JPH06258494A - 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法 - Google Patents
使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法Info
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- JPH06258494A JPH06258494A JP4131293A JP4131293A JPH06258494A JP H06258494 A JPH06258494 A JP H06258494A JP 4131293 A JP4131293 A JP 4131293A JP 4131293 A JP4131293 A JP 4131293A JP H06258494 A JPH06258494 A JP H06258494A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】廃棄物の発生量を低減することができるととも
に、中和剤としての苛性ソーダおよび硝酸の消費量を削
減できる使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理
方法を提供することにある。 【構成】使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液を、蒸
発缶５による蒸発操作により除染し、凝縮水を、海洋放
出可能なレベルまたはそのレベル以下まで放射能を低減
させる処理方法において、蒸発缶５に残った硝酸ナトリ
ウムを主成分とする濃縮廃液を、無機イオン交換体１１
ａと陽イオン交換体１１ｂとが充填されたイオン交換装
置に供給し、硝酸ナトリウム溶液を、硝酸と苛性ソーダ
とに分離するとともに、分離された硝酸および苛性ソー
ダを、再処理工程内で再利用するものである。
に、中和剤としての苛性ソーダおよび硝酸の消費量を削
減できる使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理
方法を提供することにある。 【構成】使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液を、蒸
発缶５による蒸発操作により除染し、凝縮水を、海洋放
出可能なレベルまたはそのレベル以下まで放射能を低減
させる処理方法において、蒸発缶５に残った硝酸ナトリ
ウムを主成分とする濃縮廃液を、無機イオン交換体１１
ａと陽イオン交換体１１ｂとが充填されたイオン交換装
置に供給し、硝酸ナトリウム溶液を、硝酸と苛性ソーダ
とに分離するとともに、分離された硝酸および苛性ソー
ダを、再処理工程内で再利用するものである。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所から生じ
る使用済燃料を再処理する際の低レベル放射性廃液の処
理方法に関する。
る使用済燃料を再処理する際の低レベル放射性廃液の処
理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電所から取出された使用済燃料
は、再処理工場でウランとプルトニウムおよび核分裂生
成物とに分離される。
は、再処理工場でウランとプルトニウムおよび核分裂生
成物とに分離される。
【０００３】再処理の方法については、種々の方法が提
案されているが、現在、フランス、イギリスの商業再処
理工場では、リン酸トリブチル（ＴＢＰ）を抽出剤とし
て用いる溶媒抽出法、すなわちピューレックス法（Pure
x 法）が適用されている。
案されているが、現在、フランス、イギリスの商業再処
理工場では、リン酸トリブチル（ＴＢＰ）を抽出剤とし
て用いる溶媒抽出法、すなわちピューレックス法（Pure
x 法）が適用されている。
【０００４】このピューレックス法では、ウラン、プル
トニウムおよび核分裂生成物は、硝酸溶液として存在す
るが、これに有機溶媒（ＴＢＰ）を接触させると、各成
分の水相、有機相への分配係数が、酸濃度、原子価によ
って異なる。この分配係数の差を利用するのが、ピュー
レックス法である。
トニウムおよび核分裂生成物は、硝酸溶液として存在す
るが、これに有機溶媒（ＴＢＰ）を接触させると、各成
分の水相、有機相への分配係数が、酸濃度、原子価によ
って異なる。この分配係数の差を利用するのが、ピュー
レックス法である。
【０００５】溶媒のＴＢＰは、ウランやプルトニウムの
抽出が進むにつれ、比重が水溶液（硝酸溶液）より大き
くなり、水相と有機相との比重差による分離が困難にな
るため、ＴＢＰは、希釈剤のドデカンで予め希釈したも
のが用いられる。
抽出が進むにつれ、比重が水溶液（硝酸溶液）より大き
くなり、水相と有機相との比重差による分離が困難にな
るため、ＴＢＰは、希釈剤のドデカンで予め希釈したも
のが用いられる。
【０００６】ウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物
は、硝酸溶液中に金属イオンＭn+として存在し、これら
は次のようにＴＢＰと錯体を形成する。
は、硝酸溶液中に金属イオンＭn+として存在し、これら
は次のようにＴＢＰと錯体を形成する。
【０００７】
【数１】
【０００８】抽出工程は、次の４段階に分けられる。
【０００９】第１段階は、ウランおよびプルトニウムと
核分裂生成物との分離（共除染と云う）、第２段階は、
ウランとプルトニウムとの分離（分配）、第３段階およ
び第４段階は、分離したウランおよびプルトニウムの精
製である。
核分裂生成物との分離（共除染と云う）、第２段階は、
ウランとプルトニウムとの分離（分配）、第３段階およ
び第４段階は、分離したウランおよびプルトニウムの精
製である。
【００１０】これらの工程により、精製したウランおよ
びプルトニウムが生成され、核分裂生成物と分離され
る。精製したウランの硝酸溶液は、脱硝工程を経て酸化
ウラン粉末の製品となる。また、精製したプルトニウム
硝酸溶液は、日本においては核拡散防止の観点から、ウ
ラン硝酸溶液と一対一に混合し、脱硝工程を経てプルト
ニウム、ウランの酸化物粉末として製品となる。
びプルトニウムが生成され、核分裂生成物と分離され
る。精製したウランの硝酸溶液は、脱硝工程を経て酸化
ウラン粉末の製品となる。また、精製したプルトニウム
硝酸溶液は、日本においては核拡散防止の観点から、ウ
ラン硝酸溶液と一対一に混合し、脱硝工程を経てプルト
ニウム、ウランの酸化物粉末として製品となる。
【００１１】一方、核分裂生成物は、放射性廃棄物とし
て処理されることになる。再処理工場における放射性廃
棄物は、固体、気体、液体の廃棄物に分類され、発生量
の９９％以上は、前処理工程および抽出工程で発生する
高レベル廃棄物である。この放射性廃棄物のうち、液体
廃棄物に注目すると、高レベル液体廃棄物と低レベル液
体廃棄物に分類することができる。
て処理されることになる。再処理工場における放射性廃
棄物は、固体、気体、液体の廃棄物に分類され、発生量
の９９％以上は、前処理工程および抽出工程で発生する
高レベル廃棄物である。この放射性廃棄物のうち、液体
廃棄物に注目すると、高レベル液体廃棄物と低レベル液
体廃棄物に分類することができる。
【００１２】高レベル液体廃棄物は、濃縮工程を経た
後、ガラス固化処理が行なわれる。また、低レベル液体
廃棄物は、ウラン精製工程における廃液や、酸回収工程
の凝縮水や床排水であり、これらの廃液は、放射能レベ
ルは低いが、量的には非常に多量となる。使用済燃料１
トン処理すると、約５０ｍ3 の低レベル廃液が発生する
と云われている。
後、ガラス固化処理が行なわれる。また、低レベル液体
廃棄物は、ウラン精製工程における廃液や、酸回収工程
の凝縮水や床排水であり、これらの廃液は、放射能レベ
ルは低いが、量的には非常に多量となる。使用済燃料１
トン処理すると、約５０ｍ3 の低レベル廃液が発生する
と云われている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】現在、世界で実用化ま
たは建設中の商業再処理工場で実施または計画されてい
る低レベル放射性廃液の処理方法は次の通りである。
たは建設中の商業再処理工場で実施または計画されてい
る低レベル放射性廃液の処理方法は次の通りである。
【００１４】すなわち、フランスのＵＰ−２−４００工
場および建設中のＵＰ−３、ＵＰ−２−８００工場、イ
ギリスで建設中のＴＨＯＲＰ工場では、凝集沈澱法によ
り、放射性核種をスラッジとして沈澱させ、濾液の放射
能レベルを下げ、中和処理した後、海洋に放出してい
る。一方、スラッジは、アスファルト固化した後、ドラ
ム缶に詰めて貯蔵する。
場および建設中のＵＰ−３、ＵＰ−２−８００工場、イ
ギリスで建設中のＴＨＯＲＰ工場では、凝集沈澱法によ
り、放射性核種をスラッジとして沈澱させ、濾液の放射
能レベルを下げ、中和処理した後、海洋に放出してい
る。一方、スラッジは、アスファルト固化した後、ドラ
ム缶に詰めて貯蔵する。
【００１５】しかし、このような方法では、放射能レベ
ルを充分に低下させる上で困難性が伴い、我国では採用
することはできない。
ルを充分に低下させる上で困難性が伴い、我国では採用
することはできない。
【００１６】我国の東海再処理工場では、蒸発缶による
蒸発処理を実施し、凝縮水を中和処理および油分除去
し、放射能レベルを充分に低下させた後、海洋放出して
いる。濃縮廃液は、アスファルト固化し、貯蔵庫にて保
管している。この方法の場合には、フランス、イギリス
の方法に比べ、放射能を１００〜１０００倍も除去する
ことが可能となる。
蒸発処理を実施し、凝縮水を中和処理および油分除去
し、放射能レベルを充分に低下させた後、海洋放出して
いる。濃縮廃液は、アスファルト固化し、貯蔵庫にて保
管している。この方法の場合には、フランス、イギリス
の方法に比べ、放射能を１００〜１０００倍も除去する
ことが可能となる。
【００１７】また、我国で計画中の民間再処理工場で
は、東海再処理工場と同様、蒸発缶による蒸発処理を実
施し、凝縮水を中和処理および油分除去した後、海洋放
出する計画である。一方、濃縮廃液は、乾燥器によって
乾燥脱水し、硝酸ナトリウムの粉体とした後、打錠器に
よりペレット状に固め、ドラム缶に詰めて中間貯蔵する
計画である。このプロセスの物質収支の概略を、使用済
燃料１トン当りで概算すると、低レベル放射性廃液量は
約４０ｍ3 となり、約７５％が凝縮水となり、３０ｍ3
が放出され、また残り１０ｍ3 が濃縮廃液となる。この
うち、２０％が硝酸ナトリウムとすると、２トンの硝酸
ナトリウムが生成され、ドラム缶に詰めると、例えば約
４本に相当する。
は、東海再処理工場と同様、蒸発缶による蒸発処理を実
施し、凝縮水を中和処理および油分除去した後、海洋放
出する計画である。一方、濃縮廃液は、乾燥器によって
乾燥脱水し、硝酸ナトリウムの粉体とした後、打錠器に
よりペレット状に固め、ドラム缶に詰めて中間貯蔵する
計画である。このプロセスの物質収支の概略を、使用済
燃料１トン当りで概算すると、低レベル放射性廃液量は
約４０ｍ3 となり、約７５％が凝縮水となり、３０ｍ3
が放出され、また残り１０ｍ3 が濃縮廃液となる。この
うち、２０％が硝酸ナトリウムとすると、２トンの硝酸
ナトリウムが生成され、ドラム缶に詰めると、例えば約
４本に相当する。
【００１８】これによると、年間８００トンの使用済燃
料を処理すると、３２００本のドラム缶の発生量とな
る。したがって、毎年３２００本のドラム缶を貯蔵する
ための貯蔵庫を増設しなければならないという問題があ
る。また、硝酸ナトリウムは、第１種危険物となる可能
性もあり、安全性確保のための設備対応が必要となり、
経済性の面からも問題がある。
料を処理すると、３２００本のドラム缶の発生量とな
る。したがって、毎年３２００本のドラム缶を貯蔵する
ための貯蔵庫を増設しなければならないという問題があ
る。また、硝酸ナトリウムは、第１種危険物となる可能
性もあり、安全性確保のための設備対応が必要となり、
経済性の面からも問題がある。
【００１９】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、廃棄物の発生量を低減することができるとと
もに、中和剤としての苛性ソーダおよび硝酸の消費量を
削減できる使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処
理方法を提供することを目的とする。
たもので、廃棄物の発生量を低減することができるとと
もに、中和剤としての苛性ソーダおよび硝酸の消費量を
削減できる使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処
理方法を提供することを目的とする。
【００２０】
【課題を解決するための手段】本発明は、前記目的を達
成する手段として、使用済燃料再処理の低レベル放射性
廃液を、蒸発缶による蒸発操作により除染し、凝縮水
を、海洋放出可能なレベルあるいはそのレベル以下まで
放射能を低減させる処理方法において、前記蒸発缶に残
った硝酸ナトリウムを主成分とする濃縮廃液を、無機イ
オン交換体と陽イオン交換体とが充填されたイオン交換
装置に供給し、硝酸ナトリウム溶液を、硝酸と苛性ソー
ダとに分離するとともに、分離された硝酸および苛性ソ
ーダを、再処理工程内で再利用するようにしたものであ
る。
成する手段として、使用済燃料再処理の低レベル放射性
廃液を、蒸発缶による蒸発操作により除染し、凝縮水
を、海洋放出可能なレベルあるいはそのレベル以下まで
放射能を低減させる処理方法において、前記蒸発缶に残
った硝酸ナトリウムを主成分とする濃縮廃液を、無機イ
オン交換体と陽イオン交換体とが充填されたイオン交換
装置に供給し、硝酸ナトリウム溶液を、硝酸と苛性ソー
ダとに分離するとともに、分離された硝酸および苛性ソ
ーダを、再処理工程内で再利用するようにしたものであ
る。
【００２１】
【作用】本発明に係る使用済燃料再処理の低レベル放射
性廃液の処理方法においては、使用済燃料再処理の低レ
ベル放射性廃液は、蒸発缶による蒸発操作により除染さ
れ、凝縮水は、海洋放出可能なレベルまで放射能の低減
がなされる。
性廃液の処理方法においては、使用済燃料再処理の低レ
ベル放射性廃液は、蒸発缶による蒸発操作により除染さ
れ、凝縮水は、海洋放出可能なレベルまで放射能の低減
がなされる。
【００２２】一方、この蒸発缶に残った硝酸ナトリウム
を主成分とする濃縮廃液は、無機イオン交換体と陽イオ
ン交換体とが充填されたイオン交換装置に供給され、放
射性物質が無機イオン交換体に吸着されるとともに、Ｎ
ａイオンが陽イオン交換体に吸着されて、硝酸溶液が排
出される。すなわち、硝酸と苛性ソーダとが分離され
る。そして、分離された硝酸および苛性ソーダは、再処
理工程内で再利用される。このため、廃棄物の発生量の
低減が可能となるとともに、中和剤としての苛性ソーダ
および硝酸の消費量の削減が可能となる。
を主成分とする濃縮廃液は、無機イオン交換体と陽イオ
ン交換体とが充填されたイオン交換装置に供給され、放
射性物質が無機イオン交換体に吸着されるとともに、Ｎ
ａイオンが陽イオン交換体に吸着されて、硝酸溶液が排
出される。すなわち、硝酸と苛性ソーダとが分離され
る。そして、分離された硝酸および苛性ソーダは、再処
理工程内で再利用される。このため、廃棄物の発生量の
低減が可能となるとともに、中和剤としての苛性ソーダ
および硝酸の消費量の削減が可能となる。
【００２３】
【実施例】以下、本発明の一実施例について添付図面を
参照して証明する。
参照して証明する。
【００２４】図１は、本発明に係る低レベル放射性廃液
の処理方法の一例を示すフローチャートであり、貯槽１
には、低レベル放射性廃液が、管路２を介して再処理工
場の各施設から輸送されるようになっている。この貯槽
１にはまた、中和剤としての苛性ソーダが、管路３を介
して供給され、貯蔵槽１内のｐＨ調整が行なわれるよう
になっている。そしてｐＨ調整後の低レベル放射性廃液
は、管路４を介して蒸発缶５に供給されるようになって
いる。
の処理方法の一例を示すフローチャートであり、貯槽１
には、低レベル放射性廃液が、管路２を介して再処理工
場の各施設から輸送されるようになっている。この貯槽
１にはまた、中和剤としての苛性ソーダが、管路３を介
して供給され、貯蔵槽１内のｐＨ調整が行なわれるよう
になっている。そしてｐＨ調整後の低レベル放射性廃液
は、管路４を介して蒸発缶５に供給されるようになって
いる。
【００２５】この蒸発缶５で除染された凝縮液は、図１
に示すように、貯槽６に送られてｐＨ調整されるととも
に、油分除去装置７で油分除去された後、貯槽８に供給
されるようになっており、この凝縮液は、最終的放射能
検査が行なわれた後、海洋放出されるようになってい
る。
に示すように、貯槽６に送られてｐＨ調整されるととも
に、油分除去装置７で油分除去された後、貯槽８に供給
されるようになっており、この凝縮液は、最終的放射能
検査が行なわれた後、海洋放出されるようになってい
る。
【００２６】一方、蒸発缶５の濃縮残渣は、図１に示す
ように、貯槽９に送られて濃度調整された後、硝酸ナト
リウム溶液として管路１０を介しイオン交換塔１１に送
られ、硝酸と苛性ソーダとに分離されるようになってい
る。
ように、貯槽９に送られて濃度調整された後、硝酸ナト
リウム溶液として管路１０を介しイオン交換塔１１に送
られ、硝酸と苛性ソーダとに分離されるようになってい
る。
【００２７】すなわち、前記イオン交換塔１１内には、
図２に示すように、放射性核種を吸着するゼオライトや
ケイ酸塩系の陽イオン交換体からなる無機イオン交換体
１１ａと、Ｎａイオンの吸着性に優れた有機イオン交換
体からなる陽イオン１１ｂとが、ステンレス製隔壁１１
ｃを介して充填されており、ステンレス製隔壁１１ｃに
は、液を通すための迷路（図示せず）が形成されてい
る。そして、濃縮廃液中に含まれる放射性核種の一部
は、前記無機イオン交換体１１ａに吸着されるととも
に、Ｎａイオンは、前記陽イオン交換体１１ｂに吸着さ
れ、イオン交換塔１１の底部からは、硝酸溶液が排出さ
れて貯槽１２に貯蔵されるようになっている。
図２に示すように、放射性核種を吸着するゼオライトや
ケイ酸塩系の陽イオン交換体からなる無機イオン交換体
１１ａと、Ｎａイオンの吸着性に優れた有機イオン交換
体からなる陽イオン１１ｂとが、ステンレス製隔壁１１
ｃを介して充填されており、ステンレス製隔壁１１ｃに
は、液を通すための迷路（図示せず）が形成されてい
る。そして、濃縮廃液中に含まれる放射性核種の一部
は、前記無機イオン交換体１１ａに吸着されるととも
に、Ｎａイオンは、前記陽イオン交換体１１ｂに吸着さ
れ、イオン交換塔１１の底部からは、硝酸溶液が排出さ
れて貯槽１２に貯蔵されるようになっている。
【００２８】この貯槽１２に貯蔵された硝酸溶液は、図
示しない酸回収蒸発缶で精製した後、硝酸溶液として再
利用されるようになっている。また、前記陽イオン交換
体１１ｂに吸着されたＮａイオンは、図１および図２に
示す管路１３から間欠的に供給される溶離液により溶離
され、苛性ソーダ溶液として貯槽１４に貯蔵され、その
後管路３を介し中和剤として貯槽１に送られるようにな
っている。さらに、前記無機イオン交換体１１ａに吸着
された放射性核種は、間欠的に洗浄されて貯槽１５に貯
蔵されるようになっている。
示しない酸回収蒸発缶で精製した後、硝酸溶液として再
利用されるようになっている。また、前記陽イオン交換
体１１ｂに吸着されたＮａイオンは、図１および図２に
示す管路１３から間欠的に供給される溶離液により溶離
され、苛性ソーダ溶液として貯槽１４に貯蔵され、その
後管路３を介し中和剤として貯槽１に送られるようにな
っている。さらに、前記無機イオン交換体１１ａに吸着
された放射性核種は、間欠的に洗浄されて貯槽１５に貯
蔵されるようになっている。
【００２９】以上の構成において、再処理工場の各施設
からの低レベル放射性廃液は、管路２を介し貯槽１に送
られ、中和剤としての苛性ソーダが管路３を介し供給さ
れて貯槽１内のｐＨ調整がなされる。そして、ｐＨ調整
後の低レベル放射性廃液は、管路４を介し蒸発缶５に送
られて蒸発処理が実施される。
からの低レベル放射性廃液は、管路２を介し貯槽１に送
られ、中和剤としての苛性ソーダが管路３を介し供給さ
れて貯槽１内のｐＨ調整がなされる。そして、ｐＨ調整
後の低レベル放射性廃液は、管路４を介し蒸発缶５に送
られて蒸発処理が実施される。
【００３０】この蒸発処理により蒸発缶５で除染された
凝縮液は、貯槽６に送られてｐＨ調整されるとともに、
油分除去装置７で油分除去された後、貯槽８に送られ、
最終的放射能検査後に海洋放出される。
凝縮液は、貯槽６に送られてｐＨ調整されるとともに、
油分除去装置７で油分除去された後、貯槽８に送られ、
最終的放射能検査後に海洋放出される。
【００３１】一方、蒸発缶５の濃縮残渣は、貯槽９に送
られて濃度調整された後、硝酸ナトリウム溶液として管
路１０を介しイオン交換塔１１に送られる。そして、濃
縮廃液中に含まれる放射性核種の一部は、イオン交換塔
１１内の無機イオン交換体１１ａに吸着されるととも
に、Ｎａイオンは陽イオン交換体１１ｂに吸着され、イ
オン交換塔１１の底部からは、硝酸溶液が排出されて貯
槽１２に貯蔵される。
られて濃度調整された後、硝酸ナトリウム溶液として管
路１０を介しイオン交換塔１１に送られる。そして、濃
縮廃液中に含まれる放射性核種の一部は、イオン交換塔
１１内の無機イオン交換体１１ａに吸着されるととも
に、Ｎａイオンは陽イオン交換体１１ｂに吸着され、イ
オン交換塔１１の底部からは、硝酸溶液が排出されて貯
槽１２に貯蔵される。
【００３２】貯槽１２に貯蔵された硝酸溶液は、酸回収
蒸発缶で精製された後、硝酸溶液として再利用される。
蒸発缶で精製された後、硝酸溶液として再利用される。
【００３３】また、陽イオン交換体１１ｂに吸着された
Ｎａイオンは、１日１回の割合で、管路１３から供給さ
れる溶離液により溶離され、苛性ソーダ溶液として貯槽
１４に貯蔵され、その後、管路３を介し中和剤として貯
槽１に送られる。したがって、この苛性ソーダは、充分
に除染されている必要はない。
Ｎａイオンは、１日１回の割合で、管路１３から供給さ
れる溶離液により溶離され、苛性ソーダ溶液として貯槽
１４に貯蔵され、その後、管路３を介し中和剤として貯
槽１に送られる。したがって、この苛性ソーダは、充分
に除染されている必要はない。
【００３４】さらに、無機イオン交換体１１ａに吸着さ
れた放射性核種は、１日に１回の割合で洗浄され、貯槽
１５に貯蔵される。また、交換体１１ａ，１１ｂは、１
年に１回の割合で交換される。
れた放射性核種は、１日に１回の割合で洗浄され、貯槽
１５に貯蔵される。また、交換体１１ａ，１１ｂは、１
年に１回の割合で交換される。
【００３５】しかして、イオン交換塔１１に入る濃縮廃
液の約９０％は、苛性ソーダと硝酸として再利用するこ
とが可能となり、廃棄物発生量を、従来の１０分の１に
低減することができる。
液の約９０％は、苛性ソーダと硝酸として再利用するこ
とが可能となり、廃棄物発生量を、従来の１０分の１に
低減することができる。
【００３６】また、濃縮廃液の乾燥装置が不要となると
ともに、濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムを大量
に貯蔵する必要がなく、濃縮廃液処理システムが簡潔か
つ経済的となる。
ともに、濃縮廃液の主成分である硝酸ナトリウムを大量
に貯蔵する必要がなく、濃縮廃液処理システムが簡潔か
つ経済的となる。
【００３７】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
廃棄物として発生した硝酸ナトリウムを、硝酸と苛性ソ
ーダに分解し再利用することが可能となり、廃棄物の発
生量を低減できるとともに、中和剤としての苛性ソーダ
および硝酸の回収により、それらの消費量を削減するこ
とができる。
廃棄物として発生した硝酸ナトリウムを、硝酸と苛性ソ
ーダに分解し再利用することが可能となり、廃棄物の発
生量を低減できるとともに、中和剤としての苛性ソーダ
および硝酸の回収により、それらの消費量を削減するこ
とができる。
【図１】本発明に係る低レベル放射性廃液の処理方法の
一例を示すフローシート。
一例を示すフローシート。
【図２】放射性廃液の処理に用いられるイオン交換塔の
詳細図。 ５ 蒸発缶 １１ イオン交換塔 １１ａ 無機イオン交換体 １１ｂ 陽イオン交換体
詳細図。 ５ 蒸発缶 １１ イオン交換塔 １１ａ 無機イオン交換体 １１ｂ 陽イオン交換体
Claims (1)
- 【請求項１】 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液
を、蒸発缶による蒸発操作により除染し、凝縮水を、海
洋放出可能なレベルまたはそのレベル以下まで放射能を
低減させる処理方法において、前記蒸発缶に残った硝酸
ナトリウムを主成分とする濃縮廃液を、無機イオン交換
体と陽イオン交換体とが充填されたイオン交換装置に供
給し、硝酸ナトリウム溶液を、硝酸と苛性ソーダとに分
離するとともに、分離された硝酸および苛性ソーダを、
再処理工程内で再利用することを特徴とする使用済燃料
再処理の低レベル放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4131293A JPH06258494A (ja) | 1993-03-02 | 1993-03-02 | 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4131293A JPH06258494A (ja) | 1993-03-02 | 1993-03-02 | 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06258494A true JPH06258494A (ja) | 1994-09-16 |
Family
ID=12604993
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4131293A Pending JPH06258494A (ja) | 1993-03-02 | 1993-03-02 | 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06258494A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007083588A1 (ja) * | 2006-01-19 | 2007-07-26 | Japan Nuclear Fuel Limited | 使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステム |
-
1993
- 1993-03-02 JP JP4131293A patent/JPH06258494A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007083588A1 (ja) * | 2006-01-19 | 2007-07-26 | Japan Nuclear Fuel Limited | 使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステム |
| 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 |
| US7666370B2 (en) | 2006-01-19 | 2010-02-23 | Japan Nuclear Fuel Limited | Sodium salt recycling process for use in wet reprocessing process of spent nuclear fuel |
| EP1975945A4 (en) * | 2006-01-19 | 2014-09-17 | Japan Nuclear Fuel Limite | SODIUM SALT RECYCLING SYSTEM FOR USE IN WET REMRESTMENT OF USED NUCLEAR FUEL |
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