JPS62226000A - イオン交換樹脂からの放射性核種分離法 - Google Patents

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、使用済みイオン交換樹脂からの放射性核種分
離法に関し、詳しくは原子力発電所等で発生する放射性
の使用済みイオン交換樹脂から放射性核種を分離し、樹
脂の放射能レベルを低下させてイオン交換樹脂を一時的
貯蔵あるいは最終処分に好適な形態とする処理方法に関
する。

［従来の技術］ 今日、原子力発電所等の原子力施設で炉水や復水の浄化
あるいは廃水処理等の目的でイオン交換樹脂が広く用い
られている。このイオン交換樹脂は放射能に汚染されて
いるため、その廃棄処理方法が問題となる。

従来から検討されている処理方法は、使用済みイオン交
換樹脂の内、発生量の多い低レベルのイオン交換樹脂を
より安全な形で長期貯蔵する必要上検討されてきた方法
であり、熱分解あるいは湿式分解等の分解減容、または
セメント固化、アスファルト同化もしくはプラスチック
固化等の直接固化処理する方法等が開発研究され、その
一部は実用化されている。

さらに、処分容器として高健全性容器（ＨＩＣ）を使用
し、この容器中に使用済みイオン交換樹脂を直接充填し
て処分する考え方もある。これらの従来技術はその処理
応用に当って一長一短があるが、いずれの技術も使用済
みイオン交換樹脂の放射能の高低は特に考慮せず処理す
ることが共通している。

最終処分の安全性からすれば廃棄物放射能は極力少量化
が好ましいが、特に原子力発電所の炉水の浄化系に使用
されるイオン交換樹脂のように比較的多量な放射能を含
むイオン交換樹脂の処理では、上記に示した熱分解、湿
式分解、直接同化、ＨＩＣ，等の技術では処理運転時の
被曝、保修作業時の被曝および装置内の放射能蓄積等の
放射能に起因する諸問題が生じる可能性が極めて大きい
。

［発明が解決しようとする問題点］ 本発明の目的は、原子力発電所等で生ずる放射性の使用
済みイオン交換樹脂のうち特に放射能レベルが高いイオ
ン交換樹脂（一般に中レベル使用済みイオン交換樹脂と
いう）の処理に際し、イオン交換樹脂から沈着もしくは
付着した放射性物質と放射性核種をその寿命別に分離し
て取出し安定化し、一方、樹脂の放射能レベルを低下さ
せることにより、既設の処理装置で樹脂を安全に処理で
きるようにする使用済みイオン交換樹脂からの放射性核
種分離法を提供することにある。

［問題点を解決するための手段および作用］上記目的を
達成するため本発明は、イオン交換樹脂の放射性核種分
離にあたり、水媒体内で超音波作用および／または磁場
作用とにより該樹脂に沈着もしくは付着した放射性物質
、一般に言われるクラッドを分離除去し、その後該樹脂
に吸着した放射性核種を無Ｉｌｌあるいは無機塩水溶液
で溶出し除去することを特徴とする。

本発明者らによる調査では、放射性クラッドは６０Ｃ０
、５４Ｍｎ、　６５７　ｎ等の比較的短い寿命の放射性
核種を主に包含しており、かつ、磁性をもつ金属酸化物
もしくは水酸化物であることが分っている。一方、イオ
ン交換樹脂に吸着した放射性核種は主に１３７Ｇ　３　
、９０３　ｒ等の長寿命核種であることが分っている。

従って、このような相違性を利用して、上記処理法によ
り短か命と長寿命放射性核種に大別して分離できる。

すなわち本発明では、まず中レベルのイオン交換樹脂に
水媒体内で超音波を照射し、同時に樹脂を磁場内に置く
ことにより、樹脂に沈着、付着しているクラッドを樹脂
から分離除去する。具体的には１−まずイオン交換樹脂
を水媒体内で超音波照射場に置き、クラッドと樹脂との
結合力を弱めてお互いが分離しやすい状態にする。この
クラッドはＦｅ３０４　、Ｎｉ　Ｆｅ２Ｏ４等の磁性物
質であるので、ここで同時に磁場力を作用させることに
より、これらのクラッドを磁力方向に捕集することがで
きる。一方、イオン交換樹脂自体には磁性がないので、
この磁力処理によりイオン交換樹脂からクラッドを分離
できる。

なお、磁場の形成は励磁コイルを設けた電磁石や永久磁
石により行なえる。また、イオン交換樹脂とクラッドの
分離は、超音波照射後、水媒体とともに移送して、別の
所で磁場を作用させても行なえる。

磁場内で捕集したクラッドは、例えば電磁石では通電を
止める方法で、また永久磁石ではその磁石を取り外す方
法等で磁場作用を取り除き、収集タンク等の貯留タンク
に水媒体で移送する。そして、最終的には沈降により濃
縮したクラッドになる。これは、セメント固化等の無機
物質固化剤内に安定固定処理される。

一方、上記処理後のイオン交換樹脂にはイオン性の放射
性核種が交換基に強く吸着した状態で残留している。吸
着した放射性核種の主要なものは１３７０３　、９０３
　ｒ等の長寿命核種である。これらの核種を溶離し、イ
オン交換樹脂の放射能レベルを一層低下させるため、無
機酸あるいは無機塩の水溶液（溶離剤）で化学的作用に
より溶出脱離させる。具体的には、硫酸、塩酸、硝酸、
リン酸、ホウ酸等の無機酸あるいはホウ酸ナトリウム、
塩化ナトリウム、硫酸ナトリウム、硝酸ナトリウム、リ
ン酸ナトリウム等の無機塩の０．１Ｎ〜６Ｎａ１度水溶
液とイオン交換樹脂をバッチ法あるいはイオン交換樹脂
充填カラムに連続的に通液する方法で接触処理し、セシ
ウム、ストロンチウム核種、同時に、イオン状でイオン
交換樹脂に吸着していたコバルト、マンガン等の核種を
溶離させる。この溶離を効果的に行なうには、イオン交
換樹脂、特に陽イオン交換樹脂の交換当量の３〜１０倍
当量の無機酸酸量あるいは無機塩ナトリウム量を使用す
る必要がある。

ここで、溶離したセシウム、ストロンチウムの長寿命核
種は無機吸着体くゼオライト等）に吸着させ得る。無機
酸を用いて溶離した場合には、中和後、吸着処理するこ
とが望ましい。無機吸着体としては天然モルデナイト、
合成モルデナイト、クリノプチライト、バーミキュライ
ト、ベントナイト、Ａ−４合成ゼオライト、Ｆ−４合成
ゼオライト等が使用できるが、セシウム吸着には天然モ
ルデナイト、ストロンチウム吸着にはＡ−４合成ゼオラ
イトが最適であり、両核種は両無機吸着体を混合しても
吸着できる。この無機吸着体は、イオン交換樹脂より放
射性ｃｓ　、ｓｒ核種を安定に固定できるので最終処分
の安全性からも優れている。

一方、溶離したコバルト、マンガン等の短寿命核種は通
常の廃液処理に従って、セメント固化、アスファルト固
化またはプラスチック固化処理等で安定化処理する。加
圧軽水炉（ＰＷＲ）型原子力発電所における従来からの
固化技術はホウ酸塩廃液を対象にしているので、本発明
での上記無機酸あるいは無機塩としてはホウ酸あるいは
ホウ酸ナトリウムが適し、特にメタホウ酸ナトリウムＮ
ａＢＯ２も使用できる。また、沸騰軽水炉（ＢＷＲ）型
原子力発電所では硫酸ナトリウム塩廃液が対象であり、
硫酸、硫酸ナトリウムが本発明の応用では適している。

最終的には、上記処理を実施したイオン交換樹脂の放射
能量は極めて減少し、少なくとも１／１０以下になるの
で、既存の処理設備、例えば低レベル廃棄物処理用の焼
却炉や同化装置等で処理ができることになる。

［実　施　例］ 以下、実施例に基づき本発明を具体的に説明する。

実　　施　　例　　１ 第１図は、本発明の一実施例に係る放射性核種分離法を
適用した分離装置の概略構成と処理の流れを示すブロッ
クフローシートである。同図において、１は溶離剤タン
ク、２は溶離剤供給ポンプ、３は使用済み樹脂供給ライ
ン、４は電磁石、５は超音波振動子、６はクラッド抜出
し弁、７はクラッド処分、８はクラッド剥離後の樹脂移
送ライン、９は溶離基、１０．１１は樹脂と核種溶１１
′ｉ＆の分離弁、１２は樹脂処理装置、１３は核種溶離
液回収槽、１４は核種溶離液移送ポンプ、１５は吸着固
定基、１６．１８は溶離液と核種吸着体の分離弁、１７
は溶離液の固化処理装置、１９は吸着剤の固化処理装置
、２０は樹脂充填槽（金あみカゴ）、２１はクラッド分
離槽である。

上記構成において、まず、ダイヤイオン５Ｋ１Ｂ陽イオ
ン交換樹脂１０１！にＰＷＲ型原子力発電所で発生する
クラッドを模擬してＮｉＦｅ２Ｏ４を０．０１〜０．Ｉ
Ｑｉｌ付着させ、これを１００メツシユのあみカゴ２０
の中に入れ、あみカゴごと水５００ν！が入った′１Ｒ
２１（容積１０００ｔｆ）に入れた。この槽２１に対し
て下方から超音波振動５　（５０Ｗ、　４０ＫＨ７）を
、さらに同時に横方向から電磁場４を約３０分間作用さ
せた。これにより樹脂が振動して、樹脂に付着した磁性
をもつＮｉＦｅ２Ｏ４は水中に散乱する。ここで、磁場
が作用しているのでＮｉＦｅ２Ｏ＋は槽２１の側面に捕
集された。カゴ２０を水中から取り出し通電を止めて電
磁場作用を取り除くと槽２１側面に捕集されたＮｉＦｅ
２Ｏ４は槽２１底部に沈降した。、カゴごと水中から取
り出した樹脂に付着していたＮｉ　Ｆｅ２０４１を化学
分析にて求め分離除去率を溶出した。

この分離除去率の結果を第１表に示す。樹脂に付着して
いたＮｉＦｅ２Ｏ４はその付着量の多少に関係なり９９
％以上除去できていることがわかる。

ＮｉＦｅ２Ｏ４の付着量が０．１００ツタイヤイオン５
ＫＩＢを実施例１で使用した槽中でカゴ２０に入れ、水
を３０分間強く撹拌した。

ＮｉＦｅ２Ｏ＋の除去率は６０％であった。

友−」Ｌ−斑一じし 無機酸および無機塩による＋３７０３　、９０３　ｒ。

６０Ｇ０　、５４Ｍｎ吸着ダイヤイオン５ＫＩＢ陽イオ
ン交換樹脂の溶離性をｌＮＮａＢＯ２と２　Ｎ　Ｈ２Ｓ
　Ｏ４を使用して調べた。

すなわち、第１図の構成において、クラッド分離した後
のイオン交換樹脂を溶離基９へ送入し、そこへ溶離剤タ
ンク１からｌＮＮａＢＯ２あるいは２ＮＨ２３０４を送
入ポンプ２にて送入した。

樹脂に吸着した核種１３７ＣＳ、　９０３　、　、６０
ＣＯ２５４Ｍｎは溶離基で溶出脱離し自動弁１０により
核種溶離液回収槽１３へ送入される。一方、核種を除去
した樹脂は自動弁１１を作動して樹脂処理装置１２へ送
入される。

この溶出脱離液は、吸着固定基１５で核種を固定した後
、自動弁１６を通って固化系へ送入される。

一方、核種吸着剤（ゼオライト等）は自動弁１８を作動
して固化処理装置１９へ送入される。

結果を第２表に示す。いずれの場合も核種がＮａ　ＢＯ
２またはＨ２８０４に溶出脱離し、樹脂の残留放射能量
は１７１０以下であった。

［発明の効果コ 以上説明したように、本発明によれば、放射性イオン交
換樹脂に沈着もしくは付着しているクラッドを超音波作
用と磁場作用により分離除去し、さらに無機酸あるいは
無機塩水溶液で該樹脂に吸着している放射性核種を溶離
させているので、以下のような効果がある。

（１）イオン交換樹脂中の放射性核種を短半減期核種（
Ｃｏ　、Ｍｎ等）と長半減期核種（Ｏ３゜Ｓｒ等）とに
分別して分離することが可能となり、最終貯蔵・処分問
題に対して、フレキシビリティ−が高い。

（２）二次廃棄物となる無ｊ１１酸あるいは無機塩水溶
液は発生量が少なく、特に加圧軽水炉発電所の場合、既
設の無ｉ酸あるいは無ｍ塩水溶液の廃液処理系で処理が
できるため経済的である。

（３）分離したＣｓ　、３ｒは無機物であるゼオライト
に吸着させ焼成等の安定化処理させることが可能であり
、放射能管理が容易になる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の一実施例を示すブロックフローシー
トである。 ３・・・使用済樹脂供給ライン、　４・・・電磁石、５
・・・超音波振動子、　６・・・クラッド扱出弁、７・
・・クラッド処分、 ８・・・クラッド剥離後の樹脂移送ライン、９・・・溶
離基、　　　　　１２・・・樹脂処理装置、１３・・・
核種溶離液回収槽、１５・・・吸着固定基、１７・・・
固化処理装置（溶離液）、 １９・・・固化処理装置（吸着剤）、２０・・・樹脂充
填槽、２１・・・クラッド分離槽。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、イオン交換樹脂の放射性核種分離にあたり、水媒体
   内で超音波作用および／または磁場作用とにより該樹脂
   に沈着もしくは付着した放射性物質を分離除去し、その
   後該樹脂に吸着した放射性核種を無機酸あるいは無機塩
   水溶液で溶出し除去することを特徴とするイオン交換樹
   脂からの放射性核種分離法。 ２、前記放射性物質が少なくとも放射性コバルト核種を
   包含する磁性金属酸化物もしくは水酸化物である特許請
   求の範囲第１項記載のイオン交換樹脂からの放射性核種
   分離法。 ３、前記放射性核種が少なくともセシウムおよび／また
   はストロンチウム核種である特許請求の範囲第１項また
   は第２項記載のイオン交換樹脂からの放射性核種分離法
   。 ４、前記無機酸が硫酸、塩酸、硝酸、リン酸およびホウ
   酸の内少なくとも一つを使用する特許請求の範囲第１項
   、第２項または第３項記載のイオン交換樹脂からの放射
   性核種分離法。 ５、前記無機塩が硫酸ナトリウム、塩化ナトリウム、硝
   酸ナトリウム、リン酸ナトリウムおよびホウ酸ナトリウ
   ムの内少なくとも一つを使用する特許請求の範囲第１項
   、第２項または第３項記載のイオン交換樹脂からの放射
   性核種分離法。