放射性廃棄物の減容処理方法
【課題】セルロース系フィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の脱水率を高めると同時に、効率的に減容できる方法を提供することにある。
【解決手段】フィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物を、生成される固体状放射性廃棄物が所定線量率以下になるように、前記プレス機への放射性廃棄物供給量を決定し、底板の着脱が可能なプレス機に供給した後、プレス圧縮による脱水を行い、余剰水を回収した後、底板を外して固体状となった放射性廃棄物を、逆止弁付の蓋を持つドラム缶に充填する。また、放射性廃棄物を大幅に減容する。また、プレス圧縮した固体状の放射性廃棄物を逆止弁付の密封袋に充填した後、密封シールをした後に減圧によりさらなる脱水、圧縮減容を行い、逆止弁付の蓋を持つドラム缶に充填する。
【解決手段】フィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物を、生成される固体状放射性廃棄物が所定線量率以下になるように、前記プレス機への放射性廃棄物供給量を決定し、底板の着脱が可能なプレス機に供給した後、プレス圧縮による脱水を行い、余剰水を回収した後、底板を外して固体状となった放射性廃棄物を、逆止弁付の蓋を持つドラム缶に充填する。また、放射性廃棄物を大幅に減容する。また、プレス圧縮した固体状の放射性廃棄物を逆止弁付の密封袋に充填した後、密封シールをした後に減圧によりさらなる脱水、圧縮減容を行い、逆止弁付の蓋を持つドラム缶に充填する。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、フィルタースラッジやイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の減容処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所の一次系冷却水の浄化等においては、フィルタースラッジと呼ばれるセルロース系のろ過助材やイオン交換樹脂が使用されており、使用済みのろ過助材やイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物はタンクにスラリー状態で貯蔵されている。これらの放射性廃棄物は線量が高いため、タンク内において長期間保管されるが、近年の原子力プラントの稼動寿命延長に伴い、タンク貯蔵容量が逼迫してきているとの問題がある。
【０００３】
このため、タンク貯蔵容量を確保するために、タンク内放射性廃棄物の減容技術が求められている。特に、フィルタースラッジは繊維状をしており、単位重量当たりの容積が大きく、タンク内において大きな容積比を占めており、フィルタースラッジの減容が大きな課題になっている。
この課題に対し、従来は、放射性廃棄物スラリーの脱水処理とドラム缶への充填を同時に実施するための方法が特許文献１に開示されている。脱水離率が低いと、放射性廃棄物中の水分が放射線分解し可燃性ガスである水素と酸素の発生量が多くなるという問題がある。
【０００４】
また、特許文献２には、使用済みフィルタを圧縮減容後、圧縮機底面のスライドゲートを開いて受け容器に落下させる構成が開示されている。
【０００５】
また、特許文献３には、ドラム缶内に装填した逆止弁付き収納袋に放射性廃棄物を収納し、圧縮減容処理を行う例が開示されている。
【０００６】
また、特許文献４には、汚染された樹脂容器を圧縮減容した後、プレス筒底部を外し、減容化容器を排出する例が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特公昭６２−４３５２０号公報
【特許文献２】特開昭６１−８００号公報
【特許文献３】特開２００１−５９８９３号公報
【特許文献４】特開２００７−１７８３６８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかし、特許文献１の処理方法では、フィルタースラッジの脱水率は小さく、また減容率も小さいという問題があった。また、特許文献１乃至４の何れの方法も、最終的に減容された放射性廃棄物の線量率については特に言及していない。
【０００９】
本発明の目的は、上記の問題を解決し、フィルタースラッジを含む放射性廃棄物の脱水率を高め効率的に減容できるとともに、最終的に生成した放射性廃棄物の線量率を適切な範囲に保持することの出来る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】
【００１０】
本発明は、使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水・減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器が所定線量率以下になるように、プレス機への放射性廃棄物の供給量を決定するステップと、プレス機で放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水・減容するステップと、プレス機内に生成した固体状放射性廃棄物を収納容器に収納するステップと、収納容器を密封するステップを有することを特徴とする。
【００１１】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、さらにプレス機内の固体状放射性廃棄物を密封袋に収納するステップと、密封袋内をシールして減圧するステップと、
シール後の密封袋を収納容器に収納するステップを有することを特徴とする。
【００１２】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、密封袋はプラスチック材料からなることを特徴とする。
【００１３】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、密封袋は逆止弁を有することを特徴とする。
【００１４】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、脱水・減容ステップで脱水された固体状放射性廃棄物の含水率を１０％以下としたことを特徴とする。
【００１５】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器には逆止弁を有することを特徴とする。
【００１６】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器はドラム缶を用いたことを特徴とする。
【００１７】
さらに、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器の所定線量率を８（mSv・h-1・kg-1）以下としたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１８】
本発明は、使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水・減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、固体状放射性廃棄物を収納する収納容器が所定線量率以下になるように、プレス機への放射性廃棄物供給量を決定するステップと、プレス機で放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水・減容するステップと、プレス機内に生成した固体状放射性廃棄物を収納容器に収納するステップと、収納容器を密封するステップを有することにより、放射性廃棄物の収納容器の線量率を所定値以下に管理すると共に、かさ比重が小さく含水率が高い、フィルタースラッジやイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物を効率良く脱水・減容できる。また、高い脱水率により、放射線によりフィルタースラッジ中の水分が分解して生成される水素ガスと酸素ガス発生量を大幅に抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の実施例１の放射性廃棄物処理方法を示す模式図。
【図２】本発明の放射性廃棄物供給量と線量率の関係を示すグラフ。
【図３】本発明の実施例１の放射性廃棄物処理方法を示すフローチャート。
【図４】本発明の実施例２の放射性廃棄物処理方法を示す模式図。
【図５】本発明の実施例２の放射性廃棄物処理方法を示すフローチャート。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
以下に、本発明の実施例を図面により説明する。
【実施例１】
【００２１】
実施例１は、セルロース系フィルタースラッジと使用済みイオン交換樹脂を含む、放射性廃棄物の減容処理方法の例を説明する。
【００２２】
図１は、実施例１の減容処理の手順を示す模式図である。貯蔵タンク１の中にスラリー状で貯蔵されたセルロース系フィルタースラッジと、使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物ＲＷ（Radioactive Waste）を、移送ポンプ２を用いて一定量をプレス機３に移送した。
【００２３】
このとき、プレス機３に供給される放射性廃棄物ＲＷの所定供給量は、生成される固体状放射性廃棄物を収納する収納容器の線量率が管理規則等に基づいた安全な所定線量率以下になるように、供給量制御装置ＳＣによって移送ポンプ２を作動させることによって制御される。移送ポンプ２とプレス機３の間には線量率計ＤＲＭ（Dose Rate Meter）を設けて、移送される放射性廃棄物ＲＷの線量率を測定し、供給量制御装置ＳＣにフィードバックする。
【００２４】
線量率は、例えば収納容器であるドラム缶単位の線量率が作業者及び環境に対し安全な所定線量率内に収まるように規定される。さらにこれらドラム缶を集積保管する保管区域において、許容限度以内に収まるように規定される。
【００２５】
放射性廃棄物の供給量と最終的に生成される固体状放射性廃棄物の線量率との間には、例えば図２に示す関係がある。図２のグラフは、ｘ軸に放射性廃棄物１ｋｇ当りの線量率を取り、ｙ軸に放射性廃棄物供給量を取っている。放射性廃棄物供給量の上限は、収納容器として例えば容量２００Ｌのドラム缶を用いた場合、放射性廃棄物の圧縮率を約１０％とすれば
２００Ｌ÷１０％＝２０００Ｌ ・・・・・・（１）
から、２０００Ｌすなわち２０００ｋｇと求められる。ここで放射性廃棄物の比重はほぼ水の比重ρ＝１に等しいと見なす。
【００２６】
また、放射性廃棄物を収納するドラム缶８の所定線量率を例えば、８（mSv・h-1・kg-1）以下とすれば、グラフ上の領域は
ｙ≦８／ｘ ・・・・・・（２）
として求められる。すなわちドラム缶８の線量率が図２における網点で囲まれる領域に収まるように放射性廃棄物供給量が供給量制御装置ＳＣで制御される。放射性廃棄物の充填効率を最大にするためには、図２の、例えばｙ＝８／ｘのグラフ線上に相当する放射性廃棄物を供給すればよい。
【００２７】
次いで、図１に戻って、プレス板４にて放射性廃棄物ＲＷの圧縮、脱水を実施した。なお、プレス板４の直上には余剰水回収管５を設置した。このプレス機３を用いた圧縮、脱水により、スラリー状の放射性廃棄物ＲＷは元の容積の約１割が固体状放射性廃棄物６に圧縮された。残りの９割は余剰水７に分離され、余剰水回収管５により回収されて貯蔵タンク１に戻された。
【００２８】
その後、プレス機３の直下にドラム缶８を設置し、プレス機３の底板９を外した後、固体状放射性廃棄物６をプレス板４により押し出してドラム缶８内に充填した。上記のプロセスを繰返し、ドラム缶８内に固体状放射性廃棄物６が一杯になるまで充填した後、ドラム缶８は逆止弁１０を有する蓋１１で密封された。放射性廃棄物ＲＷの線量率が高い場合は、一度の供給圧縮プロセスでドラム缶８への充填処理が完了する。
【００２９】
図３は、実施例１の処理方法を説明するフローチャートである。Ｓ１０で、所定線量率に応じた放射性廃棄物ＲＷの供給量を決定する。Ｓ２０で、貯蔵タンク１から決定された一定量の放射性廃棄物ＲＷをプレス機３に供給する。Ｓ３０で、プレス機３で放射性廃棄物ＲＷを圧縮して脱水、減容を行う。Ｓ４０で、放射性廃棄物ＲＷから脱水分離された余剰水を貯蔵タンク１に戻す。Ｓ５０で、プレス機３内の固体状放射性廃棄物をドラム缶８に収納する。Ｓ６０で、ドラム缶を密封する。
【００３０】
以上の減容処理により、貯蔵タンク１に貯蔵されていたスラリー状の放射性廃棄物ＲＷは固体状放射性廃棄物６となり、元の容積の約１／１０以下に減容することができた。また、水分のほとんどを除去したことにより、水の放射線分解により生成する水素や酸素の発生量を大幅に低減する効果もあることがわかった。
【００３１】
また、ドラム缶８内の固体状放射性廃棄物６から水素や酸素が発生する場合にもドラム缶８の蓋１１に設置された逆止弁１０により、ドラム缶８内部が圧力上昇する前に水素や酸素ガスが外部に放出され、ドラム缶８の破裂等に対する安全性が確保される。
【００３２】
ドラム缶８内に充填された固体状放射性廃棄物６は、化学的な処理を実施していないため再度容易に取り出すことができ、焼却処理などを実施することができる。このため、例えば、半減期が５．２７年のＣｏ−６０が大半を占める放射性廃棄物の場合は、約１０年間この状態で保管することにより、放射性廃棄物の線量率を約１／４に低減させることができる。
【実施例２】
【００３３】
実施例２では、セルロース系フィルタースラッジと、使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の別の減容処理方法の例を説明する。
【００３４】
図４は、実施例２の減容処理手順を示す模式図である。貯蔵タンク１の中にスラリー状で貯蔵されたセルロース系フィルタースラッジと使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物ＲＷを、移送ポンプ２を用いて一定量をプレス機３に移送し、プレス板４にて圧縮、脱水を実施した。なお、プレス板の直上には余剰水回収管５を設置した。
【００３５】
このとき、プレス機３に供給される放射性廃棄物ＲＷの供給量は、実施例１で説明したように、生成されるドラム缶８の線量率が所定線量率以下になるように、供給量制御装置ＳＣによって制御される。
【００３６】
このプレス機３による圧縮、脱水により、スラリーは約１割の容積が固体状放射性廃棄物６になった。残りの９割は余剰水７に分離されて余剰水回収管５により回収され、元の貯蔵タンク１に戻された。
【００３７】
その後、プレス機３の直下に、受け容器１２にかぶせたプラスチック等からなる逆止弁１４付きの密封袋１３を設置する。固体状放射性廃棄物６はプレス機３の底板９を外した後、プレス板４により押し出され、密封袋１３に充填された。密封袋１３はその後密封シール１５が施され、内部を吸引装置ＶＣによって減圧することによりさらに脱水と圧縮減容が実施された。密封袋１３の減圧終了後は固体状放射性廃棄物６は密封袋１３に一時保管され、ドラム缶８内に複数個充填された後、逆止弁１０付きの蓋１１で密封された。
【００３８】
図５に、実施例２の放射性廃棄物の処理方法についてのフローチャートを示す。Ｓ１１０〜Ｓ１４０は、実施例１のＳ１０〜Ｓ４０に相当する。Ｓ１５０で、プレス機３内の固体放射性廃棄物６を密封袋１３に収納する、Ｓ１６０で、密封袋１３のシール処理を行った後、内部の空気を減圧する。Ｓ１７０で、シール後の密封袋１３をドラム缶８に収納する。
【００３９】
以上の減容処理により、密封袋１３内で水素や酸素が発生する場合にも、密封袋１３に設置された逆止弁１４により、密封袋１３が圧力上昇で破損する前にガスが外部に放出される。また、ドラム缶８の蓋１１に設置された逆止弁１０により、ドラム缶８が圧力上昇する前にガスが外部に放出され、安全性が確保される。
【００４０】
また、本方式では、密封袋内での減圧処理により、プレス圧縮のみの場合に比べてさらに減容性や脱水率が向上する他に、放射性廃棄物が小分けされ表面が汚染されていない袋状で取り扱えることにより、放射性廃棄物処理時の作業性が大幅に向上し、放射性廃棄物の汚染拡大を未然に防げる効果がある。
【００４１】
ドラム缶８内に充填された固体状放射性廃棄物６は、化学的な処理を実施していないため、再度容易に取り出すことができ、焼却処理などを実施することができる。また、密封袋のまま焼却することも可能であり、作業性を向上させることができる。
【００４２】
本発明は、放射性廃棄物を貯蔵するドラム缶や密封袋に逆止弁を付けることにより、ガスが発生した場合にも外気中に放出することができ、ドラム缶内での圧力上昇を回避し、安全に長期保管することができる。また、放射性廃棄物中の核種を長期保管により減衰した後に、焼却処理を行う際には、放射性廃棄物を容易に再取り出しすることが可能である。
【符号の説明】
【００４３】
１：貯蔵タンク
２：移送ポンプ
３：プレス機
４：プレス板
５：余剰水回収管
６：固体状放射性廃棄物
７：余剰水
８：ドラム缶
９：底板
１０：逆止弁
１１：蓋
１２：受け容器
１３：密封袋
１４：逆止弁
１５：密封シール
ＲＤ：放射性廃棄物
ＳＣ：供給量制御装置
ＤＲＭ：線量率計
【技術分野】
【０００１】
本発明は、フィルタースラッジやイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の減容処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所の一次系冷却水の浄化等においては、フィルタースラッジと呼ばれるセルロース系のろ過助材やイオン交換樹脂が使用されており、使用済みのろ過助材やイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物はタンクにスラリー状態で貯蔵されている。これらの放射性廃棄物は線量が高いため、タンク内において長期間保管されるが、近年の原子力プラントの稼動寿命延長に伴い、タンク貯蔵容量が逼迫してきているとの問題がある。
【０００３】
このため、タンク貯蔵容量を確保するために、タンク内放射性廃棄物の減容技術が求められている。特に、フィルタースラッジは繊維状をしており、単位重量当たりの容積が大きく、タンク内において大きな容積比を占めており、フィルタースラッジの減容が大きな課題になっている。
この課題に対し、従来は、放射性廃棄物スラリーの脱水処理とドラム缶への充填を同時に実施するための方法が特許文献１に開示されている。脱水離率が低いと、放射性廃棄物中の水分が放射線分解し可燃性ガスである水素と酸素の発生量が多くなるという問題がある。
【０００４】
また、特許文献２には、使用済みフィルタを圧縮減容後、圧縮機底面のスライドゲートを開いて受け容器に落下させる構成が開示されている。
【０００５】
また、特許文献３には、ドラム缶内に装填した逆止弁付き収納袋に放射性廃棄物を収納し、圧縮減容処理を行う例が開示されている。
【０００６】
また、特許文献４には、汚染された樹脂容器を圧縮減容した後、プレス筒底部を外し、減容化容器を排出する例が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特公昭６２−４３５２０号公報
【特許文献２】特開昭６１−８００号公報
【特許文献３】特開２００１−５９８９３号公報
【特許文献４】特開２００７−１７８３６８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかし、特許文献１の処理方法では、フィルタースラッジの脱水率は小さく、また減容率も小さいという問題があった。また、特許文献１乃至４の何れの方法も、最終的に減容された放射性廃棄物の線量率については特に言及していない。
【０００９】
本発明の目的は、上記の問題を解決し、フィルタースラッジを含む放射性廃棄物の脱水率を高め効率的に減容できるとともに、最終的に生成した放射性廃棄物の線量率を適切な範囲に保持することの出来る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】
【００１０】
本発明は、使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水・減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器が所定線量率以下になるように、プレス機への放射性廃棄物の供給量を決定するステップと、プレス機で放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水・減容するステップと、プレス機内に生成した固体状放射性廃棄物を収納容器に収納するステップと、収納容器を密封するステップを有することを特徴とする。
【００１１】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、さらにプレス機内の固体状放射性廃棄物を密封袋に収納するステップと、密封袋内をシールして減圧するステップと、
シール後の密封袋を収納容器に収納するステップを有することを特徴とする。
【００１２】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、密封袋はプラスチック材料からなることを特徴とする。
【００１３】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、密封袋は逆止弁を有することを特徴とする。
【００１４】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、脱水・減容ステップで脱水された固体状放射性廃棄物の含水率を１０％以下としたことを特徴とする。
【００１５】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器には逆止弁を有することを特徴とする。
【００１６】
また、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器はドラム缶を用いたことを特徴とする。
【００１７】
さらに、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器の所定線量率を８（mSv・h-1・kg-1）以下としたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１８】
本発明は、使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水・減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、固体状放射性廃棄物を収納する収納容器が所定線量率以下になるように、プレス機への放射性廃棄物供給量を決定するステップと、プレス機で放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水・減容するステップと、プレス機内に生成した固体状放射性廃棄物を収納容器に収納するステップと、収納容器を密封するステップを有することにより、放射性廃棄物の収納容器の線量率を所定値以下に管理すると共に、かさ比重が小さく含水率が高い、フィルタースラッジやイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物を効率良く脱水・減容できる。また、高い脱水率により、放射線によりフィルタースラッジ中の水分が分解して生成される水素ガスと酸素ガス発生量を大幅に抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の実施例１の放射性廃棄物処理方法を示す模式図。
【図２】本発明の放射性廃棄物供給量と線量率の関係を示すグラフ。
【図３】本発明の実施例１の放射性廃棄物処理方法を示すフローチャート。
【図４】本発明の実施例２の放射性廃棄物処理方法を示す模式図。
【図５】本発明の実施例２の放射性廃棄物処理方法を示すフローチャート。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
以下に、本発明の実施例を図面により説明する。
【実施例１】
【００２１】
実施例１は、セルロース系フィルタースラッジと使用済みイオン交換樹脂を含む、放射性廃棄物の減容処理方法の例を説明する。
【００２２】
図１は、実施例１の減容処理の手順を示す模式図である。貯蔵タンク１の中にスラリー状で貯蔵されたセルロース系フィルタースラッジと、使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物ＲＷ（Radioactive Waste）を、移送ポンプ２を用いて一定量をプレス機３に移送した。
【００２３】
このとき、プレス機３に供給される放射性廃棄物ＲＷの所定供給量は、生成される固体状放射性廃棄物を収納する収納容器の線量率が管理規則等に基づいた安全な所定線量率以下になるように、供給量制御装置ＳＣによって移送ポンプ２を作動させることによって制御される。移送ポンプ２とプレス機３の間には線量率計ＤＲＭ（Dose Rate Meter）を設けて、移送される放射性廃棄物ＲＷの線量率を測定し、供給量制御装置ＳＣにフィードバックする。
【００２４】
線量率は、例えば収納容器であるドラム缶単位の線量率が作業者及び環境に対し安全な所定線量率内に収まるように規定される。さらにこれらドラム缶を集積保管する保管区域において、許容限度以内に収まるように規定される。
【００２５】
放射性廃棄物の供給量と最終的に生成される固体状放射性廃棄物の線量率との間には、例えば図２に示す関係がある。図２のグラフは、ｘ軸に放射性廃棄物１ｋｇ当りの線量率を取り、ｙ軸に放射性廃棄物供給量を取っている。放射性廃棄物供給量の上限は、収納容器として例えば容量２００Ｌのドラム缶を用いた場合、放射性廃棄物の圧縮率を約１０％とすれば
２００Ｌ÷１０％＝２０００Ｌ ・・・・・・（１）
から、２０００Ｌすなわち２０００ｋｇと求められる。ここで放射性廃棄物の比重はほぼ水の比重ρ＝１に等しいと見なす。
【００２６】
また、放射性廃棄物を収納するドラム缶８の所定線量率を例えば、８（mSv・h-1・kg-1）以下とすれば、グラフ上の領域は
ｙ≦８／ｘ ・・・・・・（２）
として求められる。すなわちドラム缶８の線量率が図２における網点で囲まれる領域に収まるように放射性廃棄物供給量が供給量制御装置ＳＣで制御される。放射性廃棄物の充填効率を最大にするためには、図２の、例えばｙ＝８／ｘのグラフ線上に相当する放射性廃棄物を供給すればよい。
【００２７】
次いで、図１に戻って、プレス板４にて放射性廃棄物ＲＷの圧縮、脱水を実施した。なお、プレス板４の直上には余剰水回収管５を設置した。このプレス機３を用いた圧縮、脱水により、スラリー状の放射性廃棄物ＲＷは元の容積の約１割が固体状放射性廃棄物６に圧縮された。残りの９割は余剰水７に分離され、余剰水回収管５により回収されて貯蔵タンク１に戻された。
【００２８】
その後、プレス機３の直下にドラム缶８を設置し、プレス機３の底板９を外した後、固体状放射性廃棄物６をプレス板４により押し出してドラム缶８内に充填した。上記のプロセスを繰返し、ドラム缶８内に固体状放射性廃棄物６が一杯になるまで充填した後、ドラム缶８は逆止弁１０を有する蓋１１で密封された。放射性廃棄物ＲＷの線量率が高い場合は、一度の供給圧縮プロセスでドラム缶８への充填処理が完了する。
【００２９】
図３は、実施例１の処理方法を説明するフローチャートである。Ｓ１０で、所定線量率に応じた放射性廃棄物ＲＷの供給量を決定する。Ｓ２０で、貯蔵タンク１から決定された一定量の放射性廃棄物ＲＷをプレス機３に供給する。Ｓ３０で、プレス機３で放射性廃棄物ＲＷを圧縮して脱水、減容を行う。Ｓ４０で、放射性廃棄物ＲＷから脱水分離された余剰水を貯蔵タンク１に戻す。Ｓ５０で、プレス機３内の固体状放射性廃棄物をドラム缶８に収納する。Ｓ６０で、ドラム缶を密封する。
【００３０】
以上の減容処理により、貯蔵タンク１に貯蔵されていたスラリー状の放射性廃棄物ＲＷは固体状放射性廃棄物６となり、元の容積の約１／１０以下に減容することができた。また、水分のほとんどを除去したことにより、水の放射線分解により生成する水素や酸素の発生量を大幅に低減する効果もあることがわかった。
【００３１】
また、ドラム缶８内の固体状放射性廃棄物６から水素や酸素が発生する場合にもドラム缶８の蓋１１に設置された逆止弁１０により、ドラム缶８内部が圧力上昇する前に水素や酸素ガスが外部に放出され、ドラム缶８の破裂等に対する安全性が確保される。
【００３２】
ドラム缶８内に充填された固体状放射性廃棄物６は、化学的な処理を実施していないため再度容易に取り出すことができ、焼却処理などを実施することができる。このため、例えば、半減期が５．２７年のＣｏ−６０が大半を占める放射性廃棄物の場合は、約１０年間この状態で保管することにより、放射性廃棄物の線量率を約１／４に低減させることができる。
【実施例２】
【００３３】
実施例２では、セルロース系フィルタースラッジと、使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の別の減容処理方法の例を説明する。
【００３４】
図４は、実施例２の減容処理手順を示す模式図である。貯蔵タンク１の中にスラリー状で貯蔵されたセルロース系フィルタースラッジと使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物ＲＷを、移送ポンプ２を用いて一定量をプレス機３に移送し、プレス板４にて圧縮、脱水を実施した。なお、プレス板の直上には余剰水回収管５を設置した。
【００３５】
このとき、プレス機３に供給される放射性廃棄物ＲＷの供給量は、実施例１で説明したように、生成されるドラム缶８の線量率が所定線量率以下になるように、供給量制御装置ＳＣによって制御される。
【００３６】
このプレス機３による圧縮、脱水により、スラリーは約１割の容積が固体状放射性廃棄物６になった。残りの９割は余剰水７に分離されて余剰水回収管５により回収され、元の貯蔵タンク１に戻された。
【００３７】
その後、プレス機３の直下に、受け容器１２にかぶせたプラスチック等からなる逆止弁１４付きの密封袋１３を設置する。固体状放射性廃棄物６はプレス機３の底板９を外した後、プレス板４により押し出され、密封袋１３に充填された。密封袋１３はその後密封シール１５が施され、内部を吸引装置ＶＣによって減圧することによりさらに脱水と圧縮減容が実施された。密封袋１３の減圧終了後は固体状放射性廃棄物６は密封袋１３に一時保管され、ドラム缶８内に複数個充填された後、逆止弁１０付きの蓋１１で密封された。
【００３８】
図５に、実施例２の放射性廃棄物の処理方法についてのフローチャートを示す。Ｓ１１０〜Ｓ１４０は、実施例１のＳ１０〜Ｓ４０に相当する。Ｓ１５０で、プレス機３内の固体放射性廃棄物６を密封袋１３に収納する、Ｓ１６０で、密封袋１３のシール処理を行った後、内部の空気を減圧する。Ｓ１７０で、シール後の密封袋１３をドラム缶８に収納する。
【００３９】
以上の減容処理により、密封袋１３内で水素や酸素が発生する場合にも、密封袋１３に設置された逆止弁１４により、密封袋１３が圧力上昇で破損する前にガスが外部に放出される。また、ドラム缶８の蓋１１に設置された逆止弁１０により、ドラム缶８が圧力上昇する前にガスが外部に放出され、安全性が確保される。
【００４０】
また、本方式では、密封袋内での減圧処理により、プレス圧縮のみの場合に比べてさらに減容性や脱水率が向上する他に、放射性廃棄物が小分けされ表面が汚染されていない袋状で取り扱えることにより、放射性廃棄物処理時の作業性が大幅に向上し、放射性廃棄物の汚染拡大を未然に防げる効果がある。
【００４１】
ドラム缶８内に充填された固体状放射性廃棄物６は、化学的な処理を実施していないため、再度容易に取り出すことができ、焼却処理などを実施することができる。また、密封袋のまま焼却することも可能であり、作業性を向上させることができる。
【００４２】
本発明は、放射性廃棄物を貯蔵するドラム缶や密封袋に逆止弁を付けることにより、ガスが発生した場合にも外気中に放出することができ、ドラム缶内での圧力上昇を回避し、安全に長期保管することができる。また、放射性廃棄物中の核種を長期保管により減衰した後に、焼却処理を行う際には、放射性廃棄物を容易に再取り出しすることが可能である。
【符号の説明】
【００４３】
１：貯蔵タンク
２：移送ポンプ
３：プレス機
４：プレス板
５：余剰水回収管
６：固体状放射性廃棄物
７：余剰水
８：ドラム缶
９：底板
１０：逆止弁
１１：蓋
１２：受け容器
１３：密封袋
１４：逆止弁
１５：密封シール
ＲＤ：放射性廃棄物
ＳＣ：供給量制御装置
ＤＲＭ：線量率計
【特許請求の範囲】
【請求項１】
使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水・減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、
前記収納容器が所定線量率以下になるように、前記プレス機への前記放射性廃棄物の供給量を決定するステップと、
前記プレス機で前記放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水・減容するステップと、
前記プレス機内に生成した前記固体状放射性廃棄物を前記収納容器に収納するステップと、
前記収納容器を密封するステップ
を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項２】
請求項１に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、さらに
前記プレス機内の前記固体状放射性廃棄物を密封袋に収納するステップと、
前記密封袋内をシールして減圧するステップと、
シール後の前記密封袋を前記収納容器に収納するステップ
を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項３】
請求項２に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記密封袋はプラスチック材料からなることを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項４】
請求項２または３に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記密封袋は逆止弁を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項５】
請求項１乃至４のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記脱水・減容ステップで脱水された前記固体状放射性廃棄物の含水率を１０％以下としたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項６】
請求項１乃至５のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器には逆止弁を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項７】
請求項６に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器はドラム缶を用いたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項８】
請求項１乃至７のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器の所定線量率を８（mSv・h-1・kg-1）以下としたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項１】
使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水・減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、
前記収納容器が所定線量率以下になるように、前記プレス機への前記放射性廃棄物の供給量を決定するステップと、
前記プレス機で前記放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水・減容するステップと、
前記プレス機内に生成した前記固体状放射性廃棄物を前記収納容器に収納するステップと、
前記収納容器を密封するステップ
を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項２】
請求項１に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、さらに
前記プレス機内の前記固体状放射性廃棄物を密封袋に収納するステップと、
前記密封袋内をシールして減圧するステップと、
シール後の前記密封袋を前記収納容器に収納するステップ
を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項３】
請求項２に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記密封袋はプラスチック材料からなることを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項４】
請求項２または３に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記密封袋は逆止弁を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項５】
請求項１乃至４のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記脱水・減容ステップで脱水された前記固体状放射性廃棄物の含水率を１０％以下としたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項６】
請求項１乃至５のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器には逆止弁を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項７】
請求項６に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器はドラム缶を用いたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【請求項８】
請求項１乃至７のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器の所定線量率を８（mSv・h-1・kg-1）以下としたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【公開番号】特開２０１３−４７６２３（Ｐ２０１３−４７６２３Ａ）
【公開日】平成２５年３月７日（２０１３．３．７）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−１８５７０５（Ｐ２０１１−１８５７０５）
【出願日】平成２３年８月２９日（２０１１．８．２９）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
【公開日】平成２５年３月７日（２０１３．３．７）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年８月２９日（２０１１．８．２９）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
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