JPH0611599A - Processing method for radioactive waste and processing equipment - Google Patents
Processing method for radioactive waste and processing equipmentInfo
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- JPH0611599A JPH0611599A JP5709291A JP5709291A JPH0611599A JP H0611599 A JPH0611599 A JP H0611599A JP 5709291 A JP5709291 A JP 5709291A JP 5709291 A JP5709291 A JP 5709291A JP H0611599 A JPH0611599 A JP H0611599A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、放射性廃棄物の処理方
法及び前処理設備に係り、特に原子力発電所から発生す
る液状又はスラッジ状（粉状又は粒状の使用済イオン交
換樹脂等）の放射性廃棄物を長期にわたり安定にかつ簡
易に最終処分するのに好適な放射性廃棄物の処理方法及
び前処理設備に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method of treating radioactive waste and a pretreatment facility, and in particular, a liquid or sludge-like (powder or granular used ion exchange resin, etc.) radioactive substance generated from a nuclear power plant. The present invention relates to a radioactive waste treatment method and a pretreatment facility suitable for stable and simple final disposal of waste over a long period of time.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電所から発生する液状又はスラ
ッジ状の放射性廃棄物は減容処理されてドラム缶等の容
器にセメント等の固形化材料により固定化され、埋設処
分施設に長期に安定に保管することが考えられている。2. Description of the Related Art Liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant is reduced in volume, fixed in a container such as a drum with solidifying material such as cement, and stored stably in a landfill facility for a long period of time. It is thought to do.
【０００３】ところで、原子炉中では炉水中のＯ−１７
等が中性子により放射化されて、Ｃ−１４（放射性の炭
素）が発生することは良く知られている。また、発生し
たＣ−１４は、水中では安定なＣＯ3 -2 (炭酸イオン)な
いしはＣmＨn（炭化水素）としてとして存在するものと
考えられており、そのほとんどが排ガス系へ排出されて
しまうものと考えられている。このため、Ｃ−１４の除
去分離に関する技術として、原子力発電所の排ガス系に
おいてＣ−１４を監視ないしは除去する技術が提案され
ている（例えば特開昭58−71493号公報，特開昭57−123
98号公報，特開昭60−91296号公報，特開昭61−61098号
公報，特開昭55−65200号公報等）。By the way, in a nuclear reactor, O-17 in reactor water is used.
It is well known that C-14 (radioactive carbon) is generated by activating neutrons with neutrons. Further, the generated C-14 is considered to exist as stable CO 3 -2 (carbonate ion) or C m H n (hydrocarbon) in water, and most of it is discharged to the exhaust gas system. It is considered to end up. Therefore, as a technique related to removal and separation of C-14, a technique of monitoring or removing C-14 in an exhaust gas system of a nuclear power plant has been proposed (for example, Japanese Patent Laid-Open Nos. 58-71493 and 57-57). one two Three
98, JP-A-60-91296, JP-A-61-61098, JP-A-55-65200).
【０００４】[0004]
【発明が解決しようとする課題】上述のように、従来
は、原子炉内で発生したＣ-１４が全てＣＯ2（炭酸ガ
ス）ないしはＣmＨn（炭化水素）として排ガス系へ排出
されるものと考えられている。このため、排ガス系のモ
ニタリング技術、排ガス系におけるＣ−１４の除去技術
が提案されてきた。As described above, conventionally, all the C-14 generated in the nuclear reactor is discharged to the exhaust gas system as CO 2 (carbon dioxide gas) or C m H n (hydrocarbon). Is believed to be. Therefore, an exhaust gas system monitoring technology and an exhaust gas system C-14 removal technology have been proposed.
【０００５】しかし、Ｃ−１４については排ガス系へ放
出されるのは、発生量の８０〜９０％程度であり、残り
の１０〜２０％は次プロセス（復水系）以降へ持込まれ
ることが確認された。However, it is confirmed that about 80 to 90% of the generated amount of C-14 is discharged to the exhaust gas system, and the remaining 10 to 20% is carried to the subsequent process (condensation system) and thereafter. Was done.
【０００６】即ち、原子炉で発生したＣ−１４は、ほと
んどがＣＯ2 ，ＣmＨnという形態を取り、そのほとんど
はＣＯ2 の形で原子炉から蒸気系（タービン）へ移行す
る。蒸気系へ移行したＣＯ2は、復水に溶解し水中では
下記の様に、ＣＯ3 2-（炭酸イオン）およびＨＣＯ
3 -（炭酸水素イオン）として存在するものと考えられ
る。That is, most of C-14 generated in a nuclear reactor takes the form of CO 2 and C m H n , and most of it transfers from the nuclear reactor to the steam system (turbine) in the form of CO 2 . The CO 2 that has transferred to the steam system dissolves in the condensate water, and in water, as described below, CO 3 2- (carbonate ion)
3 - is considered to be present as (bicarbonate ions).
【０００７】[0007]
【化１】 [Chemical 1]
【０００８】[0008]
【化２】 [Chemical 2]
【０００９】[0009]
【化３】 [Chemical 3]
【００１０】このため、Ｃ−１４の一部は、復水浄化系
まで移行しイオン交換樹脂に捕捉される。この結果、復
水浄化系で使用されるイオン交換樹脂は、復水中にＣＯ
3 2-（炭酸イオン）ないしはＨＣＯ3 -（炭酸水素イオ
ン）として存在するＣ−１４を捕捉して濃縮することと
なる。沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲプラント）の場
合、復水浄化系は、通常復水中の固形状不純物のろ過を
目的とした粉状樹脂塔(復水ろ過器）とイオン成分不純
物の除去を目的とした粒状樹脂塔(復水脱塩器）より構
成されている。復水浄化系で除去されたＣ−１４は、こ
れら粒状イオン交換樹脂，粉状イオン交換樹脂に濃縮さ
れることとなる。Therefore, a part of C-14 moves to the condensate purification system and is captured by the ion exchange resin. As a result, the ion exchange resin used in the condensate purification system is
C-14 existing as 3 2− (carbonic acid ion) or HCO 3 − (hydrogen carbonate ion) is captured and concentrated. In the case of a boiling water nuclear power plant (BWR plant), the condensate purification system usually aims at removing a powdery resin tower (condensate filter) for filtering solid impurities in condensate and removing ionic impurities. It consists of a granular resin tower (condensate demineralizer). The C-14 removed in the condensate purification system will be concentrated in these granular ion exchange resins and powdery ion exchange resins.
【００１１】また、粒状イオン交換樹脂は交換能力が低
下すると再生して再利用するため、この濃縮されたＣ−
１４は、イオン交換樹脂の再生時に、再生液（再生廃
液）側へ移行する。この再生廃液は他の廃液と合わせ
て、濃縮器で濃縮されて濃縮廃液となる。この際にＣ−
１４の一部は、濃縮器の蒸気側へ移行するが、濃縮廃液
側へもＣ−１４は濃縮されて残存する。Further, the granular ion exchange resin is regenerated and reused when the exchange capacity is deteriorated, so that the concentrated C-
No. 14 moves to the regeneration liquid (regeneration waste liquid) side when regenerating the ion exchange resin. This recycled waste liquid is concentrated in a concentrator together with other waste liquids to become a concentrated waste liquid. At this time C-
A part of 14 is transferred to the vapor side of the concentrator, but C-14 is also concentrated and remains on the concentrated waste liquid side.
【００１２】また、復水浄化系で使用されたイオン交換
樹脂（粒状，粉状）は、所定の性能を発揮できなくなる
と、廃棄されタンクに貯蔵されることとなるが、このイ
オン交換樹脂の廃棄時には再生操作を実施しないため、
イオン交換樹脂はＣ−１４を捕捉して濃縮している。The ion exchange resin (granular or powdery) used in the condensate purification system will be discarded and stored in a tank when the predetermined performance cannot be achieved. Since the recycling operation is not carried out at the time of disposal,
The ion exchange resin captures and concentrates C-14.
【００１３】加圧水型原子力プラント（ＰＷＲプラン
ト）でも原子炉においてＣ−１４が発生する。そのほと
んどは、原子炉水の脱ガス操作により排ガス処理系へ排
出される。しかし、原子炉余剰水や機器ドレン等とし
て、Ｃ−１４を含有した廃液が発生する。これらの廃液
はＣ−１４を含有したままＢＷＲプラントと同様に濃縮
処理される。C-14 is also generated in a nuclear reactor in a pressurized water nuclear power plant (PWR plant). Most of them are discharged to the exhaust gas treatment system by degassing operation of reactor water. However, a waste liquid containing C-14 is generated as reactor excess water, equipment drain, and the like. These waste liquids are concentrated while containing C-14 as in the BWR plant.
【００１４】また、ＢＷＲおよびＰＷＲプラントにおい
ては原子炉炉水を浄化するために、浄化設備が設けられ
ている。従来は、炉内で発生したＣ−１４はガス系へ移
行し炉水浄化系のイオン交換樹脂には捕捉されないもの
と考えられていたが、現実には、ＢＷＲプラントの復水
浄化系と同様に、炉水浄化系のイオン交換樹脂に捕捉さ
れ濃縮される。In the BWR and PWR plants, purification equipment is provided to purify reactor water. Conventionally, it was thought that C-14 generated in the reactor was transferred to the gas system and was not captured by the ion exchange resin in the reactor water purification system, but in reality, it is similar to the condensate purification system in the BWR plant. Then, it is captured and concentrated by the ion exchange resin of the reactor water purification system.
【００１５】以上のように、原子炉炉心で発生したＣ−
１４は、かなりの部分が排ガス系より排出されるものの
プラント内の各浄化系に濃縮されることが分かった。As described above, C- generated in the reactor core
It was found that 14 is concentrated in each purification system in the plant, although a large part is emitted from the exhaust gas system.
【００１６】また、Ｃ−１４は、他のＣｏ−６０，Ｃｓ
−１３７等のγ線核種に比べると濃度はかなり低くプラ
ント内での作業者のひばくの観点からは、ほとんど影響
がなく、従来はプラント内においてほとんど問題視され
ていなかった。しかし、Ｃ−１４の半減期は５７３０年
と非常に長いため、放射性廃棄物の埋設処分時の評価上
重要な核種として近年注目を集めるようになった。C-14 is another Co-60, Cs.
The concentration is considerably lower than that of γ-ray nuclides such as -137 and the like, and there is almost no influence from the viewpoint of the operator's exposure in the plant, and in the past, it was hardly regarded as a problem in the plant. However, since C-14 has a very long half-life of 5730 years, it has recently been attracting attention as an important nuclide for evaluation when burying radioactive waste.
【００１７】埋設処分施設へ埋設された放射性廃棄物
は、廃棄物固形化材，埋設充填材，コンクートピット等
の人工バリアーと土壌等の天然バリアにより人間環境よ
り隔離される。これらのバリアは、廃棄物中の放射性物
質が人間環境へ戻ってくるまでの時間を長くする機能を
要求されている。これにより放射性物質（核種）は、各
バリアを通過して人間環境へ戻るまでにほとんどが減衰
してしまい人間環境へ影響を与えない。しかし、半減期
の非常に長い放射性物質（核種）は減衰効果があまり期
待できないため、放射性廃棄物の埋設処分時に評価上重
要な核種となる。このため、Ｃ−１４のように半減期の
特に長い核種については、より保持効果の大きいバリア
機能を付与する必要がある。このように半減期が非常に
長く評価上重要となる核種としては、Ｃ−１４が支配的
であることが分かった。The radioactive waste buried in the landfill facility is isolated from the human environment by artificial barriers such as waste solidifying material, buried filler, concrete pits and natural barriers such as soil. These barriers are required to have a function of prolonging the time required for radioactive substances in waste to return to the human environment. As a result, most of the radioactive material (nuclide) is attenuated by the time it passes through each barrier and returns to the human environment, and does not affect the human environment. However, since radioactive materials (nuclides) with a very long half-life cannot be expected to have a dampening effect, they are important nuclides for evaluation when burying radioactive waste in the landfill. Therefore, it is necessary to impart a barrier function having a larger retention effect to nuclides having a particularly long half-life such as C-14. As described above, it was found that C-14 is dominant as a nuclide having a very long half-life and important for evaluation.
【００１８】Ｃ−１４は上述のように、水中ではＣＯ3
2-，ＨＣＯ3 - の様に負電荷のイオンとして存在する。
埋設処分後、Ｃ−１４は地下水等にふれた場合も負電荷
のイオンとして存在するが、自然界には、負電荷の物質
を強力に吸着する物質が少なく、Ｃｏ−６０，Ｃｓ−１
３７等の正電荷イオンに比べ、Ｃ−１４に対しては人
工，天然バリアの作用効果が弱いため、現在は充分な人
工バリアを設ける処分施設の設計となっている。As mentioned above, C-14 is CO 3 in water.
2-, HCO 3 - present as ions of negative charge like a.
After being disposed of, C-14 exists as negatively charged ions even when it is exposed to groundwater, but in nature, there are few substances that strongly adsorb negatively charged substances, and Co-60 and Cs-1.
Since the action effect of artificial and natural barriers on C-14 is weaker than that of positively charged ions such as 37, the disposal facility is currently designed to have a sufficient artificial barrier.
【００１９】本発明の目的は、原子力発電所から発生す
る液状の放射性廃棄物又はスラッジ状の放射性廃棄物
（粉状若しくは粒状の使用済イオン交換樹脂など）を長
期にわたり安定にかつ簡易に処分することができる放射
性廃棄物の処理方法および放射性廃棄物前処理設備を提
供することにある。The object of the present invention is to stably and easily dispose of liquid radioactive waste or sludge-like radioactive waste (powdered or granular used ion exchange resin, etc.) generated from a nuclear power plant for a long period of time. The object of the present invention is to provide a radioactive waste treatment method and a radioactive waste pretreatment facility that can be used.
【００２０】本発明の他の目的は、原子力発電所から発
生する液状又はスラッジ状の放射性廃棄物にＣ−１４が
混入するのを低減することが可能な原子力発電プラント
を提供することにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant capable of reducing contamination of liquid or sludge-like radioactive waste produced by a nuclear power plant with C-14.
【００２１】[0021]
【課題を解決するための手段】上記目的は、原子力発電
所から発生する液状又はスラッジ状の放射性廃棄物に対
し予めＣ−１４の分離操作を行い、Ｃ−１４が分離され
た放射性廃棄物を減容処理して容器等に固形化材等によ
り固定化することにより達成される。The above-mentioned object is to carry out a C-14 separation operation in advance on liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant, and to remove the radioactive waste from which C-14 has been separated. This can be achieved by reducing the volume and fixing it in a container or the like with a solidifying material or the like.
【００２２】放射性廃棄物から分離されたＣ−１４は収
集し不溶解性の炭酸塩にする等固定化することが望まし
い。It is desirable that C-14 separated from radioactive waste is collected and immobilized such as an insoluble carbonate.
【００２３】放射性廃棄物からＣ−１４を分離する方法
としては、放射性廃棄物のｐＨを酸性側に調整する方
法，非放射性の炭酸ガスを放射性廃棄物に供給する方
法，放射性廃棄物のｐＨを調整しながら炭酸イオンと不
溶解性の炭酸塩を形成する物質を放射性廃棄物に添加す
る方法などが有る。As the method for separating C-14 from radioactive waste, the method of adjusting the pH of the radioactive waste to the acidic side, the method of supplying non-radioactive carbon dioxide gas to the radioactive waste, and the pH of the radioactive waste are used. There is a method of adding a substance that forms an insoluble carbonate with a carbonate ion to radioactive waste while adjusting.
【００２４】ｐＨを調整する方法において、Ｃ−１４の
分離効率を上げるためには放射性廃棄物を覆う雰囲気若
しくは放射性廃棄物に炭酸ガスの分圧の低い気体を供給
することが望ましい。In the method of adjusting the pH, it is desirable to supply a gas having a low partial pressure of carbon dioxide to the atmosphere covering the radioactive waste or the radioactive waste in order to increase the separation efficiency of C-14.
【００２５】Ｃ−１４の分離操作はＣ−１４の検出器の
検出限界値以下となるまで行うことが望ましい。It is desirable to carry out the C-14 separation operation until the detection limit value of the C-14 detector is not reached.
【００２６】原子力発電所から発生する使用済イオン交
換樹脂を処理対象とする場合には、使用済イオン交換樹
脂から炭酸イオン及び炭酸水素イオンの分離操作を行っ
てから使用済イオン交換樹脂を焼却処理又はセメント等
の固形化材料で容器内に固定化処理することが望まし
い。When the used ion exchange resin generated from a nuclear power plant is to be treated, the used ion exchange resin is incinerated after separating the carbonate ion and the hydrogen carbonate ion from the used ion exchange resin. Alternatively, it is desirable to perform a fixing treatment in a container with a solidified material such as cement.
【００２７】使用済イオン交換樹脂からの炭酸イオン等
の分離操作はアニオンイオン交換樹脂に対しのみ行うよ
うにすることが効率的で、ＮａＯＨ溶液を使用済のアニ
オンイオン交換樹脂に添加し、そしてＮａＯＨ溶液から
使用済のアニオンイオン交換樹脂を分離することによっ
て行うことができる。It is efficient to separate carbonate ions and the like from the used ion-exchange resin only for the anion-ion exchange resin. A NaOH solution is added to the used anion-exchange resin, and NaOH is added. This can be done by separating the used anion ion exchange resin from the solution.
【００２８】イオン交換樹脂の再生廃液を濃縮処理する
場合には、一旦再生廃液を酸性側に調整してから弱アル
カリ性に調整し濃縮処理することが望ましい。In the case of concentrating the regenerated waste liquid of the ion exchange resin, it is desirable that the regenerated waste liquid is once adjusted to an acidic side and then adjusted to be weakly alkaline and then concentrated.
【００２９】原子力発電所から発生する液状の放射性廃
棄物に有機物の形態としてＣ−１４が存在する場合に
は、放射性廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水とに分解す
る操作を行ってから放射性廃棄物を減容して容器内に固
定化することが望ましい。When C-14 is present in the form of organic matter in the liquid radioactive waste generated from the nuclear power plant, the radioactive material is decomposed into carbon dioxide gas and water after the operation to decompose the organic matter in the radioactive waste. It is desirable to reduce the volume of waste and immobilize it in the container.
【００３０】この有機物の炭酸ガスと水への分解はオゾ
ンを放射性廃棄物に供給することによって行うことがで
きる。The decomposition of the organic matter into carbon dioxide gas and water can be carried out by supplying ozone to the radioactive waste.
【００３１】この有機物の分解は放射性廃棄物中の全有
機炭素量が所定値以下となるまで行うことが望ましい。It is desirable to decompose the organic matter until the total amount of organic carbon in the radioactive waste falls below a predetermined value.
【００３２】また、有機物の分解操作を行った放射性廃
棄物に対し上記のｐＨ調整，不溶解性の炭酸塩を形成す
る物質の添加，非放射性の炭酸ガスの供給等を行うこと
が望ましい。Further, it is desirable to perform the above pH adjustment, addition of a substance that forms an insoluble carbonate salt, supply of non-radioactive carbon dioxide gas, etc. to the radioactive waste obtained by decomposing the organic matter.
【００３３】又、本発明の他の目的は、原子炉、該原子
炉で発生した蒸気により駆動されるタービン、該タービ
ンからの蒸気を凝縮させる復水器、該復水器からの復水
を浄化する浄化設備及び該浄化設備で浄化された復水を
原子炉に給水する給水設備を有する沸騰水型原子力発電
プラントにおいて、復水器内の復水に炭酸ガスを供給す
る設備を設けることによって達成することができる。Another object of the present invention is to provide a reactor, a turbine driven by steam generated in the reactor, a condenser for condensing steam from the turbine, and condensate from the condenser. In a boiling water nuclear power plant having a purification equipment for purification and a water supply equipment for supplying condensed water purified by the purification equipment to a reactor, by providing equipment for supplying carbon dioxide gas to the condensate in the condenser Can be achieved.
【００３４】[0034]
【作用】放射性廃棄物からＣ−１４を分離して必要に応
じ減容処理等をして容器等に固定化すれば、この放射性
廃棄物には半減期の長いＣ−１４が含まれていないの
で、安定にかつ簡易に埋設施設内に保管することができ
る。また、半減期の長い放射性核種であるＣ−１４につ
いては、より安定な不溶性化合物（難水溶性物質）とす
るなどして、より保持効果の高いバリア機能を付与する
ことにより、Ｃ−１４をより長期にわたり安定に埋設施
設内に保持することができる。その結果、埋設施設（人
工バリア）の負荷の軽減も図ることができる。If C-14 is separated from the radioactive waste, and if necessary, the volume is reduced and fixed in a container, the radioactive waste does not contain C-14 having a long half-life. Therefore, it can be stably and easily stored in the buried facility. Regarding C-14, which is a radionuclide with a long half-life, C-14 is provided by imparting a barrier function with a higher retention effect, for example, by making it a more stable insoluble compound (a poorly water-soluble substance). It can be stably held in the buried facility for a longer period. As a result, the load on the buried facility (artificial barrier) can be reduced.
【００３５】また、復水系へ持込まれるＣ−１４は炭酸
イオン，炭酸水素イオンとして復水に溶解するため、外
部より非放射性の炭酸ガス（ＣＯ2 ガス）を供給するこ
とにより、同位体効果の作用を利用してＣ−１４が復水
に溶解することを防止または復水から追い出してＣ−１
４を排ガス系へ排出させ、液状又はスラッジ状の放射性
廃棄物にＣ−１４が混入するのを低減させることができ
る。Further, since C-14 carried into the condensate system dissolves in the condensate as carbonate ions and hydrogen carbonate ions, by supplying non-radioactive carbon dioxide gas (CO 2 gas) from the outside, an isotope effect can be obtained. Use of action to prevent C-14 from dissolving in condensate or expel it from condensate
4 can be discharged to the exhaust gas system to reduce the contamination of liquid or sludge-like radioactive waste with C-14.
【００３６】[0036]
【実施例】Ｃ−１４の放射性廃棄物処理系への移行経路
は、復水ろ過器，復水脱塩器中のイオン交換樹脂に吸着
濃縮されて移行するケースと、復水脱塩器のイオン交換
樹脂に吸着濃縮した後にイオン交換樹脂の再生操作によ
り再生廃液側へ移り、濃縮廃液へと移行していくケース
がある。両ケースともＣ−１４は、そのほとんどが炭酸
イオン，炭酸水素イオンとして存在している。[Example] The transfer route of C-14 to the radioactive waste treatment system is as follows: the case where the C-14 is adsorbed and concentrated on the ion exchange resin in the condensate filter and the condensate demineralizer, and the case of the condensate demineralizer. In some cases, after adsorbing and concentrating on the ion-exchange resin, the ion-exchange resin is regenerated to move to the regeneration waste liquid side and then to the concentrated waste liquid. In both cases, most of C-14 exists as carbonate ions and hydrogen carbonate ions.
【００３７】先ず、イオン交換樹脂の再生廃液の処理に
ついて説明する。First, the treatment of the waste liquid for recycling the ion exchange resin will be described.
【００３８】イオン交換樹脂は、通常アニオンイオン交
換樹脂とカチオンイオン交換樹脂とを混ぜて使用してい
る。一方、イオン交換樹脂の再生操作は、イオン交換樹
脂をアニオンイオン交換樹脂とカチオンイオン交換樹脂
とに分離した後に、アニオンイオン交換樹脂にはＮａＯ
Ｈ溶液を、カチオンイオン交換樹脂にはＨ2ＳＯ4溶液を
用いて再生操作を行う。アニオンイオン交換樹脂の再生
操作は５〜１０％程度のＮａＯＨ溶液をアニオンイオン
交換樹脂１ｍ3当り１〜５ｍ3程度用いて行う。通常はこ
のような再生操作によりイオン交換樹脂を再利用する。The ion exchange resin is usually used by mixing an anion ion exchange resin and a cation ion exchange resin. On the other hand, in the regeneration operation of the ion exchange resin, after the ion exchange resin is separated into an anion ion exchange resin and a cation ion exchange resin, NaO is added to the anion ion exchange resin.
The H solution is regenerated by using a H 2 SO 4 solution as the cation ion exchange resin. Regenerating operation of the anion ion exchange resin performs NaOH solution about 5 to 10% using an anion ion exchange resin 1 m 3 per 1 to 5 m 3 degrees. Usually, the ion exchange resin is reused by such a regeneration operation.
【００３９】炭酸イオン等はアニオンイオン交換樹脂に
捕捉されているので、イオン交換樹脂に炭酸水素イオン
ないしは炭酸イオンとして付着していたＣ−１４のほと
んどはこの再生操作により再生廃液側へ移行する。つま
りアニオンイオン交換樹脂を再生したＮａＯＨを主成分
とする再生廃液中には樹脂から分離されたＣ−１４が炭
酸イオン，炭酸水素イオンの形で含有されている。従
来、再生廃液はアニオンイオン交換樹脂を再生したＮａ
ＯＨを主成分とする再生液液とカチオンイオン交換樹脂
を再生したＨ2ＳＯ4を主成分とする再生廃液とを混ぜて
互いに中和してＮａ2ＳＯ4を主成分とする廃液としてこ
の後濃縮処理している。濃縮器の腐食を防いで健全性を
保ちながら濃縮処理を施すために廃液は弱アルカリ性
（ｐＨ８〜１０程度）に調整されている。このため、炭
酸ガスはアルカリ性の溶液に良く溶解するので、Ｃ−１
４は廃液中にずっと存在することとなる。Since carbonate ions and the like are trapped by the anion ion exchange resin, most of C-14 adhering to the ion exchange resin as hydrogen carbonate ions or carbonate ions is transferred to the regeneration waste liquid side by this regeneration operation. That is, C-14 separated from the resin is contained in the form of carbonate ion or hydrogencarbonate ion in the recycled waste liquid containing NaOH as the main component, which is obtained by recycling the anion ion exchange resin. Conventionally, the reclaimed waste liquid is Na regenerated from anion ion exchange resin.
After that, a regeneration liquid containing OH as a main component and a regeneration waste liquid containing H 2 SO 4 as a main component regenerated from a cation ion exchange resin are mixed and neutralized to obtain a waste liquid containing Na 2 SO 4 as a main component. Concentrated. The waste liquid is adjusted to be weakly alkaline (pH of about 8 to 10) in order to prevent corrosion of the concentrator and perform the concentration treatment while maintaining its soundness. Therefore, since carbon dioxide gas is well dissolved in an alkaline solution, C-1
4 will always be present in the waste liquor.
【００４０】これに対しアニオンイオン交換樹脂を再生
した後のＮａＯＨを主成分とする廃液のｐＨを酸性側、
即ち、ｐＨ７以下に調整することにより、炭酸イオン，
炭酸水素イオンは溶液中に溶解しにくくなるので、炭酸
ガスとして廃液中より追い出すことができ、その結果、
廃液中よりＣ−１４を除去することができる。On the other hand, after the regeneration of the anion ion exchange resin, the pH of the waste liquid containing NaOH as the main component is adjusted to the acidic side,
That is, by adjusting the pH to 7 or less, carbonate ion,
Since hydrogen carbonate ions are less likely to dissolve in the solution, it can be expelled from the waste liquid as carbon dioxide gas, and as a result,
C-14 can be removed from the waste liquid.
【００４１】図１により具体的プロセスを示す。A concrete process is shown in FIG.
【００４２】再生廃液受タンク１５にはアニオンイオン
交換樹脂を再生した再生廃液等が受け入れられている。
この再生廃液はＮａＯＨを主成分とする廃液である。再
生廃液受タンク１５にはＨ2ＳＯ4貯蔵タンク１６からＨ
2ＳＯ4が、ＮａＯＨ貯蔵タンク１７からＮａＯＨが供給
され、再生廃液受タンク１５内の廃液のｐＨを調整でき
るようになっている。また、カチオンイオン交換樹脂を
再生したＨ2ＳＯ4を主成分とする再生廃液が再生廃液受
タンク１８に収容されており、この再生廃液受タンク１
８からＨ2ＳＯ4を主成分とする再生廃液が再生廃液受タ
ンク１５へ供給できるようになっている。The reclaimed waste liquid receiving tank 15 receives the reclaimed waste liquid in which the anion ion exchange resin is regenerated.
This recycled waste liquid is a waste liquid containing NaOH as a main component. The recycled waste liquid receiving tank 15 has H 2 SO 4 storage tank 16
2 SO 4 is supplied with NaOH from the NaOH storage tank 17, and the pH of the waste liquid in the regeneration waste liquid receiving tank 15 can be adjusted. Further, a recycled waste liquid containing H 2 SO 4 which is a recycled recycled cation ion exchange resin is contained in the recycled waste liquid receiving tank 18.
The recycled waste liquid mainly containing H 2 SO 4 can be supplied to the recycled waste liquid receiving tank 15.
【００４３】アニオンイオン交換樹脂の再生廃液はアル
カリ性であるので、その再生廃液中には炭酸イオン，炭
酸水素イオンが良く溶解している。そこで、再生廃液受
タンク１５へＨ2ＳＯ4貯蔵タンク１６からＨ2ＳＯ4を供
給して再生廃液受タンク１５内の廃液を酸性側、即ちｐ
Ｈを７以下に調整し、タンク１５内を撹拌ないしはその
状態で保持する。なお、ｐＨの調整は再生廃液受タンク
１８からＨ2ＳＯ4を主成分とする再生廃液の供給と合わ
せて行うようにしても良い。Since the regeneration waste liquid of the anion ion exchange resin is alkaline, carbonate ions and hydrogen carbonate ions are well dissolved in the regeneration waste liquid. Therefore, H 2 SO 4 is supplied from the H 2 SO 4 storage tank 16 to the regenerated waste liquid receiving tank 15 so that the waste liquid in the regenerated waste liquid receiving tank 15 is on the acidic side, that is, p.
The H is adjusted to 7 or less and the inside of the tank 15 is stirred or maintained in that state. The pH may be adjusted together with the supply of the regeneration waste liquid containing H 2 SO 4 as the main component from the regeneration waste liquid receiving tank 18.
【００４４】図２に炭酸ガス（ＣＯ2 ）の溶解度のｐＨ
依存性を示す。炭酸ガスは溶液中では、炭酸イオン（Ｃ
Ｏ3 2- ）、炭酸水素イオン（ＨＣＯ3 -）等のイオンの形
で存在する。溶液がアルカリ側では、この溶解量がｐＨ
に比例して増加する。この増加の程度は、溶媒の種類に
よって異なる。一方、酸性側では炭酸ガスは空気中の炭
酸ガスの分圧分しか溶解せず溶解量は大幅に少なくな
る。即ち、炭酸イオン，炭酸水素イオンはアルカリには
溶けやすいが、酸には溶けにくい性質を有している。従
って、ｐＨを７以下とすれば、ほとんどの炭酸イオン，
炭酸水素イオンを除去できるので、ｐＨを酸性側に調整
することによって、炭酸イオン，炭酸水素イオンとして
再生廃液中に存在していたＣ−１４を再生廃液から炭酸
ガスとして除去できる。Ｃ−１４が除去されたかどうか
は再生廃液受タンク１５内の廃液をサンプリングして分
析装置４１によりチェックする。分析装置４１では液体
シンチレーションカウンタによりＣ−１４の濃度を検出
するようになっている。FIG. 2 shows the pH of solubility of carbon dioxide (CO 2 ).
Show dependencies. Carbon dioxide gas is a solution of carbonate ions (C
It exists in the form of ions such as O 3 2− ) and hydrogen carbonate ion (HCO 3 − ). When the solution is alkaline, the dissolved amount is pH
Increases in proportion to. The extent of this increase depends on the type of solvent. On the other hand, on the acidic side, carbon dioxide dissolves only in the partial pressure of carbon dioxide in the air, and the amount of dissolution is significantly reduced. That is, carbonate ions and hydrogen carbonate ions have the property of being easily dissolved in alkalis but not easily in acids. Therefore, if the pH is set to 7 or less, most carbonate ions,
Since hydrogen carbonate ions can be removed, by adjusting the pH to the acidic side, C-14, which was present in the regeneration waste liquid as carbonate ions and hydrogen carbonate ions, can be removed from the regeneration waste liquid as carbon dioxide gas. Whether the C-14 has been removed is checked by the analyzer 41 by sampling the waste liquid in the recycled waste liquid receiving tank 15. In the analyzer 41, the liquid scintillation counter detects the concentration of C-14.
【００４５】上述のような前処理が施されて炭酸イオ
ン，炭酸水素イオンの殆どが除去された再生廃液は、Ｎ
ａＯＨ貯蔵タンク１７よりＮａＯＨが供給され、ｐＨが
弱アルカリ（ｐＨ８〜１０）に再調整された後に、廃液
濃縮設備２１へ移送される。このｐＨ調整は、廃液濃縮
設備２１等の腐食を防止するために行われる。なお、こ
のｐＨ調整は、廃液濃縮設備２１において、図に破線で
示したように、カチオンイオン交換樹脂の再生廃液と混
合して、ＮａＯＨ，Ｈ2ＳＯ4により廃液のｐＨを８〜１
０に調整するようにしても良い。ｐＨが調整された再生
廃液は廃液濃縮設備２１において濃縮され減容される。
濃縮処理された再生廃液は、必要に応じて粉体化，ペレ
ット化され、さらに減容される。濃縮処理された放射性
廃棄物は、廃液固化設備２２にて、プラスチック，セメ
ント，アスファルト等の固形化材料でドラム缶等の容器
内に固定化処理され、固化体が製作される。このように
して製作された固化体中には、Ｃ−１４はほとんど存在
せず、Ｃ−１４に対する人工バリア機能を軽減した合理
的な埋設処分施設の適用が可能となる。The regenerated waste liquid from which most of the carbonate ions and hydrogen carbonate ions have been removed by the above pretreatment is N
NaOH is supplied from the aOH storage tank 17, the pH is readjusted to a weak alkali (pH 8 to 10), and then transferred to the waste liquid concentration facility 21. This pH adjustment is performed in order to prevent corrosion of the waste liquid concentration equipment 21 and the like. It should be noted that this pH adjustment is carried out in the waste liquid concentrating facility 21 by mixing with the waste waste liquid of the cation ion exchange resin as shown by the broken line in the figure, and the pH of the waste liquid is adjusted to 8 to 1 with NaOH and H 2 SO 4.
It may be adjusted to zero. The pH of the recycled waste liquid is adjusted in the waste liquid concentrating equipment 21 to reduce its volume.
The reclaimed waste liquid that has been subjected to the concentration treatment is pulverized or pelletized as necessary, and the volume is further reduced. The concentrated radioactive waste is fixed in a container such as a drum in a waste liquid solidifying facility 22 with a solidifying material such as plastic, cement or asphalt to produce a solidified body. C-14 hardly exists in the solidified body produced in this way, and it becomes possible to apply a rational buried disposal facility with a reduced artificial barrier function for C-14.
【００４６】一方、再生廃液受タンク１５において廃液
中から除去されたＣ−１４（炭酸ガス）は、排ガス処理
系１９へ導びかれ、Ｃ−１４の除去処理を施した後排気
スタック２０より、大気中へ放出される。排ガス処理系
１９は、タービン系からの排ガスを処理する排ガス処理
設備（オフガス処理設備）を共用することができる。即
ち、オフガス処理設備では、タービン系からのＣ−１４
も集収されて処理されるので、再生廃液から分離したＣ
−１４をこのオフガス処理設備で処理することができ
る。この排ガス処理系１９の詳細な構成を図３の（ａ）
に示す。On the other hand, C-14 (carbon dioxide gas) removed from the waste liquid in the reclaimed waste liquid receiving tank 15 is guided to the exhaust gas treatment system 19 and subjected to the C-14 removal treatment and then from the exhaust stack 20. It is released into the atmosphere. The exhaust gas processing system 19 can share the exhaust gas processing equipment (off-gas processing equipment) that processes the exhaust gas from the turbine system. That is, in off-gas treatment equipment, C-14 from the turbine system is used.
Also collected and processed, C separated from the recycled waste liquid
-14 can be treated in this offgas treatment facility. The detailed structure of the exhaust gas treatment system 19 is shown in FIG.
Shown in.
【００４７】オフガス処理設備は、放射線等によって分
解された、Ｈ2 とＯ2 を再結合させる機能と、希ガス
（クリプトン，キセノン等）を減衰させる機能をもって
いるが、この機能に排ガス中の炭酸ガスを吸着分離する
機能を追加する必要がある。本実施例における排ガス処
理系１９では、オフガス中の水素と酸素を再結合器２３
で結合させた後に、排ガス復水器２４でガス中の蒸気を
水に戻し、除湿冷却器２５で１０℃以下に冷却してガス
中の水分を除去する。さらに、脱湿塔２６で水分をほぼ
完全に除去した後に、活性炭塔２７へ導いてガス中の希
ガスをトラップさせ放射能を減衰させる。次いで、ガス
中の炭酸ガスを除去するため、ソーダライム等の炭酸ガ
ス吸収材が充填された脱炭酸ガス塔２８を通してＣ−１
４をCO2として捕捉吸着する。The off-gas treatment equipment has a function of recombining H 2 and O 2 decomposed by radiation or the like and a function of attenuating a rare gas (krypton, xenon, etc.). It is necessary to add a function to adsorb and separate gas. In the exhaust gas treatment system 19 in this embodiment, the hydrogen and oxygen in the off gas are recombined by the recombiner 23.
After being combined with each other, steam in the gas is returned to water by the exhaust gas condenser 24 and cooled to 10 ° C. or less by the dehumidifying cooler 25 to remove moisture in the gas. Further, after the moisture is almost completely removed by the dehumidifying tower 26, it is led to the activated carbon tower 27 to trap the rare gas in the gas and attenuate the radioactivity. Next, in order to remove carbon dioxide in the gas, C-1 is passed through a decarbonation tower 28 filled with a carbon dioxide absorbent such as soda lime.
Capture and adsorb 4 as CO 2 .
【００４８】また、排ガス処理系をオフガス処理設備と
共用しない場合には、放射性廃棄物から分離されたＣ−
１４を含有するガスは、図３の（ｂ）に示すように、脱
炭酸ガス塔２８を通してＣＯ2 を除去した後換気空調系
等へ排出することもできる。排ガス処理系１９で炭酸ガ
スを吸着除去する方法としては、ソーダーライム等のＣ
Ｏ2 吸収材による乾式吸収処理の他に、炭酸イオン，炭
酸水素イオンと反応して不溶解性塩を生成するＣａ(Ｏ
Ｈ)2，Ｂａ(ＯＨ)2溶液のスクラバー等による湿式処理
方式がある。これらの炭酸ガス処理手段では、ＣＯ2 ガ
スは、不溶性のＣａＣＯ3 （炭酸カルシウム）等として
取り出されるので、セメント等の固形化材料で容器等に
安定な形態で固定化できる。When the exhaust gas treatment system is not shared with the off gas treatment equipment, C- separated from the radioactive waste is used.
As shown in FIG. 3B, the gas containing 14 can be discharged to a ventilation air conditioning system or the like after removing CO 2 through a decarbonation gas tower 28. As a method for adsorbing and removing carbon dioxide in the exhaust gas treatment system 19, carbon such as soda lime is used.
In addition to dry absorption treatment with an O 2 absorbent, Ca (O 2) which reacts with carbonate ions and hydrogen carbonate ions to form insoluble salts
There is a wet treatment method using a scrubber or the like of H) 2 and Ba (OH) 2 solutions. In these carbon dioxide gas treatment means, since CO 2 gas is taken out as insoluble CaCO 3 (calcium carbonate) or the like, it can be fixed in a stable form in a container or the like with a solidifying material such as cement.
【００４９】図２に示すようにｐＨを７以下に調整すれ
ば溶解する炭酸ガスを大気中の炭酸ガス分圧分まで減ら
すことができる。このことは、再生廃液受タンク１５内
の雰囲気中の炭酸ガス分圧が下がれば、さらに炭酸ガス
を溶液中から除去できることを意味する。従って、再生
廃液受タンク１５に炭酸ガスを含まない気体を供給する
装置（図示省略）を設けて、炭酸ガスを含まない気体を
供給して再生廃液受タンク１５内の雰囲気中の炭酸ガス
の分圧を下げるようにすれば、炭酸イオン等として存在
するＣ−１４をさらに廃液から除去することができる。If the pH is adjusted to 7 or less as shown in FIG. 2, the dissolved carbon dioxide gas can be reduced to the partial pressure of carbon dioxide gas in the atmosphere. This means that if the partial pressure of carbon dioxide in the atmosphere in the recycled waste liquid receiving tank 15 is lowered, the carbon dioxide can be further removed from the solution. Therefore, a device (not shown) for supplying a gas containing no carbon dioxide gas is provided in the recycled waste liquid receiving tank 15 to supply a gas containing no carbon dioxide gas so that the amount of carbon dioxide gas in the atmosphere in the recycled waste liquid receiving tank 15 is reduced. If the pressure is lowered, C-14 existing as carbonate ions and the like can be further removed from the waste liquid.
【００５０】また、再生廃液中に純粋な（非放射性の）
炭酸ガスを供給すれば、同位体効果作用により、炭酸イ
オン等として廃液中に溶解しているＣ−１４は廃液中か
ら追い出されることになる。純粋な炭酸ガスの再生廃液
への供給は、例えば、純粋な炭酸ガスをバブリングさせ
る装置（図示省略）を再生廃液受タンク１５に設けるこ
とによって行われる。これにより、ｐＨの調整に合わせ
て廃液中からさらにＣ−１４を除去することが可能とな
る。Also, pure (non-radioactive) in the recycled waste liquid
When carbon dioxide gas is supplied, C-14 dissolved in the waste liquid as carbonate ions or the like is expelled from the waste liquid by the isotope effect action. The supply of pure carbon dioxide gas to the regeneration waste liquid is performed, for example, by providing a device (not shown) for bubbling pure carbon dioxide gas in the regeneration waste liquid receiving tank 15. This makes it possible to further remove C-14 from the waste liquid in accordance with the pH adjustment.
【００５１】ｐＨ調整に追加して行われるこれらのＣ−
１４の除去操作は分析装置４１における液体シンチレー
ションカウンタの検出限界値以下となるまで行うことが
望ましい。These C-- performed in addition to pH adjustment
It is desirable that the removal operation of 14 be performed until the detection limit value of the liquid scintillation counter in the analyzer 41 becomes equal to or lower than the detection limit value.
【００５２】上述の実施例では、ｐＨ調整に追加して純
粋な炭素ガス等を供給するものであるが、ｐＨ調整を実
施せず、純粋な炭酸ガスを再生廃液受タンク１５内にバ
ブリングすることにより、廃液中に溶解しているＣ−１
４を同位体効果により雰囲気中へ放出させることもでき
る。ただし、この場合にはｐＨ調整を実施しておらず、
また、Ｃ−１４の溶解量も多いため、Ｃ−１４を除去す
るのに要する時間が増加する。しかし、設備的には簡易
な方法であるというメリットがある。なお、適用するプ
ロセスは濃縮前であっても濃縮後であっても構わない。
また、バブリングさせる気体としては空気を用いても良
い。即ち、空気中には炭酸ガスが含まれているので、こ
れを利用するものである。また、分離除去されたＣ−１
４は前述の方法により処理される。In the above-described embodiment, pure carbon gas or the like is supplied in addition to pH adjustment, but pure carbon dioxide gas is bubbled into the regeneration waste liquid receiving tank 15 without performing pH adjustment. C-1 dissolved in the waste liquid due to
4 can also be released into the atmosphere by the isotope effect. However, in this case, no pH adjustment was performed,
Further, since the amount of C-14 dissolved is large, the time required to remove C-14 increases. However, there is a merit that it is a simple method in terms of equipment. The applied process may be before or after concentration.
Air may be used as the gas for bubbling. That is, since carbon dioxide is contained in the air, this is used. Also, C-1 separated and removed
4 is processed by the method described above.
【００５３】上述の実施例では、廃液中からＣ−１４を
炭酸ガスとして追い出すようにしてるが、炭酸イオン等
として存在するＣ−１４は廃液中から追い出さなくても
Ｃａ等と反応させて不溶解性の炭酸塩（Ｃａ塩等）とし
て廃液から分離し固定化することもできる。この実施例
を図４にもとづき説明する。In the above-described embodiment, C-14 is expelled as carbon dioxide gas from the waste liquid, but C-14 existing as carbonate ions or the like is insoluble by reacting with Ca or the like without being expelled from the waste liquid. It is also possible to separate and immobilize the organic carbonate (Ca salt, etc.) from the waste liquid. This embodiment will be described with reference to FIG.
【００５４】沈降分離槽３０には再生廃液が受け入れら
れる。この再生廃液はアニオンイオン交換樹脂の再生廃
液単独であっても、カチオンイオン交換樹脂の再生廃液
と混合したものであっても良い。炭酸イオン，炭酸水素
イオンと反応して不溶性沈殿物を生成する沈降材、例え
ばＣａ(ＯＨ)2，Ｂａ(ＯＨ)2等の水溶液を沈降材供給タ
ンク３１より沈降分離槽３０へ供給する。図２に示すよ
うに対象廃液のｐＨにより炭酸ガスの溶解量が異なるた
め、処理対象廃液のｐＨおよび廃液量より算出される最
大量の沈降材を沈降分離槽３０へ供給して廃液中に溶解
している炭酸イオン，炭酸水素イオンを全て沈降させ
る。Ｃ−１４は主に、炭酸イオン，炭酸水素イオンとし
て存在するため、これらのイオン成分を沈降除去するこ
とによりＣ−１４を廃液中より分離できる。また、本実
施例では、ＮａＯＨ貯蔵タンク１７，Ｈ2ＳＯ4貯蔵タン
ク１６からＮａＯＨ又はＨ2ＳＯ4を供給してｐＨを７以
下に調整している。つまり、図２に示すように酸性側
（ｐＨ７以下）では炭酸ガスの溶解量は空気中の炭酸ガ
スの分圧分しか溶解しないので、ｐＨを酸性側に調整す
れば、Ｃａ(ＯＨ)2，Ｂａ(ＯＨ)2等の添加量を低減でき
ることになる。また、Ｃａ(ＯＨ)2，Ｂａ(ＯＨ)2等の沈
降材を廃液に供給すると、ｐＨがアルカリ側に変化する
ことになり、そして、アルカリ側に大きく変化すると空
気中の炭酸ガスも廃液に多く溶解し、Ｃ−１４の除去効
率が悪くなる可能性があるので、廃液のｐＨが大きく変
化しないように廃液のｐＨを調整することが望ましい。
なお、アルカリ側へｐＨ調整したことにより発生する炭
酸ガスは上述の実施例と同様に排ガス処理系１９で処理
する。Reclaimed waste liquid is received in the sedimentation separation tank 30. This regenerated waste liquid may be a regenerated waste liquid of anion ion exchange resin alone or a mixture with a regenerated waste liquid of cation ion exchange resin. A settling material that reacts with carbonate ions and hydrogen carbonate ions to form an insoluble precipitate, for example, an aqueous solution of Ca (OH) 2 , Ba (OH) 2 or the like is supplied from the settling material supply tank 31 to the settling separation tank 30. As shown in FIG. 2, since the dissolved amount of carbon dioxide varies depending on the pH of the target waste liquid, the maximum amount of sedimentation material calculated from the pH of the target waste liquid and the amount of waste liquid is supplied to the sedimentation separation tank 30 and dissolved in the waste liquid. All the carbonate ions and hydrogen carbonate ions that are being formed are allowed to settle. Since C-14 mainly exists as carbonate ion and hydrogen carbonate ion, C-14 can be separated from the waste liquid by removing these ionic components by sedimentation. Further, in this embodiment, the pH is adjusted to 7 or less by supplying NaOH or H 2 SO 4 from the NaOH storage tank 17 and the H 2 SO 4 storage tank 16. That is, as shown in FIG. 2, on the acidic side (pH 7 or less), the amount of dissolved carbon dioxide dissolves only the partial pressure of carbon dioxide in the air. Therefore, if the pH is adjusted to the acidic side, Ca (OH) 2 , This means that the amount of Ba (OH) 2 or the like added can be reduced. When Ca (OH) 2 , Ba (OH) 2 and other sedimentation materials are supplied to the waste liquid, the pH changes to the alkaline side, and when the pH changes to the alkaline side, the carbon dioxide gas in the air also becomes the waste liquid. It is desirable that the pH of the waste liquid is adjusted so that the pH of the waste liquid does not change significantly, since it may dissolve a lot and the efficiency of removing C-14 may deteriorate.
The carbon dioxide gas generated by adjusting the pH to the alkaline side is treated in the exhaust gas treatment system 19 as in the above-mentioned embodiment.
【００５５】不溶性の炭酸塩として沈降した沈降分は、
沈降分受タンク３２へ抜き出す。Ｃ−１４の炭酸イオ
ン，炭酸水素イオンを除去した上ずみ側は、廃液濃縮設
備２１へ移送される。廃液濃縮設備２１では、Ｃ−１４
を分離した廃液を濃縮処理して減容する。必要に応じて
粉体化，ペレット化してさらに減容するようにしても良
い。濃縮処理された放射性廃棄物は廃液固化設備２２へ
移送され、プラスチック，セメント，アスファルト等の
固形化材料でドラム缶等の容器に固定化処理する。一
方、沈降受分タンク３２へ抜き出した沈降分は、沈降分
固化設備３３にて、同様に、プラスチック，セメント，
アスファルト等の固形化材料でドラム缶等の容器に固定
化処理する。The sediment that has precipitated as an insoluble carbonate is
It is taken out to the sedimentation collection tank 32. The upper side of C-14 from which carbonate ions and hydrogen carbonate ions have been removed is transferred to the waste liquid concentrating equipment 21. In the waste liquid concentration equipment 21, C-14
The waste liquid that has been separated is concentrated to reduce the volume. If necessary, it may be powdered or pelletized to further reduce the volume. The concentrated radioactive waste is transferred to the waste liquid solidification facility 22 and fixed in a container such as a drum with a solidifying material such as plastic, cement, or asphalt. On the other hand, the sediment extracted to the sediment receiving tank 32 is treated by the sediment solidification equipment 33 in the same manner as in the case of plastic, cement,
Immobilize with a solidified material such as asphalt in a container such as a drum.
【００５６】再生廃液の状態で沈降分離処理する場合に
は、対象廃液を再生廃液のみに限定できるが、沈降材と
してＣａ(ＯＨ)2 を添加したことに基づいて廃液中に余
剰なＣａイオンが存在し、濃縮操作時に廃液濃縮設備２
１における濃縮器内面にスケール等が発生しやすくなる
という問題がある。この問題は、図５のように沈降分離
操作を濃縮操作後実施することによってさけられる。こ
の場合、濃縮廃液は、再生廃液，床ドレン等の濃縮物の
混合廃液であるので、処理範囲が拡大してしまうが、処
理対象となる廃液量が濃縮してあるので少なくてすむと
いう利点がある。しかし、これらの問題は、本質的なも
のではなく運用等により対処できるので、実状に適した
方式を選べばよい。When the sedimentation separation treatment is performed in the state of the recycled waste liquid, the target waste liquid can be limited to only the recycled waste liquid. However, since Ca (OH) 2 is added as a sedimentation material, excess Ca ions are contained in the waste liquid. Existence and waste liquid concentrating equipment during concentrating operation 2
There is a problem that scale and the like are likely to occur on the inner surface of the concentrator in No. This problem can be avoided by performing the sedimentation separation operation after the concentration operation as shown in FIG. In this case, the concentrated waste liquid is a mixed waste liquid of concentrates such as reclaimed waste liquid and bed drain, so that the treatment range is expanded, but the amount of waste liquid to be treated is concentrated, which is advantageous in that it can be reduced. is there. However, these problems are not essential and can be dealt with by operation, etc., so that a method suitable for the actual situation may be selected.
【００５７】次ぎに使用済イオン交換樹の処理へ本発明
を適用した場合について図６に基づき説明する。Next, a case where the present invention is applied to the treatment of a used ion exchange tree will be described with reference to FIG.
【００５８】使用済イオン交換樹脂（使用済樹脂）は廃
棄時には再生操作を実施せずに廃棄するため、使用済樹
脂はＣ−１４をイオン交換により濃縮した状態で廃棄さ
れている。本実施例では、使用済樹脂から予め炭酸イオ
ン等を除去して使用済樹脂を焼却処理又は固定化処理し
ようとするものである。このため、使用済樹脂を使用済
樹脂貯蔵タンク３４より抜き出し分離タンク３５へ導び
く。ここでＣ−１４の炭酸イオン，炭酸水素イオンを吸
着しているのはアニオンイオン交換樹脂であるので、カ
チオンイオン交換樹脂を分離してアニオンイオン交換樹
脂のみを分離して分離タンク３５へ供給しても良い。次
いで、分離タンク３５へＮａＯＨ貯蔵タンク１７から分
離液であるＮａＯＨ溶液（アルカリ性溶液）を供給し、
使用済樹脂から炭酸イオン，炭酸水素イオン（Ｃ−１
４）等を分離する。分離終了後、使用済樹脂は使用済樹
脂処理設備３６へ移送し、焼却処理ないしはセメント，
プラスチック等の固形化材料でドラム缶等の容器に固定
化処理を施す。固定化処理の前に使用済樹脂を粉体化，
ペレット化しても良い。また、焼却処理したものを固定
化処理するようにしても良い。これにより、Ｃ−１４を
ほとんど含有しない固化体を製作することができる。な
お、焼却処理を施す場合には、多量の燃焼ガス（排ガ
ス）が発生するため、後述の実施例のように前処理をし
ないで焼却処理を行うと、この排ガス中よりＣ−１４等
を除去するために大規模な排ガス処理設備が必要とな
る。本実施例のように焼却処理に先立って、使用済樹脂
よりＣ−１４を分離除去しておけば排ガス処理設備を小
型にできるというメリットがある。Since the used ion-exchange resin (used resin) is discarded without performing a regeneration operation at the time of disposal, the used resin is discarded in a state where C-14 is concentrated by ion exchange. In this embodiment, carbonate ions and the like are previously removed from the used resin, and the used resin is incinerated or fixed. For this reason, the used resin is extracted from the used resin storage tank 34 and guided to the separation tank 35. Since it is the anion ion exchange resin that adsorbs the C-14 carbonate ion and hydrogen carbonate ion, the cation ion exchange resin is separated and only the anion ion exchange resin is separated and supplied to the separation tank 35. May be. Next, the separation tank 35 is supplied with the NaOH solution (alkaline solution) as the separation liquid from the NaOH storage tank 17,
From used resin to carbonate ion, hydrogen carbonate ion (C-1
4) Separate etc. After the separation is completed, the used resin is transferred to the used resin processing facility 36, where it is incinerated or cement,
Immobilize a container such as a drum with a solidified material such as plastic. Powdered used resin before immobilization,
It may be pelletized. Alternatively, the incinerated material may be fixed. As a result, a solidified body containing almost no C-14 can be manufactured. Since a large amount of combustion gas (exhaust gas) is generated when the incineration process is performed, C-14 and the like are removed from the exhaust gas when the incineration process is performed without pretreatment as in the example described later. In order to do so, a large-scale exhaust gas treatment facility is required. If C-14 is separated and removed from the used resin prior to the incineration treatment as in this embodiment, there is an advantage that the exhaust gas treatment equipment can be downsized.
【００５９】一方、炭酸イオン，炭酸水素イオン等のイ
オンを含有する分離液は、再生廃液受タンク１５へ移送
し、以下、上述の実施例と同様にｐＨ調整処理を施す。
勿論、上述の他の実施例と同様に沈降分離処理を施すこ
とも可能である。On the other hand, the separated liquid containing ions such as carbonate ions and hydrogen carbonate ions is transferred to the reclaimed waste liquid receiving tank 15 and subjected to the pH adjustment treatment in the same manner as in the above embodiment.
Of course, it is also possible to perform the sedimentation separation treatment as in the other embodiments described above.
【００６０】プラントの型式によっては、Ｃ−１４の形
態が炭酸イオン，炭酸水素イオン等の無機形態ではな
く、一部有機形態（ＣmＨn）で存在する場合が報告され
ている。有機物の場合には、その形態を特定することは
難しく、廃液中に含有される有機物を全て除去する必要
がある。Ｃ−１４が有機形態である場合の廃液中からの
Ｃ−１４の分離回収方法について図７に基づき説明す
る。It has been reported that, depending on the type of plant, the form of C-14 exists partially in the organic form (C m H n ) instead of the inorganic form such as carbonate ion and hydrogen carbonate ion. In the case of organic substances, it is difficult to specify the form, and it is necessary to remove all the organic substances contained in the waste liquid. A method for separating and recovering C-14 from the waste liquid when C-14 is in the organic form will be described based on FIG. 7.
【００６１】廃液を分解槽３８に受けた後、廃液中へオ
ゾン発生器３７より発生したオゾンをバブリングさせ
て、分解槽３８内を撹拌する。オゾンは強力な酸化作用
を有しており、廃液中に存在する有機物をＣＯ2 とＨ2
Ｏ に分解する。このため、Ｃ−１４よりなる有機物も
分解される。オゾンによる有機物の分解の達成度は全有
機炭素量（ＴＯＣ）として測定評価することができる。
即ち、このＴＯＣを分析装置４２により検出し、この検
出値が所定値以下となるまでオゾンによる分解操作を行
う。また、予め廃液のＴＯＣを測定し、所定値よりも大
きい場合に、上述のオゾンによる有機物の分解操作を行
うようにしても良い。After the waste liquid is received by the decomposition tank 38, ozone generated by the ozone generator 37 is bubbled into the waste liquid to stir the inside of the decomposition tank 38. Ozone has a strong oxidative effect and removes the organic substances present in the waste liquid from CO 2 and H 2
Decomposes to O 2. Therefore, the organic substance composed of C-14 is also decomposed. The degree of achievement of decomposition of organic substances by ozone can be measured and evaluated as the total organic carbon content (TOC).
That is, the TOC is detected by the analyzer 42, and the decomposition operation with ozone is performed until the detected value becomes equal to or less than the predetermined value. Further, the TOC of the waste liquid may be measured in advance, and when the TOC of the waste liquid is larger than a predetermined value, the above-described operation of decomposing the organic substance by ozone may be performed.
【００６２】有機物をこのようにオゾンによりＣＯ2 ，
Ｈ2Ｏ に分解すると、Ｃ−１４は、ＣＯ2 となるが、Ｃ
Ｏ2 はその一部がその廃液の性状での溶解度分だけ炭酸
イオン，炭酸水素イオン等の形で残存するためＣ−１４
も廃液中に残存する。このため、有機物を分解しただけ
では不十分な場合がある。そこで、Ｃ−１４の除去率を
上げるため、次いで、脱炭酸ガス設備３９で脱炭酸ガス
処理を行う。この脱炭酸ガス設備３９における処理は、
廃液中からの炭酸イオン，炭酸水素イオンを除去する方
法である。上述の実施例と同様な処理、例えば、ｐＨを
調整してＣＯ2として廃液中から追い出す処理、炭酸イ
オン，炭酸水素イオンと不溶解性塩を生成する物質を添
加して沈降分離する処理又は純粋な炭酸ガスを供給して
同位体効果によりＣ−１４のＣＯ2 を廃液から追い出す
処理を廃液に対し施せば良い。The organic matter is thus treated with ozone to produce CO 2 ,
When decomposed into H 2 O, C-14 becomes CO 2 , but C-14
A part of O 2 remains in the form of carbonate ion, hydrogen carbonate ion, etc. by the solubility of the waste liquid, so that C-14
Also remains in the waste liquid. Therefore, simply decomposing the organic matter may not be sufficient. Therefore, in order to increase the removal rate of C-14, decarbonation gas treatment is then performed in the decarbonation equipment 39. The processing in this decarbonation equipment 39 is
This is a method of removing carbonate ions and hydrogen carbonate ions from the waste liquid. The same treatment as in the above-mentioned embodiment, for example, a treatment for adjusting pH to remove CO 2 from the waste liquid, a treatment for adding carbonate ion, a hydrogen carbonate ion and a substance that produces an insoluble salt, and performing sedimentation separation or pure treatment carbon dioxide is supplied to the C-14 of the CO 2 by isotope effect may be subjected to treatment to expel from the waste liquid to the waste liquid such.
【００６３】このようにして、Ｃ−１４の炭酸イオン，
炭酸水素イオンが除去された廃液は、廃液濃縮設備２１
で廃液の濃縮を行ない、廃液固化設備２２でアスファル
ト，セメント，プラスチック等の固形化材料でドラム缶
等の容器に固定化処理を施す。固定化処理の前に濃縮廃
液を粉体化，ペレット化しても良い。これにより、Ｃ−
１４をほとんど含有しない放射性廃液物固化体を製作す
ることができる。Thus, the C-14 carbonate ion,
The waste liquid from which the hydrogen carbonate ions have been removed is the waste liquid concentration equipment 21.
The waste liquid is concentrated by means of the waste liquid solidifying facility 22, and the solidified material such as asphalt, cement or plastic is used to fix the waste liquid in a container such as a drum. The concentrated waste liquid may be pulverized or pelletized before the immobilization treatment. As a result, C-
A radioactive waste liquid solidified body containing almost no 14 can be manufactured.
【００６４】また、オゾンによる有機物の分解及びＣ−
１４除去効果向上のために行われるｐＨ調整の結果、Ｃ
Ｏ2 として発生したガスは、廃ガス処理系１９にて前述
の処理と同様の処理が行われる。Also, the decomposition of organic substances by ozone and C-
14 As a result of pH adjustment to improve the removal effect, C
The gas generated as O 2 is subjected to the same treatment as the above-mentioned treatment in the waste gas treatment system 19.
【００６５】次に使用済イオン交換樹脂を処理する場合
の他の実施例について図８を用いて説明する。Next, another embodiment in the case of treating the used ion exchange resin will be described with reference to FIG.
【００６６】この実施例では使用済イオン交換樹脂貯蔵
タンク３４からの使用済イオン交換樹脂を焼却炉４３で
焼却処理している。焼却処理することによって使用済イ
オン交換樹脂に吸着しているＣ−１４は排ガスとして分
離されるので、焼却灰にはＣ−１４が含まれず、安定に
処理することが可能となる。ただし、排ガス中にはＣ−
１４が含まれているので、焼却炉４３から発生する排ガ
スを、セラミックフィルタ４４により処理した後、脱炭
素ガス塔２８へ通過させＣ−１４の除去をするようにす
る。脱炭素ガス塔２８で捕捉されたＣ−１４は上述の実
施例と同様に固定化処理される。In this embodiment, the used ion exchange resin from the used ion exchange resin storage tank 34 is incinerated in the incinerator 43. Since C-14 adsorbed on the used ion exchange resin is separated as exhaust gas by the incineration treatment, the incinerated ash does not contain C-14 and can be stably treated. However, C-
Since the exhaust gas generated from the incinerator 43 is processed by the ceramic filter 44, the exhaust gas generated from the incinerator 43 is passed through the decarbonization gas tower 28 to remove C-14. The C-14 captured by the decarbonization gas tower 28 is immobilized in the same manner as in the above-mentioned embodiment.
【００６７】上述の実施例では原子力発電所から発生し
た放射性廃棄物からＣ−１４の除去操作をするものであ
る。しかし、放射性廃棄物にＣ−１４が混入していなけ
ればこれらの操作は必要ない。放射性廃棄物にＣ−１４
を混入させないようにした実施例について図９を用いて
説明する。In the above-described embodiment, the C-14 is removed from the radioactive waste generated from the nuclear power plant. However, these operations are not necessary unless C-14 is mixed in the radioactive waste. C-14 for radioactive waste
An embodiment in which the mixture is not mixed will be described with reference to FIG.
【００６８】図９はＢＷＲプラントを示し、図中、１は
原子炉、２は原子炉１で発生した蒸気により駆動される
タービン、３はタービン系からのオフガスを処理する排
ガス系、４はタービンにより駆動される発電機、５はタ
ービン２からの蒸気を凝縮させる復水器、６，７は復水
器５からの復水を浄化する復水ろか器，復水脱塩器、８
は脱塩器７を再生するときに発生する再生廃液を受ける
再生廃液受タンク、９は浄化設備６，７等に使用される
イオン交換樹脂の使用済樹脂を貯蔵する使用済樹脂貯蔵
タンク、１０は再生廃液等を濃縮器に供給するための濃
縮器供給タンク、１１は再生廃液等を濃縮する濃縮器、
１２は濃縮廃液を受け他の減容機器へ廃液を供給するた
めの濃縮廃液供給タンク、１３は原子炉１へ浄化された
復水を供給する給水系、１４は炉水を浄化する原子炉水
ろ過器である。このような構成のＢＷＲプラントにおい
て復水器５内の復水に純粋な（非放射性の）炭酸ガスを
供給する設備４０が設けられている。FIG. 9 shows a BWR plant, in which 1 is a nuclear reactor, 2 is a turbine driven by steam generated in the nuclear reactor 1, 3 is an exhaust gas system for processing off-gas from the turbine system, and 4 is a turbine. Driven by the generator, 5 is a condenser for condensing steam from the turbine 2, 6 and 7 are condensers for purifying condensate from the condenser 5, condensate demineralizers, 8
Is a reclaimed waste liquid receiving tank for receiving the reclaimed waste liquid generated when regenerating the desalting device 7, 9 is a used resin storage tank for storing the used resin of the ion exchange resin used in the purification facilities 6, 7, etc. Is a concentrator supply tank for supplying the recycled waste liquid to the concentrator, 11 is a concentrator for concentrating the recycled waste liquid,
Reference numeral 12 is a concentrated waste liquid supply tank for receiving the concentrated waste liquid and supplying the waste liquid to other volume reduction equipment, 13 is a water supply system for supplying purified condensate to the reactor 1, and 14 is reactor water for purifying the reactor water. It is a filter. In the BWR plant having such a configuration, a facility 40 for supplying pure (non-radioactive) carbon dioxide gas to the condensate in the condenser 5 is provided.
【００６９】前述したように、Ｃ−１４は、原子炉で発
生後その８０〜９０％が排ガス系から放出され、残り１
０〜２０％が復水系へ持込まれる。復水系へ持込まれる
Ｃ−１４は炭酸イオン，炭酸水素イオンとして復水に溶
解する。従って、上記構成のように外部より純粋な（非
放射性の）炭酸ガスを供給すれば、Ｃ−１４が復水に溶
解することを防止することができる。即ち、同位体効果
を利用してＣ−１４よりなる炭酸ガスが炭酸イオンとし
て復水に溶け込む割合を低減することが可能である。従
って、再生廃液や使用済イオン交換樹脂にＣ−１４が含
まれることを防止できる。なお、供給する気体としては
炭酸ガスが含まれている通常の空気であっても効果が期
待できる。As described above, 80% to 90% of C-14 is released from the exhaust gas system after being generated in the nuclear reactor, and the remaining 1
0-20% is brought to the condensate system. C-14 carried into the condensate system dissolves in the condensate as carbonate ions and hydrogen carbonate ions. Therefore, if pure (non-radioactive) carbon dioxide gas is supplied from the outside as in the above configuration, it is possible to prevent C-14 from dissolving in the condensate. That is, by utilizing the isotope effect, it is possible to reduce the rate at which carbon dioxide gas composed of C-14 dissolves into condensate as carbonate ions. Therefore, it is possible to prevent C-14 from being contained in the recycled waste liquid or the used ion exchange resin. The effect can be expected even if ordinary air containing carbon dioxide is used as the gas to be supplied.
【００７０】[0070]
【発明の効果】本発明によれば、半減期が非常に長いＣ
−１４を分別して、分離後の放射性廃棄物については処
理処分を簡便にし、分離したＣ−１４についてはより安
定性の高い処理処分方法を適用している。即ち、放射性
廃棄物からＣ−１４を分離して容器等に固定化処理等を
しているので、使用済樹脂，濃縮廃液，焼却灰等の放射
性廃棄物には半減期の長いＣ−１４が含まれず、処分を
簡便にできる。また、分離されたＣ−１４については、
不溶解性の炭酸塩等に変換しているので、より放射性核
種の保持効果の高いバリア機能が付与されることにな
る。その結果、原子力発電所から発生する液状又はスラ
ッジ状の放射性廃棄物を長期にわたり安定にかつ簡易に
埋設施設内に保管することができ、そして、Ｃ−１４を
より長期にわたり安定に埋設施設内に保管することがで
きる。According to the present invention, C having a very long half-life
By separating -14, the radioactive waste after separation is easily treated and treated, and the separated C-14 is treated with a more stable method. That is, since C-14 is separated from radioactive waste and fixed in a container or the like, C-14 having a long half-life is used for radioactive waste such as used resin, concentrated waste liquid, and incineration ash. It is not included and can be easily disposed of. Regarding the separated C-14,
Since it is converted into an insoluble carbonate or the like, a barrier function having a higher radionuclide retention effect is imparted. As a result, liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant can be stably and easily stored in the burial facility for a long period of time, and C-14 can be stably stored in the burial facility for a longer period of time. Can be stored.
【００７１】また、本発明によれば、原子力発電所から
発生する液状又はスラッジ状の放射性廃棄物にＣ−１４
が混入するのを低減することが可能になる。Further, according to the present invention, C-14 is added to liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant.
Can be reduced.
【図１】本発明をイオン交換樹脂の再生廃液の処理に適
用した処理系統図である。FIG. 1 is a processing system diagram in which the present invention is applied to processing of a waste waste liquid of an ion exchange resin.
【図２】溶液に対する炭酸ガス溶解量のｐＨ依存性を示
す図である。FIG. 2 is a diagram showing the pH dependence of the amount of carbon dioxide dissolved in a solution.
【図３】図１に示す排ガス処理系の詳細な処理系統図
で、（ａ）はタービン系からの排ガスを処理するオフガ
ス処理設備を利用する場合の処理系統図、（ｂ）は専用
の排ガス処理設備を設置する場合の処理系統図である。FIG. 3 is a detailed treatment system diagram of the exhaust gas treatment system shown in FIG. 1, where (a) is a treatment system diagram when off-gas treatment equipment for treating exhaust gas from a turbine system is used, and (b) is a dedicated exhaust gas It is a processing system diagram at the time of installing processing equipment.
【図４】本発明をイオン交換樹脂の再生廃液の処理に適
用した処理系統図である。FIG. 4 is a treatment system diagram in which the present invention is applied to treatment of a waste waste liquid of ion exchange resin.
【図５】本発明をイオン交換樹脂の再生廃液を含む放射
性廃液の処理に適用した処理系統図である。FIG. 5 is a treatment system diagram in which the present invention is applied to treatment of a radioactive waste liquid containing a regenerated waste liquid of an ion exchange resin.
【図６】本発明を使用済イオン交換樹脂の処理に適用し
た処理系統図である。FIG. 6 is a treatment system diagram in which the present invention is applied to treatment of a used ion exchange resin.
【図７】本発明を有機物としてＣ−１４を含む放射性廃
液の処理に適用した処理系統図である。FIG. 7 is a treatment system diagram in which the present invention is applied to treatment of a radioactive waste liquid containing C-14 as an organic substance.
【図８】本発明を使用済イオン交換樹の処理に適用した
処理系統図である。FIG. 8 is a treatment system diagram in which the present invention is applied to treatment of a used ion exchange tree.
【図９】本発明を沸騰水型原子力発電所に適用した場合
の系統図である。FIG. 9 is a system diagram when the present invention is applied to a boiling water nuclear power plant.
１５…アニオンイオン交換樹脂再生廃液受タンク、１６
…Ｈ2ＳＯ4貯蔵タンク、１７…ＮａＯＨ貯蔵タンク、１
８…カチオンイオン交換樹脂再生廃液受タンク、１９…
排ガス処理系、２８…脱炭酸ガス塔、３０…沈降分離
槽、３１…沈降分離剤供給タンク、３２…沈降分受タン
ク、３４…使用済樹脂貯蔵タンク、３５…分離タンク、
３７…オゾン発生器、３８…分解槽、３９…脱炭酸ガス
設備、４０…炭酸ガス供給装置、４１…Ｃ−１４分析装
置、４２…全有機炭素量分析装置。15 ... Anion ion exchange resin regeneration waste liquid receiving tank, 16
… H 2 SO 4 storage tank, 17… NaOH storage tank, 1
8 ... Cation ion exchange resin regeneration waste liquid receiving tank, 19 ...
Exhaust gas treatment system, 28 ... Decarbonation gas tower, 30 ... Sedimentation separation tank, 31 ... Sedimentation and separation agent supply tank, 32 ... Sedimentation and collection tank, 34 ... Spent resin storage tank, 35 ... Separation tank,
37 ... Ozone generator, 38 ... Decomposition tank, 39 ... Decarbonation gas equipment, 40 ... Carbon dioxide supply device, 41 ... C-14 analyzer, 42 ... Total organic carbon content analyzer.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 長井 位 茨城県日立幸町三丁目２番２号 株式会社 日立エンジニアリングサービス内 (72)発明者 玉田 愼 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 大浦 正人 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (72) Inventor Satoshi Nagai 3-2-2 Hitachi-Sachimachi, Ibaraki Hitachi Engineering Service Co., Ltd. (72) Inventor Yu Tamada 3-1-1 1-1 Sachimachi, Hitachi-shi, Ibaraki Hitachi Ltd., Hitachi Works (72) Inventor Masato Oura 3-1-1, Saiwaicho, Hitachi City, Ibaraki Hitachi Ltd., Hitachi Works
Claims (36)
ジ状の放射性廃棄物からＣ−１４を分離するプロセス
と、 Ｃ−１４を分離した前記放射性廃棄物を容器に固定化す
るプロセスからなる放射性廃棄物の処理方法。1. A radioactive waste comprising a process for separating C-14 from liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant, and a process for fixing the radioactive waste separated from C-14 in a container. How to dispose of things.
ジ状の放射性廃棄物からＣ−１４を分離するプロセス
と、 分離したＣ−１４を収集するプロセスと、 Ｃ−１４を分離した前記放射性廃棄物を容器に固定化す
るプロセスからなる放射性廃棄物の処理方法。2. A process for separating C-14 from liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant, a process for collecting the separated C-14, and the radioactive waste from which C-14 has been separated. A method for treating radioactive waste, which comprises the process of immobilizing waste in a container.
ジ状の放射性廃棄物からＣ−１４を分離するプロセス
と、 分離したＣ−１４を収集し固定化するプロセスと、 Ｃ−１４を分離した前記放射性廃棄物を容器に固定化す
るプロセスからなる放射性廃棄物の処理方法。3. A process for separating C-14 from liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant, a process for collecting and immobilizing the separated C-14, and a process for separating C-14 as described above. A method for treating radioactive waste, which comprises the process of fixing radioactive waste in a container.
おいて、前記Ｃ−１４を収集し固定化するプロセスは、
Ｃ−１４を不溶解性の炭酸塩として収集し容器内に固定
化するプロセスである放射性廃棄物の処理方法。4. The method for treating radioactive waste according to claim 3, wherein the process of collecting and immobilizing the C-14 comprises:
A method for treating radioactive waste, which is a process of collecting C-14 as an insoluble carbonate and fixing it in a container.
おいて、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、前記放射
性廃棄物のｐＨを酸性側に調整してＣ−１４を分離する
プロセスである放射性廃棄物の処理方法。5. The method for treating radioactive waste according to claim 1, wherein the process for separating C-14 is a process for adjusting the pH of the radioactive waste to an acidic side to separate C-14. Radioactive waste treatment method.
において、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、さらに
前記放射性廃棄物を覆う雰囲気中の炭酸ガスの分圧を下
げるステップを含む放射性廃棄物の処理方法。6. The method for treating radioactive waste according to claim 5, wherein the process for separating C-14 further comprises a step of reducing the partial pressure of carbon dioxide gas in an atmosphere covering the radioactive waste. Waste treatment method.
において、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、さらに
炭酸ガスの分圧が空気より低い気体を前記放射性廃棄物
に注入するステップを含む放射性廃棄物の処理方法。7. The method for treating radioactive waste according to claim 5, wherein the process for separating C-14 further comprises the step of injecting a gas having a carbon dioxide partial pressure lower than that of air into the radioactive waste. Method of treating radioactive waste including.
において、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、さらに
前記放射性廃棄物に非放射性の炭酸ガスを供給するステ
ップを含む放射性廃棄物の処理方法。8. The method for treating radioactive waste according to claim 5, wherein the process for separating C-14 further comprises supplying non-radioactive carbon dioxide gas to the radioactive waste. Processing method.
において、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、前記放
射性廃棄物に非放射性の炭酸ガスを供給することにより
Ｃ−１４を分離するプロセスである放射性廃棄物の処理
方法。9. The method for treating radioactive waste according to claim 1, wherein the process for separating C-14 separates C-14 by supplying non-radioactive carbon dioxide gas to the radioactive waste. A method of processing radioactive waste.
法において、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、前記
放射性廃棄物のｐＨを調整しつつ炭酸イオンと不溶解性
の塩を形成する物質を前記放射性廃棄物に添加するステ
ップと、生成された不溶解性の塩を前記放射性廃棄物か
ら分離するステップよりなる放射性廃棄物の処理方法。10. The method for treating radioactive waste according to claim 1, wherein the process for separating C-14 forms an insoluble salt with carbonate ion while adjusting the pH of the radioactive waste. A method for treating radioactive waste, comprising the steps of adding a substance to the radioactive waste and separating the produced insoluble salt from the radioactive waste.
法において、前記Ｃ−１４を分離するプロセスは、前記
放射性廃棄物中のＣ−１４の濃度がＣ−１４を検出する
検出器の検出限界値以下となるまで行う放射性廃棄物の
処理方法。11. The method for treating radioactive waste according to claim 1, wherein the process for separating C-14 comprises a detector for detecting the concentration of C-14 in the radioactive waste to detect C-14. A method of treating radioactive waste until it falls below the detection limit.
脂の再生廃液に炭酸イオンと不溶解性の塩を形成する物
質を添加するプロセスと、 生成された不溶解性の塩を前記再生廃液から分離するプ
ロセスと、 該不溶解性の塩を分離した再生廃液を減容処理するプロ
セスとからなり、 前記不溶解性の塩を形成する物質を添加するプロセス
は、前記放射性廃液中に存在する炭酸イオン及び炭酸水
素イオンの略全てを不溶解性の塩にするに足りる添加量
を前記放射性廃液のｐＨと廃液量から算出するステップ
を含む放射性廃棄物の処理方法。12. A process of adding a substance that forms an insoluble salt with carbonate ions to an ion exchange resin regeneration waste liquid generated from a nuclear power plant, and separating the generated insoluble salt from the regeneration waste liquid. And a process for reducing the volume of the regenerated waste liquid from which the insoluble salt has been separated. The process of adding the substance that forms the insoluble salt is the carbonate ion present in the radioactive waste liquid. And a method for treating radioactive waste, which comprises a step of calculating an addition amount sufficient to make almost all of hydrogen carbonate ions into an insoluble salt from the pH of the radioactive waste liquid and the amount of the waste liquid.
交換樹脂に対し炭酸イオン及び炭酸水素イオンの分離操
作を行い、 炭酸イオン及び炭酸水素イオンを分離した使用済イオン
交換樹脂を焼却若しくは容器内に固定化する放射性廃棄
物の処理方法。13. A used ion exchange resin generated from a nuclear power plant is subjected to separation operation of carbonate ion and hydrogen carbonate ion, and the used ion exchange resin from which carbonate ion and hydrogen carbonate ion are separated is incinerated or put in a container. Treatment method of radioactive waste to be immobilized.
交換樹脂からアニオンイオン交換樹脂を分離し、 該アニオンイオン交換樹脂から炭酸イオン及び炭酸水素
イオンを分離し、 炭酸イオン及び炭酸水素イオンを分離したアニオンイオ
ン交換樹脂を焼却若しくは容器内に固定化する放射性廃
棄物の処理方法。14. An anion ion exchange resin is separated from a used ion exchange resin generated from a nuclear power plant, a carbonate ion and a hydrogen carbonate ion are separated from the anion ion exchange resin, and a carbonate ion and a hydrogen carbonate ion are separated. A method for treating radioactive waste by incineration or fixing anion ion exchange resin in a container.
交換樹脂からアニオンイオン交換樹脂を分離し、 該アニオンイオン交換樹脂にＮａＯＨ溶液を添加し、 前記アニオンイオン交換樹脂からＮａＯＨ溶液を分離
し、 前記ＮａＯＨ溶液を分離したアニオンイオン交換樹脂を
焼却若しく容器内に固定化し、 前記分離されたＮａＯＨ溶液に対しＣ−１４の分離操作
を行う放射性廃棄物の処理方法。15. An anion ion exchange resin is separated from a used ion exchange resin generated from a nuclear power plant, a NaOH solution is added to the anion ion exchange resin, and an NaOH solution is separated from the anion ion exchange resin, A method for treating radioactive waste in which an anion ion exchange resin from which a NaOH solution has been separated is incinerated or immobilized in a container, and C-14 is separated from the separated NaOH solution.
ン交換樹脂の再生廃液のｐＨを酸性側に調整するステッ
プと、 一旦酸性側に調整された該アニオンイオン交換樹脂の再
生廃液とカチオンイオン交換樹脂の再生廃液と混合する
ステップと、 該混合廃液のｐＨを弱アルカリ性に調整するステップ
と、 該ｐＨの調整された混合廃液を濃縮処理するステップと
を有する放射性廃棄物の処理方法。16. A step of adjusting the pH of the regeneration waste liquid of an anion ion exchange resin used in a nuclear power plant to an acidic side, and the step of adjusting the pH of the regeneration waste liquid of the anion ion exchange resin and the cation ion exchange resin once adjusted to an acidic side. A method for treating radioactive waste, which comprises a step of mixing with a regenerated waste solution, a step of adjusting the pH of the mixed waste solution to be weakly alkaline, and a step of concentrating the mixed waste solution having the adjusted pH.
廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水とに分解し、 前記有機物が分解された液状の放射性廃棄物を減容して
容器内に固定化する放射性廃棄物の処理方法。17. A liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant is decomposed into carbon dioxide gas and water, and the liquid radioactive waste in which the organic substance is decomposed is reduced in volume and fixed in a container. Radioactive waste treatment method.
方法において、前記有機物の炭酸ガスと水への分解は、
オゾンを前記液状の放射性廃棄物へ供給することにより
行う放射性廃棄物の処理方法。18. The method for treating radioactive waste according to claim 17, wherein the decomposition of the organic matter into carbon dioxide gas and water is performed.
A method for treating radioactive waste by supplying ozone to the liquid radioactive waste.
方法において、前記有機物の炭酸ガスと水への分解は前
記廃棄物中の全有機炭素量が所定値以下となるまで行う
放射性廃棄物の処理方法。19. The method for treating radioactive waste according to claim 17, wherein the decomposition of the organic matter into carbon dioxide gas and water is performed until the total amount of organic carbon in the waste falls below a predetermined value. Processing method.
廃棄物における全有機炭素量を測定し、 該全有機炭素量が所定値よりも多い場合に、前記液状の
放射性廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水とに分解する操
作を行い、 前記有機物が分解された液状の放射性廃棄物を減容して
容器内に固定化する放射性廃棄物の処理方法。20. The total amount of organic carbon in a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant is measured, and when the total amount of organic carbon is larger than a predetermined value, the organic matter in the liquid radioactive waste is carbonated. A method for treating radioactive waste, which comprises performing an operation of decomposing into gas and water, and reducing the volume of the liquid radioactive waste in which the organic matter is decomposed and immobilizing it in a container.
廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水とに分解する操作を行
い、 さらに前記液状の放射性廃棄物のｐＨを酸性側に調整し
てＣ−１４の分離操作を行い、 該Ｃ−１４が分離された液状の放射性廃棄物を減容して
容器内に固定化する放射性廃棄物の処理方法。21. An operation of decomposing organic matter in a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant into carbon dioxide gas and water, and further adjusting the pH of the liquid radioactive waste to an acidic side to produce C- 14. A method for treating radioactive waste, which comprises performing the separation operation of 14 and reducing the volume of the liquid radioactive waste from which C-14 has been separated and immobilizing it in a container.
廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水とに分解する操作を行
い、 さらに前記液状の放射性廃棄物に炭酸イオンと不溶解性
の塩を生成する物質を添加し、生成された不溶解性の塩
を前記液状の放射性廃棄物から分離し、 該不溶解性の塩が分離された液状の放射性廃棄物を減容
して容器内に固定化するする放射性廃棄物の処理方法。22. An operation of decomposing organic matter in a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant into carbon dioxide gas and water, and further producing carbonate ion and an insoluble salt in the liquid radioactive waste. Substance is added, the generated insoluble salt is separated from the liquid radioactive waste, and the liquid radioactive waste from which the insoluble salt is separated is reduced in volume and immobilized in a container. Radioactive waste treatment method.
廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水とに分解する操作を行
い、 さらに前記液状の放射性廃棄物に非放射性の炭酸ガスを
供給し、 その後前記液状の放射性廃棄物を減容して容器内に固定
化する放射性廃棄物の処理方法。23. An operation of decomposing organic matter in a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant into carbon dioxide gas and water, further supplying non-radioactive carbon dioxide gas to the liquid radioactive waste, and thereafter. A method for treating radioactive waste, comprising reducing the volume of the liquid radioactive waste and fixing it in a container.
ッジ状の放射性廃棄物を収容する容器と、 前記容器内の放射性廃棄物中に含まれている炭酸イオン
又は炭酸水素イオンを除去する手段とを有する放射性廃
棄物前処理設備。24. A container for accommodating liquid or sludge-like radioactive waste generated from a nuclear power plant, and means for removing carbonate ions or hydrogen carbonate ions contained in the radioactive waste in the container. Radioactive waste pretreatment equipment that we have.
設備において、前記容器内の放射性廃棄物をサンプリン
グして該放射性廃棄物中のＣ−１４の濃度を検出する手
段を有する放射性廃棄物前処理設備。25. The radioactive waste pretreatment facility according to claim 24, further comprising means for sampling the radioactive waste in the container to detect the concentration of C-14 in the radioactive waste. Pretreatment equipment.
廃棄物を収容する容器と、 前記容器内の放射性廃棄物のｐＨを酸性側に調整する手
段と、 前記容器から発生するガスを容器外へ排出する手段とを
有する放射性廃棄物前処理設備。26. A container for containing a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant, a means for adjusting the pH of the radioactive waste in the container to an acidic side, and a gas generated from the container to the outside of the container. A radioactive waste pretreatment facility having means for discharging.
設備において、前記容器外へ排出されたガスを導き該ガ
スから炭酸ガスを除去する排ガス処理手段を有する放射
性廃棄物前処理設備。27. The radioactive waste pretreatment facility according to claim 26, comprising an exhaust gas treatment means for guiding the gas discharged to the outside of the container and removing carbon dioxide gas from the gas.
設備において、前記容器内の炭酸ガスの分圧を下げる手
段を有する放射性廃棄物前処理設備。28. The radioactive waste pretreatment facility according to claim 26, comprising means for lowering the partial pressure of carbon dioxide in the container.
設備において、前記容器内へ非放射性の炭酸ガスを供給
する手段を有する放射性廃棄物前処理設備。29. The radioactive waste pretreatment facility according to claim 26, comprising means for supplying non-radioactive carbon dioxide gas into the container.
廃棄物を収容する容器と、 前記容器内の放射性廃棄物のｐＨを調整しながら炭酸イ
オンと不溶解性の塩を形成する物質を添加する手段と、 前記容器内に生成した不溶解性の炭酸塩を前記放射性廃
棄物から分離する手段とを有する放射性廃棄物前処理設
備。30. A container for containing a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant, and a substance for forming carbonate salt and an insoluble salt are added while adjusting the pH of the radioactive waste in the container. A radioactive waste pretreatment facility comprising: means; and means for separating insoluble carbonate formed in the container from the radioactive waste.
廃棄物を収容する容器と、 前記容器内の放射性廃棄物に非放射性の炭酸ガスを添加
する手段と、 前記容器内のガスを導き該ガスから炭酸ガスを除去する
排ガス処理手段とを有する放射性廃棄物前処理設備。31. A container for containing a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant, a means for adding a non-radioactive carbon dioxide gas to the radioactive waste in the container, and a gas for guiding the gas in the container. A pretreatment facility for radioactive waste having an exhaust gas treatment means for removing carbon dioxide from the exhaust gas.
交換樹脂を収容する手段と、 前記使用済イオン交換樹脂のアニオンイオン交換樹脂に
吸着されている炭酸イオン又は炭酸水素イオンを該樹脂
から分離する手段とを有する放射性廃棄物前処理装置。32. A means for accommodating a used ion exchange resin generated from a nuclear power plant, and separating carbonate ion or hydrogen carbonate ion adsorbed on the anion ion exchange resin of the used ion exchange resin from the resin. A radioactive waste pretreatment device having a means.
廃棄物を収容する容器と、 前記容器内の放射性廃棄物中の有機物を炭酸ガスと水と
に分離する手段と、 前記容器内の放射性廃棄物中に溶存している炭酸イオン
又は炭酸水素イオンを除去する手段とを有する放射性廃
棄物前処理設備。33. A container for containing a liquid radioactive waste generated from a nuclear power plant, a means for separating organic matter in the radioactive waste in the container into carbon dioxide gas and water, and radioactive waste in the container. A radioactive waste pretreatment facility having means for removing carbonate ions or hydrogen carbonate ions dissolved in the waste.
設備において、前記放射性廃棄物中の前有機炭素量を検
出する手段を有する放射性廃棄物前処理設備。34. The radioactive waste pretreatment facility according to claim 33, comprising means for detecting the amount of pre-organic carbon in the radioactive waste.
交換樹脂を焼却するプロセスと、 該焼却プロセスにより発生する排ガスから炭酸ガスを除
去するプロセスを有する放射性廃棄物の処理方法。35. A method for treating radioactive waste, comprising a process of incinerating used ion exchange resin generated from a nuclear power plant, and a process of removing carbon dioxide gas from exhaust gas generated by the incineration process.
駆動されるタービン、該タービンからの蒸気を凝縮させ
る復水器、該復水器からの復水を浄化する浄化設備及び
該浄化設備で浄化された復水を前記原子炉に給水する給
水設備を有する沸騰水型原子力発電プラントにおいて、
前記復水器内の復水に炭酸ガスを供給する設備を有する
沸騰水型原子力発電プラント。36. A nuclear reactor, a turbine driven by steam generated in the nuclear reactor, a condenser for condensing steam from the turbine, a purification facility for purifying condensed water from the condenser, and the purification facility. In a boiling water nuclear power plant having a water supply facility for supplying condensate purified by
A boiling water nuclear power plant having a facility for supplying carbon dioxide gas to the condensate in the condenser.
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