JP3866402B2 - Chemical decontamination method - Google Patents

Chemical decontamination method Download PDF

Info

Publication number
JP3866402B2
JP3866402B2 JP03440598A JP3440598A JP3866402B2 JP 3866402 B2 JP3866402 B2 JP 3866402B2 JP 03440598 A JP03440598 A JP 03440598A JP 3440598 A JP3440598 A JP 3440598A JP 3866402 B2 JP3866402 B2 JP 3866402B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
aqueous solution
peroxodisulfate
ammonium
chemical decontamination
persulfate
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
JP03440598A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH11231097A (en
Inventor
正見 遠田
次郎 櫻井
由美 矢板
仁志 酒井
哲 平良木
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Toshiba Plant Systems and Services Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Toshiba Plant Systems and Services Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Toshiba Plant Systems and Services Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP03440598A priority Critical patent/JP3866402B2/en
Publication of JPH11231097A publication Critical patent/JPH11231097A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP3866402B2 publication Critical patent/JP3866402B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

Landscapes

  • Cleaning And De-Greasing Of Metallic Materials By Chemical Methods (AREA)

Description

【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電施設に設置された配管や機器に付着した放射性物質を含む金属酸化物を化学的に除染するための化学除染方法に関する。
【0002】
【従来の技術】
原子力発電施設に設置された配管,機器系は、その運転に伴って放射性物質を含む酸化皮膜が配管や機器等の内面に付着または生成する。そのために配管や機器の周囲は放射線量が高まり、定期点検作業時の放射線被ばく線量が増加することにより問題が生じている。
【0003】
その除去対策として、一部では化学除染を実施することでかなりの効果を上げている。化学除染の方法は種々提示されている。例えば、硝酸と過マンガン酸カリウムの混合水溶液により酸化皮膜を酸化溶解し、ついでバナジウムの二価イオンと有機酸の混合溶液により酸化皮膜を還元溶解する方法がある。この方法は、クロム酸化物の含有率が高い酸化皮膜を溶解する場合には、有効である。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、上記除染方法は除染剤である硝酸,マンガン,カリウムおよびバナジウムが除染終了後に二次廃棄物となるため、原子力施設の配管機器系を除染した場合には大量の二次廃棄物が発生する課題があった。
【0005】
また、例えば特開平6− 99193号公報には原子力発電プラントの配管,機器のクラッドを溶解除去する化学除染方法において、過硫酸および過硫酸塩を用いた洗浄液で酸化溶解処理を行い、その後洗浄廃液にアスコルビン酸,エリソルビン酸,シュウ酸等の還元剤を加えて還元溶解する方法が記載されている。
【0006】
この公報では、過硫酸および過硫酸塩を使用しているが、過硫酸についての製造方法は開示されていない。また、過硫酸は市販されていない。原子力発電プラントの配管や機器系統などのクラッドを溶解除去するには化学除染の除染剤を大量に必要とする。そのため、この過硫酸を何らかの方法で容易に大量生産し得る技術が課題となる。
【0007】
本願発明者らは上記課題を解決するために、鋭意研究の結果、過硫酸をペルオクソ二硫酸塩(以下、過硫酸塩と記す)から容易に大量に製造し得る方法を見出した。
【0008】
また、本願発明者らは上記方法から大量に得られた過硫酸水溶液を除染剤として原子力発電所の水質条件を模擬した水質環境で酸化皮膜を付与した試験片の溶解試験を行い、その有効性を確認するとともに、過硫酸を除染剤とするその製造方法,その除染剤を使用した除染方法および除染廃液の処理方法を確立した。
【0009】
本発明は上記各々の課題を解決するためになされたもので、除染剤としての過硫酸水溶液を大量生産でき、かつ除染終了後の除染廃液の処理が容易で、しかも二次廃棄物の発生量が少ない化学除染方法を提供することを目的とする。さらに、現状の除染方法よりも除染効果が高く、除染作業時に被ばくを低減可能な化学除染方法を提供することにある。
【0010】
【課題を解決するための手段】
請求項1に対応する発明は、ペルオクソ二硫酸塩の水溶液からペルオクソ二硫酸の水溶液を生成し、前記ペルオクソ二硫酸の酸化力により除染対象物表面の放射性核種を含む酸化被膜を酸化溶解する化学除染方法において、前記ペルオクソ二硫酸は陽イオン交換樹脂の水素イオンとペルオクソ二硫酸塩の塩との交換反応により生成されたものからなることを特徴とする。
【0011】
請求項に対応する発明は、前記ペルオクソ二硫酸塩はペルオクソ二硫酸ナトリウム,ペルオクソ二硫酸カリウムまたはペルオクソ二硫酸アンモニウムの少なくとも1種からなることを特徴とする。
【0012】
請求項に対応する発明は、ペルオクソ二硫酸アンモニウムの水溶液からペルオクソ二硫酸の水溶液を生成し、前記ペルオクソ二硫酸の酸化力により除染対象物表面の放射性核種を含む酸化皮膜を酸化溶解する化学除染方法において、前記ペルオクソ二硫酸アンモニウムを電解透析して分離したアンモニウムイオンをアルカリ性水溶液に回収した後、このアルカリ性水溶液で前記アンモニウムイオンをアンモニアに変化して気相中に回収することを特徴とする。
【0013】
請求項に対応する発明は、前記気相中に回収されたアンモニウムガスを、臭化カリウム水溶液に溶解し、ついでこの水溶液にオゾンガスを供給して、窒素ガスに変換することを特徴とする。
【0017】
本願発明において、使用するペルオクソ二硫酸(以下、名称を過硫酸と省略する)は電気化学便覧等に記載されているように、以下に示す酸化還元系において、酸化還元電位が2.01Vを示す非常に酸化力が強い酸化剤である。
【0018】
2 8 2-+2e- =2SO4 2-+2.01V (1)
したがって、この試薬を化学除染に使用可能であれば、配管機器系統の放射性物質を含む酸化皮膜を効果的に酸化溶解できる。
【0019】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態を図面に基づいて説明する。
本発明の第1の実施の形態では、イオン交換樹脂により過硫酸塩の水溶液から過硫酸水溶液を生成する方法について説明する。
【0020】
図1は過硫酸を生成する方法の装置の一例を示す。供給槽1に過硫酸塩水溶液2をポンプ3で陽イオン交換樹脂4を収納した樹脂塔5に通液し、樹脂塔5を通過した水溶液は、回収槽6に回収する。この操作において、陽イオン交換樹脂(R−2H)の水素イオンと過硫酸塩の塩イオンが交換反応し過硫酸水溶液7が生成される。
【0021】
過硫酸塩として選定したペルオクソ二硫酸ナトリウム(以下、名称を過硫酸ナトリウムと省略する)、ペルオクソ二硫酸カリウム(以下、名称を過硫酸カリウムと省略する)およびペルオクソ二硫酸アンモニウム(以下、名称を過硫酸アンモニウムと省略する)と陽イオン交換樹脂との交換反応を以下に示す。
Na2 2 8 +R−2H→H2 2 8 +R−2Na (2)
2 2 8 +R−2H→H2 2 8 +R−2K (3)
(NH4 2 2 8 +R−2H→H2 2 8 +R−2(NH4 ) (4)
【0022】
上記反応を確認するため、過硫酸ナトリウム濃度を20mmoldm-3に調整した水溶液2を供給槽1に入れ、ポンプ3により陽イオン交換樹脂4を収納した樹脂塔5に供給して回収槽7内のナトリウム濃度を誘導結合型高周波プラズマ分析装置により測定した。その結果、供給槽1内のナトリウム濃度は1300ppm に対し、回収槽6内のナトリウム濃度は10ppm以下であり、過硫酸が生成されていることを確認した。
【0023】
このように市販されていない過硫酸水溶液は、過硫酸塩と陽イオン交換樹脂の交換反応により製造することができる。また、過硫酸は、一般の処理施設で製造できるため、製造過程で発生する使用済みのイオン交換樹脂は容易に処理処分することが可能である。
【0024】
つぎに本発明の第2の実施形態では、電解透析により過硫酸塩の水溶液から過硫酸水溶液を製造する方法について説明する。図2は過硫酸を生成する電解透析の原理を示し、陽極8および陰極9とその間に陽イオン交換膜10を配置した電解透析において、陽極8と陽イオン交換膜9で仕切られた陽極室11に過硫酸塩の水溶液12を供給し、陰極9と陽イオン交換膜10で仕切られた陰極室13にアルカリ性溶液14を供給して電解透析を行う。
【0025】
ここで、過硫酸塩の水溶液12として過硫酸アンモニウム水溶液を、アルカリ性水溶液7として水酸化ナトリウム(NaOH)水溶液を選定し、この状態で電解透析を行うと過硫酸アンモニウム水溶液のアンモニウムイオンは、陽イオン交換膜10を介して陰極室13に移行する。陰極室13に移行したアンモニウムイオンは、水酸化ナトリウム水溶液中では以下に示すイオン平衡反応により経時的にアンモニア(NH3 )ガスとして気相中へ移行する。
NH4 + +OH- →NH3 ↑+H2 O (5)
【0026】
一方、陽極室11では過硫酸イオンと水素イオンが結合した過硫酸[ペルオクソ二硫酸(H2 2 8 )]水溶液15が生成し回収され、陰極室13からは水酸化ナトリウム(NaOH)水溶液16が回収される。
【0027】
なお、過硫酸塩として選定した過硫酸ナトリウムおよび過硫酸カリウムについては、過硫酸アンモニウムと同様に、ナトリウムイオンおよびカリウムイオンは陽イオン交換膜10を介して陰極室13に移行する。その際のアルカリ性(NaOH)水溶液14は、過硫酸ナトリウム水溶液を電解透析する場合は、水酸化ナトリウム水溶液が、過硫酸カリウム水溶液を電解透析する場合は水酸化カリウム水溶液が望ましい。
【0028】
このように市販されていない過硫酸水溶液は、電解透析により過硫酸塩から製造することができる。また、過硫酸は原子力施設以外の一般の処理施設で製造できるため、製造過程で発生する使用済みのアルカリ性水溶液は、容易に処理処分することが可能である。また、使用済みのアルカリ性水溶液は保管して再度過硫酸の製造に使用することができる。
【0029】
つぎに本発明の第3の実施の形態では、過硫酸塩として過硫酸アンモニウムを選定し、電解透析により過硫酸水溶液を製造する過程で生成するアンモニアガスを窒素ガスまで分解する方法を図3により説明する。
【0030】
これは、アンモニウムイオンにより水の富栄養化がもたらされるため、近年、環境に放出される窒素分についての水質基準が厳しくなる傾向にある。すなわち、過硫酸アンモニウムから分離されたアンモニアガスが廃水中に溶解して多量に存在すると、水の富栄養化を引き起こし、環境に対して有害であることが問題となっている。
【0031】
そこで本実施の形態では、まず過硫酸アンモニウム水溶液17から分離工程18で電解透析によりアンモニウムイオンを分離し、過硫酸水溶液19を生成する。分離したアンモニアイオンは気相中に移行するため、このアンモニウムイオンを分解工程20で窒素ガス21に分解する。
【0032】
気相中に移行したアンモニウムガス20は、分解工程21において、臭素イオン(BR- )とオゾンガス(O3 )により以下の(6)式および(7)式に示す反応で、窒素ガス22に分解して無害化する。
Br- +H2 O+O3 →HBrO+OH- +O2 (6)
3HBrO+2NH3 →3Br- +3H+ +N2 +3H2 O (7)
【0033】
この分解反応を確認するため、臭化カリウムの濃度が0.02mol dm-3の臭化カリウム水溶液に過硫酸塩から分離したアンモニウムガスを所定時間導入し、水溶液中にアンモニウムガスを溶解させた。
【0034】
つぎにオゾンガスを所定時間供給してアンモニウムイオン(アンモニア)の分解を行った。その結果、オゾンガスを供給する前の臭化カリウム水溶液中のアンモニウムイオンは、約200ppmであったものがオゾンガスを供給することにより10ppm 以下に減少した。
【0035】
このように、過硫酸アンモニウムから除染剤である過硫酸を製造する過程で発生するアンモニウムイオンは、窒素ガスに分解できるため、環境に対して悪影響を及ぼすことはない。
【0036】
つぎに本発明の第4の実施の形態では、過硫酸塩から生成した過硫酸を用いて、原子力発電施設の配管機器系統を除染する場合の実施フローを図4により説明する。
【0037】
最初に本発明の第1の実施の形態に示したように、酸化剤生成工程23で除染剤である過硫酸水溶液を製造する。つぎに除染対象機器24である配管系統表面の酸化皮膜を第1の還元溶解工程25によりシュウ酸水溶液で還元溶解する。ここで、酸化皮膜の主成分である酸化鉄(Fe2 3 )は以下に示す反応に溶解する。
【0038】
Fe2 3 +(COOH)2 +4H+
→2Fe2++2CO2 +3H2 O (8)
ここで溶解したFe2+または放射性核種であるCo2+等は、第1の分離工程26により陽イオン交換樹脂に吸着され除去される。つぎに、第1の分解工程27において過剰な還元剤(シュウ酸)を紫外線と過酸化水素、または紫外線とオゾンガスにより炭酸ガス(CO2 )と水に分解する。
【0039】
つぎに酸化溶解工程28において、酸化剤生成工程23で製造した過硫酸水溶液により配管系統表面の酸化皮膜を酸化溶解する。ここで、酸化皮膜中の難溶解性の酸化クロム(Cr2 3 )は以下に示す反応で溶解する。
Cr2 3 +3S2 8 2-+4H2
→Cr2 7 2-+6SO4 2-+8H+ (9)
【0040】
ここで溶解した2クロム酸イオン(Cr2 7 2-)、過硫酸が分解して生成する硫酸イオン(SO4 2-)および、酸化皮膜から溶解するFe2+およびFe3+等は第2の分離工程29で陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂に吸着され除去される。
【0041】
つぎに残留する酸化皮膜を第2の還元溶解工程30により(8) 式に示す反応により溶解し、溶出金属は第3の分離工程31で分離し、過剰な還元剤は第2の分解工程32で分解する。
【0042】
これらの工程は、除染液中の放射能濃度および雰囲気の放射線量等を測定して必要に応じて最初の除染工程である第1の還元溶解工程25に戻り、繰り返し行われる。除染終了後の除染廃液は、第4の分離工程33により溶出金属等は陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂により分離されるため、ほとんどイオン交換水に近い除染廃液の排水34として既設の液体廃棄物処理系に排出することができる。
【0043】
つぎに、第4の実施の形態の効果を確認するために、温度を 280℃、溶存酸素濃度を200ppbとする沸騰水型原子炉の水質条件を模擬して酸化皮膜を付与したSUS304試験片について溶解試験を行った結果を説明する。
【0044】
試験条件は、過硫酸水溶液による酸化溶解を過硫酸濃度20mmoldm-3、温度95℃で、シュウ酸水溶液による還元溶解をシュウ酸濃度22mmoldm-3、温度95℃で実施した。また、比較のために過硫酸ナトリウム水溶液による酸化溶解を硫酸ナトリウム濃度20mmoldm-3、シュウ酸水溶液による還元溶解をシュウ酸濃度22mmoldm-3、温度95℃で実施した。
【0045】
試験結果を図5に示す。図5中、たて軸は酸化皮膜の溶解量を示し、よこ軸は酸化剤の種類を示している。酸化皮膜は、過硫酸水溶液で酸化処理した場合は約20mgdm-3溶解したが、過硫酸ナトリウム水溶液で酸化処理した場合は約1/2 の溶解量であった。この結果は、酸化剤生成工程で生成した過硫酸水溶液は化学除染の酸化剤として適用できることを示している。
【0046】
つぎに、還元剤であるシュウ酸の分解試験を実施した。分解方法は紫外線/過酸化水素法と紫外線/オゾンガス法の2種類について試験した。紫外線/過酸化水素法は22mmoldm-3のシュウ酸水溶液に当量の過酸化水素を入れ、この水溶液に高圧水銀ランプを使用した出力 100wの紫外線を照射した。その結果、水溶液中の有機炭素濃度は3時間で10ppm 以下に減少した。
【0047】
また、紫外線/オゾンガス法は22mmoldm-3のシュウ酸水溶液に高圧水銀ランプを使用した出力 100wの紫外線を照射し、同時に0.5gdm-3のオゾンガスを吹き込んだ。その結果、水溶液中の有機炭素濃度は4時間で10ppm 以下に減少した。
【0048】
また、紫外線の他にβ線あるいはγ線などの放射線と、酸化物質として酸素あるいは過酸化水素あるいはオゾンガスとの組み合わせによる還元剤の分解も可能である。
【0049】
以上説明したように、本実施の形態に係る化学除染方法は、市販されていない過硫酸を過硫酸塩から生成するもので、これにより原子炉一次系などの配管機器表面の酸化皮膜を効果的に溶解できるとともに、除染廃液中の溶出金属(放射性核種を含む)はイオン交換樹脂で分離できる。
【0050】
したがって、本実施の形態によれば、従来の中和処理を行う場合と比較して廃液処理が容易で、しかもその作業に伴う作業者の放射線被ばくを低減できる。また、還元剤に用いるシュウ酸は、炭酸ガスと水に分解できるため、既設の液体廃棄物処理系に排出することができる。
【0051】
【発明の効果】
本発明によれば、つぎに述べる効果がある。
(1) 過硫酸塩の水溶液から強酸化剤である過硫酸を生成し、これを除染剤とすることにより、原子炉一次系などの配管機器表面の酸化皮膜を効果的に溶解することができる。
【0052】
(2) 過硫酸は、原子力発電所以外で大量に生成することができるため、その生成に伴って発生する二次廃棄物(イオン交換樹脂,アルカリ性水溶液等)は、容易に処理処分することができる。
【0053】
(3) 除染廃液の溶出金属,過硫酸が還元されて生成する硫酸は、イオン交換樹脂で分離できるため、中和処理等よりも除染廃液処理が容易で、その作業に伴う作業者の被ばくを低減できる。
(4) 還元剤であるシュウ酸は炭酸ガスと水に分解できるため、既設の液体廃棄物処理系に排出できるとともに、二次廃棄物の発生量を低減できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る化学除染方法の実施の形態において過硫酸水溶液を生成する装置を示す模式図。
【図2】本発明に係る化学除染方法の実施の形態において、過硫酸水溶液を生成する原理を模式的に示す工程図。
【図3】本発明に係る化学除染方法の実施の形態において、過硫酸水溶液を生成した後の副生成物(アンモニア)の分解工程を示すフロー図。
【図4】本発明に係る化学除染方法により原子力発電施設の配管機器系統を除染する場合を示すフロー図。
【図5】本発明の効果を説明するための酸化皮膜の溶解試験結果を示す棒線図。
【符号の説明】
1…供給槽、3…供給ポンプ、4…陽イオン交換樹脂、5…樹脂塔、6…回収槽、8…陽極、9…陰極、10…陽イオン交換膜、11…陽極室、13…陰極室、14…NaOH、15…H2 2 8 、16…NaOH、17…過硫酸アンモニウム水溶液、18…アンモニウムイオン分離工程、19…過硫酸水溶液、20…アンモニアガス、21…分解工程、22…窒素ガス、23…酸化剤生成工程、24…除染対象機器、25…第1の還元溶解工程、26…第1の分離工程、27…第1の分解工程、28…酸化溶解工程、29…第2の分離工程II、30…第2の還元溶解工程、31…第3の分離工程、32…第2の分解工程、33…第4の分離工程、34…除染廃液の排水。
[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a chemical decontamination method for chemically decontaminating metal oxides containing radioactive substances attached to piping and equipment installed in a nuclear power generation facility.
[0002]
[Prior art]
In piping and equipment systems installed in nuclear power generation facilities, an oxide film containing a radioactive substance adheres to or is generated on the inner surfaces of the piping and equipment, etc., during operation. For this reason, the radiation dose around pipes and equipment has increased, and problems have arisen due to an increase in radiation exposure dose during periodic inspection work.
[0003]
As part of its removal measures, chemical decontamination is partly effective. Various methods of chemical decontamination are presented. For example, there is a method of oxidizing and dissolving an oxide film with a mixed aqueous solution of nitric acid and potassium permanganate, and then reducing and dissolving the oxide film with a mixed solution of vanadium divalent ions and an organic acid. This method is effective when dissolving an oxide film having a high chromium oxide content.
[0004]
[Problems to be solved by the invention]
However, in the above decontamination method, the decontamination agents nitric acid, manganese, potassium and vanadium become secondary waste after the decontamination, so a large amount of secondary disposal is required when the piping equipment system of nuclear facilities is decontaminated. There was a problem that things were generated.
[0005]
Further, for example, in Japanese Patent Laid-Open No. 6-99193, in a chemical decontamination method for dissolving and removing piping and equipment clad of nuclear power plant, oxidation dissolution treatment is performed with a cleaning solution using persulfuric acid and persulfate, followed by cleaning. A method is described in which a reducing agent such as ascorbic acid, erythorbic acid, or oxalic acid is added to the waste liquid to perform reductive dissolution.
[0006]
This publication uses persulfuric acid and persulfate, but does not disclose a production method for persulfuric acid. Persulfuric acid is not commercially available. A large amount of chemical decontamination agent is required to dissolve and remove the cladding of piping and equipment of nuclear power plants. Therefore, the technique which can mass-produce this persulfuric acid easily with a certain method becomes a subject.
[0007]
In order to solve the above-mentioned problems, the inventors of the present application have found that persulfuric acid can be easily produced in large quantities from peroxodisulfate (hereinafter referred to as persulfate) as a result of intensive studies.
[0008]
In addition, the inventors of the present application conducted a dissolution test of a test piece provided with an oxide film in a water quality environment simulating the water quality conditions of a nuclear power plant using the persulfuric acid aqueous solution obtained in large quantities from the above method as a decontamination agent, In addition to confirming the properties, a manufacturing method using persulfuric acid as a decontamination agent, a decontamination method using the decontamination agent, and a method for treating a decontamination waste liquid were established.
[0009]
The present invention has been made to solve each of the above-mentioned problems, can mass-produce an aqueous solution of persulfuric acid as a decontamination agent, can easily treat the decontamination waste liquid after the completion of decontamination, and is a secondary waste. It aims at providing the chemical decontamination method with little generation | occurrence | production amount. It is another object of the present invention to provide a chemical decontamination method that has a higher decontamination effect than current decontamination methods and can reduce exposure during decontamination work.
[0010]
[Means for Solving the Problems]
The invention corresponding to claim 1 is a chemistry that generates an aqueous solution of peroxodisulfuric acid from an aqueous solution of peroxodisulfate and oxidizes and dissolves an oxide film containing a radionuclide on the surface of the object to be decontaminated by the oxidizing power of the peroxodisulfuric acid. In the decontamination method, the peroxodisulfuric acid is formed by an exchange reaction between a hydrogen ion of a cation exchange resin and a salt of peroxodisulfate.
[0011]
The invention corresponding to claim 2 is characterized in that the peroxodisulfate comprises at least one of sodium peroxodisulfate, potassium peroxodisulfate, or ammonium peroxodisulfate.
[0012]
Corresponding to claim 3 invention produces an aqueous solution of peroxodisulfuric sulfate from an aqueous solution of ammonium peroxodisulfate, oxidizing dissolve oxide film containing radioactive nuclides decontaminated object surface by oxidizing power of the peroxodisulfuric sulfate In the chemical decontamination method, the ammonium ion separated by electrodialysis of the ammonium peroxodisulfate is recovered in an alkaline aqueous solution, and then the ammonium ion is converted to ammonia in the alkaline aqueous solution and recovered in the gas phase. To do.
[0013]
The invention corresponding to claim 4 is characterized in that the ammonium gas recovered in the gas phase is dissolved in an aqueous potassium bromide solution, and then ozone gas is supplied to the aqueous solution to convert it into nitrogen gas.
[0017]
In the present invention, the peroxodisulfuric acid used (hereinafter abbreviated as persulfuric acid) is an emergency redox potential of 2.01 V in the following redox system, as described in the electrochemical handbook, etc. It is an oxidizing agent with strong oxidizing power.
[0018]
S 2 O 8 2- + 2e - = 2SO 4 2- + 2.01V (1)
Therefore, if this reagent can be used for chemical decontamination, it is possible to effectively oxidize and dissolve the oxide film containing radioactive substances in the piping equipment system.
[0019]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
In the first embodiment of the present invention, a method for producing an aqueous persulfate solution from an aqueous solution of persulfate using an ion exchange resin will be described.
[0020]
FIG. 1 shows an example of an apparatus for a method for producing persulfuric acid. A persulfate aqueous solution 2 is passed through a supply tank 1 through a resin tower 5 containing a cation exchange resin 4 with a pump 3, and the aqueous solution that has passed through the resin tower 5 is recovered in a recovery tank 6. In this operation, the hydrogen ion of the cation exchange resin (R-2H) and the salt ion of persulfate are exchange-reacted to produce an aqueous persulfate solution 7.
[0021]
Sodium peroxodisulfate selected as persulfate (hereinafter abbreviated as sodium persulfate), potassium peroxodisulfate (hereinafter abbreviated as potassium persulfate) and ammonium peroxodisulfate (hereinafter abbreviated as ammonium persulfate) And the exchange reaction between the cation exchange resin and the cation exchange resin.
Na 2 S 2 O 8 + R-2H → H 2 S 2 O 8 + R-2Na (2)
K 2 S 2 O 8 + R-2H → H 2 S 2 O 8 + R-2K (3)
(NH 4 ) 2 S 2 O 8 + R-2H → H 2 S 2 O 8 + R-2 (NH 4 ) (4)
[0022]
In order to confirm the above reaction, an aqueous solution 2 having a sodium persulfate concentration adjusted to 20 mmoldm −3 is placed in a supply tank 1 and supplied to a resin tower 5 containing a cation exchange resin 4 by a pump 3 to be contained in a recovery tank 7. The sodium concentration was measured with an inductively coupled radio frequency plasma analyzer. As a result, the sodium concentration in the supply tank 1 was 1300 ppm, whereas the sodium concentration in the recovery tank 6 was 10 ppm or less, and it was confirmed that persulfuric acid was produced.
[0023]
Thus, a commercially available aqueous persulfate solution can be produced by an exchange reaction between a persulfate and a cation exchange resin. In addition, since persulfuric acid can be produced in a general treatment facility, the used ion exchange resin generated in the production process can be easily disposed of.
[0024]
Next, in the second embodiment of the present invention, a method for producing an aqueous solution of persulfate from an aqueous solution of persulfate by electrodialysis will be described. FIG. 2 shows the principle of electrodialysis for producing persulfuric acid. In electrodialysis in which an anode 8 and a cathode 9 and a cation exchange membrane 10 are arranged therebetween, an anode chamber 11 partitioned by the anode 8 and the cation exchange membrane 9 is shown. Then, an aqueous solution 12 of persulfate is supplied, and an alkaline solution 14 is supplied to the cathode chamber 13 partitioned by the cathode 9 and the cation exchange membrane 10 to perform electrodialysis.
[0025]
Here, an ammonium persulfate aqueous solution is selected as the aqueous solution 12 of persulfate, and a sodium hydroxide (NaOH) aqueous solution is selected as the alkaline aqueous solution 7. When electrodialysis is performed in this state, ammonium ions in the aqueous solution of ammonium persulfate are converted into a cation exchange membrane. It moves to the cathode chamber 13 through 10. Ammonium ions that have migrated to the cathode chamber 13 migrate into the gas phase over time as ammonia (NH 3 ) gas in an aqueous sodium hydroxide solution by an ion equilibrium reaction described below.
NH 4 + + OH → NH 3 ↑ + H 2 O (5)
[0026]
On the other hand, an aqueous solution 15 of persulfuric acid [peroxodisulfuric acid (H 2 S 2 O 8 )] in which persulfate ions and hydrogen ions are combined is generated and recovered in the anode chamber 11, and an aqueous sodium hydroxide (NaOH) solution is recovered from the cathode chamber 13. 16 are collected.
[0027]
For sodium persulfate and potassium persulfate selected as persulfates, sodium ions and potassium ions migrate to the cathode chamber 13 through the cation exchange membrane 10 as in the case of ammonium persulfate. The alkaline (NaOH) aqueous solution 14 is preferably a sodium hydroxide aqueous solution when electrodialyzing a sodium persulfate aqueous solution, and a potassium hydroxide aqueous solution when electrodialyzing a potassium persulfate aqueous solution.
[0028]
Thus, a commercially available persulfate aqueous solution can be produced from a persulfate by electrodialysis. In addition, since persulfuric acid can be produced at a general treatment facility other than a nuclear facility, a used alkaline aqueous solution generated during the production process can be easily disposed of. The used alkaline aqueous solution can be stored and used again for the production of persulfuric acid.
[0029]
Next, in the third embodiment of the present invention, a method of selecting ammonium persulfate as a persulfate and decomposing ammonia gas generated in the process of producing an aqueous solution of persulfate by electrodialysis to nitrogen gas will be described with reference to FIG. To do.
[0030]
This is because ammonium ions cause eutrophication of water, and in recent years, water quality standards for nitrogen content released into the environment tend to be stricter. That is, when ammonia gas separated from ammonium persulfate dissolves in wastewater and is present in a large amount, it causes water eutrophication and is harmful to the environment.
[0031]
Therefore, in the present embodiment, first, ammonium ions are separated from the ammonium persulfate aqueous solution 17 by electrodialysis in the separation step 18 to generate the persulfate aqueous solution 19. Since the separated ammonia ions move into the gas phase, the ammonium ions are decomposed into nitrogen gas 21 in the decomposition step 20.
[0032]
The ammonium gas 20 transferred into the gas phase is decomposed into nitrogen gas 22 in the decomposition step 21 by the reaction shown in the following formulas (6) and (7) by bromine ions (BR ) and ozone gas (O 3 ). And detoxify.
Br + H 2 O + O 3 → HBrO + OH + O 2 (6)
3HBrO + 2NH 3 → 3Br + 3H + + N 2 + 3H 2 O (7)
[0033]
In order to confirm this decomposition reaction, ammonium gas separated from persulfate was introduced into a potassium bromide aqueous solution having a potassium bromide concentration of 0.02 mol dm -3 for a predetermined time to dissolve the ammonium gas in the aqueous solution.
[0034]
Next, ozone gas was supplied for a predetermined time to decompose ammonium ions (ammonia). As a result, the ammonium ion in the potassium bromide aqueous solution before supplying ozone gas, which was about 200 ppm, decreased to 10 ppm or less by supplying ozone gas.
[0035]
As described above, ammonium ions generated in the process of producing persulfuric acid as a decontamination agent from ammonium persulfate can be decomposed into nitrogen gas, and thus do not adversely affect the environment.
[0036]
Next, in the fourth embodiment of the present invention, an implementation flow in the case of decontaminating a piping equipment system of a nuclear power generation facility using persulfuric acid generated from persulfate will be described with reference to FIG.
[0037]
First, as shown in the first embodiment of the present invention, an aqueous persulfuric acid solution as a decontamination agent is produced in the oxidizing agent generation step 23. Next, the oxide film on the surface of the piping system which is the decontamination target device 24 is reduced and dissolved with an oxalic acid aqueous solution in the first reduction and dissolution step 25. Here, iron oxide (Fe 2 O 3 ), which is the main component of the oxide film, dissolves in the reaction shown below.
[0038]
Fe 2 O 3 + (COOH) 2 + 4H +
→ 2Fe 2+ + 2CO 2 + 3H 2 O (8)
The dissolved Fe 2+ or radio nuclides such as Co 2+ are adsorbed and removed by the cation exchange resin in the first separation step 26. Next, in the first decomposition step 27, excess reducing agent (oxalic acid) is decomposed into carbon dioxide (CO 2 ) and water by ultraviolet rays and hydrogen peroxide, or ultraviolet rays and ozone gas.
[0039]
Next, in the oxidation dissolution step 28, the oxide film on the surface of the piping system is oxidized and dissolved with the persulfuric acid aqueous solution produced in the oxidant generation step 23. Here, the hardly soluble chromium oxide (Cr 2 O 3 ) in the oxide film is dissolved by the reaction shown below.
Cr 2 O 3 + 3S 2 O 8 2- + 4H 2 O
→ Cr 2 O 7 2- + 6SO 4 2- + 8H + (9)
[0040]
Dichromate ions (Cr 2 O 7 2− ) dissolved here, sulfate ions (SO 4 2− ) generated by decomposition of persulfuric acid, and Fe 2+ and Fe 3+ dissolved from the oxide film are In the separation step 29 of 2, the cation exchange resin and the anion exchange resin are adsorbed and removed.
[0041]
Next, the remaining oxide film is dissolved by the reaction shown in the equation (8) in the second reduction and dissolution step 30, the eluted metal is separated in the third separation step 31, and the excess reducing agent is separated in the second decomposition step 32. Disassemble with.
[0042]
These steps are repeated by measuring the radioactivity concentration in the decontamination solution, the radiation dose in the atmosphere, etc., and returning to the first reduction and dissolution step 25, which is the first decontamination step, as necessary. The decontamination waste liquid after decontamination is already provided as waste water 34 of the decontamination waste liquid, which is almost close to ion exchange water, because the eluted metal and the like are separated by the cation exchange resin and the anion exchange resin in the fourth separation step 33. Can be discharged into a liquid waste treatment system.
[0043]
Next, in order to confirm the effect of the fourth embodiment, a SUS304 test piece provided with an oxide film by simulating the water quality condition of a boiling water reactor with a temperature of 280 ° C. and a dissolved oxygen concentration of 200 ppb. The results of the dissolution test will be described.
[0044]
The test conditions were oxidation dissolution with an aqueous solution of persulfuric acid at a concentration of 20 mmoldm −3 at a temperature of 95 ° C. and reduction dissolution with an aqueous solution of oxalic acid at an concentration of an oxalic acid of 22 mmoldm −3 and a temperature of 95 ° C. For comparison, oxidation dissolution with an aqueous sodium persulfate solution was performed at a sodium sulfate concentration of 20 mmoldm −3 , and reduction dissolution with an oxalic acid aqueous solution at an oxalic acid concentration of 22 mmoldm −3 and a temperature of 95 ° C.
[0045]
The test results are shown in FIG. In FIG. 5, the vertical axis indicates the amount of oxide film dissolved, and the horizontal axis indicates the type of oxidizing agent. The oxide film dissolved about 20 mgdm -3 when oxidized with an aqueous persulfate solution, but dissolved about 1/2 when oxidized with an aqueous sodium persulfate solution. This result shows that the persulfuric acid aqueous solution generated in the oxidizing agent generating step can be applied as an oxidizing agent for chemical decontamination.
[0046]
Next, a decomposition test of oxalic acid as a reducing agent was performed. Two kinds of decomposition methods were tested: an ultraviolet / hydrogen peroxide method and an ultraviolet / ozone gas method. In the ultraviolet / hydrogen peroxide method, an equivalent amount of hydrogen peroxide was placed in a 22 mmoldm −3 aqueous solution of oxalic acid, and this aqueous solution was irradiated with ultraviolet light with an output of 100 W using a high-pressure mercury lamp. As a result, the organic carbon concentration in the aqueous solution decreased to 10 ppm or less in 3 hours.
[0047]
The ultraviolet / ozone gas method was irradiated with ultraviolet rays of output 100w using a high pressure mercury lamp in aqueous solution of oxalic acid 22Mmoldm -3, was bubbled ozone gas simultaneously 0.5gdm -3. As a result, the organic carbon concentration in the aqueous solution decreased to 10 ppm or less in 4 hours.
[0048]
In addition to ultraviolet rays, the reducing agent can be decomposed by a combination of radiation such as β rays or γ rays and oxygen, hydrogen peroxide, or ozone gas as an oxidizing substance.
[0049]
As described above, the chemical decontamination method according to the present embodiment generates non-commercial persulfuric acid from persulfate, and this makes it possible to effectively treat the oxide film on the surface of piping equipment such as a reactor primary system. The dissolved metal (including radionuclides) in the decontamination waste liquid can be separated by an ion exchange resin.
[0050]
Therefore, according to this embodiment, compared with the case where the conventional neutralization treatment is performed, the waste liquid treatment is easy, and the radiation exposure of the worker accompanying the work can be reduced. Moreover, since oxalic acid used for the reducing agent can be decomposed into carbon dioxide gas and water, it can be discharged to an existing liquid waste treatment system.
[0051]
【The invention's effect】
The present invention has the following effects.
(1) By generating persulfuric acid, which is a strong oxidant, from an aqueous solution of persulfate and using it as a decontamination agent, it is possible to effectively dissolve the oxide film on the surface of piping equipment such as the reactor primary system. it can.
[0052]
(2) Since persulfuric acid can be produced in large quantities outside of nuclear power plants, secondary waste (ion exchange resin, alkaline aqueous solution, etc.) generated as a result of its production can be easily disposed of. it can.
[0053]
(3) The elution metal of decontamination waste liquid and sulfuric acid produced by reduction of persulfuric acid can be separated by ion-exchange resin, so it is easier to process decontamination waste liquid than neutralization, etc. Exposure can be reduced.
(4) Since oxalic acid, which is a reducing agent, can be decomposed into carbon dioxide and water, it can be discharged into an existing liquid waste treatment system and the amount of secondary waste generated can be reduced.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic view showing an apparatus for producing a persulfuric acid aqueous solution in an embodiment of a chemical decontamination method according to the present invention.
FIG. 2 is a process chart schematically showing the principle of generating a persulfuric acid aqueous solution in the embodiment of the chemical decontamination method according to the present invention.
FIG. 3 is a flowchart showing a decomposition process of a by-product (ammonia) after producing a persulfuric acid aqueous solution in the embodiment of the chemical decontamination method according to the present invention.
FIG. 4 is a flowchart showing a case of decontamination of a piping equipment system of a nuclear power generation facility by the chemical decontamination method according to the present invention.
FIG. 5 is a bar diagram showing the result of an oxide film dissolution test for explaining the effect of the present invention.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Supply tank, 3 ... Supply pump, 4 ... Cation exchange resin, 5 ... Resin tower, 6 ... Recovery tank, 8 ... Anode, 9 ... Cathode, 10 ... Cation exchange membrane, 11 ... Anode chamber, 13 ... Cathode chamber, 14 ... NaOH, 15 ... H 2 S 2 O 8, 16 ... NaOH, 17 ... aqueous solution of ammonium persulfate, 18 ... ammonium ion separation step, 19 ... persulfate aqueous solution, 20 ... ammonia gas, 21 ... decomposition step, 22 ... Nitrogen gas, 23 ... oxidant generation step, 24 ... decontamination target device, 25 ... first reduction and dissolution step, 26 ... first separation step, 27 ... first decomposition step, 28 ... oxidation dissolution step, 29 ... Second separation step II, 30 ... second reduction and dissolution step, 31 ... third separation step, 32 ... second decomposition step, 33 ... fourth separation step, 34 ... drainage of decontamination waste liquid.

Claims (4)

ペルオクソ二硫酸塩の水溶液からペルオクソ二硫酸の水溶液を生成し、前記ペルオクソ二硫酸の酸化力により除染対象物表面の放射性核種を含む酸化被膜を酸化溶解する化学除染方法において、前記ペルオクソ二硫酸は陽イオン交換樹脂の水素イオンとペルオクソ二硫酸塩の塩との交換反応により生成されたものからなることを特徴とする化学除染方法。  In the chemical decontamination method, an aqueous solution of peroxodisulfuric acid is produced from an aqueous solution of peroxodisulfate, and an oxide film containing a radionuclide on the surface of the decontamination object is oxidized and dissolved by the oxidizing power of the peroxodisulfuric acid. Is a chemical decontamination method comprising a product produced by an exchange reaction between a hydrogen ion of a cation exchange resin and a salt of peroxodisulfate. 前記ペルオクソ二硫酸塩はペルオクソ二硫酸ナトリウム,ペルオクソ二硫酸カリウムまたはペルオクソ二硫酸アンモニウムの少なくとも1種からなることを特徴とする請求項1記載の化学除染方法。2. The chemical decontamination method according to claim 1, wherein the peroxodisulfate comprises at least one of sodium peroxodisulfate, potassium peroxodisulfate, or ammonium peroxodisulfate. ペルオクソ二硫酸アンモニウムの水溶液からペルオクソ二硫酸の水溶液を生成し、前記ペルオクソ二硫酸の酸化力により除染対象物表面の放射性核種を含む酸化皮膜を酸化溶解する化学除染方法において、前記ペルオクソ二硫酸アンモニウムを電解透析して分離したアンモニウムイオンをアルカリ性水溶液に回収した後、このアルカリ性水溶液で前記アンモニウムイオンをアンモニアに変化して気相中に回収することを特徴とする化学除染方法。To form an aqueous solution of ammonium peroxodisulfate aqueous solution from peroxodisulfate sulfuric acid, in a chemical decontamination method of oxidizing dissolving oxide film containing radioactive nuclides decontaminated object surface by oxidizing power of the peroxodisulfuric sulfate, the peroxodisulfuric A chemical decontamination method comprising recovering ammonium ions separated by electrodialysis of ammonium sulfate into an alkaline aqueous solution, and then converting the ammonium ions into ammonia with the alkaline aqueous solution and recovering it in the gas phase. 前記気相中に回収されたアンモニウムガスを、臭化カリウム水溶液に溶解し、ついでこの水溶液にオゾンガスを供給して、窒素ガスに変換することを特徴とする請求項記載の化学除染方法。4. The chemical decontamination method according to claim 3, wherein the ammonium gas recovered in the gas phase is dissolved in an aqueous potassium bromide solution, and then ozone gas is supplied to the aqueous solution to convert it into nitrogen gas.
JP03440598A 1998-02-17 1998-02-17 Chemical decontamination method Expired - Fee Related JP3866402B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP03440598A JP3866402B2 (en) 1998-02-17 1998-02-17 Chemical decontamination method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP03440598A JP3866402B2 (en) 1998-02-17 1998-02-17 Chemical decontamination method

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH11231097A JPH11231097A (en) 1999-08-27
JP3866402B2 true JP3866402B2 (en) 2007-01-10

Family

ID=12413288

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP03440598A Expired - Fee Related JP3866402B2 (en) 1998-02-17 1998-02-17 Chemical decontamination method

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP3866402B2 (en)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5787588B2 (en) * 2011-04-18 2015-09-30 三菱重工業株式会社 Chemical cleaning method
DE102013100933B3 (en) * 2013-01-30 2014-03-27 Areva Gmbh Process for surface decontamination of components of the coolant circuit of a nuclear reactor
KR102073018B1 (en) * 2018-11-07 2020-02-04 한국원자력연구원 Method for treating decontamination liquid waste
CZ308870B6 (en) * 2019-05-03 2021-07-21 České vysoké učení technické v Praze Method of decontaminating the internal surfaces of the primary circuit of a nuclear power plant and decontaminating solution
TWI755071B (en) * 2020-09-23 2022-02-11 黃慶村 Method of preparing hardenable slurry from liquid waste of wet degradation of spent ion exchange resin, and use thereof to immobilize other wastes, and improved method of wet oxidation for spent ion exchange resin and organic waste
CN114351156B (en) * 2021-12-06 2024-02-09 广东和胜工业铝材股份有限公司 Ash remover and application thereof
KR102678301B1 (en) * 2022-02-03 2024-06-25 한국원자력연구원 Oxidizing chemical agent for decontamination of primary system facilities of nuclear power plant and decontamination method using the same

Also Published As

Publication number Publication date
JPH11231097A (en) 1999-08-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11289232B2 (en) Chemical decontamination method using chelate free chemical decontamination reagent for removal of the dense radioactive oxide layer on the metal surface
US7622627B2 (en) System and method for chemical decontamination of radioactive material
US6635232B1 (en) Method of chemically decontaminating components of radioactive material handling facility and system for carrying out the same
JP3866402B2 (en) Chemical decontamination method
JP4131814B2 (en) Method and apparatus for chemical decontamination of activated parts
KR101860002B1 (en) Method of sequential chemical decontamination for removing radioactive contanminats
JP4551843B2 (en) Chemical decontamination method
KR20210015207A (en) Method for removing Mn in solution and SP-HyBRID decontamination comprising the same
US11232878B2 (en) Chemical decontamination method
JP6937143B2 (en) Chemical decontamination equipment and chemical decontamination method
JP2002333498A (en) Method of decontaminating radioactive substance
JPH10142395A (en) Method for treating chemical decontamination waste liquid
JP2002365397A (en) Decontamination method of radioactive member
KR20150048681A (en) Chelate free chemical decontamination reagent for removal of the dense radioactive oxide layer on the metal surface and chemical decontamination method using the same
JP3759930B2 (en) Waste liquid treatment method and apparatus
JP3656602B2 (en) Treatment method of chemical decontamination waste liquid
JP6005425B2 (en) Chemical decontamination method for radioactive contaminants
JP2004212228A (en) Chemical decontamination method for metal structural component contaminated with radioactive substance
JP2000065989A (en) Method for chemical decontamination of radioactive contaminant
JP2003033653A (en) Organic acid decomposing catalyst and chemical decontamination method
JP2854706B2 (en) Chemical decontamination waste liquid treatment method
JPH05192667A (en) Treatment of waste chemical solution
JPH05273387A (en) Resolving organic matter in radioactive waste liquid
JPS63273097A (en) Removal of pollutant from system

Legal Events

Date Code Title Description
A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712

Effective date: 20040319

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20060223

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20060523

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20060713

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20061003

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20061005

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees