(57)【要約】【課題】放射性核種を吸着した使用済イオン交換樹脂を減容かつ安定に固化処理する方法を提供する。【解決手段】使用済イオン交換樹脂貯蔵タンク１から放射性核種を吸着した使用済イオン交換樹脂を、アルカリ土類金属化合物貯蔵タンク３からアルカリ土類金属化合物を、陽イオン吸着固化助材貯蔵タンク４から陽イオン吸着固化助材をそれぞれ前処理装置２に入れて攪拌機１２で攪拌混合してスラリーと成し、そのスラリーを脱水機５で脱水し、その脱水により発生した自由水を使用済イオン交換樹脂貯蔵タンクに戻し、その一方、脱水した使用済イオン交換樹脂と、セメントホッパ７からのセメントと、添加水貯蔵タンクからの水とを固化装置６に入れて攪拌機１１で攪拌混合して固化容器９に入れてセメント固化物を作る。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性核種を吸着した使用済イオン交換樹脂にアルカリ土類金属を吸着させ、
前記使用済イオン交換樹脂から放出された前記放射性核種を陽イオン吸着固化助剤で保持させ、
その後に前記使用済イオン交換樹脂を脱水して固化する放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項２】
請求項１に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
使用済イオン交換樹脂にアルカリ土類金属化合物と陽イオン吸着固化助材を添加する前処理工程と、
前記前処理工程を施した使用済イオン交換樹脂を脱水する工程と、
前記脱水により発生した自由水を使用済イオン交換樹脂貯蔵タンクに戻す工程と、
前記脱水したイオン交換樹脂を固化する工程と、
を有することを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項３】
請求項１に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
使用済イオン交換樹脂にアルカリ土類金属化合物を添加する前処理工程と、
前記前処理工程を施した使用済イオン交換樹脂を脱水する工程と、
前記脱水により発生した自由水と陽イオン吸着固化助材を接触させる工程と、
前記陽イオン吸着固化助材に接触した後の前記自由水を使用済イオン交換樹脂貯蔵タンクに戻す工程と、
前記脱水したイオン交換樹脂及び前記陽イオン吸着固化助材を固化する工程と、
を有することを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項４】
請求項１又は請求項２又は請求項３に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、前記アルカリ土類金属化合物が、バリウム化合物或いはストロンチウム化合物或いはカルシウム化合物のいずれかを含むものであることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項５】
請求項１又は請求項２又は請求項３又は請求項４に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、前記陽イオン吸着固化助材が、ケイ砂或いはシリカフューム或いはゼオライトのいずれかを含むものであることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力施設から発生する使用済イオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の固化処理方法に係わり、特に使用済イオン交換樹脂を減容且つ安定に固化処理する方法に関わる。
【背景技術】
【０００２】
イオン交換樹脂は、原子力施設で放射性廃液から放射性核種を取り除く用途で用いられる。そのため、原子力施設から放射性廃棄物として発生する使用済イオン交換樹脂は、様々な放射性核種を吸着している。
【０００３】
イオン交換樹脂は、陽イオン成分を吸着する陽イオン交換樹脂と、陰イオン成分を吸着する陰イオン交換樹脂があり、スチレンとジビニルベンゼンの高分子基体に、それぞれスルホン酸基（Ｒ−ＳＯ3-），４級アンモニウム基（Ｒ−Ｎ+）等が結合されており、これらの官能基に放射性核種を含むイオン成分が吸着されている。
【０００４】
上記イオン交換樹脂は、同じイオン成分であってもイオンの種類により吸着のしやすさが異なり、吸着選択性の高いイオンがきた場合には元々吸着していたイオンを放出し、選択性の高いイオンを吸着する性質がある。また、吸着性の高いイオンを吸着した場合ほど、イオン交換樹脂は樹脂内部に保持する自由水を放出し、含水率，粒径ともに小さくなる性質を持つ。
【０００５】
このため、使用済イオン交換樹脂は使用履歴に応じて、吸着イオンが異なり、同じイオン交換樹脂であっても粒径，含水率が異なるという性質を持つ。
【０００６】
通常、使用済イオン交換樹脂は脱水処理された後に、セメント固化処理され、埋設処分に適合した固化体が作製される。この際、前述したように、イオン交換樹脂の使用履歴によっては、セメント固化処理する際に、セメントに含まれる陽イオンがイオン交換樹脂に吸着され、粒径が小さくなるとともに自由水を放出する場合があり、このようなケースでは余剰水が発生し、固化処理後に上面に水が溜まるブリージング現象が起こる。
【０００７】
このような場合、余剰水が再度固化体に吸収されるまで、数日から数週間、固化体を保管しておく必要があり、固化体の搬出を予定通りに行うことができなくなる。このため、通常はセメント固化時の使用済イオン交換樹脂の充填量を一定量以下に制約し、イオン交換樹脂の使用履歴が変動してもブリージング水が発生しない範囲で固化処理が行われる。
【０００８】
これに対し、積極的に使用済イオン交換樹脂のイオン交換を促し、充填量を高める方法が検討されている。特開昭６３−２６１２００号公報に記載の技術では、使用済イオン交換樹脂にヨウ化カリウムや炭酸カルシウム等の電解質を添加することにより、使用済イオン交換樹脂から自由水を放出させ、樹脂充填量を向上する方法が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開昭６３−２６１２００号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
しかし、上記特許文献１に記載の技術では、使用済イオン交換樹脂に電解質を添加した後に脱水を行うので、電解質の添加により元々吸着していた放射性核種を含むイオン成分が液相中に移行してしまうとの問題があった。
【００１１】
このように、使用済イオン交換樹脂の充填量を高めるため、イオン成分等の添加は有効であるが、添加時に元々イオン交換樹脂に吸着していた放射性核種が放出され、液相に移行してしまうとの課題がある。
【００１２】
一方、使用済イオン交換樹脂のうち、特に陽イオン交換樹脂のスルホン酸基は長期的には樹脂が熱や放射線によって分解し、硫酸イオンとなる可能性がある。この場合には硫酸イオンとセメント成分が反応し、エトリンガイト（３ＣａＯ・Ａｌ2Ｏ3・３ＣａＳＯ4・３２Ｈ2Ｏ）等の膨張性物質が生成され、固化体や周囲のバリア材の核種閉じ込め性能を低下させる恐れがある。このため、使用済イオン交換樹脂に含まれるスルホン酸基を安定化する必要がある。
【００１３】
従って、本発明の目的は、使用済イオン交換樹脂の充填量を高め、かつ放射性核種の封じ込めを促進し、また、イオン交換樹脂中のスルホン酸基を安定化可能な放射性廃棄物の固化処理方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記目的を達成するための手段は、放射性核種を吸着した使用済イオン交換樹脂にアルカリ土類金属を吸着させ、前記使用済イオン交換樹脂から放出された前記放射性核種を陽イオン吸着固化助剤で保持させ、その後に前記使用済イオン交換樹脂を脱水して固化する放射性廃棄物の固化処理方法である。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、使用済イオン交換樹脂の充填量を高め、かつ放射性核種の封じ込めを促進し、また、イオン交換樹脂中のスルホン酸基を安定化可能な放射性廃棄物の固化処理方法を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明の実施例１に係る放射性廃棄物の固化処理方法を実施するための設備の系統図である。
【図２】本発明の実施例１で陽イオン吸着固化助材非添加状態とした場合の効果を説明するグラフ図である。
【図３】本発明の実施例１で陽イオン吸着固化助材添加状態とした場合の効果を説明するグラフ図である。
【図４】本発明の実施例２に係る放射性廃棄物の固化処理方法を実施するための設備の系統図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
本発明は次のような発明者の知見に基づいて成された。
【００１８】
即ち、発明者等は、イオン交換樹脂中のスルホン酸基を安定化させる方法について検討を行った結果、スルホン基に予めアルカリ土類金属を吸着させておけば、その後の熱や放射線により劣化する際にもスルホン酸基が可溶性の硫酸イオンではなく、アルカリ土類金属の硫酸塩として安定に沈殿することを見出した。アルカリ土類金属化合物の中では、バリウム化合物，ストロンチウム化合物，カルシウム化合物の順で効果が高い傾向が見られた。
【００１９】
前述したように、このアルカリ土類金属化合物の添加では、使用済イオン交換樹脂とアルカリ土類金属イオンの間でイオン交換が起こり、樹脂から自由水が放出され、含水率が低下する効果が得られた。しかし、同時に元々樹脂に吸着されていた放射性核種が液相に放出されてしまうとの問題が発生した。
【００２０】
発明者等は、この放射性核種の放出を抑制し、かつセメント固化時に十分な混練が可能な陽イオン吸着固化助材として、ケイ砂，シリカフューム，ゼオライト等が適切であることを見出した。この陽イオン吸着固化助材を添加することにより、アルカリ土類金属化合物添加時にも放射性核種を保持しつつ、樹脂の含水率を下げ、セメント固化体への充填量を上げられることを見出した。
【００２１】
以下、原子力施設から発生した放射線核種を吸着した使用済イオン交換樹脂を対象とした放射性廃棄物の固化処理方法について、本発明の実施形態として詳細に説明する。
【実施例１】
【００２２】
本発明の実施例１を図１，図３に基づいて以下に説明する。図１は使用済イオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の固化処理方法を実施するための設備の系統図である。
【００２３】
図１において、固化処理の対象となる使用済イオン交換樹脂は、使用済イオン交換樹脂貯蔵タンク１に保管されており、ここから所定量の使用済イオン交換樹脂を前処理装置２に添加する。その後に、アルカリ土類金属化合物を貯蔵しているアルカリ土類金属化合物貯蔵タンク３より、使用済イオン交換樹脂中の陽イオン交換容量に相当する水酸化バリウムがアルカリ土類金属化合物として前処理装置２に添加される。
【００２４】
前処理装置２は、攪拌対象物を受け入れるタンクと、そのタンクに装備された攪拌機１２とを備えていて、前処理装置２に添加された使用済イオン交換樹脂と水酸化バリウムとは攪拌機１２で十分に攪拌混合される。
【００２５】
その後、陽イオン吸着固化助材が貯蔵された陽イオン吸着固化助材貯蔵タンク４より、陽イオン吸着固化助材としてゼオライトが使用済イオン交換樹脂中の陽イオン交換容量に相当する量だけ前処理装置２内に添加され、ゼオライトも含めて前処理装置２内でさらに攪拌混合される。
【００２６】
上述のように水酸化バリウムやゼオライトとともに攪拌されてスラリーとなった使用済イオン交換樹脂を含むそのスラリーは脱水機５に送られ、そこで脱水処理され、脱離した自由水は使用済イオン交換樹脂貯蔵タンク１に戻されて液体廃棄物として固化処理系統外に極力出ないようにされる。その一方、脱水後のスラリーは固化装置６に送られる。
【００２７】
その後、セメントホッパ７と添加水貯蔵タンク８から所定量のセメントと添加水が固化装置６へ送られ、脱水後のスラリーと十分に攪拌混合されて、固化容器９に注入され固化体を作製する。固化装置６は脱水後のスラリーやセメントや添加水を受け入れるタンクと、そのタンク内で受け入れた物質を攪拌する攪拌機１１とを備えている。
【００２８】
図２には、陽イオン吸着固化助材を添加しなかったケースの代表的な試験結果を示す。このケースではバリウム（Ｂａ）イオンの添加とともに使用済イオン交換樹脂の充填量は増加し、使用済イオン交換樹脂中の陽イオン交換容量相当までバリウム（Ｂａ）イオンを添加した場合には、全く添加しなかった場合に比べて約２倍の充填量となった。
【００２９】
しかし、固化体に残留した放射性核種の割合はバリウム（Ｂａ）イオンの添加とともに大幅に減少する傾向が見られた。また、このケースでは脱水時の自由水に放射性核種が移行し、貯蔵タンクの放射線量が増大した。
【００３０】
図３には、陽イオン吸着固化助剤を添加したケースの代表的な試験結果を示す。このケースではバリウム（Ｂａ）イオンの添加により使用済イオン交換樹脂の充填量は増大した上、ほぼ１００％の割合で固化体に放射性核種が移行する結果が得られた。
【００３１】
また、使用済イオン交換樹脂中の陽イオン交換容量相当までバリウム（Ｂａ）イオンを添加した場合には、固化体を熱や放射線により劣化させた後に浸漬を行っても硫酸イオンは検出されなかった。
【００３２】
以上のように、本実施例１により、使用済イオン交換樹脂の充填量を高め、かつ放射性核種の液相への移行を抑制して固化体内での保持維持が達成され、また、長期的にイオン交換樹脂中のスルホン酸基を安定化可能な放射性廃棄物の固化処理を実施することができる。
【００３３】
本実施例では、アルカリ土類金属化合物として水酸化バリウムを用いたが、その他のバリウム化合物，ストロンチウム化合物，カルシウム化合物でも同様の効果が得られる。また、陽イオン吸着固化助材として、ゼオライトを用いたが、シリカフューム，ケイ砂であっても同様の効果が得られる。
【実施例２】
【００３４】
本発明の実施例２を図４に基づいて以下に説明する。図４は使用済イオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の固化処理方法を実施するための設備の系統図である。
【００３５】
使用済イオン交換樹脂は使用済イオン交換樹脂貯蔵タンク１に保管されており、ここから所定量の使用済イオン交換樹脂が前処理装置２に添加される。その後、アルカリ土類金属化合物貯蔵が貯蔵されているアルカリ土類金属化合物貯蔵タンク３より、使用済イオン交換樹脂中の陽イオン交換容量に相当する塩化バリウムが前処理装置２に添加される。前処理装置２は、攪拌対象物を受け入れるタンクと、そのタンクに装備された攪拌機１２とを備えていて、前処理装置２に添加された塩化バリウムと使用済イオン交換樹脂とが十分に攪拌混合される。
【００３６】
この様に塩化バリウムと攪拌混合された使用済イオン交換樹脂を含むスラリーは脱水機５に送られ、脱水処理され、脱離した自由水は反応容器１０に送られる。反応容器１０には予め、陽イオン吸着固化助材が貯蔵された陽イオン吸着固化助材貯蔵タンク４よりケイ砂が充填されており、反応容器１０内においてケイ砂に自由水中の陽イオン成分を吸着させる。
【００３７】
その後、自由水は使用済イオン交換樹脂貯蔵タンク１に戻されて液体廃棄物として固化処理系統外に極力出ないようにされる。その一方、脱水処理した後のスラリーと陽イオン成分を吸着した陽イオン吸着固化助材であるケイ砂は固化装置６に送られる。
【００３８】
その後、セメントホッパ７と添加水貯蔵タンク８から所定量のセメントと添加水が固化装置６へ送られてスラリーと十分に攪拌混合して、固化容器９に注入し固化体を作製する。
【００３９】
このような固化処理方法により、使用済イオン交換樹脂の充填量を高め、かつ放射性核種の液相への移行を抑制して固化体内での保持維持が達成され、また、長期的にイオン交換樹脂中のスルホン酸基を安定化可能な放射性廃棄物の固化処理を実施することができる。
【００４０】
本実施例では、アルカリ土類金属化合物として塩化バリウムを用いたが、その他のバリウム化合物，ストロンチウム化合物，カルシウム化合物でも同様の効果が得られる。また、陽イオン吸着固化助材として、ケイ砂を用いたが、シリカフューム，ゼオライトであっても同様の効果が得られる。
【産業上の利用可能性】
【００４１】
本発明は、放射性核種を吸着した使用済イオン交換樹脂を対象とした放射性廃棄物の固化処理方法に利用することができる。
【符号の説明】
【００４２】
１  使用済イオン交換樹脂貯蔵タンク
２  前処理装置
３  アルカリ土類金属化合物貯蔵タンク
４  陽イオン吸着固化助材貯蔵タンク
５  脱水機
６  固化装置
７  セメントホッパ
８  添加水貯蔵タンク
９  固化容器
１０  反応容器
１１，１２  攪拌機
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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