JPS6168600A - 放射性廃液処理装置 - Google Patents

放射性廃液処理装置

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JPS6168600A
JPS6168600A JP18954884A JP18954884A JPS6168600A JP S6168600 A JPS6168600 A JP S6168600A JP 18954884 A JP18954884 A JP 18954884A JP 18954884 A JP18954884 A JP 18954884A JP S6168600 A JPS6168600 A JP S6168600A
Authority
JP
Japan
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waste liquid
sodium sulfate
radioactive
radioactive waste
treater
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Pending
Application number
JP18954884A
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English (en)
Inventor
敦 木名瀬
吉川 凉三
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Hitachi Ltd
Hitachi Kyowa Engineering Co Ltd
Original Assignee
Hitachi Kyowa Kogyo Ltd
Hitachi Ltd
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Publication date
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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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、放射性廃液処理装置に係り、特に、放射性廃
液固化体の減容に好適な放射性廃液処理装置に関する。
〔発明の背景〕
従来、原子力発電所で発生する放射性廃液の内、発電所
内各浄化系脱塩器のイオン交換樹脂の薬品再生で発生す
る放射性廃液は、イオン状の成分を多量に含むため、蒸
発濃縮処理された後、固化処理されていた。ここでイオ
ン状成分の大部分は、イオン交換樹脂の再生に使用され
た硫酸と水酸化ナトリウムの中和生成物である硫酸ナト
リウムでおる。硫酸ナトリウムは、それ自身非放射性物
質である。したがって従来の蒸発濃縮−同化処理法は、
非放射性物質を含めて一旦処理していた為、本質的な廃
棄物の減容となっていなかった欠点があった。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、原子力発電所で発生する放射性のイオ
ン交換樹脂の再生廃液から非放射性の硫酸ナトリウムを
精製分離することのできる放射性廃液処理装置を提供す
ることにある。
〔発明の概要〕
本発明の特徴は、廃液収集タンクと廃液濃縮器と濃縮廃
液貯蔵タンクと廃液同化装置からなる放射性廃液処理装
置において硫酸ナトリウム晶析分離装置を設けたことに
ある。
〔発明の実施例〕
原子力発電所で発生するイオン交換樹脂の再生廃液は、
前述の様に硫酸す) IJウムを多量に含んだまま固化
処理されていたが、従来においても水は、分離精製され
発電所内で再利用又は十分な管理のもとに系外放出され
、廃液対固化体の比率から大きな減容に役立ってきた。
この意味では、それ自身非放射性である硫酸ナトリウム
も精製が十分に行なわれれば十分に再利用又は、廃棄処
分も可能であり、硫酸ナトリウムが除去された廃液中の
固形分は、従来の固形分より減容されることになる。第
1表に一般的な原子力発電所で発生するイオン交換樹脂
の再生廃液の固形物成分比率の一例を示す。硫酸ナトリ
ウムを除去することにより1/80以下に減容すること
が可能であることが判る。
本発明では、この硫酸ナトリウム除去分離のだめ冷却晶
析法を採用する。冷却晶析法は、旧来がら適当な条件の
もとでは不純な溶液からでも十分な精製能力を有する分
離手段として使用されてきた実績がある。
また、冷却晶析法を採用することにより、硫酸す) I
Jウムが10水塩として得られ、比較的粗大な結晶を得
ることが容易にでき、廃液中の懸濁固形物との分離が簡
単になる利点がある。
しかし、原子力発電所で発生する廃液は、放射性物質を
含んでいるため、放射能除去が分離装置性能の重要なポ
イントとなる。
そこで本発明では、第1表に示す廃液を使用して実際に
冷却晶析実験を行なった所、第2表に示す結果が得られ
、良好な放射能除去係数が得られた。特に、ナトリウム
と同族でイオン化しゃすいセシウムでも、良好な除去係
数を有している。これは、硫酸ナトリウム、10水塩が
特異な結晶状態であ多硫酸す) IJウム、1o水塩と
同形の結晶状態を持つものは数種にかぎられる為である
第2表 以下、本発明の一実施例を第1図によシ説明する。
イオン交換樹脂再生廃液は、8より廃液収集タンク1に
集められる。次に、廃液濃縮器2で硫酸す) IJウム
の飽和濃度付近まで蒸発濃縮され、濃縮廃液貯蔵タンク
3に移送される。ちなみに、従来法は、これよシ固化装
置に送られ固化されていた。
本発明では、濃縮廃液貯蔵タンクより硫酸ナトリウム晶
析装置4に移送され、冷却器11により晶析槽の温度を
徐々に低下させる。この温度降下により硫酸ナトリウム
が過飽和状態となり結晶析出が起こる。さらに冷却と循
環を繰シ返し、結晶を成長させ、粒度の均一化および結
晶の純度を上げる。晶析操作が済むと母液と結晶をいっ
しょに結晶分離及び洗浄装置5に移送され、硫酸す) 
IJラム・水塩結晶のみ結晶分離ストレーナに捕集され
る。さらに、結晶表面の母液を結晶洗浄スプレー10で
洗浄し、ストレーナを取り出して硫酸ナトリウムを回収
する。洗浄廃液は、懸濁不純物分離槽6に導びかれ、固
形物と溶液に分離される。
固形物は分離槽から取シ出す。溶液は、放射能濃度およ
び硫酸ナトリウム以外の塩類濃度によシそれらの濃度が
低い場合は、廃液収集タンクに移送され再度蒸発濃縮後
固化される。また、濃度が高い場合は、ただちに固化さ
れる。
本実施例によれば、次のような効果がある。
(1)樹脂再生廃液濃縮廃液固化体の本数が、どの様な
固化方法を用いても従来より1/80以下に(2)硫酸
ナトリウムが、化学的にも、放射能的にも純粋に回収で
きる為、回収硫酸ナトリウムの処理・処分について以下
の道が開ける。
■ 非放射性の一般廃棄物としての廃棄処分。
■ 硫酸ナトリウム電解法等の適用による硫酸・水酸化
ナトリウムへの転換回収再利用。
〔発明の効果〕
本発明によれば、原子力発電所で発生するイオン交換樹
脂の再生廃液中の硫酸ナトリウムを純粋に分離回収でき
るので、廃棄物全大巾に減容できる効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明の一実施例であり、硫酸ナトリウム晶
析分離装置を設けた放射性廃液処理装置のフローシート
である。 1・・・廃液収集タンク、2・・・廃液濃縮器、3・・
・濃縮廃液貯蔵タンク、4・・・硫酸ナトリウム晶析装
置、5・・・結晶分離及び洗浄装置、6・・・懸濁不純
物分離槽、11・・・冷却器。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、廃液収集タンクと廃液濃縮器と濃縮廃液貯蔵タンク
    と廃液固化装置からなる放射性廃液処理装置において硫
    酸ナトリウム晶析分離装置を設けたことを特徴とする放
    射性廃液処理装置。 2、特許請求の範囲第1項において、硫酸ナトリウム晶
    析分離装置は、冷却晶析法を用いることにより硫酸ナト
    リウムを硫酸ナトリウム・10水塩で分離することを特
    徴とする放射性廃液処理装置。
JP18954884A 1984-09-12 1984-09-12 放射性廃液処理装置 Pending JPS6168600A (ja)

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JPS6168600A true JPS6168600A (ja) 1986-04-08

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5586195A (en) * 1992-11-18 1996-12-17 Capcom Co., Ltd. Body-acoustic device
JP2013181953A (ja) * 2012-03-05 2013-09-12 Taiheiyo Cement Corp セシウムの選択的分離方法、およびその装置

Cited By (2)

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5586195A (en) * 1992-11-18 1996-12-17 Capcom Co., Ltd. Body-acoustic device
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