電解研摩による放射性金属廃棄物の除染
Deconl.clm岩ncIIion

Rc(d;ocJCl.ireofMeTcILLicWc]s†ebyEJecfropoLishing
技術開発本部新一

和田KoichiWadaalarge amountMost
fuel cycle generates
waste.
of thisof radio active metallic
ison
theso
the
only
adequate
removlng
surface,surface
contaminatedonly
disposal.
the expensestorageand 可ill reduceof wasteandtreatment
Solution
Electropolishingis the mosteffective
methodof slユrface decontamination.
is the main
due to the need to minimize
the volume
difficulty encounted
this method
withtreatment
Wearedeveloping
antechniquethatwaste.
of secondary
removes
electrolyte
re‑usedissolved
fromthe electrolyte,possible. This
metalsand other
contaminants
makingwediscusses
installed
theOaraidecontaminationpaper
atthe electropolishingequipment
Corporation
ReactorFuel Development
Center'of
the Power(PNC)
Engineeringand Nuclear

The

nuclearw.ill bevasteourandtreatment

electrolyte

technique.

放射性金属廃棄物を除染する装置の開発を目的として,電解除染技術の開発を行なっている｡本稿では,当社が動出‑̀起』

力炉･核燃料開発事業団厳に納入した電解除染装置の概要
Uraniumを紹介するとともに,当社の開発した電解除染システムにRefining plantmine

conversion

PLant

ついて報告する｡
ま1.

えきが原子力発電所,燃料加工施設,あるいは再処理施設などのいわゆる核燃料サイクル施設から発生する放射性廃棄物は,第1園に示す流れの中から発生し,第2国に示すよう

亡凸:‥‑ !lplant

Fuelな処理がな･されている｡処分方法は,様々な角度から評価検討されており,現状は暫定貯蔵が実施されている段階でfacilitystoreある｡しかし,第1表に示すように,原子力発電所のドラ

過U‑PuUReactorでの総合的対応が緊急の課題となっている｡
以上の背景をもとに,原子力委員会放射性廃棄物対策専U‑

Pu‑‑‑‑‑

1982年6月の｢低レベ)i,放射性廃棄物対策につ

第1国

いて+と題する報告書の中で,固体廃棄物に対し｢極低レベルのものは放射能で汚染されていないものと同等に取扱

Fig.

[∃A

cycle
cycle

‑‑一‑‑
‑ー･●･･･●‑‑･

α‑Radioactive
β,γ‑Radioactive[abricalioll Plantlt'aSteaste

1

Nuclearfuel cycle

Hepa(PWR)

2TLeaSuremenl

江コ

Hepa

Storage

Reactor

Filter

Discharge

Hepa(BWR)

FillerEqu ipment
Water

Storage

Fillralion

Exhaustラ⊂コ

Wateケ
len,Demzlneraltzalion
FtLzTalDistilled Ⅵ/ater

Dischargewater)

Evaporation

Filtrated
Paper,

Sluge

Metal

CollCe2uraled

Res‑inFrom

Pipemeasurement

Water
Waste

plant

核燃料サイクル

A ir

lhe

Laundry

Fuel
Fuel

Fuel

Filteria

gas

A
Enriching＼､＼･＼,､/り,このままでは数年のうちに貯蔵能力を上まわることになる｡原子力発電所などの各施設では,貯蔵施設の増設で対応しているが,敷地むこ制限もあることから,国策l/ベ/レVentilalton＼Disposal

1982年度での貯蔵本数は約30
ム缶貯蔵能力は約50万本で,万本である｡年間のドラム缶発生量は数万本といわれてお門部会は,⊥乎+Reprocessing

Diluting

SeawithWate

SoluliollSo

Woodlhlificalion
KeepinS lorehouse
Press,

第2図Fig.

Vo[Burning,

Decontamination

低レベル放射性廃棄物の処理
228

Treatment

No.

oflow

8 (1984/10)

level radioactivewaste

神鋼ファウドラー技報

第1表

原発における放射性廃棄物の貯蔵能力および貯蔵量

Table.

1

Storage
waste

POWER

The

capacity and stored qllantity of radioactive
in terms(Jtlly '82)
of 200β drum
Storage
CapacSTATION

Japan Atomic
Electric

Chubu

ElectricThe

KansaiElectricChtlgOku

Power㊨‑

1.7

Fig.

3.5

2.6

Schemati

cdiagram

of

121.0

14.4

Fukushima

23.2

<14.2

3.3

3.5

1.7

Eamaol(aMihama

第3困
惑解研摩概念図

2.7

Fukushima

PowerElectricて7) (dXrulSi4s)
dX,三Si4s

TokaiPowerPower

Quantity(Tsurt唱aTokyoStoredity

Recti/ier
ELeclrolyle

3electropol ishingTank

すなわち,被研摩物の表面層を電気化学的に溶解することで表面に付着していた放射性物質も完全に除去すること

Takahama

3.1

1.8

Obi

1.9

1.2

3.6

1.7

1.90.6

A:電流(A)

1.91.0T:電解時間(sec)

M:溶解金属の原子量(g)n:溶解金属のイオン価数Po＼ver Shimane

ShikokuElectricPowerlkata

EyushuElectriePowerGenkaiTotal

150. 51ができる｡

溶解される量(Wg)はファラデ‑則よりw‑竺盗塁瑞30. 2

うなどの合理的な処理処分が必要+と訴えている｡これがいわゆる｢すそ切り+といわれるものの概念である｡･･o :電流効率(%)

で表わされる｡
2 電解研摩技術･を除染に適用する上での問題点

一方,原子力発電所の寿命は30′‑40年といわれており,原子炉の恒久的な運転終了に伴なってとられる廃止措置の2.

あり方が原子力委員会廃炉対策専門部会で検討されてい通常の電解研摩で用いられる電解液は鋲面光沢を得る目的から,特定の材料に対して特定の成分組成を持つ電解液る｡わが国における廃止措置は解体撤去の方向で考えられている｡原子炉の解体撤去では,解体廃棄物の処理処分が大きなウエー1‑を占めており,1982年3月の同部会報告の中で｢すそ切り+の必要性が訴えられている｡

1)電解液が使用される｡また光沢剤として有機物も添加されている｡

電解除染では高い除染効果を得るヱとが目的である｡減｢すそ切り+の法制化により,金属廃棄物などは除染により一般廃棄物と同等の取扱いができる可能性もあるの容効果の面から,液の成分組成を単純化し液の処理が容易で,除染技術ケよ,減容技術の1つとして重要な開発課題とになるよう忙考えねばならない｡当社ほ,動力炉･核燃料開発事業団殿より委託を受叶,最適除染液として5.volなっている｡

硫酸を提示した｡

金属廃棄物の除染技術ケこは物理的およぴ化学的手段があるが,その中で電解研摩技術は高い除染効果の得られるこ2)電極構造作業者の被曝低減の目的から,陰極の配置,陽塩の按続とから,将来の除染技術の中心となるものと考えられてい作業が短時間ですむような工夫が必要である｡

る｡

3)洗浄

当社は十年以上むこわたり,化学工業,食品工場,医薬品
しかし,工業向けの磯音別こ電解研摩技術を適用してきたo
電解研摩技術を除染技術として適用する上で様々な問題点があり,当社では動力炉･核燃料開発事業団殿より委託を受け,■またあるいは独自でそオ1ら問題点の解決をはかってきた｡

除染対象物を電解槽から取り出す際に,放射性物質が電解液と共に再付着してくる｡洗浄が不十分な場合,期待されるような除染効果が得られないので,効果的洗浄方法の検討が必要である｡
4)廃液処理電解液は液中の放射能が増加して基準値を超えるか,あ

本稿では,動力炉･核燃料開発事業団殿に納入した電解るいは金属イオン壊度増加により液の研摩能力が低下した

除染装置の概略仕様と,当社が新たに開発した電解除染シ

場合,廃液として処理しなければならないo処理により発ステムの概要について報告する.

生する二次廃棄物量はできるだけ少なくしなければならな

2.電解除染技術の概要
1電解研摩の原理

いo電解除染システムにおける最大の技術的課題はこの電解i夜処理である.

第3図のよう忙,被研摩物を陽極とし陰僅との間に直沫

3.電解除染装置

2.

を通電すると陽転と陰極とでそれぞれ以下に示す反応が起

動力炉･核燃料開発事業団大洗工学センタ‑固体廃棄物前処理施設(Waste

こる｡(陽極反応)(陰庵反応)
2H'＋2･e‑H2†

DismantlingFacility)に設置された電解除染装置の概要を述べる｡
3. 1
WDFの概要M‑一寸Mn十＋n･e

2Ⅲ20‑02†＋4%

H＋ ＋4･e

WDFは核燃料サイク)I,施設から発生するプルトニウム等の超ウラン元素(TRU)を含んだいわゆるTRU廃棄物の処分のための前処理を行なう施設である｡

神鋼ファウドラ‑技報Vol.

28 No.

8 (1984/10)

T Rロ廃棄物は長半減期の放射性核種を含んでいるため,処理処分にあた

I

16500

つては高レベル廃棄物対策むこ準じた長期間の隔離が必要とされている｡
TRl̲8000

Controlα‑HalLOperalilZgRoom

Pane

α‑HaLLOp

U廃棄物のうち金属廃棄物は効果的なConl roI//

除染により低レベ)I,廃棄物と同等の処理処分を行える可能性があり,このこ

erali7Zg

RoomPanel

SighlGlass

α‑DeconlaminalionHaLl=?iとほ廃棄物管理コス†の面からきわめ
l6500

上Recff%ノ､ンドリングはマニプレ‑クーを用いた遠隔換作で行なわれ,低レベルTR

Preparall'011

RooTTi表⊇s‑emて重要である｡
WDFでは高レベルTRU廃棄物のFro9maTZ+‑･‑‑‑‑‑‑￣｢泌U廃棄物はフロッグマンスーツと呼ばα‑DecontanH'nalt'onれる特殊密閉服を着用した作業員がハンドリングを行なっている｡
装置概要

3. 2

3. 2.

Hall
⊂⊃
⊂⊃⊂⊃
CO

MainSysteln

1機器仕様
500×800×700tI(mm)

豊ノ欠/角型槽
400 × 8002)水洗槽

岨○1)電解槽×l

甲/y

700tI(mm)第4国

角型槽

Fig･

WDF内の電解除染装置配置図
4Arrangement

for electropolishing‑decontaminationequipment

in WDF

15V‑500A

3)整流器
4)陽極Eチタン製バスケッt5)制御盤
6)現場操作盤
7)超音波洗浄器

600Wx

2台
水洗槽内取付8)水洗水処理･混床型イオン交換]答
9)局所排気装置
3.

2. 2

⊂⊃
⊂⊃Ln
｢･･+

操作性

フロッグマンス‑ツによる操作性を確保するため,パ/レブ配置,機器形状等に配慮がなされている｡
3.

2. 3

1800

安全性I

1)フロッグマンに対する安全性の目的で,装置の各エッジ部はすべGて面取りを行なっている｡
2)各機器の保護,作業安全の目的

守で,インク‑ロック等を設定している｡⊂)⊂⊃

3)水素ガス発生量を十分考慮した排気量を確保すると共に,構造上

a(.〔)
I‑+.

ガスだまりを生じないよう配慮し1 『冒ている｡

4)酸ミスト飛散を防止するため,局所排気装置およびデミスターを設置している｡

第5国
Fig.

5)耐震設計はBクラスで設計して電解除毅装置外観図
5いる｡

技術は,隔膜電解法を応用したものである｡
4.

4.電解液処理技術の概要

No.

8(1984/10)

1原‡里

隔膜で仕切られた陰極窒に劣イヒ電解液を入れ電気分解を2･2で述べたように,電解除染システムにおける最大の28

equipment

技術的課題は努化た電解液の処理にある｡当社の開発したWDF内の設置場所を第4図に,装麿の外観図を第5園に,装置の据付状況を写真1にそれぞれ示すoVol.

Electropolishing･decontamination

行うと,陽転室で電解液が再生されると同時に陰極童では神鋼ファウドラー技報

第6国
電解除染システムの処理フロ‑

t＋.

㊦Fig. 6
FlowdiagramofEl ectropo Iish izlg‑
decontam 主nation

Psystem.

150Da)
FqCγ

NIL

6.2

＼2.3(乃hlooI?

3525.56.0

4524.3

4.0

24.0

4.3=:
くJ

写真1

電解除染装置PIIOtO

1U

Electropolisbing･decontaminationequipment

5OTs

金属イオンが陰極板上に析出(電着)し金属固体として分qbE3離回収できる｡この時の反応を以下に示す｡

10(隔膜)(陽転窒)

2()30(陰極窒)SO42‑

H2SO4＋2eうH2†＋
MSO4＋2eぅMJ

40506070D(7.),

第7国
H＋＋4e

2 H20‑‑>02†＋45.0

O＋Fig.

連続処理試験結果
7Results

むすof continuoustest

SO42￣5.

び

本稿においては,電解除染装置と,電解除染システムに4甘＋＋2SO42‑

おいて最も重要な電解液処理技術を紹介した｡当社の開発→H2SO

した電解除染システムは,放射性廃棄物処理分野におい
4. 2

電着再生試験

4. 2.

1装て,きわめて重要な処理技術になるものと期待されるo
また,当社の開発した電解液処理技術は,新しい分野へ

置装置フローシー十を第6図に示すo1)電解槽

100e2)電着再生槽

30e3)整流器4)電解枚

15V‑500A

4.

2. 2の適用も検討,されており,これらの概要紅ついては,別稿で報告する予定である｡

5vol%硫酸試験方法

研摩対象物はSUS304を用いた｡電解研摩と電着再生運転を約2か月間にわたり実施した｡電解研摩は15分運蘇, 45分休止の条件をタイマー設定し,連続的に運転した｡電着再生は連続運転とした｡運転中の電解液の特性変化を導電率と化学分析により検知した｡
4.

2. 3

言菰験結果および考察

試験結果を第7国に示すo導電率は試験開始時150mS/

1か月後に約50mS/cmにまで低下cm近くあったものが,した｡その後,やや回復して60‑80mS/cmで安定した値をとるよう忙なった｡
液中の金属イオン漬度は,電解研摩の電流効率と電着再生の電流効率とFL影響しており,両者の効率から求められる研摩量と電着量が一致するイオン壊度でバランスが保たれたものと考えられる｡

神鋼ファウドラー技報

Vol.

28

No.

8(1984/10)