JP4623697B2

JP4623697B2 - Radioactive waste treatment method

Info

Publication number: JP4623697B2
Application number: JP2001237879A
Authority: JP
Inventors: 隆之雨夜; 守渋谷; 博志小玉
Original assignee: JGC Corp; National Institute for Materials Science
Current assignee: JGC Corp; National Institute for Materials Science
Priority date: 2001-08-06
Filing date: 2001-08-06
Publication date: 2011-02-02
Anticipated expiration: 2021-08-06
Also published as: JP2003050297A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、放射性廃棄物処理方法に関し、特に、放射性廃棄物を安定に固定する放射性廃棄物処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
核燃料の燃焼によって発生する放射性ヨウ素１２９は、半減期１.５７×１０^７年のβ核種であり、その有害性は長期間に渡って持続する。また、地層処分環境下においてヨウ素は、岩石等に吸着され難く、移動しやすい性質を持っている。
【０００３】
このため、放射性廃棄物処分場の安全評価では、ヨウ素１２９を含有している廃棄物の影響が極めて高く、当該廃棄物を高度に安定に処理処分することが必要である。
【０００４】
現在、放射性ヨウ素１２９は、銀系の吸着材に吸着させて保管されており、処理方法については研究段階にある。
【０００５】
研究中の処理方法としては、吸着材を直接セメント固化する方法、吸着したヨウ素を溶離させ安定なヨウ素酸化合物（例えば、Ｃａ(ＩＯ_３)_２、Ｂａ(ＩＯ_３)_２など）に調整後セメント固化する方法、ソーダライト等の鉱物に変換する方法があげられ、また、吸着材ごと高温高圧下で反応させてＨＩＰ（ｈｏｔｉｓｏｓｔａｔｉｃｐｒｅｓｓｉｎｇ）固化体を作成する方法が提案されている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
しかし、ヨウ素酸化合物をセメント固化する方法では、ヨウ素の酸化処理工程が必要であり、ソーダライト結晶への固定やＨＩＰ固化では、圧力を加える工程が必要であるなど、これらの処理方法では処理工程が煩雑であった。
【０００７】
また、吸着材を直接セメント固化する方法では、その後のヨウ素の移動が比較的早いことから、移動抑制を図るために処分場の規模を大型化するなどの必要があり、建設コストの増大をもたらしていた。
【０００８】
そこで本発明では、簡単で廉価な方法により、放射性ヨウ素を安定に固定することが可能な放射性廃棄物処理方法を提供することを目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
放射性ヨウ素１２９の廃棄物は、廃銀吸着材（使用済みの銀ゼオライトや銀シリカなど）やＡｇＩの形態で発生するのが一般的である。また、廃銀吸着材に吸着したヨウ素は前処理を施すことにより、ＢｉＰｂＯ_２Ｉ又はＡｇＩの形態にすることができる。従って、殆どの放射性ヨウ素を、ＢｉＰｂＯ_２ＩまたはＡｇＩの形態に調整することができる。
【００１０】
本発明の放射性廃棄物の処理方法では、比較的低温で溶融する低温溶融ガラスと共にＢｉＰｂＯ_２Ｉ又はＡｇＩを混合して固化させ、放射性ヨウ素１２９を安定に固定する。
【００１１】
【発明の実施の形態】
図１は、本発明における放射性廃棄物の処理方法の構成を示すブロック図である。
【００１２】
図１に示すように、本発明における放射性廃棄物の処理方法では、放射性ヨウ素１２９をヨウ素化合物（ＢｉＰｂＯ_２Ｉ又はＡｇＩ）１２の形態でガラスフリット１１と混合し、熱を加える。そして、ヨウ素化合物とガラスフリットとの混合物を溶融２０させ、ヨウ素含有ガラス固化体３０を形成する。
【００１３】
なお、ヨウ素化合物と熱を加えて溶融したガラスフリットとを混合してヨウ素含有ガラス固化体３０を形成することもできる。
【００１４】
このように本発明では、放射性廃棄物であるヨウ素１２９をヨウ素化合物の形態でガラス固化処理を施し、安定なヨウ素含有ガラス固化体に固定することによって処理を行う。
【００１５】
以下、実施例を用いて、本発明に係わる放射性廃棄物処理方法について詳細に説明する。
【００１６】
【実施例１】
実施例１では、ガラスフリットを形成する低温溶融ガラスについて、ＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＺｎＯ系のガラスとＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＳｉＯ_２系のガラスを用いて説明する。
【００１７】
ここで、ＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＺｎＯ系のガラスが５５０℃以下で溶融した際の組成比を図２（ａ）に、ＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＳｉＯ_２系のガラスが５５０℃以下で溶融した際の組成比を図２（ｂ）に示す。
【００１８】
ＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＺｎＯ系のガラスでは、図２（ａ）に示すように、ＰｂＯが５０〜７０ｍｏｌ％、Ｂ_２Ｏ_３が２５ｍｏｌ％以上の組成比のときに５５０℃以下で溶融する。
【００１９】
また、ＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＳｉＯ_２系のガラスでは、図２（ｂ）に示すように、ＰｂＯが４５〜６５ｍｏｌ％の組成比のときに、５５０℃以下で溶融する。
【００２０】
このように、ＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＺｎＯ系のガラス又はＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＳｉＯ_２系のガラスを上記組成比で用いることにより、低温で溶融できるガラスフリットを形成することが可能となる。
【００２１】
なお、ガラスフリットを形成するＰｂＯを４５〜７５ｍｏｌ％含有する低温溶融ガラスは、上記のガラスに限られるものではない。
【００２２】
【実施例２】
次に実施例２では、ＡｇＩ又はＢｉＰｂＯ_２Ｉとガラスフリットとの混合物を加熱した際の加熱温度とヨウ素の揮発との関係について説明する。
【００２３】
ＰｂＯ、Ｂ_２Ｏ_３、ＺｎＯをそれぞれ６４.７ｍｏｌ％、３０.３ｍｏｌ％、５ｍｏｌ％含有するＰｂＯ−Ｂ_２Ｏ_３−ＺｎＯ系のガラスとＢｉＰｂＯ_２Ｉとを９５.４重量％、４.６重量％の割合で混合し、この混合物に対して熱重量分析（ＴＧ）及び示差熱分析（ＤＴＡ）を行った。このＴＧ−ＤＴＡ分析結果を図３に示す。
【００２４】
ＴＧ曲線には、混合物の重量が５６０℃近傍から減少し始めることが示されており、この結果から、ヨウ素がこの付近の温度以上で揮発することが分かる。従って、溶融条件を５６０℃以下とすることにより、ヨウ素を揮発させずにＢｉＰｂＯ_２Ｉをガラス固化することが可能となる。
【００２５】
また、ＢｉＰｂＯ_２Ｉに代えてＡｇＩを用いた点を除き、同様の条件で混合物を作成し、熱重量分析及び示差熱分析を行なった。図示はしていないが、ＢｉＰｂＯ_２Ｉを用いた場合と同様に５６０℃近傍で重量が減少し始めるといった分析結果を得た。
【００２６】
従って、溶融条件を５６０℃以下とすることにより、ＢｉＰｂＯ_２Ｉと同様にヨウ素を揮発させずにＡｇＩをガラス固化することが可能となる。
【００２７】
【実施例３】
実施例３では、ガラス固化処理中のヨウ素の熱に対する安定性について説明する。
【００２８】
表１に示す各組成のガラスフリット（Ｇ４Ｚ００、Ｇ４Ｚ０５、Ｇ４Ｚ１０、Ｓ９）とＢｉＰｂＯ_２Ｉとをそれぞれ９５.４重量％、４.６重量％の割合（ヨウ素の重量割合＝１重量％相当）で混合し、５２０℃に加熱、溶融させて、ヨウ素含有率が１重量％のヨウ素含有ガラス固化体のブロックを９ｍｍ×９ｍｍ×２０ｍｍ程度の直方体の形状で作成した。そして、このヨウ素含有ガラス固化体（各々、Ｇ４Ｚ００Ｉ０１、Ｇ４Ｚ０５Ｉ０１、Ｇ４Ｚ１０Ｉ０１、Ｓ９Ｉ０１と記載する）を一部採取し、９００度に加熱した後、ガラスに含まれているヨウ素の含有率を測定した。この測定結果を表１に示す。
【００２９】
【表１】

このように、Ｇ４Ｚ００Ｉ０１、Ｇ４Ｚ０５Ｉ０１、Ｇ４Ｚ１０Ｉ０１、Ｓ９Ｉ０１のいずれの種類のヨウ素含有ガラス固化体でもヨウ素含有率の減少は見らず、固化処理を行う際の熱によるヨウ素の揮発が殆どないことが示されている。従って、ヨウ素は固化処理時の熱によって揮発することなく安定に固定されている。
【００３０】
【実施例４】
実施例４では、ガラス固化処理されたヨウ素の浸出に対する安定性について説明する。
【００３１】
９ｍｍ×９ｍｍ×２０ｍｍ程度の直方体のサイズにヨウ素含有ガラスを成形し、このガラス固化体を海水系地下水（組成：０.５５Ｍ・ＮａＣｌ＋０.０５Ｍ・ＮａＨＣＯ_３＋０.００３Ｍ・Ｎａ_２Ｓ）に浸し、常温で２ヶ月経過後、浸した地下水を測定した。この測定結果を表２に示す。
【００３２】
【表２】

このように、ヨウ素等の溶出は非常に少なく、ヨウ素含有ガラス固化体の化学的耐久性が高いことを示している。
【００３３】
本発明にかかる放射性廃棄物処理方法では、溶融温度を５５０℃以下の低温とすることが可能なため、溶融炉材料選定に制約が少なく、ハンドリングも容易であり、オフガス系の処理が簡単である。
【００３４】
また、固化処理を行う際のヨウ素の揮発率が低く、若干の揮発分もスクラバ液中で吸着材（ＢｉＰｂＯ_２ＮＯ_３）と反応させてＢｉＰｂＯ_２Ｉに転換することにより、容易に固化処理を行う溶融炉に投入可能な形態で回収可能である。
【００３５】
加えて、形成されたヨウ素含有ガラスの固化体からのヨウ素の浸出率が低く、ＴＲＵ（トランスウラニュム元素）処分場など、放射性廃棄物処分場や貯蔵施設の建設コスト、管理コストなどを低減をすることができる。
【００３６】
【発明の効果】
本発明では、放射性ヨウ素を簡便、廉価なプロセスで安全にガラス固化し、安定に固定することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明における放射性廃棄物の処理方法の構成を示すブロック図
【図２】実施例１におけるガラスの組成比と融点との関係を示すグラフ
【図３】実施例２におけるＴＧ−ＤＴＡ分析の結果を示すグラフ
【符号の説明】
１１…ガラスフリット
１２…ヨウ素化合物
２０…溶融
３０…ヨウ素含有ガラス固化体[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a radioactive waste processing method, and more particularly to a radioactive waste processing method for stably fixing a radioactive waste.
[0002]
[Prior art]
Radioactive iodine 129 generated by the burning of nuclear fuel is a β nuclide with a half-life of 1.57 × 10 ⁷ years, and its harmfulness persists for a long period of time. In addition, iodine is not easily adsorbed by rocks or the like in a geological disposal environment and has a property of being easily moved.
[0003]
For this reason, in the safety evaluation of the radioactive waste disposal site, the influence of the waste containing iodine 129 is extremely high, and it is necessary to dispose of the waste highly stably.
[0004]
At present, radioactive iodine 129 is stored by being adsorbed on a silver-based adsorbent, and the processing method is in the research stage.
[0005]
Treatment methods under study include directly cementing the adsorbent material, and eluting adsorbed iodine into a stable iodate compound (for example, Ca (IO ₃ ) ₂ , Ba (IO ₃ ) _2, etc.) and adjusting the cement. A method of solidifying and a method of converting into minerals such as sodalite are mentioned, and a method of producing a HIP (hot isostatic pressing) solidified body by reacting the adsorbent together under high temperature and high pressure has been proposed.
[0006]
[Problems to be solved by the invention]
However, in the method of solidifying the iodate compound in cement, an oxidation treatment step of iodine is necessary, and in the fixation to sodalite crystals and in the HIP solidification, a step of applying pressure is necessary. Was cumbersome.
[0007]
Moreover, in the method of directly cementing the adsorbent, since the subsequent movement of iodine is relatively fast, it is necessary to increase the size of the disposal site in order to suppress the movement, resulting in an increase in construction costs. It was.
[0008]
Therefore, an object of the present invention is to provide a radioactive waste treatment method capable of stably fixing radioactive iodine by a simple and inexpensive method.
[0009]
[Means for Solving the Problems]
In general, the radioactive iodine 129 waste is generated in the form of waste silver adsorbent (such as used silver zeolite or silver silica) or AgI. Further, iodine adsorbed on the waste silver adsorbent can be made into a BiPbO ₂ I or AgI form by pretreatment. Therefore, most of the radioactive iodine can be adjusted to BiPbO ₂ I or AgI form.
[0010]
In the radioactive waste processing method of the present invention, BiPbO ₂ I or AgI is mixed and solidified together with a low-temperature molten glass that melts at a relatively low temperature, and radioactive iodine 129 is stably fixed.
[0011]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
FIG. 1 is a block diagram showing a configuration of a radioactive waste processing method according to the present invention.
[0012]
As shown in FIG. 1, in the method for treating radioactive waste in the present invention, radioactive iodine 129 is mixed with glass frit 11 in the form of iodine compound (BiPbO ₂ I or AgI) 12 and heat is applied. Then, a mixture of iodine compound and glass frit is melted 20 to form an iodine-containing glass solidified body 30.
[0013]
The iodine compound and the glass frit melted by applying heat may be mixed to form the iodine-containing glass solidified body 30.
[0014]
Thus, in the present invention, iodine 129, which is a radioactive waste, is vitrified in the form of an iodine compound and treated by fixing it to a stable iodine-containing vitrified body.
[0015]
Hereinafter, the radioactive waste processing method concerning this invention is demonstrated in detail using an Example.
[0016]
[Example 1]
In Example 1, a low-temperature molten glass forming a glass frit will be described using a PbO—B ₂ O ₃ —ZnO-based glass and a PbO—B ₂ O ₃ —SiO ₂ -based glass.
[0017]
Here, the composition ratio when the PbO—B ₂ O ₃ —ZnO-based glass is melted at 550 ° C. or lower is shown in FIG. 2A, and the PbO—B ₂ O ₃ —SiO ₂ -based glass is 550 ° C. or lower. The composition ratio when melted is shown in FIG.
[0018]
In the PbO—B ₂ O ₃ —ZnO-based glass, as shown in FIG. 2A, the glass melts at 550 ° C. or less when the composition ratio is 50 to 70 mol% PbO and 25 mol% or more B ₂ O _3. .
[0019]
Further, in the PbO—B ₂ O ₃ —SiO ₂ based glass, as shown in FIG. 2B, when PbO has a composition ratio of 45 to 65 mol%, it melts at 550 ° C. or less.
[0020]
As described above, by using PbO—B ₂ O ₃ —ZnO-based glass or PbO—B ₂ O ₃ —SiO ₂ -based glass at the above composition ratio, it is possible to form a glass frit that can be melted at a low temperature. Become.
[0021]
Note that the low-temperature molten glass containing 45 to 75 mol% of PbO forming the glass frit is not limited to the above glass.
[0022]
[Example 2]
Next, in Example 2, the relationship between the heating temperature and the volatilization of iodine when a mixture of AgI or BiPbO ₂ I and glass frit is heated will be described.
[0023]
PbO—B ₂ O ₃ —ZnO-based glass containing 64.7 mol%, 30.3 mol%, and 5 mol% of PbO, B ₂ O ₃ , and ZnO, respectively, and 95.4 wt% of BiPbO ₂ I, 4.6 The mixture was mixed at a weight percentage, and the mixture was subjected to thermogravimetric analysis (TG) and differential thermal analysis (DTA). The result of this TG-DTA analysis is shown in FIG.
[0024]
The TG curve shows that the weight of the mixture begins to decrease from around 560 ° C. From this result, it can be seen that iodine volatilizes above this temperature. Therefore, BiPbO ₂ I can be vitrified without volatilizing iodine by setting the melting condition to 560 ° C. or less.
[0025]
A mixture was prepared under the same conditions except that AgI was used instead of BiPbO ₂ I, and thermogravimetric analysis and differential thermal analysis were performed. Although not shown in the figure, an analysis result that the weight starts to decrease near 560 ° C. was obtained as in the case of using BiPbO ₂ I.
[0026]
Therefore, by setting the melting condition to 560 ° C. or lower, it is possible to vitrify AgI without volatilizing iodine as with BiPbO ₂ I.
[0027]
[Example 3]
In Example 3, the stability of iodine during heat treatment to vitrification will be described.
[0028]
The glass frit (G4Z00, G4Z05, G4Z10, S9) and BiPbO ₂ I of each composition shown in Table 1 were each in a proportion of 95.4% by weight, 4.6% by weight (weight ratio of iodine = 1 equivalent to 1% by weight). The mixture was heated and melted at 520 ° C. to form a block of an iodine-containing vitrified body having an iodine content of 1% by weight in the shape of a rectangular parallelepiped of about 9 mm × 9 mm × 20 mm. Then, a part of this iodine-containing vitrified body (respectively described as G4Z00I01, G4Z05I01, G4Z10I01, and S9I01) was sampled and heated to 900 degrees, and then the content of iodine contained in the glass was measured. The measurement results are shown in Table 1.
[0029]
[Table 1]

Thus, no decrease in iodine content was observed in any kind of iodine-containing vitrified materials such as G4Z00I01, G4Z05I01, G4Z10I01, and S9I01, indicating that there is almost no volatilization of iodine due to heat during the solidification treatment. ing. Therefore, iodine is stably fixed without volatilizing due to heat during the solidification treatment.
[0030]
[Example 4]
In Example 4, stability against leaching of vitrified iodine will be described.
[0031]
Iodine-containing glass is molded into a rectangular parallelepiped size of about 9 mm × 9 mm × 20 mm, and this glass solidified body is immersed in seawater-based groundwater (composition: 0.55 M NaCl + 0.05 M NaHCO ₃ +0.003 M Na ₂ S). After 2 months at room temperature, the soaked groundwater was measured. The measurement results are shown in Table 2.
[0032]
[Table 2]

Thus, the elution of iodine and the like is very small, indicating that the chemical durability of the iodine-containing vitrified product is high.
[0033]
In the radioactive waste processing method according to the present invention, since the melting temperature can be lowered to 550 ° C. or less, there are few restrictions on selection of melting furnace materials, handling is easy, and off-gas processing is simple. .
[0034]
Moreover, the volatilization rate of iodine at the time of solidification treatment is low, and a slight amount of volatile matter is reacted with an adsorbent (BiPbO ₂ NO ₃ ) in the scrubber liquid to convert it into BiPbO ₂ I for easy solidification treatment. It can be recovered in a form that can be put into a melting furnace.
[0035]
In addition, the leaching rate of iodine from the solidified body of iodine-containing glass formed is low, reducing the construction cost and management cost of radioactive waste disposal sites and storage facilities such as TRU (transuranium element) disposal sites. can do.
[0036]
【The invention's effect】
In the present invention, radioactive iodine can be vitrified safely and stably fixed by a simple and inexpensive process.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a block diagram showing the configuration of a method for treating radioactive waste in the present invention. FIG. 2 is a graph showing the relationship between the glass composition ratio and melting point in Example 1. FIG. 3 is TG-DTA in Example 2. Graph showing the results of analysis 【Explanation of symbols】
DESCRIPTION OF SYMBOLS 11 ... Glass frit 12 ... Iodine compound 20 ... Melting 30 ... Iodine containing glass solidified body

Claims

PbO—B ₂ O ₃ system, PbO—B ₂ O ₃ —ZnO system or PbO—B ₂ O ₃ —SiO ₂ system glass and radioactive waste in the form of AgI or BiPbO ₂ I are mixed with radioactive waste. The radioactive waste processing method characterized by melt | dissolving the said glass at 550 degrees C or less, and forming a glass solidified body.

_2. The radioactive waste according to claim 1, wherein the PbO—B ₂ O ₃ —ZnO-based glass has a composition of 45 <PbO <75 (mol%) and 20 <B ₂ O ₃ (mol%). How to handle things.

The radioactive waste processing method according to claim 1, wherein the composition of the PbO—B ₂ O ₃ —SiO ₂ glass is 40 <PbO <70 (mol%).