JP2930394B2 - 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 - Google Patents
使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法Info
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- JP2930394B2 JP2930394B2 JP21903190A JP21903190A JP2930394B2 JP 2930394 B2 JP2930394 B2 JP 2930394B2 JP 21903190 A JP21903190 A JP 21903190A JP 21903190 A JP21903190 A JP 21903190A JP 2930394 B2 JP2930394 B2 JP 2930394B2
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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子力発電所等から発生する使用済放射性イ
オン交換樹脂の処理方法に関する。
オン交換樹脂の処理方法に関する。
使用済放射性イオン交換樹脂（以下、廃樹脂という）
の酸水溶液による溶離運転において、溶離液又は樹脂中
放射能濃度に応じたモード運転（濃度区分わけ）を行わ
ず、従来は樹脂を焼却可能な放射能濃度以下になるまで
溶離し、これにより発生する溶離液を中和、蒸発濃縮
後、処理しており、該従来方法は以下の３ケースが考え
られている。
の酸水溶液による溶離運転において、溶離液又は樹脂中
放射能濃度に応じたモード運転（濃度区分わけ）を行わ
ず、従来は樹脂を焼却可能な放射能濃度以下になるまで
溶離し、これにより発生する溶離液を中和、蒸発濃縮
後、処理しており、該従来方法は以下の３ケースが考え
られている。
溶離液を長期貯留し、Co−58,Co−60,Cs−137等放
射性物質を減衰させた後、固化する。
射性物質を減衰させた後、固化する。
処理後直ちに固化する。
液体廃棄物処理系へ排出する。
従来技術の問題点を以下に示す。
溶離液を全て長期貯留した場合、樹脂処理量に応じ
て発生する溶離液が多くなり、大容量の貯留タンクが必
要となる。
て発生する溶離液が多くなり、大容量の貯留タンクが必
要となる。
処理後直ちに固化した場合、ドラム缶の表面線量率
を考慮すると、ドラム発生本数が膨大となり、逆にドラ
ム缶発生本数を現実的にすると、表面線量率が大きくな
る。これらにより廃棄物貯蔵庫への影響（廃棄物貯蔵庫
の増設、又は遮蔽の強化）が大きくなり現実的でない。
を考慮すると、ドラム発生本数が膨大となり、逆にドラ
ム缶発生本数を現実的にすると、表面線量率が大きくな
る。これらにより廃棄物貯蔵庫への影響（廃棄物貯蔵庫
の増設、又は遮蔽の強化）が大きくなり現実的でない。
溶離液を液体廃棄物処理系へ排出した場合、放射能
濃度が非常に高いため既設の廃液蒸発装置等、廃棄物処
理系統へ悪影響を与えることが考えられる。
濃度が非常に高いため既設の廃液蒸発装置等、廃棄物処
理系統へ悪影響を与えることが考えられる。
本発明は上記技術水準に鑑み、上記技術における問題
点を解決することができる廃樹脂の処理方法を提供しよ
うとするものである。
点を解決することができる廃樹脂の処理方法を提供しよ
うとするものである。
本発明は （１） 樹脂からの放射能を酸を用いて溶離し、この溶
離液を拡散透析膜を用いて酸と放射能を分離し、酸は再
度溶離液として使用し、分離された放射能はセメント等
の無機体に封入する方法において、酸を用いた溶離操作
に際して、溶離液中の放射能濃度に応じて、放射能濃度
の高い初期溶離廃液、放射能濃度が中位の中期溶離廃液
及び放射能濃度が低い後期溶離廃液に分け、初期溶離廃
液は長期貯蔵・減衰後セメント固化し、中期溶離廃液は
直接固化し、後期溶離廃液は既設廃液処理系へ排出する
ことを特徴とする使用済放射性イオン交換樹脂の処理方
法。
離液を拡散透析膜を用いて酸と放射能を分離し、酸は再
度溶離液として使用し、分離された放射能はセメント等
の無機体に封入する方法において、酸を用いた溶離操作
に際して、溶離液中の放射能濃度に応じて、放射能濃度
の高い初期溶離廃液、放射能濃度が中位の中期溶離廃液
及び放射能濃度が低い後期溶離廃液に分け、初期溶離廃
液は長期貯蔵・減衰後セメント固化し、中期溶離廃液は
直接固化し、後期溶離廃液は既設廃液処理系へ排出する
ことを特徴とする使用済放射性イオン交換樹脂の処理方
法。
（２） 上記請求項（１）の初期、中期及び後期溶離廃
液を溶離槽又は溶離廃液系統に設置した放射能測定モニ
ターを用いて切替える使用済放射性イオン交換樹脂の処
理方法。
液を溶離槽又は溶離廃液系統に設置した放射能測定モニ
ターを用いて切替える使用済放射性イオン交換樹脂の処
理方法。
である。
本発明の最大の特徴は溶離運転を廃樹脂又は溶離液中
の放射能濃度に応じて、３段階に分けることにより、ド
ラム発生本数及び処理廃液貯留タンク容量等への影響を
極力小さくすることである。すなわち、本発明は溶離運
転初期（モードＩ）に発生する放射能濃度の高い溶離液
は中和、蒸発濃縮した後、処理廃液貯留タンクにて長期
貯留し放射能減衰後固化し、溶離運転中期（モードII）
に発生し、放射能濃度が廃棄物貯蔵庫に悪影響を及ぼさ
ない程度まで低くなった溶離液は中和、蒸発濃縮後、直
接固化し、溶離運転後期（モードIII）に発生し放射能
濃度が充分低くなった溶離液は中和後、直接既設の液体
廃棄物処理系へ排出するように処理するものである。
の放射能濃度に応じて、３段階に分けることにより、ド
ラム発生本数及び処理廃液貯留タンク容量等への影響を
極力小さくすることである。すなわち、本発明は溶離運
転初期（モードＩ）に発生する放射能濃度の高い溶離液
は中和、蒸発濃縮した後、処理廃液貯留タンクにて長期
貯留し放射能減衰後固化し、溶離運転中期（モードII）
に発生し、放射能濃度が廃棄物貯蔵庫に悪影響を及ぼさ
ない程度まで低くなった溶離液は中和、蒸発濃縮後、直
接固化し、溶離運転後期（モードIII）に発生し放射能
濃度が充分低くなった溶離液は中和後、直接既設の液体
廃棄物処理系へ排出するように処理するものである。
なお、溶離運転モードＩ、II、IIIの切替えは溶離槽
或いは溶離廃液系統に設置の放射能モニターにより樹脂
又は溶離液中放射能濃度を測定確認後行う。
或いは溶離廃液系統に設置の放射能モニターにより樹脂
又は溶離液中放射能濃度を測定確認後行う。
以下、本発明の廃樹脂の処理方法の一態様を第１図に
よって説明する。
よって説明する。
溶離槽１に充填された廃樹脂に酸水溶液を通液するこ
とにより、樹脂が保有していた放射性物質は、この酸水
溶液中に溶離する。この溶離液は次に拡散透析槽２の左
室に供給され、ここで溶離液中の酸水溶液を右室へ分離
・回収し、溶離槽１にて再使用する。
とにより、樹脂が保有していた放射性物質は、この酸水
溶液中に溶離する。この溶離液は次に拡散透析槽２の左
室に供給され、ここで溶離液中の酸水溶液を右室へ分離
・回収し、溶離槽１にて再使用する。
酸水溶液のほとんどが回収され、放射性物質を多量に
含む廃液は拡散透析槽２左室上部より排出される。
含む廃液は拡散透析槽２左室上部より排出される。
ここで、溶離運転初期に発生する放射能濃度の高い廃
液は第１中和タンク３に供給され、アルカリ溶液にて中
和後、濃縮器６にて蒸発濃縮される。この濃縮廃液は樹
脂含有放射能の大部分を含んでいるため、その濃度は非
常に高い。そこで、バッチタンクに長期貯留し、放射能
減衰後固化する。
液は第１中和タンク３に供給され、アルカリ溶液にて中
和後、濃縮器６にて蒸発濃縮される。この濃縮廃液は樹
脂含有放射能の大部分を含んでいるため、その濃度は非
常に高い。そこで、バッチタンクに長期貯留し、放射能
減衰後固化する。
溶離運転中期に発生する廃液は第２タンク４に供給
後、中和、蒸発濃縮される。この濃縮廃液は一旦、第２
バッチタンク８に供給後固化する。
後、中和、蒸発濃縮される。この濃縮廃液は一旦、第２
バッチタンク８に供給後固化する。
溶離運転後期に発生する廃液は第３中和タンク５に供
給後中和される。この廃液は放射能濃度が充分低いの
で、そのまま既設の液体廃棄物処理系へ排出される。
給後中和される。この廃液は放射能濃度が充分低いの
で、そのまま既設の液体廃棄物処理系へ排出される。
なお、モードＩ、II、IIIの切替えは、放射能測定モ
ニター９或いは10にて樹脂又は溶離液中放射能濃度を測
定確認後行う。
ニター９或いは10にて樹脂又は溶離液中放射能濃度を測
定確認後行う。
モードＩは溶離液の直接固化が可能なレベルまで放射
能濃度を下げるものである。従ってこのモードＩにより
発生する溶離液は放射能濃度が非常に高く、廃樹脂中放
射能の大部分を占めており、かつ比較的容量の小さいタ
ンクにて貯留が可能となる。又、貯留タンク中溶離液は
Cs−137,Co−60,Sr−90等の放射性物質を充分減衰させ
た後固化する。
能濃度を下げるものである。従ってこのモードＩにより
発生する溶離液は放射能濃度が非常に高く、廃樹脂中放
射能の大部分を占めており、かつ比較的容量の小さいタ
ンクにて貯留が可能となる。又、貯留タンク中溶離液は
Cs−137,Co−60,Sr−90等の放射性物質を充分減衰させ
た後固化する。
モードIIは液体廃棄物処理系への排出が可能なレベル
まで放射能濃度を下げるものであり、このモードIIによ
り発生した溶離液は中和、蒸発濃縮後直接固化される。
従ってこのモードIIにより処理廃液貯留タンクへの保管
溶離液量を低減させることができる。
まで放射能濃度を下げるものであり、このモードIIによ
り発生した溶離液は中和、蒸発濃縮後直接固化される。
従ってこのモードIIにより処理廃液貯留タンクへの保管
溶離液量を低減させることができる。
モードIIIは放射能濃度が充分低いため、直接、既設
の液体廃棄物処理系へ排出するものであり、このモード
IIIにより処理廃液貯留タンクへの保管溶離液量を低減
させることができる。
の液体廃棄物処理系へ排出するものであり、このモード
IIIにより処理廃液貯留タンクへの保管溶離液量を低減
させることができる。
以上モード運転により、ドラム発生本数を抑制し、か
つ処理廃液貯留タンク容量を小さくすることが可能とな
る。
つ処理廃液貯留タンク容量を小さくすることが可能とな
る。
溶離運転を初期、中期及び後期（以下、順次モード
Ｉ、モードII、モードIIIという）に分けて行った場合
の実施例の試験条件は次の通りである。
Ｉ、モードII、モードIIIという）に分けて行った場合
の実施例の試験条件は次の通りである。
・廃樹脂処理量（溶離槽への廃樹脂充填量）:0.1（m3−
樹脂／バッチ） ・酸水溶液（２規定硫酸）の溶離槽への総通液量： 0.1
（m3/BV）×20（BV）＝２（m3） ・溶離運転モードＩ硫酸通液量： ６（BV）＝0.1×６＝
0.6（m3） ・溶離運転モードII硫酸通液量： ６（BV）＝0.6（m3） ・溶離運転モードIII硫酸通液量：８（BV）＝0.1×８＝
0.8（m3） ・処理液流量:20/hr（１バッチの運転を１週間１回に
て実施することとし、100h.にて通液するものとする。
樹脂／バッチ） ・酸水溶液（２規定硫酸）の溶離槽への総通液量： 0.1
（m3/BV）×20（BV）＝２（m3） ・溶離運転モードＩ硫酸通液量： ６（BV）＝0.1×６＝
0.6（m3） ・溶離運転モードII硫酸通液量： ６（BV）＝0.6（m3） ・溶離運転モードIII硫酸通液量：８（BV）＝0.1×８＝
0.8（m3） ・処理液流量:20/hr（１バッチの運転を１週間１回に
て実施することとし、100h.にて通液するものとする。
第２図に酸水溶液の通液倍率（BV）に対する樹脂中放
射能濃度変化を示す。
射能濃度変化を示す。
第２図より、溶離運転をモードＩ、II、IIIに分けて
行う場合、即座に直接固化するのは廃樹脂含有放射能の
約1/10であることがわかる。又、濃縮廃液貯留タンクへ
移行する放射能量は廃樹脂含有放射能の約9/10であり、
溶離液量は0.6m3/バッチである。又、モードIII廃液に
よる液体廃棄物処理系への移行量は全含有放射能量の1/
100以下と小さい。
行う場合、即座に直接固化するのは廃樹脂含有放射能の
約1/10であることがわかる。又、濃縮廃液貯留タンクへ
移行する放射能量は廃樹脂含有放射能の約9/10であり、
溶離液量は0.6m3/バッチである。又、モードIII廃液に
よる液体廃棄物処理系への移行量は全含有放射能量の1/
100以下と小さい。
ここで、溶離運転をモードＩ〜IIIに分けて行わず廃
液を即座に固化する場合の固化体発生本数（固化体中の
放射能量一定とする）を年間1000本として、本発明との
比較を行う。放射性核種は主要核種の60Co（半減期：約
５年）とする。
液を即座に固化する場合の固化体発生本数（固化体中の
放射能量一定とする）を年間1000本として、本発明との
比較を行う。放射性核種は主要核種の60Co（半減期：約
５年）とする。
・モード運転非実施＋即座に固化： 1000本／年 ・モード運転非実施＋タンク10年減衰： 250本／年 （タンク容量:2m3/年×10年＝20m3） ・モード運転実施＋タンク20年減衰： 63本／年＋100本／年＝163本／年 （タンク容量:0.6m3/年×20年＝12m3） 以上よりモード溶離運転が、廃液貯留タンク及びドラ
ム缶発生本数を抑制することがわかる。
ム缶発生本数を抑制することがわかる。
なお、各運転モードの通液量は樹脂中の初期放射能濃
度によって最適化することができ、初期濃度が低い場合
はモードＩあるいはモードIIの通液量は小さくすること
ができる。
度によって最適化することができ、初期濃度が低い場合
はモードＩあるいはモードIIの通液量は小さくすること
ができる。
溶離運転を、樹脂或いは溶離液中の放射能濃度に応じ
てモードＩ、II、IIIに分けて行うことにより、小容量
の濃縮廃液貯留タンクにて、ドラム缶発生本数を効率的
に抑制することができる。
てモードＩ、II、IIIに分けて行うことにより、小容量
の濃縮廃液貯留タンクにて、ドラム缶発生本数を効率的
に抑制することができる。
第１図は本発明の一実施態様の説明図、第２図は溶離液
通液量と樹脂中放射能濃度の関係図表である。
通液量と樹脂中放射能濃度の関係図表である。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 稲垣 雄三 兵庫県神戸市兵庫区小松通５丁目１番16 号 株式会社神菱ハイテック内 (72)発明者 宮本 均 兵庫県高砂市荒井町新浜２丁目１番１号 三菱重工業株式会社高砂研究所内 (56)参考文献 特開 昭63−180898（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−96600（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−62296（ＪＰ，Ａ) 実開 平３−10299（ＪＰ，Ｕ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21F 9/30 G21F 9/04
Claims (2)
- 【請求項１】樹脂からの放射能を酸を用いて溶離し、こ
の溶離液を拡散透析膜を用いて酸と放射能を分離し、酸
は再度溶離液として使用し、分離された放射能はセメン
ト等の無機体に封入する方法において、酸を用いた溶離
操作に際して、溶離液中の放射能濃度に応じて、放射能
濃度の高い初期溶離廃液、放射能濃度が中位の中期溶離
廃液及び放射能濃度が低い後期溶離廃液に分け、初期溶
離廃液は長期貯蔵・減衰後セメント固化し、中期溶離廃
液は直接固化し、後期溶離廃液は既設廃液処理系へ排出
することを特徴とする使用済放射性イオン交換樹脂の処
理方法。 - 【請求項２】上記請求項（１）の初期、中期及び後期溶
離廃液を溶離槽又は溶離廃液系統に設置した放射能測定
モニターを用いて切替える使用済放射性イオン交換樹脂
の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21903190A JP2930394B2 (ja) | 1990-08-22 | 1990-08-22 | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21903190A JP2930394B2 (ja) | 1990-08-22 | 1990-08-22 | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04102100A JPH04102100A (ja) | 1992-04-03 |
| JP2930394B2 true JP2930394B2 (ja) | 1999-08-03 |
Family
ID=16729172
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21903190A Expired - Lifetime JP2930394B2 (ja) | 1990-08-22 | 1990-08-22 | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2930394B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100739855B1 (ko) * | 2006-09-28 | 2007-07-16 | 한국수력원자력 주식회사 | 혼상 폐수지내 방사성탄소 ｃ-14 핵종의 제거방법 및 장치 |
-
1990
- 1990-08-22 JP JP21903190A patent/JP2930394B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH04102100A (ja) | 1992-04-03 |
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