JPH08271692A - Processing method for radioactive waste liquid - Google Patents
Processing method for radioactive waste liquidInfo
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- JPH08271692A JPH08271692A JP7069517A JP6951795A JPH08271692A JP H08271692 A JPH08271692 A JP H08271692A JP 7069517 A JP7069517 A JP 7069517A JP 6951795 A JP6951795 A JP 6951795A JP H08271692 A JPH08271692 A JP H08271692A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、例えば原子力発電所ま
たは使用済燃料の再処理工場などで発生した中ないし低
レベルの放射性廃液の処理方法に係り、とくに液体廃棄
物を処理した際に発生する廃棄物の容積を大幅に減容さ
せるように構成した放射性廃液の処理方法に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for treating medium to low level radioactive liquid waste generated in, for example, a nuclear power plant or a spent fuel reprocessing plant, and particularly to a method for treating liquid waste. The present invention relates to a method for treating radioactive waste liquid configured to significantly reduce the volume of waste.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電所や使用済燃料の再処理工場
などから発生する放射性核種を含む放射性廃液は、その
発生量が多いこと、発電所や再処理工場で使用される薬
剤から発生する塩分が溶解した溶液であることが知られ
ている。例えば、原子力発電所から発生する放射性廃液
には、硫酸ナトリウムやほう酸ナトリウムが含まれてい
る。2. Description of the Related Art A large amount of radioactive waste liquid containing radioactive nuclides is generated from nuclear power plants and spent fuel reprocessing plants, and the amount of salt generated from chemicals used in power plants and reprocessing plants is high. Is known to be a dissolved solution. For example, radioactive waste liquid generated from a nuclear power plant contains sodium sulfate and sodium borate.
【０００３】また、下記文献(1),(2) には使用済燃料の
再処理工場から発生する放射性廃液には硝酸ナトリウム
のような塩が主成分であること、燃料の再処理プロセス
によっては炭酸塩が含まれていることが知られている。
再処理工場の廃液の場合、塩の含有量は約５％から40％
であり、残りは水である。Further, in the following documents (1) and (2), radioactive waste liquid generated from a spent fuel reprocessing plant contains salts such as sodium nitrate as a main component, and depending on the fuel reprocessing process, It is known to contain carbonates.
In the case of waste liquid from a reprocessing plant, the salt content is about 5% to 40%
And the rest is water.
【０００４】(1) M.Toyohara et al, ”Development of
Pelletizing Technique for Low Level Concentrated
Waste in Fuel Reprocessing Plant”,The Third Inter
national Conference on Nuclear Fuel Reprocessing a
nd Waste Management(RECOD91)、Vol.1,P417(1991) (2) 「堅型薄膜乾燥機による再処理工場低レベル濃縮廃
液の乾燥処理」（TLR-R008）国会図書館、（株）東芝、
平成４年２月(1) M. Toyohara et al, "Development of
Pelletizing Technique for Low Level Concentrated
Waste in Fuel Reprocessing Plant ”, The Third Inter
national Conference on Nuclear Fuel Reprocessing a
nd Waste Management (RECOD91), Vol.1, P417 (1991) (2) "Drying of low-level concentrated waste liquid at a reprocessing plant using a rigid thin film dryer" (TLR-R008) Diet Library, Toshiba Corp.,
February 1992
【０００５】これら液体廃液を安定な形態に処理するに
あたっては、最終的な廃棄物の発生体積を低減させる技
術が採用されている。一部の原子力発電所や、現在建設
中の再処理工場では、最終廃棄物の発生量を最も小さく
できるペレット化法が採用されている。In treating these liquid waste liquids in a stable form, a technique for reducing the volume of the final waste product is adopted. Some nuclear power plants and reprocessing plants currently under construction employ a pelletization method that minimizes the amount of final waste generated.
【０００６】この方法は、廃液中の水分を蒸発させて中
性塩の乾燥粉体とした後に、この乾燥粉体をペレットと
呼ばれる小さいブロックに成型する方法である。放射性
廃液中の水分を蒸発させ、その廃液中の放射性核種を乾
燥粉体中に閉じ込めるため、最終的に発生する廃棄物の
体積は他の処理方法（セメント固化法やアスファルト固
化法）に比較して最も減容性が高いため、貯蔵等に有利
であることが特徴である。しかしながら、この方法を用
いても廃液中の塩分が廃棄物として残るために最終的な
減容比は限られていた。This method is a method of evaporating the water in the waste liquid to form a dry powder of a neutral salt, and then molding the dry powder into small blocks called pellets. Since the water in the radioactive liquid waste is evaporated and the radionuclide in the liquid waste is confined in the dry powder, the volume of the finally generated waste is compared with other treatment methods (cement solidification method and asphalt solidification method). Since it has the highest volume reduction, it is advantageous for storage. However, even with this method, the final volume reduction ratio was limited because the salt content in the waste liquid remained as waste.
【０００７】このために、下記文献(3),(4) に示すよう
に使用済燃料再処理工場から発生する廃液から放射性核
種を除去した後、残液を一般環境中に放出する方法も検
討され、かつ一部については実用化されている。この方
法は、最終的な放射性廃棄物の発生量は、放射性核種を
除去した際に発生する放射能が濃縮されたスラッジのみ
であるため、減容性は最も高くなることが特徴である。For this reason, as shown in the following documents (3) and (4), a method of releasing the residual liquid into the general environment after removing the radionuclide from the waste liquid generated from the spent fuel reprocessing plant is also examined. And some have been put to practical use. This method is characterized in that the final amount of radioactive waste is only sludge that is enriched in radioactivity generated when the radionuclide is removed, and thus the volume reduction is the highest.
【０００８】(3)D.M.C.Horsley,et al, ”The Sellafie
ld Enhanced Actinides Removal Plant Project ”,The
Fourth International Conference on Nuclear Fuel R
eprocessing and Waste Management(RECOD94),Vol.1,Se
ssion 5A(1994) (4)D.M.C.Horsley, ”The Reduction of Radioactive D
ischarges from SellafieLd ”,I.Chem.E.Symposium Se
ries No.116,P27(3) DMCHorsley, et al, “The Sellafie
ld Enhanced Actinides Removal Plant Project ”, The
Fourth International Conference on Nuclear Fuel R
eprocessing and Waste Management (RECOD94), Vol.1, Se
ssion 5A (1994) (4) DMCHorsley, ”The Reduction of Radioactive D
ischarges from SellafieLd ”, I.Chem.E.Symposium Se
ries No.116, P27
【０００９】また、環境中に化学物質を含む廃液を放出
する点を低減するために、例えば特開平4-283700号公報
に開示されるように、電極間に陽イオン交換膜と陰イオ
ン交換膜を配置した装置に廃液を供給し、廃液中の中性
塩を電気透析により中和前の化学物質である酸とアルカ
リに分解する方法も提案されている。Further, in order to reduce the point of discharging a waste liquid containing a chemical substance into the environment, as disclosed in, for example, Japanese Patent Laid-Open No. 4-283700, a cation exchange membrane and an anion exchange membrane are provided between electrodes. There is also proposed a method in which a waste liquid is supplied to an apparatus in which is disposed, and neutral salts in the waste liquid are decomposed into acid and alkali which are chemical substances before neutralization by electrodialysis.
【００１０】[0010]
【発明が解決しようとする課題】上記放射性核種を除去
して残液を一般環境中に放出する方法は、放射性廃棄物
の発生量は最小になるが、環境中に放出される塩自体が
環境汚染の問題を引き起こすことが考えられる。The method of removing the above-mentioned radionuclides and releasing the residual liquid into the general environment minimizes the amount of radioactive waste generated, but the salt itself released into the environment is environmentally friendly. It can cause pollution problems.
【００１１】例えば、使用済燃料再処理工場の低レベル
廃液をこの方法で処理した場合には硝酸ナトリウムが放
出されることになるが、現状ではこのような化学物質自
体が環境に与える影響を考慮して化学物質の放出量や濃
度が法律として制限されようとしている。また、硝酸ナ
トリウムは再処理工場で使用されている硝酸と水酸化ナ
トリウムを使用した際の中和物として生成したものであ
る。For example, if low-level waste liquid from a spent fuel reprocessing plant is treated by this method, sodium nitrate will be released. At present, however, consideration should be given to the effect of such chemical substances on the environment. As a result, the amount and concentration of chemical substances released are about to be restricted by law. In addition, sodium nitrate is produced as a neutralized product when nitric acid and sodium hydroxide used in a reprocessing plant are used.
【００１２】この化学物質の環境放出は硝酸と水酸化ナ
トリウムの使い捨ての処理方法であるため、省資源，環
境保護の観点からは問題を残した処理方法であると言わ
ざるをえない。このため、このような化学物質を環境に
放出しなくて済み、かつ化学物質自体を再び放射性物質
取扱い施設で使用できる方法が、環境保護，省資源の観
点から必要であった。Since the release of this chemical substance to the environment is a disposable treatment method of nitric acid and sodium hydroxide, it must be said that it is a treatment method that leaves a problem from the viewpoint of resource saving and environmental protection. Therefore, from the viewpoint of environmental protection and resource saving, a method that does not need to release such a chemical substance to the environment and that can reuse the chemical substance itself in a facility for handling radioactive substances has been required.
【００１３】また、放射性物質の取扱い施設で発生した
廃液を環境に放出するためには放射性核種を一般公衆に
問題無い程度まで確実に除去しておく必要がある。特に
再処理工場の廃液中にはＰｕ等のＴＲＵ核種に代表され
る放射性核種やＣｓやＲｕ等のイオン性の放射性核種が
存在している。Further, in order to release the waste liquid generated in the facility for handling radioactive substances to the environment, it is necessary to remove the radionuclide to the extent that there is no problem for the general public. In particular, radioactive liquids represented by TRU nuclides such as Pu and ionic radioactive nuclides such as Cs and Ru are present in the waste liquid of the reprocessing plant.
【００１４】一方、この廃液中には使用済燃料の再処理
に際して使用した溶媒を洗浄する際に使用される炭酸塩
や、溶媒自体である油分が不純物として混入している場
合がある。しかし、ＴＲＵ核種は前記炭酸塩や溶媒等の
油分と錯体を形成するため、イオン交換法や共沈法を適
用しても、廃液中からの除去を難しくさせる課題があ
る。On the other hand, in this waste liquid, there are cases where carbonate used for washing the solvent used for reprocessing the spent fuel and oil as the solvent itself are mixed as impurities. However, since TRU nuclides form a complex with oils such as the above-mentioned carbonates and solvents, there is a problem that even if the ion exchange method or the coprecipitation method is applied, it is difficult to remove them from the waste liquid.
【００１５】また、Ｃｓは廃液中では一価の陰イオンと
して存在しているが、Ｃｓは廃液の主成分である硝酸ナ
トリウムの構成元素であるＮａと同族元素であるため、
大量のナトリウムイオンの中から選択的にＣｓのみを除
去できるイオン交換体を使用しなければならないことが
知られている。Cs exists as a monovalent anion in the waste liquid, but since Cs is a homologous element to Na, which is a constituent element of sodium nitrate, which is the main component of the waste liquid,
It is known that an ion exchanger that can selectively remove only Cs from a large amount of sodium ions must be used.
【００１６】しかし、例えば選択性の高いイオン交換体
として使用しても、ナトリウムイオンが大量に存在する
ため、イオン交換体中でのＣｓのイオン交換反応時間を
十分取る必要があった。このためにはイオン交換反応を
バッチ式で行い十分に反応時間をとってＣｓを除去する
方法が考えられる。しかし、バッチ法では所定のＣｓの
除去率を得るために対数のイオン交換体入りの反応容器
が必要であり、設置スペースが莫大になる欠点があっ
た。However, even when it is used as an ion exchanger having high selectivity, a large amount of sodium ions are present, so that it is necessary to secure a sufficient ion exchange reaction time of Cs in the ion exchanger. For this purpose, a method in which the ion exchange reaction is carried out in a batch system and the reaction time is sufficiently long to remove Cs can be considered. However, the batch method has a drawback in that a reaction container containing a logarithmic ion exchanger is required to obtain a predetermined Cs removal rate, resulting in a huge installation space.
【００１７】イオン交換工程の設置スペース低減のため
にはイオン交換塔に廃液を供給する連続処理方法が実用
化されているが、このように除去すべき放射性核種と同
族の元素が大量に存在する場合、前記理由から廃液の供
給速度を極端に遅くする必要がある。In order to reduce the installation space of the ion exchange process, a continuous treatment method of supplying waste liquid to the ion exchange column has been put into practical use, but a large amount of elements belonging to the same group as the radionuclide to be removed are present. In this case, it is necessary to extremely slow the supply rate of the waste liquid for the above reason.
【００１８】この場合、廃液の処理量を多くするため、
イオン交換塔の断面積を大きくする必要があるが、廃液
の供給速度が小さい場合、イオン交換体の中に廃液の水
道ができ、その水道中を廃液が流れるため、所定のＣｓ
の除去率が得られない問題点があった。In this case, in order to increase the amount of waste liquid to be treated,
Although it is necessary to increase the cross-sectional area of the ion exchange tower, if the supply rate of the waste liquid is low, tap water of the waste liquid is formed in the ion exchanger, and the waste liquid flows through the tap water.
However, there was a problem that the removal rate was not obtained.
【００１９】さらに、所定の除去率が得られても、イオ
ン交換体を交換するため、イオン交換塔からイオン交換
体を取り出す機器が必要であること、イオン交換体中に
は高エネルギーγ線放出率の高いＣｓ-137（Ｂａ-137m
がγ線放出）、Ｃｓ-134が濃縮されていること、およ
び、取り出し操作時の作業員被ばくや機器メンテナンス
時の困難さが課題となっていた。また、Ｒｕの場合には
硝酸ナトリウムと錯体を形成しているため、イオン交換
反応や共沈法いずれを用いても廃液から除去できない課
題がある。Further, even if a predetermined removal rate is obtained, a device for taking out the ion exchanger from the ion exchange tower is required for exchanging the ion exchanger, and high energy γ-ray emission is contained in the ion exchanger. High rate Cs-137 (Ba-137m
Γ-rays), the concentration of Cs-134, and the difficulty of worker exposure during removal operation and equipment maintenance. Further, in the case of Ru, since it forms a complex with sodium nitrate, there is a problem that it cannot be removed from the waste liquid by either the ion exchange reaction or the coprecipitation method.
【００２０】さらに、このような課題を解決しても、廃
イオン交換体を廃棄体として処分する際に廃棄体に長期
的に安定性を保つ必要があった。この場合、廃棄体とし
ても安定性を保つため、被固化物であるイオン交換体自
体の安定性も高くする必要があった。Further, even if such a problem is solved, it is necessary to maintain the stability of the waste ion exchanger for a long term when the waste ion exchanger is disposed of as a waste material. In this case, in order to maintain stability as a waste material, it is necessary to increase the stability of the ion exchanger itself, which is a substance to be solidified.
【００２１】以上のような問題点があり、特に廃液中か
ら放射性核種の除去が不十分になるため、放射性核種除
去操作後の処理液の環境放出ができない場合も想定され
実プラントへの適用が困難な場合が多々あった。[0021] There are the above problems, and in particular, the removal of the radionuclide from the waste liquid becomes insufficient, so that it may be assumed that the treated liquid cannot be released into the environment after the radionuclide removal operation, and it is applicable to an actual plant. It was often difficult.
【００２２】また、環境中に化学物質を放出する問題点
を解決するため、廃液中の中性塩を中和以前の物質であ
る酸とアルカリに分解する方法は、放射性核種が分解に
より得られた酸とアルカリに混入するため、放射性物質
取扱い施設で再利用する際の作業員被ばくの原因となる
ことが問題点であった。In order to solve the problem of releasing chemical substances into the environment, a method of decomposing neutral salts in waste liquid into acid and alkali, which are the substances before neutralization, is obtained by decomposing radioactive nuclides. Since it mixes with acid and alkali, it has been a problem that it causes worker exposure when it is reused in a facility that handles radioactive materials.
【００２３】また、分解により得られた酸やアルカリ
は、発電所の場合にはイオン交換樹脂の再生用の薬剤と
して、また使用済燃料の再処理工場の場合には溶媒抽出
工程等において薬剤として再利用することが考えられ
る。しかしこれらの薬剤として使用するためには、廃液
中から酸とアルカリを所定の濃度と所定の不純物濃度
で、かつ恒常的に回収する必要があった。The acid or alkali obtained by the decomposition is used as a chemical for regenerating an ion exchange resin in the case of a power plant, or as a chemical in a solvent extraction step in a spent fuel reprocessing plant. It can be reused. However, in order to use them as these agents, it was necessary to constantly recover acids and alkalis from the waste liquid at a predetermined concentration and a predetermined impurity concentration.
【００２４】しかし、廃液からの酸とアルカリの回収を
例えば特開平4-283700号公報に記載されたような電気透
析による酸アルカリの回収で行う場合、陽イオン交換膜
と陰イオン交換膜の輸率に差があるため、陽イオン交換
膜を介して陰極に移行するアルカリの量が陰イオン交換
膜を介して陽極に移行する酸の量より多くなる。このた
め、循環廃液はアルカリイオンが少なく酸になり電気透
析の際の電流効率が低下してしまう問題点があった。However, when recovering the acid and alkali from the waste liquid by recovering the acid-alkali by electrodialysis as described in, for example, JP-A-4-283700, the cation exchange membrane and the anion exchange membrane are transferred. Due to the difference in the rate, the amount of alkali transferred to the cathode through the cation exchange membrane is larger than the amount of acid transferred to the anode through the anion exchange membrane. Therefore, the circulating waste liquid contains less alkali ions and becomes an acid, resulting in a problem that the current efficiency during electrodialysis is lowered.
【００２５】また、特開平4-283700号公報においては電
極に付加する電圧を停止した場合、イオン交換膜中をイ
オンが拡散して、回収酸やアルカリ中に不純物が混入す
る問題点があった。以上のような問題点から、放射性物
質取扱い施設において実用化され実機に適用されたのは
無いのが現状であった。Further, in Japanese Patent Laid-Open No. 4-283700, there is a problem that when the voltage applied to the electrodes is stopped, the ions diffuse in the ion exchange membrane and impurities are mixed in the recovered acid or alkali. . Due to the above problems, it was the current situation that it was not put into practical use at a facility handling radioactive materials and applied to actual equipment.
【００２６】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたものであり、放射性物質取扱い施設から発生する中
性塩を含む廃液から、または中性塩以外に廃液中に不純
物が混入した場合でも廃液中の放射性核種を除去すると
ともに、除去した廃液中の中性塩を中和前の酸とアルカ
リに確実に分解し、放射性物質取扱い施設で再利用でき
るようにした放射性廃液の処理方法を提供するものであ
る。The present invention has been made in order to solve the above-mentioned problems, and even when a waste liquid containing a neutral salt generated from a radioactive substance handling facility is used, or when impurities are mixed in the waste liquid other than the neutral salt. We provide a method for treating radioactive waste liquid that removes radionuclides in the waste liquid and surely decomposes the neutral salts in the removed waste liquid into acid and alkali before neutralization so that it can be reused in a facility that handles radioactive substances. To do.
【００２７】[0027]
【課題を解決するための手段】第１の発明は、放射性物
質取扱い施設から発生する中性の塩を含む廃液から放射
性核種を除去した後に、廃液中の中性の塩を酸とアルカ
リに分解して、その酸とアルカリを放射性物質取扱い施
設中で再利用することにより放射性廃棄物の発生量を低
減させる放射性廃液の処理方法において、放射性核種を
廃液中から除去する前に廃液中の中性塩を分解した際に
生成する酸と同種の酸を添加し廃液のｐＨを調整するｐ
Ｈ調整工程と、廃液中の放射性核種を共沈剤を添加して
共沈させ沈殿物を廃液から除去することにより廃液から
放射性核種を除去する共沈除去工程と、廃液中の放射性
核種をイオン交換により除去するイオン交換放射性核種
除去工程と、放射性核種を除去した後の廃液の中性塩を
電気透析により酸とアルカリに分解する分解工程とを有
することを特徴とする。[Means for Solving the Problems] The first invention is to decompose a neutral salt in a waste solution into an acid and an alkali after removing a radionuclide from a waste solution containing a neutral salt generated from a radioactive substance handling facility. Then, in the method of treating radioactive liquid waste that reduces the amount of radioactive waste generated by reusing the acid and alkali in a facility that handles radioactive materials, before removing radioactive nuclides from the liquid waste, neutral Adjust the pH of the waste liquor by adding the same acid as the acid produced when the salt is decomposed p
H adjustment step, coprecipitation removal step of removing the radionuclide from the waste solution by coprecipitating the radionuclide in the waste solution by adding a coprecipitant to remove the precipitate from the waste solution, and the radionuclide in the waste solution as an ion It is characterized by having an ion-exchange radionuclide removal step of removing by exchange and a decomposition step of decomposing the neutral salt of the waste liquid after removal of the radionuclide into acid and alkali by electrodialysis.
【００２８】第２の発明は、放射性廃液中に中性塩以外
に炭酸塩が含まれている場合、放射性核種を除去する前
の廃液のｐＨ調整工程において、廃液中に最初に酸を添
加してｐＨ５以下になるようにして、廃液中の炭酸塩を
添加した酸により除去すること、前記放射性廃液中に油
分が含まれている場合、放射性核種の除去工程の前に活
性炭を用いて廃液中の油分を除去する工程を有すること
を特徴とする。In the second invention, when the radioactive waste liquid contains a carbonate in addition to the neutral salt, an acid is first added to the waste liquid in the pH adjusting step of the waste liquid before removing the radionuclide. The pH of the waste liquid to 5 or less by removing it with an acid to which carbonate has been added, and when the radioactive waste liquid contains oil, use activated carbon before the radioactive nuclide removal step to remove the waste liquid from the waste liquid. It has a step of removing the oil content of.
【００２９】第３の発明は、放射性廃液から放射性核種
を共沈除去する工程において、第一に廃液中にリン酸あ
るいはリン酸のアルカリ金属化合物を添加し、つぎにラ
ンタノイド系元素を含む酸性溶液を添加し、しかる後に
廃液のｐＨを３以上に調整すること、放射性廃液のｐＨ
調整工程と前記放射性廃液から放射性核種を共沈除去す
る工程を同一の反応容器中で行うこと、放射性廃液から
放射性核種を除去する方法において廃液中の放射性核種
を最初に共沈除去により取り除いた後にイオン交換によ
り除去することも特徴としている。In a third aspect of the invention, in the step of coprecipitating and removing the radionuclide from the radioactive liquid waste, first, phosphoric acid or an alkali metal compound of phosphoric acid is added to the liquid waste, and then an acidic solution containing a lanthanoid element is added. And then adjust the pH of the waste liquid to 3 or higher, the pH of the radioactive waste liquid
Performing the adjusting step and the step of coprecipitating and removing the radionuclide from the radioactive liquid waste in the same reaction vessel, in the method of removing the radionuclide from the radioactive liquid waste, after first removing the radionuclide in the liquid waste by coprecipitation removal It is also characterized by removal by ion exchange.
【００３０】第４の発明は、前記放射性廃液から放射性
核種をイオン交換により除去する方法において、イオン
交換体を 200ｌドラム缶に収納可能な大きさのイオン交
換塔内に充填して放射性廃液を当該イオン交換塔に通水
すること、イオン交換塔内に放射性廃液の通水方向に対
して垂直に平面状のイオン交換体保持網を少なくとも一
つ以上備えるとともに、イオン交換体保持網の材質は、
これに放射性廃液を通水した際に生ずる差圧が、イオン
交換体のみに放射性廃液を通水した際に生ずる差圧より
大きくなうような材料および網の目からなることを特徴
とする。A fourth invention is a method for removing radionuclides from the radioactive waste liquid by ion exchange, wherein the ion exchanger is filled in an ion exchange column of a size capable of being housed in a 200 l drum, and the radioactive waste liquid is charged with the ions. Passing water to the exchange tower, with at least one or more planar ion-exchanger holding net perpendicular to the water flow direction of the radioactive waste liquid in the ion-exchange tower, the material of the ion-exchanger holding net is
It is characterized by being made of a material and a mesh so that the differential pressure generated when water is passed through the radioactive waste liquid is larger than the differential pressure generated when water is passed through the radioactive waste liquid only to the ion exchanger.
【００３１】第５の発明は、放射性核種を除去した後の
廃液の中性塩を電気透析により酸とアルカリに分解する
工程において、電気透析を陽極および陰極の電極により
挟まれた陽イオン交換膜と陰イオン交換膜により少なく
とも３つの部屋に隔離し（以下３室法と略する）、陽イ
オン交換膜と陰イオン交換膜に囲まれた部屋に放射性核
種を除去した廃液を循環通水させ電解により廃液中の中
性塩を酸とアルカリに分解させるとともに、各イオン交
換膜により隔離された各部屋の溶液も循環させ、酸とア
ルカリを各循環させている溶液中に回収すること、循環
させている廃液のｐＨを１以上になるように循環廃液に
アルカリを添加し常に電流効率を高くしていること、循
環廃液のｐＨ調整の低減を目的として、陰イオン交換膜
について以下の式 イオン交換容量×膜厚×膜抵抗 で算出した値を陽イオン交換膜について上式を用いて求
めた値で割った値が 0.5以上になるように陽イオン交換
膜および陰イオン交換膜を選定すること、陽極側で循環
させている溶液の量を陰極側で循環させている溶液量の
少なくとも２倍以上にすること、陽極および陰極側で循
環させている各溶液にあらかじめ小量の酸およびアルカ
リを添加しておくこと、循環廃液および各溶液が各部屋
に満たされている場合には常に電極に通電しておくこと
を特徴とする。A fifth aspect of the present invention is a cation exchange membrane sandwiching electrodialysis between electrodes of an anode and a cathode in the step of decomposing the neutral salt of the waste liquid after removal of radionuclides into acid and alkali by electrodialysis. And anion exchange membrane separate at least 3 rooms (hereinafter abbreviated as 3-chamber method), and the radionuclide-removed waste liquid is circulated through the room surrounded by cation exchange membrane and anion exchange membrane for electrolysis. The neutral salt in the waste liquid is decomposed into acid and alkali by the solution, and the solution in each room separated by each ion-exchange membrane is also circulated to collect and circulate the acid and alkali in the circulating solution. The anion-exchange membrane has the following formula for the purpose of constantly increasing the current efficiency by adding an alkali to the circulating waste liquid so that the pH of the circulating waste liquid is 1 or more and reducing the pH adjustment of the circulating waste liquid. Select the cation exchange membrane and the anion exchange membrane so that the value calculated by multiplying the ion exchange capacity x membrane thickness x membrane resistance by the value calculated using the above equation for the cation exchange membrane is 0.5 or more. That the amount of solution circulated on the anode side is at least twice as much as the amount of solution circulated on the cathode side, and a small amount of acid and alkali is previously added to each solution circulated on the anode and cathode sides. Is added, and when the circulating waste liquid and each solution are filled in each room, the electrodes are always energized.
【００３２】第６の発明は、陽極側で循環している廃液
の回収容器中に陽極の電極を装着するとともに容器を陰
極にして、陽極側に移行する重金属（Ｒｕ）を陽極電極
に回収することを特徴とする。In a sixth aspect of the present invention, a heavy metal (Ru) which is transferred to the anode side is recovered in the anode electrode by mounting the anode electrode in a waste liquid recovery container circulating on the anode side and using the container as a cathode. It is characterized by
【００３３】第７の発明は、廃液や溶液中に添加する酸
およびアルカリを廃液中の中性塩を分解して生成する酸
およびアルカリを用い、薬剤として添加する場合には、
工場内での再利用の際に不純物混入を防止するために、
添加する酸およびアルカリは廃液の電気透析により生じ
る酸とアルカリに限定する。共沈剤は共沈元素を電気透
析により生じる酸と同じ酸で溶解した物、イオン交換体
にはイオン交換により生じる元素が廃液の主成分の元素
と同じであることを特徴とする。A seventh aspect of the invention is to use an acid and an alkali to be added to a waste liquid or solution by decomposing a neutral salt in the waste liquid and an acid and an alkali to be added as a medicine.
In order to prevent contamination of impurities when reused in the factory,
Acids and alkalis to be added are limited to those generated by electrodialysis of waste liquid. The coprecipitating agent is characterized in that the coprecipitating element is dissolved in the same acid as the acid produced by electrodialysis, and the ion exchanger has the same element as the main component of the waste liquid.
【００３４】[0034]
【作用】本発明に係る放射性廃液の処理方法の第１から
第２の発明では、共沈剤にはランタノイドとリン酸を使
用し、難溶性のリン酸ランタノイド化合物を廃棄中に均
質に析出させＴＲＵ核種をリン酸ランタノイドの析出物
中に取り込むことを基本原理としている。In the first to second inventions of the method for treating radioactive waste liquid according to the present invention, lanthanoid and phosphoric acid are used as the coprecipitating agent, and the sparingly soluble lanthanide phosphate compound is uniformly precipitated during disposal. The basic principle is to incorporate the TRU nuclide into the lanthanide phosphate precipitate.
【００３５】ランタノイドはアクチノイド元素からなる
ＴＲＵ核種と同族元素であり化学的な挙動も類似してい
る。ランタノイド系の化合物が析出する際にランタノイ
ド系化合物中にＴＲＵ核種は取り込まれる性質がある。Lanthanoids are homologous elements to TRU nuclides consisting of actinide elements and have similar chemical behavior. The TRU nuclide is incorporated into the lanthanoid compound when the lanthanoid compound is precipitated.
【００３６】このため、溶解度が非常に小さいランタノ
イド化合物を析出させれば、廃液中のランタノイドイオ
ンのみならずアクチニドイオンも廃液から析出物中に取
り込むことができる。第３の発明では、特に、ランタノ
イド系の元素としてはランタンを用い、化合物としてリ
ン酸ランタンを生成させることを特徴とする。Therefore, by depositing a lanthanoid compound having a very low solubility, not only the lanthanoid ion in the waste liquid but also the actinide ion can be incorporated into the deposit from the waste liquid. The third invention is particularly characterized in that lanthanum is used as the lanthanoid-based element and lanthanum phosphate is produced as the compound.
【００３７】リン酸ランタンの析出物を形成させるため
に添加する共沈剤はｐＨが３以上であれば沈殿し、放射
性核種を除去できる。また通常リン酸やその化合物は粘
性が比較的高いため、ランタンを添加する前に廃液中に
添加して均質に分散させておくことが必要となる。If the pH of the coprecipitant added to form the lanthanum phosphate precipitate is 3 or more, the coprecipitant precipitates and the radionuclide can be removed. In addition, since phosphoric acid and its compounds usually have a relatively high viscosity, it is necessary to add them to the waste liquid and disperse them homogeneously before adding lanthanum.
【００３８】廃液中に炭酸イオンが存在する場合、ＴＲ
Ｕ核種は廃液が中性からアルカリ性付近で炭酸錯体を形
成し、リン酸ランタンの析出物中に取り込まれなくな
る。このため、核種除去操作以前に炭酸イオンをあらか
じめ廃液中から除去しておく必要があるが、廃液のｐＨ
調整に際して添加する酸により廃液中から炭酸イオンを
炭酸ガスとして除去することが可能である。If carbonate is present in the waste liquid, TR
The U nuclide forms a carbonate complex when the waste liquid is near neutral to alkaline, and is not taken into the lanthanum phosphate precipitate. Therefore, it is necessary to remove carbonate ions from the waste liquid in advance before the nuclide removal operation.
It is possible to remove carbonate ions as carbon dioxide gas from the waste liquid by the acid added during the adjustment.
【００３９】これらの操作は、専用の炭酸除去容器の中
で行っても効果があるし、スペースの点からは共沈反応
容器の中で行ってもよい。この場合のｐＨは５以下が効
果的である。また、油分はＴＲＵ核種と錯体を形成しリ
ン酸ランタン析出物への取り込みを妨害するほか、析出
物に粘着して廃液からの析出物の除去を妨害する。These operations are effective even if they are carried out in a dedicated carbon dioxide removing container, or they may be carried out in a coprecipitation reaction container from the viewpoint of space. In this case, a pH of 5 or less is effective. In addition, the oil forms a complex with the TRU nuclide to prevent incorporation into the lanthanum phosphate precipitate, and also adheres to the precipitate to prevent removal of the precipitate from the waste liquid.
【００４０】このため、油分が存在する廃液では、核種
除去操作を行う前に活性炭を用いて除去しておく必要が
ある。これらの操作により、例えば使用済燃料の再処理
工場から発生する廃液中において核種除去に影響のある
不純物（炭酸イオン、ＴＢＰ）を除去し効果的にＴＲＵ
核種を除去できる。Therefore, in the waste liquid containing oil, it is necessary to remove it by using activated carbon before performing the nuclide removal operation. By these operations, for example, impurities (carbonate ions, TBP) that have an influence on the removal of nuclides in the waste liquid generated from the spent fuel reprocessing plant can be effectively removed.
Can remove nuclides.
【００４１】なお、対象とする廃液は上述した濃縮廃液
以外に、金属廃液物を化学薬剤で処理し、表面の放射能
汚染を除去した際に発生する除染廃液も対象とする。化
学除染を行った廃液は放射能濃度が高く、放射能を除去
する必要があること、化学薬剤は硝酸等の酸そのもの
や、それにセリウム等を入れ硝酸セリウムとしたものが
主に使われているため、この酸アルカリ回収システムに
より処理可能である。In addition to the above-mentioned concentrated waste liquid, the target waste liquid also includes the decontamination waste liquid generated when the metal waste liquid is treated with a chemical agent to remove the radioactive contamination on the surface. The waste liquid after chemical decontamination has a high radioactivity concentration and it is necessary to remove the radioactivity.The chemical agent is mainly acid such as nitric acid or cerium nitrate obtained by adding cerium to it. Therefore, it can be processed by this acid-alkali recovery system.
【００４２】Ｃｓについては、高い濃度のナトリウムイ
オンが存在する中で選択的にＣｓをイオン交換できるイ
オン交換体を選定しているが、十分なイオン交換反応時
間が得られるように廃液のイオン交換体の通水速度を極
端に遅くするとともに処理量を多くするためにイオン交
換塔の断面積を大きくする必要がある。Regarding Cs, an ion exchanger capable of selectively exchanging Cs in the presence of a high concentration of sodium ions is selected, but the ion exchange of the waste liquid is performed so that a sufficient ion exchange reaction time can be obtained. It is necessary to increase the cross-sectional area of the ion exchange column in order to extremely slow the water flow rate through the body and increase the throughput.
【００４３】このように断面積を大きくしても今交換塔
の中に水道が形成されず均質な層流を形成させるため、
イオン交換体保持網にイオン交換体の充填物のみに廃液
を通水した際に生じる差圧より高い差圧が生じるような
材質およびポアサイズの網を使用している。Even if the cross-sectional area is increased in this way, since no water is now formed in the exchange tower to form a homogeneous laminar flow,
The ion exchange material holding mesh is made of a material and a pore size mesh that have a higher differential pressure than the differential pressure generated when the waste liquid is passed through only the packing of the ion exchanger.
【００４４】このため、イオン交換体断面全体に均質に
圧力がかかり、イオン交換体のミクロ的な不均質充填に
よる水道が形成されてもその影響を受けずに所定のイオ
ン交換性能を得ることが可能となる。For this reason, a uniform pressure is applied to the entire cross section of the ion exchanger, and even if water is formed by microscopically non-uniform filling of the ion exchanger, it is possible to obtain a predetermined ion exchange performance without being affected by it. It will be possible.
【００４５】また、このイオン交換塔自体を 200ｌドラ
ム缶に収納可能なサイズにしておくことにより、イオン
交換体等の取り出し作業が無くなり、取り出しに必要な
機器が不要となるばかりでなく、作業員の被ばく低減に
もつながる。なお、本発明では具体的にはイオン交換体
はゼオライトを使用するが、フェロシアン化合物やリン
モリブデン酸アンモニウム等有機系物質を用いても同様
の性能が得られる。Further, by making the ion exchange tower itself into a size that can be stored in a 200-liter drum, it is not necessary to take out the ion exchanger and the like, and not only the equipment necessary for taking out is not required, It also leads to a reduction in exposure. In the present invention, zeolite is specifically used as the ion exchanger, but similar performance can be obtained by using an organic material such as a ferrocyanine compound or ammonium phosphomolybdate.
【００４６】第４の発明では、共沈工程によるＴＲＵ等
の放射性核種を除去した後にイオン交換工程においてＣ
ｓを除去することを特徴としている。これは、イオン交
換工程において、イオン交換体の目詰まりを防ぐためで
ある。In the fourth invention, after removing the radionuclide such as TRU in the coprecipitation step, C in the ion exchange step.
It is characterized by removing s. This is to prevent clogging of the ion exchanger in the ion exchange step.
【００４７】廃液中には不純物として前記炭酸や油分以
外に腐食生成物（鉄クラッド、文献１，２参照）が混入
しているが、これはゼオライトの目詰まりの原因にな
る。共沈工程では、析出した共沈剤を廃液から除去する
ためにフィルターによるろ過を行うがこの際にクラッド
分も同時に除去され、イオン交換塔内において目詰まり
の原因になるようなことは無い特徴がある。Corrosion products (iron clads, see References 1 and 2) are mixed in the waste liquid as impurities in addition to the carbonic acid and the oil, which causes the zeolite to be clogged. In the coprecipitation process, filtration is performed with a filter in order to remove the precipitated coprecipitant from the waste liquid, but at this time, the clad component is also removed at the same time, which does not cause clogging in the ion exchange tower. There is.
【００４８】さらに、使用するイオン交換体は廃液の主
成分と同じ元素を交換基に持ち、この元素と放射性核種
がイオン交換し放射性核種を除去できる物に限定してい
る。例えば、硝酸ナトリウムが主成分の廃液では、Ｃｓ
のイオン交換体として使用するゼオライトやフェロシア
ン化合物はＮａ型を使用することにする。Further, the ion exchanger to be used is limited to the one having the same element as the main component of the waste liquid in the exchange group and capable of removing the radionuclide by ion exchange between this element and the radionuclide. For example, in the waste liquid containing sodium nitrate as a main component, Cs
Zeolite and ferrocyanine compound used as the ion exchanger of Na will be Na type.
【００４９】これは、廃液を電気透析により酸アルカリ
に分解し再利用する際に、回収物に不純物を混入させな
いためのものである。放射性核種が除去された廃液は放
射性物質取扱い施設において再利用可能なように廃液中
の中性塩を電気透析により分解する。This is to prevent impurities from being mixed into the recovered product when the waste liquid is decomposed into an acid-alkali by electrodialysis and reused. The waste liquid from which the radionuclide has been removed decomposes the neutral salt in the waste liquid by electrodialysis so that it can be reused in a radioactive substance handling facility.
【００５０】第５の発明においては、分解を行うための
反応室の中を陽極および陰極の電極により挟まれた陽イ
オン交換膜と陰イオン交換膜により少なくとも３つの部
屋に隔離し、陽イオン交換膜と陰イオン交換膜に囲まれ
た部屋に当該放射性核種を除去した廃液を循環させて通
水させ廃液中の中性塩を酸とアルカリに分解させるとと
もに、各イオン交換膜により隔離された各部屋の溶液も
循環させ、酸とアルカリを各循環させている溶液中に回
収すること、すなわち３室法により処理することを特徴
としている。In the fifth invention, the inside of the reaction chamber for decomposition is separated into at least three chambers by a cation exchange membrane and an anion exchange membrane sandwiched by anode and cathode electrodes, and cation exchange is performed. The waste liquid from which the radionuclide has been removed is circulated in the room surrounded by the membrane and the anion exchange membrane to pass water to decompose the neutral salt in the waste liquid into acid and alkali and separate each ion exchange membrane. It is characterized in that the solution in the room is also circulated, and the acid and the alkali are recovered in the circulated solutions, that is, the treatment is performed by the three-chamber method.
【００５１】これにより、目標とする中性塩の分解率ま
で分解操作を続けることが可能であるばかりでなく、回
収した酸およびアルカリの濃度を放射性物質取扱い施設
内において再利用が容易にできる濃度に濃縮可能とな
る。As a result, not only the decomposition operation can be continued up to the target decomposition rate of the neutral salt, but also the concentration of the recovered acid and alkali can be easily reused in the radioactive substance handling facility. Can be concentrated to.
【００５２】この方法の固有の問題点は、使用する陽お
よび陰イオン交換膜の輸率の差に起因してイオンの移動
量が異なるため、循環廃液が酸になり、電流効率が低下
することである。しかしこれは、循環廃液中のｐＨを１
以上に調整することで解決することができる。また、循
環廃液中にアルカリを添加して廃液のｐＨを行うこと
は、電気透析にかける総中性塩量を増大させることにな
り効率的で無い。The inherent problem with this method is that the amount of ions transferred differs due to the difference in the transport numbers of the cation and anion exchange membranes used, so that the circulating waste liquid becomes an acid and the current efficiency decreases. Is. However, this does not increase the pH of the circulating effluent to 1
The problem can be solved by adjusting the above. In addition, adding an alkali to the circulating waste liquid to adjust the pH of the waste liquid is not efficient because it increases the total amount of neutral salts subjected to electrodialysis.
【００５３】このため、第５の発明では、循環廃液のｐ
Ｈ調整の低減を目的として、陰イオン交換膜について、
イオン交換容量×膜厚／膜抵抗で算出した値を陽イオン
交換膜について上式を用いて求めた値で割った値が 0.5
以上になるように陽イオン交換膜および陰イオン交換膜
を選定し、循環廃液から陽イオン交換膜を介して陰極へ
移行するアルカリ量を陰イオン交換膜を介して陽極へ移
行する酸の量に近づけ、中和に必要なアルカリ使用量の
低減を達成している。Therefore, in the fifth invention, p of the circulating waste liquid is
For the purpose of reducing H adjustment, the anion exchange membrane,
The value calculated by multiplying the ion exchange capacity x film thickness / membrane resistance by the value calculated using the above formula for the cation exchange membrane is 0.5.
The cation exchange membrane and the anion exchange membrane are selected as described above, and the amount of alkali transferred from the circulating waste liquid to the cathode via the cation exchange membrane is determined as the amount of acid transferred to the anode via the anion exchange membrane. We have achieved a reduction in the amount of alkali used for neutralization.
【００５４】すなわち、イオン交換膜を通過するイオン
の量は単位通過膜面積あるいは膜重量あたりの総イオン
交換容量（イオン交換容量×膜厚）に比例し、膜抵抗に
反比例する。このため、陽イオン交換膜と陰イオン交換
膜についてこの値が近ければ、循環廃液から回収側の各
溶液に移行するイオン量を近付けることができ、ｐＨ調
整が低減される。本発明では、この値を２以下に限定す
ることで、効率的なｐＨ調整を達成している。That is, the amount of ions passing through the ion-exchange membrane is proportional to the total ion-exchange capacity per unit membrane area or the membrane weight (ion-exchange capacity × membrane thickness) and inversely proportional to the membrane resistance. Therefore, if the values of the cation exchange membrane and the anion exchange membrane are close to each other, the amount of ions transferred from the circulating waste liquid to each solution on the recovery side can be made close, and the pH adjustment is reduced. In the present invention, by limiting this value to 2 or less, efficient pH adjustment is achieved.
【００５５】また、陽極側で循環させている溶液の量を
陰極側で循環させている溶液量の少なくとも２倍以上に
することにより、循環廃液中の酸濃度と回収酸の濃度差
を常に大きくし、陰イオン交換膜中の酸の拡散速度を高
くすることにより、中和に必要なアルカリ量の低減を達
成する特徴を有している。Further, by making the amount of the solution circulated on the anode side at least twice the amount of the solution circulated on the cathode side, the difference between the acid concentration in the circulating waste liquid and the concentration of the recovered acid is always large. However, by increasing the diffusion rate of the acid in the anion exchange membrane, it is possible to reduce the amount of alkali necessary for neutralization.
【００５６】さらに、回収酸およびアルカリ側の循環溶
液側にあらかじめ小量の酸およびアルカリを添加してお
くことにより、電気透析操作をスムースに立ち上げるこ
とができるとともに電気透析の電源の電圧変動範囲を小
さくできること、循環廃液および溶液が電気透析反応室
内に充満されている場合には電極に必ず電圧をかけてお
くことにより各イオン交換膜のイオンの逆拡散を防止で
き回収酸およびアルカリの汚染，不純物の濃度増大を防
ぐことができる。Further, by adding a small amount of acid and alkali to the circulating solution side of the recovered acid and alkali in advance, the electrodialysis operation can be smoothly started up and the voltage fluctuation range of the power supply for electrodialysis can be increased. If the circulating waste liquid and the solution are filled in the electrodialysis reaction chamber, it is possible to prevent the back diffusion of ions in each ion exchange membrane by applying a voltage to the electrode without contaminating the recovered acid and alkali. It is possible to prevent the concentration of impurities from increasing.
【００５７】第６の発明は電気透析により回収したアル
カリは循環溶液中に濃縮されるが、貯留タンクに挿入さ
れた陽極電極において、アルカリに同伴するＲｕイオン
を金属Ｒｕとして回収することができる。これにより、
共沈工程，イオン交換工程で除去できなかったＲｕを除
去することができる。In the sixth aspect of the invention, the alkali recovered by electrodialysis is concentrated in the circulating solution, but at the anode electrode inserted in the storage tank, Ru ions entrained in the alkali can be recovered as metallic Ru. This allows
Ru, which could not be removed by the coprecipitation process and the ion exchange process, can be removed.
【００５８】第７の発明による放射性廃液の処理方法に
おいては各プロセスにおいて酸およびアルカリを用いて
ｐＨ調整を行うが、このｐＨ調整に使用する酸およびア
ルカリを廃液中の中性塩の分解・回収により得た酸およ
びアルカリを使用することにより、一層の廃棄物発生量
の低減，省資源に寄与することが可能となる。In the radioactive waste liquid treatment method according to the seventh aspect of the present invention, the pH is adjusted using acid and alkali in each process. The acid and alkali used for this pH adjustment are decomposed and recovered as neutral salts in the waste liquid. By using the acid and alkali obtained by the above, it becomes possible to further reduce the amount of waste generation and contribute to resource saving.
【００５９】[0059]
（実施例１）本発明の実施例で使用する処理装置のシス
テム系統図を図１により説明する。放射性核種を含む廃
液が炭酸塩を含む場合には、ｐＨ調整タンク１内に酸供
給タンク２から酸を供給する。これにより、ｐＨ計３で
廃液のｐＨを監視しながら廃液のｐＨを５以下に調整す
る。ｐＨ調整された廃液は、共沈反応タンク４に移送さ
れ、この共沈反応タンク４内にリン酸供給タンク５から
共沈剤の一つであるリン酸イオンが供給される。(Embodiment 1) A system diagram of a processing apparatus used in an embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. When the waste liquid containing the radionuclide contains carbonate, the acid is supplied from the acid supply tank 2 into the pH adjusting tank 1. Thereby, the pH of the waste liquid is adjusted to 5 or less while monitoring the pH of the waste liquid with the pH meter 3. The pH-adjusted waste liquid is transferred to the coprecipitation reaction tank 4, and a phosphate ion, which is one of the coprecipitation agents, is supplied from the phosphoric acid supply tank 5 into the coprecipitation reaction tank 4.
【００６０】さらに、ランタン供給タンク６から共沈剤
であるランタンが供給された後、アルカリ供給タンク７
からアルカリが供給される。アルカリの供給量は、ｐＨ
計８により監視され、共沈剤添加後の廃液ｐＨが３以上
になるように調整される。Further, after the lanthanum which is a coprecipitant is supplied from the lanthanum supply tank 6, the alkali supply tank 7
Is supplied with alkali. The amount of alkali supplied is pH
The pH of the waste liquid after addition of the coprecipitating agent is adjusted to 3 or more by monitoring with a total of 8.
【００６１】ｐＨ３以上では共沈剤が析出し、この析出
物にＴＲＵ核種等が取り込まれる。析出物を含む廃液は
フィルター９によりろ過され、廃液中の析出物は濃縮さ
れスラッジ10になる。一方、フィルターを通過した廃液
はＴＲＵ核種が除去されており、ついでゼオライトが装
荷されたイオン交換塔11に移送される。イオン交換塔11
ではＣｓが除去され、貯留タンク12に一次貯留される。When the pH is 3 or more, the coprecipitating agent precipitates, and the TRU nuclide and the like are incorporated into the precipitate. The waste liquid containing the precipitate is filtered by the filter 9, and the precipitate in the waste liquid is concentrated to become sludge 10. On the other hand, the TRU nuclide has been removed from the waste liquid that has passed through the filter, and then the waste liquid is transferred to the ion exchange column 11 loaded with zeolite. Ion exchange tower 11
Then, Cs is removed and primarily stored in the storage tank 12.
【００６２】廃液の一部を貯留タンク12から電気透析用
の廃液循環タンク13に移送し、電気透析機14で、廃液中
の塩を分解する。電気透析機14は、前記廃液循環タンク
13以外に酸回収循環タンク15，アルカリ回収循環タンク
16，循環廃液のｐＨ調整タンク17が設置してありそれぞ
れポンプにより液を移送できる。Part of the waste liquid is transferred from the storage tank 12 to the waste liquid circulation tank 13 for electrodialysis, and the electrodialyzer 14 decomposes the salt in the waste liquid. The electrodialysis machine 14 is the waste liquid circulation tank.
In addition to 13, acid recovery circulation tank 15, alkali recovery circulation tank
16, a pH adjusting tank 17 for circulating waste liquid is installed, and each liquid can be transferred by a pump.
【００６３】また、電気透析機本体は、陽極および陰極
の電極18，陽イオン交換膜19，陰イオン交換膜20および
電源27が備わっており、陽イオン交換膜および陰イオン
交換膜により電気透析機は３つの部屋に分かれる。廃液
循環タンク13から供給する廃液中では塩は陽イオンおよ
び陰イオンに分かれているが、陰極には陽イオンが、陽
極には陰イオンが移動する。The main body of the electrodialyzer is provided with the anode and cathode electrodes 18, the cation exchange membrane 19, the anion exchange membrane 20 and the power source 27. The electrodialysis machine is equipped with the cation exchange membrane and the anion exchange membrane. Is divided into three rooms. In the waste liquid supplied from the waste liquid circulation tank 13, salt is divided into cations and anions, but cations move to the cathode and anions move to the anode.
【００６４】しかし、各イオン交換膜があるため、陽イ
オンは陽イオン交換膜中をイオン交換しながら拡散によ
り移行し、陽極室21に移動する。逆に陰イオンは陰イオ
ン交換膜を同様に移行し、陰極室22に移動する。However, since there are respective ion exchange membranes, the cations migrate by diffusion while exchanging ions in the cation exchange membrane and move to the anode chamber 21. On the contrary, anions similarly migrate through the anion exchange membrane and move to the cathode chamber 22.
【００６５】しかし、イオン交換膜の輸率に差があり陽
イオン交換膜中での陽イオンの移動量の方が陰イオン交
換膜中の陰イオンの移動量より多いため、循環廃液中で
は酸が多くなり、ｐＨが小さくなる。このためのｐＨ調
整をｐＨ調整タンクからアルカリを供給することにより
行い、電気透析の際の電流効率が低下しないように循環
廃液のｐＨを調整する。However, since there is a difference in the transport number of the ion-exchange membrane and the amount of cations moving in the cation-exchange membrane is larger than the amount of anions moving in the anion-exchange membrane, the amount of acid in the circulating waste liquid is increased. And pH decreases. For this purpose, the pH is adjusted by supplying alkali from the pH adjustment tank, and the pH of the circulating waste liquid is adjusted so that the current efficiency during electrodialysis does not decrease.
【００６６】一定濃度の酸およびアルカリが回収できた
後、各廃液を貯留タンク23〜25に移送し、つぎの電気透
析を開始する。また、アルカリ貯蔵タンク中に電極26を
配置して、この電極26と貯留タンク24の間に電源28から
電圧を印加（電極26が正）してＲｕを電極26で回収する
ものとする。After the acid and alkali having a constant concentration can be recovered, the waste liquids are transferred to the storage tanks 23 to 25, and the next electrodialysis is started. Further, it is assumed that the electrode 26 is arranged in the alkali storage tank, a voltage is applied from the power source 28 between the electrode 26 and the storage tank 24 (the electrode 26 is positive), and Ru is recovered by the electrode 26.
【００６７】なお、オペレーション時間に余裕がある場
合や廃液中に炭酸イオンが少ない場合には、共沈反応タ
ンク４において脱炭酸反応を行わせることができる。ま
た、各工程に廃液のｐＨ調整のために酸およびアルカリ
を供給するようになっているが、本システムで電気透析
により回収する酸およびアルカリを用いてもよい。If the operation time is long or the amount of carbonate ions in the waste liquid is small, the decarbonation reaction can be carried out in the coprecipitation reaction tank 4. Further, although an acid and an alkali are supplied to each step for adjusting the pH of the waste liquid, an acid and an alkali recovered by electrodialysis in this system may be used.
【００６８】（実施例２）図１に示す放射性廃液の処理
方法の成立性を模擬廃液を用いて検討した。放射性物質
取扱い施設から発生する廃液として表１に示す組成のも
のを４リットル(l) 調整した。Example 2 The feasibility of the radioactive waste liquid treatment method shown in FIG. 1 was examined using a simulated waste liquid. 4 liters (l) of the composition shown in Table 1 was prepared as the waste liquid generated from the radioactive material handling facility.
【００６９】[0069]
【表１】 [Table 1]
【００７０】表１に示す廃液中にまずリン酸を、廃液中
のリン酸イオンとして100ppmの濃度になるように添加し
て十分撹拌後、硝酸ランタンをランタン濃度換算で100p
pmの濃度になるように添加して十分撹拌、その後廃液の
ｐＨを水酸化ナトリウムを添加してｐＨを３に調整し、
リン酸ランタンの粒子を析出させた。First, phosphoric acid was added to the waste liquid shown in Table 1 so that the concentration of phosphate ions in the waste liquid would be 100 ppm, and after sufficient stirring, lanthanum nitrate was converted to 100 p in terms of lanthanum concentration.
Add to a concentration of pm and stir well, then adjust the pH of the waste liquid to 3 by adding sodium hydroxide,
Particles of lanthanum phosphate were deposited.
【００７１】30分間経過後廃液を0.45μｍミリポアフィ
ルターで加圧ろ過し、ろ液のＡｍ-241濃度を測定した。
Ａｍ-241の測定は、溶媒抽出法により廃液中のＡｍ-241
とＣｓ-137を分離し、γ線スペクトロメトリーにより測
定した。After 30 minutes, the waste liquid was filtered under pressure with a 0.45 μm Millipore filter, and the concentration of Am-241 in the filtrate was measured.
Am-241 was measured in the waste liquid by solvent extraction method.
And Cs-137 were separated and measured by γ-ray spectrometry.
【００７２】その結果、Ａｍ-241は検出できず（検出感
度1.85×10-3Bq/ml)、廃液中からＡｍ-241は除去された
ことを確認した。Ａｍ-241の除染係数は式（１）により
2000を得たことを確認した。なお、ろ液のＣｓ-137の濃
度については、γ線スペクトロメトリーの測定では185B
q/mlであり、共沈操作ではＣｓ-137は廃液から除去でき
ないことを確認した。 除染係数＝廃液中の初期元素量／処理後の廃液中の元素量・・・（１）As a result, it was confirmed that Am-241 could not be detected (detection sensitivity 1.85 × 10 −3 Bq / ml) and Am-241 was removed from the waste liquid. The decontamination coefficient for Am-241 is calculated by equation (1).
I confirmed that I got 2000. The concentration of Cs-137 in the filtrate was determined to be 185B by γ-ray spectrometry.
It was q / ml, and it was confirmed that Cs-137 could not be removed from the waste liquid by the coprecipitation operation. Decontamination factor = initial element amount in waste liquid / element amount in waste liquid after treatment (1)
【００７３】つぎにＡｍ-241を除去した廃液を、ゼオラ
イトに通水し、Ｃｓの除去性能を確認した。ゼオライト
は粒径を 700μｍ以下、 355μｍ以上に調整し、かつＮ
ａＣｌに水12時間浸漬しＮａ型ゼオライトとした物を、
直径1.2cm 、高さ15cmのガラス製カラムに充填して使用
した。なお、使用したゼオライトはＮａＣｌ処理する前
は一部Ｋが含まれているため、液中のＫ濃度も分析し
た。なお、通水速度は15cm/ 時とした。Next, the waste liquid from which Am-241 had been removed was passed through zeolite to confirm the Cs removal performance. Zeolite has a particle size adjusted to 700 μm or less and 355 μm or more, and N
What was made into Na type zeolite by immersing in aCl for 12 hours with water,
The glass column having a diameter of 1.2 cm and a height of 15 cm was packed and used. Since the used zeolite contains a part of K before the NaCl treatment, the K concentration in the liquid was also analyzed. The water flow rate was 15 cm / hour.
【００７４】この結果、1.7l通水（カラム体積の 100
倍）までゼオライト充填カラムからのＣｓ-137は検出で
きない（検出感度 3.7×10-3Bq/ml)ことを確認した。こ
の廃液量処理時の除染係数は式（１）を変形した式
（２） 除染係数＝廃液1.7l中の初期元素量／処理液1.7l中の元素量・・・（２） から50000 を得た。As a result, 1.7 l of water was passed (100% of the column volume).
It was confirmed that Cs-137 from the zeolite packed column could not be detected (detection sensitivity 3.7 × 10 −3 Bq / ml). The decontamination coefficient when treating the amount of waste liquid is the formula (2) which is a modification of the formula (1) Decontamination coefficient = initial element amount in 1.7 liters of waste liquid / element amount in 1.7 liters of treated liquid ... (2) From 50000 Got
【００７５】残液2.3lも同様にゼオライトカラムを作製
して処理した。除去後の廃液を２ｌのビーカーに分取
し、電気透析処理した。使用した電気と透析装置および
試験条件の諸元を表２に示す。A zeolite column was similarly prepared and treated with 2.3 l of the residual liquid. The removed waste liquid was collected in a 2 liter beaker and electrodialyzed. Table 2 shows the specifications of the electricity used, the dialysis equipment and the test conditions.
【００７６】[0076]
【表２】 [Table 2]
【００７７】循環廃液中の硝酸ナトリウム濃度とｐＨを
定期的に測定した。ｐＨは中性になるように水酸化ナト
リウムを循環廃液中に添加した。水酸化ナトリウムの添
加量を分解開始後一時間毎に0.14mol 添加すれば循環廃
液を中性に調整できる。The sodium nitrate concentration and pH in the circulating waste liquid were periodically measured. Sodium hydroxide was added to the circulating effluent so that the pH was neutral. The circulating waste liquid can be adjusted to neutral by adding 0.14 mol of sodium hydroxide every hour after the start of decomposition.
【００７８】また、分解開始後約17時間で25％の硝酸ナ
トリウム（廃液密度1.19g/ml）を 2.5％（廃液密度1.02
g/ml）に分解できることを確認できた。最終減容比は、
循環廃液中に残存した硝酸ナトリウムから（式（３）使
用）、12であることを確認した。これは、現在実用化さ
れた最大の減容技術を有するペレット化法の減容比（約
３）の４倍にもなる。About 17 hours after the start of decomposition, 25% sodium nitrate (waste liquid density 1.19 g / ml) was added to 2.5% (waste liquid density 1.02
It was confirmed that it could be decomposed into (g / ml). The final volume reduction ratio is
From sodium nitrate remaining in the circulating waste liquid (using formula (3)), it was confirmed to be 12. This is four times as large as the volume reduction ratio (about 3) of the pelletizing method having the largest volume reduction technology currently in practical use.
【００７９】 減容比＝初期廃液中の全硝酸ナトリウム量／循環廃棄中の全硝酸ナトリウム量 ・・・（３） 初期廃液中の全硝酸ナトリウム量；廃液量×0.25×廃液
密度 循環廃液中の全硝酸ナトリウム量；循環廃液量×0.025
×廃液密度 表３には、本実施例で得た最終廃液および回収物の組成
を示す。Volume reduction ratio = total sodium nitrate amount in initial waste liquid / total sodium nitrate amount in circulating waste ... (3) Total sodium nitrate amount in initial waste liquid; waste liquid amount × 0.25 × waste liquid density Total sodium nitrate amount; Circulating waste liquid amount x 0.025
× Waste Liquid Density Table 3 shows the composition of the final waste liquid and the recovered product obtained in this example.
【００８０】[0080]
【表３】 [Table 3]
【００８１】回収した酸およびアルカリは、各々硝酸，
水酸化ナトリウムであることを確認し、各々1.5mol/lの
濃度であること、放射性核種（Ａｍ-241、Ｃｓ-137）は
検出されなかったこと、リン酸，ランタンも検出できな
かったこと（リン酸の検出感度；吸光光度法で測定、１
ppm 以下、ランタン，Ｋは検出感度がＩＣＰ発光分析法
で0.5ppmおよび0.2ppm以下）を確認した。また、ゼオラ
イトは使用前にＮａＣｌ水によりＮａ型ゼオライトに調
整していたため、Ｋはいずれの工程でも検出できなかっ
た。The recovered acid and alkali are nitric acid and
It was confirmed to be sodium hydroxide, each had a concentration of 1.5 mol / l, no radionuclide (Am-241, Cs-137) was detected, and neither phosphoric acid nor lanthanum was detected ( Sensitivity of phosphoric acid; measured by absorptiometry 1
ppm or less, and detection sensitivities of lanthanum and K were confirmed to be 0.5 ppm and 0.2 ppm or less by ICP emission spectrometry. Moreover, since the zeolite had been adjusted to Na-type zeolite with NaCl water before use, K could not be detected at any step.
【００８２】以上により、本発明に係る放射性廃液の処
理方法は減容性に優れ、かつランタン，リン酸、あるい
はカリウム等の不純物が含まれない再利用できる品質の
酸およびアルカリを回収できることを確認した。From the above, it was confirmed that the radioactive waste liquid treatment method according to the present invention is excellent in volume reduction and can recover reusable quality acids and alkalis containing no impurities such as lanthanum, phosphoric acid or potassium. did.
【００８３】なお、本試験で共沈を行う前にゼオライト
により廃液を処理する方法を検討したが、ゼオライト自
体がＡｍ-241が汚染されること、不純物にクラッドが含
まれている場合（Ｆｅとして500ppmで検討）、ゼオライ
ト塔の差圧が上昇する問題が生じた。このため、本廃液
の処理には、最初に共沈により不純物を取り除いていた
方がゼオライト塔の運転に問題が無いことを確認した。In this test, the method of treating the waste liquid with zeolite before coprecipitation was examined, but when the zeolite itself was contaminated with Am-241 and the impurities contained a clad (as Fe, However, the problem arises that the differential pressure in the zeolite tower rises. Therefore, it was confirmed that in the treatment of this waste liquid, the one in which the impurities were first removed by coprecipitation had no problem in the operation of the zeolite tower.
【００８４】（実施例３）共沈除去に最適なｐＨを求め
る検討を行った。実施例２と同じ廃液（表１に示す）を
調整し、リン酸イオンを100ppm添加した後に、硝酸ラン
タンをランタン濃度換算で100ppmになるように添加し
た。Example 3 A study was conducted to find the optimum pH for coprecipitation removal. The same waste liquid as in Example 2 (shown in Table 1) was prepared, and after adding 100 ppm of phosphate ions, lanthanum nitrate was added so as to have a lanthanum concentration of 100 ppm.
【００８５】その後、水酸化ナトリウム水溶液で廃液の
ｐＨを各値に調整し、約30分間経過した後にろ過により
沈殿物を除去し、式（２）にしたがって固液分離し、Ａ
ｍ-241についての除染係数とｐＨの関係を調べた。結果
を図２に示す。廃液のｐＨを３以上に調整すれば、Ａｍ
-241は廃液から共沈除去できることが確認された。Thereafter, the pH of the waste liquid is adjusted to each value with an aqueous sodium hydroxide solution, and after about 30 minutes have passed, the precipitate is removed by filtration, and solid-liquid separation is performed according to the formula (2).
The relationship between the decontamination coefficient and pH of m-241 was investigated. The results are shown in Figure 2. If the pH of the waste liquid is adjusted to 3 or more, Am
It was confirmed that -241 can be removed by coprecipitation from the waste liquid.
【００８６】（実施例４）不純物の影響を確認するた
め、実施例２に準拠した不純物を含む廃液を調整した。
不純物として、炭酸イオン，ＴＢＰおよび除染廃液を検
討した。表４に調整廃液の組成を示す。(Example 4) In order to confirm the influence of impurities, a waste liquid containing impurities in accordance with Example 2 was prepared.
As impurities, carbonate ion, TBP, and decontamination waste liquid were examined. Table 4 shows the composition of the adjusted waste liquid.
【００８７】[0087]
【表４】 [Table 4]
【００８８】表４に示した廃液について、Ａｍ-241の除
去率を検討した。炭酸含有廃液について、廃液中に硝酸
を添加し廃液ｐＨを５以下に調整した後リン酸とランタ
ンを添加し廃液のｐＨを７に調整した。また、比較のた
めにｐＨ調整を行わない廃液について、廃液に直接リン
酸とランタンを添加して検討した。その結果を表５に示
す。For the waste liquids shown in Table 4, the removal rate of Am-241 was examined. Regarding the carbonic acid-containing waste liquid, nitric acid was added to the waste liquid to adjust the waste liquid pH to 5 or less, and then phosphoric acid and lanthanum were added to adjust the waste liquid pH to 7. For comparison, a waste liquid without pH adjustment was examined by directly adding phosphoric acid and lanthanum to the waste liquid. The results are shown in Table 5.
【００８９】[0089]
【表５】 [Table 5]
【００９０】以上の結果から、廃液中に炭酸ナトリウム
が含まれている場合には、硝酸を添加して、共沈前に炭
酸を除去しておくことがＡｍ-241の除去に有効であるこ
とが確認された。特に、廃液のｐＨをあらかじめ５以下
に調整することにより、炭酸ナトリウムの影響をまった
く受けないことが確認された。From the above results, when sodium carbonate is contained in the waste liquid, it is effective to remove Am-241 by adding nitric acid to remove carbonic acid before coprecipitation. Was confirmed. In particular, it was confirmed that by adjusting the pH of the waste liquid to 5 or less in advance, it was not affected by sodium carbonate at all.
【００９１】つぎに、ＴＢＰを含む廃液の影響を表４の
廃液組成を調整して調べた。ＴＢＰ含有廃液について、
活性炭を添加して５分間保持し、廃液中の活性炭をろ過
して取り除いた。この廃液中にリン酸とランタンを添加
し廃液のｐＨを７に調整した。また、廃液を活性炭処理
せず直接リン酸とランタンを添加して検討した。その結
果を表６に示す。Next, the influence of the waste liquid containing TBP was examined by adjusting the waste liquid composition in Table 4. About waste liquid containing TBP,
Activated carbon was added and held for 5 minutes, and the activated carbon in the waste liquid was removed by filtration. The pH of the waste liquid was adjusted to 7 by adding phosphoric acid and lanthanum to this waste liquid. In addition, the waste liquid was examined by adding phosphoric acid and lanthanum directly without treating with activated carbon. Table 6 shows the results.
【００９２】[0092]
【表６】 [Table 6]
【００９３】以上の結果から、廃液中にＴＢＰが含まれ
ている場合には、活性炭処理して共沈前にＴＢＰを除去
しておくことがＡｍ-241の除去に有効であることが確認
された。From the above results, when TBP is contained in the waste liquid, it was confirmed that it is effective to remove Am-241 by treating with activated carbon to remove TBP before coprecipitation. It was
【００９４】つぎに、除染廃液について検討した。除染
廃液として硝酸セリウムを用いた除染廃液を調整し、実
施例２と同じく、ランタン添加によるＡｍ-241の除去、
Ｎａ型ゼオライトによるＣｓ-137の回収、各放射性核種
を除去した廃液の電気透析操作を行った。その結果を表
７に示す。Next, the decontamination waste liquid was examined. Preparation of a decontamination waste solution using cerium nitrate as a decontamination waste solution, and removal of Am-241 by addition of lanthanum as in Example 2,
Cs-137 was recovered using Na-type zeolite, and the electrolysis of the waste liquid from which each radionuclide was removed was performed. The results are shown in Table 7.
【００９５】[0095]
【表７】 [Table 7]
【００９６】以上のように、放射性核種のみならず除染
廃液に含まれるセリウムを共沈により除去でき、回収酸
およびアルカリは通常の硝酸ナトリウム廃液より得た成
分と同じであることを確認した。As described above, it was confirmed that not only the radionuclide but also cerium contained in the decontamination waste liquid can be removed by coprecipitation, and the recovered acid and alkali are the same as the components obtained from the normal sodium nitrate waste liquid.
【００９７】（実施例５）実施例２および実施例３の炭
酸含有廃液と同様の廃液を調整し、廃液ｐＨ調整の後、
ランタンを添加した後十分撹拌し、その後リン酸を添加
し、ｐＨ調整して、Ａｍ-241の廃液濃度を測定した。結
果を表８に示す。(Example 5) A waste solution similar to the carbonic acid-containing waste solution of Examples 2 and 3 was prepared, and after adjusting the pH of the waste solution,
After adding lanthanum, the mixture was sufficiently stirred, phosphoric acid was then added, the pH was adjusted, and the concentration of the waste liquid of Am-241 was measured. Table 8 shows the results.
【００９８】[0098]
【表８】 [Table 8]
【００９９】以上の結果から廃液性状によらず、リン酸
添加の後にランタンを添加した方がＡｍ-241の除去性能
に優れることが確認された。From the above results, it was confirmed that lanthanum addition after phosphoric acid addition was superior in Am-241 removal performance regardless of the waste liquid properties.
【０１００】（実施例６）実施例２と同じ廃液を調整し
て、電気透析により得られる酸およびアルカリと異なる
元素を有する共沈剤およびゼオライトを検討した。具体
的には、硝酸ランタンの代わりに硫酸ランタンを添加し
てランタン化合物の影響を調べた。また、ゼオライトを
ＮａＣｌ処理せずＣｓの回収を行った。その結果を表９
に示す。Example 6 The same waste solution as in Example 2 was prepared, and coprecipitants and zeolites having elements different from acids and alkalis obtained by electrodialysis were examined. Specifically, lanthanum sulfate was added instead of lanthanum nitrate to examine the effect of the lanthanum compound. In addition, Cs was recovered without treating the zeolite with NaCl. The results are shown in Table 9
Shown in
【０１０１】[0101]
【表９】 [Table 9]
【０１０２】以上に示すように、回収酸および回収アル
カリと異なる元素を有する物質を用いた場合、回収酸お
よびアルカリにそれが混入した。このため、再利用の観
点からは、問題があることを確認した。As described above, when a substance having an element different from the recovered acid and the recovered alkali was used, it was mixed in the recovered acid and the alkali. Therefore, it was confirmed that there was a problem from the viewpoint of reuse.
【０１０３】（実施例７）ＪＩＳ規格100lドラム缶大の
容器（直径45cm、高さ67cm）によるＣｓの除去試験を行
った。容器の底面と上面に廃液供給／排出口を設けかつ
それぞれの面から５cmの所に膜を張り付けたゼオライト
保持網を有するカラムを製作し、ゼオライト保持網の間
にゼオライトを充填し、廃液供給ポンプで実施例２と同
じ組成に調整した廃液（ただしＡｍ-241およびＣｓ-137
は入れていない非放射性廃液）をカラム内に底面から供
給した。Example 7 A Cs removal test was carried out in a JIS standard 100 l drum-sized container (diameter 45 cm, height 67 cm). A column having a zeolite holding network with a waste liquid supply / discharge port on the bottom and top of the container and a membrane attached 5 cm from each surface was prepared. Waste liquid adjusted to have the same composition as in Example 2 (however, Am-241 and Cs-137
The non-radioactive waste liquid which was not added was supplied from the bottom into the column.
【０１０４】なお、ゼオライト保持網に装着する膜の種
類を数種類準備した。また、カラムと寸法は同じでかつ
膜のついていないゼオライト保持網を有するカラムを作
製し、同様に非放射性でかつＣｓの入った廃液を供給
し、カラム出口のＣｓ濃度を随時測定した。いずれの試
験も廃液供給速度を50cm／時とした。その時の差圧を測
定した。また、実施例２の結果と比較するためカラム体
積の 300倍まで廃液を供給し、廃液中のＣｓ濃度を測定
した。結果を表10に示す。Several kinds of membranes to be attached to the zeolite holding net were prepared. Further, a column having the same size as the column and having a zeolite holding network without a membrane was prepared, a non-radioactive and Cs-containing waste liquid was supplied, and the Cs concentration at the column outlet was measured at any time. In all the tests, the waste liquid supply rate was 50 cm / hour. The differential pressure at that time was measured. Further, in order to compare with the result of Example 2, the waste liquid was supplied up to 300 times the column volume, and the Cs concentration in the waste liquid was measured. The results are shown in Table 10.
【０１０５】[0105]
【表１０】 [Table 10]
【０１０６】以上の結果から、 100l サイズのカラム塔
を用いても、カラムにゼオライトを充填した際の差圧よ
りも２倍以上の差圧が得られるような差圧の高い膜をゼ
オライト保持網に装着することにより実施例２と同様の
廃液処理性能が得られることを確認した。また、このイ
オン交換塔はそのままシステムから取り外して、200lド
ラム缶に収納できた。From the above results, even if a 100 l size column tower is used, a membrane having a high differential pressure, which is more than twice as high as the differential pressure when the column is packed with zeolite, is used for the zeolite holding network. It was confirmed that the same waste liquid treatment performance as in Example 2 could be obtained by mounting it on the. The ion exchange tower could be removed from the system and stored in a 200-liter drum.
【０１０７】（実施例８）３室での電気透析により硝酸
ナトリウムの分解処理を行う上で、運転中に中室に導入
する廃液のｐＨを調整することで、電流効率の向上の確
認を行うため、下記のような実験を実施した。結果を表
11に示す。(Embodiment 8) When the sodium nitrate is decomposed by electrodialysis in three chambers, it is confirmed that the current efficiency is improved by adjusting the pH of the waste liquid introduced into the middle chamber during operation. Therefore, the following experiment was carried out. Table of results
See Figure 11.
【０１０８】[0108]
【表１１】 [Table 11]
【０１０９】実施例はｐＨ調整した場合の方が両電極室
への電流効率が高い結果が得られたことを示している。
図３は表11と同じ実施条件で、供給廃液のｐＨをパラメ
ータとしてナトリウムイオンの電流効率を調べた結果を
示す。ｐＨ１以上で、電流効率が高くかつ一定になるこ
とが確認された。このため、循環廃液のｐＨ調整を行う
ことで効率の高い電気透析が実施できることが示され
た。The examples show that the results of higher current efficiency to both electrode chambers were obtained when the pH was adjusted.
FIG. 3 shows the results of examining the current efficiency of sodium ions under the same operating conditions as in Table 11 with the pH of the supplied waste liquid as a parameter. It was confirmed that the current efficiency is high and constant at pH 1 or higher. Therefore, it was shown that highly efficient electrodialysis can be performed by adjusting the pH of the circulating waste liquid.
【０１１０】（実施例９）電気透析におけるｐＨ調整の
低減のため、電気透析装置の陽イオン交換膜の種類を変
更し、ｐＨ調整の低減効果を測定した。一般に三室法の
電気透析を実施する場合は、硝酸イオンに比較してナト
リウムイオンの方が移動しやすく、そのため中室が徐々
に酸になってしまう。Example 9 In order to reduce pH adjustment in electrodialysis, the type of cation exchange membrane of the electrodialysis device was changed and the pH adjustment reduction effect was measured. Generally, when performing electrodialysis using the three-chamber method, sodium ions are more likely to move than nitrate ions, so that the middle chamber gradually becomes acid.
【０１１１】ここでは、硝酸イオンを移動が変わるよう
に一定の陽イオン交換膜に対して陰イオン交換膜の種類
を変えて、ｐＨ調整のしやすさをｐＨ調整に必要なアル
カリ量として表12に示した。Here, the kind of anion exchange membrane is changed with respect to a constant cation exchange membrane so that the movement of nitrate ions is changed, and the ease of pH adjustment is defined as the amount of alkali necessary for pH adjustment. It was shown to.
【０１１２】[0112]
【表１２】 [Table 12]
【０１１３】以上の結果から、評価値が 0.5以上であれ
ば、ｐＨ調整に必要なＮａＯＨの添加量が少なく、大量
の試薬添加が必要なこと、添加量が廃棄物発生量の観点
から初期硝酸ナトリウムの濃度の５％以下であり廃棄物
の増容がほぼ無視できることが確認できた。From the above results, if the evaluation value is 0.5 or more, the addition amount of NaOH necessary for pH adjustment is small, a large amount of reagent needs to be added, and the addition amount is the initial nitric acid from the viewpoint of waste generation amount. It was confirmed that the concentration of sodium was 5% or less and the increase in the volume of waste was almost negligible.
【０１１４】（実施例１０）硝酸ナトリウムの電気透析
において、運転中に中室の酸濃度上昇の速度を低減させ
るため、硝酸イオンの移動速度を早めるために下記の条
件で電気透析を実施した。なおパラメータは硝酸イオン
を回収する陽極室に送液する全液量とナトリウムイオン
を回収する陰極室へ送液する全液量の比とした。電気透
析条件は、電流密度を20A/dm2 、初期硝酸ナトリウム濃
度を３mol/l 、膜面積を２dm2 、温度を40℃とした。Example 10 In electrodialysis of sodium nitrate, electrodialysis was carried out under the following conditions in order to accelerate the moving rate of nitrate ions in order to reduce the rate of increase in acid concentration in the middle chamber during operation. The parameter was the ratio of the total amount of liquid sent to the anode chamber for collecting nitrate ions and the total amount of liquid sent to the cathode chamber for collecting sodium ions. The electrodialysis conditions were a current density of 20 A / dm 2 , an initial sodium nitrate concentration of 3 mol / l, a membrane area of 2 dm 2 , and a temperature of 40 ° C.
【０１１５】結果を図４に示す。図４に示されるよう
に、硝酸イオンを回収する陽極性の液量比が増えるに従
い電流効率も高くなり、また中室の酸濃度も低くなる傾
向を示した。すなわち、硝酸イオンの移動速度を決定す
る中室と陽極室の硝酸イオン濃度差を大きく取れる操作
をしたことによって、より効率の高い電気透析を行うこ
とができた。The results are shown in FIG. As shown in FIG. 4, as the anodic liquid amount ratio for recovering nitrate ions increased, the current efficiency also increased, and the acid concentration in the middle chamber tended to decrease. That is, electrodialysis with higher efficiency could be performed by performing an operation capable of obtaining a large difference in nitrate ion concentration between the middle chamber and the anode chamber, which determines the moving speed of nitrate ions.
【０１１６】（実施例11）硝酸ナトリウムの３室電気透
析において、各電極室の溶液の酸濃度およびアルカリ濃
度をパラメータとし、電流密度一定の条件で透析を実施
し、初期に電極間にかかる電圧を測定し、電気透析開始
時の電力量の負担割合を評価した。結果を表13に示す。(Example 11) In three-chamber electrodialysis of sodium nitrate, dialysis was carried out under conditions of constant current density using the acid concentration and alkali concentration of the solution in each electrode chamber as parameters, and the voltage applied between the electrodes at the initial stage. Was measured, and the burden ratio of the electric energy at the start of electrodialysis was evaluated. The results are shown in Table 13.
【０１１７】[0117]
【表１３】 [Table 13]
【０１１８】電圧は初期の酸アルカリ濃度が増加すると
電圧は下がる傾向にあった。回収する酸およびアルカリ
濃度の目標値にもよるが、結果は、初期に添加する電極
室の酸アルカリ濃度を許容できる範囲内で増加させるこ
とで、初期にかかる電圧を下げ、電力量を下げることが
可能であること、電源設計において初期電圧変動が小さ
くできトランス等の設計に大きな電圧変動分を考慮する
必要が無いことが確認できた。The voltage tended to decrease as the initial acid-alkali concentration increased. Although it depends on the target values of the acid and alkali concentrations to be recovered, the result is that by increasing the acid-alkali concentration of the electrode chamber to be added in the initial range within the allowable range, the voltage applied at the initial stage can be reduced and the electric energy can be reduced. It was confirmed that the initial voltage fluctuation can be made small in the power supply design, and it is not necessary to consider a large voltage fluctuation in the design of the transformer and the like.
【０１１９】（実施例１２）３室法の電気透析装置の電
極間に電圧を印加した場合と、電圧を印加しない場合の
陽極室側へのナトリウムイオン濃度の時間変化を図５に
示す。電圧を印加する場合の条件として電流密度20A/dm
2 となるように電圧を両極間にかけた。陽極室に回収さ
れるのは硝酸イオンでありナトリウムイオンは不純物と
なる。(Example 12) FIG. 5 shows changes over time in sodium ion concentration on the anode chamber side when a voltage is applied between the electrodes of a three-chamber electrodialysis apparatus and when no voltage is applied. Current density 20A / dm as the condition when applying voltage
A voltage was applied between both poles so that the voltage would be 2 . Nitrate ions are recovered in the anode chamber, and sodium ions are impurities.
【０１２０】両極に電圧を印加しない場合、時間ととも
に陽極室の不純物すなわちナトリウムイオン濃度が増加
している。これは電圧を印加しないと陽極室側に不純物
が拡散などにより入り込むことを示している。一方電圧
をかけておいた状態を保つとほとんど陽極側のナトリウ
ムイオン濃度は増加しない。よって常に電極間に電圧を
印加しておくことで陽極側の不純物濃度を増加させない
ことを達成できることが明かとなった。When no voltage is applied to both electrodes, the concentration of impurities in the anode chamber, that is, sodium ion concentration, increases with time. This indicates that impurities are introduced into the anode chamber side by diffusion or the like when no voltage is applied. On the other hand, when the voltage is kept applied, the sodium ion concentration on the anode side hardly increases. Therefore, it has been clarified that it is possible to prevent the impurity concentration on the anode side from increasing by always applying a voltage between the electrodes.
【０１２１】（実施例13）電気透析後、得られた水酸化
ナトリウム溶液に、重金属の一つであるルテニウムイオ
ンを16ppm 添加した。この溶液を電気分解しルテニウム
イオンの回収を試みた。電気分解の条件は電極をチタン
−白金とし、電流密度37A/dm2 である。結果を表14に示
す。４時間後水酸化ナトリウム中のルテニウムは0.2ppm
以下の濃度に低下していた。除染係数は80を得た。すな
わち回収した水酸化ナトリウム溶液に重金属の不純物が
混入していても電解をすることにより除去が達成できる
ことが明かとなった。Example 13 After electrodialysis, 16 ppm of ruthenium ion which is one of heavy metals was added to the obtained sodium hydroxide solution. The solution was electrolyzed to try to recover ruthenium ions. The electrolysis conditions were titanium-platinum electrodes and a current density of 37 A / dm 2 . The results are shown in Table 14. After 4 hours, ruthenium in sodium hydroxide is 0.2ppm
It was reduced to the following concentration. The decontamination factor was 80. That is, it was revealed that even if impurities of heavy metals were mixed in the recovered sodium hydroxide solution, the removal could be achieved by electrolysis.
【０１２２】[0122]
【表１４】 [Table 14]
【０１２３】[0123]
【発明の効果】本発明によれば、放射性物質取扱い施設
から発生する放射性廃液から放射性核種を除去できると
ともに、廃液中の中性塩を分解して酸とアルカリとし、
各酸アルカリを回収することにより放射性物質取扱い施
設において再利用することができる。このため、放射性
物質のみならず化学薬剤を一般環境に放出することなく
放射性廃液を処理でき、かつ省資源，省エネルギーに富
んだ放射性廃液の処理方法であることが確認された。According to the present invention, a radionuclide can be removed from a radioactive liquid waste generated from a radioactive substance handling facility, and a neutral salt in the liquid waste can be decomposed into an acid and an alkali.
By recovering each acid-alkali, it can be reused in the radioactive material handling facility. Therefore, it has been confirmed that the radioactive waste liquid can be treated without releasing not only radioactive substances but also chemical agents to the general environment, and is a resource-saving and energy-saving radioactive waste liquid treatment method.
【図１】本発明の実施例を説明するための酸アルカリ回
収システムの概要を示す流れシステム系統図。FIG. 1 is a flow system system diagram showing an outline of an acid-alkali recovery system for explaining an embodiment of the present invention.
【図２】ＴＲＵ核種の除染係数と廃液のｐＨの関係を示
す特性図。FIG. 2 is a characteristic diagram showing the relationship between the decontamination coefficient of TRU nuclide and the pH of waste liquid.
【図３】電気透析の電流効率と回収液の初期ｐＨの関係
を示す特性図。FIG. 3 is a characteristic diagram showing the relationship between the current efficiency of electrodialysis and the initial pH of the recovered liquid.
【図４】回収液の流量と電流効率の関係を示す特性図。FIG. 4 is a characteristic diagram showing the relationship between the flow rate of the recovered liquid and the current efficiency.
【図５】回収液の不純物の挙動を示す特性図。FIG. 5 is a characteristic diagram showing the behavior of impurities in the recovered liquid.
１…ｐＨ調整タンク、２…酸供給タンク、３，８…ｐＨ
計、４…共沈反応タンク、５…リン酸供給タンク、６…
ランタン供給タンク、７…アルカリ供給タンク、９…フ
ィルタ、10…スラッジ、11…イオン交換塔、12，23，2
4，25…貯留タンク、13…廃液循環タンク、14…電気透
析機、15…酸回収循環タンク、16…アルカリ回収循環タ
ンク、17…ｐＨ調整タンク、18，26…電極、19…陽イオ
ン交換膜、20…陰イオン交換膜、21…陽極室、22…陰極
室、27，28…電源。1 ... pH adjusting tank, 2 ... Acid supply tank, 3, 8 ... pH
Total: 4 ... Coprecipitation reaction tank, 5 ... Phosphoric acid supply tank, 6 ...
Lantern supply tank, 7 ... Alkali supply tank, 9 ... Filter, 10 ... Sludge, 11 ... Ion exchange tower, 12, 23, 2
4, 25 ... Storage tank, 13 ... Waste liquid circulation tank, 14 ... Electrodialysis machine, 15 ... Acid recovery circulation tank, 16 ... Alkali recovery circulation tank, 17 ... pH adjustment tank, 18, 26 ... Electrode, 19 ... Cation exchange Membrane, 20 ... Anion exchange membrane, 21 ... Anode chamber, 22 ... Cathode chamber, 27, 28 ... Power supply.
───────────────────────────────────────────────────── 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 9/10 Ｇ２１Ｆ 9/12 ５１２Ａ 9/12 ５１２ Ｃ０２Ｆ 1/46 １０３ (72)発明者 金子 昌章 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株 式会社東芝研究開発センター内 (72)発明者 和田 幹雄 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 岡野 敏明 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (51) Int.Cl. 6 Identification code Internal reference number FI Technical display location G21F 9/10 G21F 9/12 512A 9/12 512 C02F 1/46 103 (72) Inventor Masaaki Kaneko Komukai-shishiba-cho, Kawasaki-shi, Kanagawa 1st in Toshiba Research & Development Center, a stock company (72) Inventor Mikio Wada 8 Shinsita-cho, Isogo-ku, Yokohama, Kanagawa Pref. Toshiaki 8 Shinsita-cho, Isogo-ku, Yokohama-shi, Kanagawa Stock company Toshiba Yokohama office
Claims (16)
の塩を含む廃液から放射性核種を除去した後に、前記廃
液中の中性の塩を酸とアルカリに分解して、その酸とア
ルカリを回収し、放射性物質取扱い施設中で再利用する
ことにより放射性廃棄物の発生量を低減させる放射性廃
液の処理方法において、前記放射性核種を廃液中から除
去する前に廃液中の中性塩を分解した際に生成する酸と
同種の酸を添加し廃液のｐＨを調整するｐＨ調整工程
と、廃液中の放射性核種を共沈剤を添加して共沈させた
後、沈殿物を廃液から除去することにより廃液から放射
性核種を除去する共沈除去工程と、廃液中の放射性核種
をイオン交換により除去するイオン交換放射性核種除去
工程と、放射性核種を除去した後の廃液の中性塩を電気
透析により酸とアルカリに分解する分解工程とを有する
ことを特徴とする放射性廃液の処理方法。1. After removing a radionuclide from a waste liquid containing a neutral salt generated from a radioactive substance handling facility, the neutral salt in the waste liquid is decomposed into an acid and an alkali, and the acid and the alkali are recovered. However, in the method of treating radioactive liquid waste that reduces the amount of radioactive waste generated by recycling it in a facility that handles radioactive substances, when neutral salts in the liquid waste are decomposed before the radioactive nuclide is removed from the liquid waste. By adjusting the pH of the waste liquid by adding an acid of the same type as the acid generated in step 1, and coprecipitating the radionuclide in the waste liquid by adding a coprecipitant, the precipitate is removed from the waste liquid. Coprecipitation removal process to remove radionuclide from waste liquid, ion exchange radionuclide removal process to remove radionuclide in waste liquid by ion exchange, and neutral salt of waste liquid after removal of radionuclide to acid by electrodialysis. Arca And a decomposition step of decomposing into radioactive liquid.
場合、放射性核種除去工程の前に活性炭を用いて廃液中
の油分を除去する油分除去工程を有することを特徴とす
る請求項１記載の放射性廃液の処理方法。2. The method according to claim 1, further comprising an oil removal step of removing the oil content of the waste solution using activated carbon before the radionuclide removal step when the radioactive waste solution contains an oil content. Method for treating radioactive waste liquid.
廃液は、放射性物質取扱い施設で発生した放射性核種に
汚染された廃棄物を化学薬剤を用いて除染した際に発生
する廃液であることを特徴とする請求項１記載の放射性
廃液の処置方法。3. The waste liquid supplied to the acid-alkali recovery system is a waste liquid generated when decontaminating a radioactive nuclide-contaminated waste generated in a radioactive material handling facility with a chemical agent. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1.
を同一の反応容器中で行うことを特徴とする請求項１記
載の放射性廃液の処理方法。4. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein the pH adjusting step and the coprecipitation removing step are performed in the same reaction vessel.
中の放射性核種を最初に共沈除去により取り除いた後
に、イオン交換により除去することを特徴とする請求項
１記載の放射性廃液の処理方法。5. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein in the step of removing the radioactive nuclide, the radioactive nuclide in the waste liquid is first removed by coprecipitation removal and then removed by ion exchange.
いて、イオン交換体を 200ｌドラム缶に収納可能な大き
さのイオン交換塔内に充填して放射性廃液を前記イオン
交換塔に通水するか、またはこのイオン交換塔内に放射
性廃液の通水方向に対して垂直に平面状のイオン交換体
保持網を少なくとも一つ以上備えるとともに、イオン交
換体保持網の材質は、イオン交換体保持網のみに放射性
廃液を通水した際に生じる差圧が、イオン交換体のみに
放射性廃液を通水した際に生ずる差圧より大きくなるよ
うな材料および網の目からなることを特徴とする請求項
１記載の放射性廃液の処理方法。6. In the ion-exchange radionuclide removing step, an ion-exchanger is filled in an ion-exchange tower having a size capable of being stored in a 200-liter drum, and radioactive waste liquid is passed through the ion-exchange tower. The ion exchange tower is equipped with at least one planar ion-exchanger holding net perpendicular to the water flow direction of the radioactive waste liquid, and the ion-exchanger holding net is made of radioactive waste liquid only in the ion-exchanger holding net. 2. The radioactive substance according to claim 1, wherein the material and the mesh are such that the differential pressure generated when water is passed is greater than the differential pressure generated when the radioactive waste liquid is passed only to the ion exchanger. Waste liquid treatment method.
液の主成分である元素を持ち、この元素と放射性核種が
イオン交換することにより放射性核種を除去することが
できるイオン交換体であることを特徴とする請求項１記
載の放射性廃液の処理方法。7. The ion exchanger is an ion exchanger which has an element which is a main component of waste liquid in an ion exchange group and which can remove the radionuclide by ion exchange between the element and the radionuclide. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein
性塩を電気透析により酸とアルカリに分解する工程にお
いて、電気透析を陽極および陰極の電極により挟まれた
陽イオン交換膜と陰イオン交換膜により少なくとも３つ
の部屋に隔離し、陽イオン交換膜と陰イオン交換膜に囲
まれた部屋に放射性核種を除去した廃液を循環させて通
水させ前記廃液中の中性塩と酸とアルカリに分解させる
とともに、各イオン交換膜により隔離された各部屋の溶
液も循環させ酸とアルカリを前記循環させている溶液中
に回収するにあたり、循環させている廃液のｐＨを１以
上になるように循環通水液にアルカリを添加することを
特徴とする請求項１記載の放射性廃液の処理方法。8. In the step of decomposing the neutral salt of the waste liquid after removal of the radionuclide into acid and alkali by electrodialysis, electrodialysis is performed with a cation exchange membrane and an anion sandwiched between an anode electrode and a cathode electrode. Isolation into at least three chambers by an exchange membrane, and circulating the waste liquid from which the radionuclide has been removed through the room surrounded by the cation exchange membrane and the anion exchange membrane to pass water through the neutral salts, acids and alkalis in the waste liquid. When the solution in each room separated by each ion exchange membrane is circulated and the acid and alkali are recovered in the circulated solution, the pH of the circulated waste liquid is set to 1 or more. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein an alkali is added to the circulating water.
電気透析により生産されるアルカリと同じ元素、もしく
は同じ元素の水溶液であることを特徴とする請求項１記
載の放射性廃液の処理方法。9. The alkali added to the circulating water is
The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, which is an aqueous solution of the same element or the same element as the alkali produced by electrodialysis.
交換膜と陰イオン交換膜を用いた電気透析法により廃液
中の中性塩を酸とアルカリに分解する方法において、陰
イオン交換膜について以下の式 イオン交換容量×膜厚×膜抵抗 で算出した値を陽イオン交換膜について上式を用いて求
めた値で割った値が 0.5以上であることを特徴とする請
求項１記載の放射性廃液の処理方法。10. A method for decomposing a neutral salt in a waste liquid into an acid and an alkali by an electrodialysis method using the anode and cathode electrodes, a cation exchange membrane and an anion exchange membrane. The radioactive waste liquid according to claim 1, wherein the value calculated by the formula: ion exchange capacity × film thickness × membrane resistance divided by the value obtained by using the above formula for the cation exchange membrane is 0.5 or more. Processing method.
交換膜と陰イオン交換膜を用いた電気透析法により、廃
液中の中性塩を酸とアルカリに分解する方法において、
陽極側で循環させている溶液の量を陰極側で循環させて
いる溶液量の少なくとも２倍以上にすることを特徴とす
る請求項１記載の放射性廃液の処理方法。11. A method for decomposing a neutral salt in a waste liquid into an acid and an alkali by an electrodialysis method using the anode and cathode electrodes, a cation exchange membrane and an anion exchange membrane,
The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein the amount of the solution circulated on the anode side is at least twice the amount of the solution circulated on the cathode side.
交換膜と陰イオン交換膜を用いた電気透析法により、廃
液中の中性塩を酸とアルカリに分解する方法において、
陽極および陰極側で循環させている各溶液にあらかじめ
小量の酸およびアルカリを添加しておくことを特徴とす
る請求項１記載の放射性廃液の処理方法。12. A method for decomposing a neutral salt in a waste liquid into an acid and an alkali by an electrodialysis method using the anode and cathode electrodes, a cation exchange membrane and an anion exchange membrane,
The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein a small amount of acid and alkali are added in advance to each solution circulated on the anode and cathode sides.
め小量添加しておく酸およびアルカリは、電気透析によ
り生産される酸およびアルカリと同じ物質であることを
特徴とする請求項１記載の放射性廃液の処理方法。13. The radioactive substance according to claim 1, wherein the acid and the alkali, which have been added in a small amount to each of the circulating solutions in advance, are the same substances as the acid and the alkali produced by electrodialysis. Waste liquid treatment method.
交換膜と陰イオン交換膜を用いた電気透析法により廃液
中の中性塩を酸とアルカリに分解する方法において、循
環廃液および回収側の溶液が各部屋に満たされている場
合には電極に常に通電しておくことを特徴とする請求項
１記載の放射性廃液の処理方法。14. A method for decomposing neutral salts in a waste solution into an acid and an alkali by an electrodialysis method using the anode and cathode electrodes, a cation exchange membrane and an anion exchange membrane, and The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein the electrodes are always energized when the solution is filled in each room.
交換膜と陰イオン交換膜を用いた電気透析法により廃液
中の中性塩を酸とアルカリに分解する方法において、陽
極側で循環している廃液の回収容器中に陽極の電極を装
着するとともに容器を陰極にして、陽極側に移行する重
金属を回収することを特徴とする請求項１記載の放射性
廃液の処理方法。15. In a method of decomposing neutral salts in a waste solution into an acid and an alkali by an electrodialysis method using the anode and cathode electrodes, a cation exchange membrane and an anion exchange membrane, circulating on the anode side. 2. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein an anode electrode is installed in a waste liquid recovery container, and the container is used as a cathode to recover heavy metals that migrate to the anode side.
前記廃液や溶液中に添加する酸およびアルカリを、前記
廃液中の中性塩を分解して生成する酸およびアルカリを
用いることを特徴とする請求項１記載の放射性廃棄物の
処理方法。16. The method for treating radioactive waste liquid, comprising:
The method for treating radioactive waste according to claim 1, wherein an acid and an alkali to be added to the waste liquid or the solution are an acid and an alkali produced by decomposing a neutral salt in the waste liquid.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7069517A JPH08271692A (en) | 1995-03-28 | 1995-03-28 | Processing method for radioactive waste liquid |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7069517A JPH08271692A (en) | 1995-03-28 | 1995-03-28 | Processing method for radioactive waste liquid |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08271692A true JPH08271692A (en) | 1996-10-18 |
Family
ID=13405006
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7069517A Pending JPH08271692A (en) | 1995-03-28 | 1995-03-28 | Processing method for radioactive waste liquid |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08271692A (en) |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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-
1995
- 1995-03-28 JP JP7069517A patent/JPH08271692A/en active Pending
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| CN113707354B (en) * | 2021-08-18 | 2024-02-09 | 中国人民解放军63653部队 | Containing 239 Pu、 90 Sr and 137 electrochemical separation and fixation method for large-volume radioactive waste liquid of Cs |
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