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検討状況について
平成29年5月25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

スラリー安定化技術の開発目的
水処理設備で油分、セシ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

多核種除去装置

炭酸塩沈殿処理設備

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

一時保管施設へ移送・貯蔵

高性能容器（ＨＩＣ）・ スラリーは含水率が高く、液体状態のため、保管中の漏えいに対するリスク管理が必要
・ 水分の多い内容物を含むHICが対象であることから、水密化により漏えい拡大防止を図ったコンクリート遮蔽内に保管脱水して含水率を下げ、漏えいリスクの小さい形態へ処理（安定化処理）する方法を開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

スラリーの特徴
既設ALPS前処理スラリー分析結果の例
項目

物性

特徴
含水率
pH

86.3 %
11.2
CaCO3とMg(OH)2で、固形成分分の約9割を占める
平均径：3.62 μm

粒度
粘度（模擬スラリー 3.3Pa・sの測定結果）
放射能濃度〔Bq/cm3〕

90Sr ：1.3×107
137Cs ：2.7×102
60Co ：1.4×102

・分析値は粘度を除き、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

実機と同様の手順で作製した模擬スラリー（非放射性）○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

スラリー安定化技術の検討状況（概要）
下記のプロセスフローを想定し、主要なプロセスについて模擬スラリーを用いて確認試験を実施した。
①【安定化処理確認試験】

円盤加熱乾燥 及び 加圧圧搾ろ過により、固体状の安定化物が得られることを確認した。(平成28年４月２８日報告済み）
多核種除去設
備（ＡＬＰＳ）

HIC
運搬

一時
保管
施設

HIC
運搬

②【抜出・移送確認試験】
高粘性用ポンプにより抜出・移送ができることを確認した。

ス
ラリー
抜出・移送

HIC

（乾安燥定／化ろ処過理）

空Ｈ
ＩＣ処理

保管
容器充填

保管

③【HIC洗浄確認試験】
高圧水発生装置によりHIC内面に付着したスラリーを洗浄できることを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

①安定化処理確認試験（1）
一般産業界で実績のある「円盤加熱乾燥」と「加圧圧搾ろ過」の実規模装置を用いて安定化処理確認試験を実施した。（平成28年4月28日報告済み）
処理技術

用いた処理装置「CDドライヤ」による処理
回転円盤

円盤加熱
乾燥

スラリー供給口

スクレイパー部
乾燥物
排出「フィルタプレス」による処理

加圧圧搾
ろ過
ろ過物
排出

原理・特徴
＜原理＞
○ゆっくり回転している加熱円盤の表面にスラリーを塗布し、一回転以内で乾燥させる。
円盤表面の乾燥物をスクレイパーで剥離し粉末状で排出○分離水は蒸気として排出＜特徴＞
・スラリーの粒径に関係なく処理が可能
・スラリー供給時、粘度調整（希釈）が必要＜原理＞○ろ布によりスラリーをろ過し、さらに加圧してろ過物を搾る。ろ過物は装置下部から固形板状で排出＜特徴＞
・処理速度が速い
・ろ布の洗浄が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5①安定化処理確認試験（2）
模擬スラリーを用いた安定化処理確認試験により、固体状の脱水物（安定化物）が得られることを確認した。（平成28年4月28日報告済み）
処理技術得られた脱水物
鉄共沈

円盤加熱
乾燥

炭酸塩

脱水物性状
○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内に残存

含水率：5％未満
鉄共沈
加圧圧搾
ろ過
炭酸塩

○固形（板）状○含水率50%程度であっても、液等の浸み出しは無い○スラリー中の塩分は大部分がろ液側に排出

含水率：50％未満©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6

②抜出・移送確認試験
高粘性スラリーに適応できるポンプを用い、模擬スラリーを入れたHICからタンクへの抜出・移送確認試験を実施した。吸込揚程と移送能力の結果より、HICからスラリーを抜出・移送できることを確認した。（参考資料１）
 試験方法抜出装置（高粘性用ポンプ）
設置高さを変え、揚程を確認

P

HIC
模擬スラリー

1.8m

抜出装置固定架台

吸込揚程

吐出モータ部

受けタンク

HICからの抜出・移送確認試験

吸入

高粘性用ポンプ外観写真（例） 試験結果・吸込揚程：4.5m(最大)・移送能力：70L/min以上（ＨＩＣ1本のスラリーを約１ｈで抜出）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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③ＨＩＣ洗浄確認試験
HIC内面の各所に模擬スラリーを塗布した試験片を設置し、高圧水発生装置と自動回転洗浄ノズルを用いて洗浄試験を実施した。洗浄後のスラリ－の残存状況から、スラリーを除去できることを確認した。（参考資料２）
高圧
水発
生装置10cm
架台

10cm

 試験方法□10cm試験片
洗浄ノズル
HIC

自動回転洗浄ノズル
洗浄水

洗浄前

洗浄後

□10cm試験片洗浄前後写真（鉄共沈） 試験結果・主成分の除去率： 炭酸塩（カルシウム、マグネシウム）： 鉄共沈（鉄）約97％約99％©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

スラリー安定化処理設備のイメージ①～③の試験結果をもとに、スラリー安定化処理設備の概念的な検討を行った。
各処理のイメージは下記の通り。（処理能力は参考資料3参照）

復水タンクへ

防塵エリア
燃料タンク

水蒸気

スラリー抜出防塵エリア

抜出ユニット

復水器

スラリー抜出

飛散防止カバー

抜出ユニット

円盤加熱乾燥

加圧圧搾ろ過
洗浄水

加熱
ボイラー
ス
ラ
リー
HIC搬入

洗浄廃液
乾燥物移送・充填

HIC搬入
原液調整
タンク

洗浄水タンクよりろ過物移送・充填
スラリー
タンク

保管容器

保管容器

保管

HIC洗浄
洗浄ユニット

HIC洗浄

濃度調整
復水器より

希釈
水

保管

洗浄ユニット

ろ液

洗浄廃液
洗浄水再利用

廃液タンクへ

復水タンク
復水再利用

洗浄廃液

ろ液タンク

廃液タンク

ALPSへ

洗浄水タンク
ALPSへ

HIC搬出

HIC搬出

乾燥処理概要図

ろ過処理概要図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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まとめ及び今後の課題【まとめ】
スラリー安定化の処理プロセスを想定し、模擬スラリーを用いて安定化処理(乾燥・ろ過)、抜出・移送、ＨＩＣ洗浄の確認試験を実施した。その結果、処理プロセスのうち、上記主要な3要素については成立する可能性があることが分かった。

【今後の課題】
スラリー脱水物の特徴（放射能濃度が高い、水分を完全に除去できない）を考慮し、保管を検討する上で、海外の知見も踏まえ水素発生の評価・容器のベント機能について検討する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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抜出・移送確認試験

参考資料1

ＨＩＣからの高粘性スラリーの抜出・移送については、装置規模を小さくできる上部からの吸出しによる方法で確認試験を実施し、成立性を確認することとした。ポンプは作業性・メンテナンス性等を考慮し、スラリー内に浸漬せず、ＨＩＣ外に設置するものとした。
 試験条件・内容①選定ポンプ一般ホンプの中から粘性物の移送性能、耐摩耗性、耐腐食性、メンテナンス性等より、高粘性物移送に適応できるポンプを選定した。（往復動式・ネジ式・偏心式の3機種を選定）②使用模擬スラリー（高粘性）福島第一多核種除去設備と同じクロスフローフィルタで作製した模擬スラリーは粘度3.3Pa・s（炭酸塩）だったことから安全側の粘度4.0Pa・sの模擬スラリーとした。
③確認内容
ポンプ吸込み楊程を2.5～7.5m（1m毎）に変えて、下記のポンプ性能を確認した。
吸込揚程：2.5m以上（ポンプ設置可能位置【HIC高さ1.8m+作業床までの距離0.7m】を想定）
移送能力：70L/min以上（HIC3000本8400m3を2年間[400日×5h/日稼動]で抜出すとした場合の必要流量）

 試験結果試験項目

往復動式ポンプ

ネジ式ポンプ

偏心式ポンプ

吸込揚程（最大）

4.5m

4.5m

2.5m

移送能力（最大吸込揚程時）

73L/min

83L/min

236L/min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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HIC洗浄確認試験参考資料2

二次廃棄物となる空HICの線量低減を目的とした内部洗浄方法を検討し、洗浄効果の確認試験を実施した。
 試験条件・内容①試験片作製
高粘性スラリーを調製し、HIC容器の□10cm片に塗布し、垂直に立掛け一定時間経過後、自重により落ちたスラリーを除き試験片とした。
②洗浄試験
試験片をHIC容器の上部、側面等に設置し洗浄試験を実施した。
③試験片前処理
試験片表面の残留付着物を前処理(酸溶解)した。
④原子吸光分析
前処理した酸溶液を原子吸光分析し、洗浄後の残留成分を定量した。

 試験結果スラリー付着量[ml/100cm2]

洗浄前

洗浄後

スラリー
残存率※[%]

スラリー除去率※[%]

炭酸塩スラリー

0.61370.01863.03

97.0

鉄共沈スラリー

2.109

0.00210.1099.9※＜残存率計算方法＞
洗浄後付着量/洗浄前付着量×100（％）＜除去率計算方法＞
1-残存率（％）

 洗浄確認試験での残存率より、HIC内部の床表面及び床から高さ1mの線量率を求めた。
ＨＩＣ内評価点
炭酸塩スラリー
鉄共沈スラリー

床表面
床から高さ1m
床表面
床から高さ1m

洗浄前線量率[mSv/h]4.89
1.94
1.230.528

残存率 洗浄後線量率[%][mSv/h]0.148
3.03
0.0588
1.23E-03
0.10
5.28E-04©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12スラリー安定化処理設備 概略性能

参考資料3

確認試験結果をもとにしたスラリー安定化処理設備の処理能力は以下のとおりである。
項目

乾燥処理

ろ過処理

主要機器

円盤加熱型乾燥機（伝熱面積32m2）×1台

加圧圧搾ろ過装置（ろ過面積60m2）×1台

目標含水率

5％以下

60％以下

炭酸塩：8.4m3/日 HIC 3本/日
鉄共沈：8.4m3/日 HIC 3本/日

炭酸塩：27.9m3/日 HIC 10本/日
鉄共沈：20.1m3/日 HIC 7本/日

処理スラリー量※1処理
炭酸塩：18本/日
保管容器発生量※2
能鉄共沈：11本/日
力1,000日/HIC3000本
処理日数※3（炭酸塩778日+ 鉄共沈222日、24h稼働）

炭酸塩：62本/日
鉄共沈：34本/日327日/HIC3000本（炭酸塩234日+ 鉄共沈93日、24h稼働）※1 HIC 1本2.8m3として算出※2 遮へい付き200Lドラム缶(容積125L)に80％充填と仮定し、脱水物の嵩密度より算出※3 メンテナンス日数は含まず©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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