JPH04283700A - 低レベル濃縮廃液の減容方法 - Google Patents
低レベル濃縮廃液の減容方法Info
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- JPH04283700A JPH04283700A JP4676491A JP4676491A JPH04283700A JP H04283700 A JPH04283700 A JP H04283700A JP 4676491 A JP4676491 A JP 4676491A JP 4676491 A JP4676491 A JP 4676491A JP H04283700 A JPH04283700 A JP H04283700A
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Landscapes
- Water Treatment By Electricity Or Magnetism (AREA)
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
【０００１】［発明の目的］
【０００２】
【産業上の利用分野】本発明は使用済み核燃料の再処理
施設から発生する低レベル濃縮廃液の減容方法に係り、
特に低レベル濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムを
分解除去して減容する方法に関する。
施設から発生する低レベル濃縮廃液の減容方法に係り、
特に低レベル濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムを
分解除去して減容する方法に関する。
【０００３】
【従来の技術】使用済み核燃料の再処理施設は現在詳細
設計を実施している段階であり、まだ実廃液の発生はな
いが、再処理施設運用時に至っても、発生する低レベル
濃縮廃液についてはその処理・処分方法が確立しないと
考えられるため、低レベル濃縮廃液は乾燥・造粒後硝酸
ナトリウムの化学形態のまま中間貯蔵体として中間貯蔵
する方針である。しかしながら、この放射性廃棄物は年
間発生量が２４００ ｍ３ と全発生量の ４０％を占
めるため、効果的な減容方法の確立が急務となっている
。このような状況は再処理施設を保有する世界各国でも
問題視されており、種々の処理技術が提案されている。 表１に代表的なものを示す。
設計を実施している段階であり、まだ実廃液の発生はな
いが、再処理施設運用時に至っても、発生する低レベル
濃縮廃液についてはその処理・処分方法が確立しないと
考えられるため、低レベル濃縮廃液は乾燥・造粒後硝酸
ナトリウムの化学形態のまま中間貯蔵体として中間貯蔵
する方針である。しかしながら、この放射性廃棄物は年
間発生量が２４００ ｍ３ と全発生量の ４０％を占
めるため、効果的な減容方法の確立が急務となっている
。このような状況は再処理施設を保有する世界各国でも
問題視されており、種々の処理技術が提案されている。 表１に代表的なものを示す。
【０００４】
表中、Ｎｏ．１の ＳＲＰ方式は、硝酸ナトリウムを電
気化学反応を利用して水酸化ナトリウムとアンモニアな
どのガスに分解する方法である。図４にそのプロセスを
フロー図で示すように、タンク１から電解セル２に供給
された硝酸ナトリウム溶液はここで、次式に示すような
カソード還元反応により、 ３ＮａＮＯ３ ＋３Ｈ２ Ｏ→Ｎ２ ↑＋ＮＨ３↑＋９
／２ Ｏ２ ↑＋３ＮａＯＨ 水酸化ナトリウムとガスに分解される。生成したガスは
オフガス３として分離され、分解後の水酸化ナトリウム
を含む溶液４は蒸発器、晶出器５等において水分６およ
び固形物７が除去され〜４０Ｗｔ％ （１５Ｍ ）の水
酸化ナトリウム溶液８に濃縮される。この水酸化ナトリ
ウム溶液８はタンク９に収容され中和剤等に使用される
。しかしながら、この方式はＮＯｘ の発生、膜の耐久
性等の点で問題がある。
気化学反応を利用して水酸化ナトリウムとアンモニアな
どのガスに分解する方法である。図４にそのプロセスを
フロー図で示すように、タンク１から電解セル２に供給
された硝酸ナトリウム溶液はここで、次式に示すような
カソード還元反応により、 ３ＮａＮＯ３ ＋３Ｈ２ Ｏ→Ｎ２ ↑＋ＮＨ３↑＋９
／２ Ｏ２ ↑＋３ＮａＯＨ 水酸化ナトリウムとガスに分解される。生成したガスは
オフガス３として分離され、分解後の水酸化ナトリウム
を含む溶液４は蒸発器、晶出器５等において水分６およ
び固形物７が除去され〜４０Ｗｔ％ （１５Ｍ ）の水
酸化ナトリウム溶液８に濃縮される。この水酸化ナトリ
ウム溶液８はタンク９に収容され中和剤等に使用される
。しかしながら、この方式はＮＯｘ の発生、膜の耐久
性等の点で問題がある。
【０００５】表中、Ｎｏ．２の溶融塩による脱硝方法は
、硝酸ナトリウムを炭酸ナトリウムにして減容を計るも
のであり、具体的な装置例を図５に示す。図においては
、マーシャル炉１１内のステンレス容器１２内の１５ｃ
ｍ径のアルミナ管１３内に収容され加熱された高温の溶
融塩１４に、炭素粉末がホッパー１５内からバイブレー
タ１６を設けた ０〜４００ｒｐｍのスクリューフィー
ダ１７により１．２ ｃｍ径のステンレス注入管１８お
よび ３．７ｃｍ径のアルミナフィード管１９を介して
Ａｒガス２０とともに送入される。これにより、次式の
反応が生じる。 ２ＮａＮＯ３ ＋５Ｃ＋１／２ Ｏ２ →Ｎａ２ ＣＯ
３ ＋Ｎ２ ↑＋ＣＯ↑ この方法は溶融塩中で行われるため高温の確保が必要で
あり、また炭酸塩への分解であるため廃液の減容率がそ
れほど大きくないという問題がある。
、硝酸ナトリウムを炭酸ナトリウムにして減容を計るも
のであり、具体的な装置例を図５に示す。図においては
、マーシャル炉１１内のステンレス容器１２内の１５ｃ
ｍ径のアルミナ管１３内に収容され加熱された高温の溶
融塩１４に、炭素粉末がホッパー１５内からバイブレー
タ１６を設けた ０〜４００ｒｐｍのスクリューフィー
ダ１７により１．２ ｃｍ径のステンレス注入管１８お
よび ３．７ｃｍ径のアルミナフィード管１９を介して
Ａｒガス２０とともに送入される。これにより、次式の
反応が生じる。 ２ＮａＮＯ３ ＋５Ｃ＋１／２ Ｏ２ →Ｎａ２ ＣＯ
３ ＋Ｎ２ ↑＋ＣＯ↑ この方法は溶融塩中で行われるため高温の確保が必要で
あり、また炭酸塩への分解であるため廃液の減容率がそ
れほど大きくないという問題がある。
【０００６】Ｎｏ．３のバイオ脱硝方式は、バクテリア
などの微生物の醗酵作用を利用して脱硝を行うものであ
り、これは微生物の反応を利用したものであるため、反
応速度が低く、図６にその処理装置を示すように、反応
槽２１の容積が大きくなるなどの問題点がある。図６に
おいて、反応槽２１の中央部に送込まれた硝酸塩溶液２
２および微生物２３は撹拌装置２４によって十分混合さ
れ、矢印のごとく反応槽２１内を流れて処理液は排出口
２５より排出され、発生したガスはガス抜き口２６より
排気される。
などの微生物の醗酵作用を利用して脱硝を行うものであ
り、これは微生物の反応を利用したものであるため、反
応速度が低く、図６にその処理装置を示すように、反応
槽２１の容積が大きくなるなどの問題点がある。図６に
おいて、反応槽２１の中央部に送込まれた硝酸塩溶液２
２および微生物２３は撹拌装置２４によって十分混合さ
れ、矢印のごとく反応槽２１内を流れて処理液は排出口
２５より排出され、発生したガスはガス抜き口２６より
排気される。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】このように、低レベル
濃縮廃液の減容方法として上記の脱硝方法にはそれぞれ
、廃ガス系に負荷を与えるＮＯｘ の発生、二次処理の
必要な分解生成物の発生、減容率や反応速度が小さいな
どの問題がある。
濃縮廃液の減容方法として上記の脱硝方法にはそれぞれ
、廃ガス系に負荷を与えるＮＯｘ の発生、二次処理の
必要な分解生成物の発生、減容率や反応速度が小さいな
どの問題がある。
【０００８】本発明は上記の事情に鑑みてなされたもの
で、低レベル濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムを
、廃ガス系に負荷を与えるＮＯｘ の発生を生じること
なく比較的短時間で分解・除去して大幅減容するととも
に、分解生成物を再使用して放射性処理系のクローズド
化を計る低レベル濃縮廃液の減容方法を提供することを
目的とする。
で、低レベル濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムを
、廃ガス系に負荷を与えるＮＯｘ の発生を生じること
なく比較的短時間で分解・除去して大幅減容するととも
に、分解生成物を再使用して放射性処理系のクローズド
化を計る低レベル濃縮廃液の減容方法を提供することを
目的とする。
【０００９】［発明の構成］
【００１０】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明の低レベ
ル濃縮廃液の減容方法は、使用済み核燃料の再処理施設
から発生する低レベル濃縮廃液中の硝酸ナトリウムを電
解法により硝酸と水酸化ナトリウムに分解し、これらの
分解生成物を再処理施設で再使用することを特徴とする
。
ル濃縮廃液の減容方法は、使用済み核燃料の再処理施設
から発生する低レベル濃縮廃液中の硝酸ナトリウムを電
解法により硝酸と水酸化ナトリウムに分解し、これらの
分解生成物を再処理施設で再使用することを特徴とする
。
【００１１】
【作用】本発明は、アニオン交換膜およびカチオン交換
膜を設けた電解セルにより低レベル濃縮廃液の主成分で
ある硝酸ナトリウムを酸（硝酸）とアルカリ（水酸化ナ
トリウム）に分解するもので、陽極側では次式の反応に
より、 ２Ｈ２ Ｏ＋４ＮＯ３ − →４ＨＮＯ３ ＋Ｏ２ ↑
酸素ガスと硝酸が生じ、陰極側では次式の反応により、
２Ｈ２ Ｏ＋２Ｎａ＋ →２ＮａＯＨ＋Ｈ２ ↑水素ガ
スと水酸化ナトリウムが発生する。
膜を設けた電解セルにより低レベル濃縮廃液の主成分で
ある硝酸ナトリウムを酸（硝酸）とアルカリ（水酸化ナ
トリウム）に分解するもので、陽極側では次式の反応に
より、 ２Ｈ２ Ｏ＋４ＮＯ３ − →４ＨＮＯ３ ＋Ｏ２ ↑
酸素ガスと硝酸が生じ、陰極側では次式の反応により、
２Ｈ２ Ｏ＋２Ｎａ＋ →２ＮａＯＨ＋Ｈ２ ↑水素ガ
スと水酸化ナトリウムが発生する。
【００１２】このような電解処理においては、低レベル
濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムが分解・除去さ
れ廃棄物の大幅減容を計ることができる。また、発生ガ
スは酸素ガスと水素ガスであり、ＮＯｘ のような廃ガ
ス処理系に負担をかける有害ガスは排出されない。さら
に、分解生成物である硝酸は使用済み核燃料の再処理主
工程などにリサイクルされ、水酸化ナトリウムは溶媒洗
浄工程荷送り再使用するか、余剰分はガラスの原料とし
て処理することにより、システムのクローズド化、およ
び酸、アルカリの有効利用を計ることができる。
濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムが分解・除去さ
れ廃棄物の大幅減容を計ることができる。また、発生ガ
スは酸素ガスと水素ガスであり、ＮＯｘ のような廃ガ
ス処理系に負担をかける有害ガスは排出されない。さら
に、分解生成物である硝酸は使用済み核燃料の再処理主
工程などにリサイクルされ、水酸化ナトリウムは溶媒洗
浄工程荷送り再使用するか、余剰分はガラスの原料とし
て処理することにより、システムのクローズド化、およ
び酸、アルカリの有効利用を計ることができる。
【００１３】
【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。図１に本発明による低レベル濃縮廃液の
処理工程の概要をブロック図で示す。この図に示すよう
に、低レベル濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムは
電解処理工程３１において硝酸３２と水酸化ナトリウム
３３に分解され、硝酸３２は主工程に、水酸化ナトリウ
ム３３は溶媒洗浄工程やガラス固化工程などにそれぞれ
再使用される。また、電解処理工程３１において発生す
るガスはＮＯｘ のないオフガス３４として廃ガス系に
送られる。なお、電解セルの性能により分解率が低い場
合は液をリサイクルして処理をバッチ単位で行う。この
ようにして電解処理により脱硝された濃縮廃液３５は放
射能レベルが高くなるので脱硝体３６として回収し別途
処理する。
いて説明する。図１に本発明による低レベル濃縮廃液の
処理工程の概要をブロック図で示す。この図に示すよう
に、低レベル濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムは
電解処理工程３１において硝酸３２と水酸化ナトリウム
３３に分解され、硝酸３２は主工程に、水酸化ナトリウ
ム３３は溶媒洗浄工程やガラス固化工程などにそれぞれ
再使用される。また、電解処理工程３１において発生す
るガスはＮＯｘ のないオフガス３４として廃ガス系に
送られる。なお、電解セルの性能により分解率が低い場
合は液をリサイクルして処理をバッチ単位で行う。この
ようにして電解処理により脱硝された濃縮廃液３５は放
射能レベルが高くなるので脱硝体３６として回収し別途
処理する。
【００１４】図２に本発明による電解処理およびその回
収プロセスの装置の一実施例を示す。この装置において
濃縮廃液タンク４１から硝酸ナトリウムを約２０ｗｔ％
含む廃液が供給タンク４２に送られ、ここから電解セ
ル４３へポンプ４４を介して循環供給される。電解セル
４３は陽極４５側にアニオン交換膜４６、陰極４７側に
カチオン交換膜４８を備えており、電解セル４３へ供給
された廃液中の硝酸ナトリウムは、図３に示すような反
応で硝酸と水酸化ナトリウムに分解される。すなわち、
アニオン交換膜４６で仕切られた陽極４５には硝酸が、
カチオン交換膜４８で仕切られた陰極４７には水酸化ナ
トリウムが生成する。硝酸、水酸化ナトリウム両溶液と
もそれぞれ専用の硝酸タンク４９、水酸化ナトリウムタ
ンク５０に回収され、発生した酸素ガス５１、水素ガス
５２は系外に放出される。なお、供給タンク４２および
電解セル４３の両電極側には熱電対５３およびヒータ５
４が設置され、それぞれ最適温度に調整される。
収プロセスの装置の一実施例を示す。この装置において
濃縮廃液タンク４１から硝酸ナトリウムを約２０ｗｔ％
含む廃液が供給タンク４２に送られ、ここから電解セ
ル４３へポンプ４４を介して循環供給される。電解セル
４３は陽極４５側にアニオン交換膜４６、陰極４７側に
カチオン交換膜４８を備えており、電解セル４３へ供給
された廃液中の硝酸ナトリウムは、図３に示すような反
応で硝酸と水酸化ナトリウムに分解される。すなわち、
アニオン交換膜４６で仕切られた陽極４５には硝酸が、
カチオン交換膜４８で仕切られた陰極４７には水酸化ナ
トリウムが生成する。硝酸、水酸化ナトリウム両溶液と
もそれぞれ専用の硝酸タンク４９、水酸化ナトリウムタ
ンク５０に回収され、発生した酸素ガス５１、水素ガス
５２は系外に放出される。なお、供給タンク４２および
電解セル４３の両電極側には熱電対５３およびヒータ５
４が設置され、それぞれ最適温度に調整される。
【００１５】このような構成の装置において、アニオン
交換膜４６およびカチオン交換膜４８にバイレイヤーの
フッ素系アニオン交換膜およびフッ素系カチオン交換膜
を用いて、３０Ａ／ｄｍ２ 、電解温度８０℃程度で電
流効率 ６０％以上が得られ、約 ２５％の硝酸および
約 ２０％の水酸化ナトリウムを回収することができた
。これらの濃度は再処理施設で再使用可能であることと
、また最終硝酸ナトリウム濃度を約１／１０に下げるこ
とができ、廃棄物の発生量をやはり１／１０程度にでき
ることがわかった。
交換膜４６およびカチオン交換膜４８にバイレイヤーの
フッ素系アニオン交換膜およびフッ素系カチオン交換膜
を用いて、３０Ａ／ｄｍ２ 、電解温度８０℃程度で電
流効率 ６０％以上が得られ、約 ２５％の硝酸および
約 ２０％の水酸化ナトリウムを回収することができた
。これらの濃度は再処理施設で再使用可能であることと
、また最終硝酸ナトリウム濃度を約１／１０に下げるこ
とができ、廃棄物の発生量をやはり１／１０程度にでき
ることがわかった。
【００１６】上記実施例から明らかなように、硝酸ナト
リウムを主成分とする低レベル濃縮廃液を電解セルで処
理することにより、硝酸ナトリウムが硝酸と水酸化ナト
リウムに分解し、低レベル放射性廃棄物の大幅な減容が
可能となる。また、分離回収した酸（硝酸）とアルカリ
（水酸化ナトリウム）はシステム内で再使用することが
可能なので、経済的であるとともに、放射能のクローズ
ド化を計って放射性物質の系外への放散を防ぐことがで
きる。さらに、この電解処理で発生するオフガスは酸素
と水素のみであり、ＮＯｘ のような有害ガスは含まれ
ないので、ガスの処理設備に負担をかけることがない。
リウムを主成分とする低レベル濃縮廃液を電解セルで処
理することにより、硝酸ナトリウムが硝酸と水酸化ナト
リウムに分解し、低レベル放射性廃棄物の大幅な減容が
可能となる。また、分離回収した酸（硝酸）とアルカリ
（水酸化ナトリウム）はシステム内で再使用することが
可能なので、経済的であるとともに、放射能のクローズ
ド化を計って放射性物質の系外への放散を防ぐことがで
きる。さらに、この電解処理で発生するオフガスは酸素
と水素のみであり、ＮＯｘ のような有害ガスは含まれ
ないので、ガスの処理設備に負担をかけることがない。
【００１７】
【発明の効果】上述したように本発明によれば、従来設
計では硝酸ナトリウムの中間貯蔵体として中間貯蔵する
方針であり、これまで発生量が非常に多いと考えられて
いた低レベル放射性廃棄物の大幅な減容が可能となる。 また、分解生成物である硝酸および水酸化ナトリウムを
システム内で再使用することができ、かつＮＯｘ のよ
うな有害ガスを発生しないので、廃ガスや放射性廃棄物
の処理設備に負担をかけることが少なく、経済的である
。
計では硝酸ナトリウムの中間貯蔵体として中間貯蔵する
方針であり、これまで発生量が非常に多いと考えられて
いた低レベル放射性廃棄物の大幅な減容が可能となる。 また、分解生成物である硝酸および水酸化ナトリウムを
システム内で再使用することができ、かつＮＯｘ のよ
うな有害ガスを発生しないので、廃ガスや放射性廃棄物
の処理設備に負担をかけることが少なく、経済的である
。
【図１】本発明による低レベル濃縮廃液の処理工程の概
要を示すブロック図である。
要を示すブロック図である。
【図２】本発明にかかる電解処理およびその回収プロセ
スの装置の一実施例を示す系統図である。
スの装置の一実施例を示す系統図である。
【図３】図２の電解セルにおける反応を説明する図であ
る。
る。
【図４】ＳＲＰ方式の脱硝プロセスを示すフロー図であ
る。
る。
【図５】溶融塩による脱硝装置例を示す断面図である。
【図６】バイオ脱硝方式の装置例を断面的に示す図であ
る。
る。
４１………濃縮廃液タンク
４２………供給タンク
４３………電解セル
４４………ポンプ
４５………陽極
４６………アニオン交換膜
４７………陰極
４８………カチオン交換膜
４９………硝酸タンク
５０………水酸化ナトリウムタンク
５１………酸素ガス
５２………水素ガス
Claims (1)
- 【請求項１】 使用済み核燃料の再処理施設から発生
する低レベル濃縮廃液中の硝酸ナトリウムを電解法によ
り硝酸と水酸化ナトリウムに分解し、これらの分解生成
物を再処理施設で再使用することを特徴とする低レベル
濃縮廃液の減容方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3046764A JP2731299B2 (ja) | 1991-03-12 | 1991-03-12 | 低レベル濃縮廃液の減容方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3046764A JP2731299B2 (ja) | 1991-03-12 | 1991-03-12 | 低レベル濃縮廃液の減容方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04283700A true JPH04283700A (ja) | 1992-10-08 |
| JP2731299B2 JP2731299B2 (ja) | 1998-03-25 |
Family
ID=12756406
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3046764A Expired - Fee Related JP2731299B2 (ja) | 1991-03-12 | 1991-03-12 | 低レベル濃縮廃液の減容方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2731299B2 (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0772205A3 (en) * | 1995-11-01 | 1997-12-17 | Douryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyoudan | Process for treatment of radioactive waste |
| JPH11109093A (ja) * | 1997-09-30 | 1999-04-23 | Jgc Corp | 硝酸ソーダ含有廃棄物のセメント固化処理方法 |
| EP1975945A1 (en) * | 2006-01-19 | 2008-10-01 | Japan nuclear fuel limite | Sodium salt recycling system for use in wet reprocessing of used nuclear fuel |
| WO2009072443A1 (ja) | 2007-12-05 | 2009-06-11 | Jgc Corporation | 放射性廃液の処理方法および処理装置 |
| WO2010116591A1 (ja) | 2009-04-08 | 2010-10-14 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理方法および処理装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0339698A (ja) * | 1989-07-07 | 1991-02-20 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | ＮａＮＯ↓３を含む廃液の処理法 |
-
1991
- 1991-03-12 JP JP3046764A patent/JP2731299B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0339698A (ja) * | 1989-07-07 | 1991-02-20 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | ＮａＮＯ↓３を含む廃液の処理法 |
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| WO2009072443A1 (ja) | 2007-12-05 | 2009-06-11 | Jgc Corporation | 放射性廃液の処理方法および処理装置 |
| US8476481B2 (en) | 2007-12-05 | 2013-07-02 | Jgc Corporation | Method for treating radioactive liquid waste and apparatus for the same |
| WO2010116591A1 (ja) | 2009-04-08 | 2010-10-14 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理方法および処理装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2731299B2 (ja) | 1998-03-25 |
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