JPH03105298A - 放射性廃棄物の処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の処理方法Info
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- JPH03105298A JPH03105298A JP1243671A JP24367189A JPH03105298A JP H03105298 A JPH03105298 A JP H03105298A JP 1243671 A JP1243671 A JP 1243671A JP 24367189 A JP24367189 A JP 24367189A JP H03105298 A JPH03105298 A JP H03105298A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
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-
- G—PHYSICS
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- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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- G21F9/008—Apparatus specially adapted for mixing or disposing radioactively contamined material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21F9/304—Cement or cement-like matrix
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。
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Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野コ
本発明は、減容化された放射性廃棄物を容器内に固化材
で固化させて作成した放射性廃棄物固化体を最終処分と
して土中等に埋設したときに長半減期の放射性核種が該
固化体から地下水等を通して環境に放出されるのを極力
抑えるために、放射性核種封じ込め性能を向上させた固
化材によって固化体を作戒する方法に関する。
で固化させて作成した放射性廃棄物固化体を最終処分と
して土中等に埋設したときに長半減期の放射性核種が該
固化体から地下水等を通して環境に放出されるのを極力
抑えるために、放射性核種封じ込め性能を向上させた固
化材によって固化体を作戒する方法に関する。
［従来の技術］
原子力発電所等から生じた放射性の濃縮廃液や廃樹脂ス
ラリーは、従来、これをそのまま容器内にセメントで固
化することにより放射性廃棄物固化体とされていた。こ
れに対し，近年，減容率を高めるため濃縮廃液やスラリ
ーを乾燥粉体化したもの、または該粉体を更にペレット
に造粒したもの，を容器内にセメントその他の固化材で
固化して固化体とする方法が行われており、また最近、
濃縮廃液をスラッジ状に濃縮したものを容器内に固化材
で固化する方法も開発されようとしている．他方、我が
国では放射性廃棄物固化体の最終処分方式として陸地処
分を主とすることが定められ，その最終処分施設の１９
９１年運川開始を目指して計画の具体化が進められてい
る６そのための基準の整備も進められており、その１つ
が，昭和６２年３月１７日改正の「核原料物質、核燃料
物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和３２年
１１月２１日政令第３２４号）」の第１３条の８に掲げ
られた次の表１である。
ラリーは、従来、これをそのまま容器内にセメントで固
化することにより放射性廃棄物固化体とされていた。こ
れに対し，近年，減容率を高めるため濃縮廃液やスラリ
ーを乾燥粉体化したもの、または該粉体を更にペレット
に造粒したもの，を容器内にセメントその他の固化材で
固化して固化体とする方法が行われており、また最近、
濃縮廃液をスラッジ状に濃縮したものを容器内に固化材
で固化する方法も開発されようとしている．他方、我が
国では放射性廃棄物固化体の最終処分方式として陸地処
分を主とすることが定められ，その最終処分施設の１９
９１年運川開始を目指して計画の具体化が進められてい
る６そのための基準の整備も進められており、その１つ
が，昭和６２年３月１７日改正の「核原料物質、核燃料
物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（昭和３２年
１１月２１日政令第３２４号）」の第１３条の８に掲げ
られた次の表１である。
表ｌ
この表では、処分される放射性廃棄物固化体中の放射性
核種濃度をカーボンエ４ （Ｃ−１４と記す），コバル
ト６ ０ （Ｇｏ−６０）、ニッケル６ ３ （Ｎｉ−
６３）、ストロンチウム９０（Ｓｒ−９０）、セシウム
１３７（Ｃｓ−１３７）およびα線を放出する物質（以
下α廃棄物質という）について規定している。
核種濃度をカーボンエ４ （Ｃ−１４と記す），コバル
ト６ ０ （Ｇｏ−６０）、ニッケル６ ３ （Ｎｉ−
６３）、ストロンチウム９０（Ｓｒ−９０）、セシウム
１３７（Ｃｓ−１３７）およびα線を放出する物質（以
下α廃棄物質という）について規定している。
［発明が解決しようとする課Ｍ］
放射性廃棄物固化体を最終的に陸地処分したとき、固化
体から地下水への放射能の浸出に因る環境への漏洩を極
力低くすることは、住民被曝や環境汚染の防止の観点か
ら非常に重要である。そのために最終処分施設の設計で
は、放射性物質を吸着するペンナイト等の材料で所謂人
エバリア層を施すことが計画されている。しかし、同時
に、放射性廃棄物固化体を構成する固化材自身による放
射性物質吸着能力を高めることによって固化体からの放
射能浸出量を極力低く抑えることが望ましい。
体から地下水への放射能の浸出に因る環境への漏洩を極
力低くすることは、住民被曝や環境汚染の防止の観点か
ら非常に重要である。そのために最終処分施設の設計で
は、放射性物質を吸着するペンナイト等の材料で所謂人
エバリア層を施すことが計画されている。しかし、同時
に、放射性廃棄物固化体を構成する固化材自身による放
射性物質吸着能力を高めることによって固化体からの放
射能浸出量を極力低く抑えることが望ましい。
ところで、放射性の濃縮廃液や廃樹脂スラリーをそのま
まセメントで容器内に固化してなる従来の放射性廃棄物
固化体（以下、これを従来のセメント固化体と略称する
）に比べて，更に減容率を高めた前述の如き固化体では
、固化体一体当りに含まれる放射能量が増加しているの
で、固化体からの放射能の浸出量が増える傾向となる。
まセメントで容器内に固化してなる従来の放射性廃棄物
固化体（以下、これを従来のセメント固化体と略称する
）に比べて，更に減容率を高めた前述の如き固化体では
、固化体一体当りに含まれる放射能量が増加しているの
で、固化体からの放射能の浸出量が増える傾向となる。
この傾向は，減容率を高めて固化体一体当りに含まれる
放射能量を多くすればするほど強まる。従って、減容率
の高い固化体からの放射能浸出量を従来のセメント固化
体からの放射能浸出量と同等又はそれ以下に抑えるには
，減容率が高いほど固化材の放射性物質吸着能力を高め
る必要がある。例えば放射性廃棄物の減容率が従来のセ
メン１・固化体の２倍（従って固化体一体当りに含まれ
る放射能の量が２倍）であれば、同じ条件で放射能浸出
量を従来のセメント固化体と同等又はそれ以下とするた
めには，固化材の放射性物質吸着能力を２倍又はそれ以
上にする必要がある。
放射能量を多くすればするほど強まる。従って、減容率
の高い固化体からの放射能浸出量を従来のセメント固化
体からの放射能浸出量と同等又はそれ以下に抑えるには
，減容率が高いほど固化材の放射性物質吸着能力を高め
る必要がある。例えば放射性廃棄物の減容率が従来のセ
メン１・固化体の２倍（従って固化体一体当りに含まれ
る放射能の量が２倍）であれば、同じ条件で放射能浸出
量を従来のセメント固化体と同等又はそれ以下とするた
めには，固化材の放射性物質吸着能力を２倍又はそれ以
上にする必要がある。
しかし、従来，固化体作或用の固化材の選定に当っては
，強度や耐火性など機械的性質が重要視され、固化材の
放射性物質吸着能力を向上させることにより固化体から
の放射能浸出量を低減させるという配慮は必ずしも十分
なされていなかった。
，強度や耐火性など機械的性質が重要視され、固化材の
放射性物質吸着能力を向上させることにより固化体から
の放射能浸出量を低減させるという配慮は必ずしも十分
なされていなかった。
本発明の目的は、前述の如き減容率を向上させた放射性
廃棄物固化体を作成するに当って，放射性物質吸着能力
を高めた固化材を用いて固化を行うことにより固化体か
らの放射能浸出量を従来のセメント固化体と同等又はそ
れ以下にすることにある。
廃棄物固化体を作成するに当って，放射性物質吸着能力
を高めた固化材を用いて固化を行うことにより固化体か
らの放射能浸出量を従来のセメント固化体と同等又はそ
れ以下にすることにある。
［課題を解決するための手段コ
本発明は特許請求の範囲の夫々の請求項に記載された放
射性廃棄物固化体の作成方法を提ａｔする。
射性廃棄物固化体の作成方法を提ａｔする。
［作 用］
本発明においては、請求項１中に記載した滅容された放
射性廃棄物に含まれている同請求項に記載の放射性物質
の上記減容による濃縮された濃度に対応して、当該放射
性物質に対する分配係数の異なる固化材成分を適切な割
合で調合して固化材として用いるので、得られた固化体
からの上記放射性物質の浸出量が、従来のセメント固化
体に比へて，同等以下に効果的に低減される。
射性廃棄物に含まれている同請求項に記載の放射性物質
の上記減容による濃縮された濃度に対応して、当該放射
性物質に対する分配係数の異なる固化材成分を適切な割
合で調合して固化材として用いるので、得られた固化体
からの上記放射性物質の浸出量が、従来のセメント固化
体に比へて，同等以下に効果的に低減される。
［実 施 例］
原子力発電所から生ずる放射性廃棄物としての放射性濃
縮廃液を滅容のため乾燥粉体化し、更にペレノトに造粒
した後に容器に充填し，固化材を注入して固化体とする
場合における本発明の実施例を以下説明する。第１図は
そのプロセスフロ一図、第２図はそのプロセス設備概要
図である。放射性濃縮廃液は供給タンク１から遠心薄膜
乾燥機２に送られて乾燥粉体化され、更に造粒機３でペ
レットにされて容器４に充填される。一方，異なる固化
材成分の入っているタンク６，６から、放射能濃度の濃
縮率（これは上記の濃縮廃液の乾燥粉体化およびペレッ
ト化による減容比に依存する）と夫々の固化材或分の分
配係数とに基づき制御器５で弁６’ ，６’ を制御し
て、夫々の固化材成分を固化材タンク７に入れ，更に水
タンク８からの所定量の水と共に、混棟槽９で混練し、
このようにして調整した固化材を混練槽９から容器４内
のペレットの間隙に注入して最終固化体を作成する。
縮廃液を滅容のため乾燥粉体化し、更にペレノトに造粒
した後に容器に充填し，固化材を注入して固化体とする
場合における本発明の実施例を以下説明する。第１図は
そのプロセスフロ一図、第２図はそのプロセス設備概要
図である。放射性濃縮廃液は供給タンク１から遠心薄膜
乾燥機２に送られて乾燥粉体化され、更に造粒機３でペ
レットにされて容器４に充填される。一方，異なる固化
材成分の入っているタンク６，６から、放射能濃度の濃
縮率（これは上記の濃縮廃液の乾燥粉体化およびペレッ
ト化による減容比に依存する）と夫々の固化材或分の分
配係数とに基づき制御器５で弁６’ ，６’ を制御し
て、夫々の固化材成分を固化材タンク７に入れ，更に水
タンク８からの所定量の水と共に、混棟槽９で混練し、
このようにして調整した固化材を混練槽９から容器４内
のペレットの間隙に注入して最終固化体を作成する。
このようにして作威された固化体は、濃縮廃液をそのま
まセメントで容器内に固化して作成した同体積の従来の
セメント固化体に比べて、放射性物質を約８〜１０倍の
量だけ含んでいる。即ち放射性廃棄物としての減容性は
約８〜１０倍向上している。しかし反面、同じ容器内に
８〜１０倍の放射能が含まれていることになる。
まセメントで容器内に固化して作成した同体積の従来の
セメント固化体に比べて、放射性物質を約８〜１０倍の
量だけ含んでいる。即ち放射性廃棄物としての減容性は
約８〜１０倍向上している。しかし反面、同じ容器内に
８〜１０倍の放射能が含まれていることになる。
さて，表２は、表１に挙げられた各放射性核種のイオン
に関する各固化材成分の分配係数の測定値を示す。
に関する各固化材成分の分配係数の測定値を示す。
分配係数の測定の例を次に説明する。前記放射性濃縮廃
液が原子力発電所の脱塩用イオン交換樹脂の再生廃液（
主成分はＮ ａ ｚ Ｓ Ｏ ４）である場合を想定し
、槽中にＮａ２Ｓｏ，飽和水溶液を５ ０ｍｆ２人れ，
これに表２に示した６通りの核種のうちの１核種のイオ
ンを０．０１μＣ ｉ ／ ｒｎ Ｑ添加した上で、こ
の溶液に、表２に示した固化材成分のうちの１成分の硬
化後粉砕した粒を１ｇ入れ、吸着平衡に達するに十分な
時間の経過後に溶液と固化材成分とを分離し，溶液中の
該核種の′ａ度（μＣｉ／ｎ＋Ｑ）と、固化材成分中の
核種濃度（μＣｉ／ｇ）を放射線測定により測定する。
液が原子力発電所の脱塩用イオン交換樹脂の再生廃液（
主成分はＮ ａ ｚ Ｓ Ｏ ４）である場合を想定し
、槽中にＮａ２Ｓｏ，飽和水溶液を５ ０ｍｆ２人れ，
これに表２に示した６通りの核種のうちの１核種のイオ
ンを０．０１μＣ ｉ ／ ｒｎ Ｑ添加した上で、こ
の溶液に、表２に示した固化材成分のうちの１成分の硬
化後粉砕した粒を１ｇ入れ、吸着平衡に達するに十分な
時間の経過後に溶液と固化材成分とを分離し，溶液中の
該核種の′ａ度（μＣｉ／ｎ＋Ｑ）と、固化材成分中の
核種濃度（μＣｉ／ｇ）を放射線測定により測定する。
後者の測定値を前者の測定値で割って得られる値が当該
核種に関する当該固化成分の分配係数となる。
核種に関する当該固化成分の分配係数となる。
表２のように，放射性核種および固化材成分に依って分
配係数は大きく異なる。セメントとケイ酸．ソーダとで
はＣｓ，Ｓｒに関して分配係数が特に大きく異なってい
る。
配係数は大きく異なる。セメントとケイ酸．ソーダとで
はＣｓ，Ｓｒに関して分配係数が特に大きく異なってい
る。
本発明では前述のような減容作威される放射性廃棄物固
化体の放射性核種濃度に応じて該固化体からの放射能浸
出量を従来のセメント固化体からのそれと同等又はそれ
以下とする様に固化材の戊分を調整するものである。
化体の放射性核種濃度に応じて該固化体からの放射能浸
出量を従来のセメント固化体からのそれと同等又はそれ
以下とする様に固化材の戊分を調整するものである。
今，表２に示す６通りの核種のうちの任意の工つを注目
核種としてこれをｊで表わし、表２に示す固化材成分の
任意の１つをｋで表わし、ｊに関するｋの分配係数をｋ
ｄＪｋで表わす。
核種としてこれをｊで表わし、表２に示す固化材成分の
任意の１つをｋで表わし、ｊに関するｋの分配係数をｋ
ｄＪｋで表わす。
（１）単一の固化材成分ｋを用いる場合：（ここにＣ，
は固化体中の核種ｊの濃度）目標とする条件は （従来のセメント固化体からのｊの浸出量）≧（ａ縮廃
液を乾燥粉体化、又は更にはペレット化したものを固化
材ｋで固化してなる減容された固化体からのｊの浸出量
）・・（２） である。濃縮廃液を粉体化もしくはペレント化したこと
による放射性核種ｊの濃度の濃縮率をα，とすれば上式
（２）は Ｋ ｄ ｓ ｘ Ｋ ｄ ｊｋすなわち、 ？ｄ，■ ここにＫ ｄ Ｊ ｔはセメント（これをｋ＝１で表わ
す）の分配係数とする。
は固化体中の核種ｊの濃度）目標とする条件は （従来のセメント固化体からのｊの浸出量）≧（ａ縮廃
液を乾燥粉体化、又は更にはペレット化したものを固化
材ｋで固化してなる減容された固化体からのｊの浸出量
）・・（２） である。濃縮廃液を粉体化もしくはペレント化したこと
による放射性核種ｊの濃度の濃縮率をα，とすれば上式
（２）は Ｋ ｄ ｓ ｘ Ｋ ｄ ｊｋすなわち、 ？ｄ，■ ここにＫ ｄ Ｊ ｔはセメント（これをｋ＝１で表わ
す）の分配係数とする。
但し、単一の固化材戊分を用いる本場合（１）において
は、その用いる固化材成分はボルトランドセメント、高
炉セメント等の如き通常のセメントではない（即ちｋ≠
１）とする。なお、一般的に云って、滅容による濃縮率
α，の核種依存性は殆どなく，換言すれば、全てのｊに
ついてαｊは概ね同じ値である。
は、その用いる固化材成分はボルトランドセメント、高
炉セメント等の如き通常のセメントではない（即ちｋ≠
１）とする。なお、一般的に云って、滅容による濃縮率
α，の核種依存性は殆どなく，換言すれば、全てのｊに
ついてαｊは概ね同じ値である。
［例１コ
誠容によってＣｓが１０倍に濃縮された乾燥粉体をケイ
酸ソーダで固化させた場合、表２から、式（４）は となって，十分に満足される。
酸ソーダで固化させた場合、表２から、式（４）は となって，十分に満足される。
なお、単一固化材成分を用いる場合、表２によれば、Ｃ
ｓ，Ｇｏ両者の浸出量を従来のセメント固化体よりも改
善する例はないが、現実的には、長半減期核種であるＣ
ｓに特に注目して、上記［例１］に例示した如く、その
溶出率の低減を図るのが得策である。
ｓ，Ｇｏ両者の浸出量を従来のセメント固化体よりも改
善する例はないが、現実的には、長半減期核種であるＣ
ｓに特に注目して、上記［例１］に例示した如く、その
溶出率の低減を図るのが得策である。
（２）複数の固化材成分を調合した固化材を用いる場合
： この場合は、式（４）に相当する一般式はＫｄＪ． ここに、Ｋ ｄ ｊ＊ Ｈ Ｋ ｄ ４ １・・は、夫
々、用いる固化材成分ａ （ｋ＝ａとする）、固化材戒
分ｂ（ｋ−＝ｂ）・・・の分配係数であり、ｗ．，Ｗ１
・・はそれら固化材戒分の夫々の調合重量比率を表わし
、 Ｗ，＋Ｗ．＋・・・＝１ ・・（７）
である。
： この場合は、式（４）に相当する一般式はＫｄＪ． ここに、Ｋ ｄ ｊ＊ Ｈ Ｋ ｄ ４ １・・は、夫
々、用いる固化材成分ａ （ｋ＝ａとする）、固化材戒
分ｂ（ｋ−＝ｂ）・・・の分配係数であり、ｗ．，Ｗ１
・・はそれら固化材戒分の夫々の調合重量比率を表わし
、 Ｗ，＋Ｗ．＋・・・＝１ ・・（７）
である。
［例２］
Ｃｓが１０倍濃縮された乾燥粉体をセメントにケイ酸ソ
ーダを混合した固化材で固化した場合、式（６）は ？ｄＪｉ （似しｋ＝１はセメント、ｋ＝ｂはケイ酸ソーダを意味
する） となり、表２からＫｄ，■” ｌ ， Ｋｄａｂ ＝
９ ０であるから、上式は ｌ ？た Ｗよ＋Ｗ，＝１ 従って、Ｗ■＝０．８９， Ｗ．＝０．１１と選定すれ
ば式（９）は ０．８９＋ ９ ０ Ｘ０．１１＝ １０．８＞ １
０となって満足される。
ーダを混合した固化材で固化した場合、式（６）は ？ｄＪｉ （似しｋ＝１はセメント、ｋ＝ｂはケイ酸ソーダを意味
する） となり、表２からＫｄ，■” ｌ ， Ｋｄａｂ ＝
９ ０であるから、上式は ｌ ？た Ｗよ＋Ｗ，＝１ 従って、Ｗ■＝０．８９， Ｗ．＝０．１１と選定すれ
ば式（９）は ０．８９＋ ９ ０ Ｘ０．１１＝ １０．８＞ １
０となって満足される。
［例３］
ＣｏとＣｓが１０倍濃縮された乾燥粉体をセメントにケ
イ酸ソーダ及びオキシン添着炭を混合した固化材で固化
した場合、ＣＯとＣｓに関して式（６）は次のようにな
る。
イ酸ソーダ及びオキシン添着炭を混合した固化材で固化
した場合、ＣＯとＣｓに関して式（６）は次のようにな
る。
？ｄ，、
（但し、ｋ＝１はセメント、ｋ＝ｂはケイ酸ソーダ，ｋ
＝ｃはオキシン添着炭を意味する）表２から Ｃｓに関してＫｄ，■＝ １ ， Ｋｄ３ｂ ＝ ９
０ ，ＫｄＪ− ＝ ＩＧｏに関してＫｄ，、”９３０
，ＫｄＪｂ＝６００，Ｋｄ，。：２７０００ 従って、次の三式が成り立つ。
＝ｃはオキシン添着炭を意味する）表２から Ｃｓに関してＫｄ，■＝ １ ， Ｋｄ３ｂ ＝ ９
０ ，ＫｄＪ− ＝ ＩＧｏに関してＫｄ，、”９３０
，ＫｄＪｂ＝６００，Ｋｄ，。：２７０００ 従って、次の三式が成り立つ。
？Ｌ＋Ｗｂ＋Ｗ，＝１ ・・・（１
３）これら三式を解き、Ｗ■＝０．６， Ｗｌ，＝０．
１． Ｗ．＝０．３と選定すれば式（１１） ， （１
２）は満足され、ＣｓとＣＯの両者について浸出量を従
来のセメント固化体よりも低減することができる。
３）これら三式を解き、Ｗ■＝０．６， Ｗｌ，＝０．
１． Ｗ．＝０．３と選定すれば式（１１） ， （１
２）は満足され、ＣｓとＣＯの両者について浸出量を従
来のセメント固化体よりも低減することができる。
前記［例１］では式（５）は目標１０に対して９０であ
って余裕がありすぎ、例えば特に固化材が高価なときは
、余裕を持たせすぎるよりも、必要量だけの固化材を用
いる方がコスト的に菫ましいが，［例２コ、［例３コで
はそのようにできる．本発明の実施において、濃縮率α
ｊを実際に求めるには、濃縮廃液の貯蔵タンク又は供給
タンク１から濃縮廃液をサンプリングして，その中の固
形分（乾燥粉体化処理後に粉体となる分）の濃度を測定
し，乾燥粉体化、更にはペレット化した場合における濃
縮率αを計算する。前述した様に、一般に現実には，濃
縮率αの核種依存性は殆どなく，実際上全ての核種ｊに
ついてα，はほぼ同じ値である。標準的な濃縮廃液（主
戊分Ｎａ，Ｓｏ．２０ｗｔ％）では、粉体化の揚合α＝
６〜８、更にペレット化の場合にはα＝８〜１０である
。なお，核種濃度Ｃ，は、上記のサンプリング測定した
時にγ線又はβ線測定法によりＣ，を決定できる。
って余裕がありすぎ、例えば特に固化材が高価なときは
、余裕を持たせすぎるよりも、必要量だけの固化材を用
いる方がコスト的に菫ましいが，［例２コ、［例３コで
はそのようにできる．本発明の実施において、濃縮率α
ｊを実際に求めるには、濃縮廃液の貯蔵タンク又は供給
タンク１から濃縮廃液をサンプリングして，その中の固
形分（乾燥粉体化処理後に粉体となる分）の濃度を測定
し，乾燥粉体化、更にはペレット化した場合における濃
縮率αを計算する。前述した様に、一般に現実には，濃
縮率αの核種依存性は殆どなく，実際上全ての核種ｊに
ついてα，はほぼ同じ値である。標準的な濃縮廃液（主
戊分Ｎａ，Ｓｏ．２０ｗｔ％）では、粉体化の揚合α＝
６〜８、更にペレット化の場合にはα＝８〜１０である
。なお，核種濃度Ｃ，は、上記のサンプリング測定した
時にγ線又はβ線測定法によりＣ，を決定できる。
固化材の調整は、その都度，′ａ縮廃液Ｉｆｔ蔵タンク
又は供給タンク１からサンプリング（或いは更に乾燥粉
体機２からのサンプリング）による測定で求めた濃縮率
αに基づいて前述の式を用いて固化材の調整をするのが
原則であるが、しかし、実際上、減容・固化処理システ
ムが定まれば、前述したように、濃縮率αは概ね決まる
ので、それに合わせて予め始めから調整した固化材を用
いる方が実際的である。例えば、ベレット化の場合には
，αは約１０であるから、ケイ酸ソーダを主成分とした
固化材を前以って作成しておき、これを用いればよい。
又は供給タンク１からサンプリング（或いは更に乾燥粉
体機２からのサンプリング）による測定で求めた濃縮率
αに基づいて前述の式を用いて固化材の調整をするのが
原則であるが、しかし、実際上、減容・固化処理システ
ムが定まれば、前述したように、濃縮率αは概ね決まる
ので、それに合わせて予め始めから調整した固化材を用
いる方が実際的である。例えば、ベレット化の場合には
，αは約１０であるから、ケイ酸ソーダを主成分とした
固化材を前以って作成しておき、これを用いればよい。
前記の例で述べたセメントとケイ酸ソーダを混ぜた固化
材（セメントガラスと称する）がその一例である。
材（セメントガラスと称する）がその一例である。
注目核種ｊとしては、基本的には、表２に示す６核種を
選定するが，運用上便宜的には廃液中に含まれる核種の
うち次の３核穂でもよい。
選定するが，運用上便宜的には廃液中に含まれる核種の
うち次の３核穂でもよい。
更に簡略的には、長半減期（３０年）であって、γ線を
出すので測定が容易であるＣｓ−１３７のみを注目核種
としてもよい。
出すので測定が容易であるＣｓ−１３７のみを注目核種
としてもよい。
これに関して補足説明すると、実際運用上では、用いる
固化材成分やその調合比の決定には、濃縮率αのみでな
く，核種の濃度、含有量、核種の半減期などを考慮する
ことが合理的であって、例えば、Ｇｏ−６０ （半減期
５．８年）がＣｓ−１３７ （半減期３０年）の１０倍
の濃度で混入していたとしても、約２０年でほぼ同じレ
ベルの濃度になり，その後はＣｓ−１３７の方がレベル
が高くなるので、最終処分施設の管理期間（日本では３
００年）を考慮すれば． Ｃｓ−１３７を注目核種に選
んで固化材の選定をする方が合理的であると云える。
固化材成分やその調合比の決定には、濃縮率αのみでな
く，核種の濃度、含有量、核種の半減期などを考慮する
ことが合理的であって、例えば、Ｇｏ−６０ （半減期
５．８年）がＣｓ−１３７ （半減期３０年）の１０倍
の濃度で混入していたとしても、約２０年でほぼ同じレ
ベルの濃度になり，その後はＣｓ−１３７の方がレベル
が高くなるので、最終処分施設の管理期間（日本では３
００年）を考慮すれば． Ｃｓ−１３７を注目核種に選
んで固化材の選定をする方が合理的であると云える。
第３図は固化体からの放射能放出量の比較を示す。この
図は、例ＩのＣｓ放出量を基準ＩＩ Ｉ ＩＩにとって
他の値を規格化して表わした図である。例■は濃縮廃液
を乾燥粉体化し且つペレット化したものをケイ酸ソーダ
を固化材として用いて固化させた本発明実施例の固化体
の場合であり，例■は濃縮廃液そのままをセメントを固
化材として用いて均質固化させた従来のセメント固化体
の場合である。本発明実施例によれば、従来のセメント
固化体に比べて放射能を固化体から浸出させない効果が
優れていることがわかる。
図は、例ＩのＣｓ放出量を基準ＩＩ Ｉ ＩＩにとって
他の値を規格化して表わした図である。例■は濃縮廃液
を乾燥粉体化し且つペレット化したものをケイ酸ソーダ
を固化材として用いて固化させた本発明実施例の固化体
の場合であり，例■は濃縮廃液そのままをセメントを固
化材として用いて均質固化させた従来のセメント固化体
の場合である。本発明実施例によれば、従来のセメント
固化体に比べて放射能を固化体から浸出させない効果が
優れていることがわかる。
なお、以上の説明においては，濃縮廃液を乾燥粉体化、
或いは更にこれをペレット化したものを固化材で固化す
る場合について述べたが．本発明は，これに限らず、使
用済イオン交換樹脂スラリーを乾燥粉体化、更にはペレ
ット化したものを固化処理する場合、または濃縮廃液を
粉体化までは行かないが、泥（スラッジ）状にまで濃縮
したものを固化材で固化させる場合など、いずれの減容
・固化処理の場合にも適用することができる。
或いは更にこれをペレット化したものを固化材で固化す
る場合について述べたが．本発明は，これに限らず、使
用済イオン交換樹脂スラリーを乾燥粉体化、更にはペレ
ット化したものを固化処理する場合、または濃縮廃液を
粉体化までは行かないが、泥（スラッジ）状にまで濃縮
したものを固化材で固化させる場合など、いずれの減容
・固化処理の場合にも適用することができる。
［発明の効果］
本発明によれば，従来のセメント固化体に比べて滅容比
を高めた固化体（従って固化体中の放射能濃度がより高
い固化体）からの注目核種放射能の環境への浸出量を従
来のセメント固化体のそれと同等又はそれ以下となすこ
とができるので、固化容器一体当りに充填できる放射性
廃棄物量を増やすことができ、廃棄物の処分費，運搬費
等の諸経費の節約ができる。
を高めた固化体（従って固化体中の放射能濃度がより高
い固化体）からの注目核種放射能の環境への浸出量を従
来のセメント固化体のそれと同等又はそれ以下となすこ
とができるので、固化容器一体当りに充填できる放射性
廃棄物量を増やすことができ、廃棄物の処分費，運搬費
等の諸経費の節約ができる。
第１図および第２図は本発明の実施例のプロセスフロー
およびプロセス設備概要を夫々示す図、第３図は放射能
放出量の比較を示す図である。 １・・・濃縮廃液供給タンク ２・・・遠心渾膜乾燥機 ３・・・造粒機４・・・容
器 ５・・・制御器６・・・固化材成分タ
ンク ７・・・固化材タンク８・・・水タンク
９・・・混棟槽他ｌ名 第１図 ５・・・ｉ！Ｉｌ画器 ギー研元Ｆ）Ｔ円
およびプロセス設備概要を夫々示す図、第３図は放射能
放出量の比較を示す図である。 １・・・濃縮廃液供給タンク ２・・・遠心渾膜乾燥機 ３・・・造粒機４・・・容
器 ５・・・制御器６・・・固化材成分タ
ンク ７・・・固化材タンク８・・・水タンク
９・・・混棟槽他ｌ名 第１図 ５・・・ｉ！Ｉｌ画器 ギー研元Ｆ）Ｔ円
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性の濃縮廃液もしくは廃樹脂スラリーを乾燥粉
体化してなる、もしくはそれを更にペレット状に造粒し
てなる放射性廃棄物、又は上記濃縮廃液を更に泥状に濃
縮してなる放射性廃棄物を容器内に固化材を用いて固化
することにより放射性廃棄物固化体を作成する方法にお
いて、カーボン１４、コバルト６０、セシウム１３７、
ストロンチウム９０、ニッケル６３およびα線を放出す
る物質からなる放射性物質グループのうち前記放射性廃
棄物中に含有される少くとも１種または複数種の放射性
物質の上記放射性廃棄物固化体からの浸出量が、前記濃
縮廃液をそのまま容器内にセメントを固化材として用い
て固化することにより作成された放射性廃棄物固化体か
らのそれと同等またはそれ以下となるように、上記１種
または複数種の放射性物質別の放射能濃度および該夫々
の放射性物質に対する固化材成分の分配係数に応じて、
分配係数の異なる固化材成分の一種または複数種を調合
したものを固化材として用いることを特徴とする、放射
性廃棄物固化体の作成方法。 ２ 前記固化材成分がセメント、ケイ酸ソーダ、ゼオラ
イト、ベントナイト、カルシウム塩およびオキシン添着
炭よりなるグループから選ばれることを特徴とする請求
項１記載の放射性廃棄物固化体の作成方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1243671A JP2912393B2 (ja) | 1989-09-20 | 1989-09-20 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| US07/581,904 US5143654A (en) | 1989-09-20 | 1990-09-13 | Method and apparatus for solidifying radioactive waste |
| EP19900310117 EP0419162A3 (en) | 1989-09-20 | 1990-09-17 | Method and apparatus for solidifying radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1243671A JP2912393B2 (ja) | 1989-09-20 | 1989-09-20 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03105298A true JPH03105298A (ja) | 1991-05-02 |
| JP2912393B2 JP2912393B2 (ja) | 1999-06-28 |
Family
ID=17107259
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1243671A Expired - Fee Related JP2912393B2 (ja) | 1989-09-20 | 1989-09-20 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5143654A (ja) |
| EP (1) | EP0419162A3 (ja) |
| JP (1) | JP2912393B2 (ja) |
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| US5819186A (en) * | 1996-04-26 | 1998-10-06 | Stephens; Patrick J. | Cellular grout radiation barrier |
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| CN101935200A (zh) * | 2010-08-31 | 2011-01-05 | 清华大学 | 一种固化含硼酸盐的放射性废物的固化剂及其方法 |
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| CN104291762B (zh) * | 2014-09-24 | 2017-04-26 | 深圳市航天新材科技有限公司 | 放射性废树脂固化用化学键合胶凝材料及其固化方法 |
| RU2580949C1 (ru) * | 2014-11-13 | 2016-04-10 | Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ переработки отработанных радиоактивных ионообменных смол |
| JP2016150336A (ja) * | 2015-02-17 | 2016-08-22 | 篠原 健二 | 汚染廃棄物の固化体貯蔵容器３ |
| RU2597242C1 (ru) * | 2015-04-13 | 2016-09-10 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Способ очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей |
| CN110483002A (zh) * | 2019-09-03 | 2019-11-22 | 湖州师范学院 | 用于高放废物处置库中的缓冲回填材料及其制备方法 |
| CN111145931B (zh) * | 2020-02-17 | 2020-09-08 | 南华大学 | 一种放射性固体废物的处理方法 |
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