JPH0224360B2 - - Google Patents
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- JPH0224360B2 JPH0224360B2 JP55169094A JP16909480A JPH0224360B2 JP H0224360 B2 JPH0224360 B2 JP H0224360B2 JP 55169094 A JP55169094 A JP 55169094A JP 16909480 A JP16909480 A JP 16909480A JP H0224360 B2 JPH0224360 B2 JP H0224360B2
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- radioactive waste
- water glass
- solidifying
- waste
- solidifying agent
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Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、放射性廃棄物の固化処理方法に係
り、特に液体、粉体もしくは粒体などの微小な放
射性廃棄物を、固化剤の混入によつて、容器内で
固化体に形成して処理する放射性廃棄物の固化処
理方法に関する。
り、特に液体、粉体もしくは粒体などの微小な放
射性廃棄物を、固化剤の混入によつて、容器内で
固化体に形成して処理する放射性廃棄物の固化処
理方法に関する。
従来、原子力発電所内で発生する放射性廃液の
固化処理方法としては、特開昭52−34200号に記
載の技術が公知である。
固化処理方法としては、特開昭52−34200号に記
載の技術が公知である。
上記公知技術に係る処理方法は、加熱溶融され
たアスフアルトを固化剤として注入するものであ
る。
たアスフアルトを固化剤として注入するものであ
る。
しかし、この方法においては、
(イ) 有機化合物であるアスフアルトを固化剤とし
て用いるため、固化剤タンク洗浄排水を管理処
理しなければならない。
て用いるため、固化剤タンク洗浄排水を管理処
理しなければならない。
(ロ) 固化剤タンク及び注入容器を加熱する設備を
必要とする。
必要とする。
(ハ) 固化された放射能廃棄物の物理的性状が環境
温度によつて変化する。
温度によつて変化する。
といつた不具合が有る。
上記のアスフアルトを用いる方法の欠点を解消
するものとして、セメントを固化剤として用いる
ことも公知である。
するものとして、セメントを固化剤として用いる
ことも公知である。
固化剤としてセメントを用いる場合には、セメ
ントペーストの粘度が比較的高いので、放射性廃
棄物と固化剤(セメント)とを混練して容器に充
填しなければならない。
ントペーストの粘度が比較的高いので、放射性廃
棄物と固化剤(セメント)とを混練して容器に充
填しなければならない。
即ち、造粒した放射性廃棄物の上にセメントペ
ーストを注ぎかけただけでは均一に混らない。
ーストを注ぎかけただけでは均一に混らない。
このため、混練槽が放射能汚染されてメンテイ
ナンスが厄介である。
ナンスが厄介である。
さらに、固化処理方法においては、固化物を海
洋投棄する際に該固化体はその一軸圧縮強度が
150Kg/cm2以上でなければならないという制限が
問題になる。
洋投棄する際に該固化体はその一軸圧縮強度が
150Kg/cm2以上でなければならないという制限が
問題になる。
この制限をセメント固化体で満足するには、
200入りドラム缶の容器に充填して形成される
固化体に許容される濃縮廃液は約40Kg、廃樹脂の
場合は約15Kgで、それ以上に廃棄物を混合すると
形成される固化体の一軸圧縮強度が制限以下にな
つてしまう。これでは廃棄物の減容効果はきわめ
て小さく、処理量に比して発生するドラム缶の本
数が増すばかりで、固化剤として要するセメント
の量も莫大になり、作業能率からも費用面からも
非常に不都合である。
200入りドラム缶の容器に充填して形成される
固化体に許容される濃縮廃液は約40Kg、廃樹脂の
場合は約15Kgで、それ以上に廃棄物を混合すると
形成される固化体の一軸圧縮強度が制限以下にな
つてしまう。これでは廃棄物の減容効果はきわめ
て小さく、処理量に比して発生するドラム缶の本
数が増すばかりで、固化剤として要するセメント
の量も莫大になり、作業能率からも費用面からも
非常に不都合である。
本発明は上記の事情に鑑みて、アスフアルト固
化法の短所、及びセメント固化法の短所を一挙に
解消して、 処理済物が環境条件の変化によつて物理的性状
を変化させることなく、 大きい減容比で放射性廃棄物を固化処理するこ
とができ、 固化処理に用いる固化剤の注入系が放射能汚染
される虞れ無く、加熱設備を必要とせず、しか
も、不燃性で、耐酸化性、耐放射線性に優れた固
化体が得られる固化処理方法を提供することを目
的とする。
化法の短所、及びセメント固化法の短所を一挙に
解消して、 処理済物が環境条件の変化によつて物理的性状
を変化させることなく、 大きい減容比で放射性廃棄物を固化処理するこ
とができ、 固化処理に用いる固化剤の注入系が放射能汚染
される虞れ無く、加熱設備を必要とせず、しか
も、不燃性で、耐酸化性、耐放射線性に優れた固
化体が得られる固化処理方法を提供することを目
的とする。
上記の目的を達成するために創作した本発明の
固化処理方法は、 先ず放射性廃棄物をペレツト状に成形する(ペ
レツト成形については公知技術を適用し得る)。
固化処理方法は、 先ず放射性廃棄物をペレツト状に成形する(ペ
レツト成形については公知技術を適用し得る)。
そして、ペレツト状の放射性廃棄物を容器に入
れ、 上記容器内に水ガラスを注入して固化させる。
れ、 上記容器内に水ガラスを注入して固化させる。
上記の注入に際して必要に応じて硬化剤(炭酸
などの酸類)を添加することも可能である。
などの酸類)を添加することも可能である。
放射性廃棄物がペレツト状に成形されていれ
ば、これに水ガラスを注ぎかけたとき、格別の混
練処理を要しないでよく混じり合う。従つて、固
化剤の注入系は放射能汚染を受けず、メンテイナ
ンスが容易である。
ば、これに水ガラスを注ぎかけたとき、格別の混
練処理を要しないでよく混じり合う。従つて、固
化剤の注入系は放射能汚染を受けず、メンテイナ
ンスが容易である。
また、固化した水ガラスは不燃性で、温度など
の環境条件によつて物理的性状を大きく変化させ
ることが無く、酸化に対しても放射線による劣化
に対しても耐性が大きい。
の環境条件によつて物理的性状を大きく変化させ
ることが無く、酸化に対しても放射線による劣化
に対しても耐性が大きい。
また、水ガラスを注ぎかける際、該水ガラスを
加熱する必要が無いので加熱設備を必要としな
い。
加熱する必要が無いので加熱設備を必要としな
い。
第1図は本発明方法の一実施例の説明図であ
る。
る。
放射性廃液は乾燥機10で乾燥粉体化された
後、造粒機11でペレツト状に造粒され、造粒体
受容器12を経て容器(本例ではドラムカン)1
8に収納される。
後、造粒機11でペレツト状に造粒され、造粒体
受容器12を経て容器(本例ではドラムカン)1
8に収納される。
上記のドラムカン18を、混合機17の下方の
位置18′に移送する。
位置18′に移送する。
一方、固化剤としての水ガラスは固化剤タンク
13から計量タンク14を経て混合機17に導か
れる。ここで固化剤である水ガラスに、必要に応
じて硬化剤としての炭酸を混合する。具体的に
は、硬化剤タンク15内の炭酸を計量タンク16
で計量して、混合機17内の水ガラス(固化剤)
に添加する。
13から計量タンク14を経て混合機17に導か
れる。ここで固化剤である水ガラスに、必要に応
じて硬化剤としての炭酸を混合する。具体的に
は、硬化剤タンク15内の炭酸を計量タンク16
で計量して、混合機17内の水ガラス(固化剤)
に添加する。
そして、必要に応じて硬化剤を添加した水ガラ
スを、混合機17からドラムカン18′内に注入
する。
スを、混合機17からドラムカン18′内に注入
する。
水ガラスの流動特性は高く、自重等の外力が作
用する限り流動しようとするので、単に水ガラス
を混合機17からドラムカン18′内に注入する
のみで、ペレツト間の間隙を水ガラスが自重によ
り流動し、特別に撹拌等しなくても、ペレツトに
水ガラスを混練した状態となる。
用する限り流動しようとするので、単に水ガラス
を混合機17からドラムカン18′内に注入する
のみで、ペレツト間の間隙を水ガラスが自重によ
り流動し、特別に撹拌等しなくても、ペレツトに
水ガラスを混練した状態となる。
こうした構成から容易に理解されるように、本
実施例においては、混合機17を含めて固化剤注
入系の各機器は放射能汚染を被る虞れが無く、そ
のメンテイナンスが容易である。
実施例においては、混合機17を含めて固化剤注
入系の各機器は放射能汚染を被る虞れが無く、そ
のメンテイナンスが容易である。
本例のごとく、固化剤として前記水ガラスを使
用した場合、放射能廃棄物ペレツトとの混合物は
通常約1週間で乾燥して固化体となるが、炭酸も
しくは隣オキシ酸塩など硬化剤の種類とそ添加率
に応じて固化速度を調整できる。形成される固化
体の一軸圧縮強度は、濃縮廃液と前記水ガラスと
の混合比1対1で所定の基準を充分に満たすこと
が確認されており、200入りドラム缶1本につ
き濃縮廃液200Kg〜250Kgを処理できるわけで、す
なわちセメントを固化剤とする場合の約6倍に相
当する。
用した場合、放射能廃棄物ペレツトとの混合物は
通常約1週間で乾燥して固化体となるが、炭酸も
しくは隣オキシ酸塩など硬化剤の種類とそ添加率
に応じて固化速度を調整できる。形成される固化
体の一軸圧縮強度は、濃縮廃液と前記水ガラスと
の混合比1対1で所定の基準を充分に満たすこと
が確認されており、200入りドラム缶1本につ
き濃縮廃液200Kg〜250Kgを処理できるわけで、す
なわちセメントを固化剤とする場合の約6倍に相
当する。
このように、固化剤として水ガラスを使用する
ことは廃棄物の減容効果の面で大なる利点を有す
るが、その上に、水ガラスは無機物の珪酸ナトリ
ウムであるので酸による劣化もなく、不燃性で、
かつ耐放射性にも優れている。これは、本発明に
は欠かせない長所である。しかも、水ガラスは資
源的にも豊富で、安価であり、経済性にも優れて
いる。
ことは廃棄物の減容効果の面で大なる利点を有す
るが、その上に、水ガラスは無機物の珪酸ナトリ
ウムであるので酸による劣化もなく、不燃性で、
かつ耐放射性にも優れている。これは、本発明に
は欠かせない長所である。しかも、水ガラスは資
源的にも豊富で、安価であり、経済性にも優れて
いる。
以上説明したように、本発明によれば、放射性
廃棄物をペレツト状に造粒して水ガラスを注ぎか
けることにより、放射性廃棄物を大きい減容比で
低廉に所定の強度を有する固化体に形成して処理
することができ、しかも該固化体は耐酸化性、耐
放射能性、耐候性に優れ、しかも固化剤としての
水ガラスの注入系に加熱設備を要せず、放射能汚
染を被らない。
廃棄物をペレツト状に造粒して水ガラスを注ぎか
けることにより、放射性廃棄物を大きい減容比で
低廉に所定の強度を有する固化体に形成して処理
することができ、しかも該固化体は耐酸化性、耐
放射能性、耐候性に優れ、しかも固化剤としての
水ガラスの注入系に加熱設備を要せず、放射能汚
染を被らない。
第1図は本発明に係る固化処理方法の一実施例
の説明図である。 10…乾燥機、11…造粒器、12…造粒体受
容器、13…固化剤タンク、14…固化剤計量タ
ンク、15…硬化剤タンク、16…硬化剤計量タ
ンク、17…混合機、18,18′…ドラムカン。
の説明図である。 10…乾燥機、11…造粒器、12…造粒体受
容器、13…固化剤タンク、14…固化剤計量タ
ンク、15…硬化剤タンク、16…硬化剤計量タ
ンク、17…混合機、18,18′…ドラムカン。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 放射性廃液を濃縮して得た濃縮廃液などの液
体、もしくは前記放射性廃液を乾燥処理して得た
粉体、もしくは前記粉体を更に造粒生成して得た
粒体などの微小な放射性廃棄物を、固化剤の混入
によつて、容器内に充填された状態で固化体に形
成して処理する放射性廃棄物の固化処理方法にお
いて、 放射性廃棄物をペレツトに成形して容器に入
れ、上記のペレツト状放射性廃棄物を入れた容器
の中へ水ガラスを注入して固化せしめることを特
徴とする、放射性廃棄物の固化処理方法。 2 前記の水ガラスに酸類を、硬化剤として添加
することを特徴とする、特許請求の範囲第1項に
記載した放射性廃棄物の固化処理方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP16909480A JPS5793299A (en) | 1980-12-02 | 1980-12-02 | Solidifying treatment of radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP16909480A JPS5793299A (en) | 1980-12-02 | 1980-12-02 | Solidifying treatment of radioactive waste |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5793299A JPS5793299A (en) | 1982-06-10 |
JPH0224360B2 true JPH0224360B2 (ja) | 1990-05-29 |
Family
ID=15880200
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP16909480A Granted JPS5793299A (en) | 1980-12-02 | 1980-12-02 | Solidifying treatment of radioactive waste |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5793299A (ja) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59154400A (ja) * | 1983-02-23 | 1984-09-03 | 株式会社日立製作所 | 放射性汚染金属の除染方法 |
JPS60183597A (ja) * | 1984-03-02 | 1985-09-19 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物固化処理設備 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5321400A (en) * | 1976-08-11 | 1978-02-27 | Yunaitetsudo Niyuukuria Ind In | Method of processing radioactive waste |
-
1980
- 1980-12-02 JP JP16909480A patent/JPS5793299A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5321400A (en) * | 1976-08-11 | 1978-02-27 | Yunaitetsudo Niyuukuria Ind In | Method of processing radioactive waste |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5793299A (en) | 1982-06-10 |
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