JPS6262297A - 放射性イオン交換樹脂の処理方法 - Google Patents
放射性イオン交換樹脂の処理方法Info
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- JPS6262297A JPS6262297A JP60200484A JP20048485A JPS6262297A JP S6262297 A JPS6262297 A JP S6262297A JP 60200484 A JP60200484 A JP 60200484A JP 20048485 A JP20048485 A JP 20048485A JP S6262297 A JPS6262297 A JP S6262297A
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Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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
。
、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。
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。
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
。
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。
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。
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。
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)
。
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。
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。
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。
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。
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
。
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。
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。
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。
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。
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)
- 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。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60200484A JPS6262297A (ja) | 1985-09-12 | 1985-09-12 | 放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60200484A JPS6262297A (ja) | 1985-09-12 | 1985-09-12 | 放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6262297A true JPS6262297A (ja) | 1987-03-18 |
Family
ID=16425077
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60200484A Pending JPS6262297A (ja) | 1985-09-12 | 1985-09-12 | 放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6262297A (ja) |
-
1985
- 1985-09-12 JP JP60200484A patent/JPS6262297A/ja active Pending
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