JPS642916B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

［発明の技術分野］ 本発明は例えば原子力施設のように放射性物質
を取り扱う施設から排出される放射性物質を含む
濃厚塩廃液の処理方法に関する。 ［発明の技術的背景およびその問題点］ 一般に放射性物質を取扱う施設から排出される
放射性廃液中には、Cs−134、Cs−137、Co−60、
Mn−54、Ag−110m、Cr−51、Zr−Nb−95等の
放射性核種が含まれているため、適当な手段で廃
液を濃縮させた後セメントやアスフアルトにより
固化して保管することが行なわれている。 一方海水を含む放射性廃液や床ドレン系の廃液
等のように数100ppm以上の濃厚塩廃液は、従来
これをそのままセメントと混合してセメント固化
体として保管されていた。 しかるに、このようなセメント固化による方法
では、廃液１m³あたり10本程度のセメント固化体
が発生するため、保管倉庫が多く必要となり保管
上の問題が生じていた。 また、海水を含む放射性廃液の場合には、耐海
水性の濃縮装置を用いて濃縮し、セメント固化す
る方法も採ることができるが、このように特殊な
装置を用いて濃縮したとしても濃縮度はたかだか
10倍程度であり、高価な設備を必要とするうえ
に、結局海水１m³あたり１本強のセメント固化体
が発生してしまうという難点があつた。 ［発明の目的］ 本発明はかかる従来の欠点を解消すべくなされ
たもので、放射性濃厚塩廃液中の放射性核種を、
他の化合物の結晶の中に吸蔵させた状態で沈澱さ
せて分離し、放射性核種を含む沈澱のみを減容し
た状態で固化処理することにより、格別高価な設
備を使用することなく固化体の発生本数を著しく
減少させた放射性物質を含む濃厚塩廃液の処理方
法を提供しようとするものである。 ［発明の概要］ すなわち本発明の放射性物質を含む濃厚塩廃液
の処理方法は、放射性物質を取扱う施設から排出
される放射性物質を含む濃厚塩廃液から放射性物
質を分離除去するにあたり、 前記濃厚塩廃液に対して (A) 第４属陽イオンを添加する工程と、 (B) 前記第４属陽イオンに対して等量以上のフエ
ロシアン酸イオンを添加する工程と、 (C) 前記フエロシアン酸イオンの残留分に対して
等量以上の第２鉄イオンを添加する工程と、 (D) 前記廃液のPHを8.5〜11に調整する工程と (E) イオウイオンを添加する工程と、 (F) イオウイオンと反応して沈澱を生ずる陽イオ
ンを添加する工程と を、順にかつ沈澱を生成するに充分な時間をお
き、しかも前工程までに生じた沈澱が実質的に再
溶解しない時間範囲内で行つた後、生成した沈澱
と残留廃液とを分離することを特徴としている。 一般に放射性物質を取扱う施設、例えば原子力
施設から排出される濃厚塩廃液の中には、前述し
たような各種の放射性核種が含まれているが、本
発明の方法によれば、前記した(A)〜(F)の各工程を
行なうことにより、次のようにして上記した各放
射性核種が化合物の結晶中に吸蔵されて放射性廃
液から沈澱して分離される。 まず、(A)第４属陽イオン、すなわちZn⁺⁺、
Mn⁺⁺、Ni⁺⁺またはCo⁺⁺と(B)の工程で添加された
フエロシアン酸イオンとの作用により、例えば(1)
式の反応により沈澱が生じ、このとき廃液中に存
在するCs−134、Cs−137およびイオン性のCo−
60が沈澱結晶中に取込まれる。 Cs⁺＋Ni⁺⁺＋K₄ ⁺⁴［Fe（CN）₆］^----（過剰）NiCsK［Fe
（CN）₆］↓＋［Fe（CN）₆］^----………(1) このときニツケル塩の添加量は、硫酸ニツケル
水和塩を用いる場合には56ppm以上、560ppm以
下、標準的には66ppm、その他の塩を用いる場合
には分子量換算で同程度の量とする。またフエロ
シアン酸塩は、ニツケル塩に対して１〜1.5当量、
フエロシアン化カリ３水塩を用いる場合には
170ppm程度が適している。続いて(C)の工程で添
加された第２鉄イオンと残存するフエロシアン酸
イオンとが(2)式の反応により沈澱を生成してフエ
ロシアン酸イオンが除去される。 ［Fe（CN）₆］^----＋Fe⁺⁺⁺（過剰）→Fe₄［Fe（CN）₆］
₃↓＋Fe⁺⁺⁺………(2) このとき、Co−60、Cr−51、Zr−Nb−95など
のイオン性核種がとりこまれて沈澱する。なお、
NiCsK［Fe（CN）₆］とFe₄［Fe（CN）₆］₃とを比較し
た場合、後者の沈澱が安定であるので長時間放置
しておくと前者が溶解してくる。したがつてベル
リン青が生成した後６時間以内に沈澱を分離する
ことが望ましい。第２鉄イオンの添加量は、過剰
のフエロシアン酸イオン対して１〜1.5当量とす
ることが望ましい。標準的には硫酸第２鉄塩を用
いる場合には220ppmが適当である。さらに(D)の
工程においてアルカリを添加してPHを調整するこ
とにより、過剰の第２鉄イオンが例えば(3)式によ
り水酸化第２鉄となつて沈澱する。 Fe⁺⁺⁺＋3NaOH→Fe（OH）₃↓＋3Na⁺ ………(3) このときMn−54および粒子状のCo−60が共沈
する。Cr−51、Zn−65、Zr−Nb−95もこの段階
でほぼ沈澱する。PH調整は、通常カセイソーダま
たはカセイカリにより行なう。生成した水酸化第
２鉄の沈澱も非常に溶解度が小さいのでこれもそ
のまま数時間放置するとベルリン青を分解してし
まうので比較的短時間のうちに次の工程を行なう
ことが望ましい。使用するアルカリの量はPH8.5
〜11、好ましくは9.5〜10.3になる量とする。カ
セイソーダを使用する場合標準的には240ppmが
適当であるが、計量誤差もあるのでPHメーターを
用いて正確に調整することが望ましい。このアル
カリ性のまま(E)の工程においてイオウイオン
（S^--）、例えば硫化ソーダの溶液が加えられる。 一般にAg−110mは、非常に稀薄なAgClある
いはAgIのコロイドとして存在し、特に海水中で
は高塩濃度中のためかなり安定化したコロイドと
して存在する。しかしてこれらのハロゲン化銀の
コロイドは、イオウイオンの添加により(4)式のよ
うに反応して溶解度の小さい硫化銀に変る。 2AgI＋S^--（過剰）→Ag₂S＋2I^-＋S^-- ………(4) 添加するイオウイオンの量は硫化ソーダ９水塩
を用いる場合には10ppm以上、150ppm以下、標
準的には80ppm程度が適している。なお、このと
きイオウイオンを加えて数時間以上おくと、前に
沈澱しているCo−Mnが再溶解して硫化物に変化
し、折角保持した放射能核種を放出してしまうの
で次工程を手早く行なうようにする。 次いで(F)の工程においてイオウイオンと沈澱を
生ずる陽イオンを添加することにより(5)式のよう
に過剰のイオウイオンが沈澱として除去される。 S^--＋Ni⁺⁺（過剰）→NiS＋Ni⁺⁺ ………(5) イオウイオンと反応して沈澱を生ずる陽イオン
としては、無害でかつ比較的安価なもの、例えば
Ni⁺⁺、Co⁺⁺、Fe⁺⁺、Cu⁺⁺、Zn⁺⁺等が適してい
る。 イオウイオンを除去した後、生成した沈澱を遠
心清澄機あるいは濾過器等により分離する。 以上のような本発明の方法によれば分離された
母液は、有害物質であるクロム酸および放射性物
質が検出限界以下となつており、中和してそのま
ま放出することが可能である。 また分離したスラツジは、容積で原廃液の1/20
０以下となつており、セメント固化等の安定化処
理により安全に保管することができる。 上記した本発明の方法によれば、生成した沈澱
はその都度有害物質を沈澱中に取込み、１浴で全
有害物質を沈澱させて１回の分離操作で廃液中の
放射性物質を除去することができる。 ［発明の実施例］ 次に本発明の実施例について説明する。図面は
本発明に使用する装置の一例を概略的に示す構成
図である。 この装置は、晶析調整槽１、遠心清澄機（また
は濾過器）２、サンプル中和槽３、濃縮スラツジ
槽４によりその主体部分が構成されている。 晶析調整槽１とサンプル中和槽３の中には、水
中撹拌ポンプ（または撹拌器）５ａ，５ｂおよび
水中ポンプ６ａ，６ｂが設置され、また晶析調整
槽の水中ポンプ６ａからサンプル中和槽３へ遠心
清澄機２を介して廃液給送管７が配設され、晶析
調整槽１内の沈澱を含む廃液Ｗを濾過器２により
濾過した上でサンプル中和槽３へ給送するように
構成されされている。遠心清澄機２の濃縮スラツ
ジ排出口には、スラツジ給送管８が接続されこの
スラツジ給送管８の終端は濃縮スラツジ槽４に開
口されており、遠心清澄機２により分離されたス
ラツジはスラツジ給送管８により濃縮スラツジ槽
４に送られるように構成されている。 サンプル中和槽３の水中ポンプ６ｂの放出口に
は廃液給送管９が接続され、この廃液給送管９は
分岐してその一方は放出ラインＤとなり、他方は
晶析調整槽１に開口している。 また、サンプル中和槽３の上方には図示を省略
した中和剤供給装置の供給管１０が開口してお
り、また図示を省略したPHメーターが装備されて
いる。濃縮スラツジ槽４の上層部にはデカントポ
ンプ１１が配置され、上澄み液を供給管１２によ
りは晶析調整槽１へ送るようになつている。ま
た、濃縮スラツジ槽４の底部にはスラリーポンプ
１３が設置され、排出管１４によりスラツジを排
出できるようになつている。 しかして、高濃度塩廃液（約1000ppm以上）Ｗ
は、廃液供給管１５から晶析調整槽１に受け入れ
られ、水中撹拌ポンプ５ａで撹拌されつつ、前も
つて調整しておいて沈澱剤の水溶液が順次５〜20
分の間隔をおいて連続的に徐々に注入される。こ
れらの沈澱剤は例えば次のような基準で使用され
る。

【表】 上記の沈澱剤の注入が終わり全ての沈澱が生成
したところで、ただちに水中ポンプ５ａに駆動さ
せて濾過機２で沈澱を分離するとともに濾液をサ
ンプル中和槽３に収集する。 サンプル中和槽３でサンプリング分析し、分離
が完全であれば濾液は中和液を注入したうえで放
出される。処理不十分であれば再び晶析調整槽へ
戻し、改めて薬剤の処方を変えて晶析共沈を行な
う。 分離した沈澱はスラリーとして濃縮スラツチ槽
４へ集めて沈澱させ、上澄み液は晶析調整槽１へ
戻して処理し、沈澱させてさらに濃縮されたスラ
ツジは、スラリーポンプで固化処理系へ送られ固
化される。 ［発明の効果］ 以上説明したように本発明によれば、以下に述
べる種々の効果を得ることができる。 (1) 濃厚塩廃液はこれまで蒸発、濃縮のうえセメ
ント固化、プラスチツク固化が行われていた
が、本発明によれば沈澱中に放射性物質を取込
み回収するので、濾液中のクロム酸および放射
性同位元素は、検出限界以下にまで除去され、
中和のうえそのまま放出することができる。 (2) また、分離されたスラツジは容積で廃液の1/
２００以下となつているので、固化体の発生を著
しく減少させることができ特に、プラスチツク
固化のように乾燥のうえ固化する場合には、廃
液１m³あたり沈澱の生成量は最大200ｇ程度で
あるので、約1000m³の廃液を１本のドラム管に
固化することが可能となる。 これは蒸発、濃縮セメント固化の場合に比較
して、1/1000の減容に相当する。 (3) さらに、公知の沈澱法に比べてそれぞれの放
射性核種に合せて沈澱剤を順に加えていくの
で、その分離性は極めてよく、海水中の放射性
物質およびクロム酸については、検出限回以下
に処理することが可能である。 (4) また、通常の凝集沈澱法とは異なり、放射性
核種が結晶中に取込まれるので分離性能がよい
ばかりでなく、高段の濾過分離に都合のよいよ
うに結晶成長条件を調整して、分離しやすい結
晶を沈澱させることができ、しかも放射能の吸
蔵性能のよい結晶を成長させて分離回収を完全
にすることができる。 (5) また、放射能を吸蔵する結晶の生成順序を毎
回分離しなくてもすむようにしたから、次の結
晶生成のとき前の結晶が破壊されるようなこと
はなく、多くの放射性物質を１浴に１回分離で
回収除去することができる。 (6) さらにまた、沈澱晶析槽は１つですむので設
備構成が簡単であり、移動、架設も可能であ
る。

【図面の簡単な説明】

図面は本発明に使用する装置を概略的に示す構
成図である。 １……晶析調整槽、２……濾過器、３……サン
プル中和槽、４……濃縮スラツジ槽、６ａ，６ｂ
……水中ポンプ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 放射性物質を取り扱う施設から排出される放
   射性物質を含む濃厚塩廃液から放射性物質を分離
   除去するにあたり、 前記濃厚塩廃液に対して (A) 第４属陽イオンを添加する工程と、 (B) 前記第４属陽イオンに対して等量以上のフエ
   ロシアン酸イオンを添加する工程と、 (C) 前記フエロシアン酸イオンの残留分に対して
   等量以上の第２鉄イオンを添加する工程と、 (D) 前記廃液のPHを8.5〜11に調整する工程と、 (E) イオウイオンを添加する工程と、 (F) イオウイオンと反応して沈澱を生ずる陽イオ
   ンを添加する工程と を、順にかつ沈澱を生成するに充分な時間をお
   き、しかも前工程までに生じた沈澱が実質的に再
   溶解しない時間範囲内で行つた後、生成した沈澱
   と残留廃液とを分離することを特徴とする放射性
   物質を含む濃厚塩廃液の処理方法。 ２ 第４属陽イオンは、ニツケルイオンまたはコ
   バルトイオンからなる特許請求の範囲第１項記載
   の放射性物質を含む濃厚塩廃液の処理方法。 ３ (A)〜(F)の全工程は６時間以内に行なわれる特
   許請求の範囲第１項記載の放射性物質を含む濃厚
   塩廃液の処理方法。