JPH04102100A - 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 - Google Patents
使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法Info
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- JPH04102100A JPH04102100A JP21903190A JP21903190A JPH04102100A JP H04102100 A JPH04102100 A JP H04102100A JP 21903190 A JP21903190 A JP 21903190A JP 21903190 A JP21903190 A JP 21903190A JP H04102100 A JPH04102100 A JP H04102100A
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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。
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〕
本発明は原子力発電所等から発生する使用済放射性イオ
ン交換樹脂の処理方法に関する。
ン交換樹脂の処理方法に関する。
使用済放射性イオン交換樹脂（以下、廃樹脂という）の
酸水溶液による溶離運転において、溶離液又は樹脂中放
射能濃度に応じたモード運転（濃度区分わけ）を行わず
、従来は樹脂を焼却可能な放射能濃度以下になるまで溶
離し、これにより発生する溶離液を中和、蒸発濃縮後、
処理しており、該従来方法は以下の３ケースが考えられ
ている。
酸水溶液による溶離運転において、溶離液又は樹脂中放
射能濃度に応じたモード運転（濃度区分わけ）を行わず
、従来は樹脂を焼却可能な放射能濃度以下になるまで溶
離し、これにより発生する溶離液を中和、蒸発濃縮後、
処理しており、該従来方法は以下の３ケースが考えられ
ている。
■ 溶離液を長期貯留し、Ｃｏ−５８、Ｃｏ−６０、Ｃ
ｓ１３７等放射性物質を減衰させた後、固化する。
ｓ１３７等放射性物質を減衰させた後、固化する。
■ 処理後直ちに固化する。
■ 液体廃棄物処理系へ排出する。
従来技術の問題点を以下に示す。
■ 溶離液を全て長期貯留した場合、樹脂処理量に応じ
て発生する溶離液が多くなり、大容量の貯留タンクが必
要となる。
て発生する溶離液が多くなり、大容量の貯留タンクが必
要となる。
■ 処理後直ちに固化した場合、ドラム缶の表面線量率
を考慮すると、ドラム発生本数が膨大となり、逆にドラ
ム缶発生本数を現実的にすると、表面線量率が大きくな
る。これらにより廃棄物貯蔵庫への影響（廃棄物貯蔵庫
の増設、又は遮蔽の強化）が大きくなり現実的でない。
を考慮すると、ドラム発生本数が膨大となり、逆にドラ
ム缶発生本数を現実的にすると、表面線量率が大きくな
る。これらにより廃棄物貯蔵庫への影響（廃棄物貯蔵庫
の増設、又は遮蔽の強化）が大きくなり現実的でない。
■ 溶離液を液体廃棄物処理系へ排出した場合、放射能
濃度が非常に高いため既設の廃液蒸発装置等、廃棄物処
理系統へ悪影響を与えることが考えられる。
濃度が非常に高いため既設の廃液蒸発装置等、廃棄物処
理系統へ悪影響を与えることが考えられる。
本発明は上記技術水準に鑑み、上記技術における問題点
を解決することができる廃樹脂の処理方法を提供しよう
とするものである。
を解決することができる廃樹脂の処理方法を提供しよう
とするものである。
本発明は
（１）樹脂からの放射能を酸を用いて溶離し、この溶離
液を拡散透析膜を用いて酸と放射能を分離し、酸は再度
溶離液として使用し、分離された放射能はセメント等の
無機体に封入する方法において、酸を用いた溶離操作に
際して、溶離液中の放射能濃度に応じて、放射能濃度の
高い初期溶離廃液、放射能濃度が中位の中期溶離廃液及
び放射能濃度が低い後期溶離廃液に分け、初期溶離廃液
は長期貯蔵・減衰後セメント固化し、中期溶離廃液は直
接固化し、後期溶離廃液は既設廃液処理系へ排出するこ
とを特徴とする使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法
。
液を拡散透析膜を用いて酸と放射能を分離し、酸は再度
溶離液として使用し、分離された放射能はセメント等の
無機体に封入する方法において、酸を用いた溶離操作に
際して、溶離液中の放射能濃度に応じて、放射能濃度の
高い初期溶離廃液、放射能濃度が中位の中期溶離廃液及
び放射能濃度が低い後期溶離廃液に分け、初期溶離廃液
は長期貯蔵・減衰後セメント固化し、中期溶離廃液は直
接固化し、後期溶離廃液は既設廃液処理系へ排出するこ
とを特徴とする使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法
。
（２）上記請求項〔１〕の初期、中期及び後期溶離廃液
を溶離槽又は溶離廃液系統に設置した放射能測定モニタ
ーを用いて切替える使用済放射性イオン交換樹脂の処理
方法。
を溶離槽又は溶離廃液系統に設置した放射能測定モニタ
ーを用いて切替える使用済放射性イオン交換樹脂の処理
方法。
である。
本発明の最大の特徴は溶離運転を廃樹脂又は溶離液中の
放射能濃度に応じて、３段階に分けることにより、ドラ
ム発生本数及び処理廃液貯留タンク容量等への影響を極
力小さくすることである。すなわち、本発明は溶離運転
初期（モードＩ）に発生する放射能濃度の高い溶離液は
中和、蒸発濃縮した後、処理廃液貯留タンクにて長期貯
留し放射能減衰後固化し、溶離運転中期（モード■）に
発生し、放射能濃度が廃棄物貯蔵庫に悪影響を及ぼさな
い程度まで低くなった溶離液は中和、蒸発濃縮後、直接
固化し、溶離運転後期（モード■）に発生し放射能濃度
が充分低くなった溶離液は中和後、直接既設の液体廃棄
物処理系へ排出するように処理するものである。
放射能濃度に応じて、３段階に分けることにより、ドラ
ム発生本数及び処理廃液貯留タンク容量等への影響を極
力小さくすることである。すなわち、本発明は溶離運転
初期（モードＩ）に発生する放射能濃度の高い溶離液は
中和、蒸発濃縮した後、処理廃液貯留タンクにて長期貯
留し放射能減衰後固化し、溶離運転中期（モード■）に
発生し、放射能濃度が廃棄物貯蔵庫に悪影響を及ぼさな
い程度まで低くなった溶離液は中和、蒸発濃縮後、直接
固化し、溶離運転後期（モード■）に発生し放射能濃度
が充分低くなった溶離液は中和後、直接既設の液体廃棄
物処理系へ排出するように処理するものである。
なお、溶離運転モード■、■、■の切替えは溶離槽或い
は溶離廃液系統に設置の放射能モニターにより樹脂又は
溶離液中放射能濃度を測定ｆｌｉ認後行う。
は溶離廃液系統に設置の放射能モニターにより樹脂又は
溶離液中放射能濃度を測定ｆｌｉ認後行う。
以下、本発明の廃樹脂の処理方法の一態様を第１図によ
って説明する。
って説明する。
溶離槽１に充填された廃樹脂に酸水溶液を通液すること
により、樹脂が保有していた放射性物質は、この酸水溶
液中に溶離する。この溶離液は次に拡散透析槽２の左室
に供給され、ここで溶離液中の酸水溶液を右室へ分離・
回収し、溶離槽１にて再使用する。
により、樹脂が保有していた放射性物質は、この酸水溶
液中に溶離する。この溶離液は次に拡散透析槽２の左室
に供給され、ここで溶離液中の酸水溶液を右室へ分離・
回収し、溶離槽１にて再使用する。
酸水溶液のほとんどが回収され、放射性物質を多量に含
む廃液は拡散透析槽２左室上部より排出される。
む廃液は拡散透析槽２左室上部より排出される。
ここで、溶離運転初期に発生する放射能濃度の高い廃液
は第１中和タンク３に供給され、アルカリ溶液にて中和
後、濃縮器６にて蒸発濃縮される。この濃縮廃液は樹脂
含有放射能の大部分を含んでいるため、その濃度は非常
に高い。
は第１中和タンク３に供給され、アルカリ溶液にて中和
後、濃縮器６にて蒸発濃縮される。この濃縮廃液は樹脂
含有放射能の大部分を含んでいるため、その濃度は非常
に高い。
そこで、バッチタンクに長期貯留し、放射能減衰後固化
する。
する。
溶離運転中期に発生する廃液は第２タンク４に供給後、
中和、蒸発濃縮される。この濃縮廃液は一旦、第２バツ
チタンク８に供給後固化する。
中和、蒸発濃縮される。この濃縮廃液は一旦、第２バツ
チタンク８に供給後固化する。
溶離運転後期に発生する廃液は第３中和タンク５に供給
後中和される。この廃液は放射能濃度が充分低いので、
そのまま既設の液体廃棄物処理系へ排出される。
後中和される。この廃液は放射能濃度が充分低いので、
そのまま既設の液体廃棄物処理系へ排出される。
なお、モード■、■、■の切替えは、放射能測定モニタ
ー９或いは１０にて樹脂又は溶離液中放射能濃度を測定
確認後行う。
ー９或いは１０にて樹脂又は溶離液中放射能濃度を測定
確認後行う。
モード■は溶離液の直接固化が可能なレベルまで放射能
濃度を下げるものである。従ってこのモードＩにより発
生する溶離液は放射能濃度が非常に高く、廃樹脂中放射
能の大部分を占めており、かつ比較的容量の小さいタン
クにて貯留が可能となる。又、貯留タンク中溶離液はＣ
ｓ−１３７、Ｃｏ−６０、５ｒ−９０等の放射性物質を
充分減衰させた後固化する。
濃度を下げるものである。従ってこのモードＩにより発
生する溶離液は放射能濃度が非常に高く、廃樹脂中放射
能の大部分を占めており、かつ比較的容量の小さいタン
クにて貯留が可能となる。又、貯留タンク中溶離液はＣ
ｓ−１３７、Ｃｏ−６０、５ｒ−９０等の放射性物質を
充分減衰させた後固化する。
モード■は液体廃棄物処理系への排出が可能なレベルま
で放射能濃度を下げるものであり、このモード■により
発生した溶離液は中和、蒸発濃縮後直接固化される。従
ってこのモードＨにより処理廃液貯留タンクへの保管溶
離液量を低減させることができる。
で放射能濃度を下げるものであり、このモード■により
発生した溶離液は中和、蒸発濃縮後直接固化される。従
ってこのモードＨにより処理廃液貯留タンクへの保管溶
離液量を低減させることができる。
モード■は放射能濃度が充分低いため、直接、既設の液
体廃棄物処理系へ排出するものであり、このモード■に
より処理廃液貯留タンクへの保管溶離液量を低減させる
ことができる。
体廃棄物処理系へ排出するものであり、このモード■に
より処理廃液貯留タンクへの保管溶離液量を低減させる
ことができる。
以上モード運転により、ドラム発生本数を抑制し、かつ
処理廃液貯留タンク容量を小さくすることが可能となる
。
処理廃液貯留タンク容量を小さくすることが可能となる
。
溶離運転を初期、中期及び後期（以下、順次モード１１
モード■、モードｍという）に分けて行った場合の実施
例の試験条件は次の通りである。
モード■、モードｍという）に分けて行った場合の実施
例の試験条件は次の通りである。
・廃樹脂処理量（溶離槽への廃樹脂充填量）：０．１（
ｍ３−樹脂／バッチ） ・酸水溶液（２規定硫酸）の溶離槽への総連液量： ０
．１ （ｍ’／ｅＶ） ｘ ２０ （ＢＶ） −２（ｍ
３）・溶離運転モード■硫酸通液量： ６ （ＢＶ） −〇、 １ ｘ ６ ＝０．６ （ｍ
’）・溶離運転モード■硫酸通液量： ６ （ＢＶ） ＝０．６ （ｍ’） ・溶離運転モード■硫酸通液量： ８ （ＢＶ） ＝０．１ ｘ ８ ＝０．８ （ｍ’）
・処理液流量： ２ ＯＡ／ｈｒ （１バツチの運転を
１週間１回にて実施することと し、１００ｈ、にて通液するもの とする。
ｍ３−樹脂／バッチ） ・酸水溶液（２規定硫酸）の溶離槽への総連液量： ０
．１ （ｍ’／ｅＶ） ｘ ２０ （ＢＶ） −２（ｍ
３）・溶離運転モード■硫酸通液量： ６ （ＢＶ） −〇、 １ ｘ ６ ＝０．６ （ｍ
’）・溶離運転モード■硫酸通液量： ６ （ＢＶ） ＝０．６ （ｍ’） ・溶離運転モード■硫酸通液量： ８ （ＢＶ） ＝０．１ ｘ ８ ＝０．８ （ｍ’）
・処理液流量： ２ ＯＡ／ｈｒ （１バツチの運転を
１週間１回にて実施することと し、１００ｈ、にて通液するもの とする。
第２図に酸水溶液の通液倍率（ＢＶ）に対する樹脂中放
射能濃度変化を示す。
射能濃度変化を示す。
第２図より、溶離運転をモードＩ、Ｉ［、■に分けて行
う場合、即座に直接固化するのは廃樹脂含有放射能の約
１／１０であることがわかる。又、濃縮廃液貯留タンク
へ移行する放射能量は廃樹脂含有放射能の約９７１０で
あり、溶離液量は０．６ｍ ’ ／バッチである。又、
モード■廃液による液体廃棄物処理系への移行量は全含
有放射能量の１／１００以下と小さい。
う場合、即座に直接固化するのは廃樹脂含有放射能の約
１／１０であることがわかる。又、濃縮廃液貯留タンク
へ移行する放射能量は廃樹脂含有放射能の約９７１０で
あり、溶離液量は０．６ｍ ’ ／バッチである。又、
モード■廃液による液体廃棄物処理系への移行量は全含
有放射能量の１／１００以下と小さい。
ここで、溶離運転をモードＩ〜■に分けて行わず廃液を
即座に固化する場合の固化体発生本数（固化体中の放射
能量一定とする）を年間１０００本として、本発明との
比較を行う。放射性核種は主要核種の”Ｃｏ （半減期
：約５年）とする。
即座に固化する場合の固化体発生本数（固化体中の放射
能量一定とする）を年間１０００本として、本発明との
比較を行う。放射性核種は主要核種の”Ｃｏ （半減期
：約５年）とする。
・モード運転非実施十即座に固化：
１０００本／年
・モード運転非実施＋タンク１０年減衰：２５０本／年
（タンク容量：２ｍ’／年×１０年＝ ２０ ｍ３）・
モード運転実施＋タンク２０年減衰：６３本／年＋１０
０本／年−１６３本／年（タンク容量： ０．６ ｍ’
／年×２０年−１２ｍ３）以上よりモード溶離運転が、
廃液貯留タンク及びドラム缶発生本数を抑制することが
わかる。
モード運転実施＋タンク２０年減衰：６３本／年＋１０
０本／年−１６３本／年（タンク容量： ０．６ ｍ’
／年×２０年−１２ｍ３）以上よりモード溶離運転が、
廃液貯留タンク及びドラム缶発生本数を抑制することが
わかる。
なお、各運転モードの通液量は樹脂中の初期放射能濃度
によって最適化することができ、初期濃度が低い場合は
モード１あるいはモード■の通液量は小さくすることが
できる。
によって最適化することができ、初期濃度が低い場合は
モード１あるいはモード■の通液量は小さくすることが
できる。
溶離運転を、樹脂或いは溶離液中の放射能濃度に応じて
モード１１■、■に分けて行うことにより、小容量の濃
縮廃液貯留タンクにて、ドラム缶発生本数を効率的に抑
制することができる。
モード１１■、■に分けて行うことにより、小容量の濃
縮廃液貯留タンクにて、ドラム缶発生本数を効率的に抑
制することができる。
第１図は本発明の一実施態様の説明図、第２図は溶離液
通液量と樹脂中放射能濃度の関係図表である。
通液量と樹脂中放射能濃度の関係図表である。
Claims (2)
- （１）樹脂からの放射能を酸を用いて溶離し、この溶離
液を拡散透析膜を用いて酸と放射能を分離し、酸は再度
溶離液として使用し、分離された放射能はセメント等の
無機体に封入する方法において、酸を用いた溶離操作に
際して、溶離液中の放射能濃度に応じて、放射能濃度の
高い初期溶離廃液、放射能濃度が中位の中期溶離廃液及
び放射能濃度が低い後期溶離廃液に分け、初期溶離廃液
は長期貯蔵・減衰後セメント固化し、中期溶離廃液は直
接固化し、後期溶離廃液は既設廃液処理系へ排出するこ
とを特徴とする使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法
。 - （２）上記請求項（１）の初期、中期及び後期溶離廃液
を溶離槽又は溶離廃液系統に設置した放射能測定モニタ
ーを用いて切替える使用済放射性イオン交換樹脂の処理
方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21903190A JP2930394B2 (ja) | 1990-08-22 | 1990-08-22 | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21903190A JP2930394B2 (ja) | 1990-08-22 | 1990-08-22 | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04102100A true JPH04102100A (ja) | 1992-04-03 |
| JP2930394B2 JP2930394B2 (ja) | 1999-08-03 |
Family
ID=16729172
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21903190A Expired - Lifetime JP2930394B2 (ja) | 1990-08-22 | 1990-08-22 | 使用済放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2930394B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100739855B1 (ko) * | 2006-09-28 | 2007-07-16 | 한국수력원자력 주식회사 | 혼상 폐수지내 방사성탄소 ｃ-14 핵종의 제거방법 및 장치 |
-
1990
- 1990-08-22 JP JP21903190A patent/JP2930394B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100739855B1 (ko) * | 2006-09-28 | 2007-07-16 | 한국수력원자력 주식회사 | 혼상 폐수지내 방사성탄소 ｃ-14 핵종의 제거방법 및 장치 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2930394B2 (ja) | 1999-08-03 |
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