JPH0954195A - 放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法 - Google Patents
放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法Info
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- JPH0954195A JPH0954195A JP21365695A JP21365695A JPH0954195A JP H0954195 A JPH0954195 A JP H0954195A JP 21365695 A JP21365695 A JP 21365695A JP 21365695 A JP21365695 A JP 21365695A JP H0954195 A JPH0954195 A JP H0954195A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 沸騰水型原子力発電所から発生する使用済イ
オン交換樹脂の処理方法を合理化し、貯蔵タンクからの
抜き出しに伴うトラブルを解消するとともに放射性核種
の評価を容易にする。 さらに、巨大な貯蔵タンクを不
要にして、放射性廃棄物処理施設の建設および運転の費
用を軽減する。 【解決手段】 使用済イオン交換樹脂の粉末およびビー
ズを、発生後貯蔵することなく脱水機で脱水し、直接セ
メント固化または焼却−固化により固化処理とするか、
または、粉末を脱水機で脱水しビーズはスクリーン濾過
式の樹脂分離装置で固液分離し、粉末と樹脂とを別個
に、または一体にして、上記固化処理をする。
オン交換樹脂の処理方法を合理化し、貯蔵タンクからの
抜き出しに伴うトラブルを解消するとともに放射性核種
の評価を容易にする。 さらに、巨大な貯蔵タンクを不
要にして、放射性廃棄物処理施設の建設および運転の費
用を軽減する。 【解決手段】 使用済イオン交換樹脂の粉末およびビー
ズを、発生後貯蔵することなく脱水機で脱水し、直接セ
メント固化または焼却−固化により固化処理とするか、
または、粉末を脱水機で脱水しビーズはスクリーン濾過
式の樹脂分離装置で固液分離し、粉末と樹脂とを別個
に、または一体にして、上記固化処理をする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所とくにＢ
ＷＲ（沸騰水）型原子炉を使用する発電所から発生す
る、放射性の使用済イオン交換樹脂の処理方法に関す
る。
ＷＲ（沸騰水）型原子炉を使用する発電所から発生す
る、放射性の使用済イオン交換樹脂の処理方法に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉には、図１に示すよう
に、タービン（Ｔ）の復水器（Ｃ）で得られる復水を浄
化する復水脱塩器（ＣＤ）、原子炉（Ｒ）の冷却材浄化
系の濾過脱塩器（ＣＵＷ Ｆ／Ｄ）および燃料プール
（Ｐ）の冷却系の濾過脱塩器（ＦＰＣ Ｆ／Ｄ）におい
て、循環する水の水質を維持するため、ビーズ状または
粉末状のイオン交換樹脂が使用されている。 その廃樹
脂には高い放射能レベルの放射性物質が吸着しているの
で、タンク内で長期間貯蔵して放射能を十分に減衰させ
たのち固化処理を行ない、固化体として放射性廃棄物処
理場に輸送し、処分場で埋設処分するという方法で処理
・処分されている。
に、タービン（Ｔ）の復水器（Ｃ）で得られる復水を浄
化する復水脱塩器（ＣＤ）、原子炉（Ｒ）の冷却材浄化
系の濾過脱塩器（ＣＵＷ Ｆ／Ｄ）および燃料プール
（Ｐ）の冷却系の濾過脱塩器（ＦＰＣ Ｆ／Ｄ）におい
て、循環する水の水質を維持するため、ビーズ状または
粉末状のイオン交換樹脂が使用されている。 その廃樹
脂には高い放射能レベルの放射性物質が吸着しているの
で、タンク内で長期間貯蔵して放射能を十分に減衰させ
たのち固化処理を行ない、固化体として放射性廃棄物処
理場に輸送し、処分場で埋設処分するという方法で処理
・処分されている。
【０００３】従来、この使用済イオン交換樹脂の処理
は、図１に示すように使用済樹脂を受タンク（１Ａ，１
Ｂ，１Ｃ）に受け、沈降分離槽（２Ａ，２Ｂ）または使
用済樹脂槽（３Ａ，３Ｂ）のような巨大なタンクに入
れ、数年ないし十数年の長きにわたって貯蔵したのち、
乾燥機（５）たとえば遠心薄膜乾燥機のような設備にか
けて乾燥した粉末とし（たとえば特開昭６１−２２８３
９５号）、これをプラスチック固化またはセメント固化
することにより実施している。
は、図１に示すように使用済樹脂を受タンク（１Ａ，１
Ｂ，１Ｃ）に受け、沈降分離槽（２Ａ，２Ｂ）または使
用済樹脂槽（３Ａ，３Ｂ）のような巨大なタンクに入
れ、数年ないし十数年の長きにわたって貯蔵したのち、
乾燥機（５）たとえば遠心薄膜乾燥機のような設備にか
けて乾燥した粉末とし（たとえば特開昭６１−２２８３
９５号）、これをプラスチック固化またはセメント固化
することにより実施している。
【０００４】ＢＷＲ型原子炉の稼動が始まって久しい
が、その初期には使用済イオン交換樹脂の処理は行なわ
れず、上記のような処理法が確立されたのは比較的新し
い。巨大なタンクに貯蔵されていたのは、ひとつは貯蔵
の間に放射能を低下させて固化処理の作業および固化体
の貯蔵を容易にするという狙いがあったが、処理技術が
確立されていなかったからということもいえる。
が、その初期には使用済イオン交換樹脂の処理は行なわ
れず、上記のような処理法が確立されたのは比較的新し
い。巨大なタンクに貯蔵されていたのは、ひとつは貯蔵
の間に放射能を低下させて固化処理の作業および固化体
の貯蔵を容易にするという狙いがあったが、処理技術が
確立されていなかったからということもいえる。
【０００５】従来技術では、巨大なタンクに長期にわた
り使用済イオン交換樹脂を貯蔵するため、使用済イオン
交換樹脂がタンク中で塊状になり、タンクからの抜き出
しが困難になるという問題が生じる。 次に、抜き出し
に当り、タンク内での貯蔵期間の長い樹脂と短い樹脂と
が混合されるため、長期貯蔵による放射能低減の利益が
十分に得られず、かつ固化処理され固体となった廃棄物
の処分時における放射性核種の評価が困難になる。 ま
た、廃棄物処理施設内に使用済イオン交換樹脂の貯蔵の
ための巨大なタンク群を設置することが必要であり、広
いスペースを要し、かつ建設費が嵩んでいた。
り使用済イオン交換樹脂を貯蔵するため、使用済イオン
交換樹脂がタンク中で塊状になり、タンクからの抜き出
しが困難になるという問題が生じる。 次に、抜き出し
に当り、タンク内での貯蔵期間の長い樹脂と短い樹脂と
が混合されるため、長期貯蔵による放射能低減の利益が
十分に得られず、かつ固化処理され固体となった廃棄物
の処分時における放射性核種の評価が困難になる。 ま
た、廃棄物処理施設内に使用済イオン交換樹脂の貯蔵の
ための巨大なタンク群を設置することが必要であり、広
いスペースを要し、かつ建設費が嵩んでいた。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、原子
力発電所で発生する使用済イオン交換樹脂の処理に伴っ
ていた上記の諸問題を解消し、使用済イオン交換樹脂の
タンクからの抜き出しや抜き出し後の輸送に困難がな
く、固化処理して得た固化体の放射性核種の評価が容易
であり、しかも巨大な貯蔵タンクを設置する必要をなく
した処理方法を提供することにある。
力発電所で発生する使用済イオン交換樹脂の処理に伴っ
ていた上記の諸問題を解消し、使用済イオン交換樹脂の
タンクからの抜き出しや抜き出し後の輸送に困難がな
く、固化処理して得た固化体の放射性核種の評価が容易
であり、しかも巨大な貯蔵タンクを設置する必要をなく
した処理方法を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明の放射性使用済イ
オン交換樹脂の処理方法の第一の態様は、図２に示すよ
うに、原子力発電所の復水脱塩器（ＣＤ）および廃液処
理系の脱塩器（図示してない）から発生する放射性の使
用済イオン交換樹脂ビーズ、ならびに、原子炉冷却材浄
化系の濾過脱塩器（ＣＵＷ Ｆ／Ｄ）および燃料プール
冷却系の濾過脱塩器（ＦＰＣ Ｆ／Ｄ）から発生する放
射性の使用済イオン交換樹脂粉末を処理する方法であっ
て、前記樹脂ビーズおよび前記樹脂粉末を、それぞれの
受タンク（１Ａ，１Ｂ，１Ｃ）から供給タンク（４）に
集め、脱水機（５）の処理能力に応じて樹脂ビーズおよ
び樹脂粉末を供給タンクから脱水機に連続的に移送して
脱水処理を行い、得られた脱水樹脂ビーズ・粉末をセメ
ント固化により固化体とするか、焼却処理を経てその焼
却灰をセメント固化により固化体とするか、または貯蔵
容器に充填し一時貯蔵したのち上記いずれかの固化処理
を行なうことからなる。
オン交換樹脂の処理方法の第一の態様は、図２に示すよ
うに、原子力発電所の復水脱塩器（ＣＤ）および廃液処
理系の脱塩器（図示してない）から発生する放射性の使
用済イオン交換樹脂ビーズ、ならびに、原子炉冷却材浄
化系の濾過脱塩器（ＣＵＷ Ｆ／Ｄ）および燃料プール
冷却系の濾過脱塩器（ＦＰＣ Ｆ／Ｄ）から発生する放
射性の使用済イオン交換樹脂粉末を処理する方法であっ
て、前記樹脂ビーズおよび前記樹脂粉末を、それぞれの
受タンク（１Ａ，１Ｂ，１Ｃ）から供給タンク（４）に
集め、脱水機（５）の処理能力に応じて樹脂ビーズおよ
び樹脂粉末を供給タンクから脱水機に連続的に移送して
脱水処理を行い、得られた脱水樹脂ビーズ・粉末をセメ
ント固化により固化体とするか、焼却処理を経てその焼
却灰をセメント固化により固化体とするか、または貯蔵
容器に充填し一時貯蔵したのち上記いずれかの固化処理
を行なうことからなる。
【０００８】本発明の放射性使用済イオン交換樹脂の処
理方法の第二の態様は、図３に示すように、原子力発電
所の復水脱塩器（ＣＤ）および廃液処理系の脱塩器（図
示してない）から発生する放射性の使用済イオン交換樹
脂ビーズ、ならびに、原子炉冷却材浄化系の濾過脱塩器
（ＣＵＷ Ｆ／Ｄ）および燃料プール冷却系の濾過脱塩
器（ＦＰＣ Ｆ／Ｄ）から発生する放射性の使用済イオ
ン交換樹脂粉末を処理する方法であって、前記樹脂ビー
ズを直接または受けタンク（１Ｃ）を経て内部に濾過ス
クリーン（６１）をそなえた樹脂分離装置（６）に移送
して固液分離を行ない、前記樹脂粉末をそれぞれの受け
タンク(１Ａ，１Ｂ)から供給タンク(４)に集め、脱水機
（５）の処理能力に応じて樹脂粉末を供給タンクから脱
水機に連続的に移送して脱水処理を行ない、得られた固
液分離樹脂ビーズおよび脱水樹脂粉末を、別個に、また
は一体にして、セメント固化により固化体とするか、焼
却処理を経てその焼却灰をセメント固化により固化体と
するか、または貯蔵容器に充填し一時貯蔵したのち上記
いずれかの固化処理を行なうことからなる。
理方法の第二の態様は、図３に示すように、原子力発電
所の復水脱塩器（ＣＤ）および廃液処理系の脱塩器（図
示してない）から発生する放射性の使用済イオン交換樹
脂ビーズ、ならびに、原子炉冷却材浄化系の濾過脱塩器
（ＣＵＷ Ｆ／Ｄ）および燃料プール冷却系の濾過脱塩
器（ＦＰＣ Ｆ／Ｄ）から発生する放射性の使用済イオ
ン交換樹脂粉末を処理する方法であって、前記樹脂ビー
ズを直接または受けタンク（１Ｃ）を経て内部に濾過ス
クリーン（６１）をそなえた樹脂分離装置（６）に移送
して固液分離を行ない、前記樹脂粉末をそれぞれの受け
タンク(１Ａ，１Ｂ)から供給タンク(４)に集め、脱水機
（５）の処理能力に応じて樹脂粉末を供給タンクから脱
水機に連続的に移送して脱水処理を行ない、得られた固
液分離樹脂ビーズおよび脱水樹脂粉末を、別個に、また
は一体にして、セメント固化により固化体とするか、焼
却処理を経てその焼却灰をセメント固化により固化体と
するか、または貯蔵容器に充填し一時貯蔵したのち上記
いずれかの固化処理を行なうことからなる。
【０００９】図３において、符号（７）は樹脂ビーズを
樹脂分離装置（６）から取り出すためのフィーダーを、
符号（８）は廃液受けタンクをそれぞれ示す。 樹脂ビ
ーズの受けタンク（１Ｃ）は、原子力発電所の装置の配
置によっては不要になる。同様に、樹脂分離装置（６）
から廃液受けタンク（８）への液の移送も、両者の位置
によってはポンプなしで行なうことができる。
樹脂分離装置（６）から取り出すためのフィーダーを、
符号（８）は廃液受けタンクをそれぞれ示す。 樹脂ビ
ーズの受けタンク（１Ｃ）は、原子力発電所の装置の配
置によっては不要になる。同様に、樹脂分離装置（６）
から廃液受けタンク（８）への液の移送も、両者の位置
によってはポンプなしで行なうことができる。
【００１０】本発明の実施に当って、使用済イオン交換
樹脂を発生する系統ごとに発生と同時に処理し、異なる
系統の、および異なる発生時の使用済イオン交換樹脂が
混合していない固化体を得るようにすれば、系統による
放射性核種の差異および放射能レベルの差異に応じた固
化体の安全性評価が容易になり、また安全な貯蔵管理が
可能になる。
樹脂を発生する系統ごとに発生と同時に処理し、異なる
系統の、および異なる発生時の使用済イオン交換樹脂が
混合していない固化体を得るようにすれば、系統による
放射性核種の差異および放射能レベルの差異に応じた固
化体の安全性評価が容易になり、また安全な貯蔵管理が
可能になる。
【００１１】上記した本発明の第二の態様は、場合によ
っては、使用済イオン交換樹脂ビーズの処理だけを上述
のようにすなわち、原子力発電所の復水脱塩器および廃
液処理系の脱塩器から発生する放射性の使用済イオン交
換樹脂ビーズを処理する方法であって、前記樹脂ビーズ
を直接または受けタンクを経て、内部に濾過スクリーン
をそなえた樹脂分離装置に移送して固液分離を行ない、
得られた固液分離樹脂ビーズを、セメント固化により固
化体とするか、焼却処理を経てその焼却灰をセメント固
化により固化体とするか、または貯蔵容器に充填し一時
貯蔵したのち上記いずれかの固化処理を行ない使用済イ
オン交換樹脂粉末の処理は、従来技術によって行なうと
いう変更を加えることも可能である。 復水脱塩器の使
用済イオン交換樹脂ビーズも、廃液処理系のそれも放射
能レベルは低く、発生直後の処理が容易に行なえる。
っては、使用済イオン交換樹脂ビーズの処理だけを上述
のようにすなわち、原子力発電所の復水脱塩器および廃
液処理系の脱塩器から発生する放射性の使用済イオン交
換樹脂ビーズを処理する方法であって、前記樹脂ビーズ
を直接または受けタンクを経て、内部に濾過スクリーン
をそなえた樹脂分離装置に移送して固液分離を行ない、
得られた固液分離樹脂ビーズを、セメント固化により固
化体とするか、焼却処理を経てその焼却灰をセメント固
化により固化体とするか、または貯蔵容器に充填し一時
貯蔵したのち上記いずれかの固化処理を行ない使用済イ
オン交換樹脂粉末の処理は、従来技術によって行なうと
いう変更を加えることも可能である。 復水脱塩器の使
用済イオン交換樹脂ビーズも、廃液処理系のそれも放射
能レベルは低く、発生直後の処理が容易に行なえる。
【００１２】使用済イオン交換樹脂ビーズのスラリーの
固液分離を行なう樹脂分離装置(６)は、通常は恒設機器
のひとつとするが、所望であれば図４に示すように可搬
式として、一定量の樹脂ビーズを収容した容器（６Ａ）
を新しい容器（６Ｂ）で置き代え、そのまま樹脂ビーズ
容器として使用してもよい。
固液分離を行なう樹脂分離装置(６)は、通常は恒設機器
のひとつとするが、所望であれば図４に示すように可搬
式として、一定量の樹脂ビーズを収容した容器（６Ａ）
を新しい容器（６Ｂ）で置き代え、そのまま樹脂ビーズ
容器として使用してもよい。
【００１３】固液分離装置（６）を恒設機器としても可
搬式としても、樹脂ビーズの固液分離に続いてこれを容
器内で乾燥し、完全に乾いた状態にすることができれ
ば、以後の輸送や取扱いに好都合である。 図４は可搬
式容器において乾燥をできるようにしたものであって、
図において符号(６２)は乾燥空気供給ラインであって、
これを通して、除湿した空気または加熱した空気を供給
し、排気処理フィルター（６３）で放射性物質の流出を
防ぐように装置を構成してある。
搬式としても、樹脂ビーズの固液分離に続いてこれを容
器内で乾燥し、完全に乾いた状態にすることができれ
ば、以後の輸送や取扱いに好都合である。 図４は可搬
式容器において乾燥をできるようにしたものであって、
図において符号(６２)は乾燥空気供給ラインであって、
これを通して、除湿した空気または加熱した空気を供給
し、排気処理フィルター（６３）で放射性物質の流出を
防ぐように装置を構成してある。
【００１４】復水脱塩器から回収した使用済イオン交換
樹脂は、なお若干のイオン交換能が残っているから、処
理に先立ってそれを利用するのが得策である。 たとえ
ば原子力発電所で発生する放射性廃液をこの使用済イオ
ン交換樹脂ビーズに接触させて、廃液の処理に利用する
ことができる。
樹脂は、なお若干のイオン交換能が残っているから、処
理に先立ってそれを利用するのが得策である。 たとえ
ば原子力発電所で発生する放射性廃液をこの使用済イオ
ン交換樹脂ビーズに接触させて、廃液の処理に利用する
ことができる。
【００１５】
【作用】本発明の処理方法を、１１０万kW級沸騰水型原
子力発電所２基に共用する放射性廃棄物処理設備に適用
した場合を説明する。 使用済イオン交換樹脂の発生の
状況は、通常の操業においては表１に示すとおりであっ
て、図１に示した従来技術によるとき、必要な機器構成
は表２のとおりである。
子力発電所２基に共用する放射性廃棄物処理設備に適用
した場合を説明する。 使用済イオン交換樹脂の発生の
状況は、通常の操業においては表１に示すとおりであっ
て、図１に示した従来技術によるとき、必要な機器構成
は表２のとおりである。
【００１６】表１ 使用済イオン交換樹脂の発生量 燃料プール 冷却材 復 水 冷 却 系 浄化系 脱塩器 バッチ当りの 樹脂スラリー (ｍ3/回） ２１ ２１ ２６ うち樹脂量 （kg /回） ３２ ５１ ３，４２０ バッチ頻度 (回 /年） ３６ １０ ４ 年間スラリー発生量（ｍ3） ７５６ ２１０ １０４ 年間廃樹脂発生量（drykg） １，１５２ ５１０ １３，６８０。
【００１７】表２ 従来技術の機器構成 沈降分離槽（３５０ｍ3） ２基 沈降分離槽デカントポンプ ２基 沈降分離槽スラリーポンプ ２基 使用済樹脂槽（２５０ｍ3） ２基 使用済樹脂槽デカントポンプ ２基 使用済樹脂槽スラリーポンプ ２基 使用済樹脂槽供給タンク ２基 使用済樹脂槽供給ポンプ ４基 乾燥機 ２基 固化装置 １基。
【００１８】一方、図２に示した本発明の第一の態様を
実施する装置は、表３の機器構成で足りる。 図３に示
した本発明の第二の態様を実施する装置は、表４の機器
構成で足りる。 どちらの態様によっても、従来必要で
あった使用済イオン交換樹脂の沈降分離槽および使用済
樹脂槽が不要になり、それに付随するポンプや配管も不
要である。
実施する装置は、表３の機器構成で足りる。 図３に示
した本発明の第二の態様を実施する装置は、表４の機器
構成で足りる。 どちらの態様によっても、従来必要で
あった使用済イオン交換樹脂の沈降分離槽および使用済
樹脂槽が不要になり、それに付随するポンプや配管も不
要である。
【００１９】表３ 本発明（第一の態様）の機器構成 使用済樹脂供給タンク ２基 使用済樹脂供給ポンプ ４基 遠心脱水機 ２基 固化装置 １基。
【００２０】表４ 本発明（第二の態様）の機器構成 上記表３の機器に加えて、 樹脂分離装置 ２基 樹脂移送用フィーダシステム ２基。
【００２１】
【実施例１】本発明の処理方法の第一の態様を実施する
に当りポイントとなるのは、遠心脱水機の処理能力であ
る。 そこで、図５に示す構成の試験設備を使用して、
これを確認した。 使用した装置は、それぞれつぎのよ
うなものである： イオン交換樹脂スラリータンク：竪置開放型、容量１００リットル イオン交換樹脂移送ポンプ ：往復動式、定格流量０．５〜２．０ｍ3/hr 揚程３０ｍ 脱水機 ：濾布反転式遠心分離機、濾布面積０.２ｍ2 定格処理流量０．５〜２．０ｍ3/hr。
に当りポイントとなるのは、遠心脱水機の処理能力であ
る。 そこで、図５に示す構成の試験設備を使用して、
これを確認した。 使用した装置は、それぞれつぎのよ
うなものである： イオン交換樹脂スラリータンク：竪置開放型、容量１００リットル イオン交換樹脂移送ポンプ ：往復動式、定格流量０．５〜２．０ｍ3/hr 揚程３０ｍ 脱水機 ：濾布反転式遠心分離機、濾布面積０.２ｍ2 定格処理流量０．５〜２．０ｍ3/hr。
【００２２】次に、使用済イオン交換樹脂スラリーのシ
ミュレーションとして、現在ＢＷＲ型発電所で使用され
ている樹脂と同じグレードの樹脂を使用して、下記２種
のイオン交換樹脂スラリーを用意した： １）粉状イオン交換樹脂スラリー Ｐｏｗｄｅｘ ＰＣＨ ３重量部 Ｐｏｗｄｅｘ ＰＡＯ １重量部 ２種類合わせて１０重量％ 酸化鉄 １重量％ 水を加えて１００重量％としたスラリー ２）ビーズ状イオン交換樹脂スラリー ＩＲ−２００Ｃ １重量部 ＩＲＡ−４００Ｔ ２重量部 ２種類合わせて１０重量％ 酸化鉄 １重量％ 水を加えて１００重量％としたスラリー。
ミュレーションとして、現在ＢＷＲ型発電所で使用され
ている樹脂と同じグレードの樹脂を使用して、下記２種
のイオン交換樹脂スラリーを用意した： １）粉状イオン交換樹脂スラリー Ｐｏｗｄｅｘ ＰＣＨ ３重量部 Ｐｏｗｄｅｘ ＰＡＯ １重量部 ２種類合わせて１０重量％ 酸化鉄 １重量％ 水を加えて１００重量％としたスラリー ２）ビーズ状イオン交換樹脂スラリー ＩＲ−２００Ｃ １重量部 ＩＲＡ−４００Ｔ ２重量部 ２種類合わせて１０重量％ 酸化鉄 １重量％ 水を加えて１００重量％としたスラリー。
【００２３】上記２種のイオン交換樹脂スラリーを、前
記した遠心脱水機にかけて１.０ｍ3/hrの処理速度で処
理し、どちらも順調に脱水処理できることが確認でき
た。この処理速度は、実装置にして４．０ｍ3/hrに相当
するが、この程度の処理は、前記した使用済イオン交換
樹脂の発生量１バッチ２１〜２６ｍ3 を対象にしたと
き、２６ｍ3÷４ｍ3／hr＝６．５hrつまり毎日６．５時
間以内の処理時間で処理できることから、運転員の通常
の日勤勤務時間内（１日当り８時間勤務）で足りること
がわかる。
記した遠心脱水機にかけて１.０ｍ3/hrの処理速度で処
理し、どちらも順調に脱水処理できることが確認でき
た。この処理速度は、実装置にして４．０ｍ3/hrに相当
するが、この程度の処理は、前記した使用済イオン交換
樹脂の発生量１バッチ２１〜２６ｍ3 を対象にしたと
き、２６ｍ3÷４ｍ3／hr＝６．５hrつまり毎日６．５時
間以内の処理時間で処理できることから、運転員の通常
の日勤勤務時間内（１日当り８時間勤務）で足りること
がわかる。
【００２４】脱水処理後のイオン交換樹脂は含水率４５
〜５５重量％であって、良好な脱水が行なえたこと、従
って固化処理に先立つ操作としての脱水処理に要求され
る水準を十分満足することが確認された。
〜５５重量％であって、良好な脱水が行なえたこと、従
って固化処理に先立つ操作としての脱水処理に要求され
る水準を十分満足することが確認された。
【００２５】
【実施例２】図６に示す構成の試験設備を使用して、樹
脂分離装置の処理能力を確認した。この図において、符
号(４´)はイオン交換樹脂ビーズのスラリータンクを示
す。使用した装置は、それぞれつぎのようなものであ
る： イオン交換樹脂スラリータンク：竪置開放型、容量１．０ｍ3 イオン交換樹脂移送ポンプ ：往復動式、定格流量０．５〜２．０ｍ3/hr 揚程３０ｍ スクリーン内蔵式樹脂分離装置：内径５００mm×高さ８００mm。
脂分離装置の処理能力を確認した。この図において、符
号(４´)はイオン交換樹脂ビーズのスラリータンクを示
す。使用した装置は、それぞれつぎのようなものであ
る： イオン交換樹脂スラリータンク：竪置開放型、容量１．０ｍ3 イオン交換樹脂移送ポンプ ：往復動式、定格流量０．５〜２．０ｍ3/hr 揚程３０ｍ スクリーン内蔵式樹脂分離装置：内径５００mm×高さ８００mm。
【００２６】使用済イオン交換樹脂スラリーのシミュレ
ーションとしては、実施例１で用意したビーズ状イオン
交換樹脂スラリー、すなわち ＩＲ−２００Ｃ １重量部 ＩＲＡ−４００Ｔ ２重量部 ２種類合わせて１０重量％ 酸化鉄 １重量％ 水を加えて１００重量％としたスラリー を使用した。 上記のイオン交換樹脂スラリーを、上記
したスクリーン内蔵式樹脂分離装置に２．０ｍ3/hrの速
度で供給し、固液分離を行なったところ、問題なく分離
できることが確認できた。 この処理条件は実装置にし
て１０ｍ3/hr以上に相当し、スクリーン内蔵式の固液分
離容器は、実装置において十分使用可能な処理能力をも
つことがわかる。
ーションとしては、実施例１で用意したビーズ状イオン
交換樹脂スラリー、すなわち ＩＲ−２００Ｃ １重量部 ＩＲＡ−４００Ｔ ２重量部 ２種類合わせて１０重量％ 酸化鉄 １重量％ 水を加えて１００重量％としたスラリー を使用した。 上記のイオン交換樹脂スラリーを、上記
したスクリーン内蔵式樹脂分離装置に２．０ｍ3/hrの速
度で供給し、固液分離を行なったところ、問題なく分離
できることが確認できた。 この処理条件は実装置にし
て１０ｍ3/hr以上に相当し、スクリーン内蔵式の固液分
離容器は、実装置において十分使用可能な処理能力をも
つことがわかる。
【００２７】固液分離後、容器内を点検したところ、イ
オン交換樹脂ビーズがスクリーン上に均一に保持されて
いて、偏在や目詰りなどのないことが確認された。
オン交換樹脂ビーズがスクリーン上に均一に保持されて
いて、偏在や目詰りなどのないことが確認された。
【００２８】
【発明の効果】本発明の処理方法によれば、従来技術に
伴っていた、使用済イオン交換樹脂が貯蔵タンク中で塊
状になり、タンクからの抜き出しや輸送にトラブルが生
じるというおそれは解消する。 使用済イオン交換樹脂
は脱水され、または少なくとも水分を分離した状態で得
られるから、取扱いやすい。 樹脂ビーズを固液分離し
たのちさらに乾燥を加える態様においては、樹脂ビーズ
が完全に乾いた状態で固液分離装置、場合によっては可
搬容器に収容されていて、輸送や処理がいっそう容易で
ある。
伴っていた、使用済イオン交換樹脂が貯蔵タンク中で塊
状になり、タンクからの抜き出しや輸送にトラブルが生
じるというおそれは解消する。 使用済イオン交換樹脂
は脱水され、または少なくとも水分を分離した状態で得
られるから、取扱いやすい。 樹脂ビーズを固液分離し
たのちさらに乾燥を加える態様においては、樹脂ビーズ
が完全に乾いた状態で固液分離装置、場合によっては可
搬容器に収容されていて、輸送や処理がいっそう容易で
ある。
【００２９】脱水機で脱水するにせよ、スクリーン内蔵
の固液分離装置を併用するにせよ、本発明では使用済イ
オン交換樹脂をその発生直後に処理するから、固化処理
を行なって得た固化体が含有する放射能の評価が容易で
ある。 従来は避けられなかった、タンクからの抜き出
し時に使用済イオン交換樹脂が混合されてしまい放射性
核種の評価が困難になる、という問題は、本発明により
なくなる。 発生源別に処理を行なう態様においては、
それぞれの系統で放射性核種が限定される結果、固化体
の放射能の評価がいっそう容易である。
の固液分離装置を併用するにせよ、本発明では使用済イ
オン交換樹脂をその発生直後に処理するから、固化処理
を行なって得た固化体が含有する放射能の評価が容易で
ある。 従来は避けられなかった、タンクからの抜き出
し時に使用済イオン交換樹脂が混合されてしまい放射性
核種の評価が困難になる、という問題は、本発明により
なくなる。 発生源別に処理を行なう態様においては、
それぞれの系統で放射性核種が限定される結果、固化体
の放射能の評価がいっそう容易である。
【００３０】その上に、従来の処理方法に必要であった
使用済イオン交換樹脂の一時貯蔵のための巨大なタンク
が不要となり、それに伴って付随するポンプや配管も不
要になる。 その結果、設備費が大幅に低減され、かつ
巨大なタンクの設置に要していた面積および容積が大幅
に減って、建屋の小型化が可能になる。 これらの要素
はあいまって、使用済イオン交換樹脂の廃棄処理のコス
トを低減させる。
使用済イオン交換樹脂の一時貯蔵のための巨大なタンク
が不要となり、それに伴って付随するポンプや配管も不
要になる。 その結果、設備費が大幅に低減され、かつ
巨大なタンクの設置に要していた面積および容積が大幅
に減って、建屋の小型化が可能になる。 これらの要素
はあいまって、使用済イオン交換樹脂の廃棄処理のコス
トを低減させる。
【００３１】使用済イオン交換樹脂はスラリーの形で脱
塩装置から抜き出され、このスラリーを構成する移送水
は、従来のシステムでは沈降分離槽または使用済樹脂槽
に受け入れて、所定の沈降時間（通常１日から１週間く
らい）を経た後にデカント水として取り出し、廃液収集
槽に移していた。 これは設備運用上の制約となってい
たが、本発明では使用済イオン交換樹脂の発生直後に処
理を行なうから、移送水は直ちに分離されて廃液収集槽
に集められ、設備運用に制約が加わることはなくなっ
た。
塩装置から抜き出され、このスラリーを構成する移送水
は、従来のシステムでは沈降分離槽または使用済樹脂槽
に受け入れて、所定の沈降時間（通常１日から１週間く
らい）を経た後にデカント水として取り出し、廃液収集
槽に移していた。 これは設備運用上の制約となってい
たが、本発明では使用済イオン交換樹脂の発生直後に処
理を行なうから、移送水は直ちに分離されて廃液収集槽
に集められ、設備運用に制約が加わることはなくなっ
た。
【図１】 沸騰水型原子力発電所におけるイオン交換樹
脂を使用する各系統と、そこから発生する使用済イオン
交換樹脂の処理方法について従来技術を示すフローチャ
ート。
脂を使用する各系統と、そこから発生する使用済イオン
交換樹脂の処理方法について従来技術を示すフローチャ
ート。
【図２】 図１と同様なフローチャートであって、本発
明の処理方法の第一の態様を示す図。
明の処理方法の第一の態様を示す図。
【図３】 図１と同様なフローチャートであって、本発
明の処理方法の第二の態様を示す図。
明の処理方法の第二の態様を示す図。
【図４】 図３の処理方法に使用する樹脂分離装置の代
表例について、その構造と、交換可能性とを示す縦断面
図。
表例について、その構造と、交換可能性とを示す縦断面
図。
【図５】 本発明の処理方法の第一の態様の実施例に使
用した装置の構成を示すフローチャート。
用した装置の構成を示すフローチャート。
【図６】 本発明の処理方法の第二の態様の実施例に使
用した装置の構成を示す、図５と同様なフローチャー
ト。
用した装置の構成を示す、図５と同様なフローチャー
ト。
Ｒ 原子炉 Ｔ タービン Ｃ 復水器 Ｐ 燃料プール １Ａ，１Ｂ，１Ｃ 使用済樹脂受タンク ２Ａ，２Ｂ 沈降分離槽 ３Ａ，３Ｂ 使用済樹脂槽 ４ 使用済樹脂供給タンク ５ 遠心脱水機 ６ 樹脂分離装置 ６１ 濾過スクリーン ６２ 乾燥空気供給
ライン ６３ 排気処理フィルター ７ 樹脂フィーダー ８ 廃液受タンク
ライン ６３ 排気処理フィルター ７ 樹脂フィーダー ８ 廃液受タンク
Claims (7)
- 【請求項１】 原子力発電所の復水脱塩器および廃液処
理系の脱塩器から発生する放射性の使用済イオン交換樹
脂ビーズ、ならびに、原子炉冷却材浄化系の濾過脱塩器
および燃料プール冷却系の濾過脱塩器から発生する放射
性の使用済イオン交換樹脂粉末を処理する方法であっ
て、前記樹脂ビーズおよび前記樹脂粉末をそれぞれの受
けタンクから供給タンクに集め、脱水機の処理能力に応
じて樹脂ビーズおよび樹脂粉末を供給タンクから脱水機
に連続的に移送して脱水処理を行ない、得られた脱水樹
脂ビーズ・粉末混合物を、セメント固化により固化体と
するか、焼却処理を経てその焼却灰をセメント固化によ
り固化体とするか、または貯蔵容器に充填し一時貯蔵し
たのち上記いずれかの固化処理を行なう放射性使用済イ
オン交換樹脂の処理方法。 - 【請求項２】 原子力発電所の復水脱塩器および廃液処
理系の脱塩器から発生する放射性の使用済イオン交換樹
脂ビーズ、ならびに、原子炉冷却材浄化系の濾過脱塩器
および燃料プール冷却系の濾過脱塩器から発生する放射
性の使用済イオン交換樹脂粉末を処理する方法であっ
て、前記樹脂ビーズを直接または受けタンクを経て、内
部に濾過スクリーンをそなえた樹脂分離装置に移送して
固液分離を行ない、前記樹脂粉末をそれぞれの受けタン
クから供給タンクに集め、脱水機の処理能力に応じて樹
脂粉末を供給タンクから脱水機に連続的に移送して脱水
処理を行ない、得られた固液分離樹脂ビーズおよび脱水
樹脂粉末を、別個に、または一体にして、セメント固化
により固化体とするか、焼却処理を経てその焼却灰をセ
メント固化により固化体とするか、または貯蔵容器に充
填し一時貯蔵したのち上記いずれかの固化処理を行なう
放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法。 - 【請求項３】 使用済イオン交換樹脂を発生する系統ご
とに発生と同時に処理し、異なる系統の、および異なる
発生時の使用済イオン交換樹脂が混合していないセメン
ト固化体を得るように実施する請求項１または２の処理
方法。 - 【請求項４】 原子力発電所の復水脱塩器および廃液処
理系の脱塩器から発生する放射性の使用済イオン交換樹
脂ビーズを処理する方法であって、前記樹脂ビーズを直
接または受けタンクを経て、内部に濾過スクリーンをそ
なえた樹脂分離装置に移送して固液分離を行ない、得ら
れた固液分離樹脂ビーズを、セメント固化により固化体
とするか、焼却処理を経てその焼却灰をセメント固化に
より固化体とするか、または貯蔵容器に充填し一時貯蔵
したのち上記いずれかの固化処理を行なう放射性使用済
イオン交換樹脂の処理方法。 - 【請求項５】 樹脂分離容器を可搬式とし、容器ごとに
固液分離後の樹脂ビーズの運搬および（または）一時貯
蔵が可能なようにした請求項２または４の処理方法。 - 【請求項６】 樹脂分離装置に乾燥用空気供給手段およ
び排気処理フィルターを設け、前記樹脂ビーズの固液分
離後にその乾燥を行なうようにした請求項２または４の
処理方法。 - 【請求項７】 樹脂分離容器内にある固液分離後の使用
済イオン交換樹脂ビーズに対し、原子力発電所で発生す
る放射性廃液を接触させ、使用済イオン交換樹脂ビーズ
のイオン交換余力を放射性廃液の処理に利用する請求項
２または４の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21365695A JPH0954195A (ja) | 1995-06-06 | 1995-08-22 | 放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法 |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7-139655 | 1995-06-06 | ||
| JP13965595 | 1995-06-06 | ||
| JP21365695A JPH0954195A (ja) | 1995-06-06 | 1995-08-22 | 放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0954195A true JPH0954195A (ja) | 1997-02-25 |
Family
ID=26472389
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21365695A Withdrawn JPH0954195A (ja) | 1995-06-06 | 1995-08-22 | 放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0954195A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2680274A1 (en) * | 2012-06-29 | 2014-01-01 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | System and method for processing and storing post-accident coolant |
| US9406407B2 (en) | 2012-12-11 | 2016-08-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Radioactive capture system for severe accident containment of light water reactors (LWRS), and method thereof |
-
1995
- 1995-08-22 JP JP21365695A patent/JPH0954195A/ja not_active Withdrawn
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2680274A1 (en) * | 2012-06-29 | 2014-01-01 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | System and method for processing and storing post-accident coolant |
| US9368241B2 (en) | 2012-06-29 | 2016-06-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | System and method for processing and storing post-accident coolant |
| US9406407B2 (en) | 2012-12-11 | 2016-08-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Radioactive capture system for severe accident containment of light water reactors (LWRS), and method thereof |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20021105 |