JPH07111475B2 - 放射性核種を含有する廃棄水溶液流の処理方法 - Google Patents
放射性核種を含有する廃棄水溶液流の処理方法Info
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- JPH07111475B2 JPH07111475B2 JP62203592A JP20359287A JPH07111475B2 JP H07111475 B2 JPH07111475 B2 JP H07111475B2 JP 62203592 A JP62203592 A JP 62203592A JP 20359287 A JP20359287 A JP 20359287A JP H07111475 B2 JPH07111475 B2 JP H07111475B2
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- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
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- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/52—Treatment of water, waste water, or sewage by flocculation or precipitation of suspended impurities
- C02F1/5236—Treatment of water, waste water, or sewage by flocculation or precipitation of suspended impurities using inorganic agents
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 発明の背景 沸騰水形原子力プラントにおいては、一次ループ内の水
は、炉心と蒸気発生器との間で循環する。この水はま
た、原子炉及び蒸気発生器内の金属部分に腐食を生ぜし
め得る水中内のイオンを除去する目的で、陰イオン交換
樹脂及び陽イオン交換樹脂を通される。これらイオン交
換樹脂が消耗した時には、陰イオン交換樹脂を再生する
ために、該陰イオン交換樹脂に水酸化ナトリウム溶液が
通され、そして陽イオン交換樹脂を再生するために該陽
イオン交換樹脂には硫酸溶液が通される。その結果生ず
る汚染した水酸化ナトリウム及び硫酸溶液の流れは合流
されて約１％乃至15％の硫酸ナトリウムを含む中性の溶
液流が形成される。これは強アルカリ性溶液流或るいは
強酸性溶液流よりも中性溶液流の方が処理し蒸発し易い
ためである。
は、炉心と蒸気発生器との間で循環する。この水はま
た、原子炉及び蒸気発生器内の金属部分に腐食を生ぜし
め得る水中内のイオンを除去する目的で、陰イオン交換
樹脂及び陽イオン交換樹脂を通される。これらイオン交
換樹脂が消耗した時には、陰イオン交換樹脂を再生する
ために、該陰イオン交換樹脂に水酸化ナトリウム溶液が
通され、そして陽イオン交換樹脂を再生するために該陽
イオン交換樹脂には硫酸溶液が通される。その結果生ず
る汚染した水酸化ナトリウム及び硫酸溶液の流れは合流
されて約１％乃至15％の硫酸ナトリウムを含む中性の溶
液流が形成される。これは強アルカリ性溶液流或るいは
強酸性溶液流よりも中性溶液流の方が処理し蒸発し易い
ためである。
この放射性廃棄物（radwaste）である硫酸ナトリウム溶
液流は、一般に、蒸発により処理されて約80％の硫酸ナ
トリウムを含有するスラリが生成される。しかしなが
ら、硫酸ナトリウムは普通と異なる溶解度特性を有して
いるため硫酸ナトリウム流の蒸発には処理上の問題が生
じ得る。例えば、硫酸ナトリウムは32.2℃（90゜F）で
約33％まで溶解するが、この温度を越えると、その溶解
度は減退する。即ち温度が上昇すると、硫酸ナトリウム
は無水塩として晶出し、熱交換器及び他の設備における
高温の表面を覆い熱交換器等の設備に堆積物を形成した
り或るいは栓塞を発生し得る。更に、22％の濃度を越え
ると、溶液の冷却に伴い、硫酸ナトリウムは硫酸ナトリ
ウム10水和物として析出もしくは沈澱する。この硫酸ナ
トリウム10水和物は迅速に岩石硬度の塩となるゲルであ
る。放射能が高い環境においては、このような硬質の沈
澱物を清浄して除去するのは非常に困難である。
液流は、一般に、蒸発により処理されて約80％の硫酸ナ
トリウムを含有するスラリが生成される。しかしなが
ら、硫酸ナトリウムは普通と異なる溶解度特性を有して
いるため硫酸ナトリウム流の蒸発には処理上の問題が生
じ得る。例えば、硫酸ナトリウムは32.2℃（90゜F）で
約33％まで溶解するが、この温度を越えると、その溶解
度は減退する。即ち温度が上昇すると、硫酸ナトリウム
は無水塩として晶出し、熱交換器及び他の設備における
高温の表面を覆い熱交換器等の設備に堆積物を形成した
り或るいは栓塞を発生し得る。更に、22％の濃度を越え
ると、溶液の冷却に伴い、硫酸ナトリウムは硫酸ナトリ
ウム10水和物として析出もしくは沈澱する。この硫酸ナ
トリウム10水和物は迅速に岩石硬度の塩となるゲルであ
る。放射能が高い環境においては、このような硬質の沈
澱物を清浄して除去するのは非常に困難である。
発明の概要 本発明者等は、無水硫酸ナトリウム及び硫酸ナトリウム
10水和物の形成と言う問題を解決する放射性廃棄物であ
る硫酸ナトリウム水溶液の処理方法を発見した。本発明
によれば、上記水溶液から硫酸イオンを不溶性の塩とし
て析出もしくは沈澱して、それにより上述のような特異
な溶解度特性を有していないナトリウム塩もしくは水酸
化ナトリウムの溶液を得ることにより上述の問題を回避
することができる。このようにして得られる溶液流は、
高温の表面に晶出が生じたり或るいは溶液の冷却時に沈
澱もしくは析出が生じたりすることなく蒸発器内で処理
することができる。
10水和物の形成と言う問題を解決する放射性廃棄物であ
る硫酸ナトリウム水溶液の処理方法を発見した。本発明
によれば、上記水溶液から硫酸イオンを不溶性の塩とし
て析出もしくは沈澱して、それにより上述のような特異
な溶解度特性を有していないナトリウム塩もしくは水酸
化ナトリウムの溶液を得ることにより上述の問題を回避
することができる。このようにして得られる溶液流は、
高温の表面に晶出が生じたり或るいは溶液の冷却時に沈
澱もしくは析出が生じたりすることなく蒸発器内で処理
することができる。
更に、アルカリ土類金属水酸化物を添加することにより
硫酸塩イオンを沈澱させてアルカリ土類金属硫酸塩と水
酸化ナトリウム溶液とを形成することが可能であること
を発見した。この現象は、非常に驚くべきことである。
と言うのは、硫酸ナトリウムは強い塩基及び強酸の塩で
あり、弱い塩基であるアルカリ土類金属水酸化物の添加
によりこのような塩を分解できるとは予想されていない
からである。このような反応は化学の一般的教示に反す
ると考えられるが、しかしながら、それにも拘わらず、
このような反応が生ずることを本発明者は発見したので
ある。さらに、本発明者等は、不溶性の硫酸塩を形成す
るのに用いられる化合物を、水性溶液としてではなく、
固体として添加できることを発見した。これもまた驚く
べきことである。何故ならば、通常、固体の反応体が溶
液と効果的に反応して固体の沈澱物を形成することは予
想されないことであるからである。
硫酸塩イオンを沈澱させてアルカリ土類金属硫酸塩と水
酸化ナトリウム溶液とを形成することが可能であること
を発見した。この現象は、非常に驚くべきことである。
と言うのは、硫酸ナトリウムは強い塩基及び強酸の塩で
あり、弱い塩基であるアルカリ土類金属水酸化物の添加
によりこのような塩を分解できるとは予想されていない
からである。このような反応は化学の一般的教示に反す
ると考えられるが、しかしながら、それにも拘わらず、
このような反応が生ずることを本発明者は発見したので
ある。さらに、本発明者等は、不溶性の硫酸塩を形成す
るのに用いられる化合物を、水性溶液としてではなく、
固体として添加できることを発見した。これもまた驚く
べきことである。何故ならば、通常、固体の反応体が溶
液と効果的に反応して固体の沈澱物を形成することは予
想されないことであるからである。
発明の説明 本発明の方法は、少なくとも約0.1％の硫酸ナトリウム
を含みそして約15％またはそれ以上の硫酸ナトリウムを
含有することができる放射性廃棄物である水溶液流に適
用可能である。このような水溶液流はまた、典型的に、
少量の塩素、鉄、クロム及び他のイオン並びにSr90、Cs
134、Cs137及びCo60のような放射性核種イオンをも含有
している。溶液の温度範囲は、典型例として、室温と沸
点との間である。溶液のpHは重要な因子ではなく、典型
例においては約６と約８との間にある。
を含みそして約15％またはそれ以上の硫酸ナトリウムを
含有することができる放射性廃棄物である水溶液流に適
用可能である。このような水溶液流はまた、典型的に、
少量の塩素、鉄、クロム及び他のイオン並びにSr90、Cs
134、Cs137及びCo60のような放射性核種イオンをも含有
している。溶液の温度範囲は、典型例として、室温と沸
点との間である。溶液のpHは重要な因子ではなく、典型
例においては約６と約８との間にある。
本発明の方法においては硫酸ナトリウム溶液に水酸化物
が添加されて、それにより、不溶性の（即ち0.1％より
小さい溶解度を有する）硫酸塩及び溶液中に溶解してい
る安定なナトリウム化合物（即ち10％より大きい溶解
度、最小水和物形成、通常の溶解度挙動及び晶出するに
しても軟質の結晶を有するナトリウム化合物）が形成さ
れる。即ち、 Na2SO4＋MA→MSO4＋2NaA 上式中、Ｍは陽イオンを表し、Ａは陰イオンを表す。適
当な陽イオンには、アルカリ土類金属、特にバリウム、
ストロンチウム及びカルシウムが含まれる。これら３つ
の土類金属の内ではバリウムが好適な陽イオンである。
と言うのは、硫酸ナトリウム溶液に添加されるバリウム
塩中には酢酸バリウムのような他のアルカリ土類金属の
類似の塩よりも溶解し易いバリウム塩があるが、最も不
溶性の高い硫酸塩を形成すると言う特異な性質を有して
いるからである。適当な陰イオンはヒドロキシルであ
る。ヒドロキシルは、再循環可能（recyclable）な水酸
化ナトリウム溶液を形成するので最も好適な陰イオンで
ある。硫酸ナトリウム溶液に添加される化合物の量は、
上記の反応に対する化学量論的量よりも約10モル％小さ
い量から、上記化学量論的量を約25モル％越える量の範
囲の量とすべきである。化合物は、処理し除去しなけれ
ばならない水の量を減少するために固体として添加する
のが有利である。
が添加されて、それにより、不溶性の（即ち0.1％より
小さい溶解度を有する）硫酸塩及び溶液中に溶解してい
る安定なナトリウム化合物（即ち10％より大きい溶解
度、最小水和物形成、通常の溶解度挙動及び晶出するに
しても軟質の結晶を有するナトリウム化合物）が形成さ
れる。即ち、 Na2SO4＋MA→MSO4＋2NaA 上式中、Ｍは陽イオンを表し、Ａは陰イオンを表す。適
当な陽イオンには、アルカリ土類金属、特にバリウム、
ストロンチウム及びカルシウムが含まれる。これら３つ
の土類金属の内ではバリウムが好適な陽イオンである。
と言うのは、硫酸ナトリウム溶液に添加されるバリウム
塩中には酢酸バリウムのような他のアルカリ土類金属の
類似の塩よりも溶解し易いバリウム塩があるが、最も不
溶性の高い硫酸塩を形成すると言う特異な性質を有して
いるからである。適当な陰イオンはヒドロキシルであ
る。ヒドロキシルは、再循環可能（recyclable）な水酸
化ナトリウム溶液を形成するので最も好適な陰イオンで
ある。硫酸ナトリウム溶液に添加される化合物の量は、
上記の反応に対する化学量論的量よりも約10モル％小さ
い量から、上記化学量論的量を約25モル％越える量の範
囲の量とすべきである。化合物は、処理し除去しなけれ
ばならない水の量を減少するために固体として添加する
のが有利である。
硫酸ナトリウム溶液に化合物を添加した後、その結果得
られる硫酸塩沈澱物を脱水する。この脱水は、ろ過、遠
心分離、デカンテーション、蒸発、暗渠排水（underdra
ining）または他の方法により達成することができる、
然る後に、不溶性の硫酸化物の脱水した沈澱物を放射性
廃棄物として処分することができる。慣用の処分方法に
おいては、放射性廃棄物は、完全度の高い容器内に封入
されるかまたはセメントを添加して放射性廃棄物をセメ
ント内に包入し、処分用の埋設場所に送り出す。溶液が
水酸化ナトリウム溶液である場合には、約５％の濃度で
水酸化ナトリウムを含有し得る。この濃度は、該水酸化
ナトリウム溶液を、イオン交換樹脂の再生に使用するこ
とを可能にする程充分に高い濃度であり得る。そうでな
い場合には、該溶液の濃度を、例えば超微粒過または
蒸発を用いる等して、例えば約５％乃至約15％の有用な
濃度に高めることができる。しかしながら、溶液を上記
のように利用する前に、該溶液を洗練用（ポリッシン
グ）イオン交換樹脂床に通すのが望ましい。この樹脂床
は、典型例として、ナトリウム形の陽イオン及び水酸化
物形の陰イオンの混合物を有する樹脂床である。ナトリ
ウム陽イオンは、バリウム、ニッケル及びコバルトのよ
うな陽イオンを溶液から除去してナトリウムを放出し、
そして水酸化物の形態にある陰イオンは、塩化物及び硫
酸塩のような陰イオンを除去して水酸化物を放出する。
られる硫酸塩沈澱物を脱水する。この脱水は、ろ過、遠
心分離、デカンテーション、蒸発、暗渠排水（underdra
ining）または他の方法により達成することができる、
然る後に、不溶性の硫酸化物の脱水した沈澱物を放射性
廃棄物として処分することができる。慣用の処分方法に
おいては、放射性廃棄物は、完全度の高い容器内に封入
されるかまたはセメントを添加して放射性廃棄物をセメ
ント内に包入し、処分用の埋設場所に送り出す。溶液が
水酸化ナトリウム溶液である場合には、約５％の濃度で
水酸化ナトリウムを含有し得る。この濃度は、該水酸化
ナトリウム溶液を、イオン交換樹脂の再生に使用するこ
とを可能にする程充分に高い濃度であり得る。そうでな
い場合には、該溶液の濃度を、例えば超微粒過または
蒸発を用いる等して、例えば約５％乃至約15％の有用な
濃度に高めることができる。しかしながら、溶液を上記
のように利用する前に、該溶液を洗練用（ポリッシン
グ）イオン交換樹脂床に通すのが望ましい。この樹脂床
は、典型例として、ナトリウム形の陽イオン及び水酸化
物形の陰イオンの混合物を有する樹脂床である。ナトリ
ウム陽イオンは、バリウム、ニッケル及びコバルトのよ
うな陽イオンを溶液から除去してナトリウムを放出し、
そして水酸化物の形態にある陰イオンは、塩化物及び硫
酸塩のような陰イオンを除去して水酸化物を放出する。
以下に述べる実施例は、本発明を更に例示的に説明する
ためのものである。
ためのものである。
実施例１ 酢酸バリウムの代わりに123.282gの固体の水酸化バリウ
ム・10水和物を用いて実施例１を繰り返した。沈澱過
により形成された硫酸バリウムの厚さは6mmで、体積は8
3.4mlであった。水酸化ナトリウムの残存溶液のpHは11.
8であった。体積減少率は６であった。
ム・10水和物を用いて実施例１を繰り返した。沈澱過
により形成された硫酸バリウムの厚さは6mmで、体積は8
3.4mlであった。水酸化ナトリウムの残存溶液のpHは11.
8であった。体積減少率は６であった。
この実施例から明らかなように、硫酸塩には効果的な容
積減少が達成され、そして水酸化バリウムの場合には、
それに加えて、高い最終pH値が示すように水酸化ナトリ
ウムが効果的に生成されて爾後の処理や再使用に利用す
ることができる。
積減少が達成され、そして水酸化バリウムの場合には、
それに加えて、高い最終pH値が示すように水酸化ナトリ
ウムが効果的に生成されて爾後の処理や再使用に利用す
ることができる。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭61−182599（ＪＰ，Ａ) 特公 昭58−2637（ＪＰ，Ｂ１)
Claims (1)
- 【請求項１】放射性核種及び少なくとも0.1重量％の硫
酸ナトリウムを含有する廃棄水溶液流を処理する方法に
おいて、 （Ａ）前記水溶液に、水酸化バリウム、水酸化ストロン
チウム、水酸化カルシウムおよびこれらの混合物からな
る群から選ばれる固体のアルカリ土類金属水酸化物を添
加して、それにより不溶性硫酸塩を沈殿させ且つ水酸化
ナトリウムを前記水溶液中に形成させ、 （Ｂ）該水溶液から、沈殿した不溶性硫酸塩を分離し、 （Ｃ）得られた沈殿物を放射性廃棄物として処理し、 （Ｄ）該沈殿物が分離された水溶液を洗練用イオン交換
樹脂床に通し、そして （Ｅ）得られた溶液の水酸化ナトリウム濃度が５％未満
のときは該濃度を５％以上に増加させ、そして （Ｆ）該溶液を、使用済み陰イオン交換樹脂に通して、
該樹脂を再生する ことを含む廃棄水溶液流を処理する方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US89745986A | 1986-08-18 | 1986-08-18 | |
| US897459 | 1986-08-18 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6352100A JPS6352100A (ja) | 1988-03-05 |
| JPH07111475B2 true JPH07111475B2 (ja) | 1995-11-29 |
Family
ID=25407931
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62203592A Expired - Lifetime JPH07111475B2 (ja) | 1986-08-18 | 1987-08-18 | 放射性核種を含有する廃棄水溶液流の処理方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0256883A1 (ja) |
| JP (1) | JPH07111475B2 (ja) |
| KR (1) | KR880003345A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100861262B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-10-01 | 한국원자력연구원 | 희토류 및 ｔｒｕ 핵종을 포함하는 공융염폐기물의 재생장치 및 방법 |
| KR100969587B1 (ko) * | 2008-04-25 | 2010-07-12 | 한국원자력연구원 | 용융 결정화 방법을 이용한 ＬｉＣｌ 용융염 및 ＬｉＣｌ-ＫＣｌ공융염 내 존재하는 Ｃｓ과 Ｓｒ의 농축방법 및 장치 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2912378A (en) * | 1956-06-19 | 1959-11-10 | Pure Oil Co | Method of treating oil well flooding waters to reduce sulfate-reducing bacteria concentration |
| US3378336A (en) * | 1966-06-17 | 1968-04-16 | Interior Usa | Sulfate removal from brines |
| US3653829A (en) * | 1970-01-29 | 1972-04-04 | Catalytic Construction Co | Recovery of sulfur values from brine |
| JPH0631850B2 (ja) * | 1985-02-08 | 1994-04-27 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液の処理処分方法 |
-
1987
- 1987-08-14 KR KR1019870008940A patent/KR880003345A/ko not_active Application Discontinuation
- 1987-08-18 EP EP87307304A patent/EP0256883A1/en not_active Withdrawn
- 1987-08-18 JP JP62203592A patent/JPH07111475B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6352100A (ja) | 1988-03-05 |
| EP0256883A1 (en) | 1988-02-24 |
| KR880003345A (ko) | 1988-05-16 |
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