JPS6155079B2 - - Google Patents
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- JPS6155079B2 JPS6155079B2 JP342577A JP342577A JPS6155079B2 JP S6155079 B2 JPS6155079 B2 JP S6155079B2 JP 342577 A JP342577 A JP 342577A JP 342577 A JP342577 A JP 342577A JP S6155079 B2 JPS6155079 B2 JP S6155079B2
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- Japan
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- sulfuric acid
- hydrogen peroxide
- radioactive waste
- organic matter
- radioactive
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
- Y02W30/62—Plastics recycling; Rubber recycling
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- Separation, Recovery Or Treatment Of Waste Materials Containing Plastics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Manufacture Of Porous Articles, And Recovery And Treatment Of Waste Products (AREA)
- Processing And Handling Of Plastics And Other Materials For Molding In General (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は原子力発電所などから発生する放射
性廃棄物の容量を減少させる処理方法に関する。
性廃棄物の容量を減少させる処理方法に関する。
従来、原子力発電所などの運転により種々の放
射性核種を含む廃水が発生するので、この廃水を
イオン交換樹脂処理、濾過処理あるいは蒸発処理
している。これらの処理で発生する廃イオン交換
樹脂、濾過助剤あるいは蒸発残渣または他の施設
から発生する放射性廃棄物は非常に危険なため、
これらをセメントやアスフアルトと混合してドラ
ム缶中で固化させ、これをそのまま所定の場所に
保管するようにしている。しかしながら、これら
の放射性廃棄物の量は増大する一方であり、その
保管場所の確保および安全性の確保が重大な問題
となつている。したがつて、放射性廃棄物を固化
処理するに際して、固化したものの容量をできる
だけ最少に留めることに重大な関心が払われてき
た。たとえば、廃イオン交換樹脂などを硫酸―硝
酸の混酸を用いて減容する方法がある。しかし、
この場合、硫酸および硝酸を使用するため、次に
示すような CmHn＋ｎ／2H2SO4→ nH2O＋ｎ／2SO2＋mC Ｃ ＋2H2SO4 →2H2O＋2SO4＋CO2 3C ＋4HNO3 →4NO＋2H2O＋3CO2 などの反応が起り、その結果、好ましくないSOx
やNOxが生成する。そこで、これらのSOxやNOx
を硫酸や硝酸として回収するための酸化塔および
吸収塔が必要となり、したがつて回収工程が複難
になるとともに再生回収用液として濃硫酸、濃硝
酸などを用いるので、安全性と設備費などにかな
りの投資を必要とする。また、硝酸を使用するた
めニトロ化合物の副生による爆発の防止について
も対策を講じなければならない。
射性核種を含む廃水が発生するので、この廃水を
イオン交換樹脂処理、濾過処理あるいは蒸発処理
している。これらの処理で発生する廃イオン交換
樹脂、濾過助剤あるいは蒸発残渣または他の施設
から発生する放射性廃棄物は非常に危険なため、
これらをセメントやアスフアルトと混合してドラ
ム缶中で固化させ、これをそのまま所定の場所に
保管するようにしている。しかしながら、これら
の放射性廃棄物の量は増大する一方であり、その
保管場所の確保および安全性の確保が重大な問題
となつている。したがつて、放射性廃棄物を固化
処理するに際して、固化したものの容量をできる
だけ最少に留めることに重大な関心が払われてき
た。たとえば、廃イオン交換樹脂などを硫酸―硝
酸の混酸を用いて減容する方法がある。しかし、
この場合、硫酸および硝酸を使用するため、次に
示すような CmHn＋ｎ／2H2SO4→ nH2O＋ｎ／2SO2＋mC Ｃ ＋2H2SO4 →2H2O＋2SO4＋CO2 3C ＋4HNO3 →4NO＋2H2O＋3CO2 などの反応が起り、その結果、好ましくないSOx
やNOxが生成する。そこで、これらのSOxやNOx
を硫酸や硝酸として回収するための酸化塔および
吸収塔が必要となり、したがつて回収工程が複難
になるとともに再生回収用液として濃硫酸、濃硝
酸などを用いるので、安全性と設備費などにかな
りの投資を必要とする。また、硝酸を使用するた
めニトロ化合物の副生による爆発の防止について
も対策を講じなければならない。
本発明の目的は、厳重な処理及び保管を必要と
する放射性廃有機物を減容処理するに際し、従来
の焼却法によるSOxの発生や硝酸法によるNOxの
発生の恐れが全くなく、そしてこれらの回収工程
も必要とせず、しかも反応制御が容易で装置の腐
食の問題もないプロセス的、装置的及び経済的に
有利な放射性廃有機物の減容処理方法を提供する
ことにある。
する放射性廃有機物を減容処理するに際し、従来
の焼却法によるSOxの発生や硝酸法によるNOxの
発生の恐れが全くなく、そしてこれらの回収工程
も必要とせず、しかも反応制御が容易で装置の腐
食の問題もないプロセス的、装置的及び経済的に
有利な放射性廃有機物の減容処理方法を提供する
ことにある。
即ち、本発明の方法は、濃硫酸に放射性廃有機
物を仕込み、150〜300℃の温度に維持しつつ、過
酸化水素を添加して放射性廃有機物を分解するこ
とを特徴とするものである。
物を仕込み、150〜300℃の温度に維持しつつ、過
酸化水素を添加して放射性廃有機物を分解するこ
とを特徴とするものである。
この発明において減容処理の対象となる放射性
廃有機物は、原子力施設などから発生する種々の
放射性核種を含む廃水を処理する過程で排出され
るイオン交換樹脂、濾過助剤などのほか、放射能
で汚染された衣服、材料などであり、これらの放
射性有機物は水分を含んでいるものでもよく、ま
た重金属を含んでいてもよい。
廃有機物は、原子力施設などから発生する種々の
放射性核種を含む廃水を処理する過程で排出され
るイオン交換樹脂、濾過助剤などのほか、放射能
で汚染された衣服、材料などであり、これらの放
射性有機物は水分を含んでいるものでもよく、ま
た重金属を含んでいてもよい。
次にこの発明を添付の図面にもとづいてさらに
詳しく説明する。
詳しく説明する。
図面は本発明実施装置の１例を示したもので、
図において、１は放射性廃有機物タンク、４は撹
拌型反応器である。放射性廃有機物は、タンク１
から二重ダンパを有するホツパ２を経てその下部
に取付けられたフイーダ３によつて撹拌型反応器
４に供給される。撹拌型反応器４はガラスまたは
耐酸性の金属材料で作られており、その中には予
め150〜300℃に維持した濃硫酸が収容されてい
る。撹拌型反応器４に供給された放射性廃有機物
は加熱濃硫酸によつてその一部が分解されるが、
これにタンク５から過酸化水素水溶液を滴下して
添加することにより分解が速かに進む。すなわ
ち、過酸化水素が分解して生じた酸素によつて分
解が促進され、そのため放射性廃有機物は炭酸ガ
スと水蒸気とに分解される。この場合、150℃以
上の温度で分解するので不安定な過酸化物の生成
はなく安全な操作ができ、さらに濃硫酸の蒸発を
抑制するために分解温度は300℃以下とするのが
好ましい。また過酸化水素の添加量は、加熱濃硫
酸中の放射性廃有機物がすべて分解されるまで、
すなわち加熱濃硫酸が透明になるまでとするのが
よい。
図において、１は放射性廃有機物タンク、４は撹
拌型反応器である。放射性廃有機物は、タンク１
から二重ダンパを有するホツパ２を経てその下部
に取付けられたフイーダ３によつて撹拌型反応器
４に供給される。撹拌型反応器４はガラスまたは
耐酸性の金属材料で作られており、その中には予
め150〜300℃に維持した濃硫酸が収容されてい
る。撹拌型反応器４に供給された放射性廃有機物
は加熱濃硫酸によつてその一部が分解されるが、
これにタンク５から過酸化水素水溶液を滴下して
添加することにより分解が速かに進む。すなわ
ち、過酸化水素が分解して生じた酸素によつて分
解が促進され、そのため放射性廃有機物は炭酸ガ
スと水蒸気とに分解される。この場合、150℃以
上の温度で分解するので不安定な過酸化物の生成
はなく安全な操作ができ、さらに濃硫酸の蒸発を
抑制するために分解温度は300℃以下とするのが
好ましい。また過酸化水素の添加量は、加熱濃硫
酸中の放射性廃有機物がすべて分解されるまで、
すなわち加熱濃硫酸が透明になるまでとするのが
よい。
上記の化学分解で生成した炭酸ガスと水蒸気お
よび過酸化水素の分解で発生した酸素ガスは撹拌
型反応器４から冷却吸収塔６に入り、ここで水蒸
気は冷却水により冷却されて回収水となる。冷却
吸収水はポンプ７によつて循環されながらその一
部は蒸留塔８から除去され、残りの大部分は蒸留
塔８で蒸留されたのち冷却器９を通りセパレータ
１０を経て循環水槽１１に貯留され、ポンプ１２
によつて冷却吸収塔６に再循環させる。蒸留塔８
の残渣は場合によつては放射性物質を含むので固
化処理などによつて安全対策を施す。冷却吸収塔
６を出たガスは活性炭吸収塔１３に入り、微量の
放射性ヨードなどがあればそれを除去し、清浄な
許容濃度以下の廃ガスとしてブロワ１４により排
出される。
よび過酸化水素の分解で発生した酸素ガスは撹拌
型反応器４から冷却吸収塔６に入り、ここで水蒸
気は冷却水により冷却されて回収水となる。冷却
吸収水はポンプ７によつて循環されながらその一
部は蒸留塔８から除去され、残りの大部分は蒸留
塔８で蒸留されたのち冷却器９を通りセパレータ
１０を経て循環水槽１１に貯留され、ポンプ１２
によつて冷却吸収塔６に再循環させる。蒸留塔８
の残渣は場合によつては放射性物質を含むので固
化処理などによつて安全対策を施す。冷却吸収塔
６を出たガスは活性炭吸収塔１３に入り、微量の
放射性ヨードなどがあればそれを除去し、清浄な
許容濃度以下の廃ガスとしてブロワ１４により排
出される。
一方、放射性廃有機物中に重金属などの無機物
が含まれている場合には、無機物はその一部が硫
酸塩となり、残りの大部分は分解されずに濃硫酸
中に残る。したがつて、これらの無機物が反応器
内に蓄積してくる場合は、反応器の撹拌を止め反
応液を静置して沈殿物質を除去したり、また反応
器を冷却して沈殿物質を除去してもよく、または
反応器内の濃硫酸を抜出し同様の処理をして沈殿
物質を除去することもできる。なお、除去した沈
殿物質は固化処理を施す。
が含まれている場合には、無機物はその一部が硫
酸塩となり、残りの大部分は分解されずに濃硫酸
中に残る。したがつて、これらの無機物が反応器
内に蓄積してくる場合は、反応器の撹拌を止め反
応液を静置して沈殿物質を除去したり、また反応
器を冷却して沈殿物質を除去してもよく、または
反応器内の濃硫酸を抜出し同様の処理をして沈殿
物質を除去することもできる。なお、除去した沈
殿物質は固化処理を施す。
上記のような処理を行うことにより、放射性廃
有機物は完全に酸化されて炭酸ガスと水蒸気とに
なる。そして、このような方法によれば、酸化剤
として濃硫酸と過酸化水素を用いるので、硝酸を
用いるときのようなNOxの生成がなく、SO2も過
剰の過酸化水素と反応して硫酸に再生される。ま
た硝酸酸化の場合のように爆発性ニトロ化合物の
生成がないので安全対策が容易であり、分解反応
も急激でないから反応制御が容易である。さらに
硫酸―過酸化水素による反応系であるから、装置
の腐食が軽減され、安価な使用材料を選択でき
る。
有機物は完全に酸化されて炭酸ガスと水蒸気とに
なる。そして、このような方法によれば、酸化剤
として濃硫酸と過酸化水素を用いるので、硝酸を
用いるときのようなNOxの生成がなく、SO2も過
剰の過酸化水素と反応して硫酸に再生される。ま
た硝酸酸化の場合のように爆発性ニトロ化合物の
生成がないので安全対策が容易であり、分解反応
も急激でないから反応制御が容易である。さらに
硫酸―過酸化水素による反応系であるから、装置
の腐食が軽減され、安価な使用材料を選択でき
る。
実施例 １
イオン交換樹脂1.0055grを97wt％H2SO460mlの
入つたガラス製反応器に仕込み、加熱昇温させ硫
酸液温200℃より30wt％過酸化水素を滴下し反応
温度200乃至240℃で化学分解を行つた。過酸化水
素滴下量16.3ml、滴下時間60分で液色は黒色より
淡黄色透明になつた。この間発生したガス量は
1481c.c.で初期の生成ガスは、容積パーセントで
O254.82、N220.60、CO2.78、CO221.80、反応中
期の生成ガスはO234.00、N216.68、CO8.78、
CO240.54、末期の生成ガスはO259.99、
N216.26、CO3.00、CO220.75であつた。また処理
速度は反応容積100ml当り1.01gr／hrであつた。
入つたガラス製反応器に仕込み、加熱昇温させ硫
酸液温200℃より30wt％過酸化水素を滴下し反応
温度200乃至240℃で化学分解を行つた。過酸化水
素滴下量16.3ml、滴下時間60分で液色は黒色より
淡黄色透明になつた。この間発生したガス量は
1481c.c.で初期の生成ガスは、容積パーセントで
O254.82、N220.60、CO2.78、CO221.80、反応中
期の生成ガスはO234.00、N216.68、CO8.78、
CO240.54、末期の生成ガスはO259.99、
N216.26、CO3.00、CO220.75であつた。また処理
速度は反応容積100ml当り1.01gr／hrであつた。
実施例 ２
安息香酸1.0035grを97wt％H2SO470mlの入つた
ガラス製反応器に仕込み、加熱昇温させ硫酸液温
210℃より30wt％過酸化水素を滴下し、反応温度
230乃至240℃で化学分解を行つた。過酸化水素滴
下量15ml滴下時間70分で液色は黒色より淡黄色透
明になつた。この間発生したガス量は、1594c.c.
で、平均ガス組成は容積パーセントでO232.90、
N27.06、CO7.73、CO252.31であつた。また処理
速度は、反応容積100ml当り0.86gr／hrであつ
た。
ガラス製反応器に仕込み、加熱昇温させ硫酸液温
210℃より30wt％過酸化水素を滴下し、反応温度
230乃至240℃で化学分解を行つた。過酸化水素滴
下量15ml滴下時間70分で液色は黒色より淡黄色透
明になつた。この間発生したガス量は、1594c.c.
で、平均ガス組成は容積パーセントでO232.90、
N27.06、CO7.73、CO252.31であつた。また処理
速度は、反応容積100ml当り0.86gr／hrであつ
た。
実施例 ３
濾過助剤―フロツク1.0013grを97wt％H2SO460
mlにて加熱溶解した黒色液を反応容積100mlの反
応器に濃硫酸20mlを入れて加熱昇温させ、硫酸液
温220℃より30wt％過酸化水素を滴下し、反応温
度220乃至240℃で化学分解を行つた。過酸化水素
滴下量19.3ml滴下時間41分で液色は黒色透明にな
つた。この間発生したガス量は1995c.c.で平均ガス
組成は、容積パーセントでO276.32、N20.85、
CO6.55、CO216.28であつた。また処理速度は反
応容積100ml当り1.58gr／hrであつた。
mlにて加熱溶解した黒色液を反応容積100mlの反
応器に濃硫酸20mlを入れて加熱昇温させ、硫酸液
温220℃より30wt％過酸化水素を滴下し、反応温
度220乃至240℃で化学分解を行つた。過酸化水素
滴下量19.3ml滴下時間41分で液色は黒色透明にな
つた。この間発生したガス量は1995c.c.で平均ガス
組成は、容積パーセントでO276.32、N20.85、
CO6.55、CO216.28であつた。また処理速度は反
応容積100ml当り1.58gr／hrであつた。
参考例 １
濾過助剤―フロツク1.5300grを97wt％H2SO480
mlの入つたガラス製反応器に仕込み、加熱昇温さ
せ硫酸液温220℃より70wt％硝酸を滴下し反応温
度220乃至230℃で化学分解を行つた。硝酸滴下量
8.2ml滴下時間41分で液色は黒色より無色透明に
なつた。この間発生したガス量は2658c.c.で平均ガ
ス組成は容積パーセントでCO265.82、N217.50、
SO27.00、NO3.70、CO3.00、N2O1.98であつた。
また処理速度は反応容積100ml当り2.24gr／hrで
あつた。
mlの入つたガラス製反応器に仕込み、加熱昇温さ
せ硫酸液温220℃より70wt％硝酸を滴下し反応温
度220乃至230℃で化学分解を行つた。硝酸滴下量
8.2ml滴下時間41分で液色は黒色より無色透明に
なつた。この間発生したガス量は2658c.c.で平均ガ
ス組成は容積パーセントでCO265.82、N217.50、
SO27.00、NO3.70、CO3.00、N2O1.98であつた。
また処理速度は反応容積100ml当り2.24gr／hrで
あつた。
図面は本発明実施装置の概略図である。
１…放射性廃有機物タンク、４…撹拌型反応
器、５…過酸化水素タンク。
器、５…過酸化水素タンク。
Claims (1)
- １ 濃硫酸に放射性廃有機物を仕込み、150〜300
℃の温度に維持しつつ、過酸化水素を添加して放
射性廃有機物を分解することを特徴とする放射性
廃有機物の減容処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP342577A JPS5388500A (en) | 1977-01-14 | 1977-01-14 | Method of decreasing volume of radioactive organic waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP342577A JPS5388500A (en) | 1977-01-14 | 1977-01-14 | Method of decreasing volume of radioactive organic waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5388500A JPS5388500A (en) | 1978-08-03 |
| JPS6155079B2 true JPS6155079B2 (ja) | 1986-11-26 |
Family
ID=11557012
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP342577A Granted JPS5388500A (en) | 1977-01-14 | 1977-01-14 | Method of decreasing volume of radioactive organic waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5388500A (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5543430A (en) * | 1978-09-25 | 1980-03-27 | Japan Atomic Energy Res Inst | Treating radioactively polluted organic high molecular material |
| JPS55106399A (en) * | 1978-12-22 | 1980-08-15 | Alkem Gmbh | Radioactive waste processing method |
| JPS55129798A (en) * | 1979-03-29 | 1980-10-07 | Toyo Engineering Corp | Heating method in oxidative decomposition of radioactive organic material |
| JPH0631866B2 (ja) * | 1983-09-09 | 1994-04-27 | 株式会社東芝 | 放射性含金属有機廃棄物分解液の減容固化方法 |
| JPS6127412A (ja) * | 1984-07-18 | 1986-02-06 | Ebara Corp | イオン交換樹脂を含む廃棄物の熱的処理方法 |
| DE19536934A1 (de) * | 1995-10-04 | 1997-04-10 | Weiss Gmbh & Co Leonhard | Verfahren zum Aufarbeiten von Säureharzen |
-
1977
- 1977-01-14 JP JP342577A patent/JPS5388500A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5388500A (en) | 1978-08-03 |
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