JPS61165696A - 放射性廃棄物処理方法 - Google Patents

放射性廃棄物処理方法

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JPS61165696A
JPS61165696A JP577985A JP577985A JPS61165696A JP S61165696 A JPS61165696 A JP S61165696A JP 577985 A JP577985 A JP 577985A JP 577985 A JP577985 A JP 577985A JP S61165696 A JPS61165696 A JP S61165696A
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JP
Japan
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water
ion exchange
exchange resin
reaction
pressure
Prior art date
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Pending
Application number
JP577985A
Other languages
English (en)
Inventor
牧原 洋
孝三 吉川
雅人 金子
浩俊 堀添
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Filing date
Publication date
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  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
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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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、放射性物質取扱い施設例えば原子力発電所等
からの放射性廃棄物を処理する方法に関するもので、詳
しくは、放射性物質を含有した使用済イオン交換樹脂を
効率的に減容する処理方法に関する。
〔従来の技術〕
原子力発電所等からは、放射性物質を含有した使用済イ
オン交換樹脂が多量に発止している。
このイオン交換樹脂はかさが張り、保管場所確保等の問
題から安全性及び経済性のある減容化処理技術が国及び
業界あげての課題となっている。現在実用されている方
法に、例えばセメント固化法がある。
〔発明が解決しようとする問題点〕
しかしながら現在実用中のセメント固化法では、セメン
ト固化後の容積はもとの容積の3倍増量となっておル、
又、下記の理由からもより減容化処理が可能な新規な方
法が望まれている。
すなわち、原子力発電所等の水処理装置で使用済みのイ
オン交換樹脂は放射性物質を含んでおシ、これら全通常
の堆積物として最終貯蔵することは許可されてない。こ
れらは、固定物質と混合して容器に充填しなければなら
ないし、またこれらには、強度及び浸出安定性に対して
厳しい要求が課されておシ、今後更に厳しくなると予想
される。
したがって、これに伴い貯東費用の上昇が予想され、廃
棄物の量を減少する必要がある。これは、セメント、プ
ラスチック、ガラス等の固定剤へ導入する前に、イオン
交換樹脂そのものの容積を減少することによ)#′iし
めて可能である。
本発明の目的は、このような固定剤導入前にイオン交換
樹脂の容積を大巾に減少させることができ、それによ)
上記した問題を解決した放射性廃棄物処理方法を提供す
ることにある。
〔問題点を解決するための手段〕
すなわち、本発明は放射性物質を処理した使用済みのイ
オン交換樹脂と水及び酸素含有ガス混合物を、温度25
0C以上でかつ、水の密度が0゜05以上となる圧力条
件下で加熱処理し、該イオン交換樹脂金減容化すること
を特徴とする放射性廃棄物処理方法である。
本発明は上記の手段により、原子力発電所等から発生す
る放射性物質を含有した使用済イオン交換樹脂を、放射
性箱ガス又は放射性排水の発生を抑制した上で短時間に
分解させて容積を大巾に減少させることができる。
本発明は、水の物性を巧みに利用することにより可能と
なったものである。即ち、水は通常の条件下ではよく知
られているように、その水素結合によQ、有機物はほと
んど溶解せず、一方無機塩は水に溶解性がある。又、酸
素の水の溶解度はごくわずかである。
ところが水の高温・高圧状態、特に水の超臨界状態即ち
温度5740以上、圧力215 atm以上では水の本
来の性質が急変し、その結果、水素結合が弱くな〕、有
機物に対してすぐれ念溶剤となる一方、無機塩の溶解性
が低下し、酸素の溶解度が急激に増加する現象がある。
本発明は、この現象を利用することにより、放射性イオ
ン交換樹脂の効率的な減容化処理を提供するものである
囚ち、原子力発電所等からの使用済イオン交換樹脂は水
分を含んでいるが、本方法によればこの水分を乾燥させ
る必要はない。
この水分を含んだイオン交換樹脂に、イオン交換樹脂の
分解反応に必要な水と空気を添加し、温度2500以上
圧力5 o atm以上好ましくは水の超臨界状態であ
る温度3740以上、圧力215 atm以上の状態に
加熱・昇圧する。尚、空気のかわりに酸素又は酸素含有
混合物を用いても良い。
本発明に用いられるイオン交換樹脂の例とその構造を次
に示す。
スチレン系強酸性陽イオン交換樹脂 5o3Na   −CH−CH2−So、Naスチレン
系強塩基性陰イオン交換樹脂 α2N((jH3)3C/       CH2N(C
;H3)3ンスチレン系弱塩基性陰イオン交換樹脂 cH2s(an3)2 スチレン系ポーラス型 0H2NH(02H4NH)nH メタクリル系弱酸性陽イオン交換樹脂 CM。
「 OOH アクリル系弱酸性陽イオン交換樹脂 00H アクリル系弱塩基性陰イオン交換樹脂 その他 フェノール系イオン交換樹脂 各種アミノ縮合系イオン交換樹脂等 上記に示したようにイオン交換樹脂の構造は炭素原子を
骨格とする網目構造の高分子である。
水の超臨界状態では、該炭素骨格は酸素との酸化反応及
び水との反応によ)切断され、低分子化されるが、また
この状態では水の水素結合が弱くな多、水が有機物に対
して良溶媒となル。
さらにN!素の水へ溶解度も急激に増加するために、反
応に必要な水分子と酸素は容易に樹脂内部へ拡散し、反
応は促進される。又、低分子化した有機物位容易に抽出
され、樹脂の酸化分解反応が極めて短時間に完了するこ
とが見出された。
次に、反応完了に伴い、攪拌混合を停止する。
使用済イオン交換樹脂に含まれている放射性物質は、金
属イオンがほとんどであるが、水の超臨界状態では金属
イオンの水への溶解度が急激に減少するために、反応残
渣中に放射性金属イオンが選択的に蓄積されることも見
出された。
イオン交換樹脂に対して水は1〜3倍(重量比)添加し
てイオン交換樹脂と水の混合物のスラリーを容易に攪拌
できる条件とナベきである。
これ以上水を添加することは反応器の容積の増大とな)
好ましくない。
空気など酸素供給源の添加量は樹脂の種類によル異なシ
、酸素理論必要量の1〜3倍程加えることが好ましい。
反応温度、反応圧力は、水の超臨界状態に近込条件であ
る温度2500以上、圧力5 o atm以上が好まし
く、さらに水の超臨界状態である374C以上、215
 atm以上では反応効率が非常に高く特に好ましい。
他方、一定圧力で温度を上げると水の密度が0.05以
下となフ水の有機物に対する溶媒としての能力が低下す
るので1、水の密度が0.05以上となる範囲で操作す
べきである。
以上から本発明の方法では250c以上、かつ水の密度
が0.05以上となる圧力とすることが好ましい。
以下、本発明の実施例をあげて本発明の詳細な説明する
実施例1 8’X 10’μos、/cslの放射性物質を含むス
チレン系強酸性陽イオン交換樹脂(見掛比重0゜8、平
均粒径500μ) 100.Pに対して水を200g添
加し、攪拌器つき1.51容量のオートクレーブ(内面
無機ライニング)内に仕込んだ。
次に、このオートクレーブに空気を注入して圧力を15
0k1./iGとし、ヒータ及び外圧器によ)オートク
レーブ内を温度400C,圧力500 al+に昇温・
昇圧し、約30分間反応させた。この場合水の密度は0
.42であ・つた。
次に、オートクレーブを常温まで冷却し、反応ガスと反
応残液を回収し、反応残液は蒸留によル水を分離除去し
た。この場合、反応前後の物質収支と放射能濃度は次の
通〕であった。
¥2号 シ彎 乙フ (1)反応前 イオン交換樹脂  100  125   8  X1
0’(2)反応後 反応ガス      −8X10  1.6  XIO
″″14反応残渣       6   7.3  1
.j6X10’水          −−74X10
−’イオン交換樹脂の減容化率は7j/125中1/1
7であつ喪。又、反応ガス及び水の放射能は排気又は排
水の許容濃度以下であった。
実施例2 実施例1において、温度250 C,圧力50at++
+とした以外は同様にして実施した。この場合水の密度
は約0.88であシイオン交換樹脂の減容化率は約17
2.5であったが、反応ガス及び水の放射能は排気又り
排水の許容濃度以下であつ九。
比較例1 実IIA例1において、圧力は500 atmと一定と
し温度を600Cとし、水の密度が約0.06の条件と
した以外は同様に実施したところ、減容化率は約4/1
0であシ実施例1よシやや不良となった。
比較例2 実施例1において、温度200C1圧力50atmとし
た以外は同様に実施したところ、顕著な減容効果は認め
られなかった。
以上の実施例、比較例はスチレン系強酸性陽イオン交換
樹脂の場合を例示したが、これに限定されるものではな
く、前述のいずれのイオン交換樹脂の場合でも同様に効
果を得ることは言うまでもない。
(発明の効果) 以上の説明及び実施例の結果から明らかなように、本発
明の方法は、放射性廃棄物を処理した使用済イオン交換
樹脂を含有水分の除去は要せず、短時間に効率よく分解
でき、その容積を大巾に減少できるに加え、放射性廃ガ
ス或は排水の発生も抑制できるという効果を奏する。
したがって本発明は放射性物質関連産業等における廃棄
物処理法として応用して非常に有利である。
復代理人 内 1)  明 復代理人 藪 原 亮 −

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 放射性物質を処理した使用済みのイオン交換樹脂と水及
    び酸素含有ガス混合物を、温度250℃以上でかつ、水
    の密度が0.05以上となる圧力条件下で加熱処理し、
    該イオン交換樹脂を減容化することを特徴とする放射性
    廃棄物処理方法。
JP577985A 1985-01-18 1985-01-18 放射性廃棄物処理方法 Pending JPS61165696A (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011510281A (ja) * 2008-01-17 2011-03-31 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 放射性イオン交換樹脂のコンディショニング方法
JP2019082343A (ja) * 2017-10-29 2019-05-30 Hkテクノロジー株式会社 放射性廃棄物処理システム及び処理方法

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