JPH0668556B2 - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
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- JPH0668556B2 JPH0668556B2 JP60276575A JP27657585A JPH0668556B2 JP H0668556 B2 JPH0668556 B2 JP H0668556B2 JP 60276575 A JP60276575 A JP 60276575A JP 27657585 A JP27657585 A JP 27657585A JP H0668556 B2 JPH0668556 B2 JP H0668556B2
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Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、放射性廃液の処理方法に係り、特に、可溶性
塩を主成分とする放射性廃液を固化処理するのに好適な
処理方法に関する。
塩を主成分とする放射性廃液を固化処理するのに好適な
処理方法に関する。
原子力発電所その他の放射線取扱い施設で発生する固体
状又は液体状低レベル放射性廃棄物は、そのまま施設外
へ持ち出すことは許されない為、従来はそのままドラム
缶に詰めてセメント固化し、施設内に保管されていた。
このセメント固化は、減容比が低く、施設内保管ドラム
缶数が年々増加しているため、保管スペースの節約の見
地から種種の減容比向上方法の開発が進められている。
状又は液体状低レベル放射性廃棄物は、そのまま施設外
へ持ち出すことは許されない為、従来はそのままドラム
缶に詰めてセメント固化し、施設内に保管されていた。
このセメント固化は、減容比が低く、施設内保管ドラム
缶数が年々増加しているため、保管スペースの節約の見
地から種種の減容比向上方法の開発が進められている。
原子力発電所で発生する主な液状放射性廃棄物として濃
縮廃液がある。現在では、この濃縮廃液を乾燥粉末化し
てその体積の大部分を占める水を除去し、水硬化性固体
材で固化する方法が開発されている。しかし、乾燥粉末
化した濃縮廃液を水硬化性固化材、特にセメントで固化
する際には以下の問題点がある。
縮廃液がある。現在では、この濃縮廃液を乾燥粉末化し
てその体積の大部分を占める水を除去し、水硬化性固体
材で固化する方法が開発されている。しかし、乾燥粉末
化した濃縮廃液を水硬化性固化材、特にセメントで固化
する際には以下の問題点がある。
BWR発電所から生ずる濃縮廃液（Na2SO4が主成分）の
場合は、セメントの硬化時に析出する水酸化カルシウム
〔Ca(OH)2〕がNa2SO4と反応し、硫酸カルシウム〔CaS
O4〕が生成し、これとアルミン酸三カルシウム〔3CaO・A
l2O3〕水和物とが反応して膨張性水和物を形成し、固化
体を劣化させる。
場合は、セメントの硬化時に析出する水酸化カルシウム
〔Ca(OH)2〕がNa2SO4と反応し、硫酸カルシウム〔CaS
O4〕が生成し、これとアルミン酸三カルシウム〔3CaO・A
l2O3〕水和物とが反応して膨張性水和物を形成し、固化
体を劣化させる。
PWR発電所から生ずる濃縮廃液（Na2B4O7が主成分）の
場合は、セメントに対するホウ酸イオンの量が増大する
と、セメントの水和反応が阻害されて、良好な固化体が
得られない。この問題はセメントに限らず水硬化性固化
材を用いる場合に起る問題である。
場合は、セメントに対するホウ酸イオンの量が増大する
と、セメントの水和反応が阻害されて、良好な固化体が
得られない。この問題はセメントに限らず水硬化性固化
材を用いる場合に起る問題である。
以上の問題点を解決する為に、それぞれ濃縮廃液の不溶
化処理（濃縮廃液中の可溶性の成分であるNa2SO4又はNa
2B4O7を不溶性物質に変換すること）をした後、乾燥粉
末化して固化する方法が検討されている。特にPWR発電
所から生ずる濃縮廃液の不溶化については、特開昭58-1
86099，特開昭59-12399，同12400に示されている。
化処理（濃縮廃液中の可溶性の成分であるNa2SO4又はNa
2B4O7を不溶性物質に変換すること）をした後、乾燥粉
末化して固化する方法が検討されている。特にPWR発電
所から生ずる濃縮廃液の不溶化については、特開昭58-1
86099，特開昭59-12399，同12400に示されている。
而して濃縮廃液の不溶化処理の際に問題になるのは、不
溶化処理時に発生した苛性ソーダ(NaOH)である。この苛
性ソーダを含んだままでは濃縮廃液の粉体化及び固化が
困難であるため、苛性ソーダを分離する必要がある。し
かし、この分離された苛性ソーダはCs,Sr等の放射性物
質を含んでおり、このまま再利用することは困難であ
る。
溶化処理時に発生した苛性ソーダ(NaOH)である。この苛
性ソーダを含んだままでは濃縮廃液の粉体化及び固化が
困難であるため、苛性ソーダを分離する必要がある。し
かし、この分離された苛性ソーダはCs,Sr等の放射性物
質を含んでおり、このまま再利用することは困難であ
る。
本発明の目的は、可溶性塩を主成分とする放射性廃液の
不溶化と共にCs,Sr等の放射性物質を固層へ捕捉するこ
とによって、不溶化処理時に発生した苛性ソーダの再利
用を容易にし、さらに固化後は固化体中に放射性物質を
安定に固定化する放射性廃液処理方法を提供することに
ある。
不溶化と共にCs,Sr等の放射性物質を固層へ捕捉するこ
とによって、不溶化処理時に発生した苛性ソーダの再利
用を容易にし、さらに固化後は固化体中に放射性物質を
安定に固定化する放射性廃液処理方法を提供することに
ある。
本発明の特徴は、可溶性塩(Na2SO4又はNa2B4O7)を主成
分とするBWR発電プラント又はPWR発電プラントから発生
する放射性濃縮廃液中の上記可溶性塩を不溶化させて沈
殿させ、その後または同時に放射性物質を吸着する吸着
剤を添加して沈殿させ、上記不溶化の際、生成された水
酸化ナトリウム(NaOH)を分離し、その後に上記の沈殿物
を含む廃液スラリーを水硬化性固化材で固化することに
より固化体とするものである。
分とするBWR発電プラント又はPWR発電プラントから発生
する放射性濃縮廃液中の上記可溶性塩を不溶化させて沈
殿させ、その後または同時に放射性物質を吸着する吸着
剤を添加して沈殿させ、上記不溶化の際、生成された水
酸化ナトリウム(NaOH)を分離し、その後に上記の沈殿物
を含む廃液スラリーを水硬化性固化材で固化することに
より固化体とするものである。
上記の分離した苛性ソーダは放射性物質を含まないので
その再利用が容易であり、また固化体中に放射性物質が
安定に固定化できるので固化体からの放性能の浸出を大
巾に低減できる。
その再利用が容易であり、また固化体中に放射性物質が
安定に固定化できるので固化体からの放性能の浸出を大
巾に低減できる。
本発明の実施例を、特に廃液がBWR発電所から生ずる濃
縮廃液（主成分が硫酸ソーダNa2SO4）の場合について、
第１図により説明する。
縮廃液（主成分が硫酸ソーダNa2SO4）の場合について、
第１図により説明する。
廃液に可溶性のBa化合物を添加し、廃液中の硫酸ソーダ
を不溶化して硫酸バリウムとして析出沈殿させる。次い
で、又は同時に、吸着材を廃液に添加して、Cs,Sr等の
放射性物質を吸着させ沈殿させる。以下の反応が終了す
ると、 Na2SO4+Ba(OH)2→BaSO4+2NaOH 苛性ソーダが発生する。この苛性ソーダを分離した後、
上記硫酸バリウムおよび吸着剤の沈殿物を含んだスラリ
ーを蒸発濃縮もしくは粉体化した後、あるいはスラリー
のままの状態で、水硬化性固化材（セメント、水ガラ
ス、シリカ等）を加えて固化し、固化体とする。上記分
離された苛性ソーダは放射性物質を含んでおらず、再利
用される。
を不溶化して硫酸バリウムとして析出沈殿させる。次い
で、又は同時に、吸着材を廃液に添加して、Cs,Sr等の
放射性物質を吸着させ沈殿させる。以下の反応が終了す
ると、 Na2SO4+Ba(OH)2→BaSO4+2NaOH 苛性ソーダが発生する。この苛性ソーダを分離した後、
上記硫酸バリウムおよび吸着剤の沈殿物を含んだスラリ
ーを蒸発濃縮もしくは粉体化した後、あるいはスラリー
のままの状態で、水硬化性固化材（セメント、水ガラ
ス、シリカ等）を加えて固化し、固化体とする。上記分
離された苛性ソーダは放射性物質を含んでおらず、再利
用される。
上記吸着剤の例としては、Csを吸着固定化するにはフェ
ロシアン化銅、またSrを吸着固定化するには塩化チタン
を用いることができる。これら吸着剤による放射性物質
固定化の効果を第２図及び第３図に示す。これらの図
は、上記吸着剤の添加を行って得た最終の固化体からの
Cs,Sr浸出量比を夫々示したものである。
ロシアン化銅、またSrを吸着固定化するには塩化チタン
を用いることができる。これら吸着剤による放射性物質
固定化の効果を第２図及び第３図に示す。これらの図
は、上記吸着剤の添加を行って得た最終の固化体からの
Cs,Sr浸出量比を夫々示したものである。
＜実施例１＞ 具体的な実施例として、廃液が硫酸ナトリウムであり、
可溶性バリウム化合物として水酸化バリウムを、また吸
着剤としてフェロシアン化銅と塩化チタンを添加し、ま
た固化材としてケイ酸アルカリを主成分とし、これに硬
化剤たるリン酸塩を使用する場合について、第４図で、
説明する。
可溶性バリウム化合物として水酸化バリウムを、また吸
着剤としてフェロシアン化銅と塩化チタンを添加し、ま
た固化材としてケイ酸アルカリを主成分とし、これに硬
化剤たるリン酸塩を使用する場合について、第４図で、
説明する。
廃液タンク１から固形分（水を除去したときに残る固形
硫酸ソーダの分）濃度２０wt%の硫酸ソーダを固形分が
２５tonとなるように反応タンク４に供給し、添加剤タ
ンク２から水酸化バリウム５６tonを反応タンク４に供
給し、さらにCs,Srのための吸着剤として添加剤タンク
３から反応タンク４にフェロシアン化銅と塩化チタンを
廃液中のCs,Srのモル数の５倍添加する。
硫酸ソーダの分）濃度２０wt%の硫酸ソーダを固形分が
２５tonとなるように反応タンク４に供給し、添加剤タ
ンク２から水酸化バリウム５６tonを反応タンク４に供
給し、さらにCs,Srのための吸着剤として添加剤タンク
３から反応タンク４にフェロシアン化銅と塩化チタンを
廃液中のCs,Srのモル数の５倍添加する。
ヒータ５で８０℃にタンク４を加熱し、攪拌機で混合攪
拌を１時間継続し、以下の反応と同時に、Cs,Srの吸着
を完了させる。
拌を１時間継続し、以下の反応と同時に、Cs,Srの吸着
を完了させる。
Na2SO4+Ba(OH)2→BaSO4+2NaOH 以上の不溶化およびCs,Srの吸着固定化の工程が終了し
た後、この反応タンク４内でBaSO4および前記吸着材の
沈降分離を行ない、苛性ソーダを分離する。この分離さ
れた苛性ソーダは他の用途に再利用される。例えば図示
の如く原子炉の復水系１５の脱塩に使われている脱塩器
１３の内容物であるイオン交換樹脂１４の再生に上記分
離した苛性ソーダを再利用することができる。
た後、この反応タンク４内でBaSO4および前記吸着材の
沈降分離を行ない、苛性ソーダを分離する。この分離さ
れた苛性ソーダは他の用途に再利用される。例えば図示
の如く原子炉の復水系１５の脱塩に使われている脱塩器
１３の内容物であるイオン交換樹脂１４の再生に上記分
離した苛性ソーダを再利用することができる。
次に、上記BaSO4および吸着剤の沈殿物を含む廃液スラ
リーを乾燥機６で、乾燥粉体化し、粉体ホッパー７にこ
の粉体を受ける。ドラム缶８に、タンク９からケイ酸ソ
ーダを主成分とする固化材１２０kgとタンク１０から添
加水６０kgを添加し、混練してペーストを作成した後、
上記粉体ホッパー７から粉体をドラム缶８に３００kg添
加し、混練固化する。
リーを乾燥機６で、乾燥粉体化し、粉体ホッパー７にこ
の粉体を受ける。ドラム缶８に、タンク９からケイ酸ソ
ーダを主成分とする固化材１２０kgとタンク１０から添
加水６０kgを添加し、混練してペーストを作成した後、
上記粉体ホッパー７から粉体をドラム缶８に３００kg添
加し、混練固化する。
本実施例によれば、不溶化と共に放射性物質の吸着固定
化を行うので、分離した苛性ソーダは、そのまま、イオ
ン交換樹脂の再生等、他の用途に使用できる。さらに
は、不溶化と、放射性廃棄物の固定化との相乗効果によ
り、本実施例で得られた固化体は従来の固化体に比較し
て、Csの浸出比が1/100になることがわかった。
化を行うので、分離した苛性ソーダは、そのまま、イオ
ン交換樹脂の再生等、他の用途に使用できる。さらに
は、不溶化と、放射性廃棄物の固定化との相乗効果によ
り、本実施例で得られた固化体は従来の固化体に比較し
て、Csの浸出比が1/100になることがわかった。
＜実施例２＞ 前述のBaSO4および吸着剤の沈殿物を含むスラリーを、
固化材と同時に添加すべき水を残して濃縮した後、粉状
の固化材のみを添加しても、実施例１と同様の効果が得
られる。但し、濃縮の精度の面で水／固化材比の正確さ
は完全には望めないから、この点で実施例１の方が好ま
しい。
固化材と同時に添加すべき水を残して濃縮した後、粉状
の固化材のみを添加しても、実施例１と同様の効果が得
られる。但し、濃縮の精度の面で水／固化材比の正確さ
は完全には望めないから、この点で実施例１の方が好ま
しい。
以上の二実施例では、ケイ酸アルカリを主成分とする固
化材を使用したが、他の水硬化性固化材たとえばセメン
トなどを使用してもよい。
化材を使用したが、他の水硬化性固化材たとえばセメン
トなどを使用してもよい。
また以上の実施例はBWR濃縮廃液（Na2SO4が主成分）に
ついて実施したが、PWR濃縮廃液(Na2B4O7が主成分）の
場合には、不溶化処理のために添加すべき塩として可溶
性のカルシウム塩を使用すれば同様の効果が得られる。
ついて実施したが、PWR濃縮廃液(Na2B4O7が主成分）の
場合には、不溶化処理のために添加すべき塩として可溶
性のカルシウム塩を使用すれば同様の効果が得られる。
Srの吸着材としては、塩化チタンに限らず、有機チタ
ン、無機チタン化合物、有機ジルコニウム、無機ジルコ
ニウム化合物を用いることができる。
ン、無機チタン化合物、有機ジルコニウム、無機ジルコ
ニウム化合物を用いることができる。
Csの吸着材としては、フェロシアン化銅に限らず、他の
金属のフェロシアン化化合物を用いてもよい。
金属のフェロシアン化化合物を用いてもよい。
更に、塩化チタン、フェロシアン化銅の代りに、ゼオラ
イトを吸着剤として用いてもよい。
イトを吸着剤として用いてもよい。
本発明によれば、濃縮廃液の主成分であるNa2SO4やNa2B
4O7が不溶化されるので、得られた最終の固化体が健全
なものとなる。また、放射性物質を吸着剤に吸着して沈
殿させるので、不溶化処理の際に発生する苛性ソーダに
放射性物質はほとんど含まれていないので、この苛性ソ
ーダを分離してイオン交換樹脂の再生等他の用途に利用
できるという効果がある。また、放射性物質は固化体中
に固定化されるため、きわめて安定な固化体が得られ
る。
4O7が不溶化されるので、得られた最終の固化体が健全
なものとなる。また、放射性物質を吸着剤に吸着して沈
殿させるので、不溶化処理の際に発生する苛性ソーダに
放射性物質はほとんど含まれていないので、この苛性ソ
ーダを分離してイオン交換樹脂の再生等他の用途に利用
できるという効果がある。また、放射性物質は固化体中
に固定化されるため、きわめて安定な固化体が得られ
る。
第１図は本発明の実施例の基本的なプロセスを示す系統
図、第２図はフェロシアン化銅の添加量とセシウムの浸
出比の関係を示す図、第３図は塩化チタンの添加量とセ
シウムの浸出比の関係を示す図、第４図は、実施例１の
概略フロー図である。 １……廃液タンク ２……添加剤（水酸化バリウム）タンク ３……添加剤（フェロシアン化銅、塩化チタン）タンク ４……反応タンク、５……ヒーター ６……乾燥機、７……粉体ホッパー ８……ドラム缶、９……固化材タンク １０……水タンク、１１……攪拌機 １２……水、１３……脱塩器 １４……イオン交換樹脂、１５……復水
図、第２図はフェロシアン化銅の添加量とセシウムの浸
出比の関係を示す図、第３図は塩化チタンの添加量とセ
シウムの浸出比の関係を示す図、第４図は、実施例１の
概略フロー図である。 １……廃液タンク ２……添加剤（水酸化バリウム）タンク ３……添加剤（フェロシアン化銅、塩化チタン）タンク ４……反応タンク、５……ヒーター ６……乾燥機、７……粉体ホッパー ８……ドラム缶、９……固化材タンク １０……水タンク、１１……攪拌機 １２……水、１３……脱塩器 １４……イオン交換樹脂、１５……復水
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 泉田 龍男 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 馬場 務 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献 特開 昭59−12400（ＪＰ，Ａ)
Claims (7)
- 【請求項１】放射性廃液の可溶性主成分（Ｎａ２ＳＯ４
又はＮａ２Ｂ４Ｏ７）を不溶性物質に変換して沈殿させ
る工程、その後又は同時に放射性物質を吸着する吸着剤
を該廃液に添加して沈殿させる工程、上記第１の工程で
発生した不溶性沈殿物と第２の工程で発生した放射性核
種吸着沈殿物とを同時に苛性ソーダから分離する工程、
および上記第１および第２の工程で生じた沈殿物を含む
スラリーを水硬化性固化材で固化する工程からなること
を特徴とする放射性廃液の処理方法。 - 【請求項２】放射性廃液の可溶性主成分がＮａ２ＳＯ４
である場合には上記第１の工程は可溶性バリウム化合物
を添加することによって行う特許請求の範囲第１項記載
の放射性廃液の処理方法 - 【請求項３】放射性廃液の可溶性主成分がＮａ２Ｂ４Ｏ
７である場合には前記第１の工程は可溶性のカルシウム
化合物を添加することによって行う特許請求の範囲第１
項記載の放射性廃液の処理方法。 - 【請求項４】前記吸着剤として、チタンもしくはジルコ
ニウム化合物又はフェロシアン金属化合物を用いる特許
請求の範囲第１項記載の放射性廃液の処理方法。 - 【請求項５】フェロシアン金属化合物が銅フェロシアン
化合物である特許請求の範囲第４項記載の放射性廃液の
処理方法。 - 【請求項６】前記最後の固化工程は、前記スラリーを乾
燥粉体化した後に水および水硬化性固化材を添加するこ
とによって行う特許請求の範囲第１項ないし第５項のい
ずれかに記載の放射性廃液の処理方法。 - 【請求項７】前記最後の固化工程は、前記スラリーを蒸
発濃縮した後に、水硬化性固化材を添加することによっ
て行う特許請求の範囲第１項ないし第５項のいずれかに
記載の放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276575A JPH0668556B2 (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 放射性廃液の処理方法 |
| US06/938,798 US4804498A (en) | 1985-12-09 | 1986-12-08 | Process for treating radioactive waste liquid |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276575A JPH0668556B2 (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62135799A JPS62135799A (ja) | 1987-06-18 |
| JPH0668556B2 true JPH0668556B2 (ja) | 1994-08-31 |
Family
ID=17571381
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60276575A Expired - Fee Related JPH0668556B2 (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4804498A (ja) |
| JP (1) | JPH0668556B2 (ja) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0769473B2 (ja) * | 1987-11-05 | 1995-07-31 | 三菱重工業株式会社 | 酸性除染廃液の処理方法 |
| FR2624301B1 (fr) * | 1987-12-02 | 1990-03-30 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de conditionnement des dechets radioactifs ou toxiques contenant des ions borate, et son procede de fabrication |
| JPH0792519B2 (ja) * | 1990-03-02 | 1995-10-09 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法及び装置 |
| US5273661A (en) * | 1992-02-21 | 1993-12-28 | Pickett John B | Method for processing aqueous wastes |
| US5728302A (en) * | 1992-04-09 | 1998-03-17 | Groundwater Services, Inc. | Methods for the removal of contaminants from subterranean fluids |
| US5196124A (en) * | 1992-04-09 | 1993-03-23 | Groundwater Services, Inc. | Method of controlling the production of radioactive materials from a subterranean reservoir |
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| FR2724164A1 (fr) * | 1994-09-02 | 1996-03-08 | Rhone Poulenc Chimie | Procede de traitement d'un milieu liquide pour l'insolubilisation d'impuretes metalliques qui y sont contenues et l'obtention d'un residu non lixiviable |
| JP2997178B2 (ja) * | 1995-01-19 | 2000-01-11 | 核燃料サイクル開発機構 | 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法 |
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