JP4877185B2 - 放射性廃棄物処分容器及びその製造方法、放射性廃棄物処分容器の製造装置 - Google Patents

放射性廃棄物処分容器及びその製造方法、放射性廃棄物処分容器の製造装置 Download PDF

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本発明は、放射性廃棄物処分容器及びその製造方法、放射性廃棄物処分容器の製造装置に関するものである。
使用済み燃料再処理施設から排出される高レベル放射性廃棄物や長半減期放射性(TRU)廃棄物を地下深部の安定した地層中に埋設し、人間の活動圏から隔離する最終処分方法(地層処分)が検討されている。深部地下環境は、人口バリア機能の劣化を遅延させる還元性環境であり、放射性核種の移行遅延などの天然バリアとして期待されている。
一般に、高レベル放射性廃棄物やTRUを収容する処分容器としては、炭素鋼やステンレス合金(チタン、Ni-Cr-Mo合金)や、銅合金製の金属製容器が検討されている。放射性廃棄物が収容された金属製容器は、そのまま長期間に亘って厳重に保管されるので、高い耐久性を有することが要求される。
そのため、金属製容器(処分容器)の耐久性を向上させるために、容器本体の表面にチタン酸化物層からなる腐食防止層を形成する提案がある(例えば特許文献1,2参照)。
特開平6−66996号公報 特開2006−132976号公報
上記したような金属製容器は、地下300m以深の地層中に埋設される。腐食防止層がチタン層からなる場合、表面に形成されるチタン酸化物(TiO)層によりチタン層が保護される。しかし、地下深部には地下水が存在するため、水素がチタン酸化物層に浸透してチタン層が水素化されてしまう。
図8に示すように、水素化物(TiH)は、その環境(温度、発生速度)に依存して、水素化物83が、チタン(Ti)層の表面から内部に成長したり、チタン層中で成長したりする。このように水素化されるとチタン層がぜい化するので、金属製容器81の耐久性を確保する上では好ましくない。
上記したように、水素化物の生成形態は2種類あるが、実際の自然埋設環境のように、非常にゆっくり水素が発生する場合の水素化物の生成形態は、水素化物の生成量が少ないため、金属製容器の表層に水素化物層が形成するのか、あるいはチタン層の内部に水素化物が分散及び生成するのか分かっていない。仮に、全体に水素化物が生成するとすれば、金属製容器の健全性を確保することが困難になる。
本発明は、上記従来技術の問題点に鑑み成されたものであって、金属製容器の水素化の進行を抑制し、地層処分における長期健全性を確保することを可能とする放射性廃棄物処分容器及びその製造方法、放射性廃棄物処分容器の製造装置を提供することを目的としている。
本発明の放射性廃棄物処分容器は、上記課題を解決するために、放射性廃棄物を密封して地層処分するための放射性廃棄物処分容器であって、金属製容器と、金属製容器の少なくとも外表面に形成された、チタンまたはチタン合金層、チタン酸化物層、およびチタン水素化物層からなる腐食防止層と、を有して構成されていることを特徴とする。
本発明の放射性廃棄物処分容器の製造方法は、上記課題を解決するために、金属製容器のチタンまたはチタン合金層とチタン酸化物層との間に、チタン水素化物層を形成する水素化物層形成工程を有することを特徴とする。
また、本発明においては、容器本体と密封蓋とからなる金属製容器内に放射性廃棄物を収容する収容工程と、容器本体と密封蓋との接合部分を溶接する溶接工程と、を有することが好ましい。
また、本発明においては、水素化物層形成工程に先立って、溶接工程を行うことが好ましい。
本発明の放射性廃棄物処分容器の製造装置は、上記課題を解決するために、少なくとも外表面にチタンまたはチタン合金層を有する金属製容器を配置するための電解槽と、電解質溶液と、金属製容器の対極として配置される電極と、金属製容器と電極とを接続する直流電源部と、を備えることを特徴とする。
また、本発明においては、電極が、金属製容器を取り囲む筒状を呈するとともにメッシュ状となっていることが好ましい。
また、本発明においては、電解槽が、電極として機能することが好ましい。
本発明によれば、地下埋設前に、放射性廃棄物を収容した金属製容器の表面(具体的には、チタンまたはチタン合金層と、その表面に自然に形成されるチタン酸化物層との間)にチタン水素化物層が形成されることにより、埋設後の還元性環境において、チタンまたはチタン合金層の内部に水素化物が拡散及び生成するのを抑制することができる。また、上記製造装置により、チタンまたはチタン合金層の表面を水素化してチタン水素化物層を形成するため、チタン水素化物層を選択的に形成することができ、製造が容易となるとともに所定の膜厚で金属製容器の表面にチタン水素化物層を形成することができる。これにより、金属製容器の耐食性が高まり、放射性廃棄物処分容器の長期的な健全性が向上する。
このように、予め、金属製容器の表面に(チタン)水素化物層を形成しておくことにより、埋設後におけるチタンまたはチタン合金層の内部に水素化物が拡散及び生成することが抑制され、地層処分における金属製容器の長期健全性が確保される。
したがって、放射性廃棄物処分容器の寿命が長期化され、破損や腐食等に伴う放射性物質の漏洩を防止することができるので、放射性廃棄物の安定した地層処分が可能となる。
以下、本発明の実施形態につき、図面を参照して説明する。なお、以下の説明に用いる各図面では、各部材を認識可能な大きさとするため、各部材の縮尺を適宜変更している。
(放射性廃棄物処分容器)
図1は、本発明に係る放射性廃棄物処分容器の全体構成を示す斜視図、図2は、放射性廃棄物処分容器の断面図である。
本実施形態の放射性廃棄物処分容器1は、図1及び図2に示すように、有底筒状の容器本体3と、容器本体3の開口端を閉塞する密封蓋4とを備えた金属製容器5からなる。容器本体3の収容部2内には、高レベル放射性廃棄物や長半減期放射性(TRU)廃棄物(これらを以下、単に放射性廃棄物6とする)が収容され、密封蓋4によって密封されている。
金属製容器5は、直径Dが490mm、高さHが1496mm、さらに表面積が2.68mm程度となっている。本実施形態の金属製容器5は、炭素鋼などの耐食性金属を用いて構成され、その表面には金属製容器5の腐食をより防止する腐食防止層21が形成されている。腐食防止層21は、チタンまたはチタン合金層22(以下、Ti層と称することもある)とチタン水素化物層23(以下、TiH層と称することもある)からなり、6mm程度の厚さdを有する。チタン水素化物層23は、チタンまたはチタン合金層22を表面を覆うようにして形成される表層23aと、表層23a近傍のチタンまたはチタン合金層22内部に拡散する拡散層23bとからなる。また、チタンまたはチタン合金層22の表面(金属製容器5の最外層)には、自然に形成されるチタン酸化物層22a(以下、TiO層と称することもある)が存在する。水素は、チタン酸化物層22aを浸透するため、チタンまたはチタン合金層22の表面に生成する水素化物によってチタン水素化物層23が形成される。
なお、製造過程において、金属製容器5を移動させる必要があることから、密封蓋4の上面には吊り金具8が設けられている。
(放射性廃棄物処分容器の製造方法)
図3は、本発明に係る放射性廃棄物処分容器の製造装置の一例である電解処理装置の概略構成図、図4は、本発明に係る放射性廃棄物処分容器の製造方法のフローチャート図である。
(電解処理装置)
まず、放射性廃棄物処分容器の製造に用いる電解処理装置について説明する。
電解処理装置10は、縦1000mm、横1000mm、高さ2000mm程度の電解槽11の内部に、例えば有底筒形状のメッシュタイプの金属籠を電極12として配置してある。金属製容器5は、電極12(メッシュ籠)上に配置され電解質溶液13中に浸漬される。水素化する金属製容器5の表面にはチタンまたはチタン合金層22が形成されている。ここで、例えば電解槽11内に、電解質溶液13を攪拌するための撹拌器や超音波振動子などが配置されていてもよい。
電解槽11の外部には、金属製容器5と電極12との間に直流電流を供給するための直流電源16が配置されている。電解槽11及び電極12の大きさは、金属製容器5を配置可能とする大きさであればよい。
また、金属製容器5と電極12からは、それぞれリード線15が引き出されて直流電源16に接続されており、このような定電流電解装置17(直流電源部)によって金属製容器5と電極12との間に直流電流が印加される。
このような表面水素化処理によって、金属製容器5の表面にチタン水素化物層23が形成されることになる。
電解質溶液13としては、海水相当の塩化物濃度(NaCl:3.5%程度)を有する導電性溶液が好適に用いられる。また、電極12には、例えば炭素が用いられる。
なお、電極12の開口端側に、金属製容器5の上面を覆う可動電極をさらに配置するようにしてもよい。これにより、電解槽11内への金属製容器5の挿入を妨げることなく、金属製容器5全体(特に、密封蓋4の上面側)にむらなくチタン水素化物層23を形成することが可能となる。
(放射性廃棄物処分容器の製造方法)
以下、本発明に係る放射性廃棄物処分容器の製造方法について、図4に示すフローチャートに沿って説明する。
まず、外表面にTi層22を有する金属製容器5を用意する。そして、その容器本体3の収容部2内に放射性廃棄物6を収容し、収容部2の開口端を密封蓋4によって閉塞する(ステップS1)。次に、嵌合状態にある容器本体3と密封蓋4との接合部分を溶接接合し、一体化させる(ステップS2)。なお、Ti層22の表面には、大気中の酸素によって、TiO層22a(チタン酸化物層)が自然に形成される。
そして、金属製容器5を電解処理装置10内に配置する(ステップS3)。表面にTi層22を有する金属製容器5を、電解処理装置10の電解槽11に満たされた電解質溶液13中に浸漬させ、金属製容器5の密封蓋4上に設けられた吊り金具8に、他端側が直流電源16に接続されたリード線15を接続する。
そして、金属製容器5と電極12との間に所定電流(例えば10A/m程度)を所定時間印加し、Ti層22の表面に所定の厚さでチタン水素化物層23を形成する(ステップS4)。このような表面水素化処理は、電解質溶液13の水温を80℃以下にした状態で行う。本実施形態では、電流密度100A/mで、通電電気量10MCm−2の電気量を付与する。電気量の付与時間は約28時間である。
金属製容器5と電極12との間に電流を印加すると、Ti層22(具体的には、TiO層)の表面上に水素(H)が発生する。発生した水素の一部がTiO層22aを介してTi層22に吸収され、Ti層22の表面に略均一なチタン水素化物層23が形成される。金属製容器5は、水素発生表面となるTi層22の直下にチタン(Ti)が存在するため、水素(H)はチタン(Ti)中の拡散速度にしたがって拡散し、所定の水素化物生成条件が整った時点で、Ti層22の表面において水素化物が生成する。
水素化物の生成形態は、Ti層22とTiO層22aとの界面部分において層状をなす水素化物によって形成される表層23aと、表層23a近傍のTi層22内に拡散する水素化物によって形成される拡散層23bとの2種類あり、これらの一方または両方により、チタン水素化物層23が形成される。
図5に、定電流電解による水素化物層の厚さδにおける通電電気量Q(電流密度×時間)の依存性を示す。図5に示すように、通電電気量Q(MCm−2)=電流密度×電解時間の関係から、本実施形態では、チタン水素化物層23の厚さδ(μm)を電流密度や電解時間により制御及び管理する。このようにして、金属製容器5の表面に、厚さδ約36μm程度のチタン水素化物層23を形成し、放射性廃棄物処分容器1を得る。
図6に、Tiの水素濃度と機械的特性の関係を示す。
図6に示すように、Tiの引張り強さは水素吸収量の増加に従って徐々に低下するが、1000ppm程度の吸収量でも2割程度の減少となっている。これに対し、破断時におけるTiの伸びは400ppm程度の吸収量で極端に低下している。また、衝撃試験では、水素吸収量が100ppm程度を超えると、水素を吸収するエネルギーが低下するとされている。これは、図7(a)に示すように、電解質溶液の水温が80℃以上の高温で水素化処理を行い、水素がTi内部で均一に分布している場合の評価であってぜい化が発生しやすい。
しかし、電解質溶液の水温が80℃以下の低温でカソード電位を一定にして表面水素化処理を行い、水素吸収を急激にすると、図7(b)に示すように、Ti層の表面に層状に水素化物層(TiH層)が形成される。この水素化物層(TiH層)の内側では水素は吸収されておらず、ほぼ健全な組織となっている。このように、水素化物層をTiの表面に形成する場合にはTiのぜい化は発生しない。
以上説明したように、本発明の放射性廃棄物処分容器1によれば、地下埋設前に、放射性廃棄物を収容した金属製容器5の表面にチタン水素化物層23を形成することにより、埋設後の還元性環境において、板厚内部に水素化物が拡散及び生成するのを抑制することができる。
チタン水素化物層23の厚さの成長は、図5に示すように、δ=12×(Q−1)0.5の関係が有り、放物線測に従い、時間の逓減則が成り立つ。つまり、チタン水素化物層23は、ある一定の厚さになるとそれ以上水素を吸収しなくなる。
つまり、金属製容器5の表面に、予めチタン水素化物層23を形成しておくことで、チタン水素化物層23中はチタンまたはチタン合金層22中よりも水素の拡散が遅くなるので、還元環境におかれてもその後の水素吸収と水素化物の生成は抑制されることになる。したがって、予め金属製容器5の表面にチタン水素化物層23を形成しておくことにより、地層処理後における水素吸収が抑制され、水素に起因するチタンまたはチタン合金層22の腐食割れ(ぜい化)が抑制される。よって、放射性廃棄物処分容器1の耐久性が向上し、長期健全性が確保される。
また、上記製造装置10による表面水素化処理を行うことにより、金属製容器5が複雑な形状であっても、その表面に所定の膜厚でチタン水素化物層23を容易に形成することが可能である。よって、このような加工技術を用いることにより、歩留まりが向上し、低コストで耐食性の高い放射性廃棄物処分容器1を製造できる。
したがって、放射性廃棄物処分容器1の寿命が長期化され、破損や腐食等に伴う放射性物質の漏洩を防止することができるので、放射性廃棄物の安定した地層処分が可能となる。
なお、チタン水素化物層23を形成する際、放射性廃棄物の放射性分解による発熱や電解による発熱などによって、金属製容器5の表面温度や電解質溶液13の水温が80℃を越えてしまうと、Ti層22の表面にチタン水素化物層23が形成されず、Ti層22内部に水素化物が分散及び生成してぜい化する虞がある。そのため、金属製容器5の表面にチタン水素化物層23を良好に形成するには、電解質溶液13の水温の管理が重要となってくる。よって、電解処理装置10の電解槽11内に、例えば電解質溶液13の水温を検知する温度検知センサなどを備えることが好ましい。
以上、添付図面を参照しながら本発明に係る好適な実施形態について説明したが、本発明は係る例に限定されないことは言うまでもなく、上記各実施形態を組み合わせても良い。当業者であれば、特許請求の範囲に記載された技術的思想の範疇内において、各種の変更例または修正例に想到し得ることは明らかであり、それらについても当然に本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
例えば、上記の製造方法では、容器本体3と密封蓋4との接合部分を溶接した後にチタン水素化物層23を形成するとしたが、チタン水素化物層23を形成した後に溶接を行うようにしても良い。しかしながら、溶接部分の特性劣化を避けるために、容器本体3と密封蓋4とを溶接接合した後にチタン水素化物層23を形成することが好ましい。
また、その他の製造方法として、例えば、金属製容器5に放射性廃棄物6を収容する前に、チタン水素化物層23を形成してもよい。この場合、金属製容器5の容器本体3と密封蓋4との少なくとも外表面にチタン水素化物層23を形成した後、放射性廃棄物6を収容し、容器本体3と密封蓋4との接合部分(封止部分)のチタン水素化物層23を除去する。その後、容器本体3と密封蓋4とを溶接接合し、少なくとも前記接合部分にチタン水素化物層23を形成する。
また、容器本体3と密封蓋4との接合部分以外に、チタン水素化物層23を形成した後、金属製容器5内に放射性廃棄物6を収容して前記接合部分を溶接接合し、該接合部分にチタン水素化物層23を形成するようにしてもよい。
また、上記した電解処理装置10では、金属製容器5と電極12との間に直流電流を付与しているが、照合電極(基準となる電極)を用いる3電極式の電解処理装置を用いてもよい。これにより、電界処理の安定化を図ることができる。
また、電解槽11が電極12として機能するような構成としてもよい。これにより、装置構造が簡略化され小型化される。
また、金属製容器5全体をチタンで形成してもよい。
本発明に係る放射性廃棄物処分容器の概略構成を模式的に示した斜視図。 本発明に係る放射性廃棄物処分容器の概略構成を模式的に示した断面図。 本発明に係る電解処理装置の概略構成を模式的に示した説明図。 本発明に係る放射性廃棄物処分容器の製造方法のフローチャート図。 定電流電解による水素化物層の厚さにおける通電電気量の依存性を示すグラフ。 Tiの水素濃度と機械的特性の関係を示すグラフ。 Ti内部への水素化物の拡散及び生成具合を示す図であって、(a)は水素化物層なし、(b)は水素化物層あり。 金属製容器の腐食原理を示す説明図。
符号の説明
1…放射性廃棄物処分容器、3…容器本体、4…密封蓋、5…金属製容器、6…放射性廃棄物、8…吊り金具、10…電解処理装置、11…電解槽、12…電極、13…電解質溶液、15…リード線、16…直流電源、17…定電流電解装置、21…腐食防止層、22…チタンまたはチタン合金層(Ti層)、22a…チタン酸化物層、23…チタン水素化物層、Q…通電電気量

Claims (7)

  1. 放射性廃棄物を密封して地層処分するための放射性廃棄物処分容器であって、
    金属製容器と、
    前記金属製容器の少なくとも外表面に形成された、チタンまたはチタン合金層、チタン酸化物層、およびチタン水素化物層からなる腐食防止層と、を有して構成されていることを特徴とする放射性廃棄物処分容器。
  2. 金属製容器のチタンまたはチタン合金層とチタン酸化物層との間に、チタン水素化物層を形成する水素化物層形成工程を備えることを特徴とする放射性廃棄物処分容器の製造方法。
  3. 容器本体と密封蓋とからなる前記金属製容器内に放射性廃棄物を収容する収容工程と、
    前記容器本体と前記密封蓋との接合部分を溶接する溶接工程と、を有することを特徴とする請求項2記載の放射性廃棄物処分容器の製造方法。
  4. 前記水素化物層形成工程に先立って、前記溶接工程を行うことを特徴とする請求項2または3記載の放射性廃棄物処分容器の製造方法。
  5. 少なくとも外表面にチタンまたはチタン合金層を有する金属製容器を配置するための電解槽と、
    電解質溶液と、
    前記金属製容器の対極として配置される電極と、
    前記金属製容器と前記電極とを接続する直流電源部と、を備えることを特徴とする放射性廃棄物処分容器の製造装置。
  6. 前記電極が、前記金属製容器を取り囲む筒状を呈するとともにメッシュ状となっていることを特徴とする請求項5記載の放射性廃棄物処分容器の製造装置。
  7. 前記電解槽が、前記電極として機能することを特徴とする請求項5記載の放射性廃棄物処分容器の製造装置。
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JP5390934B2 (ja) * 2009-05-20 2014-01-15 株式会社神戸製鋼所 チタン合金材および構造部材ならびに放射性廃棄物用容器
JP5556585B2 (ja) * 2010-10-26 2014-07-23 株式会社Ihi 腐食試験装置及び腐食試験方法
JP5751413B2 (ja) * 2011-06-27 2015-07-22 株式会社Ihi 放射性廃棄物処分容器、その製造方法及びその容器を用いた放射性廃棄物の封入方法
JP2014085128A (ja) * 2012-10-19 2014-05-12 Ihi Corp 放射性廃棄物処分容器及びその製造方法
JP6089685B2 (ja) * 2012-12-21 2017-03-08 株式会社Ihi 放射性廃棄物処分容器、その製造方法及びその容器を用いた放射性廃棄物の封入方法

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH1039091A (ja) * 1996-07-25 1998-02-13 Kobe Steel Ltd 放射性物質の収納容器及び放射線遮蔽材
JP4679116B2 (ja) * 2004-11-02 2011-04-27 株式会社東芝 放射性廃棄物処分容器、その劣化診断・寿命向上用システムおよび方法

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