JP3197233B2 - Method for reducing volume of acidic radioactive waste solution and its treatment system - Google Patents
Method for reducing volume of acidic radioactive waste solution and its treatment systemInfo
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Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、酸性放射性廃棄物
の減容化方法およびそのための処理システムに関する。The present invention relates to a method for reducing the volume of acidic radioactive waste and a processing system therefor.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力施設の配管、機器等には、運転中
に放射性物質を含有するクラッドと呼ばれるスケールが
付着する。このクラッドの主成分は酸化鉄であるが、こ
の中に放射性元素が含まれているため、上記配管、機器
等の保守、点検に従事する作業員の被曝抑制の為にこの
クラッドを除去する必要がある。クラッドの除去は、化
学除染と呼ばれる酸溶液を用いて溶解する方法が一般的
であるが、この化学除染により発生する廃液中には、ク
ラッドの主成分である鉄の他、放射性物質が含まれてい
るので、放射性廃棄物として処理しなければならない。2. Description of the Related Art A scale called a clad containing a radioactive substance adheres to piping, equipment and the like of a nuclear facility during operation. The main component of this clad is iron oxide, which contains radioactive elements, so it is necessary to remove this clad to reduce the exposure of workers engaged in maintenance and inspection of the above piping and equipment. There is. The method of removing the clad is generally a method of dissolving it using an acid solution called chemical decontamination, but the waste liquid generated by this chemical decontamination contains radioactive substances in addition to iron, the main component of the clad. It must be disposed of as radioactive waste because it is included.
【０００３】従来、化学除染廃液のごとき酸性放射性廃
棄物溶液（以下、「放射性廃液」という）の処理方法と
しては、この溶液中に含まれる金属類（ほとんど鉄で、
極微量が放射性金属）を全てイオン交換樹脂に捕捉し、
このイオン交換樹脂を放射性廃棄物として処理する方法
か、放射性廃液をそのまま中和して、鉄を主成分とする
金属の水酸化物とした後、濃縮または乾燥処理し、最後
にセメント、プラスチックあるいはアスファルトで固化
処理する方法が取られていた。[0003] Conventionally, as a method of treating an acidic radioactive waste solution such as a chemical decontamination waste solution (hereinafter referred to as "radioactive waste solution"), metals (mostly iron,
Trace amount of radioactive metal) is captured by ion exchange resin,
A method of treating this ion exchange resin as radioactive waste, or neutralizing the radioactive waste liquid as it is to obtain a hydroxide of a metal mainly composed of iron, concentrating or drying, and finally cement, plastic or A method of solidifying with asphalt was used.
【０００４】しかし、いずれの方法にしても、処理しな
ければならない放射性廃棄物量は、除染対象であるクラ
ッドの数十〜数百倍の量となり、放射性廃棄物の最終処
分場等の関係からこの廃棄物量が問題とされて来た。ま
た、同様な問題は、化学除染廃液以外の放射性廃液でも
存在し、その適切な解決手段が求められている。However, in any method, the amount of radioactive waste that must be treated is several tens to several hundreds times the amount of the clad to be decontaminated, and it depends on the final disposal site of radioactive waste. This amount of waste has been a problem. Similar problems also exist in radioactive waste liquids other than the chemical decontamination waste liquid, and there is a need for an appropriate solution.
【０００５】[0005]
【発明が解決しようとする課題】本発明は上記実情に鑑
みなされたものであり、放射性廃液からの放射性廃棄物
量を、実際に処理が必要とされる量にまで減容化する手
段の提供をその課題とするものである。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention has been made in view of the above circumstances, and provides a means for reducing the volume of radioactive waste from radioactive waste liquid to an amount that requires actual treatment. That is the subject.
【０００６】[0006]
【課題を解決するための手段】本発明者らは、放射性廃
液からの放射性廃棄物の減容化に関し鋭意研究を行った
結果、放射性廃液に含まれる遊離の酸を回収した後濃縮
すれば、余分な中和剤やイオン交換樹脂などを使用する
ことなく放射性廃液を減容化できることを見出した。
また、濃縮に当たり乾燥・塩分解すれば、放射性廃液中
の金属成分は酸化物として固形化され、酸成分は酸性ガ
スとして回収できるため、より経済的であることを見出
した。Means for Solving the Problems The present inventors have conducted intensive studies on reducing the volume of radioactive waste from radioactive waste liquid. As a result, if the free acid contained in the radioactive waste liquid is recovered and then concentrated, It has been found that the volume of radioactive waste liquid can be reduced without using an extra neutralizing agent or ion exchange resin.
It has also been found that, if the concentration and drying and salt decomposition are performed, the metal component in the radioactive waste liquid is solidified as an oxide, and the acid component can be recovered as an acid gas, which is more economical.
【０００７】本発明は、上記知見に基づきなされたもの
であり、酸性放射性廃棄物溶液から遊離の酸を回収し、
次いで酸回収後の酸性放射性廃棄物溶液を濃縮し、この
濃縮液を固形化する酸性放射性廃棄物溶液の減容化方法
であって、酸回収後の酸性放射性廃棄物溶液の濃縮を、
逆浸透膜を用いるか、凍結およびこれに引き続く固液分
離により行なうことを特徴とする酸性放射性廃棄物溶液
の減容化方法およびそのためのシステムを提供するもの
である。[0007] The present invention has been made based on the above-mentioned findings, and comprises the steps of recovering a free acid from an acidic radioactive waste solution,
Then concentrated acidic radioactive waste solution after acid recovery, volume reduction method of acidic radioactive waste solution solidifying this concentrate
Wherein the concentration of the acidic radioactive waste solution after acid recovery is
Use reverse osmosis membranes or freeze and subsequent solid-liquid fractions
The present invention provides a method for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution and a system therefor, characterized in that the volume is reduced by separation .
【０００８】[0008]
【発明の実施の形態】以下、放射性廃液の減容化方法を
実施するための処理システムを示す図面とともに本発明
を説明する。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described below with reference to the drawings showing a processing system for implementing a method for reducing the volume of radioactive waste liquid.
【０００９】図１は、基本的な放射性廃液処理のための
システムを示す図面である。図中、１は酸回収装置、２
は逆浸透膜（ＲＯ）濃縮装置、３は乾燥・塩分解装置、
４は固化処理装置を示し、５はイオン交換装置、６は回
収酸タンク、７は酸吸収装置を示す。FIG. 1 is a diagram showing a system for basic radioactive waste liquid treatment. In the figure, 1 is an acid recovery device, 2
Is a reverse osmosis membrane (RO) concentrator, 3 is a drying / salt decomposition device,
Reference numeral 4 denotes a solidification treatment device, 5 denotes an ion exchange device, 6 denotes a recovered acid tank, and 7 denotes an acid absorption device.
【００１０】このシステムでは、化学除染廃液（遊離の
酸、酸に溶解された金属塩、未溶解の鉄サビ、放射性金
属等を含有する）等の放射性廃液は、まず、１に導か
れ、脱酸液１ａと分離酸液１ｂとに分離される。この１
の具体的な例としては、拡散透過膜等が挙げられる。分
離された液のうち、主に遊離の酸が含まれる１ｂは酸回
収タンクに回収され、例えばクラッド除去のため繰り返
し利用される。一方、主成分が塩となった１ａは、２に
送られ、ＲＯにて濃縮される。[0010] In this system, radioactive waste liquid such as chemical decontamination waste liquid (containing free acid, metal salt dissolved in acid, undissolved iron rust, radioactive metal, etc.) is first led to 1, It is separated into a deacidified solution 1a and a separated acid solution 1b. This one
Specific examples include a diffusion permeable film. Of the separated liquid, 1b mainly containing free acid is recovered in an acid recovery tank, and is repeatedly used, for example, for removing cladding. On the other hand, 1a whose main component has become a salt is sent to 2 and concentrated in RO.
【００１１】ＲＯによる１ａの濃縮工程において、ＲＯ
濃縮液２ａとＲＯ透過液２ｂが得られる。このうち、２
ｂは、直接又は必要に応じて５を通して純水とした後、
１の回収用純水として利用される。一方、放射性金属を
含む２ａは、３に送られ、ここで乾燥・塩分解される。In the step of enriching 1a with RO, RO
The concentrate 2a and the RO permeate 2b are obtained. Of these, 2
b is pure water after passing through directly or as necessary through 5,
It is used as 1 pure water for recovery. On the other hand, 2a containing a radioactive metal is sent to 3, where it is dried and decomposed in salt.
【００１２】３での乾燥・塩分解工程において、２ａ
は、金属酸化物３ａと酸性ガスと水蒸気の混合した気体
３ｂに分解される。このうち、気体状の３ｂは、７に送
られ、冷却されて遊離の酸として回収された後、６に送
られる。一方、この工程で金属酸化物として固形化され
た、放射性金属を含む３ａは、４に送られ、常法に従っ
て固化処理される。In the drying / salt decomposition step in 3, 2a
Is decomposed into a mixed gas 3b of a metal oxide 3a, an acidic gas and water vapor. Among them, gaseous 3b is sent to 7, cooled and collected as free acid, and then sent to 6. On the other hand, the radioactive metal-containing 3a solidified as a metal oxide in this step is sent to 4 and solidified according to a conventional method.
【００１３】上記工程において、３ｂの回収に用いられ
る７の具体例としては、凝縮器、除湿器等が挙げられ
る。また、上記における固化処理の例としては、セメン
ト、プラスチックあるいはアスファルトを用いる方法が
挙げられる。In the above process, specific examples of 7 used for recovering 3b include a condenser and a dehumidifier. Examples of the above-mentioned solidification treatment include a method using cement, plastic or asphalt.
【００１４】図２は、図１のシステムの前段に、フィル
ター８を設けたものである。処理すべき放射性廃液に不
溶性固形分８ｂ（鉄さび等の懸濁物）が含まれている場
合、この８によりこれを除去し、１あるいは２の性能低
下を防止することができる。なお、８により分離された
８ｂは、４に送られ、３ａとともに固化処理される。FIG. 2 shows a system in which a filter 8 is provided at a stage preceding the system shown in FIG. When the radioactive waste liquid to be treated contains insoluble solids 8b (suspension of iron rust or the like), the solids 8b can be removed by this 8 to prevent the performance degradation of 1 or 2. In addition, 8b separated by 8 is sent to 4 and solidified together with 3a.
【００１５】図３のシステムは、図２のシステムにおい
て、ＲＯ濃縮液２ａを更に濃縮するための高濃縮手段を
設けたものである。図中、９は凍結／濾過分離装置、１
０は氷溶解漕、１１はＲＯ濃縮装置、１２は凍結剤注入
装置を示す。The system shown in FIG. 3 is different from the system shown in FIG. 2 in that high concentration means for further concentrating the RO concentrate 2a is provided. In the figure, 9 is a freezing / filtration separation device, 1
0 indicates an ice melting tank, 11 indicates a RO concentrator, and 12 indicates a cryogen injection device.
【００１６】このシステムでは、２により得られたＲＯ
濃縮液２ａは更に９に送られ、金属塩の高濃縮液９ａ
と、微量の金属塩を含む氷９ｂに分離される。このう
ち、９ａは、３に送られ、図１のシステムと同様、金属
酸化物３ａと酸性ガスと水蒸気の混合した気体３ｂに分
解され、３ａは固化処理、３ｂは酸回収処理にそれぞれ
付される。一方、９ｂは、１０に導かれ、ここで溶解さ
れた後、１１において、金属塩濃縮液１１ａとＲＯ透過
水１１ｂに分離される。このうち１１ａは再度９に戻さ
れ、更に濃縮される。また、１１ｂはイオン交換装置５
に送られ、酸回収装置の酸回収用等の純水として使用さ
れる。In this system, the RO obtained by 2
The concentrate 2a is further sent to 9 and the highly concentrated solution 9a of the metal salt
Is separated into ice 9b containing a trace amount of metal salt. Among them, 9a is sent to 3, and is decomposed into a mixed gas 3b of a metal oxide 3a, an acid gas and water vapor as in the system of FIG. 1, and 3a is subjected to solidification treatment and 3b is subjected to acid recovery treatment, respectively. You. On the other hand, 9b is led to 10 where it is dissolved and then separated at 11 into a metal salt concentrate 11a and RO permeate 11b. Of these, 11a is returned to 9 again and further concentrated. 11b is an ion exchange device 5
And used as pure water for acid recovery in an acid recovery unit.
【００１７】なお、図３のシステムでは、高濃縮のため
に凍結／固液分離装置を用いたが、高度濃縮が可能な装
置であれば、これに限らず利用することができ、その装
置の例としては、蒸発濃縮装置、晶析装置等が挙げられ
る。In the system shown in FIG. 3, a freeze / solid-liquid separation device is used for high concentration. However, any device capable of high concentration can be used without limitation. Examples include an evaporative concentration device, a crystallization device, and the like.
【００１８】図４のシステムは、固形化手段として、今
までに説明した乾燥、分解工程に代え、中和工程を採用
したものである。図中、１３は中和装置、１４はアルカ
リ注入装置を示す。The system shown in FIG. 4 employs a neutralization step as a solidifying means instead of the drying and decomposition steps described above. In the figure, reference numeral 13 denotes a neutralization device, and 14 denotes an alkali injection device.
【００１９】本システムにおいては金属塩に例えばアル
カリ金属水酸化物を加えることにより、金属塩を金属水
酸化物として固形化させるものである。この金属水酸化
物は、そのままで固化処理してもよいが、一般には適当
に乾燥させてから固化処理することが好ましい。In this system, for example, an alkali metal hydroxide is added to a metal salt to solidify the metal salt as a metal hydroxide. This metal hydroxide may be subjected to a solidification treatment as it is, but it is generally preferable that the metal hydroxide be dried appropriately before solidification treatment.
【００２０】[0020]
【作用】本発明方法およびシステムにより、放射性廃液
の減容化ができる理由は次の通りである。すなわち、ク
ラッドを溶解除去する化学除染では、クラッド中の重金
属類を溶解するために酸が使用されるが、この酸の使用
量は通常重金属を溶解するに足りる当量に対して過剰量
であり、通常５〜１０％の酸濃度である。このように酸
濃度が高い放射性廃液は、そのままＲＯで濃縮すること
は不可能で、減容化が困難であった。The reason why the volume of radioactive waste liquid can be reduced by the method and system of the present invention is as follows. That is, in chemical decontamination for dissolving and removing the cladding, an acid is used to dissolve heavy metals in the cladding, but the amount of the acid used is usually an excess amount with respect to an equivalent amount sufficient to dissolve the heavy metal. , Usually an acid concentration of 5 to 10%. The radioactive waste liquid having such a high acid concentration cannot be directly concentrated by RO, and it is difficult to reduce the volume.
【００２１】しかし、過剰の遊離酸を回収した後の脱酸
液では、酸濃度が低下し、ＲＯ装置等で放射性物質を含
有する重金属類を濃縮することが可能となる。すなわ
ち、ＲＯ装置（逆浸透圧が５０〜６０ｋｇｆ／ｃｍ2
時）によってイオン濃度（Ｆｅ2 +、Ｃｌ- ）を約２ｍｏ
ｌ／ｌ程度に濃縮することができる。However, in the deoxidizing solution after the recovery of the excess free acid, the acid concentration decreases, and it becomes possible to concentrate heavy metals containing radioactive substances using an RO device or the like. That is, the RO device (reverse osmotic pressure is 50 to 60 kgf / cm 2)
Time), the ion concentration (Fe 2 + , Cl − ) is about 2 mo
It can be concentrated to about 1 / l.
【００２２】こうして濃縮された濃縮液は、例えば、乾
燥・塩分解装置に送られて脱水乾燥されると同時に高温
下（〜３００℃）で元のクラッドと同じような金属酸化
物として回収されることが可能になるのである。The concentrated liquid thus concentrated is sent to, for example, a drying / salt decomposer to be dehydrated and dried, and at the same time, is recovered as a metal oxide similar to the original clad at a high temperature (up to 300 ° C.). It becomes possible.
【００２３】また、ＲＯ濃縮液を冷凍し、廃液中の水を
選択的に凍結させて更に高濃縮する方法を採用すれば、
ろ過することで金属塩濃度を高濃縮することができる。
例えば、ＦｅＣｌ2 の廃液であるなら３３％まで濃縮
（０℃のＦｅＣｌ2 の溶解度より）が可能である。この
濃縮法は、低温である為、装置材料の選択範囲が広く、
装置化が容易である。Further, by adopting a method of freezing the RO concentrated liquid and selectively freezing water in the waste liquid to further concentrate the water,
By filtering, the metal salt concentration can be highly concentrated.
For example, if the waste liquid is FeCl 2 , it can be concentrated to 33% (from the solubility of FeCl 2 at 0 ° C.). In this concentration method, since the temperature is low, the selection range of equipment materials is wide,
Easy to implement.
【００２４】なお、本発明方法およびシステムで、特に
注目すべき点は、酸類や水を循環して利用できる点であ
る。すなわち、酸回収装置１から回収酸タンク６に送ら
れた分離酸液１ｂや、乾燥・塩分解装置３で発生し、酸
吸収装置７で冷却され酸に戻される酸性ガス／水蒸気３
ｂは、クラッド除去用の酸として再度利用が可能であ
る。また、ＲＯ濃縮装置２から得られるＲＯ透過水２ｂ
等は、イオン交換装置５を通して、微量リークして来る
塩類を除去した後か又は直接酸回収用の純水として酸回
収装置１に返送され、再度利用される。It should be noted that the method and system of the present invention are particularly notable in that acids and water can be circulated and used. That is, the separated acid solution 1b sent from the acid recovery device 1 to the recovery acid tank 6, the acid gas / steam 3 generated in the drying / salt decomposition device 3, cooled in the acid absorption device 7 and returned to the acid.
b can be reused as an acid for removing cladding. RO permeated water 2b obtained from RO concentrating device 2
Etc. are returned to the acid recovery device 1 through the ion exchange device 5 after removing salts leaking in trace amounts or directly as pure water for acid recovery and reused.
【００２５】[0025]
【実施例】以下、実施例を挙げ、本発明を更に詳しく説
明する。The present invention will be described in more detail with reference to the following examples.
【００２６】実 施 例 １ 図3に示した装置を用い、除染廃液の減容化試験を行っ
た。 試験に用いた除染廃液は、クラッドを５％のＨＣ
ｌ液で洗浄して発生したものであり、その組成は１ｍ3
当たりＨＣｌ ２０ｋｇ、ＦｅＣｌ2 ４５ｋｇおよび不
溶性固形分（未溶解の鉄サビ等） ０.２ｋｇを含むもの
であった。EXAMPLE 1 Using the apparatus shown in FIG. 3, a volume reduction test of the decontamination waste liquid was performed. The decontamination effluent used for the test had a cladding of 5% HC
It was generated by washing with 1 solution and its composition was 1 m 3
Per kg of HCl, 45 kg of FeCl 2 and 0.2 kg of insoluble solids (such as undissolved iron rust).
【００２７】（１）濾過工程 フィルター８で廃液中の不溶性固形分物を除去する。こ
の不溶性固形分物は、固化装置４に送られ、ここで安定
な固化体（セメント、プラスチックまたはアスファル
ト）として処理される。(1) Filtration Step The filter 8 removes insoluble solids in the waste liquid. This insoluble solid is sent to a solidifying device 4 where it is processed as a stable solid (cement, plastic or asphalt).
【００２８】（２）酸回収工程 フィルターろ液は、拡散透析膜を利用する酸回収装置１
により酸回収される。この工程により遊離のＨＣｌを含
む分離酸液が２％濃度のＨＣｌ液として得られる（酸回
収効率：８０％）。このＨＣｌ液は、回収酸タンク６に
送られ、再使用に供される。この酸回収装置の流量バラ
ンスを図５に示す。(2) Acid recovery step The filter filtrate is used as an acid recovery apparatus 1 using a diffusion dialysis membrane.
To recover the acid. By this step, a separated acid solution containing free HCl is obtained as a 2% concentration HCl solution (acid recovery efficiency: 80%). This HCl solution is sent to the recovery acid tank 6 and is reused. FIG. 5 shows the flow rate balance of this acid recovery apparatus.
【００２９】（３）濃縮工程 遊離のＨＣｌがほぼ分離除去された脱酸液は、ＲＯ濃縮
装置により濃縮する。３.７％のＦｅＣｌ2 液である脱
酸液（４５ｋｇ／ｍ3−ＦｅＣｌ2 ；１.２ｍ2／ｈ）
は、０.３３％のＨＣｌ（４.０ｋｇ／ｍ3−ＨＣｌ；１.
２ｍ3 ）を用い、５０〜６０ｋｇｆ／ｃｍ2 の逆浸透圧
のＲＯ装置にてイオン濃度（Ｆｅ2 +、Ｃｌ- ）でほぼ２
ｍｏｌ／ｌ（８.４％のＦｅＣｌ2 と０.７％のＣｌ- ）
まで濃縮できる。ＲＯの濃縮倍率は２.２４倍（８.４／
３.７５）で、ＲＯ濃縮液の流量は０.５３ｍ3 ／ｈとな
った。一方、ＲＯ透過液の流量は０.６７ｍ3 ／ｈとな
った。このＲＯ透過液は、イオン交換装置で不純物（リ
ークＦｅＣｌ2 イオン等）を除去した後、酸回収装置用
の純水として再使用される。(3) Concentration Step The deacidified solution from which free HCl has been almost separated and removed is concentrated by an RO concentrator. Deoxidizing solution that is a 3.7% FeCl 2 solution (45 kg / m 3 -FeCl 2 ; 1.2 m 2 / h)
Is 0.33% HCl (4.0 kg / m 3 -HCl; 1.
With 2m 3), 50~60kgf / cm ion concentration in RO apparatus of the reverse osmotic pressure of 2 (Fe 2 +, Cl - ) at approximately 2
mol / l (8.4% FeCl 2 and 0.7% Cl − )
Can be concentrated. The concentration ratio of RO was 2.24 times (8.4 /
3.75), and the flow rate of the RO concentrate was 0.53 m 3 / h. On the other hand, the flow rate of the RO permeate was 0.67 m 3 / h. This RO permeate is reused as pure water for an acid recovery device after removing impurities (eg, leaked FeCl 2 ions) with an ion exchange device.
【００３０】（４）高度濃縮工程 ＲＯ濃縮液（８.４％ＦｅＣｌ2 および０.７５％Ｃｌ含
有）は凍結／濾過分離装置９で凍結させ、次いで氷部分
と溶液部分を固液分離する。固液分離された溶液は、計
算上３３％ＦｅＣｌ2 の溶液（０℃でのＦｅＣｌ2 の溶
解度より）にまで濃縮される。一方、氷部分は氷溶解槽
１０で溶解され、ＲＯ濃縮装置１１により氷に混入した
ＦｅＣｌ2 等を上記工程（３）と同様に濃縮し、再度凍
結／濾過分離装置９に戻される。なお、固液分離による
氷部分へのＦｅＣｌ2 等の混入率は１０％程度であり、
その組成は、１.１４％ ＦｅＣｌ2、０.１％ ＨＣｌで
あった。また、その流量は、０.３８ｍ3 ／ｈであっ
た。また、氷部分を溶解後、ＲＯ濃縮することにより、
７〜８倍まで濃縮することができ、濃縮液量は０.０５
０ｍ3 ／ｈであった。(4) Highly Concentrating Step The RO concentrated solution (containing 8.4% FeCl 2 and 0.75% Cl) is frozen by a freezing / filtration separation device 9, and then the ice portion and the solution portion are separated into solid and liquid. The solid-liquid separated solution is concentrated to a calculated 33% solution of FeCl 2 (from the solubility of FeCl 2 at 0 ° C.). On the other hand, the ice portion is melted in the ice melting tank 10, and the FeCl 2 and the like mixed in the ice are concentrated by the RO concentrating device 11 in the same manner as in the above step (3), and returned to the freezing / filtration / separation device 9 again. The mixing ratio of FeCl 2 or the like into the ice portion by solid-liquid separation is about 10%.
Its composition was 1.14% FeCl 2 , 0.1% HCl. The flow rate was 0.38 m 3 / h. Also, after melting the ice part, RO concentration
It can be concentrated up to 7 to 8 times, and the amount of concentrated solution is 0.05
It was 0 m 3 / h.
【００３１】（５）固型化工程 凍結／濾過分離装置９において得られた、ＦｅＣｌ2を
３０％以上含む溶液部分は、乾燥、塩分解装置３に送ら
れる。この装置は、約３５０℃の加熱炉であり、この中
でＦｅＣｌ2はＦｅ2 Ｏ3 と塩化水素ガスおよび水蒸気
の混合気体に分解する。ここで生成したＦｅ2 Ｏ3 （２
７.２４ｋｇ／ｈ）は固化装置にて安定な固化体とされ
る。一方、塩化水素ガスと水蒸気の混合気体は、酸吸収
装置７に送られ、冷却されて１７％以下の濃度の塩酸と
して回収された。(5) Solidification Step The solution portion containing 30% or more of FeCl 2 obtained in the freezing / filtration separation device 9 is sent to the drying and salt decomposition device 3. This apparatus is a heating furnace at about 350 ° C., in which FeCl 2 is decomposed into a mixed gas of Fe 2 O 3 , hydrogen chloride gas and steam. The Fe 2 O 3 (2
(7.24 kg / h) is converted into a stable solid by a solidifying device. On the other hand, a mixed gas of hydrogen chloride gas and water vapor was sent to the acid absorbing device 7, cooled, and recovered as hydrochloric acid having a concentration of 17% or less.
【００３２】実 施 例 ２ 図４に示したシステムを用い、固形化工程として中和処
理を用いて減容化試験を行った。実施例１の（１）〜
（４）と同様に処理して得た、ＦｅＣｌ2を３０％以上
含む溶液部分を、ＮａＯＨで中和した。この中和処理に
より、約３０ｋｇ／ｈのＦｅ（ＯＨ）2 のスラッジと約
４６ｋｇ／ｈのＮａＣｌが発生した。これらを常法に従
って固化処理した。EXAMPLE 2 Using the system shown in FIG. 4, a volume reduction test was performed using a neutralization treatment as a solidification step. Example 1 (1)-
A solution part containing 30% or more of FeCl 2 obtained by the same treatment as in (4) was neutralized with NaOH. By this neutralization treatment, sludge of about 30 kg / h of Fe (OH) 2 and NaCl of about 46 kg / h were generated. These were solidified according to a conventional method.
【００３３】[0033]
【発明の効果】従来、放射性廃液は直接中和し、生じた
塩をそのまま固化していたため、本来は必要のない金属
塩以外の塩までも放射性廃棄物として処理する必要があ
った。これに対し、本発明方法およびシステムによれ
ば、放射性廃液に含まれる酸の全部または大部分を予め
除去するため、実際に処理が必要な金属塩のみを放射性
廃棄物として処理すれば良いことになり、放射性廃棄物
量は従来法の処理方法に比較して数十分の一〜数百分の
一と大幅な減容が達成される。Conventionally, radioactive waste liquid has been directly neutralized and the resulting salt has been solidified as it is. Therefore, even salts other than metal salts which are originally unnecessary need to be treated as radioactive waste. On the other hand, according to the method and system of the present invention, in order to remove all or most of the acid contained in the radioactive waste liquid in advance, only the metal salts that actually need to be treated need to be treated as radioactive waste. As a result, the amount of radioactive waste can be reduced by a factor of several tenths to several hundredths as compared with the conventional treatment method.
【００３４】また、放射性廃液に含まれていた酸類は、
回収されて再利用されるため、放射性廃棄物の発生を抑
制すると共に経済性面でも有利である。更に、固型化工
程に乾燥、塩分解装置を用いた場合には、金属酸化物と
してから固化処理するため、水による溶解等の問題もな
く放射性廃棄物の安定性を大幅に向上させるという効果
もある。The acids contained in the radioactive waste liquid are as follows:
Since they are collected and reused, the generation of radioactive waste is suppressed and the method is economically advantageous. Furthermore, in the case where a drying and salt decomposition apparatus is used in the solidification process, the solidification treatment is performed from the metal oxide, so that the stability of the radioactive waste is greatly improved without any problem such as dissolution by water. There is also.
【図１】放射性廃液処理のための基本システムを示す図
面。FIG. 1 is a drawing showing a basic system for radioactive waste liquid treatment.
【図２】酸回収工程の前にフィルターを設けた放射性廃
液処理システムを示す図面。FIG. 2 is a view showing a radioactive liquid waste treatment system provided with a filter before an acid recovery step.
【図３】ＲＯ濃縮液を更に濃縮するための高濃縮手段を
設けた放射性廃液処理システムを示す図面。FIG. 3 is a drawing showing a radioactive waste liquid treatment system provided with a high concentration means for further concentrating the RO concentrate.
【図４】固形化手段として、中和処理を選択した放射性
廃液処理システムを示す図面。FIG. 4 is a drawing showing a radioactive liquid waste treatment system in which a neutralization treatment is selected as a solidifying means.
【図５】酸回収装置の流量バランスを示す図面。FIG. 5 is a drawing showing a flow rate balance of the acid recovery device.
１ … … 酸回収装置、 １１ … … ＲＯ濃縮
装置 ２ … … 逆浸透膜濃縮装置 １２ … … 凍結剤注
入装置 ３ … … 乾燥・塩分解装置 １３ … … 中和装置 ４ … … 固化処理装置 １４ … … アルカリ
注入装置 ５ … … イオン交換装置 ６ … … 回収酸タンク ７ … … 酸吸収装置 ８ … … フィルター ９ … … 凍結／濾過分離装置 １０ … … 氷溶解漕 以 上DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Acid recovery apparatus, 11 ... RO concentrating apparatus 2 ... Reverse osmosis membrane concentrating apparatus 12 ... Freezing agent injection apparatus 3 ... Drying / salt decomposition apparatus 13 ... Neutralizing apparatus 4 ... Solidification processing apparatus 14 ... ... Alkaline injection device 5 ... Ion exchange device 6 ... ... Recovered acid tank 7 ... ... Acid absorption device 8 ... ... Filter 9 ... ... Freezing / filtration separation device 10 ... ... Ice melting tank
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平４−366799（ＪＰ，Ａ) 特開 平７−191190（ＪＰ，Ａ) 特開 平６−130187（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−71899（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21F 9/06 - 9/36 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuation of the front page (56) References JP-A-4-366799 (JP, A) JP-A-7-191190 (JP, A) JP-A-6-130187 (JP, A) JP-A-62-1987 71899 (JP, A) (58) Field surveyed (Int. Cl. 7 , DB name) G21F 9/06-9/36
Claims (12)
収し、次いで酸回収後の酸性放射性廃棄物溶液を濃縮
し、この濃縮液を固形化する酸性放射性廃棄物溶液の減
容化方法であって、酸回収後の酸性放射性廃棄物溶液の
濃縮を、逆浸透膜を用いるか、凍結およびこれに引き続
く固液分離により行なうことを特徴とする酸性放射性廃
棄物溶液の減容化方法。[Claim 1] to recover the free acid from acidic radioactive waste solutions, then concentrated acidic radioactive waste solution after acid recovery, reduced acidic radioactive waste solution solidifying this concentrate
A method for concentrating acid radioactive waste solution after acid recovery.
Concentration can be achieved using reverse osmosis membranes or by freezing and subsequent
A method for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution, which is performed by solid-liquid separation .
ＨＣｌ、ＨＮＯ３、Ｈ２ＳＯ４またはＨＦの少なくとも
一種以上である請求項第１項記載の酸性放射性廃棄物溶
液の減容化方法。2. The free acid in the acidic radioactive waste solution,
HCl, HNO 3, H 2 SO 4 or at least one or more of claims volume reduction method of acidic radioactive waste solution in the first claim of HF.
固形分を除去する請求項第１項または第２項のいずれか
の項記載の酸性放射性廃棄物溶液の減容化方法。3. A method for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution according to claim 1, wherein insoluble solids are removed from the acidic radioactive waste solution in advance.
縮工程を加えた請求項第１項ないし第３項のいずれかの
項記載の酸性放射性廃棄物溶液の減容化方法。 4. The method for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution according to claim 1, wherein a high concentration step is further added between the concentration step and the solidification step.
項第１項ないし第４項のいずれかの項記載の酸性放射性
廃棄物溶液の減容化方法。 5. The method for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution according to any one of claims 1 to 4, wherein the solidification is carried out by drying and salt decomposition.
酸として回収する請求項第５項記載の酸性放射性廃棄物
溶液の減容化方法。 6. The method for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution according to claim 5, wherein the acidic gas generated by drying and thermal decomposition is recovered as an acid.
項第１項ないし第４項のいずれかの項記載の酸性放射性
廃棄物溶液の減容化方法。 7. The solidification claim first term to the fourth term either acidic radioactive waste solutions volume reduction method according to claim of performing by alkali neutralization.
項記載の方法により減容化した後、更に固化処置する酸
性放射性廃棄物溶液の処理方法。 8. A method for treating an acidic radioactive waste solution, which is further subjected to a solidification treatment after being reduced in volume by the method according to any one of claims 1 to 6.
燥・塩分解装置を含み、酸回収装置において酸性放射性
廃棄物溶液中の遊離の酸を回収し、酸回収後の酸性放射
性廃棄物溶液を逆浸透膜濃縮装置により濃縮し、濃縮さ
れた酸性放射性廃棄物溶液を、乾燥・塩分解装置により
熱分解させ、生じた酸性ガスは遊離の酸として回収し、
金属成分は金属酸化物として固形化せしめることを特徴
とする酸性放射性廃棄物溶液の減容化システム。 9. An acid radioactive waste solution after acid recovery, comprising an acid recovering device, a reverse osmosis membrane concentrating device and a drying / salt decomposing device, recovering free acid in the acidic radioactive waste solution in the acid recovering device. Is concentrated by a reverse osmosis membrane concentrator, the concentrated acidic radioactive waste solution is thermally decomposed by a drying / salt decomposition device, and the generated acidic gas is recovered as a free acid.
A volume reduction system for an acidic radioactive waste solution, wherein a metal component is solidified as a metal oxide.
縮装置および乾燥・塩分解装置を含み、フィルターによ
り酸性放射性廃棄物溶液中の不溶性固形分を除去し、酸
回収装置において不溶性固形分が除去された酸性放射性
廃棄物溶液中の遊離の酸を回収し、酸回収後の酸性放射
性廃棄物溶液を逆浸透膜濃縮装置により濃縮し、濃縮さ
れた酸性放射性廃棄物溶液を、乾燥・塩分解装置により
熱分解させ、生じた酸性ガスは遊離の酸として回収し、
金属成分は金属酸化物として固形化せしめることを特徴
とする酸性放射性廃棄物溶液の減容化システム。 10. A filter, comprising an acid recovery unit, a reverse osmosis membrane concentrator and a drying / salt decomposition unit, wherein the filter removes insoluble solids in the acidic radioactive waste solution, and the acid recovery unit removes insoluble solids. Free acid in the concentrated acidic radioactive waste solution is recovered, the acid radioactive waste solution after acid recovery is concentrated by a reverse osmosis membrane concentrator, and the concentrated acidic radioactive waste solution is dried and decomposed by a salt. And the resulting acidic gas is recovered as free acid,
A volume reduction system for an acidic radioactive waste solution, wherein a metal component is solidified as a metal oxide.
縮装置、凍結／濾過分離装置および乾燥・塩分解装置を
含み、フィルターにより酸性放射性廃棄物溶液中の不溶
性固形分を除去し、酸回収装置において不溶性固形分が
除去された酸性放射性廃棄物溶液中の遊離の酸を回収
し、酸回収後の酸性放射性廃棄物溶液を逆浸透膜濃縮装
置により濃縮し、濃縮された酸性放射性廃棄物溶液を凍
結／濾過分離装置によって更に濃縮した後、乾燥・塩分
解装置により熱分解させ、生じた酸性ガスは遊離の酸と
して回収し、金属成分は金属酸化物として固形化せしめ
ることを特徴とする酸性放射性廃棄物溶液の減容化シス
テム。 11. An acid recovery apparatus comprising a filter, an acid recovery apparatus, a reverse osmosis membrane concentrator, a freeze / filtration separation apparatus and a drying / salt decomposition apparatus, wherein the filter removes insoluble solids in the acidic radioactive waste solution. The free acid in the acidic radioactive waste solution from which the insoluble solids have been removed is collected, the acid radioactive waste solution after acid recovery is concentrated by a reverse osmosis membrane concentrator, and the concentrated acidic radioactive waste solution is concentrated. After further concentration by a freeze / filtration separator, it is thermally decomposed by a drying / salt decomposition device, and the generated acidic gas is recovered as a free acid, and the metal component is solidified as a metal oxide. Waste solution volume reduction system.
縮装置、凍結／濾過分離装置および中和装置を含み、フ
ィルターにより酸性放射性廃棄物溶液中の不溶性固形分
を除去し、酸回収装置において不溶性固形分が除去され
た酸性放射性廃棄物溶液中の遊離の酸を回収し、酸回収
後の酸性放射性廃棄物溶液を逆浸透膜濃縮装置により濃
縮し、濃縮された酸性放射性廃棄物溶液を凍結／濾過分
離装置によって更に濃縮した後、中和装置により固形化
することを特徴とする酸性放射性廃棄物溶液の減容化シ
ステム。 12. A filter, comprising an acid recovery unit, a reverse osmosis membrane concentrator, a freezing / filtration separation unit and a neutralization unit. The free acid in the acidic radioactive waste solution from which solids have been removed is recovered, the acid radioactive waste solution after acid recovery is concentrated by a reverse osmosis membrane concentrator, and the concentrated acidic radioactive waste solution is frozen / A system for reducing the volume of an acidic radioactive waste solution, which is further concentrated by a filtration / separation device and then solidified by a neutralization device.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15304097A JP3197233B2 (en) | 1997-05-28 | 1997-05-28 | Method for reducing volume of acidic radioactive waste solution and its treatment system |
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| JP15304097A JP3197233B2 (en) | 1997-05-28 | 1997-05-28 | Method for reducing volume of acidic radioactive waste solution and its treatment system |
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| JPH10332885A JPH10332885A (en) | 1998-12-18 |
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| CN113241207B (en) * | 2021-06-08 | 2024-05-07 | 中国核电工程有限公司 | Method and system for treating acidic low-level waste liquid and nuclear fuel post-treatment plant system |
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1997
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