JPS5815079B2 - 核燃料再処理施設からの放射性廃棄物処理方法 - Google Patents
核燃料再処理施設からの放射性廃棄物処理方法Info
- Publication number
- JPS5815079B2 JPS5815079B2 JP53009316A JP931678A JPS5815079B2 JP S5815079 B2 JPS5815079 B2 JP S5815079B2 JP 53009316 A JP53009316 A JP 53009316A JP 931678 A JP931678 A JP 931678A JP S5815079 B2 JPS5815079 B2 JP S5815079B2
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- JP
- Japan
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- waste
- nuclear fuel
- waste liquid
- radioactive waste
- fuel reprocessing
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、核燃料再処理施設(以下再処理施設と呼ぶ)
から発生する可溶性、不溶性の放射性廃棄物を減容処理
する方法に関するものである。
から発生する可溶性、不溶性の放射性廃棄物を減容処理
する方法に関するものである。
原子炉で使用した核燃料中に含まれているウランおよび
プルトニウムを分離回収して、ふたたび核燃料として使
用するように処理することが核燃料の再処理であり、現
在、湿式法の一つであるl Purex法が大部分の再
処理施設で採用されていることは周知のことである。
プルトニウムを分離回収して、ふたたび核燃料として使
用するように処理することが核燃料の再処理であり、現
在、湿式法の一つであるl Purex法が大部分の再
処理施設で採用されていることは周知のことである。
第1図にPurex法による再処理施設の工程および各
工程から発生する放射性廃棄物についてブロック線図で
示す。
工程から発生する放射性廃棄物についてブロック線図で
示す。
Purex法では、まず使用済の核燃料を前処理工程1
5で数儂の長さに切断し1次にこれを溶解工程16で硝
酸に溶解後、分離、抽出工程17において、この燃料溶
解液をミキサセトラーあるいはパルスカラムによってリ
ン酸トリブチル(TBP)と向流接触させ、抽出、洗浄
および逆抽出操作を行ない、核分裂生成物(FP)、ウ
ランおよびプルトニウムに分離し、さらに精製工程(ウ
ラン精製工程18およびプルトニウム精製工程19)に
おいて、ウランとプルトニウムはイオン交換あるいは吸
着操作によって精製される。
5で数儂の長さに切断し1次にこれを溶解工程16で硝
酸に溶解後、分離、抽出工程17において、この燃料溶
解液をミキサセトラーあるいはパルスカラムによってリ
ン酸トリブチル(TBP)と向流接触させ、抽出、洗浄
および逆抽出操作を行ない、核分裂生成物(FP)、ウ
ランおよびプルトニウムに分離し、さらに精製工程(ウ
ラン精製工程18およびプルトニウム精製工程19)に
おいて、ウランとプルトニウムはイオン交換あるいは吸
着操作によって精製される。
このようにPurex法では化学的な処理を施すため、
各工程から、いくつかの放射性廃棄物が発生する。
各工程から、いくつかの放射性廃棄物が発生する。
まず、固体廃棄物については、溶解工程16から発生す
る、硝酸に溶解しない核燃料の被覆材、精製工程から発
生する使用済のイオン交換樹脂ならびに吸着材および施
設内で使用した紙、衣服などの雑固体などがある。
る、硝酸に溶解しない核燃料の被覆材、精製工程から発
生する使用済のイオン交換樹脂ならびに吸着材および施
設内で使用した紙、衣服などの雑固体などがある。
これらの固体廃棄物のうち、被覆材は燃料1トン当り約
400キユリーと高い放射能を有しているので、高レベ
ル固体廃棄物20として貯蔵庫にそのまま貯蔵保管21
されているが、可燃性の雑固体22については、焼却炉
で焼却処理23され、焼起炉からの灰、使用済のイオン
交換樹脂および吸着材などの不燃性固体は圧縮減容し、
コンクリート固化24などの処理を行ない、低レベル固
体廃棄物貯蔵庫で貯蔵している。
400キユリーと高い放射能を有しているので、高レベ
ル固体廃棄物20として貯蔵庫にそのまま貯蔵保管21
されているが、可燃性の雑固体22については、焼却炉
で焼却処理23され、焼起炉からの灰、使用済のイオン
交換樹脂および吸着材などの不燃性固体は圧縮減容し、
コンクリート固化24などの処理を行ない、低レベル固
体廃棄物貯蔵庫で貯蔵している。
次に、液体廃棄物については抽出、分離工程17から発
生する高、中レベル廃液25および26および施設内か
ら発生する洗濯水や雑廃液などの低レベル廃液27があ
る。
生する高、中レベル廃液25および26および施設内か
ら発生する洗濯水や雑廃液などの低レベル廃液27があ
る。
高レベル廃液25の発生量は、燃料1トン当り約10m
3でこの中に106Ciもの高い放射能が含まれている
。
3でこの中に106Ciもの高い放射能が含まれている
。
これは核燃料中の99.9以上のFPがこの廃液に含ま
れているためである。
れているためである。
高レベル廃液25については、放射能が高く、また、固
化法が実用化されていないので、蒸発器で蒸発濃縮28
後、高レベル廃液貯蔵タンクに貯蔵されている。
化法が実用化されていないので、蒸発器で蒸発濃縮28
後、高レベル廃液貯蔵タンクに貯蔵されている。
抽出、分離工程17で使用したTBPなとの溶媒は、放
射線損傷を受け、性能が低下するので、苛性ソーダなど
のアルカリを用い洗浄処理を行ない再使用される。
射線損傷を受け、性能が低下するので、苛性ソーダなど
のアルカリを用い洗浄処理を行ない再使用される。
洗浄液の苛性ソーダは、硝酸とともに中レベル廃液に含
まれる。
まれる。
苛性ソーダと硝酸の反応により硝酸ソーダが生成するた
め、中レベル廃液の主成分は、硝酸ソーダとなる。
め、中レベル廃液の主成分は、硝酸ソーダとなる。
中レベル廃液の発生量は、燃料1トン当り約50m3で
あり、この中に約0.1mol/lの硝酸ソーダおよび
約102Ciの放射能が含まれている。
あり、この中に約0.1mol/lの硝酸ソーダおよび
約102Ciの放射能が含まれている。
中レベル廃液26については、水分を除去するための蒸
発30や放射性物質を除去するための凝集沈殿29によ
る処理が行なわれている。
発30や放射性物質を除去するための凝集沈殿29によ
る処理が行なわれている。
蒸発操作により減容された硝酸ソーダ濃縮液は、アスフ
ァルト固化あるいはセメント固化法で固化31され固化
体とし、貯蔵庫に貯蔵されている。
ァルト固化あるいはセメント固化法で固化31され固化
体とし、貯蔵庫に貯蔵されている。
また、凝集沈殿29で生じたスラッジはろ過装置で脱水
、減容後、同様に固化32して貯蔵される。
、減容後、同様に固化32して貯蔵される。
低レベル廃液27については、硝酸ソーダおよび放射能
の含有量は中レベル廃液26に比して小さいが、発生量
が燃料1トン当り約150m’と太きいため、中レベル
廃液と同様な処理が行なわれている。
の含有量は中レベル廃液26に比して小さいが、発生量
が燃料1トン当り約150m’と太きいため、中レベル
廃液と同様な処理が行なわれている。
以上述べたように、再処理施設では、種々の放射性廃棄
物に対し、放射能レベル、性状などに対応して焼却、圧
縮減容、蒸発、凝集沈殿、固化などの処理が別々に行な
われている。
物に対し、放射能レベル、性状などに対応して焼却、圧
縮減容、蒸発、凝集沈殿、固化などの処理が別々に行な
われている。
このため、多種多様の設備が必要となり、設備容量が大
きくなると共に運転操作が複雑となる。
きくなると共に運転操作が複雑となる。
また、運転経費および保守経費も著しく増大してくる。
さらに、各処理法に対応してプロダクトの形態が異なる
ため種々の保管設備が必要である。
ため種々の保管設備が必要である。
また、中、低レベル廃液には硝酸が含まれるため、蒸発
缶や固化装置にふ食が生じ易いという問題点があった。
缶や固化装置にふ食が生じ易いという問題点があった。
本発明の目的は、再処理施設から発生する放射性廃棄物
を一括処理して処理設備の単純化を図ることである。
を一括処理して処理設備の単純化を図ることである。
本発明の特徴は、再処理施設から発生する種々の放射性
廃棄物を一括して乾燥粉体化し、これを成型して減容す
る点にある。
廃棄物を一括して乾燥粉体化し、これを成型して減容す
る点にある。
本発明の好適な一実施例を第2図により詳細に説明する
。
。
第2図は、本発明なる再処理施設からの放射性廃棄物の
処理方法のフローチャート図である。
処理方法のフローチャート図である。
ここでは本再処理施設において軽水炉からの使用済燃料
をPurex法で1トン/日で処理するものとする。
をPurex法で1トン/日で処理するものとする。
図中、1は廃液受槽、2はスラッジ受槽、3は廃液樹脂
受槽、4は焼却灰受槽、5は処理槽、6はスラリーポン
プ、7は遠心薄膜乾燥機、8はモータ、9は掻堆羽根、
10は加熱蒸気ジャケット、11は造粒機、12はアス
ファルト受槽、13はアスファルト供給ポンプ、14は
ドラム缶である。
受槽、4は焼却灰受槽、5は処理槽、6はスラリーポン
プ、7は遠心薄膜乾燥機、8はモータ、9は掻堆羽根、
10は加熱蒸気ジャケット、11は造粒機、12はアス
ファルト受槽、13はアスファルト供給ポンプ、14は
ドラム缶である。
本実施例では乾燥機として遠心薄膜乾燥機7を用いてい
るが、これは内部に円筒状の伝熱面を持ち、その伝熱面
に接触するようにモータ8で回転する回転羽根9を有し
ており、外側の加熱蒸気ジャケット10に蒸気を通すこ
とによって遠心薄膜乾燥機7の胴体の一部である伝熱面
を加熱するものである。
るが、これは内部に円筒状の伝熱面を持ち、その伝熱面
に接触するようにモータ8で回転する回転羽根9を有し
ており、外側の加熱蒸気ジャケット10に蒸気を通すこ
とによって遠心薄膜乾燥機7の胴体の一部である伝熱面
を加熱するものである。
遠心薄膜乾燥機7の下部は、造粒機11の上部に連結さ
れている。
れている。
造粒機11の下部はドラム缶14の上部と連結されてい
る。
る。
また、ドラム缶14の上部には、アスファルト受槽12
の下部よりアスファルト供給ポンプ13を介し、アスフ
ァルトが供給できるようになっている。
の下部よりアスファルト供給ポンプ13を介し、アスフ
ァルトが供給できるようになっている。
再処理施設の各工程より発生する放射性廃棄物は次のよ
うに処理される。
うに処理される。
抽出、分離工程17から発生する中、低レベル廃液26
および27は、廃液受槽1に集められる。
および27は、廃液受槽1に集められる。
この廃液中にルテニウム(Ru)などの揮発性物質が含
まれていると、遠心薄膜乾燥機7において放射能除染係
数が低下する。
まれていると、遠心薄膜乾燥機7において放射能除染係
数が低下する。
そこで、放射能分析器(図示せず)によりRuなとの揮
発性物質の濃度を測定し、この値が基準値を上回る場合
にはこの廃液を廃液受槽1からスラッジ受槽2に移す。
発性物質の濃度を測定し、この値が基準値を上回る場合
にはこの廃液を廃液受槽1からスラッジ受槽2に移す。
そして、この廃液にライムソーダなどの凝集沈殿剤を加
え、揮発性物質を除去する。
え、揮発性物質を除去する。
中、低レベル廃液には硝酸と苛性ソーダが含まれている
が、通常、前者の方が多いため、廃液は、硝酸酸性とな
っている。
が、通常、前者の方が多いため、廃液は、硝酸酸性とな
っている。
金属材料は、硝酸酸性によりふ食が生じ易い性質がある
。
。
ふ食を防ぐためには、この廃液に中和剤を加えてやれば
よいが廃棄物の量が増大する。
よいが廃棄物の量が増大する。
プルトニウムの精製工程では通常陽イオン交換樹脂を用
いており、これは硝酸酸性を中和する性質がある。
いており、これは硝酸酸性を中和する性質がある。
また、焼却灰の主成分は酸化カルシウムであり、これが
水分に溶解するとアルカリ性になる性質がある。
水分に溶解するとアルカリ性になる性質がある。
したがって、廃液受槽1の中、低レベル廃液、スラッジ
受槽2のスラッジ廃樹脂受槽3の廃樹脂および焼却灰受
槽4の焼却灰を処理槽5で混合する。
受槽2のスラッジ廃樹脂受槽3の廃樹脂および焼却灰受
槽4の焼却灰を処理槽5で混合する。
処理槽5の液のpHをpH検出器で測定し、この値が所
定範囲内になるよう廃樹脂および焼却灰の供給量を調整
する。
定範囲内になるよう廃樹脂および焼却灰の供給量を調整
する。
このように中和処理された処理槽5の夜はスラリ状とな
る。
る。
このスラリ混合液をスラリポンプ6により遠心薄膜乾燥
機7に供給する。
機7に供給する。
遠心薄膜乾燥機7に供給されたスラリ混合物は回転掻取
羽根9によって遠心力を与えられ、回転掻取羽根9によ
って粉体として排出される。
羽根9によって遠心力を与えられ、回転掻取羽根9によ
って粉体として排出される。
遠心薄膜乾燥機9は強力な遠心力を有しているので、廃
樹脂、スラッジおよび焼却灰が混入したスラリについて
も良好な粉体が得られる。
樹脂、スラッジおよび焼却灰が混入したスラリについて
も良好な粉体が得られる。
粉体は造粒機11によりペレットに加工される。
イオン交換樹脂や焼却灰はペレットのバインダの作用を
有するため、スラリ混合物のペレット強度は硝酸ソーダ
単体のものより大きく、これらの成分の添加により、ペ
レットの性質は向上する。
有するため、スラリ混合物のペレット強度は硝酸ソーダ
単体のものより大きく、これらの成分の添加により、ペ
レットの性質は向上する。
加工されたペレットはドラム缶14に排出される。
ペレットを充填したドラム缶14にアスファルト受槽1
2よりアスファルト供給ポンプ13を介しアスファルト
を流し込むと、ペレットのアスファルト固化体が得られ
る。
2よりアスファルト供給ポンプ13を介しアスファルト
を流し込むと、ペレットのアスファルト固化体が得られ
る。
この固化体は貯蔵庫で貯蔵保管される。
この固化体の比重は1.2以上あるので、将来の海洋投
棄処分に十分対処できる。
棄処分に十分対処できる。
以上、本実施例によれば再処理施設から発生する中、低
レベル廃液、廃樹脂および焼却灰を一括して減容処理で
きるので処理施設が簡単となる。
レベル廃液、廃樹脂および焼却灰を一括して減容処理で
きるので処理施設が簡単となる。
また、廃液の中和処理が廃棄物量を増大することなくで
きるので、遠心薄膜乾燥機の材料ふ食を防止するととも
に、遠心薄膜乾燥機の負荷が低減される。
きるので、遠心薄膜乾燥機の材料ふ食を防止するととも
に、遠心薄膜乾燥機の負荷が低減される。
本発明の他の実施例として、ペレットをプラスチックで
固化しても、アスファルト固化体と同様な効果を有する
。
固化しても、アスファルト固化体と同様な効果を有する
。
以上、本発明によれば次のような効果を奏することがで
きる。
きる。
■、再処理施設から発生する種々の放射性廃棄物を一括
して処理できるので、処理設備が簡単で運転制御が容易
となる。
して処理できるので、処理設備が簡単で運転制御が容易
となる。
2、遠心薄膜乾燥機の寿命を長くするとともに、負荷が
低減される。
低減される。
3、廃棄物の最終形態が同一形状のペレットであるため
、保管設備が規格化される。
、保管設備が規格化される。
第1図は従来のPurex法による再処理施設から発生
する放射性廃棄物の処理方法を示すブロック線図、第2
図は本発明の一実施例である放射性廃棄物処理系統図で
ある。 5・・・・・・処理槽、7・・・・・・遠心薄膜乾燥機
、11・・・・・・造粒機。
する放射性廃棄物の処理方法を示すブロック線図、第2
図は本発明の一実施例である放射性廃棄物処理系統図で
ある。 5・・・・・・処理槽、7・・・・・・遠心薄膜乾燥機
、11・・・・・・造粒機。
Claims (1)
- 1 核燃料再処理施設から発生する硝酸酸性の廃液、前
記廃液を中和する作用を有する廃樹脂および可燃性廃棄
物の焼却灰を混合し、その混合液が中性または略中性に
なるように調整し、調整された前記混合液を遠心薄膜乾
燥機によって乾燥粉体にし、前記粉体をペレット成型し
て減容することを特徴とする核燃料再処理施設からの放
射性廃棄物処理方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP53009316A JPS5815079B2 (ja) | 1978-02-01 | 1978-02-01 | 核燃料再処理施設からの放射性廃棄物処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP53009316A JPS5815079B2 (ja) | 1978-02-01 | 1978-02-01 | 核燃料再処理施設からの放射性廃棄物処理方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS54103998A JPS54103998A (en) | 1979-08-15 |
JPS5815079B2 true JPS5815079B2 (ja) | 1983-03-23 |
Family
ID=11717057
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP53009316A Expired JPS5815079B2 (ja) | 1978-02-01 | 1978-02-01 | 核燃料再処理施設からの放射性廃棄物処理方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5815079B2 (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS61185497A (ja) * | 1984-12-18 | 1986-08-19 | エセルテ アルマナツクスフオ−ルラグ アクチ−ボラグ | 書類、文書等の取扱い装置 |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5931040B2 (ja) * | 1980-09-12 | 1984-07-30 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の造粒装置 |
JPS58213300A (ja) * | 1982-06-04 | 1983-12-12 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法 |
US4897221A (en) * | 1988-02-26 | 1990-01-30 | Manchak Frank | Process and apparatus for classifying, segregating and isolating radioactive wastes |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5294866A (en) * | 1976-02-06 | 1977-08-09 | Hitachi Ltd | Pulverization of waste liquid with centrifigal thin film evaporator |
-
1978
- 1978-02-01 JP JP53009316A patent/JPS5815079B2/ja not_active Expired
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5294866A (en) * | 1976-02-06 | 1977-08-09 | Hitachi Ltd | Pulverization of waste liquid with centrifigal thin film evaporator |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS61185497A (ja) * | 1984-12-18 | 1986-08-19 | エセルテ アルマナツクスフオ−ルラグ アクチ−ボラグ | 書類、文書等の取扱い装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS54103998A (en) | 1979-08-15 |
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