JP2013156076A - Method and device for treating radioactive waste - Google Patents

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Kanae Matsuyama
加苗 松山
Masaya Miyamoto
真哉 宮本
Michitaka Mikura
通孝 三倉
Yoshiko Haruguchi
佳子 春口
Tatsuaki Sato
龍明 佐藤
Takeo Yamashita
雄生 山下
Soshi Okita
壮史 沖田
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To glass-solidify radioactive waste for treatment, by using a simple device and in a simple method.SOLUTION: Alkoxide is hydrolyzed in a reaction vessel to generate sol. The sol is added to a ground product of radioactive waste and mixed together in a mixing vessel. A vacuum dryer is used to vacuum dry the obtained mixture to obtain a dried product and then the dried product is sintered with a sintering device to obtain a solidified glass product.

Description

本発明は、放射性廃棄物の処理方法及び処理装置に関する。   The present invention relates to a radioactive waste processing method and a processing apparatus.

原子力施設より発生する放射性廃棄物は種々存在し、一般にこのような放射性廃棄物は、セメント固化、ガラス固化した後、廃棄処分することが想定されている。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されているが、放射性廃棄物に含有される放射性核種濃度が高いと、セメント固化体中に存在する間隙水や結晶水などが放射線分解して、その結果水素ガスが発生することが想定される。   There are various types of radioactive wastes generated from nuclear facilities. Generally, such radioactive wastes are assumed to be disposed of after being cemented or vitrified. The cement solidification method is cheap and easy to process, so it is applied to the solidification of many wastes. However, if the radionuclide concentration in the radioactive waste is high, pore water and crystals present in the cement solidified body are used. It is assumed that water and the like are radiolyzed and hydrogen gas is generated as a result.

水素ガスの固化体容器からの放出を押さえるため、容器を密閉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、埋設処分後に容器内の圧力上昇を引き起こし、処分場の健全性に影響を及ぼすことも想定される。このような観点から、放射性核種濃度の高い廃棄物である使用済み燃料被覆管の圧縮体を収納する容器には、発生したガスを放出可能なように上部にフィルタを取り付けたCSD-C Universal Canisterの使用が検討されている(非特許文献1)。   In order to suppress the release of hydrogen gas from the solidified container, it is conceivable that the container is sealed, but there is a concern about an increase in internal pressure during long-term storage. For this reason, it is assumed that the pressure in the container will increase after the landfill disposal, affecting the soundness of the disposal site. From this point of view, CSD-C Universal Canister is equipped with a filter on the top so that the generated gas can be released in the container that holds the compressed body of spent fuel cladding tube, which is a waste with high radionuclide concentration. Is being studied (Non-patent Document 1).

しかしながら、このようなフィルタを取り付けた場合、内部にトリチウムなどの放射性物質を含む水が存在すると、放射性物質を含むガスが発生し、容器外部へ放射性ガスが放出されることが懸念される。また、容器内に固定薬剤を配置する手法も提案されているが（特許文献１）、固定薬剤が正常に機能しないような場合、やはり圧力上昇を引き起こす可能性が否定できない。   However, when such a filter is attached, if water containing a radioactive substance such as tritium is present inside, there is a concern that a gas containing the radioactive substance is generated and the radioactive gas is released to the outside of the container. Moreover, although the method of arrange | positioning a fixed chemical | medical agent in a container is proposed (patent document 1), when a fixed chemical | medical agent does not function normally, possibility of causing a pressure rise cannot be denied.

一方、ガラス固化は高レベル放射性廃棄物の固化にも適用されており、安定な固化処理方法であると考えられている。ガラスは耐放射線性も高く、水素ガス発生の懸念などもないため、高線量廃棄物の固化処理に適すると考えられる（非特許文献２）。しかしながら、ガラス固化体を作製するために要する温度が１２００〜１３００℃程度と高温であり、溶融炉のメンテナンスなどに多大なコストを要するため、高レベル放射性廃棄物の固化体以外への適用が困難である。   On the other hand, vitrification is also applied to the solidification of high-level radioactive waste and is considered to be a stable solidification method. Glass is considered to be suitable for solidification treatment of high-dose waste because it has high radiation resistance and no concern about the generation of hydrogen gas (Non-Patent Document 2). However, since the temperature required for producing the vitrified body is as high as about 1200 to 1300 ° C. and requires a large cost for maintenance of the melting furnace, it is difficult to apply the high-level radioactive waste to other than the solidified body. It is.

このような観点から、放射性廃棄物のガラス固化処理方法として、ゾル・ゲル法を用いたガラス固化方法が提案されている（特許文献１）。しかしながら、ゾル・ゲル法により生成したガラスはバルク体の製作が困難であり、特許文献２においては、乾燥ゲルを仮焼した後、圧縮成型し、焼結させるため、圧縮成形機が必要となり、製造工程が煩雑になることに加えて、製造コストが増大してしまうという課題があった。   From such a viewpoint, a vitrification method using a sol-gel method has been proposed as a vitrification method for radioactive waste (Patent Document 1). However, the glass produced by the sol-gel method is difficult to produce a bulk body. In Patent Document 2, a compression molding machine is required to perform compression molding and sintering after calcining the dried gel, In addition to the complicated manufacturing process, there is a problem that the manufacturing cost increases.

特開２００１−２２８２９６号JP 2001-228296 A 特開２００９−１１５４９０号JP 2009-115490 A

F.Chotin, G.Limeui, G.Maurin., ”Quality and Safety of COGEMA Universal Canister Filled with Compacted HULL, END-PIECES and Technological Waste”., The 5th International Conference on Recycling, Conditioning and Disposal(RECOD 98) Proceedings Vol.2 pp636-643, Oct.25-28(1998), Nice-FranceF.Chotin, G.Limeui, G.Maurin., “Quality and Safety of COGEMA Universal Canister Filled with Compacted HULL, END-PIECES and Technological Waste”., The 5th International Conference on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD 98) Proceedings Vol.2 pp636-643, Oct.25-28 (1998), Nice-France JNC TN1400 99-020 わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第二次取りまとめJNC TN1400 99-020 Technical reliability of geological disposal of high-level radioactive waste in Japan-Secondary research and development of geological disposal

本発明は、放射性廃棄物を、簡易な装置を用いるとともに簡易な方法でガラス固化して処理することを課題とする。   This invention makes it a subject to vitrify and process radioactive waste by a simple method while using a simple apparatus.

本発明の一態様は、アルコキシドを加水分解することによりゾルを生成するステップと、放射性廃棄物の粉砕物に対して前記ゾルを添加及び混合して混合物を得、この混合物を真空乾燥させることにより、前記放射性廃棄物の乾燥体を得るステップと、前記乾燥体を焼結してガラス固化体を得るステップと、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。   One embodiment of the present invention includes a step of producing a sol by hydrolyzing an alkoxide, and adding and mixing the sol to a pulverized radioactive waste to obtain a mixture, and vacuum drying the mixture. The present invention relates to a method for treating radioactive waste, comprising: obtaining a dried body of the radioactive waste; and sintering the dried body to obtain a vitrified body.

本発明によれば、放射性廃棄物を、簡易な装置を用いるとともに簡易な方法でガラス固化して処理することができる。   According to the present invention, radioactive waste can be treated by vitrification by a simple method while using a simple apparatus.

第１の実施形態における放射性廃棄物の処理装置の概略構成を示す図である。It is a figure which shows schematic structure of the processing apparatus of the radioactive waste in 1st Embodiment. 第２の実施形態における放射性廃棄物の処理装置の概略構成を示す図である。It is a figure which shows schematic structure of the processing apparatus of the radioactive waste in 2nd Embodiment. 実施例におけるガラス固化体の表面ＳＥＭ写真である。It is a surface SEM photograph of the vitrified body in an Example.

（第１の実施形態）
図１は、本実施形態における放射性廃棄物の処理装置の概略構成を示す図である。
図１に示す放射性廃棄物の処理装置１０は、放射性廃棄物とアルコキシドとを混合し、アルコキシドの加水分解によって放射性廃棄物をゾル化するための反応容器１１と、反応容器１１と配管２１を介して接続され、反応容器１１で得られた放射性廃棄物のゲルを収納するための収納容器１２とを具えている。なお、収納容器１２の外周には第１のヒータ１３が設けられており、収納容器１２及び第１のヒータ１３は、加熱乾燥機を構成している。収納容器１２は、配管２２を介して粉砕機１４と接続されている。 (First embodiment)
FIG. 1 is a diagram showing a schematic configuration of a radioactive waste processing apparatus in the present embodiment.
The radioactive waste treatment apparatus 10 shown in FIG. 1 mixes a radioactive waste and an alkoxide, and a reaction vessel 11 for solating the radioactive waste by hydrolysis of the alkoxide, the reaction vessel 11 and the piping 21. And a storage container 12 for storing the radioactive waste gel obtained in the reaction container 11. In addition, the 1st heater 13 is provided in the outer periphery of the storage container 12, and the storage container 12 and the 1st heater 13 comprise the heating dryer. The storage container 12 is connected to the pulverizer 14 via a pipe 22.

また、粉砕機１４の下方には、篩１５を介してホッパー１６及び混合容器１７が設けられている。混合容器１７は、ベルト状あるいはローラー状の移動手段２５上に載置され、後に、粉砕機１４で得た放射性廃棄物のゲルの粉砕物と放射性廃棄物のゾルとを混合してガラス固化体を作製すべき適当な場所に移動できるように構成されている。   A hopper 16 and a mixing container 17 are provided below the pulverizer 14 via a sieve 15. The mixing container 17 is placed on a belt-shaped or roller-shaped moving means 25, and after that, the radioactive waste gel pulverized product obtained by the pulverizer 14 and the radioactive waste sol are mixed to form a glass solidified body. It can be moved to an appropriate place to be manufactured.

なお、移動後の混合容器１７の下方にはポンプ１８が取り付けられるようになっており、後に説明するように、混合容器１７の内部が真空排気されることにより、混合容器１７及びポンプ１８は真空乾燥機として機能する。また、混合容器１７の外周には第２のヒータ１９が配置され、混合容器１７内を例えば６００℃程度の温度で焼結できるように構成され、混合容器１７及び第２のヒータ１９は焼結炉（焼結機）として機能する。   In addition, the pump 18 is attached below the mixing container 17 after movement, and the mixing container 17 and the pump 18 are evacuated by evacuating the inside of the mixing container 17 as will be described later. Functions as a dryer. A second heater 19 is arranged on the outer periphery of the mixing container 17 so that the inside of the mixing container 17 can be sintered at a temperature of about 600 ° C., for example. The mixing container 17 and the second heater 19 are sintered. Functions as a furnace (sintering machine).

さらに、反応容器１１には、アルコキシドの加水分解によって生成した反応生成物であるアルコールを分解するための、図示しないアルコール分解触媒が充填された触媒分解槽１１Ａが接続されている。   Further, the reaction vessel 11 is connected to a catalyst decomposition tank 11A filled with an alcohol decomposition catalyst (not shown) for decomposing alcohol which is a reaction product generated by hydrolysis of alkoxide.

処理装置１０を構成する反応容器１１、収納容器１２、粉砕機１４及び混合容器１７は、ステンレス等の耐食性の高い材料から構成する。粉砕機１４は、ローター式の粉砕機等、汎用のものを用いることができる。   The reaction vessel 11, the storage vessel 12, the pulverizer 14 and the mixing vessel 17 constituting the processing apparatus 10 are made of a material having high corrosion resistance such as stainless steel. As the pulverizer 14, a general-purpose one such as a rotor-type pulverizer can be used.

次に、図１に示す放射性廃棄物の処理装置１０を用いた放射性廃棄物の処理方法について説明する。   Next, the radioactive waste processing method using the radioactive waste processing apparatus 10 shown in FIG. 1 will be described.

最初に、図１の処理装置１０における反応容器１１中に放射性廃液を導入するとともに、アルコキシドを導入し、アルコキシドの加水分解を通じて放射性廃液のゾルを生成する。   First, radioactive waste liquid is introduced into the reaction vessel 11 in the processing apparatus 10 of FIG. 1, and alkoxide is introduced to generate a sol of radioactive waste liquid through hydrolysis of the alkoxide.

なお、アルコキシドの加水分解を行うことによって放射性廃液のゾルが生成する理由は以下のようにして説明することができる。   The reason why the sol of radioactive liquid waste is generated by hydrolyzing the alkoxide can be explained as follows.

アルコキシド（例えば、一般式Ｍ（ＯＲ）ｎ（Ｍは金属元素、Ｒはアルキル基、ｎはＭの原子価に等しい数。以下、同じ。）とする。）と放射性廃液中の水とが反応し、これによってアルコキシドが加水分解すると同時に重縮合が生じるようになる。この結果、−Ｍ−Ｏ−Ｍ−Ｏ−結合を有する酸化物あるいは水酸化物の微粒子が生成するとともに、これが架橋して高分子化することにより、放射性廃液がゾル化するものである。   Reaction of alkoxide (for example, general formula M (OR) n (M is a metal element, R is an alkyl group, n is a number equal to the valence of M, the same shall apply hereinafter) and water in the radioactive liquid waste) As a result, polycondensation occurs simultaneously with hydrolysis of the alkoxide. As a result, fine particles of oxide or hydroxide having a -M-O-M-O- bond are generated, and this is cross-linked and polymerized, whereby the radioactive liquid waste is solated.

上述した加水分解は一般には非常に遅く、放射性廃液のゾルを得るに際しては長時間を要する。したがって、上記加水分解を促進するためには、放射性廃液中のｐＨ値を酸性領域のｐＨ値、特にｐＨ１〜３とすることが好ましい。なお、このような酸性領域で加水分解が促進される理由は、酸性領域の廃液で生成されたＨ３Ｏ＋がアルコキシドの酸素を攻撃し、ＯＲ間の結合の分断が促進されることに起因する。 The above hydrolysis is generally very slow, and it takes a long time to obtain a sol of radioactive liquid waste. Therefore, in order to promote the hydrolysis, the pH value in the radioactive liquid waste is preferably set to the pH value in the acidic region, particularly pH 1 to 3. The reason why hydrolysis is promoted in such an acidic region is that H 3 O + produced in the waste solution in the acidic region attacks oxygen of the alkoxide and promotes breakage of the bond between ORs. To do.

放射性廃液をこのような酸性領域のｐＨ値を有するようにするためには、反応容器１１中に適宜ｐＨ調整剤を添加する。本実施形態では、放射性廃液のｐＨ値を酸性領域のｐＨ値に設定するので、ｐＨ調整剤としては、硫酸、硝酸、塩酸等の強酸を用いる。   In order to make the radioactive liquid waste have such an acidic region pH value, a pH adjusting agent is appropriately added to the reaction vessel 11. In this embodiment, since the pH value of the radioactive liquid waste is set to the pH value in the acidic region, a strong acid such as sulfuric acid, nitric acid, hydrochloric acid or the like is used as the pH adjuster.

なお、強酸を添加して放射性廃液のｐＨ値を酸性領域のｐＨ値に設定した場合、適宜水酸化ナトリウム、水酸化カリウム等の強アルカリを中和剤（液）として反応容器１１内に添加し、放射性廃液を中和する。   In addition, when a strong acid is added and the pH value of the radioactive liquid waste is set to the pH value in the acidic region, a strong alkali such as sodium hydroxide or potassium hydroxide is appropriately added to the reaction vessel 11 as a neutralizing agent (liquid). Neutralize radioactive liquid waste.

また、反応容器１１内に放射性廃液及びアルコキシドを導入して反応させる際に、図示しない撹拌機あるいは超音波振動機を用いて、放射性廃液及びアルコキシドの混合溶液を撹拌あるいは超音波振動印加することが好ましい。   Further, when the radioactive waste liquid and the alkoxide are introduced into the reaction vessel 11 and reacted, the mixed solution of the radioactive waste liquid and the alkoxide can be stirred or ultrasonically applied using a stirrer or an ultrasonic vibrator (not shown). preferable.

一般に上述したようなアルコキシドは、アルキル基を有することから疎水性を示し、放射性廃液に対する分散性が悪くなる。その結果、上述したような加水分解及び重縮合が良好に行われずに、放射性廃液のゾルを得ることができない場合がある。しかしながら、上述のように、混合溶液に対して撹拌あるいは超音波振動印加の操作を行うことにより、アルコキシドは放射性廃液中に強制的に分散されるようになるので、上述した加水分解及び重縮合が良好に行われるようになる。その結果、放射性廃液のゾルを簡易かつ確実に得ることができるようになる。   In general, an alkoxide as described above has hydrophobicity because it has an alkyl group, and dispersibility in a radioactive liquid waste becomes poor. As a result, the above-described hydrolysis and polycondensation are not performed well, and a sol of radioactive liquid waste may not be obtained. However, as described above, the alkoxide is forcibly dispersed in the radioactive liquid waste by performing an operation of stirring or applying ultrasonic vibration to the mixed solution. It will be done well. As a result, a radioactive liquid waste sol can be obtained easily and reliably.

放射性廃液とアルコキシドとの混合比は、質量比で３：７〜１０：１であることが好ましい。放射性廃液のゾルを得るに際し、使用するアルコキシドの量が少ない方がコストの観点から好ましいが、あまり少ないと放射性廃液の総てを十分にゾル化できない場合がある。一方、多すぎる場合においても、放射性廃液のゾル化に寄与しないアルコキシドが残留するようになってしまうので、コストの観点から好ましくない。したがって、放射性廃液とアルコキシドとの混合比を上述の範囲に設定することにより、放射性廃液の種類やアルコキシドの種類等に依らず、放射性廃液の総てを低コストで簡易かつ確実にゾル化することができる。   The mixing ratio of the radioactive liquid waste and the alkoxide is preferably 3: 7 to 10: 1 by mass ratio. When obtaining a sol of radioactive liquid waste, it is preferable from the viewpoint of cost that the amount of alkoxide used is small. However, if the amount is too small, there is a case where the radioactive liquid waste cannot be fully solated. On the other hand, when the amount is too large, alkoxide that does not contribute to solification of the radioactive liquid waste remains, which is not preferable from the viewpoint of cost. Therefore, by setting the mixing ratio of radioactive liquid waste and alkoxide within the above range, all radioactive liquid waste can be easily and reliably solated at low cost regardless of the type of radioactive liquid waste or the type of alkoxide. Can do.

放射性廃液としては、例えば原子力施設から排出される放射性核種を含む種々の廃液を挙げることができる。具体的には、硫酸系廃液、硝酸系廃液、塩酸系廃液、ホウ酸系廃液、リン酸系廃液、酢酸系廃液、ギ酸系廃液等を挙げることができる。これらの廃液は、冷却水浄化系の使用済みイオン交換樹脂を洗浄する際に排出されるものであり（例えば、硫酸系廃液等）、使用済み燃料を処理する際に排出されるものである（例えば、硝酸系廃液、ギ酸系廃液等）。また、原子力施設の特定の部位から排出されるものである（ホウ酸水注入系におけるホウ酸系廃液等）。   Examples of the radioactive liquid waste include various liquid wastes containing radionuclides discharged from nuclear facilities. Specific examples include sulfuric acid waste liquid, nitric acid waste liquid, hydrochloric acid waste liquid, boric acid waste liquid, phosphoric acid waste liquid, acetic acid waste liquid, formic acid waste liquid, and the like. These waste liquids are discharged when the used ion exchange resin in the cooling water purification system is washed (for example, sulfuric acid-based waste liquid), and are discharged when the spent fuel is processed ( For example, nitric acid waste liquid, formic acid waste liquid, etc.). Moreover, it is discharged | emitted from the specific site | part of a nuclear facility (Boric acid type waste liquid etc. in a boric acid water injection system).

また、アルコキシドは、上記廃液と加水分解及び縮重合を生ぜしめるものであれば特に限定されず、例えば、アルカリ金属アルコキシド、アルカリ土類金属アルコキシド、ホウ酸・アルミニウム・ガリウムアルコキシド、ケイ素・ゲルマニウムアルコキシド、リン・アンチモンアルコキシド、希土類アルコキシド、バナジウムアルコキシド、イットリウムアルコキシド、ビスマスアルコキシド、チタン・ジルコニウムアルコキシド、ニオブ・タンタルアルコキシドを挙げることができる。   The alkoxide is not particularly limited as long as it causes hydrolysis and polycondensation with the above-mentioned waste liquid. For example, alkali metal alkoxide, alkaline earth metal alkoxide, boric acid / aluminum / gallium alkoxide, silicon / germanium alkoxide, Examples thereof include phosphorus / antimony alkoxide, rare earth alkoxide, vanadium alkoxide, yttrium alkoxide, bismuth alkoxide, titanium / zirconium alkoxide, and niobium / tantalum alkoxide.

アルカリ金属アルコキシドとしては、LiOCH2CH3, NaOCH2CH3, KOCH2CH3などを挙げることができ、アルカリ土類金属アルコキシドとしては、Mg(OCH2CH3)2, Ca(OCH2CH3)2, Sr(OCH2CH3)2, Ba(OCH2CH3)2 を挙げることができる。ホウ酸・アルミニウム・ガリウムアルコキシドとしては、B(OCH3)3, Al(OCH2CH3)3, Al(OCH(CH3)2)3, Ga(OCH2CH3)3などを挙げることができ、ケイ素・ゲルマニウムアルコキシドとしては、Si(OCH3)４, Si(OC2H5)４, Si(OCH2CH3)4, Ge(OCH2CH3)4, Ge(OCH(CH3)2)４などを挙げることができる。 Examples of the alkali metal alkoxide include LiOCH 2 CH 3 , NaOCH 2 CH 3 , and KOCH 2 CH 3. Examples of the alkaline earth metal alkoxide include Mg (OCH 2 CH 3 ) 2 , Ca (OCH 2 CH 3 ) 2 , Sr (OCH 2 CH 3 ) 2 and Ba (OCH 2 CH 3 ) 2 . Examples of boric acid / aluminum / gallium alkoxide include B (OCH 3 ) 3 , Al (OCH 2 CH 3 ) 3 , Al (OCH (CH 3 ) 2 ) 3 , Ga (OCH 2 CH 3 ) 3 and the like. As silicon / germanium alkoxide, Si (OCH 3 ) 4 , Si (OC 2 H 5 ) 4 , Si (OCH 2 CH 3 ) 4 , Ge (OCH 2 CH 3 ) 4 , Ge (OCH (CH 3 ) 2 ) 4 can be mentioned.

また、リン・アンチモンアルコキシドとしては、P(OCH3)3, P(OCH2CH3)(OH)2, OP(OCH2CH3)3OP(OCH2CH2CH2CH3)2(OH), Sb(OCH2CH3)3などを挙げることができ、希土類アルコキシドとしては、La(OCH(CH3)2)3, Nd(OCH2CH3)3, Dy(OCH(CH3)2)3などを挙げることができる。バナジウムアルコキシドとしてはVO(OCH2CH3)3、イットリウムアルコキシドとしてはY(OCH(CH3)2)3、ビスマスアルコキシドとしては、Bi(OCH2CH3)3を挙げることができる。 Phosphorus / antimony alkoxides include P (OCH 3 ) 3 , P (OCH 2 CH 3 ) (OH) 2 , OP (OCH 2 CH 3 ) 3 OP (OCH 2 CH 2 CH 2 CH 3 ) 2 (OH ), Sb (OCH 2 CH 3 ) 3 and the like, and as the rare earth alkoxide, La (OCH (CH 3 ) 2 ) 3 , Nd (OCH 2 CH 3 ) 3 , Dy (OCH (CH 3 ) 2 ) 3 etc. Examples of the vanadium alkoxide include VO (OCH 2 CH 3 ) 3 , examples of the yttrium alkoxide include Y (OCH (CH 3 ) 2 ) 3 , and examples of the bismuth alkoxide include Bi (OCH 2 CH 3 ) 3 .

さらに、チタン・ジルコニウムアルコキシドとしては、Ti(OCH2CH3)4, Ti(OCH(CH3)2)4, Ti(OCH2CH2CH2CH3)4, Zr(OCH2CH3)4, Zr(OCH(CH3)2)4などを挙げることができ、ニオブ・タンタルアルコキシドとしては、Nb(OCH2CH3)5, Ta(OCH2CH3)5を挙げることができる。 Furthermore, titanium / zirconium alkoxides include Ti (OCH 2 CH 3 ) 4 , Ti (OCH (CH 3 ) 2 ) 4 , Ti (OCH 2 CH 2 CH 2 CH 3 ) 4 , Zr (OCH 2 CH 3 ) 4 , Zr (OCH (CH 3 ) 2 ) 4 and the like, and niobium tantalum alkoxides include Nb (OCH 2 CH 3 ) 5 and Ta (OCH 2 CH 3 ) 5 .

上述したアルコキシドの中でも、ゾルゲル法において実績があり、入手が容易であるとともに安価であるＳｉ系のアルコキシドが好ましく、特にはSi(OC2H5)４（テトラエトキシシラン）が好ましい。 Among the alkoxides described above, Si-based alkoxides that have a track record in the sol-gel method, are easily available, and are inexpensive, are preferred, and Si (OC 2 H 5 ) 4 (tetraethoxysilane) is particularly preferred.

次いで、上述のようにして、反応容器１１内で得た放射性廃液のゾルを、配管２１を介して収納容器１２内に導入する。そして、放射性廃液のゾルを加熱乾燥し、放射性廃液のゲルを得る。   Next, the radioactive liquid waste sol obtained in the reaction vessel 11 as described above is introduced into the storage vessel 12 through the pipe 21. The radioactive liquid waste sol is dried by heating to obtain a radioactive liquid waste gel.

なお、収納容器１２における乾燥温度は１００℃以下とすることが好ましい。上述した放射性廃棄物のゾルを短時間で得るためには、高い温度で乾燥させることが好ましいが、本実施形態では、室温乾燥でも上記放射性廃棄物のゲルを得ることができる一方、乾燥時間の短縮化及び省エネルギーの観点から乾燥温度を１００℃以下とすることが好ましい。換言すれば、水の沸点以下の乾燥温度においても、短時間でゲルを得ることができ、省エネルギーに寄与するものである。   In addition, it is preferable that the drying temperature in the storage container 12 shall be 100 degrees C or less. In order to obtain the above-mentioned radioactive waste sol in a short time, it is preferable to dry at a high temperature, but in this embodiment, the radioactive waste gel can be obtained even at room temperature drying, From the viewpoint of shortening and energy saving, the drying temperature is preferably 100 ° C. or lower. In other words, a gel can be obtained in a short time even at a drying temperature below the boiling point of water, contributing to energy saving.

一方、反応容器１１内で放射性廃液のゾルを得る際には、上記アルコキシドの加水分解に起因してアルコールが生成される。このアルコールは、収納容器１２内での乾燥によって生じたオフガスとともに環境雰囲気中に排出されるが、アルコールがそのまま環境雰囲気中に排出されると、この環境雰囲気を汚染することになる。   On the other hand, when a radioactive waste liquid sol is obtained in the reaction vessel 11, alcohol is generated due to hydrolysis of the alkoxide. The alcohol is discharged into the environmental atmosphere together with the off-gas generated by drying in the storage container 12. However, if the alcohol is discharged as it is into the environmental atmosphere, the environmental atmosphere is contaminated.

したがって、本実施形態では、オフガスの排気系において図示しないアルコール分解触媒が充填された触媒分解槽１１Ａを反応容器１１の上部に配置し、生成された上記アルコールを、触媒分解槽１１Ａを介して環境雰囲気に排出するようにしている。この際、アルコールは、例えば水と二酸化炭素とに分解されるので、環境雰囲気中には、水及び二酸化炭素が排出されることになる。したがって、環境雰囲気を汚染するという問題を排除することができる。   Therefore, in the present embodiment, a catalyst decomposition tank 11A filled with an alcohol decomposition catalyst (not shown) in the off-gas exhaust system is disposed on the upper part of the reaction vessel 11, and the generated alcohol is passed through the catalyst decomposition tank 11A to the environment. I try to discharge it to the atmosphere. At this time, since alcohol is decomposed into, for example, water and carbon dioxide, water and carbon dioxide are discharged into the environmental atmosphere. Therefore, the problem of polluting the environmental atmosphere can be eliminated.

次いで、収納容器１２で得た放射性廃棄物のゲルを、配管２２を介して粉砕機１４に導入する。この場合、粉砕機１４では、放射性廃棄物のゲルを例えば１ｍｍ以下の大きさに粉砕する。なお、放射性廃棄物のゲルの粉砕物の粒径とは、当該粉砕物の大きさを画定している最大の部位の大きさを意味するものである。   Next, the radioactive waste gel obtained in the storage container 12 is introduced into the pulverizer 14 via the pipe 22. In this case, the pulverizer 14 pulverizes the radioactive waste gel into a size of, for example, 1 mm or less. The particle size of the pulverized product of the radioactive waste gel means the size of the largest part that defines the size of the pulverized product.

次いで、粉砕機１４で得た放射性廃棄物のゲルの粉砕物を篩１５で篩い分け、例えば１ｍｍ以下の粒径の粉砕物のみを混合容器１７内に導入する。次いで、混合容器１７を移動手段２５によって右方に移動させ、混合容器１７に配管２３を接続させることにより、反応容器１１内で生成した放射性廃棄物のゾルを配管２３を介して導入し、混合容器１７内に予め導入した放射性廃棄物のゲルの粉砕物と混合する。   Next, the radioactive waste gel pulverized product obtained by the pulverizer 14 is sieved with a sieve 15, and only the pulverized product having a particle diameter of 1 mm or less, for example, is introduced into the mixing container 17. Next, the mixing container 17 is moved to the right by the moving means 25, and the piping 23 is connected to the mixing container 17, so that the radioactive waste sol generated in the reaction container 11 is introduced through the piping 23 and mixed. It mixes with the crushed material of the gel of the radioactive waste previously introduced into the container 17.

なお、混合容器１７に導入する放射性廃棄物のゾルは、反応容器１１から取り出した放射性廃棄物のゾルを収納容器１２、粉砕機１４及び混合容器１７に順次に導入する間に、新たに反応容器１１内で生成したものであってもよいし、反応容器１１で生成した放射性廃棄物のゾルの内、一部を収納容器１２等に導入した後の、反応容器１１内に残った放射性廃棄物のゾルを用いてもよい。   Note that the radioactive waste sol introduced into the mixing container 17 is newly added to the reaction container 11 while the radioactive waste sol taken out from the reaction container 11 is sequentially introduced into the storage container 12, the pulverizer 14, and the mixing container 17. 11 or the radioactive waste remaining in the reaction container 11 after introducing a part of the sol of the radioactive waste generated in the reaction container 11 into the storage container 12 or the like. The sol may be used.

次いで、混合容器１７の下部にポンプ１８を連結し、混合容器１７内を例えば圧力１０ｈＰａに排気して、粉砕物及びゾルの混合物の重量変化がなくなるまで真空乾燥させる。その後、混合容器１７の外方に設けた第２のヒータ１９によって例えば６００℃程度の温度で焼結し、目的とするガラス固化体を得る。   Next, a pump 18 is connected to the lower part of the mixing container 17, and the inside of the mixing container 17 is evacuated to a pressure of 10 hPa, for example, and vacuum dried until there is no change in the weight of the mixture of pulverized material and sol. Then, it sinters at the temperature of about 600 degreeC with the 2nd heater 19 provided in the outer side of the mixing container 17, and obtains the target glass solidified body.

本実施形態によれば、放射性廃棄物をゲル化し、放射性廃棄物のゲルの粉砕物と放射性廃棄物のゾルとを混合して混合物とし、これを真空乾燥した後焼結することによってガラス固化体を得るようにしている。この場合、放射性廃棄物のゾルが放射性廃棄物のゲルの粉砕物に対する結合剤として機能するようになるので、上記混合物は所定の大きさに保持されるようになる。したがって、後の真空乾燥及び焼結により、結合剤としての放射性廃棄物のゾルがゲル化し、さらにゲル化した放射性廃棄物の全体が焼結されるようになるので、上記混合物の大きさを反映したガラス固化体を得ることができる。例えば、数十ミリのオーダの放射性廃棄物のバルク状のガラス固化体を得ることができる。   According to the present embodiment, the radioactive waste is gelled, and the radioactive waste gel pulverized product and the radioactive waste sol are mixed to form a mixture, which is vacuum-dried and then sintered, thereby vitrifying the glass. Like to get. In this case, since the radioactive waste sol functions as a binder for the radioactive waste gel pulverized product, the mixture is maintained at a predetermined size. Therefore, the sol of radioactive waste as a binder is gelled by subsequent vacuum drying and sintering, and the entire gelled radioactive waste is sintered, which reflects the size of the mixture. The obtained vitrified body can be obtained. For example, it is possible to obtain a bulk vitrified body of radioactive waste on the order of several tens of millimeters.

また、上記混合物を真空乾燥した後焼結しているので、ガラス固化体の表面における亀裂が少なく、より緻密になる。したがって、ガラス固化体における放射性廃棄物の閉じ込め性がより高くなる。さらに、この場合において、ガラス固化体の強度が増大するので、当該ガラス固化体の取り扱いが容易になり、放射性廃棄物のガラス固化体の安全性が増大する。   Moreover, since the mixture is vacuum dried and then sintered, there are few cracks on the surface of the vitrified body and the mixture becomes denser. Therefore, the confinement property of the radioactive waste in the vitrified body becomes higher. Furthermore, in this case, since the strength of the vitrified body is increased, handling of the vitrified body is facilitated, and the safety of the vitrified body of radioactive waste is increased.

このように、本実施形態によれば、圧縮成形機などを用いるこく、放射性廃棄物を、簡易な装置を用いるとともに簡易な方法でバルク状のガラス固化体として処理することができる。   As described above, according to the present embodiment, it is possible to treat a bulky radioactive waste using a compression molding machine or the like as a bulk vitrified body by a simple method while using a simple device.

（第２の実施形態）
図２は、本実施形態における放射性廃棄物の処理装置の概略構成を示す図である。なお、図１に示す処理装置と類似あるいは同一の構成要素については同一の参照符号を用いている。 (Second Embodiment)
FIG. 2 is a diagram showing a schematic configuration of the radioactive waste processing apparatus in the present embodiment. Note that the same reference numerals are used for components similar or identical to those in the processing apparatus shown in FIG.

図２に示す放射性廃棄物の処理装置３０は、アルコキシドの加水分解によって放射性廃棄物をゾル化するための反応容器３１と、放射性廃棄物としての放射性焼却灰を収納するための収納容器３４とを具えている。収納容器３４の下方には、篩１５を介してホッパー１６及び混合容器１７が設けられている。混合容器１７は、ベルト状あるいはローラー状の移動手段２５上に載置され、後に、放射性焼却灰とゾルとを混合してガラス固化体を作製すべき適当な場所に移動できるように構成されている。   The radioactive waste treatment apparatus 30 shown in FIG. 2 includes a reaction container 31 for solubilizing radioactive waste by hydrolysis of alkoxide and a storage container 34 for storing radioactive incineration ash as radioactive waste. It has. A hopper 16 and a mixing container 17 are provided below the storage container 34 through a sieve 15. The mixing container 17 is placed on a belt-shaped or roller-shaped moving means 25, and is configured so that it can be moved to an appropriate place where a radioactive solidified ash and sol are mixed to produce a vitrified body later. Yes.

なお、移動後の混合容器１７の下方にはポンプ１８が取り付けられるようになっており、後に説明するように、混合容器１７の内部が真空排気されることにより、混合容器１７及びポンプ１８は真空乾燥機として機能する。また、混合容器１７の外周にはヒータ１９が配置され、混合容器１７内を例えば６００℃程度の温度で焼結できるように構成され、混合容器１７及び第２のヒータ１９は焼結炉（焼結機）として機能する。   In addition, the pump 18 is attached below the mixing container 17 after movement, and the mixing container 17 and the pump 18 are evacuated by evacuating the inside of the mixing container 17 as will be described later. Functions as a dryer. In addition, a heater 19 is disposed on the outer periphery of the mixing container 17 so that the inside of the mixing container 17 can be sintered at a temperature of, for example, about 600 ° C. The mixing container 17 and the second heater 19 are sintered in a sintering furnace (firing furnace). Function as a mechanism).

さらに、反応容器３１には、アルコキシドの加水分解によって生成した反応生成物であるアルコールを分解するための、図示しないアルコール分解触媒が充填された触媒分解槽１１Ａが接続されている。   Further, the reaction vessel 31 is connected with a catalyst decomposition tank 11A filled with an alcohol decomposition catalyst (not shown) for decomposing alcohol which is a reaction product generated by hydrolysis of alkoxide.

処理装置３０を構成する反応容器３１、収納容器３４及び混合容器１７は、ステンレス等の耐食性の高い材料から構成する。   The reaction container 31, the storage container 34, and the mixing container 17 which comprise the processing apparatus 30 are comprised from materials with high corrosion resistance, such as stainless steel.

次に、図２に示す放射性廃棄物の処理装置３０を用いた放射性廃棄物の処理方法について説明する。   Next, the radioactive waste processing method using the radioactive waste processing apparatus 30 shown in FIG. 2 will be described.

最初に、図２の処理装置３０における反応容器１１中にアルコキシドを水とともに導入し、アルコキシドを加水分解させてゾルを生成する。なお、アルコキシドの加水分解をすることによってゾルが生成する理由は第１の実施形態で説明したとおりである。   First, an alkoxide is introduced together with water into the reaction vessel 11 in the processing apparatus 30 of FIG. 2, and the alkoxide is hydrolyzed to produce a sol. The reason why the sol is generated by hydrolyzing the alkoxide is as described in the first embodiment.

また、アルコキシドの加水分解は一般には非常に遅く、ゾルを得るに際しては長時間を要するので、第１の実施形態と同様に、反応溶液中のｐＨ値を酸性領域のｐＨ値、特にｐＨ１〜３とすることが好ましい。なお、このような酸性領域で加水分解が促進される理由は、第１の実施形態で説明したとおりであり、使用するｐＨ調整剤も、第１の実施形態と同様に、硫酸、硝酸、塩酸等の強酸を用いることができる。さらに、強酸を添加して放射性廃液のｐＨ値を酸性領域のｐＨ値に設定した場合、適宜水酸化ナトリウム、水酸化カリウム等の強アルカリを中和剤（液）として反応容器１１内に添加し、放射性廃液を中和する。   In addition, since hydrolysis of alkoxide is generally very slow and it takes a long time to obtain a sol, the pH value in the reaction solution is set to the pH value in the acidic region, particularly pH 1 to 3, as in the first embodiment. It is preferable that The reason why hydrolysis is promoted in such an acidic region is as described in the first embodiment, and the pH adjuster used is sulfuric acid, nitric acid, hydrochloric acid, as in the first embodiment. A strong acid such as can be used. Furthermore, when a strong acid is added and the pH value of the radioactive liquid waste is set to the pH value in the acidic region, a strong alkali such as sodium hydroxide or potassium hydroxide is appropriately added to the reaction vessel 11 as a neutralizing agent (liquid). Neutralize radioactive liquid waste.

また、第１の実施形態と同様の理由から、反応容器３１内でアルコキシドを加水分解する際に、図示しない撹拌機あるいは超音波振動機を用いて、反応溶液を撹拌あるいは超音波振動印加することが好ましい。   For the same reason as in the first embodiment, when the alkoxide is hydrolyzed in the reaction vessel 31, the reaction solution is stirred or applied with ultrasonic vibration using a stirrer or ultrasonic vibrator (not shown). Is preferred.

第１の実施形態と同様に、反応容器３１内でゾルを得る際には、上記アルコキシドの加水分解に起因してアルコールが生成される。このアルコールは、図示しないアルコール分解触媒が充填された触媒分解槽１１Ａを反応容器３１の上部に配置し、生成した上記アルコールを、触媒分解槽１１Ａを介して環境雰囲気に排出するようにしている。この際、アルコールは、例えば水と二酸化炭素とに分解されるので、環境雰囲気中には、水及び二酸化炭素が排出されることになる。したがって、環境雰囲気を汚染するという問題を排除することができる。   Similar to the first embodiment, when the sol is obtained in the reaction vessel 31, alcohol is generated due to hydrolysis of the alkoxide. For this alcohol, a catalyst decomposition tank 11A filled with an alcohol decomposition catalyst (not shown) is arranged at the top of the reaction vessel 31, and the generated alcohol is discharged to the environmental atmosphere via the catalyst decomposition tank 11A. At this time, since alcohol is decomposed into, for example, water and carbon dioxide, water and carbon dioxide are discharged into the environmental atmosphere. Therefore, the problem of polluting the environmental atmosphere can be eliminated.

アルコキシドは、第１の実施形態と同様に、加水分解及び縮重合を生ぜしめるものであれば特に限定されず、例えば、アルカリ金属アルコキシド、アルカリ土類金属アルコキシド、ホウ酸・アルミニウム・ガリウムアルコキシド、ケイ素・ゲルマニウムアルコキシド、リン・アンチモンアルコキシド、希土類アルコキシド、バナジウムアルコキシド、イットリウムアルコキシド、ビスマスアルコキシド、チタン・ジルコニウムアルコキシド、ニオブ・タンタルアルコキシドを挙げることができる。なお、これらの具体例については第１の実施形態において例示した通りである。   As in the first embodiment, the alkoxide is not particularly limited as long as it causes hydrolysis and polycondensation. For example, alkali metal alkoxide, alkaline earth metal alkoxide, boric acid / aluminum / gallium alkoxide, silicon Examples thereof include germanium alkoxide, phosphorus / antimony alkoxide, rare earth alkoxide, vanadium alkoxide, yttrium alkoxide, bismuth alkoxide, titanium / zirconium alkoxide, and niobium / tantalum alkoxide. Note that these specific examples are as illustrated in the first embodiment.

但し、ゾルゲル法において実績があり、入手が容易であるとともに安価であるＳｉ系のアルコキシドが好ましく、特にはSi(OC2H5)４（テトラエトキシシラン）が好ましい。 However, Si-based alkoxide, which has a proven record in the sol-gel method and is easily available and inexpensive, is preferred, and Si (OC 2 H 5 ) 4 (tetraethoxysilane) is particularly preferred.

一方、放射性廃棄物としての放射性焼却灰を収納容器３４内に保持して収納する。放射性焼却灰は、例えば一般廃棄物等の焼却灰が、半減期の長い放射性セシウム等によって汚染されたものを指す。   On the other hand, radioactive incineration ash as radioactive waste is held and stored in the storage container 34. The radioactive incineration ash refers to, for example, incineration ash such as general waste that is contaminated with radioactive cesium having a long half-life.

次いで、収納容器３４内に収納された放射性焼却灰を篩１５で篩い分け、例えば１ｍｍ以下の粒径の焼却灰のみを混合容器１７内に導入する。次いで、混合容器１７を移動手段２５によって右方に移動させ、混合容器１７に配管３３を接続させることにより、反応容器１１内で生成したゾルを配管３３を介して導入し、混合容器１７内に予め導入した放射性焼却灰と混合する。   Next, the radioactive incineration ash stored in the storage container 34 is sieved with the sieve 15, and only the incineration ash having a particle diameter of, for example, 1 mm or less is introduced into the mixing container 17. Next, the mixing container 17 is moved to the right by the moving means 25, and the pipe 33 is connected to the mixing container 17, whereby the sol generated in the reaction container 11 is introduced through the pipe 33, and is introduced into the mixing container 17. Mix with pre-introduced radioactive incineration ash.

次いで、混合容器１７の下部にポンプ１８を連結し、混合容器１７内を例えば圧力１０ｈＰａに排気して、放射性焼却灰及びゾルの混合物の重量変化がなくなるまで真空乾燥させる。その後、混合容器１７の外方に設けたヒータ１９によって例えば６００℃程度の温度で焼結し、目的とするガラス固化体を得る。   Next, a pump 18 is connected to the lower part of the mixing container 17, and the inside of the mixing container 17 is evacuated to a pressure of 10 hPa, for example, and vacuum-dried until there is no change in the weight of the mixture of radioactive incineration ash and sol. Thereafter, sintering is performed at a temperature of, for example, about 600 ° C. by a heater 19 provided outside the mixing container 17 to obtain a target vitrified body.

本実施形態によれば、放射性焼却灰とゾルとを混合して混合物とし、これを真空乾燥した後焼結することによってガラス固化体を得るようにしている。この場合、ゾルが放射性焼却灰に対する結合剤として機能するようになるので、上記混合物は所定の大きさに保持されるようになる。したがって、後の真空乾燥及び焼結により、結合剤としてのゾルがゲル化し、さらに放射性焼却灰の全体が焼結されるようになるので、上記混合物の大きさを反映したガラス固化体を得ることができる。例えば、数十ミリのオーダの放射性焼却灰（放射性廃棄物）のバルク状のガラス固化体を得ることができる。   According to this embodiment, radioactive incineration ash and sol are mixed to form a mixture, which is vacuum-dried and then sintered to obtain a vitrified body. In this case, since the sol functions as a binder for the radioactive incineration ash, the mixture is maintained at a predetermined size. Therefore, the sol as the binder is gelled by the subsequent vacuum drying and sintering, and the entire radioactive incineration ash is sintered, so that a glass solid body reflecting the size of the mixture is obtained. Can do. For example, a bulk vitrified body of radioactive incineration ash (radioactive waste) on the order of several tens of millimeters can be obtained.

また、上記混合物を真空乾燥した後焼結しているので、特に理由は明確ではないが、ガラス固化体の表面における亀裂が少なく、より緻密になる。したがって、ガラス固化体における放射性焼却灰（放射性廃棄物）の閉じ込め性がより高くなる。さらに、この場合において、特に理由は明確でないが、ガラス固化体の強度が増大するので、当該ガラス固化体の取り扱いが容易になり、放射性焼却灰（放射性廃棄物）のガラス固化体の安全性が増大する。   Further, since the above mixture is sintered after vacuum drying, the reason is not clear, but there are few cracks on the surface of the glass solidified body, and the mixture becomes denser. Therefore, the confinement property of radioactive incineration ash (radioactive waste) in the vitrified body becomes higher. Furthermore, in this case, the reason is not clear, but the strength of the vitrified body increases, so that the vitrified body can be handled easily, and the safety of the vitrified body of radioactive incineration ash (radioactive waste) is improved. Increase.

このように、本実施形態によれば、圧縮成形機などを用いることなく、放射性廃棄物を、簡易な装置を用いるとともに簡易な方法でバルク状のガラス固化体として処理することができる。   Thus, according to this embodiment, radioactive waste can be processed as a bulk vitrified body by a simple method while using a simple device without using a compression molding machine or the like.

（実施例１）
本実施例では、放射性廃棄物を用いずにガラス固化体のみを作製し、その特性を調べた。なお、ガラス固化体の作製は図１に示す装置を用いて実施した。 Example 1
In this example, only a vitrified body was produced without using radioactive waste, and its characteristics were examined. In addition, preparation of the glass solidified body was implemented using the apparatus shown in FIG.

最初に、テトラエトキシシランと濃度６０〜６１％の濃硝酸を１０００倍に希釈した硝酸溶液とを、反応容器中において重量比で１：１の割合で攪拌混合してゾルを作製し、その後１００℃で加熱乾燥してゲルを作製した。得られたゲルを粉砕機で約１ｍｍの大きさに粉砕し、得られた粉砕物と上記ゾルとを混合容器中で混合し、その後、１０ｈＰａ程度の圧力下で重量変化がなくなるまで真空乾燥した。次いで、６００℃で焼結してバルク状のガラス固化体を得た。   First, a sol is prepared by stirring and mixing tetraethoxysilane and a nitric acid solution obtained by diluting concentrated nitric acid having a concentration of 60 to 61% 1000 times in a reaction vessel at a weight ratio of 1: 1. The gel was prepared by heating and drying at ℃. The obtained gel was pulverized to a size of about 1 mm with a pulverizer, the obtained pulverized product and the sol were mixed in a mixing container, and then vacuum-dried under a pressure of about 10 hPa until there was no change in weight. . Subsequently, it sintered at 600 degreeC and the bulk-form glass solidified body was obtained.

走査型電子顕微鏡(JSM-6360LA (日本電子製))を用いて、上記ガラス固化体の微細構造観察を行ったところ、図３に示すように、加熱乾燥のみの場合と比較して真空乾燥により作製したガラス固化体表面の亀裂が少なく、より緻密になっている様子が確認できた。   Using a scanning electron microscope (JSM-6360LA (manufactured by JEOL Ltd.)), the microstructure of the above-mentioned vitrified body was observed. As shown in FIG. There were few cracks on the surface of the produced vitrified body, and it was confirmed that it was denser.

また、作製したガラス固化体の硬度測定を硬度計（ASKER製デュロメータA型またはD型を使用（JIS K6253準拠））を用いて行ったところ、表１に示すように、ゾルとゲル粉砕物との体積比を変化させた場合において、いずれの体積比でも加熱乾燥のみの場合と比較して真空乾燥により作製したガラス固化体の強度が高いことが分かる。   Moreover, when the hardness measurement of the produced vitrified body was performed using a hardness meter (using ASKER durometer A type or D type (compliant with JIS K6253)), as shown in Table 1, When the volume ratio is changed, it can be seen that the strength of the vitrified glass produced by vacuum drying is higher than that of heat drying alone at any volume ratio.

したがって、ガラス固化体における放射性廃棄物の閉じ込め性がより高くなるとともに、ガラス固化体の強度が増大するので、当該ガラス固化体の取り扱いが容易になり、放射性廃棄物のガラス固化体の安全性が増大することが分かる。   Accordingly, the confinement property of the radioactive waste in the vitrified body becomes higher, and the strength of the vitrified body increases, so that the vitrified body becomes easy to handle, and the safety of the vitrified solid waste is increased. It can be seen that it increases.

このように、本実施形態によれば、圧縮成形機などを用いることなく、放射性廃棄物を、簡易な装置を用いるとともに簡易な方法でバルク状のガラス固化体として処理することができる。   Thus, according to this embodiment, radioactive waste can be processed as a bulk vitrified body by a simple method while using a simple device without using a compression molding machine or the like.

Figure 2013156076
Figure 2013156076

（実施例２）
本実施例でも、放射性廃棄物を用いずにガラス固化体のみを作製し、その特性を調べた。なお、ガラス固化体の作製は図２に示す装置を用いて実施した。 (Example 2)
Also in this example, only a vitrified body was produced without using radioactive waste, and its characteristics were examined. In addition, preparation of the glass solidified body was implemented using the apparatus shown in FIG.

実施例１と同様にしてゾルを作製した後、このゾルと収納容器中に保持しておいた焼却灰（約１ｍｍ）とを混合容器中で混合し、その後、１０ｈＰａ程度の圧力下で重量変化がなくなるまで真空乾燥した。次いで、６００℃で焼結してバルク状のガラス固化体を得た。   After preparing a sol in the same manner as in Example 1, this sol and incinerated ash (about 1 mm) held in a storage container were mixed in a mixing container, and then changed in weight under a pressure of about 10 hPa. Vacuum dried until no more. Subsequently, it sintered at 600 degreeC and the bulk-form glass solidified body was obtained.

作製したガラス固化体の硬度測定を硬度計（ASKER製デュロメータA型またはD型を使用（JIS K6253準拠））を用いて行ったところ、表２に示すように、ゾルと焼却灰との体積比を変化させた場合において、いずれの体積比でも真空乾燥により作製したガラス固化体の強度が高いことが分かる。

Figure 2013156076
When the hardness of the prepared vitrified body was measured using a hardness meter (using ASKER durometer A or D (conforming to JIS K6253)), as shown in Table 2, the volume ratio of sol to incinerated ash It can be seen that the strength of the glass-solidified material produced by vacuum drying is high at any volume ratio when V is changed.
Figure 2013156076

したがって、ガラス固化体における放射性廃棄物の閉じ込め性がより高くなるとともに、ガラス固化体の強度が増大するので、当該ガラス固化体の取り扱いが容易になり、放射性廃棄物のガラス固化体の安全性が増大することが分かる。   Accordingly, the confinement property of the radioactive waste in the vitrified body becomes higher, and the strength of the vitrified body increases, so that the vitrified body becomes easy to handle, and the safety of the vitrified solid waste is increased. It can be seen that it increases.

以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は例として掲示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。   As mentioned above, although several embodiment of this invention was described, these embodiment was posted as an example and is not intending limiting the range of invention. These novel embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and modifications thereof are included in the scope and gist of the invention, and are included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

１０，３０ 放射性廃棄物の処理装置
１１，３１ 反応容器
１１Ａ 触媒分解槽
１２，３４ 収納容器
１３ 第１のヒータ
１４ 粉砕機
１５ 篩
１６ ホッパー
１７ 混合容器
１８ ポンプ
１９ 第２のヒータ
２１，２２，２３，３３ 配管
２５ 移動手段 DESCRIPTION OF SYMBOLS 10,30 Radioactive waste processing apparatus 11,31 Reaction vessel 11A Catalyst decomposition tank 12,34 Storage vessel 13 First heater 14 Crusher 15 Sieve 16 Hopper 17 Mixing vessel 18 Pump 19 Second heater 21, 22, 23 33 Piping 25 Moving means

Claims (15)

アルコキシドを加水分解することによりゾルを生成するステップと、
放射性廃棄物の粉砕物に対して前記ゾルを添加及び混合して混合物を得、この混合物を真空乾燥させることにより、前記放射性廃棄物の乾燥体を得るステップと、
前記乾燥体を焼結してガラス固化体を得るステップと、
を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理方法。 Producing a sol by hydrolyzing the alkoxide;
Adding and mixing the sol to the pulverized radioactive waste to obtain a mixture, and vacuum drying the mixture to obtain a dried body of the radioactive waste;
Sintering the dried body to obtain a vitrified body;
A method for treating radioactive waste, comprising: 前記放射性廃棄物の粉砕物は、放射性廃棄物とアルコキシドとを混合し、前記アルコキシドを加水分解することにより前記放射性廃棄物をゾル化した後、ゲル化させたものであ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方法。   The radioactive waste pulverized product is obtained by mixing the radioactive waste and an alkoxide, hydrolyzing the alkoxide to solubilize the radioactive waste, and then gelling. The radioactive waste disposal method according to claim 1. 前記放射性廃棄物と前記アルコキシドとの混合比が、質量比で３：７〜１０：１であることを特徴とする、請求項２に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The method for treating radioactive waste according to claim 2, wherein a mixing ratio of the radioactive waste and the alkoxide is 3: 7 to 10: 1 by mass ratio. 前記放射性廃棄物のゲルは、前記放射性廃棄物のゾルを１００℃以下の温度で加熱乾燥させて得ることを特徴とする、請求項２又は３に記載の放射性廃棄物の処理方法。   4. The radioactive waste treatment method according to claim 2, wherein the radioactive waste gel is obtained by heating and drying the sol of the radioactive waste at a temperature of 100 ° C. or less. 前記放射性廃棄物のゲルは、前記放射性廃棄物のゾルをｐＨ３〜５の範囲に保持し、脱水縮重合させることによって得ることを特徴とする、請求項２〜４のいずれか一に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The radioactive waste gel according to any one of claims 2 to 4, wherein the radioactive waste gel is obtained by maintaining the radioactive waste sol in a pH range of 3 to 5 and subjecting the radioactive waste sol to dehydration condensation polymerization. Waste disposal method. 前記放射性廃棄物の粉砕物は、放射性焼却灰であ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方法。   The radioactive waste processing method according to claim 1, wherein the pulverized radioactive waste is radioactive incineration ash. 前記アルコキシドを加水分解する際に、攪拌及び超音波振動の少なくとも一方の操作を行うことを特徴とする、請求項１〜６のいずれか一に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The method for treating radioactive waste according to any one of claims 1 to 6, wherein at least one of stirring and ultrasonic vibration is performed when the alkoxide is hydrolyzed. 前記アルコキシドの加水分解は、ｐＨ１〜３の範囲で行うことを特徴とする、請求項１〜７のいずれか一に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The method for treating radioactive waste according to any one of claims 1 to 7, wherein the hydrolysis of the alkoxide is carried out in the range of pH 1 to 3. 前記アルコキシドはＳｉ系のアルコキシドであることを特徴とする、請求項１〜８のいずれか一に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The method for treating radioactive waste according to claim 1, wherein the alkoxide is a Si-based alkoxide. 前記アルコキシドを加水分解した際に生成するアルコールをアルコール分解触媒で分解するステップを具えることを特徴とする、請求項１〜９のいずれか一に記載の放射性廃棄物の処理方法。   The method for treating radioactive waste according to any one of claims 1 to 9, further comprising a step of decomposing an alcohol generated when the alkoxide is hydrolyzed with an alcohol decomposing catalyst. アルコキシドを加水分解することによりゾルを生成する反応容器と、
放射性廃棄物の粉砕物に対して前記ゾルを添加及び混合するための混合容器と、
前記混合物を真空乾燥させることにより、前記放射性廃棄物の乾燥体を得るための真空乾燥機と、
前記乾燥体を焼結してガラス固化体を得るための焼結装置と、
を具えることを特徴とする、放射性廃棄物の処理装置。 A reaction vessel that produces a sol by hydrolyzing the alkoxide;
A mixing container for adding and mixing the sol to the pulverized radioactive waste;
A vacuum dryer for obtaining a dried product of the radioactive waste by vacuum drying the mixture;
A sintering apparatus for sintering the dried body to obtain a vitrified body;
An apparatus for treating radioactive waste, comprising: 前記反応容器中で、放射性廃棄物と前記アルコキシドとを混合し、前記アルコキシドを加水分解することにより前記放射性廃棄物をゾル化して前記ゾルを得、
前記ゾルを加熱乾燥させて前記放射性廃棄物としてのゲルを得るための加熱乾燥機を具えることを特徴とする、請求項１１に記載の放射性廃棄物の処理装置。 In the reaction vessel, the radioactive waste and the alkoxide are mixed, and the alkoxide is hydrolyzed to sol the radioactive waste to obtain the sol,
The radioactive waste processing apparatus according to claim 11, further comprising a heat dryer for drying the sol to obtain a gel as the radioactive waste. 前記放射性廃棄物の粉砕物を得るための粉砕機を具えることを特徴とする、請求項１２に記載の放射性廃棄物の処理装置。   The radioactive waste processing apparatus according to claim 12, further comprising a pulverizer for obtaining the pulverized radioactive waste. 前記放射性廃棄物の粉砕物としての放射性焼却灰を保持及び収納するための収納容器を具えることを特徴とする、請求項１１に記載の放射性廃棄物の処理装置。   The radioactive waste processing apparatus according to claim 11, further comprising a storage container for holding and storing the radioactive incineration ash as the pulverized product of the radioactive waste. 前記アルコキシドを加水分解した際に生成するアルコールを分解するためのアルコール分解触媒が充填された触媒分解槽を具えることを特徴とする、請求項１１〜１４のいずれか一に記載の放射性廃棄物の処理装置。   The radioactive waste according to any one of claims 11 to 14, further comprising a catalyst decomposition tank filled with an alcohol decomposition catalyst for decomposing alcohol generated when the alkoxide is hydrolyzed. Processing equipment.
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