JPH0244297A - 放射性廃棄物の処理システム - Google Patents
放射性廃棄物の処理システムInfo
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- JPH0244297A JPH0244297A JP19341888A JP19341888A JPH0244297A JP H0244297 A JPH0244297 A JP H0244297A JP 19341888 A JP19341888 A JP 19341888A JP 19341888 A JP19341888 A JP 19341888A JP H0244297 A JPH0244297 A JP H0244297A
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Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は放射性廃棄物の処理システムに係り、特に放射
性廃棄物が多量でしかもその放射能レベル、放射能種類
、形状が多種多様である放射性金属廃棄物、放射性コン
クリート廃棄物などに対し合理的に処理することのでき
る放射性廃棄物の処理システムに関する。
性廃棄物が多量でしかもその放射能レベル、放射能種類
、形状が多種多様である放射性金属廃棄物、放射性コン
クリート廃棄物などに対し合理的に処理することのでき
る放射性廃棄物の処理システムに関する。
（従来の技術）
原子力発電ｖ２備の寿命は３０から４０年と言われてお
り、寿命となった原子力発電施設は成る所定期間密閉管
理された後に解体撤去される。この原子力発電施設の廃
止措置にともない発生する放射性廃棄物（金属、コンク
リート）は、比較的短期間に多量に発生し、しかも放射
能レベル、放射能種類等が極めて多種多様である。これ
らの廃棄物を測定・弁別し、切断、除染して容器詰めを
行う等の処理を施す、放射性廃棄物を保管、貯蔵あるい
は処分する場合、貯蔵施設または処分施設は極めて大規
模なものが必要となるとともに処理等の作業に伴う作業
員の放射線被曝、および貯蔵施設または処分施設からの
公衆の放射線被曝が問題となる。一方、運転中の原子力
発電施設の保守・改良等でも規模は小さいが日本国全体
でみるとがなりの放射性廃棄物量が発生し同様の問題が
発生する。
り、寿命となった原子力発電施設は成る所定期間密閉管
理された後に解体撤去される。この原子力発電施設の廃
止措置にともない発生する放射性廃棄物（金属、コンク
リート）は、比較的短期間に多量に発生し、しかも放射
能レベル、放射能種類等が極めて多種多様である。これ
らの廃棄物を測定・弁別し、切断、除染して容器詰めを
行う等の処理を施す、放射性廃棄物を保管、貯蔵あるい
は処分する場合、貯蔵施設または処分施設は極めて大規
模なものが必要となるとともに処理等の作業に伴う作業
員の放射線被曝、および貯蔵施設または処分施設からの
公衆の放射線被曝が問題となる。一方、運転中の原子力
発電施設の保守・改良等でも規模は小さいが日本国全体
でみるとがなりの放射性廃棄物量が発生し同様の問題が
発生する。
そのため、原子力発電施設の廃止措置および運転中の原
子力発電施設の保守・改良等にともない発生する多量の
放射能レベル、放射能種類等が極めて多種多様である等
の放射性廃棄物（金属、コンクリート）に対しては合理
的な処理システムを提供することにより、放射性廃棄物
の発生量を大幅に低減することが可能となる。すなわち
、放射性廃棄物の貯蔵施設または処分施設の規模を小さ
くできる。さらに、放射性廃棄物の発生量を大幅に低減
できるため作業員の放射線被曝および公衆への放射線被
曝を低減することが可能となる。
子力発電施設の保守・改良等にともない発生する多量の
放射能レベル、放射能種類等が極めて多種多様である等
の放射性廃棄物（金属、コンクリート）に対しては合理
的な処理システムを提供することにより、放射性廃棄物
の発生量を大幅に低減することが可能となる。すなわち
、放射性廃棄物の貯蔵施設または処分施設の規模を小さ
くできる。さらに、放射性廃棄物の発生量を大幅に低減
できるため作業員の放射線被曝および公衆への放射線被
曝を低減することが可能となる。
従来の放射性廃棄物の処理システムを第２図を参照しな
がら説明する。
がら説明する。
第２図において、符号１は廃棄処分する放射性廃棄物が
受入れられる受入れ処理工程を示し、２は弁別処理工程
を示している。
受入れられる受入れ処理工程を示し、２は弁別処理工程
を示している。
すなわち、受入れ処理工程１で受入れた放射性廃棄物は
弁別処理工程２で放射性コンクリート、放射化金属、汚
染金属に区分けされる。つまり、放射性廃棄物は廃棄物
発生現場からの情報（種類、材質等）の読取り、廃棄物
移送容器からの移し替え等の受入れ処理後、弁別処理工
程２によって廃棄物の材質毎に従い弁別される。弁別さ
れた放射性廃棄物のうち放射性金属廃棄物については、
金属廃棄物の放射能形Ｓ（放射化、汚染）毎に放射能レ
ベル測定■が行われ、ついで切断、除染、減容等の処理
（４ａ）が行われる。処理された放射性廃棄物は容器詰
め■され、容器内の廃棄物を安定化■することを目的と
しグラウト（セメント等）材が流し込まれ、廃棄物は安
定に固定化される。その後、廃棄体の放射能レベルを測
定■し、各レベルに従い貯蔵施設または処分施設に搬出
■されろ。
弁別処理工程２で放射性コンクリート、放射化金属、汚
染金属に区分けされる。つまり、放射性廃棄物は廃棄物
発生現場からの情報（種類、材質等）の読取り、廃棄物
移送容器からの移し替え等の受入れ処理後、弁別処理工
程２によって廃棄物の材質毎に従い弁別される。弁別さ
れた放射性廃棄物のうち放射性金属廃棄物については、
金属廃棄物の放射能形Ｓ（放射化、汚染）毎に放射能レ
ベル測定■が行われ、ついで切断、除染、減容等の処理
（４ａ）が行われる。処理された放射性廃棄物は容器詰
め■され、容器内の廃棄物を安定化■することを目的と
しグラウト（セメント等）材が流し込まれ、廃棄物は安
定に固定化される。その後、廃棄体の放射能レベルを測
定■し、各レベルに従い貯蔵施設または処分施設に搬出
■されろ。
また、放射性コンクリートについては放射能レベルが測
定■された後、容器詰め■され、容器と放射性コンクリ
ート廃棄物の間に生ずる空隙部にはグラウト材（セメン
ト等）が流し込まれる。放射性コンクリート廃棄物は安
定固定化■された後。
定■された後、容器詰め■され、容器と放射性コンクリ
ート廃棄物の間に生ずる空隙部にはグラウト材（セメン
ト等）が流し込まれる。放射性コンクリート廃棄物は安
定固定化■された後。
容器検査し、廃棄物の放射能レベルが測定■され、各レ
ベルに従い貯蔵施設または処分施設に搬出（８）される
。
ベルに従い貯蔵施設または処分施設に搬出（８）される
。
（発明が解決しようとする課Ｍ）
第２図に示したように従来の放射性金属廃棄物）ニー
放射性コンクリート廃棄物の処理システムについてはそ
れぞれ個別に検討されている。しかしながら各処理を合
理的に組合わせて放射性廃棄物の発生量を積極的に低減
化させる放射性廃棄物の処理システムについての検討は
なされていないのが現状である。
放射性コンクリート廃棄物の処理システムについてはそ
れぞれ個別に検討されている。しかしながら各処理を合
理的に組合わせて放射性廃棄物の発生量を積極的に低減
化させる放射性廃棄物の処理システムについての検討は
なされていないのが現状である。
本発明は以上の事情に鑑みてなされたもので、原子力発
電施設の廃止措置、原子力発電施設の保守、改良等で多
量に発生し、放射能レベル、放射能種類、形状が極めて
多種多様である等の放射性廃棄物（金属、コンクリート
）を合理的な構成による処理工程を組合わせたことによ
り放射性廃棄物の発生量を積極的に低減化することがで
き、かつ放射線被曝の低減に寄与し得る放射性廃棄物の
処理システムを提供することにある。
電施設の廃止措置、原子力発電施設の保守、改良等で多
量に発生し、放射能レベル、放射能種類、形状が極めて
多種多様である等の放射性廃棄物（金属、コンクリート
）を合理的な構成による処理工程を組合わせたことによ
り放射性廃棄物の発生量を積極的に低減化することがで
き、かつ放射線被曝の低減に寄与し得る放射性廃棄物の
処理システムを提供することにある。
（課題を解決するための手段）
本発明は廃棄処分する放射性コンクリートの放射能レベ
ルを測定する第１の工程と、この第１の工程で測定した
放射性コンクリートを細かく粉砕して骨材を得る第２の
工程と、この第２の工程で得た骨材にセメント水などを
加えてグラウト材を得る第３の工程と、この第３の工程
で得たグラウト材をあらかじめ放射性廃棄物を収容した
容器内に流し込み前記放射性廃棄物を固定化する第４の
工程とからなり、前記骨材の放射能レベルは前記放射性
廃棄物よりも低いことを特徴とする。
ルを測定する第１の工程と、この第１の工程で測定した
放射性コンクリートを細かく粉砕して骨材を得る第２の
工程と、この第２の工程で得た骨材にセメント水などを
加えてグラウト材を得る第３の工程と、この第３の工程
で得たグラウト材をあらかじめ放射性廃棄物を収容した
容器内に流し込み前記放射性廃棄物を固定化する第４の
工程とからなり、前記骨材の放射能レベルは前記放射性
廃棄物よりも低いことを特徴とする。
（作用）
受入れた放射性コンクリート廃棄物については放射能レ
ベルが測定され、放射能レベルが把握される。放射能レ
ベルが把握された放射性コンクリート廃棄物は粉砕機等
により破砕され、再生コンクリートの骨材が製造される
。製造された再生コンクリートの骨材は注入装置に移さ
れ、セメント水等が注入され、固化材用のセメントにさ
れる。
ベルが測定され、放射能レベルが把握される。放射能レ
ベルが把握された放射性コンクリート廃棄物は粉砕機等
により破砕され、再生コンクリートの骨材が製造される
。製造された再生コンクリートの骨材は注入装置に移さ
れ、セメント水等が注入され、固化材用のセメントにさ
れる。
一方、受入れられた放射性金属廃棄物は放射能レベルお
よび材質、形状に応じ所定の処理が行われる。処理後、
放射性の金ＪＭ廃棄物は容器詰めが実施される。容器詰
めされた金属廃棄物は輸送中に容器内を動かないよう安
定固定化処理を施す必要があり、この安定化に、前記再
生コンクリートが使用される。安定固定化された廃棄物
は検査後、Ｆｆ６棄体の放射能レベルに従って貯蔵施設
または処分施設に搬送される。
よび材質、形状に応じ所定の処理が行われる。処理後、
放射性の金ＪＭ廃棄物は容器詰めが実施される。容器詰
めされた金属廃棄物は輸送中に容器内を動かないよう安
定固定化処理を施す必要があり、この安定化に、前記再
生コンクリートが使用される。安定固定化された廃棄物
は検査後、Ｆｆ６棄体の放射能レベルに従って貯蔵施設
または処分施設に搬送される。
（実施例）
以下、本発明の実施例を図面を参照しながら説明する。
第１図は本発明の放射性廃棄物の処理システムの一実施
例を示した系統図である。
例を示した系統図である。
なお、第１図中第２図と同一部分には同一符号で示す。
第１図において、受入れ処理工程１で受入れた放射性廃
棄物は廃棄物発生現場からの情報（種類。
棄物は廃棄物発生現場からの情報（種類。
材質等）の読取や廃棄物移送容器からの移し替え等の受
入れ処理後、弁別処理工程２により廃棄物は材質毎に弁
別される。弁別された各々の廃棄物は放射能レベル測定
■が行わ九る。この測定を第１の工程と称す。放射性コ
ンクリートは第１の工程での放射能測定が終わると、粉
砕機等の破砕■により細かく破砕され、再生コンクリー
トの骨材に加工される。これを第２の工程と称す。この
第２の工程で加工された再生コンクリートの骨材は。
入れ処理後、弁別処理工程２により廃棄物は材質毎に弁
別される。弁別された各々の廃棄物は放射能レベル測定
■が行わ九る。この測定を第１の工程と称す。放射性コ
ンクリートは第１の工程での放射能測定が終わると、粉
砕機等の破砕■により細かく破砕され、再生コンクリー
トの骨材に加工される。これを第２の工程と称す。この
第２の工程で加工された再生コンクリートの骨材は。
セメント水等が付加され、グラウト材（１０）が得られ
る。これを第３の工程と称す。この第３の工程で得られ
たグラウト材（１０）は注入装置（１１）等によってあ
らかじめ容器内に収容された放射性金属廃棄物の安定処
理材として容器内に注入し、上記廃棄物を安定固定化す
る。これをｆ５４の工程と称す。
る。これを第３の工程と称す。この第３の工程で得られ
たグラウト材（１０）は注入装置（１１）等によってあ
らかじめ容器内に収容された放射性金属廃棄物の安定処
理材として容器内に注入し、上記廃棄物を安定固定化す
る。これをｆ５４の工程と称す。
一方、放射化金属よび汚染金属は、放射能レベル測定■
が行われた後に除染、減容等の処理（４ａ） 。
が行われた後に除染、減容等の処理（４ａ） 。
（４ｂ）が行われる。最終的に放射性廃棄物となったも
のについては、容器詰め■され、前記再生コンクリート
の骨材を用いて製造されたグラウト材が注入され、安定
固定化処理■が施される。容器を検査後、廃棄物の放射
能レベルに従い貯蔵施設または処分施設に搬出（ハ）さ
れる。放射化金属および汚染金属の安定化処理に用いる
グラウト材の放射能レベルは、放射化金属および汚染金
属の放射能レベルより十分低いものを用いるように考慮
する。
のについては、容器詰め■され、前記再生コンクリート
の骨材を用いて製造されたグラウト材が注入され、安定
固定化処理■が施される。容器を検査後、廃棄物の放射
能レベルに従い貯蔵施設または処分施設に搬出（ハ）さ
れる。放射化金属および汚染金属の安定化処理に用いる
グラウト材の放射能レベルは、放射化金属および汚染金
属の放射能レベルより十分低いものを用いるように考慮
する。
これにより、容器の遮蔽性能は放射化金属および汚染金
属の放射能レベルにより決定されるため、特にグラウト
材（１０）で使用する放射性コンクリートの放射能レベ
ルが問題となることはなくなる。
属の放射能レベルにより決定されるため、特にグラウト
材（１０）で使用する放射性コンクリートの放射能レベ
ルが問題となることはなくなる。
つぎに本発明の具体的な効果を第１表によって説明する
。第１表に示す原子炉廃止措置に伴い発生する放射性コ
ンクリート約２０００ｔｏｎ （放射性廃棄物と非放射
性廃棄物との区分値を１０−’Ｃｉ／ｌｏｎとした場合
）を全て金属廃棄物の安定処理（グラウト材）として使
用できる。すなわち、従来、放射性コンクリート廃棄物
として２０００ｔｏｎ （処分容器数：約４００個（容
器内容ｆ：５Ｍ））発生していたものを、グラウト材の
原料として利用することによって放射性コンクリート廃
棄物の発生廃棄物量を零とすることができた。第１表は
受入れ処理工程１に受入れられた放射性廃棄物について
、放射性全屈と放射性コンクリート別に、各放射能レベ
ルに対する重量を示したものである。第１表第 １
表 中放射性廃棄物と非放射性廃棄物の区分を１０′″’Ｃ
ｉ／ｌｏｎとした場合 から明らかなように、放射性コンクリートの放射能レベ
ルは放射性金属の放射能レベルと比較すると低いレベル
にあるため、グラウト材として使用する場合には、放射
性金属の放射能レベルより３桁程度低い放射能レベルの
ものを注入することにより、グラウト材の放射能レベル
は何等問題がないことが認められ、放射性コンクリート
の廃棄物量を低減できる。
。第１表に示す原子炉廃止措置に伴い発生する放射性コ
ンクリート約２０００ｔｏｎ （放射性廃棄物と非放射
性廃棄物との区分値を１０−’Ｃｉ／ｌｏｎとした場合
）を全て金属廃棄物の安定処理（グラウト材）として使
用できる。すなわち、従来、放射性コンクリート廃棄物
として２０００ｔｏｎ （処分容器数：約４００個（容
器内容ｆ：５Ｍ））発生していたものを、グラウト材の
原料として利用することによって放射性コンクリート廃
棄物の発生廃棄物量を零とすることができた。第１表は
受入れ処理工程１に受入れられた放射性廃棄物について
、放射性全屈と放射性コンクリート別に、各放射能レベ
ルに対する重量を示したものである。第１表第 １
表 中放射性廃棄物と非放射性廃棄物の区分を１０′″’Ｃ
ｉ／ｌｏｎとした場合 から明らかなように、放射性コンクリートの放射能レベ
ルは放射性金属の放射能レベルと比較すると低いレベル
にあるため、グラウト材として使用する場合には、放射
性金属の放射能レベルより３桁程度低い放射能レベルの
ものを注入することにより、グラウト材の放射能レベル
は何等問題がないことが認められ、放射性コンクリート
の廃棄物量を低減できる。
本発明によれば、原子力発電施設の廃止措置および運転
中の原子力発電施設の保守、改良等にともない発生する
多量のしかも放射能種類が多種多様である等の放射性コ
ンクリート廃棄物および放射性金属廃棄物に対して合理
的な廃棄物処理を行うことができる。また、放射性廃棄
物量を低減でき、作業者および公衆の放射線被曝低減に
寄与しかつ処分費低減の経済的効果が大きい。
中の原子力発電施設の保守、改良等にともない発生する
多量のしかも放射能種類が多種多様である等の放射性コ
ンクリート廃棄物および放射性金属廃棄物に対して合理
的な廃棄物処理を行うことができる。また、放射性廃棄
物量を低減でき、作業者および公衆の放射線被曝低減に
寄与しかつ処分費低減の経済的効果が大きい。
第１図は本発明に係る放射性廃棄、物の処理システムの
一実施例を示す系統図、第２図は従来の放射性廃棄物の
処理システムを示す系統図である。
一実施例を示す系統図、第２図は従来の放射性廃棄物の
処理システムを示す系統図である。
Claims (1)
- 廃棄処分する放射性コンクリートの放射能レベルを測定
する第１の工程と、この第１の工程で測定した放射性コ
ンクリートを細かく粉砕して骨材を得る第２の工程と、
この第２の工程で得た骨材にセメント水などを加えてグ
ラウト材を得る第３の工程と、この第３の工程で得たグ
ラウト材をあらかじめ放射性廃棄物を収容した容器内に
流し込み前記放射性廃棄物を固定化する第４の工程とか
らなり、前記骨材の放射能レベルは前記放射性廃棄物よ
りも低いことを特徴とする放射性廃棄物の処理システム
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19341888A JPH0244297A (ja) | 1988-08-04 | 1988-08-04 | 放射性廃棄物の処理システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19341888A JPH0244297A (ja) | 1988-08-04 | 1988-08-04 | 放射性廃棄物の処理システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0244297A true JPH0244297A (ja) | 1990-02-14 |
Family
ID=16307636
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP19341888A Pending JPH0244297A (ja) | 1988-08-04 | 1988-08-04 | 放射性廃棄物の処理システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0244297A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0381700A (ja) * | 1989-08-24 | 1991-04-08 | Ngk Insulators Ltd | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPH0659071A (ja) * | 1992-08-12 | 1994-03-04 | Kajima Corp | 原子力発電所建屋の構築工法 |
| JPH10274695A (ja) * | 1997-03-31 | 1998-10-13 | Mitsubishi Materials Corp | 放射性コンクリート廃棄物の処理方法及び放射性廃棄物固型化用充填モルタルの製造方法 |
| CN104512967A (zh) * | 2014-12-24 | 2015-04-15 | 哈尔滨工业大学 | 协同强化脱氮除磷生态型污水处理装置及净水方法 |
| CN109987905A (zh) * | 2017-12-29 | 2019-07-09 | 中国人民解放军63653部队 | 固化含活泼金属的放射性废物的复合胶凝材料 |
-
1988
- 1988-08-04 JP JP19341888A patent/JPH0244297A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0381700A (ja) * | 1989-08-24 | 1991-04-08 | Ngk Insulators Ltd | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPH0659071A (ja) * | 1992-08-12 | 1994-03-04 | Kajima Corp | 原子力発電所建屋の構築工法 |
| JPH10274695A (ja) * | 1997-03-31 | 1998-10-13 | Mitsubishi Materials Corp | 放射性コンクリート廃棄物の処理方法及び放射性廃棄物固型化用充填モルタルの製造方法 |
| CN104512967A (zh) * | 2014-12-24 | 2015-04-15 | 哈尔滨工业大学 | 协同强化脱氮除磷生态型污水处理装置及净水方法 |
| CN109987905A (zh) * | 2017-12-29 | 2019-07-09 | 中国人民解放军63653部队 | 固化含活泼金属的放射性废物的复合胶凝材料 |
| CN109987905B (zh) * | 2017-12-29 | 2021-11-09 | 中国人民解放军63653部队 | 固化含活泼金属的放射性废物的复合胶凝材料 |
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