JPH0420158B2 - - Google Patents
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- JPH0420158B2 JPH0420158B2 JP13154483A JP13154483A JPH0420158B2 JP H0420158 B2 JPH0420158 B2 JP H0420158B2 JP 13154483 A JP13154483 A JP 13154483A JP 13154483 A JP13154483 A JP 13154483A JP H0420158 B2 JPH0420158 B2 JP H0420158B2
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Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
〔発明の技術分野〕
本発明は、放射性廃棄物の固化処理方法に関
し、さらに詳しくは、放射性廃棄物が含有された
ガラスまたはセラミツクス固化体を金属容器中に
封入した放射性廃棄物貯蔵体を製造する方法に関
する。 〔発明の技術的背景〕 原子力発電所や使用済核燃料の再処理工場から
発生する放射性廃棄物の処分に際しては、放射性
廃棄物の周囲への拡散が最小限となる形態に廃棄
物を固形化し、得られた貯蔵体が、化学的、機械
的に安定している長期の貯蔵によつても環境汚染
の原因にならないことが必要である。 このような観点で従来より行われている固形化
方法としては、ガラス固化法が主流を占めてい
る。この方法は、放射性廃棄物を、ホウケイ酸ガ
ラス、リン酸ガラスなどのガラス形成材料ととも
に溶融し、一定形状のガラスインゴツトに凝固さ
せ、固化するものである。 しかしながら、従来のガラス固化法には、製造
された固化体にクラツクが生じやすいという欠点
がある。一般に、ガラス固化体は、圧縮強度は大
きいが、引張り、曲げ強度あるいは衝撃的な力に
対する強度が弱く、そのため、ハンドリング時に
クラツクや端部のかけ落ちなどが生じやすい。ま
た、製造時においても同様の問題が生ずる。たと
えば、通常固化体は金属容器中に封入されるが、
溶融状態の固化体を金属容器中に充填し冷却・固
化するときに生ずる熱膨脹係数の差に起因する熱
応力によつて特に固化体の外周部にクラツクが発
生しやすくなる。また、ハンドリング時の衝撃に
よりクラツクが生長し、はなはだしい場合には、
容器内部で固化体が複数の部分に分割されること
も起こりうる。 固化体の生じたクラツクは、以下の二つの点で
特に問題となる。第１の問題は、クラツクによつ
て固化体内部で生ずる放射性崩壊熱の放散が阻害
される、ということである。このため固化体内部
の温度が過大に上昇し、固化体の機械的、化学的
安定性がそこなわれるおそえが生ずる。第２の問
題は、クラツクによつて固化体の表面積が増加
し、そのためガラス固化体が外部環境に直接接し
た場合の浸出面積がいきおい増大するということ
である。 〔発明の目的〕 本発明は上記問題点に鑑みてなされたものであ
り、貯蔵体の製造時やハンドリング時におけるク
ラツクの発生を防止し、機械的、化学的に安定で
長期貯蔵性、安全性にすぐれた放射性廃棄物貯蔵
体の製造法を提供することを目的とする。 〔発明の概要〕 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃
棄物の固化処理方法は、放射性廃棄物が含有され
たガラスまたはセラミツクスからなる固化体を金
属容器中に封入した放射性廃棄物貯蔵体を製造す
るに際し、固化体が充填された金属容器の内周面
近傍の一部または全体に金属製網状体を埋設する
ことを特徴とする。 〔発明の具体的説明〕 放射性廃棄物 本発明の処理対象となる放射性廃棄物として
は、たとえば、使用済核燃料を処理し、Ｕ、Pu
を回収した残りの高レベル放射性廃液、混床式脱
塩器の再生廃液の濃縮液、原子炉、再処理工場な
どの建屋から発生する床ドレイン、機器ドレイン
の濃縮液のほか、原子炉水浄化系、燃料プール
系、復水系、ドレイン系の各系統から生ずる使用
済イオン交換樹脂、フイルタースラツジ、廃液の
凝集沈澱処理によつて生ずる沈澱スラツジなどの
各種の固体廃棄物が含まれる。 固化体の形成 上記放射性廃棄物を固形化するための固化体形
成成分としては、各種のガラス形成物質、セラミ
ツクス形成物質が用いられ得る。たとえば、ホウ
ケイ酸系ガラス、リン酸系ガラスなどのガラス形
成物質、Diopsite系などの結晶化ガラス、Al2O3
−SiO2系、TiO2系、MnO2−SiO2系、ZrO2系な
どのセラミツクス形成物質が好ましく用いられ
る。 放射性廃棄物を固化体成形成分とともに混合
し、常法に従い、溶融あるいは焼結により固化体
を形成する。固化体中の放射性廃棄物の含量は、
10〜40％程度が適当である。 固化体は金属容器中に充填、封入するが、その
際に、後述する金属製網状体を金属容器の内周面
近傍の一部または全体に埋設する。 金属製網状体の埋設 本発明で用いる網状体としては、第１図ａ，
ｂ，ｃに示すように、金属線１を四角形や亀甲状
などに織成あるいは編成したものが用いられる
が、剛性をもたせるため金属線と金属線の連続点
２は溶接などの手段により固着することが好まし
い。網状体の網目の径ｍと網状体を構成する金属
線の径ｄとの比ｍ／ｄは、充分な剛性を保持する
ため、下記の範囲内にあることが望ましい。 ５ｍ／ｄ50 また、網状体を構成する金属線の径は、細すぎ
ると、強度が低くなりまた固化体製造工程で酸化
し失われるため、約0.1〜約1.5mmの範囲が適当で
ある。網状体の材質としては、固化体の融点、熱
処理温度などに応じ、銅、銅合金、鉄、ステンレ
ス鋼、Al、耐熱鋼、Ni基合金、Moなどを適宜選
択することが好ましい。特に、金属容器内部に充
填された固化体の外周部における熱応力に起因す
るクラツクの発生を防止するためには、室温から
固化体の軟化温度までの温度範囲における網状体
の有する平均熱膨脹係数が、固化体の熱膨脹係数
と金属容器の熱膨脹係数との間の値、好ましくは
中間の値であることが望ましい。また、表面に酸
化被膜が形成された金属製網状体を用いることは
耐食性の観点から好ましい。 網状体の埋設方法としては、あらかじめ金属容
器の内周面近傍に溶接等の手段により網状体を固
着し、次いでこの容器内に放射性廃棄物とガラス
（またはセラミツクス）形成物質とからなる溶融
体を注入し、冷却・固化する方法、あるいは、上
記のようにして網状体が固着された容器内部に放
射性廃棄物とガラス形成物質の原料粉末を装入
し、次いで容器外部ないし容器内部からの加熱に
より装入物を溶融し冷却・固化する方法などをと
り得る。 金属製網状体の埋設位置は、固化体と金属容器
内面との境界部に発生する熱応力の緩和、および
機械的強度の向上を考慮し、容器内面から約５〜
約50mmの範囲内が適当である。 また、固化体と金属容器との間に、放射性物質
が含有されていないガラスまたはセラミツクスか
らなる中間層を設けることは、耐浸出性の一層の
向上を図る上で好ましい。 〔発明の実施例〕 以下、第２図、第３図に示す本発明で得られる
貯蔵体の縦断面図を参照して、本発明の実施例を
説明する。 実施例 １ 下記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄物とホ
ウケイ酸ガラスとの混合物をアルミナるつぼ中で
加熱し（1050℃）、溶融体を得た。
し、さらに詳しくは、放射性廃棄物が含有された
ガラスまたはセラミツクス固化体を金属容器中に
封入した放射性廃棄物貯蔵体を製造する方法に関
する。 〔発明の技術的背景〕 原子力発電所や使用済核燃料の再処理工場から
発生する放射性廃棄物の処分に際しては、放射性
廃棄物の周囲への拡散が最小限となる形態に廃棄
物を固形化し、得られた貯蔵体が、化学的、機械
的に安定している長期の貯蔵によつても環境汚染
の原因にならないことが必要である。 このような観点で従来より行われている固形化
方法としては、ガラス固化法が主流を占めてい
る。この方法は、放射性廃棄物を、ホウケイ酸ガ
ラス、リン酸ガラスなどのガラス形成材料ととも
に溶融し、一定形状のガラスインゴツトに凝固さ
せ、固化するものである。 しかしながら、従来のガラス固化法には、製造
された固化体にクラツクが生じやすいという欠点
がある。一般に、ガラス固化体は、圧縮強度は大
きいが、引張り、曲げ強度あるいは衝撃的な力に
対する強度が弱く、そのため、ハンドリング時に
クラツクや端部のかけ落ちなどが生じやすい。ま
た、製造時においても同様の問題が生ずる。たと
えば、通常固化体は金属容器中に封入されるが、
溶融状態の固化体を金属容器中に充填し冷却・固
化するときに生ずる熱膨脹係数の差に起因する熱
応力によつて特に固化体の外周部にクラツクが発
生しやすくなる。また、ハンドリング時の衝撃に
よりクラツクが生長し、はなはだしい場合には、
容器内部で固化体が複数の部分に分割されること
も起こりうる。 固化体の生じたクラツクは、以下の二つの点で
特に問題となる。第１の問題は、クラツクによつ
て固化体内部で生ずる放射性崩壊熱の放散が阻害
される、ということである。このため固化体内部
の温度が過大に上昇し、固化体の機械的、化学的
安定性がそこなわれるおそえが生ずる。第２の問
題は、クラツクによつて固化体の表面積が増加
し、そのためガラス固化体が外部環境に直接接し
た場合の浸出面積がいきおい増大するということ
である。 〔発明の目的〕 本発明は上記問題点に鑑みてなされたものであ
り、貯蔵体の製造時やハンドリング時におけるク
ラツクの発生を防止し、機械的、化学的に安定で
長期貯蔵性、安全性にすぐれた放射性廃棄物貯蔵
体の製造法を提供することを目的とする。 〔発明の概要〕 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃
棄物の固化処理方法は、放射性廃棄物が含有され
たガラスまたはセラミツクスからなる固化体を金
属容器中に封入した放射性廃棄物貯蔵体を製造す
るに際し、固化体が充填された金属容器の内周面
近傍の一部または全体に金属製網状体を埋設する
ことを特徴とする。 〔発明の具体的説明〕 放射性廃棄物 本発明の処理対象となる放射性廃棄物として
は、たとえば、使用済核燃料を処理し、Ｕ、Pu
を回収した残りの高レベル放射性廃液、混床式脱
塩器の再生廃液の濃縮液、原子炉、再処理工場な
どの建屋から発生する床ドレイン、機器ドレイン
の濃縮液のほか、原子炉水浄化系、燃料プール
系、復水系、ドレイン系の各系統から生ずる使用
済イオン交換樹脂、フイルタースラツジ、廃液の
凝集沈澱処理によつて生ずる沈澱スラツジなどの
各種の固体廃棄物が含まれる。 固化体の形成 上記放射性廃棄物を固形化するための固化体形
成成分としては、各種のガラス形成物質、セラミ
ツクス形成物質が用いられ得る。たとえば、ホウ
ケイ酸系ガラス、リン酸系ガラスなどのガラス形
成物質、Diopsite系などの結晶化ガラス、Al2O3
−SiO2系、TiO2系、MnO2−SiO2系、ZrO2系な
どのセラミツクス形成物質が好ましく用いられ
る。 放射性廃棄物を固化体成形成分とともに混合
し、常法に従い、溶融あるいは焼結により固化体
を形成する。固化体中の放射性廃棄物の含量は、
10〜40％程度が適当である。 固化体は金属容器中に充填、封入するが、その
際に、後述する金属製網状体を金属容器の内周面
近傍の一部または全体に埋設する。 金属製網状体の埋設 本発明で用いる網状体としては、第１図ａ，
ｂ，ｃに示すように、金属線１を四角形や亀甲状
などに織成あるいは編成したものが用いられる
が、剛性をもたせるため金属線と金属線の連続点
２は溶接などの手段により固着することが好まし
い。網状体の網目の径ｍと網状体を構成する金属
線の径ｄとの比ｍ／ｄは、充分な剛性を保持する
ため、下記の範囲内にあることが望ましい。 ５ｍ／ｄ50 また、網状体を構成する金属線の径は、細すぎ
ると、強度が低くなりまた固化体製造工程で酸化
し失われるため、約0.1〜約1.5mmの範囲が適当で
ある。網状体の材質としては、固化体の融点、熱
処理温度などに応じ、銅、銅合金、鉄、ステンレ
ス鋼、Al、耐熱鋼、Ni基合金、Moなどを適宜選
択することが好ましい。特に、金属容器内部に充
填された固化体の外周部における熱応力に起因す
るクラツクの発生を防止するためには、室温から
固化体の軟化温度までの温度範囲における網状体
の有する平均熱膨脹係数が、固化体の熱膨脹係数
と金属容器の熱膨脹係数との間の値、好ましくは
中間の値であることが望ましい。また、表面に酸
化被膜が形成された金属製網状体を用いることは
耐食性の観点から好ましい。 網状体の埋設方法としては、あらかじめ金属容
器の内周面近傍に溶接等の手段により網状体を固
着し、次いでこの容器内に放射性廃棄物とガラス
（またはセラミツクス）形成物質とからなる溶融
体を注入し、冷却・固化する方法、あるいは、上
記のようにして網状体が固着された容器内部に放
射性廃棄物とガラス形成物質の原料粉末を装入
し、次いで容器外部ないし容器内部からの加熱に
より装入物を溶融し冷却・固化する方法などをと
り得る。 金属製網状体の埋設位置は、固化体と金属容器
内面との境界部に発生する熱応力の緩和、および
機械的強度の向上を考慮し、容器内面から約５〜
約50mmの範囲内が適当である。 また、固化体と金属容器との間に、放射性物質
が含有されていないガラスまたはセラミツクスか
らなる中間層を設けることは、耐浸出性の一層の
向上を図る上で好ましい。 〔発明の実施例〕 以下、第２図、第３図に示す本発明で得られる
貯蔵体の縦断面図を参照して、本発明の実施例を
説明する。 実施例 １ 下記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄物とホ
ウケイ酸ガラスとの混合物をアルミナるつぼ中で
加熱し（1050℃）、溶融体を得た。
【表】
【表】
一方、SUS304製キヤニスタ３（内径100mm、
肉厚５mm、高さ200mm）を用意し、その内周面部
に第１図ａに示す形状のカゴ形金属製網状体４を
配設し、次いで、前記溶融体を注入し充填した。
600℃にて１時間保持したのち、50℃／ｈの降温
速度で冷却し、容器内部の溶融体を固化した。次
いで、容器開口部にSUS304製蓋６（厚さ５mm）
をかぶせて溶接により密封し、放射性廃棄物貯蔵
体を得た。 比較のために、上記と同様の方法によつて、網
状体を埋設しない貯蔵体を製造した。 この両者を100cmの高さからコンクリート製床
に10回落下させたのち、H2SO4とHClの混合溶液
に浸漬してSUS製キヤニスタを除去した。固化
体の性状を外部から観察したところ、網状体が埋
設された固化体にはクラツクは認められなかつ
た。一方、網状体を埋設しない固化体には、全体
にわたつて横断するクラツクおよび端部のかけ落
ちが認められた。 実施例 ２ 網状体として、材質が13％Cr−２％Al−0.05
％Ｃ−BalFeのものを用意し、さらにこれを1000
℃の水蒸気中で２時間熱処理したものを用いた。
上記実施例１と同様の方法で貯蔵体を製造し、落
下試験を行なつた。固化体にはクラツクは認めら
れず、網状体の剥離も認められなかつた。 実施例 ３ 第３図に示すように、前記実施例１と同様の方
法でキヤニスタ３の内周面近傍に網状体４を配設
した。次いで、キヤニスタを回転させながら下記
第２表に示す組成のガラス溶融体をキヤニスタ３
の内壁面に沿つて注入し、同時にキヤニスタの外
部を強制空冷することにより、網状体を含む容器
側面部にガラス層７を形成し、さらにキヤニスタ
の回転を止めて容器底部にもガラス層７を形成し
た。
肉厚５mm、高さ200mm）を用意し、その内周面部
に第１図ａに示す形状のカゴ形金属製網状体４を
配設し、次いで、前記溶融体を注入し充填した。
600℃にて１時間保持したのち、50℃／ｈの降温
速度で冷却し、容器内部の溶融体を固化した。次
いで、容器開口部にSUS304製蓋６（厚さ５mm）
をかぶせて溶接により密封し、放射性廃棄物貯蔵
体を得た。 比較のために、上記と同様の方法によつて、網
状体を埋設しない貯蔵体を製造した。 この両者を100cmの高さからコンクリート製床
に10回落下させたのち、H2SO4とHClの混合溶液
に浸漬してSUS製キヤニスタを除去した。固化
体の性状を外部から観察したところ、網状体が埋
設された固化体にはクラツクは認められなかつ
た。一方、網状体を埋設しない固化体には、全体
にわたつて横断するクラツクおよび端部のかけ落
ちが認められた。 実施例 ２ 網状体として、材質が13％Cr−２％Al−0.05
％Ｃ−BalFeのものを用意し、さらにこれを1000
℃の水蒸気中で２時間熱処理したものを用いた。
上記実施例１と同様の方法で貯蔵体を製造し、落
下試験を行なつた。固化体にはクラツクは認めら
れず、網状体の剥離も認められなかつた。 実施例 ３ 第３図に示すように、前記実施例１と同様の方
法でキヤニスタ３の内周面近傍に網状体４を配設
した。次いで、キヤニスタを回転させながら下記
第２表に示す組成のガラス溶融体をキヤニスタ３
の内壁面に沿つて注入し、同時にキヤニスタの外
部を強制空冷することにより、網状体を含む容器
側面部にガラス層７を形成し、さらにキヤニスタ
の回転を止めて容器底部にもガラス層７を形成し
た。
上記実施例の結果からも明らかなように、本発
明による固化処理方法は、固化体が充填された金
属容器の内周面近傍に金属性網状体を埋設するよ
うにしたので、固化体製造時やハンドリング時に
おけるクラツクの発生を防止することができ、得
られた貯蔵体は機械的性質および熱放散性の点で
すぐれている。
明による固化処理方法は、固化体が充填された金
属容器の内周面近傍に金属性網状体を埋設するよ
うにしたので、固化体製造時やハンドリング時に
おけるクラツクの発生を防止することができ、得
られた貯蔵体は機械的性質および熱放散性の点で
すぐれている。
第１図ａ，ｂおよびｃは本発明で用いる金属製
網状体の部分拡大図、第２図、第３図は本発明の
実施例で得られる放射性廃棄物貯蔵体縦断面図で
ある。 １……金属線、２……連結点、３……キヤニス
タ、４……金属製網状体、５……ガラス固化体、
６……蓋、７……ガラス層。
網状体の部分拡大図、第２図、第３図は本発明の
実施例で得られる放射性廃棄物貯蔵体縦断面図で
ある。 １……金属線、２……連結点、３……キヤニス
タ、４……金属製網状体、５……ガラス固化体、
６……蓋、７……ガラス層。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラ
ミツクスからなる固化体を金属容器中に封入した
放射性廃棄物貯蔵体を製造するに際し、固化体が
充填された金属容器の内周面近傍の一部または全
体に、室温から固化体の軟化温度までの温度範囲
における該固化体の熱膨脹係数と前記金属容器の
熱膨脹係数との間の熱膨張係数を有する金属製網
状体を埋設することを特徴とする、放射性廃棄物
の固化処理方法。 ２ 表面に酸化被膜が形成されている金属網状体
を用いる、特許請求の範囲第１項に記載の方法。 ３ 固化体と金属容器との間に、放射性廃棄物が
含有されていないガラス層またはセラミツクス層
を設ける、特許請求の範囲第１項または第２項に
記載の方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154483A JPS6022699A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154483A JPS6022699A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6022699A JPS6022699A (ja) | 1985-02-05 |
| JPH0420158B2 true JPH0420158B2 (ja) | 1992-03-31 |
Family
ID=15060555
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP13154483A Granted JPS6022699A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6022699A (ja) |
-
1983
- 1983-07-19 JP JP13154483A patent/JPS6022699A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6022699A (ja) | 1985-02-05 |
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