JP3833294B2

JP3833294B2 - Solidification method of radioactive waste

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Publication number: JP3833294B2
Application number: JP01451396A
Authority: JP
Inventors: 龍明佐藤; 尚実豊原; 昌章金子
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1996-01-30
Filing date: 1996-01-30
Publication date: 2006-10-11
Anticipated expiration: 2016-01-30
Also published as: JPH09211194A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所等の放射性物質取扱い施設で発生する中ないし低レベルの放射性廃棄物の固型化方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力発電所等の放射性物質取扱い施設では種々の放射性廃棄物が発生するため、放射性廃棄物の安定化および減容のための各種固型化材料および固型化方法が実用化されている。
【０００３】
これらの放射性廃棄物のうち、廃樹脂や濃縮廃液は次のようにして発生する。すなわち、放射性物質取扱い施設で発生する液体廃棄物の浄化や施設内で発生する水の浄化にはイオン交換樹脂が使用されており、このようなイオン交換樹脂はイオン交換能力が低下してくると薬液により再生されて繰り返し使用されている。しかしながら、再生するごとにイオン交換能力は少しづつ劣化するため、最終的には使用済みイオン交換樹脂として廃棄される。また、樹脂の再生に使われた薬液は、中和濃縮処理されて濃縮廃液として廃棄される。
【０００４】
これらの放射性廃棄物の処理方法として、そのままセメント固化するセメント固化法や、乾燥させた後プラスチックと混合して固化するプラスチック固化法が実用化されている。
【０００５】
また、固化体を作らずに一時的に貯蔵する方法も実用化されている。この方法は、濃縮廃液や廃樹脂を乾燥させた後に小量のバインダを混合してペレット状に成型し、最終固化まで中間貯蔵しておく方法であり、ペレット化法と呼ばれている。
【０００６】
また、放射性廃棄物のうち金属の切断片やフィルターおよびパッキンのような雑固体廃棄物と呼ばれる雑廃棄物については、その種類が非常に多く、形状も複雑である。このため、現時点では 200リットルのドラム缶（以下、 200Ｌドラム缶という。）に入れて施設内に保管されている。このような放射性廃棄物については、固型化材料を 200Ｌドラム缶に流し込み、ドラム缶と廃棄物の間の空間や廃棄物どうしの空間を固型化材料で埋めてしまう方法が考えられている。
【０００７】
さらに、上記濃縮廃液や廃樹脂の中間貯蔵ペレットは、施設により保管方法が異なっているが、最終的には 200Ｌドラム缶に入れられる予定である。これについても、固型化材料を 200Ｌドラム缶に流し込むか、固型化材料とペレット状廃棄物を混練するかのいずれかの方法で固化体とし、最終処分することが検討されている。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
前述した固型化方法は廃棄物を安定化できる技術であるが、処分後の更なる長期安定性を目指すには以下のような問題点があった。
【０００９】
（１）近年、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、¹⁴Ｃやα線を放出するアクチニド元素（α核種）のような長寿命の放射性核種が安全評価上重要な意味を有することが明らかになっている。すなわち、埋設処分によっても長寿命の放射性核種が長期間安定に固化体に保持されていることが必要である。
【００１０】
プラスチック固化法やペレット固化法は、セメント固化法に比べて減容性が高く、これら核種を物理的に閉じ込められるという利点があるが、核種を固化材に吸着させ化学的に閉じ込める観点からは劣ることが知られている。これについては、前処理することによって¹⁴Ｃやα核種を不溶化して固化体からの核種の溶解を低減させる方法等で改善することができるが、設備が複雑となりコストが高くなる問題がある。
【００１１】
このため、中間貯蔵ペレットや雑固体廃棄物に対しては、セメント系固型化材料による固型化方法が検討されている。このセメント固化体については、通常廃棄物に含まれている硫酸ナトリウムが溶出により埋設処理周辺で濃度が高くなると、セメントの¹⁴Ｃの分配係数が徐々に低下する傾向にあり、固型化材料であるセメントの¹⁴Ｃの吸着性を高めることが要求される。
【００１２】
（２）一部の沸騰水型原子力発電所（以下、ＢＷＲ原子力発電所という。）においては、施設内で発生する水の浄化などに中空糸膜フィルタが適用されるなどして、濃縮廃液の主成分が硫酸ナトリウムでなく鉄腐食生成物すなわちクラッドとなることが予想されている。これらクラッド中にはやはり¹⁴Ｃが含まれているが、クラッドの形態は主に水酸化鉄あるいは酸化鉄からなる。
【００１３】
これらクラッドを含む廃液は粘性が高いため、セメント系固型化材料と混練すると、非常に流動性が悪く混ぜ難い。したがって、セメント固化体にする場合には廃棄物の充填量を少なくしなければならない。
【００１４】
このため、セメント系固型化材料のペーストに高流動性を与える物質を添加して混ぜやすくする方法も考えられる。一例として、リグニンスルホン酸系あるいはナフタリンスルホン酸系などの有機流動化剤を添加する方法がある。これを使うことにより混練物の流動性を向上させ、廃棄物の投入量を増やすことが可能となる。しかしながら、このような有機流動化剤は、長期的な分解挙動が明確となっていないなどの懸念がある。
【００１５】
（３）また、前述のように固型化後に最終処分することが検討されている中間貯蔵ペレットのうち、濃縮廃液のペレットをセメント系固型化材料を用いて固化体にすると、濃縮廃液の主成分である硫酸ナトリウムがセメントの混練水によって次式
Ｎａ₂ＳΟ₄＋１０Η₂Ο→Ｎａ₂ＳΟ₄・１０Η₂Ο
に示すように10水塩を形成して膨張し、固化体にひび割れが発生するおそれがあった。これについては、10水塩化しないようにセメントペーストの温度を32.4℃以上にすることによって、固化体の割れ発生を回避する方法が提案されているが、この場合には温度制御のための装置が必要となる。
【００１６】
（４）また、廃樹脂をペレット化した樹脂ペレットをセメント系固型化材料で固型化する際も、イオン交換樹脂が吸水膨張する性質によって、固化体にひび割れが発生するおそれがあった。これについては、あらかじめ樹脂ペレットを吸水膨張させて前処理することにより、固化体の割れ発生を回避する方法が提案されているが、イオン交換樹脂の密度はセメントペーストに比べて低く、セメントペーストの見かけ密度が約 2ｇ／cm²であるのに対して樹脂ペレットの見かけ密度は約 1.1ｇ／cm²であるため、樹脂ペレットとセメントペーストを混合すると樹脂ペレットが浮上し、これを避ける目的で内篭容器に樹脂ペレットを入れて固型化する必要があった。
【００１７】
本発明は、以上述べてきたような課題を解決するためになされたもので、固化体として埋設処分時に被曝評価上問題となる¹⁴Ｃ等の長寿命放射性核種を長期間安定かつ強固に固化体に閉じ込めることができる放射性廃棄物の固型化方法を提供することを目的とする。
【００１８】
さらに本発明は、セメント固化に際して放射性廃棄物の投入量を増加させることができる固型化方法を提供することを目的とする。
【００１９】
すなわち、請求項１の発明の放射性廃棄物の固型化方法は、放射性物質取扱い施設から発生する放射性廃棄物を、高炉スラグが３０〜６０重量％、残部がポルトランドセメントからなる固型化材料に無機混和剤を加えたものを用いて固型化する放射性廃棄物の固型化方法において、前記放射性廃棄物が鉄腐食生成物であって、前記無機混和剤が、縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物、アルミナセメント、および硼酸からなり、かつその配合量が、前記固型化材料１００重量部に対して、縮合リン酸ナトリウム０．１〜２重量部、炭酸塩化合物０．１〜２重量部、アルミナセメント０．５〜４重量部、および硼酸０．０５〜１重量部からなることを特徴とする。
【００２０】
請求項２の発明は、前記放射性廃棄物の固型化は、前記固型化材料に前記無機混和剤を添加して粉末の混合物とし、この混合物と水を混練して得られる固型化剤ペーストを用いて行われることを特徴とする。
【００２１】
請求項３の発明は、前記固型化材料にアルミナセメントを添加して粉末の混合物とし、この混合物を前記縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物及び硼酸を溶解させた混練水により混練して、得られる固型化ペーストを用いて行われることを特徴とする。
【００２２】
請求項４の発明は、放射性物質取扱い施設から発生する放射性廃棄物を、高炉スラグが３０〜６０重量％、残部がポルトランドセメントからなる固型化材料に無機混和剤を加えたものを用いて固型化する放射性廃棄物の固型化方法において、前記前記放射性廃棄物が硫酸ナトリウムを主成分としたペレットであって、前記無機混和剤が、縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物、ベントナイト及びアルミナセメントからなり、かつその配合量が、前記固型化材料１００重量部に対して、縮合リン酸ナトリウム０．１〜２重量部、炭酸塩化合物０．１〜２重量部、アルミナセメント０．５〜４重量部、およびベントナイト０．５〜５重量部からなることを特徴とする。
【００２３】
請求項５の発明は、前記固型化材料に前記無機混和剤を添加して粉末の混合物とし、この混合物と水を混練して得られる固型化剤ペーストを用いて行われることを特徴とする。
【００２４】
請求項６の発明は、前記固型化材料に前記アルミナセメントおよび前記ベントナイトを添加して粉末の混合物とし、この混合物を前記縮合リン酸ナトリウム及び炭酸塩化合物を溶解させた混練水により混練して、得られる固型化ペーストを用いて行われることを特徴とする。
【００２５】
請求項７の発明は、放射性物質取扱い施設から発生する放射性廃棄物を、高炉スラグが３０〜６０重量％、残部がポルトランドセメントからなる固型化材料に無機混和剤を加えたものを用いて固型化する放射性廃棄物の固型化方法において、前記前記放射性廃棄物が使用済みイオン交換樹脂からなるペレットであって、前記無機混和剤が、水ガラスからなり、かつその配合量が、前記固型化材料１００重量部に対して、水ガラス０．５〜５重量部からなることを特徴とする。
【００３０】
原子力発電所等から発生する低レベル放射性廃棄物中の¹⁴Ｃは、炭酸塩の形態で存在すると考えられており、埋設処分場に使用されているセメントに対しては、炭酸塩の形態の¹⁴Ｃは吸着性が比較的高いと考えられている。−方、処分場における固化体の周辺環境は、地下水に固化体中の溶解成分が溶解し、特に廃棄物中の硫酸ナトリウムの濃度や硼酸ナトリウムの濃度が高くなるものと考えられている。硫酸ナトリウム濃度が高くなると、セメントの¹⁴Ｃの分配係数が徐々に低下する傾向にある結果が得られており、硫酸ナトリウムの濃度が地下水中で高くなった場合、セメント固化体中の¹⁴Ｃが徐々に流出する懸念がある。このため、セメントの¹⁴Ｃ吸着性を高めることは、放射性廃棄物をセメント固化体にして最終処分する上で重要である。
【００３１】
本発明者らは、ポルトランドセメントに高炉スラグを配合した固型化材料を用いることで、¹⁴Ｃのセメントへの吸着性が高められることを見いだした。配合は、重量％で高炉スラグが30〜60％、残部をポルトランドセメントにすることで、従来のセメント系固型化材料に比較して高い分配係数が得られ、その中でも高炉スラグの添加量が40〜50重量％の範囲で分配係数はピークとなる。なお、高炉スラグとは、溶鉱炉で金属を融解するときに石灰石等の融剤の添加により意識的に生成させる人工的な混合物であり、ＳｉΟ₂が主成分である。
【００３２】
また、一部の原子力発電所等では、鉄腐食生成物（鉄クラッド）が主成分の放射性廃液が発生する。これをセメント系固型化材料により固型化する際は、流動化剤等の混和剤を配合して流動性を改善する必要がある。これは、前述したように、鉄クラッド主成分の濃縮廃液の粘性が非常に高く流動性が悪いためである。
【００３３】
これを改善するため、本発明者らは、セメント系固型化材料 100重量部に対して縮合リン酸ナトリウム 0.1〜 2重量部、炭酸塩化合物 0.1〜 2重量部、アルミナセメント 0.5〜 4重量部、硼酸0.05〜 1重量部からなる無機の混和剤を用いることで混練後の流動性を大幅に向上させ、固化体中の廃棄物の充填量を大幅に増やせることを見いだした。また、本混和剤は無機物で構成されているため、長期的な劣化もなく、固型化材料の核種吸着性を阻害することもない。このため、上記固型化材料に本混和剤を用いることで、¹⁴Ｃの閉込め性が高く、かつ高い減容性を有する固化体を作製することが可能となった。
【００３４】
上記の無機の混和剤は各々添加役割が分担されており、縮合リン酸ナトリウムと炭酸塩化合物は、セメント系固型化材料に分散性を付与するとともに、流動性の維持時間を著しく延長させる。また、アルミナセメントと硼酸は、縮合リン酸ナトリウムの作用による硬化遅延を防止するとともに、流動性維持時間に影響を与えないことを目的に添加する。なお、無機混和剤の添加量が上記限定値よりも少ないと期待された効果が得られず、逆に限定値以上にすると固型化材ペース卜流動性の低下や凝結異常（瞬結）等のトラブルを招くことも確認している。また、上記の無機混和材料は、市販されているいずれのグレードも使用が可能である。
【００３５】
固型化の対象となる廃棄物が、原子力発電所等から発生する硫酸ナトリウム主成分の濃縮廃液のペレット（以下、濃縮廃液ペレットという。）である場合、セメント系固型化材料を用いて常温で固型化すると、前述したように濃縮廃液の主成分である硫酸ナトリウムが10水塩化して固化体にひび割れが発生する。
【００３６】
このため、ひび割れのない濃縮廃液ペレットの固化体を作製することを目的に種々の検討を行った結果、セメント系固型化材料 100重量部に対して縮合リン酸ナトリウム 0.1〜 2重量部、炭酸塩化合物 0.1〜 2重量部、ベントナイト 0.5〜 5重量部、アルミナセメント 0.5〜 4重量部からなる無機の混和剤を用いることで濃縮廃液ペレットを良好な固化体にすることができることを見いだした。また、本混和剤は無機物で構成されているため長期的な劣化もない。このため、上記本発明の固型化材料に本混和剤を用いることで、¹⁴Ｃの閉込め性が高く、かつ、高い減容性を有する廃棄体を作製することが可能となった。
【００３７】
上記無機の混和剤は各々添加役割が分担されており、縮合リン酸ナトリウムと炭酸塩化合物は、前述と同じ目的で添加している。ベントナイトは吸水膨脹性に優れる。このため、硫酸ナトリウムの10水塩化を抑制する効果がある。さらにアルミナセメントは、セメントの硬化を促進して硬化時間を早め、硫酸ナトリウムの10水塩化が進む前に固化体とすることを目的に添加する。なお、無機混和剤の添加量が上記限定値よりも少ないと期待された効果が得られず、逆に限定値以上にすると固型化材ペースト流動性の低下や凝結異常（瞬結）等のトラブルを招くことも確認している。なお、上記の無機混和材料は、市販されているいずれのグレードも仕様が可能である。
【００３８】
固型化の対象となる廃棄物が、原子力発電所等から発生する使用済みイオン交換樹脂のペレット（以下、樹脂ペレットという。）である場合、内篭容器等を用いずにセメント系固型化材料にて固型化すると、前述したように樹脂ペレットと固型化材ペーストの比重差によって樹脂ペレットが浮上してしまう問題がある。このため、種々の検討を行った結果、セメント系固型化材料と混練水の混合ペーストに、セメント系固型化材料 100重量部に対して水ガラスを 0.5〜 5重量部添加して粘性を上げることにより、樹脂ペレットの浮上を防止して良好に固型化できることを見いだした。水ガラスの添加量が 0.5重量部以下だと期待された効果が得られず、逆に 5重量部以上添加すると混練物の粘性が高くなりすぎて廃棄物充填量の低下を招く。なお、水ガラスを添加して固型化材ペーストの粘度を50ｄPa・s 以上にすることで、樹脂ペレットの浮上を防止できることも発見している。さらに、セメント系固型化材料として、高炉スラグが30〜60重量％、残部がポルトランドセメントからなる固型化材料を適用することにより、¹⁴Ｃ等の長寿命核種についても閉込め性の高い固化体とすることが可能となる。
【００３９】
上記した本発明の放射性廃棄物の固型化方法について実施した試験例を、以下発明の実施の形態にて説明する。
【００４０】
【発明の実施の形態】
図１は、本発明の放射性廃棄物の固型化方法の構成、作用、効果をフロー図にして示すもので、まずステップ１００にて、放射性廃棄物を、高炉スラグ30〜60重量％と、残部ポルトランドセメントからなる固型化材料を用いて固型化することを示している。
【００４１】
次にステップ１０１〜１０３にて、固化処理する放射性廃棄物の種類に応じて、前述の固型化材料に対して混合すべき無機混和剤を示している。すなわち、ステップ１０１では、放射性廃棄物が鉄腐食生成物を主成分とする廃棄物であるとき、無機混和剤として、ステップ１００で示した固型化材料 100重量部に対して、縮合リン酸ナトリウム 0.1〜 2重量部、炭酸塩化合物 0.1〜 2重量部、アルミナセメント 0.5〜 4重量部、および硼酸0.05〜 1重量部を添加することを示している。
【００４２】
ステップ１０２では、放射性廃棄物が硫酸ナトリウム主成分の濃縮廃液ペレットのとき、無機混和剤として、ステップ１００で示した固型化材料 100重量部に対して、縮合リン酸ナトリウム 0.1〜 2重量部、炭酸塩化合物 0.1〜 2重量部、ベントナイト 0.5〜 5重量部、およびアルミナセメント 0.5〜 4重量部を添加することを示している。
【００４３】
ステップ１０３では、放射性廃棄物が樹脂ペレットのとき、無機混和剤として、ステップ１００で示した固型化材料 100重量部に対して、水ガラスを 0.5〜 5重量部添加することを示している
以下、図１の各ステップ１００〜１０３に示す放射性廃棄物の固型化方法の実施の形態を、図２、図３および表１〜３に基づいて説明する。
【００４４】
まず、ステップ１００に対応する第１の実施の形態を説明する。
固型化材料としてポルトランドセメントに種々の割合で高炉スラグを配合し、原料を調合した。ポルトランドセメントと高炉スラグを均一に混合した後、水を添加して約 5分間ミキサーで混練して固化体を作製した。この固化体を室温で相対湿度90％以上に保持して28日間養生した後、42メッシュ以下に粉砕し、この粉砕物を 5ｇ分取した。
【００４５】
ついで、分取した固化体粉砕物を、¹⁴Ｃが185 Bq／mlの濃度で添加されている 6重量％硫酸ナトリウム水溶液50ｍｌ中に添加し、10℃の恒温槽に７日間保持した。この後、0.45μm のポアサイズであるミリポアフィルターで瀘過し、瀘液中の¹⁴Ｃ濃度を液体シンチレーションカウンターで測定した。これらの測定値を用いて、分配係数を以下の式

により求めた。分配係数が大きい方が、固化体への核種残留量が多く、水相への移行量が少ないことを示す。すなわち、放射性核種の吸着性（閉込め性）に優れていることを表す。
【００４６】
図２は、試験結果を示すもので、固型化材料における高炉スラグの添加量（重量％）と固化体の放射性核種の分配係数（ml／ｇ）の関係を表している。この図からも明らかなように、¹⁴Ｃ（図２中○印）については、高炉スラグの添加量が30〜60重量％の範囲で特に分配係数が高く、従来のセメント（ポルトランドセメントのみ、すなわち高炉スラグの添加量が 0重量％）の分配係数に比べて約 3倍高い結果が得られた。
【００４７】
なお、図２に示すように、処分場での被曝評価上¹⁴Ｃと並んで重要なα核種（²³⁸Ρｕおよび²⁴¹Ａｍ）についても同様に分配係数を求めたが、高炉スラグの添加量に依存せず、いずれも高い分配係数が得られた。
【００４８】
次に、図１のステップ１０１に対応する第２の実施の形態を説明する。
ここでは、前述のポルトランドセメントと高炉スラグからなる¹⁴Ｃ閉込め性を高めた固型化材料を用いて、これに縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物、アルミナセメント、硼酸からなる無機混和剤を配合して、酸化鉄を模擬の鉄クラッド（廃棄物主成分）として固型化する試験を行った。
【００４９】
すなわち、ポルトランドセメントと高炉スラグが重量比で１：１からなる固型化材料 100重量部に対して、無機混和剤として縮合リン酸ナトリウム（へキサメタリン酸ナトリウムあるいはウルトラポリリン酸ナトリウム） 0.6重量部、炭酸塩化合物（炭酸カリウムあるいは炭酸ナトリウム） 0.6重量部、アルミナセメント 1重量部、硼酸 0.2重量部を混合し調整した。これに混練水を加えた材料で、模擬の鉄クラッドとして酸化鉄を混練固化した。
【００５０】
酸化鉄の配合量は、ポルトランドセメントと高炉スラグを合わせた固型化材料 100重量部に対して 5〜30重量部の範囲で変動させ、この際の混練物の流動性がフロー値（ＪＩＳ R 5201セメントの物理試験方法に準拠）で 250mm以上、粘度で10〜25dP・s の範囲になるように混練水量を調節した。これは、固型化材料と廃棄物の混合物を容器に流し込むことのできる流動性の目安として設定した。なお、無機混和剤添加による流動性への影響を確認するため、無機混和剤を添加しない場合についても上記と同様の固化試験を行った。試験結果を表１に示す。
【００５１】
【表１】

表１中、水／セメント比は固型化材料に対する水の重量比であり、固化体圧縮強度は固型化して28日後に測定した値を示す。また、実施例９におけるアルミナセメントを除く無機混和剤は混練水に溶解させて使用したものである。
【００５２】
表１に示すように、無機混和剤添加の有無にかかわらず、酸化鉄の混練量が増すほど、所定の流動性を得るための水／セメント比（固型化材料に対する水の重量比）が高くなる傾向にあった。しかしながら、混練する酸化鉄量が同じ場合、無機混和剤を添加することによって、水／セメント比を大幅に低減できることが確認された。これによって、固化体作製時に問題となるブリージング水の発生および収縮が改善でき、かつ、固化体の強度を向上できることが確認された。
【００５３】
この結果から求めた総量 200Ｌ当たりの酸化鉄投入量と水／セメント比の関係を図３に示す。この図から明らかなように、廃棄物投入量が同じ場合、本発明の無機混和剤を配合することによって、前述したように所定の流動性を得るための水／セメント比を大幅に低減することができた。また、鉄クラッドは、比較的放射線量が高い廃棄物であるために、今後の処分動向を考慮すると、20 MPa程度以上の固化体強度が必要となることが考えられる。このため、固化体圧縮強度20 MPa以上を基準とすると、総量 200Ｌ当たりの廃棄物混練量は固型化材料のみの場合が約30kgであるのに対して、無機添加剤を配合した場合は約60kgの廃棄物を投入できることが確認された。
【００５４】
また、縮合リン酸ナトリウムとしてへキサメタリン酸ナトリウムおよびウルトラポリリン酸ナトリウム、炭酸塩化合物として炭酸カリウムおよび炭酸ナトリウムを用いたが、表１に示す実施例６，７，８からも明らかなように、いずれでも効果は同じであり、良好な結果が得られた。
【００５５】
次に、無機混和剤の添加方法の違いによる影響を確認するため、表１に実施例９として示すように、ポルトランドセメントと高炉スラグが重量比で１：１からなる固型化材料 100重量部に対して、アルミナセメント 1重量部を混合した後、あらかじめ水にへキサメタリン酸ナトリウム 0.6重量部、炭酸カリウム 0.6重量部、硼酸 0.2重量部を溶解したものを混練水として用いて混練した。ついで、このペーストに、模擬の鉄クラッドとして酸化鉄を固型化材料 100重量部に対して30重量部の割合で投入混練して、実施例１〜８と同様に試験を実施した。
【００５６】
表１に示すように、溶解性の無機混和剤をあらかじめ水に溶解させて用いた場合、模擬クラッドである酸化鉄30重量部を混練して所定の流動性を得るために必要な水／セメント比は72／100 であり、得られた固化体の圧縮強度は23.1 MPaであった。これは、無機混和剤をセメント系固型化材料と直接混合した場合の結果とほぼ同様であり、無機混和剤を配合しない方法に比べて、水／セメント比の低減および固化体の強度向上に効果のあることが確認された。
【００５７】
次に、図１のステップ１０２に対応する第３の実施の形態を説明する。
ここでは、前述のポルトランドセメントと高炉スラグからなる¹⁴Ｃ閉込め性を高めた固型化材料を用いて、これに縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物、べントナイト、アルミナセメントからなる無機混和剤を配合して、濃縮廃液ペレットを固型化する試験を行った。
【００５８】
すなわち、ポルトランドセメントと高炉スラグが重量比で１：１からなる固型化材料 100重量部に対して、無機混和剤として縮合リン酸ナトリウム（へキサメタリン酸ナトリウムあるいはウルトラポリリン酸ナトリウム） 0.6重量部、炭酸塩化合物（炭酸カリウムあるいは炭酸ナトリウム） 0.6重量部、べントナイト 2.5〜 5重量部、アルミナセメント 1〜 3重量部を混合し調整した。これに混練水を加えた固型化材料で、濃縮廃液ペレットを混練固化した。濃縮廃液ペレットの配合量は固型化材料 100重量部に対して74重量部とし、水／セメント比は45／100 とした。試験結果を表２に示す。
【００５９】
【表２】

表２中、水／セメント比は固型化材料に対する水の重量比である。また、実施例１６におけるヘキサメタリン酸ナトリウムと炭酸カリウムは混練水に溶解させて使用したものである。
【００６０】
表２に比較例７，８で示すように、ポルトランドセメントと高炉スラグからなる固型化材料のみで濃縮廃液ペレットを固型化した場合、および固型化材料に縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物、アルミナセメント、硼酸からなる無機混和剤を配合して濃縮廃液ペレットを固型化した場合には、硫酸ナトリウムの10水塩化により固化体にひび割れが入った。
【００６１】
しかしながら、表２に実施例１０〜１６で示すように、ポルトランドセメントと高炉スラグからなる固型化材料に縮合リン酸ナトリウム、炭酸塩化合物、ベントナイト、アルミナセメントからなる無機混和剤を配合して濃廃ペレットを固型化する方法によれば、ひび割れ等も起こらずに良好なセメント固化体が得られた。
【００６２】
また、縮合リン酸ナトリウムとしてへキサメタリン酸ナトリウムおよびウルトラポリリン酸ナトリウム、炭酸塩化合物として炭酸カリウムおよび炭酸ナトリウムを用いたが、いずれでも効果は同じであった（表２中、実施例１４、１５）。
【００６３】
さらに、無機混和剤の添加方法の違いによる影響を確認するため、実施例１６では無機混和剤のうち水に溶解性のへキサメタリン酸ナトリウム、炭酸カリウムを混練水に溶解させて固型化材料に添加して濃縮廃液ペレットを固型化したが、得られた固化体にはひび割れなども見られず良好であり、無機混和剤の添加方法の違いによる影響がないことが確認された。
【００６４】
次に、図１のステップ１０３に対応する第４の実施の形態を説明する。
ここでは、ポルトランドセメントと高炉スラグからなる¹⁴Ｃ閉込め性を高めた固型化材料を用いて、これに水ガラスを無機混和剤として配合して、樹脂ペレットを固型化する試験を行った。
【００６５】
すなわち、ポルトランドセメントと高炉スラグが重量比で１：１からなる固型化材料 100重量部に対して混練水45重量部を加えて混練し、ついで水ガラスを固型化材料 100重量部に対して 1および 4重量部の割合で添加混練した。このペーストに樹脂ペレット66重量部をさらに投入して混練固化した。なお、樹脂ペレットは混練水を吸水して膨張するため、あらかじめセメント成分の飽和溶解水で膨張前処理して行った。試験結果を表３に示す。
【００６６】
【表３】

【００６７】
表３に実施例１７，１８で示すように、水ガラスの増粘作用により樹脂ペレットが浮上せず、良好な固化体とすることができた。
【００６８】
比較のため、水ガラスを添加せずに固化した際は、樹脂ペレットがセメントペーストとの比重差により浮上して、固化体の上部に樹脂ペレットのみの層ができて固型化することができなかった。
【００６９】
【発明の効果】
上記したように、本発明によれば、ポルトランドセメントと高炉スラグを配合して放射性廃棄物を固化することにより、処分場における被曝評価上重要な核種である¹⁴Ｃ等の長半減期核種に対して、閉込め性に優れた放射性廃棄物の固化体を容易に形成することができる。また、従来セメントでの固定化が困難であった鉄クラッドを主成分とする廃棄物、濃縮廃液ペレットおよび樹脂ペレットについては、上記固型化材料に核種閉込め性を阻害しない無機混和剤を添加することによって、長期的にも安定でかつ良好なセメント固化体とすることが可能となった。さらに、温度制御や特殊な容器を用いる必要がないため、放射性廃棄物処理の費用低減にも寄与する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の放射性廃棄物の固型化方法を示すフロー図である。
【図２】本発明にかかるポルトランドセメントと高炉スラグからなる固型化材料の高炉スラグの添加量による¹⁴Ｃの分配係数の依存性を示す特性図である。
【図３】本発明にかかる鉄クラッドの固型化方法の効果を説明するためのセメントペーストおよび固化体の物性を示す特性図である。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a method for solidifying a medium to low level radioactive waste generated in a radioactive material handling facility such as a nuclear power plant.
[0002]
[Prior art]
Since various radioactive wastes are generated in radioactive material handling facilities such as nuclear power plants, various solidification materials and solidification methods for stabilizing and reducing the volume of radioactive waste have been put to practical use.
[0003]
Among these radioactive wastes, waste resin and concentrated waste liquid are generated as follows. In other words, ion exchange resins are used to purify liquid waste generated in radioactive material handling facilities and water generated in the facilities, and such ion exchange resins have reduced ion exchange capacity. Recycled with chemicals and used repeatedly. However, since the ion exchange capacity gradually deteriorates every time it is regenerated, it is finally discarded as a used ion exchange resin. Further, the chemical solution used for resin regeneration is subjected to neutralization concentration treatment and discarded as a concentrated waste solution.
[0004]
As a method for treating these radioactive wastes, a cement solidification method in which cement is solidified as it is or a plastic solidification method in which it is solidified by being mixed with plastic after drying is put into practical use.
[0005]
In addition, a method of temporarily storing without making a solidified body has been put into practical use. This method is a method of drying a concentrated waste liquid or waste resin, mixing a small amount of a binder, forming it into a pellet, and storing it in an intermediate state until final solidification, and is called a pelletization method.
[0006]
Further, among radioactive wastes, miscellaneous wastes called miscellaneous solid wastes such as metal cut pieces, filters, and packings are very many and complicated in shape. For this reason, it is currently stored in the facility in a 200-liter drum (hereinafter referred to as a 200-liter drum). For such radioactive waste, a method is considered in which the solidification material is poured into a 200-liter drum, and the space between the drum and the waste or between the wastes is filled with the solidification material.
[0007]
Furthermore, the intermediate waste pellets of the above-mentioned concentrated waste liquid and waste resin will be put in a 200 L drum can in the end, although the storage method differs depending on the facility. With regard to this as well, it has been studied to form a solidified material by either pouring the solidified material into a 200-liter drum or kneading the solidified material and pellet-like waste, and final disposal.
[0008]
[Problems to be solved by the invention]
The solidification method described above is a technology that can stabilize waste, but there are the following problems in order to achieve further long-term stability after disposal.
[0009]
(1) In recent years, with the final disposal of low-level radioactive waste generated from nuclear power plants,¹⁴It has been clarified that long-lived radionuclides such as actinide elements (α nuclides) that emit C and α rays have an important meaning in safety evaluation. That is, it is necessary that the long-lived radionuclide be stably retained in the solidified body for a long period of time even by burying disposal.
[0010]
The plastic solidification method and the pellet solidification method are more volume-reducing than the cement solidification method, and have the advantage that these nuclides can be physically confined, but they are inferior from the viewpoint of chemically confining the nuclides to the solidification material. It is known. About this by pre-processing¹⁴It can be improved by a method of insolubilizing C and α nuclides to reduce dissolution of nuclides from the solidified body, but there is a problem that the equipment becomes complicated and the cost becomes high.
[0011]
For this reason, solidification methods using cement-based solidification materials have been studied for intermediate storage pellets and miscellaneous solid waste. With regard to this cement solidified body, when the concentration of sodium sulfate usually contained in waste increases due to elution,¹⁴The distribution coefficient of C tends to decrease gradually, and the cement of solidified material¹⁴It is required to increase the adsorptivity of C.
[0012]
(2) In some boiling water nuclear power plants (hereinafter referred to as BWR nuclear power plants), a hollow fiber membrane filter is applied to purify water generated in the facility, etc. It is expected that the main component will be iron corrosion products or clads rather than sodium sulfate. After all these clads¹⁴Although C is contained, the form of the cladding is mainly composed of iron hydroxide or iron oxide.
[0013]
Since the waste liquid containing these clads has a high viscosity, when mixed with a cement-based solidifying material, the fluidity is very poor and difficult to mix. Therefore, when making cement solidified, the filling amount of waste must be reduced.
[0014]
For this reason, a method of adding a substance that gives high fluidity to the cement-based solidifying material paste to facilitate mixing is also conceivable. As an example, there is a method of adding an organic fluidizing agent such as lignin sulfonic acid or naphthalene sulfonic acid. By using this, the fluidity of the kneaded product can be improved and the amount of waste input can be increased. However, such an organic fluidizing agent has a concern that long-term decomposition behavior is not clear.
[0015]
(3) Of the intermediate storage pellets that are being considered for final disposal after solidification as described above, if the pellets of the concentrated waste liquid are solidified using a cement-based solidifying material, The main component sodium sulfate is mixed with cement kneading water to
Na₂SΟ_Four+ 10cm₂Ο → Na₂SΟ_Four・ 10cm₂Ο
As shown in FIG. 1, there was a possibility that a 10 hydrate was formed and expanded, and the solidified body was cracked. For this, a method has been proposed to avoid cracking of the solidified body by setting the temperature of the cement paste to 32.4 ° C or higher so as not to cause water chlorination, but in this case, an apparatus for temperature control is proposed. Necessary.
[0016]
(4) Also, when resin pellets obtained by pelletizing waste resin are solidified with a cement-based solidifying material, cracks may occur in the solidified body due to the property that the ion exchange resin absorbs and expands. For this, a method has been proposed in which the resin pellets are preliminarily expanded by water absorption to avoid cracking of the solidified body, but the density of the ion exchange resin is lower than that of the cement paste. Apparent density is about 2g / cm²In contrast, the apparent density of the resin pellets is about 1.1 g / cm²Therefore, when resin pellets and cement paste are mixed, the resin pellets float and it is necessary to solidify the resin pellets in the inner container for the purpose of avoiding this.
[0017]
The present invention has been made in order to solve the problems as described above, and becomes a problem in exposure evaluation at the time of disposal as a solidified body.¹⁴An object of the present invention is to provide a method for solidifying radioactive waste that can confine long-lived radionuclides such as C in a solidified body stably and firmly for a long period of time.
[0018]
Furthermore, an object of the present invention is to provide a solidification method capable of increasing the input amount of radioactive waste during cement solidification.
[0019]
  That is, in the method for solidifying radioactive waste according to the first aspect of the present invention, the radioactive waste generated from the radioactive material handling facility is converted into a solidified material consisting of 30-60% by weight of blast furnace slag and the remainder of Portland cement. Solidify with the addition of inorganic admixtureIn the solidification method of radioactive waste, the radioactive waste is an iron corrosion product, and the inorganic admixture is composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, alumina cement, and boric acid, and its blending amount However, 0.1 to 2 parts by weight of condensed sodium phosphate, 0.1 to 2 parts by weight of carbonate compound, 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement, and 0 to boric acid with respect to 100 parts by weight of the solidified material. 0.05 to 1 part by weight.
[0020]
  The invention of claim 2Solidification of the radioactive waste is performed using a solidification agent paste obtained by adding the inorganic admixture to the solidification material to form a powder mixture and kneading the mixture and water. It is characterized by.
[0021]
  The invention of claim 3Alumina cement is added to the solidified material to form a powder mixture, and this mixture is kneaded with kneaded water in which the condensed sodium phosphate, carbonate compound and boric acid are dissolved, and the resulting solidified paste is used. It is characterized by being performed.
[0022]
  The invention of claim 4Radioactive waste generated from radioactive material handling facilities is solidified using a solidified material consisting of 30-60% by weight of blast furnace slag and the remainder of Portland cement plus an inorganic admixture. In the solidification method, the radioactive waste is a pellet mainly composed of sodium sulfate, and the inorganic admixture is composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, bentonite, and alumina cement, and its blending amount However, 0.1 to 2 parts by weight of condensed sodium phosphate, 0.1 to 2 parts by weight of carbonate compound, 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement, and 0 to bentonite with respect to 100 parts by weight of the solidified material. 0.5 to 5 parts by weight.
[0023]
  The invention of claim 5The inorganic admixture is added to the solidifying material to form a powder mixture, and the solidifying agent paste obtained by kneading the mixture and water is used.
[0024]
  The invention of claim 6The solidified paste obtained by adding the alumina cement and the bentonite to the solidified material to obtain a powder mixture, and kneading the mixture with kneaded water in which the condensed sodium phosphate and carbonate compound are dissolved. It is performed using.
[0025]
  The invention of claim 7Radioactive waste generated from radioactive material handling facilities is solidified using a solidified material consisting of 30-60% by weight of blast furnace slag and the remainder of Portland cement plus an inorganic admixture. In the solidification method, the radioactive waste is a pellet made of a used ion exchange resin, the inorganic admixture is made of water glass, and the blending amount thereof is 100 parts by weight of the solidification material. On the other hand, it consists of 0.5 to 5 parts by weight of water glass.
[0030]
In low-level radioactive waste generated from nuclear power plants, etc.¹⁴C is thought to exist in the form of carbonates, and for cement used in buried disposal sites, it is in the form of carbonates.¹⁴C is considered to have a relatively high adsorptivity. -On the other hand, the surrounding environment of the solidified body in the disposal site is considered to be that the dissolved components in the solidified body dissolve in the groundwater, and in particular, the concentration of sodium sulfate and sodium borate in the waste becomes high. As the sodium sulfate concentration increases, the cement¹⁴As a result, the distribution coefficient of C tends to gradually decrease, and when the concentration of sodium sulfate is increased in the groundwater,¹⁴There is concern that C will gradually flow out. Because of this, cement¹⁴Increasing the C adsorptivity is important for final disposal of radioactive waste as a solidified cement.
[0031]
The present inventors use a solidified material in which blast furnace slag is blended with Portland cement,¹⁴It was found that the adsorptivity of C to cement was enhanced. By blending 30% to 60% of blast furnace slag by weight and the remainder to Portland cement, a high distribution coefficient can be obtained compared to conventional cement-based solidified materials. Among them, the amount of blast furnace slag added is The distribution coefficient peaks in the range of 40 to 50% by weight. Blast furnace slag is an artificial mixture that is consciously produced by adding a flux such as limestone when melting metal in a blast furnace.₂Is the main component.
[0032]
Further, in some nuclear power plants, radioactive waste liquid mainly composed of iron corrosion products (iron clad) is generated. When solidifying this with a cement-based solidifying material, it is necessary to improve the fluidity by blending an admixture such as a fluidizing agent. This is because, as described above, the concentrated waste liquid mainly composed of iron clad has a very high viscosity and poor fluidity.
[0033]
In order to improve this, the present inventors have made 0.1 to 2 parts by weight of condensed sodium phosphate, 0.1 to 2 parts by weight of carbonate compound, 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement with respect to 100 parts by weight of cement-based solidifying material. It was found that by using an inorganic admixture composed of 0.05 to 1 part by weight of boric acid, the fluidity after kneading was greatly improved, and the filling amount of waste in the solidified body could be greatly increased. Further, since the present admixture is composed of an inorganic substance, there is no long-term deterioration and the nuclide adsorption property of the solidified material is not hindered. For this reason, by using this admixture for the solidified material,¹⁴It became possible to produce a solidified body having high C confinement and high volume reduction.
[0034]
Each of the above-mentioned inorganic admixtures has an added role, and the condensed sodium phosphate and the carbonate compound impart dispersibility to the cement-based solidified material and significantly extend the fluidity maintenance time. Alumina cement and boric acid are added for the purpose of preventing delay in hardening due to the action of condensed sodium phosphate and not affecting fluidity maintenance time. In addition, if the added amount of the inorganic admixture is less than the above-mentioned limit value, the expected effect cannot be obtained. Conversely, if it exceeds the limit value, the solidified material pace 卜 fluidity decreases and the setting abnormality (instantaneous setting), etc. It has also been confirmed that it will cause trouble. Moreover, the said inorganic admixture material can use any grade currently marketed.
[0035]
  The waste to be solidified is a concentrated waste liquid containing sodium sulfate as a main component generated from nuclear power plants, etc.pellet(Hereinafter referred to as “concentrated waste liquid pellets”), when solidified at room temperature using a cement-type solidifying material, sodium sulfate, which is the main component of the concentrated waste liquid, is water-chlorinated to 10 solidified as described above. Cracks occur.
[0036]
For this reason, as a result of various studies for the purpose of producing a solidified solid waste pellet without cracks, 0.1 to 2 parts by weight of condensed sodium phosphate, 100 parts by weight of cementitious solidified material, It has been found that the concentrated waste pellets can be made into a solidified body by using an inorganic admixture composed of 0.1 to 2 parts by weight of a salt compound, 0.5 to 5 parts by weight of bentonite and 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement. Moreover, since this admixture is comprised with the inorganic substance, there is no long-term deterioration. For this reason, by using this admixture for the solidifying material of the present invention,¹⁴It became possible to produce a waste body having high confinement of C and high volume reduction.
[0037]
Each of the inorganic admixtures has an added role, and the condensed sodium phosphate and the carbonate compound are added for the same purpose as described above. Bentonite is excellent in water swellability. For this reason, there exists an effect which suppresses 10 water chloride of sodium sulfate. Furthermore, the alumina cement is added for the purpose of accelerating the hardening of the cement to shorten the hardening time and to make it into a solidified body before the 10 water chloride of sodium sulfate proceeds. In addition, the expected effect cannot be obtained if the amount of the inorganic admixture added is less than the above-mentioned limit value. Conversely, if the addition amount exceeds the limit value, the solidifying material paste fluidity is decreased, or abnormal solidification (instantaneous setting) is caused. It has also been confirmed that it causes trouble. The above-mentioned inorganic admixture can be specified for any commercially available grade.
[0038]
  The waste to be solidified is used ion exchange resin generated from nuclear power plants, etc.pellet(Hereinafter referred to as “resin pellets”), when solidified with a cement-based solidifying material without using an inner container or the like, the resin is caused by the difference in specific gravity between the resin pellet and the solidifying material paste as described above. There is a problem that the pellets float. For this reason, as a result of various studies, 0.5 to 5 parts by weight of water glass was added to 100 parts by weight of cementitious solidifying material in the mixed paste of cementitious solidifying material and kneaded water to increase the viscosity. It was found that the resin pellets can be solidified well by preventing the resin pellets from rising. If the amount of water glass added is 0.5 parts by weight or less, the expected effect cannot be obtained. Conversely, if the amount of water glass added is 5 parts by weight or more, the viscosity of the kneaded product becomes too high, resulting in a decrease in the amount of waste. It has also been discovered that resin pellets can be prevented from floating by adding water glass to increase the viscosity of the solidifying material paste to 50 dPa · s or more. Furthermore, as a cement-based solidification material, by applying a solidification material in which the blast furnace slag is 30 to 60% by weight and the balance is Portland cement,¹⁴For long-lived nuclides such as C, it is possible to obtain a solidified body with high confinement.
[0039]
The test example implemented about the solidification method of the radioactive waste of this invention mentioned above is demonstrated in embodiment of this invention below.
[0040]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
FIG. 1 is a flow diagram showing the configuration, action, and effect of the solidification method for radioactive waste according to the present invention. First, in step 100, radioactive waste is blast furnace slag 30 to 60% by weight, It shows solidification using a solidification material composed of the remainder Portland cement.
[0041]
Next, in steps 101 to 103, the inorganic admixture to be mixed with the above-mentioned solidifying material is shown according to the type of radioactive waste to be solidified. That is, in step 101, when the radioactive waste is a waste mainly composed of iron corrosion products, the condensed sodium phosphate is used as an inorganic admixture with respect to 100 parts by weight of the solidified material shown in step 100. This indicates the addition of 0.1 to 2 parts by weight, 0.1 to 2 parts by weight of a carbonate compound, 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement, and 0.05 to 1 part by weight of boric acid.
[0042]
In Step 102, when the radioactive waste is a concentrated waste liquid pellet mainly composed of sodium sulfate, 0.1 to 2 parts by weight of condensed sodium phosphate is used as an inorganic admixture with respect to 100 parts by weight of the solidified material shown in Step 100. This indicates that 0.1 to 2 parts by weight of a carbonate compound, 0.5 to 5 parts by weight of bentonite, and 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement are added.
[0043]
Step 103 indicates that when the radioactive waste is a resin pellet, 0.5 to 5 parts by weight of water glass is added to 100 parts by weight of the solidified material shown in Step 100 as an inorganic admixture.
Hereinafter, an embodiment of the solidification method for radioactive waste shown in steps 100 to 103 of FIG. 1 will be described based on FIGS. 2 and 3 and Tables 1 to 3. FIG.
[0044]
First, a first embodiment corresponding to step 100 will be described.
Blast furnace slag was blended in various proportions with Portland cement as a solidification material, and raw materials were blended. After mixing Portland cement and blast furnace slag uniformly, water was added and kneaded with a mixer for about 5 minutes to produce a solidified body. The solidified body was kept at room temperature at a relative humidity of 90% or higher and cured for 28 days, then pulverized to 42 mesh or less, and 5 g of this pulverized product was collected.
[0045]
Next, the solidified pulverized product separated is collected,¹⁴C was added to 50 ml of 6 wt% aqueous sodium sulfate solution added at a concentration of 185 Bq / ml, and kept in a constant temperature bath at 10 ° C. for 7 days. After this, filter with a Millipore filter with a pore size of 0.45 μm,¹⁴C concentration was measured with a liquid scintillation counter. Using these measurements, the distribution coefficient is

Determined by A larger partition coefficient indicates a higher amount of nuclide residue in the solidified body and a smaller amount of transfer to the aqueous phase. That is, it shows that the radionuclide is excellent in adsorptivity (confinement).
[0046]
FIG. 2 shows the test results and shows the relationship between the amount of blast furnace slag added (% by weight) in the solidified material and the distribution coefficient (ml / g) of the solidified radionuclide. As you can see from this figure,¹⁴For C (circle in Fig. 2), the distribution coefficient is particularly high when the amount of blast furnace slag added is in the range of 30 to 60% by weight. The result was about 3 times higher than the partition coefficient.
[0047]
In addition, as shown in Fig. 2,¹⁴An important α-nuclide alongside C (²³⁸Ρu and²⁴¹The distribution coefficient was similarly determined for Am), but a high distribution coefficient was obtained regardless of the amount of blast furnace slag added.
[0048]
Next, a second embodiment corresponding to step 101 in FIG. 1 will be described.
Here, it consists of the aforementioned Portland cement and blast furnace slag¹⁴Using a solidified material with enhanced C confinement properties, this is blended with an inorganic admixture consisting of condensed sodium phosphate, carbonate compound, alumina cement, and boric acid to simulate iron clad with iron clad (waste A test for solidification as a main component was conducted.
[0049]
That is, 0.6 parts by weight of condensed sodium phosphate (sodium hexametaphosphate or sodium ultrapolyphosphate) as an inorganic admixture with respect to 100 parts by weight of a solidified material in which Portland cement and blast furnace slag have a weight ratio of 1: 1. A carbonate compound (potassium carbonate or sodium carbonate) 0.6 parts by weight, alumina cement 1 part by weight and boric acid 0.2 part by weight were mixed and adjusted. Iron oxide was kneaded and solidified as a simulated iron clad with a material to which kneaded water was added.
[0050]
The compounding amount of iron oxide is varied in the range of 5 to 30 parts by weight with respect to 100 parts by weight of the solidified material including Portland cement and blast furnace slag, and the fluidity of the kneaded material at this time is the flow value (JIS R According to 5201 cement physical test method), the amount of kneading water was adjusted so that the viscosity was in the range of 10 to 25 dP · s. This was set as a measure of the fluidity that allowed the mixture of solidification material and waste to flow into the container. In addition, in order to confirm the influence on fluidity | liquidity by inorganic admixture addition, the solidification test similar to the above was done also when not adding an inorganic admixture. The test results are shown in Table 1.
[0051]
[Table 1]

In Table 1, the water / cement ratio is the weight ratio of water to the solidified material, and the solidified compressive strength is a value measured 28 days after solidification. Moreover, the inorganic admixture except the alumina cement in Example 9 was used by dissolving in kneaded water.
[0052]
As shown in Table 1, the water / cement ratio (weight ratio of water to the solidified material) for obtaining a predetermined fluidity increases as the amount of iron oxide kneaded increases regardless of whether or not an inorganic admixture is added. Tended to be higher. However, when the amount of iron oxide to be kneaded is the same, it was confirmed that the water / cement ratio can be greatly reduced by adding an inorganic admixture. As a result, it was confirmed that the generation and shrinkage of breathing water, which is a problem during the production of the solidified body, can be improved and the strength of the solidified body can be improved.
[0053]
FIG. 3 shows the relationship between the amount of iron oxide input per 200 L and the water / cement ratio obtained from the results. As is clear from this figure, when the amount of waste input is the same, the water / cement ratio for obtaining the predetermined fluidity can be greatly reduced by adding the inorganic admixture of the present invention as described above. I was able to. In addition, since iron clad is a waste with a relatively high radiation dose, it is considered that a solidified body strength of about 20 MPa or more is required in consideration of future disposal trends. For this reason, when the solidified material compressive strength of 20 MPa or more is used as a standard, the amount of waste kneaded per 200 liters is about 30 kg when only solidified material is used. It was confirmed that 60 kg of waste could be input.
[0054]
Further, sodium hexametaphosphate and sodium ultrapolyphosphate were used as the condensed sodium phosphate, and potassium carbonate and sodium carbonate were used as the carbonate compound. As is clear from Examples 6, 7, and 8 shown in Table 1, But the effect was the same and good results were obtained.
[0055]
Next, in order to confirm the influence of the difference in the addition method of the inorganic admixture, as shown in Example 1 in Table 1, 100 parts by weight of a solidified material in which Portland cement and blast furnace slag have a weight ratio of 1: 1. On the other hand, after mixing 1 part by weight of alumina cement, kneading was carried out using kneaded water in which 0.6 part by weight of sodium hexametaphosphate, 0.6 part by weight of potassium carbonate and 0.2 part by weight of boric acid were previously dissolved in water. Next, iron paste was added to this paste as a simulated iron clad at a ratio of 30 parts by weight with respect to 100 parts by weight of the solidified material, and tests were conducted in the same manner as in Examples 1-8.
[0056]
As shown in Table 1, when a soluble inorganic admixture is previously dissolved in water, water / cement required to obtain a predetermined fluidity by kneading 30 parts by weight of iron oxide as a simulated cladding The ratio was 72/100, and the compression strength of the obtained solidified body was 23.1 MPa. This is almost the same as the result when the inorganic admixture is directly mixed with the cement-based solidifying material. Compared with the method not containing the inorganic admixture, the water / cement ratio is reduced and the strength of the solidified body is improved. It was confirmed that there was an effect.
[0057]
Next, a third embodiment corresponding to step 102 in FIG. 1 will be described.
Here, it consists of the aforementioned Portland cement and blast furnace slag¹⁴Test using solidified material with enhanced C-confining properties and solidified concentrated waste liquid pellets by adding an inorganic admixture composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, bentonite, and alumina cement. Went.
[0058]
That is, 0.6 parts by weight of condensed sodium phosphate (sodium hexametaphosphate or sodium ultrapolyphosphate) as an inorganic admixture with respect to 100 parts by weight of a solidified material in which Portland cement and blast furnace slag have a weight ratio of 1: 1. A carbonate compound (potassium carbonate or sodium carbonate) 0.6 parts by weight, bentonite 2.5 to 5 parts by weight, and alumina cement 1 to 3 parts by weight were mixed and adjusted. The concentrated waste liquid pellets were kneaded and solidified with a solidifying material to which kneaded water was added. The concentration of the concentrated waste liquid pellets was 74 parts by weight with respect to 100 parts by weight of the solidified material, and the water / cement ratio was 45/100. The test results are shown in Table 2.
[0059]
[Table 2]

  In Table 2, the water / cement ratio is the weight ratio of water to the solidified material. Also,Example 16The sodium hexametaphosphate and potassium carbonate in were dissolved in kneaded water and used.
[0060]
  Table 2Comparative Examples 7 and 8As shown in Fig. 2, when the concentrated waste liquid pellets are solidified only with the solidified material consisting of Portland cement and blast furnace slag, and the solidified material is composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, alumina cement and boric acid. When the concentrated waste pellets were solidified by adding an admixture, the solidified product was cracked by 10 water chloride of sodium sulfate.
[0061]
  However, Table 2Examples 10-16As shown in Fig. 4, the solidified material composed of Portland cement and blast furnace slag is mixed with an inorganic admixture composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, bentonite and alumina cement to solidify the concentrated waste pellets. In this case, a good cement solid body was obtained without causing cracks.
[0062]
  Further, sodium hexametaphosphate and sodium ultrapolyphosphate were used as the condensed sodium phosphate, and potassium carbonate and sodium carbonate were used as the carbonate compound, and in either case, the effect was the same (in Table 2,Examples 14 and 15).
[0063]
  Furthermore, in order to confirm the influence of the difference in the addition method of the inorganic admixture,Example 16Then, water-soluble sodium hexametaphosphate and potassium carbonate, which are soluble in water, were dissolved in kneaded water and added to the solidified material to solidify the concentrated waste liquid pellets. It was confirmed that there were no cracks and it was good, and it was confirmed that there was no influence due to the difference in the method of adding the inorganic admixture.
[0064]
Next, a fourth embodiment corresponding to step 103 in FIG. 1 will be described.
Here, it consists of Portland cement and blast furnace slag¹⁴Using a solidifying material with improved C confinement properties, water glass was blended as an inorganic admixture, and a resin pellet was solidified.
[0065]
That is, 45 parts by weight of kneaded water is added to 100 parts by weight of the solidified material consisting of Portland cement and blast furnace slag in a weight ratio of 1: 1, and then water glass is added to 100 parts by weight of the solidified material. 1 and 4 parts by weight were added and kneaded. The paste was further charged with 66 parts by weight of resin pellets and kneaded and solidified. Since the resin pellets expand by absorbing the kneaded water, the resin pellets were pre-expanded with a saturated solution of cement components in advance. The test results are shown in Table 3.
[0066]
[Table 3]

[0067]
Table 3Examples 17 and 18As shown in Fig. 1, the resin pellets did not float due to the thickening action of the water glass, and a good solidified body could be obtained.
[0068]
For comparison, when solidified without adding water glass, the resin pellets rise due to the difference in specific gravity from the cement paste, and a layer of resin pellets can be formed on top of the solidified body and solidified. There wasn't.
[0069]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, by mixing Portland cement and blast furnace slag and solidifying radioactive waste, it is an important nuclide for exposure assessment at a disposal site.¹⁴A solidified radioactive waste having excellent confinement properties can be easily formed with respect to long-lived nuclides such as C. In addition, for wastes mainly composed of iron clad, concentrated waste liquid pellets, and resin pellets that were difficult to fix with conventional cement, an inorganic admixture that does not impede nuclide confinement is added to the solidified material. By doing so, it has become possible to obtain a cement solid that is stable and good in the long term. Furthermore, it is not necessary to use temperature control or special containers, which contributes to reducing the cost of radioactive waste treatment.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a flowchart showing a method for solidifying radioactive waste according to the present invention.
FIG. 2 shows the amount of blast furnace slag added to a solidified material comprising Portland cement and blast furnace slag according to the present invention.¹⁴It is a characteristic view which shows the dependence of the distribution coefficient of C.
FIG. 3 is a characteristic diagram showing physical properties of a cement paste and a solidified body for explaining the effect of the solidification method of iron clad according to the present invention.

Claims

Radioactive waste generated from radioactive material handling facilities is solidified using a solidified material consisting of 30-60% by weight of blast furnace slag and the remainder of Portland cement plus an inorganic admixture. In the solidification method ,
The radioactive waste is an iron corrosion product, and the inorganic admixture is composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, alumina cement, and boric acid, and its blending amount is 100 parts by weight of the solidified material. against sodium 0.1-2 parts by weight of condensed phosphoric acid, carbonic acid salt compound from 0.1 to 2 parts by weight, such alumina cement 0.5-4 parts by weight, and boric acid 0.05 parts by weight Rukoto The solidification method of radioactive waste characterized by this.

Solidification of the radioactive waste is performed using a solidification agent paste obtained by adding the inorganic admixture to the solidification material to form a powder mixture and kneading the mixture and water. The solidification method of the radioactive waste of Claim 1 characterized by these.

The radioactive waste is solidified by adding alumina cement to the solidified material to obtain a powder mixture, which is kneaded with kneaded water in which the condensed sodium phosphate, carbonate compound and boric acid are dissolved. The method for solidifying radioactive waste according to claim 1, wherein the solidifying paste is obtained.

Radioactive waste generated from radioactive material handling facilities is solidified using a solidified material consisting of 30-60% by weight of blast furnace slag and the remainder of Portland cement plus an inorganic admixture. In the solidification method,
The radioactive waste is a pellet mainly composed of sodium sulfate, and the inorganic admixture is composed of condensed sodium phosphate, carbonate compound, bentonite and alumina cement, and the blending amount thereof is the solidified material. From 100 parts by weight, 0.1 to 2 parts by weight of condensed sodium phosphate, 0.1 to 2 parts by weight of carbonate compound, 0.5 to 4 parts by weight of alumina cement, and 0.5 to 5 parts by weight of bentonite The solidification method of radioactive waste characterized by becoming.

Solidification of the radioactive waste is performed using a solidification agent paste obtained by adding the inorganic admixture to the solidification material to form a powder mixture and kneading the mixture and water. The solidification method of the radioactive waste of Claim 4 characterized by these.

The radioactive waste is solidified by adding the alumina cement and the bentonite to the solidified material to obtain a powder mixture, which is mixed with kneaded water in which the condensed sodium phosphate and carbonate compound are dissolved. 5. The method for solidifying radioactive waste according to claim 4, wherein the solidifying paste obtained by kneading is used.

Radioactive waste generated from radioactive material handling facilities is solidified using a solidified material consisting of 30-60% by weight of blast furnace slag and the remainder of Portland cement plus an inorganic admixture. In the solidification method, the radioactive waste is a pellet made of a used ion exchange resin, the inorganic admixture is made of water glass, and the blending amount thereof is 100 parts by weight of the solidification material. The method for solidifying radioactive waste, comprising 0.5 to 5 parts by weight of water glass.