JP5100570B2 - 放射性廃棄物の固化方法および固化装置 - Google Patents

Description

本発明は、原子力発電所から発生する放射性廃棄物、特に使用済みイオン交換樹脂、および、使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する放射性廃棄物と硫酸イオンを含有する放射性廃液を固化する方法および装置に関する。

原子力発電所等から発生する炉水浄化系の使用済みイオン交換樹脂は、^６０Ｃｏ等の放射能濃度が高く、余裕深度処分対象の廃棄物とされている。
処分する廃棄体を減容する観点から、使用済みイオン交換樹脂の分解処理等が各々の原子力発電所で検討されている。

この分解処理等の一例として、使用済みイオン交換樹脂に硫酸を通水し、^６０Ｃｏ等の放射性核種を樹脂から溶離することで余裕深度処分対象となる廃棄物を減容する処理方法が実施されている。しかし、この処理からは、硫酸を主成分とする放射性廃液が発生する。

また、銅触媒を使用した高温高圧下での酸化反応による使用済みイオン交換樹脂の分解処理が検討されている。しかし、この処理でも、硫酸塩を主成分とする放射性の廃液が発生する。さらに、鉄等の共沈反応による核種分離によって、更なる減容が検討されているが、この処理では、放射能濃度の高い鉄クラッド等の沈殿物が発生する。

この他に、使用済みイオン交換樹脂をスチームリフォーマ、ICプラズマ等により、完全に無機化する分解処理方法が検討されている。しかし、この処理でも、放射能濃度の高い残渣が発生する。また、この処理では、ガス系に硫黄分が移行し、その回収により放射性の硫酸塩廃液が発生する。

一方、特許文献１に記載されているように、従来から、放射性廃棄物をセメント等で固化して廃棄体とすることが行われており、上記の使用済みイオン交換樹脂、使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する廃棄物、硫酸イオンを含有する放射性廃液等の放射性廃棄物を、セメント等で固化し廃棄体とすることが検討されている。

セメント固化による固化処理方法は安価で処理が容易なため、多くの放射性廃棄物の固化に適用されているが、放射性核種濃度の高い廃棄物をセメント固化により処理する場合、放射性核種からの放射線により、セメント固化体中に含まれる水などが分解し水素ガスが発生することが問題となる。

また、浅地中処分では、硫酸塩を含有したセメント等の固化体の処分は実施されている。しかし、余裕深度処分は長期的に構造体としての健全性が望まれているため、硫酸塩を含有する固化体については、溶出する硫酸イオンの影響が懸念されている。

特許文献１では、オートクレーブなどを用いて高温で養生することにより、セメント固化体内部の水を放射線に対し安定な結晶水の形に移行させることが提案されている。
特開昭６０−１２８４００号公報

上述したように、^６０Ｃｏ等の放射能濃度が高く、余裕深度処分対象の廃棄物とされている使用済みイオン交換樹脂をセメント固化により処理するに当たり、水素ガスの発生が懸念されている。この水素ガスの発生は、セメント固化体中に結晶水として取り込まれなかった水が遊離水として残留することに起因するものである。

上述の従来例では、セメント固化体内部の水を結晶水の形に移行させることにより、水素ガスの発生を防止することが提案されているが、この方法は、高温養生する装置が必要であり、揮発性核種が含まれる場合には被ばく等の対策が必要であった。

また、使用済みイオン交換樹脂を廃棄体の減容を目的として分解および無機化した場合でも、上述のように放射能濃度の高い廃棄物が発生し、セメント固化体中に残留する遊離水の放射線分解による水素ガス発生量の観点から、セメント固化体に混入できる放射能量を上限としてセメント固化できる放射性廃棄物の量が決まるため、廃棄体の減容性を上げることが難しかった。

さらに、発電所毎に使用済みイオン交換樹脂の処理方法が異なるために、使用済みイオン交換樹脂およびその処理により生じる放射性廃棄物に対し、共通したセメント固化方法が選定できていないという問題もあった。

本発明は、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂、その使用済みイオン交換樹脂を種々の方法で分解処理して発生する廃棄物および硫酸イオンを含有する放射性廃液等、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂に関係する様々な放射性廃棄物に対し、共通の方法で固型化することができ、しかも水素ガス発生量を抑制できる固化方法を提案することを目的とする。

本発明に係る放射性廃棄物の固化方法は、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂からなる放射性廃棄物と、アルミナセメントおよび／またはアルミン酸カルシウム、もしくはこれらとシャモットとの混合物からなるカルシウムアルミネート系材料と、硫酸塩溶液とを混練し、固型化する放射性廃棄物の固化方法であって、
前記硫酸塩溶液として、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する硫酸イオンを含有する放射性廃液を使用し、
前記放射性廃棄物の固化体中に、エトリンガイト、モノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物のうち１種以上を含有することを特徴とする。

また、本発明に係る放射性廃棄物の固化方法は、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する放射性廃棄物と硫酸イオンを含有する放射性廃液の固化方法であって、
アルミナセメントおよび／またはアルミン酸カルシウム、もしくはこれらとシャモットとの混合物からなるカルシウムアルミネート系材料と前記硫酸イオンを含有する放射性廃液とを混練し、混練物の一部を固型化させると共に、残部を前記放射性廃棄物と混合し、固型化させ、
前記放射性廃棄物の固化体中に、エトリンガイト、モノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物のうち１種以上を含有することを特徴とする。

さらに、本発明に係る放射性廃棄物の固化装置は、これらの放射性廃棄物の固化方法を実施するための放射性廃棄物の固化装置である。

本発明の放射性廃棄物の固化方法および装置によれば、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂または前記使用済みイオン交換樹脂を種々の方法で分解処理して発生する^６０Ｃｏ等の放射能濃度が高い放射性廃棄物をセメント固化するにあたり、セメントとして放射線分解による水素ガス発生量の少ないカルシウムアルミネート系材料を使用し、さらに、このカルシウムアルミネート系材料と硫酸塩溶液との反応により、セメント固化体中に結晶水を多く含むエトリンガイト、モノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物を積極的に生成させることにより、セメント固化体中に残留する遊離水の放射線分解による水素ガスの発生を十分に抑制することができる。

また、水素ガスの発生を十分に抑制することができるため、セメント固化できる放射性廃棄物の量を増やすことができ、廃棄体の発生量を低減することができる。
さらに、硫酸塩溶液としてイオン交換樹脂の分解処理により発生する硫酸イオンを含有する放射性廃液を用いることにより、廃棄体の発生量を全体として低減することができる。

上述のように、放射能濃度が高い放射線廃棄物のセメント固化体における水素ガスの発生は、セメント固化体中に結晶水として取り込まれていない水が遊離水として残留することに起因するものである。

一方、結晶水を多く含むセメント水和物としては、エトリンガイト（3CaO・Al₂O₃・3CaSO₄・32H₂O）、モノサルフェート（3CaO・Al₂O₃・CaSO₄・12H₂O）、カルシウムアルミネート水和物（3CaO・Al₂O₃・13H₂O）、フリーデル氏塩（3CaO・Al₂O₃・CaCl₂・10H₂O）などが知られている。

本発明者らは、セメントとして放射線分解による水素ガス発生量の少ないものを選択し、さらに、セメント固化体形成時に結晶水を多く含むセメント水和物を積極的に生成させることにより、放射能濃度が高い放射性廃棄物のセメント固化体中の遊離水の放射線分解による水素ガス発生を抑制することができることを知見し、本発明を成したものである。

まず、放射線分解による水素ガス発生が少ないセメントの選定を行った。
セメント試料として、普通ポルトランドセメント：OPC、フライアッシュセメント：FAC、アルミナセメント：ALCを用意した。これらに^６０Ｃｏ線源照射を行い水素ガス発生量を測定した結果を図１に示す。図１から、ALCはFACと比べ１／３程度、OPCと比べても１／２程度水素ガス発生量が少ないことがわかる。

アルミナセメントはカルシウムアルミネート系材料の一種であるが、アルミン酸カルシウムなどの他のカルシウムアルミネート系材料においても同様の結果が得られた。
しかも、アルミナセメントなどのカルシウムアルミネート系材料は、硫酸塩溶液と反応することによりエトリンガイト、モノサルフェート等の結晶水を多く含む鉱物を生成することが広く知られている。

そこで、アルミナセメントと硫酸塩溶液の反応により生成した湿潤した粉末状のエトリンガイトとそれを乾燥した粉末状のエトリンガイトを試料として、^６０Ｃｏ線源照射による水素ガス発生量を測定した結果を図２に示す。図２から、水が結晶水として存在する乾燥粉末状のエトリンガイトは、水が遊離水として存在する湿潤粉末状のエトリンガイトに比べ２／３程度水素ガス発生量が低いことがわかる。モノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物においても同様の結果が得られた。

この結果は、セメント固化体中に結晶水を多く含むセメント水和物を積極的に生成させることにより、放射能濃度が高い放射性廃棄物のセメント固化体中の遊離水の放射線分解による水素ガス発生を抑制できることを示している。

これらの結果から、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂や前記使用済みイオン交換樹脂を種々の方法で分解処理して発生する^６０Ｃｏ等の放射能濃度が高い放射性廃棄物の固化処理において、セメントとしてアルミナセメント等のカルシウムアルミネート系材料を用い、それを硫酸塩溶液と反応させてセメント固化体中に結晶水の多いエトリンガイトやモノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物を積極的に生成することにより、放射線分解による水素ガス発生量を抑制することとした。

カルシウムアルミネート系材料としては、特に限定するものではないが、アルミナセメント、アルミン酸カルシウム、これらとシャモットとの混合物を使用することができる。

硫酸塩溶液としては、特に限定するものではないが、硫酸ナトリウム溶液、硫酸カルシウム溶液、硫酸バリウム溶液が使用できる。また、硫酸塩溶液として、イオン交換樹脂の分解処理により発生する硫酸イオンを含有する放射性廃液を使用してもよい。この放射性廃液を使用することにより、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂に関する放射線廃棄物の廃棄体の減容が図れる。

硫酸塩溶液の代わりに、硫酸塩を用い、含水している使用済みイオン交換樹脂や使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する廃棄物と混合してもよい。
以下、本発明を実施するための最良の形態について説明する。

（第１の実施形態）
本発明の使用済みイオン交換樹脂の固化処理フロー図を図３に示す。
原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂１と、カルシウムアルミネート系材料としてアルミナセメント２と、硫酸塩溶液３とを、処分容器である円柱容器に入れ、インドラムミキサにより混練し、固型化して、余裕深度処分対象のセメント固化体５とした。

処分容器としては円柱容器の代わりに角型容器を用いてもよい。また、ミキサにより混練した後、混練物を処分容器に充填し固化してもよい。

セメント固化体５について放射線分解により発生する水素ガス発生量を測定したところ、これまでの１／２程度まで減少できたことが確認された。これは、放射線分解による水素ガス発生が少ないアルミナセメント２を用い、さらにこのアルミナセメント２と硫酸塩溶液３とにより、セメント固化体５中に結晶水を多く含むセメント水和物が生成したことによるものであると推測される。この方法によれば、放射線分解により発生する水素ガス発生量の低減が図れるため、使用済みイオン交換樹脂の固化処理量を増加することができる。

また、この混練、固型化処理を処分容器内で実施することによって、洗浄等の二次廃棄物発生量を減少できる。

（第２の実施形態）
本発明の使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する放射性廃棄物と硫酸イオンを含有する放射性廃液の固化処理フロー図を図４に示す。

原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂１を、銅触媒を用いた高温高圧下での酸化反応で分解処理し、さらに鉄等を用いた共沈反応で放射性核種の核種分離を行う。この処理により、放射能濃度の高い廃棄物である沈殿物４と放射能濃度の低い硫酸イオンを含有する放射性廃液である硫酸塩溶液３とが発生する。

まず、放射能濃度の低い硫酸塩溶液３をアルミナセメント２と混練して混練物とする。混練物は、その一部を処分容器に充填して固型化し、浅地中処分対象のセメント固化体６とする。また、混練物の残部を放射能濃度の高い廃棄物である沈殿物４と混合、混練して処分容器に充填し、固型化して余裕深度処分対象のセメント固化体５とする。

いずれのセメント固化体５、６においても結晶水を多く含む水和物が生成する。放射能濃度の高い廃棄物である沈殿物と混合、混練したセメント固化体５においては、放射線分解により発生する水素ガス発生量をこれまでの１／２程度まで減少できたことが確認された。

また、この方法では、放射能濃度の低い硫酸塩廃液を硫酸塩溶液３としてアルミナセメント２の混練水に利用するため、廃棄体の発生量を低減することができた。

各種セメント試料の^６０Ｃｏ線源照射による水素ガス発生量の測定結果を示す図。 乾燥粉末および湿潤粉末状態のエトリンガイトの^６０Ｃｏ線源照射による水素ガス発生量の測定結果を示す図。 本発明の第１の実施形態のイオン交換樹脂廃棄物の固化処理フローを示す図。 本発明の第２の実施形態のイオン交換樹脂の分解処理物の固化処理フローを示す図。

符号の説明

１…原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂、２…アルミナセメント、３…硫酸塩溶液、４…沈殿物、５…余裕深度処分対象のセメント固化体、６…浅地中処分対象のセメント固化体。

Claims (4)

1. 原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂からなる放射性廃棄物と、アルミナセメントおよび／またはアルミン酸カルシウム、もしくはこれらとシャモットとの混合物からなるカルシウムアルミネート系材料と、硫酸塩溶液とを混練し、固型化する放射性廃棄物の固化方法であって、
   前記硫酸塩溶液として、原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する硫酸イオンを含有する放射性廃液を使用し、
   前記放射性廃棄物の固化体中に、エトリンガイト、モノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物のうち１種以上を含有することを特徴とする放射性廃棄物の固化方法。
2. 原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂を分解処理して発生する放射性廃棄物と硫酸イオンを含有する放射性廃液の固化方法であって、
   アルミナセメントおよび／またはアルミン酸カルシウム、もしくはこれらとシャモットとの混合物からなるカルシウムアルミネート系材料と前記硫酸イオンを含有する放射性廃液とを混練し、混練物の一部を固型化させると共に、残部を前記放射性廃棄物と混合し、固型化させ、
   前記放射性廃棄物の固化体中に、エトリンガイト、モノサルフェート、カルシウムアルミネート水和物のうち１種以上を含有することを特徴とする放射性廃棄物の固化方法。
3. 前記放射性廃棄物と前記カルシウムアルミネート系材料と前記硫酸塩溶液との混練を処分容器である円柱容器または角型容器で行うことを特徴とする請求項１または２記載の放射性廃棄物の固化方法。
4. 請求項１ないし３のうちいずれか１項に記載の放射性廃棄物の固化方法を実施するための放射性廃棄物の固化装置。

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