JPS6383696A - 液体放射性廃棄物処理設備 - Google Patents

液体放射性廃棄物処理設備

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JPS6383696A
JPS6383696A JP22801086A JP22801086A JPS6383696A JP S6383696 A JPS6383696 A JP S6383696A JP 22801086 A JP22801086 A JP 22801086A JP 22801086 A JP22801086 A JP 22801086A JP S6383696 A JPS6383696 A JP S6383696A
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radiation
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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】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は原子力発電プラントにあって、液体放射性廃棄
物を処理する液体放射性廃棄物処理設備に関する。
(従来の技術) 従来の液体放射性廃棄物処理設備(以下R・W設備とい
う)は、粉末樹脂フィルタ、濃縮器、脱塩器等を備え、
これら各機器にて液体放射性廃棄物を処理した後蒸溜水
を回収していた。このR・W設備の処理分離特性は、次
の表−1に示すようなものである。
表−1放射性廃棄物の処理分離特性 不押発性  0    0  0  0  0上記表−
1は縦横に化学形態をとり横開に処理形態をとって処理
される場合をO印で示すとともに、処理されない場合を
X印で示している。この表−1から明らかなように粒子
及びコロイドは粉末イオン交換樹脂プリコートフィルタ
及び蒸発濃縮により処理される。又不揮発性分子及び錯
帯は蒸発濃縮により処理される。さらに揮発性及び不揮
発性のイオンは上記粉末イオン交換樹脂プリコートフィ
ルタ及び脱塩機にて処理される。これに対して揮発性の
分子は処理不能であり、揮発性分子は濃縮器の蒸溜水中
に含有された状態で回収されていた。
上記構成によると以下のような問題がある。すなわち原
子力発電プラント内ではアセトン等の有機溶剤が除染用
として頻繁に使用されこれらを機溶剤はR−W設備に混
入する。これら有機溶剤は揮発性分子であって前述した
ようにR−W設備では処理されず、その結果回収水中に
含有して復水貯蔵タンク内に回収されていた。このよう
な有機溶剤を含有する回収水をプラント補給水として原
子炉−次系に供給すると、炉内にて放射分解及び熱分解
して中間体として有機酸が生成される。その結果炉水の
導電率が上昇するとともに、炉内構造物に応力腐蝕割れ
が発生する恐れがあった。
(発明が解決しようとする問題点) このように従来の放射性液体廃棄物処理設備にあっては
、揮発性分子であるアセトン等の有機溶剤が処理されな
いまま回収水中に含有された状態で原子炉−次系として
供給されることが予想され、その場合には有機酸の発生
それによる炉水導電率の上昇及び炉内構造物の応力腐蝕
割れを将来するという問題があり、本発明はまさにこの
ような点に基づいてなされたものでその目的とするとこ
ろは、揮発性分子であるアセトン等のを機溶剤が回収水
中に含有されることを防止し、それによって炉水導電率
の上昇及び炉内構造物の応力腐蝕割れを未然に防止する
ことが可能な液体放射性廃棄物処理設備を提供すること
にある。
[発明の構成] (問題点を解決する為の手段) すなわち本発明による液体放射性廃棄物処理設備は、原
子力発電プラントにて発生する液体放射性廃棄物を収容
する収容タンクと、この収容タンク内に収容された液体
放射性廃棄物を導入してこれを放射化する放射装置とを
具備したことを特徴とするものである。
(作用) つまり収集容器内に収容された廃液を放射装置内に導入
してこれを放射分解し、廃液中に含有されている有機物
を有機酸或いは炭酸イオン等に分解することにより、液
体放射性廃棄物処理設備内にて処理可能とし、それによ
って回収水中の有機物濃度を低下させ、該回収水を再利
用した場合の各種不具合を未然に防止するものである。
(実施例) 以下第1図乃至第4図を参照して本発明の一実施例を説
明する。第1図は本実施例による液体放射性廃棄物処理
設備の構成を示すブロック図であり、機器ドレン系、床
ドレン系、再生廃液系、洗濯廃液系の各系統別に示しで
ある。まず機器ドレン系から説明する。この機器ドレン
系は原子炉−次系のポンプ、弁等からの漏洩水、及びイ
オン交換樹脂の逆洗水等を取扱う系統であり、上記各廃
液は放射能レベルは高いが比較的寓純度のものである。
図中符号1は上記各廃液を収集する収集タンクであり、
この収集タンク1内に収容された廃液は放射装置2に導
入される。廃液はこの放射装置2にて放射分解される。
尚この放射装置2の構成については後述する。放射装置
2にて放射分解された廃液は濾過器3に移送されて濾過
される。
濾過された廃液は脱塩器4内に導入され、イオン交換に
よりイオン成分が除去される。廃液は脱塩処理されて純
水となりサンプルタンク5内に貯蔵される。
ここで第2図を参照して上記放射装置2の構成について
説明する。第2図は放射装置2の構成を示す断面図であ
り、図中符号11は反応槽である。
この反応槽11内には線源12が保持装置13に保持さ
れて配置されている。この線源12は例えばγ線源ある
いは紫外線源である(本実施例では仮にγ線源とする)
。上記線源12により反応槽11内の廃液にγ線或いは
紫外線を照射する。また上記線源12は保護管14内に
収容されている。
又線源12と保護管14との間には冷却水配管15が配
設され、この冷却配管14の両端は反応槽11の上端部
に接続された冷却水流入配管16及び冷却水流出配管1
7に夫々接続されている。
これら冷却水流入配管16、冷却水配管14、及び冷却
水流出配管!7を介して冷却水を流通させることにより
放射分解により発生する熱を除去する。
次に床ドレン系について説明する。このドレン系は原子
炉建屋内にて使用した雑用水等の廃液を取扱うもので、
これらの廃液は通常放射能レベルは低いが比較的低純度
のものとなっている。図中符号21は収集タンクであり
、この収集タンク21内に収容された廃液は放射装置2
2内に導入され放射化される。この放射装置22は前記
放射装置2と同様の構成のものである。放射化された廃
液は濃縮器23内に導入されて蒸発濃縮処理される。こ
の濃縮器23からの蒸発水は受はタンク24内に移送さ
れ、ざらに脱塩器25内に移送される。この脱塩器25
内でのイオン交換によりイオン成分が除去される。脱塩
処理された蒸溜水はサンプルタンク26内に貯蔵される
次に再生廃液系であるが、これはイオン交換樹脂の再生
より発生する硫酸ソーダを主成分とする廃液等比較的放
射能レベルが高くて純度の低い廃液である。廃液は収集
タンク31内に収容されて、放射装置32内に導入され
放射化される。その後濃縮器33にて蒸発濃縮処理され
る。その際の蒸溜水は前記受はタンク24内に収容され
、さらに脱塩器25で脱塩処理されサンプルタンク26
内に貯蔵される。上記放射装置32は前記放射装置2及
び放射装置22と同様の構成である。
次に洗濯廃液系であるが、ここでは管理区域内にて使用
された作業衣類等の洗濯排水である。この廃液は放射能
レベルが極めて低く純度も低いものであり、収集タンク
41内に収容された後、濾過器42に移送されて濾過さ
れる。
以上の構成を基にその作用を説明する。まず機器ドレン
系の場合であるが、収集タンク1内に収集された廃液は
放射装置2内に導入されて放射化される。すなわち上記
廃液は放射装置2の反応槽11内に貯蔵され、線源12
からγ線が照射される。それによって廃液中に含有され
るアセトンt (CH3) 2 COi 、メタノール
(CH30H)等の有機物は次の化学式に示すように放
射分解されて、脱塩器4て処理可能な有機酸、炭酸(+
120)       ギ酸   (+120)(+1
20)       ンユウ酸   (l12o>  
  重合物これを第3図及び第4図を参照して説明する
。第3図は実験室におけるγ線照射試験結果を示すもの
で、具体的には5000 ppm)のアセトン水溶液に
γ線を照射した結果を示している。横軸にγ線集積線量
(レントゲン、以下Rで表示する)をとり、縦軸に残留
アセトン濃度(ppIll)、メタン(CHa)濃度(
ppm ) 、二酸化炭素(CO2)(%)、エタン(
C2H6)濃度(ppH11)、及び重合物(W/V)
 、水素(H2)(%)をとって、γ線集積線量の増大
に伴う夫々の変化を示した図である。この第3図から明
らかなように、γ線集積線量が増加していくと、残留ア
セトン濃度が減少していきそれに伴い放射分解物、すな
わち二酸化炭素、メタン、エタン等の有機酸、水素のイ
オン成分が増加している。すなわち脱塩器4で処理可能
な有機酸及び炭酸等のイオン成分が増加している。尚集
積線量が107程度になると重合物の生成量が増加して
」二足放射分解物の生成量は減少する。また第4図は5
000 (1)pm )のアセトン水溶液及びメタノー
ル水溶液にγ線を照射した場合の導電率変化を測定した
もので、横軸にγ線照射によるγ線集積線計(R)とり
、縦軸に各水溶液の導電率をとり両者の関係を示す特性
図である。尚図中Q印がメタノールの場合、またΔ印が
アセトンの場合である。この第4図から明らかなように
γ線集積線量が増大すると水溶液の導電率が上昇してお
り、これからも有機酸、炭酸等のイオン成分が増加して
いることがわかる。但しアセトン水溶液の場合には、集
積線量が107程度になると、導電率か減少している。
これは上記第3図でも示したようにその付近で放射集合
物の生成量が増加する為である。尚この放射重合物は濾
過器3にて除去される。このようにして放射装置2にて
放射分解せられた廃液は濾過器3及び脱塩器4を介して
処理され、サンプルタンク5内に貯蔵される。
以上か機器ドレン系の処理である。
次に床ドレン系及び再生廃液系の場合であるが、この場
合にも夫々放射装置23及び33により廃液を放射化し
て放射分解しており、よって機器ドレン系の場合と同様
に廃液中のを機器はを機器及び炭酸イオン等に変化し、
濃縮器23.33、あるいは脱塩器25にて処理される
次に洗濯廃液系であるが、この場合には他の3つの系と
異なり水を回収することなくカナル放出している。その
際放射能レベルが低いので濾過器42で濾過するだけで
放出している。尚洗濯廃液系の場合にも処理した水を回
収して使用する場合には他の3つの系の場合と同様に放
射装置を設置して廃液に放射化を施す。
以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。すなわち機器ドレン系、床ドレン系、及び再生
廃液系に放射装置2.22.32により夫々放射化して
放射分解させることにより、各廃液中の有機物を濃縮器
23.33、あるいは脱塩器4.24などで処理可能な
有機酸或いは炭酸イオン等に変化させることができる。
したがって回収水中に含有されるアセトン、メタノール
等の有機物濃度を大幅に低下させて、有機物混入による
炉水導電率の上昇、炉内構造物等の腐蝕、及びそれらの
応力腐蝕割れを効果的に防止することができ、原子力発
電プラントの健全性維持及び安全性向上を図る上で極め
て効果的である。
次に第5図乃至第7図を参照して第2乃至第4の実施例
を説明する。これらは前記第1の実施例における放射装
置2.22.32とは異なるタイプの放射装置を使用し
たものであり、以下順次説明していく。まず第5図に示
す第2の実施例の場合であるが、これはいわゆる外挿型
の放射装置42を使用したものであり、図中符号42は
反応槽である。この反応槽42内には側部から線源43
が挿入配置されている。この線源43は前記第1の実施
例の場合と同様にγ線あるいは紫外線を照射するもので
ある。この第2の実施例の場合もその作用効果は前記第
1の実施例の場合と同様である。
次に第6図に示す第3の実施例の場合であるが、この場
合にも上記第2の実施例の場合と同様にいわゆる外挿型
であって、放射装置51の反応槽52内には斜め上方か
ら線源53が挿入配置されている。そしてその作用効果
は前記第1及び第2の実施例と同様である。
次に第7図を参照して第4の実施例を説明する。
この第4の実施例に使用されている放射装置61は流通
型のものである。図中符号62が廃液流路であり、廃液
は図中矢印で示す方向に流通する。
その際流路62に沿って線源63が設置されており、よ
って廃液は流路62を流通する際上記線源63によって
放射分解される。したがって前記第1乃至第3の実施例
と同様の作用・効果を奏するものである。
尚本発明は前記第1乃至第4の実施例に限定されるもの
ではなく、例えば放射装置は放射分解速度を速める為に
酸化剤(例えば過硫酸、過酸化水素)を供給する酸化剤
供給機構を儒えるものでもよい。
[発明の効果コ 以上詳述したように本発明による液体放射性廃棄物処理
設備よると、液体放射性廃棄物中の有機物に放射線を照
射して処理可能な有機酸、炭酸等のイオンに放射分解す
ることができるので、回収水中に含をされるアセトン、
メタノール等のを機器濃度を大幅に低下させることがで
きる。したがってその回収水を再利用した場合に懸念さ
れる炉水の導電率の上R1炉内構造物の腐蝕、応力腐蝕
割れ等を効果的に防止することができる等その効果は大
である。
【図面の簡単な説明】
第1図乃至第4図は本発明の第1の実施例を示す図で、
第1図は液体放射性廃棄物処理設備の構成を系統別に示
す構成図、第2図は放射装置を一部切欠いて示す正面図
、第3図はアセトンのγ線照射による放射分解を示す特
性図、第4図はアセトン及びメタノールのγ線照射によ
る導電率変化を示す特性図、第5図は第2の実施例によ
る放射装置の一部断面図、第6図は第3の実施例による
放射装置の一部断面図、第7図は第4の実施例による放
射装置の一部断面図である。 1.21.31.41・・・収集タンク、2,22゜3
2・・・放射装置、3,42・・・濾過器、23.33
・・・濃縮器、4,25・・・脱塩器、5,26・・・
サンプルタンク、24・・・受タンク。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第2図 1!:#線t(R) 第3図 第4図 ′s5 囚 第6図 第 7図

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子力発電プラントにて発生する液体放射性廃棄
    物を収容する収容タンクと、この収容タンク内に収容さ
    れた上記液体放射性廃棄物を導入してこれを放射化する
    放射装置とを具備したことを特徴とする液体放射性廃棄
    物処理設備。
  2. (2)上記放射装置はγ線あるいは紫外線を照射するも
    のであることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の
    液体放射性廃棄物処理設備。
  3. (3)前記放射装置は酸化剤添加機構を備えるものであ
    ることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の液体放
    射性廃棄物処理設備。
JP22801086A 1986-09-29 1986-09-29 液体放射性廃棄物処理設備 Expired - Lifetime JPH0675115B2 (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014131791A (ja) * 2012-12-07 2014-07-17 Fumio Maekawa 汚染水中の有害成分を効率的に除去する方法
JP2020076780A (ja) * 2018-11-07 2020-05-21 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティテュートKorea Atomic Energy Research Institute 放射性廃液の処理方法

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