JP6707475B2 - Waste resin treatment method and waste resin treatment system - Google Patents
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Description
本発明は、廃樹脂処理方法及び廃樹脂処理システムに関する。 The present invention relates to a waste resin treatment method and a waste resin treatment system.
原子力プラントの系統水には放射性核種が複数種類含まれている。これらを吸着して系統水を純化するためにイオン交換樹脂が使用されている。放射性核種のうち、コバルト、セシウム、ストロンチウム、鉄、ニッケル等の放射能強度の高いカチオン系の金属イオンは、溶離器において、イオン交換樹脂から硫酸を含む水溶液中に溶離される。 Several types of radionuclides are contained in the system water of a nuclear plant. Ion exchange resins are used to adsorb these and purify system water. Among the radionuclides, cationic metal ions having high radioactivity such as cobalt, cesium, strontium, iron and nickel are eluted from the ion exchange resin into an aqueous solution containing sulfuric acid in the eluator.
イオン交換樹脂から溶離された放射性核種及び硫酸を含む溶離液は、拡散透析膜によって放射性核種と硫酸とに分離される。分離された硫酸は、再び溶離器に送られて再利用される。溶離液を再利用する方法として、例えば、特許文献１には、金属イオンを含んだ溶離液を電気透析で金属イオンと酸とに分離して、分離した酸を再利用することで、廃液量を低減する技術が記載されている。
The eluent containing the radionuclide and sulfuric acid eluted from the ion exchange resin is separated into the radionuclide and sulfuric acid by the diffusion dialysis membrane. The separated sulfuric acid is sent again to the eluent for reuse. As a method of reusing the eluent, for example, in
一方、拡散透析膜によって硫酸が分離された溶離液である溶離廃液は、中和処理された後に、蒸発濃縮器に送られる。ここで濃縮された溶離廃液は、最終的にはセメント固化される。蒸発濃縮器において濃縮処理を施すことで、最終的な放射性廃棄物の量を低減している。 On the other hand, the eluent waste liquid, which is the eluent from which the sulfuric acid has been separated by the diffusion dialysis membrane, is sent to the evaporative concentrator after being neutralized. The eluting waste liquid concentrated here is finally cemented. The amount of final radioactive waste is reduced by performing the concentration process in the evaporative concentrator.
しかしながら、溶離廃液を濃縮させる際には、中和された溶離廃液中の主成分である硫酸ナトリウムの析出を抑えるために、硫酸ナトリウムの溶解度以下まで濃縮減容率を抑える必要がある。その結果、処理すべき放射性核種の量の増加に伴って溶離廃液の量が増加すると、セメント固化後の高線量の放射性廃棄物の量が増大してしまう。そのため、高線量の放射性廃棄物の量を低減したいという要望がある。 However, when the eluate waste liquid is concentrated, it is necessary to suppress the concentration volume reduction rate to a level not higher than the solubility of sodium sulfate in order to suppress the precipitation of sodium sulfate, which is the main component in the neutralized eluate waste liquid. As a result, when the amount of elution waste liquid increases with the increase in the amount of radionuclide to be treated, the amount of high-dose radioactive waste after cement solidification increases. Therefore, there is a demand to reduce the amount of high-dose radioactive waste.
本発明は、上記事情に鑑みてなされたものであり、セメント固化によって生じる高線量の放射性廃棄物の量を低減することが可能な廃樹脂処理方法及び廃樹脂処理システムを提供することを目的とする。 The present invention has been made in view of the above circumstances, and an object thereof is to provide a waste resin treatment method and a waste resin treatment system capable of reducing the amount of high-dose radioactive waste generated by cement solidification. To do.
本発明は、上記課題を解決するため、以下の手段を採用する。
本発明の第一態様に係る廃樹脂処理方法は、アニオン交換樹脂及びカチオン交換樹脂を含み、放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂を、比重分離によって前記アニオン交換樹脂と前記カチオン交換樹脂とに分離する分離工程と、前記分離工程で分離された前記カチオン交換樹脂に硫酸溶液を供給し、前記カチオン交換樹脂から前記放射性核種を溶離する溶離工程と、前記溶離工程で溶離された前記放射性核種を含む前記硫酸溶液である溶離液から、拡散透析膜を介して硫酸の少なくとも一部を回収する回収工程と、前記回収工程で前記硫酸を回収された前記溶離液である溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水し、前記溶離廃液に残存する硫酸を除去する硫酸除去工程と、前記硫酸除去工程で前記硫酸が除去された前記溶離廃液である硫酸除去廃液を濃縮させてセメント固化する溶離廃液固化工程と、を含む。
The present invention adopts the following means in order to solve the above problems.
The waste resin treatment method according to the first aspect of the present invention includes an anion exchange resin and a cation exchange resin, and separates a mixed ion exchange resin adsorbing a radionuclide into the anion exchange resin and the cation exchange resin by specific gravity separation. A separating step, an elution step of supplying a sulfuric acid solution to the cation exchange resin separated in the separating step, and eluting the radionuclide from the cation exchange resin; and a radionuclide eluted in the elution step. A recovery step of recovering at least a part of sulfuric acid from the eluent that is the sulfuric acid solution through a diffusion dialysis membrane, and an eluent waste solution that is the eluent that has recovered the sulfuric acid in the recovery step are passed through an anion exchange resin. A sulfuric acid removing step of removing the sulfuric acid remaining in the eluate waste solution by watering, and an eluent waste solution solidifying step of condensing and cementing the sulfuric acid removal waste solution which is the eluent waste solution from which the sulfuric acid has been removed in the sulfuric acid removing step, including.
このような構成によれば、混合イオン交換樹脂をカチオン交換樹脂とアニオン交換樹脂とに分離させることで、カチオン交換樹脂のみに溶離処理を施すことができる。その結果、使用する硫酸溶液の量を低減して、混合イオン交換樹脂から放射性核種を効率よく除去することができる。また、溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水させることで、硫酸がアニオン交換樹脂に吸着して溶離廃液中から除去される。硫酸が除去されることで、硫酸除去廃液の量は、溶離廃液の量よりも少なくなる。その結果、セメント固化が必要な放射性廃液の量を低減することができる。したがって、硫酸溶液の使用量を低減した上で、使用された溶離廃液からアニオン交換樹脂で硫酸を除去することで、セメント固化が必要な放射性廃液の量を大きく低減することができる。 According to such a configuration, by separating the mixed ion exchange resin into the cation exchange resin and the anion exchange resin, only the cation exchange resin can be subjected to the elution treatment. As a result, the amount of sulfuric acid solution used can be reduced, and the radionuclide can be efficiently removed from the mixed ion exchange resin. Further, by passing the elution waste liquid through the anion exchange resin, sulfuric acid is adsorbed on the anion exchange resin and removed from the elution waste liquid. By removing the sulfuric acid, the amount of the sulfuric acid-removing waste liquid becomes smaller than the amount of the eluting waste liquid. As a result, it is possible to reduce the amount of radioactive waste liquid that requires cement solidification. Therefore, by reducing the amount of the sulfuric acid solution used and then removing the sulfuric acid from the used eluent waste liquid with the anion exchange resin, it is possible to greatly reduce the amount of radioactive waste liquid that requires cement solidification.
また、本発明の第二態様に係る廃樹脂処理方法では、第一態様において、前記硫酸除去工程では、残存する硫酸を除去する前記アニオン交換樹脂として、前記混合イオン交換樹脂から分離された前記アニオン交換樹脂に前記溶離廃液を通水させてもよい。 Further, in the waste resin treatment method according to the second aspect of the present invention, in the first aspect, in the sulfuric acid removing step, the anion separated from the mixed ion exchange resin is used as the anion exchange resin for removing the remaining sulfuric acid. The eluate waste liquid may be passed through the exchange resin.
このような構成とすることで、新たなアニオン交換樹脂を使用することなく、使用済みのアニオン交換樹脂を再利用して、溶離廃液中の硫酸を除去することができる。したがって、使用されるアニオン交換樹脂の量が低減される。これにより、放射性廃棄物として処分されるアニオン交換樹脂の廃棄量を抑えることができる。 With such a configuration, it is possible to reuse the used anion exchange resin and remove the sulfuric acid in the eluent waste liquid without using a new anion exchange resin. Therefore, the amount of anion exchange resin used is reduced. As a result, the amount of anion exchange resin disposed of as radioactive waste can be suppressed.
また、本発明の第三態様に係る廃樹脂処理方法では、第一態様または第二態様において、前記溶離工程で前記放射性核種が溶離された前記カチオン交換樹脂を焼却処理するカチオン焼却工程を含んでいてもよい。 Further, in the waste resin treatment method according to the third aspect of the present invention, in the first aspect or the second aspect, including a cation incineration step of incinerating the cation exchange resin in which the radionuclide is eluted in the elution step. You may stay.
このような構成とすることで、放射性核種が除去されて低線量となったカチオン交換樹脂をセメント固化することなく処分できる。したがって、セメント固化によって生じる放射性廃棄物の量を低減することができる。 With such a configuration, the cation exchange resin from which the radionuclide has been removed to have a low dose can be disposed of without solidifying the cement. Therefore, the amount of radioactive waste generated by cement solidification can be reduced.
また、本発明の第四態様に係る廃樹脂処理方法では、第一態様から第三態様のいずれか一つにおいて、前記硫酸除去工程で前記溶離廃液が通水された前記アニオン交換樹脂を焼却処理するアニオン焼却工程を含んでいてもよい。 Further, in the waste resin treatment method according to the fourth aspect of the present invention, in any one of the first aspect to the third aspect, the anion exchange resin through which the eluent waste liquid has been passed through in the sulfuric acid removing step is incinerated. It may include an anion incineration step.
このような構成とすることで、硫酸の除去に使用されたアニオン交換樹脂をセメント固化することなく処分できる。したがって、セメント固化によって生じる放射性廃棄物の量を低減することができる。 With such a configuration, the anion exchange resin used for removing sulfuric acid can be disposed of without solidifying the cement. Therefore, the amount of radioactive waste generated by cement solidification can be reduced.
また、本発明の第五態様に係る廃樹脂処理システムでは、アニオン交換樹脂及びカチオン交換樹脂を含み、放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂を、比重分離によって前記アニオン交換樹脂と前記カチオン交換樹脂とに分離させる分離部と、前記分離部で分離された前記カチオン交換樹脂に硫酸溶液が供給され、前記カチオン交換樹脂から前記放射性核種を溶離させる溶離部と、前記溶離部で溶離された前記放射性核種を含む前記硫酸溶液である溶離液が供給され、前記溶離液から硫酸の少なくとも一部を回収する拡散透析膜を有する回収部と、前記回収部で前記硫酸を回収された前記溶離液である溶離廃液が供給され、前記溶離廃液が通水されることで前記溶離廃液に残存する硫酸を除去するアニオン交換樹脂を有する硫酸除去部と、前記硫酸除去部で前記硫酸が除去された前記溶離廃液である硫酸除去廃液を濃縮させる濃縮部と、前記濃縮部で濃縮された前記硫酸除去廃液をセメント固化する廃液固化部とを備える。 In the waste resin treatment system according to the fifth aspect of the present invention, an anion exchange resin and a cation exchange resin, mixed ion exchange resin adsorbed radionuclides, the anion exchange resin and the cation exchange resin by specific gravity separation. And a separation part for separating into a cation exchange resin, a sulfuric acid solution is supplied to the cation exchange resin separated in the separation part, an elution part for eluting the radionuclide from the cation exchange resin, and the radionuclide eluted in the elution part. Is supplied with an eluent that is the sulfuric acid solution containing, and a recovery unit that has a diffusion dialysis membrane that recovers at least a portion of the sulfuric acid from the eluent; and an eluent that is the eluent that has recovered the sulfuric acid in the recovery unit. With a sulfuric acid removing unit having an anion exchange resin that removes sulfuric acid remaining in the eluent waste liquid by supplying the waste liquid and passing the eluent waste liquid through water, and the eluent waste liquid in which the sulfuric acid is removed in the sulfuric acid removing unit. A concentration part for concentrating a certain sulfuric acid removal waste liquid, and a waste liquid solidification part for cement-consolidating the sulfuric acid removal waste liquid concentrated in the concentration part.
このような構成とすることで、混合イオン交換樹脂をカチオン交換樹脂とアニオン交換樹脂とに分離させることで、カチオン交換樹脂のみに溶離処理を施すことができる。その結果、使用する硫酸溶液の量を低減して、混合イオン交換樹脂から放射性核種を効率よく除去することができる。また、溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水させることで、硫酸がアニオン交換樹脂に吸着して溶離廃液中から除去される。硫酸が除去されることで、硫酸除去廃液の量は、溶離廃液の量よりも少なくなる。その結果、セメント固化が必要な放射性廃液の量を低減することができる。したがって、硫酸溶液の使用量を低減した上で、使用された溶離廃液からアニオン交換樹脂で硫酸を除去することで、セメント固化が必要な放射性廃液の量を大きく低減することができる。 With such a configuration, the mixed ion exchange resin can be separated into the cation exchange resin and the anion exchange resin, so that only the cation exchange resin can be subjected to the elution treatment. As a result, the amount of sulfuric acid solution used can be reduced, and the radionuclide can be efficiently removed from the mixed ion exchange resin. Further, by passing the elution waste liquid through the anion exchange resin, sulfuric acid is adsorbed on the anion exchange resin and removed from the elution waste liquid. By removing the sulfuric acid, the amount of the sulfuric acid-removing waste liquid becomes smaller than the amount of the eluting waste liquid. As a result, it is possible to reduce the amount of radioactive waste liquid that requires cement solidification. Therefore, by reducing the amount of the sulfuric acid solution used and then removing the sulfuric acid from the used eluent waste liquid with the anion exchange resin, it is possible to greatly reduce the amount of radioactive waste liquid that requires cement solidification.
また、本発明の第六態様に係る廃樹脂処理システムでは、第五態様において、前記硫酸除去部は、残存する硫酸を除去する前記アニオン交換樹脂として、前記混合イオン交換樹脂から分離された前記アニオン交換樹脂を有していてもよい。 Further, in the waste resin treatment system according to the sixth aspect of the present invention, in the fifth aspect, the sulfuric acid removing section, as the anion exchange resin for removing residual sulfuric acid, the anion separated from the mixed ion exchange resin. It may have an exchange resin.
このような構成とすることで、新たなアニオン交換樹脂を使用することなく、使用済みのアニオン交換樹脂を再利用して、溶離廃液中の硫酸を除去することができる。したがって、使用されるアニオン交換樹脂の量が低減される。これにより、放射性廃棄物として処分されるアニオン交換樹脂の廃棄量を抑えることができる。 With such a configuration, it is possible to reuse the used anion exchange resin and remove the sulfuric acid in the eluent waste liquid without using a new anion exchange resin. Therefore, the amount of anion exchange resin used is reduced. As a result, the amount of anion exchange resin disposed of as radioactive waste can be suppressed.
また、本発明の第七態様に係る廃樹脂処理システムでは、第五態様または第六態様において、前記放射性核種が溶離された前記カチオン交換樹脂が焼却処理されるカチオン焼却部を備えていてもよい。 In the waste resin treatment system according to the seventh aspect of the present invention, in the fifth aspect or the sixth aspect, a cation incineration section may be provided in which the cation exchange resin in which the radionuclide is eluted is incinerated. ..
このような構成とすることで、放射性核種が除去されて低線量となったカチオン交換樹脂をセメント固化することなく処分できる。したがって、セメント固化によって生じる放射性廃棄物の量を低減することができる。 With such a configuration, the cation exchange resin from which the radionuclide has been removed to have a low dose can be disposed of without solidifying the cement. Therefore, the amount of radioactive waste generated by cement solidification can be reduced.
また、本発明の第八態様に係る廃樹脂処理システムでは、第五態様から第七態様のいずれか一つにおいて、前記溶離廃液が通水された前記アニオン交換樹脂が焼却処理されるアニオン焼却部を有していてもよい。 Further, in the waste resin treatment system according to the eighth aspect of the present invention, in any one of the fifth aspect to the seventh aspect, the anion incineration section in which the anion exchange resin through which the eluent waste liquid has been passed is incinerated. May have.
このような構成とすることで、硫酸の除去に使用されたアニオン交換樹脂をセメント固化することなく処分できる。したがって、セメント固化によって生じる放射性廃棄物の量を低減することができる。 With such a configuration, the anion exchange resin used for removing the sulfuric acid can be disposed of without solidifying the cement. Therefore, the amount of radioactive waste generated by cement solidification can be reduced.
本発明によれば、セメント固化によって生じる高線量の放射性廃棄物の量を低減することができる。 According to the present invention, the amount of high-dose radioactive waste generated by cement solidification can be reduced.
以下、本発明の実施形態について図１から図３を参照して説明する。
図１に示すように、本実施形態の廃樹脂処理システム１００は、原子力プラントの運転により生じた放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂を廃棄処理するシステムである。なお、混合イオン交換樹脂は、アニオン交換樹脂及びカチオン交換樹脂を含むイオン交換樹脂である。したがって、本実施形態で処理される混合イオン交換樹脂は、複数のアニオン交換樹脂及びカチオン交換樹脂が混合された状態となっている。また、混合イオン交換樹脂に吸着している放射性核種としては、例えば、コバルト、セシウム、ストロンチウム、鉄、ニッケル等のカチオン系の金属イオンが挙げられる。そのため、多くの放射性核種は、混合イオン交換樹脂の中でもカチオン交換樹脂に吸着されている。
Hereinafter, an embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 3.
As shown in FIG. 1, the waste
本実施形態の廃樹脂処理システム１００は、廃樹脂タンク２と、樹脂分離器（分離部）１０と、溶離器（溶離部）３と、第一焼却炉（カチオン焼却部）４と、回収器（回収部）５と、純水供給部６と、硫酸供給部７と、硫酸混合器８と、を備えている。さらに、廃樹脂処理システム１００は、硫酸除去部１１と、中和タンク１３と、中和剤供給部１４と、濃縮器（濃縮部）１５と、濃縮廃液タンク１６と、廃液固化部１７と、第二焼却炉（アニオン焼却部）１８と、を備えている。
The waste
廃樹脂タンク２は、原子力プラント等で使用済みの混合イオン交換樹脂を貯留している。したがって、廃樹脂タンク２には、放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂が貯留されている。廃樹脂タンク２は、廃樹脂送出ライン２０１を介して、混合イオン交換樹脂を樹脂分離器１０に送り出している。廃樹脂送出ライン２０１は、廃樹脂タンク２と樹脂分離器１０とを接続している。
The
樹脂分離器１０は、放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂を、比重分離によってアニオン交換樹脂とカチオン交換樹脂とに分離させている。樹脂分離器１０は、カチオン交換樹脂とアニオン交換樹脂との比重が異なる点を利用して、混合イオン交換樹脂を分離させている。本実施形態の樹脂分離器１０としては、例えば、遠心分離器や、乾式比重分離器等の種々の比重分離装置を用いることができる。
The
本実施形態の樹脂分離器１０には、廃樹脂送出ライン２０１を介して廃樹脂タンク２から混合イオン交換樹脂が導入される。樹脂分離器１０は、カチオン交換樹脂送出ライン２１１を介して、分離させたカチオン交換樹脂を溶離器３に送り出している。カチオン交換樹脂送出ライン２１１は、樹脂分離器１０と溶離器３とを接続している。樹脂分離器１０は、アニオン交換樹脂送出ライン２１２を介して、分離させたアニオン交換樹脂を硫酸除去部１１に送り出している。アニオン交換樹脂送出ライン２１２は、樹脂分離器１０と硫酸除去部１１とを接続している。
The mixed ion exchange resin is introduced into the
溶離器３は、カチオン交換樹脂を受け入れて放射性核種の溶離処理を行っている。溶離器３は、硫酸を含む水溶液である硫酸溶液が供給されている。溶離器３は、硫酸溶液によって放射性核種が吸着されたカチオン交換樹脂から放射性核種を溶離させている。本実施形態の溶離器３には、カチオン交換樹脂送出ライン２１１を介して樹脂分離器１０からカチオン交換樹脂が導入されている。溶離器３は、受入室導入ライン２０３を介して、溶離された放射性核種を含む硫酸溶液である溶離液を回収器５に送り出している。溶離器３は、溶離処理済樹脂送出ライン２０２を介して、溶離処理後のカチオン交換樹脂を第一焼却炉４に送り出している。溶離処理済樹脂送出ライン２０２は、溶離器３と第一焼却炉４とを接続している。第一焼却炉４は、放射性核種が溶離された後のカチオン交換樹脂を焼却処理している。
The eluent 3 receives the cation exchange resin and performs the elution treatment of the radionuclide. The eluent 3 is supplied with a sulfuric acid solution which is an aqueous solution containing sulfuric acid. The eluator 3 elutes the radionuclide from the cation exchange resin having the radionuclide adsorbed by the sulfuric acid solution. The cation exchange resin is introduced from the
回収器５は、溶離器３から溶離液が供給されている。回収器５は、溶離液から硫酸の少なくとも一部を回収する拡散透析膜５３を有している。回収器５は、拡散透析膜５３によって受入室５１と回収室５２とが区画されている。
The eluent is supplied from the eluent 3 to the
受入室５１は、受入室導入ライン２０３及び受入室送出ライン２０４と接続されている。受入室導入ライン２０３は、溶離器３から送り出された溶離液を受入室５１に導入している。受入室導入ライン２０３は、受入室５１と溶離器３とを接続している。受入室送出ライン２０４は、受入室５１から後述する第一溶離廃液（溶離廃液）を送り出している。受入室送出ライン２０４は、受入室５１と硫酸除去部１１とを接続している。
The
回収室５２は、回収室導入ライン２０５及び回収室送出ライン２０６に接続されている。回収室導入ライン２０５は、純水を回収室５２に導入している。回収室導入ライン２０５は、回収室５２と純水供給部６とを接続している。回収室送出ライン２０６は、回収室５２から放射性核種の大部分と硫酸の一部とが取り除かれた溶離液（硫酸溶液）を溶離器３に送り出している。回収室送出ライン２０６は、回収室５２と溶離器３とを接続している。
The
図１においては、図示の簡略化のために一つの受入室５１と一つの回収室５２とを拡散透析膜５３で区画して示しているが、回収器５にはこのような構造部が多数設けられている。受入室導入ライン２０３は分流して多数の受入室５１に連通している。また、回収室導入ライン２０５も分流して多数の回収室５２に連通している。また、多数の受入室５１が合流して受入室送出ライン２０４に連通している。また、多数の回収室５２が合流して回収室送出ライン２０６に連通している。
In FIG. 1, one receiving
拡散透析膜５３は、受入室５１の溶離液から硫酸を選択的に回収室５２側に透析するものである。拡散透析膜５３の具体的な材質は、例えば、スチレン、クロロメチルスチレン、ビニルピリジン、ジビニルベンゼンを組み合わせた共重合体からなっている。本実施形態の拡散透析膜５３は、受入室５１の溶離液から硫酸イオンと水素イオンとを回収室５２側に透過させる。これにより、受入室５１には、第一溶離廃液が残留する。第一溶離廃液は、拡散透析膜５３で硫酸が回収室５２側に回収された後の溶離液であって、放射性核種及び一部の硫酸を含む溶離廃液である。
The
純水供給部６は、回収室導入ライン２０５を介して、純水を回収室５２に供給している。純水供給部６は、純水を一定流量供給している。
The pure
硫酸供給部７は、硫酸供給ライン２０７を介して、回収室送出ライン２０６に硫酸を供給している。硫酸供給ライン２０７は、硫酸供給部７と回収室送出ライン２０６とを接続している。硫酸供給ライン２０７の途中には、硫酸を送り出す硫酸供給ポンプ２０８が設けられている。回収室送出ライン２０６には、硫酸供給ライン２０７との接続位置よりも下流側（溶離器３側）に硫酸混合器８が接続されている。硫酸混合器８は、回収室５２から送り出された濃度の低い硫酸溶液と硫酸供給部７から供給された硫酸とを混合している。これにより、回収器５で一部の硫酸が回収されて濃度の低下している硫酸溶液に、硫酸が補充される。硫酸が補充された硫酸溶液は、再び溶離器３に送出されている。その結果、一定濃度及び一定流量の硫酸溶液が溶離器３に供給されている。
The sulfuric acid supply unit 7 supplies sulfuric acid to the recovery
硫酸除去部１１は、回収室５１から第一溶離廃液が供給されている。硫酸除去部１１は、第一溶離廃液が通水されることで第一溶離廃液に残存する硫酸を除去するアニオン交換樹脂を有している。硫酸除去部１１は、受入室送出ライン２０４と、アニオン交換樹脂送出ライン２１２と、中和タンク導入ライン２１０と、硫酸除去済樹脂送出ライン２０９とに接続されている。本実施形態の受入室送出ライン２０４には、その途中に第一溶離廃液を硫酸除去部１１に向かって圧送する溶離廃液ポンプ２２０が設けられている。硫酸除去部１１は、受入室送出ライン２０４を介して第一溶離廃液が供給される。硫酸除去部１１は、アニオン交換樹脂送出ライン２１２を介して樹脂分離器１０からアニオン交換樹脂が供給される。したがって、本実施形態の硫酸除去部１１には、残存する硫酸を除去するアニオン交換樹脂として、使用済みの混合イオン交換樹脂から分離されたアニオン交換樹脂が供給される。硫酸除去部１１は、供給された第一溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水させる。これにより、アニオン交換樹脂と第一溶離廃液とでイオン交換させ、第一溶離廃液中の硫酸をアニオン交換樹脂に吸着除去させている。硫酸除去部１１は、中和タンク導入ライン２１０を介して、多くの硫酸が除去された第一溶離廃液である第二溶離廃液（硫酸除去廃液）を中和タンク１３に送り出している。硫酸除去部１１は、硫酸除去済樹脂送出ライン２０９を介して、第一溶離廃液が通水されたアニオン交換樹脂を第二焼却炉１８に送り出している。硫酸除去済樹脂送出ライン２０９は、硫酸除去部１１と第二焼却炉１８とを接続している。第二焼却炉１８は、第一溶離廃液が通水されたアニオン交換樹脂を焼却処理している。
The sulfuric acid removing unit 11 is supplied with the first eluting waste liquid from the
中和タンク１３は、硫酸除去部１１から第二溶離廃液が供給される。中和タンク１３は、貯留した第二溶離廃液を中和している。本実施形態の中和タンク１３は、中和タンク導入ライン２１０に接続されている。中和タンク１３には、中和タンク導入ライン２１０から第二溶離廃液が供給される。中和タンク１３は、中和剤供給部１４から供給される中和剤と第二溶離廃液とを混合させて中和する。中和剤供給部１４は、硫酸に対する中和剤として、中和剤供給ライン２１５を介して、苛性ソーダ（水酸化ナトリム）を中和タンク１３に供給している。中和剤供給ライン２１５には、その途中に中和剤を中和タンク１３に向かって圧送する中和剤ポンプ２１６が設けられている。中和された第二溶離廃液である中和廃液は、中和廃液導入ライン２１３を介して濃縮器１５に導入されて加熱濃縮される。中和廃液導入ライン２１３には、その途中に中和廃液を濃縮器１５に向かって圧送する中和廃液ポンプ２１４が設けられている。
The second eluting waste liquid is supplied from the sulfuric acid removing section 11 to the
中和廃液は、放射性核種を含んだまま濃縮器１５で濃縮される。濃縮された中和廃液である濃縮廃液が、濃縮廃液導入ライン２１７を介して濃縮廃液タンク１６に貯留される。濃縮廃液導入ライン２１７には、その途中に濃縮廃液を濃縮廃液タンク１６に向かって圧送する濃縮廃液ポンプ２１８が設けられている。濃縮廃液タンク１６に貯留された濃縮廃液は、固化部導入ライン２１９を介して廃液固化部１７に送られる。
The neutralized waste liquid is concentrated in the
廃液固化部１７は、中和及び濃縮された第二溶離廃液である濃縮廃液をセメント固化している。廃液固化部１７は、固化部導入ライン２１９に接続されている。廃液固化部１７は、固化部導入ライン２１９を介して供給された濃縮廃液をセメント固化している。
The waste
次に上記廃樹脂処理システム１００を用いた廃樹脂処理方法Ｓ１００について、図１及び図２を参照して説明する。本実施形態の廃樹脂処理方法Ｓ１００は、放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂を廃棄処理する方法である。
Next, a waste resin processing method S100 using the waste
本実施形態の廃樹脂処理方法Ｓ１００は、分離工程Ｓ１と、溶離工程Ｓ２と、カチオン焼却工程Ｓ３、回収工程Ｓ４と、硫酸除去工程Ｓ５と、アニオン焼却工程Ｓ６と、溶離廃液固化工程Ｓ７と、含んでいる。 The waste resin treatment method S100 of the present embodiment includes a separation step S1, an elution step S2, a cation incineration step S3, a recovery step S4, a sulfuric acid removal step S5, an anion incineration step S6, and an eluate waste liquid solidification step S7. Contains.
分離工程Ｓ１は、放射性核種を吸着した混合イオン交換樹脂を、比重分離によってアニオン交換樹脂とカチオン交換樹脂とに分離する。具体的には、本実施形態の分離工程Ｓ１では、廃樹脂送出ライン２０１を介して廃樹脂タンク２から混合イオン交換樹脂を樹脂分離器１０に導入する。その後、樹脂分離器１０で混合イオン交換樹脂に比重分離を施して、アニオン交換樹脂とカチオン交換樹脂とを分離させる。分離されたアニオン交換樹脂は、アニオン交換樹脂送出ライン２１２を介して硫酸除去部１１へ供給される。分離されたカチオン交換樹脂は、カチオン交換樹脂送出ライン２１１を介して溶離器３へ供給される。
In the separation step S1, the mixed ion exchange resin having adsorbed the radionuclide is separated into an anion exchange resin and a cation exchange resin by specific gravity separation. Specifically, in the separation step S1 of the present embodiment, the mixed ion exchange resin is introduced into the
溶離工程Ｓ２は、分離工程Ｓ１後に実施される。溶離工程Ｓ２は、放射性核種を吸着したカチオン交換樹脂に硫酸溶液を供給し、カチオン交換樹脂から放射性核種を溶離させる。具体的には、本実施形態の溶離工程Ｓ２では、カチオン交換樹脂送出ライン２１１を介して、樹脂分離器１０からカチオン交換樹脂が溶離器３に導入される。その後、溶離器３で硫酸溶液によって溶離処理を施すことで、カチオン交換樹脂から放射性核種が溶離される。溶離された放射性核種を含む溶離液は、受入室導入ライン２０３を介して回収器５の受入室５１へ供給される。
The elution step S2 is performed after the separation step S1. In the elution step S2, a sulfuric acid solution is supplied to the cation exchange resin having adsorbed the radionuclide to elute the radionuclide from the cation exchange resin. Specifically, in the elution step S2 of the present embodiment, the cation exchange resin is introduced from the
カチオン焼却工程Ｓ３は、溶離工程Ｓ２後に実施される。カチオン焼却工程Ｓ３は、溶離工程Ｓ２で放射性核種が除去されたカチオン交換樹脂を焼却処理する。本実施形態のカチオン焼却工程Ｓ３では、溶離処理済樹脂送出ライン２０２を介して、溶離器３から供給されてきたカチオン交換樹脂が第一焼却炉４で焼却されている。
The cation incineration step S3 is performed after the elution step S2. In the cation incineration step S3, the cation exchange resin from which the radionuclide has been removed in the elution step S2 is incinerated. In the cation incineration step S3 of the present embodiment, the cation exchange resin supplied from the eluator 3 is incinerated in the first incinerator 4 via the elution-treated
回収工程Ｓ４は、溶離工程Ｓ２後に実施される。回収工程Ｓ４は、溶離工程Ｓ２で溶離された溶離液から、拡散透析膜５３を介して硫酸の少なくとも一部を回収する。本実施形態の回収工程Ｓ４では、受入室導入ライン２０３を介して溶離器３から供給される溶離液が複数の受入室５１に導入される。複数の受入室５１に導入された溶離液中から拡散透析膜５３によって硫酸が回収室５２に透析される。その結果、受入室５１から大部分の硫酸が回収室５２側に回収されて、受入室５１には、放射性核種及び一部の硫酸を含む第一溶離廃液が残留する。
The recovery step S4 is performed after the elution step S2. The recovery step S4 recovers at least a part of the sulfuric acid from the eluent eluted in the elution step S2 via the
硫酸除去工程Ｓ５は、回収工程Ｓ４後に実施される。硫酸除去工程Ｓ５は、第一溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水し、第一溶離廃液に残存する硫酸を除去する。硫酸除去工程Ｓ５では、アニオン交換樹脂送出ライン２１２から供給される樹脂分離器１０で分離されたアニオン交換樹脂が硫酸除去部１１に取り付けられている。硫酸除去工程Ｓ５では、受入室送出ライン２０４から供給される第一溶離廃液がアニオン交換樹脂に通水される。その結果、イオン交換によって硫酸がアニオン交換樹脂に吸着して第一溶離廃液から除去される。硫酸が除去された第一溶離廃液である第二溶離廃液は中和タンク１３に送り出される。
The sulfuric acid removing step S5 is performed after the collecting step S4. In the sulfuric acid removing step S5, the first eluting waste liquid is passed through the anion exchange resin to remove the sulfuric acid remaining in the first eluting waste liquid. In the sulfuric acid removal step S5, the anion exchange resin separated by the
アニオン焼却工程Ｓ６は、硫酸除去工程Ｓ５後に実施される。アニオン焼却工程Ｓ６は、硫酸除去工程Ｓ５で第一溶離廃液が通水されたアニオン交換樹脂を焼却処理する。本実施形態のアニオン焼却工程Ｓ６では、硫酸除去済樹脂送出ライン２０９を介して、硫酸除去部１１から供給されてきたアニオン交換樹脂が第二焼却炉１８で焼却されている。
The anion incineration step S6 is performed after the sulfuric acid removal step S5. In the anion incineration step S6, the anion exchange resin through which the first eluting waste liquid has been passed in the sulfuric acid removal step S5 is incinerated. In the anion incineration step S6 of the present embodiment, the anion exchange resin supplied from the sulfuric acid removing section 11 is incinerated in the
廃液固化工程Ｓ７１は、硫酸除去工程Ｓ５後に実施される。廃液固化工程Ｓ７１は、第二溶離廃液を中和及び濃縮させてセメント固化する。本実施形態の廃液固化工程Ｓ７１は、中和タンク導入ライン２１０から供給された第二溶離廃液に中和タンク１３で中和処理を施す。中和処理では、中和剤として、中和剤供給ライン２１５を介して、苛性ソーダ（水酸化ナトリム）を第二溶離廃液に供給することで、第二溶離廃液中の硫酸を硫酸ナトリウムとする。これにより、中和された第二溶離廃液である中和廃液を、中和廃液導入ライン２１３を介して濃縮器１５に導入して加熱濃縮する。加熱濃縮して生成された濃縮廃液は、濃縮廃液導入ライン２１７を介して濃縮廃液タンク１６に貯留された後に、固化部導入ライン２１９を介して廃液固化部１７に送られる。廃液固化部１７では、供給された濃縮廃液がセメント固化される。
The waste liquid solidifying step S71 is performed after the sulfuric acid removing step S5. In the waste liquid solidifying step S71, the second eluting waste liquid is neutralized and concentrated to solidify the cement. In the waste liquid solidifying step S71 of the present embodiment, the second eluting waste liquid supplied from the neutralization
上記のような廃樹脂処理システム１００及び廃樹脂処理方法Ｓ１００によれば、放射性核種が吸着された混合イオン交換樹脂がカチオン交換樹脂とアニオン交換樹脂とに分離される。混合イオン交換樹脂に吸着している放射性核種は、カチオン系の金属イオンであるために、そのほとんどがアニオン交換樹脂ではなくカチオン交換樹脂に吸着している。そのため、溶離処理で放射性核種を除去する対象はカチオン交換樹脂となっている。このような混合イオン交換樹脂に溶離処理を施す場合、アニオン交換樹脂にも溶離処理を施すこととなる。その結果、溶離器３で使用される硫酸溶液の量が増大して効率が悪くなってしまう。しかしながら、本実施形態のように、分離工程Ｓ１において、比重分離器で混合イオン交換樹脂をカチオン交換樹脂とアニオン交換樹脂とに分離させることで、カチオン交換樹脂のみに溶離処理を施すことができる。その結果、溶離工程Ｓ２において、溶離器３で使用する硫酸溶液の量を低減して、混合イオン交換樹脂から放射性核種を効率よく除去することができる。
According to the waste
また、硫酸除去工程Ｓ５において、硫酸除去部１１に供給した第一溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水させることで、硫酸がアニオン交換樹脂に吸着して第一溶離廃液中から除去される。硫酸が除去されることで、中和タンク１３に供給される第二溶離廃液の量は、硫酸除去部１１に供給された時点の第一溶離廃液の量よりも少なくなる。その結果、廃液固化工程において、セメント固化が必要な放射性廃液である濃縮廃液の量を低減することができる。
Further, in the sulfuric acid removing step S5, the first eluting waste liquid supplied to the sulfuric acid removing unit 11 is passed through the anion exchange resin, so that the sulfuric acid is adsorbed by the anion exchange resin and removed from the first eluting waste liquid. By removing the sulfuric acid, the amount of the second eluting waste liquid supplied to the
したがって、溶離器３で使用される硫酸溶液の使用量を低減した上で、使用された第一溶離廃液からアニオン交換樹脂で硫酸を除去することで、セメント固化が必要な放射性廃液の量を大きく低減することができる。これにより、セメント固化によって生じる高線量の放射性廃棄物の量を低減することができる。 Therefore, by reducing the amount of the sulfuric acid solution used in the eluator 3 and then removing the sulfuric acid from the used first eluent waste liquid with the anion exchange resin, the amount of the radioactive waste liquid that requires cement solidification is increased. It can be reduced. This can reduce the amount of high-dose radioactive waste generated by cement solidification.
また、硫酸除去部１１には、分離工程Ｓ１において比重分離器で分離されたアニオン交換樹脂が供給されている。そのため、混合イオン交換樹脂から分離されたアニオン交換樹脂によって、第一溶離廃液中の硫酸が除去される。つまり、新たなアニオン交換樹脂を使用することなく、使用済みのアニオン交換樹脂を再利用して、第一溶離廃液中の硫酸を除去することができる。したがって、廃樹脂処理システム１００及び廃樹脂処理方法Ｓ１００全体で使用されるアニオン交換樹脂の量が低減される。これにより、放射性廃棄物として処分されるアニオン交換樹脂の廃棄量を抑えることができる。
Further, the sulfuric acid removing section 11 is supplied with the anion exchange resin separated by the specific gravity separator in the separation step S1. Therefore, the anion exchange resin separated from the mixed ion exchange resin removes the sulfuric acid in the first eluting waste liquid. That is, it is possible to reuse the used anion exchange resin and remove the sulfuric acid in the first eluting waste liquid without using a new anion exchange resin. Therefore, the amount of anion exchange resin used in the waste
また、カチオン焼却工程Ｓ３において、硫酸溶液が通水されて放射性核種が溶離されたカチオン交換樹脂が第一焼却炉４で焼却されている。そのため、放射性核種が除去されて低線量となったカチオン交換樹脂をセメント固化することなく処分できる。したがって、セメント固化によって生じる放射性廃棄物の量を低減することができる。 Further, in the cation incineration step S3, the cation exchange resin in which the sulfuric acid solution is passed through and the radionuclide is eluted is incinerated in the first incinerator 4. Therefore, it is possible to dispose of the cation exchange resin, which has a low dose due to the removal of the radionuclide, without solidifying the cement. Therefore, the amount of radioactive waste generated by cement solidification can be reduced.
また、アニオン焼却工程Ｓ６において、第一溶離廃液が通水されて硫酸が除去されたアニオン交換樹脂が第二焼却炉１８で焼却されている。そのため、硫酸の除去に使用されたアニオン交換樹脂をセメント固化することなく処分できる。したがって、セメント固化によって生じる放射性廃棄物の量を低減することができる。
Further, in the anion incineration step S6, the anion exchange resin from which the first eluate waste liquid has been passed through to remove the sulfuric acid is incinerated in the
（実施形態の他の変形例）
以上、本発明の実施形態について図面を参照して詳述したが、各実施形態における各構成及びそれらの組み合わせ等は一例であり、本発明の趣旨から逸脱しない範囲内で、構成の付加、省略、置換、及びその他の変更が可能である。また、本発明は実施形態によって限定されることはなく、特許請求の範囲によってのみ限定される。
(Other modifications of the embodiment)
As described above, the embodiments of the present invention have been described in detail with reference to the drawings. However, each configuration and the combination thereof in each of the embodiments are examples, and addition and omission of the configurations are included without departing from the spirit of the present invention. , Substitutions, and other changes are possible. Also, the invention is not limited to the embodiments, but only by the claims.
なお、本実施形態では、硫酸除去工程Ｓ５において、硫酸除去部１１で使用するアニオン交換樹脂として、混合イオン交換樹脂から分離されたアニオン交換樹脂を用いたが、このような構造に限定されるものではない。例えば、硫酸除去部１１で使用するアニオン交換樹脂は、混合イオン交換樹脂から分離されたアニオン交換樹脂とは別の部材であってもよく、硫酸除去部１１で専用に使用する新品であってもよい。このような場合、混合イオン交換樹脂から分離されたアニオン交換樹脂は、硫酸除去部１１で使用されたアニオン交換樹脂とは別で焼却処理されてもよく、混合させて合わせて焼却処理されてもよい。 In the present embodiment, in the sulfuric acid removing step S5, an anion exchange resin separated from the mixed ion exchange resin is used as the anion exchange resin used in the sulfuric acid removing section 11, but the structure is not limited to such a structure. is not. For example, the anion exchange resin used in the sulfuric acid removal section 11 may be a member different from the anion exchange resin separated from the mixed ion exchange resin, or may be a new product exclusively used in the sulfuric acid removal section 11. Good. In such a case, the anion exchange resin separated from the mixed ion exchange resin may be incinerated separately from the anion exchange resin used in the sulfuric acid removing section 11, or may be mixed and incinerated together. Good.
１００…廃樹脂処理システム ２…廃樹脂タンク ３…溶離器 ４…第一焼却炉 ５…回収器 ５１…受入室 ５２…回収室 ５３…拡散透析膜 ６…純水供給部 ７…硫酸供給部 ８…硫酸混合器 １０…樹脂分離器 １１…硫酸除去部 １３…中和タンク １４…中和剤供給部 １５…濃縮器 １６…濃縮廃液タンク １７…廃液固化部 １８…第二焼却炉 ２０１…廃樹脂送出ライン ２０２…溶離処理済樹脂送出ライン ２０３…受入室導入ライン ２０４…受入室送出ライン ２０５…回収室導入ライン ２０６…回収室送出ライン ２０７…硫酸供給ライン ２０８…硫酸供給ポンプ ２０９…硫酸除去済樹脂送出ライン ２１０…中和タンク導入ライン ２１１…カチオン交換樹脂送出ライン ２１２…アニオン交換樹脂送出ライン ２１３…中和廃液導入ライン ２１４…中和廃液ポンプ ２１５…中和剤供給ライン ２１６…中和剤ポンプ ２１７…濃縮廃液導入ライン ２１８…濃縮廃液ポンプ ２１９…固化部導入ライン ２２０…溶離廃液ポンプ Ｓ１００…廃樹脂処理方法 Ｓ１…分離工程 Ｓ２…溶離工程 Ｓ３…カチオン焼却工程 Ｓ４…回収工程 Ｓ５…硫酸除去工程 Ｓ６…アニオン焼却工程 Ｓ７…溶離廃液固化工程
100... Waste
Claims (8)
前記分離工程で分離された前記カチオン交換樹脂に硫酸溶液を供給し、前記カチオン交換樹脂から前記放射性核種を溶離する溶離工程と、
前記溶離工程で溶離された前記放射性核種を含む前記硫酸溶液である溶離液から、拡散透析膜を介して硫酸の少なくとも一部を回収する回収工程と、
前記回収工程で前記硫酸を回収された前記溶離液である溶離廃液をアニオン交換樹脂に通水し、前記溶離廃液に残存する硫酸を除去する硫酸除去工程と、
前記硫酸除去工程で前記硫酸が除去された前記溶離廃液である硫酸除去廃液を濃縮させてセメント固化する溶離廃液固化工程と、を含む廃樹脂処理方法。 A separation step of separating the anion exchange resin and the cation exchange resin by specific gravity separation, containing a mixed ion exchange resin containing an anion exchange resin and a cation exchange resin, and adsorbing a radionuclide;
An elution step of supplying a sulfuric acid solution to the cation exchange resin separated in the separation step, and eluting the radionuclide from the cation exchange resin,
From the eluent, which is the sulfuric acid solution containing the radionuclide eluted in the elution step, a recovery step of recovering at least a part of sulfuric acid through a diffusion dialysis membrane,
A sulfuric acid removing step of passing an eluent waste solution, which is the eluent in which the sulfuric acid is recovered in the recovering step, through an anion exchange resin to remove sulfuric acid remaining in the eluent waste solution;
A waste resin treatment method, comprising: a step of consolidating an cement waste solidified by removing the sulfuric acid from the sulfuric acid in the sulfuric acid removing step, which is the sulfuric acid removing waste solution to solidify the cement.
前記分離部で分離された前記カチオン交換樹脂に硫酸溶液が供給され、前記カチオン交換樹脂から前記放射性核種を溶離させる溶離部と、
前記溶離部で溶離された前記放射性核種を含む前記硫酸溶液である溶離液が供給され、前記溶離液から硫酸の少なくとも一部を回収する拡散透析膜を有する回収部と、
前記回収部で前記硫酸を回収された前記溶離液である溶離廃液が供給され、前記溶離廃液が通水されることで前記溶離廃液に残存する硫酸を除去するアニオン交換樹脂を有する硫酸除去部と、
前記硫酸除去部で前記硫酸が除去された前記溶離廃液である硫酸除去廃液を濃縮させる濃縮部と、
前記濃縮部で濃縮された前記硫酸除去廃液をセメント固化する廃液固化部とを備える廃樹脂処理システム。 A separation unit including an anion exchange resin and a cation exchange resin, the mixed ion exchange resin having adsorbed a radionuclide, a separation unit for separating the anion exchange resin and the cation exchange resin by specific gravity separation,
A sulfuric acid solution is supplied to the cation exchange resin separated by the separation unit, and an elution unit for eluting the radionuclide from the cation exchange resin,
An eluent that is the sulfuric acid solution containing the radionuclide eluted in the elution part is supplied, and a recovery part having a diffusion dialysis membrane that recovers at least a part of sulfuric acid from the eluent,
An eluent waste solution, which is the eluent in which the sulfuric acid is recovered in the recovery section, is supplied, and a sulfuric acid removing section having an anion exchange resin that removes the sulfuric acid remaining in the eluent waste solution by passing the eluent waste solution through water. ,
A concentration unit for concentrating the sulfuric acid removal waste liquid that is the eluent waste liquid from which the sulfuric acid has been removed by the sulfuric acid removal unit,
A waste resin treatment system, comprising: a waste liquid solidifying unit for solidifying the waste liquid containing sulfuric acid concentrated in the concentration unit by cement.
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