JP6524429B2 - 放射性廃棄物処理システム及び処理方法 - Google Patents

放射性廃棄物処理システム及び処理方法 Download PDF

Info

Publication number
JP6524429B2
JP6524429B2 JP2017208693A JP2017208693A JP6524429B2 JP 6524429 B2 JP6524429 B2 JP 6524429B2 JP 2017208693 A JP2017208693 A JP 2017208693A JP 2017208693 A JP2017208693 A JP 2017208693A JP 6524429 B2 JP6524429 B2 JP 6524429B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
radioactive
radioactive substance
adsorbing
filter
waste treatment
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.)
Active
Application number
JP2017208693A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2019082343A (ja
Inventor
庄子 哲雄
哲雄 庄子
祐 高木
祐 高木
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.)
HK TECHNOLOGY CO., LTD.
Tohoku University NUC
Original Assignee
HK TECHNOLOGY CO., LTD.
Tohoku University NUC
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 HK TECHNOLOGY CO., LTD., Tohoku University NUC filed Critical HK TECHNOLOGY CO., LTD.
Priority to JP2017208693A priority Critical patent/JP6524429B2/ja
Publication of JP2019082343A publication Critical patent/JP2019082343A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6524429B2 publication Critical patent/JP6524429B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description

本発明は、放射性物質吸着材を用いて、放射性物質を含む汚染水中の放射性物質を吸着し除去することによって発生する放射性廃棄物処理技術に関するものである。
原子力発電所の事故のように、配管や圧力容器が破損した場合、例えば、ヨウ素131、セシウム134、セシウム137、ストロンチウム98などの放射性物質を含有した原子炉冷却水が大量に漏出する可能性がある。これら放射性物質の内、セシウム137は半減期が30年と長く、原子力発電所外に漏出した場合、長期間にわたって環境に悪影響を及ぼすこととなる。
このセシウム137を漏出した排水中から吸着除去するための放射性物質吸着材として、ゼオライトを担持した放射性物質回収シートが知られている(例えば、特許文献1を参照。)。
また、放射性物質吸着材として、プルシアンブルー類縁体を担持した親水性繊維基材からなるセシウム吸着材が知られている(例えば、特許文献2を参照。)。これは、繊維の内部にプルシアンブルー類縁体が固定化したものである。プルシアンブルーは一般に、水に不溶性の粉末物質であることから、かかるセシウム吸着材によれば、汚染水からセシウムを吸着して浄化することが可能である。
しかしながら、ゼオライトやプルシアンブルー類縁体は、放射性物質の吸着性能は高いものの、高レベルに汚染された吸着材には作業員が容易に近づくことができないため、廃棄処理が容易ではないという問題があった。
特開2015−99140号公報 再表2013/27652号公報
かかる状況に鑑みて、本発明は、安全性が高く、処理効率性の高い、放射性廃棄物処理システムおよび処理方法を提供することを目的とする。
上記課題を解決すべく、本発明の放射性廃棄物処理システムは、放射性物質を含む汚染水を処理するシステムであって、耐熱耐圧密閉容器材を担持した放射性物質吸着繊維基材から成り、汚染水中の放射性物質を吸着する放射性物質吸着フィルタと、放射性物質を吸着した使用済みのフィルタを収容し、100℃以上で加熱し得る耐熱耐圧密閉容器と、水熱分解後の容器に残存するガスおよび溶液をそれぞれ排出する排出手段と、水熱分解後の容器に残存する固体反応生成物を、低融点(LMP:Low Melting Point)金属又は低融点合金の凝固反応を用いて固化させる固体反応生成物固化手段を備える。
上記構成とされることにより、放射性物質の廃棄処理を安全かつ効率的に行うことが可能となる。なお、本明細書において、放射性物質とは、主にセシウムを指しているが、これに限られるものではない。また、汚染水とは、放射性物質吸着フィルタによって浄化される前のものだけではなく、浄化処理後の放射性物質が低減した浄化水についても含む意味で用いている。低融点金属又は低融点合金とは、低融点を特徴とする金属あるいは合金であり、亜鉛、インジウム、ガリウム、スズ、ビスマス、鉛などを主成分とした合金である。
ここで、水熱分解とは、温度と圧力を調整して反応性を高めた水で、液体でも気体でもない状態にした超臨界水や、超臨界状態に近い亜臨界水が有する高い反応性によって、分解する処理である。
耐熱耐圧密閉容器内での使用済みのフィルタの水熱分解は、使用済みフィルタに汚染水が含浸した状態、又は、汚染水に使用済みフィルタが入った状態で、温度と圧力を調整して反応性を高めた超臨界状態の水によって行う。使用済みフィルタが水熱分解されることにより、放射性廃棄物の減容が可能となる。
耐熱耐圧密閉容器は、100℃以上に加熱して使用済みのフィルタを加熱分解するものであり、例えば、温度と圧力を制御して400℃や700℃といった高温に加熱してもよいが、実用上の観点から、150〜350℃に加熱して超臨界水や亜臨界水が有する高い反応性を用いて、使用済みのフィルタを水熱分解する。加熱する際の温度が150℃未満であると、分解スピードが遅くなってしまう。また、350℃を超えると、放射性物質が溶液中に移行し濃縮しやすくなるからである。また消費エネルギーの節約の観点からも350℃以下であることが望ましい。元々、耐熱耐圧密閉容器による水熱分解は、焼却処理に比べて低温での分解が可能で熱効率が良いが、上記温度の範囲で水熱分解が行われることで、さらに熱効率性を高めることができる。加えて放射性物質の閉じ込めの観点からも有意である。
また、固体反応生成物固化手段においては、固体反応生成物について、例えば、X線回折(X-ray diffraction)やラマン分光法(Raman spectroscopy)による測定が行われた後、低融点合金により金属内部に閉じ込めて固化処理を行う。固化処理が施された金属塊は、低融点合金による遮蔽効果によって表面放射能が減少するため、放射線量の低減した放射性廃棄物とすることができる。なお、固体反応生成物固化手段には、固体反応生成物を排出する手段が設けられても構わない。
本発明の放射性廃棄物処理システムにおいて、耐熱耐圧密閉容器は、汚染水の流路の一部であり、流入口と流出口を閉じることにより、密閉容器となり得ることが好ましい。
耐熱耐圧密閉容器が、汚染水の流路の一部とされることにより、放射性物質吸着フィルタは耐熱耐圧密閉容器内に設置された状態で放射性物質の吸着を行うことが可能となる。これにより、放射性物質の吸着後に、使用済みのフィルタを別途、移動させることなく該耐熱耐圧密閉容器内で水熱分解を行うことが可能となり、安全かつ効率的な廃棄処理が可能となる。
耐熱耐圧密閉容器としては、オートクレーブであることが好ましい。ここで、オートクレーブとは、内部を高温高圧にすることのできる容器のことである。
本発明の放射性廃棄物処理システムにおいて、排出手段は、ガスおよび溶液の放射線量を計測し、放射線量が所定閾値以下の場合には外部に排出し、放射線量が所定閾値を超える場合には、放射性物質吸着フィルタとは異なる別の吸着フィルタを通過させて外部に排出することが好ましい。
具体的には、水熱分解によって発生したガスについては、ガスクロマトグラフィー(Gas chromatography)によって成分・放射線量を分析した結果、放射線量が所定閾値以下であり、さらなる処理が必要でないと判断された場合には、そのまま外部に排出される。これに対して、放射線量が所定閾値を超えており、さらなる処理が必要であると判断された場合には、放射性物質吸着フィルタとは異なる別の吸着フィルタによる吸着処理を行った後、外部に排出される。
また、水熱分解によって発生した溶液については、誘導結合プラズマ質量分析計(ICP-Mass Spectrometry)により成分・放射線量を分析した結果、放射線量が所定閾値以下であり、さらなる処理が必要でないと判断された場合には、そのまま外部に排出される。これに対して、放射線量が所定閾値を超えており、さらなる処理が必要であると判断された場合には、放射性物質吸着フィルタとは異なる別の吸着フィルタによる吸着処理を行った後、外部に排出される。なお、さらなる処理を行った結果、外部に排出することが不可能と判断されたものについては、放射線量を減衰させるべく、放射性廃棄物として貯蔵する必要がある。
本発明の放射性廃棄物処理システムにおいて、固体反応生成物固化手段における低融点合金は、インジウムとビスマスの合金、又は、インジウムと錫の合金であることが好ましい。上記低融点合金は、鉛を含まないため、より環境に配慮した放射性廃棄物とすることができる。
本発明の放射性廃棄物処理システムに用いられる放射性物質吸着材は、主にセシウムの吸着除去を行うプルシアンブルー類縁体、ゼオライト、ケイチタン酸塩の何れかであることが好ましい。これらのような放射性物質吸着性能の高い放射性物質吸着材が用いられることにより、効率的な放射性物質の吸着が可能となる。
本発明の放射性廃棄物処理システムに用いられる放射性物質吸着繊維基材は、不織布、織布または糸であることが好ましい。放射性物質吸着繊維基材が、不織布、織布または糸とされることにより、汚染水中の放射性物質が放射性物質吸着材に接触しやすくなり、効率的な放射性物質の吸着が可能となる。
本発明の放射性廃棄物処理システムに用いられる放射性物質吸着フィルタは、放射性物質吸着材を担持した帯状の放射性物質吸着繊維基材を用いて網目状に形成されたフィルタであってもよい。
本発明の放射性廃棄物処理システムに用いられる放射性物質吸着フィルタは、放射性物質吸着材を担持した帯状の放射性物質吸着繊維基材が、その一側面に略同一形状の波形から成る波形中芯部材が接着され、ロール状に巻回してなるフィルタであって、波形中芯部材の間隙を流路として、放射性物質を含んだ汚染水が流され、放射性物質吸着繊維基材に放射性物質を吸着させることによって汚染水を浄化し得ることでもよい。
本発明の放射性廃棄物処理システムに用いられる放射性物質吸着フィルタは、放射性物質吸着材を担持した帯状の放射性物質吸着繊維基材が、その一側面に略同一形状の波形から成る波形中芯部材が接着され、波形が交互に直交するように積層されたフィルタであって、波形中芯部材の間隙を流路として、放射性物質を含んだ汚染水が流され、放射性物質吸着繊維基材に放射性物質を吸着させることによって汚染水を浄化し得ることでもよい。
このように、本発明の放射性廃棄物処理システムは、多様な放射性物質吸着フィルタを用いることが可能であり、汎用性の高いシステムであるといえる。
波形中芯部材は、放射性物質吸着材を担持した帯状の放射性物質吸着繊維基材から成ることが好ましい。波形中芯部材が、放射性物質吸着繊維基材と同様の材質で構成されることにより、放射性物質を効率的に吸着することが可能となる。また、水熱分解における温度管理が容易となる。
本発明の放射性廃棄物処理方法は、放射性物質を含む汚染水を処理する方法であって、下記1)〜4)のステップを備える。
1)放射性物質吸着材を担持した放射性物質吸着繊維基材から成る放射性物質吸着フィルタによって、汚染水中の放射性物質を吸着する吸着ステップ
2)放射性物質を吸着した使用済みのフィルタを耐熱耐圧密閉容器に収容し、100℃以上で加熱する加熱ステップ
3)水熱分解後の容器に残存するガスおよび溶液をそれぞれ排出する排出ステップ
4)水熱分解後の容器に残存する固体反応生成物を、低融点金属又は低融点合金の凝固反応を用いて固化させる固体反応生成物固化ステップ
本発明の放射性廃棄物処理方法における加熱ステップは、150〜350℃で加熱分解させることが好ましい。
耐熱耐圧密閉容器は、150〜350℃に加熱して使用済みのフィルタを加熱分解することが好ましい。分解スピード、熱効率性、放射性物質の固体反応生成物内への閉じ込め性から上記温度の範囲で水熱分解を行う。ただし、350℃を超えた条件下で水熱分解させることも可能であり、700℃を超えた超臨界条件下で水熱分解させてもよい。
本発明の放射性廃棄物処理システム及び処理方法によれば、安全かつ効率的に放射性物質吸着フィルタを廃棄処理できるといった効果がある。
実施例1の放射性廃棄物処理システムの概略構成図 実施例1の放射性廃棄物処理方法のフロー図 汚染水のイメージ図 実施例1の放射性物質吸着イメージ図 実施例1の使用済みフィルタの水熱分解イメージ図 水熱分解後のイメージ図 実施例2の放射性物質吸着フィルタであり、(1)は放射性物質吸着繊維基材が網目状のもの、(2)は放射性物質吸着繊維基材がロール状に巻回されたもの、(3)は放射性物質吸着繊維基材が積層されたものを示している。 実施例2の放射性物質吸着フィルタの取付けイメージ図
以下、本発明の実施形態の一例を、図面を参照しながら詳細に説明していく。なお、本発明の範囲は、以下の実施例や図示例に限定されるものではなく、幾多の変更及び変形が可能である。
図1は、実施例1の放射性廃棄物処理システムの概略構成図を示している。図1に示すように、放射性廃棄物処理システム1は、放射性物質吸着フィルタ2、耐熱耐圧密閉容器3、固体反応生成物固化手段4、ガス排出手段5、溶液排出手段6及び固体反応生成物排出手段7から成る。放射性物質吸着フィルタ2は、耐熱耐圧密閉容器3内に設置され、使用される。耐熱耐圧密閉容器3には、ガス排出手段5及び溶液排出手段6が設けられ、使用済みのフィルタを水熱分解した際に発生するガスや溶液を排出することが可能な構成となっている。また、耐熱耐圧密閉容器3には、固体反応生成物固化手段4及び固体反応生成物排出手段7が設けられ、固体反応生成物排出手段7より排出された固体反応生成物が固体反応生成物固化手段4により固化される構造である。
なお、上記構成とは異なり、固体反応生成物固化手段4により固化処理が行われた後に、固化物を排出する構成であってもよい。
図2は、実施例1の放射性廃棄物処理方法のフロー図を示している。図2に示すように、まず、浄化枡に放射性物質吸着フィルタを取付ける(S01)。放射性物質吸着フィルタにより、汚染水中の放射性物質を吸着する(S02)。放射性物質吸着フィルタが充分な放射性物質を吸着して交換が必要になると、オートクレーブによって使用済み吸着フィルタの水熱分解を行う(S03)。固体反応生成物については、オートクレーブから取出して(S04)、低融点合金により固化処理をおこなう(S05)。オートクレーブによる水熱分解の際に発生したガスや液体物については、成分・放射線量の測定により処理が必要であるかどうかを判断し(S06)、処理が必要でない場合には外部に排出する(S07)。また、処理が必要である場合には、必要な処理を行い(S08)、処理を行った上で外部に排出する(S09)。
図3は、汚染水のイメージ図を示している。図3に示すように、容器12の中には、汚染水10が入れられており、汚染水10には放射性物質11が含まれている。このように、放射性物質11で汚染された汚染水10を以下のシステムによって浄化する。
図4は、実施例1の放射性物質吸着イメージ図を示している。図4に示すように、浄化枡8の中には、放射性物質吸着フィルタ20が設置されている。汚染水10は、取水口13から浄化枡8に流れ込み、予め設置された放射性物質吸着フィルタ20によって浄化され、排水口14へと流れ出る構造である。放射性物質吸着フィルタ20は、プルシアンブルーが放射性物質吸着材として用いられ、不織布である放射性物質吸着基材が編み込まれた形状となっている。図4に示すように、汚染水10中の放射性物質11は、放射性物質吸着フィルタ70によって吸着されている。
図5は、実施例1の使用済みフィルタの水熱分解イメージ図を示している。図5に示すように、耐熱耐圧密閉容器3としてオートクレーブ30が用いられている。オートクレーブ30には、バルブ(15a,15b)が設けられている。オートクレーブ30は、内部を高温高圧にすることのできる容器である。
放射性物質吸着フィルタ20は、オートクレーブ30内に設置されている。放射性物質吸着フィルタ20は、使用するに従って吸着性能が次第に落ちてくるため、適宜、放射性物質吸着フィルタ20を交換する必要がある。しかしながら、放射性物質吸着フィルタ20をそのまま取出して廃棄するのでは、廃棄物が大量に発生してしまい、その後の処理を困難にする。そこで、オートクレーブ30を用いて、使用済みの放射性物質吸着フィルタ20を水熱分解することにより、使用済みの放射性物質吸着フィルタ20を減容することが可能となっている。
オートクレーブ30により水熱分解を行う場合には、取水口13に設けられたバルブ15aと、排水口14に設けられたバルブ15bを閉じて、オートクレーブ30の内部を密閉する。水熱分解を行う際の温度は150〜350℃である。オートクレーブ30の内部には、放射性物質11を吸着した使用済みの放射性物質吸着フィルタ20だけではなく、汚染水10も残存しており、かかる状態のまま、オートクレーブ30により、水熱分解を行うことが可能であるが、汚染水10を必要に応じて、一定量排出した後、水熱分解を行ってもよい。
なお、説明の都合上、図4においては、浄化枡8内に設置された放射性物質吸着フィルタ20による放射性物質吸着イメージを示し、図5においては、オートクレーブ30による使用済みフィルタの水熱分解イメージを示しているが、実際は、オートクレーブ30は浄化枡8内に一体化する形で設置されており、放射性物質吸着フィルタ20による汚染水10の浄化の後、使用済みの放射性物質吸着フィルタ20を浄化枡8から取出すことなく、オートクレーブ30によって水熱分解を行うことが可能な構造となっている。
図6は、水熱分解後のイメージ図を示している。図6に示すように、オートクレーブ30による水熱分解により、図5で示した使用済みの放射性物質吸着フィルタ20は固体反応生成物16となっている。水熱分解において発生したガス(図示せず)は、ガス排出手段5によって排出される構造である。また、水熱分解において発生した液体物17は、溶液排出手段6によって排出される構造となっている。
固体反応生成物16は、固体反応生成物排出手段7によって、オートクレーブ30から取出され、図示しないが、図1で示した固体反応生成物固化手段4によって固化される。固体反応生成物固化手段4においては、固体反応生成物16は、図示しないが、X線回折やラマン分光法による測定が行われた後、インジウムとビスマス、又は、インジウムと錫から成る低融点合金が流し込まれ、固化される。これにより、低融点合金の内部に固体反応生成物16が閉じ込められた金属塊が形成され、放射線量が低減した放射性廃棄物として管理することが可能となる。
水熱分解において発生したガスについては、図示しないが、ガスクロマトグラフィーによって成分・放射線量が測定され、外部に排出しても問題のないレベルであれば、ガス排出手段5により、そのまま外部に排出される。測定の結果、処理が必要であると判断された場合には、必要な処理が行われる。
水熱分解において発生した液体物17についても、図示しないが、誘導結合プラズマ質量分析計により成分・放射線量が測定され、外部に排出しても問題のないレベルであれば、溶液排出手段6により、そのまま外部に排出される。測定の結果、処理が必要であると判断された場合には、必要な処理が行われた後、外部に排出される。
図7は、実施例2の放射性物質吸着フィルタであり、(1)は放射性物質吸着繊維基材が網目状のもの、(2)は放射性物質吸着繊維基材がロール状に巻回されたもの、(3)は放射性物質吸着繊維基材が積層されたものを示している。
図7(1)に示すように、放射性物質吸着フィルタ21は、吸着布ネット21a、フロート部材21b及びウェイト部材21cから成る。吸着布ネット21aの上下左右の端部には、それぞれ複数のリング状の連結部材21dが設けられており、吸着布ネット21aとフロート部材21bは連結部材21dを介して連結されている。同様に、吸着布ネット21aとウェイト部材21cも連結部材21dを介して連結されている。なお、吸着布ネット21aの左右の端部に設けられた連結部材21dは、ここでは何らの部材とも連結されていないが、必要に応じて、他のネット等と連結させることができる構造となっている。
フロート部材21b及びウェイト部材21cが設けられていることにより、放射性物質吸着フィルタ21は、浄化枡に沈めると吸着布ネット21aが縦に広がった状態で一定程度沈み、浮遊するため、水中の放射性物質を効果的に吸着することが可能となっている。
吸着布ネット21a、フロート部材21b、ウェイト部材21c及び連結部材21dは、何れも150〜350℃の温度で水熱分解することが可能な素材で形成されており、図5又は図6において示したオートクレーブ30によって水熱分解することが可能である。
図7(2)に示すように、放射性物質吸着フィルタ22は、放射性物質吸着布22a及び波形中芯部材22bから成る。具体的には、放射性物質吸着布22aの片面に設けられた波形中芯部材22bを外側にして、ロール状に丸めたものである。ロール状にする方法としては、図7(2)に示すような波形が外側に向く外巻きだけではなく、波形中芯部材22bが設けられた面を内側にする内巻きのいずれの方法も利用可能である。
放射性物質吸着フィルタ22には、多数の間隙22cが設けられているため、間隙22cを流れる汚染水が放射性物質吸着フィルタ22に触れやすい構造となっており、大量の汚染水を効率的に処理することができる。
また、放射性物質吸着布22a及び波形中芯部材22bは、何れも放射性物質吸着材を担持した放射性物質吸着繊維基材から成り、しかも150〜350℃の温度で水熱分解することが可能な素材で形成されているため、図5又は図6において示したオートクレーブ30によって水熱分解することが可能である。
図7(3)に示すように、放射性物質吸着フィルタ23は、放射性物質吸着布23a及び波形中芯部材23bから成る。具体的には、放射性物質吸着布23aの片面に波形中芯部材23bが設けられたものが、波形中芯部材23bの波形が交互に直交するように積層される。
放射性物質吸着フィルタ23には、多数の間隙23cが設けられているため、間隙23cを流れる汚染水が放射性物質吸着フィルタ23に触れやすい構造となっており、大量の汚染水を効果的に処理することができる。
放射性物質吸着フィルタ23は、略立方体形状を呈しているが、必要に応じて、長さや幅を変えて成形してもよい。また、ここでは、波形が交互に直交するように積層されているが、必ずしも1枚毎に積層する方向を変える必要はなく、例えば、2枚毎に積層する方向を変えるといった構成でもよい。
放射性物質吸着布23a及び波形中芯部材23bは、何れも放射性物質吸着材を担持した放射性物質吸着繊維基材から成り、しかも150〜350℃の温度で水熱分解することが可能な素材で形成されているため、図5又は図6において示したオートクレーブ30によって水熱分解することが可能である。
以上のように、本発明の放射性廃棄物処理システムにおいては、多様な放射性物質吸着フィルタ(21〜23)を用いることが可能であり、汎用性の高いシステムであるといえる。
図8は、実施例2の放射性物質吸着フィルタの取付けイメージ図を示している。図8に示すように、放射性廃棄物処理システム1において、浄化枡8には、図7(2)で示した放射性物質吸着フィルタ22が取付けられている。具体的には、図8に示すように、放射性物質吸着フィルタ22がネット状容器19の中に入れられ、放射性物質吸着装置18として浄化枡8に設置されている。浄化枡8は、取水口13から汚染水10が流入し、放射性物質吸着装置18によって浄化され、浄化後の汚染水10が排出口14へと流れ出る構造である。
放射性物質吸着装置18を浄化枡8に設置する際には、蓋部9を取り外し、浄化枡8の中に放射性物質吸着装置18を沈めて行う。ネット状容器18は軟質の素材で形成されているため、変形が容易であり、浄化枡8の形状に合わせて、設置することが可能である。また、図8に示すように、放射性物質吸着装置18を2つ重ねて設置することも可能である。なお、浄化枡8の形状等によっては、3つ以上設置することも可能である。
なお、ネット状容器18は150〜350℃の温度で水熱分解することが可能な素材で形成されているため、図5又は図6において示したオートクレーブ30によって水熱分解することが可能である。
本発明は、放射性廃棄物を処理するシステム又は方法として有用である。
1 放射性廃棄物処理システム
2,20〜23 放射性物質吸着フィルタ
3 耐熱耐圧密閉容器
4 固体反応生成物固化手段
5 ガス排出手段
6 溶液排出手段
7 固体反応生成物排出手段
8 浄化枡
9 蓋部
10 汚染水
11 放射性物質
12 容器
13 取水口
14 排水口
15a,15b バルブ
16 固体反応生成物
17 液体物
18 放射性物質吸着装置
19 ネット状容器
21a 吸着布ネット
21b フロート部材
21c ウェイト部材
21d 連結部材
22a,23a 放射性物質吸着布
22b,23b 波形中芯部材
22c,23c 間隙
30 オートクレーブ

Claims (12)

  1. 放射性物質を含む汚染水を処理するシステムであって、
    放射性物質吸着材を担持した放射性物質吸着繊維基材から成り、汚染水中の放射性物質を吸着する放射性物質吸着フィルタと、
    放射性物質を吸着した使用済みの前記フィルタを収容し、100℃以上で加熱し得る耐熱耐圧密閉容器と、
    水熱分解後の前記容器に残存するガスおよび溶液をそれぞれ排出する排出手段と、
    水熱分解後の前記容器に残存する固体反応生成物を、亜鉛、インジウム、ガリウム、スズ、ビスマス、鉛から選択される金属又は合金の凝固反応を用いて固化させる固体反応生成物固化手段、
    を備えた放射性廃棄物処理システム。
  2. 前記耐熱耐圧密閉容器は、汚染水の流路の一部であり、流入口と流出口を閉じることにより、密閉容器となり得ることを特徴とする請求項1に記載の放射性廃棄物処理システム。
  3. 前記排出手段は、
    前記ガスおよび前記溶液の放射線量を計測し、
    放射線量が所定閾値以下の場合には外部に排出し、
    放射線量が所定閾値を超える場合には、前記放射性物質吸着フィルタとは異なる別の吸着フィルタを通過させて外部に排出する、
    ことを特徴とする請求項1又は2に記載の放射性廃棄物処理システム。
  4. 前記固体反応生成物固化手段における合金は、インジウムとビスマスの合金、又は、インジウムと錫の合金であることを特徴とする請求項1〜3の何れかに記載の放射性廃棄物処理システム。
  5. 前記放射性物質吸着材は、主にセシウムの吸着除去を行うプルシアンブルー類縁体、ゼオライト、ケイチタン酸塩の何れかであることを特徴とする請求項1〜4の何れかに記載の放射性廃棄物処理システム。
  6. 前記放射性物質吸着繊維基材は、不織布、織布または糸であることを特徴とする請求項1〜5の何れかに記載の放射性廃棄物処理システム。
  7. 前記放射性物質吸着フィルタは、前記放射性物質吸着材を担持した帯状の前記放射性物質吸着繊維基材を用いて網目状に形成されたフィルタであることを特徴とする請求項1〜6の何れかに記載の放射性廃棄物処理システム。
  8. 前記放射性物質吸着フィルタは、前記放射性物質吸着材を担持した帯状の前記放射性物質吸着繊維基材が、その一側面に同一形状の波形から成る波形中芯部材が接着され、ロール状に巻回してなるフィルタであって、
    前記波形中芯部材の間隙を流路として、放射性物質を含んだ汚染水が流され、前記放射性物質吸着繊維基材に放射性物質を吸着させることによって汚染水を浄化し得ることを特徴とする請求項1〜6の何れかに記載の放射性廃棄物処理システム。
  9. 前記放射性物質吸着フィルタは、前記放射性物質吸着材を担持した帯状の前記放射性物質吸着繊維基材が、その一側面に同一形状の波形から成る波形中芯部材が接着され、波形が交互に直交するように積層されたフィルタであって、
    前記波形中芯部材の間隙を流路として、放射性物質を含んだ汚染水が流され、前記放射性物質吸着繊維基材に放射性物質を吸着させることによって汚染水を浄化し得ることを特徴とする請求項1〜6の何れかに記載の放射性廃棄物処理システム。
  10. 前記波形中芯部材は、放射性物質吸着材を担持した帯状の放射性物質吸着繊維基材から成ることを特徴とする請求項8又は9に記載の放射性廃棄物処理システム。
  11. 放射性物質を含む汚染水を処理する方法であって、
    放射性物質吸着材を担持した放射性物質吸着繊維基材から成る放射性物質吸着フィルタによって、汚染水中の放射性物質を吸着する吸着ステップと、
    放射性物質を吸着した使用済みの前記フィルタを耐熱耐圧密閉容器に収容し、100℃以上で加熱する加熱ステップと、
    水熱分解後の前記容器に残存するガスおよび溶液をそれぞれ排出する排出ステップと、
    水熱分解後の前記容器に残存する固体反応生成物を、亜鉛、インジウム、ガリウム、スズ、ビスマス、鉛から選択される金属又は合金の凝固反応を用いて固化させる固体反応生成物固化ステップ、
    を備えたことを特徴とする放射性廃棄物処理方法。
  12. 前記加熱ステップは、150〜350℃で水熱分解させることを特徴とする請求項11の放射性廃棄物処理方法。
JP2017208693A 2017-10-29 2017-10-29 放射性廃棄物処理システム及び処理方法 Active JP6524429B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2017208693A JP6524429B2 (ja) 2017-10-29 2017-10-29 放射性廃棄物処理システム及び処理方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2017208693A JP6524429B2 (ja) 2017-10-29 2017-10-29 放射性廃棄物処理システム及び処理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2019082343A JP2019082343A (ja) 2019-05-30
JP6524429B2 true JP6524429B2 (ja) 2019-06-05

Family

ID=66669516

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2017208693A Active JP6524429B2 (ja) 2017-10-29 2017-10-29 放射性廃棄物処理システム及び処理方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP6524429B2 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP7316108B2 (ja) * 2019-06-19 2023-07-27 東京インキ株式会社 ラドンの放射能測定方法
KR102250443B1 (ko) * 2019-09-03 2021-05-10 포항공과대학교 산학협력단 방사성 할로겐 폐기물 담지를 위한 실버 텔루라이트 유리
CN113421684B (zh) * 2021-06-21 2022-07-01 中国原子能科学研究院 放射性过滤芯固化处理方法和系统

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5237700A (en) * 1975-09-18 1977-03-23 Univ Tohoku Treating system of radioactive waste fluid by zeolite
JPS61165696A (ja) * 1985-01-18 1986-07-26 三菱重工業株式会社 放射性廃棄物処理方法
JP3462969B2 (ja) * 1997-04-09 2003-11-05 オルガノ株式会社 廃棄イオン交換樹脂の減容化方法
JP2003088858A (ja) * 2001-09-17 2003-03-25 Tc:Kk 油吸着装置
JP2015087369A (ja) * 2013-10-30 2015-05-07 株式会社 環境浄化研究所 イミノジ酢酸基をグラフト鎖に導入した繊維によるストロンチウム除去方法
JP6820148B2 (ja) * 2016-02-05 2021-01-27 株式会社カサイ 使用済み放射性セシウム吸着繊維の減容化方法
WO2017163704A1 (ja) * 2016-03-20 2017-09-28 Hkテクノロジー株式会社 放射性物質吸着フィルタ、放射性物質吸着装置および放射性物質吸着システム

Also Published As

Publication number Publication date
JP2019082343A (ja) 2019-05-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6288781B2 (ja) 原子炉格納容器換気系用フィルタ
JP6524429B2 (ja) 放射性廃棄物処理システム及び処理方法
JP6876447B2 (ja) 原子力発電プラント
KR101738444B1 (ko) 방사성 요오드 흡착제, 및 방사성 요오드의 처리 방법
US3925046A (en) Radioactive gas standby treatment apparatus with high efficiency rechargeable charcoal filter
TW201832245A (zh) 觸媒式再結合器及過濾器之設備
JPH11512341A (ja) 水性液から鉄を除去するための方法と装置
WO2015080627A1 (ru) Система очистки газовой среды от водорода и способ ее эксплуатации
JP4382299B2 (ja) 原子力プラントシステム
KR101036972B1 (ko) 이동식 방사성 불활성가스 제거장치
KR20140037809A (ko) 격납 용기 내에서 방사선 분해 또는 열 분해에 의해 생성된 인화성 가스의 포집 장치
WO2017109515A1 (en) Improvements in or relating to the separation of radon
JP6664750B2 (ja) 放射性物質吸着フィルタ及び放射性物質吸着装置
JP6769937B2 (ja) 汚染水処理設備、及び汚染水処理設備の運用方法
EP4200255A1 (en) Systems and methods for ion exchange
JP2019060731A5 (ja)
KR101536235B1 (ko) 압력 및 속도 조절이 가능한 방사성 기체 여과 장치
CN108290152B (zh) 构造为降低内部放射性氢气水平的离子交换柱
JP2000153119A (ja) フィルタ装置
KR101494074B1 (ko) 이동형 복합식 공기 중 방사성 물질 제거장치
JP2014137246A (ja) 放射性物質の吸着装置およびその吸着方法
JP6656766B2 (ja) フィルタベント用充填剤、及びフィルタベント装置
RU2550147C1 (ru) Система очистки газовой среды от водорода, способ эксплуатации такой системы и реакторная установка с такой системой
KR20100081480A (ko) 요오드 타입 편광 필름의 제조를 위한 클린룸의 공조 시스템
JP2007152288A (ja) 有機ハロゲン化合物等の有害物質の処理装置

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20181126

A871 Explanation of circumstances concerning accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A871

Effective date: 20181127

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821

Effective date: 20181126

A975 Report on accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971005

Effective date: 20190117

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20190122

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20190306

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: 20190319

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20190402

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6524429

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250