JP2002031697A - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】放射性廃液から放射性廃棄物を無機形態で排出
する放射性廃液の処理方法を提供する。 【解決手段】放射性廃液を、物理的衝撃による目詰まり
防止手段を備えたろ過装置３を用いて処理を行い、ろ過
装置３から排出されたろ液をイオン交換装置４で処理
し、放射性廃液から放射性イオン核種を選択的に除去す
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、放射性廃液の処理
方法に関し、特に放射性核種イオンの除去を効率的に行
うようにした手段を有する放射性廃液の処理方法に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】核燃料再処理工場や原子力発電所など、
原子力施設から排出される廃液の中には、放射性物質が
多数含まれる放射性廃液があり、このような廃液が排出
される際には、放射性物質を除去するための様々な処理
が成されていた。

【０００３】例えば原子力発電所を例に挙げると、放射
性廃液として、洗濯廃液や床ドレン廃液、ホウ酸ナトリ
ウム廃液などといった廃液が排出される。

【０００４】この際には、イオン交換樹脂を用いて放射
性核種の捕捉を行い、廃液中に含まれる放射性核種の減
少を図ったり、廃液を蒸発濃縮して廃液の量を減少させ
た後、凝縮液が放出基準を満たしていれば海洋放出を行
っていた。

【０００５】また、放射性核種を吸着した樹脂を硫酸や
水酸化ナトリウムで溶離させた樹脂溶離廃液について
は、蒸発濃縮させた後、濃縮廃液をセメント等で固形化
処理していた。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】しかし、樹脂溶離廃液
やホウ酸ナトリウム廃液といった放射性廃液を蒸発濃縮
させた後、直接固形化処理する従来の方法では、本来は
固化する必要のない非放射性の塩までも、廃液に含まれ
るため放射性物質と共に固化していた。

【０００７】このため多くの場合、固化条件が放射性核
種よりも非放射性塩の含有量で規定され、固化体の増加
をもたらしていた。

【０００８】また、廃液に含まれる非放射性の塩によ
り、処分場内に非放射性の陽イオンや陰イオンが多量に
放出した場合には、処分場の核種吸着部位がこれら非放
射性のイオンを吸着するため、放射性核種保持性能の劣
化の可能性があった。

【０００９】このため、処分場には放射性物質以外の塩
類を入れないことが望ましく、従来は、イオン交換樹脂
をそのままセメントで固化する方法と、キレート樹脂や
無機（イオン）吸着材を用いて、廃液から放射性核種だ
けを選択的に吸着する方法が考えられていた。

【００１０】しかし、放射性核種を捕捉するために用い
られたイオン交換樹脂をキレート樹脂やセメントを用い
て固化する場合、放射性核種の半減期が長いため、固化
物の保存期間は長期に渡たり、樹脂が処分場で保存され
る間に徐々に劣化する恐れがある。

【００１１】また、有機物は劣化後、放射性核種と錯体
を形成して核種の移行を促進するうえ、現在考えられて
いるように、放射性廃棄物を地中に埋蔵して保管する場
合を想定すると、地下への有機物の混入は抑制する。

【００１２】そのため、放射性核種を捕捉した樹脂を、
無機質化することが望ましく、その処理が煩雑であっ
た。

【００１３】一方、無機吸着材が充分にその性能を発揮
するためには、廃液に含まれるコロイドを予め除去する
必要があり、コロイドが存在する場合には、無機交換体
吸着処理だけでは放射性核種を十分に除去することは困
難であった。

【００１４】そこで、コロイドの除去に効果的である限
外ろ過に着目し、廃液に存在する放射性コロイド成分
を、孔径約３ｎｍ程度の限外ろ過膜またはそれ以下の孔
径のフィルターでろ過除去し、放射性核種の化学形態を
単純なイオンのみにすることが考えられる。

【００１５】しかし現状では、孔径４５０ｎｍ程度の精
密ろ過フィルターの実績があるのみで、限外ろ過膜以下
の孔径のフィルターでは、目詰まりを起こしやすいため
実用化されておらず、無機吸着材による吸着処理性能に
も一定の限界があった。

【００１６】そこで本発明では、放射性廃液からコロイ
ドを除去した後、無機交換体吸着処理を行い、放射性廃
棄物を無機形態で排出する放射性廃液の処理処分方法を
提供することを目的とする。

【００１７】

【課題を解決するための手段】本発明の放射性廃液の処
理方法では、ろ過装置を用いて放射性廃液をろ過するろ
過工程と、前記ろ過工程の後、イオン交換装置を用いて
放射性核種イオンを除去する放射性核種イオン除去工程
とを具備し、前記ろ過装置は、物理的な衝撃を加えてろ
過膜の目詰まりを防止する手段を有する。

【００１８】この構成では、ろ過膜に対して振動や超音
波など物理的な力を加える目詰まり防止手段を有するこ
とにより、ろ過膜の目詰まりによる透過能力の低下を防
止することが出来る。

【００１９】また、固化条件に大きな影響を与えていた
非放射性塩を放射性廃棄物と共に固化処理することを防
ぐことができるため、放射性物質に合わせた固化条件で
固化処理を行うことができる。

【００２０】さらに、本発明の放射性廃棄物処理方法で
は、排出される放射性廃棄物が固化処理に適した態様で
あるため、そのままセメント系物質に固化処理すること
ができ、処理が容易である。

【００２１】また本発明では、無機吸着材を用いて放射
性核種を吸着除去することにより、放射性核種を保存期
間の長期化に伴う劣化に対して安定な形態で、廃液から
除去および回収を行うことができる。

【００２２】

【発明の実施の形態】本発明による放射性廃液の処理処
分方法の一実施の形態を図１に示す。

【００２３】本発明では、施設１から排出された原廃液
を貯蔵する貯蔵タンク２、貯蔵された原廃液をろ過膜を
用いてろ過するろ過装置３、ろ液をイオン交換処理する
イオン交換装置４、イオン交換装置４によりイオン交換
を行ったろ液を貯留する処理タンク５を有する。

【００２４】そして、ろ過装置３には、ろ過膜として分
画分子量１万〜３０万の限外ろ過膜若しくは分画分子量
１５０〜１万のナノフィルターを有すると共に、ろ過膜
の目詰まりを防止するための目詰まり防止装置を有す
る。

【００２５】なお、ろ過膜として、限外ろ過膜やナノフ
ィルターと同様のろ過機能を有する限外ろ過カラムなど
を用いてもよい。

【００２６】目詰まり防止装置は、ろ過膜を振動させる
振動機構やろ過膜を回転させる回転機構、ろ過膜に超音
波を照射する超音波照射機構など、ろ過膜に対して物理
的な衝撃を加える機構を有し、膜のファウリング（目詰
まり）を防止する。

【００２７】また、イオン交換装置は、無機吸着材（選
択的核種吸着無機イオン交換体）が設置されており、Ｃ
ｓ−１３４、Ｃｓ−１３７、Ｓｒ−９０などのアルカリ
金属およびアルカリ土類金属核種、Ｃｏ−５８、Ｃｏ−
６０、Ｎｉ−６３、Ｍｎ−５４などの遷移金属核種、Ｉ
−１２５、Ｉ−１２９、Ｃ−１４、Ｔｃ−９９、Ｃｌ−
３６などのハロゲン核種、Ａｍ−２４１、Ｎｐ−２３
７、Ｕ−２３８などの超ウラン元素といった放射性イオ
ン核種を吸着する。

【００２８】なお、ろ液に含まれる放射性イオン核種に
応じて、無機吸着材を選択すると共に、異なる種類の無
機吸着材を組み合わせてもよい。

【００２９】放射性廃液の処理処分は、まず、原子力発
電所や核燃料再処理工場といった施設１から排出された
原廃液を貯蔵タンク２を経由してろ過装置３に輸送す
る。

【００３０】ろ過装置３では、ろ過膜を用いて原廃液に
含まれるコロイド成分程度の粒径までの不溶解性物質を
除去する。

【００３１】そして、ろ過装置３を通過したろ液はイオ
ン交換装置４に運ばれ、無機吸着材を用いて放射性核種
を除去処理され、処理液として処理タンクに貯留され
る。

【００３２】処理タンクにおいて、処理液が放射能を有
していないことを確認した後、一般的な排水処理を施
し、海洋等に放出される。

【００３３】原液の放射能レベルが高い場合には処理液
に放射能が確認される場合があるが、その際には、処理
液を再びイオン交換装置に通過させるか、低レベル放射
性廃液として処理する。

【００３４】なお、ろ過装置３により廃液から分離され
た不溶解性沈殿物質は貯蔵タンク２に運ばれて蓄積され
る。

【００３５】また、貯蔵タンク２に蓄積された不溶解性
沈殿物質及びコロイド成分が一定の濃度に達したら排出
し、使用済みイオン交換体と共にセメント等で固化処理
する。

【００３６】以下、実施例を用いて、さらに詳しく説明
する。

【００３７】

【実施例１】放射性廃液として、放射能濃度１００Ｂｑ
／ｍｌ（Ｃｏ−６０、Ｎｉ−６３）、０．１Ｍ・ＮａＮ
Ｏ_３（ｐＨ９）の放射性廃液１０Ｌを用意し、ろ過装置
の有無による無機イオン交換樹脂処理後の放射能濃度の
違いを比較した。

【００３８】なお、ろ過装置では、限外ろ過膜（分画分
子数３００００）を用い、廃液の処理流量は、１Ｌ／ｈ
とした。

【００３９】この結果を表１に示す。

【００４０】 このように、無機イオン交換体による処理を施す前に、
限外ろ過処理を行うことにより、廃液中の放射能濃度を
大幅に低下させることができる。

【００４１】

【実施例２】放射性廃液として、放射能濃度１０Ｂｑ／
ｍｌ（Ｃｏ−６０、Ｎｉ−６３）、０．１Ｍ・Ｎａ_２Ｓ
Ｏ_４（ｐＨ９）の放射性廃液１０Ｌを用意し、ろ過装置
の有無による無機イオン交換樹脂処理後の放射能濃度の
違いを比較した。

【００４２】なお、ろ過装置では、限外ろ過膜（分画分
子数３００００）を用い、廃液の処理流量は、１Ｌ／ｈ
とした。

【００４３】この結果を表２に示す。

【００４４】 このように、吸着による処理を施す前に、限外ろ過処理を
行うことにより、廃液中の放射能濃度を大幅に低下させ
ることができる。

【００４５】また本発明では、無機吸着材の処理能力を
超えない限り、放射能濃度の高い低いに関係なく、放射性
核種の除去を良好に行うことができる。

【００４６】

【発明の効果】本発明では、低伝導度、高伝導度、再処
理廃液といった原廃液の種類に関係なく、放射性廃液
を、放射能の無いまたは低い塩類を多量に含む処理液
と、放射能が高く塩類を含まない無機吸着材とに分離す
ることができる。

【００４７】このため、処理液が放出基準を満たす場合
には、海洋等に放出することが可能であり、放射性廃棄
物として処理を行う放射性廃液の量を大幅に減少させる
ことができる。

【００４８】また、放射性核種を吸着した無機吸着材に
は塩類が含まれず、物理的化学的に安定しているため、
ホウ酸、硝酸、硫酸等の塩類が処分場内に取り込まれる
ことを防止することができると共に、セメントなどで固
化処理した後、時間の経過と共に塩類が染み出すことに
よる、処分場周辺の環境破壊を防止することもできる。

【００４９】さらに、透過膜で不溶解性物質とコロイド
成分とが濃縮された廃液は、そのままセメント系物質に
固化処理することが出来るため、処理が容易である。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明による放射性廃液の処理処分方法を示す
構成図

【符号の説明】

１…施設 ２…貯蔵タンク ３…ろ過装置 ４…イオン交換装置 ５…処理タンク

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 渋谷 守 茨城県東茨城郡大洗町成田町2205 日揮株 式会社技術研究所内 Ｆターム(参考） 4D006 GA06 KA47 KB11 KB12 KB14 MB05 PA02 PB08 PC33

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】ろ過装置を用いて放射性廃液をろ過するろ
   過工程と、 前記ろ過工程の後、イオン交換装置を用いて放射性核種
   イオンを除去する放射性核種イオン除去工程とを具備
   し、 前記ろ過装置は、物理的な衝撃を加えてろ過膜の目詰ま
   りを防止する手段を有することを特徴とする放射性廃液
   の処理方法。
2. 【請求項２】前記放射性核種イオン除去工程において、
   無機吸着材を用いることを特徴とする請求項１記載の放
   射性廃液の処理方法。