとき、物質は、フミン酸塩と決定される。物質の溶解性および粘土によるそれらの吸収に対する影響は別として、様々なカチオンは、フミン酸分子に対してほとんど影響を及ぼさない可能性がある。フミン酸分子は、中性から酸性のｐＨ範囲中で水溶性が比較的低いが、たとえば１０より大きい、ｐＨレベルがより高いところでは、溶性になることができ、それによって、茶褐色の溶液が生成される。第２の濾過システム３０のフミン酸は、冷却液、たとえば水中の汚染物質の大部分を固定化することができる。

図３は、別の例の実施形態による、事故後の冷却液を貯蔵するための方法のフローチャートである。

第１の濾過システム２０または第２の濾過システム３０のどちらかが、その放射性負担限度に達するまで、冷却液の流体流が、第１および第２の濾過システム２０および３０、たとえばアルミナベッドおよびフミン酸塩ベッドを通って流れることになる（Ｓ３００）。放射性負担限度は、第１および第２の濾過システム２０および３０、たとえばアルミナベッドおよびフミン酸塩ベッドを含むＳＲＦ中で検出される閾放射線量によって決定され、そしてＳＲＦが化学的に枯渇した状態（たとえばいっぱいに満たされた状態）になる点が、第２の濾過システム３０から下流に位置付けられる第２の冷却液モニタシステム１１ｂによって決定される。

例の実施形態では、第１の濾過システム２０または第２の濾過システム３０のどちらもその負担限度に達していない場合、有害な汚染物質が、望ましいレベルまで取り除かれるまで、第１および第２の濾過システム２０および３０を使用して冷却液を処置する方法は、複数回、繰り返すことができる（Ｓ３３０）。第１の濾過システム２０または第２の濾過システム３０のどちらかが負担限度に達した場合、濾過済の冷却液をＲＷＣＵシステム４０に搬送することができ（Ｓ３１０）、それは、冷却液を処置するための従来のプラントシステムとすることができ、その冷却液は、原子炉冷却液システムＲＣＳ１０に戻すことができる（Ｓ３２０）。代替形態では、冷却液、たとえば水は、固形物およびカチオンを連続して取り除くために、プラントの標準的なＲＷＣＵシステム４０に直接送ることができ、次いで、原子炉冷却液システムＲＣＳ１０に戻すことができる。第１および第２の濾過システム２０および３０（たとえばアルミナベッドおよびフミン酸塩ベッド）のそれぞれが、連続的に動作することが可能になるように、多数のラインまたはトレーンを含むことができる。

ｐＨ制御ユニット５０は、第２の濾過システム３０が最適化されて、または向上されて動作するように、ならびに汚染物質を取り除くように、ｐＨを調節するために使用することができる。システムの動作の間、原子炉冷却液システムＲＣＳ１０から汚染物質を取り除き、それぞれの第１および第２の濾過システムのＳＲＦ中にそれらを置く目的で、システムにショックを与えるためにｐＨの振れを使用することができる。

原子炉冷却液システムＲＣＳ１０の内部の水の化学的状況が改善された後、第１および第２の濾過システム２０および３０の少なくとも１つ中に、それぞれのシールドされた取り外し可能な濾過装置（ＳＲＦ：ｓｈｉｅｌｄｅｄ ｒｅｍｏｖａｂｌｅ ｆｉｌｔｅｒｓ）によって、コリウムが捕捉される。第１の濾過システム、たとえばアルミナベッドＳＲＦのＳＲＦ、および第２の濾過システム、たとえばフミン酸塩ベッドＳＲＦのＳＲＦは、異なる処置方法によって処理され、その方法は、次のように詳細に述べる。

第１の濾過システム２０のＳＲＦは、水を抜き、次いで真空抽出システムを通じて水を除去することによって脱水される。アルミナベッドＳＲＦ中に捕捉されたコリウム破片および核分裂生成物は、熱を発し、それによって、脱水真空プロセスが加速される。別の任意選択の熱源をそのプロセスに加えて、外部からアルミナベッドＳＲＦを加熱し、さらに脱水プロセスを加速させることができる。

図２のステップＳ２１０で、第１の濾過システムの第１の濾過済の物質は、第１の廃棄物処理容器に転送される。戻って図１を参照すると、第１の濾過済の物質を含む第１の濾過システム２０のＳＲＦは、廃棄物処置領域９０中の第１の廃棄物処理容器６０、たとえば誘導加熱されるセラミックるつぼまたは炭素サセプタ（ｓｕｓｃｅｐｔｅｒ）中に転送される。第１の廃棄物処理容器６０、たとえばセラミックるつぼ（およびその中の内容物）から伝達される熱によって、冷却液のコリウム中の固形物を溶融することが可能になる。

酸化物化合物、たとえばＣａＯおよびＳｉＯ₂が、第１の廃棄物処理容器６０、たとえばセラミックるつぼに添加される。良く知られるＣａ−Ａｌ−Ｓｉセラミック系、たとえば灰長石などの長石ミネラルが、ＣａＯ、ＳｉＯ₂およびＡｌ₂Ｏ₃間の化学反応から、第１の廃棄物処理容器６０、たとえばセラミックるつぼ内で形成され、そして、コリウムが、第１の廃棄物処理容器６０、たとえばセラミックるつぼ内で浸出抵抗性マトリックス（ｌｅａｃｈ ｒｅｓｉｓｔａｎｔ ｍａｔｒｉｘ）中に、永久に処分するのに適切なように組み込まれる。

第１の廃棄物処理容器６０、たとえばセラミックるつぼは、ここに述べたような添加剤を含み、長期間貯蔵するためにコリウムを処理するためのシステムの例の実施形態であるが、しかし、プロセスおよび最終的な廃棄物生成物に対する規制上の要件に依存して、コリウムを収容するために、他の良く知られるセラミック系、たとえばガラス結合方ソーダ石、シンロックなどを使用することができる。第１の廃棄物処理容器６０、たとえばセラミックるつぼ内のこのセラミック系は、長期間の貯蔵のために、廃棄物キャニスタ（図示せず）中に込められて、一枚岩の第１の廃棄物生成物８０ａに固められる。第１の廃棄物生成物８０ａは、長期間貯蔵する前に、滲出性、構造上の安定性および他の規制上の検査のために評価することができる。第１の廃棄物生成物８０ａは、冷却液中に見られる溶性の核分裂生成物および超ウランの大部分を収容する。

図２のステップＳ２３０で、第２の濾過システムからの第２の廃棄物生成物は、第２の廃棄物処理容器に転送される。第２の濾過システム３０、たとえばフミン酸塩ベッドは、廃棄物処置領域９０中に長期間貯蔵する目的で、もっと安定した廃棄物生成物を生成するために異なる方法が必要である。フミン酸塩は、第１の濾過システム、たとえばアルミナベッドに関して既に述べた方法によって、まず脱水される。しかし、第２の濾過システム３０、たとえばフミン酸塩ベッドは、第２の廃棄物処理容器７０、たとえば金属性るつぼ中に込められる。第２の廃棄物処理容器７０、たとえば金属性るつぼは、壁が比較的厚い。金属性るつぼを１００℃より高い温度に加熱して、酸化ガス、たとえば空気、酸素およびいずれもの他の酸化ガスの少なくとも１つを、羽口７０ａを介して、底部中に注入する。酸化ガスは、第２の濾過システム３０、たとえばフミン酸塩ベッドのＳＲＦ内のフミン酸、有機物質および炭素を一酸化炭素および二酸化炭素の少なくとも１つに変換する。一酸化炭素および二酸化炭素の少なくとも１つは、実質的に非放射性のガスであることができ（原子炉冷却液から回収される少量の炭素^-14を除き）、それは、次いで、第２の廃棄物処理容器７０、たとえば金属性るつぼから、標準的な核ガス濾過システム（図示せず）、たとえばＨＥＰＡシステムに排出される。実質的に非射性のガスを濾過システムに排出することによって、なんらかの放射性微粒子の周囲環境への放出が軽減される。第２の濾過システム３０、たとえばフミン酸塩ベッドを脱炭素処理した後、ガラス結合方ソーダ石およびシンロック合成物の少なくとも１つのための原料を金属性るつぼに添加して、混ぜ合わせる。次いで、合成物は、熱焼結プレス機の下に置かれ、熱焼結プレス機によってプレスされて第２の廃棄物生成物８０ｂに形成される。第１の濾過システム２０を通過した、少量の超ウランおよび他の溶性の核分裂生成物、ならびに海塩類が、この第２の廃棄物生成物８０ｂ中に捕捉される。

例の実施形態をこのように述べてきたが、同じことが、多くの点で変わることができることは、明らかなはずである。そのような変更形態は、例の実施形態の意図する趣旨および範囲から逸脱するものと見なすべきでない、そして当業者に明らかになるはずのような、そのような修正形態は、すべて次の請求項の範囲内に含まれるものと意図する。

１０ 原子炉冷却液システム
１１ａ 第１の冷却液モニタシステム
１１ｂ 第２の冷却液モニタシステム
２０ 第１の濾過システム
３０ 第２の濾過システム
４０ 原子炉水浄化システム
５０ ｐＨ制御ユニット
６０ 第１の廃棄物処理容器
７０ 第２の廃棄物処理容器
７０ａ 羽口
８０ａ 第１の廃棄物生成物
８０ｂ 第２の廃棄物生成物
９０ 廃棄物処置領域

Claims (15)

1. 冷却液を処理するための方法であって、
   第１の濾過システム（２０）を使用して冷却液を濾過して、第１の濾過済の物質を生成するステップと、
   第２の濾過システム（３０）を使用して前記濾過済の冷却液を濾過して、第２の濾過済の物質を生成するステップであって、前記第２の濾過システム（３０）は、前記第１の濾過システム（２０）と異なっている、ステップと、
   永久に処分するために、前記第１の濾過済の物質を第１の廃棄物処理容器（６０）に転送して、前記第１の濾過済の物質を第１の廃棄物生成物（８０ａ）に変換するステップと、
   永久に処分するために、前記第２の濾過済の物質を第２の廃棄物処理容器（７０）に転送して、前記第２の濾過済の物質を第２の廃棄物生成物（８０ｂ）に変換するステップとを含む、方法。
2. 前記冷却液を原子炉冷却液システム（１０）から前記第１の濾過システム（２０）に転送するステップをさらに含む、請求項１記載の方法。
3. 前記冷却液を前記第１の濾過システム（２０）に前記転送するステップの前に、前記原子炉冷却液システム（１０）中の前記冷却液のｐＨを調節するステップと、
   処理するために、前記第２の濾過システム（３０）から原子炉水浄化ユニット（ＲＷＣＵ）（４０）に前記濾過済の冷却液を転送するステップとをさらに含む、請求項２記載の方法。
4. 第１の冷却液モニタシステム（１１ａ）を使用して特定のパラメータに対して前記冷却液をモニタするステップであって、前記第１の冷却液モニタシステム（１１ａ）は、前記第１の濾過システム（２０）から上流に位置付けられる、ステップと、
   第２の冷却液モニタシステム（１１ｂ）を使用して前記特定のパラメータに対して前記濾過済の冷却液をモニタして、前記濾過済の冷却液中の汚染物質がすべて取り除かれたかどうかを決定するステップであって、前記第２の冷却液モニタシステム（１１ｂ）は、前記第２の濾過システム（３０）から下流に位置付けられる、ステップとをさらに含む、請求項２記載の方法。
5. 前記第１の濾過システム（２０）を使用して前記冷却液を前記濾過するステップおよび前記第２の濾過システム（３０）を使用して前記濾過済の冷却液を前記濾過するステップは、前記汚染物質が、すべて前記濾過済の冷却液から取り除かれるまで、複数回実施される、請求項４記載の方法。
6. 前記第１の濾過システム（２０）は、アルミナベッドであり、
   前記第２の濾過システム（３０）は、フミン酸塩ベッドである、請求項１記載の方法。
7. 冷却液を前記濾過するステップは、第１のシールドされた取り外し可能な濾過装置（ＳＲＦ：ｓｈｉｅｌｄｅｄ ｒｅｍｏｖａｂｌｅ ｆｉｌｔｅｒ）を使用して、前記冷却液を濾過するステップであって、前記第１のＳＲＦは、前記アルミナベッド中に収容される前記第１の濾過済の物質を含む、ステップをさらに含み、
   前記濾過済の冷却液を前記濾過するステップは、第２のＳＲＦを使用して、前記濾過済の冷却液を濾過するステップであって、前記第２のＳＲＦは、前記フミン酸塩ベッド中に収容される前記第２の濾過済の物質を含む、ステップをさらに含み、
   前記第１および第２のＳＲＦは、それぞれが要員および設備を放射線からシールドするように構成される、請求項６記載の方法。
8. 前記アルミナベッドを含む前記第１のＳＲＦは、前記第１の廃棄物処理容器（６０）に転送され、
   前記第１の濾過済の物質を前記転送するステップは、
   前記第１のＳＲＦをセラミックるつぼに転送するステップと、
   前記セラミックるつぼ中に配置される酸化物化合物とアルミナおよび放射性微粒子とを化学反応させて、前記第１の廃棄物生成物を形成するステップとをさらに含む、請求項７記載の方法。
9. 前記フミン酸塩ベッドを含む前記第２のＳＲＦは、前記第２の廃棄物処理容器（７０）に転送され、
   前記第２の濾過済の物質を前記転送するステップは、
   前記第２のＳＲＦを金属性るつぼに転送するステップと、
   前記金属性るつぼに酸化ガスを注入し、前記金属性るつぼを１００℃より高い温度に加熱して、前記フミン酸塩ベッド中の有機成分を非放射性ガスに変換するステップと、
   前記金属性るつぼ中の前記非放射性ガスを核ガス濾過システムに排出するステップと、
   前記排出するステップの後、ガラス結合方ソーダ石およびシンロックの１つを含む合成物を形成するステップと、
   前記合成物を熱焼結プレス機中に置いて、前記第２の廃棄物生成物を生成するステップとをさらに含む、請求項７記載の方法。
10. システムであって、
    冷却液を濾過して第１の濾過済の物質を生成するように構成される第１の濾過システム（２０）と、
    前記濾過済の冷却液を濾過して第２の濾過済の物質を生成するように構成される第２の濾過システム（３０）であって、前記第２の濾過システム（３０）は、前記第１の濾過システム（２０）と異なっている、第２の濾過システム（３０）と、
    永久に処分するために、前記第１の濾過済の物質を第１の廃棄物生成物（８０ａ）に変換するように構成される第１の廃棄物処理容器（６０）と、
    永久に処分するために、前記第２の濾過済の物質を第２の廃棄物生成物（８０ｂ）に変換するように構成される第２の廃棄物処理容器（７０）とを含む、システム。
11. 前記第１の濾過システム（２０）から上流に位置付けられる第１の冷却液モニタシステム（１１ａ）であって、前記第１の冷却液モニタシステム（１１ａ）は、特定のパラメータに対して前記冷却液をモニタするように構成される、第１の冷却液モニタシステム（１１ａ）と、
    前記第２の濾過システム（３０）から下流に位置付けられて、前記濾過済の冷却液中の汚染物質がすべて取り除かれたかどうかを決定する第２の冷却液モニタシステム（１１ｂ）であって、前記第２の冷却液モニタシステム（１１ｂ）は、前記特定のパラメータに対して前記濾過済の冷却液をモニタするように構成される、第２の冷却液モニタシステム（１１ｂ）とをさらに含む、請求項１０記載のシステム。
12. 前記第１の濾過システム（２０）は、アルミナベッドであり、
    前記第２の濾過システム（３０）は、フミン酸塩ベッドである、請求項１０記載のシステム。
13. 前記アルミナベッド中に収容される前記第１の濾過済の物質を含む第１のシールドされた取り外し可能な濾過装置（ＳＲＦ）と、
    前記フミン酸塩ベッド中に収容される前記第２の濾過済の物質を含む第２のＳＲＦとをさらに含み、
    前記第１および第２のＳＲＦは、それぞれが要員および設備を放射線からシールドするように構成される、請求項１２記載のシステム。
14. 前記第１の廃棄物処理容器（６０）は、前記第１のＳＲＦを含むセラミックるつぼであり、
    前記セラミックるつぼは、酸化物化合物を含み、それは、前記アルミナベッド中の前記アルミナおよび前記第１の濾過済の物質中の前記放射性微粒子と化学反応して、前記セラミックるつぼ内で前記第１の廃棄物生成物（８０ａ）を形成する、請求項１３記載のシステム。
15. 前記第２の廃棄物処理容器（７０）は、前記第２のＳＲＦを含む金属性るつぼであり、
    前記金属性るつぼは、前記フミン酸塩ベッド中の前記汚染物質を変換して、前記金属性るつぼ内で前記第２の廃棄物生成物（８０ｂ）を形成する、請求項１３記載のシステム。