JP2019015619A - 放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子力施設の廃樹脂の洗浄によって生じる放射性廃液を、従来よりも簡便なシステム及び工程で濃縮し、減容効率を向上できる有機廃棄物の処理システム及び有機廃棄物の処理方法を提供する。【解決手段】本発明の放射性廃棄物の処理システムは、化学反応槽、洗浄液供給装置、洗浄液分解装置及び放射性廃液濃縮装置を備える。放射性廃液濃縮装置（１１ａ）は、開口部を有する第１の容器（１１０）と、開口部を塞いで第１の容器を密閉する蓋（１１２）、第１の容器の開口部を除いた外側の表面に密着して第１の容器を収容する中空状の第２の容器（１１１）、第１の容器及び第２の容器の内部を減圧する減圧装置（１１６）を有する。放射性廃液は、第１の容器（１１０）に充填され、第２の容器（１１１）で形成される真空断熱層に囲まれた状態で放射性廃液中の放射性物質の崩壊熱によって真空乾燥され、濃縮される。【選択図】図３

Description

本発明は、原子力施設から発生する放射性物質を含む放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法に関する。

原子力発電所等の原子力施設から発生する有機系の放射性廃棄物（原子炉冷却材浄化系、燃料プール冷却浄化系等から発生するセルロース系のろ過助剤、イオン交換樹脂等を含むフィルタスラッジその他の有機廃棄物（廃樹脂）を含むものであり、以下、単に「廃棄物」とも称する。）は、貯蔵タンクに長期間貯蔵保管されている。これら放射性核種を含む放射性廃棄物は、原子力発電所の運転に伴って定常的に発生する廃棄物であり、従って廃棄物の保管スペースを確保するためには、現在貯蔵中の廃棄物の体積を効率的に減らす減容処理技術が必要である。

放射性廃棄物である廃樹脂を洗浄する技術として、例えば特許文献１がある。特許文献１には、陽イオン交換樹脂を含む放射性有機廃棄物を有機酸塩水溶液に接触させることにより、陽イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種のイオンを陽イオン交換樹脂から脱離させる有機酸塩処理工程を含み、有機酸塩水溶液に含まれる有機酸塩は、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンを含むことを特徴とする放射性有機廃棄物の処理方法及び処理システムが開示されている。特許文献１によれば、放射性有機廃棄物に含まれる放射性物質の濃度を低減し、かつ、高線量を発する放射性廃棄物の量を低減することができるとされている。

特開２０１５‐６４３３４号公報

上記特許文献１に記載の技術では、廃樹脂を化学洗浄する際、有機酸塩（酸、ギ酸、炭酸、酢酸又はクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩又はセシウム塩等）を用いることで、廃樹脂に含まれる放射性金属イオンの溶離を効率的に行い、洗浄剤の使用量を低減することができる。しかしながら、使用済みの洗浄廃液の処理については、特許文献１には詳述されていない。放射性廃棄物を減容すべく、洗浄廃液を濃縮するために吸着剤を用いると、この吸着剤が新たな有機廃棄物となり、これを処理するための工程が必要になる。したがって、洗浄廃液を簡便なシステム及び工程で濃縮し、減容効率を向上できる技術の開発が望まれていた。

本発明は、上記事情に鑑み、原子力施設の廃樹脂の洗浄によって生じる放射性廃液を、従来よりも簡便なシステム及び工程で濃縮し、減容効率を向上できる放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法を提供することにある。

本発明の放射性廃棄物の処理システムは、上記目的を達成するため、放射性廃棄物が供給される化学反応槽、有機酸及び有機酸塩のうちの少なくとも１つを含む洗浄液を貯留する洗浄液供給装置、化学反応槽から排出される洗浄液の廃液を分解する洗浄液分解装置及び放射性廃液濃縮装置を備える。放射性廃液濃縮装置は、開口部を有する第１の容器と、開口部を塞いで第１の容器を密閉する蓋と、第１の容器の開口部を除いた外側の表面に密着して第１の容器を収容する中空状の第２の容器と、第１の容器及び第２の容器の内部を減圧する減圧装置を有する。

本発明の放射性廃棄物の処理方法は、放射性廃棄物を有機酸及び有機酸塩のうちの少なくとも１つを含む洗浄液に接触させる洗浄工程と、洗浄工程によって生じる洗浄廃液を分解する洗浄廃液分解工程と、洗浄廃液分解工程によって生じる放射性廃液を濃縮する放射性廃液濃縮工程とを有する。放射性廃液濃縮工程は、放射性廃液を、開口部を有する第１の容器に充填する工程と、第１の容器を、第１の容器の開口部を除いた外側の表面に密着して収容可能な形状を有する中空状の第２の容器に収容する工程と、開口部に蓋をして第１の容器を密閉する工程と、第１の容器及び第２の容器の内部を減圧して第１の容器の周囲に真空断熱層を形成する工程と、放射性廃棄物に含まれる放射性物質の崩壊熱によって、放射性廃液に含まれる水分を除去して濃縮処理をする真空乾燥工程とを有する。

本発明のより具体的な構成は、特許請求の範囲に記載される。

本発明によれば、原子力施設の廃樹脂の洗浄によって生じる放射性廃液を、従来よりも簡便なシステム及び工程で濃縮し、減容効率を向上できる放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法を提供することができる。

上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

本発明の放射性廃棄物の処理方法を示すフロー図である。 本発明の放射性廃棄物の処理システムを示す模式図である。 実施例１の放射性廃液濃縮装置を示す模式図である。 実施例１の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。 放射性廃棄物の乾燥（水分除去）に必要なエネルギーについて、従来の放射性廃棄物の処理方法と本発明の放射性廃棄物の処理方法とを比較するグラフである。 減容処理における単位時間当たりの水素発生量について、従来の放射性廃棄物の処理方法と本発明の放射性廃棄物の処理方法とを比較するグラフである。 実施例２の放射性廃液濃縮装置を示す模式図である。 実施例２の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。 実施例３の放射性廃液濃縮装置を示す模式図である。 実施例３の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。 実施例４の放射性廃液濃縮装置を示す模式図である。 実施例４の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。 減容後の放射性廃棄物の処理態様の一例を示す模式図である。

以下、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。

まず初めに、本発明の放射性廃棄物の処理方法の概要を説明する。図１は本発明の放射性廃棄物の処理方法を示すフロー図である。Ｓ１０１〜Ｓ１０３は特許文献１に開示されている工程である。本発明の放射性廃棄物の処理方法は、さらに洗浄廃液が分解されて生じた放射性廃液を濃縮する放射性廃液濃縮工程Ｓ１０４を有する点が特許文献１と異なる点である。

Ｓ１０１〜Ｓ１０３について、より具体的に説明する。図１に示すように、第１洗浄工程Ｓ１０１は、還元性のある有機酸により放射性廃棄物に付着しているクラッドを溶解する。第２洗浄工程Ｓ１０２では、有機酸塩により放射性廃棄物に吸着した放射性金属イオン（放射性核種）を溶離する。洗浄液分解工程Ｓ１０３では、第１洗浄工程Ｓ１０１及び第２洗浄工程Ｓ１０２を行うことで発生するクラッド溶解液及び放射性核種溶離液（以下、単に「核種溶離液」とも称する。）中の有機物を、過酸化水素水又はオゾン等の酸化剤又は熱により分解する。上述したＳ１０１〜Ｓ１０３を順次実行する。

このように、本発明の放射性廃棄物の処理方法は、放射性廃棄物を還元性がある有機酸溶液と反応させる第１洗浄工程と、その後実施される放射性廃棄物を有機酸塩の溶液と反応させる第２洗浄工程を有する。

このうち、第１洗浄工程では、還元性がある有機酸溶液により放射性廃棄物に付着したクラッドに取り込まれている放射性核種（Ｃｏ−６０等）をクラッドごと溶解除去することを目的とする。また、イオン交換樹脂に吸着する放射性金属イオンの一部を溶離する効果も期待される。

第２洗浄工程では、有機酸塩の溶液により放射性廃棄物に吸着した放射性金属イオンを効率的に溶離することを目的とする。このとき使用する有機酸塩は、水素イオンや有機酸イオンよりも放射性廃棄物に対するイオン選択性が高いイオンを生じるか、放射性廃棄物に吸着した放射性金属イオンと安定的な錯体を形成するイオンの生じる有機酸塩である必要がある。イオン交換樹脂の吸着容量程度の不揮発性イオンを添加することで、さらに放射性金属イオンを効率的に溶離することができる。

なお、本発明で使用する有機酸および有機酸塩は、炭素、水素、酸素、窒素のような元素で構成され、洗浄廃液を酸化分解又は熱分解したときに、廃液中に不揮発性の残渣が生じないものであることが望ましい。有機酸の例としては、シュウ酸又はクエン酸が挙げられる。有機酸塩の例としては、上記の酸及びギ酸、炭酸、酢酸のヒドラジン塩が挙げられる。

また、上記有機酸塩に添加する不揮発性イオンは、その添加量をイオン交換樹脂の吸着容量程度とする。その添加量は、樹脂の放射性廃棄物量の１％未満であるため、廃棄物量の減容性への影響はほとんどないといえる。不揮発性イオンの例としては、カリウムイオン、亜鉛イオン、カルシウムイオン、コバルトイオン等が挙げられる。

有機酸塩により放射性廃棄物に吸着した放射性金属イオンを溶離する第２洗浄工程Ｓ１０２における処理後の廃棄物は、焼却又は固化される（Ｓ１０５）。また、クラッド溶解液及び核種溶離液中の有機物を分解する洗浄廃液分解工程Ｓ１０３における処理後の洗浄廃液に対しては、放射性廃液濃縮工程Ｓ１０４が実施される。Ｓ１０４については、追って詳述する。

図２は本発明の放射性廃棄物の処理システムを示す模式図である。図２に示すように、本発明の放射性廃棄物処理システム１００は、放射性廃棄物が供給される化学反応槽４と、化学反応槽４に接続され、有機酸及び有機酸塩のうちの少なくとも１つを含む洗浄液を貯留する洗浄液供給装置６と、化学反応槽４に接続され、化学反応槽４から排出される洗浄液の廃液を分解する洗浄廃液分解装置９と、洗浄廃液分解装置９に接続され、洗浄廃液分解装置９から排出される放射性廃液を濃縮する放射性廃液濃縮装置１１を備える。

放射性廃棄物は、放射性廃棄物貯蔵タンク１に貯蔵されている。放廃棄物を、例えば約１０ｗｔ％含むスラリー状にして抜出し、第１受入タンク２に一定量移送する。その後、移送ポンプＰ１により化学反応槽４に廃棄物を移送する。化学反応槽４に移送した廃棄物に対し、洗浄液供給装置６から移送ポンプＰ２により還元性のある有機酸（例えば、７２ｇ／Ｌ程度のシュウ酸水溶液）を供給し、化学反応槽４内で廃棄物に付着したクラッドの溶解処理を行う。有機酸としては、クエン酸を用いることもできる。化学反応槽４は、温度制御装置５によって加温することができるようになっている。このときの加熱温度は、１００℃未満であることが好ましい。

この処理で発生するクラッド溶解液のクラッドの成分を沈殿させ、その上澄み液の回収等をすることによりシュウ酸のみを回収し、回収したシュウ酸を移送ポンプＰ３により洗浄液供給装置６に移送し、再びクラッド溶解に使用することもできる。最終的に発生したクラッド溶解液は、洗浄廃液として洗浄廃液分解装置９に移送される。

化学反応槽４に残るクラッド溶解した有機廃棄物に対し、洗浄液供給装置６から有機酸塩を含む溶液（例えば、４０〜４００ｇ／Ｌ程度のギ酸ヒドラジン水溶液）を連続供給し、放射性廃棄物に吸着した放射性金属イオンの溶離処理を行う。使用するギ酸ヒドラジン水溶液は、ｐＨ７程度の中性液とする。ここで、ギ酸ヒドラジン水溶液の濃度は、溶液１Ｌ当たりの溶質（ギ酸ヒドラジン）の質量である。なお、有機酸塩としては、シュウ酸、酢酸又はクエン酸のヒドラジン塩を用いることもできる。

この処理で発生する核種溶離液から、有機酸塩を含む溶液のみを回収し、回収した溶液を洗浄液供給装置６に移送し、再び放射性金属イオンの溶離に使用することができる。最終的に発生した核種溶離液は、洗浄廃液として洗浄廃液分解装置９に移送される。

洗浄後の廃棄物は、約１０ｗｔ％含むスラリー状にして化学反応槽４から抜出され、第２受入れタンク７に移送される。その後、一定量を焼却設備又はセメント固化設備８に移送し、焼却又はセメント固化される。

洗浄廃液分解装置９に移送された洗浄廃液中に含まれる有機酸及び有機酸塩は、オゾン分解することにより、二酸化炭素、窒素及び水等に分解する。これにより、洗浄廃液はほぼ無機化され、廃棄液中の固形分は、クラッド、溶離した放射性金属イオン及びその他の塩となる。オゾン分解により発生した放射性廃液（核種溶解液）は、放射性廃液濃縮装置１１に移送される。

Ｓ１０１〜Ｓ１０３の処理は、基本的に上記の手順で実行されているが、以下のように変形して実施することが可能である。まず、第１洗浄工程Ｓ１０１及び第２洗浄工程Ｓ１０２は、別の槽（別系統の設備）にてそれぞれ行っても良い。

また、第１洗浄工程Ｓ１０１及び第２洗浄工程Ｓ１０２は、放廃棄物を加温した状態で行っても良い。さらに、２つの工程において、有機酸又は有機酸塩を含む洗浄液中に放射性廃棄物を浸漬処理している間、有機酸及び有機酸塩の溶液を、連続的又は断続的に供給しても良い。

さらに、放射性廃棄物中に鉄酸化物などのクラッドが含まれていない場合には、第１洗浄工程Ｓ１０１を省略することができる。また、第２洗浄工程Ｓ１０２においてクラッドを溶解する能力がある有機酸塩を使用する場合も同様に省略することができる。

一方、第１洗浄工程Ｓ１０１で使用する有機酸により、廃棄物に吸着する放射性金属イオンを効率的に溶離できる場合は、第２洗浄工程Ｓ１０２を省略することができる。

また、第１洗浄工程Ｓ１０１及び第２洗浄工程Ｓ１０２から発生するクラッド溶解液および核種溶離液に対し、洗浄廃液分解工程Ｓ１０３は、同じ槽（同系統の設備）にてそれぞれ又は同時に行っても良い。

次に、放射性廃液濃縮装置１１と放射性廃液濃縮工程Ｓ１０４について詳述する。図３は実施例１の放射性廃液濃縮装置を示す模式図である。図３では、後述する本実施例の放射性廃液濃縮工程に沿ったフローとともに放射性廃液濃縮装置を図示している。

図３に示すように、本実施例の放射性廃液濃縮装置１１ａは、開口部を有する第１の容器１１０と、第１の容器の１１０の開口部を塞いで第１の容器１１０を密閉する蓋１１２と、第１の容器１１０が収容される中空状の第２の容器（真空断熱容器）１１１と、第１の容器１１０及び第２の容器１１１の内部を減圧する減圧装置（真空ポンプ）１１６を有する。第２の容器１１１は、第１の容器１１０の開口部を除いた外側の表面全体に密着して第１の容器１１０を収容可能な形状を有する。

第１の容器１１０及び第２の容器１１１は、それぞれ弁（バルブ）１１３，１１４を介して減圧装置（真空ポンプ）１１６に接続されている。第１の容器１１０及び第２の容器１１１の内部の圧力は、圧力測定装置１１５によって測定される。真空ポンプ１１６には、オフガス処理装置１１７が接続されている。

図４は実施例１の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。以下、図３及び図４に沿って放射性廃液濃縮工程について詳述する。まず始めに、放射性廃液を洗浄廃液分解装置９から第１の容器１１０に供給して充填する（Ｓ２１，図３（ａ））。第１の容器１１０を洗浄廃液分解装置９の下方に配置し、洗浄廃液分解装置９内の放射性廃液を第１の容器１１０の開口部から第１の容器１１０内に供給する。なお、第１の容器１１０を第２の容器１１１に収容してから放射性廃液を充填してもよいし、第１の容器１１０に洗浄廃液を充填してから第１の容器１１０を第２の容器１１１に収容してもよい。

次に、第１の容器１１０及び第２の容器１１１を真空ポンプ１１６に接続し、第１の容器１１０と真空ポンプ１１６をつなぐバルブ１１３及び第２の容器１１１と真空ポンプ１１６をつなぐバルブ１１４を開いて、第１の容器１１０及び第２の容器１１１の内部の真空化処理（減圧処理）を実施する（Ｓ２２，Ｓ２３，図３（ｂ））。第２の容器１１１の内部が所定の真空度に到達したら、バルブ１１４を閉じて第２の容器１１１の真空化処理を終了する（Ｓ２４，図３（ｃ））。このとき、中空状の第２の容器１１１の内部には、真空断熱層１１８が形成されている（図３（ｃ））。

この状態で、放射性廃液に含まれる放射性物質の崩壊熱によるエネルギーによって、
放射性廃液中の水分を分解し、減容処理を行う（Ｓ２５，図３（ｃ））。高線量の放射性核種（Ｃｏ−６０及びＣｓ−１３７等）を含む放射性廃液からは多くの放射線のエネルギーが放出されており、その放射線を放射性廃液自身が吸収した場合には、放射線のエネルギーから変換された熱エネルギーが放射性廃液に蓄熱される。これにより、放射性廃液の温度が上昇する。放射性廃液の温度が上昇すると、放射線と水の反応による水の分解が促進され、水の分解によって発生した水素を真空ポンプ１１６で取り除くことで、放射性廃液が減容される。

このとき、放射性廃液が充填された第１の容器１１０は、真空断熱層を有する第２の容器１１１及び蓋１１２によって囲まれているため、崩壊熱が、第１の容器１１０から離れて伝達することがなく、放射性廃液を効率的に加熱することができる。第１の容器１１０に充填されている放射性廃液は、第１の容器１１０内の位置によらず、ほぼ一様に加熱される。崩壊熱は、放射性廃液中の水分の分解反応を引き起こすことのみならず、分解反応を促進（Ｇ値を向上）することができる。

放射性物質による放射性廃液中の水の分解反応中は、真空ポンプ１１６によって第１の容器１１０内の水の分解反応によって生成した水素および酸素を除去する。このようにすることで、分解した水素及び酸素が再結合して水に戻ることを防ぎ、上述した第２の容器１１１による断熱効果に加えて、高い減容率を得ることができる。

真空ポンプ１１６で第１の容器１１０の外に排気された水素及び酸素は、オフガス処理装置１１７に送られ、オフガス中に存在する放射性核種の除去処理がなされる。ここで処理されるオフガスの量は、放射性廃棄物から放出されるもののみであるため、大気を巻き込んで加熱する場合と比較して大幅に少量であり、オフガス処理設備を縮小することができる。

第１の容器１１０に接続された圧力測定装置１１５によって、第１の容器１１０内が所定の圧力に達したことが確認されたら、バルブ１１３を閉じ（Ｓ２６，図３（ｄ））、真空ポンプ１１６を停止して放射性廃棄物の減容処理（固化処理）を終了する。

崩壊熱を利用して効率的に減容処理を行うためには、放射性廃棄物中に含まれる放射性物質の線量が１０^８Ｂｑ以上であることが好ましい。線量が１０^８Ｂｑ未満の放射性物質を含む放射性廃棄物であっても、上述した崩壊熱による水の分解反応は起こるが、分解反応にかかる時間が大きくなってしまう。線量が１０^８Ｂｑ以上であれば、現実的な処理時間で減容処理を完了することができる。線量が１０^８Ｂｑ以上である放射性物質として、例えばＣｓ‐１３７（線量：１０^１６Ｂｑ）およびＳｒ−９０（線量：１０^１６Ｂｑ）が挙げられる。

第１の容器１１０及び第２の容器１１１を構成する材料としては、特に限定は無いが、金属製であることが好ましい。上述したように、本発明では放射性廃棄物の水分の分解を真空中で行うため、第１の容器１１０及び第２の容器１１１が酸化される恐れがない。また、廃棄物容器である第１の容器を金属製とすれば、金属の加工性を利用して、以下に示すような処理を行うことができる。

図１３は減容後の放射性廃棄物の処理態様の一例を示す模式図である。図１３の（ａ）に示すように、減容処理終了後、第１の容器１１０を蓋１１２ごと第２の容器１１１から取り出し、点線部分で切断して切り口を処理することで、図１３の（ｂ）に示すような封止体とすることができる。このような形に加工することで、その後の処分（貯蔵、輸送及び埋設処分等）における作業性を向上することができる。

上記した構成により、放射性廃棄物自身が放出する放射線のエネルギー（崩壊熱）を利用することで、加熱処理をする場合と比較して放射性廃棄物の処理に要するエネルギーを大きく低減することができる。また、減容処理中、分解ガスを真空ポンプで引くため、分解ガスが再結合することなく、減容処理の効率を高めることができる。さらに、減容処理を真空中で行うことによって、大気に触れることなく、放射能汚染される空気を最小限に留めることができるため、放射性廃棄物の処理で発生する汚染ガス（オフガス）の処理設備を最小限にすることができる。

図５は放射性廃棄物の乾燥（水分除去）に必要なエネルギーについて、従来の放射性廃棄物の処理方法と本発明に係る放射性廃棄物の処理方法とを比較するグラフである。Ｃｓ−１３７を１０^１６Ｂｑ含む場合、Ｃｓ−１３７から放出される放射線が、全て廃棄物容器に吸収された場合には、１．１５ＭｅＶ×１０^１６Ｂｑ＝１．１５Ｅ２２ｅＶ／ｓ、すなわち、１８４０Ｊ／ｓの発熱速度の熱エネルギーが得られる。容器の比熱が０．５Ｊ／（ｇ・Ｋ）であるとき、温度は１時間で約６６℃上昇する。図５に示すように、本発明では、加熱処理を施す従来技術の方法と比較して、乾燥に必要なエネルギーを７５％抑制することができる。この抑制効果は、崩壊熱による直接的な処理と、水と放射線の相互作用によって起こる放射線分解に起因する。

図６は減容処理における単位時間当たりの水素発生量について、従来の放射性廃棄物の処理方法と本発明に係る放射性廃棄物の処理方法とを比較するグラフである。放射性廃棄物中の水分の分解と、分解によって生成した水素の再結合について、以下のような関係がある。すなわち、温度が上昇すると分解によって生成した水素の再結合が促進されて、生成する水素の量が減少する。本発明では、分解によって生成した水素を、再結合する前に真空ポンプによって除去するため、再結合量を無視することができる。以下の参考文献１のＦｉｇ．１８について、９０℃まで外挿することで約９０％再結合量が削減できることが確認できる。図６に示すように、本発明の方法によって、水素の発生量は８倍に増加した。これにより、崩壊熱と水の放射線分解によって廃棄物の減容処理が効率的に行われることがわかる。
参考文献１：日本原子力研究所 （１９７１） “原子炉一次冷却水の放射線分解” ＪＡＥＲＩ， １２０４， ８．

図７は実施例２の放射性廃液濃縮装置を示す模式図であり、図８は実施例２の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。本実施例の放射性廃液濃縮装置１１ｂは、第１の容器１１０の温度を測定可能な温度測定装置１１９を有する点で実施例１の放射性廃液濃縮装置１１ａと異なる。本実施例では、第１の容器１１０の温度で減容処理の終了を判断する。

減容処理は、９０℃以下で行うことが好ましく、６０℃以下で行うことがさらに好ましい。９０℃より大きいと、放射性廃液中に残存する有機酸が、装置の構成部材を腐食する恐れがあるためである。

すなわち、減容処理中の第１の容器１１０の温度を温度測定装置１１９によって測定し、第１の容器１１０の温度が所定の温度に達したらバルブ１１３を閉じて減容処理を終了する。このような構成とすることで、装置の構成部材を腐食しない温度で減容処理を行うことができる。その他の点は、実施例１と同様である。

図９は実施例３の放射性廃液濃縮装置を示す模式図であり、図１０は実施例３の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。本実施例の放射性廃液濃縮装置１１ｃは、第１の容器１１０の温度を測定可能な温度測定装置１１９と、第１の容器１１０を加熱することが可能な加熱装置１２０を有する点で実施例１の放射性廃液濃縮装置１１ａと異なる。このように、放射性廃棄物１０中の放射性物質の崩壊熱に加えて、外部から熱を与えて減容処理を行っても良い。

本実施例では、第２の容器のバルブ１１４を閉じた後、加熱装置１２０の電源を投入する（Ｓ８４，Ｓ８５，図９（ｃ））。そして、温度測定装置１１９によって、第１の容器１１０が所定の温度に達したことを確認したら、バルブ１１３を閉じ、加熱装置１２０の電源を停止する（Ｓ８６，図９（ｄ））。放射性廃液濃縮工程では、上述したとおり、放射性物質の崩壊熱を利用するものであるが、加熱装置１２０によって加熱することで、崩壊熱のみを利用する場合よりもさらに迅速に減容処理を行うことができ、減容効率を向上することができる。崩壊熱も利用しているため、加熱装置１２０で与える温度は、従来よりも低くても十分に減容することができる。その他の点は、実施例１と同様である。

図１１は実施例４の放射性廃液濃縮装置を示す模式図であり、図１２は実施例４の放射性廃液濃縮工程を示すフロー図である。本実施例の放射性廃液濃縮装置１１ｄは、第１の容器１１０の温度を測定可能な温度測定装置１１９と、高温の水蒸気を生成する水熱装置１２１と、水熱装置１２１で生成した高温の水蒸気を第１の容器１１０内の放射性廃液に供給する水蒸気供給管１２２と、水蒸気供給管１２２から放射性廃液に供給した水蒸気から生成した水を回収して、水熱装置１２１に供給する水蒸気回収管１２３を有する点で、実施例１の放射性廃液濃縮装置１１ａと異なる。

水蒸気供給管１２２は、無数の開孔部を有して第１の容器の内部に螺旋状に設けられており、第１の容器１１０に充填された放射性廃液の全体に高温の水蒸気を噴射可能な構成を有している。水蒸気回収管１２３は、図示しないポンプ等で第１の容器１１０内の水を回収して水熱装置１２１に供給可能な構成を有し、水を再利用可能としている。

上記構成によれば、放射性廃棄物中の放射性物質の崩壊熱に加えて、高温の水蒸気によって熱を与えるため、崩壊熱のみを利用する場合よりもさらに迅速に減容処理を行うことができ、減容効率を向上することができる。

本実施例では、第２の容器１１１のバルブ１１４を閉じた後、水熱装置１２１の電源を投入する（Ｓ１０４，Ｓ１０５，図１１（ｃ））。そして、温度測定装置１１９によって、第１の容器１１０が所定の温度に達したことを確認したら、バルブ１１３を閉じ、水熱装置１２１の電源を停止する（Ｓ１０６，図１１（ｄ））。本実施例で放射性廃液に噴射する高温の水蒸気は還元性が高く、放射性廃液に含まれる炭酸塩等が還元されて酸化物に変化するため、崩壊熱のみを利用する場合よりもさらに迅速に減容処理を行うことができ、減容効率を向上することができる。その他の点は、実施例１と同様である。

以上、説明したように、本発明によれば、原子力施設の廃樹脂の洗浄によって生じる放射性廃液を、従来よりも簡便なシステム及び工程で濃縮し、減容効率を向上できる放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法を提供することができることが実証された。

本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれている。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

上述した実施例２では、実施例１に圧力測定装置を設けた態様を、実施例２では実施例１に加熱装置及び温度測定装置を設けた態様を、実施例４では実施例１に温度測定装置及び水熱装置を設けた態様を説明したが、これらの構成は、適宜組み合わせることが可能である。例えば、実施例１に圧力測定装置、加熱装置及び温度測定装置を設けた態様であっても良いし、実施例１に圧力測定装置、温度測定装置及び水熱装置を設けた態様であっても良い。

１…放射性廃棄物貯蔵タンク、２…第１受入タンク、４…化学反応槽、５…温度制御装置、６…洗浄液供給装置、７…第２受入タンク、８…焼却処理設備又はセメント固化設備、９…洗浄廃液分解装置、１１，１１ａ，１１ｂ，１１ｃ，１１ｄ…放射性廃液濃縮装置、Ｐ１，Ｐ２，Ｐ３…移送ポンプ、１００…放射性廃棄物処理システム、１０１…化学洗浄部、１０２…廃液分解部、１１０…第１の容器、１１１…第２の容器、１１２…蓋、１１３，１１４…弁、１１５…圧力測定装置、１１６…真空ポンプ、１１７…オフガス処理装置、１１８…真空断熱層、１１９…第１の容器の温度測定装置、１２０…加熱装置、１２１…水熱装置、１２２…水蒸気供給管、１２３…水蒸気回収管、１３０…濃縮後の放射性廃液。

Claims (15)

1. 放射性廃棄物が供給される化学反応槽と、
   前記化学反応槽に接続され、有機酸及び有機酸塩のうちの少なくとも１つを含む洗浄液を貯留する洗浄液供給装置と、
   前記化学反応槽に接続され、前記化学反応槽から排出される前記洗浄液の廃液を分解する洗浄廃液分解装置と、
   前記洗浄廃液分解装置に接続され、前記洗浄廃液分解装置から排出される放射性廃液を濃縮する放射性廃液濃縮装置とを備え、
   前記放射性廃液濃縮装置は、開口部を有する第１の容器と、
   前記開口部を塞いで前記第１の容器を密閉する蓋と、
   前記第１の容器の前記開口部を除いた外側の表面に密着して前記第１の容器を収容する中空状の第２の容器と、
   前記第１の容器及び前記第２の容器の内部を減圧する減圧装置とを有することを特徴とする放射性廃棄物の処理システム。
2. 前記第２の容器は、前記減圧装置によって減圧されて前記第１の容器の周囲に真空断熱層を形成可能に構成されていることを特徴とする請求項１に記載の放射性廃棄物の処理システム。
3. さらに、前記第１の容器の内部の圧力を測定する圧力測定装置を有することを特徴とする請求項１に記載の放射性廃棄物の処理システム。
4. さらに、前記第１の容器の内部の温度を測定する温度測定装置を有することを特徴とする請求項１に記載の放射性廃棄物の処理システム。
5. さらに、前記第１の容器を加熱する加熱装置を有することを特徴とする請求項１に記載の放射性廃棄物の処理システム。
6. 前記放射性廃棄物に含まれる放射性物質が放出する放射線の線量が１０^８Ｂｑ以上であることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理システム。
7. 前記有機酸塩は、シュウ酸、ギ酸、炭酸、酢酸又はクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩又はセシウム塩であることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理システム。
8. 放射性廃棄物を有機酸及び有機酸塩のうちの少なくとも１つを含む洗浄液に接触させる洗浄工程と、
   前記洗浄工程によって生じる洗浄廃液を分解する洗浄廃液分解工程と、
   前記洗浄廃液分解工程によって生じる放射性廃液を濃縮する放射性廃液濃縮工程とを有し、
   前記放射性廃液濃縮工程は、前記放射性廃液を、開口部を有する第１の容器に充填する工程と、
   前記第１の容器を、前記第１の容器の前記開口部を除いた外側の表面に密着して収容可能な形状を有する中空状の第２の容器に収容する工程と、
   前記開口部に蓋をして前記第１の容器を密閉する工程と、
   前記第１の容器及び前記第２の容器の内部を減圧して前記第１の容器の周囲に真空断熱層を形成する工程と、
   前記放射性廃棄物に含まれる放射性物質の崩壊熱によって、前記放射性廃液に含まれる水分を除去して濃縮処理をする真空乾燥工程とを有することを特徴とする放射性廃棄物の処理方法。
9. 前記真空乾燥工程において、圧力測定装置によって前記第１の容器の圧力を測定し、測定された前記圧力の値によって前記濃縮処理の終了を判断することを特徴とする請求項８に記載の放射性廃棄物の処理方法。
10. 前記真空乾燥工程において、温度測定装置によって前記第１の容器の温度を測定し、測定された前記温度の値によって前記濃縮処理の終了を判断することを特徴とする請求項８に記載の放射性廃棄物の処理方法。
11. 前記真空乾燥工程において、加熱装置によって前記第１の容器を加熱し、前記放射性物質の崩壊熱に加えて、前記加熱装置によって与えられる熱によって前記放射性廃液に含まれる水分を除去して前記放射性廃液を濃縮することを特徴とする請求項８に記載の放射性廃棄物の処理方法。
12. 前記真空乾燥工程において、水熱装置によって高温の水蒸気を生成し、前記第１の容器に充填された前記放射性廃棄物に前記高温の水蒸気を噴射し、前記放射性物質の崩壊熱に加えて、前記高温の水蒸気によって与えられる熱によって、前記放射性廃液に含まれる水分を除去して前記放射性廃液を濃縮することを特徴とする請求項８に記載の放射性廃棄物の処理方法。
13. 前記放射性廃液に供給された水蒸気から生成した水を回収して前記水熱装置に循環させることを特徴とする請求項１２に記載の放射性廃棄物の処理方法。
14. 前記放射性物質が放出する放射線の線量が１０^８Ｂｑ以上であることを特徴とする請求項８ないし１３のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理方法。
15. 前記有機酸塩は、シュウ酸、ギ酸、炭酸、酢酸又はクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩又はセシウム塩であることを特徴とする請求項８ないし１３のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理方法。

Images