JPS6233559B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は放射性廃液の蒸発濃縮処理において、
廃液中の放射性物質を固形物として分離して取出
す方法に関するものである。

近年プルトニウム等を含む１×10^-2μci／c.c.以
上の高濃度放射性廃液を乾燥固化処理する必要性
が生じてきた。これはプルトニウムを含む放射性
物質の保管に際しては放射性物質の量を極小にす
る必要があるからである。

１×10^-2μci／c.c.以上の高濃度放射性廃液を乾
燥固化するには、従来単一の乾燥固化装置によつ
て乾燥固化するのであるが、この場合装置より排
出される排水の放射能は１×10^-5〜１×10^-6μ
ci／c.c.であり、これは排水排出規準値に比しかな
り高い値である。この原因は乾燥固化の際に、放
射性物質が突沸及び蒸発気流の乱れ等により蒸発
蒸気中へ飛散するため、この蒸発蒸気を凝縮液化
した場合飛散した放射性物質も同時に凝縮液中に
混入してくるためである。

また従来の方法では蒸発蒸気の洗浄装置及び凝
縮器が一度放射性物質により汚染された場合、こ
のクリーニングが非常に困難であつた。

本発明の方法は上記した従来の方法の欠点を克
服するものである。

即ち１×10^-2μci／c.c.以上の高濃度放射性廃液
を乾燥固化処理するに際し、先づ工程を濃縮工
程と乾燥固化工程とに分離する。外部へ排出する
排水は濃縮工程で発生する蒸発蒸気の凝縮液のみ
とする。このことによつて外部へ排出する排水の
放射能は１×10^-7μci／c.c.以下とすることができ
る。即ち、濃縮工程では、乾燥固化工程に比して
放射性廃液の濃縮度が低くかつ突沸による同伴ミ
スト量も少なく、発生する蒸発蒸気の汚染度も低
くなるためである。尚本操作の際濃縮工程より発
生する蒸発蒸気は凝縮液化するに先立つて、洗浄
するが、これは公知の方法で実施可能である。次
に乾燥固化工程より発生する蒸発蒸気は、凝縮
工程に供給して凝縮液化した後、濃縮工程へ還流
する。このことにより乾燥固化工程及び凝縮工程
より発生する放射性物質に汚染された蒸発蒸気及
び凝縮液は外部へ排出しないで良い。従つてま
た、蒸発蒸気の洗浄の必要もない。しかしなが
ら、この場合には凝縮工程での装置の汚染、特に
冷却面の汚染が激しくなり、しばしば装置のクリ
ーニングの必要性が生ずることがある。その場合
は、凝縮工程では事前に冷却された冷水と蒸発
蒸気をを直接接触させることによつて凝縮液化さ
せる。この場合には汚染される部分、即ち冷却面
を有しないため装置の汚染特に冷却面での汚染に
よるトラブルを防止することができる。その理由
は、冷水で蒸発蒸気を直接冷却する際、この蒸発
蒸気は、放射性の飛散粉塵を核として凝縮するの
で補集効果が大となり、そのまま全てを最初の濃
縮工程に戻すからである。

更に、前述のように、乾燥固化工程で生じた蒸
発蒸気を凝縮液として濃縮工程へ還流しているの
は、乾燥固化工程で生じた蒸発蒸気をそのまま濃
縮工程へ戻すと、これが濃縮工程で生ずる蒸発蒸
気と合流してしまい、この結果濃縮工程から取出
される蒸発蒸気の汚染度が極端に高くなつてしま
うのでこれを防止するためである。

以上を総合すると次の如き効果を得ることがで
きる。放射性物質は乾燥固形物として取出すこ
とができる。処理工程より排出される排水は放
射能排出許容値１×10^-7μci／c.c.以下のものだけ
でなる。処理装置のクリーニングの必要がなく
なることで、運転が安定且つ容易になる。さらに
以上の効果により１×10^-2μci／c.c.以上の高濃
度放射性廃液の乾燥固化処理を二次的トラブルな
しに、安定且つ容易に行うことができる。

次に図面に基づいてさらに一実施例を詳細に説
明する。

第１図において放射性廃液は先づ濃縮工程の
濃縮装置１へ供給されて、蒸発蒸気を発生しつつ
濃縮される。この濃縮工程は従来公知の方法に
基づいて行い、熱源は蒸気、電気等が通常使用さ
れる。濃縮工程で発生する蒸発蒸気は排出処理
工程の洗浄塔２へ送入され、必要な程度に洗浄
された後、第１凝縮器３へ入り凝縮液化して、ポ
ンプ４で系外へ排出される。ここで使用する洗浄
塔２は従来公知の方法で実施可能であるが、棚段
塔型式のものが好ましく、塔頂よりの還流を行う
ことが好ましい。この様に濃縮工程よりの蒸発
蒸気を洗浄塔２で洗浄することにより、凝縮液の
放射能は排出規準値以下に低減することができ
る。

一方濃縮工程で濃縮された廃液は乾燥固化工
程の乾燥装置５に送られ、乾燥固化される。こ
こで発生する蒸発蒸気は放射能による汚染度の高
いものであるが、これを凝縮工程に送入し第２
凝縮器６で凝縮液化させる。

乾燥固化工程で使用する乾燥装置５は液性
状、量等に応じて、従来公知の装置を選定する。
この際固形物の取出し易い型式のものが好まし
い。

凝縮工程で凝縮液化して得られる液は放射能
が高いので、ポンプ７で再度濃縮工程へ還流す
る。

また廃液の性状によつては凝縮工程におい
て、装置の汚れが大で、しばしば装置のクリーニ
ングを必要とする場合がある。この様な場合には
第２図の如き凝縮工程とする。

第２図において、第２凝縮器６で凝縮した凝縮
液はポンプ７により、冷却器８を通り第２凝縮器
６へ戻る循環を行う。冷却器８で冷却されている
ため、第２凝縮器６内で冷却された凝縮液と蒸発
蒸気が直接接触して、蒸発蒸気は凝縮液化する。

この方式の場合第２凝縮器６の汚れのトラブル
はなく、廃液の性状によらず安定運転が可能とな
る。これは前記したように冷却面による装置の汚
染もなく、また冷却水による補集効果、更には洗
滌効果も期待できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の概略を示す工程図、第２図は
第１図の凝縮工程を詳しい一例を説明するため
の工程図である。 ：濃縮工程、：排出処理工程、：乾燥固
化工程、：凝縮工程、１：濃縮装置、２：洗浄
塔、３：第１凝縮器、４：ポンプ、５：乾燥装
置、６：第２凝縮器、７：ポンプ、８：冷却器。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 放射性廃液を濃縮工程で加熱し蒸発蒸気を系
   外に排出すると共に該廃液を濃縮し、次いでこの
   濃縮された液を乾燥固化工程で固化させると共に
   ここで発生する飛散粉塵と蒸発蒸気とを凝縮させ
   たのち濃縮工程へ戻すことを特徴とする放射性廃
   液の蒸発乾固方法。 ２ 特許請求範囲第１項の凝縮方法が直接冷却で
   ある放射性廃液の蒸発乾固方法。