JP5232327B2 - 放射性廃棄物の合成岩石形態でのパッケージ化方法 - Google Patents

Description

本発明は、放射性廃棄物のパッケージ化方法であって、放射性廃棄物が溶融され、冷却後に、上記放射性廃棄物を含むガラス質又は結晶化ガラス質の鉱石状のモノリスが得られる方法に関する。

より具体的には、本発明は、地表貯蔵される特定の区分の放射性廃棄物、すなわち、いわゆるＷＡ／ＭＡ（すなわち低レベル又は中レベル）放射性廃棄物を処理する方法に関する。これらは、３００年後にはもはや健康上のリスクをもたらさないまでに残留放射能が減少するような放射性廃棄物である。

これらの廃棄物は本質的に以下に分類される。
・粒径の小さい、特に粒径が１ｍｍ未満のいわゆる「均質」廃棄物（土、汚泥、灰、砂、塵又は粉塵、フィルター塵など）
・粒径の大きい、特に粒径が１ｃｍ以上、好ましくは１〜５ｃｍのいわゆる「不均質」廃棄物（石、コンクリート瓦礫、くず鉄、プラスチック、ガラスなど）

本発明の方法は、実用上、本質的に均質廃棄物を扱うものであるが、後述するように、コンクリート瓦礫などのある種の不均質廃棄物にも関係する。

より具体的にいうと、本発明の方法は、石灰石（ＣａＣＯ_３）と、シリカ（ＳｉＯ_２）と、アルミナ（Ａｌ_２Ｏ_３）又はヘマタイト（Ｆｅ_２Ｏ_３）などの三価元素の酸化物と、必要に応じて無水ホウ酸（Ｂ_２Ｏ_３）とから実質的になる物質の処理に関する。

また、この種の物質は以下のものに含まれる。
ａ．アルミノケイ酸塩、炭酸カルシウム及びシリカをベースとした石灰土であって、原子力発電所外部への放射能漏れの結果として汚染されたもの。フランス国内における処理が必要な汚染土の体積は約５０００ｍ^３と見積もられている。
ｂ．金属酸化物、建物からでるコンクリートくず、並びに工程から生じる有機生成物及び水の混合物からなる残渣など、原子力発電所を含む原子力関連施設で生じる汚泥。処理されるこれら汚染汚泥の乾燥抽出物の体積は一年当たり１００ｍ^３以上である。
ｃ．老朽化して運転を停止した動力炉など、寿命により解体される原子力施設のインフラから生じるコンクリート類。この第三の出所源からは１００００ｍ^３以上のＷＡ／ＭＡコンクリートが生じる。

本発明の方法が対象とするＷＡ／ＭＡ廃棄物のパッケージ化に現在使用されている方法において、今日用いられている主な技術は、廃棄物をモルタルのグラウトと混合し、乾燥後に、最初の廃棄物及びその放射能を含むコンクリートブロックを形成するものである。この技術の主な欠点は、封入率（ｉｎｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ ｒａｔｅ）、すなわち、最初の廃棄物の体積を最終コンクリートの体積で割った値が非常に小さいこと、すなわち、処理廃棄物によって変動するものの、封入率は０．２〜０．５であることである。言い換えれば、最終コンクリートの体積が最初の廃棄物の体積と比較して非常に大きくなり、よって、貯蔵体積は貯蔵費用に比例するため貯蔵費用は高くなる。また、大量の非放射性セメント及びコンクリートが放射性廃棄物に変えられてしまう。

廃棄物の封入率を増やすため、モルタルなどの水硬性結合材のマトリクス中への固定化に代わる別の方法の開発が試みられてきた。

具体的には、特許文献１では廃棄物をガラスマトリクス中に固定化する有毒廃棄物のパッケージ化方法が記載されている。これにより、すなわち、ＣＡＳ（石灰／アルミナ／シリカ）の熱力学的平衡状態を示した三元状態図における三元共晶点という相対的に低い融点の組成、すなわち、理論上１３００℃未満の熱力学的融点を有する組成のモノリスが得られる。

このため、パッケージ化される放射性廃棄物の組成を、石灰石、シリカ及び／又はアルミナの各化合物で調整し、溶融後、下記条件を満たす上記三元共晶点付近の最終目的組成を得る。
・１０〜１６重量％のＡｌ_２Ｏ_３、
・５９〜６５重量％のＳｉＯ_２、
・２２〜２８重量％のＣａＯ。

本発明の方法が対象とする放射性廃棄物の各物質において、水は１００℃以上で蒸発し、有機物は３００〜５００℃で燃焼し、炭酸カルシウムは約９００℃でＣＯ_２ガスを放出しながら分解して生石灰（ＣａＯ）となる。処理される放射性廃棄物の組成、さらには添加剤の組成に含まれ得る他の物質は高温で分解し、硝酸塩や硫酸塩などの酸化物になる。高温で加熱すると、水の蒸発、有機物の燃焼、及びか焼（ｃａｌｃｉｎａｔｉｏｎ）によって、処理される廃棄物の質量が減少する。強熱減量率、すなわち、減少した質量を最初の質量で割った値は２５〜４０％であり、従って、分割された固体からモノリスへの高密度化によって、封入率が著しく高まり、廃棄物の体積が減少できることが示されている。

しかしながら、この方法には以下のようないくつかの欠点があり、工業的生産に適用できない。

・得られたガラスのシリカ含量が高い（ＳｉＯ_２：５９〜６５重量％）ことで、結果として、溶融物の粘度が、特に低温（１３００℃未満）で、高くなり、溶融物の体積が大きい場合にその均質化が困難となる。この状態でも、依然としてガスの放出は１０００℃を超えると起こり、溶融物中に泡が生じる。溶融物の粘度が高いことから、この泡は溶融物中にとどまり、よって、最終モノリス中への放射性廃棄物の封入率は低くなる。

・ガラスが砕ける危険性を考えると、特許文献１では、７００℃を超える温度でモノリスを焼きなます（アニールする）工程を冷却工程前に行う必要がある。工業的大きさのガラスブロックの冷却速度は、７５０℃の焼きなまし（アニーリング）温度から１℃／時間であるように推奨されている。従って、室温に達するまでモノリスを冷却するのに１カ月の期間が必要となる。一年当たり１０００トンを処理する工業プラントでは、冷却炉は一カ月当たり最大４００個ものガラスブロックを固定した状態で収容できるものでなくてはならない。

・また、ガラス組成は、その三元共晶組成において、石灰土及び／又はコンクリートをベースとする放射性廃棄物のほとんどと全くかけ離れているため、組成の調整が必要となり、目的組成を得る上で廃棄物の量が最初の質量の２倍になってしまう。実際、特許文献１で得られた封入率は２を超えない。

・最後に、溶融する物質が均質でないことを考慮すると、後述するように、理論上の熱力学的融点よりもさらに高い融点を適用する必要がある。

これら全ての理由から特許文献１に記載の方法は工業的に適用されることはなかった。

他には、特許文献２などに記載されている方法、すなわち、封じ込める放射性廃棄物に電極を浸漬し、その後、電極の周囲が溶融するまで電流を流すことにより、人工岩石、すなわち、結晶相及びガラス相を含む固体を形成する方法も公知である。特許文献３では、上記処理が容器中にパッケージ化された廃棄物に直接適用される。

上記方法は、石灰土及び／又はコンクリート瓦礫、又は原子力発電所から生じる汚泥からなる放射性廃棄物の処理にはそのままでは適用することはできない。これは、含まれる石灰石から生石灰が生成するためであり、生石灰は水と激しく反応し、且つ、その溶解性が非常に高いため、放射性廃棄物のパッケージ化に適さない。また、石灰石は９００℃でＣＯ_２を放出しながら生石灰に変わるものの、生石灰（ＣａＯ）は２５００℃以上でしか溶融しない。この温度では、ほとんどの放射性元素（セシウム、ルテニウム、プルトニウム）は揮発する。また、廃棄物の金属製又はコンクリート製の容器はこのような温度に耐えることはできないだろう。

仏国特許出願公開第２７４１５５２号明細書 仏国特許出願公開第２５０２９９９号明細書 国際公開第０３／０３８３６１号

本発明の目的は、工業用途の条件下で２より大きい、特に２〜４の高封入率が達成できる、放射性廃棄物の封じ込め／パッケージ化方法を提供することである。

本発明の別の目的は、ガラス質であるか又は粒界を有する多結晶質である、多少とも結晶化したモノリス（人工岩石）として封じ込められた最終廃棄物を提供することである。このモノリスは、８ＭＰａ以上の圧縮強度を有し、且つ、地表で貯蔵するための設備内での貯蔵を可能とする不溶性をも有する、という固体ブロック特性を満たす。

圧縮強度の基準は、最終廃棄物ブロックが冷却又はその後の過程で小片に砕けることがないほど十分に固化しているか否かである。

不溶性の基準は、最終廃棄物が溶解せず、特に水と反応しないか否かである。

また、本発明の別の目的は、冷却時間を短くでき、但しその際当然ながら冷却による熱応力でブロックが砕けることもなく、さらに、溶融物中の揮発性放射性元素の５０％以上を保持できるような融点も備える、という工業用途に適用できる封じ込め方法を提供することである。

本発明の方法では、添加剤の添加又は廃棄物の混合により廃棄物の組成を調整した後、廃棄物を加熱することにより、その廃棄物を溶融させて容器に注入できるようにし、容器中に人工岩石又はガラスモノリスとしてパッケージ化する。

より具体的には、本発明は、
以下の連続した工程：
ａ）９５０℃でか焼後の乾燥抽出分の組成（以後、出発組成という）の９０％以上が、ＣａＯ、Ｆｅ_２Ｏ_３、ＳｉＯ_２、Ａｌ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される化合物で構成される放射性廃棄物を処理し、上記廃棄物の組成を補完して、補完した廃棄物のか焼後の組成が目的組成となるようにする工程、
ｂ）上記補完した放射性廃棄物を溶融させる工程、並びに、
ｃ）上記溶融物を容器に注入し、冷却後に、上記目的組成を有するガラス質又は結晶化ガラス質の合成岩石（ｓｙｎｔｈｅｔｉｃ ｒｏｃｋ）を含む生成物を得る工程
を行う、放射性廃棄物のパッケージ化方法であって、
上記出発組成及び上記目的組成は、下記条件、すなわち、
ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、Ｘ_２Ｏ_３が、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される三価元素の酸化物又は三価元素の酸化物の混合物であり、
・上記出発組成では、
・Ｐ_Ｃ及びＰ_Ｘは９０％未満、
・Ｐ_Ｓは７５％未満、
・上記目的組成では、
・Ｐ_Ｃは３５〜６０％、好ましくは４０〜５０％、
・Ｐ_Ｓは１０〜４５％、好ましくは２０〜４０％、
・ただし両方の場合において、
・Ｐ_Ｃ＋Ｐ_Ｓ＋Ｐ_Ｘ＝１００％、
・Ｐ_Ｘ＝Ｐ_Ａ＋Ｐ_Ｈ＋Ｐ_Ｂ、ここで、
・Ｐ_Ｃ＝［Ｍ_Ｃ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
・Ｐ_Ｓ＝［Ｍ_Ｓ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
・Ｐ_Ａ＝［Ｍ_Ａ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
・Ｐ_Ｈ＝［０．２８Ｍ_Ｈ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
・Ｐ_Ｂ＝［２Ｍ_Ｂ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
・Ｐ_ｉ及びＭ_ｉはそれぞれ、ｉ＝Ｃ、Ｓ、Ａ、Ｈ又はＢとして、ＣａＯ（ｉ＝Ｃ）、ＳｉＯ_２（ｉ＝Ｓ）、Ａｌ_２Ｏ_３（ｉ＝Ａ）、Ｆｅ_２Ｏ_３（ｉ＝Ｈ）、Ｂ_２Ｏ_３（ｉ＝Ｂ）の質量百分率（Ｐ_ｉ）及び質量（Ｍ_ｉ）である、という条件
を満たす
ことを特徴とする方法を提供する。

工程ａ）において、上記目的組成が得られるように上記放射性廃棄物の組成を補完するが、この目的組成は工程ｃ）の終わりに得られるモノリスの組成でもあることは理解されよう。

「出発組成」は、本明細書では、補完する前の放射性廃棄物の組成を意味するが、か焼後にそうなるであろう組成に従って算出される。

出発組成において、質量百分率は、必要な場合には、ＣａＣＯ_３及び／又はＣａ（ＯＨ）_２の質量として算出したものではなく、ＣａＯの質量として算出した割合である。これは、ＣａＣＯ_３及びＣａ（ＯＨ）_２は９５０℃でか焼した後、ＣａＯに変換されるからである。アルミナ、シリカ、及び酸化ホウ素に関しても同様であり、出発放射性廃棄物は通常、か焼後にアルミナ、シリカ、及び酸化ホウ素になる前駆物質、例えば、これらの分子の水和物、ケイ酸塩、硫酸塩、硝酸塩、酸（特にホウ酸Ｈ_３ＢＯ_３）及び／又は水酸化物などを含む。

よって、出発組成及び目的組成を同じＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元図に位置させることができる。

上記目的組成の場合、後述するように、比較的流動性があって、それゆえより均質である溶融物が得られ、これにより、有利な機械的特性を有するガラス質又は結晶質のモノリスが焼きなまさずに短い冷却時間で得られる点で上記目的組成は特に有利である。これは、後述し且つ図１に示すように、特に、目的組成の比較的限られた領域において、石灰／アルミナ／シリカ三元図、石灰／ヘマタイト／シリカ三元図、及び、石灰／無水ホウ酸／シリカ三元図が類似性を有し、どの場合にも共晶谷部が、結果として画定された平行四辺形のほぼ中心にあることによるものである。左側面が急傾斜であり（融点は共晶点から離れると急速に上昇する）且つ右側面がゆるやかな傾斜である谷部の非対称性から、平行四辺形はその中心が共晶谷部からずれるようにおのずと画定される。

上述したように、目的組成のモノリスの場合、上記出発組成の９０％以上が、ＣａＯ、ＳｉＯ_２、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される化合物で構成されており、且つ、か焼後に上述のＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系で以下の質量百分率：Ｐ_Ｓ＜７５％、Ｐ_Ｃ＜９０％、Ｐ_Ｘ＜９０％を満たす廃棄物において、２より大きい封入率（最初の廃棄物体積／モノリスとしてパッケージ化された廃棄物体積）を達成できる。

特に、出発廃棄物の組成に応じて２．４〜８．１の封入率が得られることが確認できる。

ガラスの形態や、好ましくは粒界を有する多結晶質固体の人工岩石の形態である多少とも結晶化した固体ブロック中に放射性廃棄物が固定化されているモノリスの目的組成の利点は他に、固体ブロックの圧縮強度が８ＭＰａ以上であり、且つ、耐溶解性を有するという点で規定の仕様を満足できることである。

また、上記方法は、
・上記モノリスの大きなブロック、特に２００Ｌ以上、さらには最大５００Ｌのものをも適度な冷却時間内、特に２週間以内、さらには１週間以内、通常２４時間未満の時間内で、当然ながら冷却中に熱応力によりブロックが小片に砕けることなく、注型することができ、
・セシウムやプルトニウムなどの揮発性放射性元素の５０％以上が溶融プール中に、その後固体モノリスブロック中に保持される
ことから、工業用途において特に有利である。

上記組成は、ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、異なる三元図（ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ａｌ_２Ｏ_３）、（ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｆｅ_２Ｏ_３）、及び（ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｂｅ_２Ｏ_３）の結晶相領域に相当し、従って共晶谷部の領域、すなわち以下のものに相当する。

・ＣＡＳ（石灰／アルミナ／シリカ）図（図１）において、一つに、ラーナイト（Ｃａ_２ＳｉＯ_４）とゲーレナイト（Ｃａ_２Ａｌ_２ＳｉＯ_７）を分ける共晶谷部、他に、ラーナイト、ランキナイト（３ＣａＯ・２ＳｉＯ_２）及びシュードワラストナイト（ＣａＯ・ＳｉＯ_２）間の各共晶谷部、シュードワラストナイト／ゲーレナイト／アノーサイト（ＣａＯ・Ａｌ_２Ｏ_３・２ＳｉＯ_２）の三元共晶点を有する、シュードワラストナイトとゲーレナイトを分ける共晶谷部、最後に、図の底部にある、３ＣａＯ・Ａｌ_２Ｏ_３、５ＣａＯ・３Ａｌ_２Ｏ_３、及びＣａＯ・Ａｌ_２Ｏ_３間の２つの谷部。

・石灰／ヘマタイト／シリカ三元図（図４）において、上記目的組成は、ラーナイト及びヘマタイト間、ラーナイト及びランキナイト間、ランキナイト及びシュードワラストナイト間の各共晶谷部の領域、並びに、図の底部にある、２ＣａＯ・Ｆｅ_２Ｏ_３、ＣａＯ・Ｆｅ_２Ｏ_３、ＣａＯ・２Ｆｅ_２Ｏ_３、及びヘマタイト間の全ての谷部に相当する。

・石灰／無水ホウ酸／シリカ図（図５）において、上記目的組成は、ラーナイト（２ＣａＯ・ＳｉＯ_２（図では「Ｃ_２Ｓ」と示す））及びシュードワラストナイト（ＣａＯ・ＳｉＯ_２）間の共晶谷部の領域、並びに、その下にある、化合物３ＣａＯ・Ｂ_２Ｏ_３及び２ＣａＯ・Ｂ_２Ｏ_３間の共晶谷部の領域に相当する。

最初に、本発明者らは、石灰土をベースとした廃棄物、並びに、ＣａＣＯ_３、ＳｉＯ_２、及びＡｌ_２Ｏ_３をベースとした他の様々な廃棄物にアルミナを添加して、それらを試験した。このようにして、ＣＡＳ三元図において上述の目的組成領域を画定した。次に、アルミナを他の三価元素の酸化物、すなわち、特に原子力発電所のエバポレータ濃縮物中に大量に含まれる無水ホウ酸Ｂ_２Ｏ_３や、原子力発電所から生じる汚泥中に大量に含まれるヘマタイトＦｅ_２Ｏ_３に置き換えることで、ヘマタイトＦｅ_２Ｏ_３及び無水ホウ酸Ｂ_２Ｏ_３が、ヘマタイト及び無水ホウ酸の考慮される質量にそれぞれ上述の係数０．２８及び２を付与する限り、ＣＡＳ（石灰／アルミナ／シリカ）図においてアルミナと同等に扱うことができることを実験に基づいて見いだした。言い換えれば、三価元素の酸化物の全質量は、アルミナ換算で、実際のアルミナ質量＋０．２８倍のヘマタイト質量＋２倍の無水ホウ酸質量を加算したものと考えることができる。この場合、目的組成は、理論上のＣＸＳ（Ｘは、Ｘ_２Ｏ_３、すなわち、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３の混合物を表す）図に含まれる組成に相当し、ＣＡＳ図において図１の平行四辺形Ａに相当する。

上述の等価係数０．２８及び２は、単に実験での観察に基づいたものではなく、図８を参照して後述するように、石灰／アルミナ／シリカ三元図、石灰／ヘマタイト／シリカ三元図、及び、石灰／無水ホウ酸／シリカ三元図を比較して裏付けを得たものであり、以下のことに基づいている。

・共晶谷部の比較的直線的な組み合わせが、３つの三元図の３つの三角形においてＣａＯ／ＳｉＯ_２線のＭ点とＣａＯ／Ｘ_２Ｏ_３線のＰ点を結ぶ。

・Ｍ点の位置は三価元素の酸化物の種類には依存せず、ランキナイトの領域に位置する。一方、Ｐ点の位置により、各種三価元素の酸化物の図においてこれらの等価係数を決定することができる。

また、３つの図において、共晶点から離れるように組成の平衡を失わせる場合、融点が谷部の左側（石灰過剰）では比較的早く、谷部の右側（石灰不足）では比較的ゆっくりと上昇することに留意されたい。

本発明によれば、目的組成の領域が、仏国特許出願公開第２７４１５５２号明細書に記載の三元共晶点よりは二元共晶谷部に近いことは、廃棄物の処理により適している。実際、廃棄物の組成は当然変動するものであるが、谷部が三元図のほぼ直線的な１本の線の近くに延在しているため、目的組成がより広い範囲となる。従って、必要な場合は、先行する仏国特許出願公開第２７４１５５２号明細書などの三元点付近の組成のモノリスで必要な量よりも少量の添加剤を用いて、上記目的組成を得ることができる。

最後に、本発明における目的組成の利点としては他に、先行する仏国特許出願公開第２７４１５５２号明細書の三元共晶点の組成と比較してシリカ含量が比較的少なく、従って比較的粘度が低いことが挙げられる。この結果、実際の融点と理論上の熱力学的融点との隔たりは減少する。

事実、ＣＡＳ図などの三元図に示された融点は、まず高温で混合物を溶融させてプールを完全に均質化し、その後、温度を下げ、結晶化温度を測定することで得られる熱力学的平衡の温度である。しかしながら実際には、混合物が不均質であるため、ＳｉＯ_２、ＣａＣＯ_３、及びＸ_２Ｏ_３の各凝集物という異なる構成成分を溶融させるには熱力学的温度よりもはるかに高い温度での加熱が必要となる。実際、例えばアルミナ粉末の混じった土など、緊密な混合物の場合でさえ、アルミナ粒子と土粒子を溶融させて、分子レベルの混合物を得る、つまり、化学組成の均質化を行わなければならない。

従って、試験から、本発明において選択された共晶点が廃棄物の溶融において有利な性質を有することが分かる。というのは、実際の融点が、熱力学的温度よりも、アルミナで補完した土を処理する際には１００℃超、さらには７０℃超、アルミナで補完したコンクリートを処理する際には２７０℃超も高くなることがないからである。一方、仏国特許出願公開第２７４１７５２号明細書の三元共晶組成に近いガラスの場合には、差は５００℃を超えることもあるため、理論上の熱力学的温度が１１７０℃であるＣＡＳ図の三元共晶点の付近で行うという利点が強く損なわれてしまい、化学組成の均質化のため、実際には本発明で得られたものとほぼ等しい融点を要する。

また、最終的には、最終製品中に気泡が残存すると、封入率だけでなく破壊時の機械的強度にも悪影響を及ぼすが、粘度が低いことにより最終製品中の気泡の残存を抑制することができる。なお、上述したように、放射性廃棄物の処理の範囲内において、目標は、亀裂及び破壊に対して耐性を有する固体ブロックを得ることであることは理解されよう。

溶融物の粘度を低減し、従って溶融物を均質化し易くし、溶融物の融点を低くするには、シリカ含量Ｐ_Ｓが４０％未満である目的組成が好ましい。

より具体的には、本発明の方法は以下の特徴を有する。
・工程ｂ）において、上記放射性廃棄物をるつぼ内で加熱し、１２５０〜１６５０℃の温度で溶融させ、
・工程ｃ）において、上記モノリスが形成されるように上記溶融物を容器、好ましくは容積２００Ｌ以上の、さらに好ましくは容積５００Ｌ以上の容器に注入し、このように溶融させてパッケージ化したものを焼きなまさずに室温まで１５日間未満、好ましくは１週間未満、さらに好ましくは２４時間未満の期間内で冷却する。

２ｋｇ以下の重量の軽いモノリスであれば、冷却は２時間未満で行うことさえできる。

工程ｂ）において、融点は、化学組成に関して溶融混合物が均質化される温度を表すことは理解されよう。

上記目的組成中にアルミナ（Ａｌ_２Ｏ_３）の代わりに、及び／又はアルミナに加えてヘマタイト（Ｆｅ_２Ｏ_３）及び／又は無水ホウ酸（Ｂ_２Ｏ_３）が存在すると、融点の値が著しく減少する効果が得られ、特に無水ホウ酸の存在下においてその効果が顕著である。

実際には、上述の目的モノリスは、１５５０〜１６２０℃、より多くの場合には１５００〜１６００℃の融点を有するその出発物質から、目的組成中に酸化ホウ素又は無水ホウ酸を存在させずに得ることができる。

好ましい実施形態では、工程ｃ）において、上記冷却工程を以下の２工程：
ｃ１）１２５０〜１０００℃の冷却段階において、上記溶融物を充填した上記容器の冷却速度を５０℃／時間〜２５０℃／時間に制限する工程であって、好ましくは、ベッド状に敷き詰めたアルミナ粒子などの耐熱性物質粒子中に上記容器を埋めて、室温の屋内で自然に冷却させることによって、さらに好ましくは、上記容器に０．１〜１ｍ／秒の速度の室温気流を流すことによって、上記制限を行う工程と、その後、
ｃ２）上記冷却速度を制限することなく、１０００℃から室温まで冷却を行って上記容器の冷却を完結させる工程であって、好ましくは温度が室温に下がるまで上記容器を屋外に置くか、又は冷水中で急冷することによって行う工程と
で行う。

上記工程ｃ１）において、上記容器が溶融しない程度に冷却速度を最小に保ちつつモノリスを結晶化できるように速度を減少させる。

より具体的には、上記放射性廃棄物は、石灰土、コンクリート瓦礫、原子力発電所から生じる汚泥、原子力発電所のエバポレータの濃縮物、砂、及び／又は、放射性廃棄物の焼却灰で構成される。

さらにより具体的には、上記出発放射性廃棄物は、
上記ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、Ｘ_２Ｏ_３及びＰ_ｉは上記と同義であるが、Ｐ_Ｃ及びＰ_Ｘは７５％未満、Ｐ_Ｓは６０％未満という条件
を満たす出発組成を有する。

好ましい実施形態では、上記目的組成は下記質量百分率：
・Ｐ_Ｃは４０〜５０％、
・Ｐ_Ｓは２０〜４０％
に相当する。

上記目的組成領域の場合、共晶点に近いが共晶点とは異なる組成を目標として多結晶質物質を得ることもできるが、多結晶質物質を得ることはガラスを得ることよりもより好ましいことは理解されよう。実際、２４時間に満たない時間で非常に早く冷却が行われる場合でさえ、多結晶質物質は一般的に、冷却中に生じる内部応力に対する耐性がガラスよりも高く、従って、応力が作用しても砕ける危険性がない。結晶化は２つの作用、すなわち、共晶点から離れること、又は、結晶化温度（本明細書においては１２５０℃〜１０００℃）付近で冷却速度を減少させることにより促進される。共晶点から離れる場合は、融点が急速に上昇するラーナイトの領域ではなく、融点が共晶点よりもほんの少しだけ上昇するゲーレナイトの領域を目標とするのが好適である。

さらにより具体的に、本発明の方法では、以下の工程：
ａ１）上記出発組成が、
ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、Ｘ_２Ｏ_３及びＰ_ｉは上記と同義であるが、
・Ｐ_Ｃは３０〜８０％、
・Ｐ_Ｘは２０％未満
という条件
を満たす石灰土及び／又はコンクリート瓦礫を処理する工程、並びに、
ａ２）Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択されるＸ_２Ｏ_３を５〜５０％添加する工程
を行う。

さらにより具体的に、工程ａ２）において、処理される上記放射性廃棄物の質量の１０％未満、好ましくは５％未満のＢ_２Ｏ_３を添加し、且つ／又は、Ｐ_Ｂは、得られる上記モノリスの上記目的組成の１５％未満、好ましくは７％未満である。

無水ホウ酸は、本発明における混合物の融点を減少させる特性を有する。従って、処理される放射性廃棄物の質量の１０％の無水ホウ酸を添加することで、石灰土、コンクリート瓦礫、及び／又は、原子力発電所から生じる汚泥の処理において、融点を１２５０℃まで下げることができる。しかしながら、無水ホウ酸には、非常に低い温度、すなわち３００℃から溶融するという欠点があり、従って、溶融した酸化ホウ素又は無水ホウ酸の存在下で、９００℃付近で起こる炭酸塩のか焼により発生するガスによって泡が形成され、結果としてきわめて多孔質な物質となる。このようなことから、酸化ホウ素又は無水ホウ酸の添加量は５％に制限するのが好ましく、この量は、石灰土及び／又はコンクリート瓦礫及び／又は原子力発電所から生じる汚泥からなる放射性廃棄物の処理において融点を約１００℃下げるのに十分である。

さらに好ましくは、工程ａ２）において、
・Ｂ_２Ｏ_３の添加量は、工程ａ１）において処理される上記放射性廃棄物の質量の５％未満であり、且つ／又は、Ｐ_Ｂは、得られる上記モノリスの上記目的組成の７％未満であり、
・Ａｌ_２Ｏ_３及びＦｅ_２Ｏ_３の添加量は、工程ａ１）において処理される上記放射性廃棄物の質量の１０％超、好ましくは２０％超であり、且つ／又は、Ｐ_Ｘは、得られる上記モノリスの上記目的組成の１５％超、好ましくは３０％超である。

出発放射性廃棄物及び／又は添加剤が不均質であることを考慮すると、それらの組成を正確に測定するのは多くの場合困難であるという点から、目標とする目的組成に従って出発放射性廃棄物及び／又は添加剤の組成の特徴を決定することも適切であるように思われる。このようなことから、酸化ホウ素の添加量は、モノリスの上記目的組成中のＰ_Ｂ値を用いて上記のようにその特徴を決定することができる。計算によって、出発組成を減じ、溶融による質量損失又は強熱減量を考慮して添加剤の組成をたどることができる。

本発明の別の有利な実施形態によれば、異なる組成の放射性廃棄物を混合することで、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される非放射性の三価元素の酸化物を添加せずに上記目的組成を得ることができる。

従って、混合によって直接上記目的組成が得られる限り、放射性廃棄物の組成の上述した通常の条件、すなわち、Ｐ_Ｃ及びＰ_Ｘが７５％未満、Ｐ_Ｓが６０％未満という条件を満たさない出発物質、すなわち放射性廃棄物を処理することも考えられる。加えて、３より大きい封入率が得られる。

さらにより具体的には、
１）Ｐ_Ｃが５０〜８０％の上記出発組成の石灰土及び／又はコンクリート瓦礫、並びに、
２）Ｐ_Ｘが１０〜７０％、好ましくは１５〜４０％、Ｐ_Ｃが５０％未満、好ましくは３５％未満、特に３０〜４０％の上記出発組成の放射性廃棄物の汚泥、好ましくは原子力発電所から生じる汚泥
を混合する。

放射性を有する土及び汚泥という２つの組成領域において、３０／７０〜７０／３０、好ましくは４０／６０〜６０／４０の相対質量比（％）で両廃棄物を混合して目的組成を直接得るのに適した汚泥組成が土の組成ごとに１つ以上存在する。

より具体的に、本発明の方法では、工程ａ）において、以下の工程：
ａ１）上記出発組成が下記条件：
上記ＣａＯ／ＳｉＯ_３／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、
・Ｐ_Ｃは５０〜８０％、
・Ｐ_Ｓは２０〜５０％、
・Ｐ_Ｘは２０％以下、好ましくは４〜１０％、
ここでＸ_２Ｏ_３は、Ａｌ_２Ｏ_３及びＦｅ_２Ｏ_３から選択される三価元素の酸化物又は三価元素の酸化物の混合物であり、Ｐ_Ｂ＝０という条件
を満たす石灰土及び／又はコンクリート瓦礫を処理する工程、並びに、
ａ２）以下の上記モノリス目的組成：
上記ＣａＯ／ＳｉＯ_３／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、
・Ｐ_Ｃは３５〜５５％、
・Ｐ_Ｓは１５〜４０％、
・Ｐ_Ｘは１０〜４５％という組成
となるように、Ｘ_２Ｏ_３を含む上記添加剤を添加する工程
を行う。

有利な実施形態では、上記出発組成が上記目的組成に近づくように石灰土から大きな石が分離される。

より具体的には、上記石灰土から１ｃｍ超、好ましくは５ｃｍ超の大きさの大きな粒子が分離され、その細粒分の組成が上記目的組成に近づく、好ましくは上記目的組成となる。

さらにより具体的には、最初の土の質量の２０〜８０％が除去されるような粒径遮断閾値で石灰土から大きな粒子が分離される。土の粒径分布に応じて、この閾値は１ｃｍ超、好ましくは５ｃｍ超となる。

特に石灰土を処理する際に、石の粒径を分離することには以下の２つの利点がある。

・汚染が外因性である場合（これがほとんどの場合であるが）、小さな粒子や大きな粒子は表面が汚染され、全量が汚染されているのではない。従って、小さな粒子の質量当たりの放射能は大きな粒子よりも大きい。

・石は本質的に、未処理の土と比較してアルミナに富んだ粘土質の脈石を含んだ石灰石からなるため、大きな石を分離することにより、目的組成を得るために廃棄物に添加するアルミナの量を低減できる。

従って、大きな石を分離して、処理される放射性土の粒径を選別することにより、上記出発組成を上記目的組成の条件を満たすように改変することさえできる。分離した大きな石はその後簡単な洗浄を行ってＶＷＡ廃棄物に変えることができる。

特定の実施形態では、工程ｂ）において、廃棄物の上方に生じさせたアークからの放射によって廃棄物、さらにはプールを加熱する。

別の特定の実施形態では、工程ｂ）において、廃棄物の上方に生じさせたアークからの放射によって加熱を開始し、廃棄物が溶融し始めたら、プール中に電極を浸漬して加熱を完了させる。

この特定の実施形態では、電極が黒鉛製である場合、鉄鉱石を石炭存在下で加熱する際に溶鉱炉内で起こるのと同じ化学反応によって、処理される廃棄物に含まれる酸化鉄は、電極の黒鉛の存在下、金属鉄に還元される。

その後、溶融物は二相に分離するが、一方は、本発明における目的組成の合成岩石からなるものであり、もう一方は、鋳鉄（鉄＋炭素）からなるものである。固化させた後、鉄は再び合成岩石中に小さな金属包有物の形態で存在し、この小さな包有物は２ｃｍ未満、実際には０．５〜２ｃｍほどの大きさである。この包有物では、鉄及び／又は酸化鉄の含量が低い、すなわち、操作条件に左右されるものの、質量の２０％未満であることが確認された。鉄及び／又は酸化鉄の含量が高いと、ブロックの底部は鋳鉄で構成され、ブロックの上部は人工岩石で構成され、小さな包有物は鋳鉄との界面の人工岩石中に取り込まれる。

従って、特定の実施形態では、本方法は以下の特徴を有する。
・工程ｂ）において、処理される上記放射性廃棄物中に浸漬した黒鉛電極を用いて、上記補完した放射性廃棄物をジュール効果加熱で溶融させ、
・工程ｃ）において、Ｘ_２Ｏ_３がＡｌ_２Ｏ_３及びＢ_２Ｏ_３から選択される上記目的組成を有し且つ鋳鉄包有物を含む合成岩石マトリクスを含む二相生成物を得る。

鋳鉄包有物の全質量は、出発組成に最初に含まれる鉄又は酸化鉄の質量と相関があることは理解されよう。鋳鉄包有物の全質量は好ましくは２０％未満である。

水などの液体を循環させた鋼管が連結されていることで、組成に含まれる鋼の融点より低い温度に保持できるるつぼを用い、そのるつぼを冷却し、その中に上記放射性廃棄物を置くのが好ましい。

既に知られている通り、このようなるつぼは、水が流れている鋼管で構成されており、これにより鋼の融点、すなわち約１５５０℃よりも低い温度に鋼の温度を保つことができる。

本発明の方法の別の有利な特徴によれば、
・上記るつぼ内に上記放射性廃棄物を導入する前に、上記放射性廃棄物を粉砕することで、含まれる粒子の少なくとも一部の粒径が好ましくは５ｃｍ未満、さらに好ましくは１ｃｍ未満となるようにし、
・上記放射性廃棄物の溶融中に放出される煙霧を２００℃未満まで冷却し、含まれるガス状の放射性元素、例えばセシウム等を粒子フィルターに捕集する。

本発明の他の特徴及び利点は、以下の図１〜８を参照して、詳細に説明したいくつかの実施形態から明らかとなるだろう。

本発明における目的組成の領域Ａ及び仏国特許出願公開第２７４１５５２号明細書のガラス質三元組成の領域Ｂを表すＣＡＳ三元図である。 処理されたコンクリート及び土の組成、並びに、得られた人工岩石の組成を表すＣＡＳ三元図である。 土及び汚泥の組成、並びに、得られた混合物の組成を表すＣＡＳ三元図である。 石灰／ヘマタイト／シリカ三元図を表す。 石灰／無水ホウ酸／シリカ三元図を表す。 ６Ａ〜６Ｄは、冷却されたるつぼにおける加熱方法の各種工程を表す。 本発明の方法を適用する設備の図を表す。 ＣＸＳ三元図を表す。

Ａ−処理廃棄物
以下の実施例１〜９の処理廃棄物（石灰土、コンクリート、汚泥）は、本質的に、炭酸カルシウム（ＣａＣＯ_３）、シリカ（ＳｉＯ_２）、アルミナ（Ａｌ_２Ｏ_３）及びヘマタイト（Ｆｅ_２Ｏ_３）からなる。下記表において、廃棄物の平均組成は１行目の表に示し、２行目の表には、上述のＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元図系における廃棄物の質量百分率Ｐ_Ｃ、Ｐ_Ｓ及びＰ_Ｘを示す。これらは、か焼後のものであり、必要な場合は、後述するヘマタイト／アルミナ等価係数を適用したものである。

Ｂ−比率計算の方法
Ｂ．１−か焼の効果
廃棄物は最初に下記組成からなるとする。

Ｐ’_Ｃ＋Ｐ’_Ｓ＋Ｐ’_Ａ＋Ｐ’_Ｘ＋Ｐ’_Ｏ＝１００
と定義する。

か焼には、水分を蒸発させ、有機物を燃焼させ、炭酸塩（ＣａＣＯ_３）を生石灰（ＣａＯ）に変換する（ＣａＣＯ_３→ＣａＯ＋ＣＯ_２）という効果がある。

最初のサンプルを１００ｇとすると、Ｐ’_ＣグラムのＣａＣＯ_３は、Ｐ’_Ｃ／１．７８グラムの石灰（１．７８＝炭酸塩のモル質量と石灰のモル質量の比）となり、Ｐ’_Ｏグラムの水分及び有機物は消失する。

ＣａＯ、ＳｉＯ_２、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｂ_２Ｏ_３、及びＦｅ_２Ｏ_３のモル質量は以下の通りである。１モルのＣａＯ＝５６．１ｇ、１モルのＳｉＯ_２＝６０．１ｇ、１モルのＡｌ_２Ｏ_３＝１０２ｇ、１モルのＢ_２Ｏ_３＝６９．６ｇ、及び、１モルのＦｅ_２Ｏ_３＝１５９．７ｇ。

従って、か焼後のサンプルの質量Ｍ_１は以下となる。

また、か焼後の廃棄物の構成成分の質量百分率は以下となる。

このようにして、
Ｐ_Ｃ１＋Ｐ_Ｓ１＋Ｐ_Ａ１＋Ｐ_Ｘ１＝１００
とする。

生石灰（ＣａＯ）は、石膏（ＣａＳＯ_４（Ｈ_２Ｏ）_２）又は消石灰（Ｃａ（ＯＨ）_２）のか焼によっても得ることができる。それぞれの分子質量比は３．０７及び１．３２であり、一方、炭酸塩の場合は１．７８である。

Ｂ．２−ＣＡＳ図の割合
廃棄物の組成のＣＡＳ図での位置を決定する際には、か焼後の廃棄物を対象とし、石灰、アルミナ、及びシリカだけを考慮する。

Ｂ．１段落のか焼後の廃棄物Ｍ_１グラムにおいて、以下のようなＭ_２部分のみを考慮する。

ＣＡＳ図の質量百分率は以下となる。

このようにして、
Ｐ_Ｃ＋Ｐ_Ｓ＋Ｐ_Ａ＝１００
とする。

Ｂ．３−比率計算の例
実施例で使用した土の質量比率（％）は以下である。

実施例で使用したものとは異なるものの実際に試験したコンクリートの質量比率（％）は以下であった。

Ｂ．４−ヘマタイト及び酸化ホウ素のアルミナ等価係数
最初に、アルミナ以外のものは添加せずに土及びコンクリートを処理した。

次に、アルミナを他の三価元素の酸化物、すなわちＦｅ_２Ｏ_３又はＢ_２Ｏ_３に置き換えて試験した。

最終混合物におけるアルミナの全質量を、実際のアルミナ質量に０．２８倍のヘマタイト質量と２倍の無水ホウ酸質量とを加算したものとみなすことによって、使用した各種酸化物の特性間の類似性を保持しつつ、アルミナを全て又は部分的に、ヘマタイト若しくは無水ホウ酸、又は、か焼中にこれらの分子に変換される前駆物質に置き換えられることが分かった。

上記等価係数０．２８及び２は単に実験での観察によって得られるものではなく、石灰／ヘマタイト／シリカ三元図及び石灰／無水ホウ酸／シリカ三元図とＣＡＳ図とを比較して決定した。

３つの図では、図８に図示するように、共晶谷部の比較的直線的な組み合わせ（Ａ（図１）及び９〜１０（図４〜５））が、ＣａＯ／ＳｉＯ_２線のＭ点とＣａＯ／Ｘ_２Ｏ_３（Ｘ_２Ｏ_３は三価元素の酸化物）線のＰ点とを結んでいることが実際に確認される。

Ｍ点の位置は三価元素の酸化物の種類には依存せず、ランキナイトの領域に位置する。Ｐ点の位置を各種三価元素の酸化物で比較することで、それらの等価係数を決定することができる。

アルミナに関しては、共晶点から離れるように組成の平衡を失わせる際、融点が谷部の左側（石灰過剰）では急速に、谷部の右側（石灰不足）ではゆっくりと上昇する。

Ｐ点の位置はｐ_ｘを規定する。ｐ_ｘとはＣａＯ／Ｘ_２Ｏ_３二元混合物中のＸ_２Ｏ_３質量百分率である。ｐ_ｘ値は、各共晶谷部がＣａＯ／Ｘ_２Ｏ_３（Ｘ＝Ｆｅ及びＸ＝Ａｌの場合）線に向かって伸びている場合に適当な中間点をとることにより三元図を用いて決定した。

等価係数は、二元混合物又は三元混合物中のＸ_２Ｏ_３の質量をその実際の質量に等価係数を掛けたものとみなすことで、ＣＸＳ図のＰ点をＣＡＳ図のＰ点に重ね合わせるようにして決定する。

以下、
・ｐ_ｘは、ＣａＯ／Ｘ_２Ｏ_３混合物中の三価元素の酸化物Ｘ_２Ｏ_３の実際の質量比率であり、ＣＸＳ図のＰ点の位置に相当する。
・ｐ_Ａは、ＣａＯ／Ａｌ_２Ｏ_３混合物中のＡｌ_２Ｏ_３の実際の質量比率であり、ＣＡＳ図のＰ点の位置に相当する。
・ｋ_Ｘは等価係数である。

１ｇの二元混合物（Ｐに相当）は、ｐ_ｘグラムのＸ_２Ｏ_３と（１−ｐ_ｘ）グラムのＣａＯを含む。

等価係数を用いることにより、混合物は、ｋ・ｐ_ｘグラムのＡｌ_２Ｏ_３と（１−ｐ_ｘ）グラムのＣａＯの混合物と等価であると仮定できる。

この等価の混合物中の比率は、

ｋは、Ａｌ_２Ｏ_３の比率が下記ｐ_Ａに等しくなるように求められる。

このようにして決定された等価係数は、Ｂ_２Ｏ_３では２、Ｆｅ_２Ｏ_３では０．２８である。実験データからこれらの等価係数が正しいものであることが確認できた。

Ｃ．実施例１〜１２の手順
有害廃棄物を人工岩石中、ガラス質又は結晶化ガラス質固体中にパッケージ化する方法には以下の連続した工程が含まれていた。
・廃棄物を分析する工程、
・添加剤を添加して組成を調整し、最終組成が目的組成となるようにする工程、
・必要であれば、上述した出発領域に含まれるように廃棄物を混合する工程、
・最終組成が１０％超のホウ酸を含む場合には、３００℃よりも高い温度で分解し得る構成成分を別個にか焼する工程、
・１２５０〜１６５０℃の温度（酸化ホウ素濃度が３％超である場合には１５５０℃より低い温度にできる）で全体を溶融する工程、
・消失型インゴット鋳型又は再使用可能なインゴット鋳型に溶融液を注入する工程、
・焼きなまさずに、モノリスの大きさに応じて数時間〜１５日間以内で冷却した後にモノリスを得る工程。

実施例１〜９の実験室スケールの試験において、処理される廃棄物は、炉中に置いたアルミナ製犠牲るつぼ内で加熱したが、このるつぼにより最終廃棄物の組成を自動的に調整することができた。

一方、実施例１０〜１２の工業的スケールの試験においては、黒鉛を基材とするるつぼ内に黒鉛電極を浸漬して、ジュール効果による加熱を行った。形成された溶岩に不活性であれば他の耐熱性物質製のるつぼも用いることができる。

ジュール効果による加熱法は、プラズマトーチを用いた加熱法よりも好ましい。頑健性を有していることや、処理量が多いことが求められる工業的目的においては、かなりの量の廃棄物を溶融できなければならないからである。

図６Ａ〜６Ｄにおいて、黒鉛電極３０（図６Ａ）（通常３つ）を用いて、電極間に発生するアーク３１からの放射により固体物質３２を加熱し、その後、電極をプール３４（図６Ｂ）に浸漬し、ジュール効果により溶融を継続する。最初の廃棄物を形成する物質によっては、電荷を印加した電極を浸漬して加熱し始めることもできる。電極は、上げ下げできるよう電動化されている。

ジュール効果は放射加熱よりも効率がよいため、インゴット２６（図７）よりも体積が大きいプールを用いて半連続的に作動させることができ、常に溶融物をるつぼ３３内に保持できる点で有利である。冷却したるつぼ３３には、空洞を仕切る管３３ａが連結されている。管内には水が循環しているため、廃棄物の最外層は固化する。このようにして形成された固層３５がるつぼの腐食を防止する。電極３０は徐々に消費される。この消費量は処理された廃棄物の質量の最大１％であり、従って、封入率を著しく低下させることはない。この炉の原理は、金属溶融やセラミック製造において工業的に採用されている。アーク及びジュール効果を用いた加熱原理も公知である。

図７は、炉１５の上流設備及び下流設備の設置を示す。

廃棄物１０を炉１５に注入する前に、以下の工程が必要である。
・必要な場合は、廃棄物を乾燥する工程１４。
・必要な場合は、粒径が典型的には５ｃｍ未満となるように廃棄物を粉砕する工程１１。場合によっては、特に汚染された土の場合には、大きな粒を分離することで、ＷＡ／ＭＡより下の区分であり且つより費用のかからないＶＷＡ（極低レベル）廃棄物として排出することが経済的に有利である。
・添加剤を混合する工程１２。

上流設備はインゴット鋳型２６及び冷却室２７を含む。冷却室２７は、処理された廃棄物の流れ及び冷却時間（最大１週間）に合わせた大きさとするのが望ましい。

最終パッケージ手段として好ましいのは、「消失型」インゴット鋳型としての金属樽である。溶融物はこの樽に直接注入される。樽をアルミナ砂中に埋めることで冷却速度を制限することができる。冷却後、必要な場合にはモルタル２８により樽の充填を完了し、樽を塗装し、封止した後、運び出す。最も放射性が高い廃棄物は、コンクリートボックスやコンクリートシェルなどの他の容器中にパッケージ化する。この場合、空隙が残らないように、最終パッケージに適した寸法及び形状のインゴット鋳型中に溶融物を注入する。注入して数分後に成形物からインゴット２６を取り除き、樽と同様に、アルミナ砂中に埋めて冷却する。

廃棄物の種類にもよるが、煙霧１７には、窒素及び酸素の他に、水、ＣＯ_２、ＣＯ、ＶＯＣ（揮発性有機化合物）、ＳＯ_Ｘ、ＮＯ_Ｘ、及び塵が含まれる。特殊な場合（トリチウム及び^１４Ｃ）を除いて、放射能は塵や、一部はガスとして（ヨウ素、セシウム、及びルテニウムの同位体）運ばれる。（廃棄物中の高い有機物含量に起因して）ＶＯＣ及びＣＯ含量が高いと、後燃焼（図示せず）が必要になる。

次の工程は、煙霧を２００℃未満まで冷却する工程１８であり、この工程の結果、ガス状の放射性元素（セシウム、ルテニウム）が再び粒子状となり、粒子フィルター１９に捕集される。

特定の放射性元素（トリチウム、^１４Ｃ、ヨウ素）が存在しないならば、ろ過１９後のガスは非放射性であると考えられる。洗浄カラム２０中で水洗２２を行い、ＳＯ_Ｘ及びＮＯ_Ｘを分解する。ガス２１は検査後、大気中に排出される。

ＮＯ_Ｘを完全に分解するには、関連の産業分野において公知の、ＮＯ_Ｘガスをアンモニアにより窒素分子に還元する特定の装置を追加することが必要である。

ガス洗浄液が飽和状態である場合、蒸発させて結晶化を行う。蒸気２２を濃縮して洗浄液として再使用する。塩２３、２５（硝酸塩、硫酸塩、炭酸塩）は廃棄物となり、規則に準じて、また廃棄物に含まれる放射能レベルに応じて、特別産業廃棄物又はＶＷＡ放射性廃棄物とみなされる。

実用的な理由から、幾つかの試験はアルミナ製犠牲るつぼ内で行い、かけた温度で平衡化するまでるつぼのアルミナを溶融物に取り込ませた。

また、未処理の物質（土及びコンクリート）は非常に不均質であるため、これらの組成決定は困難である。従って、熱重量分析によって独立に測定した強熱減量率を確認することで、追加的にか焼後の物質の分析も行った。

実施例１〜９の幾つかの試験は小さなスケール（１００ｇ）で行い、サンプルは微細粉砕した（粒径：１ｃｍ未満）。実施例１〜９の他の試験はより大きなスケール（２ｋｇ）で行い、粒径は１ｃｍとした。実施例１０〜１２の試験は工業的スケール（注型１回当たり２００ｋｇ）で行った。このスケールでは、５ｃｍ、さらには１０ｃｍにも達する粒径も許容される。

Ｄ．実施例１〜９
実施例１〜９では、目標は、
・５０％＞Ｐ_Ｃ＞３５％、
・４０％＞Ｐ_Ｓ＞２０％
であり、且つ、ＣＡＳ図においてゲーレナイト（Ｃａ_２Ａｌ_２ＳｉＯ_７）とラーナイト（Ｃａ_２ＳｉＯ_４）を分ける共晶谷部の近くに画定された目的領域である。

この谷部における熱力学的融点の範囲は、ＣＡＳ図において１４００℃弱から１５００℃強である。

下記実施例１〜１２の表において、未処理の出発物質及びか焼後の物質の各組成は、以下の条件を付し、質量百分率で表してある。
（１）＝ＣａＣＯ_３（未処理土）、ＣａＯ（か焼後の物質）
（２）＝Ａｌ_２Ｏ_３（表の１行及び３行）
（３）＝Ｘ_２Ｏ_３（Ａｌ_２Ｏ_３等価比率）（最終行：Ｐ_Ｃ＋Ｐ_Ｓ＋Ｐ_Ｘ＝１００％の三元系における「ＣＸＳ比率」）

下記実施例１〜９の表において、「ＣＸＳ比率」行では、以下の定義を有する上述したＰ_Ｃ、Ｐ_Ｘ、Ｐ_Ｓの値はそれぞれ、ＣａＣＯ_３／ＣａＯ列、Ａｌ_２Ｏ_３／Ｘ_２Ｏ_３列、Ｆｅ_２Ｏ_３列及びＳｉＯ_２列に示す。
・Ｐ_Ｃ＋Ｐ_Ｓ＋Ｐ_Ｘ＝１００％、
・Ｐ_Ｘ＝Ｐ_Ａ＋Ｐ_Ｂ＋Ｐ_Ｈ。

所与の廃棄物の封入率は、この廃棄物の体積で、得られたモノリスの体積を割ったものである。

表の最終列の「有機物」という用語は「有機化合物」を意味する。

実施例１（図２）

アルミナ製るつぼを消化して組成を自動的に調整した。か焼後の物質の組成は、ゲーレナイト／ラーナイト共晶谷部に位置する（図２、参照符号４参照）。

アルミナとヘマタイトを添加した土、又は、アルミナと無水ホウ酸を添加した土に対する下記試験において、アルミナ等価比率（ＣＸＳ混合物中のＸ_２Ｏ_３）は上記平衡比率（３１．１％）に近いままであることが分かったため、アルミナ換算の考え方が正しいことが実験的に証明された。

実施例２（図２）

るつぼの腐食を避けるため当該組成に関して多くの試験を行った。か焼後の物質の組成はゲーレナイト領域のほぼ真ん中である。共晶谷部の側面は、ゲーレナイト領域に向かって該谷部から離れる場合はそれほど急な傾斜ではない。理論上の融点の上昇は著しいものではない。

一方、アルミナ過剰だと粘度が低下するため、実際の融点も低下する。

実施例３

（１）：未処理コンクリートに関して、実際は、多少水和した石灰（ＣａＯ（Ｈ_２Ｏ）_ｎ）と炭酸塩（ＣａＣＯ_３）の混合物である。

未処理コンクリート（図２、参照符号１）の組成はランキナイトの領域に近い。か焼後のコンクリート（図２、参照符号２）の組成は、４つの領域：ランキナイト、シュードワラストナイト、ゲーレナイト、及びラーナイトが交差するところに近い。

実施例４

実施例５

実施例６

実施例７

融点が非常に低い点については注目されるであろう。この混合物はホウ素濃度が最も高いが、泡は形成されない。

酸化ホウ素の含量を５％よりも多くする場合は、泡の形成を回避又は低減するために、酸化ホウ素を取り込む前に、同じ炉で連続的に、又はか焼用の炉（約９５０℃）を用いて、炭酸塩をか焼しなければならない。

実施例８

未処理土の組成は図３の参照符号６で示し、未処理汚泥の組成は図３の参照符号７で示す。

か焼後の５０／５０の汚泥／土混合物（図３、参照符号８）の組成は上述した目的領域に含まれることが分かる。

実施例９

出発物質の一部が除去されたため、「添加剤」はマイナスである。

ＶＷＡ粒子と推定される大きな粒子の廃棄費用が最終ＷＡ物質と比較して無視できるほど小さいために、非常に高い封入率（８．１）を得ることができる。

最終物質のＣＸＳ比率は、コンクリート＋１０％Ａｌ（図２、参照符号２）、及び、か焼後の５０／５０の土／汚泥混合物（図３、参照符号８）と非常に近い。

Ｅ．実施例１〜９の結果分析

上記試験から、ＣＡＳ（石灰、アルミナ、シリカ）三元図においてゲーレナイト（Ｃａ_２Ａｌ_２ＳｉＯ_７）とラーナイト（Ｃａ_２ＳｉＯ_４）を分ける共晶谷部に達するよう調整されたアルミナの添加によって融点及び溶融物の腐食性がともに低下することが分かる。

行った試験から、選択された各共晶谷部の領域が、適度な実際の融点（１６５０℃未満）と低いプール粘度という、廃棄物の溶融における有利な特徴を示すことが分かる。粘度の低さは、高い石灰比率によるものである。この粘度の低さによって、実際の融点と熱力学的融点の差が小さくなる。土＋アルミナでみられた差は７０℃であり、コンクリート＋アルミナ（低い石灰含量）でみられた差は２７０℃である。対して、仏国特許出願公開第２７４１５５２号明細書が目標とするガラスＥ（図１）の場合、差は５００℃を超えることもあり、従って、ＣＡＳ図の低い点（１１７０℃）付近で行うという利点が強く損なわれる。

試験から、最初に廃棄物中に含まれていたセシウムの５０％が、融点が１６５０℃である場合でも、本発明において得られたモノリス中に捕捉され続けることが示された。

また、粘度が低いことで、溶融ガラスの均質化を素早く行うことができるため、モノリスの冷却が容易となる。

本発明によれば、亀裂を生じることなく、ましてや砕けることもなく、数時間の冷却で数ｋｇのモノリスブロックが得られる。工業的スケール（モノリス５００ｋｇ）で行った試験では冷却期間はたったの２４時間であった。

得られる物質は、ガラスよりも多結晶質固体である方が好ましい。多結晶質固体又は人工岩石は急速な冷却であっても亀裂を生じにくい。このような最終物質の状態とするための条件は、共晶点からわずかに離れた組成、好ましくはゲーレナイトの領域の組成とし、且つ、１０００℃まで冷却する際の冷却速度を制御することである。

実際、多結晶質の物質を得るためには、一方では、共晶点に近いが共晶点とは異なる組成を目標とし、他方では、結晶化温度付近では冷却速度を減少させなければならない。ラーナイトの領域（土中のアルミナ不足）よりもゲーレナイトの領域（土中のアルミナ過剰）を目標とする方が容易である。実際、ラーナイトの領域に向かって共晶点から離れると融点は急速に上昇するが、ゲーレナイトの領域では融点は非常にゆっくりと上昇する。

ガラスは多結晶質固体よりも好ましくないが、プールの均質性が良好となる点を考慮すれば、検討の対象となる場合もある。この場合、冷却時間は増加するはずである（１週間）。

試験から、バランスの悪い溶融物、すなわち、共晶点からかけ離れすぎている組成物ではアルミナが非常に不足していることが分かる。粘度の低さと相まって、この性質の場合には、組成を自己調整することができる。プール中で犠牲るつぼ又はアルミナブロックを使用すれば十分であり、これにより、るつぼの組成によって組成はおのずと共晶谷部に最も近づくように数分以内で調整される。

目的物質の結晶化は１２５０〜１０００℃の冷却中に起こることが確認された。１０００℃への冷却の速度が比較的遅い（１時間ほど）と結晶化が引き起こされる。一旦結晶化が起こってしまえば、物質は亀裂を生じることなく室温への急速な冷却（２４時間未満の時間内）に耐えることができる。

注入したばかりのインゴットを、ベッド状に敷き詰めた粉末状アルミナ（又は、同様な熱伝導性を有する他の耐熱性物質）中に埋めて、それら一式を数時間、室温下、屋内で自然に冷却することで、望ましい冷却条件が得られる。１０００℃より下がれば、インゴットをそのアルミナベッドから取り出すこと（空気急冷）で、さらには、水中で急冷することで冷却を加速することもできる。ガラスの場合は、全冷却期間中、そのアルミナベッド中に入れたままにするのが望ましい。

組成調整を目的として市販の非放射性アルミナを添加すると封入率が低下する。従って、放射性廃棄物、特に放射性アルミナ、原子力発電所の排出物から生じる下水汚泥を混合して組成調整するのが好ましい。この場合、封入率は最大となる。

ヘマタイト及び無水ホウ酸を含む三元図の融点は著しく低いため好ましく、これは、実験結果から、特に無水ホウ酸の存在下で確認できる。

調べた廃棄物（土及びコンクリート）に関して、ラーナイト／ゲーレナイト共晶谷部の組成は、共晶点Ｅよりも最初の廃棄物の組成により近い。つまり、上記谷部は土に２０質量％のアルミナを添加して得られるのに対して、共晶点Ｅを得るには２５％のアルミナと１２９％のシリカを添加しなければならない。最初の廃棄物の見掛け密度が１．１の場合、上記谷部では封入率が３．０であるのに対して、共晶点Ｅでは１．６である。

行った試験から、あらかじめ石（粒径：１ｃｍ超、最初の質量の５０％に相当）が分離された土が、アルミナを添加せずに１５３０℃で溶融することが示された。粒径を選別し、さらに必要な場合には最後に水洗を行うことによって、ＷＡ（低レベル）区分の石をＶＷＡ（極低レベル）区分に下げることもできる。ＶＷＡ区分の廃棄物はＷＡ廃棄物ほどの厳密なパッケージ化が必要なく（固定化は必要なく、大きな袋に収容すればよい）、取り扱い費用は下がる。石の粒径分離を、特に石灰土の処理中に行うことによって、処理される廃棄物の体積が減少するだけでなく、組成を良好に調整することもできる。

上述のようにアルミナの代用物とした無水ホウ酸を、（融点の降下を目的として）融剤とすることも考えられる。融剤の添加は、実用上、１０％未満に制限される。それを超えた場合、泡が発生するという問題が起こる。ソーダも公知の融剤である。同じ比率では、その効果は無水ホウ酸ほど強くはない。

シリカを富化すれば、アルミナを富化してゲーレナイト及びラーナイト間の共晶谷部に到達させる場合と同じくらい早く、他の共晶谷部（ラーナイト／ランキナイト、ランキナイト／シュードワラストナイト、シュードワラストナイト／ゲーレナイト、シュードワラストナイト／ゲーレナイト／アノーサイト三元点）に到達できる。

化合物：３ＣａＯ・Ａｌ_２Ｏ_３、５ＣａＯ・３Ａｌ_２Ｏ_３、ＣａＯ・Ａｌ_２Ｏ_３、ＣａＯ・２Ａｌ_２Ｏ_３付近のシリカ欠乏共晶谷部は二元組成廃棄物（ＣａＯ及びＡｌ_２Ｏ_３）に関する。これに対し、本発明は三元組成に関する。しかしながら、混合物の挙動は調べた混合物と類似していると考えられる。

Ｆ．工業的スケールの試験（実施例１０〜１２）

上述したように、廃棄物中に黒鉛電極を浸漬して廃棄物をジュール効果により加熱した。

下記実施例から、鉄鉱石を石炭存在下で加熱する際に溶鉱炉内で起こるのと同じ化学反応によって、酸化鉄が電極の黒鉛の存在下で金属鉄に還元されることが明らかとなる。

その後、溶融物は二相に分離するが、一方は、Ｘ_２Ｏ_３がＡｌ_２Ｏ_３である、本発明における目的組成の合成岩石からなるものであり、もう一方は、鋳鉄（鉄＋炭素）からなるものである。固化させた後、鉄は再び合成岩石中に２ｃｍ未満の大きさの小さな金属包有物の形態で存在する。

しかしそれにも関わらず、冷却されたブロックは、放射性廃棄物を地表で貯蔵するための設備に受け入れ可能なパッケージ化廃棄物となっている。試験廃棄物（酸化鉄５％未満、実施例１１など）において、伴う黒鉛電極の消費量は無視できるほど小さい（処理質量の１％未満）。

鉄（実施例１２参照）又は酸化鉄（実施例１０参照）がより多く含まれた廃棄物の場合、特に、酸化鉄とともに炭素（カーボンブラック、黒鉛粉末、石炭）を化学量論量で添加して電極を消費させないようにする、又は消費させにくくすることによって、上記二相挙動を促進するのが有利である。酸化物が金属に還元されるとＣＯ_２ガスが放出されて質量が減ることにもよるが、特に鋳鉄が合成岩石よりも密度が高い（７０００ｋｇ／ｍ^３対２７００ｋｇ／ｍ^３）ことにより、最終廃棄物はよりコンパクトになる。

関連する廃棄物は特に汚泥（実施例１０参照）か、くず鉄を含んだコンクリート（実施例１２参照）である。

しかしながら、酸化鉄が電極の黒鉛により還元されないようにしたい場合、アークを用いて、すなわち、溶融物中に電極を浸漬せずに（電極はプールの上）、炉を作動すれば十分である。この場合、鋳鉄金属を分離させず、上記目的組成に酸化鉄を含ませたままにすることができる。とはいえ、溶融物の酸化還元性が変化しないとしても、依然として電極はＣＯ_２放出により消費される。

実施例１１及び１２では、目的組成は、石灰含量が６０％に近いラーナイト（２ＣａＯ・ＳｉＯ_２）の領域に含まれる。約１６００℃、すなわち、理論上の温度（＞１９００℃）に至るかなり前に溶融が起こること、形成された固体のゲーレナイト比率が高いこと、結果として、許容範囲の耐浸出性が得られることが分かる。また、機械的特性も良好で、特に密度が著しく高い（３を超える）ため、最終廃棄物の体積を減少させることができる。

実施例１０：原子力発電所から生じた汚泥の処理
以下の出発組成（質量％）を用いた。

これらの組成は、汚泥中の水分が６５％であることを除き、図２において参照符号６（土）及び参照符号７（汚泥）で示した上述のものと同じである。

土／汚泥／アルミナ（添加剤）（比率：５０％／４５％／５％）混合物は約１６００℃で溶融し、小さな鋳鉄包有物を含む下記組成の合成岩石を含む二相生成物が得られる。

合成岩石の相を図３に参照符号９−１でゲーレナイト領域に示す。

廃棄物（汚泥＋土、但しアルミナは除く）１００ｋｇの最初の体積は８６．９Ｌであり、最終体積は１７．２Ｌであるため、体積減少率は５．１である。この非常に好ましい減少率は以下によるものである。
・汚泥の水分量
・土／汚泥混合物（必要な添加剤が限定される）
・鋳鉄の包有物としての分離及びこの包有物の密度

最初の廃棄物が１００ｋｇの場合、合成岩石ブロックは鋳鉄包有物を全質量３．６ｋｇ、全体積０．５４Ｌで含む。

密度は以下の値である。
・汚泥：１．２ｋｇ／Ｌ
・土：１．１ｋｇ／Ｌ
・合成岩石：２．７ｋｇ／Ｌ
・鋳鉄：７ｋｇ／Ｌ

実施例１１：アルミナを用いて完了させた土の処理
実施例１０の土組成にアルミナを４％（アルミナ４％に土９６％）だけ添加した場合、混合物は約１６００℃で溶融し（土のＣＡＳ以外の不純物のため）、鋳鉄包有物を含む下記組成の合成岩石を含む二相生成物が得られる。

合成岩石の目的組成を図３に参照符号９−２でラーナイト領域に示す。

廃棄物（汚泥＋土、但しアルミナは除く）１００ｋｇの最初の体積は９０．９Ｌであり、最終体積は２１．８Ｌであるため、体積減少率は４．２である。この非常に好ましい減少率は、アルミナの添加量が少量であること（土の出発組成と目的組成が近いことが、アルミナの添加量が少量であることを裏付けている）、及び、合成岩石の密度が高い（３ｋｇ／Ｌ）ことによるものである。

実施例１２：鉄含量約１５％のくず鉄を含むコンクリートの処理
くず鉄を含まない以下の組成（質量％）の未処理コンクリートを用いた。

この未処理コンクリートの組成は上述のものと同じである。

このコンクリート組成にくず鉄を２０質量％添加した。

上記コンクリートに石灰を混合してカルシウム含量を高めるのが有利である。もともとカルシウム含量が高いコンクリートもある。くず鉄含有コンクリート／石灰／アルミナ（添加剤）（比率：７５％／１７％／８％）混合物は約１６００℃で溶融し、鋳鉄包有物を含む下記組成の合成岩石の二相生成物が得られる。この生成物は実施例１１と同様なものであるが、鋳鉄比率がより高い。

実施例１１と同様に、合成岩石の目的組成を図３に参照符号９−２でラーナイト領域に示す。

廃棄物（くず鉄含有コンクリートのみ）１００ｋｇの最初の体積は１００Ｌであり（瓦礫としてのくず鉄コンクリートの密度はくず鉄を含まないコンクリートよりも高い）、最終体積は１８．９Ｌであるため、体積減少率は５．３であり、非常に好ましい。これは以下によるものである。
・合成岩石の密度が高い（３ｋｇ／Ｌ、鋳鉄包有物を除く）
・鋳鉄の包有物としての分離及びこの包有物の密度

最初の廃棄物が１００ｋｇの場合、合成岩石ブロックは鋳鉄包有物を全質量１０．５ｋｇ、全体積１．７Ｌで含む。

１０ 廃棄物
１１ 粉砕
１２ 添加剤混合
１４ 乾燥
１５ 炉
１７ 煙霧
１８ 冷却
１９ ろ過
２０ 洗浄カラム
２１ ガス
２２ 蒸気／水洗
２３ 塩
２５ 塩
２６ インゴット鋳型
２７ 冷却室
２８ モルタル
３０ 黒鉛電極
３１ アーク
３２ 固体物質
３３ るつぼ
３３ａ 管
３４ プール
３５ 固層

Claims (15)

1. 以下の連続した工程：
   ａ）９５０℃でか焼後の乾燥抽出分の組成、以後、出発組成という、の９０％以上が、ＣａＯ、Ｆｅ_２Ｏ_３、ＳｉＯ_２、Ａｌ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される化合物で構成される放射性廃棄物を処理し、前記廃棄物の組成を補完して、補完した廃棄物のか焼後の組成が目的組成となるようにする工程、
   ｂ）前記補完した放射性廃棄物を溶融させる工程、並びに、
   ｃ）前記溶融物を容器に注入し、冷却後に、前記目的組成を有するガラス質又は結晶化ガラス質の合成岩石を含む生成物を得る工程
   を行う、放射性廃棄物のパッケージ化方法であって、
   前記出発組成及び前記目的組成は、下記条件、すなわち、
   ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、Ｘ_２Ｏ_３が、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される三価元素の酸化物又は三価元素の酸化物の混合物であり、
   ・前記出発組成では、
   ・Ｐ_Ｃ及びＰ_Ｘは９０％未満、
   ・Ｐ_Ｓは７５％未満、
   ・前記目的組成では、
   ・Ｐ_Ｃは３５〜６０％、
   ・Ｐ_Ｓは１０〜４５％、
   ・ただし両方の場合において、
   ・Ｐ_Ｃ＋Ｐ_Ｓ＋Ｐ_Ｘ＝１００％、
   ・Ｐ_Ｘ＝Ｐ_Ａ＋Ｐ_Ｈ＋Ｐ_Ｂ、ここで、
   ・Ｐ_Ｃ＝［Ｍ_Ｃ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
   ・Ｐ_Ｓ＝［Ｍ_Ｓ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
   ・Ｐ_Ａ＝［Ｍ_Ａ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
   ・Ｐ_Ｈ＝［０．２８Ｍ_Ｈ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
   ・Ｐ_Ｂ＝［２Ｍ_Ｂ／（Ｍ_Ｃ＋Ｍ_Ｓ＋Ｍ_Ａ＋０．２８Ｍ_Ｈ＋２Ｍ_Ｂ）］×１００％、
   ・Ｐ_ｉ及びＭ_ｉはそれぞれ、ｉ＝Ｃ、Ｓ、Ａ、Ｈ又はＢとして、ＣａＯ（ｉ＝Ｃ）、ＳｉＯ_２（ｉ＝Ｓ）、Ａｌ_２Ｏ_３（ｉ＝Ａ）、Ｆｅ_２Ｏ_３（ｉ＝Ｈ）、Ｂ_２Ｏ_３（ｉ＝Ｂ）の質量百分率（Ｐ_ｉ）及び質量（Ｍ_ｉ）である、という条件
   を満たす
   ことを特徴とする方法。
2. ・工程ｂ）において、前記放射性廃棄物をるつぼ中で加熱し、１２５０〜１６５０℃の温度で溶融させ、
   ・工程ｃ）において、前記モノリスが形成されるように前記溶融物を容器に注入し、このように溶融させてパッケージ化したものを焼きなまさずに室温まで１５日間未満の期間内で冷却する
   ことを特徴とする請求項１に記載の方法。
3. 工程ｃ）において、前記冷却工程を以下の２工程：
   ｃ１）１２５０〜１０００℃の冷却段階において、前記溶融物を充填した前記容器の冷却速度を５０℃／時間〜２５０℃／時間に制限する工程、及び、
   ｃ２）その後、前記冷却速度を制限することなく、１０００℃から室温まで冷却を行って前記容器の冷却を完結させる工程であって、温度が室温に下がるまで前記容器を屋外に置くか、又は冷水中で急冷することによって行う工程
   で行う
   ことを特徴とする請求項２に記載の方法。
4. 前記放射性廃棄物は、石灰土、コンクリート瓦礫、原子力発電所から生じる汚泥、原子力発電所のエバポレータの濃縮物、砂、及び／又は、放射性廃棄物の焼却灰で構成される
   ことを特徴とする請求項１〜３のいずれか一項に記載の方法。
5. 前記出発放射性廃棄物は、
   前記ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、Ｘ_２Ｏ_３及びＰ_ｉは請求項１と同義であるが、Ｐ_Ｃ及びＰ_Ｘは７５％未満、Ｐ_Ｓは６０％未満という条件
   を満たす出発組成を有する
   ことを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の方法。
6. 前記目的組成は下記質量百分率：
   ・Ｐ_Ｃは４０〜５０％、
   ・Ｐ_Ｓは２０〜４０％
   に相当する
   ことを特徴とする請求項１〜５のいずれか一項に記載の方法。
7. 工程ａ）において、以下の工程：
   ａ１）前記出発組成が、
   ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、Ｘ_２Ｏ_３及びＰ_ｉは請求項１と同義であるが、
   ・Ｐ_Ｃは３０〜８０％、
   ・Ｐ_Ｘは２０％未満
   という条件
   を満たす石灰土及び／又はコンクリート瓦礫を処理する工程、並びに、
   ａ２）Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択されるＸ_２Ｏ_３を５〜５０％添加する工程
   を行う
   ことを特徴とする請求項５又は６に記載の方法。
8. 工程ａ２）において、処理される前記放射性廃棄物の質量の１０％未満のＢ_２Ｏ_３を添加し、且つ／又は、Ｐ_Ｂは、得られる前記モノリスの前記目的組成の１５％未満である
   ことを特徴とする請求項７に記載の方法。
9. 工程ａ２）において、
   ・Ｂ_２Ｏ_３の添加量は、工程ａ１）において処理される前記放射性廃棄物の質量の５％未満であり、且つ／又は、Ｐ_Ｂは、得られる前記モノリスの前記目的組成の７％未満であり、
   ・Ａｌ_２Ｏ_３及びＦｅ_２Ｏ_３の添加量は、工程ａ１）において処理される前記放射性廃棄物の質量の１０％超であり、且つ／又は、Ｐ_Ｘは、得られる前記モノリスの前記目的組成の１５％超である
   ことを特徴とする請求項８に記載の方法。
10. 異なる組成の放射性廃棄物を混合することで、Ａｌ_２Ｏ_３、Ｆｅ_２Ｏ_３、及びＢ_２Ｏ_３から選択される非放射性の三価元素の酸化物を添加せずに前記目的組成を得る
    ことを特徴とする請求項１〜９のいずれか一項に記載の方法。
11. １）Ｐ_Ｃが５０〜８０％、Ｐ_Ｘが２０％未満の前記出発組成の石灰土及び／又はコンクリート瓦礫、並びに、
    ２）Ｐ_Ｘが１０〜７０％、Ｐ _Ｃが５０％未満の前記出発組成の放射性廃棄物の汚泥
    を混合する
    ことを特徴とする請求項５〜１０のいずれか一項に記載の方法。
12. 工程ａ）において、以下の工程：
    ａ１）前記出発組成が下記条件：
    前記ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、
    ・Ｐ_Ｃは５０〜８０％、
    ・Ｐ_Ｓは２０〜５０％、
    ・Ｐ_Ｘは２０％以下、
    ここでＸ_２Ｏ_３は、Ａｌ_２Ｏ_３及びＦｅ_２Ｏ_３から選択される三価元素の酸化物又は三価元素の酸化物の混合物であり、Ｐ_Ｂ＝０という条件
    を満たす石灰土及び／又はコンクリート瓦礫を処理する工程、並びに、
    ａ２）以下の前記モノリス目的組成：
    前記ＣａＯ／ＳｉＯ_２／Ｘ_２Ｏ_３三元系において、
    ・Ｐ_Ｃは３５〜５５％、
    ・Ｐ_Ｓは１５〜４０％、
    ・Ｐ_Ｘは１０〜４５％という組成
    となるように、Ｘ_２Ｏ_３を含む前記添加剤を添加する工程
    を行う
    ことを特徴とする請求項７〜１１のいずれか一項に記載の方法。
13. 前記石灰土から５ｃｍ超の大きさの大きな粒子が分離され、その細粒分の組成が前記目的組成に近づく
    ことを特徴とする請求項１〜１２のいずれか一項に記載の方法。
14. ・工程ｂ）において、処理される前記放射性廃棄物中に浸漬した黒鉛電極を用いて、前記補完した放射性廃棄物をジュール効果加熱で溶融させ、
    ・工程ｃ）において、Ｘ_２Ｏ_３がＡｌ_２Ｏ_３及びＢ_２Ｏ_３から選択される前記目的組成を有し且つ鋳鉄包有物を含む合成岩石マトリクスを含む二相生成物を得る
    ことを特徴とする請求項１〜１３のいずれか一項に記載の方法。
15. ・前記るつぼ中に前記放射性廃棄物を導入する前に、前記放射性廃棄物を粉砕することで、含まれる粒子の少なくとも一部の粒径が５ｃｍ未満となるようにし、
    ・前記放射性廃棄物の溶融中に放出される煙霧を２００℃未満まで冷却し、含まれるガス状の放射性元素、例えばセシウム等を粒子フィルターに捕集する
    ことを特徴とする請求項２〜１４のいずれか一項に記載の方法。

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