JPH0282199A - 放射性廃棄物の処理装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は９原子力発電所或いは核燃料取扱い設備からの
放射性廃棄物を処理する処理装置に関するものである。

（従来の技術） 原子力発電所或いは核燃料取扱い設備からの放射性廃棄
物を処理する関連技術の従来例としては。

■「気孔率が少なくとも４０％の多孔質転移アルミナを
濡らすに充分な程度に表面張力が低い液体中に固体を溶
解または懸濁させて溶液またはコロイドとし３前記溶液
またはコロイドを前記アルミナの孔部に入り込ませて、
前記液体を蒸発させ。

前記アルミナをα−アルミナ転移温度に加熱し。

前記孔部を密封して、前記固体を封じ込める固体の封じ
込め方法」　（必要ならば特開昭５８−１９９７７３号
公報を参照されたい）。■「濾過液の処理に使用される
多孔質濾過体を逆洗水の通水により再生する多孔質濾過
体の再生方法において。

前記多孔質濾過体に逆洗水を通水する逆洗工程に加えて
高温空気を通気する通気工程を設けた多孔質濾過体の再
生方法」　（必要ならば特開昭５５−６１９０５号公報
を参照されたい）。■「廃液中に懸濁している不溶性の
放射性物質を平行流濾過方式により分離する濾過体にお
いて、積層した多孔質エレメント層間に微粒子の充填層
を形成して。

同微粒子層により濾過を行う放射性廃液の処理装置」　
（必要ならば特開昭５６−１６４９９８号公報を参照さ
れたい）などがある。

（発明が解決しようとする課題） 前記■の固体の封じ込め方法は、多孔質アルミナ（第７
図（Ｉ）参照）に固体を溶解した溶液を封入しく第７図
（ｎ）参照）１次いで水分を蒸発させて、蒸発残差を多
孔質アルミナ中に残存させ（第７図（Ｉ［）参照）１次
いで多孔質アルミナをα−アルミナに転移させて、固体
を封入する（第７図（ＩＶ）参照）ものであり、溶存し
ている金属イオンを水分蒸発時、水分とともに放散させ
て。

水分から非常に細かい金属イオンを分離、除去できない
。

また前記■の多孔質濾過体の再生方法は、多孔質濾過体
に付着した軟性の固体（バクテリアなど）を高温空気を
使用して除去するものであり。

水分の除去には適用できない。

また前記■の放射性廃液の処理装置は、不溶性放射性廃
棄物から水分を２ミクロン程度（２００００Ａ）の細孔
を有する濾過体を介して分離、除去するものであり、水
分から５０人程度或いはそれ以下というように非常に細
かい金属イオンを分離、除去できないという問題があっ
た。

本発明は前記の問題点に鑑み提案するものであり、その
目的とする処は、放射性廃棄物から水分のみを分離、除
去できる放射性廃棄物の処理装置を提供しようとする点
にある。

（課題を解決するための手段） 上記の目的を達成するために５本発明の放射性廃棄物の
処理装置は、水を選択的に透過する親水性無機多孔質膜
と、同多孔質膜の一方の側に連通した放射性廃棄物接触
室と、同同多孔質膜の他方の側に連通した真空室と、上
記放射性廃棄物接触室に設けた加熱手段とを具えている
。

（作用） 本発明の放射性廃棄物の処理装置は前記のように構成さ
れており、放射性廃棄物（放射性スラッジ、放射性廃液
等）を放射性廃棄物接触室へ供給して、加熱手段により
加熱する一方、真空室内を２５ｎｍ＋Ｈｇ程度の圧力に
保持して、浸透気化を行う。

その際、親水性無機多孔質膜の細孔径が２０Ａ程度であ
り、水分のみを透過させて、水酸化鉄等や溶存している
５０Ａ程度の非常に細かい金属イオンを透過させない。

（実施例） 次に本発明の放射性廃棄物の処理装置を第１図に示す一
実施例により説明すると、（１）が水を選択的に透過す
る複数本の親水性無機多孔質膜管で。

同各親水性無機多孔質膜管（１）には、外径が１０ｍｍ
、長さが３００＋＋＋ｍ、細孔径が２．０μｍの親水性
無機多孔質膜管を使用し、同視水性無機多孔質膜管の表
面にアルミナゾルの薄膜をコーティングして、細孔径を
２０Ａ程度にしている。上記アルミナゾル中のアルミナ
粒子は、５０Ａ程度と非常に小さいため、上記コーテン
グにより２０Ａ程度の細孔径を有する親水性無機多孔質
膜管（１）の製作が可能になる。また（２）が同親水性
無機多孔質膜（１）の一方の側に連通した真空室、（３
）が同真空室（２）に真空パイプ（４）を介して連通し
た真空ポンプ、（５）が上記親水性無機多孔質膜（１）
の他方の側に連通した放射性廃棄物接触室、（６）が同
接触室（５）内の放射性スラッジ（放射性廃棄物）　、
　（７）が冷却器、（８）が同冷却器（７）から延びて
上記真空パイプ（４）に捲装した冷却パイプで、親水性
無機多孔質膜（１）を透過して真空パイプ（４）内を真
空ポンプ（３）の方向に流れる蒸気を冷却器（７）−冷
却バイブ（８）−冷却器（７）に循環する冷媒（１０℃
程度の冷却水）により冷却して、凝縮させるようになっ
ている。また（９）が凝縮した水を溜める凝縮水溜、　
（１０）が上記放射性廃棄物接触室（５）の周りに設け
た加熱ジャケットで、同加熱ジャケット（１０）が上記
放射性廃棄物接触室（５）の温度を６０℃程度の一定温
度に保持するようになっている。

なお本実施例の場合、上記親水性無機多孔質膜管（１）
が２０本ある。

次に前記第１図に示す放射性廃棄物の処理装置の作用を
具体的に説明する。放射性スラッジ（放射性廃棄物）（
６）は、含水率が８０重量％である。

また放射性スラッジ（６）の主成分は、水酸化鉄であり
、コバルト−６０を主成分とするｌＸｌ０−”ｍＣｉ／
ｋｇのＴ−放射能を含んでいる。この放射性スラッジ（
６）を放射性廃棄物接触室（５）へ供給して。

加熱ジャケット（１０）により６０℃程度に加熱する一
方、真空室（２）内を２５ｍｍＨｇの圧力に保持して。

第２図に示す浸透気化を行う。その際、親水性無機多孔
質膜管（１）の細孔径が２０Ａ程度であり。

第３図に示すように水分のみを真空室（２）内へ透過さ
せて、放射性スラッジ（６）及び溶存している５０Ａ程
度の非常に細かい金属イオンを透過させない。また真空
室（２）へ透過した蒸気は、真空パイプ（４）を経て真
空ポンプ（３）の方向へ送られ。

その際、冷却器（７）−冷却パイプ（８）−冷却器（７
）に循環する冷媒（１０℃程度の冷却水）により冷却さ
れ、凝縮して、凝縮水溜（９）に溜められる。この凝縮
水溜（９）から回収された凝縮水には。

放射性スラッジ（６）の主成分である水酸化鉄が検出さ
れず、またγ−放射能がＩ　Ｘ　１０−ｂｍＣｉ／ｋｇ
以下に低下していた。このレベルの放射能濃度は。

通常、極低レベルの放射性廃棄物と称せられる範囲に属
するものであり、放射性スラッジ（６）は減容比率（減
容比率＝処理後スラッジ重量／処理前スラッジ重量）が
０．５．即ち、処理後の含水率が３０％に減容された。

また外径が１０ｍｍ、長さが３００ｍｍの親木性無機多
孔質膜管（１）（外表面席が９４．２ＣｒＡ、細孔径が
１μｍのアルミナ基材の表面に厚さ１０μｍのあるみな
ゾルの薄膜をコーティングした親水性無機多孔質膜管（
１））の２０本を使用し、硝酸ナトリウムを１１重量％
含み且つコバルト−６０を主成分とするＴ二放射能をＩ
　Ｘ　１０−”ｍＣｉ／ｋｇ含む放射性廃液（放射性廃
棄物）（６）を放射性廃棄物接触室（５）へ供給する以
外、前記と同じ条件で処理したところ、凝縮水溜（９）
から回収した凝縮水には。

硝酸ナトリウムが検出されず、またγ−放射能がＩ　Ｘ
　１０−６ｍｃｉ／ｋｇ以下に低下しており、除染係数
で５ｏｏｏ以上の高い値が得られた。なおこの実施例で
の処理量は、　　１．　４　（ｋｇ−放射性廃液／ｈ）
であった。

また揮発性物質を含むため、処理温度を５０℃に設定し
た以外、上記と同じ条件で、５．５重量％のリン酸ナト
リウムと、１．０ｇ／ｅのルチンラムと、１．０ｇ／ｅ
のヨウ素とを含む放射性廃液（放射性廃棄物）（６）を
処理したところ、′Ｑ縮水溜（９）から回収した凝縮水
には、リン酸ナトリウムが検出されず、またルテンウム
、ヨウ素について除染係数がｔｏｏｏｏ以上であること
が確認された。この実施例での処理量は、　　Ｏ，，６
（ｋｇ−放射性廃液／ｈ）であった。

次に本発明の放射性廃棄物の処理装置を第４゜５．６図
に示すさらに他の実施例により説明すると、第４図の（
１１）が脱水器（親水性無機多孔質膜管を有する脱水器
）、（１２）が放射性廃棄物接触室。

（１３）が放射性スラッジ（放射性廃棄物）、　（１４
）が上記脱水器（１１）を上記放射性廃棄物接触室（１
２）内に移動可能に支持するフレキシブルホース、　（
１５）が加熱用電源で、同加熱用電源（１５）と上記フ
レキシブルホース（１４）に捲装した加熱用ヒータとが
接続している。また（１６）　（１６）が上記フレキシ
ブルホース（１４）を介して上記脱水器（１１）に接続
した冷却トラップ、　（１７）がフリーザ、　（１８）
が上記冷却トラップ（１６）　（１６）と上記フリーザ
（１７）とを繋ぐ冷媒循環ライン、　（１９）が上記冷
却トラップ（１６）に接続した真空ポンプである。また
上記脱水器（１１）の詳細を示す第５．６図において、
　（ｌｌａ）が複数本の親水性無機多孔質膜管で、同各
親水性無機多孔質膜管（ｌｌａ）が前記の同様に構成さ
れている。但しその外径は３０１．長さは２２０ｍｍで
５本実施例の場合、７本ある。また（２０）が上記フレ
キシブルホース（１４）の端部を取付けた支持体上部平
板、　（２１）が上記各親水性無機多孔質膜管（ｌｌａ
）を取付けた支持体下部平板、　（２２）が同下部平板
（２１）と上記上部平板（２０）との間に真空室（２４
）を形成する環状体で。

下部平板（２０）と下部平板（２１）と環状体（２２）
とよりなる支持体の外径は２８０ｍｍ、高さは６０ｍｍ
である。また（２３）が上記各親水性無機多孔質膜管（
１１ａ）の周りに捲装したスパイラル状の加熱ヒータで
、フレキシブルホース（１４）が各親水性無機多孔質膜
管（ｌｌａ）の内部に連通している。

次に前記第４．５．６図に示す放射性廃棄物の処理装置
の作用を具体的に説明する。含水率が８０重量％で、水
酸化鉄と、コバルト−６０を主成分とするγ−放射能Ｉ
　Ｘ　１０−”ｍＣｉ／ｋｇとを含む放射性スラッジ（
１３）を放射性廃棄物接触室（１２）へ供給する一方、
真空室（２４）内を２５ｍｍＨｇの圧力に保持して、第
２図に示す浸透気化を行う。その際。

放射性スラッジ（１３）が加熱ヒータ（２３）により加
熱される。また親水性無機多孔質膜管（ｌｌａ）の細孔
径が２０Ａ程度であり、第３図に示すように水分のみを
真空室（２４）内へ透過させて、放射性スラッジ（１３
）及び溶存している５０Ａ程度の非常に細かい金属イオ
ンを透過させない。また真空室（２４）へ透過した蒸気
は、フレキシブルパイプ（１４）を経て真空ポンプ（１
９）の方向へ送られ、その際、冷却トラップ（１６）　
（１６）→フリーザ（１７）−冷却トラップ（１６）　
（１６）に循環する循環ライン（１８）の冷媒により冷
却され、凝縮して、捕集される。この冷却トラップ（１
６）　（１６）から回収された凝縮水には、放射性スラ
ッジ（１３）の主成分である水酸化鉄が検出されず。

またγ−放射能がＩ　Ｘ　１０−’ｍｃｉ／ｋｇ以下に
低下していた。このレベルの放射能濃度は１通常、極低
レベルの放射性廃棄物と称せられる範囲に属するもので
あり、放射性スラッジ（１３）は、減容比率（減容比率
＝処理後スラッジ重量／処理前スラッジ重量）が０．７
に減容された。

（発明の効果） 本発明の放射性廃棄物の処理装置は前記のように放射性
廃棄物（放射性スラッジ、放射性廃液等）を放射性廃棄
物接触室へ供給して、加熱手段により加熱する一方、真
空室内を２５ｍｍＨｇ程度の圧力に保持して、浸透気化
を行う。その際、親水性無機多孔質膜の細孔径が２０Ａ
程度であり、水分のみを透過させても、水酸化鉄等や溶
存している５０Ａ程度の非常に細かい金属イオンを透過
させないので、放射性廃棄物から水分のみを分離。

除去できる効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係わる放射性廃棄物の処理装置の一実
施例を示す側面図、第２，３図は浸透気化の作用説明図
、第４図は他の実施例を示す系統図、第５図は親水性無
機多孔質膜管を有する脱水器の詳細を示す側面図、第６
図はその平面図、第７図は従来の固体の封じ込め方法の
作用説明図である。 （１）　（ｌｌａ）・・・親水性無機多孔質膜、　（２
）　（２４）・・・真空室、　（５）　（１２）・・・
放射性廃棄物接触室、（６）（１３）・・・放射性廃棄
物、　（１０）　（２３）　　・・・加熱手段。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 水を選択的に透過する親水性無機多孔質膜と、同多孔質
   膜の一方の側に連通した放射性廃棄物接触室と、同同多
   孔質膜の他方の側に連通した真空室と、上記放射性廃棄
   物接触室に設けた加熱手段とを具えていることを特徴と
   した放射性廃棄物の処理装置。