JPS6133480B2 - - Google Patents
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- JPS6133480B2 JPS6133480B2 JP13184180A JP13184180A JPS6133480B2 JP S6133480 B2 JPS6133480 B2 JP S6133480B2 JP 13184180 A JP13184180 A JP 13184180A JP 13184180 A JP13184180 A JP 13184180A JP S6133480 B2 JPS6133480 B2 JP S6133480B2
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- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
Description
本発明は放射性廃棄物の減容処理法の改良であ
つて、一連の処理を安全かつ効率的に行なう方法
に関する。 原子力発電所などで発生する各種の放射性廃棄
物のうち、使用済みイオン交換樹脂、フイルター
スラツジはスラリー状態でタンクに貯蔵され、ま
た紙、布のような雑固体の多くは、ドラム罐など
に貯蔵保管されているのが現状であつて、その適
切な減容処理法の確立が急務となつている。 一般に、放射性廃棄物の減容処理は、同り放射
能レベルに属する異質な廃棄物をひとまとめにし
て処理でき、しかも廃棄物貯蔵容器からの取出し
にはじまつて最終の固化処理に至るまでの一連の
過程で、放射性物質の漏洩がなく、装置の保守が
容易で作業員の被ばくの危険を最少限にするもの
であることが望ましい。 このような観点から、前記した種類の放射性廃
棄物の減容処理法として、焼却法および酸分解法
が試みられている。 焼却法は、有機廃棄物の可燃性であることを利
用する処理法であるが、脱水や予備乾燥を必要と
するわずらわしさがある。また、燃焼に伴つて生
じる多量の排ガスが放射能をもたないことが前提
となるので、その処理設備を付帯させなければな
らない。従つて、雑固体などの低レベル放射性廃
棄物に対しては実績が認められているが、使用済
みイオン交換樹脂やフイルタースラツジのような
中レベル放射性廃棄物に対して実施するには至つ
ていない。 酸分解法は、250℃近辺といつた高温の硫酸中
に有機廃棄物を投入し、硝酸または過酸化水素を
加えて酸化分解する処理法である。高温で強酸を
使用するため、装置の材料としてタンタルなどの
高価なものを必要とし、保守も面倒である。もつ
と本質的な弱点は、酸分解生成物を固化処理する
際に、その中に残る酸を中和するために多量のア
ルカリを加えなければならず、多量の塩が生成す
る結果、減容処理の目的が十分はたせないことで
ある。 本発明の目的は、上述した既存の技術の欠点を
改良し、使用済みイオン交換樹脂、フイルタース
ラツジ、紙および布のような放射性の有機廃棄物
をひとまとめに減容処理し、装置材料への要求も
酸分解ほど厳しくなく、排ガス発生量も焼却にく
らべて少なく、しかも保守が容易で、放射能の漏
洩の危険がない効果的な放射性廃棄物の処理技術
を提供することにある。 本発明の放射性廃棄物の減容処理法は、放射性
の使用済みイオン交換樹脂、廃有機フイルタース
ラツジまたは廃有機高分子物質の少なくとも一種
を含む水性液中に、加熱加圧下に酸素を含むガス
を圧入し、上記の有機廃棄物を酸化して主として
二酸化炭素と水とに変え、二酸化炭素と放出し、
ついで反応後の水性液を蒸発濃縮し、蒸発成分は
復水処理して凝縮水を回収再利用するとともに非
凝縮成分に必要な処理を施して放出し、蒸発残渣
はセメント、アスフアルトまたはプラスチツクを
利用した固化処理系へ送つて処理することからな
る。 上記の減容処理法をブロツクダイアグラムに示
せば、第１図のとおりである。 容器に貯えられた使用済みイオン交換樹脂やフ
イルタースラツジは、たとえば水中撹拌型スラリ
ー抜出しポンプなどの手段により、固形分濃度５
％以下のスラリーとしてとり出す。一方、紙、
布、ゴム等の雑固体は、配管を詰まらせない限度
まで裁断し、調製タンクで単に水を加えるか、あ
るいは上記のスラリーに加え、処理に適するスラ
リーとする。このとき必要に応じて水を加える
が、その水は、後の蒸発濃縮工程で分離した水を
用いれば、処理すべき液の量を増すことにはなら
ない。 有機廃棄物を１種類または複数種類ひとまとめ
にして含有する水性液は、酸化装置に送つて、温
度200〜300℃の高温で、酸素を含むガスを圧入
し、20〜100Kg／cm2の高圧下で酸化する。酸素を
含むガスは、空気、純酸素または両者を適当な割
合で混合した酸素富化空気のいずれを用いてもよ
い。圧力は、いうまでもなく、その温度における
飽和蒸気圧を超えるものでなければならない。
（たとえば、250℃では40気圧をこえ、50〜60気
圧。） 酸化により有機廃棄物は大部分が二酸化炭素お
よび水に無機化されて、減容が進む。分解されな
かつた残渣を含むスラリーは、続いて蒸発操作に
より濃縮する。高温高圧のスラリーは、フラツシ
ングにより容易に水分を蒸発させることができ
る。蒸発した成分は、復水器において大部分の水
分を凝縮させる。回収した水は、前記したスラリ
ー調製のほか、機器ドレン廃液系に再利用でき
る。非凝縮ガスは、ほとんどが生成した二酸化炭
素、未反応の酸素（および空気を用いたときは窒
素）からなり、通常は少量のNOxやSOxを含む、
場合によつては微量であるが放射性物質が混入す
ることがある。スクラツバーにより水洗し、必要
により高性能フイルターを通すことによつて、建
屋換気系にのせて大気中に放出することができ
る。 蒸発濃縮の残留物は、たとえば沈降分離により
上澄みと濃縮スラリーとに分け、前者は前述のよ
うに被処理スラリーの調製に使用したり、別のコ
ンセントレータに送つてさらに濃縮する。コンセ
ントレータは、放射性廃棄物の処理に常用されて
いる装置である。後者すなわち濃縮スラリーは、
コンセントレータからの濃縮物があるときはそれ
とともに、固化処理系に送つて処理する。固化に
はセメント固化、アスフアルト固化、さらにはプ
ラスチツク固化などの技術が放射性廃棄物の処理
において確立されているので、それを利用すれば
よい。 有機物質が水性液中で加熱加圧下に酸化され得
ることは、以前から知られており、ジンマーマン
（Zimmermann）プロセスの名で、一部の分野で
実用されている。本発明者らは、この湿式酸化プ
ロセスが放射性の有機廃棄物に対しても効果的に
適用できることをはじめて見出し、それを利用し
た減容処理法を確立して本発明に至つたのであ
る。 本発明の放射性廃棄物の減容処理法は、既存の
処理技術と比較するとき、その優位が明らかであ
る。 焼却法のような高温操作がなく安全であるし、
脱水・乾燥のような予備処理が不要でシステムが
簡単である。発生する排ガス量が少なく、その中
に放射性物質が含まれる可能性は低く、放出のた
めの処理が容易である。 酸分解法よりは装置の材質に対する要求がゆる
やかであり、保守も好都合である。減容の効果
は、はるかに高くて、固化処理すべき残渣は数十
分の一となる。これは、有機廃棄物の酸化分解が
通常95％以上、好ましい条件下ではそれを超える
高率に達するので、残渣の量がわずかになるから
である。残渣は、無機物と放射能とを水層中に封
じこめた濃縮スラリーの状態で得られるため、既
存の固化処理技術の任意のものに接続できる。 湿式酸化は、反応の発熱によりその条件の維持
が容易であり、高温高圧で反応を終るスラリー
は、自己のもつ熱量で容易に蒸発濃縮できる。従
つて、消費エネルギーが少なくてすむ。 このように本発明は、種々の放射性有機廃棄物
を一元的に処理する有利な減容処理法である。 いうまでもなく、本発明の減容処理法は、処理
量そのほかの因子に従つて、回分式でも連続式で
も実施できる。 まず回分式の場合を説明すれば、第２図に示す
ように、ライン１１および１２からの使用ずみイ
オン交換樹脂およびフイルタースラツジを、タン
ク１３に受けた雑固体とともに、またそれぞれ単
独でスラリー調製タンク１４に入れ、そこで濃度
53％〜（重量）程度のスラリーとする。 これを、三方バルブ１５の操作により、高圧反
応器２１に装入し、酸素源２２から酸化反応に必
要な酸素を残りの空間に加圧充填する。反応装置
２１には撹拌機２３および加熱手段（図示してな
い）が付属しており、適当な温度圧力下に、装入
された有機廃棄物の湿式酸化を行なう。 酸化に必要な酸素の量は、廃棄物の種類やスラ
リー濃度によつて大幅に異なるから、装入スラリ
ー量と酸素量（充填空間の容積および圧力により
定まる）との比率を変えるなり、スラリー濃度を
調整するなりして、バランスをはかる。必要な場
合には、酸化により消費された酸素は補給して、
反応を続ける。反応温度を250℃にするならば、
系の圧力は、この温度における水蒸気圧である約
40Kg／cm2プラス酸素（または空気）の充填圧とな
る。装置の負担の軽減と安全のために、後者を過
大にせずに操業することが好ましく、通常は50〜
60Kg／cm2の全圧が適当であろう。 供給すべき酸素の量は、有機廃棄物を酸化して
水と二酸化炭素とに変換させるのに必要な理論量
に対し、通常は1.2〜2.0倍の範囲内にある。 このような圧力の下で撹拌機を回転させながら
加熱して、200℃程度まで昇温すると酸化反応が
進行して、以後の加熱は不要となるか、またはわ
ずかで足りるであろう。酸化反応は酸素とスラリ
ーの混合の度合、つまり撹拌機の回転数を変える
ことにより容易にコントロールできる。撹拌を止
めれば反応は実質上停止するに至り、暴走のおそ
れなく実施できる。 有機廃棄物の酸化は、経済的な範囲内でなるべ
く高率に行ないたい。後に示す実験データから明
らかなように、250℃×１時間程度の反応で、95
％以上を酸化分解することが容易である。 所定の反応を終えたならば、ライン２４を開放
することにより、高温高圧のスラリーから大量の
水分を蒸気として抜き出してスラリーを濃縮する
とともに、その温度を下げることができる。つい
でライン２６を開放し、反応容器内に窒素ガスな
どを圧入すれば、内部に残つたスラリーが固液分
離タンク４１に移送される。 ライン２４の先には、コンデンサー３１および
必要に応じて簡単な排ガス処理装置（図示してな
い）を設け、酸化反応生成物である炭酸ガスと未
反応酸素（空気を圧入したときは窒素も）だけ
が、ライン３２を通じて大気中に出るようにす
る。凝縮水はライン３３からとり出し、回収再利
用するか、または放流する。 固液分離タンク４１における沈降分離の上澄み
水は、ライン４２から回収してスラリー調製用水
として再使用するか、またはコンセントレータに
送つてさらに濃縮する。濃縮された残渣を含むス
ラリーは、底部からライン４３に抜き出し、固化
装置に送つて固化処理する。 なお、反応容器２１には安全装置をとりつけ、
容器内圧が異常に高くなつたときにそなえる。そ
の先端は固液分離タンク４１内に向け、放射性物
質の漏洩を防ぐ。使用ずみ樹脂の酸化分解に伴つ
て、かなりの量の塩素イオンが生成することがあ
る。従つて、反応容器には、塩素による腐食に耐
える材料を使用すべきである。 次に、連続式の場合について、第３図を参照し
て述べる。ライン５１，５２およびタンク５３を
通して、使用ずみイオン交換樹脂、フイルタース
ラツジおよび雑固体を、スラリー調製タンク５４
において湿式酸化分解するに適したものにするこ
とは、回分式の場合と同じである。スラリーは高
圧ポンプ５５で必要な圧力（たとえば反応温度
250℃のとき、60Kg／cm2）まで加圧され、予熱器
５６で反応温度に昇温されて反応塔６１に入る。 反応塔６１には、高圧コンプレツサー６２を用
いて酸素または空気を送り込み、そのスラリーと
の混合物が塔内をゆつくり上昇する間に、有機廃
棄物の酸化分解が進む。 反応塔６１を出たものは、気液分離装置６３に
移り、そこで、気相成分すなわち反応により生成
した炭酸ガス、未反応の酸素（および空気を使用
したときは窒素）ならびに水蒸気と、液相成分す
なわち未分解の固形分を含むスラリーとに分かれ
る。前者は減圧弁をへてスクラツバ７１に入り、
残存しているNOx、SOx、アンモニアおよび微量
の放射性固体物質を水洗により除去して、必要が
あればさらに高性能フイルターを通して、ライン
７２から大気中に放出する。後者は、同様に圧力
調整弁をへて、固液分離タンク８１に入る。 固液分離タンク８１は、加熱手段（図示してな
い）をそなえ、ここでさらに蒸発濃縮を行なうこ
とが望ましい。連続式の操作は処理量が多いこと
を前提にしており、ここで分離された液をさらに
濃縮する必要がある場合、コンセントレータの能
力を超えることが予想されるからである。 固液分離タンク８１からの水蒸気は、コンデン
サ９１で凝縮させ、タンク９２に受ける。この水
はライン７３からとり出して、スラリー調製用に
あてる。底部から出る未分解物の濃縮スラリー
を、ライン８３をへてとり出し、固化装置に送つ
て固化処理することは、回分式の場合と同じであ
る。 実施例 以下に実験データを挙げて、本発明の減容処理
法を説明する。 １ まず、内容積100mlのオートクレーブを使用
して、 アニオン交換樹脂 IRA 400 カチオン交換樹脂 IR 120B を対象とする回分式の湿式酸化を、酸素分圧を
それぞれ45Kg／cm2（IRA 400）および25Kg／cm2
（IR 120B）に設定し、180〜300℃の種々の温
度で各１時間ずつ行ない、残留物を分析して、
全有機炭素分（以下、「TOC」と記す。）の酸
化分解率を測定した。 その結果を、それぞれ第４図および第５図に
示す。アニオンおよびカチオン交換樹脂は、両
者とも250℃で95％以上酸化されていることが
わかる。 酸化分解後の液は、分解率が少なくとも80％
に達すれば発泡性はなく、蒸発濃縮が容易にで
きることが確かめられた。 ２ 同じ装置で、フイルタースラツジとして
「KCフロツク」を対象とする、同様な湿式酸化
を、190〜290℃の種々の温度において、全圧を
広い範囲に変動させるが酸素分圧はほぼ20〜21
Kg／cm2となるよう酸素濃度を調節した酸素富化
空気または空気を圧入して、各１時間ずつの反
応時間で実施した。 その結果を、次の表に示す。
つて、一連の処理を安全かつ効率的に行なう方法
に関する。 原子力発電所などで発生する各種の放射性廃棄
物のうち、使用済みイオン交換樹脂、フイルター
スラツジはスラリー状態でタンクに貯蔵され、ま
た紙、布のような雑固体の多くは、ドラム罐など
に貯蔵保管されているのが現状であつて、その適
切な減容処理法の確立が急務となつている。 一般に、放射性廃棄物の減容処理は、同り放射
能レベルに属する異質な廃棄物をひとまとめにし
て処理でき、しかも廃棄物貯蔵容器からの取出し
にはじまつて最終の固化処理に至るまでの一連の
過程で、放射性物質の漏洩がなく、装置の保守が
容易で作業員の被ばくの危険を最少限にするもの
であることが望ましい。 このような観点から、前記した種類の放射性廃
棄物の減容処理法として、焼却法および酸分解法
が試みられている。 焼却法は、有機廃棄物の可燃性であることを利
用する処理法であるが、脱水や予備乾燥を必要と
するわずらわしさがある。また、燃焼に伴つて生
じる多量の排ガスが放射能をもたないことが前提
となるので、その処理設備を付帯させなければな
らない。従つて、雑固体などの低レベル放射性廃
棄物に対しては実績が認められているが、使用済
みイオン交換樹脂やフイルタースラツジのような
中レベル放射性廃棄物に対して実施するには至つ
ていない。 酸分解法は、250℃近辺といつた高温の硫酸中
に有機廃棄物を投入し、硝酸または過酸化水素を
加えて酸化分解する処理法である。高温で強酸を
使用するため、装置の材料としてタンタルなどの
高価なものを必要とし、保守も面倒である。もつ
と本質的な弱点は、酸分解生成物を固化処理する
際に、その中に残る酸を中和するために多量のア
ルカリを加えなければならず、多量の塩が生成す
る結果、減容処理の目的が十分はたせないことで
ある。 本発明の目的は、上述した既存の技術の欠点を
改良し、使用済みイオン交換樹脂、フイルタース
ラツジ、紙および布のような放射性の有機廃棄物
をひとまとめに減容処理し、装置材料への要求も
酸分解ほど厳しくなく、排ガス発生量も焼却にく
らべて少なく、しかも保守が容易で、放射能の漏
洩の危険がない効果的な放射性廃棄物の処理技術
を提供することにある。 本発明の放射性廃棄物の減容処理法は、放射性
の使用済みイオン交換樹脂、廃有機フイルタース
ラツジまたは廃有機高分子物質の少なくとも一種
を含む水性液中に、加熱加圧下に酸素を含むガス
を圧入し、上記の有機廃棄物を酸化して主として
二酸化炭素と水とに変え、二酸化炭素と放出し、
ついで反応後の水性液を蒸発濃縮し、蒸発成分は
復水処理して凝縮水を回収再利用するとともに非
凝縮成分に必要な処理を施して放出し、蒸発残渣
はセメント、アスフアルトまたはプラスチツクを
利用した固化処理系へ送つて処理することからな
る。 上記の減容処理法をブロツクダイアグラムに示
せば、第１図のとおりである。 容器に貯えられた使用済みイオン交換樹脂やフ
イルタースラツジは、たとえば水中撹拌型スラリ
ー抜出しポンプなどの手段により、固形分濃度５
％以下のスラリーとしてとり出す。一方、紙、
布、ゴム等の雑固体は、配管を詰まらせない限度
まで裁断し、調製タンクで単に水を加えるか、あ
るいは上記のスラリーに加え、処理に適するスラ
リーとする。このとき必要に応じて水を加える
が、その水は、後の蒸発濃縮工程で分離した水を
用いれば、処理すべき液の量を増すことにはなら
ない。 有機廃棄物を１種類または複数種類ひとまとめ
にして含有する水性液は、酸化装置に送つて、温
度200〜300℃の高温で、酸素を含むガスを圧入
し、20〜100Kg／cm2の高圧下で酸化する。酸素を
含むガスは、空気、純酸素または両者を適当な割
合で混合した酸素富化空気のいずれを用いてもよ
い。圧力は、いうまでもなく、その温度における
飽和蒸気圧を超えるものでなければならない。
（たとえば、250℃では40気圧をこえ、50〜60気
圧。） 酸化により有機廃棄物は大部分が二酸化炭素お
よび水に無機化されて、減容が進む。分解されな
かつた残渣を含むスラリーは、続いて蒸発操作に
より濃縮する。高温高圧のスラリーは、フラツシ
ングにより容易に水分を蒸発させることができ
る。蒸発した成分は、復水器において大部分の水
分を凝縮させる。回収した水は、前記したスラリ
ー調製のほか、機器ドレン廃液系に再利用でき
る。非凝縮ガスは、ほとんどが生成した二酸化炭
素、未反応の酸素（および空気を用いたときは窒
素）からなり、通常は少量のNOxやSOxを含む、
場合によつては微量であるが放射性物質が混入す
ることがある。スクラツバーにより水洗し、必要
により高性能フイルターを通すことによつて、建
屋換気系にのせて大気中に放出することができ
る。 蒸発濃縮の残留物は、たとえば沈降分離により
上澄みと濃縮スラリーとに分け、前者は前述のよ
うに被処理スラリーの調製に使用したり、別のコ
ンセントレータに送つてさらに濃縮する。コンセ
ントレータは、放射性廃棄物の処理に常用されて
いる装置である。後者すなわち濃縮スラリーは、
コンセントレータからの濃縮物があるときはそれ
とともに、固化処理系に送つて処理する。固化に
はセメント固化、アスフアルト固化、さらにはプ
ラスチツク固化などの技術が放射性廃棄物の処理
において確立されているので、それを利用すれば
よい。 有機物質が水性液中で加熱加圧下に酸化され得
ることは、以前から知られており、ジンマーマン
（Zimmermann）プロセスの名で、一部の分野で
実用されている。本発明者らは、この湿式酸化プ
ロセスが放射性の有機廃棄物に対しても効果的に
適用できることをはじめて見出し、それを利用し
た減容処理法を確立して本発明に至つたのであ
る。 本発明の放射性廃棄物の減容処理法は、既存の
処理技術と比較するとき、その優位が明らかであ
る。 焼却法のような高温操作がなく安全であるし、
脱水・乾燥のような予備処理が不要でシステムが
簡単である。発生する排ガス量が少なく、その中
に放射性物質が含まれる可能性は低く、放出のた
めの処理が容易である。 酸分解法よりは装置の材質に対する要求がゆる
やかであり、保守も好都合である。減容の効果
は、はるかに高くて、固化処理すべき残渣は数十
分の一となる。これは、有機廃棄物の酸化分解が
通常95％以上、好ましい条件下ではそれを超える
高率に達するので、残渣の量がわずかになるから
である。残渣は、無機物と放射能とを水層中に封
じこめた濃縮スラリーの状態で得られるため、既
存の固化処理技術の任意のものに接続できる。 湿式酸化は、反応の発熱によりその条件の維持
が容易であり、高温高圧で反応を終るスラリー
は、自己のもつ熱量で容易に蒸発濃縮できる。従
つて、消費エネルギーが少なくてすむ。 このように本発明は、種々の放射性有機廃棄物
を一元的に処理する有利な減容処理法である。 いうまでもなく、本発明の減容処理法は、処理
量そのほかの因子に従つて、回分式でも連続式で
も実施できる。 まず回分式の場合を説明すれば、第２図に示す
ように、ライン１１および１２からの使用ずみイ
オン交換樹脂およびフイルタースラツジを、タン
ク１３に受けた雑固体とともに、またそれぞれ単
独でスラリー調製タンク１４に入れ、そこで濃度
53％〜（重量）程度のスラリーとする。 これを、三方バルブ１５の操作により、高圧反
応器２１に装入し、酸素源２２から酸化反応に必
要な酸素を残りの空間に加圧充填する。反応装置
２１には撹拌機２３および加熱手段（図示してな
い）が付属しており、適当な温度圧力下に、装入
された有機廃棄物の湿式酸化を行なう。 酸化に必要な酸素の量は、廃棄物の種類やスラ
リー濃度によつて大幅に異なるから、装入スラリ
ー量と酸素量（充填空間の容積および圧力により
定まる）との比率を変えるなり、スラリー濃度を
調整するなりして、バランスをはかる。必要な場
合には、酸化により消費された酸素は補給して、
反応を続ける。反応温度を250℃にするならば、
系の圧力は、この温度における水蒸気圧である約
40Kg／cm2プラス酸素（または空気）の充填圧とな
る。装置の負担の軽減と安全のために、後者を過
大にせずに操業することが好ましく、通常は50〜
60Kg／cm2の全圧が適当であろう。 供給すべき酸素の量は、有機廃棄物を酸化して
水と二酸化炭素とに変換させるのに必要な理論量
に対し、通常は1.2〜2.0倍の範囲内にある。 このような圧力の下で撹拌機を回転させながら
加熱して、200℃程度まで昇温すると酸化反応が
進行して、以後の加熱は不要となるか、またはわ
ずかで足りるであろう。酸化反応は酸素とスラリ
ーの混合の度合、つまり撹拌機の回転数を変える
ことにより容易にコントロールできる。撹拌を止
めれば反応は実質上停止するに至り、暴走のおそ
れなく実施できる。 有機廃棄物の酸化は、経済的な範囲内でなるべ
く高率に行ないたい。後に示す実験データから明
らかなように、250℃×１時間程度の反応で、95
％以上を酸化分解することが容易である。 所定の反応を終えたならば、ライン２４を開放
することにより、高温高圧のスラリーから大量の
水分を蒸気として抜き出してスラリーを濃縮する
とともに、その温度を下げることができる。つい
でライン２６を開放し、反応容器内に窒素ガスな
どを圧入すれば、内部に残つたスラリーが固液分
離タンク４１に移送される。 ライン２４の先には、コンデンサー３１および
必要に応じて簡単な排ガス処理装置（図示してな
い）を設け、酸化反応生成物である炭酸ガスと未
反応酸素（空気を圧入したときは窒素も）だけ
が、ライン３２を通じて大気中に出るようにす
る。凝縮水はライン３３からとり出し、回収再利
用するか、または放流する。 固液分離タンク４１における沈降分離の上澄み
水は、ライン４２から回収してスラリー調製用水
として再使用するか、またはコンセントレータに
送つてさらに濃縮する。濃縮された残渣を含むス
ラリーは、底部からライン４３に抜き出し、固化
装置に送つて固化処理する。 なお、反応容器２１には安全装置をとりつけ、
容器内圧が異常に高くなつたときにそなえる。そ
の先端は固液分離タンク４１内に向け、放射性物
質の漏洩を防ぐ。使用ずみ樹脂の酸化分解に伴つ
て、かなりの量の塩素イオンが生成することがあ
る。従つて、反応容器には、塩素による腐食に耐
える材料を使用すべきである。 次に、連続式の場合について、第３図を参照し
て述べる。ライン５１，５２およびタンク５３を
通して、使用ずみイオン交換樹脂、フイルタース
ラツジおよび雑固体を、スラリー調製タンク５４
において湿式酸化分解するに適したものにするこ
とは、回分式の場合と同じである。スラリーは高
圧ポンプ５５で必要な圧力（たとえば反応温度
250℃のとき、60Kg／cm2）まで加圧され、予熱器
５６で反応温度に昇温されて反応塔６１に入る。 反応塔６１には、高圧コンプレツサー６２を用
いて酸素または空気を送り込み、そのスラリーと
の混合物が塔内をゆつくり上昇する間に、有機廃
棄物の酸化分解が進む。 反応塔６１を出たものは、気液分離装置６３に
移り、そこで、気相成分すなわち反応により生成
した炭酸ガス、未反応の酸素（および空気を使用
したときは窒素）ならびに水蒸気と、液相成分す
なわち未分解の固形分を含むスラリーとに分かれ
る。前者は減圧弁をへてスクラツバ７１に入り、
残存しているNOx、SOx、アンモニアおよび微量
の放射性固体物質を水洗により除去して、必要が
あればさらに高性能フイルターを通して、ライン
７２から大気中に放出する。後者は、同様に圧力
調整弁をへて、固液分離タンク８１に入る。 固液分離タンク８１は、加熱手段（図示してな
い）をそなえ、ここでさらに蒸発濃縮を行なうこ
とが望ましい。連続式の操作は処理量が多いこと
を前提にしており、ここで分離された液をさらに
濃縮する必要がある場合、コンセントレータの能
力を超えることが予想されるからである。 固液分離タンク８１からの水蒸気は、コンデン
サ９１で凝縮させ、タンク９２に受ける。この水
はライン７３からとり出して、スラリー調製用に
あてる。底部から出る未分解物の濃縮スラリー
を、ライン８３をへてとり出し、固化装置に送つ
て固化処理することは、回分式の場合と同じであ
る。 実施例 以下に実験データを挙げて、本発明の減容処理
法を説明する。 １ まず、内容積100mlのオートクレーブを使用
して、 アニオン交換樹脂 IRA 400 カチオン交換樹脂 IR 120B を対象とする回分式の湿式酸化を、酸素分圧を
それぞれ45Kg／cm2（IRA 400）および25Kg／cm2
（IR 120B）に設定し、180〜300℃の種々の温
度で各１時間ずつ行ない、残留物を分析して、
全有機炭素分（以下、「TOC」と記す。）の酸
化分解率を測定した。 その結果を、それぞれ第４図および第５図に
示す。アニオンおよびカチオン交換樹脂は、両
者とも250℃で95％以上酸化されていることが
わかる。 酸化分解後の液は、分解率が少なくとも80％
に達すれば発泡性はなく、蒸発濃縮が容易にで
きることが確かめられた。 ２ 同じ装置で、フイルタースラツジとして
「KCフロツク」を対象とする、同様な湿式酸化
を、190〜290℃の種々の温度において、全圧を
広い範囲に変動させるが酸素分圧はほぼ20〜21
Kg／cm2となるよう酸素濃度を調節した酸素富化
空気または空気を圧入して、各１時間ずつの反
応時間で実施した。 その結果を、次の表に示す。
【表】
３ 雑固体の例として塩化ビニル樹脂およびゴム
の細片をとり、同じ装置で、温度250℃、酸素
分圧45Kg／cm2の条件で１時間、湿式酸化分解し
てTOC分解率をしらべた。 その結果は次のとおりである。
の細片をとり、同じ装置で、温度250℃、酸素
分圧45Kg／cm2の条件で１時間、湿式酸化分解し
てTOC分解率をしらべた。 その結果は次のとおりである。
【表】
４ 以上の実験により、放射性の廃棄物に含まれ
る有機廃棄物の代表的なものが、いずれも湿式
酸化により分解され減容できることを確認した
ので、第２図に示した減容処理装置を組み立
て、下記の組成の模疑放射性廃棄物の水性液を
対象にして、回分操作による減容処理を行なつ
た。 アニオン交換樹脂 １ｇ カチオン交換樹脂 １ｇ フイルタースラツジ １ｇ 雑固体（ゴム） １ｇ 水 96ml 湿式酸化処理の反応条件はつぎのとおりであ
る。 温 度 250℃ 全 圧 75Kg／cm2、酸素分圧 40Kg／cm2 時 間 1hr つぎの結果を得た。 TOC分解率 95％ 残存固形分 0.2ｇ 減容比（スラリー体積／残存固形分体積）約
100
る有機廃棄物の代表的なものが、いずれも湿式
酸化により分解され減容できることを確認した
ので、第２図に示した減容処理装置を組み立
て、下記の組成の模疑放射性廃棄物の水性液を
対象にして、回分操作による減容処理を行なつ
た。 アニオン交換樹脂 １ｇ カチオン交換樹脂 １ｇ フイルタースラツジ １ｇ 雑固体（ゴム） １ｇ 水 96ml 湿式酸化処理の反応条件はつぎのとおりであ
る。 温 度 250℃ 全 圧 75Kg／cm2、酸素分圧 40Kg／cm2 時 間 1hr つぎの結果を得た。 TOC分解率 95％ 残存固形分 0.2ｇ 減容比（スラリー体積／残存固形分体積）約
100
第１図は、本発明の減容処理法の工程を示すブ
ロツクダイアグラムである。第２図および第３図
は、本発明の減容処理法を実施する装置の例を示
すフローチヤートであつて、第２図は回分式の場
合を、第３図は連続式の場合をそれぞれあらわ
す。第４図および第５図は、湿式酸化処理により
イオン交換樹脂を酸化分解したときの、TOC分
解率と温度との関係を示すグラフである。 １４，５４……スラリー調製タンク、２１……
反応容器、６１……反応塔、２２……酸素源、６
２……高圧コンプレツサー、３１……コンデンサ
ー、６３……気液分離装置、４１，８１……固液
分離装置、７１……スクラツバー、９１……コン
デンサー。
ロツクダイアグラムである。第２図および第３図
は、本発明の減容処理法を実施する装置の例を示
すフローチヤートであつて、第２図は回分式の場
合を、第３図は連続式の場合をそれぞれあらわ
す。第４図および第５図は、湿式酸化処理により
イオン交換樹脂を酸化分解したときの、TOC分
解率と温度との関係を示すグラフである。 １４，５４……スラリー調製タンク、２１……
反応容器、６１……反応塔、２２……酸素源、６
２……高圧コンプレツサー、３１……コンデンサ
ー、６３……気液分離装置、４１，８１……固液
分離装置、７１……スクラツバー、９１……コン
デンサー。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性の使用済みイオン交換樹脂、廃有機フ
イルタースラツジまたは廃有機高分子物質の少な
くとも一種を含む水性液中に、加熱加圧下に酸素
を含むガスを圧入し、上記の有機廃棄物を酸化し
て主として二酸化炭素と水とに変え、二酸化炭素
は放出し、ついで反応後の水性液を蒸発濃縮し、
蒸発成分は復水処理して凝縮水を回収再利用する
とともに非凝縮成分に必要な処理を施して放出
し、蒸発残渣は固化処理系へ送つて処理すること
からなる放射性廃棄物の減容処理法。 ２ 温度200〜300℃、圧力20〜100気圧において
酸素を含むガスを圧入して有機廃棄物を酸化する
特許請求の範囲第１項の処理法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13184180A JPS5756796A (en) | 1980-09-22 | 1980-09-22 | Volume decreasing method for radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13184180A JPS5756796A (en) | 1980-09-22 | 1980-09-22 | Volume decreasing method for radioactive waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5756796A JPS5756796A (en) | 1982-04-05 |
| JPS6133480B2 true JPS6133480B2 (ja) | 1986-08-02 |
Family
ID=15067345
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP13184180A Granted JPS5756796A (en) | 1980-09-22 | 1980-09-22 | Volume decreasing method for radioactive waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5756796A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0252382U (ja) * | 1988-10-03 | 1990-04-16 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5958400A (ja) * | 1982-09-28 | 1984-04-04 | 日本原子力事業株式会社 | 放射性イオン交換樹脂の減容固化方法 |
| JP2013195388A (ja) * | 2012-03-22 | 2013-09-30 | Teisan Konan Kotsu Co Ltd | 放射性物質汚染廃棄物処理システム |
-
1980
- 1980-09-22 JP JP13184180A patent/JPS5756796A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0252382U (ja) * | 1988-10-03 | 1990-04-16 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5756796A (en) | 1982-04-05 |
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