JPS58182596A - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
- Publication number
- JPS58182596A JPS58182596A JP6512682A JP6512682A JPS58182596A JP S58182596 A JPS58182596 A JP S58182596A JP 6512682 A JP6512682 A JP 6512682A JP 6512682 A JP6512682 A JP 6512682A JP S58182596 A JPS58182596 A JP S58182596A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- waste liquid
- salt
- radioactive waste
- radioactive
- cesium
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Landscapes
- Removal Of Specific Substances (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は放射性廃液の処理方法に係り、特に放射性廃液
中の可溶性の非放射性物質を分離除去し放射性物質を含
む沈殿を脱水して放射性廃棄物を減容せしめる放射性廃
液の処理方法に関する。
中の可溶性の非放射性物質を分離除去し放射性物質を含
む沈殿を脱水して放射性廃棄物を減容せしめる放射性廃
液の処理方法に関する。
原子力発電所において発生する放射性廃液には、機器ド
レン系、床ドレン系、化学廃液系、除染廃液系、ストー
ムドレン系、油ドレン系、ホットレヤワドレン系、ラン
トリ系などがあり、それぞれ別個の装置で処理されてい
る。これは放射性核種がイオン、分子、コロイド、粒子
等の単独または複合の状態で存在しているため、その存
在の形に □よって処理を変えているからである。
レン系、床ドレン系、化学廃液系、除染廃液系、ストー
ムドレン系、油ドレン系、ホットレヤワドレン系、ラン
トリ系などがあり、それぞれ別個の装置で処理されてい
る。これは放射性核種がイオン、分子、コロイド、粒子
等の単独または複合の状態で存在しているため、その存
在の形に □よって処理を変えているからである。
これらの廃液系統の中で特に床ドレン系、化学廃液系、
除染廃液系及びストームドレン系は放射性物質の量に比
して非放射性物質の量が多い。従来より、これらの廃液
は放射性物質と非放射性物質をまとめて水と分離し、水
は再使用または放出されるが、回収した放射性物質と非
放射性物質は約２５％の濃度に濃縮された後、セメント
固化、アスファルト固化、プラスチック固化等の処理が
なされる。
除染廃液系及びストームドレン系は放射性物質の量に比
して非放射性物質の量が多い。従来より、これらの廃液
は放射性物質と非放射性物質をまとめて水と分離し、水
は再使用または放出されるが、回収した放射性物質と非
放射性物質は約２５％の濃度に濃縮された後、セメント
固化、アスファルト固化、プラスチック固化等の処理が
なされる。
この固化されている廃棄物の中身を分析してみると、水
溶性の非放射性物質が約９０％、非放射性の不溶性物質
が１０５弱で、放射性物質は１％以下である。すなわち
、年間約１０００本／基のセメント固化体は非放射性の
水溶性物質を除去すれば約１００本／年・基以下に減容
される。プラスチック固化体の場合は水分のみ除去して
固化しているのでセメント固化体よりも固化体の量は約
１７０本／年・基 と少ないが、非放射性の水溶性物質
を除去してセメント固化したものよりも減容性は悪い。
溶性の非放射性物質が約９０％、非放射性の不溶性物質
が１０５弱で、放射性物質は１％以下である。すなわち
、年間約１０００本／基のセメント固化体は非放射性の
水溶性物質を除去すれば約１００本／年・基以下に減容
される。プラスチック固化体の場合は水分のみ除去して
固化しているのでセメント固化体よりも固化体の量は約
１７０本／年・基 と少ないが、非放射性の水溶性物質
を除去してセメント固化したものよりも減容性は悪い。
しかしながら、このプラスチック固化体より非放射性の
水溶性物質を分離除去できれば、固化体の量は１７本／
年・基以下になる。
水溶性物質を分離除去できれば、固化体の量は１７本／
年・基以下になる。
また、固化体の中から水溶性物質が除去されれば、固化
体の耐水性も大いに向上する。
体の耐水性も大いに向上する。
再処理工場においても、高レベル廃液は濃縮処理された
後、高レベル廃液貯蔵タンクに貯蔵されるが、中低レベ
ル廃液及び低レベル廃液は濃縮された後、アスファルト
固化その他の方法で固化されている。ここでも溶媒洗浄
廃液は炭酸ソーダ等の塩が多く、高レベル廃液でも酸性
では比較的塩は少ないが、中和すると塩濃度が非常に増
加する。
後、高レベル廃液貯蔵タンクに貯蔵されるが、中低レベ
ル廃液及び低レベル廃液は濃縮された後、アスファルト
固化その他の方法で固化されている。ここでも溶媒洗浄
廃液は炭酸ソーダ等の塩が多く、高レベル廃液でも酸性
では比較的塩は少ないが、中和すると塩濃度が非常に増
加する。
可溶性塩類は塩化ナトリウム、炭酸ナトリウム、硫酸ナ
トリウム及び硝酸ナトリウム等であり、これらは本質的
に放射性物質ではないが、従来、これらの塩も一緒にセ
メント固化、アスファルト固化、プラスチック固化、ま
たはガラス固化等がなされ、このため放射性廃棄物は原
理的に減容可能な量の１０倍以上発生している。
トリウム及び硝酸ナトリウム等であり、これらは本質的
に放射性物質ではないが、従来、これらの塩も一緒にセ
メント固化、アスファルト固化、プラスチック固化、ま
たはガラス固化等がなされ、このため放射性廃棄物は原
理的に減容可能な量の１０倍以上発生している。
これまでにも放射性廃液を凝集沈殿して放射性物質を回
収するシステムが発表され、建設されたが、放射性物質
の分離性能が目的に達しないこと及び回収した放射性物
質に凝集剤が加わり、増量されること等の欠点があり、
普及していない。
収するシステムが発表され、建設されたが、放射性物質
の分離性能が目的に達しないこと及び回収した放射性物
質に凝集剤が加わり、増量されること等の欠点があり、
普及していない。
これは放射性物質がイオン、分子、コロイド、錯体、粒
子等として存在し、排出されたばかりの廃液中では化学
状態がいろいろあるため、凝集沈殿のみでは分離をよく
することは望めないのが現状である。
子等として存在し、排出されたばかりの廃液中では化学
状態がいろいろあるため、凝集沈殿のみでは分離をよく
することは望めないのが現状である。
本発明はかかる点に対処してなされたもので、放射性廃
液中の放射性物質を可溶性の非放射性物質から分離し安
定に貯蔵する処理方法において、前記放射性廃液を濃縮
処理した後、この濃縮廃液中に溶解している少量の放射
性核種を不溶化する処理を施すことにより、可溶性の非
放射性物質を分離除去し、放射性廃棄物を大幅に減容化
することができる廃液処理方法を提供しようとするもの
である。
液中の放射性物質を可溶性の非放射性物質から分離し安
定に貯蔵する処理方法において、前記放射性廃液を濃縮
処理した後、この濃縮廃液中に溶解している少量の放射
性核種を不溶化する処理を施すことにより、可溶性の非
放射性物質を分離除去し、放射性廃棄物を大幅に減容化
することができる廃液処理方法を提供しようとするもの
である。
すなわち、放射性廃液は処理して濃縮廃液とすると、そ
れぞれの核種は最も委定な化合物に変化し、化学種が少
なくなる。このため、薬剤を添加して不溶化することは
ずっと容易になる。また、放射性物質自体も濃縮処理に
より濃度が上昇し、反応しやすくなる。このような濃縮
廃液の発生量は年間１００〜２００ゼ／基であり、１０
１μＣ％／ｄ台まで放射能を低減できればよい。
れぞれの核種は最も委定な化合物に変化し、化学種が少
なくなる。このため、薬剤を添加して不溶化することは
ずっと容易になる。また、放射性物質自体も濃縮処理に
より濃度が上昇し、反応しやすくなる。このような濃縮
廃液の発生量は年間１００〜２００ゼ／基であり、１０
１μＣ％／ｄ台まで放射能を低減できればよい。
放射性物質としては、原子力発電所の場合はコバルト、
マンガン、鉄、クロム、亜ｍ、８％の構造材腐食生成物
が炉内で放射能を帯びたものが大部分で、燃料から漏れ
だしたヨウ素、セシウム等の核分裂生成物は少量であり
、特に核分裂生成物は最近は燃料がよくなり、はとんど
発生しなくなっている。このうち可溶性のものはクロム
とセシウム程度であり、これにコロイド状のコバルト、
マンガンが少量存在する程度である。
マンガン、鉄、クロム、亜ｍ、８％の構造材腐食生成物
が炉内で放射能を帯びたものが大部分で、燃料から漏れ
だしたヨウ素、セシウム等の核分裂生成物は少量であり
、特に核分裂生成物は最近は燃料がよくなり、はとんど
発生しなくなっている。このうち可溶性のものはクロム
とセシウム程度であり、これにコロイド状のコバルト、
マンガンが少量存在する程度である。
再処理工場においても、一般的に核分裂性物質は４規定
ないし８規定の硝酸溶液中では溶解するものと信じられ
ていたが、溶媒洗浄廃液その他の塩を含む廃液も濃縮さ
れ、高レベル廃液タンクに混合貯留されている□゛と、
はとんどの核種が沈殿してしまい、溶液中に存在するの
はセシウムと一部のコロイド化しやすい核種で、セシウ
ムは１００％溶解するが、他のものは１％以下というこ
とがわかってきた。
ないし８規定の硝酸溶液中では溶解するものと信じられ
ていたが、溶媒洗浄廃液その他の塩を含む廃液も濃縮さ
れ、高レベル廃液タンクに混合貯留されている□゛と、
はとんどの核種が沈殿してしまい、溶液中に存在するの
はセシウムと一部のコロイド化しやすい核種で、セシウ
ムは１００％溶解するが、他のものは１％以下というこ
とがわかってきた。
以上のことから、蒸発濃縮廃液においてはセシウムと一
部の溶解度の大きな核種とコロイド化しやすい核種の他
は沈殿性であることがわかってきた。しかも塩濃度は２
５〜３０％で、放射性核種は塩の１００分のｌ程度以下
であり、構造材料の腐食生成物が大量に混入している場
合でも、塩の約１０％が不溶性で、放射性物質と分離で
きない部分であることがわかってきた。
部の溶解度の大きな核種とコロイド化しやすい核種の他
は沈殿性であることがわかってきた。しかも塩濃度は２
５〜３０％で、放射性核種は塩の１００分のｌ程度以下
であり、構造材料の腐食生成物が大量に混入している場
合でも、塩の約１０％が不溶性で、放射性物質と分離で
きない部分であることがわかってきた。
以下、図面を参照して本発明の一実施例を説明する。
図面は濃縮廃液処理レステムを示すフローシートであり
、このような処理システムに基づいて本発明の廃液処理
が行われる。１は沈降分離槽で、ここで濃縮廃液Ａは沈
殿物Ｂと沈降分離される。
、このような処理システムに基づいて本発明の廃液処理
が行われる。１は沈降分離槽で、ここで濃縮廃液Ａは沈
殿物Ｂと沈降分離される。
沈降分離処理された後の上澄液Ｃは分析及びジャーテス
トのためのサンプリング２が行われた後、反応槽兼沈降
分離槽６に投入される。ここで上澄液Ｃに分析及びジャ
ーテスタの結果に基づいて適量の薬剤りが添加されて放
射性核種の不溶化処理がなされ、沈殿物Ｅが沈降分離さ
れる。４は攪拌装置である。不溶化処理後の上澄液Ｆは
ろ過機又は遠心清澄機５でさらに処理された後、この処
理済水Ｇは中和兼サンプルタンク６において中和剤Ｈが
添加されて中和され、分析７が行われた後、外部に放出
される。８は攪拌装置であるＱ ■はろ過機又は遠心清
澄機５で分離された濃縮物で、先の沈殿物を含む濃縮物
Ｂ、にと共に回収され、脱水されて貯蔵される。９は貯
蔵槽である。
トのためのサンプリング２が行われた後、反応槽兼沈降
分離槽６に投入される。ここで上澄液Ｃに分析及びジャ
ーテスタの結果に基づいて適量の薬剤りが添加されて放
射性核種の不溶化処理がなされ、沈殿物Ｅが沈降分離さ
れる。４は攪拌装置である。不溶化処理後の上澄液Ｆは
ろ過機又は遠心清澄機５でさらに処理された後、この処
理済水Ｇは中和兼サンプルタンク６において中和剤Ｈが
添加されて中和され、分析７が行われた後、外部に放出
される。８は攪拌装置であるＱ ■はろ過機又は遠心清
澄機５で分離された濃縮物で、先の沈殿物を含む濃縮物
Ｂ、にと共に回収され、脱水されて貯蔵される。９は貯
蔵槽である。
以上の構成の濃縮廃液処理システムを参照しながら、具
体的な処理操作を次に説明する。
体的な処理操作を次に説明する。
濃縮廃液Ａとしては蒸発濃縮廃液かまたは逆浸透法など
で濃縮された高塩濃度の廃液を加熱沸騰処理した濃縮廃
液が対象となるが、まず沈降分離処理をした後、放射能
分析を行なって廃液Ｃ中に存在している放射性核種を調
べ、その結果により、次の４つの不溶化処理のいずれか
に該当する処理が行われる。
で濃縮された高塩濃度の廃液を加熱沸騰処理した濃縮廃
液が対象となるが、まず沈降分離処理をした後、放射能
分析を行なって廃液Ｃ中に存在している放射性核種を調
べ、その結果により、次の４つの不溶化処理のいずれか
に該当する処理が行われる。
（イ）沈殿性核種のみの場合、
１μフイルターｒ過試験及びストークス径０．５μの遠
心分離試験を行って、分離液中の放射能濃度が放出可能
濃度（１０−’μＣ１／ｄ ）になることを確認した後
、濃縮廃液Ｃをｒ過機又は遠心清澄機５により処理する
。このように分離処理された廃された濃縮物Ｂと共に回
収し、脱水する。
心分離試験を行って、分離液中の放射能濃度が放出可能
濃度（１０−’μＣ１／ｄ ）になることを確認した後
、濃縮廃液Ｃをｒ過機又は遠心清澄機５により処理する
。このように分離処理された廃された濃縮物Ｂと共に回
収し、脱水する。
（０） セシウム及び銀、セリウム、ルテニウム等の
コロイド化または錯体化しやすい核種を含まず、コバル
ト、マンガン、クロム等の比較的溶解度の大きい核種を
含む場合、 沈降分離槽１で沈殿Ｂを分離した濃縮廃ＩＩＰＩＣを鉱
酸の添加によりｐＨ２〜６の弱酸性に調整し、可及的す
みやかに第２鉄塩またはアルミニウム塩を５０〜５００
０ ｐｐ膳の範囲で、ジャーテスタにてテストした適量
を加えてよく攪拌し、ひきつづきアルカリにてｐＨ９〜
１２ の範囲にアルカリ調整し、攪拌しながら熟成し
て晶析を生ぜしめた後、沈降分離する。ついで上澄液ｒ
はｒ過または遠心清澄して沈殿物■を除去した後、分析
確認した上で中和放出する。一方、沈降分離による濃縮
物Ｂ、晶析共沈濃縮物Ｅ及びｒ過または遠心清澄による
濃縮物Ｉは回収し、脱水減容する。
コロイド化または錯体化しやすい核種を含まず、コバル
ト、マンガン、クロム等の比較的溶解度の大きい核種を
含む場合、 沈降分離槽１で沈殿Ｂを分離した濃縮廃ＩＩＰＩＣを鉱
酸の添加によりｐＨ２〜６の弱酸性に調整し、可及的す
みやかに第２鉄塩またはアルミニウム塩を５０〜５００
０ ｐｐ膳の範囲で、ジャーテスタにてテストした適量
を加えてよく攪拌し、ひきつづきアルカリにてｐＨ９〜
１２ の範囲にアルカリ調整し、攪拌しながら熟成し
て晶析を生ぜしめた後、沈降分離する。ついで上澄液ｒ
はｒ過または遠心清澄して沈殿物■を除去した後、分析
確認した上で中和放出する。一方、沈降分離による濃縮
物Ｂ、晶析共沈濃縮物Ｅ及びｒ過または遠心清澄による
濃縮物Ｉは回収し、脱水減容する。
（／９ セシウムを含まず、銀、セリウム、ルテニウム
等のコロイド化または錯体化しゃすい核種を含む場合、 濃縮廃液Ａを沈降分離処理した後、鉱酸にてｐＨ２〜６
の弱酸性に調整し、すばやく攪拌しながら亜鉛華、鉄粉
及び銅粉等をジャーテスタのテストの上で、１種または
２１１以上を選定して１０〜１０００ｐｐｎｔの範囲の
適量を加え、つづいて第２鉄塩またはアルミニウム塩を
ジャーテスタにてテストした５０〜５０００ ｐｐｍの
範囲内の適量を加え、ついでアルカリでｐＨ９〜１２の
範囲にアルカリ調整する。
等のコロイド化または錯体化しゃすい核種を含む場合、 濃縮廃液Ａを沈降分離処理した後、鉱酸にてｐＨ２〜６
の弱酸性に調整し、すばやく攪拌しながら亜鉛華、鉄粉
及び銅粉等をジャーテスタのテストの上で、１種または
２１１以上を選定して１０〜１０００ｐｐｎｔの範囲の
適量を加え、つづいて第２鉄塩またはアルミニウム塩を
ジャーテスタにてテストした５０〜５０００ ｐｐｍの
範囲内の適量を加え、ついでアルカリでｐＨ９〜１２の
範囲にアルカリ調整する。
攪拌しなから晶析を熟成せしめた後、沈降分離処理をし
、さらに上澄液Ｆをｒ過または遠心清澄処理する。以上
の処理を経た廃液Ｇは分析後、中和放出する。また沈殿
物を含む濃縮物１１．ＩＣ，Ｉは回収し、脱水する。
、さらに上澄液Ｆをｒ過または遠心清澄処理する。以上
の処理を経た廃液Ｇは分析後、中和放出する。また沈殿
物を含む濃縮物１１．ＩＣ，Ｉは回収し、脱水する。
に） セシウムを含む場合、
セシウムの沈殿剤としてはサバンナリバー研究所その他
でＫＣＦＣが発見されている。ＫＣＦＣとはＫ Ｃｏ
Ｆ＠ｒｒｌｅ Ｃｙａｎａｔ＠（カリウムコバルト第２
鉄Ｖアン化物）の略で、Ｋの部分にＣｓが同形置換して
結晶の中に入り、沈殿する物質である。この結晶は一般
に遷移金属のベルリン酸塩といわれるもので、コバルト
の他、ニッケル、第１鉄、亜鉛等の遷移金属のベルリン
酸塩がセシウムと不溶性塩を作ることが知られている。
でＫＣＦＣが発見されている。ＫＣＦＣとはＫ Ｃｏ
Ｆ＠ｒｒｌｅ Ｃｙａｎａｔ＠（カリウムコバルト第２
鉄Ｖアン化物）の略で、Ｋの部分にＣｓが同形置換して
結晶の中に入り、沈殿する物質である。この結晶は一般
に遷移金属のベルリン酸塩といわれるもので、コバルト
の他、ニッケル、第１鉄、亜鉛等の遷移金属のベルリン
酸塩がセシウムと不溶性塩を作ることが知られている。
不溶性のベルリン酸塩を生成させるには一般的に黄血塩
（フェロシアン化カリウム Ｎ４（Ｆ・（ＣＮ）Ｓ））
を加えておき、これに１．４倍当量程度の大過剰の２価
または３価の遷移金属塩Ｆｅ” 、 ｃｏ” 、Ｍｎ”
、Ｃｒ”、Ｎ１！＋、Ｆ＠計、Ｚｍ’＋ 等を加えると
結晶性のよい沈殿が得られることがわかっており、この
添加順序を逆にしたり、黄血塩が過剰であると、溶解度
が大きい複塩を生成したり、コロイド化するので、よく
ないといわれている。いろいろ実験してみたところ、確
かにその通りであるが、最初から沈殿性のよい結晶を作
ると、セシウムはよく沈殿するが、コロイドや錯体及び
比較的酸性で溶解度の大きくなるマンガンやコバルトの
沈殿性が悪くなることがわかった。
（フェロシアン化カリウム Ｎ４（Ｆ・（ＣＮ）Ｓ））
を加えておき、これに１．４倍当量程度の大過剰の２価
または３価の遷移金属塩Ｆｅ” 、 ｃｏ” 、Ｍｎ”
、Ｃｒ”、Ｎ１！＋、Ｆ＠計、Ｚｍ’＋ 等を加えると
結晶性のよい沈殿が得られることがわかっており、この
添加順序を逆にしたり、黄血塩が過剰であると、溶解度
が大きい複塩を生成したり、コロイド化するので、よく
ないといわれている。いろいろ実験してみたところ、確
かにその通りであるが、最初から沈殿性のよい結晶を作
ると、セシウムはよく沈殿するが、コロイドや錯体及び
比較的酸性で溶解度の大きくなるマンガンやコバルトの
沈殿性が悪くなることがわかった。
むしろ逆に、最初にニッケル、コバルト等（沈殿性のよ
いのはコバルトが１番で、ついでニッケル、鉄とつづく
）の塩をｐＨ２〜６の弱酸性で５０〜１０００ ＰＰｎ
１の範囲で加え、そこへ黄血塩な大過剰に加えてコロイ
ド状の沈殿を生成させ、すぐ第２鉄塩またはアルミニウ
ム塩を加えてよく攪拌し、つづいて弱アルカリ性（ｐＨ
９〜１２）に媚整し、手早く攪拌しながら熟成してやる
と、セシウムもよく沈殿するとともに、ＫＣＦＣの生成
条件下で可溶化する核種も共沈させられることが判明し
た。
いのはコバルトが１番で、ついでニッケル、鉄とつづく
）の塩をｐＨ２〜６の弱酸性で５０〜１０００ ＰＰｎ
１の範囲で加え、そこへ黄血塩な大過剰に加えてコロイ
ド状の沈殿を生成させ、すぐ第２鉄塩またはアルミニウ
ム塩を加えてよく攪拌し、つづいて弱アルカリ性（ｐＨ
９〜１２）に媚整し、手早く攪拌しながら熟成してやる
と、セシウムもよく沈殿するとともに、ＫＣＦＣの生成
条件下で可溶化する核種も共沈させられることが判明し
た。
この操作のポイントは、試薬の添加順序を逆にしてコロ
イド状のＫＣＦＣを生成させ、つづいて遷移金属塩でか
つアルカリで沈殿する塩を加えた後、アルカリ性にして
晶析させるとともに、吸着共沈させるところにある。
イド状のＫＣＦＣを生成させ、つづいて遷移金属塩でか
つアルカリで沈殿する塩を加えた後、アルカリ性にして
晶析させるとともに、吸着共沈させるところにある。
従ってプロセスは次のようになる。
濃縮廃液人を沈降分離した後、上澄液Ｃにニッケルまた
はコバルトの硫酸塩塩化物または硝酸塩をよく攪拌しな
がら５０〜５０００ ｐｐｍの範囲でジャーテストでき
めた適量を加える。これで通常ＰＦＩ２〜６の弱酸性に
なるが、不足なら鉱酸で酸調整する。ついで銀等の錯体
が存在する場合は亜鉛華や鉄粉や銅粉等を１０〜１００
０ ｐｐｍ加え、攪拌しながら１．１〜２倍当量の黄血
塩の水溶液を加える。
はコバルトの硫酸塩塩化物または硝酸塩をよく攪拌しな
がら５０〜５０００ ｐｐｍの範囲でジャーテストでき
めた適量を加える。これで通常ＰＦＩ２〜６の弱酸性に
なるが、不足なら鉱酸で酸調整する。ついで銀等の錯体
が存在する場合は亜鉛華や鉄粉や銅粉等を１０〜１００
０ ｐｐｍ加え、攪拌しながら１．１〜２倍当量の黄血
塩の水溶液を加える。
つづいて、手早く攪拌しながら第２鉄填またはアルミニ
クム塩を黄血塩の１．１〜２倍当微程度加え、ついです
ばや＜：ｐＨ９〜１２の弱アルカリ性に調整し、攪拌し
ながら熟成させる。反応完了後、沈降分離させ、その上
澄液Ｆをｒ過または遠心清澄処理して、沈殿物■をさら
に除去した後、分析確認して中和放出する。以上の処理
で分離した沈殿物を含む濃縮物Ｂ、Ｈ，Ｉは回収脱水し
、貯蔵する。
クム塩を黄血塩の１．１〜２倍当微程度加え、ついです
ばや＜：ｐＨ９〜１２の弱アルカリ性に調整し、攪拌し
ながら熟成させる。反応完了後、沈降分離させ、その上
澄液Ｆをｒ過または遠心清澄処理して、沈殿物■をさら
に除去した後、分析確認して中和放出する。以上の処理
で分離した沈殿物を含む濃縮物Ｂ、Ｈ，Ｉは回収脱水し
、貯蔵する。
以上の説明からも明らかなように、本発明は次のような
効果を有する。すなわち、 ■ 濃縮廃液あるいは高塩濃度の廃液中の少量の沈殿性
物質と放射性物質を分離回収して、大量の非放射性の可
溶性塩を放出することができるため、最終的固化廃棄物
量を１／ｌＯ以下に減少させることができる。
効果を有する。すなわち、 ■ 濃縮廃液あるいは高塩濃度の廃液中の少量の沈殿性
物質と放射性物質を分離回収して、大量の非放射性の可
溶性塩を放出することができるため、最終的固化廃棄物
量を１／ｌＯ以下に減少させることができる。
■ 廃液から分離された濃縮物に可溶性塩を含まないた
め、同化体にした場合にアスファルト、プラスチック、
セメントあるいはガラスのいずれでも耐水性等の物性が
非常によくなる。
め、同化体にした場合にアスファルト、プラスチック、
セメントあるいはガラスのいずれでも耐水性等の物性が
非常によくなる。
■ 固化体を形成しない場合でも、貯蔵する廃棄物量が
少量であること及び水に不溶性であることからタンク貯
蔵の安定性が向上する。
少量であること及び水に不溶性であることからタンク貯
蔵の安定性が向上する。
■ 特に高レベル廃液の濃縮液では自己発熱があるので
、不溶性沈殿物をスラリー状で回収して容器に入れてお
くだけで、水分を蒸発し、安定な固化体になり、条件が
よければ、自己溶融固化が可能になる。
、不溶性沈殿物をスラリー状で回収して容器に入れてお
くだけで、水分を蒸発し、安定な固化体になり、条件が
よければ、自己溶融固化が可能になる。
図面は濃縮廃液処理システムを示すフローシートである
。 １ ・・・・・・沈降分離槽 ２．７・・・ 分析サンプリング ６ ・・・・・・反応槽兼沈降分離槽 ５ ・・・・・・濾過機または遠心清澄機６ ・・・・
・・ 中和兼サンプルタンク９ ・・・・・・貯蔵槽 代理人弁理士 須 山 佐 −
。 １ ・・・・・・沈降分離槽 ２．７・・・ 分析サンプリング ６ ・・・・・・反応槽兼沈降分離槽 ５ ・・・・・・濾過機または遠心清澄機６ ・・・・
・・ 中和兼サンプルタンク９ ・・・・・・貯蔵槽 代理人弁理士 須 山 佐 −
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、放射性廃液中の放射性物質を可溶性の非放射性物質
から分離し安定に貯蔵する処理方法において、前記放射
性廃液を濃縮処理した後、この濃縮廃液中に嬉解してい
る少量の放射性核種を不溶化する処理を施すことを特徴
とする放射性廃液の処理方法。 ２、不溶化する処理は、濃縮廃液中にセシウムが存在す
る場合、前記濃縮廃液に遷移金属塩を添加し、弱酸性に
調整した後、過剰の黄血塩を添加してセシウムと遷移金
属のベルリン酸塩とのコロイド状の反応生成物を生ぜし
め、ついで金属もしくは金属酸化物の粉末を添加し、つ
づいて黄血塩に対して、過剰の第２鉄塩またはアルミニ
ウム塩を添加した後、弱アルカリ性に調整してセシウム
及びその他の放射性核種な共沈せしめて成る特許請求の
範囲第１項記載の放射性廃液の処理方法。 ３、遷移金属塩の添加は５０〜５０００ ｐｐｍの範囲
のニッケルまたはコバルトの硫酸塩、塩化物または硝酸
塩である特許請求の範囲第２項記載の放射性廃液の処理
方法。 ４、黄血塩の添加量は添加した遷移金属塩の１．１〜２
倍当量である特許請求の範囲第２項記載の放射性廃液の
処理方法。 ５、第２鉄塩またはアルミニウム塩の添加量は添加した
黄血塩の１．１〜２倍当量である特許請求の範囲第２項
記載の放射性廃液の処理方法。 ６、不溶化する処理は、濃縮廃液中にセシウムは存在し
ないが、コロイド化もしくは錯体化しやすい放射性核種
が存在する場合、前記濃縮廃液を弱酸性に調整した後、
金属もしくは金属酸化物の粉末を添加し、つづいて第２
鉄塩またはアルミニウム塩を添加し、ついで弱アルカリ
性に調整してセシウム以外の放射性核種を共沈せしめて
成る特許請求の範囲第１項記載の放射性廃液の処理力−
法。 ７、金属もしくは金属酸化物の粉末は亜鉛華、鉄粉また
は銅粉の少くとも１種以上である特許請求の範囲第２項
または第６項記載の放射性廃液の処理方法。 ８、不溶化する処理は、濃縮廃液中に前記セシウム及び
コロイド化もしくは錯体化しやすい核種以外の放射性核
種のみ存在する場合、前記濃縮廃液を弱酸性に調整した
後、第２鉄塩またはアルミニウム塩を添加し、ひきつづ
き弱アルカリ性に調整してセシウム及びコロイド化もし
くは錯体化しやすい核種以外の放射性核種を沈殿せしめ
て成る特許請求の範囲第１項記載の放射性廃液の処理方
法。 ９、セレウム及びコロイド化もしくは錯体化しやすい核
種以外の放射性核種はコバルト、マンガン、ジルコン、
ニオブおよびクロムである特許請求の範囲第８項記載の
放射性廃液の処理方法。 １０、第、２鉄塩またはアルミニウム塩の添加策は５０
〜５０００ ｐｐｍの範囲である特許請求の範囲第６項
または第８項記載の放射性廃液の処理方法。 １１、コロイド化もしくは錯体化しやすい核種は銀、セ
リウムまたはルテニウムである特許請求の範囲第６項ま
たは第８項または第９項記載の放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6512682A JPS58182596A (ja) | 1982-04-19 | 1982-04-19 | 放射性廃液の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6512682A JPS58182596A (ja) | 1982-04-19 | 1982-04-19 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58182596A true JPS58182596A (ja) | 1983-10-25 |
Family
ID=13277863
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6512682A Pending JPS58182596A (ja) | 1982-04-19 | 1982-04-19 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58182596A (ja) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013036970A (ja) * | 2011-07-11 | 2013-02-21 | Nippon Steel & Sumikin Eco-Tech Corp | 汚染液中のセシウムの除去方法及びそれに使用する除去剤 |
| JP2013148552A (ja) * | 2012-01-23 | 2013-08-01 | Univ Of Tsukuba | セシウムイオンの除去方法およびセシウムイオンの除去装置 |
| JP5322335B1 (ja) * | 2013-06-12 | 2013-10-23 | 株式会社マイクロ・エナジー | 放射能汚染水の浄化処理方法 |
| JP2013242291A (ja) * | 2012-03-07 | 2013-12-05 | Daiki Ataka Engineering Co Ltd | 放射性セシウムを含有する排水から放射性セシウムを除去する方法 |
| JP2014021030A (ja) * | 2012-07-23 | 2014-02-03 | Biryo Genso Kaihatsu Co Ltd | セシウムの除去方法およびセシウム除去機能を備えたミネラルウォーター生成器 |
| JP2014048164A (ja) * | 2012-08-31 | 2014-03-17 | Japan Atomic Energy Agency | フェロシアン化物イオンによるセシウム及び遷移金属の除染方法 |
| JP2014064991A (ja) * | 2012-09-26 | 2014-04-17 | Sumitomo Osaka Cement Co Ltd | セシウムを含む廃液の処理方法 |
| JP5497226B1 (ja) * | 2013-05-07 | 2014-05-21 | 住友大阪セメント株式会社 | セシウムを含む脱塩ダストの処理方法及び処理装置 |
| JP2015004655A (ja) * | 2013-05-24 | 2015-01-08 | アタカ大機株式会社 | 排水から分離した放射性セシウムを高度に濃縮する方法 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5340198A (en) * | 1976-09-24 | 1978-04-12 | Japan Gasoline | Method of processing radioactive waste liquid |
| JPS54145900A (en) * | 1978-04-07 | 1979-11-14 | Gen Puuru Re Tech Nuuberu Esu | Method of processing and storing radioactive waste of low or medium activity |
| JPS56137299A (en) * | 1980-03-31 | 1981-10-27 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for removing high temperature cobalt |
| JPS56151396A (en) * | 1980-03-28 | 1981-11-24 | British Nuclear Fuels Ltd | Waste processing |
| JPS5750698A (en) * | 1980-09-11 | 1982-03-25 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method of treating waste liquid containing radioactive ruthemium |
-
1982
- 1982-04-19 JP JP6512682A patent/JPS58182596A/ja active Pending
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5340198A (en) * | 1976-09-24 | 1978-04-12 | Japan Gasoline | Method of processing radioactive waste liquid |
| JPS54145900A (en) * | 1978-04-07 | 1979-11-14 | Gen Puuru Re Tech Nuuberu Esu | Method of processing and storing radioactive waste of low or medium activity |
| JPS56151396A (en) * | 1980-03-28 | 1981-11-24 | British Nuclear Fuels Ltd | Waste processing |
| JPS56137299A (en) * | 1980-03-31 | 1981-10-27 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for removing high temperature cobalt |
| JPS5750698A (en) * | 1980-09-11 | 1982-03-25 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method of treating waste liquid containing radioactive ruthemium |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013036970A (ja) * | 2011-07-11 | 2013-02-21 | Nippon Steel & Sumikin Eco-Tech Corp | 汚染液中のセシウムの除去方法及びそれに使用する除去剤 |
| JP2013148552A (ja) * | 2012-01-23 | 2013-08-01 | Univ Of Tsukuba | セシウムイオンの除去方法およびセシウムイオンの除去装置 |
| JP2013242291A (ja) * | 2012-03-07 | 2013-12-05 | Daiki Ataka Engineering Co Ltd | 放射性セシウムを含有する排水から放射性セシウムを除去する方法 |
| JP2014021030A (ja) * | 2012-07-23 | 2014-02-03 | Biryo Genso Kaihatsu Co Ltd | セシウムの除去方法およびセシウム除去機能を備えたミネラルウォーター生成器 |
| JP2014048164A (ja) * | 2012-08-31 | 2014-03-17 | Japan Atomic Energy Agency | フェロシアン化物イオンによるセシウム及び遷移金属の除染方法 |
| JP2014064991A (ja) * | 2012-09-26 | 2014-04-17 | Sumitomo Osaka Cement Co Ltd | セシウムを含む廃液の処理方法 |
| JP5497226B1 (ja) * | 2013-05-07 | 2014-05-21 | 住友大阪セメント株式会社 | セシウムを含む脱塩ダストの処理方法及び処理装置 |
| JP2015004655A (ja) * | 2013-05-24 | 2015-01-08 | アタカ大機株式会社 | 排水から分離した放射性セシウムを高度に濃縮する方法 |
| JP5322335B1 (ja) * | 2013-06-12 | 2013-10-23 | 株式会社マイクロ・エナジー | 放射能汚染水の浄化処理方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Shakir et al. | Removal of cesium from aqueous solutions and radioactive waste simulants by coprecipitate flotation | |
| CN104054136B (zh) | 使用磁性粒子的水溶液中的铯离子的除去方法 | |
| Sengupta et al. | Selective alum recovery from clarifier sludge | |
| JPS58182596A (ja) | 放射性廃液の処理方法 | |
| JP2000512759A (ja) | 放射性廃液からセシウムを除去する方法およびヘキサシアノ鉄酸塩の製造方法 | |
| US5380443A (en) | Method of treating waste water | |
| JPH05504506A (ja) | 廃水を処理するための方法及び組成物 | |
| JP6173396B2 (ja) | 原発の重大事故時に発生する放射性廃液の処理方法及び処理装置 | |
| JPS62266499A (ja) | 放射性廃液の処理方法 | |
| Anderson et al. | A method for chromate removal from cooling tower blowdown water | |
| Remenec | The selective separation of 90Sr and 99Tc in nuclear waste using molecular recognition technology products | |
| Milyutin et al. | Removal of radionuclides and corrosion products from neutral and weakly alkaline solutions by microfiltration | |
| Tsivoglou et al. | Waste guide for the uranium milling industry | |
| US8993828B2 (en) | Method of radium stabilizing in solid effluent or effluent containing substances in suspension | |
| JP4225659B2 (ja) | 放射性廃液の除染方法 | |
| Smith et al. | Evaluation of synthetic water-soluble metal-binding polymers with ultrafiltration for selective concentration of americium and plutonium | |
| JPS58223798A (ja) | 放射性物質を含む濃厚塩廃液の処理方法 | |
| Timoshenko et al. | Treatment of radioactively contaminated waters with an increased content of salts | |
| Izatt et al. | The application of molecular recognition technology (MRT) in the nuclear power cycle: from uranium mining and refining to power plant waste separation and recovery, as well as element analysis and isotope purification 9075 | |
| Campbell et al. | Low-level liquid waste decontamination by ion exchange | |
| Harjula et al. | Development of a selective cesium and strontium removal system for the JAERI Tokai-Mura site-laboratory tests | |
| Groh | Removal of silica from solutions of nuclear fuels | |
| Banerjee et al. | Removal of 106 Ru traces from NH 4 NO 3 effluent generated during recycling of sintered depleted uranium fuel pellets | |
| JPS642917B2 (ja) | ||
| Boardman | Other Separation Processes—Alternative Separation Technologies for Treating Sodium-Containing Acidic Wastes |