JP7458334B2 - Radioactive waste solidification method and radioactive waste solidification system - Google Patents
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Description
本発明は、放射性廃棄物固化方法、および、放射性廃棄物固化システムに関する。 The present invention relates to a radioactive waste solidification method and a radioactive waste solidification system.
ジオポリマーは、ケイ素（Ｓｉ）、アルミニウム（Ａｌ）などの元素で構成された非晶質の重合体であって、セメントと同様に、無機材料である。ジオポリマーは、ケイ素、アルミニウムなどの元素を含む基材（固化材）と、アルカリ材（アルカリ刺激剤）とが原料として用いられる。基材とアルカリ材との間において縮重合反応が生じることによって、ジオポリマーの固化体が形成される。 A geopolymer is an amorphous polymer composed of elements such as silicon (Si) and aluminum (Al), and is an inorganic material like cement. Geopolymers are made from a base material (solidification material) containing elements such as silicon and aluminum, and an alkaline material (alkali stimulant) as raw materials. A solidified geopolymer is formed by a polycondensation reaction occurring between the base material and the alkaline material.
ジオポリマーは、セメントと異なり、固化体の構造に水和物が存在しない。このため、ジオポリマーを用いた場合には、余剰な水を加熱による乾燥で除去した場合であっても、固化体の構造に対して影響が小さい。したがって、ジオポリマーは、たとえば、高線量の放射性廃棄物について固化処理を実施する際に用いる材料として注目されている。 Unlike cement, geopolymers do not contain hydrates in the structure of the solidified body. For this reason, when using geopolymers, even if excess water is removed by drying through heating, there is little effect on the structure of the solidified body. Therefore, geopolymers are attracting attention as a material to be used, for example, when carrying out solidification treatment of high-dose radioactive waste.
固化処理された放射性廃棄物は、放射性物質から放射される放射線によって、水素ガスが発生する場合がある。具体的には、水素ガスは、放射性廃棄物に含有する水などの水分が放射線によって分解することで発生する。 Solidified radioactive waste may generate hydrogen gas due to the radiation emitted from the radioactive materials. Specifically, hydrogen gas is generated when moisture such as water contained in radioactive waste is decomposed by radiation.
このため、固化処理された放射性廃棄物を収容する廃棄物容器を密封する場合には、廃棄物容器の内部の空隙に応じて水素ガス発生量の上限を設ける必要がある。そして、廃棄物容器内の内容物の水分量が一定量以下に制限される。さらに、水素ガスに起因した爆発を防止するために、水素ガス濃度を爆発下限値以下に制限する必要がある。 Therefore, when sealing a waste container containing solidified radioactive waste, it is necessary to set an upper limit on the amount of hydrogen gas generated depending on the void inside the waste container. Then, the moisture content of the contents in the waste container is limited to a certain amount or less. Furthermore, in order to prevent explosions caused by hydrogen gas, it is necessary to limit the hydrogen gas concentration to below the lower explosion limit.
このような事情により、廃棄物の減容性を向上させることは容易でない。 Due to these circumstances, it is not easy to improve the volume reduction properties of waste.
したがって、本発明が解決しようとする課題は、水素発生量を低減可能な、放射性廃棄物固化方法、および、放射性廃棄物固化システムを提供することである。 Therefore, the problem to be solved by the present invention is to provide a radioactive waste solidification method and a radioactive waste solidification system that can reduce the amount of hydrogen generated.
実施形態は、ジオポリマー材料とホウ素化合物とを用いて放射性廃棄物について固化処理を行う放射性廃棄物固化方法であって、ジオポリマー材料とホウ素化合物と放射性廃棄物とを廃棄物容器に充填する充填ステップと、廃棄物容器においてジオポリマー材料とホウ素化合物と放射性廃棄物との混合物を乾燥する乾燥ステップとを備える。ジオポリマー材料は、ケイ素またはアルミニウムを含む基材と、アルカリ材とを含むスラリーであり、アルカリ材はアルカリ性の水酸化物またはアルカリ性のケイ酸塩である。
The embodiment is a radioactive waste solidification method that performs solidification treatment on radioactive waste using a geopolymer material and a boron compound, the filling method comprising filling a waste container with the geopolymer material, a boron compound, and the radioactive waste. and a drying step of drying the mixture of geopolymer material, boron compound, and radioactive waste in a waste container. The geopolymer material is a slurry containing a base material containing silicon or aluminum and an alkaline material, where the alkaline material is an alkaline hydroxide or an alkaline silicate.
本発明によれば、水素発生量を低減可能な、放射性廃棄物固化方法、および、放射性廃棄物固化システムを提供することができる。 According to the present invention, it is possible to provide a radioactive waste solidification method and a radioactive waste solidification system that can reduce the amount of hydrogen generated.
＜第１実施形態＞
［Ａ］放射性廃棄物固化システム１
図１は、第１実施形態に係る放射性廃棄物固化システム１を模式的に示す図である。
<First embodiment>
[A] Radioactive
FIG. 1 is a diagram schematically showing a radioactive
図１に示すように、本実施形態において、放射性廃棄物固化システム１は、ジオポリマー材料貯蔵部１１とホウ素化合物貯蔵部１２と放射性廃棄物貯蔵部１３と混合物作成部２０と乾燥部３０とを備え、ジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２とを用いて、放射性廃棄物Ｍ１３について固化処理を行うように構成されている。
As shown in FIG. 1, in this embodiment, the radioactive
以下より、放射性廃棄物固化システム１を構成する各部について順次説明する。
Each part constituting the radioactive
［Ａ－１］ジオポリマー材料貯蔵部１１
ジオポリマー材料貯蔵部１１は、ジオポリマー材料Ｍ１１を貯蔵するためのタンクを含む。
[A-1] Geopolymer
The geopolymer
ジオポリマー材料Ｍ１１は、ケイ素、アルミニウムなどの元素を含む基材（固化材）と、アルカリ材（アルカリ刺激剤）とを含むスラリーである。 The geopolymer material M11 is a slurry containing a base material (solidification material) containing elements such as silicon and aluminum, and an alkaline material (alkali stimulant).
基材は、たとえば、シリカ（二酸化ケイ素）、シリカフューム、アルミナシリカ（メタカオリン、高炉スラグ、焼却灰、飛灰（フライアッシュを含む）、ゼオライト、モルデナイト等）などである。 Examples of the base material include silica (silicon dioxide), silica fume, alumina-silica (metakaolin, blast furnace slag, incineration ash, fly ash (including fly ash), zeolite, mordenite, etc.).
アルカリ材は、たとえば、アルカリ性の水酸化物（水酸化リチウム、水酸化ナトリウム、水酸化カリウム、水酸化ルビジウム、水酸化セシウムなど）、アルカリ性のケイ酸塩（ケイ酸リチウム、ケイ酸ナトリウム、ケイ酸カリウム、ケイ酸ルビジウム、ケイ酸セシウム）である。ケイ酸塩としては、オルトケイ酸塩、メタケイ酸塩など、さまざまな形態のものを用いることができる。また、アルミン酸塩をアルカリ材としてふくんでいてもよい。 Examples of alkaline materials include alkaline hydroxides (lithium hydroxide, sodium hydroxide, potassium hydroxide, rubidium hydroxide, cesium hydroxide, etc.), alkaline silicates (lithium silicate, sodium silicate, silicate, etc.) potassium, rubidium silicate, cesium silicate). As the silicate, various forms such as orthosilicate and metasilicate can be used. Further, aluminate may be included as an alkaline material.
この他に、ジオポリマー材料Ｍ１１として、水を含有させてもよい。 In addition to this, the geopolymer material M11 may contain water.
［Ａ－２］ホウ素化合物貯蔵部１２
ホウ素化合物貯蔵部１２は、ホウ素化合物Ｍ１２を貯蔵するためのタンクを含む。
[A-2] Boron
Boron
ホウ素化合物Ｍ１２は、たとえば、ホウ酸（Ｈ３ＢＯ３）である。この他に、ホウ素化合物Ｍ１２としては、ホウ素を含むホウ酸塩（メタホウ酸ナトリウム、四ホウ酸ナトリウム、五ホウ酸ナトリウム、メタホウ酸カリウム、四ホウ酸カリウム、五ホウ酸カリウム）など、さまざまな形態のものを用いることができる。 The boron compound M12 is, for example, boric acid (H 3 BO 3 ). In addition, boron compounds M12 can be used in various forms, such as borates containing boron (sodium metaborate, sodium tetraborate, sodium pentaborate, potassium metaborate, potassium tetraborate, potassium pentaborate). can be used.
［Ａ－３］放射性廃棄物貯蔵部１３
放射性廃棄物貯蔵部１３は、放射性廃棄物Ｍ１３を貯蔵するためのタンクを含む。
[A-3] Radioactive
Radioactive
［Ａ－４］混合物作成部２０
混合物作成部２０は、ジオポリマー材料貯蔵部１１からジオポリマー材料Ｍ１１が供給され、ホウ素化合物貯蔵部１２からホウ素化合物Ｍ１２が供給されると共に、放射性廃棄物貯蔵部１３から放射性廃棄物Ｍ１３が供給されるタンクを含む。そして、混合物作成部２０は、ジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２と放射性廃棄物Ｍ１３とを混練することによって混合物Ｍ２０を作成するための撹拌機を含む。
[A-4]
The
また、混合物作成部２０は、その混合物Ｍ２０が廃棄物容器１００に投入されるように構成されている。廃棄物容器１００は、たとえば、ドラム缶である。
Further, the
［Ａ－５］乾燥部３０
乾燥部３０は、たとえば、廃棄物容器１００に投入された混合物Ｍ２０を乾燥するためのヒータを含む。
[A-5]
The
廃棄物容器１００の内部に投入された混合物Ｍ２０においては、基材とアルカリ材との反応が進行し、ジオポリマーの固化体が作成される。これと共に、乾燥部３０において混合物Ｍ２０を加熱することによって、混合物Ｍ２０に含まれる水分を蒸発させる。
In the mixture M20 put into the
［Ｂ］放射性廃棄物固化方法
図２は、第１実施形態に係る放射性廃棄物固化方法を示すフロー図である。
[B] Radioactive waste solidification method FIG. 2 is a flow diagram showing the radioactive waste solidification method according to the first embodiment.
上記の放射性廃棄物固化システム１（図１参照）を用いて、放射性廃棄物Ｍ１３について固化処理を行う方法に関して、図２を用いて説明する。 A method of solidifying radioactive waste M13 using the radioactive waste solidification system 1 (see FIG. 1) described above will be explained using FIG. 2.
図２に示すように、本実施形態では、混合物の作成工程（ＳＴ１０）と混合物の充填工程（ＳＴ２０）と混合物の乾燥工程（ＳＴ３０）とを順次行うことによって、放射性廃棄物Ｍ１３の固化処理を実行する。各工程の詳細について順次説明する。 As shown in FIG. 2, in this embodiment, the solidification process of radioactive waste M13 is carried out by sequentially carrying out a mixture preparation process (ST10), a mixture filling process (ST20), and a mixture drying process (ST30). Details of each process will be described in turn.
［Ｂ－１］混合物の作成工程（ＳＴ１０）
まず、混合物の作成工程（ＳＴ１０）では、上述したように、混合物作成部２０においてジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２と放射性廃棄物Ｍ１３とを混練することによって、混合物Ｍ２０を作成する。
[B-1] Mixture preparation process (ST10)
First, in the mixture preparation process (ST10), as described above, the geopolymer material M11, the boron compound M12, and the radioactive waste M13 are kneaded in the
混合物Ｍ２０は、たとえば、下記の割合で各材料を混合することで作成される。なお、下記において「Ｘ１～Ｘ２質量％」は、「Ｘ１質量％を超えＸ２質量％以下」を意味する。 The mixture M20 is created, for example, by mixing each material in the following proportions. In addition, in the following, "X1 to X2 mass %" means "more than X1 mass % and less than or equal to X2 mass %".
（ジオポリマー材料Ｍ１１）
・アルミノケイ酸塩 ・・・ ２０～４０質量％
・シリカ化合物 ・・・ ０～２０質量％
・カルシウム化合物 ・・・ ０～３５質量％
・アルカリ溶液 ・・・ ２５～５０質量％
・水 ・・・ ０～３０質量％
(Geopolymer material M11)
・Aluminosilicate...20-40% by mass
・Silica compound...0 to 20% by mass
・Calcium compound...0 to 35% by mass
・Alkaline solution...25-50% by mass
・Water: 0-30% by mass
（ホウ素化合物Ｍ１２）
・ホウ酸化合物 ・・・１～５質量％
(Boron compound M12)
Boric acid compounds: 1 to 5% by mass
（放射性廃棄物Ｍ１３）
・放射性廃棄物 ・・・１～５０質量％
(Radioactive waste M13)
・Radioactive waste...1 to 50% by mass
ここでは、ジオポリマー材料Ｍ１１の重量と放射性廃棄物Ｍ１３の重量とを合計した合計重量に対して、１質量％を超え５０質量％以下の放射性廃棄物Ｍ１３を混合することが好ましい。 Here, it is preferable to mix more than 1% by mass and not more than 50% by mass of the radioactive waste M13 with respect to the total weight of the geopolymer material M11 and the weight of the radioactive waste M13.
ここでは、ジオポリマー材料Ｍ１１の重量とホウ素化合物Ｍ１２の重量とを合計した合計重量に対して、０質量％を超え５質量％以下のホウ素化合物Ｍ１２を添加することが好ましい。 Here, it is preferable to add more than 0% by mass and 5% by mass or less of the boron compound M12 with respect to the total weight of the geopolymer material M11 and the boron compound M12.
［Ｂ－２］混合物の充填工程（ＳＴ２０）
つぎに、混合物の充填工程（ＳＴ２０）では、上述したように、混合物作成部２０から混合物Ｍ２０を廃棄物容器１００に充填する。
[B-2] Mixture filling step (ST20)
Next, in the mixture filling step (ST20), the
［Ｂ－３］混合物の乾燥工程（ＳＴ３０）
つぎに、混合物の乾燥工程（ＳＴ３０）では、上述したように、乾燥部３０において廃棄物容器１００に投入された混合物Ｍ２０を乾燥する。
[B-3] Mixture drying process (ST30)
Next, in the mixture drying step (ST30), the mixture M20 introduced into the
ここでは、たとえば、下記の条件で乾燥を行う（減圧下での乾燥可）。
・乾燥温度：２０℃（常温）以上
Here, for example, drying is performed under the following conditions (drying under reduced pressure is also possible).
- Drying temperature: 20℃ (normal temperature) or higher
廃棄物容器１００の内部において、混合物Ｍ２０は、基材とアルカリ材との反応が進行し、ジオポリマーの固化体になる。これと共に、乾燥部３０において混合物Ｍ２０が加熱されることで、混合物Ｍ２０に含まれる水分が蒸発する。
Inside the
［Ｃ］実施例
以下より、上記実施形態の実施例および比較例について説明する。
[C] Examples Examples and comparative examples of the above embodiments will be described below.
［Ｃ－１］固化体の形成
実施例および比較例においては、放射性廃棄物Ｍ１３を用いずに、ジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２とを用いて固化体を作成した。
[C-1] Formation of solidified body In the examples and comparative examples, a solidified body was prepared using the geopolymer material M11 and the boron compound M12 without using the radioactive waste M13.
［実施例］
実施例では、まず、下記に示す配合でジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２とを混合した。
[Example]
In the example, first, geopolymer material M11 and boron compound M12 were mixed in the formulation shown below.
（ジオポリマー材料Ｍ１１）
・メタカオリン：２９質量％
・水酸化カリウム：１７質量％
・ケイ酸カリウム水溶液（濃度３０質量％）：１１質量％
・シリカ粉末：１６質量％
・水：２２質量％
(Geopolymer material M11)
・Metakaolin: 29% by mass
・Potassium hydroxide: 17% by mass
・Potassium silicate aqueous solution (
・Silica powder: 16% by mass
・Water: 22% by mass
（ホウ素化合物Ｍ１）
・ホウ酸：５質量％
(Boron compound M1)
・Boric acid: 5% by mass
つぎに、上記のように作成した混合物について乾燥した。 Next, the mixture prepared as described above was dried.
［比較例］
比較例では、まず、下記に示す配合でジオポリマー材料Ｍ１１を混合した。比較例では、実施例の場合と異なり、ホウ素化合物Ｍ１２を混合していない。
[Comparative example]
In the comparative example, geopolymer material M11 was first mixed in the formulation shown below. In the comparative example, unlike the case of the example, boron compound M12 was not mixed.
（ジオポリマー材料Ｍ１１）
・メタカオリン：３１質量％
・水酸化カリウム：１８質量％
・ケイ酸カリウム水溶液（濃度３０質量％）：１２質量％
・シリカ粉末：１６質量％
・水：２３質量％
(Geopolymer material M11)
・Metakaolin: 31% by mass
・Potassium hydroxide: 18% by mass
・Potassium silicate aqueous solution (
・Silica powder: 16% by mass
・Water: 23% by mass
つぎに、上記のように作成した混合物について、実施例と同じ条件で乾燥した。 Next, the mixture prepared as described above was dried under the same conditions as in the example.
［Ｃ－２］吸収線量に対する水素発生量の結果
図３は、第１実施形態の実施例において、吸収線量に対する水素発生量の結果を示す図である。
[C-2] Results of hydrogen generation amount versus absorbed dose FIG. 3 is a diagram showing the results of hydrogen generation amount versus absorbed dose in an example of the first embodiment.
図３においては、実施例および比較例の固化体にガンマ線（照射線量率７．７ｋＧｙ／ｈ）を照射する。ここでは、図３に示す吸収線量になるように、所定の照射時間、ガンマ線の照射を行った。そして、そのときに、固化体から発生した水素の量を測定した。 In Figure 3, the solidified bodies of the example and comparative example were irradiated with gamma rays (exposure dose rate 7.7 kGy/h). Here, gamma rays were irradiated for a specified exposure time so as to obtain the absorbed dose shown in Figure 3. The amount of hydrogen generated from the solidified bodies at that time was then measured.
図３に示すように、ホウ素化合物Ｍ１を含む実施例の固化体は、ホウ素化合物Ｍ１を含まない比較例の固化体よりも、吸収線量に対する水素発生量の上昇割合が低い。 As shown in FIG. 3, the solidified body of the embodiment containing the boron compound M1 has a lower rate of increase in the amount of hydrogen generated relative to the absorbed dose than the solidified body of the comparative example not containing the boron compound M1.
［Ｄ］まとめ
以上の実施例の結果から判るように、本実施形態では、ジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２と放射性廃棄物Ｍ１３との混合物Ｍ２０を乾燥することで、放射性廃棄物Ｍ１３について固化処理を行っているので、固化処理で得られた固化体において水素が発生する水素発生量を効果的に低減可能である。
[D] Summary As can be seen from the results of the above examples, in this embodiment, the radioactive waste M13 is solidified by drying the mixture M20 of the geopolymer material M11, the boron compound M12, and the radioactive waste M13. Therefore, it is possible to effectively reduce the amount of hydrogen generated in the solidified body obtained by the solidification process.
図４は、第１実施形態の実施例において、ホウ素化合物Ｍ１の添加割合と、一軸圧縮強度との関係を示す図である。 FIG. 4 is a diagram showing the relationship between the addition ratio of the boron compound M1 and the unconfined compressive strength in an example of the first embodiment.
図４では、実施例（ホウ酸５質量％）および比較例（ホウ酸０質量％）の固化体にについて、一軸圧縮強度の測定を行った結果を示している（ＪＩＳ Ａ１１０８：２００６コンクリートの圧縮強度試験方法）。これと共に、ホウ酸の添加割合を、１質量％、２．５質量％、７．５質量％、１０質量％とした場合の結果を示している。 Figure 4 shows the results of measuring the unconfined compressive strength of the solidified bodies of the example (5% by mass of boric acid) and the comparative example (0% by mass of boric acid) (JIS A1108:2006 concrete compression strength). strength test method). In addition, the results are shown when the addition ratio of boric acid is 1% by mass, 2.5% by mass, 7.5% by mass, and 10% by mass.
図４に示すように、ホウ酸の添加割合が５質量％以下である場合には、十分な一軸圧縮強度が得られる。なお、ホウ酸の添加割合が７．５質量％以上では、硬化が行われなかった。 As shown in FIG. 4, when the addition ratio of boric acid is 5% by mass or less, sufficient unconfined compressive strength can be obtained. In addition, when the addition ratio of boric acid was 7.5% by mass or more, curing was not performed.
［Ｅ］変形例
上記の実施形態では、混合物作成部２０で混練することによって作成した混合物Ｍ２０を廃棄物容器１００に充填する場合（アウトドラム式）について説明したが、これに限らない。混合物作成部２０を用いずに、廃棄物容器１００に各材料を直接投入し、廃棄物容器１００において混合した混合物Ｍ２０について乾燥してもよい（インドラム式）。
[E] Modification In the above embodiment, a case has been described in which the
＜第２実施形態＞
［Ａ］放射性廃棄物固化システム１
図５は、第２実施形態に係る放射性廃棄物固化システム１ｂを模式的に示す図である。
<Second embodiment>
[A] Radioactive
FIG. 5 is a diagram schematically showing a radioactive
図５に示すように、本実施形態の放射性廃棄物固化システム１ｂは、第１実施形態の場合（図１参照）と同様に、ジオポリマー材料貯蔵部１１とホウ素化合物貯蔵部１２と放射性廃棄物貯蔵部１３と混合物作成部２０とを備えている。本実施形態では、乾燥部３０（図１参照）が設けられておらず、圧縮部４０が設けられている。この点、および、これに関する点を除き、本実施形態は、第１実施形態と同様である。このため、重複する事項については、適宜、説明を省略する。
As shown in FIG. 5, the radioactive
圧縮部４０は、圧縮成形機を含み、混合物作成部２０から型枠に入れた混合物Ｍ２０を圧縮することによって成形体Ｍ４０を作成するように構成されている。圧縮部４０で作成された成形体Ｍ４０は、廃棄物容器１００に充填される。
The
［Ｂ］放射性廃棄物固化方法
図６は、第２実施形態に係る放射性廃棄物固化方法を示すフロー図である。
[B] Radioactive waste solidification method FIG. 6 is a flow diagram showing a radioactive waste solidification method according to the second embodiment.
上記の放射性廃棄物固化システム１ｂ（図５参照）を用いて、放射性廃棄物Ｍ１３について固化処理を行う方法に関して、図６を用いて説明する。
A method of solidifying radioactive waste M13 using the radioactive
図６に示すように、本実施形態では、混合物の作成工程（ＳＴ１０）を行った後に、混合物の圧縮工程（ＳＴ４０）と成形物の充填工程（ＳＴ５０）とを順次行うことによって、放射性廃棄物Ｍ１３の固化処理を実行する。 As shown in FIG. 6, in this embodiment, radioactive waste is Execute M13 solidification process.
［Ｂ－１］混合物の作成工程（ＳＴ１０）
混合物の作成工程（ＳＴ１０）では、第１実施形態の場合と同様に、混合物作成部２０においてジオポリマー材料Ｍ１１とホウ素化合物Ｍ１２と放射性廃棄物Ｍ１３とを混練することによって、混合物Ｍ２０を作成する。
[B-1] Mixture preparation process (ST10)
In the mixture preparation process (ST10), as in the first embodiment, a mixture M20 is prepared by kneading a geopolymer material M11, a boron compound M12, and radioactive waste M13 in a
混合物Ｍ２０は、たとえば、下記の割合で各材料を混合することで作成される。 Mixture M20 is made, for example, by mixing the materials in the following proportions:
（ジオポリマー材料Ｍ１１）
・アルミノケイ酸塩・・・２６～５６質量％
・シリカ化合物 ・・・ １２～２５質量％
・カルシウム化合物 ・・・ ０～３１質量％
・アルカリ溶液 ・・・ １５～２３質量％
・アルカリ粉末 ・・・ ７～４４質量％
(Geopolymer material M11)
・Aluminosilicate...26-56% by mass
・Silica compound...12-25% by mass
・Calcium compound...0 to 31% by mass
・Alkaline solution...15-23% by mass
・Alkali powder...7 to 44% by mass
（ホウ素化合物Ｍ１２）
・ホウ酸 ・・・ １～５質量％
(Boron compound M12)
Boric acid: 1 to 5% by mass
（放射性廃棄物Ｍ１３）
・固体の放射性廃棄物 ・・・１～９０質量％
(Radioactive waste M13)
・Solid radioactive waste ...1 to 90% by mass
この場合においても、第１実施形態の場合と同様に、ジオポリマー材料Ｍ１１の重量とホウ素化合物Ｍ１２の重量とを合計した合計重量に対して、１質量％を超え５質量％以下のホウ素化合物Ｍ１２を添加することが好ましい。 In this case, as in the case of the first embodiment, more than 1% by mass and not more than 5% by mass of the boron compound M12 with respect to the total weight of the geopolymer material M11 and the weight of the boron compound M12. It is preferable to add.
この場合においても、第１実施形態の場合と同様に、ジオポリマー材料Ｍ１１の重量と放射性廃棄物Ｍ１３の重量とを合計した合計重量に対して、１質量％を超え９０質量％以下の放射性廃棄物Ｍ１３と混合することが好ましい。 In this case, as in the case of the first embodiment, radioactive waste of more than 1% by mass and less than 90% by mass based on the total weight of the geopolymer material M11 and the weight of the radioactive waste M13. It is preferable to mix it with substance M13.
［Ｂ－２］混合物の圧縮工程（ＳＴ４０）
混合物の圧縮工程（ＳＴ４０）では、上述したように、圧縮部４０の型枠に混合物作成部２０から混合物Ｍ２０を入れ、圧縮することによって成形体Ｍ４０を作成する。
[B-2] Mixture compression step (ST40)
In the mixture compression step (ST40), as described above, the mixture M20 is put into the mold of the
ここでは、たとえば、下記の圧縮条件で圧縮を実行する。
・圧縮圧力： １～２０ＭＰａ
Here, for example, compression is performed under the following compression conditions.
・Compression pressure: 1-20MPa
［Ｂ－３］成形物の充填工程（ＳＴ５０）
成形物の充填工程（ＳＴ５０）では、上述したように、圧縮部４０で作成された成形体Ｍ４０を廃棄物容器１００に充填する。
[B-3] Filling process of molded product (ST50)
In the molded article filling step (ST50), the molded article M40 produced in the
［Ｃ］まとめ
以上のように、本実施形態では、第１実施形態の場合と同様に、ホウ素化合物Ｍ１２を含む混合物Ｍ２０について固化処理を行っているので、第１実施形態の場合と同様に、固化処理で得られた固化体において水素が発生する水素発生量を効果的に低減可能である。
[C] Summary As described above, in this embodiment, as in the case of the first embodiment, the solidification process is performed on the mixture M20 containing the boron compound M12, so as in the case of the first embodiment, It is possible to effectively reduce the amount of hydrogen generated in the solidified body obtained by the solidification process.
また、本実施形態では、第１実施形態の場合と異なり、圧縮を行っているので、粉体密度が高くなり、ジオポリマー反応の進行の効果を奏することができる。 Moreover, in this embodiment, unlike the case of the first embodiment, since compression is performed, the powder density becomes high and the effect of progressing the geopolymer reaction can be produced.
＜第３実施形態＞
［Ａ］放射性廃棄物固化システム１
図７は、第３実施形態に係る放射性廃棄物固化システム１ｃを模式的に示す図である。
<Third embodiment>
[A] Radioactive
FIG. 7 is a diagram schematically showing a radioactive
図７に示すように、本実施形態の放射性廃棄物固化システム１ｃは、第２実施形態の場合（図５参照）と同様に、ジオポリマー材料貯蔵部１１とホウ素化合物貯蔵部１２と放射性廃棄物貯蔵部１３と混合物作成部２０と圧縮部４０とを備えている。本実施形態では、第２実施形態の場合（図５参照）と異なり、養生部５０を更に備えている。この点、および、これに関する点を除き、本実施形態は、第２実施形態と同様である。このため、重複する事項については、適宜、説明を省略する。
As shown in FIG. 7, the radioactive
養生部５０は、養生室を含み、圧縮部４０で作成された成形体Ｍ４０を廃棄物容器１００に充填する前に養生するために設けられている。養生部５０で養生された成形体Ｍ４０は、廃棄物容器１００に充填される。
The curing
［Ｂ］放射性廃棄物固化方法
図８は、第３実施形態に係る放射性廃棄物固化方法を示すフロー図である。
[B] Radioactive waste solidification method FIG. 8 is a flow diagram showing a radioactive waste solidification method according to the third embodiment.
上記の放射性廃棄物固化システム１ｃ（図７参照）を用いて、放射性廃棄物Ｍ１３について固化処理を行う方法に関して、図８を用いて説明する。
A method of solidifying radioactive waste M13 using the radioactive
図８に示すように、本実施形態では、混合物の作成工程（ＳＴ１０）と混合物の圧縮工程（ＳＴ４０）とを行った後に、成形物の充填工程（ＳＴ５０）を行う前に成形物の養生工程（ＳＴ４１）を行うことによって、放射性廃棄物Ｍ１３の固化処理を実行する。 As shown in FIG. 8, in this embodiment, after performing the mixture creation step (ST10) and the mixture compression step (ST40), a curing step of the molded product is performed before the molded product filling step (ST50) is performed. By performing (ST41), solidification processing of the radioactive waste M13 is executed.
成形物の養生工程（ＳＴ４１）では、上述したように、圧縮部４０で作成された成形体Ｍ４０を養生部５０において養生する。
In the molded article curing step (ST41), the molded article M40 created in the
ここでは、たとえば、下記の養生条件で養生を実行する（加熱養生も可能）。
・室温で１日～９１日
Here, for example, curing is performed under the following curing conditions (heat curing is also possible).
・1 to 91 days at room temperature
成形物の充填工程（ＳＴ５０）では、養生部５０で養生された成形体Ｍ４０を廃棄物容器１００に充填する。
In the molded article filling step (ST50), the molded article M40 cured in the
［Ｃ］まとめ
以上のように、本実施形態では、ホウ素化合物Ｍ１２を含む混合物Ｍ２０について固化処理を行っているので、第１実施形態および第２実施形態の場合と同様に、固化処理で得られた固化体において水素が発生する水素発生量を効果的に低減可能である。
[C] Summary As described above, in this embodiment, the mixture M20 containing the boron compound M12 is solidified, so as in the first and second embodiments, the solidification process The amount of hydrogen generated in the solidified body can be effectively reduced.
また、本実施形態では、第２実施形態の場合と異なり、養生を行っているので、ジオポリマー反応が進行し、機械的強度の向上の効果を奏することができる。 Moreover, in this embodiment, unlike the case of the second embodiment, curing is performed, so that the geopolymer reaction progresses and the effect of improving mechanical strength can be achieved.
＜その他＞
なお、本発明は上述した実施形態そのままに限定されるものではなく、実施段階では、上述した実施例以外にも様々な形態で実施することができる。本発明は、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、追加、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
<Others>
It should be noted that the present invention is not limited to the above-described embodiments as they are, and can be implemented in various forms other than the above-mentioned embodiments at the implementation stage. Various omissions, additions, substitutions, and changes can be made to the present invention without departing from the gist of the invention. These embodiments and their modifications are included within the scope and gist of the invention, as well as within the scope of the invention described in the claims and its equivalents.
１：放射性廃棄物固化システム、１１：ジオポリマー材料貯蔵部、１２：ホウ素化合物貯蔵部、１３：放射性廃棄物貯蔵部、２０：混合物作成部、３０：乾燥部、４０：圧縮部、５０：養生部、１００：廃棄物容器、Ｍ１１：ジオポリマー材料、Ｍ１２：ホウ素化合物、Ｍ１３：放射性廃棄物、Ｍ２０：混合物、Ｍ４０：成形体 1: Radioactive waste solidification system, 11: Geopolymer material storage section, 12: Boron compound storage section, 13: Radioactive waste storage section, 20: Mixture preparation section, 30: Drying section, 40: Compression section, 50: Curing section, 100: Waste container, M11: Geopolymer material, M12: Boron compound, M13: Radioactive waste, M20: Mixture, M40: Molded body
Claims (7)
前記ジオポリマー材料と前記ホウ素化合物と前記放射性廃棄物とを廃棄物容器に充填する充填ステップと、
前記廃棄物容器において前記ジオポリマー材料と前記ホウ素化合物と前記放射性廃棄物との混合物を乾燥する乾燥ステップと
を備え、
前記ジオポリマー材料は、ケイ素またはアルミニウムを含む基材と、アルカリ材とを含むスラリーであり、前記アルカリ材はアルカリ性の水酸化物またはアルカリ性のケイ酸塩である、
放射性廃棄物固化方法。 A radioactive waste solidification method for solidifying radioactive waste using a geopolymer material and a boron compound,
a filling step of filling a waste container with the geopolymer material, the boron compound, and the radioactive waste;
drying the mixture of the geopolymer material, the boron compound, and the radioactive waste in the waste container ;
The geopolymer material is a slurry containing a base material containing silicon or aluminum and an alkaline material, and the alkaline material is an alkaline hydroxide or an alkaline silicate .
Radioactive waste solidification method.
請求項１に記載の放射性廃棄物固化方法。 In the filling step, the boron compound is added in an amount greater than 0% by mass and less than 5% by mass with respect to the total weight of the geopolymer material and the weight of the boron compound;
2. The method for solidifying radioactive waste according to claim 1.
前記ジオポリマー材料と前記ホウ素化合物と前記放射性廃棄物との混合物を圧縮することによって成形体を作成する圧縮ステップと、
前記成形体を廃棄物容器に充填する充填ステップと、
を備え、
前記ジオポリマー材料は、ケイ素またはアルミニウムを含む基材と、アルカリ材とを含むスラリーであり、前記アルカリ材はアルカリ性の水酸化物またはアルカリ性のケイ酸塩である、
放射性廃棄物固化方法。 A radioactive waste solidification method for solidifying radioactive waste using a geopolymer material and a boron compound,
a compression step of creating a molded body by compressing the mixture of the geopolymer material, the boron compound, and the radioactive waste;
a filling step of filling the molded body into a waste container;
Equipped with
The geopolymer material is a slurry containing a base material containing silicon or aluminum and an alkaline material, and the alkaline material is an alkaline hydroxide or an alkaline silicate .
Radioactive waste solidification method.
を備える、
請求項３に記載の放射性廃棄物固化方法。 a curing step of curing the molded body before the filling step;
The radioactive waste solidification method according to claim 3.
前記ジオポリマー材料と前記ホウ素化合物と前記放射性廃棄物とが充填された廃棄物容器において、前記ジオポリマー材料と前記ホウ素化合物と前記放射性廃棄物との混合物を乾燥する乾燥部
を備え、
前記ジオポリマー材料は、ケイ素またはアルミニウムを含む基材と、アルカリ材とを含むスラリーであり、前記アルカリ材はアルカリ性の水酸化物またはアルカリ性のケイ酸塩である、
放射性廃棄物固化システム。 A radioactive waste solidification system that solidifies radioactive waste using a geopolymer material and a boron compound,
A waste container filled with the geopolymer material, the boron compound, and the radioactive waste, comprising a drying section that dries the mixture of the geopolymer material, the boron compound, and the radioactive waste ,
The geopolymer material is a slurry containing a base material containing silicon or aluminum and an alkaline material, and the alkaline material is an alkaline hydroxide or an alkaline silicate .
Radioactive waste solidification system.
前記ジオポリマー材料と前記ホウ素化合物と前記放射性廃棄物との混合物を圧縮することによって成形体を作成する圧縮部
を備え、
前記成形体を廃棄物容器に充填するように構成され、
前記ジオポリマー材料は、ケイ素またはアルミニウムを含む基材と、アルカリ材とを含むスラリーであり、前記アルカリ材はアルカリ性の水酸化物またはアルカリ性のケイ酸塩である、
放射性廃棄物固化システム。 A radioactive waste solidification system that solidifies radioactive waste using a geopolymer material and a boron compound,
a compression section that creates a molded body by compressing a mixture of the geopolymer material, the boron compound, and the radioactive waste;
configured to fill a waste container with the molded body ,
The geopolymer material is a slurry containing a base material containing silicon or aluminum and an alkaline material, and the alkaline material is an alkaline hydroxide or an alkaline silicate .
Radioactive waste solidification system.
を備える、
請求項６に記載の放射性廃棄物固化システム。
a curing section for curing the molded body before the molded body is filled into the waste container,
7. The radioactive waste solidification system according to claim 6.
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