JPH04136800A - 放射性廃スラッジの処理方法および装置 - 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】 ［発明の目的コ （産業上の利用分野） 本発明は、原子力発電所等の施設から発生する比較的放
射能濃度の高い放射性廃スラッジの処理方法とその装置
に関する。

（従来の技術） 原子力発電所等の施設から発生する比較的放射能濃度の
高い放射性廃スラ・ンジとしては、原子炉水の浄化系（
以下ＣＵＷという）で使用されたイオン交換樹脂や使用
済燃料貯蔵プール浄化系で使用された濾過助材フィルタ
があるが、このような高放射能レベルの廃スラッジはい
まだ処理・処分方法が確立されていないため、現在各施
設内の貯蔵タンクに貯蔵されている。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら、運転期間が長くなるにつれて放射性廃棄
物の貯蔵量が増大してきており、貯蔵スペースも限られ
ていることから、比較的放射能濃度の高い放射性廃スラ
ッジの処理方法を早急に確立する必要がある。

本発明は上記の事情に対処してなされたもので、放射性
廃スラッジの放射能レベルを低下させ、焼却あるいは固
化体として長期間安定した状態で保存することができる
ようにした比較的放射能濃度の高い放射性廃スラッジの
処理方法および装置を提供することを目的とする。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） すなわち、本発明の放射性廃スラッジの処理方法は、放
射性廃スラッジを酸処理して放射性核種を溶離させる放
射能分離工程と、放射能分離後の低レベル化された廃ス
ラッジを放射能レベルに応じて減容化または固化もしく
は減容化後固化する低レベル廃スラッジ安定化処理工程
と、放射能分離工程後の溶離液から酸を回収する酸回収
工程と、酸回収後に残った放射性廃液を中和処理する中
和処理工程と、中和処理後の放射性廃液を長期保存可能
な状態に処理する廃液安定化処理工程とから構成される
。

また、本発明の放射性廃スラッジの処理装置は、放射性
廃スラッジ中の放射性核種を酸を用いて溶離させる溶離
装置と、溶離処理した後の廃スラッジを放射能レベルに
応じて減容化または固化もしくは減容化後固化する廃ス
ラッジ安定化処理装置と、溶離装置より排出された放射
性核種を溶解した溶離液から酸を回収する酸回収装置と
、酸回収後に残った放射性廃液を中和する中和処理装置
と、中和処理後の放射性廃液を長期保存可能な状態に処
理する廃液安定化処理装置とから構成される。

（作　用） 本発明によれば、放射性廃スラッジ中の放射性核種を酸
に溶出させる、いわゆる放射性廃スラッジの放射能分離
を行って放射性廃スラッジの放射能レベルを低下させる
ことにより、焼却して減容化したり、乾燥してプラスチ
ック固化体あるいは脱水してセメント固化体に固形化す
る等の固化処理を行って、長期間安定した状態で保存可
能にすることができる。また、放射性核種を溶離するた
めに使用された酸は大部分酸回収装置によって回収され
再使用されるため、残った廃液は少量となり、中和処理
した後、そのまま濃縮廃液として長期タンク貯蔵するか
、あるいはガラス固化または水熱固化処理して長期間安
定した状態で保存するシステムをとることができる。

（実施例） 以下、図面に基づいて本発明の一実施例について説明す
る。

第１図は本発明にかかる放射性廃スラッジの処理システ
ムの一実施例を示すもので、ＣＵＷで発生する使用済イ
オン交換樹脂や使用済燃料貯蔵プール浄化系で発生する
使用済濾過助材フィルタ等の比較的放射能濃度の高い廃
スラッジ１を硫酸（Ｈ２ＳＯ４）　２を用いて処理し、
イオン状、固形物状の放射性核種を溶液中に溶解させて
放射能を分離する溶離装置３と、溶離後の廃スラッジ４
をその放射能レベルに応じて、脱水５後セメント固化す
るセメント固化処理装置６、脱水５・乾燥７後または直
接乾燥７後プラスチツク同化するプラスチック固化処理
装置８、あるいは焼却して減容化する焼却炉９等の廃ス
ラッジ安定化処理装置と、放射性核種が溶解した溶離液
１０から硫酸２を回収する酸回収装置１１と、酸回収装
置１１を経た放射性廃液を水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ
）　１２により中和する中和装置１３と、中和装置１３
で生成した硫酸ナトリウムを必要に応じて乾燥１４後ガ
ラス固化するガラス固化処理装置１５等の廃液安定化処
理装置とで構成されている。

次ぎに、上記構成の処理システムによる本発明の放射性
廃スラッジ処理工程について説明する。

まず、溶離装置３において酸を用いて比較的高レベルの
放射性廃スラッジ１の放射能分離が行われる。ここで、
廃スラッジ１中の放射性核種を溶出させるために、硫酸
、塩酸、シュウ酸等の酸を使用することができるが、６
Ｎ塩酸（ＨＣＩ）　ａＳ１０％７　ッ化水Ｘ’　酸（Ｈ
Ｆ）　ｂ　、　６Ｍ硫酸（Ｈ２３０４）　ｃ　ニラいて
、ＣＵＷの使用済イオン交換樹脂を用いて溶離試験を行
いその除染係数（ＤＦ）を求めた結果、第２図において
各放射性核種（Ｃｒ−５１、Ｍｎ−５４，、Ｃ。

−５８、Ｃｏ−６０）について除染係数（ＤＦ）を実線
で、トータルのＤＰを点線で示したように、硫酸の除染
能力が最も優れていることが分かった。

ただし、除染係数（ＤＰ）は次のように規定される。

ＤＦ−（溶離前のスラッジ放射能濃度）／（溶離後のス
ラッジ放射能濃度） したがって、本実施例では廃スラッジ１の放射能分離に
硫酸２を用いた。硫酸２によって溶離処理された廃スラ
ッジは、その放射能レベルに応じて焼却、プラスチック
固化、セメント固化等の安定化処理がなされる。例えば
、廃スラッジ４の放射能レベルが復水浄化系の使用済イ
オン交換樹脂（コンデミ樹脂）と同レベルまで低い場合
は、コンデミ樹脂と一緒に発電所内の焼却炉９で焼却す
ることができる。また、放射能レベルがそれよりも高い
場合は、乾燥７してプラスチック固化処理装置８により
プラスチック固化するか、または脱水５してセメント固
化処理装Ｗ６によりセメント固化するなど、固化設備に
応じた固化体にして長期安定した状態で保存される。

ここでは特にセメント固化を例にとって説明する。セメ
ント固化の際の脱水処理は、電気浸透法による脱水など
容器内脱水が被曝低減の上で好ましい。第３図は、電気
浸透試験装置において廃スラッジを連続的に供給しつつ
脱水処理を行った結果をグラフに示したもので、縦軸に
脱水流量（ｍｌ／ｗｉｎ）、横軸に処理時間（■ｉｎ＞
をとり、試験条件は被処理物の固形分濃度を１５〜１６
ｇ／ｊ！−電場強度を３６■／（２）として、廃スラッ
ジ（イオン交換樹脂）のカチオン／アニオン比が１／３
．１／Ｌ　、３／１　。

６／１のときの脱水挙動をそれぞれ曲線Ａ、Ｂ、Ｃ。

Ｄで示した。矢印は容器が満杯となって廃スラッジの供
給を停止した時点を示す。この脱水試験における最終含
水率はほぼ６５％程度となり、セメントを混合して固化
できる脱水率となることが分かった。

第４図は、この容器内脱水後のスラッジにセメントをい
ろいろな割合で混合して固化したときの同化体の圧縮強
度と混合物のフロー値を示したもので、横軸の数値はセ
メントに対する乾燥スラッジ（樹脂）の添加量（重量％
）を示している。また、一番上のグラフは２００１缶サ
イズにおける樹脂の含有量を重量（ｋｇ）で表したもの
である。この図から明らかなように、約２５ｗｔ％の樹
脂添加量で所定の性能を満足し、十分固化することがで
きる。

一方、溶離装置３から排出された溶離液１０は放射能を
多く溶解しており、放射性廃液として処理しなければな
らない。まず、溶離液１０から酸回収装置１１により硫
酸２が回収され、溶離装置３に還流される。ついで、酸
回収後に残った廃液は中和装置１３において水酸化ナト
リウム１２で中和され、生成した硫酸ナトリウムは必要
に応じて乾燥１４後ガラス固化処理装置１１５において
、ガラス成分によりガラス固化される。第１表に表示の
ガラス固化剤により硫酸ナトリウムを２００１ドラム缶
でガラス固化した試験結果を示す。この表から明らかな
ように、ガラス固化体は密度、拡散係数、硫酸ナトリウ
ムの充填量について共に所定の性能を満足している。

なお、中和処理後の硫酸ナトリウムはガラス固化の他に
、水熱条件下で岩石化する、いわゆる水熱固化したり、
あるいは濃縮廃液として貯蔵タンりに長期貯蔵するなど
の保存形態をとることができる。

第５図はＣＵＷの濾過脱塩装置（Ｆ／Ｄ）の廃スラッジ
を上記放射性廃スラッジ処理工程にしたがって処理した
ときの物質収支を代表的な放射能濃度に基づいて計算し
、フロー図で示したものである。この図について説明す
ると、まず乾燥樹脂量にして１ｋｇの樹脂を含有し、Ｃ
ｒ−５１，Ｍｎ−５４，Ｃｏ−５８、Ｃｏ−８０をそれ
ぞれ３．２Ｃｉ、０．７２Ｃｉ、０．７９Ｃｉ、０．３
７Ｃｉ。

トータルで５．０８ＣＩの放射能を含む１３．８Ｎの廃
スラッジ１０１が、総放射能のＤＦが１００、長半減期
核種のＤＦが２０の溶離装置において処理される（１０
２）。溶離後、廃スラッジ１０３の総放射能量は５０鳳
Ｃｉ　　（Ｃｏ−６０は１９ｍＣ１）に減少し、廃スラ
ッジ容量９１中、樹脂重量が０．９　ｋｇであり、固形
分は１０％である。ついで、廃スラッジ１０３は電気浸
透法を用いた容器内脱水１０４により、３．６ｇまで脱
水され（１０５）、セメント固化１０６される。このよ
うにして２００１　ドラム缶内に充填されたセメント固
化体１０７は樹脂を４０ｋｇ含有し、その総放射能は２
．２Ｃｉ　（Ｃｏ−８０は８５０＊Ｃｉ）　テ、表面線
量率は約１．８Ｒ／ｈである。この他、容器内脱水１０
４後、乾燥１０８されプラスチック固化１０９された場
合は、２００　ＩＪ　ドラム缶内に形成されたプラスチ
ック固化体１１０には１２０　ｋｇの樹脂が充填され、
その総放射能は６．６Ｃｉ（Ｃｏ−６０は２５５０ａ＋
Ｃｉ）で、表面線量率は約２５Ｒ／ｈである。

一方、溶離処理１０２により生じた溶離液１１１は１バ
ッチ当り０．５３１）で総量が１２９ｇになる。

この溶離液１１１の総放射能は５．０３Ｃｉ（Ｃｏ−６
０は０．３５Ｃｉ）で、硫酸成分は０．３　ｋｇである
。この溶離液は酸回収装置１１２において８０％の硫酸
が回収されリサイクルされ、残り２０％の硫酸（０，０
６）ｃｇ）からなる廃液は水酸化ナトリウムで中和され
（１１３）　、０．０８７　ｋｇの硫酸ナトリウムを生
成する（１１４）。このときの放射能は溶離液１１１の
ときと変わらず、回収された硫酸には放射性核種は移行
していない。ついで、ガラス固化剤によりガラス固化さ
れ（１１５）、２００１１ドラム缶内に形成されたガラ
ス固化体１１６には３５０　ｋｇの硫酸ナトリウムが充
填され、その総放射能は　２０×１０３Ｃｉ（Ｃｏ−８
０は１．４　Ｘ　１０３Ｃｉ）で、表面線量率は〜２Ｘ
　１０’　Ｒ／ｈである。

以上の説明から明らかなように、本発明にかかる放射性
廃スラッジの処理システムにより、廃棄物としてかさば
る廃スラッジの大部分の放射能は低減され、作業時の被
曝低減、固化処理設備の負荷軽減等を計ることができる
とともに、放射能レベルに応じて焼却、セメント固化、
プラスチック固化等の処理をとって安定な状態で長期保
存することができ、廃棄物処分施設で制限されている放
射能の持込み量の余裕度を計ることができる。また、廃
スラッジから放射能を移行させた溶離液は、酸回収後生
和処理して、濃縮廃液として長期貯蔵するか、あるいは
ガスラス固化または水熱固化等の安定化処理により長期
保存することができる。

このように、これまで処理方法が確立していなかった比
較的放射能濃度の高い廃スラッジの処理方法および装置
を提供することができる。

［発明の効果コ 以上説明したように本発明によれば、これまで処理方法
が確立していなかった比較的放射能レベルの高い廃スラ
ッジの取扱いが低レベル化されて容易となり、放射能レ
ベルに応じて焼却、セメント固化、プラスチック固化等
の処理により安定な状態で長期保存可能になるとともに
、廃スラッジから分離された放射能は廃液として処理さ
れ、廃スラッジとしてよりも容量の小さい保存形態をと
ることができるため、廃棄物処分施設で制限されている
放射能の持込み量の余裕度を計ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す放射性廃スラッジの処
理システム系統図、第２図は各種溶離液による廃スラッ
ジの放射能の除染係数を示すグラフ、第３図は電気浸透
装置による廃スラッジの脱水挙動を示すグラフ、第４図
はセメント固化体における樹脂含有量によるフロー値お
よび固化体の圧縮強度を示すグラフ、第５図は本発明に
かかる放射性廃スラッジ処理工程の物質収支を示すフロ
−図である。 ・・・酸回収装置、 ３・・ 中和装置

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）放射性廃スラッジを酸処理してスラッジから放射
   性核種を溶離させる放射能分離工程と、放射能分離後の
   低レベル化された前記廃スラッジを放射能レベルに応じ
   て減容化または固化もしくは減容化後固化する低レベル
   廃スラッジ安定化処理工程と、前記放射能分離工程後の
   放射性核種を溶解した溶離液から酸を回収する酸回収工
   程と、酸回収後に残った放射性廃液を中和処理する中和
   処理工程と、中和処理後の放射性廃液を長期保存可能な
   状態に処理する廃液安定化処理工程とを有することを特
   徴とする放射性廃スラッジの処理方法。
2. （２）放射性廃スラッジ中の放射性核種を酸溶液に溶離
   させる溶離装置と、溶離処理後の廃スラッジを放射能レ
   ベルに応じて減容化または固化もしくは減容化後固化す
   る廃スラッジ安定化処理装置と、前記溶離装置より排出
   された溶離液から酸を回収する酸回収装置と、酸回収後
   に残った放射性廃液を中和する中和処理装置と、中和処
   理後の放射性廃液を長期保存可能な状態に処理する廃液
   安定化処理装置とを備えたことを特徴とする放射性廃ス
   ラッジの処理装置。