JPH0777599A - Processing method of radioactive liquid - Google Patents
Processing method of radioactive liquidInfo
- Publication number
- JPH0777599A JPH0777599A JP6194858A JP19485894A JPH0777599A JP H0777599 A JPH0777599 A JP H0777599A JP 6194858 A JP6194858 A JP 6194858A JP 19485894 A JP19485894 A JP 19485894A JP H0777599 A JPH0777599 A JP H0777599A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- radioactive
- ion exchange
- nuclide
- liquid
- exchange resin
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- 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
- 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
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01J—CHEMICAL OR PHYSICAL PROCESSES, e.g. CATALYSIS OR COLLOID CHEMISTRY; THEIR RELEVANT APPARATUS
- B01J49/00—Regeneration or reactivation of ion-exchangers; Apparatus therefor
-
- 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
- C02F1/28—Treatment of water, waste water, or sewage by sorption
Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉で生じた放射性
の液体の処理に関し、特に、処分待ちの使用済みイオン
−特定媒体の形態の放射性固体廃棄物を極力減容するた
めに、非選択的イオン交換樹脂と核種−特定媒体を併用
して放射性液体を処理する方法に関する。FIELD OF THE INVENTION The present invention relates to the treatment of radioactive liquids produced in nuclear reactors, and in particular, to minimize the volume of radioactive solid waste in the form of spent ionic-specific media awaiting disposal. The present invention relates to a method of treating a radioactive liquid by using a selective ion exchange resin and a nuclide-specific medium in combination.
【０００２】[0002]
【従来の技術】一般に、原子力発電所その他の原子力施
設では、僅かに放射性のある多量の水性液が処理され
る。現在利用されているこれら水性液の種々の処理法と
して溶剤抽出法、沈殿法、イオン交換法及び揮発法があ
り、かかる処理法により放射性成分の濃度を高めて処分
待ちの放射性廃棄物の体積を制限する。放射性廃棄物の
処分は主要な環境上及び経済上の関心事である。2. Description of the Related Art Generally, a large amount of slightly radioactive aqueous liquid is processed in a nuclear power plant or other nuclear facilities. Various treatment methods of these aqueous liquids that are currently used include solvent extraction method, precipitation method, ion exchange method and volatilization method, which increase the concentration of radioactive components and increase the volume of radioactive waste awaiting disposal. Restrict. Disposal of radioactive waste is a major environmental and economic concern.
【０００３】固体廃棄物を可能な限り低いレベルまで更
に減容して処分上の問題を極力無くし、しかもこれを経
済的に実施するのが有利である。しかしながら、この点
に関して、全く申し分のない公知技術は存在しない。放
射性固体廃棄物の処分に要する費用は単位体積当たり極
めて高く、代表的な処分法では、５５ガロンのドラムに
封入すると共に、或いはこれを地中に埋設する。かくし
て、実用的で経済的な手法で固体放射性廃棄物を最少量
に抑えることを目的とする経済的な動機がある。It would be advantageous to further reduce the volume of solid waste to the lowest possible level so that disposal problems are minimized and that this is done economically. However, in this respect, no known technology is quite satisfactory. The cost of disposing of radioactive solid waste is extremely high per unit volume, and a typical disposal method encloses it in a 55-gallon drum or bury it in the ground. Thus, there is an economic incentive to minimize the amount of solid radioactive waste in a practical and economical way.
【０００４】有機樹脂が装填されたイオン交換装置は種
々の原子力施設で現在使用されており、かかるイオン交
換装置として、原子力発電所の種々の水性液システム、
例えば原子炉冷却材化学制御系及び放射性液体廃棄物処
理系が挙げられる。これらイオン交換装置は、比較的非
選択性のものであり、且つイオン放射性化学種だけでな
くイオン化学種をも除去する働きのある従来型イオン交
換樹脂を利用する。したがって、これらイオン交換樹脂
は比較的急速に消費される。Ion exchangers loaded with organic resins are currently used in various nuclear facilities, and as such ion exchangers, various aqueous liquid systems of nuclear power plants,
Examples include reactor coolant chemistry control systems and radioactive liquid waste treatment systems. These ion-exchange devices utilize conventional ion-exchange resins that are relatively non-selective and that act to remove not only the ion-radioactive chemical species but also the ion-chemical species. Therefore, these ion exchange resins are consumed relatively quickly.
【０００５】一般に、有機イオン交換樹脂が使用される
と、即ち、それ以上の化学的又は放射化学的除去がもは
や可能でなく、或いは実質的に低減すると、樹脂をイオ
ン交換容器から取り出して新しいイオン交換樹脂を追加
する。次いで、取り出された使用済みのイオン交換樹脂
を固体放射性廃棄物として処分する必要がある。これら
使用済みイオン交換樹脂は、非放射化学イオン種と結合
したイオン放射性核分裂生成物、腐食生成物、放射化生
成物等を含む。この方法は、多量の放射性廃棄物の処分
が必要なので、費用が非常に嵩むようになる。しかしな
がら、放射性固体廃棄物の量を最小レベルまで減少させ
る方法は実現していない。Generally, when an organic ion exchange resin is used, that is, when further chemical or radiochemical removal is no longer possible or substantially reduced, the resin is removed from the ion exchange vessel and fresh ion is removed. Add replacement resin. Then, it is necessary to dispose of the used ion-exchange resin taken out as solid radioactive waste. These used ion exchange resins include ionic radiofission products, corrosion products, activation products, etc. that are bound to non-radioactive chemical ionic species. This method is very expensive because it requires the disposal of large amounts of radioactive waste. However, no method has been realized to reduce the amount of radioactive solid waste to the minimum level.
【０００６】ニーブ氏等に付与された米国特許第４，１
１８，３１７号は、使用済みイオン交換樹脂の処分を簡
単にするために、原子炉運転中に使用されたイオン交換
樹脂を、加圧水型原子炉の冷却材サイクル内に放出さ
れ、イオン交換樹脂内に捕捉された放射性生成物から除
く方法を開示している。かかる米国特許の方法では、放
射性核分裂物質、腐食物質、状態調節物質を含む放射性
イオン及び非放射性イオンをを含有する放射性液体廃棄
物をイオン交換装置に通してイオンとイオン交換樹脂を
機械的且つ化学的に結合させ、使用済みイオン交換樹脂
を放射性核分裂生成物及び腐食生成物から遊離させると
共にイオン交換樹脂をデイオネート（deionate）、例え
ば脱イオン水で洗うことにより使用済みイオン交換樹脂
を状態調節物質から遊離させ、それにより機械的に結合
され懸濁状態にある放射性の物質をイオン交換樹脂から
遊離させ、酸化化合物を含有する遊離した放射性物質を
機械式フィルタで分離し、先に洗い落とされた樹脂を硝
酸で洗って樹脂中に化学的に結合されている放射性核種
イオン及び状態調節物質を遊離させ、無機キャリヤ上に
固定されている吸着物質を含むべつの機械式フィルタで
フェロフェリックシアン化物（ferro ferric cyanides)
及び銀化合物の群から放射性核種を選択的に吸着し、状
態調節物質、例えばホウ素及びリチウムを分離して液体
冷却材中で再使用する。US Pat. No. 4,1 issued to Neve et al.
No. 18,317, in order to simplify the disposal of the used ion exchange resin, the ion exchange resin used during the operation of the reactor was discharged into the coolant cycle of the pressurized water reactor, Discloses a method of removing radioactive products trapped in. In the method of the U.S. Patent, radioactive liquid waste containing radioactive and non-radioactive ions, including radioactive fissionable substances, corrosive substances, and conditioning substances, is passed through an ion exchange device to mechanically and chemically remove the ions and ion exchange resin. The ion-exchange resin from the conditioning agent by washing the ion-exchange resin with deionate, for example deionized water, while binding the active ion-exchange resin free of radioactive fission products and corrosion products. The released, thus mechanically bound, radioactive material in suspension is released from the ion-exchange resin, the separated radioactive material containing the oxidizing compound is separated by a mechanical filter, and the resin is washed off previously. Was washed with nitric acid to release the radionuclide ions and the condition-regulating substance that are chemically bound in the resin, and Ferro ferric cyanide in a different mechanical filter including an adsorption material which is fixed on the rear (ferro ferric cyanides)
And selectively adsorbing radionuclides from the group of silver compounds and separating conditioning agents such as boron and lithium for reuse in liquid coolants.
【０００７】上記米国特許は、使用済みイオン交換樹脂
を再使用せず、即ち再生利用しない。かかる米国特許は
主として、活性度が中程度の使用済みイオン交換樹脂を
浄化してその活性度を小さくし、従って、固体廃棄物の
即時処分の予定の使用済み樹脂の取扱いを単純化し、最
終的な貯蔵のために放射性生成物を濃縮し、原子炉冷却
材のために価値のある状態調節物質を回収する方法に関
する。The above US patent does not reuse or recycle used ion exchange resin. Such U.S. patents primarily purify moderately used spent ion-exchange resins to reduce their activity, thus simplifying the handling of spent resins intended for immediate disposal of solid waste and ultimately Method for concentrating radioactive products for efficient storage and recovering valuable conditioning materials for reactor coolants.
【０００８】[0008]
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、まず最
初に使用済みイオン交換樹脂を化学的に再生して放射性
固体廃棄物として処分するのではなく再使用できるよう
にすることが望ましい。また、次に、核種−特定イオン
交換媒体を用いて放射性核種を濃縮し、それにより処分
のための固体廃棄物の体積を極力減らすことが望まし
い。さらに、浄化された使用済み再生溶液を排出しても
うそれ以上放射性成分の処理が必要では内容にすること
が望ましい。However, it is desirable to first chemically recycle the spent ion exchange resin so that it can be reused rather than disposed of as radioactive solid waste. It is also desirable then to concentrate the radionuclide using a nuclide-specific ion exchange medium, thereby reducing the volume of solid waste for disposal as much as possible. In addition, it is desirable to drain the clarified spent regenerating solution to further content of radioactive components if necessary.
【０００９】本発明の目的は、放射性液体を処理し、し
かも処分すべき固体放射性廃棄物の体積を最少量に抑え
る方法を提供することにある。It is an object of the present invention to provide a method of treating radioactive liquids while minimizing the volume of solid radioactive waste to be disposed of.
【００１０】本発明のもう一つの目的は、少なくとも二
種類の収着反応、好ましくは一つは非選択性イオン交換
樹脂を含み、もう一つは核種−特定媒体を含むイオン交
換反応を用いて放射性液体を処理する実用的な方法を提
供することにある。Another object of the invention is to use at least two sorption reactions, preferably one containing a non-selective ion exchange resin and another using an ion exchange reaction containing a nuclide-specific medium. It is to provide a practical method for treating radioactive liquids.
【００１１】本発明の利点は、使用済みイオン交換樹脂
を処分するのではなく再使用し、しかも放射性固体廃棄
物として処分される放射性廃棄物の体積を最小限に抑え
ることにある。An advantage of the present invention is that the used ion exchange resin is reused rather than disposed of and the volume of radioactive waste disposed of as radioactive solid waste is minimized.
【００１２】本発明の特徴は、使用済みイオン交換樹脂
を再生し、その結果得られた使用済み再生剤（これは放
射性液体廃棄物である）から放射性核種を選択的に分離
し、そして、放射性核種の無い再生剤を、放射性成分の
ための処理をそれ以上必要としない浄化液として放出す
ることにある。A feature of the present invention is that it regenerates the used ion exchange resin and selectively separates the radionuclide from the resulting used regenerant, which is a radioactive liquid waste, and It consists in releasing the nuclide-free regenerant as a cleaning liquid which requires no further treatment for radioactive components.
【００１３】[0013]
【課題を解決するための手段】本発明の上記目的及び他
の目的は、放射性核種及び非放射性核種を含む放射性の
液体をイオン交換樹脂に接触させて前記液体から放射性
核種及び非放射性核種を含む使用済みイオン交換樹脂を
生じさせ、使用済みイオン交換樹脂を再生して前記使用
済みイオン交換樹脂中の前記放射性核種及び非放射性核
種を使用済み再生溶液中に放出させ、放射性核種及び非
放射性核種を含む使用済み再生溶液を核種−特定媒体に
接触させて前記使用済み再生溶液から放射性核種を選択
的に分離すると共に処分のための使用済み核種−特定媒
体放射性固体廃棄物を生じさせ、実質的に非放射性核種
使用済み再生溶液を排出し、再生したイオン交換樹脂を
再利用して追加の放射性液体を処理することを特徴とす
る放射性の液体の処理方法によって達成される。The above and other objects of the present invention include bringing a radioactive liquid containing a radionuclide and a non-radioactive nuclide into contact with an ion exchange resin so as to contain the radionuclide and the non-radioactive nuclide from the liquid. A used ion-exchange resin is generated, and the used ion-exchange resin is regenerated to release the radionuclide and the non-radioactive nuclide in the used ion-exchange resin into the used regenerating solution to remove radionuclides and non-radioactive nuclides. Contacting the spent regenerating solution containing a nuclide-specific medium to selectively separate the radionuclide from the spent regenerating solution and producing a spent nuclide-specific medium radioactive solid waste for disposal, The non-radioactive nuclide used regeneration solution is discharged, and the regenerated ion exchange resin is reused to treat additional radioactive liquid. It is achieved by physical methods.
【００１４】好ましくは、放射性液体を、実質的に完全
に使用されるまでイオン交換樹脂に接触させる。また、
好ましくは、使用済み再生溶液を、実質的に完全に使用
されるまで核種−特定媒体に接触させる。[0014] Preferably, the radioactive liquid is contacted with the ion exchange resin until substantially complete use. Also,
Preferably, the spent regeneration solution is contacted with the nuclide-specific medium until substantially complete use.
【００１５】図面には現時点で好ましい本発明の例示の
実施例が示されている。本発明は例示としての実施例に
限定されず、当業者であれば特許請求の範囲の技術的範
囲内で変形例を想到できることは理解されるべきであ
る。The drawings show an exemplary embodiment of the present invention which is presently preferred. It should be understood that the present invention is not limited to the illustrated embodiments and that a person skilled in the art can think of modifications within the technical scope of the claims.
【００１６】[0016]
【実施例】本発明は、再生した有機樹脂を再使用するこ
とにより、処分されるべき放射性固体廃棄物の体積を最
小限に抑えるための実用的であって経済的であり、効率
が良く、しかも安全な方法を提供する。本発明はまた、
放射性核種を、結果的得られた放射性の液体である使用
済み再生剤溶液から一連の収着反応、好ましくはイオン
交換反応で選択的に分離するための方法を提供する。そ
の目的は、放射性核種を濃縮して体積が最小の放射性固
体廃棄物にすると共に放射性核種の無い使用済み再生剤
を、放射性成分についてそれ以上の処理を必要としない
浄化された液体として排出することにある。EXAMPLE The present invention is practical, economical, efficient, and efficient for reusing recycled organic resin to minimize the volume of radioactive solid waste to be disposed of. Moreover, it provides a safe method. The present invention also provides
A method is provided for selectively separating radionuclides from the resulting radioactive liquid, spent regenerant solution, in a series of sorption reactions, preferably ion exchange reactions. Its purpose is to concentrate the radionuclide into a solid radioactive waste of minimal volume and to discharge the spent regenerant free of radionuclide as a purified liquid that requires no further treatment of radioactive components. It is in.
【００１７】本発明の方法は、原子力発電所の各種シス
テム、例えば、放射性液体処理システム、原子炉冷却材
化学制御システム等を含む種々の原子力施設から出た放
射性液体又は放射性水性流体を処理するのに役立つ。本
発明の方法は、最終的に従来の方法で処理されるほんの
少しの、換言すると最小量に抑えられた奉仕性固体廃棄
物を生じさせる新規な構成で、２つの収着プロセス、好
ましくは２つのイオン交換方法の組合せを利用する。The method of the present invention treats radioactive liquids or aqueous effluents from various nuclear facilities, including various systems in nuclear power plants, such as radioactive liquid treatment systems, reactor coolant chemistry control systems, and the like. To help. The method of the present invention is a novel configuration that ultimately produces a small, in other words, minimal, amount of serviceable solid waste that is treated in the conventional manner, with two sorption processes, preferably two. Utilizes a combination of two ion exchange methods.
【００１８】本発明の方法は、放射性液体を収着装置、
好ましくはイオン交換装置中に暴露し、或いは通して収
着剤、好ましくは非選択イオン交換樹脂、より好ましく
は有機イオン交換樹脂に接触させる。収着剤、例えはイ
オン交換樹脂は未使用のとき、例えば核分裂生成物及び
活性腐食生成物のような放射性核種及び放射性液体中の
例えばナトリウム、カリウム、塩化物及び硫酸塩のよう
な非放射性核種により置換される活性イオン、例えば陽
イオン、陰イオン又はこれら両方を有する。したがっ
て、放射性液体中の放射性核種及び非放射性核種は、暴
露の際、樹脂に化学的に且つ、或いは機械的に結合す
る。好ましくは、収着剤は、放射性であっても非放射性
であってもいずれにしても全ての核種により実質的に使
い尽くされるまで放射性液体に暴露される。The method of the present invention comprises a sorption device for radioactive liquids,
It is preferably exposed or passed through an ion exchange device to contact a sorbent, preferably a non-selective ion exchange resin, more preferably an organic ion exchange resin. Sorbents, such as ion exchange resins, when unused, are radionuclides such as fission products and active corrosion products and non-radioactive nuclides such as sodium, potassium, chlorides and sulfates in radioactive liquids. With an active ion replaced by, for example, a cation, an anion or both. Therefore, the radionuclide and non-radioactive nuclide in the radioactive liquid chemically and / or mechanically binds to the resin upon exposure. Preferably, the sorbent, whether radioactive or non-radioactive, is exposed to a radioactive liquid until it is substantially depleted by all nuclides.
【００１９】次に、収着剤、例えばイオン交換樹脂を当
該技術分野で周知の従来手段を用いて再使用のための化
学的再生を行い、それにより、収着した核種（放射性で
あるか非放射性であるかを問わない）を使用済み再生溶
液として放出する。再生した樹脂を再使用でき、これは
従来のように多量の放射性固体廃棄物として捨てるのと
異なる。使用済み樹脂を再使用することは、処分される
べき放射性固体廃棄物を減容する手段が得られるので非
常に有利である。The sorbent, eg an ion exchange resin, is then chemically regenerated for reuse using conventional means well known in the art, whereby the sorbed nuclide (radioactive or non-radioactive). Released as spent regenerating solution (whether radioactive or not). The recycled resin can be reused, which is different from the conventional disposal of large amount of radioactive solid waste. Reusing spent resin is highly advantageous as it provides a means of reducing the volume of radioactive solid waste to be disposed of.
【００２０】次に、放射性核種を含む使用済み再生剤溶
液流出液を別の収着装置、好ましくは、イオン交換装
置、吸着層等中に暴露し或いは通し、それにより核種−
特定媒体、より好ましくは核種−特定イオン交換樹脂又
は核種−特定吸着物質に接触させる。したがって、放射
性核種は暴露の際に核種−特定媒体に選択的に化学的に
且つ、或いは機械的に結合し、それにより処分されるべ
き最小体積の放射性固体廃棄物を生じさせ、或いは濃縮
させる。加えて、実質的に放射性核種を含まない使用済
み再生剤溶液を、放射性成分のための処理をそれ以上必
要としない浄化された液体として捨てる。The spent regenerant solution effluent containing the radionuclide is then exposed or passed through another sorption device, preferably an ion exchange device, an adsorption layer, etc., whereby the nuclide-
It is contacted with a specific medium, more preferably a nuclide-specific ion exchange resin or a nuclide-specific adsorbent. Therefore, the radionuclide selectively chemically and / or mechanically binds to the nuclide-specific medium upon exposure, thereby producing or concentrating a minimal volume of radioactive solid waste to be disposed of. In addition, the spent regenerant solution, which is substantially free of radionuclides, is discarded as a clarified liquid that requires no further treatment for radioactive components.
【００２１】それにより、収着装置、好ましくはイオン
交換装置、さらにまた吸着層は、まず最初に、放射性液
体からの非選択放射性核種及び非放射性核種の分離を行
い、また次に、放射性核種を非放射性核種から分離する
放射性核種−特定分離法となるよう構成され、それによ
り、放射性核種は濃縮されて、他の手段よりも少量の処
分されるべき放射性固体廃棄物を生じさせる。さらに、
本発明の方法は、放射性固体廃棄物の経済的な再使用及
び減容のために第１の収着剤、好ましくは有機イオン交
換樹脂の再生及び保存を含む。Thereby, the sorption device, preferably the ion exchange device, and also the adsorption layer, first perform the separation of the non-selective and non-radioactive nuclides from the radioactive liquid, and then the radionuclide. It is designed to be a radionuclide-specific separation method that separates from non-radioactive nuclides, whereby the radionuclide is concentrated and produces less radioactive solid waste to be disposed of than other means. further,
The method of the present invention involves the regeneration and storage of a first sorbent, preferably an organic ion exchange resin, for economical reuse and volume reduction of radioactive solid waste.
【００２２】原子力発電所の放射性水性液は典型的に
は、少量の核分裂生成物、例えば 134Ｃｓ及び 137Ｃ
ｓ、腐食生成物、例えば59Ｆｅ、及び活性化生成物、例
えば58Ｃｏ及び60Ｃｏを含み、これらは原子炉の炉心冷
却系中に存在し、或いは放射性液体処理系に排出され
る。放射性液体処理系中の非放射性核種からの上記放射
性核種の選択的除去は法の方法により効果的に行われ
る。Nuclear power station radioactive aqueous liquids typically contain small amounts of fission products, such as 134 Cs and 137 C.
s, corrosion products such as 59 Fe, and activation products such as 58 Co and 60 Co, which are either present in the core cooling system of the reactor or discharged to the radioactive liquid treatment system. The selective removal of the above radionuclides from the non-radioactive nuclides in the radioactive liquid treatment system is effectively carried out by the method of law.
【００２３】図１を参照すると、本発明の方法は、原子
力発電所の放射性液体を収着装置、好ましくはイオン交
換装置に暴露し、収着装置内の収着剤、好ましくはイオ
ン交換樹脂、より好ましくは、有機イオン交換樹脂に接
触させる。放射性液体は、原子炉冷却系に通された液体
冷却材であっても、漏れ又は放射性液体を放射性液体廃
棄物系に排出する或るプラント運転状態により漏れ出た
冷却材等であっても良い。収着剤に対する放射性液体の
暴露は、収着剤中の活性イオンが実質的に使い尽くさ
れ、使用済みの樹脂生成物が残るまで続けるのが良い。Referring to FIG. 1, the method of the present invention involves exposing a radioactive liquid of a nuclear power plant to a sorbent device, preferably an ion exchange device, wherein a sorbent in the sorbent device, preferably an ion exchange resin, More preferably, it is contacted with an organic ion exchange resin. The radioactive liquid may be a liquid coolant that has been passed through the reactor cooling system, or a coolant that has leaked due to a leak or a certain plant operating condition that discharges the radioactive liquid to the radioactive liquid waste system. . Exposure of the radioactive liquid to the sorbent may be continued until the active ions in the sorbent are substantially depleted and the spent resin product remains.
【００２４】代表的な市販のイオン交換樹脂は比較的非
選択性であり、従って液体キャリヤ中に存在する全ての
互いに類似するイオンは所与の樹脂により置換されるこ
とになろう。この段階でかかる非選択性イオン交換樹
脂、好ましくは、放射性液体溶液中の放射性核種イオン
と非放射性核種イオンの両方を置換するであろう有機イ
オン交換樹脂を使用することができる。有機陽イオン交
換樹脂は一般に、結合スルホン酸基を含有し、たまにこ
れらの基はカルボン酸基であったりホスホン酸基であっ
たりホスフィン酸基等であったりする。有機陰イオン交
換樹脂は一般に、第四アンモニウム基（強塩基）又は他
のアミノ基（弱塩基）を含有する。これらイオン交換基
は典型的には、前もって成形されたポリマーマトリック
ス、例えばボリスチレンに結合され、或いは、オレフィ
ン酸、アミン、フェノール等の活性モノマーから形成さ
れる。有機イオン交換樹脂の種々の例が、「Perry's Ch
emical Engineers' Handbook, 6th edition, R.R. Donn
elley & Sons, 1984」の１０〜１６頁に記載されてお
り、その内容を本明細書の一部を形成するものとしてこ
こに引用する。Typical commercially available ion exchange resins are relatively non-selective, so that all similar ions present in the liquid carrier will be replaced by the given resin. Any such non-selective ion exchange resin can be used at this stage, preferably an organic ion exchange resin that will displace both the radionuclide ion and the non-radioactive nuclide ion in the radioactive liquid solution. Organic cation exchange resins generally contain bound sulfonic acid groups, and sometimes these groups are carboxylic acid groups, phosphonic acid groups, phosphinic acid groups, and the like. Organic anion exchange resins generally contain quaternary ammonium groups (strong bases) or other amino groups (weak bases). These ion exchange groups are typically attached to a preformed polymer matrix, such as polystyrene, or formed from active monomers such as olefinic acids, amines, phenols. Various examples of organic ion exchange resins are available in "Perry's Ch
emical Engineers' Handbook, 6th edition, RR Donn
elley & Sons, 1984, pp. 10-16, the contents of which are incorporated herein by reference.
【００２５】収着方法、好ましくはイオン交換法につい
ての理解を得るために述べると、収着は、例えば放射性
廃水の流体相から、例えばイオン交換樹脂の固定粒子の
バッチへの例えば放射性核種の一または二以上の溶質の
選択的移動として定義される。溶質とキャリヤ流体との
間の収着剤の選択度又は異種の溶質間の収着剤の選択度
により、或る溶質をキャリヤから、或いは互いに分離す
ることができる。In order to gain an understanding of the sorption method, preferably the ion exchange method, the sorption may be carried out, for example, from the fluid phase of the radioactive wastewater to the batch of fixed particles of the ion exchange resin, eg of the radionuclide. Or defined as the selective transfer of two or more solutes. Depending on the sorbent selectivity between the solute and the carrier fluid or the sorbent selectivity between different solutes, certain solutes can be separated from the carrier or from each other.
【００２６】イオン交換法では、流体、代表的には水溶
液からの場合によっては正電荷（陽イオン）、場合によ
っては負電荷（陰イオン）の分子状核種が、当初におけ
る固体イオン交換樹脂中の同一荷電タイプの非類似で置
換可能なイオンに置き換わる。イオン交換樹脂は又、互
いに逆の荷電タイプの恒久的に結合された固体共イオン
群を含む。かくして、イオン交換装置内のイオン交換樹
脂は、置換可能なイオンを伴う結合共イオン群を有する
固相を含む。イオン交換樹脂は天然又は合成の素材をも
とにしているのが良い。In the ion-exchange method, molecularly nuclides from a fluid, typically an aqueous solution, which may be positively charged (cations), and in some cases negatively charged (anions), are initially contained in the solid ion-exchange resin. It displaces dissimilar and displaceable ions of the same charge type. Ion exchange resins also include permanently bound solid co-ion groups of opposite charge types. Thus, the ion exchange resin in the ion exchange device comprises a solid phase having bound co-ion groups with replaceable ions. Ion exchange resins are preferably based on natural or synthetic materials.
【００２７】イオン交換反応は可逆反応であり、従っ
て、当初において固体イオン交換樹脂中に存在し、その
後において置換されるイオンを含む溶液による再生処理
によって固体収着剤を保存することが望ましい。たとえ
ば、イオン交換反応は次のように可逆的に記載される。The ion exchange reaction is a reversible reaction and therefore it is desirable to preserve the solid sorbent by regenerating it with a solution containing the ions initially present in the solid ion exchange resin and subsequently displaced. For example, the ion exchange reaction is reversibly described as follows.
【００２８】Ｃａ++（aq）＋２Ｈ+ （樹脂) ＝Ｃａ
++（樹脂)2＋２Ｈ+ （aq） したがって、本発明の方法では、イオン交換樹脂、好ま
しくは有機イオン交換樹脂と接触するよう放射性液体を
暴露し、或いは通すと、放射性液体から、非選択的に放
射性液体イオン及び同様に非放射性液体イオンが集まる
ことになり、かかるイオンは、イオン交換樹脂が使い尽
くされるまで、イオン交換樹脂上に固定し、或いは蓄積
される。Ca ++ (aq) + 2H + (resin) = Ca
++ (resin) 2 + 2H + (aq) Therefore, in the method of the present invention, when a radioactive liquid is exposed to or passed through so as to come into contact with an ion exchange resin, preferably an organic ion exchange resin, it is not selective from the radioactive liquid. The radioactive liquid ions as well as the non-radioactive liquid ions will be collected at these ions, which are either immobilized or accumulated on the ion exchange resin until the ion exchange resin is exhausted.
【００２９】しかる後、放射性液体から除去された放射
性核種イオン及び非放射性核種イオンを当初においてイ
オン交換樹脂中に存在していたが今や置換されている化
学的に活性のイオン、例えば、水素イオン（Ｈ+ ）又は
水酸化イオン（ＯＨ- ）で置き換えることにより、使用
済みイオン交換樹脂を再生して再使用できるようにす
る。また、使用済み樹脂をさらにすすぎ洗いしても良
い。Thereafter, the radioactive and non-radioactive nuclide ions removed from the radioactive liquid were initially present in the ion exchange resin but are now replaced by chemically active ions such as hydrogen ions ( H + ) or hydroxide ion (OH − ) to replace the used ion exchange resin for reuse. Further, the used resin may be rinsed further.
【００３０】たとえば、水素の形の強酸陽イオン樹脂
は、水素イオン（Ｈ+ ）を、例えば、放射性液体中のナ
トリウムイオン（Ｎａ+ ）、カリウムイオン（Ｋ+ ）、
セシウムイオン（Ｃｓ+ ）、カルシウムイオン（Ｃ
ａ+ ）等の陽イオンに変えることになろう。かかる陽イ
オン樹脂を再生するためには、硫酸（Ｈ2 ＳＯ4 ）のよ
うな強酸を比較的高い濃度で加え、それにより、樹脂の
化学平衡を強酸から、より豊富に存在する水素イオン
（Ｈ+ ）について放射性液体からの先に交換されたイオ
ンをないものとする方向へ変える。かくして、イオン交
換樹脂が再生され、すると、これを放射性のより強い液
体の処理のために再使用できる。同様に、例えば、陰イ
オン樹脂の再生のために、水酸化ナトリウム（ＮａＯ
Ｈ）を比較的高い濃度で加える。For example, a strong acid cation resin in the form of hydrogen contains hydrogen ions (H + ) such as sodium ions (Na + ), potassium ions (K + ) in a radioactive liquid,
Cesium ion (Cs + ), calcium ion (C
a + ) and so on. In order to regenerate such a cation resin, a strong acid such as sulfuric acid (H 2 SO 4 ) is added at a relatively high concentration, thereby changing the chemical equilibrium of the resin from the strong acid to the more abundant hydrogen ion (H 2 SO 4 ). + ) Change the direction to eliminate previously exchanged ions from the radioactive liquid. Thus, the ion exchange resin is regenerated so that it can be reused for the treatment of more radioactive liquids. Similarly, for example, for the regeneration of anionic resins, sodium hydroxide (NaO)
H) is added at a relatively high concentration.
【００３１】使用済み樹脂の再生の際、吸着した放射性
核種イオン及び非放射性核種イオンを再生したイオン交
換樹脂から除去し或いは置換し、それにより溶液中に
塩、例えば硫酸塩を生じさせ、使用済み再生剤溶液流出
液を構成する。使用済み再生剤溶液流出液は、量の少な
い高放射性溶液である。しかしながら、放射性核種と非
放射性核種の両方が存在している。During regeneration of the spent resin, adsorbed radionuclide and non-radioactive nuclide ions are removed or replaced from the regenerated ion exchange resin, thereby forming a salt, eg sulfate, in the solution, Make up the regenerant solution effluent. The spent regenerant solution effluent is a low volume, highly radioactive solution. However, both radionuclides and nonradioactive nuclides are present.
【００３２】本発明の方法は更に、イオン交換樹脂の再
生の際に放出された放射性核種と非放射性核種の両方を
含む使用済み再生剤溶液流出液を別の収着装置、好まし
くはイオン交換装置又は収着層に暴露して核種−特定媒
体、好ましくは核種−特定イオン交換樹脂に接触させる
段階を含むが、他の核種−特定収着物質も使用可能であ
る。これにより、核種−特定媒体が、放射性核種を使用
済み再生剤溶液から選択的に分離し、それにより核種−
特定媒体中の放射性核種を濃縮して最終的に処分される
べき放射性固体廃棄物の体積を一段と最小限に抑え
る。。この暴露段階を、使用済み再生剤溶液流出液から
の実質的に完全な分離が行われて実質的に放射性核種の
含まれない使用済み再生剤の排出が放射性成分のついて
更に処理を行うことなく行われるまで続行するのが良
い。The method of the present invention further comprises spent sorbent solution effluent containing both radionuclide and non-radioactive nuclide released during regeneration of the ion exchange resin in a separate sorption device, preferably an ion exchange device. Or exposing the sorbent layer to contact with a nuclide-specific medium, preferably a nuclide-specific ion exchange resin, although other nuclide-specific sorbents can be used. This allows the nuclide-specific medium to selectively separate the radionuclide from the spent regenerant solution, thereby
Concentrate radionuclides in specified media to further minimize the volume of radioactive solid waste to be finally disposed of. . This exposure step was carried out without substantial further separation of the spent regenerant solution from the spent regenerant solution effluent without any further treatment of the spent regenerant effluent, which is substantially free of radionuclides. Better continue until done.
【００３３】本発明による方法に従って使用できる核種
−特定媒体の例として、専売の活性基、ガラス、炭素又
は他の無機材料のマトリックス、及び特定の用途に合わ
せて設定された選択度を有する市販の製品、例えばDura
tek(登録商標）、低レベル液体廃棄物の処理のための新
規なキレートイオン交換樹脂を含み、活性腐食生成物の
除去のためにArgonne National Laboratories)で開発さ
れたDiphonix（登録商標）、フェロフェリックシアン化
物及び銀化合物の群から選択された無機キャリヤ上に固
定された吸収物質を含む。Examples of nuclide-specific media which can be used in accordance with the method according to the invention are proprietary active groups, a matrix of glass, carbon or other inorganic material, and commercial products having a selectivity set for the particular application. Product, eg Dura
tek (R), a new chelating ion exchange resin for the treatment of low-level liquid waste, and Diphonix (R) ferroferric developed at Argonne National Laboratories for removal of active corrosion products. It comprises an absorbent material immobilized on an inorganic carrier selected from the group of cyanide and silver compounds.
【００３４】これら核種−特定媒体は、液体廃棄物の流
れから特定のイオン、例えばＣｓ+を優先的に除去し、
他の全てのイオンを通過させる。さらに、核種−特定媒
体は、高濃度の他のイオンが存在していても（例えば、
高伝導率の放射性液体から）、非選択有機樹脂が同一伝
導率で達成できるレベルよりも一層長く特定のイオンを
除去するよう働くであろう。これら媒体は放射化学種だ
けを除去し、非放射化学含有物の影響を比較的受けな
い。These nuclide-specific media preferentially remove certain ions, eg Cs + , from the liquid waste stream,
Allows all other ions to pass. In addition, the nuclide-specific medium may have a high concentration of other ions (e.g.
From high conductivity radioactive liquids), non-selective organic resins will work to remove specific ions for longer than can be achieved with the same conductivity. These media remove only radioactive species and are relatively insensitive to non-radioactive chemical inclusions.
【００３５】かくして、しかる後、本発明の方法による
選択的に分離された放射性核種イオンは使用済み固体核
種−特定媒体に付着し、その結果、放射性固体廃棄物の
体積が最小限に抑えられて処分される。本発明に従って
生じた放射性固体廃棄物は実質的に最小限に抑えられ
る。放射性核種は放射性核種−特定媒体上に固定され
る。このようにして生じた最小量の放射性固体廃棄物は
例えば地下埋設等のための５５ガロンのドラム缶に入れ
て処分できる。Thus, the selectively separated radionuclide ions according to the method of the invention are then deposited on the spent solid nuclide-specific medium, so that the volume of the radioactive solid waste is minimized. Be disposed of. Radioactive solid waste generated in accordance with the present invention is substantially minimized. The radionuclide is immobilized on a radionuclide-specific medium. The minimum amount of radioactive solid waste generated in this way can be disposed of in 55 gallon drums, for example for underground burial.
【００３６】本発明による方法では、使用済み樹脂を多
量の放射性固体廃棄物として処分するのではなく使用済
みの放射性イオン交換樹脂の再使用のための再生法を使
用し、イオン−特定媒体を用いて高活性度の使用済み再
生剤放射性廃棄物流出液を処理して使用済み再生剤から
放射性核種だけを選択的に除去し、実質的に非放射性の
使用済み再生剤を放射性成分について更に処理を行うこ
となく排出することにより、多量の固体廃棄物（使用済
みイオン交換樹脂）を生じさせることなく、既存のイオ
ン交換樹脂システムを最大限活用することができる。The process according to the invention uses a regeneration method for the reuse of the used radioactive ion exchange resin, rather than disposal of the used resin as a large amount of radioactive solid waste, using an ion-specific medium. And highly active spent regenerant radioactive waste effluent to selectively remove only radionuclides from the spent regenerant and further treat non-radioactive spent regenerant with radioactive components. By discharging without performing, the existing ion exchange resin system can be utilized to the maximum without producing a large amount of solid waste (used ion exchange resin).
【００３７】図２を参照すると、本発明の方法はまた、
既存の放射性液体処理システムにレトロフィットされる
よう設計されている。図２に示すように、本発明の方法
の実施のためには、当初において使用済み樹脂を多量の
放射性固体廃棄物及び核種−特定収着システムとして配
置するのではなく、既存のイオン交換操作を行う既存の
放射性液体処理施設にイオン交換樹脂再生システムを補
充設置する必要があるであろうということは明らかであ
る。Referring to FIG. 2, the method of the present invention also includes
Designed to be retrofit to existing radioactive liquid treatment systems. As shown in FIG. 2, in order to carry out the method of the present invention, rather than initially disposing of the spent resin as a large amount of radioactive solid waste and a nuclide-specific sorption system, an existing ion exchange operation is performed. It is clear that the existing radioactive liquid treatment facility in place will need to be retrofitted with an ion exchange resin regeneration system.
【００３８】原子力施設からの放射性液体１０は、放射
性液体収集タンク１２内に集められて、放射性液体の処
理を待つようになっている。放射性液体収集タンク内の
放射性液体は、非選択性イオン交換樹脂の入っている少
なくとも１つのイオン交換装置１４に通される。図２に
示すように、複数のイオン交換装置を直列に連結して
も、並列に連結しても良い。放射性液体１０は、イオン
交換樹脂が実質的に使用済みになるまで、即ち、もうそ
れ以上の化学及び放射化学の除去が可能でなくなる時ま
で、或いは実質的に減少するまで、イオン交換装置１４
に通される。加えて、イオン交換装置を通る実質的に放
射性核種を含んでいない液体溶液流出液１６が、放射性
成分のための処理をもうそれ以上必要としない浄化され
た液体として液体監視タンク１８内に排出される。The radioactive liquid 10 from the nuclear facility is collected in the radioactive liquid collection tank 12 to wait for the processing of the radioactive liquid. The radioactive liquid in the radioactive liquid collection tank is passed through at least one ion exchange device 14 containing a non-selective ion exchange resin. As shown in FIG. 2, a plurality of ion exchange devices may be connected in series or in parallel. The radioactive liquid 10 is left in the ion exchange device 14 until the ion exchange resin is substantially used, that is, when no further chemistry and radiochemistry can be removed, or until substantially reduced.
Passed through. In addition, the liquid solution effluent 16 that is substantially free of radionuclide through the ion exchange device is discharged into the liquid monitoring tank 18 as a purified liquid that requires no further processing for radioactive components. It
【００３９】イオン交換装置１４内の使用済みイオン交
換樹脂２０は、イオン交換装置１４から取り出されて、
使用済み樹脂収集タンク２２内に集められる。使用済み
樹脂２０は放射性液体からの放射性核種イオン、同様に
非放射性核種イオンを含み、かかるイオンはイオン交換
樹脂上に固定蓄積されていたものである。次に、使用済
み樹脂を使用済み樹脂再生装置２４内で化学的に再生し
て再使用可能な状態にする。使用済み樹脂再生装置２４
は、別個の再生タンク内で実施しても良く、或いは、使
用済み樹脂を取り出さないでイオン交換装置１４内で実
施しても良い。再生剤化学薬品２６及びさらにリンス又
は濯ぎ液２８を使用済み樹脂に当てて懸濁状態の核種
を、放射性であるか非放射性であるかにかかわらず、使
用済み再生剤溶液流出液（spent regenerant solution
effluent）３０として放出する。再生したイオン交換樹
脂３２を従来のように多量の放射性固体廃棄物として捨
てるのとは違って再使用できる。加えて、過剰の再生剤
化学薬品２６を使用済み再生剤溶液流出液３０から分離
して再使用してもよい。The used ion exchange resin 20 in the ion exchange device 14 is taken out from the ion exchange device 14,
It is collected in the used resin collection tank 22. The spent resin 20 contains radionuclide ions from the radioactive liquid, as well as non-radioactive nuclide ions, which have been fixedly accumulated on the ion exchange resin. Next, the used resin is chemically regenerated in the used resin regenerating device 24 to be in a reusable state. Used resin recycling device 24
May be performed in a separate regeneration tank, or may be performed in the ion exchange device 14 without taking out the used resin. A spent regenerant solution effluent, whether radioactive or non-radioactive, is applied to the spent resin by applying a regenerant chemical 26 and also a rinse or rinse solution 28 to the spent resin.
effluent) 30 is released. The regenerated ion-exchange resin 32 can be reused unlike the conventional method of discarding a large amount of radioactive solid waste. In addition, excess regenerant chemical 26 may be separated from the spent regenerant solution effluent 30 and reused.
【００４０】次に、使用済み再生剤溶液流出液３０を使
用済み再生剤収集タンク３４内に集める。また、プレコ
ンディショナー５６を使用済み再生剤溶液流出液に加え
てもよい。イオン交換樹脂再生の際に放出された放射性
核種及び非放射性核種を含む使用済み再生剤溶液流出液
３０を次に、核種−特定媒体（nuclide-specific medi
a）の入っている核種−特定収着装置３８に通す。従っ
て、放射性核種は、暴露の際、核種−特定媒体に選択的
化学的に且つ、或いは機械的に結合され、それにより処
分されるべき固体放射性廃棄物４０の体積又は量を最少
にし、或いは濃縮する。加うるに、実質的に放射性核種
の無い使用済み再生剤溶液流出液４２を、放射性成分に
ついてもうそれ以上処理を必要としない浄化された液体
として液体監視タンク１８に送り込む。かくして、本発
明の方法により選択的に分離された放射性核種イオンを
使用済み固体核種−特定媒体に結合させ、その結果、処
分のための放射性固体廃棄物の体積を最小限に抑える。
本発明の方法により生じた放射性固体廃棄物４０を例え
ば、地下埋葬等のための５５ガロンドラム缶内に入れて
処分することができる。Next, the used regenerant solution effluent 30 is collected in the used regenerant collection tank 34. Preconditioner 56 may also be added to the spent regenerant solution effluent. The spent regenerant solution effluent 30 containing the radionuclide and non-radioactive nuclide released during regeneration of the ion exchange resin is then passed through a nuclide-specific medium.
Pass through the nuclide-specific sorption device 38 containing a). Therefore, the radionuclide is selectively chemically and / or mechanically bound to the nuclide-specific medium upon exposure, thereby minimizing or concentrating the volume or amount of solid radioactive waste 40 to be disposed of. To do. In addition, the spent regenerant solution effluent 42, which is substantially free of radionuclides, is fed to the liquid monitoring tank 18 as a clarified liquid that requires no further treatment for radioactive components. Thus, the radionuclide ions selectively separated by the method of the present invention are bound to the spent solid nuclide-specific medium, thus minimizing the volume of radioactive solid waste for disposal.
The radioactive solid waste 40 produced by the method of the present invention can be disposed of, for example, in a 55 gallon drum for underground burial and the like.
【００４１】原子力発電所を含む原子力施設について使
用されているイオン交換装置は、本発明の方法にとって
対象となる装置である。イオン交換装置は、Perry's Ch
emical Engineers' Handbook, 6th edition, R.R. Donn
elley & Sons Company, 1984の第１６−１〜第１６−４
８頁及び第１９−４１〜１９−４８頁に開示されている
ような固定層、混合層、中間及び連続向流コラム及びス
ラリーユニットを含むバッチまたは連続タイプの熱交換
器であるのがよく、かかる文献の内容を本発明の一部を
形成するものとしてここに引用する。例えば、混合層イ
オン交換装置では、イオン交換装置内に陽イオン樹脂及
び陰イオン樹脂の両方が入っている。操作中にこれらは
均質に混合される。再生のため、逆洗により、より軽い
陰イオン樹脂をより密な陽イオン樹脂から分離する。こ
のユニットは代表的には、２つの樹脂の間の境界部にス
クリーン付きのディストリビュータを有し、従ってこれ
ら樹脂をユニットから取り出さないで別々に再生するこ
とができるようになる。The ion exchange equipment used for nuclear installations, including nuclear power plants, is the equipment of interest for the method of the present invention. Ion exchanger is Perry's Ch
emical Engineers' Handbook, 6th edition, RR Donn
elley & Sons Company, 1984 Nos. 16-1 to 16-4
It may be a batch or continuous type heat exchanger comprising fixed bed, mixed bed, intermediate and continuous countercurrent columns and a slurry unit as disclosed on pages 8 and 19-41 to 19-48, The contents of such references are hereby incorporated as part of the present invention. For example, in a mixed layer ion exchange device, both the cation resin and the anion resin are contained in the ion exchange device. During operation they are mixed homogeneously. Backwashing separates the lighter anion resin from the denser cation resin for regeneration. This unit typically has a screened distributor at the interface between the two resins so that they can be regenerated separately without having to remove them from the unit.
【００４２】例えば、陰イオン交換装置は、鋼又はステ
ンレス鋼の内張りが施された縦形円筒形圧力容器を有す
るのがよい。内張りの材質は天然又は合成のゴムである
のが良い。頂部及び底部にスパージャを設けるのがよ
く、再生剤溶液のための別個のディストリビュータを用
いても良い。１立法メートル又はそれ以上の大きさのイ
オン交換樹脂ビーズ又は粒子を備えた樹脂層を底部のデ
ィストリビュータ上に設けられたスクリーンにより支持
するのがよい。有孔パイプ側部をステンレス鋼又はサラ
ンスクリーンで巻くことにより、或いはコラムの頂部又
は底部に設けられた有孔板の間に類似のスクリーンを配
置することにより樹脂粒子の逃げ出しを防止するようデ
ィストリビュータを設計するのがよい。このユニットは
外部に、下方順流操作、上方逆洗、再生剤の注入及び過
剰再生剤の濯ぎ洗いを可能にする弁マニホルドを備える
のがよい。For example, the anion exchange device may include a vertical cylindrical pressure vessel lined with steel or stainless steel. The material of the lining is preferably natural or synthetic rubber. There may be spargers on the top and bottom, and separate distributors for the regenerant solution may be used. A resin layer comprising ion-exchange resin beads or particles of one cubic meter or more may be supported by a screen mounted on the bottom distributor. Design the distributor to prevent the escape of resin particles by wrapping the side of the perforated pipe with stainless steel or saran screen, or by placing a similar screen between the perforated plates at the top or bottom of the column. Is good. The unit may be externally equipped with a valve manifold that allows downward downflow operation, upward backwash, regenerant injection and excess regenerant rinse.
【００４３】[0043]
【図１】本発明の方法を説明する流れ図である。FIG. 1 is a flow chart illustrating the method of the present invention.
【図２】本発明の方法を実施するようレトロフィットさ
れた既存の放射性液体処理システムの流れ図である。FIG. 2 is a flow chart of an existing radioactive liquid treatment system retrofitted to carry out the method of the present invention.
１０ 放射性液体 １２ 収集タンク １４ イオン交換装置 １６ 流出液 １８ 液体監視タンク ２０ 使用済みイオン交換樹脂 ２４ 使用済み樹脂再生タンク ３８ 核種−特定収着装置 ４０ 放射性固体廃棄物 10 Radioactive liquid 12 Collection tank 14 Ion exchange device 16 Effluent 18 Liquid monitoring tank 20 Used ion exchange resin 24 Used resin regeneration tank 38 Nuclide-specific sorption device 40 Radioactive solid waste
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｆ 9/06 ５１１ Ｃ 9216−2Ｇ (72)発明者 ジョージ ゲーリー コノプカ アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 イー スト・マッキースポート ブロードウェ イ・エキステンション 546─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (51) Int.Cl. 6 Identification code Internal reference number FI Technical indication location G21F 9/06 511 C 9216-2G (72) Inventor George Gary Conopka United States East McKeesport, Pennsylvania Broadway Extension 546
Claims (7)
性の液体をイオン交換樹脂に接触させて前記液体から放
射性核種及び非放射性核種を含む使用済みイオン交換樹
脂を生じさせ、使用済みイオン交換樹脂を再生して前記
使用済みイオン交換樹脂中の前記放射性核種及び非放射
性核種を使用済み再生溶液中に放出させ、放射性核種及
び非放射性核種を含む使用済み再生溶液を核種−特定媒
体に接触させて前記使用済み再生溶液から放射性核種を
選択的に分離すると共に処分されるべき使用済み核種−
特定媒体放射性固体廃棄物を生じさせ、実質的に非放射
性核種使用済み再生溶液を排出し、再生したイオン交換
樹脂を再利用して追加の放射性液体を処理することを特
徴とする放射性の液体の処理方法。1. A radioactive liquid containing a radionuclide and a non-radioactive nuclide is contacted with an ion exchange resin to produce a used ion exchange resin containing the radionuclide and the non-radioactive nuclide from the liquid, Regenerating to release the radionuclide and the non-radioactive nuclide in the used ion exchange resin into the used regenerating solution, and contacting the used regenerating solution containing the radionuclide and the non-radioactive nuclide with a nuclide-specific medium. Used nuclides that should be selectively separated and disposed of from the used regenerant solution-
A radioactive liquid characterized by producing a specific medium radioactive solid waste, discharging substantially a non-radioactive nuclide spent regenerating solution and reusing the regenerated ion exchange resin to treat additional radioactive liquid. Processing method.
みになるまでイオン交換樹脂に接触させることを特徴と
する請求項１の方法。2. The method of claim 1 wherein the radioactive liquid is contacted with the ion exchange resin until it is substantially completely used.
使用済みになるまで核種−特定媒体に接触させることを
特徴とする請求項１の方法。3. The method of claim 1 wherein the spent regeneration solution is contacted with the nuclide-specific medium until it is substantially completely spent.
脂であることを特徴とする請求項１の方法。4. The method of claim 1, wherein the ion exchange resin is an organic ion exchange resin.
交換樹脂であり、それにより前記放射性核種を放射性固
体廃棄物として核種−特定イオン交換樹脂上に固定する
ことを特徴とする請求項１の方法。5. The nuclide-specific medium is a nuclide-specific ion exchange resin, thereby immobilizing the radionuclide as a radioactive solid waste on the nuclide-specific ion exchange resin. Method.
を特徴とする請求項１の方法。6. The method of claim 1, wherein the regenerant comprises a displaceable cation.
を特徴とする請求項１の方法。7. The method of claim 1, wherein the regenerant comprises a displaceable anion.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US9623493A | 1993-07-26 | 1993-07-26 | |
| US08/096234 | 1993-07-26 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0777599A true JPH0777599A (en) | 1995-03-20 |
Family
ID=22256475
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6194858A Withdrawn JPH0777599A (en) | 1993-07-26 | 1994-07-26 | Processing method of radioactive liquid |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0777599A (en) |
| KR (1) | KR950004288A (en) |
| FR (1) | FR2708373A1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102800378A (en) * | 2011-05-24 | 2012-11-28 | 罗门哈斯电子材料有限公司 | Alpha-particle emitter removal |
| JP2015515626A (en) * | 2012-03-26 | 2015-05-28 | クリオン インコーポレイテッド | Selective regeneration of isotope-specific media resins in a system for separating radioisotopes from liquid waste |
| CN110467190A (en) * | 2018-05-09 | 2019-11-19 | 上海核工程研究设计院有限公司 | A kind of device and method for recycling boron in radioactivity borate waste solution |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5122599B2 (en) * | 1972-12-13 | 1976-07-10 | ||
| US4087375A (en) * | 1975-05-07 | 1978-05-02 | Shin Tohoku Chemical Industry Co., Ltd. | Method for treating radioactive waste water |
| JPS6262298A (en) * | 1985-09-12 | 1987-03-18 | 三菱重工業株式会社 | Method of processing radioactive ion exchange resin |
| JPS6262295A (en) * | 1985-09-12 | 1987-03-18 | 三菱重工業株式会社 | Method of processing radioactive ion exchange resin |
| JPH0664190B2 (en) * | 1988-08-09 | 1994-08-22 | 東京電力株式会社 | Radionuclide-containing waste liquid treatment method |
| US6165367A (en) * | 1991-09-19 | 2000-12-26 | Siemens Power Corporation | Method for removing a heavy metal from a waste stream |
-
1994
- 1994-07-25 FR FR9409150A patent/FR2708373A1/en active Pending
- 1994-07-26 JP JP6194858A patent/JPH0777599A/en not_active Withdrawn
- 1994-07-26 KR KR1019940018028A patent/KR950004288A/en not_active Application Discontinuation
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102800378A (en) * | 2011-05-24 | 2012-11-28 | 罗门哈斯电子材料有限公司 | Alpha-particle emitter removal |
| JP2015515626A (en) * | 2012-03-26 | 2015-05-28 | クリオン インコーポレイテッド | Selective regeneration of isotope-specific media resins in a system for separating radioisotopes from liquid waste |
| CN110467190A (en) * | 2018-05-09 | 2019-11-19 | 上海核工程研究设计院有限公司 | A kind of device and method for recycling boron in radioactivity borate waste solution |
| CN110467190B (en) * | 2018-05-09 | 2024-04-09 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | Device and method for recycling boron from radioactive boron-containing waste liquid |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2708373A1 (en) | 1995-02-03 |
| KR950004288A (en) | 1995-02-17 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0522856B1 (en) | Purification of solutions | |
| Harjula et al. | Industrial scale removal of cesium with hexacyanoferrate exchanger—process development | |
| US10480045B2 (en) | Selective regeneration of isotope-specific media resins in systems for separation of radioactive isotopes from liquid waste materials | |
| US4118317A (en) | Method of purifying ion exchanger resins spent in the operation of a nuclear reactor | |
| JPH0247599A (en) | Treatment method for radioactive nuclide containing waste liquid | |
| JPS6243519B2 (en) | ||
| US3875053A (en) | Process for carrying out ion exchange and adsorption processes using a countercurrent vessel | |
| JPH0777599A (en) | Processing method of radioactive liquid | |
| JP2004045371A (en) | Processing method and device for liquid including radionuclide | |
| RU2118856C1 (en) | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions | |
| US20130105399A1 (en) | Polymer-encapsulated liquid exchange media | |
| JPS61195400A (en) | Method of treating waste liquor containing radioactive nuclide | |
| KR100576919B1 (en) | Method for reducing radioactive waste matter in the decontamination of radioactive contaminated soil | |
| JPH0140658B2 (en) | ||
| KR20050120312A (en) | Method for recovering of the spent ion exchange materials selective for the cs and sr ion sorption | |
| Robinson et al. | Pilot-scale demonstration of process wastewater decontamination using chabazite zeolites | |
| JPS62161097A (en) | Method of processing waste liquor containing radioactive nuclear specy | |
| RU2716828C1 (en) | Method of separating molybdenum-99 from fuel of a solution reactor and device for its implementation | |
| JPS5881482A (en) | Purification of boron-contg. water | |
| JP2898125B2 (en) | Regeneration method of cation exchange resin in condensate desalination equipment | |
| JP2892811B2 (en) | Ion exchange resin, condensate desalination tower and condensate purification device using this resin | |
| JPS59136141A (en) | Regenerating method of ion exchange resin for condensate desalting device | |
| Suzuki et al. | Selective Separation Process of Radionuclides in Liquid Wastes | |
| Hall et al. | Operation of a mobile pilot-scale continuous countercurrent ion exchange system for treatment of low-level radioactive wastewaters | |
| Bradbury et al. | Radioactive waste volume reduction by sequential ion exchange—caesium resin regeneration |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20011002 |