JP2551879B2 - 高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法 - Google Patents
高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法Info
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は使用済燃料の再処理工程
等で発生する高レベル放射性廃棄物の減容ガラス固化処
理方法に関する。更に詳しく述べると、高放射性廃棄物
の仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還元剤及
びホウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下で高温で
処理することにより、モリブデン及び白金族元素を金属
状にして分離回収し、残渣酸化物を減容度の高い廃棄物
ガラス固化体にする処理方法に関するものである。
等で発生する高レベル放射性廃棄物の減容ガラス固化処
理方法に関する。更に詳しく述べると、高放射性廃棄物
の仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還元剤及
びホウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下で高温で
処理することにより、モリブデン及び白金族元素を金属
状にして分離回収し、残渣酸化物を減容度の高い廃棄物
ガラス固化体にする処理方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】使用済燃料の再処理において、核分裂生
成物は高放射性廃棄物として硝酸溶液の形で貯蔵されて
いる。この高放射性廃棄物は、将来、ガラス化等により
固化体にされる。固化の媒体としてはガラスの他に合成
岩石（シンロック）など多種類の材料が研究されている
が、いずれも多量の固化媒体中に核分裂生成物を混入す
る方法が採られている。固化媒体中の核分裂生成物の濃
度は、核分裂生成物の媒体への溶解度、化学的耐久性
（水に対する浸出率）、崩壊熱の除去の問題から、約１
０％程度に制限されている。
成物は高放射性廃棄物として硝酸溶液の形で貯蔵されて
いる。この高放射性廃棄物は、将来、ガラス化等により
固化体にされる。固化の媒体としてはガラスの他に合成
岩石（シンロック）など多種類の材料が研究されている
が、いずれも多量の固化媒体中に核分裂生成物を混入す
る方法が採られている。固化媒体中の核分裂生成物の濃
度は、核分裂生成物の媒体への溶解度、化学的耐久性
（水に対する浸出率）、崩壊熱の除去の問題から、約１
０％程度に制限されている。
【０００３】核分裂生成物のガラス中への溶解度で問題
となる元素はＭｏ（モリブデン）である。これはＭｏＯ
3 として約３％程度しか溶解せず、不溶解のＭｏは所謂
イエローフェーズと呼ばれる物質を形成し、均一なガラ
ス固化体の製造を阻害する。このため安全率の確保の観
点からＭｏ量はガラス固化体中にＭｏＯ3 として約２％
以下となるよう設定する必要がある。Ｍｏは核分裂生成
物中の主要元素の一つであり約１０％を占めている。そ
のためＭｏ量の制限により全核分裂生成物のガラス固化
体中の含有率は１５％に制限される。また核分裂生成物
の崩壊熱については、貯蔵中のガラス固化体の変質を防
止するため、ガラス固化体の転移点である５５０℃程度
以下に保たねばならない。ガラス固化体一体当たりの発
熱量の許容値は約２．５ｋＷであり、そのため従来のガ
ラス固化体製造においては、全核分裂生成物の含有量は
約１０％程度に制限される。なかでもＣｓ（セシウム）
は崩壊熱に関する主要元素であり、その発熱量は全核分
裂生成物の約４０％を占めている。
となる元素はＭｏ（モリブデン）である。これはＭｏＯ
3 として約３％程度しか溶解せず、不溶解のＭｏは所謂
イエローフェーズと呼ばれる物質を形成し、均一なガラ
ス固化体の製造を阻害する。このため安全率の確保の観
点からＭｏ量はガラス固化体中にＭｏＯ3 として約２％
以下となるよう設定する必要がある。Ｍｏは核分裂生成
物中の主要元素の一つであり約１０％を占めている。そ
のためＭｏ量の制限により全核分裂生成物のガラス固化
体中の含有率は１５％に制限される。また核分裂生成物
の崩壊熱については、貯蔵中のガラス固化体の変質を防
止するため、ガラス固化体の転移点である５５０℃程度
以下に保たねばならない。ガラス固化体一体当たりの発
熱量の許容値は約２．５ｋＷであり、そのため従来のガ
ラス固化体製造においては、全核分裂生成物の含有量は
約１０％程度に制限される。なかでもＣｓ（セシウム）
は崩壊熱に関する主要元素であり、その発熱量は全核分
裂生成物の約４０％を占めている。
【０００４】一方、高放射性廃棄物中には有用で且つ天
然資源の少ない白金族元素（Ｒｕ，Ｐｄ，Ｒｈ）が含ま
れている。これら白金族元素を回収する試みは長年続け
られてきており、代表的な例として高放射性廃棄物の硝
酸溶液から燐酸エステルを用いて分離する溶媒抽出法が
知られている。
然資源の少ない白金族元素（Ｒｕ，Ｐｄ，Ｒｈ）が含ま
れている。これら白金族元素を回収する試みは長年続け
られてきており、代表的な例として高放射性廃棄物の硝
酸溶液から燐酸エステルを用いて分離する溶媒抽出法が
知られている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】固化体の体積は、その
貯蔵・処分の費用を低減させるため可能な限り小さくす
べきである。そのためには固化体中の核分裂生成物の含
有率を上げる必要があるが、上記のようなＭｏ量による
制限並びに崩壊熱による制限のため、現状では困難であ
る。
貯蔵・処分の費用を低減させるため可能な限り小さくす
べきである。そのためには固化体中の核分裂生成物の含
有率を上げる必要があるが、上記のようなＭｏ量による
制限並びに崩壊熱による制限のため、現状では困難であ
る。
【０００６】また従来の溶媒抽出法による白金族元素の
回収方法は次のような欠点がある。白金族元素回収用の
溶媒抽出法では燐酸エステルが二次廃棄物となるが、こ
れは再処理で使用する抽出用溶媒ＴＢＰ（トリブチルフ
ォスフェイト）とは種類が異なるため、ＴＢＰの廃棄物
処理に採用されている廃溶媒処理方法とは別個の処理方
法が必要となる。この処理方法の新たな研究開発、処理
プラントの建設運転の費用は多大であり、回収する白金
族元素のコストは市販価格以上に引き上げられる。その
ため、この方法による白金族元素の回収は経済的に引き
合わない。また多量に発生する二次廃棄物のため、高放
射性廃棄物の高減容処理を行うことができない。
回収方法は次のような欠点がある。白金族元素回収用の
溶媒抽出法では燐酸エステルが二次廃棄物となるが、こ
れは再処理で使用する抽出用溶媒ＴＢＰ（トリブチルフ
ォスフェイト）とは種類が異なるため、ＴＢＰの廃棄物
処理に採用されている廃溶媒処理方法とは別個の処理方
法が必要となる。この処理方法の新たな研究開発、処理
プラントの建設運転の費用は多大であり、回収する白金
族元素のコストは市販価格以上に引き上げられる。その
ため、この方法による白金族元素の回収は経済的に引き
合わない。また多量に発生する二次廃棄物のため、高放
射性廃棄物の高減容処理を行うことができない。
【０００７】これらの問題を生じさせることなく白金族
元素を分離回収し残余の核分裂生成物の減容固化する方
法として超高温処理法が開発された。この方法は、高放
射性廃棄物を仮焼し、その仮焼体を超高温で加熱するこ
とによりＣｓ等の揮発性元素を除去し、白金族元素等は
還元して金属状にして下層に沈降させ酸化物のままであ
る他の核分裂生成物元素と分離し、核分裂生成物の酸化
物は高減容の結晶質セラミックス固化体とする技術（特
願平１−１９２２４号）である。得られる結晶質セラミ
ックスは結晶構造であるため、その性質は溶融体の冷却
過程により結晶粒構造が決まる。従って一定品質の固化
体を製造するためには、厳密な冷却過程の制御が必要と
なり、作業が煩瑣となるし、固化体の品質検査など余分
の工程が必要となる。
元素を分離回収し残余の核分裂生成物の減容固化する方
法として超高温処理法が開発された。この方法は、高放
射性廃棄物を仮焼し、その仮焼体を超高温で加熱するこ
とによりＣｓ等の揮発性元素を除去し、白金族元素等は
還元して金属状にして下層に沈降させ酸化物のままであ
る他の核分裂生成物元素と分離し、核分裂生成物の酸化
物は高減容の結晶質セラミックス固化体とする技術（特
願平１−１９２２４号）である。得られる結晶質セラミ
ックスは結晶構造であるため、その性質は溶融体の冷却
過程により結晶粒構造が決まる。従って一定品質の固化
体を製造するためには、厳密な冷却過程の制御が必要と
なり、作業が煩瑣となるし、固化体の品質検査など余分
の工程が必要となる。
【０００８】本発明の目的は、上記のような従来技術の
欠点を解消し、新しい二次廃棄物を多量に発生させるこ
となく、白金族元素を容易に回収でき、高放射性廃棄物
の高減容固化を実現でき、しかも製造条件の精密な制御
も必要とせず品質の安定化したガラス固化体を製造でき
る高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法を提供する
ことにある。
欠点を解消し、新しい二次廃棄物を多量に発生させるこ
となく、白金族元素を容易に回収でき、高放射性廃棄物
の高減容固化を実現でき、しかも製造条件の精密な制御
も必要とせず品質の安定化したガラス固化体を製造でき
る高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法を提供する
ことにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明は上記の超高温処
理法を更に改良・発展させたものである。上記の目的を
達成するため本発明では、高放射性廃棄物を仮焼・気化
処理した仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還
元剤及びホウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下
で、還元雰囲気中において１０００℃以上で加熱溶融処
理し、仮焼体中のＭｏを含む白金族元素をメタル化して
沈降分離回収し、同時に残りの酸化物を高減容のガラス
固化体にする高放射性廃棄物の処理方法である。
理法を更に改良・発展させたものである。上記の目的を
達成するため本発明では、高放射性廃棄物を仮焼・気化
処理した仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還
元剤及びホウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下
で、還元雰囲気中において１０００℃以上で加熱溶融処
理し、仮焼体中のＭｏを含む白金族元素をメタル化して
沈降分離回収し、同時に残りの酸化物を高減容のガラス
固化体にする高放射性廃棄物の処理方法である。
【００１０】本発明者は、高放射性廃棄物の仮焼体の加
熱溶融処理に際し、ホウ素又はホウ素化合物からなる還
元剤とホウ素酸化物からなるガラス形成剤を適量存在さ
せると、Ｍｏ及び白金族元素の分離並びに高減容のガラ
ス固化体の製造が同時に可能となることを知得し、それ
に基づき本発明を完成するに至ったものである。
熱溶融処理に際し、ホウ素又はホウ素化合物からなる還
元剤とホウ素酸化物からなるガラス形成剤を適量存在さ
せると、Ｍｏ及び白金族元素の分離並びに高減容のガラ
ス固化体の製造が同時に可能となることを知得し、それ
に基づき本発明を完成するに至ったものである。
【００１１】高放射性廃棄物は通常、使用済燃料の再処
理工程における抽出残渣として得られる硝酸溶液であ
り、使用済燃料中の殆ど全ての核分裂生成物を含有して
いる。本発明では第１図に示すように、この高放射性廃
棄物を加熱し水分及び硝酸を蒸発させ更に高温で加熱し
て仮焼体を得る。その際、高発熱元素であるＣｓは気化
する。その仮焼体に還元剤とガラス形成剤を加え、還元
雰囲気において１０００℃以上で加熱溶融処理する。こ
れによってＭｏ及び白金族元素が還元されて金属状にな
り沈降し、酸化物層から分離できる。酸化物層を固化す
ると高減容のガラス固化体が得られる。ホウ素又はホウ
素化合物からなる還元剤及びホウ素酸化物からなるガラ
ス形成剤は、上記溶融工程での添加の他、予め高放射性
廃棄物に加えておいてもよいし、仮焼／気化工程で添加
してもよい。
理工程における抽出残渣として得られる硝酸溶液であ
り、使用済燃料中の殆ど全ての核分裂生成物を含有して
いる。本発明では第１図に示すように、この高放射性廃
棄物を加熱し水分及び硝酸を蒸発させ更に高温で加熱し
て仮焼体を得る。その際、高発熱元素であるＣｓは気化
する。その仮焼体に還元剤とガラス形成剤を加え、還元
雰囲気において１０００℃以上で加熱溶融処理する。こ
れによってＭｏ及び白金族元素が還元されて金属状にな
り沈降し、酸化物層から分離できる。酸化物層を固化す
ると高減容のガラス固化体が得られる。ホウ素又はホウ
素化合物からなる還元剤及びホウ素酸化物からなるガラ
ス形成剤は、上記溶融工程での添加の他、予め高放射性
廃棄物に加えておいてもよいし、仮焼／気化工程で添加
してもよい。
【００１２】還元剤であるホウ素化合物としては窒化ホ
ウ素、炭化ホウ素などを用いる。特に窒化ホウ素は取り
扱いが容易であり低価格であること、反応の結果生じる
生成物がホウ酸であることのため、最も適当である。添
加するホウ素又はホウ素化合物の量は、ホウ素単体に換
算した重量％で１０％以下で十分である。多量の添加は
廃棄物量を増加させるため好ましくない。より好ましく
は５％以下とする。本発明では白金族合金の融点を低下
させるためには共晶を形成させることが最良であるが、
０．５％の添加でも効果がある。従ってホウ素添加量は
０．５％以上であればよく、より好ましくは１％以上と
する。
ウ素、炭化ホウ素などを用いる。特に窒化ホウ素は取り
扱いが容易であり低価格であること、反応の結果生じる
生成物がホウ酸であることのため、最も適当である。添
加するホウ素又はホウ素化合物の量は、ホウ素単体に換
算した重量％で１０％以下で十分である。多量の添加は
廃棄物量を増加させるため好ましくない。より好ましく
は５％以下とする。本発明では白金族合金の融点を低下
させるためには共晶を形成させることが最良であるが、
０．５％の添加でも効果がある。従ってホウ素添加量は
０．５％以上であればよく、より好ましくは１％以上と
する。
【００１３】高放射性廃棄物の加熱処理時での還元状態
の制御は、温度、雰囲気、還元剤の添加により行う。加
熱温度は１０００℃以上とする。１０００℃未満ではＰ
ｄ，Ｒｈは金属に還元され得るがＲｕ，Ｍｏは還元され
ない。好ましくは１５００℃以上とする。Ｒｕ、Ｐｄ、
Ｒｈ、Ｍｏ、Ｂ系の合金は２０００℃以下で溶融するの
で、それ以上の高温は必要ない。雰囲気の制御は還元反
応を促進するためである。本発明では酸素含有量を低減
した空気、窒素もしくはアルゴン等の雰囲気下で行うの
が望ましい。水素や一酸化炭素等の気体還元剤、炭素等
の酸化還元反応において気体化する還元剤などを併用し
てもよい。またアルミニウムやケイ素の金属、炭化物、
窒化物など、酸化物として残存しても廃棄物となる酸化
物相に悪影響を与えない物質の使用も可能である。これ
ら温度、雰囲気、還元剤は反応条件により適宜組み合わ
せる。
の制御は、温度、雰囲気、還元剤の添加により行う。加
熱温度は１０００℃以上とする。１０００℃未満ではＰ
ｄ，Ｒｈは金属に還元され得るがＲｕ，Ｍｏは還元され
ない。好ましくは１５００℃以上とする。Ｒｕ、Ｐｄ、
Ｒｈ、Ｍｏ、Ｂ系の合金は２０００℃以下で溶融するの
で、それ以上の高温は必要ない。雰囲気の制御は還元反
応を促進するためである。本発明では酸素含有量を低減
した空気、窒素もしくはアルゴン等の雰囲気下で行うの
が望ましい。水素や一酸化炭素等の気体還元剤、炭素等
の酸化還元反応において気体化する還元剤などを併用し
てもよい。またアルミニウムやケイ素の金属、炭化物、
窒化物など、酸化物として残存しても廃棄物となる酸化
物相に悪影響を与えない物質の使用も可能である。これ
ら温度、雰囲気、還元剤は反応条件により適宜組み合わ
せる。
【００１４】ガラス形成剤であるホウ素酸化物として
は、酸化ホウ素、ホウケイ酸ガラス、ホウ酸ソーダなど
がある。特に酸化ホウ素やホウケイ酸ガラスは取り扱い
が容易で低価格であることから最も適当である。これら
の添加量は、生成するガラス固化体の１５〜８５％とす
る。それよりも多くすることは高減容固化体の取得の目
的から見て不必要である。しかし８５％でも核分裂生成
物中のＭｏ及び白金族元素等が除去されているため、従
来のガラス固化体に比し大幅に減容されている。ガラス
形成剤添加の際に、通常のガラス工業において使用され
ているケイ素化合物やアルミニウム化合物を同時に添加
することも可能である。これらの化合物の添加はガラス
固化体の性質を改善する。
は、酸化ホウ素、ホウケイ酸ガラス、ホウ酸ソーダなど
がある。特に酸化ホウ素やホウケイ酸ガラスは取り扱い
が容易で低価格であることから最も適当である。これら
の添加量は、生成するガラス固化体の１５〜８５％とす
る。それよりも多くすることは高減容固化体の取得の目
的から見て不必要である。しかし８５％でも核分裂生成
物中のＭｏ及び白金族元素等が除去されているため、従
来のガラス固化体に比し大幅に減容されている。ガラス
形成剤添加の際に、通常のガラス工業において使用され
ているケイ素化合物やアルミニウム化合物を同時に添加
することも可能である。これらの化合物の添加はガラス
固化体の性質を改善する。
【００１５】
【作用】使用済燃料中の核分裂生成物は、アルカリ金
属元素、アルカリ土類金属元素、希土類元素、遷
移金属元素（白金族元素を含む）に大別できる。高放射
性廃棄物を加熱することにより、のアルカリ金属元素
である高発熱元素属Ｃｓは除去される。その結果、仮焼
体の主成分は、燃焼度45000MWD/MTU、冷却期間５年の使
用済燃料の場合、含有量が100g/MTU以下の元素を除くと
次のようになる。 ・アルカリ土類金属（Ｓｒ，Ｂａ）… ３．３kg/MTU ８．７％ ・遷移金属（Ｚｒ，Ｍｏ，Ｔｃ） …１０．５kg/MTU ２７．９％ ・白金族元素（Ｒｕ，Ｒｈ，Ｐｄ）… ５．４kg/MTU １４．３％ ・希土類元素（Ｙ，Ｌａ，Ｃｅ等）…１８．５kg/MTU ４９．１％ 合計 …３７．７kg/MTU
属元素、アルカリ土類金属元素、希土類元素、遷
移金属元素（白金族元素を含む）に大別できる。高放射
性廃棄物を加熱することにより、のアルカリ金属元素
である高発熱元素属Ｃｓは除去される。その結果、仮焼
体の主成分は、燃焼度45000MWD/MTU、冷却期間５年の使
用済燃料の場合、含有量が100g/MTU以下の元素を除くと
次のようになる。 ・アルカリ土類金属（Ｓｒ，Ｂａ）… ３．３kg/MTU ８．７％ ・遷移金属（Ｚｒ，Ｍｏ，Ｔｃ） …１０．５kg/MTU ２７．９％ ・白金族元素（Ｒｕ，Ｒｈ，Ｐｄ）… ５．４kg/MTU １４．３％ ・希土類元素（Ｙ，Ｌａ，Ｃｅ等）…１８．５kg/MTU ４９．１％ 合計 …３７．７kg/MTU
【００１６】この仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物か
らなる還元剤の存在下で更に加熱し溶融することによ
り、白金族元素が分離回収される。白金族元素は、その
酸化物生成の自由エネルギーが小さく、加熱により金属
状態にまで還元されることが知られている。白金族元素
の融点は、Ｐｄが１５５４℃、Ｒｈは１９６３℃、Ｒｕ
は２２５４℃である。ＲｕはＲｈとその結晶型を異にし
ているため全率に固溶せず、またＰｄはＲｈ，Ｒｕと共
晶点をもつ合金を生成しない。従って白金族元素及びそ
の合金系では、融点が２０００℃以上になることがあ
り、仮焼体の溶融により白金族元素を単独または合金と
して酸化物である残渣と分離させることは困難である。
つまり相としては分離しても、溶融体として二層に互い
に分離させるには溶融温度は極めて高くなる。仮焼体中
のＭｏは酸化物生成自由エネルギーが比較的小さく、白
金族元素と融点の低い合金を形成する。しかし核分裂生
成物中のＭｏと白金族元素の含有量は使用済燃料の燃焼
度等によって決まっていることから、最も融点の低い組
成を４成分系のそれぞれの合金系において実現すること
は困難である。
らなる還元剤の存在下で更に加熱し溶融することによ
り、白金族元素が分離回収される。白金族元素は、その
酸化物生成の自由エネルギーが小さく、加熱により金属
状態にまで還元されることが知られている。白金族元素
の融点は、Ｐｄが１５５４℃、Ｒｈは１９６３℃、Ｒｕ
は２２５４℃である。ＲｕはＲｈとその結晶型を異にし
ているため全率に固溶せず、またＰｄはＲｈ，Ｒｕと共
晶点をもつ合金を生成しない。従って白金族元素及びそ
の合金系では、融点が２０００℃以上になることがあ
り、仮焼体の溶融により白金族元素を単独または合金と
して酸化物である残渣と分離させることは困難である。
つまり相としては分離しても、溶融体として二層に互い
に分離させるには溶融温度は極めて高くなる。仮焼体中
のＭｏは酸化物生成自由エネルギーが比較的小さく、白
金族元素と融点の低い合金を形成する。しかし核分裂生
成物中のＭｏと白金族元素の含有量は使用済燃料の燃焼
度等によって決まっていることから、最も融点の低い組
成を４成分系のそれぞれの合金系において実現すること
は困難である。
【００１７】本発明ではホウ素又はホウ素化合物からな
る還元剤を添加している。このためＭｏや白金族元素と
ホウ素との合金が形成され、低い温度で溶融する。一般
的に多くの元素（Ｍ）はホウ素（Ｂ）と、Ｍ／Ｂ型又は
２Ｍ／Ｂ型の化合物を作り、この化合物は元素（Ｍ）と
共晶を形成する。その融点はもとの元素に比べて非常に
低い。更にホウ素は原子量が小さく約１１であり、この
ため他の元素との共晶点におけるホウ素の重量含有率は
せいぜい５％にとどまる。従って白金族元素やＭｏの溶
融温度を下げるために添加すべきホウ素の量は極く少量
でよい。これによって白金族元素やＭｏは２０００℃以
下の温度で容易に溶融する形態に還元される。この溶融
合金は比重が残りの酸化物の比重よりも大きいため、均
一には分散せず、溶融炉の底部に沈降し分離するため、
白金族元素を回収できる。
る還元剤を添加している。このためＭｏや白金族元素と
ホウ素との合金が形成され、低い温度で溶融する。一般
的に多くの元素（Ｍ）はホウ素（Ｂ）と、Ｍ／Ｂ型又は
２Ｍ／Ｂ型の化合物を作り、この化合物は元素（Ｍ）と
共晶を形成する。その融点はもとの元素に比べて非常に
低い。更にホウ素は原子量が小さく約１１であり、この
ため他の元素との共晶点におけるホウ素の重量含有率は
せいぜい５％にとどまる。従って白金族元素やＭｏの溶
融温度を下げるために添加すべきホウ素の量は極く少量
でよい。これによって白金族元素やＭｏは２０００℃以
下の温度で容易に溶融する形態に還元される。この溶融
合金は比重が残りの酸化物の比重よりも大きいため、均
一には分散せず、溶融炉の底部に沈降し分離するため、
白金族元素を回収できる。
【００１８】更に本発明ではホウ素酸化物からなるガラ
ス形成剤を添加している。そのため残りの酸化物はガラ
ス状の溶融体であり、それを固化するとガラス固化体が
得られる。このガラス固化体では、ＣｓとＭｏが分離除
去されているため、ガラス中への残りの核分裂生成物の
含有率は、通常の高放射性廃棄物の固化体の場合の約１
０％にとどまらず８０％程度まで可能であり、減容度が
非常に高いガラス固化体が得られる。因に従来のガラス
固化体では核分裂生成物に対し１０倍の重量となり使用
済燃料１トン当たり数百リットルの固化体となるが、本
発明方法では容積数十リットルの固化体になる。これは
ピューレックス法再処理に対して、固体廃棄物以外の二
次廃棄物を発生させることなく可能である。
ス形成剤を添加している。そのため残りの酸化物はガラ
ス状の溶融体であり、それを固化するとガラス固化体が
得られる。このガラス固化体では、ＣｓとＭｏが分離除
去されているため、ガラス中への残りの核分裂生成物の
含有率は、通常の高放射性廃棄物の固化体の場合の約１
０％にとどまらず８０％程度まで可能であり、減容度が
非常に高いガラス固化体が得られる。因に従来のガラス
固化体では核分裂生成物に対し１０倍の重量となり使用
済燃料１トン当たり数百リットルの固化体となるが、本
発明方法では容積数十リットルの固化体になる。これは
ピューレックス法再処理に対して、固体廃棄物以外の二
次廃棄物を発生させることなく可能である。
【００１９】
【実施例】第２図は本発明方法を実施するための処理装
置の一例を示す概念図である。これはボトムフロー型の
装置例である。高放射性廃棄物の仮焼体は溶融容器１０
に投入される。仮焼体は加熱還元処理され、比重の大き
な白金族元素の層１２と比重の小さな酸化物層１４に分
離する。白金族元素の層１２と酸化物の層１４は順次底
部の流下ノズル１６から流下し、別の容器１８内に注入
し固化する。酸化物の層１４を固化することでガラス固
化体が得られる。
置の一例を示す概念図である。これはボトムフロー型の
装置例である。高放射性廃棄物の仮焼体は溶融容器１０
に投入される。仮焼体は加熱還元処理され、比重の大き
な白金族元素の層１２と比重の小さな酸化物層１４に分
離する。白金族元素の層１２と酸化物の層１４は順次底
部の流下ノズル１６から流下し、別の容器１８内に注入
し固化する。酸化物の層１４を固化することでガラス固
化体が得られる。
【００２０】第３図は本発明方法で用いる処理装置の他
の例を示す概念図である。これはオーバーフローとボト
ムフローを組み合わせた中間型の装置例である。高放射
性廃棄物の仮焼体は溶融容器２０の上方から投入され、
加熱溶融処理される。それにより下方に位置する白金族
元素の層１２及び上方に位置する酸化物の層１４に分離
する。白金族元素の層１２は直下の流下ノズル２２から
流下し、メタル用受容器２４で受け固化させる。酸化物
の層１４は矢印で示す流路２６を経るようにオーバーフ
ローして、流下ノズル２８から流下し、ガラス用の受容
器３０内に注入することでガラス固化体となる。
の例を示す概念図である。これはオーバーフローとボト
ムフローを組み合わせた中間型の装置例である。高放射
性廃棄物の仮焼体は溶融容器２０の上方から投入され、
加熱溶融処理される。それにより下方に位置する白金族
元素の層１２及び上方に位置する酸化物の層１４に分離
する。白金族元素の層１２は直下の流下ノズル２２から
流下し、メタル用受容器２４で受け固化させる。酸化物
の層１４は矢印で示す流路２６を経るようにオーバーフ
ローして、流下ノズル２８から流下し、ガラス用の受容
器３０内に注入することでガラス固化体となる。
【００２１】なお高放射性廃棄物の仮焼には、ガラス固
化などで研究されているロータリーキルン方式やマイク
ロ波加熱方式などを使用でき、仮焼体の加熱処理には、
ヒーター方式や直接通電方式、高周波加熱方式等を適用
できる。
化などで研究されているロータリーキルン方式やマイク
ロ波加熱方式などを使用でき、仮焼体の加熱処理には、
ヒーター方式や直接通電方式、高周波加熱方式等を適用
できる。
【００２２】次に具体的な実験例について述べる。 ［実験例１］燃焼度45000 MWD/MTU 、冷却期間５年の使
用済燃料中の核分裂生成物の組成をORIGENコードによっ
て計算し、相当する高放射性廃液の模擬廃液を合成し
た。この模擬廃液を６００℃に加熱し仮焼体とした。仮
焼体４５ｇをルツボに入れ、窒化ホウ素５ｇと酸化ホウ
素１０ｇを加え、アルゴン雰囲気下で１８００℃−１時
間の加熱処理を行った。冷却後観察したところ内容物の
上部表面は滑らかでありガラス状であった。ルツボを破
壊し内容物を取り出した。内容物は２種類に分かれ底部
には金属の塊があり他のガラス状部分から容易に分離で
きた。金属部分をＸ線マイクロアナライザー（ＥＰＭ
Ａ）で分析したところ、Ｒｕ、Ｒｈ、Ｐｄ、Ｍｏが検出
された。ガラス状部分について、その浸出率をＪＩＳ−
Ｒ３５０２に準じた方式で測定した。浸出率は７×１０
-5g/cm2 ・ｄで従来のガラス固化体とほぼ同程度であ
り、高放射性固化体として十分な化学的耐久性を有して
いることが確認された。
用済燃料中の核分裂生成物の組成をORIGENコードによっ
て計算し、相当する高放射性廃液の模擬廃液を合成し
た。この模擬廃液を６００℃に加熱し仮焼体とした。仮
焼体４５ｇをルツボに入れ、窒化ホウ素５ｇと酸化ホウ
素１０ｇを加え、アルゴン雰囲気下で１８００℃−１時
間の加熱処理を行った。冷却後観察したところ内容物の
上部表面は滑らかでありガラス状であった。ルツボを破
壊し内容物を取り出した。内容物は２種類に分かれ底部
には金属の塊があり他のガラス状部分から容易に分離で
きた。金属部分をＸ線マイクロアナライザー（ＥＰＭ
Ａ）で分析したところ、Ｒｕ、Ｒｈ、Ｐｄ、Ｍｏが検出
された。ガラス状部分について、その浸出率をＪＩＳ−
Ｒ３５０２に準じた方式で測定した。浸出率は７×１０
-5g/cm2 ・ｄで従来のガラス固化体とほぼ同程度であ
り、高放射性固化体として十分な化学的耐久性を有して
いることが確認された。
【００２３】［実験例２］仮焼体４５ｇをルツボに入
れ、窒化ホウ素５ｇとホウケイ酸ガラス５０ｇを加え
て、実験例１と同様の方法により模擬高放射性廃棄物を
処理した。但し加熱温度は１５００℃とした。処理後の
観察結果は、実験例１と同様であった。
れ、窒化ホウ素５ｇとホウケイ酸ガラス５０ｇを加え
て、実験例１と同様の方法により模擬高放射性廃棄物を
処理した。但し加熱温度は１５００℃とした。処理後の
観察結果は、実験例１と同様であった。
【００２４】
【発明の効果】本発明は上記のように高放射性廃棄物の
仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還元剤とホ
ウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下で、還元雰囲
気中において１０００℃以上で加熱溶融処理する方法で
あるから、有用な白金族元素及びＭｏを分離回収でき、
処理プロセスの単純化並びに処理装置の小型化を図るこ
とができる。仮焼により高発熱元素のＣｓを除去できる
ためガラス固化体中の核分裂生成物含有量に関する制限
が解消され、またＭｏを還元分離しているため、ガラス
固化体中の核分裂生成物含有量に関する核分裂生成物溶
解度に係わる制限が解消される。そして残渣酸化物をそ
のままガラス固化体にするため従来のガラス固化処理に
比べて数十分の一もの大幅な減容固化を実現でき、高放
射性廃棄物の貯蔵・処分における大幅な費用削減が可能
となる。
仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還元剤とホ
ウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下で、還元雰囲
気中において１０００℃以上で加熱溶融処理する方法で
あるから、有用な白金族元素及びＭｏを分離回収でき、
処理プロセスの単純化並びに処理装置の小型化を図るこ
とができる。仮焼により高発熱元素のＣｓを除去できる
ためガラス固化体中の核分裂生成物含有量に関する制限
が解消され、またＭｏを還元分離しているため、ガラス
固化体中の核分裂生成物含有量に関する核分裂生成物溶
解度に係わる制限が解消される。そして残渣酸化物をそ
のままガラス固化体にするため従来のガラス固化処理に
比べて数十分の一もの大幅な減容固化を実現でき、高放
射性廃棄物の貯蔵・処分における大幅な費用削減が可能
となる。
【００２５】本発明ではホウ素酸化物を添加して残りの
廃棄物をガラス固化体にしているので、結晶質セラミッ
クス化する場合のような製造条件の精密制御が不要とな
り、均質な且つ品質の安定したガラス固化体を効率よく
且つ容易に製造できる。
廃棄物をガラス固化体にしているので、結晶質セラミッ
クス化する場合のような製造条件の精密制御が不要とな
り、均質な且つ品質の安定したガラス固化体を効率よく
且つ容易に製造できる。
【００２６】本発明ではホウ素又はホウ素化合物を添加
しているため上記の処理を２０００℃以下で行うことが
できる。従って特殊な加熱方式（例えば電子ビーム加熱
やプラズマ加熱等）ではなくヒーター加熱等での処理が
可能となり、また溶融炉に用いる材料も特殊な高融点材
料（例えばトリウム酸化物等）ではなくジルコニア等で
よく、処理設備を容易に且つ安価に構成できる。
しているため上記の処理を２０００℃以下で行うことが
できる。従って特殊な加熱方式（例えば電子ビーム加熱
やプラズマ加熱等）ではなくヒーター加熱等での処理が
可能となり、また溶融炉に用いる材料も特殊な高融点材
料（例えばトリウム酸化物等）ではなくジルコニア等で
よく、処理設備を容易に且つ安価に構成できる。
【図１】本発明方法を用いた処理プロセスの説明図。
【図２】本発明方法で用いる処理装置の一例を示す概念
図。
図。
【図３】本発明方法で用いる処理装置の他の例を示す概
念図。
念図。
１０ 溶融容器 １２ 白金族元素の層 １４ 酸化物の層 １６ 流下ノズル １８ 受容器 ２０ 溶融容器 ２２ 流下ノズル ２４ メタル用受容器 ２８ 流下ノズル ３０ ガラス用受容器
Claims (5)
- 【請求項１】 高放射性廃棄物を仮焼及び気化処理した
仮焼体を、ホウ素又はホウ素化合物からなる還元剤とホ
ウ素酸化物からなるガラス形成剤の存在下で、還元雰囲
気中において１０００℃以上で加熱溶融処理し、仮焼体
中に存在するモリブデンを含む白金族元素を金属状にし
て分離回収し、同時に残りの酸化物をガラス固化するこ
とを特徴とする高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方
法。 - 【請求項２】 還元剤が窒化ホウ素である請求項１記載
の処理方法。 - 【請求項３】 ガラス形成剤が酸化ホウ素又はホウケイ
酸ガラスである請求項１又は２記載の処理方法。 - 【請求項４】 還元剤及びガラス形成剤に加え、ケイ素
化合物又はアルミニウム化合物を添加する請求項１記載
の処理方法。 - 【請求項５】 ガラス形成剤の量が、ガラス固化体の１
５〜８５重量％である請求項１記載の処理方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3168710A JP2551879B2 (ja) | 1991-06-13 | 1991-06-13 | 高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法 |
| GB9212578A GB2257293B (en) | 1991-06-13 | 1992-06-12 | Method of volume-reducing vitrification of high-level radioactive waste |
| FR9207079A FR2677798B1 (fr) | 1991-06-13 | 1992-06-12 | Procede de vitrification reductrice de volume de dechets hautement radioactifs. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3168710A JP2551879B2 (ja) | 1991-06-13 | 1991-06-13 | 高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04366800A JPH04366800A (ja) | 1992-12-18 |
| JP2551879B2 true JP2551879B2 (ja) | 1996-11-06 |
Family
ID=15873018
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3168710A Expired - Fee Related JP2551879B2 (ja) | 1991-06-13 | 1991-06-13 | 高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2551879B2 (ja) |
| FR (1) | FR2677798B1 (ja) |
| GB (1) | GB2257293B (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5461185A (en) * | 1994-04-19 | 1995-10-24 | Forsberg; Charles W. | Radioactive waste material disposal |
| KR0158083B1 (ko) * | 1995-06-07 | 1998-12-15 | 신재인 | 플라이 애쉬를 사용한 고준위방사성폐기물의 유리고화체 제조방법 |
| DE19737891C2 (de) * | 1997-08-29 | 2002-08-01 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Verfahren zur Entsorgung eines mit Radiotoxika kontaminierten Gegenstandes aus Reaktorgraphit oder Kohlestein |
| FR2943835B1 (fr) * | 2009-03-31 | 2011-04-29 | Onectra | Procede de conditionnement de dechets radioactifs sous forme de roche synthetique |
| JP5853857B2 (ja) * | 2012-01-13 | 2016-02-09 | 新日鐵住金株式会社 | 汚染土壌の浄化方法 |
| JP5162721B1 (ja) * | 2012-08-30 | 2013-03-13 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 放射性セシウム含有土壌の処理方法 |
| JP2015190892A (ja) * | 2014-03-28 | 2015-11-02 | 株式会社Ihi | 高レベル放射性廃液ガラス固化設備のルテニウム処理方法及び装置 |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2657265C2 (de) * | 1976-12-17 | 1984-09-20 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Verfestigung von aus der Wiederaufarbeitung von Kernbrenn- und/oder Brutstoffen stammenden radioaktiven Abfallflüssigkeiten in einer Matrix aus Borsilikatglas |
| US4395367A (en) * | 1981-11-17 | 1983-07-26 | Rohrmann Charles A | Process for treating fission waste |
| PH22647A (en) * | 1984-01-16 | 1988-10-28 | Westinghouse Electric Corp | Immobilization of sodium sulfate radwaste |
| FR2596910A1 (fr) * | 1986-04-08 | 1987-10-09 | Tech Nles Ste Gle | Procede pour la preparation d'un verre borosilicate contenant des dechets nucleaires |
| FR2596909B1 (fr) * | 1986-04-08 | 1993-05-07 | Tech Nles Ste Gle | Procede d'immobilisation de dechets nucleaires dans un verre borosilicate |
| JPH0695155B2 (ja) * | 1990-03-15 | 1994-11-24 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
-
1991
- 1991-06-13 JP JP3168710A patent/JP2551879B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-06-12 GB GB9212578A patent/GB2257293B/en not_active Expired - Fee Related
- 1992-06-12 FR FR9207079A patent/FR2677798B1/fr not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2677798B1 (fr) | 1994-11-18 |
| JPH04366800A (ja) | 1992-12-18 |
| GB2257293A (en) | 1993-01-06 |
| GB2257293B (en) | 1994-09-28 |
| GB9212578D0 (en) | 1992-07-29 |
| FR2677798A1 (fr) | 1992-12-18 |
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