JPH0252839B2 - - Google Patents

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JPH0252839B2
JPH0252839B2 JP15768081A JP15768081A JPH0252839B2 JP H0252839 B2 JPH0252839 B2 JP H0252839B2 JP 15768081 A JP15768081 A JP 15768081A JP 15768081 A JP15768081 A JP 15768081A JP H0252839 B2 JPH0252839 B2 JP H0252839B2
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JP
Japan
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waste liquid
radioactive waste
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compound
solidifying
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JP15768081A
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Jun Kikuchi
Kyomi Funabashi
Fumio Kawamura
Toshio Takagi
Naoto Uetake
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Removal Of Specific Substances (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
本発明は、放射性廃液の処理方法、特に、使用
済燃料の再処理工場から排出される放射性廃液等
のいわゆる高レベル廃液を固化処理する放射性廃
液の処理方法に関するものである。 使用済燃料の再処理工場からは、セシウム
(Cs)、ストロンチウム(Sr)等の長半減期を有
する核分裂生成物(以下F.P.(Fission Prcduct)
と称する)を多量に含んでいるいわゆる高レベル
廃液が発生する。これらのF.P.は数十年の長い半
減期を有しているので、その安全な貯蔵、保管、
処分のためには、これらF.P.の大幅な減容と、安
定な固定化が不可欠である。これらの要求に対し
て、現在一般に行われている高レベル廃液の固化
処理方法は、ガラス固化法である。第1図は、ガ
ラス固化法の概要を示すもので、1は廃液2を保
持する廃液タンク、3は仮焼用ロータリーキル
ン、4は仮焼用ロータリーキルン3の加熱装置、
5は生成された仮焼体、6はガラス素材7を保持
するガラス素材タンク、8は溶融炉(メルター)、
9は溶融炉8を加熱する加熱装置、10はガラス
素材7を溶融した溶融体、11は最終固化体を示
している。そして、廃液タンク1中の廃液2は、
仮焼用ロータリーキルン3で高温仮焼処理され、
F.P.の酸化物等にした後、ガラス素材7の粉末と
混合し、溶融炉8で溶融混合された後、放冷さ
れ、ガラス固化体として最終固化体11が形成さ
れる。従つて、F.P.は酸化物としてガラスマトリ
ツクス内に封入された形となる。 しかし、この方法では、まず廃液を高温で仮焼
処理するため、廃液の飛散、Cs等の低沸点F.P.の
揮発等のような、システム上のハンドリング、オ
フガス処理の問題がある。さらに、生成した固化
体の物性に関しては、F.P.はマトリツクス材と化
学的に結合しているわけではないので、水に接し
た時等には放射能が浸出しやすいという欠点があ
り、また、一旦仮焼して粒状にしたF.P.をガラス
素材と混練溶融するため均質性に乏しくなる欠点
がある。 本発明は、簡単な方法で、固化体物性に優れた
高レベル廃液固化体を作成することができる放射
性廃液の処理方法を提供することを目的とし、長
半減期を有する核分裂生成物を含んでいる放射性
廃液に、固化剤としてのケイ酸アルカリ溶液と、
硬化剤と、核分裂生成物の固定化剤とを添加して
固化される工程、および、この工程で形成された
固化体を加熱してガラス質物質を形成させる工程
を有することを第1の特徴とし、長半減期を有す
る核分裂生成物を含んでいる放射性廃液に、固化
剤としてのケイ酸アルカリ溶液と、硬化剤と、核
分裂生成物の固定化剤とを添加して固化させる工
程、および、この工程で形成された固化体を高温
高圧処理して岩石状物質を形成させる工程を有す
ることを第2の特徴とするものである。 第2図は、本発明の基本プロセスの系統図で、
21,22,23,24で、それぞれ、高レベル
廃液、ケイ酸アルカリ溶液(通常水ガラスが用い
られる。以下水ガラスと称する)、硬化剤、F.P.
固定化剤を、25,26,27で、それぞれ、室
温固化工程、加熱工程、最終固化体を表してい
る。 そして、本発明は基礎実験によつて見出した次
の2点に基づいてなされたものである。その一つ
は、廃液と水ガラスとを混合することによつて室
温固化が可能である点であり、他の一つは、廃液
と水ガラスとを混合したものにF.P.固定化剤を混
合することにより、F.P.の飛散、浸出率を低減で
きる点である。なお、F.P.固定化剤には、Cs、
Sr等の核分裂生成物と化合物を形成するか、ま
たは、これらを吸着する化合物が用いられる。 すなわち、水ガラス22と硬化剤23との混合
物に高レベル廃液21を混合し放置する。この
際、チタン(Ti)化合物等よりなるCsあるいは
Sr等のF.P.固定化剤24も混合する。これらの混
合物は室温放置のまま固化が可能となる(室温固
化工程25)。従つて、廃液の高温仮焼による廃
液飛散の問題を解決することができるとともに、
液一液混合であるため均質性がより向上する。次
に、室温固化工程25で得られた固化体を加熱処
理する(加熱工程26)ことにより、余剰に含ま
れている水分、窒素酸化物(NOx)等を除去す
るとともに、固化体をガラス質に成熟させ最終固
化体27が得られる。この際、すでにF.P.固定化
剤24が固化体に添加してあるため、この加熱工
程26により、F.P.がF.P.固定化剤と化合物を形
成して、従来法の問題点であつたF.P.の揮発およ
び生成固化体からのF.P.の浸出は格段に低減され
ることになる。 以下、実施例について説明する。 第3図は、一実施例を説明するための説明図
で、第2図と同一部分には同一符号を付してあ
り、28は高レベル廃液21、水ガラス22、硬
化剤23、F.P.固定化剤24の混合用のタンク、
29は混合液、30は混合液29の撹拌装置、3
1は混合の終つた液を充填固化させる容器(キヤ
ニスタ)、で、31aで混合液29の充填された
状態、31bで加熱工程の状態における容器を示
してある。32はフイルター33を有する排気
管、34は加熱装置を示している。 この実施例では、再処理プラントから排出され
る高レベル廃液の標準と考えられる硝酸
(HNO3)濃度2mole/、放射能濃度約806Ci/
、そのうちF.P.が800Ci/を占める廃液を処
理対象した。まず、高レベル廃液21を混合用の
タンク28に導入しこれに水ガラス22に硬化剤
23を混合したものが導入される。前者は
Na2O・nSiO2・xH2Oの形で、後者はNA3PC3
代表される。水ガラス22と高レベル廃液21と
の混合比は、生成固化体の物性崩壊熱による廃熱
等を考慮すると、最終固化体として、F.P.等の酸
化物と水ガラス中のガラス成分との比が1/10程
度となる場合が望ましい。これを液の混合比に直
すと、高レベル廃液および水ガラス成分にもよる
が、約1/2〜1/5程度となる。さらにこの混
合液にF.P.固定化剤を混合するが、ここでは一例
としてCs固定化剤としてフエロシアン化銅、
SrF.P.固定化剤として塩化チタンをF.P.固定化剤
24のタンクより導入し、混合液29を作成し撹
拌装置30で十分撹拌する。この際のF.P.固定化
剤の添加量は浸出、揮発を抑制できる量とする。
混合液29は容器31aに一定量導入されたまま
放置される。この間に以下のような硬化反応が起
こり、2〜5日間で充分な強度を有する固化体が
形成される。 Na2O・nSiO2・xH2O+NaPO3→nSiO2
+xH2O+Na3PO3…(1) この容器31b中の固化体はさらに電気加熱炉
のような加熱装置34により約1200℃で6hr加熱
され、(1)式の反応によつて生成する水分、リン酸
(Na3PO3)あるいは廃液中のNOx、水分が除去
される。さらに、水ガラス固化体は溶融されてガ
ラス質となり、冷却後ガラス固化体となる。一
方、この加熱過程で先に添加したF.P.固定化剤
と、Cs、Srが反応して、不溶性、不揮発性化合
物を形成する。 第4図は実施例の効果として、F.P.固定化剤添
加の効果を示すもので、固化体を1200℃で6hr加
熱した時のSrおよびCsの揮発量、生成固化体を
水中に30日間放置した時の浸出量をF.P.固定化剤
添加量を変化させて測定した結果を示すものであ
る。そして、第4図aでは、横軸にTiCl4添加量
(Ti mole/Sr mole)、縦軸には、Sr揮発量比お
よびSr浸出量比が示してあり、第4図bでは、
横軸にCu2〔Fe(CN)6〕添加量(フエロシアン
mole/Cs mole)、縦軸にはCs揮発量比、および
Cs浸出量比が示してある。Srの場合には、もと
もと不揮発性であるため、それ程効果がないが、
揮発性の大きいCsに対してはmole比で2.5程度添
加することにより、揮発量を1/10程度に低減で
きることがわかる。一方浸出量の抑制効果に対し
ては、4〜5mole比で1/10低減の効果があるこ
とがわかる。 また、固化体の均質性に対しては、水ガラス固
化が液一液混合系であるため、従来のF.P.酸化物
を用いる固一液混合系で見られるような比重差に
よる沈降等の問題は解決できることがわかつた。 以上のように、この実施例によれば、従来技術
の問題点であつた処理過程でのF.P.の揮発、飛
散、固化体からの浸出量、固化体の均質性を改良
することができた。 上述の実施例では、Sr固定用のF.P.固定化剤と
して、TiCl4を用いたが、常温での液状の有機チ
タン、無機チタン化合物、および同じく有機ジル
コニウム、無機ジルコニウム化合物でも同様の効
果を得ることができる。第1表は、これらの化合
物を用いた実験結果を示すものである。さらに、
これらのチタンおよびジルコニウム化合物
【表】
【表】 を加水分解して得られるTi(OH)4、Zr(OH)4
ような含水チタン酸化物でも同様な効果を奏する
が、これらは固型物であるため、微粉末として、
混合の際には撹拌をよくして均一性を保つ必要が
ある。 また、上述の実施例では、Cs固定用のF.P.固定
化剤として、フエロシアン化銅を用いたが、フエ
ロシアン化ニツケル等の他の金属のフエロシアン
化化合物でも同様の効果を奏するが、実験結果
は、銅化合物の場合は他金属化合物より約20%添
加量が少なくてもよいことを示している。この他
に、微粉末ゼオライトおよびそれにフエロシアン
化金属化合物を添加したものでも同様の効果を奏
するが、均一性の点でやや難点がある。 また、上述の実施例では、固化剤として一般の
水ガラスを用いたが、ゲル状シリカ、コロイド状
シリカを用いてもよく、同様の効果を得ることが
できる。さらに、これにホウ酸等のホウ素化合
物、アルミナ、亜鉛等の添加物を加えてもよく、
このうち、ホウ素を添加した場合には、融点を低
下させる効果があり、操作性が容易になる。 また、上述の実施例では、溶融を約1200℃で実
施したが、高温高圧処理(ホツトプレス)するこ
とにより、いわゆる岩石状固化が可能となり、よ
り安定な物質を生成することができる。 実施例の放射性廃液の処理方法は、液一液混合
した後常温固化が可能なので、従来の仮焼プロセ
スにおいて問題であつた廃液の飛散を解決するこ
とができるとともに、固一液混合系に比較して固
化体の均質性が向上できる。さらには、F.P.固定
化剤を添加することにより、F.P.の揮発あるいは
固化体からの浸出性を低減できる。 以上の如く、この発明は、固化体物性に優れた
高レベル廃液固化体を作成することができる放射
性廃液の処理方法を提供可能とするもので、産業
上の効果も大なるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の放射性廃液の処理方法の概略を
示す説明図、第2図は本発明の放射性廃液の処理
方法の基本的なプロセスを示す系統図、第3図は
同じく一実施例の概略を示す説明図、第4図aお
よびbは同じくその効果を示す特性線図である。
21……高レベル廃液、22……水ガラス、23
……硬化剤、24……F.P.固定化剤、27……最
終固化体、28……(高レベル廃液、水ガラス、
硬化剤、F.P.固定化剤の)混合用のタンク、30
……撹拌装置、31……容器(キヤニスタ)、3
4……加熱装置。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 長半減期を有する核分裂生成物を含んでいる
    放射性廃液に、固化剤としてのケイ酸アルカリ溶
    液と、硬化剤と、前記核分裂生成物の固定化剤と
    を添加して固化させる工程、および、該工程で形
    成された固化体を加熱してガラス質物質を形成さ
    せる工程を有することを特徴とする放射性廃液の
    処理方法。 2 前記硬化剤が、無機リン酸化合物である特許
    請求の範囲第1項記載の放射性廃液の処理方法。 3 前記固定化剤が、チタンまたはジルコニウム
    の化合物、および、フタロシアニン金属化合物で
    ある特許請求の範囲第1項記載の放射性廃液の処
    理方法。 4 前記チタンまたはジルコニウムの化合物が、
    有機金属化合物、塩化物、硫酸塩等の液状化合
    物、または、これらの化合物を加水分解して得ら
    れる含チタンまたはジルコニウム化合物である特
    許請求の範囲第3項記載の放射性廃棄物の処理方
    法。 5 前記フタロシアニン金属化合物が、銅フタロ
    シアニン化合物である特許請求の範囲第3項記載
    の放射性廃棄物の処理方法。 6 長半減期を有する核分裂生成物を含んでいる
    放射性廃液に、固化剤としてのケイ酸アルカリ溶
    液と、硬化剤と、前記核分裂生成物の固定化剤と
    を添加して固化させる工程、および、該工程で形
    成された固化体を高温高圧処理して岩石状物質を
    形成させる工程を有することを特徴とする放射性
    廃液の処理方法。
JP15768081A 1981-10-02 1981-10-02 放射性廃液の処理方法 Granted JPS5858499A (ja)

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0106643B1 (en) * 1982-10-08 1987-04-08 Tosoh Corporation Novel zeolite and process for preparation thereof
JPS59220691A (ja) * 1983-05-30 1984-12-12 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の固化方法
DE3473374D1 (en) * 1983-05-18 1988-09-15 Hitachi Ltd Process for solidifying radioactive wastes
JPS6235085U (ja) * 1985-08-12 1987-03-02
JPS62222198A (ja) * 1986-03-25 1987-09-30 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液処理用カ−トリツジの製造法
JP4488976B2 (ja) * 2005-08-10 2010-06-23 株式会社東芝 放射性廃棄物の固化処理方法及びその装置
JP5237510B1 (ja) * 2011-11-02 2013-07-17 ダイワボウホールディングス株式会社 放射性物質吸着材、その製造方法及びそれを含む繊維製品
JP6157857B2 (ja) * 2013-01-10 2017-07-05 株式会社東芝 放射性廃棄物の固化処理方法

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