JPS6262293A - 放射性廃液の処理方法 - 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】 〔発明の属する技術分野〕 本発明は、高速増殖炉型原子力発電所の放射性廃液の処
理方法に関し、中でも燃料及びその周辺機器などの洗浄
に伴って排出する放射性洗浄廃液中より放射能成分を除
去する方法に関するものである。

この種の洗浄廃液の放射能は、大部分がクラッド（ＣＲ
ＵＤ）の持つ放射能に帰因しており、イオン性の成分も
かなりの量で存在する。従って、機器や配管などの放射
能汚染を防止するためには、廃液発生源近傍においてク
ラッドを除去することが望まれるが、より効果的なもの
とするためにはイオン性成分を含む全ての放射能の除去
が必要とされている。

〔従来技術とその問題点〕

高速増殖炉型原子力発電所における燃料及び周辺機器の
洗浄とその洗浄廃液処理の状況を燃料棒の洗浄を例とし
て示せば第３図のようになる。

即ち、被洗浄体である燃料棒の装入された洗浄槽１、洗
浄水を循環させるポンプ２）循環系３、洗浄水の循環と
排出を切り換えるバルブ４、廃液受槽５、廃液移送ポン
プ６、廃液貯留槽７、蒸発濃縮器８、固体系処理設備９
、脱塩塔１０及び再利用水基設ｆｌＩｉ１１から構成さ
れている。被洗浄体である燃料棒は、洗浄槽１に装入さ
れた後、湿潤ガスによって冷却され、洗浄水を用いて循
環系３及び循環ポンプ２によって循環洗浄される。この
際、燃料棒に付着したナトリウムやクラッドは、洗浄水
中に移行する。次いで、バルブ４が開かれ、洗浄水は廃
液受槽５に移される。廃液受槽５中の洗浄水が所定量に
達すると、廃液移送ポンプ６によって、液体系廃液処理
設備内に設けられた廃液貯留槽７に移送される。廃液貯
留槽７に貯留された廃液は、蒸発濃縮器８に送られ、濃
縮され、濃縮液は固体系処理設備９で乾燥固化される。

また、凝縮水は脱塩塔ｌＯで脱塩された後、再利用水系
設備１１に送られる。

このような例では、廃液中に含まれる放射性物質は、全
て蒸発濃縮器８以降で除去されている。

しかしながら、この種の廃液はアルカリ性を呈しく　Ｐ
　Ｈ１０〜１１）　、Ｃｏ−６０、Ｃｏ−５８、Ｍｎ　
−５４Ｃｒ−５１などの放射能を持った金属元素が吸着
または付着したクラッドを含んでおり、廃液の放射能の
大部分がこれらのクラッドで占められている。

クラッドは、それ自体非常に微細な粒子であるが、廃液
中では一部凝集し、大は数十μｍから小は１μｍ以下の
コロイド粒子として存在しており、機器や配管系内で沈
降したり、付着しゃすい性状を持っている。また、含ま
れるイオン性成分は、廃液のＰＨが高アルカリ側にある
ことがら、大部分錯体を形成しているものと推定される
。特に、高速増殖炉の燃料などの洗浄廃液のＰＨは高ア
ルカリ性を示すのでその傾向が強い。従って、蒸発濃縮
器８で廃液を濃縮する際に濃縮器の腐食などを防止する
ために廃液受槽５においてアルカリ性ＰＨを中性に調節
する必要がある。ＰＨが低下するとイオン性成分は不溶
性になり、機器や配管系内に沈降したり、付着すること
が考えられる。　従って、第３図における循環ポンプ２
がら廃液貯留槽７までの間の一部機器の放射能汚染が甚
だしく、また配管についても放射能汚染が増加する傾向
がみられ、運転、保守における作業者の被曝低減対策の
面から改善が望まれている。

上記のような問題点を解決すべき手段として、本発明者
らは、放射性廃液の処理設備において洗浄系統内にフィ
ルタを組入れること、このフィルタの細孔径を０．３〜
８μｍとすることを提案し、好結果を得た。

しかし、上述したように、高速増殖炉の燃料などの洗浄
廃液中には微細なイオン性成分が含まれている。これら
のイオン性放射能成分に基く放射能汚染を防止するため
にはこれらの成分の完全な除去が要望される。本発明者
はこれらのイオン性成分の有効な除去方法を検討した。

原子力発電所におけるイオン交換樹脂を用いた処理シス
テムの代表例にタービンの復水脱塩処理がある。この種
システムは粉末樹脂を用いた濾過塔と粒状樹脂を用いた
脱塩塔によって構成されている。また処理目的がクラッ
ド除去と脱塩にあるために何れの塔もアニオンとカチオ
ンの粉末状イオン交換樹脂または粒状イオン交換樹脂の
混合体が充填されている。しかし、高速増殖炉型原子力
発電所からの洗浄廃液は、その高電導度によって示され
るように、多量のイオン状物質を含有する。

従って、この種の洗浄廃液の直接処理にイオン交換樹脂
を使用することは、樹脂の除去能力（イオン交換能力）
が飽和に達してしまい、従って再生頻度が高くなるため
に実用的でない。このため、この種の廃液に対する脱塩
処理は、第３図に示すように、蒸発濃縮によって電導度
を低下させた後（脱塩塔１０で）に行われたにすぎず、
カチオンまたはアニオン交換樹脂のいずれか一方を単独
で使用することはこれまで試みられたことはなかった。

〔発明の目的〕

本発明は、高速増殖炉型原子力施設の燃料及び周辺機器
の洗浄設備において、洗浄に伴って排出する洗浄廃液中
に含まれるクラッドやイオン性放射能成分を可能な限り
その発生源近傍において除去し、下流側各種機器及び配
管などの放射能汚染を防止し且つ運転保守などにおける
作業者の被曝低減を図るための効率的且つ確実な放射能
成分の除去方法を捉供することを目的とする。

〔発明の要点〕

上記の目的は、本発明に従う放射性廃液の処理方法によ
って達成できる。要約すれば、本発明は、高速増殖炉の
燃料及び周辺機器の洗浄設備から生じる放射性廃液を洗
浄系統内に設置したフィルタを通して放射能成分を除去
するあたり、フィルタの濾材として正に帯電した炉材を
用いたことを特徴とする放射性廃液の処理方法である。

高速増殖炉の燃料などの洗浄設備からの廃液は、前述の
ように、高電導度を示すことから多量のイオン状物質が
含まれているが、そのうちの大部分はＮａ”であり、Ｎ
ａ”以外の不純物は非常に少なく、また浮遊物質も少な
いことがわかった。しかも、Ｎ　ａ　”以外の放射性物
質〔浮遊物質（固体）及びイオン性物質の両者を含めて
〕はＰＨがアルカリ性では負に帯電していることがわか
った。しかして、フィルタの濾材として正に帯電した濾
材を使用することにより高速増殖炉の燃料などの洗浄廃
液中のイオン性成分（負に帯電している成分）も含めて
放射能成分を有効に除去でき、しかも再生額度の問題も
なく使用できることが見出された。

本発明の方法において有効に使用できる正に帯電した濾
材としては、強塩基性アニオン交換樹脂及び強塩基性ア
ニオン交換膜などがあげられる。

強塩基性アニオン交換樹脂及び膜としは、当業界におい
て周知の型の樹脂及び膜のいずれも使用できる。樹脂の
形態は、粒状、粉体、繊維状、ウェブ状などの種々の形
態であってもよい。アニオン交換膜としては、通常のフ
ィルタまたはシート状の他に、中空ファイバーのような
形態であってもよい。これらを濾材とするフィルタは、
充填炉層、膜状、シート状などであってもよく、またフ
ィル゛りの細孔径は粗くてもよく、容易に設定すること
ができる。

本発明の方法を適用できる高速増殖炉の燃料などの洗浄
設備は、第３図に示すように、被洗浄物を装入する洗浄
槽ｌと洗浄槽に送入された洗浄水を循環させるためのポ
ンプ２及び循環系３と、洗浄廃液受槽５とからなってい
る。

本発明による正に帯電した濾材よりなるフィルタは、こ
のような洗浄設備内の洗浄系統内に設置される。本発明
は、放射性洗浄廃液中に含まれる放射能成分を発生源近
傍において可能な限り除去しようとするものであるから
、フィルタは、少なくとも廃液受槽の上流側に、或いは
循環ポンプの上流側に設置される。このようにして、洗
浄設備より下流側の機器や配管などの放射能による汚染
を有効に防止することができる。

フィルタの濾材として、水溶液中で正に帯電した濾材を
用いて燃料棒の洗浄廃液を炉層して得られた結果を表１
に要約する。

濾材の細孔径が３μｍ程度の粗いものでも、細孔径０．
１μｍ程度の炉材を用いた精密濾過以上の放射能低下が
確認された。

このように、細孔径が粗いにもかかわらず高い放射能除
去効率を示す原因は次のように考えられる。即ち、放射
能を占めるクラッドは、溶液のＰＨがアルカリ側では負
に帯電しているので、正電荷を持ったフィルタに引きつ
けられてフィルタ表面で吸着除去される。また、クラッ
ド以外のイオン状放射能成分（Ｍ）は、アルカリ側では
Ｍ　（ＯＨ）、＋ＯＨ傘Ｍ　（ＯＨ）　１１．。

となり、負電荷を持った錯体として存在するためニクラ
ソド同様に吸着除去される。このように、クランドのみ
でなく、イオン性放射性物質の除去が効率的且つ確実に
でき、濾材の細孔径が粗くても効率的な除去ができ、従
って濾速を高くできるのでフィルタを小型化できるなど
の効果が期待でき、運転、保守も含めて優れたフィルタ
とすることができる。

なお、本発明の方法で用いられたクラッドやイオン状成
分を吸着保持したフィルタや濾材は、周知の方法でセメ
ントまたはプラスチックなどにより容易に固化処理する
ことができる。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を実施例により詳述する。

第１図は、本発明に従う方法の実施に使用される放射性
廃液の処理系の一実施例を示すものであって、洗浄槽１
、循環ポンプ２）バルブ４、循環系３、廃液受槽５及び
廃液移送ポンプ６よりなる燃料の洗浄設備において、バ
ルブ４と廃液受槽５との間に正に帯電した濾材よりなる
フィルタ１２が設置される。なお、廃液貯留槽７以降は
第３図と同じ構成である。

このような構成において、洗浄槽１に燃料棒を装入し、
湿潤ガスで冷却後、洗浄水を送入し、循環ポンプ２）バ
ルブ４及び循環系３を用いて循環洗浄した後、循環ポン
プ２ミバルブ４及び１２を用いて洗浄水を廃液受槽５に
移送する。

洗浄水中には、燃料棒に付着したナトリウムやクラッド
などの各種の放射能成分が含まれているが、フィルタ１
２の濾材として強塩基性アニオン交換樹脂（三菱化成製
　商品名ＤＩＡＩＯＮ　５ＡＮＩ）を用いて放射能除去
試験を行い、除染係数（ＤＦ）を求めた。除染係数は、
処理部放射能濃度対処理後放射能濃度の比で表わされる
。比較のため、カチオン交換樹脂（三菱化成製　商品名
ＤＩＡＩＯＮ　５ＡＮＩ）及び細孔径０．４５μｍフィ
ルタによる処理での結果も示す。（ミリボア社製　商品
名）ＩＡＷＰＯ４７００）表　　　２ 従って、廃液受槽５以降の機器や配管が放射能成分、特
に負に帯電したイオンやクラッドにより汚染されること
を防止する効果は大きい。

第２図は、別の実施例を示すものであって、洗浄槽１、
循環ポンプ２）バルブ４、循環系３、廃液受槽５及び廃
液移送ポンプ６よりなる燃料洗浄設備において、洗浄槽
１と循環ポンプ２との間にフィルタ１２が設置される。

なお、廃液貯留槽７以降は第３図の場合と同じ構成であ
る。

〔発明の効果〕

１）燃料及び周辺機器の洗浄設備において、系統内に正
に帯電した濾材よりなるフィルタを設置することにより
、洗浄に伴って洗浄水中に移行した負に帯電したイオン
やクラッドをはじめとする放射能成分が系内に移行する
前に洗浄水中に除去されるために系統内及び洗浄設備よ
り下流側の機器及び配管の放射能による汚染を防止でき
る。

２〉各種機器及び配管の放射能成分による放射能汚染が
防止できるため、運転、保守時における作業者の被曝低
減が期待できる。

３）フィルタの濾材として正に帯電した濾材を用いるこ
とにより運転、保守性の優れたフィルタとすることがで
きる。

４）フィルタの濾材として正に帯電した濾材を用いるこ
とにより、クラッドのみでなく、イオン状放射性物質も
除去されるために放射能低減効果が大となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の放射性廃液の処理方法を実施するのに
用いられる廃液処理系の一実施例を示すフローシートで
ある。第２図は他の実施例を示すフローシートである。 第３図は従来技術に従う廃液処理系を示すフローシート
である。 １・・洗浄槽、２・・循環ポンプ、 ３・・循環系　４・・バルブ、 ５・・廃液受槽、１２・・フィルタ 特許出願人　　動力炉・核燃料開発事業団向　　富士電
機株式会社 蕨 ￥。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）高速増殖炉の燃料及び周辺機器の洗浄設備から生じ
   る放射性廃液を洗浄系統内に設置したフィルタを通して
   放射能成分を除去するにあたり、フィルタの濾材として
   正に帯電した濾材を用いたことを特徴とする放射性廃液
   の処理方法。 ２）特許請求の範囲第１項に記載の放射性廃液の処理方
   法において、正に帯電した濾材が強塩基性アニオン交換
   樹脂よりなることを特徴とする放射性廃液の処理方法。 ３）特許請求の範囲第１項に記載の放射性廃液の処理方
   法において、正に帯電した濾材が強塩基性アニオン交換
   樹脂膜であることを特徴とする放射性廃液の処理方法。