JPH0235278B2 - - Google Patents
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- JPH0235278B2 JPH0235278B2 JP53129288A JP12928878A JPH0235278B2 JP H0235278 B2 JPH0235278 B2 JP H0235278B2 JP 53129288 A JP53129288 A JP 53129288A JP 12928878 A JP12928878 A JP 12928878A JP H0235278 B2 JPH0235278 B2 JP H0235278B2
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- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、放射性廃棄物処理に係り、特に、放
射性廃棄物をペレツト化し、密封容器内に充填し
固化剤で固化させる放射性廃棄物の処理方法に関
するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to radioactive waste treatment, and in particular to a method for treating radioactive waste in which radioactive waste is pelletized, filled in a sealed container, and solidified with a solidifying agent.
一般に原子力発電所、例えば沸騰水型原子炉か
ら発生する放射性廃棄物は被爆線量を低減するた
めに、その線量率に応じた遮蔽構造の下に容器内
に充填貯蔵される。しかし、水分を含む液状では
貯蔵容積がぼう大となるのでこれを蒸発などによ
り減容、固化の上、容器中に貯蔵される。そして
容器の表面の線量率は200ｍ rem／hr以下とす
るように規制されており、一方、将来の機械強度
は150Kg／cm2以上となるように定められている。 In general, radioactive waste generated from nuclear power plants, such as boiling water reactors, is filled and stored in containers under shielding structures depending on the dose rate in order to reduce the exposure dose. However, since a liquid containing water requires a large storage volume, it is reduced in volume through evaporation, solidified, and then stored in a container. The dose rate on the surface of the container is regulated to be 200m rem/hr or less, while the future mechanical strength is set to be 150Kg/cm 2 or more.
さて、沸騰水型原子力発電所の運転に伴つて発
生する硫酸ナトリウム（Na2SO4）を主成分とす
る放射性廃液は従来、次のような方法で処理され
ていた。その一つの方法は、濃縮器により約18重
量％に濃縮後の放射性廃液をドラム缶にセメント
と共に混合後強化して貯蔵する方法であり、他の
方法は、濃縮器により約18重量％に濃縮された廃
液と加熱により溶融状態にしたアスフアルトとを
同時に混合し、加熱、蒸発より、廃液中の水分を
蒸発させ、アスフアルトと硫酸ナトリウムの混合
物としてドラム缶に充填し、冷却固化する方法で
ある。これらのいずれの方法でも前述のようにド
ラム缶の表面における線量率は200ｍ rem／hr
以下、機械強度（軸圧縮強度）は150Kgcm2以上と
なるように規制されている。この規制に合致する
ようにするためには前者は廃液の揮発後の固形分
がドラム缶１本当り28Kg、後者でに同じく約26.4
Kgとしなければならず、前者の場合にはドラム管
の上部は殆んど廃液で占められ、これをセメント
でおおう事は技術的に困難である。これらの方法
は、何れも発生した放射性廃液をただちに固体化
して貯蔵するため表面線量率の規制からドラム缶
内の放射性廃棄物の充填率を上げることができな
い。 Conventionally, the radioactive waste liquid whose main component is sodium sulfate (Na 2 SO 4 ) generated during the operation of boiling water nuclear power plants has been treated in the following manner. One method is to concentrate the radioactive waste liquid to about 18% by weight using a concentrator, mix it with cement in a drum, and then strengthen it and store it. This method involves simultaneously mixing waste liquid and asphalt that has been made into a molten state by heating, evaporating the water in the waste liquid by heating and evaporation, filling drums as a mixture of asphalt and sodium sulfate, and cooling and solidifying. In any of these methods, the dose rate on the surface of the drum is 200m rem/hr as mentioned above.
Below, the mechanical strength (axial compressive strength) is regulated to be 150Kgcm2 or more . In order to comply with this regulation, the solid content after volatilization of waste liquid must be 28 kg per drum for the former, and approximately 26.4 kg for the latter.
In the former case, the upper part of the drum pipe is mostly occupied by waste liquid, and it is technically difficult to cover it with cement. In all of these methods, the generated radioactive waste liquid is immediately solidified and stored, so it is not possible to increase the filling rate of radioactive waste in the drum due to surface dose rate regulations.
このため、本件出願人は、特開昭52−34200号
公報に示す如く、放射性廃液を蒸発濃縮して粉体
とし、この粉体をペレツト化してドラム缶に収納
し、一時貯蔵所に保管して、放射能減衰後、アス
フアルトを投入して、ペレツトをドラム缶固化体
とする処理方法を提案した。 For this reason, as shown in Japanese Patent Application Laid-Open No. 52-34200, the applicant of the present application evaporates and concentrates radioactive waste liquid to form a powder, turns this powder into pellets, stores them in drums, and stores them in a temporary storage facility. proposed a processing method in which asphalt is added after the radioactivity has decayed, and the pellets are solidified in drums.
しかし、この処理方法においても、自然界中へ
の放射性廃棄物の最終処分基準が未決定の段階
で、ドラム缶内で固化しているため、将来決定さ
れる処分基準に即応することが困難である。ま
た、放射性廃棄物の最終処理が行われるのは、相
当先になることが予想されるため、それまでは各
発電所内にドラム缶固化体を安全に保管する必要
があり、膨大なスペースを必要とする。 However, even with this treatment method, the standards for final disposal of radioactive waste in the natural world have not yet been determined, and because the waste solidifies in the drum, it is difficult to immediately comply with the disposal standards that will be determined in the future. Furthermore, it is expected that it will be quite some time before the final treatment of radioactive waste is carried out, so until then it will be necessary to safely store the solidified drums within each power plant, which will require a huge amount of space. do.
本発明は、従来技術のもつこれらの欠点を除去
し、放射性廃棄物を構成する放射性核種の減衰に
よつて発生量を抑制し、かつ、放射性廃棄物の貯
蔵及び処理を容易にする処理方法を提供すること
を目的とし、放射性廃棄物取扱設備から発生する
放射性廃棄物を粉体にし、該粉体をペレツトに
し、該ペレツトを貯蔵庫に投入し放射能が減衰す
る期間貯蔵した後、前記ペレツトを前記貯蔵庫内
から取出し、その後、該ペレツトを密封容器内に
充填、固化する放射性廃棄物の処理方法におい
て、前記ペレツトを前記貯蔵庫に投入する際に、
投入方向と逆の方向に流れる空気流を形成するこ
とにより前記ペレツトの落下速度を調整して該ペ
レツトの微粉末化を防止する工程と、前記ペレツ
トを前記貯蔵庫内から取出す際に、取出しノズル
から空気吸引手段により取出された前記ペレツト
を該ペレツトの破損防止用の網状緩衛部材を有す
るサイクロン及び微粉末除去用のフイルタを介し
て吸引することにより、前記ペレツトと該ペレツ
トの微粉末とを分離して前記密封容器内への該微
粉末の混入を防止する工程とを有することを特徴
とするものである。 The present invention eliminates these drawbacks of the prior art, suppresses the amount of radionuclides that compose radioactive waste by attenuating it, and provides a processing method that facilitates the storage and processing of radioactive waste. For the purpose of providing radioactive waste, the radioactive waste generated from radioactive waste handling equipment is powdered, the powder is made into pellets, the pellets are placed in a storage facility, and the pellets are stored for a period of time during which the radioactivity decays. In the method for disposing of radioactive waste in which the pellets are taken out from the storage, and then the pellets are filled in a sealed container and solidified, when the pellets are put into the storage,
A step of adjusting the falling speed of the pellets by forming an air flow flowing in a direction opposite to the input direction to prevent the pellets from becoming pulverized; The pellets taken out by the air suction means are separated from the fine powder of the pellets by suctioning them through a cyclone having a net-like guard member for preventing damage to the pellets and a filter for removing fine powder. The method is characterized by comprising the step of preventing the fine powder from entering the sealed container.
本件出願人は、先に、従来技術の欠点を除去す
るため、放射性廃棄物のペレツトを、所定期間、
貯蔵庫内に貯蔵し、その後、貯蔵庫内のペレツト
を取出して容器内に充填し、容器内に固化剤を注
入し、放射性廃棄物の固化体を得る放射性廃棄物
の処理方法について提案を行つた。本発明は、そ
の後の検討の結果、ペレツトの移送時にペレツト
が破損し微粉末が発生すると、最終の放射性廃棄
物の固化体の段階で問題があることが明らかとな
つたためなされたものである。 In order to eliminate the shortcomings of the prior art, the applicant of the present application has first prepared pellets of radioactive waste for a predetermined period of time.
We proposed a method for processing radioactive waste that involves storing pellets in a storage, then taking out the pellets from the storage, filling them into containers, and injecting a solidifying agent into the containers to obtain solidified radioactive waste. The present invention was developed after subsequent studies revealed that if the pellets are damaged during transportation and fine powder is generated, there will be a problem in the final stage of solidification of radioactive waste.
以下、実施例について説明する。 Examples will be described below.
第１図は、沸騰水型原子炉に適用した一実施例
の処理系統を示すもので、１は廃液受タンク、２
は廃液供給ポンプ、３は濃縮器、４は混合タン
ク、５は混合液供給ポンプ、６は遠心薄膜乾燥
機、７は加熱管、８は除染塔、９は冷却管、１０
は凝縮器、１１は凝縮水受タンク、１２は造粒
機、１３はペレツト移送装置、１４は貯蔵庫、１
５はペレツト投入、取出した充填装置（以下単に
充填装置と称する）、１６はスラリー供給ポンプ、
１７は粒状樹脂スラリータンク、１８は粉状物ス
ラリータンク、１９は焼却灰スラリータンクであ
る。 Figure 1 shows a treatment system of an embodiment applied to a boiling water reactor, in which 1 is a waste liquid receiving tank, 2
is a waste liquid supply pump, 3 is a concentrator, 4 is a mixing tank, 5 is a mixed liquid supply pump, 6 is a centrifugal thin film dryer, 7 is a heating tube, 8 is a decontamination tower, 9 is a cooling tube, 10
1 is a condenser, 11 is a condensed water receiving tank, 12 is a granulator, 13 is a pellet transfer device, 14 is a storage, 1
5 is a filling device for feeding and taking out pellets (hereinafter simply referred to as the filling device); 16 is a slurry supply pump;
17 is a granular resin slurry tank, 18 is a powder slurry tank, and 19 is an incineration ash slurry tank.
廃液受タンク１中の放射性廃液（洗剤、硫酸ナ
トリウム等の溶解性廃液）は、廃液供給ポンプ２
により濃縮器３に導びかれ、濃縮された廃液は混
合タンク４に供給される。ここでタンク１７，１
８および１９内の粒状イオン交換樹脂スラリー、
フイルタ助剤スラリーおよび焼却灰スラリーは、
スラリー供給ポンプ１６によつて混合タンク４に
供給され、濃縮器３より吐出される濃縮廃液とい
つしよに混合タンク４内で混合される。混合タン
ク４内には撹拌機が設けられ、前述した各放射性
廃棄物が撹拌混合され、混合タンク４の底部に沈
降堆積することを防止する。スラリータンク１
７，１８および１９から供給されるスラリーは、
固形分約５重量％である。混合タンク４内の混合
液は、混合液供給ポンプ５によつて遠心薄膜乾燥
機６に供給され、加熱管７によりジヤケツトを用
いて加熱される。供給された混合液中の水分は蒸
発し、混合液中の固形分は、遠心薄膜乾燥機６内
で回転翼が設けられている回転軸を回転させるこ
とによつて粉体となる。この粉体は造粒機１２に
送られる。一方、遠心薄膜乾燥機６の加熱によつ
て発生した蒸気は、除染塔８によつて蒸気中の同
伴粒子を除去され、凝縮器１０によつて凝縮され
凝縮水受タンク１１に供給される。また、遠心薄
膜乾燥機６で生成された粉体は造粒機１２によつ
て一定形状のペレツトに固化され、ペレツト移送
装置１３によりコンクリートに金属ライニングな
どを施し所定の雰囲気条件に管理された貯蔵庫１
４に移設され、ここで所定の期間ホールドアツプ
されてペレツトの放射能が減衰される。十分に放
射能が減衰した後、充填装置１５で貯蔵庫１４内
のペレツトを取出し、このペレツトをドラム缶に
入れ、ドラム缶内にアスフアルト又はプラスチツ
ク等の固化剤を注入し、容器が密封され、最終的
には放射性廃棄物のドラム缶固化体として自然界
に廃棄処分される。 The radioactive waste liquid (dissolved waste liquid such as detergent and sodium sulfate) in the waste liquid receiving tank 1 is transferred to the waste liquid supply pump 2.
The concentrated waste liquid is led to the concentrator 3 and supplied to the mixing tank 4. Here tank 17,1
8 and 19, granular ion exchange resin slurry;
Filter aid slurry and incineration ash slurry are
The slurry is supplied to the mixing tank 4 by the slurry supply pump 16, and mixed therein with the concentrated waste liquid discharged from the concentrator 3. A stirrer is provided in the mixing tank 4 to stir and mix the radioactive wastes described above and prevent them from settling and depositing on the bottom of the mixing tank 4. Slurry tank 1
The slurry supplied from 7, 18 and 19 is
The solid content is approximately 5% by weight. The mixed liquid in the mixing tank 4 is supplied to a centrifugal thin film dryer 6 by a mixed liquid supply pump 5, and heated by a heating tube 7 using a jacket. The water in the supplied mixed liquid evaporates, and the solid content in the mixed liquid becomes powder by rotating a rotating shaft provided with rotary blades in the centrifugal thin film dryer 6. This powder is sent to a granulator 12. On the other hand, the steam generated by the heating of the centrifugal thin film dryer 6 is removed from the entrained particles in the steam by a decontamination tower 8, condensed by a condenser 10, and supplied to a condensed water receiving tank 11. . Further, the powder produced by the centrifugal thin film dryer 6 is solidified into pellets of a certain shape by a granulator 12, and the pellets are transferred to a storage warehouse where concrete is lined with metal and the like is controlled under predetermined atmospheric conditions by a pellet transfer device 13. 1
4, where it is held up for a predetermined period of time to attenuate the radioactivity of the pellet. After the radioactivity has sufficiently decayed, the pellets in the storage 14 are taken out by the filling device 15, the pellets are placed in a drum, a solidifying agent such as asphalt or plastic is injected into the drum, the container is sealed, and finally is disposed of in nature as solidified radioactive waste drums.
第２図は、充填装置１５の構造及び系統を示
し、第３図はこの装置の貯蔵庫内の構造を示すも
のである。充填装置１５は移動ハウス２０および
ペレツト投入、取出しノズル２１からなつてい
る。移動ハウス２０は、貯蔵庫１４の上部床面２
２上に配置されたレール２３によつて、ペレツト
の投入または取出しを行う貯蔵庫１４内の内容器
２４の位置まで移動できるようになつており、そ
の内部には、投入、取出しノズル２１を一端に有
し、中間にペレツト投入用の技管２５が設けられ
た導管２６に接続してペレツト補集用のサイクロ
ン２７、微粉末補集用のパグフイルタ２８、プロ
ワー２９が設けられており、その下部にはドラム
缶３０移動用のローラーコンベヤ３１、キヤツピ
ング装置３２等が設けられている。 FIG. 2 shows the structure and system of the filling device 15, and FIG. 3 shows the structure inside the storage of this device. The filling device 15 consists of a mobile house 20 and pellet input and removal nozzles 21. The mobile house 20 is located on the upper floor 2 of the storage 14.
A rail 23 disposed on the inner container 24 allows pellets to be moved to the position of the inner container 24 in the storage 14 where pellets are introduced or removed. A cyclone 27 for collecting pellets, a pug filter 28 for collecting fine powder, and a blower 29 are installed, connected to a conduit 26 having a technical pipe 25 for feeding pellets in the middle. A roller conveyor 31 for moving the drum cans 30, a capping device 32, etc. are provided.
この充填装置１５を用いてペレツトを貯蔵庫１
４内に投入する場合は、移動ハウス２０をペレツ
トを投入しようとする貯蔵庫１４内の内容器２４
上の位置まで移動させ、貯蔵庫１４のプラグを開
け、ペレツト投入、取出しノズル２１を内容器２
４内に挿入する。この場合、貯蔵庫１４の上部床
面２２と移動ハウス２０の床部分の間は、放射能
が漏れないように気密保持具３３でおおう。この
状態でブロワー２９により空気吸引を行いつつ、
技管２５からペレツトをペレツト投入、取出しノ
ズル２１に供給すると、導管２６内はブロワー２
９により吸引されているため、投入されたペレツ
トは導管２６内を空気流に逆らつて緩やかに下降
して内容器２４内に投入される。なお、ペレツト
投入、取出しノズル２１に取付けたテレビカメラ
（図示せず）によりペレツトの投入情況を監視し、
内容器２４内の全面に平均的にペレツトが分布す
るようペレツト投入、取出しノズル２１の先端を
回転および昇降させる。 This filling device 15 is used to fill the pellets into the storage 1.
4, the mobile house 20 is inserted into the inner container 24 in the storage 14 into which pellets are to be introduced.
Move the pellets to the upper position, open the plug of the storage chamber 14, insert the pellets, and insert the pellet removal nozzle 21 into the inner container 2.
Insert within 4. In this case, the space between the upper floor surface 22 of the storage 14 and the floor portion of the mobile house 20 is covered with an airtight holder 33 to prevent radioactivity from leaking. In this state, while sucking air with the blower 29,
When pellets are fed from the technical pipe 25 to the pellet input and take-out nozzle 21, the inside of the conduit 26 is filled with the blower 2.
Since the pellets are suctioned by the tube 9, the pellets are gradually lowered in the conduit 26 against the air flow and are introduced into the inner container 24. In addition, the pellet loading situation is monitored by a television camera (not shown) attached to the pellet loading and unloading nozzle 21.
The tip of the pellet input/take-out nozzle 21 is rotated and raised and lowered so that the pellets are evenly distributed over the entire surface of the inner container 24.
次に、ペレツトを取出す場合には、前述と同様
にして、ペレツト投入、取出しノズル２１を内容
器２４内に挿入する。ついで、ブロワー２９を動
作させると、ペレツトは内容器２４内より吸上げ
られサイクロン２７を通してドラム缶３０に入
る。この際、技管２５は弁３４を閉じて遮断した
状態にしておく、第４図はサイクロン２７の構造
を示しており、３５が入口ノズル、３６が出口ノ
ズルで、３７は上端外縁部を固定され、下部端が
開放されている網である。ブロワー２９によりサ
イクロン２７内に吸引されたペレツトは入口ノズ
ル３５から網３７内に入るため、サイクロン２７
外壁には衝突せず、微粉末と分離されて初速度０
の自由落下の状態でドラム缶３０中に投入され
る。ドラム缶３０は、上下方向にドラム缶３０を
移動できる台車（第２図では図示が省略されてい
る）上に裁置され、この台車は、ローラーコンベ
ヤ３１上に乗つている。台車には、放射能検出装
置が設けられており、これによつてドラム缶３０
内へのペレツトの充填量を検出する。ドラム缶３
０の表面線量率が所定値になつた時、ペレツトの
供給が停止する。ドラム缶３０内にペレツトを所
定重量充填後、キヤツピング装置３２へローラー
コンベヤ３１により移送される。キヤツピング装
置３２により蓋をされたドラム管３０はローラー
コンベヤ３１により移動ハウス２０の２重ドア３
８，３９を通つて移動ハウス２０外に出た後ロー
ラーコンベヤ及びクレーンによつて昇降装置（図
示せず）に搬送しアスフアルト固化設備に送られ
る。サイクロン２７において分離された微粉末は
バグフイルタ２８を通して、ドラム管４０に充填
される。ドラム缶４０も、ローラーコンベヤ３１
上に乗つている台車（第２図では図示が省略され
ている）上に乗つているドラム缶４０内に微粉末
がいつぱいになると、ドラム缶４０は、前記のよ
うにして移動ハウス２０外に搬出された後、造粒
機１２に搬送されペレツト化される。なお、バグ
フイルタ２８内の空気は、ブロワー２９によつて
換気空調設備へ送られる。 Next, when taking out pellets, the pellet loading/unloading nozzle 21 is inserted into the inner container 24 in the same manner as described above. Then, when the blower 29 is operated, the pellets are sucked up from the inner container 24 and enter the drum can 30 through the cyclone 27. At this time, the technical tube 25 closes the valve 34 to shut it off. Figure 4 shows the structure of the cyclone 27, where 35 is the inlet nozzle, 36 is the outlet nozzle, and 37 is the upper outer edge fixed. It is a net with an open bottom end. The pellets sucked into the cyclone 27 by the blower 29 enter the net 37 through the inlet nozzle 35, so the pellets are sucked into the cyclone 27.
It does not collide with the outer wall and is separated from the fine powder, resulting in an initial velocity of 0.
is thrown into the drum can 30 in a free-falling state. The drum can 30 is placed on a truck (not shown in FIG. 2) that can move the drum can 30 in the vertical direction, and this truck rides on a roller conveyor 31. The cart is equipped with a radioactivity detection device, which detects the drum can 30.
Detects the amount of pellets filled into the container. drum can 3
When the zero surface dose rate reaches a predetermined value, the pellet supply is stopped. After a predetermined weight of pellets is filled into the drum can 30, the pellets are transferred to a capping device 32 by a roller conveyor 31. The drum pipe 30 capped by the capping device 32 is moved to the double door 3 of the mobile house 20 by the roller conveyor 31.
After exiting the mobile house 20 through passages 8 and 39, it is conveyed to an elevating device (not shown) by a roller conveyor and a crane, and sent to an asphalt solidification facility. The fine powder separated in the cyclone 27 passes through a bag filter 28 and is filled into a drum pipe 40. The drum 40 also has a roller conveyor 31.
When the drum 40 mounted on the cart (not shown in FIG. 2) is filled with fine powder, the drum 40 is carried out of the mobile house 20 as described above. After that, it is transported to a granulator 12 and pelletized. Note that the air in the bag filter 28 is sent to the ventilation air conditioning equipment by the blower 29.
２重ドア３８および３９が設けられる移動ハウ
ス２０の側壁に対向する側壁にも２重ドア（図示
せず）が設けられ、からのドラム缶３０がその２
重ドアを通してローラーコンベヤ３１によつて移
動ハウス２０内に導かれる。からのドラム缶３０
は、サイクロン２７の下方に移動される。ドラム
缶３０は、ペレツト充填時には台車の操作によつ
てサイクロン２７付近まで押上げられる。ペレツ
ト充填後、ドラム缶３０は、下降される。 A double door (not shown) is also provided on the side wall opposite to the side wall of the mobile house 20 on which the double doors 38 and 39 are provided, and the drum 30 from
It is guided into the mobile house 20 by a roller conveyor 31 through a heavy door. 30 drums from
is moved below the cyclone 27. When the drum 30 is filled with pellets, it is pushed up to near the cyclone 27 by operating the cart. After filling with pellets, the drum 30 is lowered.
この処理方法においては、ペレツトは導管２６
内の空気流に逆らつて緩やかに下降して内容器２
４内に投入されるが、例えば、ペレツトが硫酸ナ
トリウムを主成分とする濃縮廃液をペレツト化し
たもので、その重量が５〜８ｇ／個の場合には、
導管内空気流速を約30ｍ／sec程度に調整すれば、
ペレツトは約２ｍ／secの低速で落下する。これ
は20cm高さからの自由落下に等しく、ペレツトの
破損することはほとんどない。また、ペレツト取
出し時には、吸引風量を風速45ｍ／sec程度に調
整すれば、ペレツト速度約２ｍ／secで吸引する
ことができる。これらの場合の風速の調整はバグ
フイルタ２８とブロワー２９との間に設けられた
風量調整弁４１で行われる。 In this treatment method, the pellets are passed through conduit 26.
The inner container 2 slowly descends against the air flow inside.
For example, if the pellets are made from concentrated waste liquid containing sodium sulfate as a main component and weigh 5 to 8 g/piece,
If you adjust the air flow velocity in the conduit to about 30m/sec,
The pellets fall at a slow speed of about 2 m/sec. This is equivalent to a free fall from a height of 20 cm, with little chance of pellet breakage. Furthermore, when taking out pellets, if the suction air volume is adjusted to a wind speed of about 45 m/sec, pellets can be sucked at a speed of about 2 m/sec. Adjustment of the wind speed in these cases is performed by an air volume adjustment valve 41 provided between the bag filter 28 and the blower 29.
なお、この実施例のサイクロンには、内部にペ
レツトの衝撃力の緩衝用の網を設けることによ
り、このような網を設けない場合にペレツトの破
損率が10％に及んでいたのを１％以下におさえる
ことが可能となつたが、このような網を設ける代
りにサイクロン内壁に直接緩衝部材を設け、ペレ
ツトの衝撃力を吸収させて、ペレツトの破損を防
止するようにしてもよい。 The cyclone of this example was equipped with an internal mesh to buffer the impact force of the pellets, reducing the pellet breakage rate from 10% to 1% when no such mesh was installed. However, instead of providing such a net, a buffer member may be provided directly on the inner wall of the cyclone to absorb the impact force of the pellets and prevent the pellets from being damaged.
さらに、この実施例の貯蔵庫１４は、内部に内
容器２４が設けてあり２重構造になつているの
で、貯蔵庫１４の外部環境から内容器２４内に漏
洩水が流入する危険性を低減することができ、ま
た、２重構造になつているので、放射能もれを完
全に防ぐことができ、取扱い上安全である。 Furthermore, since the storage 14 of this embodiment has an inner container 24 inside and has a double structure, the risk of leakage water flowing into the inner container 24 from the external environment of the storage 14 is reduced. Moreover, since it has a double structure, it can completely prevent radioactivity leakage and is safe to handle.
また、貯蔵庫１４はコンクリートに金属ライニ
ングなどを施し所定の雰囲気条件に管理されてい
る。すなわち、貯蔵庫１４内の温度、圧力および
湿度等の状態を測定し、その測定値に基づいて貯
蔵庫１４内への乾燥空気の供給量が制御される。
従つて貯蔵庫１４内の圧力、温度、湿度等が一定
に調節され、所定の雰囲気条件に管理されるの
で、ペレツトが貯蔵されている間に潮解をおこす
ことを防止でき、貯蔵中のペレツトの性状を容易
に一定保持することができる。 Further, the storage 14 is made of concrete with a metal lining, etc., and is controlled to have a predetermined atmospheric condition. That is, conditions such as temperature, pressure, and humidity inside the storage 14 are measured, and the amount of dry air supplied into the storage 14 is controlled based on the measured values.
Therefore, the pressure, temperature, humidity, etc. inside the storage chamber 14 are constantly regulated and controlled to predetermined atmospheric conditions, so that deliquescence can be prevented while the pellets are being stored, and the properties of the pellets during storage can be maintained. can be easily held constant.
この実施例の処理方法を用いる場合には、(1)放
射性廃棄物をペレツト化することにより最小容積
にすることができる。(2)ペレツトのまま保管し、
将来固化する方法であるため、将来いかなる処理
方法になつた場合にも適合させることができる。
(3)ペレツトを大容量貯蔵庫内に貯蔵する方法であ
るため、保管スペースを効率よく、かつ安全に貯
蔵することができる。(4)は放射性減衰を行わせた
後、固化するので固化時の表面線量率を低くする
ことができるので、ドラム管１本当りの充填量を
250Kgにすることができる。その結果、従来の処
理方法に比べて充填量を大幅に増加させることが
可能となり、最終処理時の放射性廃棄物を最大限
に減容することができる。(5)放射性廃棄物を処理
する際の作業員の被ばくが防止でき、かつ放射性
廃棄物の取扱いが容易なので処理が簡単になる等
の効果を有し、特に、(6)ペレツトを貯蔵庫内に投
入する場合及び貯蔵庫内から取出す場合にペレツ
トの破損を極力少なくすることができる効果を有
する。すなわち、ペレツト化された放射性廃棄物
を貯蔵庫に連続的に投入する際、ペレツトを直接
貯蔵庫内に投入すると、落差が10ｍ程度ある場合
はペレツトの落下速度が大きくなり、破損は免れ
ない。また、貯蔵庫内のペレツトを取出す際空気
吸引方式を使つた場合においても、回収点におけ
る破損は多少は起る。このようにペレツトが破損
した場合には、微粒子がペレツトに混在すること
になる。ペレツトはドラム缶中に固化剤を加えて
固化する場合は、第５図に示すようにドラム缶３
０内に設けられた金網容器４２内にペレツト４３
を収容し、アスフアルト４４を充填してドラム缶
固化体として処理される。金網容器４２を用いて
いるのは、このようなドラム缶固化体において
は、放射性廃棄物が中心部に充填され、外周部の
アスフアルト４４によつて放射能を遮蔽すること
ができる点と、このようなドラム缶固化体を、例
えば、海洋廃棄した場合、ドラム缶の内壁附近に
放射性廃棄物が隣接して存在する場合に起る膨潤
を防止できる点にもとづくものである。しかし、
放射性廃棄物をペレツト化した場合でも、ペレツ
トに微粉末が混在する場合には、この微粉末は金
網容器の網目を抜けてドラム缶の内壁附近に達す
るため、膨潤防止効果は低減されることになる。
これに対して、この発明の処理方法においては、
ペレツトの破損が最も起り易いペレツトを貯蔵庫
内に投入する場合、及び貯蔵庫内から吸引する場
合のペレツトの破損が防止でき、かつ、サイクロ
ン内にもペレツトの破損を防止する手段をもうけ
てあるため、ペレツトの破損による微粉末の発生
を極めて少なくすることができ、サイクロンのペ
レツト補集効率の向上を可能とし、ドラム缶内へ
の微粉末の混入を防止することができる。従つ
て、この処理方法で処理されたドラム缶固化体
は、海洋廃棄した場合においても、膨潤の問題は
起らず安全性の点で効果的である。 When using the treatment method of this embodiment, (1) radioactive waste can be reduced to a minimum volume by pelletizing it. (2) Store as pellets,
Since this is a method that will solidify in the future, it can be adapted to any future treatment method.
(3) Since the pellets are stored in a large capacity storage, the storage space can be efficiently and safely stored. (4) solidifies after radioactive attenuation, so the surface dose rate during solidification can be lowered, so the filling amount per drum tube can be reduced.
Can be made to 250Kg. As a result, it is possible to significantly increase the filling amount compared to conventional treatment methods, and the volume of radioactive waste can be reduced to the maximum during final treatment. (5) Radiation exposure to workers when processing radioactive waste can be prevented, and radioactive waste is easy to handle, making processing easier. This has the effect of minimizing damage to the pellets when charging them and when taking them out from the storage. In other words, when pelletized radioactive waste is continuously put into a storage, if the pellets are directly put into the storage, the falling speed of the pellets will be high if the drop is about 10 meters, and damage is inevitable. Further, even when an air suction method is used to take out pellets from storage, some damage occurs at the collection point. If the pellet is damaged in this way, fine particles will be mixed in the pellet. When the pellets are solidified by adding a solidifying agent into the drum, the pellets are placed in the drum 3 as shown in Figure 5.
Pellets 43 are placed in a wire mesh container 42 provided in
is filled with asphalt 44 and processed as a solidified drum. The reason why the wire mesh container 42 is used is that in such a solidified drum, radioactive waste is filled in the center and radioactivity can be shielded by the asphalt 44 on the outer periphery. This is based on the fact that, when solidified drums are disposed of, for example, in the ocean, swelling that occurs when radioactive waste is present near the inner wall of the drum can be prevented. but,
Even when radioactive waste is pelletized, if the pellets contain fine powder, this fine powder will pass through the mesh of the wire mesh container and reach the inner wall of the drum, reducing the swelling prevention effect. .
On the other hand, in the processing method of this invention,
It is possible to prevent the pellets from being damaged when the pellets, which are most likely to be damaged, are put into the storage or when they are sucked from the storage, and the cyclone is also equipped with a means to prevent pellets from being damaged. The generation of fine powder due to pellet breakage can be extremely reduced, the pellet collection efficiency of the cyclone can be improved, and the mixing of fine powder into the drum can can be prevented. Therefore, even when the solidified drums treated by this treatment method are disposed of in the ocean, the problem of swelling does not occur and the drum cans are effective in terms of safety.
本発明は、加圧水型原子炉、重水炉および核燃
料再処理設備等の他の放射性物質取扱設備から発
生する放射性廃棄物の処理にも適用できる。 The present invention is also applicable to the treatment of radioactive waste generated from pressurized water reactors, heavy water reactors, and other radioactive material handling facilities such as nuclear fuel reprocessing facilities.
以上の如く、本発明の放射性廃棄物の処理方法
は、放射性廃棄物を構成する放射性核種の減衰に
よつて発生量を抑制し、かつ、放射性廃棄物の貯
蔵及び処理を容易にするもので、産業上の効果の
大なるものである。 As described above, the radioactive waste processing method of the present invention suppresses the amount generated by attenuating the radionuclides constituting the radioactive waste, and facilitates the storage and processing of the radioactive waste. This has great industrial effects.
第１図は、本発明の放射性廃棄物の処理方法の
系統図、第２図は第１図のペレツト投入、取出し
充填装置の概略図、第３図は同じく第２図の要部
の概略図、第４図は同じく、第２図の要部の断面
図、第５図はドラム缶固化体の構造を示す要部断
面斜視図である。
６……遠心薄膜乾燥機、１２……造粒機、１３
……ペレツト移送装置、１４……貯蔵庫、１５…
…ペレツト投入、取出し充填装置、２０……移動
ハウス、２１……ペレツト投入、取出しノズル、
２４……内容器、２５……ペレツト投入用の技
管、２６……導管、２７……サイクロン、２８…
…バグフイルタ、２９……ブロワー、３０……ド
ラム缶、３７……（ペレツトの衝撃力の緩衝用
の）網。
Fig. 1 is a system diagram of the radioactive waste processing method of the present invention, Fig. 2 is a schematic diagram of the pellet loading and unloading equipment shown in Fig. 1, and Fig. 3 is a schematic diagram of the main parts of Fig. 2. Similarly, FIG. 4 is a cross-sectional view of the main part of FIG. 2, and FIG. 5 is a cross-sectional perspective view of the main part showing the structure of the solidified drum. 6... Centrifugal thin film dryer, 12... Granulator, 13
...Pellet transfer device, 14...Storage, 15...
... Pellet charging/taking out filling device, 20... Mobile house, 21... Pellet charging/taking out nozzle,
24...Inner container, 25...Technical tube for feeding pellets, 26...Conduit, 27...Cyclone, 28...
... Bag filter, 29 ... Blower, 30 ... Drum, 37 ... Net (for buffering pellet impact force).
Claims (1)
物を粉体にし、該粉体をペレツトにし、該ペレツ
トを貯蔵庫に投入し放射能が減衰する期間貯蔵し
た後、前記ペレツトを前記貯蔵庫内から取出し、
その後、該ペレツトを密封容器内に充填、固化す
る放射性廃棄物の処理方法において、前記ペレツ
トを前記貯蔵庫に投入する際に、投入方向と逆の
方向に流れる空気流を形成することにより前記ペ
レツトの落下速度を調整して該ペレツトの微粉末
化を防止する工程と、前記ペレツトを前記貯蔵庫
内から取出す際に、取出しノズルから空気吸引手
段により取出された前記ペレツトを該ペレツトの
破損防止用の網状緩衛部材を有するサイクロン及
び微粉末除去用のフイルタを介して吸引すること
により、前記ペレツトと該ペレツトの微粉末とを
分離して前記密封容器内への該微粉末の混入を防
止する工程とを有することを特徴とする放射性廃
棄物の処理方法。1. Pulverize radioactive waste generated from radioactive material handling equipment, turn the powder into pellets, put the pellets into a storage and store them for a period of time during which the radioactivity decays, and then remove the pellets from the storage,
Thereafter, in a radioactive waste treatment method in which the pellets are filled into a sealed container and solidified, when the pellets are put into the storage, an air flow is formed that flows in the opposite direction to the direction of the pellets. A step of adjusting the falling speed to prevent the pellets from becoming pulverized; and when taking out the pellets from the storage, the pellets taken out from the take-out nozzle by an air suction means are covered with a mesh to prevent breakage of the pellets. separating the pellets from the fine powder of the pellets by suction through a cyclone having a guard member and a filter for removing fine powder to prevent the fine powder from entering the sealed container; A method for disposing of radioactive waste, comprising:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP12928878A JPS5555298A (en) | 1978-10-19 | 1978-10-19 | Method and device for processing radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP12928878A JPS5555298A (en) | 1978-10-19 | 1978-10-19 | Method and device for processing radioactive waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5555298A JPS5555298A (en) | 1980-04-23 |
| JPH0235278B2 true JPH0235278B2 (en) | 1990-08-09 |
Family
ID=15005862
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP12928878A Granted JPS5555298A (en) | 1978-10-19 | 1978-10-19 | Method and device for processing radioactive waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5555298A (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5064700A (en) * | 1973-10-12 | 1975-05-31 | ||
| JPS539998A (en) * | 1976-07-14 | 1978-01-28 | Hitachi Ltd | Treating device for radioactive waste |
| JPS5360499A (en) * | 1976-11-10 | 1978-05-31 | Hitachi Ltd | Radioactive waste treating device |
-
1978
- 1978-10-19 JP JP12928878A patent/JPS5555298A/en active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5064700A (en) * | 1973-10-12 | 1975-05-31 | ||
| JPS539998A (en) * | 1976-07-14 | 1978-01-28 | Hitachi Ltd | Treating device for radioactive waste |
| JPS5360499A (en) * | 1976-11-10 | 1978-05-31 | Hitachi Ltd | Radioactive waste treating device |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5555298A (en) | 1980-04-23 |
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