平成26年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」（固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発）
スラリー安定化技術の選定要件整理および適用性試験結果について
平成28年4月28日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構／株式会社アトックス
本資料には、平成26年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発）」成果の一部が含まれている。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

スラリー安定化の目的
水処理設備で油分、セシウム、ストロンチウムを低減した汚染水多核種除去設備（ＡＬＰＳ）
前処理設備
鉄共沈処理設備

吸着塔

炭酸塩共沈処理設備

62種類の放射性物質を除去した処理済水（タンク等へ貯蔵）

スラリー

現状
高性能容器（ＨＩＣ）

一時保管施設へ移送・貯蔵スラリーは含水率が高く液体状のため、漏えいするポテンシャルがある

長期安定保管のため、脱水して含水率を下げることにより固体状にする©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2スラリーの特徴
既設ALPS前処理スラリー分析結果の例（炭酸塩スラリー[サンプル名：AL-S2-1]の結果）

項目

物性粒度

放射能濃度
〔Bq/cm3〕

特徴
86.3 %
含水率pH
11.2
CaCO3とMg(OH)2で、固形成分分の約9割を占める

実機と同様の手順で作製した模擬スラリー（非放射性）

平均径：3.62μm
90Sr：1.3×107
137Cs：2.7×102
60Co：1.4×102

平成28年1月28日「汚染水処理二次廃棄物の放射能評価のための多核種除去設備スラリー試料の分析」（IRID/JAEA）より抜粋○高含水率である（液体の割合が高い）○アルカリ性である○粒径が小さい○粘性が高い○90Srが支配的である©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

安定化技術選定の際に考慮すべき要件
スラリーの特徴を踏まえ、技術選定の際に考慮すべき要件を整理した。
項目
処理能力
処理実績
処理物性状

脱水性能
被ばく低減
飛散防止

考慮すべき要件○HICスラリーの発生量（2基/日程度）を上回る処理能力を持
つこと○一般産業界において脱水処理の実績を有すること○高粘性流体を処理できること○耐アルカリ性、耐腐食性を有する材質とすること○小粒径（3μm程度）でも脱水処理が可能なこと○脱水物は固体状とし，水の漏出がないこと○脱水後の分離水中の懸濁物質量（SS濃度）を10mg/L未満にできること （分離水はALPSでの再処理を想定）○遠隔による自動、連続運転が可能なこと○覆い等により飛散防止を図ることができること

二次廃棄物の発生 ○二次廃棄物発生量を極力抑える構造、材質とすること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

安定化技術選定
机上検討

模擬スラリーによる適用性試験結果を踏まえた検討

分離技術の中から水分除去技術をピックアップし、「処理能力」及び「処理実績」に着目して机上検討実施
技術名※

検討結果

選定

乾燥（蒸発）

大型処理装置の実績あり○

蒸留

脱水としては実績が無い

×

ろ過
圧搾

大型処理装置の実績あり○

処理時間や広沈降/浮上大なスペースが分離必要

×

遠心力に依存遠心分離 するため確認が必要△

クロスフロー処理済ス
膜分離 ラリーの繰り返し処理(クロスフロー) は時間を要するため不適

×※「化学工学便覧」（化学工学会）より抜粋

選定工法

適用性検討結果

乾燥

脱水性能良好（含水率5%未満）
縦型/横型ドラム式では加熱面に脱水物が固着し自動排出が困難となったが、円盤加熱式
では自動連続運転が可能

ろ過脱水性能良好（含水率40～50%）
加圧圧搾ろ過式により含水率低減

遠心分離脱水性能が不十分であり適用が困難

技術選定

乾燥（円盤加熱式）

ろ過（加圧圧搾ろ過式）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5選定要件に基づき選定した技術の原理・特徴
選定技術

処理装置例

原理・特徴

「CDドライヤ」による処理＜原理＞○加熱した円盤面にスラリーを塗布し、円盤を回転させ、固定式スクレーパで円盤表面の脱水物を剥離し自動排出スラリー供給口 ○分離水は蒸気として排出＜特徴＞
スクレーパ部・粒径に関係なく処理可能
・塗布にあたって粘度調整が必要
回転

円盤
加熱式

加圧圧搾
ろ過式

脱水物
排出

＜原理＞
○加圧しながらスラリーをろ過したのち、さらに圧搾を行う。脱水物は装置下部から自動排出○分離水はろ布洗浄水とともに回収＜特徴＞
・汚泥処理において多数実績あり・大量処理が可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6選定した技術により得られた脱水物
円盤加熱乾燥
加圧圧搾ろ過
鉄共沈

炭酸塩

鉄共沈

炭酸塩

含水率：5%未満

含水率：50%程度○粉末状○加熱条件の設定で含水率を調整可能（1%未満～20%程度）○含水率1%未満となると飛散しやすくなる○スラリー中の塩分は乾燥過程で脱水物側に残存○固形（板）状○含水率50%程度であるが、液等の浸み出しは無い○スラリー中の塩分は大部分が分離水側に排出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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選定要件に基づいた技術の評価（1/2）
選定要件のうち、「処理実績」を除いた選定要件に対する評価を実施
項目考慮すべき要件

評価結果
円盤加熱乾燥
加圧ろ過圧搾○HICスラリーの発生量（2基/日程度）を上回 ○ディスク枚数を増る処理能力を持つことやすことで対応可処理能力
能○装置台数を増やすことで対応可能○高粘性流体を処理できること○スラリー粘度を○粘度に関係なく処500mPa･s未満に調 理可能
整することで処理可
処理物性状
能○耐アルカリ性、耐腐食性を有する材質とす ○模擬スラリーによる ○模擬スラリーによるること
適用性試験結果よ 適用性試験結果より材質は問題なし
り、材質は問題なし○小粒径（3μm程度）でも脱水処理が可能な ○粒径に関係なく含 ○含水率40～50%程
こと
水率5%未満まで脱 度まで脱水可能
水可能○脱水物は固体状とし水の漏出がないこと ○脱水物からの水の ○脱水物からの水の脱水性能
漏出は無い
漏出は無い
○脱水後の分離水中の懸濁物質量（SS濃 ○分離水側SS濃度は ○分離水SS濃度が高度）を10mg/L未満にできること
10mg/L未満と低い いが、循環処理に©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
よって低減可能（分離水はALPSでの再処理を想定）

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選定要件に基づいた技術の評価（2/2）
項目

考慮すべき要件

評価結果
円盤加熱乾燥

加圧圧搾ろ過○遠隔による自動、連続運転が可能なこと○遠隔による自動・ ○遠隔による自動・連続運転が可能
連続運転が可能○覆い等により飛散防止を図ることができる ○蒸気側へ粉末状 ○装置全体が開放被ばく低減
こと
脱水物が移行する 系構造であるが、飛散防止が、フィルタ等によ装置全体を囲いでる飛散防止が可能 覆うことで飛散防止が可能○ろ布交換（1回/年）○二次廃棄物（消耗品・分離水）発生量を極 ○スクレーパ交換力抑える構造、材質とすること（1回/約2年）により により使用済ろ布が発生
使用済スクレーパが発生○蒸気となった分離 ○スラリーと同量程二次廃棄水を復水し装置内度のろ布洗浄水が物の発生部洗浄水としての発生するが、同じろ再利用可能性を検 布洗浄水への再利討すること等により 用可能性を検討す
発生量低減を図る
ること等により発生量低減を図る©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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まとめ及び今後の計画＜まとめ＞○多核種除去設備から発生する液体状のスラリーを安定化する技術として「円盤加熱乾燥」および「加圧圧搾ろ過」を選定し、模擬スラリーを用いた試
験により固体状の脱水物を得ることができた。

＜今後の計画＞○今回実施した安定化技術の評価結果を踏まえ、現場導入に向けた運用面等の検討を行う。
○今回の試験で得られた脱水物について、長期保管を想定して脱水物の熱影響や吸湿による水溶液化の有無、脱水物の動きやすさ（流動性）等について評価を行い、保管容器の要件検討を行う。
○これらの結果に基づいて安定化処理装置を選定し、概念的な設計を実施する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10

遠心分離工法の検討結果（1/2） 参考資料
遠心分離(連続式 or バッチ式)＜選定基準＞①密閉性,②自動排出,③作業者被ばく低減
上記基準を満たす遠心分離工法として連続式（デカンタ式）を選定

脱水・分離（遠心加速度2,500G）
脱分
水離物
水スラリー混入

脱水が不十分
（上澄み水が残存）

表1 前年度における遠心分離工法検討結果
処理装置

処理試験結果・鉄共沈スラリー：約70～75%

密閉性及び処理物の自動排出が可能なデカンタ式遠心分離機を採用

・炭酸塩スラリー：約60～85%

デカンタ式
実規模試験装置 遠心分離機原理図
・分離水の中にスラリーが混入【今年度の検討事項】
処理時間及び遠心加速度増加による固液分離性能の向上©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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遠心分離工法の検討結果（2/2） 参考資料
模擬スラリーを用いた検討＜分離性能の向上＞
単位量当りの処理時間増加
遠心加速度増加装置構造上、処理時間に上限有り

実規模装置の上限は3,000G
3,000Gでの試験でも分離性能に変化なし（表2）

実規模装置の適用は困難
表2 今年度遠心分離試験結果

実スラリーの粒径は模擬スラリーの1/10程度
処理時間又は遠心加速度が100倍必要だが、対応可能な実規模装置がない

遠心分離工法による処理は困難と判断

試験結果
長時間処理を行っても、 遠心加速度の増加による分離性能に顕著な改善は 分離性能に変化は無し。
確認できなかった。

3,000G
30分

3,000G
1分

2,500G

3,000G©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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