JP4261073B2 - 放射性固体廃棄物処理方法 - Google Patents
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Description
【発明の属する技術分野】
本発明は、運転中の原子力施設(発電所、再処理施設等)から発生する放射性固体廃棄物の処理方法に関するものである。
【0002】
【従来の技術】
原子力施設から発生する放射性固体廃棄物を処理する場合、その放射能レベルに応じて、安全に処理する必要がある。ところが、その廃棄物が比較的大きな単体である場合に、一つの廃棄物であってもその部位によって、異なる処分区分の放射能レベルを有することがある。この場合、被曝評価上安全側になるように、放射能レベルの高い部位を基準として全体を処理することが行われていた。すなわち、「高い放射能レベルの処分区分」の部位と「低い放射能レベルの処分区分」の部位を有する機器を廃棄する場合、「高い放射能レベルの処分区分」の廃棄物とするか、あるいは将来合理的な処理処分が選択できるように、廃棄せずに貯蔵していた。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】
一例として、「現行の政令濃度上限値を超える低レベル放射性廃棄物」(通称、高βγ廃棄物)と「低レベル放射性廃棄物」(通称LLW)の2種類の処分区分で処分すべき放射能レベルを有する廃棄物について、本発明が解決しようとする課題を説明する。この場合、高βγ廃棄物として処分すべき部位が「高い放射能レベルの処分区分」の廃棄物であり、LLWとして処分できる部位が「低い放射能レベルの処分区分」の廃棄物となる。
【0004】
LLWはドラム缶等のLLW用の廃棄物容器に収納した後に固型化材を充填し、地下数mに埋設処分される。一方高βγ廃棄物は、処分までの間の被曝防止のために遮蔽機能のある容器で取り扱われる。また廃棄体から移行する放射性核種を生活環境から充分に隔離するため、数十mの地下に埋設されることが検討されている。したがって、高βγ廃棄物の処理処分費用は、LLWのそれよりは高価となり、高βγ廃棄物の発生量が多いと、その分の処理処分費用がかさむことが予想される。
【0005】
高βγ廃棄物とLLWが混在する機器を廃棄する場合は、安全確保のため高βγ廃棄物とするか、または将来合理的な処理処分方法がとり得るようそのままの機器状態で貯蔵するか、あるいは長期間貯蔵して放射能を減衰させ、「低い放射能レベルの処分区分」の廃棄物として取り扱えるまで待つことが検討されている。しかし、高βγ廃棄物として処分する場合は処分費の増加が見込まれ、貯蔵する場合は貯蔵期間中の管理費用と貯蔵場所の確保という問題が発生する。特に運転中廃棄物は、施設の運転が停止するまで定期的に発生するため貯蔵廃棄物が増し、年々貯蔵場所の確保が困難になってくる。
なお、放射性廃棄物の処理方法について、たとえば、特許第3024416号公報や特開平10-170697号公報に記載があるが、いずれも、上記課題に関するものではない。
【0006】
この発明は上記課題を解決するものであって、原子力施設から発生する放射性固体廃棄物の処理処分にあたり、「高い放射能レベルの処分区分」の廃棄物として処理処分すべき物量を減らし、廃棄物の効率的かつ安全な処理処分を実現することを目的とする。
【0007】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、請求項1の発明は、原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記分割工程で得られた前記各部分を各処分区分ごとに集めて、処分区分に応じて処理する処理工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
【0008】
この発明によれば、原子力施設から発生する放射性固体廃棄物の処理処分にあたり、「高い放射能レベルの処分区分」として処理処分すべき物量を減らし、効率的でしかも安全な処理処分を実現することができる。
【0009】
また、請求項2の発明は、原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記計算工程で求めた結果に基いて、全体として適当な放射能レベルになるように、前記分割工程で得られた複数の部分を適宜混ぜ合わせる混合工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
【0010】
この発明によれば、原子力施設から発生する放射性固体廃棄物の処理処分にあたり、廃棄体の放射能レベルを適宜調整できるので、効率的でかつ安全な処理処分を実現することができる。
【0011】
また、請求項3の発明は、原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記分割工程で得られた前記複数の部分を適宜混ぜ、放射能レベルが比較的高い部分を周辺部よりも中央部に多く集めた1個または複数個の固体の廃棄体を形成する廃棄体形成工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
【0012】
この発明によれば、原子力施設から発生する放射性固体廃棄物の処理処分にあたり、廃棄体の表面放射線量を抑制できるので、効率的でかつ安全な処理処分を実現することができる。
【0013】
また、請求項4の発明は、請求項3に記載の放射性固体廃棄物処理方法において、前記廃棄体形成工程は、前記複数の部分を廃棄物収納容器に収納する収納工程と、前記複数の部分の間の前記廃棄物収納容器内に固型化材を充填する充填工程と、を有すること、を特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
【0014】
この発明によれば、請求項3に記載の発明の作用・効果に加えて、廃棄体の中の複数の細片の位置が安定し、しかも固型化材が遮蔽材として機能するので、より安全な保管が可能である。
【0015】
また、請求項5の発明は、原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記計算工程で求めた結果に基いて、全体として適当な放射能レベルになるように、前記分割工程で得られた複数の部分を適宜混ぜ合わせ、これらの部分を共に溶融する混合溶融工程と、前記混合溶融工程で得られた溶融体を固化してインゴットとする固化工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
【0016】
この発明によれば、廃棄体全体として適当な放射能レベルになるように混合するので全体として無駄が少なく、さらに、混合溶融を行うので比較的均質で安全な廃棄体を得ることができる。
【0017】
また、請求項6の発明は、請求項5に記載の放射性固体廃棄物処理方法において、前記インゴットを廃棄物収納容器に収納する収納工程と、前記インゴットの周りの前記廃棄物収納容器内に固型化材を充填する充填工程と、を有すること、を特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
【0018】
この発明によれば、請求項5に記載の発明の作用・効果に加えて、廃棄体の中のインゴットの位置が安定し、しかも固型化材が遮蔽材として機能するので、より安全な保管が可能である。
【0021】
また、請求項7の発明は、請求項1ないし6いずれかに記載の放射性固体廃棄物処理方法において、前記計算工程は、標準的条件に基いて前記各部分の標準放射能レベルを求める標準計算工程と、実際の条件と前記標準的条件との相違に基いて、前記標準放射能レベルとのずれを評価して実際の放射能レベルを求める修正計算工程と、を有すること、を特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
この発明によれば、請求項7に記載の発明の作用・効果に加えて、計算工程の効率化を図ることができる。
【0022】
また、請求項8の発明は、請求項1ないし7のいずれかに記載の放射性固体廃棄物処理方法において、前記分割工程の後に、その分割されたそれぞれの部分の放射能濃度および表面放射線量の少なくとも一方を外部から非破壊的に計測する工程をさらに有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法である。
この発明によれば、請求項1ないし6のいずれかに記載の発明の作用・効果に加えて、分割工程における分割位置の適正さを確認することができる。
【0023】
【発明の実態の形態】
[第1の実施の形態]
本発明の第1の実施の形態の放射性固体廃棄物処理方法を図1に基いて説明する。
【0024】
まず、廃棄対象機器の放射能濃度評価計算を行う(ステップS1)。廃棄対象機器は放射性固体廃棄物であって、比較的大型で、部位によって放射能濃度が異なるようなものである。放射能濃度の計算評価においては、入力条件として評価対象機器の材料組成と使用履歴(機器設置位置および使用期間)が必要である。材料組成としては、機器製作時の材料仕様、材料メーカーより提示される検査証明書および材料の元素組成分析値を用いることができる。
【0025】
次に、ステップS1の計算結果に基いて、放射能レベルに応じた処分区分位置を特定する(ステップS2)。次に、ここで得られた区分位置で、廃棄対象機器を切断または分解する(ステップS3)。これによって、放射能レベルに応じて、廃棄対象機器を、処理形態Aで処理するものと、処理形態Bで処理するものとに分けることができる。
【0026】
次に、上記分けられた廃棄対象機器に対して、それぞれ、処理形態A、処理形態Bで処理する(ステップS4、ステップS5)。
このようにすることによって、「高い放射能レベルの処分区分」の廃棄物として処理すべき廃棄対象物の量が少なくなり、効率的な廃棄物処理が可能になる。
【0027】
上記放射能濃度評価計算(ステップ1)の概要を図2に示す。
[第2の実施の形態]
次に本発明の第2の実施の形態の放射性固体廃棄物処理方法を図3に基いて説明する。ただし、図1と共通の部分には共通の符号を付して、説明を適宜省略する。
【0028】
まず、材料組成に工業規格等の一般的知見、文献値あるいは検査証明書記載値や分析値等より設定した値を、また、使用履歴に任意の配置と期間を計算入力条件とし、モデル機器部位別の放射性核種別放射能濃度を算定する(ステップS31)。そしてその算定結果に基いて、モデル機器の処分形態を評価する(ステップS32)。
【0029】
その後、対象機器の実際の条件と上記ステップS31のモデル計算の条件とを比較して(ステップS37)、モデル計算の結果を対象機器の実際に合わせて修正し推定評価して、処分区分を特定する(ステップS38)。このような評価方法をとることにより、評価計算の省力化・迅速化を図ることができる。
【0030】
処分区分特定の後は、第1の実施の形態(図1)と同様に、廃棄対象機器を切断または分解し(ステップS3)、それぞれ、処理形態A、処理形態Bで処理する(ステップS4、ステップS5)。
【0031】
ここで、この第2の実施の形態の具体例として、沸騰水型原子炉(BWR)で使用された使用済チャンネルボックスの処理の場合で説明する。チャンネルボックスは、燃料集合体の外側を覆うものであって、断面がほぼ正方形の長さ約4mの筒状のもので、ジルカロイを主材料としている。
【0032】
まず、モデル機器の計算(図3のステップS31)として、主材料であるジルカロイのJIS規格値を入力して放射化放射能量を計算する。
一方、実際のチャンネルボックスでは、規格値を十分満足するものであっても、その規格以内の不純物元素を含むものである。一般に材料メーカーは、製造された材料ロットごとに元素分析を実施し、規格を満足していることを証明する検査証明書を発行する。この検査証明書には、規格以内の不純物元素を含めた組成が示されている。そこで、上記モデル機器の計算で用いた組成と、個々の検査証明書に記載された組成とを比較し(ステップS37)、実際の各チャンネルボックスごとの放射化放射能量を推定評価する。
【0033】
第2の実施の形態のモデル計算のチャンネルボックスへの適用のしかたの他の例を次に説明する。すなわち、チャンネルボックスは標準的に約5年間使用されるため、5年間の使用履歴を入力条件としてこれをモデル計算とする。しかし、場合によっては5年間使用せずに処理処分するチャンネルボックスも発生する。このような場合には、5年間使用での計算結果をモデル評価とし、使用履歴が短縮されたことによる放射性核種の生成量の差分を評価して、放射能レベルに見合った処分区分の分別位置を評価する。あるいは、5年間使用の評価が安全側評価であることを確認して、放射性核種生成量は見直さず、モデル計算の結果をそのまま用いて分別位置を評価することもできる。
【0034】
上記の計算において、機器の部位別の放射能濃度を算定するための評価単位(評価上の機器の分割位置と分割数)は、中性子束分布評価結果から求めることができる。
【0035】
放射性核種別放射能濃度の評価対象核種となるのは、各処分形態ごとの基準で決められている核種であり、たとえば政令濃度上限値やLLW処分場の受入濃度で規定されている核種である。政令濃度として規定されている核種は、H−3,C−14,Ca−41,Co−60,Ni−63,Sr−90,Cs−137,Eu−152,α核種等である。
【0036】
このようにして、部位別の放射性核種別放射能量を計算し、各処分区分で決められている放射能濃度の値とを比較して、放射能レベルに見合った処分区分の処理処分をするための分別位置を決定する。決定した位置で機器を切断または分解して分割することで、合理的に処分するための処理あるいは貯蔵が可能となる。
【0037】
[第3の実施の形態] (請求項3、4、9関係)
次に、本発明の第3の実施の形態として、BWRの炉内計装管(LPRM)を廃棄する場合を図4および図5を参照しながら説明する。
【0038】
炉内計装管は、その種類によって若干の構造の相違があるが、長さが通常13m以上あり、上端は上部格子板で固定され、炉心部を貫通して設置されている。管の主用材料はステンレス鋼である。1本の炉内計装管の内で、炉心部に挿入されていた部分は中性子照射量が大きいため、通常の低レベル放射性廃棄物よりも放射能濃度が高い。一方、同じ炉内計装管の内でも炉心支持板よりも下方になると放射能濃度が低くなる。
【0039】
図4は、BWR中規模原子力プラントにおいて、4年間使用されたステンレス鋼製の炉内計装管について計算で評価した結果の一例を示す。図4に示すように、この場合は、炉内計装管の上端から4mまでの部分(上部)は放射能濃度が高く、現行の低レベル放射性廃棄物(LLW)相当の廃棄物として処理処分することができない。炉内計装管の上端から6mより下方の部分(下部)は放射能濃度が低く、LLW相当の廃棄物として処理処分することができる。炉内計装管の上端から4mから6mまでの部分(中部)は、上部と下部の中間であって、LLW相当の廃棄物として処理処分することができる部分とできない部分とがある。
【0040】
次に、上記計算結果に基いて分別位置を決定した後の処理処分の具体的方法の例を、図5を参照して説明する。図5(a)で、炉内計装管1は、上記計算結果に基いて、放射能濃度の高い部分2と低い部分3とに分割される。切断前に、それぞれの分割部位に刻印やバーコードを貼り付けるなどの処置を施すことにより、切断後に分割した部位の区別がつかなくなるなどの混乱や、誤った処理処分を行って被曝などの問題が発生することが避けられる。
【0041】
次に、図5(b)に示すように、放射能濃度の高い部分2と低い部分3とをそれぞれさらに細断して細片4、5とする。そして図5(c)に示すように、これら細片4、5を廃棄物収納容器6内に収納する。このとき、放射能濃度の高い細片4を中央部に配置し、放射能濃度の低い細片5を周辺部に配置する。このように配置することによって、周辺部に配置された放射能濃度の高い細片5が遮蔽体として機能することになるので廃棄物収納容器6の表面での線量率を低くすることができる。
【0042】
次に、図5(d)に示すように、廃棄物収納容器6内の細片4、5の隙間に固型化材、たとえばモルタル7を充填して固型化し、廃棄体8とする。さらに、図5(e)に示すように、廃棄体8の外側に放射能検出器9を配置することによって、放射能を非破壊的に監視することができる。
【0043】
上記第3の実施の形態では、放射能濃度の高い細片4と放射能濃度の低い細片5をすべて同じ廃棄物収納容器6内に配置する例を示したが、変形例として、これらをそれぞれ別の廃棄物収納容器6内に収容することも可能である。その場合は第1の実施の形態(図1)や第2の実施の形態(図3)に示したのと同様に、各細片4、5の放射能レベルに合った処理処分を行えば良いので、放射能レベルの高い放射性廃棄物として処理すべき廃棄物の量を減らすことが可能である。
【0044】
さらに上記第3の実施の形態の他の変形例として、放射能濃度の高い細片4と放射能濃度の低い細片5を適当な比率で混合して廃棄物収納容器6内に収容することも可能である。そのようにすることによって、適当な放射能レベルの放射性廃棄物を作ることができ、より効率的な処理処分を実現することができる。
【0045】
[第4の実施の形態]
次に、図6を参照しながら本発明の第4の実施の形態を説明する。この実施の形態は、第3の実施の形態と同様に、図4に示す炉内計装管を処理処分する方法である。上記第3の実施例と共通の部分には共通の符号を付して説明を適宜省略する。
【0046】
図6(a)で、炉内計装管1は、放射能濃度の高い部分2と低い部分3とに分割される。次に、図6(b)に示すように、放射能濃度の高い部分2と低い部分3とをそれぞれさらに細断して細片4、5とする。ここまでは図5(a)および(b)と同様である。
【0047】
次に、図6(c)で、放射能濃度の高い部分2の細片4と、放射能濃度の低い部分3の細片5を適当な比率で混合して溶融炉20に入れて加熱溶融する。ここで適当な比率とは、混合して溶融した結果適当な放射能レベルが得られるような比率である。図6(c)には、放射能濃度の高い部分2の細片4のすべてと、放射能濃度の低い部分3の細片5の一部を混合する例が示されている。ここで溶融した後に、冷却固化してインゴット21として取り出す。
【0048】
次に、図6(d)で、インゴット21を廃棄物収納容器6内に収容する。次に、図6(e)に示すように、廃棄物収納容器6内の隙間にモルタル7を充填して固型化し、廃棄体28とする。さらに、図6(f)に示すように、廃棄体8の外側に放射能検出器9を配置する。
【0049】
[第5の実施の形態]
次に、図7および図8を参照しながら本発明の第5の実施の形態を説明する。この実施の形態は、BWR燃料集合体のチャンネルボックスの処理処分の例である。チャンネルボックス40の外形図を図7に示す。前記第2の実施の形態の具体例として述べたように、チャンネルボックス40は、断面がほぼ正方形の長さ約4mの筒状のもので、ジルカロイを主材料としている。図7に示すように、チャンネルボックス40の上部外表面にはステンレス鋼製のスペーサ41が取り付けられている。
【0050】
図8は、使用済チャンネルボックスの放射化放射能濃度を計算した結果の一例である。すなわちこの例では、中規模原子力プラントで5年間使用したチャンネルボックスを評価した。その結果、本体であるジルカロイ部に比べ、スペーサ41のステンレス鋼部は放射性核種濃度が高いことがわかる。これは、ジルカロイとステンレス鋼中の「中性子照射により放射性核種を生成する親元素」の含有量の違いによるものである。したがって、図7に示す切断位置42での分割により、「高い放射能レベルの処分区分」となるステンレス鋼部を含む部位とその他の「低い放射能レベルの処分区分」部位とを分割することで、合理的な処理処分が可能となる。
【0051】
【発明の効果】
本発明によれば、原子力施設から発生する放射性固体廃棄物の処理処分にあたり、効率的でかつ安全な処理処分を実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法の第1の実施の形態を示すフロー図。
【図2】図1における放射能濃度評価計算のフロー図。
【図3】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法の第2の実施の形態を示すフロー図。
【図4】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法の第3、第4の実施の形態における炉内計装管を対象とする評価計算の条件とその評価結果を示す表。
【図5】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法の炉内計装管を対象とする第3の実施の形態を示すフロー説明図。
【図6】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法の炉内計装管を対象とする第4の実施の形態を示すフロー説明図。
【図7】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法の第5の実施の形態の対象となるチャンネルボックスの斜視図。
【図8】本発明に係る放射性固体廃棄物処理方法のチャンネルボックスを対象とする第5の実施の形態における評価計算の条件とその評価結果を示す表。
【符号の説明】
1…炉内計装管、2…放射能濃度の高い部分、3…放射能濃度の低い部分、4…細片、5…細片、6…廃棄物収納容器、7…モルタル、8…廃棄体、9…放射能検出器、20…溶融炉、21…インゴット、28…廃棄体、40…チャンネルボックス、41…スペーサ、42…切断位置。
Claims (8)
- 原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、
前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記分割工程で得られた前記各部分を各処分区分ごとに集めて、処分区分に応じて処理する処理工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、
前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記計算工程で求めた結果に基いて、全体として適当な放射能レベルになるように、前記分割工程で得られた複数の部分を適宜混ぜ合わせる混合工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、
前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記分割工程で得られた前記複数の部分を適宜混ぜ、放射能レベルが比較的高い部分を周辺部よりも中央部に多く集めた1個または複数個の固体の廃棄体を形成する廃棄体形成工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 請求項3に記載の放射性固体廃棄物処理方法において、
前記廃棄体形成工程は、前記複数の部分を廃棄物収納容器に収納する収納工程と、前記複数の部分の間の前記廃棄物収納容器内に固型化材を充填する充填工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 原子力施設から発生し、部位によって放射能濃度が異なる放射性固体廃棄物の処理方法において、
前記放射性固体廃棄物の各部位の放射能レベルをこの各部位の材料組成と使用履歴情報によって計算で求める計算工程と、前記計算工程で求めた放射能レベルに応じた処分区分位置を特定し、ここで得られた区分位置で、前記放射性固体廃棄物を切断または分解し、前記放射性固体廃棄物を処分区分の異なる複数の部分に分割する分割工程と、前記計算工程で求めた結果に基いて、全体として適当な放射能レベルになるように、前記分割工程で得られた複数の部分を適宜混ぜ合わせ、これらの部分を共に溶融する混合溶融工程と、前記混合溶融工程で得られた溶融体を固化してインゴットとする固化工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 請求項5に記載の放射性固体廃棄物処理方法において、
前記インゴットを廃棄物収納容器に収納する収納工程と、前記インゴットの周りの前記廃棄物収納容器内に固型化材を充填する充填工程と、を有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 請求項1ないし6いずれかに記載の放射性固体廃棄物処理方法において、
前記計算工程は、標準的条件に基いて前記各部分の標準放射能レベルを求める標準計算工程と、実際の条件と前記標準的条件との相違に基いて、前記標準放射能レベルとのずれを評価して実際の放射能レベルを求める修正計算工程と、を有すること、を特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。 - 請求項1ないし7のいずれかに記載の放射性固体廃棄物処理方法において、
前記分割工程の後に、その分割されたそれぞれの部分の放射能濃度および表面放射線量の少なくとも一方を外部から非破壊的に計測する工程をさらに有することを特徴とする放射性固体廃棄物処理方法。
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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