JPS6262297A - 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〕 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、未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シ、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シ樹脂を
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。

（４３直接同化法；セメント、アスファルト、プラスチ
ツクで樹脂を直接固化する方法でおるが、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固化（アスファルト
、プラスチック、セメント〕又は高健全性容器（ＨＩＯ
）に充填する場合に於て、樹脂中の放射能濃度を低減さ
せ、この結果保管中に樹脂自体が受ける放射線損傷を低
下させて固化体中の樹脂の劣化を防止し、ひいては固化
体、及び容器の健全性を維持することのできる放射性イ
オン交換樹脂の処理方法葡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
離し、該核種を溶離したイオン交換樹脂は固化又は高健
全性容器に充填し、該核種を溶離した溶離液は拡散透析
槽に通液し放射性核種濃縮液と再生溶離液とに分離し、
後者は系において再使用し、前者は濃縮固化することを
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（０ｏ−６０、０ｓ−１３４、−１５７。

Ｅｌｒ−９Ｄなど）を、ＭａＯＩＨ、ＫＯＨなどのアル
カリ溶液又は−８０４，ＨｓＢＯ３などの酸溶液のＮａ
　　。

Ｋ＋又はＨ＋のイオンを利用して、樹脂よシ溶離させる
ことによシ、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、通常のアスファルト、プラスチック、セ
メントなどによる固化又はＨ工Ｏ充填し得るようにした
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拡散透析
槽に通液し、その溶液中の核種を濃縮した核種濃縮液と
再生溶離液とに分離し、後者は再度樹脂からの核種の溶
離に利用し、前者は濃縮固化する。この結果二次廃棄物
を低減させ得ることにもなる。

拡散透析槽において使用される膜としては、一般的には
半透膜が用いらｆるが、溶離液が酸溶液の場合には陰イ
オン交換膜であるセレミオン、ネオセブタ、ユニレック
ス等（いずれも商品名）を使用するのが好まし・い。

以下、本発明方法を実施するためのフローを第１図に、
また溶離液としてＨｌ８０４　　を使用した場合の第１
図のフローの■〜■でのラインの物質収支を第１表に示
す。

まず、樹脂は廃樹脂貯蔵タンク１より、一定ｆ（こ＼で
は２５０１７回）取り出し、樹脂処理槽２に充填される
。次いで一定濃度（約９％）のＨ雪Ｓ　ｏ４をポンプ６
によって通液する。この時、樹脂処理槽２では核種が溶
離し、■（＋　が吸着すル（Ｈ＊ＳＯｓが消費さｎる）
。

この槽２の下流には、拡散透析槽３が設置してあり、又
槽３内には陰イオン交換膜４が配設され槽３を左室と右
室に２分している。今核種を含む溶離液を左室へ上向流
で通液し、一方布室には下向流で純水を流すと、この間
に槽３内では、溶離液中ノＨ＝ｓｏａはＨ＋とｓｏ４”
−に解離し、ｓ　ｏ４”−は陰イオン交換膜４を通過し
、右室へ移動する。一方、溶離した核種（Ｃｏ”、０８
十など）はイオン的に反ばつし合い、右室へ移動しない
。このことから、酸（ＨＩＳＯ４）と核種を分離するこ
とができる。回収された酸は、再度溶離液として利用さ
れる。

このように核種と溶離液を分離、回収利用することで、
二次廃棄物量の低減が図れる。

一方、放射性核種が抜き取られた樹脂は、既存のアスフ
ァルト同化９、セメント固化１０、プラスチック固化１
１又Ｉｎｎ工Ｃ容器１２に充填し、固化体として取シ扱
える。

また溶離液から分離された核種は、蒸発装置７により濃
縮した後セメント固化８される。これによシ、核種は無
機材に閉じ込められ、安定な形態となし得る。

又、溶離中消費されるＨｌ　８　ｏａ　は、補給ライン
５よシ適量メークアップして濃度を維持し、運転される
。

第１表 以上、溶離液として酸（ＨＩＢＯ４）を使用した場合に
ついて説明したが、溶離液としてアルカリを使用する時
には、拡散透析槽の隔膜を半透膜を使用することによっ
て略々同様な結果が得られる。

（発明の効果） アスファルト同化、セメント固化、プラスチック固化、
又はＨ工０容器に充填さｎる樹脂は、放射能を抜き取っ
た後のため ■　同化体の長期保管中、樹脂の放射線損傷を低下でき
る。

■　このことから樹脂の劣化にともなうｐＨ低下、ガス
発生が極めて低減され、固化体の長期健全性が維持可能
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

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し、該
   核種を溶離したイオン交換樹脂は固化又は高健全性容器
   に充填し、該核種を溶離した溶離液は拡散透析槽に通液
   し放射性核種濃縮液と再生溶離液とに分離し、後者は系
   において再使用し、前者は濃縮固化することを特徴とす
   る放射性イオン交換樹脂の処理方法。