JP5985313B2 - 放射性廃棄物の固化体の製造方法 - Google Patents
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Description
そして、蒸気発生手段で発生した蒸気によって、高圧タービンおよび低圧タービンを駆動させて発電機を作動させ、発電が実施される。
沸騰水型原子力発電プラント(BWR)においては、原子炉で軽水を沸騰させており、この原子炉が蒸気発生手段を兼ねている。
このような過酷事故が生じた場合、炉心燃料の崩壊熱を安定的に冷却するため、原子炉圧力容器の内部に外部から冷却水が供給される。
このとき原子炉圧力容器が損傷していると、供給した冷却水がその損傷部位から漏洩する。漏洩した冷却水は、溶融した炉心燃料等の放射性物質により汚染されている。
そして、これら高濃度汚染水の浄化処理に伴い、吸着剤等の放射性廃棄物が二次的に発生する。これら二次廃棄物は、高濃度の放射性セシウム等を含み高い放射線量を示すため、長期的に中間貯蔵及び最終的処分するために、安定した形態に固化する必要がある。
高濃度汚染水のセシウムを吸着させた無機吸着剤を焼成固化する際には、放射性セシウムの揮発をできるだけ抑制し、加熱炉の汚染を低減することが望まれる。
因みに、1200℃で3時間加熱保持した場合、無機吸着剤に吸着させたセシウムの揮発率が0.02〜0.22%であるといった報告例がある。
もしくは、放射性廃棄物の固化体の製造方法において、原子力発電プラントもしくは原子力関連施設で発生する放射性廃棄物を回収する工程と、無機吸着剤に粘土系鉱物のバインダーを添加する工程と、前記放射性廃棄物に含まれる放射性核種を前記無機吸着剤とともに加圧して成形体にする工程と、前記成形体を焼成して固化体にする工程と、を含むこと特徴とする。
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図1に示すように、第1実施形態に係る放射性廃棄物の固化体の製造方法は、原子力発電プラントもしくは原子力関連施設で発生する放射性廃棄物を回収する工程(S11)と、放射性廃棄物に含まれる放射性核種を無機吸着剤とともに加圧して成形体にする工程(S12)と、この成形体を焼成して固化体にする工程(S13)と、を含んでいる。
これら放射性核種のうち137Csは、半減期が約30年であり、強い放射線を放出するとともに生体に滞留して食物連鎖により濃縮され易い性質を有するために、比較的長期間に渡り生体に被ばく影響を与えることが懸念されている。
このときの加圧力は、0.9〜1.5ton/cm2の範囲に設定されることが望ましい。加圧力が0.9ton/cm2よりも小さいと、この成形体を焼成して得られる固化体の圧縮強度が不充分となり、1.5ton/cm2よりも大きいと、機械設備が大型化してしまう。
ここで、設定温度が700℃よりも小さいと、この成形体を焼成して得られる固化体の圧縮強度が不充分となり、900℃よりも大きいと、融点・沸点が比較的低いセシウム塩が気化してしまう。
使用した成形型の形状は、直径10mm×高さ10mmの円筒形の成形体を作成するものである。プレス圧を0.9,1.2,1.5ton/cm2の3水準、焼成温度を700,800,900℃の3水準、大気中雰囲気、保持時間を3時間として固化体の作成条件を定めた。
そして作成された固化体の寸法をノギスで測定し、その直径及び高さを得た。またこの固化体の体積と重量から密度を計算し、減容比を算出した。
また、焼成時の保持温度またはプレス圧の増加ととともに、密度と圧縮強度が増加する傾向がみられた。なお、成形体にする前のチャバサイトを主成分とする無機吸着剤の密度は、0.88g/cm3であった。
成形体及び固化体の作成条件並びに試験結果の取得方法は、図3に示したチャバサイトを主成分とする無機吸着剤による場合と同様である。
また、焼成時の保持温度またはプレス圧の増加ととともに、密度と圧縮強度が増加する傾向がみられた。なお、成形体にする前の結晶性ケイチタン酸塩を主成分とする無機吸着剤の密度は、1.42g/cm3であった。
一般的な放射性廃棄物におけるセメント固化体に要求される圧縮強度が1.6MPaであることを鑑みれば、実施形態において十分な圧縮強度が得られるといえる。
使用した成形型の形状は、直径10mm×高さ10mmの円筒形の成形体を作成するものである。保持時間を1時間,2時間,3時間,4時間の4水準、焼成温度を700℃,800℃,900℃の3水準、大気中雰囲気、プレス圧を1.5ton/cm2として固化体の作成条件を定めた。
成形体及び固化体の作成条件は、図4に示したチャバサイトを主成分とする無機吸着剤による場合と同様である。
100mm×100mmの矩形の開口形状の成形型に、260gの原料粉末のチャバサイトを主成分とする無機吸着剤を投入し、1.5ton/cm2に圧力設定した油圧プレス機で一軸加圧成形し、100×100×20mmの寸法の成形体を得た。
その結果、固化体の寸法が80×80×16mm、減容比が0.36、密度が2.4g/cm3、この固化体からテストピースを3個採取し測定した圧縮強度の平均値が184.8MPaを示した。
その結果、固化体の寸法が74×74×14mm、減容比が0.39、密度が3.7g/cm3、この固化体からテストピースを3個採取し測定した圧縮強度の平均値が102.4MPaを示した。
この試験結果より、現実の実施に近い形状の固化体においても、テストピースを用いて行った図2から図5と同等もしくはそれ以上の結果が得られていることが判った。
製造された固化体は、形状を直方体又は円筒形とし、金属製の保管容器の内部に隙間無く積み上げるように収容される。このように、固化体を保管容器の内部に収容したのちに、蓋を溶接又はボルト固定して密閉する。これにより、放射性廃棄物をより安定的に閉じ込めることができる。
また実設備に適用される保管容器の他の形状として、内径430×高さ1340mm程度の円筒形のステンレス鋼製のものも想定している。
固化体を直径420mm×高さ20mm程度の円筒形に焼成することで、保管容器内に隙間なく数多くの固化体を充填することが可能となる。
具体的には加圧成形時に使用する成形型の寸法や形状を変更することにより、固化体の寸法を変更することが可能である。また焼成時の収縮を考慮して最終的な固化体の寸法を制御することが可能である。
無機吸着剤に粘土系鉱物のバインダーを添加することにより固化体に生じるひびや欠けを抑制し、品質を向上することができる。
なお、第2実施形態に係る放射性廃棄物の固化体の製造方法において、バインダーを添加することを除くその他の工程は、第1実施形態の場合と同じである。
適用される粘土系鉱物のバインダーとしては、ベントナイト、ハロサイト、クリソタイル、パロイフィライト、タルク、ムスコバイト、フロゴバイト、セイサイト、クロライト、バイデライト、バーミキュライト等が挙げられる。
このような可塑性の向上により、プレス時に成形型の隙間から原料粉末が流出しないように、プレス圧を0.3ton/cm2から0.6ton/cm2の範囲に設定し、加圧成形を行ってもよい。
このようにして作成した100×100×40mmの成形体を大気中で乾燥させた後、900℃で3時間保持して焼結した結果、ひび割れのない固化体が得られた。
結晶性ケイチタン酸塩にベントナイトを重量比で2%〜4%添加し、プレス圧を0.3ton/cm2から0.6ton/cm2の範囲に設定し、加圧成形を行った。
このようにして作成した100×100×40mmの成形体を大気中で乾燥させた後、900℃で3時間保持して焼結した結果、チャバサイトの場合と同様に、ひび割れのない固化体が得られた。
Claims (8)
- 原子力発電プラントもしくは原子力関連施設で発生する放射性廃棄物を回収する工程と、
前記放射性廃棄物に含まれる放射性核種をチャバサイト又は結晶性ケイチタン酸塩を主成分とする無機吸着剤とともに加圧して成形体にする工程と、
前記成形体を焼成して固化体にする工程と、を含むこと特徴とする放射性廃棄物の固化体の製造方法。 - 原子力発電プラントもしくは原子力関連施設で発生する放射性廃棄物を回収する工程と、
無機吸着剤に粘土系鉱物のバインダーを添加する工程と、
前記放射性廃棄物に含まれる放射性核種を前記無機吸着剤とともに加圧して成形体にする工程と、
前記成形体を焼成して固化体にする工程と、を含むこと特徴とする放射性廃棄物の固化体の製造方法。 - 前記固化体の形状は、直方体又は円筒形である請求項1又は請求項2に記載の放射性廃棄物の固化体の製造方法。
- 前記固化体を金属製の保管容器に収容する工程をさらに含む請求項3に記載の放射性廃棄物の固化体の製造方法。
- 前記成形体にする工程における加圧力は、0.9〜1.5ton/cm2の範囲に設定される請求項1から請求項4のいずれか1項に記載の放射性廃棄物の固化体の製造方法。
- 前記固化体にする工程における焼成条件は、設定温度を700〜900℃の範囲内とし、保持時間を1〜4時間の範囲内とし、雰囲気を大気とする請求項1から請求項5のいずれか1項に記載の放射性廃棄物の固化体の製造方法。
- 前記固化体の圧縮強度が8〜120MPaの範囲内である請求項1,3,4,5,6のいずれか1項に記載の放射性廃棄物の固化体の製造方法。
- 前記固化体の密度が1.2〜3.4g/cm3の範囲内である請求項7に記載の放射性廃棄物の固化体の製造方法。
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