JPS6262295A - 放射性イオン交換樹脂の処理方法 - 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】 （産業上の利用分野）　一 本発明は原子力施設に貯蔵されている使用済イオン交換
樹脂の安定化処理方法に関する。

（従来の技術） 使用済イオン交換樹脂（以下、単に樹脂という）の処理
方法として、末だ長期適用例はないが、下記のような種
々の技術が提案されている。

（１）焼却法；樹脂を焼却する方法であるが、樹脂の含
有放射能レベルが高い場合は、燃焼排ガス中に含まれる
放射能量も増大するので排ガス処理装置には過大な放射
能除去性能が要求されることになる。すなわち排ガス処
理装置が複雑大規模化する。また焼却灰の放射性濃度が
高くなシその取扱いが容易でない。

（２）熱分解法；不活性雰囲気で高温で加熱分解させ、
その後分解ガスを燃焼させる方法である。焼却法に比べ
煤塵が少ない有利性があるが熱分解工程が余分に必要と
いう不利益があ）、また生成物の放射能濃度が高い点で
は燃焼法と同様である。

（３）化学分解法；化学薬品との化学反応によル樹脂を
酸分解するものであるが、強力な酸及び酸化剤を高温で
取扱うので装置構成材料の腐食が問題となる。

（４）直接固化法；セメント、アスファルト、プラスチ
ックで樹脂を直接固化する方法であるが、樹脂の放射能
レベルが高いため、長期間の保管中に樹脂が放射線劣化
を生じ、ｐＨの低下、ガスの発生を伴い、固化体の損傷
、ひいては容器（ドラム缶）の損傷につながる。

（発明が解決しようとする問題点） 本発明は、比較的高レベルの樹脂を焼却法で処理する場
合において、焼却灰の放射性物質濃度を低減させ、焼却
炉の排ガス申合まれる放射能を少なくシ、排ガス処理シ
ステムにかかる負荷を軽減し、高レベルの放射性物質は
、信頼性の高い固化体内に閉じ込めるようにした放射性
イオン交換樹脂の処理方法を提供しようとするものであ
る。

（問題点を解決するための手段） 本発明は、放射性イオン交換樹脂の処理にあたり、放射
性イオン交換樹脂に吸着している中、長半減期の放射性
核種を、アルカリ溶液又は酸溶液よりなる溶離液を用い
て溶離させ、使用済み溶離液を無機イオン交換体に通液
して該放射性核種を該無機イオン交換体に吸着させると
同時に使用済み溶離液を再生させ、一方、該放射性核種
を取り除かれたイオン交換樹脂は、焼却処理によシ減・
溶、無機化させるととを特徴とする放射性イオン交換樹
脂の処理方法である。

すなわち、本発明では樹脂が吸着している中、長半減期
の核種（Ｃｏ−４０，Ｃｓ−１５４，−１！ｉ７．５ｒ
−９０など）を、ＮａＯＨ，ＫＯＨなどのアルカリ溶液
又はＢｓ　８０４　Ｕｓ　ＢＯｓ　　などの酸溶液のＮ
ａ　、　Ｋ　又はＣのイオンを利用して、樹脂よシ溶離
させることによ）、樹脂を低レベル放射能材料として取
扱うことを可能とし、通常の焼却炉で焼却し得るように
したものである。また溶離に使用したアルカリ溶液又は
酸溶液は無機イオン交換体に通液し、その溶液中の核種
を無機イオン交換体に吸着させて再生し、再度樹脂から
の核種の溶離に利用する。この結果、原理的には廃液を
出さなくてもよいことになり、二次廃棄物を低減させ得
ることにもなる。

樹脂と放射性核種とを分離することで樹脂は焼却、核種
は無機材に封じ込めることで、結果的に樹脂を無機化す
ることができるものである。

無機イオン交換体としては、下記のものが使用しうる。

（１）酸化物及び含水酸化物：　ｋ１４０ｓ　ｇ　Ｚｒ
０１＊ｎＨ２Ｏ、Ｔｉ０１＠ｎＨ１０など （２）多化金属の酸化塩”、　Ｚｒ　（ＨＰＯ４）２　
”　ｎＨｌ　０、Ｔｉ　（ＨＰＯ４）！　５ｎＨ１０な
ど（３）へテロポリ酸塩：　Ｎ１’１４ＰＭＯ１２０４
６”ｎＨｌｏなど（４）　　フェロシアン化錯体：　Ｋ
Ｃｕ［：ＴＰｅ（ｃＮ）１］など（５）合成アルミノケ
イ酸塩、粘土鉱物、合成ゼオライト、モンモリロナイト
、など （６）その他；ヒドロキシアパタイト、アルカリ土金属
硫酸塩など 以下、本発明の一実施一態様を説明する。

第１図に、本発明方法を実施するだめのフローを、第１
表に、ＮａＯＨを用いた場合の第１図の■〜■でのライ
ンの物質収支及び後述００〜０での処分形態での物質収
支を示す。

先ず、樹脂は、廃樹脂貯蔵タンク０１より　一定量（第
１表の例では、ｒｌ、５　ｍ”／バッチ）取り出し、樹
脂処理槽０２に充填される。次いで、一定濃度（約７％
）のＮａ０Ｈ（又はＫＯ！（）をポンプ０４で圧送し、
通液する。との時、樹脂処理槽０２では、核種が溶離し
、Ｎａ（又はＫ　）が吸着する。（ＮａｏＨ（又はＫＯ
）（）が消費される。）この樹脂処理槽０２の下流には
、無機イオン交換体を充填した槽０３が設置してあシ、
′連続的に通液され、該槽０３内の無機イオン交換体に
核種が選択的に吸着される。このようにして、樹脂と核
種を簡易な前処理によシ分離する。

この後の処理は、既知の技術を適用できる。

すなわち、樹脂は、特殊な機構を持たない（排ガス処理
系が一般的なもの）焼却炉０６で処理されて、無機化し
、一方、核種を保持した無機イオン交換体は、放射能レ
ベルにも高くなっており、減容するととは、余分な遮弊
材を必要とするので、このままの状態で、例えば、第１
図に示したような処分形態０７（高健全性容器（ＨＩＣ
）　ｏ　、セメント固化■、岩石固化０；総合減容比は
、ＨＩＣ１／７．６．　セメント固化１１５．岩石固化
１／１０　）　　にして、処理処分を行うことができる
。

一方、系内を循環させるＮａＯＨ（又はＫＯＨ）は、徐
々に消費されるので、一定量を補給する必要があるため
、ライン０５よシ補給する。

この量に見合った量をブローダウンとして系外へ抜き出
す。この液れ、放射能濃度も低いため、既設のＥｖＡＰ
Ｏ８へ移し、この系統で処理する。

具体的には、ｖ、１表に示したように、樹脂は／ρμＣ
１／＋ｄ　　のものが、１０−２μＣ１／ｄまで低減で
きる。（■と■の比較。）又、無機イオン交換体は、逆
に１０２μＣｉ／ｌｎｔ　　まで濃縮され、処分される
。これは、つ凍り減容化にもつながる。

なお、上記説明では、ＮａＯＨ（又はＫＯＨ）等のアル
カリ溶液を用いる場合であったが、アルカリ溶液の代り
に、Ｈ，５ｏ４Ｈｓ　ＢＯ２等の酸溶液を用いても、同
様の結果が得られる。

（発明の効果） （１）焼却炉へ供給される樹脂は、放射能を抜き取った
後のため、 （イ）焼却時排ガス中に含まれる放射性物質が少ないの
で、排ガス処理装置に要求される除去性能は低くて済む
。

（０）　　焼却灰中の放射能濃度が低いので、その取扱
が容易となる。

）２）樹脂から抜き取られた放射性物質は、無機イオン
交換体に吸着され、長期貯蔵にも安定な形態となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明方法を実施するためのフローを示す。 復代理人　　内　１）　　明 復代理人　　萩　原　亮　− 復代理人　　安　西　篤　夫 Ｑ１

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 放射性イオン交換樹脂の処理にあたり、放射性イオン交
   換樹脂に吸着している中、長半減期の放射性核種を、ア
   ルカリ溶液又は酸溶液よりなる溶離液を用いて溶離させ
   、使用済み溶離液を無機イオン交換体に通液して該放射
   性核種を該無機イオン交換体に吸着させると同時に使用
   済み溶離液を再生させ、一方、該放射性核種を取り除か
   れたイオン交換樹脂は、焼却処理により減溶、無機化さ
   せることを特徴とする放射性イオン交換樹脂の処理方法
   。