JP4403240B2

JP4403240B2 - 低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法

Info

Publication number: JP4403240B2
Application number: JP2004060532A
Authority: JP
Inventors: 隆行渡辺; 篤根津; 公一茂呂
Original assignee: Kimura Chemical Plants Co Ltd
Current assignee: Kimura Chemical Plants Co Ltd
Priority date: 2004-03-04
Filing date: 2004-03-04
Publication date: 2010-01-27
Anticipated expiration: 2024-03-04
Also published as: JP2005249587A

Description

本発明は、低レベル放射性イオン交換樹脂を減容化し、安定化する廃イオン交換樹脂の廃棄処理方法に関するものである。

原子力関連施設で発生した使用済み燃料などから生じた低レベル放射性廃棄物は、専用の処理施設内に貯蔵・埋設される。例えば、原子炉浄化系から発生するフィルタースラッジ、原子炉冷却水の浄化に使用したイオン交換樹脂などの固体廃棄物は、貯蔵タンクに長期間貯蔵し、放射能減衰後、セメント、アスファルトなどの固化剤で固化処理を行い、固体廃棄物貯蔵庫にドラム缶にて保管される。
確かに、セメントは、低レベル放射性固体廃棄物の固化剤として優れた特性を有し、十分な強度と長期にわたる放射性物質の揮散防止が期待できる。しかし、通常は、固化処理により、廃棄物が増量する問題がある。
一方、アスファルトは、低レベル放射性固体廃棄物と加熱溶融混合されるため、該廃棄物中の水分が混合過程でほぼ全量除去されるので、質量・体積の減少（減容）効果があり、耐浸出性もある。しかし、固化剤自体が可燃性であるという問題がある。
このように、低レベル放射性固体廃棄物ですら、現時点で貯蔵場所の確保が困難な状況にあり、また、各固化剤にも種々の問題があるので、原子炉の廃棄が予想される近い将来はより一層貯蔵・埋設場所の確保などに困難が生じることが憂慮されている。

低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂の廃棄処理方法として、廃イオン交換樹脂をプラズマ処理して減容化する方法が提案されている。例えば、誘導結合式プラズマ（ＩＣＰ）を低気圧雰囲気で生成する装置を用いて、酸素プラズマによるコバルト含有イオン交換樹脂の灰化による減容化が提案されている（非特許文献１、非特許文献２）。また、プラズマアークにより、コバルト含有イオン交換樹脂をアルゴン雰囲気下および酸素雰囲気下で熱分解する方法が提案されている（非特許文献３、非特許文献４）。
また、日本原子力研究所の東海研究所には、酸素または空気の存在下で熱プラズマによる低レベル放射性廃棄物の処理設備が設置されている。

酸素によるプラズマ処理の場合は、該樹脂の酸化による発熱で、吸着した放射性物質が揮散してしまう問題があった。改善策として、低圧・低温酸素プラズマが提案されたが、低圧・低温ゆえに、該樹脂の減容化が遅い問題が新たに発生した。また、低圧にするめの装置上・プロセス上の問題点もあり、経済性に難点がある。
空気によるプラズマ処理の場合は、大気圧下で行われる点で経済的であるが、排気ガスに窒素酸化物が多く含有されるという問題がある。

また、アルゴン／二酸化炭素プラズマにおける大気圧下のプラズマの特性を調べた報告、さらに水素を共存させたときのプラズマの特性を調べた報告があるが、これらの報告は固体廃棄物などを存在させてプラズマ処理した方法ではない（非特許文献５、非特許文献６）。

山本大輔著、日本金属学会会報、第２３巻、第９号、第７３３頁〜第７３８頁（１９８４年）片柳源一他著、火力原子力発電、第５４巻、第５５８号、第２６頁〜第２８頁（２００３年）ピクルス（C.A.Pickles）他著、ラジオアクティブウェイストマネジメントアンドエンビロンメンタルリストレイション（Radioactive Waste Management and Environmental Restoration）、第１８巻、第９号、第２５頁（１９９４年）ジロルド（C.Girold）他著、プロシーディングアイエスピーシー（Proc. ISPC）、第２号、第６１１頁〜第６１６頁（２００１年）メウホウ（S.Maeuhoub）著、ジャーナルプラズマフィジックス（J.Plasma Physics）、第８３巻、第２号、第９７頁〜第１１４頁（２０００年）カトー（S.Kato）他著、アメリカンソサイアティーオブメカニカルエンジニヤーズエンビロンメンタルコントロールディビジョンパブリケイション（American Society of Mechanical Engineers Environmental Control Division Publication）、第５号、第４９７頁〜第５０２頁（１９９７年）

本発明は、低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂を簡単かつ安価な方法で減容し、かつ該放射性物質の揮散を防止して、安定化する該廃イオン交換樹脂の廃棄処理方法を提供することを目的とする。

一般的には、廃棄物を酸素または空気で酸化して得られる二酸化炭素や一酸化炭素には酸化性がないものと認識されている。本発明者は、このような二酸化炭素でも４０００℃のような高温では、一酸化炭素と酸素原子に解離するので、酸化性を有するとの知見、同様に、一酸化炭素も７０００℃以上の高温では、炭素と酸素原子に解離し、酸化性を有するとの知見を基に、解離した酸素原子が酸素分子に再結合する前の、高活性状態にある瞬間を利用して、低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂の酸化、分解を行うことを着想し、本発明に到達したものである。

したがって、本発明は、原子炉の冷却水の浄化に使用した、低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂を、二酸化炭素または一酸化炭素の存在下にプラズマ処理し、該イオン交換樹脂の分解による減容と、該放射性物質の揮散防止を行うことを特徴とする低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法である。

本発明の低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法において、放射性物質がコバルトまたはセシウムであることが好ましい。

本発明の低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法において、イオン交換樹脂に含有される低レベル放射性物質の含有量は０．１〜３質量％であることが好ましい。

本発明の低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法において、プラズマ処理は、アルゴンガスを用い、プラズマ入力電力０．５〜１００ｋＷ、アーク電流５０〜１０００Ａ、アーク電圧１０〜１００Ｖ、アルゴンガス流量１〜１００Ｌ／ｍｉｎおよび二酸化炭素または一酸化炭素の流量１〜１００Ｌ／ｍｉｎの条件で行うことが好ましい。

本発明の廃棄処理方法により、低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂の体積が、最大処理前の２％以下、つまり５０分の１以下に減容され、かつ放射性物質が蒸気圧が低い酸化物に酸化され、揮散が防止され、安定化する。本発明の廃棄処理方法は、簡単な構造、システムの装置・設備を用いて、大気圧で操作できるので、安定操業が容易であり、かつ減容率が大きいので、極めて経済的である。また、本発明の廃棄処理方法を実施後の該イオン交換樹脂の固化剤による貯蔵、運搬、埋設などの諸工程も、従来方法に比べ、遥かに省力的、効率的に実施することができる。

本発明は、原子炉の冷却水の浄化に使用した、低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂を、二酸化炭素または一酸化炭素の存在下にプラズマ処理し、該イオン交換樹脂の分解と該放射性物質の蒸気圧の低い酸化物、硫酸塩などへの反応を行う低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法である。

本発明の廃棄処理対象物は、下記のものである。原子炉の冷却に使用された冷却廃水には、腐食性がある放射性物質が溶解している。該廃水から該放射性物質を除去するために、イオン交換樹脂が使用され、効果をあげている。かくして得られた低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂（単に、廃イオン交換樹脂とも称す）が本発明のプラズマ処理による廃棄処理対象物である。廃イオン交換樹脂は通常固体粉末であり、一般的には、粒径範囲は１００〜１５００μｍで、平均粒径は８００μｍである。本発明のプラズマ処理に際し、廃イオン交換樹脂に対し格別の前処理を行う必要はないが、当然密閉系で取扱う必要がある。廃イオン交換樹脂には、コバルト、セシウムなどの放射性物質が一般的には、１．５質量％含有されているが、もとよりこれに限定されるものではない。

本発明のプラズマ処理は、一般的なプラズマ処理装置を使用して実施することができる。すなわち、アルゴンガスと二酸化炭素および／または一酸化炭素ガスを、プラズマ発生炉に供給して、アルゴンプラズマと二酸化炭素および／または一酸化炭素プラズマを生成させ、これらを反応室内で流動する廃イオン交換樹脂粉末に噴射することにより、実施される。該処理装置内で廃イオン交換樹脂が流動化し、良好に分散して、適切な温度でむらなく加熱、処理できるように、流動化装置を付置したものであることが好ましい。

本発明のプラズマ処理は、プラズマ入力電力０．５〜１００ｋＷ、好ましくは１〜５０ｋＷ、アーク電流５０〜１０００Ａ、好ましくは１００〜４００Ａ、アーク電圧１０〜１００Ｖ、好ましくは１５〜４０Ｖで行われる。プラズマガスとしてはアルゴンガスが好適であるが、これに限定されない。酸化性ガスとしては二酸化炭素ガスおよび／または一酸化炭素ガスが用いられる。二酸化炭素は、放射性物質の酸化を制御しやすいので特に好適である。

プラズマ雰囲気ガスの流量は１〜１００Ｌ／ｍｉｎ、特に１５〜５０Ｌ／ｍｉｎであることが好ましい。酸化性ガスの流量も同様に１〜１００Ｌ／ｍｉｎ、特に１５〜５０Ｌ／ｍｉｎであることが好ましい。酸化性ガスの雰囲気ガスに対する割合は０．５〜６０体積％、好ましくは１０〜５０体積％である。プラズマ処理温度は７００〜１５００Ｋ、好ましくは９００〜１３００Ｋであり、圧力は減圧してもよいが、大気圧であることが好ましい。プラズマ処理時間は２〜６０ｍｉｎ、好ましくは５〜４０ｍｉｎである。

本発明のプラズマ処理により、廃イオン交換樹脂の質量が処理前の４０〜２％、好ましくは３０〜５％にまで低減され、体積が処理前の４０〜２％、好ましくは３０〜５％にまで低減される。また、放射性物質（例えばＣｏ）が蒸気圧の低い酸化物（例えばＣｏＯ）に反応するため、ほとんど揮散することがなく、その保持率は９８％以上である。

本発明の廃棄処理方法により減容され、放射性物質の揮散が防止され安定化した廃イオン交換樹脂は、プラズマ処理装置から取り出され、通常の固化材により、固化処理され、得られた固化生成物は通常通りドラム缶などに収納され、運搬され、処理施設内に貯蔵・埋設することができる。

以下に、本発明を実施例により詳細に説明する。本発明は、本実施例に限定されるものではない。
（実施例１）
プラズマ処理装置のプラズマジェット発生炉の下流側に設けた反応器に、コバルト３００ｍｇを吸着した強酸性陽イオン交換樹脂２０ｇを試料として入れた。プラズマガスとしてアルゴンガスを１８Ｌ／ｍｉｎ、酸化性ガスとして二酸化炭素を１８Ｌ／ｍｉｎ用いて、アーク電流２００Ａおよびアーク電圧２５Ｖ、大気圧で、４０ｍｉｎ間熱プラズマ処理した。

プラズマ処理時間の経過に伴う試料の質量減少率を、試料の処理前の質量と比較して図１に示した。４０ｍｉｎ後の質量減少率は７０％であった。
同じ試料の容積減少率は、１０ｍｉｎ経過毎に試料の平均粒径を測定し、該平均粒径から平均容積を計算し、処理前の平均容積と比較して求めた。なお、試料の平均粒径は、光学顕微鏡の観察視野内の試料１００個の長径を測定し、算術平均して求めた。４０ｍｉｎ後の容積減少率は６２％であった。
プラズマ処理時間４０ｍｉｎ後の廃イオン交換樹脂におけるコバルトの保持率は９９．６質量％であった。なお、コバルトが全く揮散しない場合が１００質量％である。

また、プラズマ処理の時間の経過により、試料の骨格を構成するパラジクロロベンゼンとスルフォン酸基の赤外吸収スペクトルが変化する状態を図２に示した。
図２から明らかなように、処理時間２０ｍｉｎまではスルホン酸基（１０３０、１１３０、１１８０および１２３０ｃｍ-¹）、およびパラジ置換ベンゼン（８２０ｃｍ-¹）のピークがともに減少しているが、処理時間４０ｍｉｎでは、スルホン酸基のピークが消え、パラジ置換ベンゼンのピークが残っていることが分かる。これにより、廃イオン交換樹脂が分解したことが証明される。

（実施例２〜３）
実施例１において、酸化性ガスとしての二酸化炭素の流量１８Ｌ／ｍｉｎを９Ｌ／ｍｉｎまたは２７Ｌ／ｍｉｎに変える以外は、実施例１と同様に、廃イオン交換樹脂のプラズマ処理と測定・調査を行った。質量減少率、容積減少率は実施例１とほとんど変わらなかった。

（実施例４）
実施例１において、プラズマ入力電力を５ｋＷから７．７ｋＷに変える以外は、実施例１と同様に、廃イオン交換樹脂のプラズマ処理と測定・調査を行った。４０ｍｉｎ後の質量減少率は実施例１の７０％より増大し、８０％であった。

（実施例５）
実施例１において、放射性物質としてコバルトの代わりにセシウムを用いる以外は、実施例１と同様に、廃イオン交換樹脂のプラズマ処理と測定・調査を行った。質量減少率、容積減少率は実施例１と同じであった。

（比較例１）
実施例１において、酸化性ガスとして二酸化炭素を用いる代わりに、酸素ガス１８Ｌ／ｍｉｎを用いる以外は、実施例１と同様に、プラズマ処理を行ない、実施例１と同様に測定・調査を行った。４０ｍｉｎ後の質量減少率は９５％であった。また、その結果を図１に示した。４０ｍｉｎ後の容積減少率は８３％であった。プラズマ処理時間４０ｍｉｎ後の廃イオン交換樹脂におけるコバルトの保持率は９７．６質量％であった。

（比較例２）
実施例１において、酸化性ガスとして二酸化炭素を用いる代わりに、空気１８Ｌ／ｍｉｎを用いる以外は、実施例１と同様に、プラズマ処理を行ない、実施例１と同様に測定・調査を行った。４０ｍｉｎ後の質量減少率は７８％であった。また、その結果を図１に示した。４０ｍｉｎ後の容積減少率は７３％であった。プラズマ処理時間４０ｍｉｎ後の廃イオン交換樹脂におけるコバルトの保持率は９８．９質量％であった。

（比較例３）
実施例１において、酸化性ガスを用いずに、アルゴンガス１８Ｌ／ｍｉｎを用いる以外は、実施例１と同様に、プラズマ処理を行ない、実施例１と同様に測定・調査を行った。４０ｍｉｎ後の質量減少率は６１％であった。また、その結果を図１に示した。４０ｍｉｎ後の容積減少率は６２％であった。プラズマ処理時間４０ｍｉｎ後の廃イオン交換樹脂におけるコバルトの保持率は９８．４質量％であった。

図１から明らかなように、二酸化炭素ガスを用いた場合（実施例１）には、４０ｍｉｎ後の質量減少率が７０％であり、酸化性ガスを用いない場合（すなわち、アルゴンガスのみを用いた場合：比較例３）の６１％より高率であった。酸素ガスや空気を用いた場合（比較例１、２）に比べ、質量減少率が小さいが、二酸化炭素ガスを用いた場合でも、プラズマ入力電力を５ｋｗから７．５ｋＷに上げること（実施例４）により、４０ｍｉｎ後の質量減少率を８０％に上げることができた（図示せず）。
また、４０ｍｉｎ後のコバルトの保持率は、二酸化炭素を用いた場合（実施例１）が９９．６％で、酸素や空気を用いた場合（比較例１、２）に比べ高率であり、二酸化炭素を用いた場合に、コバルトの揮散が少ない。

本発明の低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂の廃棄処理方法は、比較的簡単な装置を用いて実施できるプラズマ処理によるものであり、その減容率も大きく、かつ放射性物質の揮散が防止されるので、廃イオン交換樹脂の収容・埋設設備の縮小と、環境改善に対する貢献および経済性が極めて大きい。

コバルト含有陽イオン交換樹脂のプラズマ処理の時間の経過に伴う該樹脂の質量の変化を示すグラフである。コバルト含有陽イオン交換樹脂のプラズマ処理の処理時間に伴うスルホン酸基とパラジ置換ベンゼンの赤外吸収スペクトルの変化を示す図である。

Claims

原子炉の冷却水の浄化に使用した、低レベル放射性物質を含有するイオン交換樹脂を、酸化性ガスとしての二酸化炭素または一酸化炭素の供給下にプラズマ処理し、該イオン交換樹脂の分解による減容と、該放射性物質の揮散防止を行うことを特徴とする低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法。
放射性物質がコバルトまたはセシウムである請求項１に記載の低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法。
イオン交換樹脂に含有される低レベル放射性物質の含有量が０．１〜３質量％である請求項１または２に記載の低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法。
プラズマ処理を、アルゴンガスを用い、プラズマ入力電力０．５〜１００ｋＷ、アーク電流５０〜１０００Ａ、アーク電圧１０〜１００Ｖ、アルゴンガス流量１〜１００Ｌ／ｍｉｎおよび二酸化炭素または一酸化炭素流量１〜１００Ｌ／ｍｉｎの条件で行う請求項１〜３のいずれかに記載の低レベル放射性イオン交換樹脂の廃棄処理方法。