JP2854691B2 - 放射性廃棄物の安定化処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の安定化処理方法Info
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- JP2854691B2 JP2854691B2 JP20917190A JP20917190A JP2854691B2 JP 2854691 B2 JP2854691 B2 JP 2854691B2 JP 20917190 A JP20917190 A JP 20917190A JP 20917190 A JP20917190 A JP 20917190A JP 2854691 B2 JP2854691 B2 JP 2854691B2
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Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明はたとえば沸騰水型原子炉(以下、BWRと記
す)を使用した原子力発電所から発生する放射性廃棄物
の安定化処理方法に関する。
す)を使用した原子力発電所から発生する放射性廃棄物
の安定化処理方法に関する。
(従来の技術) BWR原子力発電所から発生する放射性廃液は、従来、
濃縮処理されて、さらにその発生量を低減するために乾
燥処理した後、不飽和ポリエステル樹脂のようなプラス
チック材料で安定化されたり(プラスチック固化)、ゴ
ム状弾性体のような材料をバインダーとして用い中間貯
蔵用のペレットとして安定化(ペレット化)されてい
る。このような放射性廃液の処理法は減容率が高いこと
のために、広く、とくにBWR原子力発電所で採用されて
いる。例えばBWR原子力発電所から発生する濃縮廃液の
場合、廃液をセメント固化する場合に比較して廃棄物の
発生量は1/6から1/10に減少する。
濃縮処理されて、さらにその発生量を低減するために乾
燥処理した後、不飽和ポリエステル樹脂のようなプラス
チック材料で安定化されたり(プラスチック固化)、ゴ
ム状弾性体のような材料をバインダーとして用い中間貯
蔵用のペレットとして安定化(ペレット化)されてい
る。このような放射性廃液の処理法は減容率が高いこと
のために、広く、とくにBWR原子力発電所で採用されて
いる。例えばBWR原子力発電所から発生する濃縮廃液の
場合、廃液をセメント固化する場合に比較して廃棄物の
発生量は1/6から1/10に減少する。
ところで、最近、原子力発電所から発生する低レベル
放射性廃棄物の最終処分の具体化にともないその安定性
評価が行われている。現在、わが国ではこのような低レ
ベル放射性廃棄物は浅地層処分される予定であるが、C
−14のような長寿命の放射性核種が安定評価上重要な意
味を有することが明らかになっており、その処分場での
挙動が、環境への影響評価に重大な役割を果たす。C−
14は原子炉中に存在するO−17の(n,α)反応により生
成されるもので、原子炉一次系からタービン系を経て、
放射性廃液に混じり込み、その廃液中で含有は避けられ
ない。C−14は通常、原子炉水の放射線分解によって発
生する酸素で酸化されて、炭酸イオンとして存在すると
考えられる。この炭酸イオンは原子炉タービン系の復水
浄化系の陰イオン交換樹脂に補足され、この樹脂がカセ
イソーダにより再生処理される場合に炭酸ナトリウムの
形で、再生廃液に取り込まれ、濃縮廃液の主成分である
硫酸ナトリウムに混入する。再生廃液は濃縮処理された
のち固化処理し、最終処分可能な放射性廃棄物パッケー
ジに処理される。
放射性廃棄物の最終処分の具体化にともないその安定性
評価が行われている。現在、わが国ではこのような低レ
ベル放射性廃棄物は浅地層処分される予定であるが、C
−14のような長寿命の放射性核種が安定評価上重要な意
味を有することが明らかになっており、その処分場での
挙動が、環境への影響評価に重大な役割を果たす。C−
14は原子炉中に存在するO−17の(n,α)反応により生
成されるもので、原子炉一次系からタービン系を経て、
放射性廃液に混じり込み、その廃液中で含有は避けられ
ない。C−14は通常、原子炉水の放射線分解によって発
生する酸素で酸化されて、炭酸イオンとして存在すると
考えられる。この炭酸イオンは原子炉タービン系の復水
浄化系の陰イオン交換樹脂に補足され、この樹脂がカセ
イソーダにより再生処理される場合に炭酸ナトリウムの
形で、再生廃液に取り込まれ、濃縮廃液の主成分である
硫酸ナトリウムに混入する。再生廃液は濃縮処理された
のち固化処理し、最終処分可能な放射性廃棄物パッケー
ジに処理される。
現在、これら廃液は上記のプラスチック固化法や、ペ
レット固化法により安定化処理される。濃縮廃液は乾燥
処理された後でプラスチック材料により、廃液主成分で
ある硫酸ナトリウム粉体が固定化されるが、この中に炭
酸ナトリウムの形で溶解しているC−14も取り込まれ
る。ところで、炭酸ナトリウムの溶解度は7.1であるた
めに、プラスチック固化体、あるいは、ペレットが最終
処分後で水と接した場合、これら固化体から水溶性硫酸
ナトリウムが溶解し、これとともに炭酸イオンの中に含
まれるC−14も溶解する。すなわち、プラスチック固化
体、ペレット固化体にC−14は残留することなく、固化
体外に溶解する。このため、固化体にC−14が残留する
ことなく、周辺の水相へ移行する。固化体の安全評価試
験において、このように固化体への残留量と水相への移
行の割合は分配係数として表現され、固化体への残留量
が多く、水相への移行量が少ない、分配係数が大きい状
態が安全性評価上有利なわけである。
レット固化法により安定化処理される。濃縮廃液は乾燥
処理された後でプラスチック材料により、廃液主成分で
ある硫酸ナトリウム粉体が固定化されるが、この中に炭
酸ナトリウムの形で溶解しているC−14も取り込まれ
る。ところで、炭酸ナトリウムの溶解度は7.1であるた
めに、プラスチック固化体、あるいは、ペレットが最終
処分後で水と接した場合、これら固化体から水溶性硫酸
ナトリウムが溶解し、これとともに炭酸イオンの中に含
まれるC−14も溶解する。すなわち、プラスチック固化
体、ペレット固化体にC−14は残留することなく、固化
体外に溶解する。このため、固化体にC−14が残留する
ことなく、周辺の水相へ移行する。固化体の安全評価試
験において、このように固化体への残留量と水相への移
行の割合は分配係数として表現され、固化体への残留量
が多く、水相への移行量が少ない、分配係数が大きい状
態が安全性評価上有利なわけである。
(発明が解決しようとする課題) しかしながら、プラスチック固化体、ペレット固化体
の分配係数はほぼゼロと評価され、安全評価上好ましく
ない。セメント固化体においては、C−14は炭酸カルシ
ウムなどの不溶解性の成分として固化体中に取り込まれ
るために、ほとんど周辺の水相へC−14が移行すること
はない。従って、セメント固化体の分配係数は大きく、
安全性評価上極めて好ましい。
の分配係数はほぼゼロと評価され、安全評価上好ましく
ない。セメント固化体においては、C−14は炭酸カルシ
ウムなどの不溶解性の成分として固化体中に取り込まれ
るために、ほとんど周辺の水相へC−14が移行すること
はない。従って、セメント固化体の分配係数は大きく、
安全性評価上極めて好ましい。
ところで、セメント固化体に比較して減容性が高いプ
ラスチック固化法、ペレット固化法であるが、C−14の
ような長寿命核種の分配係数が小さく好ましくない課題
がある。
ラスチック固化法、ペレット固化法であるが、C−14の
ような長寿命核種の分配係数が小さく好ましくない課題
がある。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、
プラスチック固化法、ペレット固化法の減容性に優れて
いることは保ち、C−14のような長寿命核種に対する分
配係数が大きく安全評価上有利な放射性廃棄物の安定化
処理方法を提供することにある。
プラスチック固化法、ペレット固化法の減容性に優れて
いることは保ち、C−14のような長寿命核種に対する分
配係数が大きく安全評価上有利な放射性廃棄物の安定化
処理方法を提供することにある。
(課題を解決するための手段) 本発明は放射性濃縮廃液に若干量の炭酸ナトリウムを
加え、同じく濃縮廃液中で炭酸ナトリウムとして溶解性
の状態で存在するC−14を、消石灰、あるいは生石灰に
より炭酸イオンを炭酸カルシウムに前処理し、一緒に、
難溶性の炭酸塩に変化させ、これを乾燥処理した後でプ
ラスチック固化、またはペレット化し安定化することを
特徴とする。
加え、同じく濃縮廃液中で炭酸ナトリウムとして溶解性
の状態で存在するC−14を、消石灰、あるいは生石灰に
より炭酸イオンを炭酸カルシウムに前処理し、一緒に、
難溶性の炭酸塩に変化させ、これを乾燥処理した後でプ
ラスチック固化、またはペレット化し安定化することを
特徴とする。
(作用) 濃縮廃液が炭酸ナトリウムで前処理されると、廃液中
に炭酸ナトリウムの状態で存在していた溶解性の炭酸イ
オンは炭酸カルシウムに変化され、水にほとんど溶解し
ない状態になる。ところで、炭酸カルシウムの溶解度は
0.0014で、炭酸ナトリウムの溶解度に比べて約5万分の
1小さい溶解度である。しかし、C−14を含む炭酸イオ
ンの量はきわめて僅かであるので、このような前処理を
しても、炭酸塩はその溶解度に達し、水に溶け込む可能
性がある。したがって、あらかじめ炭酸ナトリウムを炭
酸カルシウムの溶解度を十分に越える程度に加えておく
必要があり、こうすれば、加えられた炭酸イオンととも
にC−14を含む炭酸イオンも共沈し、水にほとんど溶解
しないものにすることができる。このような状態でプラ
スチック固化あるいは、ペレット化処理すれば固化体か
らのこれら炭酸イオンの溶出、水相への移行は極めて小
さくなり、したがって、分配係数が大きくなる。
に炭酸ナトリウムの状態で存在していた溶解性の炭酸イ
オンは炭酸カルシウムに変化され、水にほとんど溶解し
ない状態になる。ところで、炭酸カルシウムの溶解度は
0.0014で、炭酸ナトリウムの溶解度に比べて約5万分の
1小さい溶解度である。しかし、C−14を含む炭酸イオ
ンの量はきわめて僅かであるので、このような前処理を
しても、炭酸塩はその溶解度に達し、水に溶け込む可能
性がある。したがって、あらかじめ炭酸ナトリウムを炭
酸カルシウムの溶解度を十分に越える程度に加えておく
必要があり、こうすれば、加えられた炭酸イオンととも
にC−14を含む炭酸イオンも共沈し、水にほとんど溶解
しないものにすることができる。このような状態でプラ
スチック固化あるいは、ペレット化処理すれば固化体か
らのこれら炭酸イオンの溶出、水相への移行は極めて小
さくなり、したがって、分配係数が大きくなる。
(実施例) (実施例1) C−14を含む炭酸塩の溶解した硫酸ナトリウムの25%
水溶液をBWR原子力発電所から発生する模擬の濃縮廃液
として準備した。これに0.1%の濃度になるように炭酸
ナトリウムを添加した。この模擬濃縮廃液に消石灰を0.
2%加え模擬廃液中の炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿
の十分な熟成の後で、模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体
化した。
水溶液をBWR原子力発電所から発生する模擬の濃縮廃液
として準備した。これに0.1%の濃度になるように炭酸
ナトリウムを添加した。この模擬濃縮廃液に消石灰を0.
2%加え模擬廃液中の炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿
の十分な熟成の後で、模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体
化した。
粉体化した模擬濃縮廃液でプラスチック固化体を製作
した。プラスチック固化体はプラスチック材料としてBW
R原子力発電所の固化処理に用いられているものと同等
の不飽和ポリエステル樹脂を用いた。不飽和ポリエステ
ル樹脂にまず重合開始剤である有機過酸化物を樹脂に対
して約1%加えた。その後で乾燥処理した模擬濃縮廃液
の乾燥粉体を樹脂と粉体の比が40:60になるように混合
した。均一に混合した後で、重合促進剤の有機金属化合
物を不飽和ポリエステル樹脂に対して0.5%の割合で加
えた。約1週間の後で、不飽和ポリエステル樹脂は完全
に硬化しプラスチック固化体となった。この固化体を削
り、固化体の粉体をつくり、これを水中に浸漬し分配係
数の測定を行った。測定の結果は以下の通りである。
した。プラスチック固化体はプラスチック材料としてBW
R原子力発電所の固化処理に用いられているものと同等
の不飽和ポリエステル樹脂を用いた。不飽和ポリエステ
ル樹脂にまず重合開始剤である有機過酸化物を樹脂に対
して約1%加えた。その後で乾燥処理した模擬濃縮廃液
の乾燥粉体を樹脂と粉体の比が40:60になるように混合
した。均一に混合した後で、重合促進剤の有機金属化合
物を不飽和ポリエステル樹脂に対して0.5%の割合で加
えた。約1週間の後で、不飽和ポリエステル樹脂は完全
に硬化しプラスチック固化体となった。この固化体を削
り、固化体の粉体をつくり、これを水中に浸漬し分配係
数の測定を行った。測定の結果は以下の通りである。
水中のC−14濃度 :1.4×10-4μCi/ml 固化体中のC−14濃度:2.3×10-1μCi/ml 分配係数(固化体中のC−14濃度/水中のC−14濃度) =1642ml/g 以上のように分配係数は大幅に改善された。
(実施例2) C−14を含む炭酸塩の溶解した硫酸ナトリウムの25%
水溶液をBWR原子力発電所から発生する模擬の濃縮廃液
として準備した。これに0.1%の濃度になるように炭酸
ナトリウムを添加した。この模擬濃縮廃液に生石灰を0.
2%加え模擬廃液中の炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿
の十分な熟成の後で、模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体
化した。粉体化した模擬濃縮廃液でペレット固化体を製
作した。ペレット固化体はバインダー材料としてBWR原
子力発電所の固化処理に用いられているものと同等のゴ
ム状弾性体を用いた。乾燥処理した模擬濃縮廃液の乾燥
粉体をゴム状弾性体と粉体の比が20:80になるように混
合した。ロール型の圧縮成形機でこの混合物を混練り
し、板状に成形し、これを切断してペレットとした。こ
のペレット固化体を削り、固化体の粉体をつくり、これ
を水中に浸漬し分配係数の測定を行った。測定の結果は
以下の通りである。
水溶液をBWR原子力発電所から発生する模擬の濃縮廃液
として準備した。これに0.1%の濃度になるように炭酸
ナトリウムを添加した。この模擬濃縮廃液に生石灰を0.
2%加え模擬廃液中の炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿
の十分な熟成の後で、模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体
化した。粉体化した模擬濃縮廃液でペレット固化体を製
作した。ペレット固化体はバインダー材料としてBWR原
子力発電所の固化処理に用いられているものと同等のゴ
ム状弾性体を用いた。乾燥処理した模擬濃縮廃液の乾燥
粉体をゴム状弾性体と粉体の比が20:80になるように混
合した。ロール型の圧縮成形機でこの混合物を混練り
し、板状に成形し、これを切断してペレットとした。こ
のペレット固化体を削り、固化体の粉体をつくり、これ
を水中に浸漬し分配係数の測定を行った。測定の結果は
以下の通りである。
水中のC−14濃度 :8.9×10-4μCi/ml 固化体中のC−14濃度:2.4×10-1μCi/ml 分配係数(固化体中のC−14濃度/水中のC−14濃度) =269ml/g 以上のようにプラスチック固化体の場合と同様に分配
係数は大幅に改善された。
係数は大幅に改善された。
本発明によれば、放射性廃棄物の固化体が最終処分さ
れた後で、水と接触するような事態が生じても、廃棄物
固化体中の炭酸イオン水中に移行することがない。した
がって、炭酸イオン中に含まれるC−14も水中に移行す
ることなく、ほとんどが固化体中に残留し、分配係数の
大きな安全評価上極めて有利な固化体を製作することが
できる。もちろん、このように前処理された放射性濃縮
廃液は乾燥処理し、余分な水分が完全に除去された状態
で固化体に処理されるために、従来の減容性は保たれ、
廃棄物発生量の少ない固化処理法である有利性を維持す
ることができる。
れた後で、水と接触するような事態が生じても、廃棄物
固化体中の炭酸イオン水中に移行することがない。した
がって、炭酸イオン中に含まれるC−14も水中に移行す
ることなく、ほとんどが固化体中に残留し、分配係数の
大きな安全評価上極めて有利な固化体を製作することが
できる。もちろん、このように前処理された放射性濃縮
廃液は乾燥処理し、余分な水分が完全に除去された状態
で固化体に処理されるために、従来の減容性は保たれ、
廃棄物発生量の少ない固化処理法である有利性を維持す
ることができる。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 佐藤 龍明 神奈川県川崎市幸区小向東芝町1番地 株式会社東芝総合研究所内 (58)調査した分野(Int.Cl.6,DB名) G21F 9/16 G21F 9/10
Claims (1)
- 【請求項1】放射性濃縮廃液に炭酸カルシウムの飽和溶
解度を上回る炭酸イオンを添加したのち、生石灰または
消石灰を加え、前記廃液中の炭酸イオンを炭酸カルシウ
ムとして沈殿処理し、つぎに前記沈殿物を乾燥処理し、
粉体化したのち、この粉体を固化することを特徴とする
放射性廃棄物の安定化処理方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP20917190A JP2854691B2 (ja) | 1990-08-09 | 1990-08-09 | 放射性廃棄物の安定化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP20917190A JP2854691B2 (ja) | 1990-08-09 | 1990-08-09 | 放射性廃棄物の安定化処理方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0493798A JPH0493798A (ja) | 1992-03-26 |
JP2854691B2 true JP2854691B2 (ja) | 1999-02-03 |
Family
ID=16568511
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP20917190A Expired - Lifetime JP2854691B2 (ja) | 1990-08-09 | 1990-08-09 | 放射性廃棄物の安定化処理方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2854691B2 (ja) |
-
1990
- 1990-08-09 JP JP20917190A patent/JP2854691B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0493798A (ja) | 1992-03-26 |
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