JP2010002379A - Manufacturing method for radioactive waste processing material, radioactive waste processing method, and radioactive waste backfilling method - Google Patents

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Michitaka Mikura
通孝 三倉
Masaaki Kaneko
昌章 金子
Takeo Yamashita
雄生 山下
Setsumi Kurosawa
節身 黒沢
Jiro Sakurai
次郎 櫻井
Yoshiko Haruguchi
佳子 春口
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Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To highly efficiently process a radioactive waste in an anion status in the state of controlling production of a radiolysis gas. <P>SOLUTION: Hydrotalcite is heated, dehydrated and decarbonated before at least one compound selected from the group consisting of ettringite, monosulfate, hydrogarnet and monocarbonate is heated and dehydrated. Then, the substance obtained by executing the above processes is used as a processing material for radioactive waste. <P>COPYRIGHT: (C)2010,JPO&INPIT

Description

本発明は、原子力施設などより発生する放射性廃棄物を処理するための処理材の作製方法及び放射性廃棄物の処理方法、並びに所定の処理材によって処理された後の放射性廃棄体の埋め戻し方法に関する。   The present invention relates to a method for producing a treatment material for treating radioactive waste generated from a nuclear facility and the like, a method for treating radioactive waste, and a method for refilling a radioactive waste after being treated with a predetermined treatment material. .

原子力施設より発生する放射性廃棄物には様々な放射性核種が含有されており、陰イオンの形態を採るような放射性廃棄物も含有されている。代表的なものとしては、Ｃ−１４、Ｍｏ−９３及びＴｃ−９９などを挙げることができる。しかしながら、このような陰イオンの形態を採る放射性廃棄物は、人工バリア材や処分施設周辺の天然バリア材に対しては吸着性能が低いため、前記放射性廃棄物の処理には種々の工夫がなされている。   Various radioactive nuclides are contained in radioactive waste generated from nuclear facilities, and radioactive waste that takes the form of anions is also contained. Typical examples include C-14, Mo-93 and Tc-99. However, the radioactive waste that takes the form of such anions has a low adsorption performance with respect to the artificial barrier material and the natural barrier material around the disposal facility, and therefore various measures are taken for the treatment of the radioactive waste. ing.

一方、放射性廃棄物の廃棄体とするための固化処理方法には、セメント固化、ガラス固化、溶融固化などが想定されている。この中で、セメント固化方法は安価で処理が容易なため、多くの廃棄物の固化に適用が想定されている（特許文献１）。   On the other hand, cement solidification, glass solidification, melt solidification, and the like are assumed as a solidification processing method for obtaining radioactive waste. Among these, since the cement solidification method is inexpensive and easy to process, application to solidification of many wastes is assumed (Patent Document 1).

しかしながら、放射性廃棄物に含有される放射性核種濃度が高いと、充填されたセメント固化物質中に存在する間隙水や結晶水などが放射線により分解して、水素ガス等の放射線分解ガスを発生することが懸念される。   However, if the radionuclide concentration in the radioactive waste is high, pore water and crystallization water present in the filled cement solidified material will be decomposed by radiation to generate radiolytic gas such as hydrogen gas. Is concerned.

固化体容器からのガスの放出を押さえるため、容器を密封するようなことも考えられるが、長期間の保管では内部圧力の上昇が懸念される。そのため、高濃度の放射能を含有するチャンネルボックスやハルなどの金属廃棄物については、廃棄体とするための処理方法としてセメント固化が適切とは言い難い。   In order to suppress the release of gas from the solidified container, it is conceivable to seal the container, but there is a concern that the internal pressure will increase during long-term storage. Therefore, it is difficult to say that cement solidification is appropriate as a treatment method for making wastes such as channel boxes and hulls containing high concentrations of radioactivity.

したがって、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を処理するに際しては、上述のように水素ガス等の放射性分解ガスを発生しないことも要求される。   Therefore, when processing radioactive waste in the form of anions, it is also required not to generate radioactive decomposition gas such as hydrogen gas as described above.

陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を処理するに際して、特許文献２には、セメント系固化材料の一つであるアルミナセメントを基材とした人工バリア材を用いることによって、上記陰イオン性の放射性廃棄物の吸着性能を向上させ、処理能を向上させることが記載されている。しかしながら、このような方法では、上記放射性廃棄物の吸着性能が十分でなく、前記放射性廃棄物の処理を十分に行うことはできなかった。   In the treatment of radioactive waste in the form of anions, Patent Document 2 discloses the above anionic radioactive material by using an artificial barrier material based on alumina cement, which is one of cement-based solidifying materials. It is described that the waste adsorption performance is improved and the processing performance is improved. However, in such a method, the adsorption performance of the radioactive waste is not sufficient, and the radioactive waste cannot be sufficiently processed.

さらに、特許文献２に記載の方法ではセメント系固化材料を用いているため、内部に含まれる水分によって水素ガス等の放射線分解ガスが発生してしまうという従来同様の課題があった。
特開２００３−３０７５９２号 特公平７−１０４４３８号 Furthermore, since the method described in Patent Document 2 uses a cement-based solidified material, there has been a problem similar to the prior art in that a radiolytic gas such as hydrogen gas is generated by moisture contained therein.
Japanese Patent Laid-Open No. 2003-307592 7-104438

本発明は、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を、放射線分解ガスの生成を抑制した状態において、高い効率で処理することを目的とする。   An object of this invention is to process the radioactive waste which takes the form of an anion with high efficiency in the state which suppressed the production | generation of radiolysis gas.

上記課題を解決すべく、本発明の一態様は、ハイドロタルサイトを準備する工程と、前記ハイドロタルサイトを加熱し、脱水処理及び脱炭酸処理を行った後、放射性廃棄物の処理材として用いる工程と、を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理材の作製方法に関する。   In order to solve the above problems, one embodiment of the present invention is a process for preparing hydrotalcite, heating the hydrotalcite, performing dehydration treatment and decarboxylation treatment, and then using it as a treatment material for radioactive waste. And a process for producing a radioactive waste treatment material.

また、本発明の一態様は、エトリンガイト、モノサルフェート、ハイドロガーネット、及びモノカーボネートからなる群より選ばれる少なくとも一種の化合物を準備する工程と、 前記化合物を加熱し、脱水処理を行った後、放射性廃棄物の処理材として用いる工程と、を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理材の作製方法に関する。   One embodiment of the present invention includes a step of preparing at least one compound selected from the group consisting of ettringite, monosulfate, hydrogarnet, and monocarbonate, heating the compound, performing dehydration treatment, The present invention relates to a method for producing a radioactive waste treatment material, comprising a step of using the waste treatment material.

さらに、本発明の一態様は、前記放射性廃棄物の処理材と、カルシウムシリケート及びカルシウムアルミネートを主成分とする水硬性セメント材料とを混合して廃棄用充填材含有セメント材料を作製する第1の工程と、前記廃棄用充填材含有セメント材料を放射性廃棄物の間隙に充填して放射性廃棄体を作製する第２の工程と、を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理方法に関する。   Furthermore, according to one aspect of the present invention, a waste filler-containing cement material is produced by mixing the radioactive waste treatment material and a hydraulic cement material mainly composed of calcium silicate and calcium aluminate. And a second step of producing a radioactive waste body by filling the gap between the waste materials with the waste filler-containing cement material, and a method for treating the radioactive waste, .

また、本発明の一態様は、前記放射性廃棄物の処理材を放射性廃棄体の周辺に充填し、前記放射性廃棄体を埋め戻す工程を具えることを特徴とする、放射性廃棄体の埋め戻し方法に関する。   Moreover, one aspect of the present invention is a method for refilling a radioactive waste body comprising a step of filling the radioactive waste treatment material around a radioactive waste body and backfilling the radioactive waste body. About.

さらに、本発明の一態様は、前記放射性廃棄物の処理材と、土砂とを混合して放射性廃棄体埋め戻し材料を作製する工程と、前記放射性廃棄物埋め戻し材料を放射性廃棄体の周辺に充填し、前記放射性廃棄体を埋め戻す工程と、を具えることを特徴とする、放射性廃棄体の埋め戻し方法に関する。   Furthermore, according to one aspect of the present invention, the radioactive waste treatment material and earth and sand are mixed to produce a radioactive waste backfill material, and the radioactive waste backfill material is disposed around the radioactive waste body. And a step of backfilling the radioactive waste with a method for backfilling the radioactive waste.

上記態様によれば、放射性廃棄物の処理材として、ハイドロタルサイト及び／又はエトリンガイト、モノサルフェート、ハイドロガーネット、及びモノカーボネートからなる群より選ばれる少なくとも一種の化合物を用いている。これらの物質は、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物に対する吸着性能に優れる。   According to the above aspect, at least one compound selected from the group consisting of hydrotalcite and / or ettringite, monosulfate, hydrogarnet, and monocarbonate is used as the radioactive waste treatment material. These substances have excellent adsorption performance for radioactive waste in the form of anions.

さらに、上記物質を陰イオンの形態を採る放射性廃棄物に対する処理材として使用する際に、所定の加熱処理を施し、内部に含まれる水分及び／又は炭酸を除去するようにしている。したがって、前記放射性廃棄物に含有される放射性核種によって、前記処理材中に存在する水及び／又は炭酸が放射線により分解して、水素ガス等の放射線分解ガスを発生することが抑制される。   Furthermore, when using the said substance as a processing material with respect to the radioactive waste which takes the form of an anion, predetermined heat processing is performed and the water | moisture content and / or carbonic acid which are contained inside are removed. Therefore, the radionuclide contained in the radioactive waste suppresses generation of a radiolytic gas such as hydrogen gas by decomposing water and / or carbonic acid present in the treatment material by radiation.

結果して、上述のようにして得た放射性廃棄物の処理材を用い、カルシウムシリケート及びカルシウムアルミネートを主成分とする水硬性セメント材料とを混合して廃棄用充填材含有セメント材料を作製し、前記放射性廃棄物の間隙に充填することにより、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を吸着することができ、陰イオン交換を介して処理することができる。結果として、上述した陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を含まない放射性廃棄体を得ることができる。   As a result, the radioactive waste treatment material obtained as described above was mixed with a hydraulic cement material mainly composed of calcium silicate and calcium aluminate to prepare a cement material containing a waste filler. By filling the space between the radioactive wastes, the radioactive wastes in the form of anions can be adsorbed and processed through anion exchange. As a result, it is possible to obtain a radioactive waste body that does not include the radioactive waste that takes the form of the anions described above.

また、所定の処理を経て得た放射性廃棄体を、上述のようにして得た放射性廃棄物の処理材を用いて埋め戻すことによって、上記同様に陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を吸着することができ、陰イオン交換を介して処理することができる。   Moreover, the radioactive waste obtained through the predetermined treatment is backfilled with the radioactive waste treatment material obtained as described above, thereby adsorbing the radioactive waste in the form of anions as described above. Can be processed via anion exchange.

すなわち、上記態様で得た放射性廃棄物の処理材を用いれば、放射性廃棄体の作製工程、あるいは放射性廃棄体の埋め戻し工程のいずれにおいても、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を、放射性分解ガスを生ぜしめることなく、処理することができる。   That is, if the radioactive waste treatment material obtained in the above embodiment is used, the radioactive waste in the form of anions can be radioactively decomposed in either the radioactive waste production process or the radioactive waste backfill process. It can be processed without generating gas.

なお、上記の放射性廃棄物の処理材は、放射性廃棄体の作製工程あるいは放射性廃棄体の埋め戻し工程のいずれか一方においてものみ用いることもできるし、両方の工程において用いることもできる。   In addition, the above-mentioned radioactive waste treatment material can be used only in one of the radioactive waste body production process and the radioactive waste body backfill process, or can be used in both processes.

以上説明したように、本発明の態様によれば、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物を、放射線分解ガスの生成を抑制した状態において、高い効率で処理することができる。   As described above, according to the aspect of the present invention, radioactive waste in the form of anions can be processed with high efficiency in a state where generation of radiolysis gas is suppressed.

以下、本発明の実施形態について説明する。   Hereinafter, embodiments of the present invention will be described.

（放射性廃棄物の処理材の作製）
本発明においては、放射性廃棄物の処理材として、ハイドロタルサイト及び／又はエトリンガイト、モノサルフェート、ハイドロガーネット、及びモノカーボネートからなる群より選ばれる少なくとも一種の化合物を用いる。これらの物質は、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物に対する吸着性能に優れる。 (Production of radioactive waste treatment materials)
In the present invention, at least one compound selected from the group consisting of hydrotalcite and / or ettringite, monosulfate, hydrogarnet, and monocarbonate is used as a radioactive waste treatment material. These substances have excellent adsorption performance for radioactive waste in the form of anions.

ハイドロタルサイトは、一般式Ｍｇ６Ａｌ２（ＯＨ）１６ＣＯ３・４Ｈ２Ｏで表され、内部に結晶水及び炭酸を含んでいる。したがって、ハイドロタルサイトを上記処理材として用いた場合、放射性廃棄物に含有される放射性核種によって、前記結晶水及び炭酸が分解して、水素ガス等の放射線分解ガスを発生してしまう。したがって、所定の加熱処理を行うことによって、前記結晶水及び前記炭酸の除去を行う。 Hydrotalcite is represented by the general formula Mg 6 Al 2 (OH) 16 CO 3 .4H 2 O, and contains crystal water and carbonic acid therein. Therefore, when hydrotalcite is used as the treatment material, the crystal water and carbonic acid are decomposed by the radionuclide contained in the radioactive waste, and a radiolytic gas such as hydrogen gas is generated. Therefore, the crystal water and the carbonic acid are removed by performing a predetermined heat treatment.

前記結晶水の除去は、例えば約１５０℃に加熱することによって可能となるが、前記炭酸の除去は約５００℃以上に加熱する必要がある。なお、加熱温度の上限は特に限定されるものではない。   The water of crystallization can be removed by heating to about 150 ° C., for example, but the removal of carbonic acid needs to be heated to about 500 ° C. or higher. In addition, the upper limit of heating temperature is not specifically limited.

また、ハイドロタルサイトを５００℃以上に加熱することによって、陰イオン交換性能を向上させることができる。   Moreover, anion exchange performance can be improved by heating hydrotalcite to 500 ° C. or higher.

なお、ハイドロタルサイト内部ではなく、表面に吸着した水分も上述した加熱処理によって除去することができる。   Note that the moisture adsorbed on the surface, not inside the hydrotalcite, can also be removed by the heat treatment described above.

一方、エトリンガイトは、一般式３ＣａＯ・Ａｌ２Ｏ３・３ＣａＳＯ４・３Ｈ２Ｏで表すことができ、モノサルフェートは、一般式３ＣａＯ・Ａｌ２Ｏ３・３ＣａＳＯ４・１２Ｈ２Ｏで表すことができる。また、ハイドロガーネットは、一般式３ＣａＯ・（Ａｌ、Ｆｅ）Ｏ・２ＳｉＯ２・４Ｈ２Ｏで表すことができ、モノカーボネートは、一般式３ＣａＯ・Ａｌ２Ｏ３・３ＣａＣＯ３・１２Ｈ２Ｏで表すことができる。 On the other hand, ettringite can be represented by the general formula 3CaO · Al 2 O 3 · 3CaSO 4 · 3H 2 O, and monosulfate can be represented by the general formula 3CaO · Al 2 O 3 · 3CaSO 4 · 12H 2 O. . Hydrogarnet can be represented by the general formula 3CaO. (Al, Fe) O.2SiO 2 .4H 2 O, and monocarbonate is represented by the general formula 3CaO.Al 2 O 3 .3CaCO 3 .12H 2 O. be able to.

したがって、上述したエトリンガイト等を処理材として用いる場合は、所定の加熱処理を施すことによって内部に含まれる結晶水を除去し、この結晶水が放射性廃棄物に含有される放射性核種によって分解して、水素ガス等の放射線分解ガスとして生成されるのを抑制する。なお、加熱処理は例えば１５０℃以下の温度で行う。また、加熱処理温度の下限値は、前記結晶水が除去できれば特に限定されないが、例えば８０℃とすることができる。   Therefore, when using the above ettringite or the like as a treatment material, the crystallization water contained therein is removed by performing a predetermined heat treatment, and this crystallization water is decomposed by the radionuclide contained in the radioactive waste, Suppressing generation as a radiolytic gas such as hydrogen gas. The heat treatment is performed at a temperature of 150 ° C. or lower, for example. The lower limit of the heat treatment temperature is not particularly limited as long as the water of crystallization can be removed, but can be set to 80 ° C., for example.

なお、上述したエトリンガイト等を処理材として用いる場合の加熱処理温度を１５０℃以下とすることによって、加熱処理後のエトリンガイト等を再度水に浸漬させると、結晶水が再生成し、上述した一般式で表される元の化合物に戻すことができる。したがって、加熱処理後に以下に示す放射性廃棄物の処理材として実際に使用せずに残ったエトリンガイト等は、水に浸漬させることで再生させることができ、後に必要に応じて再度加熱処理を行って処理剤として使用することもできる。   In addition, when the ettringite etc. after heat processing are immersed in water again by making the heat processing temperature in the case of using the ettringite etc. mentioned above as a processing material into 150 degrees C or less, crystal water will regenerate | regenerate and the general formula mentioned above The original compound represented by Therefore, ettringite, etc., which is not actually used as a radioactive waste treatment material shown below after heat treatment, can be regenerated by immersing in water, and heat treatment is performed again later if necessary. It can also be used as a treating agent.

具体的に、ハイドロタルサイト（共和堂ハイドロタルサイト）を加熱炉で５００℃で１時間加熱処理した後、その１ｇを、Ｃ−１４でラベリングされたエタノール、メタノール、酢酸、ギ酸、及びホルムアルデヒドが１０−４ｍｏｌ／Ｌづつ含まれている飽和水酸化カルシウム水溶液１０ｍｌとともに密閉容器中に封入し、さらに２５℃に保管した恒温槽内で保管した。 Specifically, after hydrotalcite (Kyowado Hydrotalcite) was heated in a heating furnace at 500 ° C. for 1 hour, 1 g of ethanol, methanol, acetic acid, formic acid, and formaldehyde labeled with C-14 were added. The solution was sealed in a sealed container together with 10 ml of a saturated calcium hydroxide aqueous solution contained at 10 −4 mol / L and further stored in a thermostatic bath stored at 25 ° C.

そして、１週間が経過した後、前記溶液を回収し、０．４５μｍの孔径を有するメンブレンフィルターでろ過し、全有機物濃度を測定し、さらに分配係数を求めた。
分配係数（ｍｌ／ｇ）＝固相中の有機物濃度（ｍｇ／ｇ）／液相中の有機物濃度（ｍｇ／ｍｌ） （１） After one week, the solution was collected, filtered through a membrane filter having a pore size of 0.45 μm, the total organic matter concentration was measured, and the distribution coefficient was obtained.
Partition coefficient (ml / g) = organic substance concentration in solid phase (mg / g) / organic substance concentration in liquid phase (mg / ml) (1)

（１）式から明らかなように、分配係数が大きいほど、固相中の有機物濃度が大きく、固相中に有機物が多く含まれていることになる。すなわち、分配係数が大きいほど、Ｃ−１４でラベリングした有機物の固相中の濃度が高く、したがって、Ｃ−１４の吸着性に優れることが分かる。   As is clear from the equation (1), the larger the distribution coefficient, the higher the organic substance concentration in the solid phase and the more organic substances are contained in the solid phase. That is, it can be seen that the larger the distribution coefficient, the higher the concentration of the organic substance labeled with C-14 in the solid phase, and thus the better the adsorption of C-14.

実際、上記のようにして得たハイドロタルサイトの場合は、上記分配係数は約７．４ｍｌ／ｇであった。一方、特許文献２に記載されたような混合セメントの場合は、約４ｍｌ／ｇであった。したがって、本発明に従ってハイドロタルサイトを処理材として用いた場合は、Ｃ−１４の吸着性に優れ、陰イオンの形態を採る放射性廃棄物に対する吸着性に優れることが分かる。   In fact, in the case of hydrotalcite obtained as described above, the partition coefficient was about 7.4 ml / g. On the other hand, in the case of the mixed cement as described in Patent Document 2, it was about 4 ml / g. Therefore, it can be seen that when hydrotalcite is used as a treatment material according to the present invention, it has excellent C-14 adsorptivity and excellent adsorptivity to radioactive waste in the form of anions.

なお、特に明示しないものの、エトリンガイト、モノサルフェート、ハイドロガーネット、及びモノカーボネートを用いた場合も、従来に比して分配係数が約２倍となり、Ｃ−１４の吸着性、すなわち陰イオンの形態を採る放射性廃棄物に対する吸着性に優れることが判明した。   In addition, although not clearly indicated, when ettringite, monosulfate, hydrogarnet, and monocarbonate are used, the partition coefficient is about twice that of the conventional case, and the C-14 adsorptivity, that is, the anion form, It was found that the adsorbability for the radioactive waste to be collected was excellent.

また、処理剤としてハイドロタルサイトを用いた場合、又はエトリンガイト、モノサルフェート、ハイドロガーネット、モノカーボネートを用いた場合、予め加熱処理を施して、結晶水等の水成分及び炭酸を除去しているので、結晶水及び炭酸が分解して、水素ガス等の放射線分解ガスが発生するのを抑制することができる。   Also, when hydrotalcite is used as a treating agent, or when ettringite, monosulfate, hydrogarnet, or monocarbonate is used, heat treatment is performed in advance to remove water components such as crystal water and carbonic acid. In addition, it is possible to suppress generation of radiation decomposition gas such as hydrogen gas due to decomposition of crystal water and carbon dioxide.

（放射性廃棄物の処理方法）
次に、上述のようにして得た処理材を用いた放射性廃棄物の処理方法について具体的に説明する。 (Method of treating radioactive waste)
Next, the radioactive waste processing method using the processing material obtained as described above will be specifically described.

図１〜４は、本発明の放射性廃棄物の処理方法の一例を示す模式図である。最初に、上述のようにして得た放射性廃棄物の処理材と、カルシウムシリケート及びカルシウムアルミネートを主成分とする水硬性セメント材料とを混合して廃棄用充填材含有セメント材料を作製する。次いで、図１に示すように、廃棄容器１１に対して、例えば原子力施設などより発生する放射性廃棄物１２を投入する。その後、必要に応じて廃棄容器１１内の水分除去を行うために乾燥処理を施す。   1 to 4 are schematic views showing an example of a radioactive waste processing method of the present invention. First, a radioactive waste treatment material obtained as described above and a hydraulic cement material mainly composed of calcium silicate and calcium aluminate are mixed to produce a waste filler-containing cement material. Next, as shown in FIG. 1, radioactive waste 12 generated from, for example, a nuclear facility is introduced into the waste container 11. Thereafter, a drying process is performed to remove moisture in the waste container 11 as necessary.

次いで、図２に示すように、廃棄容器１１内に廃棄用充填材含有セメント材料１３を投入し、放射性廃棄物１２の間隙を充填する。この際、廃棄容器１１に対して加熱処理あるいは真空排気処理を施すことによって、廃棄用充填材含有セメント材料１３の流動性を高めることができ、前記間隙に対する充填をより簡易かつ効率的に行うことができる。また、前記間隙に対する充填率を向上させることができる。   Next, as shown in FIG. 2, the waste filler-containing cement material 13 is put into the waste container 11 to fill the gaps of the radioactive waste 12. At this time, by subjecting the waste container 11 to heat treatment or vacuum evacuation treatment, the fluidity of the waste filler-containing cement material 13 can be increased, and the gap can be filled more easily and efficiently. Can do. Moreover, the filling rate with respect to the said gap | interval can be improved.

また、上述した加熱処理、真空排気処理に加えて、あるいはこのような処理とは別に、図３に示すようにして、廃棄容器１１に対して、すなわち内部の放射性廃棄物１２及び廃棄用充填材含有セメント材料１３に対して、例えば上下方向及び横方向の振動を加えるようにすることもできる。この場合においても、廃棄用充填材含有セメント材料１３の流動性を実質的に向上させることができ、前記間隙に対する充填をより簡易かつ効率的に行うことができる。また、前記間隙に対する充填率を向上させることができる。   Further, in addition to the above-described heat treatment and vacuum evacuation treatment, or separately from such treatment, as shown in FIG. 3, the radioactive waste 12 and the waste filler inside the waste container 11. For example, vertical and horizontal vibrations may be applied to the cement material 13 contained. Even in this case, the fluidity of the waste filler-containing cement material 13 can be substantially improved, and the filling of the gap can be performed more easily and efficiently. Moreover, the filling rate with respect to the said gap | interval can be improved.

なお、上記振動は例えば超音波振動とすることができる。これによって、上述した作用効果をより享受することができるようになる。   The vibration can be, for example, ultrasonic vibration. As a result, the above-described operational effects can be further enjoyed.

廃棄容器１１内の放射性廃棄物１２の間隙を廃棄用充填材含有セメント材料１３で充填した後、図４に示すように、廃棄容器１１を密封し、放射性廃棄体１５とする。   After the gap between the radioactive wastes 12 in the waste container 11 is filled with the cement material 13 containing the waste filler, the waste container 11 is sealed as shown in FIG.

廃棄用充填材含有セメント材料１３は、上述した処理材を含んでいるので、図４に示す放射性廃棄体１５においては、放射性廃棄物１２内に含まれる陰イオンの形態を採る放射性廃棄物は前記処理材に吸着し、陰イオン交換されることによって処理されることになる。   Since the waste filler-containing cement material 13 contains the above-described treatment material, in the radioactive waste body 15 shown in FIG. 4, the radioactive waste in the form of anions contained in the radioactive waste 12 is the above-mentioned. It is processed by being adsorbed on the processing material and anion exchanged.

なお、図２において、廃棄用充填材含有セメント材料１３を廃棄容器１１内に投入するに際しては、例えばホッパーを用いて行うことができる。ホッパーを用いることによって、廃棄用充填材含有セメント材料１３の貯留及び投入を簡易に行うことができる。   In FIG. 2, when the waste filler-containing cement material 13 is put into the waste container 11, for example, a hopper can be used. By using a hopper, the waste filler-containing cement material 13 can be easily stored and charged.

（放射性廃棄体の埋め戻し方法）
次に、上述のようにして得た放射性廃棄体の埋め戻し方法について具体的に説明する。 (Refilling radioactive waste)
Next, a method for backfilling the radioactive waste obtained as described above will be specifically described.

図５及び６は、本発明の放射性廃棄体の埋め戻し方法の一例を示す模式図である。最初に、図５に示すように、例えば地中約数百から１０００メートルの深さに達するようなピット２１を形成した後、所定の処理材２３で放射性廃棄物１２の間隙を充填して得た放射性廃棄体２５を定置する。次いで、図６に示すように、上述のようにして得た放射性廃棄物の処理材、及び必要に応じて混合した土砂を含む放射性廃棄体埋め戻し材料２２を放射性廃棄体２５の周辺に充填し、放射性廃棄体２５を埋め戻す。   5 and 6 are schematic views showing an example of the method for backfilling radioactive waste according to the present invention. First, as shown in FIG. 5, for example, after forming a pit 21 that reaches a depth of about several hundred to 1000 meters in the ground, the gap between the radioactive waste 12 is filled with a predetermined treatment material 23. The radioactive waste body 25 is placed. Next, as shown in FIG. 6, the radioactive waste body backfill material 22 containing the radioactive waste treatment material obtained as described above and mixed earth and sand as necessary is filled around the radioactive waste body 25. The radioactive waste body 25 is backfilled.

この場合、放射性廃棄体埋め戻し材料２２は、上述した処理材を含んでいるので、図６に示すようにして埋め戻した後は、放射性廃棄体２５の、放射性廃棄物１２内に含まれる陰イオンの形態を採る放射性廃棄物は前記処理材に吸着し、陰イオン交換されることによって処理されることになる。   In this case, since the radioactive waste backfilling material 22 contains the above-mentioned treatment material, after the backfilling as shown in FIG. 6, the radioactive waste 25 contained in the radioactive waste 12 in the radioactive waste 12 is filled. The radioactive waste in the form of ions is adsorbed on the treatment material and treated by anion exchange.

なお、本例における放射性廃棄体の埋め戻し方法は、上述した放射性廃棄物の処理方法と併用することができる。この場合、放射性廃棄物１２中の陰イオンの形態を採る放射性廃棄物は、放射性廃棄体中に含まれる廃棄用充填材含有セメント材料１３中の処理材、及び放射性廃棄体埋め戻し材料２２中の処理材の双方によって吸着され、処理されるので、前記陰イオンの形態を採る放射性廃棄物の処理能を向上させることができる。   In addition, the backfilling method of the radioactive waste body in this example can be used in combination with the above-described radioactive waste processing method. In this case, the radioactive waste in the form of anions in the radioactive waste 12 is treated with the treatment material in the waste filler-containing cement material 13 contained in the radioactive waste, and in the radioactive waste backfill material 22. Since it is adsorbed and treated by both of the treatment materials, it is possible to improve the processing ability of the radioactive waste taking the form of the anion.

以上、本発明を上記具体例に基づいて詳細に説明したが、本発明は上記具体例に限定されるものではなく、本発明の範疇を逸脱しない限りにおいて、あらゆる変形や変更が可能である。   The present invention has been described in detail based on the above specific examples. However, the present invention is not limited to the above specific examples, and various modifications and changes can be made without departing from the scope of the present invention.

本発明の放射性廃棄物の処理方法の一例を示す模式図である。It is a schematic diagram which shows an example of the processing method of the radioactive waste of this invention. 同じく、本発明の放射性廃棄物の処理方法の一例を示す模式図である。It is a schematic diagram which similarly shows an example of the processing method of the radioactive waste of this invention. 同じく、本発明の放射性廃棄物の処理方法の一例を示す模式図である。Similarly, it is a schematic diagram showing an example of a processing method of radioactive waste of the present invention. 同じく、本発明の放射性廃棄物の処理方法の一例を示す模式図である。Similarly, it is a schematic diagram showing an example of a processing method of radioactive waste of the present invention. 本発明の放射性廃棄体の埋め戻し方法の一例を示す模式図である。It is a schematic diagram which shows an example of the backfilling method of the radioactive waste body of this invention. 同じく、本発明の放射性廃棄体の埋め戻し方法の一例を示す模式図である。Similarly, it is a schematic diagram which shows an example of the backfilling method of the radioactive waste body of this invention.

符号の説明Explanation of symbols

１１ 廃棄容器
１２ 放射性廃棄物
１３、２３ 廃棄用充填材含有セメント材料
１５、２５ 放射性廃棄体
２１ ピッチ
２２ 放射性廃棄体埋め戻し材料 DESCRIPTION OF SYMBOLS 11 Waste container 12 Radioactive waste 13, 23 Cement material containing filler for disposal 15, 25 Radioactive waste 21 Pitch 22 Radioactive waste backfill material

Claims (13)

ハイドロタルサイトを準備する工程と、
前記ハイドロタルサイトを加熱し、脱水処理及び脱炭酸処理を行った後、放射性廃棄物の処理材として用いる工程と、
を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理材の作製方法。 Preparing hydrotalcite; and
Heating the hydrotalcite, performing dehydration treatment and decarboxylation treatment, and then using it as a treatment material for radioactive waste;
A method for producing a radioactive waste treatment material, comprising: 前記ハイドロタルサイトを５００℃以上の温度で加熱することを特徴とする、請求項１に記載の放射性廃棄物の処理材の作製方法。   The said hydrotalcite is heated at the temperature of 500 degreeC or more, The preparation method of the processing material of the radioactive waste of Claim 1 characterized by the above-mentioned. エトリンガイト、モノサルフェート、ハイドロガーネット、及びモノカーボネートからなる群より選ばれる少なくとも一種の化合物を準備する工程と、
前記化合物を加熱し、脱水処理を行った後、放射性廃棄物の処理材として用いる工程と、
を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理材の作製方法。 Preparing at least one compound selected from the group consisting of ettringite, monosulfate, hydrogarnet, and monocarbonate;
A step of heating the compound, performing a dehydration treatment, and then using it as a treatment material for radioactive waste;
A method for producing a radioactive waste treatment material, comprising: 前記化合物を１５０℃以下の温度で加熱することを特徴とする、請求項３に記載の放射性廃棄物の処理材の作製方法。   The said compound is heated at the temperature of 150 degrees C or less, The preparation method of the processing material of the radioactive waste of Claim 3 characterized by the above-mentioned. 請求項1〜４のいずれか一の方法で得られた放射性廃棄物の処理材と、カルシウムシリケート及びカルシウムアルミネートを主成分とする水硬性セメント材料とを混合して廃棄用充填材含有セメント材料を作製する第1の工程と、
前記廃棄用充填材含有セメント材料を放射性廃棄物の間隙に充填して放射性廃棄体を作製する第２の工程と、
を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理方法。 A waste filler-containing cement material obtained by mixing a radioactive waste treatment material obtained by the method according to any one of claims 1 to 4 with a hydraulic cement material mainly composed of calcium silicate and calcium aluminate. A first step of producing
A second step of producing a radioactive waste body by filling the waste filler-containing cement material into a gap of the radioactive waste;
A method for treating radioactive waste, comprising: 前記第２の工程において、加熱処理及び真空排気処理の少なくとも一方の処理を施すことを特徴とする、請求項５に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The radioactive waste processing method according to claim 5, wherein in the second step, at least one of a heat treatment and a vacuum exhaust treatment is performed. 前記第２の工程において、前記廃棄用充填材含有セメント材料及び前記放射性廃棄物を振動させることを特徴とする、請求項５又は６に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The method for treating radioactive waste according to claim 5 or 6, wherein, in the second step, the waste filler-containing cement material and the radioactive waste are vibrated. 前記廃棄用充填材含有セメント材料及び前記放射性廃棄物を振動させる際に、追加の真空排気処理を行うことを特徴とする、請求項７に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The radioactive waste processing method according to claim 7, wherein an additional evacuation process is performed when the waste filler-containing cement material and the radioactive waste are vibrated. 前記振動は超音波振動であることを特徴とする、請求項７又は８に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The radioactive waste treatment method according to claim 7 or 8, wherein the vibration is ultrasonic vibration. 請求項１〜４のいずれか一の方法で得られた放射性廃棄物の処理材を放射性廃棄体の周辺に充填し、前記放射性廃棄体を埋め戻す工程を具えることを特徴とする、放射性廃棄体の埋め戻し方法。   A radioactive waste characterized by comprising a step of filling a radioactive waste body obtained by the method according to any one of claims 1 to 4 around a radioactive waste body and backfilling the radioactive waste body. How to backfill the body. 請求項１〜４のいずれか一の方法で得られた放射性廃棄物の処理材と、土砂とを混合して放射性廃棄体埋め戻し材料を作製する工程と、
前記放射性廃棄物埋め戻し材料を放射性廃棄体の周辺に充填し、前記放射性廃棄体を埋め戻す工程と、
を具えることを特徴とする、放射性廃棄体の埋め戻し方法。 A step of mixing a radioactive waste treatment material obtained by any one of claims 1 to 4 with earth and sand to produce a radioactive waste backfill material;
Filling the radioactive waste backfilling material around the radioactive waste and backfilling the radioactive waste;
A method for backfilling radioactive waste, comprising: 請求項１〜４のいずれか一の方法で得られた放射性廃棄物の処理材と、カルシウムシリケート及びカルシウムアルミネートを主成分とする水硬性セメント材料とを含むことを特徴とする、廃棄用充填材含有セメント材料。   Disposal filling characterized in that it comprises a radioactive waste treatment material obtained by the method according to any one of claims 1 to 4 and a hydraulic cement material mainly composed of calcium silicate and calcium aluminate. Material-containing cement material. 請求項１〜４のいずれか一の方法で得られた放射性廃棄物の処理材を含むことを特徴とする、放射性廃棄物埋め戻し材料。   A radioactive waste backfill material comprising a radioactive waste treatment material obtained by the method according to claim 1.
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