JP2014134463A

JP2014134463A - 放射性廃棄物の固化処理方法およびその固化処理装置

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Publication number: JP2014134463A
Application number: JP2013002864A
Authority: JP
Inventors: Yoshiko Haruguchi; 佳子春口; Tatsuaki Sato; 龍明佐藤; Yuichi Shoji; 裕一東海林; Masamichi Obata; 政道小畑; Hirotada Hayashi; 弘忠林; Yoshiyuki Kawarada; 義幸川原田; Shohei Kawano; 昌平川野
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2013-01-10
Filing date: 2013-01-10
Publication date: 2014-07-24
Anticipated expiration: 2033-01-10
Also published as: JP6157857B2

Abstract

【課題】放射性核種の揮発を抑制しつつ効率的な放射性廃棄物の固化処理技術を提供する。
【解決手段】放射性廃棄物の固化処理装置１０は、放射性核種を吸着させた吸着剤を蓄積する吸着剤蓄積部１１と、Ｎａ化合物もしくはＮａ−Ｂ化合物またはこれらの混合物を主成分とする溶融助剤を蓄積する溶融助剤蓄積部１２と、設定量の吸着剤及び溶融助剤のそれぞれを計量する計量部１３（１３ａ，１３ｂ）と、この計量された吸着剤及び溶融助剤を配合させて撹拌する撹拌部１４と、この溶融助剤の配合された吸着剤を溶融するまで加熱する加熱部１５と、この溶融体を冷却固化して一体化させる容器１６を搬送する搬送部１７と、を備えている。
【選択図】図３

Description

本発明は、放射性核種を吸着させた吸着剤を放射性廃棄物として固化処理する技術に関する。

東日本大震災を起点とする福島第一原子力発電所の事故では、原子炉を冷却するために大量の水が注入され、この結果、原子炉内には大量の放射性物質汚染水が滞留する状況となった。
これら汚染水は、汚染水浄化システムにおいて浄化されたのちに、再び原子炉を冷却するために注入される（循環注水冷却方式）。

この汚染水浄化処理システムでは、除去対象となるそれぞれの放射性核種毎に適切な分離・除去方法が適用される。
汚染水に多量に存在する放射性セシウムの除去方法としては、高効率でセシウムを吸着することができる吸着剤を使用している。

そのような吸着剤として、ゼオライト、結晶性ケイチタン酸塩などの無機吸着材が適用されている。
このような無機系吸着剤によって放射性セシウムを吸着除去する処理を実行した後には、放射性セシウムを高濃度で含有した使用済み無機吸着剤が多量に発生する。

発生する使用済み吸着剤は、放射能濃度が非常に高いことが予想されるため、保管状態において存在する水分が、この高放射能によって分解され、可燃性ガスである水素を発生させることが懸念される。
また、これら使用済み吸着剤は、粒径が細かいため、取り扱い時の飛散等を抑制する必要もある。
このために、現時点における方針は未定であるが、中間保管に向けて使用済み吸着剤を固化体にして安定化する必要性に迫られることが予想される。

放射性物質を含む廃棄物を固化する公知例として、合成モルデナイト粉砕物及び合成Ａ型無機吸着剤粉砕物に、放射性同位元素であるセシウム及び／又はストロンチウムを、選択的に吸着させ、一定圧力でラバープレスにより等方加圧成形し、大気炉中で１２００℃前後の温度で長時間保持し、焼成固化体を製造する技術が開示されている（例えば、特許文献１）。

また、放射性物質を含むセラミック廃棄物にアルカリ性水溶液を添加してこれらを金属カプセルに充てんし、全体を熱間静水圧加圧処理することにより、固化体を形成する技術が開示されている（例えば、特許文献２）。

特許第２８０７３８１号公報特許第３０７１５１３号公報

しかし、特許文献１に係る技術においては、１２００℃前後といった高温で焼成するのに伴って、無機吸着剤に吸着させたセシウムが揮発することが懸念される。
因みに、１２００℃で３時間加熱保持した場合、無機吸着剤に吸着させたセシウムの揮発率が０．０２〜０．２２％であるといった報告例がある。
この場合、排ガスの処理システムの負荷が高まる恐れがあるために、放射性セシウムを吸着させた吸着剤を焼成固化する際には、セシウムの揮発をできるだけ抑制することが望まれる。

また、特許文献２に係る技術においては、熱間静水圧加圧処理を行うために大型機械設備を用いる必要があり、さらに処理に長時間要するために、大量の廃棄物処理に適していない。

本発明は、このような事情を考慮してなされたもので、放射性核種の揮発を抑制しつつ効率的な放射性廃棄物の固化処理技術を提供することを目的とする。

放射性廃棄物の固化処理方法において、放射性核種を吸着させた吸着剤を回収する工程と、前記回収した吸着剤にＮａ化合物もしくはＮａ−Ｂ化合物またはこれらの混合物を溶融助剤として配合する工程と、前記溶融助剤の配合された吸着剤を溶融するまで加熱する工程と、前記溶融体を冷却固化させて一体化する工程と、を含むことを特徴とする。

本発明により、放射性核種の揮発を抑制しつつ効率的な放射性廃棄物の固化処理技術が提供される。

本発明に係る放射性廃棄物の固化処理方法の実施形態を示す工程図。使用済み吸着剤（チャバサイト系ゼオライト、結晶性ケイチタン酸塩）の固化処理試験結果を示すテーブル。本発明に係る放射性廃棄物の固化処理装置の実施形態を示すブロック図。

以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１に示すように、実施形態に係る放射性廃棄物の固化処理方法は、放射性核種を吸着させた吸着剤（使用済み吸着剤）を回収する工程（Ｓ１１）と、この回収した吸着剤にＮａ化合物もしくはＮａ−Ｂ化合物またはこれらの混合物を溶融助剤として配合する工程（Ｓ１２）と、この溶融助剤の配合された吸着剤を溶融するまで加熱する工程（Ｓ１３）と、この溶融体を冷却固化させて一体化する工程（Ｓ１４）と、を含んでいる。

放射性核種は、原子炉内でウランやプルトニウム等の核分裂反応で生じた核種及びそれらの放射性崩壊に伴い生成する核種を意味している。
これら放射性核種のうち¹³⁷Ｃｓは、半減期が約３０年であり、強い放射線を放出するとともに生体に滞留して食物連鎖により濃縮され易い性質を有するために、比較的長期間に渡り生体に被ばく影響を与えることが懸念されている。

原子力発電所の事故に伴い核燃料の冷却機能が喪失した場合、崩壊熱によりこの核燃料が溶融に至る場合がある。このように核燃料が溶融した場合は、原子炉圧力容器の内部に放射性物質が拡散し大量の汚染水が滞留することになる。
そして、溶融した核燃料から放出され続ける崩壊熱を除去するために、滞留する汚染水を外部に取り出して除熱・浄化した後に、再び原子炉圧力容器の内部に注水する冷却方式がとられる。

この汚染水の浄化方法は、放射性核種の吸着能を有する吸着剤を充填させたフィルタに、この汚染水を通過させることにより実施される。
そのような吸着剤としては、チャバサイト系ゼオライト又は結晶性ケイチタン酸塩を主成分とするものが好適に用いられる。
また、これらに限定されることはなく、アルミケイ酸塩、クリノプチロライト、ハーシュライトといった放射性核種を吸着する性質を有するものであれば、吸着剤として用いることができる。

このような吸着剤の粒子の粒径は、フィルタの比表面積が大きくなりかつ通過する汚染水の圧損が小さくなることを考慮して適性範囲が選定される。
そして、放射性核種の吸着能の低下した吸着剤は、新しい吸着剤と交換された後に、使用済み無機吸着剤として最終処分される前に中間保管されることになる。

溶融助剤及び吸着剤の配合体を加熱すると、溶融助剤が先行して溶融し、吸着剤の粒子の隙間に浸透する。すると吸着剤は、固有の融点よりも低温で溶融し、冷却後は均一なガラス状態となって固化し、全体として一体化する。

溶融助剤は、水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）、炭酸ナトリウム（Ｎａ₂ＣＯ₃）等、またはそれらの混合物から成るＮａ化合物、ホウ酸ナトリウム（Ｎａ₂Ｂ₄Ｏ₇）等のＮａ−Ｂ化合物、これらＮａ化合物及びＮａ−Ｂ化合物の組み合わせである例えば炭酸ナトリウム（Ｎａ₂ＣＯ₃）及びホウ酸ナトリウム（Ｎａ₂Ｂ₄Ｏ₇）の混合物が、好適に用いられる。
なお溶融助剤は、これら化合物に限定されることはなく、吸着剤に配合させて加熱することにより、吸着剤を固有の融点よりも低温で溶融させるものであれば適宜用いることができる。

前記した吸着剤と溶融助剤の配合体の加熱は、９００℃〜１０００℃の範囲における任意の温度で実施される。
９００℃よりも低温であると、吸着剤の溶融が不充分となり、全体としての一体化が不完全となる。
１０００℃よりも高温であると、使用済みの吸着剤に吸着されている放射性セシウムの揮発量が増加してしまう。

図２のテーブルは、使用済み吸着剤（チャバサイト系ゼオライト、結晶性ケイチタン酸塩）の固化処理試験結果である。
この試験結果は、吸着剤としてチャバサイト系ゼオライト及び結晶性ケイチタン酸塩を主成分とするものそれぞれ約１０ｇ秤量後、これをアルミナ製のるつぼに投入し、所定の溶融助剤を添加後、大気雰囲気下で９００℃、１０００℃、１１００℃で３時間加熱したのちに得られる固化物の性状について示している。

吸着剤としてチャバサイト系ゼオライト１０ｇ、溶融助剤としてＮａＯＨ６ｇ、加熱温度９００℃および１０００℃の条件において、吸着剤が一体化した固体物の得られることが確認された。
この条件で得られる固化物の密度は、９００℃、１０００℃いずれの温度条件においても２．１ｇ／ｃｍ³であった。
なお、この密度値はチャバサイト系ゼオライト吸着剤のかさ密度よりも大きいことから、この条件により得られる固化物は、充分な減容性能を有しているといえる。

また、この条件により得られた固化物についてＡＳＴＭＤｅｓｉｇｎａｔｉｏｎＣ１２８５−０２に基づくＰＣＴ−Ｂ法により規格化浸出率を求めたところ、Ｓｉで約５ｇ／ｍ²／ｄａｙであった。
一方、この条件のうち溶融助剤としてのＮａＯＨを６ｇから３ｇに減量すると、吸着剤に有意な空隙が観察され、一体化した固体物が得られなかった。

次に、吸着剤としてチャバサイト系ゼオライト１０ｇ、溶融助剤としてＮａ₂Ｂ₄Ｏ₇を１３ｇ、加熱温度１０００℃および１１００℃の条件において、吸着剤が一体化した固体物の得られることが確認された。
この条件で得られる固化物の密度は、１０００℃、１１００℃いずれの温度条件においても１．７ｇ／ｃｍ³であった。
なお、この密度値はチャバサイト系ゼオライト吸着剤のかさ密度とほぼ同等である。

また、この条件により得られる固化物のＰＣＴ−Ｂ法による規格化浸出率は、Ｓｉで約０．０１〜０．０２ｇ／ｍ²／ｄａｙであり、充分な耐水性が確認された。
一方、この条件のうち加熱温度を１０００℃から９００℃に下げると、吸着剤に有意な空隙が観察され、一体化した固体物が得られなかった。

次に、吸着剤としてチャバサイト系ゼオライト１０ｇ、溶融助剤としてＮａ₂ＣＯ₃及びＮａ₂Ｂ₄Ｏ₇の混合物１０ｇ（Ｎａ₂ＣＯ₃ ４ｇ，Ｎａ₂Ｂ₄Ｏ₇ ６ｇ）、加熱温度１０００℃の条件において、吸着剤が一体化した固体物の得られることが確認された。
この条件で得られる固化物の密度は、２．６ｇ／ｃｍ³であった。
なお、この密度値はチャバサイト系ゼオライト吸着剤のかさ密度よりも大きいことから、この条件により得られる固化物は、充分な減容性能を有しているといえる。

また、この条件により得られる固化物のＰＣＴ−Ｂ法による規格化浸出率は、Ｓｉで約０．０３ｇ／ｍ²／ｄａｙであり、充分な耐水性が確認された。

次に、吸着剤として結晶性ケイチタン酸塩１０ｇ、溶融助剤としてＮａ₂Ｂ₄Ｏ₇を１０ｇ、加熱温度１０００℃および１１００℃の条件において、吸着剤が一体化した固体物の得られることが確認された。
この条件で得られる固化物の密度は、１０００℃、１１００℃いずれの温度条件においても２．２ｇ／ｃｍ³であった。
なお、この密度値は結晶性ケイチタン酸塩吸着剤のかさ密度よりも大きいことから、この条件により得られる固化物は、充分な減容性能を有しているといえる。

また、この条件により得られる固化物のＰＣＴ−Ｂ法による規格化浸出率は、Ｓｉで約０．０１〜０．０５ｇ／ｍ²／ｄａｙであり、充分な耐水性が確認された。
一方、この条件のうち加熱温度を１０００℃から９００℃に下げると、吸着剤に有意な空隙が観察され、一体化した固体物が得られなかった。

以上の試験結果より、固化物の減容性を高める場合は溶融助剤としてＮａ塩を、また耐水性を高める場合はＮａ−Ｂ塩を用いることが有効であるという知見が得られた。
また、実施した加熱温度の条件であれば、放射性セシウムの揮発を充分に抑制することができ、排ガス設備を過剰に設ける必要がない。
さらに、溶融処理によって得られる固化物は含水率がほぼゼロであることから、保管期間中に水分が放射性分解することはなく、水素が発生することがない。

図３に示すように実施形態に係る放射性廃棄物の固化処理装置１０は、放射性核種を吸着させた吸着剤を蓄積する吸着剤蓄積部１１と、Ｎａ化合物もしくはＮａ−Ｂ化合物またはこれらの混合物を主成分とする溶融助剤を蓄積する溶融助剤蓄積部１２と、設定量の吸着剤及び溶融助剤のそれぞれを計量する計量部１３（１３ａ，１３ｂ）と、この計量された吸着剤及び溶融助剤を配合させて撹拌する撹拌部１４と、この溶融助剤の配合された吸着剤を溶融するまで加熱する加熱部１５と、この溶融体を冷却固化して一体化させる容器１６を搬送する搬送部１７と、を備えている。

吸着剤蓄積部１１は、放射性核種を吸着させた使用済みの吸着剤から水分を除去し乾燥させたものを蓄積する。
この乾燥させた吸着剤は、計量部１３ａで所定量が計量されて、撹拌部１４に移送される。
溶融助剤蓄積部１２に蓄積される溶融助剤は、計量部１３ｂで所定量が計量されて、撹拌部１４に移送される。

撹拌部１４は、計量部１３ａ，１３ｂからそれぞれ移送されて配合された吸着剤及び溶融助剤を、撹拌羽根及び／又は振動法（ブレンダー）により撹拌する。

加熱部１５は、撹拌部１４から吸着剤及び溶融助剤の配合体を受け取って加熱し、溶融させる。
加熱部１５の構成材料は設定温度範囲で顕著な腐食が生じない材料であればよく、たとえばアルミナ系材料を適用することができる。
なお加熱部１５には、セシウム捕集フィルタ１８（一例としてバグフィルタなど）を設けた排気機構１９が接続されている。
また、撹拌部１４と加熱部１５とを一体化して構成することも考えられる。

搬送部１７は、加熱部１５の直下に、上部が開口する保管容器１６を搬送するものである。この保管容器１６は、加熱部１５の下部のバルブ（図示略）が開放されると、溶融した吸着剤及び溶融助剤の配合体を受容し、冷却固化して一体化させる。
保管容器１６としては、高レベル放射性廃棄物用として一般に用いられているガラス固化体の保管容器（内径４３０ｍｍ×高さ１３４０ｍｍ）と同等サイズ・同等形状の容器が想定されるが、特に限定はない。
このように、収容された吸着剤及び溶融助剤の配合体が冷却固化して一体化した後は、保管容器１６の開口に蓋をして溶接又はボルト固定により密閉する。
これにより、放射性廃棄物をより安定的に閉じ込めることができる。

また、放射性廃棄物の固化処理装置の他の実施形態として、計量された吸着剤及び溶融助剤のそれぞれを保管容器１６において直接配合し、この保管容器１６ごと加熱してこの配合体を溶融させる方法がある。
この場合、配合体は溶融すると減容するために、吸着剤及び溶融助剤の直接配合・加熱・冷却のサイクルを繰り返すことにより、保管容器１６の内部全体をガラス状の一体化固形物で充填させることができる。

以上述べた実施形態の放射性廃棄物の固化処理方法によれば、溶融助剤を添加することにより、吸着しているセシウムの揮発温度よりも低温で使用済み吸着剤を溶融し、一体化した固化体を得ることが可能となる。

本発明の実施形態を説明したが、この実施形態は、例として提示したものであり、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、組み合わせ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同様に、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ものである。

１０…固化処理装置、１１…吸着剤蓄積部、１２…溶融助剤蓄積部、１３（１３ａ，１３ｂ）…計量部、１４…撹拌部、１５…加熱部、１６…保管容器（容器）、１７…搬送部、１８…捕集フィルタ、１９…排気機構。

Claims

放射性核種を吸着させた吸着剤を回収する工程と、
前記回収した吸着剤にＮａ化合物もしくはＮａ−Ｂ化合物またはこれらの混合物を溶融助剤として配合する工程と、
前記溶融助剤の配合された吸着剤を溶融するまで加熱する工程と、
前記溶融体を冷却固化させて一体化する工程と、を含むことを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
前記吸着剤は、チャバサイト系ゼオライト又は結晶性ケイチタン酸塩を主成分とする請求項１に記載の放射性廃棄物の処理方法。
前記Ｎａ化合物は、水酸化ナトリウムまたは炭酸ナトリウムである請求項１又は請求項２に記載の放射性廃棄物の処理方法。
前記Ｎａ−Ｂ化合物は、ホウ酸ナトリウムである請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理方法。
前記Ｎａ化合物及びＮａ−Ｂ化合物の混合物は、炭酸ナトリウムまたは水酸化ナトリウムとホウ酸ナトリウムとの混合物である請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理方法。
前記加熱は、９００℃〜１０００℃の範囲における任意の温度で実施される請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の放射性廃棄物の処理方法。
放射性核種を吸着させた吸着剤を蓄積する吸着剤蓄積部と、
Ｎａ化合物もしくはＮａ−Ｂ化合物またはこれらの混合物を主成分とする溶融助剤を蓄積する溶融助剤蓄積部と、
設定量の前記吸着剤及び前記溶融助剤のそれぞれを計量する計量部と、
前記計量された吸着剤及び溶融助剤を配合させて撹拌する撹拌部と、
前記溶融助剤の配合された吸着剤を溶融するまで加熱する加熱部と、
前溶融体を冷却固化して一体化させる容器を搬送する搬送部と、を備えることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理装置。