JP2738478B2 - 放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法 - Google Patents
放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法Info
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Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は放射性核種を含む溶液中
から放射性核種を分離除去する方法に関する。ここで放
射性核種を含む溶液は、原子力発電所、使用済核燃料再
処理工場、放射性同位元素取扱施設、その他の原子力施
設から発生する放射性廃液である。本発明は、また、一
般産業廃液から有用元素または有害元素を分離除去する
方法に関する。
から放射性核種を分離除去する方法に関する。ここで放
射性核種を含む溶液は、原子力発電所、使用済核燃料再
処理工場、放射性同位元素取扱施設、その他の原子力施
設から発生する放射性廃液である。本発明は、また、一
般産業廃液から有用元素または有害元素を分離除去する
方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の放射性核種を含む溶液中から放射
性核種を分離する方法としては、特開昭５８−１７６５
９８号記載のように、溶液中に数種類の金属イオンを添
加して沈殿を形成させることなどにより固液分離を行っ
て、溶存する放射性核種を分離除去する方法が採用され
ていた。
性核種を分離する方法としては、特開昭５８−１７６５
９８号記載のように、溶液中に数種類の金属イオンを添
加して沈殿を形成させることなどにより固液分離を行っ
て、溶存する放射性核種を分離除去する方法が採用され
ていた。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】上記の従来の方法で
は、固液分離の際に、炭酸イオン（炭素）のように他の
放射性核種の分離効率を低下させるイオンが共存し、他
の放射性核種の分離効率が低下する恐れがあった。ま
た、他の放射性核種を分離している間にヨウ素等の揮発
性放射性核種が工程内に飛散する恐れがあった。
は、固液分離の際に、炭酸イオン（炭素）のように他の
放射性核種の分離効率を低下させるイオンが共存し、他
の放射性核種の分離効率が低下する恐れがあった。ま
た、他の放射性核種を分離している間にヨウ素等の揮発
性放射性核種が工程内に飛散する恐れがあった。
【０００４】本発明の目的は、廃液中から放射性核種を
高効率で分離すると共に、ヨウ素等の揮発性放射性核種
の分離工程での飛散を防止することにある。本発明の他
の目的は、一般産業廃液中から有用元素または有害元素
を高効率で分離することにある。
高効率で分離すると共に、ヨウ素等の揮発性放射性核種
の分離工程での飛散を防止することにある。本発明の他
の目的は、一般産業廃液中から有用元素または有害元素
を高効率で分離することにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】本発明は、上記目的の達
成のため、特許請求の範囲の請求項１ないし３の夫々に
記載した特徴を有する、放射性廃液中の放射性核種の分
離方法を提供し、また請求項４又は５のいずれかに記載
の産業廃液中の有用または有害元素の分離方法を提供す
る。
成のため、特許請求の範囲の請求項１ないし３の夫々に
記載した特徴を有する、放射性廃液中の放射性核種の分
離方法を提供し、また請求項４又は５のいずれかに記載
の産業廃液中の有用または有害元素の分離方法を提供す
る。
【０００６】
【作用】揮発性の高い放射性核種は放射性廃液中から揮
発操作により除去される。揮発操作としては、廃液のｐ
Ｈ調整、加温、撹拌、廃液へのガス導入、あるいは廃液
中の揮発対象核種の酸化、還元を行う。例えば、廃液ｐ
Ｈを低下させると炭酸イオンやヨウ素は廃液中から揮発
除去される。炭酸イオンが揮発除去されたことにより、
その後の廃液中の他の放射性核種の分離効率は損われな
い。また、ヨウ素イオンは適当に酸化あるいは還元する
ことにより、揮発性のヨウ素分子に変換されて廃液中か
ら揮発する。このため、その後の他の放射性核種の分離
工程に放射性ヨウ素が飛散しない。
発操作により除去される。揮発操作としては、廃液のｐ
Ｈ調整、加温、撹拌、廃液へのガス導入、あるいは廃液
中の揮発対象核種の酸化、還元を行う。例えば、廃液ｐ
Ｈを低下させると炭酸イオンやヨウ素は廃液中から揮発
除去される。炭酸イオンが揮発除去されたことにより、
その後の廃液中の他の放射性核種の分離効率は損われな
い。また、ヨウ素イオンは適当に酸化あるいは還元する
ことにより、揮発性のヨウ素分子に変換されて廃液中か
ら揮発する。このため、その後の他の放射性核種の分離
工程に放射性ヨウ素が飛散しない。
【０００７】
【実施例】実施例１ 本発明の第１の実施例として、使用済核燃料の再処理廃
液からｐＨ調整により炭酸ガスとヨウ素を揮発させ、そ
の後、放射性核種を共沈法で除去する方法について図１
により説明する。
液からｐＨ調整により炭酸ガスとヨウ素を揮発させ、そ
の後、放射性核種を共沈法で除去する方法について図１
により説明する。
【０００８】再処理廃液供給槽３から供給された137 Ｃ
ｓ，90Ｓｒ，14Ｃ，129 Ｉ，237 Ｎｐ，241 Ａｍ等の放
射性核種を含む再処理廃液１は、再処理廃液処理槽２の
中においてｐＨ調整剤供給槽４から供給されたｐＨ調整
剤により溶液ｐＨを調整される。元々の再処理廃液のｐ
Ｈが高い場合はｐＨ調整剤としては硝酸が適している。
再処理廃液のｐＨを５以下程度の低い値に調整すると、
廃液中に存在する14Ｃ及び129 Ｉ等の放射性核種は炭酸
ガス及びヨウ素分子等の揮発性形態で廃液中から揮発す
る。この際、廃液撹拌器８と撹拌器用動力源７とからな
る廃液撹拌機構は廃液のｐＨ調整と揮発性核種の揮発を
促進する役目を果たす。上記の揮発操作で揮発した炭酸
ガスおよびヨウ素等の放射性ガスは揮発ガス処理装置６
において除去処理され、放射性核種の建屋内への飛散及
び環境への放出を防止する。たとえば、ヨウ素の除去に
は銀アルミナ等の銀系吸着材が有効である。再処理廃液
処理槽２及び揮発ガス処理装置６は放射性ガスの飛散を
防止するため密閉構造となっている。再処理廃液処理槽
２の密閉構造は大気中の炭酸ガスの溶解を防止するため
にも有効である。また、一旦再処理廃液から除去された
揮発性核種の廃液への再溶解を防止するため、上記の揮
発操作後、揮発ガス処理装置６は再処理廃液処理槽２に
対して弁６’によって区画される。
ｓ，90Ｓｒ，14Ｃ，129 Ｉ，237 Ｎｐ，241 Ａｍ等の放
射性核種を含む再処理廃液１は、再処理廃液処理槽２の
中においてｐＨ調整剤供給槽４から供給されたｐＨ調整
剤により溶液ｐＨを調整される。元々の再処理廃液のｐ
Ｈが高い場合はｐＨ調整剤としては硝酸が適している。
再処理廃液のｐＨを５以下程度の低い値に調整すると、
廃液中に存在する14Ｃ及び129 Ｉ等の放射性核種は炭酸
ガス及びヨウ素分子等の揮発性形態で廃液中から揮発す
る。この際、廃液撹拌器８と撹拌器用動力源７とからな
る廃液撹拌機構は廃液のｐＨ調整と揮発性核種の揮発を
促進する役目を果たす。上記の揮発操作で揮発した炭酸
ガスおよびヨウ素等の放射性ガスは揮発ガス処理装置６
において除去処理され、放射性核種の建屋内への飛散及
び環境への放出を防止する。たとえば、ヨウ素の除去に
は銀アルミナ等の銀系吸着材が有効である。再処理廃液
処理槽２及び揮発ガス処理装置６は放射性ガスの飛散を
防止するため密閉構造となっている。再処理廃液処理槽
２の密閉構造は大気中の炭酸ガスの溶解を防止するため
にも有効である。また、一旦再処理廃液から除去された
揮発性核種の廃液への再溶解を防止するため、上記の揮
発操作後、揮発ガス処理装置６は再処理廃液処理槽２に
対して弁６’によって区画される。
【０００９】揮発性核種を除去した後、槽２内の再処理
廃液中には共沈剤供給槽５から放射性核種に対する共沈
剤が供給される。たとえば、Ｃｓに対してはリンモリブ
デン酸ナトリウムやフェロシアン酸ニッケル等の試薬、
Ｓｒに対してはリン酸カルシウムや硫酸バリウム等の試
薬、ＮｐやＡｍに対しては水酸化第二鉄やシュウ酸塩等
の試薬がそれぞれ共沈剤として有効である。これらの試
薬は必ずしも同時に再処理廃液中に添加する必要はない
が、処理条件さえあまり違わなければ、共沈操作を簡略
化するため一度に添加することが望ましい。この際、一
部の共沈操作を妨害する炭酸イオン等のイオンは前記の
揮発操作で既に廃液中から除去されているので、沈殿へ
の放射性核種の共沈は高効率で行われる。前記の撹拌機
構は、この場合、沈殿の形成と放射性核種の沈殿への取
り込みを促進する役目を果たす。
廃液中には共沈剤供給槽５から放射性核種に対する共沈
剤が供給される。たとえば、Ｃｓに対してはリンモリブ
デン酸ナトリウムやフェロシアン酸ニッケル等の試薬、
Ｓｒに対してはリン酸カルシウムや硫酸バリウム等の試
薬、ＮｐやＡｍに対しては水酸化第二鉄やシュウ酸塩等
の試薬がそれぞれ共沈剤として有効である。これらの試
薬は必ずしも同時に再処理廃液中に添加する必要はない
が、処理条件さえあまり違わなければ、共沈操作を簡略
化するため一度に添加することが望ましい。この際、一
部の共沈操作を妨害する炭酸イオン等のイオンは前記の
揮発操作で既に廃液中から除去されているので、沈殿へ
の放射性核種の共沈は高効率で行われる。前記の撹拌機
構は、この場合、沈殿の形成と放射性核種の沈殿への取
り込みを促進する役目を果たす。
【００１０】生成した沈殿と放射性核種を除去された廃
液とは共にスラリー移送ポンプ９により廃液処理槽２か
ら沈殿分離機構１０へ移送される。沈殿を廃液から分離
するためには、燒結金属フィルターや中空糸膜等のろ過
機構を沈殿分離機構１０に用いるのが有効である。沈殿
分離機構１０により廃液は沈殿から分離されて処理済廃
液受槽１１に漸次移される。また、放射性核種を含む沈
殿は沈殿分離機構１０中のフィルター上に蓄積して残
る。この沈殿は、沈殿洗浄液貯槽１２から洗浄液移送ポ
ンプ１３を用いて逆方向に洗浄液を送ることにより沈殿
分離機構１０から沈殿受槽１４に移送される。洗浄液と
しては一般的に水が用いられる。
液とは共にスラリー移送ポンプ９により廃液処理槽２か
ら沈殿分離機構１０へ移送される。沈殿を廃液から分離
するためには、燒結金属フィルターや中空糸膜等のろ過
機構を沈殿分離機構１０に用いるのが有効である。沈殿
分離機構１０により廃液は沈殿から分離されて処理済廃
液受槽１１に漸次移される。また、放射性核種を含む沈
殿は沈殿分離機構１０中のフィルター上に蓄積して残
る。この沈殿は、沈殿洗浄液貯槽１２から洗浄液移送ポ
ンプ１３を用いて逆方向に洗浄液を送ることにより沈殿
分離機構１０から沈殿受槽１４に移送される。洗浄液と
しては一般的に水が用いられる。
【００１１】上記の様にして、最終的に再処理廃液は、
放射性核種濃度が大幅に低減した処理済廃液と、廃液中
の大部分の放射性核種を取り込んだ沈殿とに分離され
る。処理済廃液の体積は当初の体積と比べてあまり変化
していないが、該処理済廃液中の放射性核種濃度は当初
の１％以下となる。また、沈殿中の放射性核種濃度は当
初の１０００倍以上となるが、体積は廃液体積の１／１
０以下となる。
放射性核種濃度が大幅に低減した処理済廃液と、廃液中
の大部分の放射性核種を取り込んだ沈殿とに分離され
る。処理済廃液の体積は当初の体積と比べてあまり変化
していないが、該処理済廃液中の放射性核種濃度は当初
の１％以下となる。また、沈殿中の放射性核種濃度は当
初の１０００倍以上となるが、体積は廃液体積の１／１
０以下となる。
【００１２】本実施例による効果を図２及び図３により
説明する。図２は溶液中に炭酸イオンが存在したときの
水酸化第二鉄共沈法による241 Ａｍの除染係数を示した
図である。除染係数とは処理前の廃液中の核種濃度と処
理後の廃液中の核種濃度の比で表され、核種除去の性能
を表す指標となるパラメータであり、大きい方が廃液か
らの核種除去効率が高い。図２から、炭酸イオンの存在
により241 Ａｍの除染係数が低下することがわかる。す
なわち、炭酸イオンはＡｍの放射性廃液からの分離除去
を妨害することが明らかである。本実施例ではｐＨ調整
により予め廃液から炭酸イオンを除去するのであるが、
その効果を図３により説明する。図３は、廃液（溶液）
のｐＨを変化させたときの14Ｃと129 Ｉの夫々の除染係
数を示している。14Ｃと炭酸イオンは１対１に対応して
おり、14Ｃを炭酸イオンに置き換えても同じである。廃
液のｐＨを８以下、望ましくは６以下に低下させること
により、廃液中の炭酸イオンを高効率で除去でき、炭酸
イオンによるＡｍ分離効率低下を防止できる。また、こ
のように廃液のｐＨ調整を行うことにより容易に放射性
の14Ｃや129 Ｉが廃液から気相中に移行するので、図１
における沈殿分離機構１０での固液分離の前段階で上記
の揮発操作を行うことは、分離工程全体への14Ｃや129
Ｉの拡散を防止する効果もある。なお、炭酸イオンはＡ
ｍ以外の遷移元素に対しても図２に示すのと同様に作用
するので、アルカリ金属やアルカリ土類金属を除くほと
んどの放射性核種に対して本実施例は効果的である。
説明する。図２は溶液中に炭酸イオンが存在したときの
水酸化第二鉄共沈法による241 Ａｍの除染係数を示した
図である。除染係数とは処理前の廃液中の核種濃度と処
理後の廃液中の核種濃度の比で表され、核種除去の性能
を表す指標となるパラメータであり、大きい方が廃液か
らの核種除去効率が高い。図２から、炭酸イオンの存在
により241 Ａｍの除染係数が低下することがわかる。す
なわち、炭酸イオンはＡｍの放射性廃液からの分離除去
を妨害することが明らかである。本実施例ではｐＨ調整
により予め廃液から炭酸イオンを除去するのであるが、
その効果を図３により説明する。図３は、廃液（溶液）
のｐＨを変化させたときの14Ｃと129 Ｉの夫々の除染係
数を示している。14Ｃと炭酸イオンは１対１に対応して
おり、14Ｃを炭酸イオンに置き換えても同じである。廃
液のｐＨを８以下、望ましくは６以下に低下させること
により、廃液中の炭酸イオンを高効率で除去でき、炭酸
イオンによるＡｍ分離効率低下を防止できる。また、こ
のように廃液のｐＨ調整を行うことにより容易に放射性
の14Ｃや129 Ｉが廃液から気相中に移行するので、図１
における沈殿分離機構１０での固液分離の前段階で上記
の揮発操作を行うことは、分離工程全体への14Ｃや129
Ｉの拡散を防止する効果もある。なお、炭酸イオンはＡ
ｍ以外の遷移元素に対しても図２に示すのと同様に作用
するので、アルカリ金属やアルカリ土類金属を除くほと
んどの放射性核種に対して本実施例は効果的である。
【００１３】以上、本実施例によれば長期管理の必要な
放射性廃液あるいは放射性廃棄物の体積を低減すること
ができる。また、放射性廃液中の核種濃度を高効率でか
つ大幅に低減できるので、多量の放射性廃液の管理期間
を大幅に短縮でき、短時間で無害化できる効果がある。
本実施例では揮発操作と共沈操作を同じ容器内で実施し
ているので、核種分離方法の簡略化及び分離プラントの
小型化を図ることができる。
放射性廃液あるいは放射性廃棄物の体積を低減すること
ができる。また、放射性廃液中の核種濃度を高効率でか
つ大幅に低減できるので、多量の放射性廃液の管理期間
を大幅に短縮でき、短時間で無害化できる効果がある。
本実施例では揮発操作と共沈操作を同じ容器内で実施し
ているので、核種分離方法の簡略化及び分離プラントの
小型化を図ることができる。
【００１４】上記実施例においては、揮発性ガスを揮発
させるために再処理廃液のｐＨを調整するようにした
が、ｐＨ調整と同時に加温やガス（例えば空気）導入を
実施すると、より効果的に揮発させることができる効果
がある。また、沈殿を沈殿分離機構１０から除去するた
めに洗浄液で逆洗するようにしたが、機械的に除去する
ことにより、沈殿中の水分量を低減し、あるいは沈殿か
らの水分除去を省略できる。
させるために再処理廃液のｐＨを調整するようにした
が、ｐＨ調整と同時に加温やガス（例えば空気）導入を
実施すると、より効果的に揮発させることができる効果
がある。また、沈殿を沈殿分離機構１０から除去するた
めに洗浄液で逆洗するようにしたが、機械的に除去する
ことにより、沈殿中の水分量を低減し、あるいは沈殿か
らの水分除去を省略できる。
【００１５】実施例２ 次に本発明の第２の実施例を原子力発電所において発生
する放射性廃液に適用した場合について図４により説明
する。
する放射性廃液に適用した場合について図４により説明
する。
【００１６】本実施例では揮発促進手段として溶液中に
ガスを導入している。また、固液分離手段としてイオン
交換クロマトグラフィを用いている。原子力発電所廃液
の供給槽１７から供給された137 Ｃｓ，90Ｓｒ，14Ｃ，
129 Ｉ，60Ｃｏ等の放射性核種を含む原子力発電所廃液
１５は、発電所廃液処理槽１６の中においてガス供給ボ
ンベ１８からガス導入管１９に供給されたガスにより撹
拌され、揮発性の溶存成分が揮発する。元々の発電所廃
液のｐＨが高い場合は、上記ガスとしてはＮＯX のよう
な酸性のガスが適している。元々の廃液のｐＨが高くな
い場合には上記ガスとして空気を用いてもよい。上記操
作により、廃液中に存在する14Ｃ及び129 Ｉ等の放射性
核種は炭酸ガス及びヨウ素分子等の揮発性形態で廃液中
から揮発する。この際、廃液中へのガス導入管１９をガ
スが効率的に廃液中へ拡散するような形状にすることに
より揮発性核種の揮発は促進される。揮発操作で揮発し
たヨウ素分子や炭酸ガス等の放射性ガスは揮発ガス処理
装置２０において除去され、放射性核種の建屋内への飛
散及び環境への放出を防止する。たとえば、ヨウ素の除
去には銀アルミナ等の銀系吸着材が有効である。発電所
廃液処理槽１６及び揮発ガス処理装置２０は、放射性ガ
スの飛散を防止するため、密閉構造となっている。発電
所廃液処理槽１６の密閉構造は大気中の炭酸ガスの溶解
を防止するためにも有効である。また、一旦発電所廃液
から除去された揮発性核種の廃液への再溶解を防止する
ため、揮発操作後、揮発ガス処理装置２０は発電所廃液
処理槽１６に対して弁２０’によって区画される。
ガスを導入している。また、固液分離手段としてイオン
交換クロマトグラフィを用いている。原子力発電所廃液
の供給槽１７から供給された137 Ｃｓ，90Ｓｒ，14Ｃ，
129 Ｉ，60Ｃｏ等の放射性核種を含む原子力発電所廃液
１５は、発電所廃液処理槽１６の中においてガス供給ボ
ンベ１８からガス導入管１９に供給されたガスにより撹
拌され、揮発性の溶存成分が揮発する。元々の発電所廃
液のｐＨが高い場合は、上記ガスとしてはＮＯX のよう
な酸性のガスが適している。元々の廃液のｐＨが高くな
い場合には上記ガスとして空気を用いてもよい。上記操
作により、廃液中に存在する14Ｃ及び129 Ｉ等の放射性
核種は炭酸ガス及びヨウ素分子等の揮発性形態で廃液中
から揮発する。この際、廃液中へのガス導入管１９をガ
スが効率的に廃液中へ拡散するような形状にすることに
より揮発性核種の揮発は促進される。揮発操作で揮発し
たヨウ素分子や炭酸ガス等の放射性ガスは揮発ガス処理
装置２０において除去され、放射性核種の建屋内への飛
散及び環境への放出を防止する。たとえば、ヨウ素の除
去には銀アルミナ等の銀系吸着材が有効である。発電所
廃液処理槽１６及び揮発ガス処理装置２０は、放射性ガ
スの飛散を防止するため、密閉構造となっている。発電
所廃液処理槽１６の密閉構造は大気中の炭酸ガスの溶解
を防止するためにも有効である。また、一旦発電所廃液
から除去された揮発性核種の廃液への再溶解を防止する
ため、揮発操作後、揮発ガス処理装置２０は発電所廃液
処理槽１６に対して弁２０’によって区画される。
【００１７】揮発性核種を除去した後の槽１６中の発電
所廃液は、イオン交換カラム２１へ供給される。イオン
交換カラム２１に用いるイオン交換体としては、たとえ
ば、Ｃｓに対してはリンモリブデン酸アンモニウム、フ
ェロシアン酸コバルトカリウム、フェロシアン化銅添着
ゼオライト等のイオン交換体、また、ＳｒやＣｏに対し
てはチタン酸ナトリウム、リン酸チタン等のイオン交換
体がそれぞれ有効である。また、イオン交換樹脂等も有
効である。これらのイオン交換体は必ずしも同一カラム
に充填する必要はないが、処理条件さえあまり違わなけ
ればイオン交換クロマトグラフィ操作を簡略化するため
には同一カラムに充填することが望ましい。この際、一
部のイオン交換挙動を妨害する炭酸イオン等のイオンは
前記の揮発操作で既に廃液中から除去されているので、
放射性核種は高効率でイオン交換除去される。
所廃液は、イオン交換カラム２１へ供給される。イオン
交換カラム２１に用いるイオン交換体としては、たとえ
ば、Ｃｓに対してはリンモリブデン酸アンモニウム、フ
ェロシアン酸コバルトカリウム、フェロシアン化銅添着
ゼオライト等のイオン交換体、また、ＳｒやＣｏに対し
てはチタン酸ナトリウム、リン酸チタン等のイオン交換
体がそれぞれ有効である。また、イオン交換樹脂等も有
効である。これらのイオン交換体は必ずしも同一カラム
に充填する必要はないが、処理条件さえあまり違わなけ
ればイオン交換クロマトグラフィ操作を簡略化するため
には同一カラムに充填することが望ましい。この際、一
部のイオン交換挙動を妨害する炭酸イオン等のイオンは
前記の揮発操作で既に廃液中から除去されているので、
放射性核種は高効率でイオン交換除去される。
【００１８】イオン交換カラム２１を通過した発電所廃
液は放射性核種をほとんど含まず、処理済廃液貯槽２３
に一時貯蔵される。カラム２１中のイオン交換体は放射
性核種の除去性能が低下するまで廃液を処理できる。放
射性核種の除去性能が低下した場合は、フランジ２２に
よってカラムごと装置から取外し、イオン交換体を新し
いものと交換して再度装着する。イオン交換体の交換時
期はイオン交換カラム２１からの溶出液中の放射性核種
濃度を測定して判断する。廃イオン交換体は比較的レベ
ルの高い放射性廃棄物として取り扱うか、あるいは、廃
イオン交換体の再生が可能であるならば廃イオン交換体
中に再生用の溶液を流して再生させて再使用する。流出
した再生溶液中には高濃度の放射性核種が含まれている
が、体積が元々の廃液に比べて大幅に減容されているの
で貯蔵、管理等の取扱は容易となる。
液は放射性核種をほとんど含まず、処理済廃液貯槽２３
に一時貯蔵される。カラム２１中のイオン交換体は放射
性核種の除去性能が低下するまで廃液を処理できる。放
射性核種の除去性能が低下した場合は、フランジ２２に
よってカラムごと装置から取外し、イオン交換体を新し
いものと交換して再度装着する。イオン交換体の交換時
期はイオン交換カラム２１からの溶出液中の放射性核種
濃度を測定して判断する。廃イオン交換体は比較的レベ
ルの高い放射性廃棄物として取り扱うか、あるいは、廃
イオン交換体の再生が可能であるならば廃イオン交換体
中に再生用の溶液を流して再生させて再使用する。流出
した再生溶液中には高濃度の放射性核種が含まれている
が、体積が元々の廃液に比べて大幅に減容されているの
で貯蔵、管理等の取扱は容易となる。
【００１９】以上の様にして、最終的に発電所廃液は、
放射性核種濃度が大幅に低減した処理済廃液と、廃液中
の大部分の放射性核種を取り込んだイオン交換体あるい
はイオン交換体の再生廃液とに分離される。処理済廃液
の体積は当初の体積と比べてあまり変化していないが、
処理済廃液中の放射性核種濃度は当初の１％以下とな
る。また、イオン交換体中あるいはイオン交換体の再生
溶液中の核種濃度は当初の１０００倍以上となるが、体
積は廃液体積の１／５０以下となる。
放射性核種濃度が大幅に低減した処理済廃液と、廃液中
の大部分の放射性核種を取り込んだイオン交換体あるい
はイオン交換体の再生廃液とに分離される。処理済廃液
の体積は当初の体積と比べてあまり変化していないが、
処理済廃液中の放射性核種濃度は当初の１％以下とな
る。また、イオン交換体中あるいはイオン交換体の再生
溶液中の核種濃度は当初の１０００倍以上となるが、体
積は廃液体積の１／５０以下となる。
【００２０】以上、本実施例によれば発電所廃液中の放
射性核種を高効率で廃液中から分離除去できる。また、
長期管理の必要な放射性廃液あるいは放射性廃棄物の体
積を低減することができる。さらに、放射性廃液中の放
射性核種濃度を高効率でかつ大幅に低減できるので、多
量の放射性廃液の管理期間を大幅に短縮でき、短時間で
無害化できる効果がある。本実施例ではイオン交換をク
ロマトグラフィで実施しているので、装置を小型化する
こと及び２次廃棄物発生量を低減することができる。
射性核種を高効率で廃液中から分離除去できる。また、
長期管理の必要な放射性廃液あるいは放射性廃棄物の体
積を低減することができる。さらに、放射性廃液中の放
射性核種濃度を高効率でかつ大幅に低減できるので、多
量の放射性廃液の管理期間を大幅に短縮でき、短時間で
無害化できる効果がある。本実施例ではイオン交換をク
ロマトグラフィで実施しているので、装置を小型化する
こと及び２次廃棄物発生量を低減することができる。
【００２１】上記実施例においては揮発性ガスを揮発さ
せるために発電所廃液中にガスを導入したが、ガス導入
とともにｐＨ調整や加温を組み合わせることにより効果
的に揮発させることができる。
せるために発電所廃液中にガスを導入したが、ガス導入
とともにｐＨ調整や加温を組み合わせることにより効果
的に揮発させることができる。
【００２２】実施例３ 本発明の第３の実施例として、一般的な産業廃液から酸
化還元により炭酸ガスや他の揮発性元素を揮発させ、そ
の後、有用元素あるいは有害元素をイオン交換法で回収
する方法について図５により説明する。
化還元により炭酸ガスや他の揮発性元素を揮発させ、そ
の後、有用元素あるいは有害元素をイオン交換法で回収
する方法について図５により説明する。
【００２３】産業廃液供給槽２６から供給されたＲｕ，
Ｐｄ，Ｐｔ，Ａｕ等あるいはＣｒ，Ｃｄ等の有用元素あ
るいは有害元素を含む産業廃液２４は、産業廃液処理槽
２５の中において、酸化還元剤供給槽２７から供給され
た酸化還元剤（酸化剤としては例えばＣｅ，還元剤とし
ては例えばＲｕ，Ｐｄなど）により、廃液中に共存する
陰イオンを揮発させる。例えば、硝酸イオンは亜硝酸イ
オンに還元すれば揮発しやすくなり、さらに一酸化窒素
に還元すればさらに揮発しやすくなる。炭酸イオンを揮
発性の炭酸ガスとして除去するには酸性の酸化還元剤の
添加が有効である。この際、廃液撹拌器８と撹拌器用動
力源７とからなる廃液撹拌機構は廃液中の溶存物質の酸
化還元反応と揮発性物質の揮発を促進する役目を果た
す。揮発操作で揮発したＮＯX 、炭酸ガス等の物質はガ
ス放出口２９から大気中に放出される。一旦廃液から除
去された揮発性物質の廃液への再溶解を防止するため、
揮発操作後、ガス放出口２９は弁２９’で閉じた状態と
する。
Ｐｄ，Ｐｔ，Ａｕ等あるいはＣｒ，Ｃｄ等の有用元素あ
るいは有害元素を含む産業廃液２４は、産業廃液処理槽
２５の中において、酸化還元剤供給槽２７から供給され
た酸化還元剤（酸化剤としては例えばＣｅ，還元剤とし
ては例えばＲｕ，Ｐｄなど）により、廃液中に共存する
陰イオンを揮発させる。例えば、硝酸イオンは亜硝酸イ
オンに還元すれば揮発しやすくなり、さらに一酸化窒素
に還元すればさらに揮発しやすくなる。炭酸イオンを揮
発性の炭酸ガスとして除去するには酸性の酸化還元剤の
添加が有効である。この際、廃液撹拌器８と撹拌器用動
力源７とからなる廃液撹拌機構は廃液中の溶存物質の酸
化還元反応と揮発性物質の揮発を促進する役目を果た
す。揮発操作で揮発したＮＯX 、炭酸ガス等の物質はガ
ス放出口２９から大気中に放出される。一旦廃液から除
去された揮発性物質の廃液への再溶解を防止するため、
揮発操作後、ガス放出口２９は弁２９’で閉じた状態と
する。
【００２４】揮発性物質を除去した後の槽２５内の産業
廃液中にはイオン交換体供給槽２８から有用物質あるい
は有害物質用のイオン交換体が供給される。たとえば、
イオン交換体としては実施例２に記載したようなものが
有効である。これらのイオン交換体は必ずしも同時に産
業廃液中に添加する必要はないが、処理条件さえあまり
違わなければ、イオン交換操作を簡略化するため一度に
添加することが望ましい。この際、一部のイオン交換操
作を妨害する炭酸イオン等のイオンは前記の揮発操作で
既に廃液中から除去されているので、有用物質あるいは
有害物質のイオン交換体へのイオン交換は高効率で行わ
れる。撹拌機構は、この場合、有用物質あるいは有害物
質のイオン交換を促進する役目を果たす。
廃液中にはイオン交換体供給槽２８から有用物質あるい
は有害物質用のイオン交換体が供給される。たとえば、
イオン交換体としては実施例２に記載したようなものが
有効である。これらのイオン交換体は必ずしも同時に産
業廃液中に添加する必要はないが、処理条件さえあまり
違わなければ、イオン交換操作を簡略化するため一度に
添加することが望ましい。この際、一部のイオン交換操
作を妨害する炭酸イオン等のイオンは前記の揮発操作で
既に廃液中から除去されているので、有用物質あるいは
有害物質のイオン交換体へのイオン交換は高効率で行わ
れる。撹拌機構は、この場合、有用物質あるいは有害物
質のイオン交換を促進する役目を果たす。
【００２５】有用物質あるいは有害物質を吸着したイオ
ン交換体と有用物質あるいは有害物質を除去された廃液
とは、共にスラリー移送ポンプ９により産業廃液処理槽
２５からイオン交換体分離機構３０へ移送される。イオ
ン交換体を廃液から分離するためには、燒結金属フィル
ターや中空糸膜等のろ過機構をイオン交換体分離機構３
０に用いるのが有効である。イオン交換体分離機構３０
により廃液はイオン交換体から分離されて処理済廃液受
槽１１に漸次移される。また、有用物質あるいは有害物
質を含むイオン交換体は、イオン交換体分離機構３０中
のフィルター上に蓄積して残る。このイオン交換体は、
イオン交換体洗浄液貯槽３１から洗浄液移送ポンプ１３
を用いて逆方向に洗浄液を送ることにより、イオン交換
体分離機構３０からイオン交換体受槽３２に移送され
る。洗浄液としては一般的に水が用いられる。
ン交換体と有用物質あるいは有害物質を除去された廃液
とは、共にスラリー移送ポンプ９により産業廃液処理槽
２５からイオン交換体分離機構３０へ移送される。イオ
ン交換体を廃液から分離するためには、燒結金属フィル
ターや中空糸膜等のろ過機構をイオン交換体分離機構３
０に用いるのが有効である。イオン交換体分離機構３０
により廃液はイオン交換体から分離されて処理済廃液受
槽１１に漸次移される。また、有用物質あるいは有害物
質を含むイオン交換体は、イオン交換体分離機構３０中
のフィルター上に蓄積して残る。このイオン交換体は、
イオン交換体洗浄液貯槽３１から洗浄液移送ポンプ１３
を用いて逆方向に洗浄液を送ることにより、イオン交換
体分離機構３０からイオン交換体受槽３２に移送され
る。洗浄液としては一般的に水が用いられる。
【００２６】上記のようにして、最終的に産業廃液は、
有用物質あるいは有害物質の濃度が大幅に低減した処理
済廃液と、廃液中の大部分の有用物質あるいは有害物質
を取り込んだイオン交換体とに分離される。処理済廃液
の体積は当初の体積と比べてあまり変化していないが、
該処理済廃液中の有用物質あるいは有害物質の濃度は当
初の１％以下となる。また、イオン交換体中の該物質の
濃度は当初の１０００倍以上となるが、体積は廃液体積
の１／１０以下となる。
有用物質あるいは有害物質の濃度が大幅に低減した処理
済廃液と、廃液中の大部分の有用物質あるいは有害物質
を取り込んだイオン交換体とに分離される。処理済廃液
の体積は当初の体積と比べてあまり変化していないが、
該処理済廃液中の有用物質あるいは有害物質の濃度は当
初の１％以下となる。また、イオン交換体中の該物質の
濃度は当初の１０００倍以上となるが、体積は廃液体積
の１／１０以下となる。
【００２７】以上、本実施例によれば、産業廃液中の有
害物質を高効率で廃液中から分離除去でき、産業廃液を
外部（海洋や河川等）に放出できるようになる。また、
保管管理の必要な産業廃液あるいは産業廃棄物の体積を
大幅に低減することができる。有用物質回収について
は、産業廃液中の有用物質を高効率で回収できる効果が
ある。
害物質を高効率で廃液中から分離除去でき、産業廃液を
外部（海洋や河川等）に放出できるようになる。また、
保管管理の必要な産業廃液あるいは産業廃棄物の体積を
大幅に低減することができる。有用物質回収について
は、産業廃液中の有用物質を高効率で回収できる効果が
ある。
【００２８】本発明の一般的な操作手順を、一般的な放
射性廃液を対象にした場合について、図６により説明す
る。放射性廃液に対してｐＨ調整、加温、撹拌、酸化還
元の中から選ばれる少なくとも一つの方法を用いて廃液
中の揮発性成分を揮発させる。揮発した成分が放射性で
ある場合には吸着等により放射性成分を固定化する。次
に共沈、イオン交換、吸着、溶媒抽出の中から選ばれる
少なくとも一つの方法を用いて廃液中の核種を廃液から
除去する。
射性廃液を対象にした場合について、図６により説明す
る。放射性廃液に対してｐＨ調整、加温、撹拌、酸化還
元の中から選ばれる少なくとも一つの方法を用いて廃液
中の揮発性成分を揮発させる。揮発した成分が放射性で
ある場合には吸着等により放射性成分を固定化する。次
に共沈、イオン交換、吸着、溶媒抽出の中から選ばれる
少なくとも一つの方法を用いて廃液中の核種を廃液から
除去する。
【００２９】以上、本実施例によれば比較的簡単な操作
手順により廃液中の放射性核種を高効率で分離除去で
き、廃液の管理期間を大幅に短縮できる。また、長期管
理の必要な廃棄物量を大幅に低減できる。
手順により廃液中の放射性核種を高効率で分離除去で
き、廃液の管理期間を大幅に短縮できる。また、長期管
理の必要な廃棄物量を大幅に低減できる。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、放射性溶液中の放射性
核種を高効率で分離除去できる。また、このことにより
多量の放射性廃棄物の管理期間を大幅に短縮できあるい
は短時間で無害化でき、長期管理の必要な放射性廃棄物
の量を大幅に低減できる効果がある。また、産業廃液中
の有用物質を高効率で回収でき、有害物質を高効率で除
去できる効果がある。
核種を高効率で分離除去できる。また、このことにより
多量の放射性廃棄物の管理期間を大幅に短縮できあるい
は短時間で無害化でき、長期管理の必要な放射性廃棄物
の量を大幅に低減できる効果がある。また、産業廃液中
の有用物質を高効率で回収でき、有害物質を高効率で除
去できる効果がある。
【図１】本発明を使用済核燃料再処理廃液に適用した場
合の一実施例を示す図
合の一実施例を示す図
【図２】本発明の効果を説明するための図
【図３】本発明の効果を説明するための図
【図４】本発明を原子力発電所廃液に適用した場合の一
実施例を示す図
実施例を示す図
【図５】本発明を産業廃液に適用した場合の一実施例を
示す図
示す図
【図６】本発明による一般放射性廃液からの放射性核種
の分離方法の原理的説明図
の分離方法の原理的説明図
１…再処理廃液 ２…再処理廃液処理
槽 ３…再処理廃液供給槽 ４…ｐＨ調整済供給
槽 ５…共沈済供給槽 ６…揮発ガス処理装
置 ７…撹拌器用動力源 ８…廃液撹拌器 ９…スラリー移送ポンプ １０…沈殿分離機構 １１…処理済廃液受槽 １２…沈殿洗浄液貯
槽 １３…洗浄液移送ポンプ １４…沈殿受槽 １５…原子力発電所廃液 １６…原子力発電所
廃液処理槽 １７…原子力発電所廃液の供給槽 １８…ガス供給ボン
ベ １９…ガス導入管 ２０…揮発ガス処理
装置 ２１…イオン交換カラム ２２…フランジ ２３…処理済廃液貯槽 ２４…産業廃液 ２５…産業廃液処理槽 ２６…産業廃液供給
槽 ２７…酸化還元剤供給槽 ２８…イオン交換体
供給槽 ２９…ガス放出口 ３０…イオン交換体
分離機構 ３１…イオン交換体洗浄液貯槽 ３２…イオン交換体
受槽
槽 ３…再処理廃液供給槽 ４…ｐＨ調整済供給
槽 ５…共沈済供給槽 ６…揮発ガス処理装
置 ７…撹拌器用動力源 ８…廃液撹拌器 ９…スラリー移送ポンプ １０…沈殿分離機構 １１…処理済廃液受槽 １２…沈殿洗浄液貯
槽 １３…洗浄液移送ポンプ １４…沈殿受槽 １５…原子力発電所廃液 １６…原子力発電所
廃液処理槽 １７…原子力発電所廃液の供給槽 １８…ガス供給ボン
ベ １９…ガス導入管 ２０…揮発ガス処理
装置 ２１…イオン交換カラム ２２…フランジ ２３…処理済廃液貯槽 ２４…産業廃液 ２５…産業廃液処理槽 ２６…産業廃液供給
槽 ２７…酸化還元剤供給槽 ２８…イオン交換体
供給槽 ２９…ガス放出口 ３０…イオン交換体
分離機構 ３１…イオン交換体洗浄液貯槽 ３２…イオン交換体
受槽
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 ＦＩ Ｃ０２Ｆ 9/00 ５０２ Ｃ０２Ｆ 9/00 ５０２Ａ ５０２Ｄ ５０２Ｅ ５０２Ｈ ５０２Ｊ ５０２Ｐ ５０２Ｒ ５０４ ５０４Ｂ ５０４Ｅ Ｇ２１Ｆ 9/06 Ｇ２１Ｆ 9/06 Ｇ ５８１ ５８１Ｊ (72)発明者 馬場 務 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 笹平 朗 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 中村友隆 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献 特開 昭62−191800（ＪＰ，Ａ) 特開 昭64−53199（ＪＰ，Ａ) 特公 昭61−52753（ＪＰ，Ｂ２)
Claims (5)
- 【請求項１】 使用済核燃料の再処理工場もしくは原子
力発電所において発生する不揮発性核種及び同じく炭酸
ガスやヨウ素分子等の揮発性形態を取り得る 14 Ｃ， 129
Ｉ等の揮発性核種を含む放射性廃液から、前記揮発性の
放射性核種を揮発させて除去する揮発操作を行った後
に、前記放射性廃液中の前記不揮発性の放射性核種を共
沈、イオン交換、吸着または溶媒抽出により分離するこ
とを特徴とする放射性廃液中の放射性核種の分離方法。 - 【請求項２】 前記揮発操作が、前記放射性廃液のｐＨ
調整、前記放射性廃液へのガス導入、前記放射性廃液中
の揮発対象核種の酸化還元の一つ以上を行うことからな
る請求項１記載の放射性廃液中の放射性核種の分離方
法。 - 【請求項３】 前記揮発操作が、更に、加温もしくは撹
拌またはその両方を含む請求項２記載の放射性廃液中の
放射性核種の分離方法。 - 【請求項４】 不揮発性有用元素もしくは有害元素を含
む産業廃液から、該廃液中に共存する硝酸イオン、亜硝
酸イオン、炭酸イオン等の陰イオンを酸化還元剤により
還元することで、揮発させて除去する揮発操作を行った
後に、前記産業廃液中の前記有用もしくは有害元素をイ
オン交換もしくは吸着により分離することを特徴とする
産業廃液中の有用もしくは有害元素の分離方法。 - 【請求項５】 前記揮発操作が、前記産業廃液のｐＨ調
整、前記産業廃液へのガス導入、前記産業廃液中の揮発
対象成分の酸化還元の一つ以上を行うことからなる請求
項４記載の産業廃液中の有用もしくは有害元素の分離方
法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4023733A JP2738478B2 (ja) | 1992-02-10 | 1992-02-10 | 放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法 |
| EP93300841A EP0555996B1 (en) | 1992-02-10 | 1993-02-04 | Methods and apparatus for treating aqueous indutrial effluent |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4023733A JP2738478B2 (ja) | 1992-02-10 | 1992-02-10 | 放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05220467A JPH05220467A (ja) | 1993-08-31 |
| JP2738478B2 true JP2738478B2 (ja) | 1998-04-08 |
Family
ID=12118515
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4023733A Expired - Fee Related JP2738478B2 (ja) | 1992-02-10 | 1992-02-10 | 放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0555996B1 (ja) |
| JP (1) | JP2738478B2 (ja) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2714620B1 (fr) * | 1993-12-31 | 1996-02-23 | Gagneraud Pere Fils Entr | Procédé et installation d'épuration de composés chimiques ou nucléaires d'un effluent. |
| FR2861494B1 (fr) * | 2003-10-28 | 2005-12-23 | Commissariat Energie Atomique | Utilisation de carbonates mixtes frittes pour le confinement de carbone radioactif. |
| EP1780730A1 (en) | 2005-11-01 | 2007-05-02 | Paul Scherrer Institut | Fast reduction of iodine species to iodide |
| FR2927725B1 (fr) * | 2008-02-18 | 2014-09-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de decontamination d'un effluent liquide en un ou plusieurs elements chimiques par extraction solide-liquide mettant en oeuvre une boucle de recyclage |
| FR2937634B1 (fr) * | 2008-10-27 | 2011-09-30 | Commissariat Energie Atomique | Procede de decontamination d'un effluent liquide comprenant un ou plusieurs elements chimiques radioactifs par traitement en lit fluidise |
| JP5866823B2 (ja) * | 2011-06-29 | 2016-02-24 | 三菱レイヨン株式会社 | 廃水の処理方法および処理装置 |
| JP6532077B2 (ja) * | 2014-04-18 | 2019-06-19 | 一般財団法人電力中央研究所 | 放射性ストロンチウムの分離方法及び分離システム |
| JP6585405B2 (ja) * | 2015-07-17 | 2019-10-02 | 株式会社神戸製鋼所 | 放射性汚染水貯留方法及び放射性汚染水貯留装置 |
| CN110759550A (zh) * | 2019-12-05 | 2020-02-07 | 徐州市天益塑料制品有限公司 | 一种污水处理装置 |
| CN112509721A (zh) * | 2020-11-30 | 2021-03-16 | 湖南汉华京电清洁能源科技有限公司 | 放射性样品处理方法及装置 |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2951339C2 (de) * | 1979-12-20 | 1985-11-21 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zum Desorbieren von Spaltjod aus salpetersaurer Brennstofflösung |
| JPS6152753A (ja) * | 1984-08-22 | 1986-03-15 | Nec Corp | 障害処理装置 |
| JPH0644074B2 (ja) * | 1986-02-18 | 1994-06-08 | 動力炉・核燃料開発事業団 | ウランおよびフツ素含有廃水の処理方法 |
| JPS6453199A (en) * | 1987-08-24 | 1989-03-01 | Nippon Atomic Ind Group Co | Method for removing radioactive iodine in waste organic solvent |
| FR2641119A1 (en) * | 1988-12-28 | 1990-06-29 | Commissariat Energie Atomique | Process for complementary desorption of the radioactive iodine present in the nitric solution for dissolving irradiated fuel elements |
| DE3940401A1 (de) * | 1989-12-06 | 1991-07-25 | Siemens Ag | Verfahren und anordnung zum vermindern des iodgehalts in einer salpetersauren kernbrennstoffloesung |
-
1992
- 1992-02-10 JP JP4023733A patent/JP2738478B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-02-04 EP EP93300841A patent/EP0555996B1/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0555996B1 (en) | 1999-11-24 |
| EP0555996A3 (en) | 1993-12-15 |
| JPH05220467A (ja) | 1993-08-31 |
| EP0555996A2 (en) | 1993-08-18 |
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