JPH0540199A - 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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- JPH0540199A JPH0540199A JP3199622A JP19962291A JPH0540199A JP H0540199 A JPH0540199 A JP H0540199A JP 3199622 A JP3199622 A JP 3199622A JP 19962291 A JP19962291 A JP 19962291A JP H0540199 A JPH0540199 A JP H0540199A
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- waste
- tank
- radioactivity
- solidification
- nuclides
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-
- 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
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
-
- 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
- G21F9/008—Apparatus specially adapted for mixing or disposing radioactively contamined material
-
- 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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【構成】サンプリングポートを持った調整槽と固化処理
システム及び固化体検査装置とから放射性廃棄物処理シ
ステムを構成し、該処理システムにおいて、固化処理す
る前に廃棄物の放射能量をあらかじめ計測して押さえた
のち固化することにより、固化体１体当たりのインベン
トリーが正確に判った固化体を作成する。 【効果】本発明により廃棄物固化体作成前後の放射能デ
ータが明確になり、固化体搬出及び中間貯蔵に際して、
個々の固化体管理が容易になる。
システム及び固化体検査装置とから放射性廃棄物処理シ
ステムを構成し、該処理システムにおいて、固化処理す
る前に廃棄物の放射能量をあらかじめ計測して押さえた
のち固化することにより、固化体１体当たりのインベン
トリーが正確に判った固化体を作成する。 【効果】本発明により廃棄物固化体作成前後の放射能デ
ータが明確になり、固化体搬出及び中間貯蔵に際して、
個々の固化体管理が容易になる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力施設から出てく
る放射性廃棄物の処理方法に関し特に放射性廃樹脂，濃
縮廃液，焼却灰，不燃性雑固体等固体廃棄物の処理シス
テムに関する。
る放射性廃棄物の処理方法に関し特に放射性廃樹脂，濃
縮廃液，焼却灰，不燃性雑固体等固体廃棄物の処理シス
テムに関する。
【０００２】
【従来の技術】従来、固化技術についてはセメント固化
（特願昭62−124872号）やプラスチック固化（特願昭62
−268055号）がある。又、固化処理方法については特願
昭63−33541号および特願昭63−11687号がある。これら
固化方法は技術確立され高健全な固化体が作成できるし
実際に作成されてきた。陸地保管が具体的になるにつれ
て、固化体１体あたりの正確な放射能インベントリーが
問題となってきている。そこで各社は既に固化処理され
た固化体１体あたりの放射能量を計測すべく搬出管理シ
ステムの研究を推進してきており計測方法に関しては、
特願昭61−26345号や特願平2−157340 号に記載のもの
が有る。又、Ｃｏ−６０やＣｓ−１３７の放射能量より
安全率を高く見積り他核種の放射能量を推測し（スケー
リングファクター法）、搬出管理に応用しようとしてい
る。しかしスケーリングファクター法の基礎になるＣｏ
−６０やＣｓ−１３７と他の核種との間の相関関係が必
ずしも再現性に優れている訳ではないので、実験及び実
測により得られた関係に安全係数として１０〜１００倍
を掛けているのが実情である。即ちそれだけ安全側に評
価している訳であるが、このことよりかなり過大評価を
受けざるをえない固化体が出てくる可能性が有る。
（特願昭62−124872号）やプラスチック固化（特願昭62
−268055号）がある。又、固化処理方法については特願
昭63−33541号および特願昭63−11687号がある。これら
固化方法は技術確立され高健全な固化体が作成できるし
実際に作成されてきた。陸地保管が具体的になるにつれ
て、固化体１体あたりの正確な放射能インベントリーが
問題となってきている。そこで各社は既に固化処理され
た固化体１体あたりの放射能量を計測すべく搬出管理シ
ステムの研究を推進してきており計測方法に関しては、
特願昭61−26345号や特願平2−157340 号に記載のもの
が有る。又、Ｃｏ−６０やＣｓ−１３７の放射能量より
安全率を高く見積り他核種の放射能量を推測し（スケー
リングファクター法）、搬出管理に応用しようとしてい
る。しかしスケーリングファクター法の基礎になるＣｏ
−６０やＣｓ−１３７と他の核種との間の相関関係が必
ずしも再現性に優れている訳ではないので、実験及び実
測により得られた関係に安全係数として１０〜１００倍
を掛けているのが実情である。即ちそれだけ安全側に評
価している訳であるが、このことよりかなり過大評価を
受けざるをえない固化体が出てくる可能性が有る。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】従来技術では、固化体
１体当たりの全体の大まかな放射能インベントリーは把
握できるものの、含まれている核種と量を正確に把握す
ることは困難であった。又、スケーリングファクター法
では必要以上に安全側に評価してしまい、実際は搬出可
能な固化体であるのに再び処理しなおすか、サイト保管
を続けることになるという問題があった。これらは全て
廃棄物固化体１体当たりの放射能量及び含有核種が正確
に把握できていないことに起因する。
１体当たりの全体の大まかな放射能インベントリーは把
握できるものの、含まれている核種と量を正確に把握す
ることは困難であった。又、スケーリングファクター法
では必要以上に安全側に評価してしまい、実際は搬出可
能な固化体であるのに再び処理しなおすか、サイト保管
を続けることになるという問題があった。これらは全て
廃棄物固化体１体当たりの放射能量及び含有核種が正確
に把握できていないことに起因する。
【０００４】
【課題を解決するための手段】上記問題点を解決するた
めに、貯蔵タンク中の放射性廃棄物の一部又は全部を調
整タンクに抜き出し、廃棄物中の核種別の放射能濃度を
測定した後、以下に示す処理方法の少なくとも１つを含
む単数又は複数の選択肢中の処理方法の１つにより前記
廃棄物を処理する。
めに、貯蔵タンク中の放射性廃棄物の一部又は全部を調
整タンクに抜き出し、廃棄物中の核種別の放射能濃度を
測定した後、以下に示す処理方法の少なくとも１つを含
む単数又は複数の選択肢中の処理方法の１つにより前記
廃棄物を処理する。
【０００５】（１）固化処理系へ導入せずに貯蔵タンク
へ戻す。
へ戻す。
【０００６】（２）焼却処理した後残渣を固化処理す
る。
る。
【０００７】（３）熱分解により官能基及び放射性核種
を除去した後固化処理する。
を除去した後固化処理する。
【０００８】（４）溶離処理し、放射性核種を分離除去
した後固化処理する。
した後固化処理する。
【０００９】（５）直接固化処理系へ導入し、無機固化
材あるいは有機固化材を用いて固化する。
材あるいは有機固化材を用いて固化する。
【００１０】（６）途中の処理系で発生した気体廃棄物
は、排ガス処理系へ導入する。
は、排ガス処理系へ導入する。
【００１１】（７）他の廃棄物と混合し、固化体１体当
たりの放射能量をハンドリング容易な規定値に調整す
る。
たりの放射能量をハンドリング容易な規定値に調整す
る。
【００１２】即ち固化処理する前に廃棄物の含有放射性
核種及び放射能濃度を正確に把握する工程を新たに廃棄
物処理システムの中に導入する。又より正確に固化体１
体当たりのインベントリーを把握するために固化処理後
の固化体重量及び表面線量を測定し、固化処理以前のデ
ータと付けあわせる。これら２つの工程の内１つ以上を
放射性廃棄物処理システムに導入する。
核種及び放射能濃度を正確に把握する工程を新たに廃棄
物処理システムの中に導入する。又より正確に固化体１
体当たりのインベントリーを把握するために固化処理後
の固化体重量及び表面線量を測定し、固化処理以前のデ
ータと付けあわせる。これら２つの工程の内１つ以上を
放射性廃棄物処理システムに導入する。
【００１３】
【作用】固化処理する前に廃棄物の含有放射性核種及び
放射能濃度を正確に把握する工程を新たに廃棄物処理シ
ステムの中に導入することにより、固化体作成後の廃棄
物管理を容易かつ適正にすることが可能となる。即ち固
化体中の放射能インベントリーを正確に把握できている
ので搬出時に抜取り検査のみでの対応も可能となると予
想できる。又、固化処理後の固化体重量及び表面線量を
測定し、固化処理以前のデータと付けあわせることによ
り、１体ごとのより正確なラベリングが可能となる。
放射能濃度を正確に把握する工程を新たに廃棄物処理シ
ステムの中に導入することにより、固化体作成後の廃棄
物管理を容易かつ適正にすることが可能となる。即ち固
化体中の放射能インベントリーを正確に把握できている
ので搬出時に抜取り検査のみでの対応も可能となると予
想できる。又、固化処理後の固化体重量及び表面線量を
測定し、固化処理以前のデータと付けあわせることによ
り、１体ごとのより正確なラベリングが可能となる。
【００１４】
【実施例】本発明の一実施例を図１と図２により説明す
る。本実施例は沸騰水型原子力発電所から発生する使用
済みイオン交換樹脂（廃樹脂）と焼却灰および濃縮廃液
の３種類の廃棄物をセメントにて固化処理するものであ
り、得られた固化体の放射能濃度が法令の上限値を越え
ないようコントロールするものである。但し、本実施例
で対象とした法令の上限値は、表１に示す値である。
る。本実施例は沸騰水型原子力発電所から発生する使用
済みイオン交換樹脂（廃樹脂）と焼却灰および濃縮廃液
の３種類の廃棄物をセメントにて固化処理するものであ
り、得られた固化体の放射能濃度が法令の上限値を越え
ないようコントロールするものである。但し、本実施例
で対象とした法令の上限値は、表１に示す値である。
【００１５】
【表１】
【００１６】貯蔵容量１００ｍ3 のスラッジタンク１に
は主として炉浄化系から発生した粉末状の廃樹脂が貯蔵
されており、この廃樹脂は５％スラリーの状態でバルブ
２と抜き出しポンプ３を介して容量５ｍ3 の調整タンク
４に送られた。その後、調整タンク４中の廃樹脂（濃度
５％）の一部約６００kgを脱水機５に移送し、遠心脱水
により含水率を７０％にした後、ケーキ状の廃樹脂をス
クリューフィーダ６にて放射能測定槽７に送った。この
放射能測定槽７には半導体検出器８が設けられており、
廃樹脂中のＣｏ−６０とＣｓ−１３７濃度を測定できる
ようになっている。測定の結果は、Ｃｏ−６０が１×１
０15Ｂｑ／ｔ、Ｃｓ−１３７が２×109 Ｂｑ／ｔであ
り、Ｃｏ−６０に関しては表１に示した濃度上限値より
３桁も高いことがわかった。このまま固化処理すると、
得られた固化体を例えば陸地処分することが困難なた
め、固化処理を断念した。そこで、調整タンク４と放射
能測定槽７にある廃樹脂は、バイパスライン９を介して
元のスラッジタンク１に戻した。
は主として炉浄化系から発生した粉末状の廃樹脂が貯蔵
されており、この廃樹脂は５％スラリーの状態でバルブ
２と抜き出しポンプ３を介して容量５ｍ3 の調整タンク
４に送られた。その後、調整タンク４中の廃樹脂（濃度
５％）の一部約６００kgを脱水機５に移送し、遠心脱水
により含水率を７０％にした後、ケーキ状の廃樹脂をス
クリューフィーダ６にて放射能測定槽７に送った。この
放射能測定槽７には半導体検出器８が設けられており、
廃樹脂中のＣｏ−６０とＣｓ−１３７濃度を測定できる
ようになっている。測定の結果は、Ｃｏ−６０が１×１
０15Ｂｑ／ｔ、Ｃｓ−１３７が２×109 Ｂｑ／ｔであ
り、Ｃｏ−６０に関しては表１に示した濃度上限値より
３桁も高いことがわかった。このまま固化処理すると、
得られた固化体を例えば陸地処分することが困難なた
め、固化処理を断念した。そこで、調整タンク４と放射
能測定槽７にある廃樹脂は、バイパスライン９を介して
元のスラッジタンク１に戻した。
【００１７】次に、別のタンクに貯蔵している廃樹脂を
処理することにした。貯蔵容量５０ｍ3 の樹脂タンク１
０には主として復水浄化系から発生した粒状の廃樹脂が
貯蔵されており、この廃樹脂は２０％スラリーの状態で
バルブ１１と抜き出しポンプ１２を介して調整タンク４
に送られた。その後、調整タンク４中の廃樹脂（濃度２
０％）の一部約２５０kgを脱水機５に移し、遠心脱水に
より含水率を５０％にした後、この廃樹脂をスクリュー
フィーダ６にて放射能測定槽７に送った。その後Ｃｏ−
６０とＣｓ−１３７濃度を測定した結果、Ｃｏ−６０が
２×１０9Ｂｑ／ｔ、Ｃｓ−１３７が４×１０6Ｂｑ／ｔ
であり、表１の上限値を大幅に下まわっていることが
わかった。そこで次に、いわゆるスケーリングファクタ
（ＳＦ）法により他核種の放射能濃度の最大値を推定し
た。具体的には腐食主生成物であるＮｉ−５９，Ｎｉ−
６３，Ｎｂ−９４の値はＣｏ−６０濃度にＳＦ値を掛け
て求めたが、最大でもＮｉ−５９が１×１０8Ｂｑ／
ｔ，Ｎｉ−６３が２×１０10Ｂｑ／ｔ，Ｎｂ−９４が４
×１０6Ｂｑ／ｔ となった。また、核分裂生成物である
Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９、α核種についてはＣｓ−１３
７濃度にＳＦ値を掛けて求めたが、最大でもＳｒ−９０
が３×１０7Ｂｑ／ｔ，Ｉ−１２９が３×１０1Ｂｑ／
ｔ、α核種が３×１０6Ｂｑ／ｔ となった。また、Ｈ−
３とＣ−１４については、各々最大でも１×１０6Ｂｑ
／ｔ，７×１０7Ｂｑ／ｔであることがいわゆる平均値
法による実績データからわかっている。以上のようにＣ
ｏ−６０とＣｓ−１３７の実測値に基づいて他核種の濃
度を評価した結果、全ての核種が表１の上限値を下まわ
っていることが判った。但し、ＳＦ法による濃度評価で
はＳＦ値の実測データに１００倍の安全裕度を見込ん
だ。
処理することにした。貯蔵容量５０ｍ3 の樹脂タンク１
０には主として復水浄化系から発生した粒状の廃樹脂が
貯蔵されており、この廃樹脂は２０％スラリーの状態で
バルブ１１と抜き出しポンプ１２を介して調整タンク４
に送られた。その後、調整タンク４中の廃樹脂（濃度２
０％）の一部約２５０kgを脱水機５に移し、遠心脱水に
より含水率を５０％にした後、この廃樹脂をスクリュー
フィーダ６にて放射能測定槽７に送った。その後Ｃｏ−
６０とＣｓ−１３７濃度を測定した結果、Ｃｏ−６０が
２×１０9Ｂｑ／ｔ、Ｃｓ−１３７が４×１０6Ｂｑ／ｔ
であり、表１の上限値を大幅に下まわっていることが
わかった。そこで次に、いわゆるスケーリングファクタ
（ＳＦ）法により他核種の放射能濃度の最大値を推定し
た。具体的には腐食主生成物であるＮｉ−５９，Ｎｉ−
６３，Ｎｂ−９４の値はＣｏ−６０濃度にＳＦ値を掛け
て求めたが、最大でもＮｉ−５９が１×１０8Ｂｑ／
ｔ，Ｎｉ−６３が２×１０10Ｂｑ／ｔ，Ｎｂ−９４が４
×１０6Ｂｑ／ｔ となった。また、核分裂生成物である
Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９、α核種についてはＣｓ−１３
７濃度にＳＦ値を掛けて求めたが、最大でもＳｒ−９０
が３×１０7Ｂｑ／ｔ，Ｉ−１２９が３×１０1Ｂｑ／
ｔ、α核種が３×１０6Ｂｑ／ｔ となった。また、Ｈ−
３とＣ−１４については、各々最大でも１×１０6Ｂｑ
／ｔ，７×１０7Ｂｑ／ｔであることがいわゆる平均値
法による実績データからわかっている。以上のようにＣ
ｏ−６０とＣｓ−１３７の実測値に基づいて他核種の濃
度を評価した結果、全ての核種が表１の上限値を下まわ
っていることが判った。但し、ＳＦ法による濃度評価で
はＳＦ値の実測データに１００倍の安全裕度を見込ん
だ。
【００１８】以上より、この廃樹脂を固化処理した場合
には、例えば固化体を陸地処分することが十分に可能で
あると判断し、以上のデータを計算機１３に入力すると
共に固化処理を実施することにした。即ち、放射能測定
槽７にある廃樹脂（重量100kg、含水率５０％）をスク
リューフィーダ１４にて固化容器１５に移送すると共
に、セメントサイロ１６からセメントを主成分とする固
化材（本実施例では特願平1−221502 号に示す繊維強化
セメントを使用）１２０kgと水タンク１７から減水剤１
kgを含む混練水６０kgが供給された。その際、固化容器
１５には撹拌機１８が挿入されており、これを回転させ
ることによりセメントペーストを作成し固化体を得た。
尚、この際に、固化容器に供給した廃樹脂，固化材，混
練水のデータも計算機１３に入力した。
には、例えば固化体を陸地処分することが十分に可能で
あると判断し、以上のデータを計算機１３に入力すると
共に固化処理を実施することにした。即ち、放射能測定
槽７にある廃樹脂（重量100kg、含水率５０％）をスク
リューフィーダ１４にて固化容器１５に移送すると共
に、セメントサイロ１６からセメントを主成分とする固
化材（本実施例では特願平1−221502 号に示す繊維強化
セメントを使用）１２０kgと水タンク１７から減水剤１
kgを含む混練水６０kgが供給された。その際、固化容器
１５には撹拌機１８が挿入されており、これを回転させ
ることによりセメントペーストを作成し固化体を得た。
尚、この際に、固化容器に供給した廃樹脂，固化材，混
練水のデータも計算機１３に入力した。
【００１９】以上の方法により得られた固化体は、強度
などの機械的性質は十分なものであり、核種別の放射能
濃度に関しても表１の上限値を下回るものであった。
などの機械的性質は十分なものであり、核種別の放射能
濃度に関しても表１の上限値を下回るものであった。
【００２０】次に、計算機１３に取り込まれたデータの
処理プロセスについて図２を用いて説明する。計算機に
は、あらかじめ固化処理に関する初期条件（ＩＤ番号，
処理日時，固化対象廃棄物の種類，発生履歴等）がイン
プットされている。次に放射能測定槽７の測定結果に基
づいて対象廃棄物の核種別の放射能濃度が記録される。
但しここでは濃度の評価方法についてもデータを残す。
即ち本実施例ではＣｏ−６０とＣｓ−１３７は直接測定
Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｎｂ−９４，Ｓｒ−９０，Ｉ
−１２９、α核種はＳＦ法，Ｈ−３とＣ−１４は平均値
法にて評価したものをデータとして残す。次に、廃棄物
の固化方法に関するデータを残す。即ち用いた廃棄物固
化材と混練水の種類と量及び固化装置の運転条件、更に
使用した固化容器の仕様等を記録する。以上のデータを
用いると、次のように最終的な固化体の物性を評価する
ことができる。まず核種別の放射能濃度については、廃
棄物自身の濃度データと固化体組成データ(廃棄物／固
化材／混練水の重量比)より容易に計算できる。また固
化体の機械的性質（一軸圧縮強度，比重，空隙率等）も
固化体組成データと固化装置運転条件から評価可能であ
り、これらについても必要に応じて記録する。また、最
終的な固化体の重量や表面線量率についてもデータを記
録，保管しておくことが望ましい。以上のデータは一定
のフォーマットに従って整理すると共に、最初に入力し
たＩＤ番号を刻印等の方法で固化体にも記録，ラベリン
グしておく。これにより将来この固化体を例えば陸地処
分のために搬出しようとした時、放射能濃度を含む固化
体の履歴を正確に把握することが可能となる。
処理プロセスについて図２を用いて説明する。計算機に
は、あらかじめ固化処理に関する初期条件（ＩＤ番号，
処理日時，固化対象廃棄物の種類，発生履歴等）がイン
プットされている。次に放射能測定槽７の測定結果に基
づいて対象廃棄物の核種別の放射能濃度が記録される。
但しここでは濃度の評価方法についてもデータを残す。
即ち本実施例ではＣｏ−６０とＣｓ−１３７は直接測定
Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｎｂ−９４，Ｓｒ−９０，Ｉ
−１２９、α核種はＳＦ法，Ｈ−３とＣ−１４は平均値
法にて評価したものをデータとして残す。次に、廃棄物
の固化方法に関するデータを残す。即ち用いた廃棄物固
化材と混練水の種類と量及び固化装置の運転条件、更に
使用した固化容器の仕様等を記録する。以上のデータを
用いると、次のように最終的な固化体の物性を評価する
ことができる。まず核種別の放射能濃度については、廃
棄物自身の濃度データと固化体組成データ(廃棄物／固
化材／混練水の重量比)より容易に計算できる。また固
化体の機械的性質（一軸圧縮強度，比重，空隙率等）も
固化体組成データと固化装置運転条件から評価可能であ
り、これらについても必要に応じて記録する。また、最
終的な固化体の重量や表面線量率についてもデータを記
録，保管しておくことが望ましい。以上のデータは一定
のフォーマットに従って整理すると共に、最初に入力し
たＩＤ番号を刻印等の方法で固化体にも記録，ラベリン
グしておく。これにより将来この固化体を例えば陸地処
分のために搬出しようとした時、放射能濃度を含む固化
体の履歴を正確に把握することが可能となる。
【００２１】次に、Ｎａ2ＳＯ4を主成分とする濃縮廃液
（濃廃）を処理する場合について、同じく図１により説
明する。貯蔵容量１５０ｍ3 の濃廃タンク１９に貯蔵さ
れている濃度約２５％の濃縮廃液約１００kgをバルブ２
０とポンプ２１を介して放射能測定槽７に送った。ここ
でγ核種のため非接触測定が容易なＣｏ−６０とＣｓ−
１３７の濃度を半導体検出器８により測定した結果、Ｃ
ｏ−６０が１×１０11Ｂｑ／ｔ，Ｃｓ−１３７が４×１
０5Ｂｑ／ｔ であり、各々、表１の上限値を下回ってい
ることがわかった。そこで次にＳＦ法にて他核種の濃度
を評価した。Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｎｂ−９４はＣ
ｏ−６０濃度にＳＦ値を掛けて求めたが、最大でＮｉ−
５９が５×１０9Ｂｑ／ｔ，Ｎｉ−６３が１×１０12Ｂ
ｑ ／ｔ、Ｎｂ−９４が２×１０8Ｂｑ／ｔとなりＮｉ−
５９とＮｉ−６３に関しては表１の上限値を越える可能
性のあるこたがわかった。（Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９、
α核種についてはＣｓ−１３７濃度からＳＦ法により、
またＨ−３とＣ−１４は平均値法にて核種別の濃度を評
価したが、これらは表１の上限値を大幅に下回った）。
そこで放射能測定槽７に取り付けられているサンプリン
グポート２２より濃縮廃液１００ｍリットルをサンプリ
ングし、β核種であるＮｉ−５９とＮｉ−６３の濃度を
液体シンチレ−タにより測定した。その結果Ｎｉ−５９
は７×１０7Ｂｑ／ｔ，Ｎｉ−６３は３×１０10Ｂｑ／
ｔ と表１の上限値より２桁も低いことがわかった。こ
のように実測値がＳＦ法による推定値より小さな値とな
る理由は、ＳＦ法では約１００倍の安全裕度を見込んで
いることに起因する。
（濃廃）を処理する場合について、同じく図１により説
明する。貯蔵容量１５０ｍ3 の濃廃タンク１９に貯蔵さ
れている濃度約２５％の濃縮廃液約１００kgをバルブ２
０とポンプ２１を介して放射能測定槽７に送った。ここ
でγ核種のため非接触測定が容易なＣｏ−６０とＣｓ−
１３７の濃度を半導体検出器８により測定した結果、Ｃ
ｏ−６０が１×１０11Ｂｑ／ｔ，Ｃｓ−１３７が４×１
０5Ｂｑ／ｔ であり、各々、表１の上限値を下回ってい
ることがわかった。そこで次にＳＦ法にて他核種の濃度
を評価した。Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｎｂ−９４はＣ
ｏ−６０濃度にＳＦ値を掛けて求めたが、最大でＮｉ−
５９が５×１０9Ｂｑ／ｔ，Ｎｉ−６３が１×１０12Ｂ
ｑ ／ｔ、Ｎｂ−９４が２×１０8Ｂｑ／ｔとなりＮｉ−
５９とＮｉ−６３に関しては表１の上限値を越える可能
性のあるこたがわかった。（Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９、
α核種についてはＣｓ−１３７濃度からＳＦ法により、
またＨ−３とＣ−１４は平均値法にて核種別の濃度を評
価したが、これらは表１の上限値を大幅に下回った）。
そこで放射能測定槽７に取り付けられているサンプリン
グポート２２より濃縮廃液１００ｍリットルをサンプリ
ングし、β核種であるＮｉ−５９とＮｉ−６３の濃度を
液体シンチレ−タにより測定した。その結果Ｎｉ−５９
は７×１０7Ｂｑ／ｔ，Ｎｉ−６３は３×１０10Ｂｑ／
ｔ と表１の上限値より２桁も低いことがわかった。こ
のように実測値がＳＦ法による推定値より小さな値とな
る理由は、ＳＦ法では約１００倍の安全裕度を見込んで
いることに起因する。
【００２２】以上により、濃縮廃液についても表１の上
限値を下回ることを確認できたので、この濃縮廃液（濃
度２５％，１００kg）を固化容器１５に移送した後、セ
メントサイロ１６から固化材３００kgを供給し、撹拌機
１８にて混練して固化体を作成した。得られた固化体
は、放射能濃度の面からも、また機械的性質の面から
も、例えば陸地処分することが可能なものであることを
確認した。そこで、前に述べた廃樹脂固化体と同様に、
計算機１３にて各種データを記録，ファイリングすると
共にこの記録と固化体が１対１で対応するよう固化体に
ＩＤ番号をラベリングした後、これを廃棄物貯蔵庫に保
管した。
限値を下回ることを確認できたので、この濃縮廃液（濃
度２５％，１００kg）を固化容器１５に移送した後、セ
メントサイロ１６から固化材３００kgを供給し、撹拌機
１８にて混練して固化体を作成した。得られた固化体
は、放射能濃度の面からも、また機械的性質の面から
も、例えば陸地処分することが可能なものであることを
確認した。そこで、前に述べた廃樹脂固化体と同様に、
計算機１３にて各種データを記録，ファイリングすると
共にこの記録と固化体が１対１で対応するよう固化体に
ＩＤ番号をラベリングした後、これを廃棄物貯蔵庫に保
管した。
【００２３】次に、可燃性雑固体を焼却して得られた焼
却灰を処理する場合について、同じく図１により説明す
る。ドラム缶内に保管されていた焼却灰約１００kgは、
まず放射能測定槽７に移送された。この焼却灰は放射能
濃度が比較的高いことが予めわかっていたため、放射能
測定槽７に取り付けられたサンプリングポ−ト２２より
サンプリングし表１に示す１１各種の濃度を測定した。
その結果Ｎｉ−５９，Ｓｒ−９０、α核種の３核種が表
１に示す上限値を越えることがわかった。これらの具体
的な濃度はＮｉ−５９が５×１０10Ｂｑ／ｔ，Ｓｒ−９
０が２×１０11Ｂｑ／ｔ、α核種が６×１０8Ｂｑ／ｔ
であった。一方セメント固化では２００リットルドラム
缶当たり最大１００kgの焼却灰を固化すること、最終的
な放射能濃度が表１に示す上限値を越えてしまうことが
わかった。本実施例では、このような計算は上記放射能
濃度測定結果に基づき、計算機１３が行った。同時に計
算機１３では、焼却灰の充填量を２００リットルドラム
缶当たり２０kgにまで減少させれば、最終的な固化体の
放射能濃度が表１の上限値を下回ることが計算された。
そこで放射能測定槽７にある焼却灰１００kgを２０kgず
つ５回に分け５本の固化体を作成することにした（前述
のように焼却灰１００kgを１本の固化体にすることも物
理的には可能であるが、表１の上限値を越えてしま
う）。即ち放射能測定槽にある焼却灰のうち２０kgをス
クリューフィーダ１４にて固化容器１５に移送した後、
セメントサイロ１６から固化材２５０kgと水タンク１７
から混練水１３０kgを供給し、撹拌機１８により固化体
を作成した。このようにして得られた固化体は、固化体
の組成（焼却灰／セメント／水＝５％／６２.５％／３
２.５％）と焼却灰の放射能濃度（特に問題となるＮｉ
−５９が５×１０10Ｂｑ／ｔ，Ｓｒ−９０が２×１０11
Ｂｑ／ｔ、α核種が６×１０8Ｂｑ／ｔ ）より計算する
と、最大でもＮｉ−５９が３×１０9Ｂｑ／ｔ ，Ｓｒ−
９０が１×１０10Ｂｑ／ｔ、α核種が３×１０7Ｂｑ／
ｔ となり、いずれも表１の上限値を下回ることがわか
った。そこで図２に示した内容と同様の固化体管理デー
タを作成すると共に、固化体にＩＤ番号をラベリング
し、これを貯蔵庫に保管した。
却灰を処理する場合について、同じく図１により説明す
る。ドラム缶内に保管されていた焼却灰約１００kgは、
まず放射能測定槽７に移送された。この焼却灰は放射能
濃度が比較的高いことが予めわかっていたため、放射能
測定槽７に取り付けられたサンプリングポ−ト２２より
サンプリングし表１に示す１１各種の濃度を測定した。
その結果Ｎｉ−５９，Ｓｒ−９０、α核種の３核種が表
１に示す上限値を越えることがわかった。これらの具体
的な濃度はＮｉ−５９が５×１０10Ｂｑ／ｔ，Ｓｒ−９
０が２×１０11Ｂｑ／ｔ、α核種が６×１０8Ｂｑ／ｔ
であった。一方セメント固化では２００リットルドラム
缶当たり最大１００kgの焼却灰を固化すること、最終的
な放射能濃度が表１に示す上限値を越えてしまうことが
わかった。本実施例では、このような計算は上記放射能
濃度測定結果に基づき、計算機１３が行った。同時に計
算機１３では、焼却灰の充填量を２００リットルドラム
缶当たり２０kgにまで減少させれば、最終的な固化体の
放射能濃度が表１の上限値を下回ることが計算された。
そこで放射能測定槽７にある焼却灰１００kgを２０kgず
つ５回に分け５本の固化体を作成することにした（前述
のように焼却灰１００kgを１本の固化体にすることも物
理的には可能であるが、表１の上限値を越えてしま
う）。即ち放射能測定槽にある焼却灰のうち２０kgをス
クリューフィーダ１４にて固化容器１５に移送した後、
セメントサイロ１６から固化材２５０kgと水タンク１７
から混練水１３０kgを供給し、撹拌機１８により固化体
を作成した。このようにして得られた固化体は、固化体
の組成（焼却灰／セメント／水＝５％／６２.５％／３
２.５％）と焼却灰の放射能濃度（特に問題となるＮｉ
−５９が５×１０10Ｂｑ／ｔ，Ｓｒ−９０が２×１０11
Ｂｑ／ｔ、α核種が６×１０8Ｂｑ／ｔ ）より計算する
と、最大でもＮｉ−５９が３×１０9Ｂｑ／ｔ ，Ｓｒ−
９０が１×１０10Ｂｑ／ｔ、α核種が３×１０7Ｂｑ／
ｔ となり、いずれも表１の上限値を下回ることがわか
った。そこで図２に示した内容と同様の固化体管理デー
タを作成すると共に、固化体にＩＤ番号をラベリング
し、これを貯蔵庫に保管した。
【００２４】以上の方法によれば、固化体別の放射能濃
度や廃棄物の処理履歴を正確に把握できるのみならず、
例えば将来これら固化体を陸地処分しようとした時に放
射能濃度が高いために処分が困難となるなどの問題を事
前に解決しておくことができる。
度や廃棄物の処理履歴を正確に把握できるのみならず、
例えば将来これら固化体を陸地処分しようとした時に放
射能濃度が高いために処分が困難となるなどの問題を事
前に解決しておくことができる。
【００２５】本発明の他の具体的な実施例を図３を用い
て説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般
について適用可能であるが、ここでは原子力発電所から
出てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。原
子力発電所では炉水の性状を保つために、炉浄化系と復
水浄化系にイオン交換樹脂を用いている。復水浄化系よ
り出てくる廃樹脂は固化処理された実績が有るが、炉浄
化系より出てくる廃樹脂いわゆる中レベル樹脂は発電所
内のタンクに保管されている。本実施例では、この保管
されている中レベル廃樹脂及び復水浄化系より出てくる
固化処理された実績の有る低レベル廃樹脂の処理方法に
ついて述べるものである。発電所施設より出てくる放射
性廃樹脂は平均容量約３００ｍ3 の廃樹脂貯蔵タンク２
３に貯蔵されている。廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵され
ている放射性廃樹脂（使用済みイオン交換樹脂）は数ｍ
3から数十ｍ3規模の調整槽（調整タンク）２４へ導入さ
れる。調整槽２４には放射能量を測定するためのサンプ
リングポート２５が設置されておりここで調整槽２４よ
り少量の廃樹脂が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−137，Ｔ
ｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−
１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１
１核種）の放射能量が計測される。この測定によりＣｏ
−６０，Ｃｓ−１３７の２核種の合計が所定量を越えた
もの又は１１核種の合計が所定量を越えたもの及び１１
核種のうちいずれか１核種でも所定量を越えたものにつ
いては、調整槽２４の全量を戻しポンプ３３及び戻しパ
ス３４を介して廃樹脂貯蔵タンク２３に戻す。所定量を
越えなかったものは、調整槽２４の全量を脱水機２６へ
導入し、余剰水を除去する。続いて受けタンク２７へ導
入される。受けタンク２７には放射能量を測定するため
のサンプリングポート２５が設置されておりここで再び
受けタンク２７より少量の廃樹脂が採取されＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が計測され
る。この測定によりＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７の２核種
の合計が所定量を越えたもの又は１１核種の合計が所定
量を越えたもの及び１１核種のうちいずれか１核種でも
所定量を越えたものについては、受けタンクの全量を廃
樹脂貯蔵タンク２３に戻すことも可能である。放射能量
の計測は調整槽２４，受けタンク２７のいずれか１箇所
以上で行う。放射能計測で所定量を越えなかった廃樹脂
は、続いて混練槽３１へ導入され固化処理される。混練
槽３１へは続いて固化材タンク２８よりセメントが、水
タンク２９より所定量の混練水が導入される。必要に応
じて添加剤タンク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着
剤あるいは流動化剤，減水剤等が導入され混練槽３１内
で充分に撹拌混練される。樹脂充填量を増やした場合
は、セメントを用いて予め予備混練をしておき、数時間
あるいは数日後に本混練を行うとうまく固化することが
出来る。混練後、速やかに固化容器３２（ドラム缶ある
いはＰＩＣ容器）に導入される。養生後完全に固化した
固化体は、続いて固化体検査装置３５へ導入されて、固
化体重量及び表面線量，放射能量を計測し、固化処理以
前に計測したデータと照合し、２つのデータを保管す
る。固化体検査装置３５をへた固化体は、搬出対象固化
体及び中間貯蔵対象固化体とされえる。中間貯蔵する場
合は、固化体検査装置３５を介さなくとも良い。こうし
て作成された放射性廃樹脂固化体の充填率は最大６０kg
／ドラムを示した。
て説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般
について適用可能であるが、ここでは原子力発電所から
出てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。原
子力発電所では炉水の性状を保つために、炉浄化系と復
水浄化系にイオン交換樹脂を用いている。復水浄化系よ
り出てくる廃樹脂は固化処理された実績が有るが、炉浄
化系より出てくる廃樹脂いわゆる中レベル樹脂は発電所
内のタンクに保管されている。本実施例では、この保管
されている中レベル廃樹脂及び復水浄化系より出てくる
固化処理された実績の有る低レベル廃樹脂の処理方法に
ついて述べるものである。発電所施設より出てくる放射
性廃樹脂は平均容量約３００ｍ3 の廃樹脂貯蔵タンク２
３に貯蔵されている。廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵され
ている放射性廃樹脂（使用済みイオン交換樹脂）は数ｍ
3から数十ｍ3規模の調整槽（調整タンク）２４へ導入さ
れる。調整槽２４には放射能量を測定するためのサンプ
リングポート２５が設置されておりここで調整槽２４よ
り少量の廃樹脂が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−137，Ｔ
ｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−
１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１
１核種）の放射能量が計測される。この測定によりＣｏ
−６０，Ｃｓ−１３７の２核種の合計が所定量を越えた
もの又は１１核種の合計が所定量を越えたもの及び１１
核種のうちいずれか１核種でも所定量を越えたものにつ
いては、調整槽２４の全量を戻しポンプ３３及び戻しパ
ス３４を介して廃樹脂貯蔵タンク２３に戻す。所定量を
越えなかったものは、調整槽２４の全量を脱水機２６へ
導入し、余剰水を除去する。続いて受けタンク２７へ導
入される。受けタンク２７には放射能量を測定するため
のサンプリングポート２５が設置されておりここで再び
受けタンク２７より少量の廃樹脂が採取されＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が計測され
る。この測定によりＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７の２核種
の合計が所定量を越えたもの又は１１核種の合計が所定
量を越えたもの及び１１核種のうちいずれか１核種でも
所定量を越えたものについては、受けタンクの全量を廃
樹脂貯蔵タンク２３に戻すことも可能である。放射能量
の計測は調整槽２４，受けタンク２７のいずれか１箇所
以上で行う。放射能計測で所定量を越えなかった廃樹脂
は、続いて混練槽３１へ導入され固化処理される。混練
槽３１へは続いて固化材タンク２８よりセメントが、水
タンク２９より所定量の混練水が導入される。必要に応
じて添加剤タンク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着
剤あるいは流動化剤，減水剤等が導入され混練槽３１内
で充分に撹拌混練される。樹脂充填量を増やした場合
は、セメントを用いて予め予備混練をしておき、数時間
あるいは数日後に本混練を行うとうまく固化することが
出来る。混練後、速やかに固化容器３２（ドラム缶ある
いはＰＩＣ容器）に導入される。養生後完全に固化した
固化体は、続いて固化体検査装置３５へ導入されて、固
化体重量及び表面線量，放射能量を計測し、固化処理以
前に計測したデータと照合し、２つのデータを保管す
る。固化体検査装置３５をへた固化体は、搬出対象固化
体及び中間貯蔵対象固化体とされえる。中間貯蔵する場
合は、固化体検査装置３５を介さなくとも良い。こうし
て作成された放射性廃樹脂固化体の充填率は最大６０kg
／ドラムを示した。
【００２６】次に、もう一つ別の実施例を図４を用いて
説明する。この実施例も原子力施設より出てくる放射性
廃棄物一般について適用可能であるが、ここでは原子力
発電所から出てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を
述べる。原子力発電所では炉水の性状を保つために、炉
浄化系と復水浄化系にイオン交換樹脂を用いている。復
水浄化系より出てくる廃樹脂は固化処理された実績が有
るが、炉浄化系より出てくる廃樹脂いわゆる中レベル樹
脂は発電所内のタンクに保管されている。本実施例で
は、この保管されている中レベル廃樹脂及び復水浄化系
より出てくる固化処理された実績の有る低レベル廃樹脂
の処理方法について特にペレット固化について述べるも
のである。発電所施設より出てくる放射性廃樹脂は平均
容量約300ｍ3 の廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されてい
る。廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されている放射性廃樹
脂（使用済みイオン交換樹脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規
模の調整槽（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２
４には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで調整槽２４より少量の廃樹脂
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能量が計測される。この測定によりＣｏ−６０，Ｃｓ
−１３７の２核種の合計が所定量を越えたもの又は１１
核種の合計が所定量を越えたもの及び１１核種のうちい
ずれか１核種でも所定量を越えたものについては、調整
槽２４の全量を戻しポンプ３３及び戻しパス３４を介し
て廃樹脂貯蔵タンク２３に戻す。所定量を越えなかった
ものは、薄膜乾燥機２６に導入され粉体化される。続い
て粉体受けタンクに導入され、ここでバインダータンク
４０より供給される造粒用バインダー少量と充分に混合
された後、造粒機３８へ導入され造粒(ペレット)され
る。造粒された廃樹脂は、速やかに固化容器３２（ドラ
ム缶あるいはＰＩＣ容器）に導入される。一方、固化材
は、混練槽３９固化材タンク２８よりセメントが、水タ
ンク２９より所定量の混練水が導入される。必要に応じ
て添加剤タンク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着剤
あるいは流動化剤，減水剤等が導入され混練槽３９内で
充分に撹拌混練される。その後っペレットが充填されて
いる固化容器３２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容器）に注
入される。養生後完全に固化した固化体は、続いて固化
体検査装置３５へ導入されて、固化体重量及び表面線
量，放射能量を計測し、固化処理以前に計測したデータ
と照合し、２つのデータを保管する。固化体検査装置３
５をへた固化体は、搬出対象固化体及び中間貯蔵対象固
化体とされえる。中間貯蔵する場合は、固化体検査装置
３５を介さなくとも良い。こうして作成された放射性廃
樹脂固化体の充填率は最大１２０kg／ドラムを示した。
説明する。この実施例も原子力施設より出てくる放射性
廃棄物一般について適用可能であるが、ここでは原子力
発電所から出てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を
述べる。原子力発電所では炉水の性状を保つために、炉
浄化系と復水浄化系にイオン交換樹脂を用いている。復
水浄化系より出てくる廃樹脂は固化処理された実績が有
るが、炉浄化系より出てくる廃樹脂いわゆる中レベル樹
脂は発電所内のタンクに保管されている。本実施例で
は、この保管されている中レベル廃樹脂及び復水浄化系
より出てくる固化処理された実績の有る低レベル廃樹脂
の処理方法について特にペレット固化について述べるも
のである。発電所施設より出てくる放射性廃樹脂は平均
容量約300ｍ3 の廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されてい
る。廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されている放射性廃樹
脂（使用済みイオン交換樹脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規
模の調整槽（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２
４には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで調整槽２４より少量の廃樹脂
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能量が計測される。この測定によりＣｏ−６０，Ｃｓ
−１３７の２核種の合計が所定量を越えたもの又は１１
核種の合計が所定量を越えたもの及び１１核種のうちい
ずれか１核種でも所定量を越えたものについては、調整
槽２４の全量を戻しポンプ３３及び戻しパス３４を介し
て廃樹脂貯蔵タンク２３に戻す。所定量を越えなかった
ものは、薄膜乾燥機２６に導入され粉体化される。続い
て粉体受けタンクに導入され、ここでバインダータンク
４０より供給される造粒用バインダー少量と充分に混合
された後、造粒機３８へ導入され造粒(ペレット)され
る。造粒された廃樹脂は、速やかに固化容器３２（ドラ
ム缶あるいはＰＩＣ容器）に導入される。一方、固化材
は、混練槽３９固化材タンク２８よりセメントが、水タ
ンク２９より所定量の混練水が導入される。必要に応じ
て添加剤タンク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着剤
あるいは流動化剤，減水剤等が導入され混練槽３９内で
充分に撹拌混練される。その後っペレットが充填されて
いる固化容器３２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容器）に注
入される。養生後完全に固化した固化体は、続いて固化
体検査装置３５へ導入されて、固化体重量及び表面線
量，放射能量を計測し、固化処理以前に計測したデータ
と照合し、２つのデータを保管する。固化体検査装置３
５をへた固化体は、搬出対象固化体及び中間貯蔵対象固
化体とされえる。中間貯蔵する場合は、固化体検査装置
３５を介さなくとも良い。こうして作成された放射性廃
樹脂固化体の充填率は最大１２０kg／ドラムを示した。
【００２７】次に、もう一つ別の実施例を図５を用いて
説明する。この実施例も原子力施設より出てくる放射性
廃棄物一般について適用可能であるが、ここでは原子力
発電所から出てくる放射性焼却灰に的を絞って実施例を
述べる。原子力発電所では発生廃棄物の量を低減するた
めに可燃性廃棄物は焼却して減容している。ここではそ
のような放射性焼却灰に的を絞る。特にペレット固化方
法について述べる。焼却灰貯蔵タンク４１に貯蔵されて
いる放射性焼却灰は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽
（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２４には放射
能量を測定するためのサンプリングポート２５が設置さ
れておりここで調整槽２４より少量の焼却灰が採取され
Ｃｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，
Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９， Ｎｂ−９４，
Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が
計測される。計測されたデータは保管される。計測後、
受けタンク４３へ導入される。測定値が所定量を越えな
いものはそのまま固化処理系へ導入する。一方、測定値
が所定量を越えた場合は、固化体中への充填量を減らす
か又は、低レベル焼却灰タンク４２より所定量受けタン
ク４３へ導入し調整する。以上のようにして調整あるい
は合格した焼却灰は、続いて造粒機３８へ導入され造粒
（ペレット）される。造粒された廃樹脂は、速やかに固
化容器３２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容器）に導入され
る。一方、固化材は、混練槽３９へ固化材タンク２８よ
りセメントが、水タンク２９より所定量の混練水が導入
される。必要に応じて添加剤タンク３０より炭素あるい
は金属繊維，吸着剤あるいは流動化剤，減水剤等が導入
され混練槽３９内で充分に撹拌混練される。その後っペ
レットが充填されている固化容器３２（ドラム缶あるい
はＰＩＣ容器）に注入される。養生後完全に固化した固
化体は、続いて固化体検査装置３５へ導入されて、固化
体重量及び表面線量，放射能量を計測し、固化処理以前
に計測したデータと照合し、２つのデータを保管する。
固化体検査装置３５をへた固化体は、搬出対象固化体及
び中間貯蔵対象固化体とされえる。中間貯蔵する場合
は、固化体検査装置３５を介さなくとも良い。こうして
作成された放射性焼却灰固化体の充填率は最大２００kg
／ドラムを示した。
説明する。この実施例も原子力施設より出てくる放射性
廃棄物一般について適用可能であるが、ここでは原子力
発電所から出てくる放射性焼却灰に的を絞って実施例を
述べる。原子力発電所では発生廃棄物の量を低減するた
めに可燃性廃棄物は焼却して減容している。ここではそ
のような放射性焼却灰に的を絞る。特にペレット固化方
法について述べる。焼却灰貯蔵タンク４１に貯蔵されて
いる放射性焼却灰は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽
（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２４には放射
能量を測定するためのサンプリングポート２５が設置さ
れておりここで調整槽２４より少量の焼却灰が採取され
Ｃｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，
Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９， Ｎｂ−９４，
Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が
計測される。計測されたデータは保管される。計測後、
受けタンク４３へ導入される。測定値が所定量を越えな
いものはそのまま固化処理系へ導入する。一方、測定値
が所定量を越えた場合は、固化体中への充填量を減らす
か又は、低レベル焼却灰タンク４２より所定量受けタン
ク４３へ導入し調整する。以上のようにして調整あるい
は合格した焼却灰は、続いて造粒機３８へ導入され造粒
（ペレット）される。造粒された廃樹脂は、速やかに固
化容器３２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容器）に導入され
る。一方、固化材は、混練槽３９へ固化材タンク２８よ
りセメントが、水タンク２９より所定量の混練水が導入
される。必要に応じて添加剤タンク３０より炭素あるい
は金属繊維，吸着剤あるいは流動化剤，減水剤等が導入
され混練槽３９内で充分に撹拌混練される。その後っペ
レットが充填されている固化容器３２（ドラム缶あるい
はＰＩＣ容器）に注入される。養生後完全に固化した固
化体は、続いて固化体検査装置３５へ導入されて、固化
体重量及び表面線量，放射能量を計測し、固化処理以前
に計測したデータと照合し、２つのデータを保管する。
固化体検査装置３５をへた固化体は、搬出対象固化体及
び中間貯蔵対象固化体とされえる。中間貯蔵する場合
は、固化体検査装置３５を介さなくとも良い。こうして
作成された放射性焼却灰固化体の充填率は最大２００kg
／ドラムを示した。
【００２８】次に、もう一つ別の実施例を図６を用いて
説明する。この実施例も原子力施設より出てくる放射性
廃棄物一般について適用可能であるが、ここでは原子力
発電所から出てくる放射性焼却灰に的を絞って実施例を
述べる。原子力発電所では発生廃棄物の量を低減するた
めに可燃性廃棄物は焼却して減容している。ここではそ
のような放射性焼却灰に的を絞る。特に均質固化方法
（直接固化方法）について述べる。焼却灰貯蔵タンク４
１に貯蔵されている放射性焼却灰は数ｍ3 から数十ｍ3
規模の調整槽(調整タンク)２４へ導入される。調整槽２
４には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで調整槽２４より少量の焼却灰
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能量が計測される。計測されたデータは保管される。
計測後、受けタンク４３へ導入される。測定値が所定量
を越えないものはそのまま固化処理系へ導入する。一
方、測定値が所定量を越えた場合は、固化体中への充填
量を減らすか又は、低レベル焼却灰タンク４２より所定
量受けタンク４３へ導入し調整する。受けタンク４３で
均質に撹拌混合した後、混練槽３９へ導入する。一方、
固化材は、混練槽３９へ固化材タンク２８よりセメント
が、水タンク２９より所定量の混練水が導入される。必
要に応じて添加剤タンク３０より炭素あるいは金属繊
維，吸着剤あるいは流動化剤，減水剤等が導入され混練
槽３９内で焼却灰と共に充分に撹拌混練される。その
後、混練後、速やかに固化容器３２（ドラム缶あるいは
ＰＩＣ容器）に導入される。養生後完全に固化した固化
体は、続いて固化体検査装置３５へ導入されて、固化体
重量及び表面線量，放射能量を計測し、固化処理以前に
計測したデータと照合し、２つのデータを保管する。固
化体検査装置３５をへた固化体は、搬出対象固化体及び
中間貯蔵対象固化体とされえる。中間貯蔵する場合は、
固化体検査装置３５を介さなくとも良い。こうして作成
された放射性焼却灰固化体の充填率は最大１００kg／ド
ラムを示した。
説明する。この実施例も原子力施設より出てくる放射性
廃棄物一般について適用可能であるが、ここでは原子力
発電所から出てくる放射性焼却灰に的を絞って実施例を
述べる。原子力発電所では発生廃棄物の量を低減するた
めに可燃性廃棄物は焼却して減容している。ここではそ
のような放射性焼却灰に的を絞る。特に均質固化方法
（直接固化方法）について述べる。焼却灰貯蔵タンク４
１に貯蔵されている放射性焼却灰は数ｍ3 から数十ｍ3
規模の調整槽(調整タンク)２４へ導入される。調整槽２
４には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで調整槽２４より少量の焼却灰
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能量が計測される。計測されたデータは保管される。
計測後、受けタンク４３へ導入される。測定値が所定量
を越えないものはそのまま固化処理系へ導入する。一
方、測定値が所定量を越えた場合は、固化体中への充填
量を減らすか又は、低レベル焼却灰タンク４２より所定
量受けタンク４３へ導入し調整する。受けタンク４３で
均質に撹拌混合した後、混練槽３９へ導入する。一方、
固化材は、混練槽３９へ固化材タンク２８よりセメント
が、水タンク２９より所定量の混練水が導入される。必
要に応じて添加剤タンク３０より炭素あるいは金属繊
維，吸着剤あるいは流動化剤，減水剤等が導入され混練
槽３９内で焼却灰と共に充分に撹拌混練される。その
後、混練後、速やかに固化容器３２（ドラム缶あるいは
ＰＩＣ容器）に導入される。養生後完全に固化した固化
体は、続いて固化体検査装置３５へ導入されて、固化体
重量及び表面線量，放射能量を計測し、固化処理以前に
計測したデータと照合し、２つのデータを保管する。固
化体検査装置３５をへた固化体は、搬出対象固化体及び
中間貯蔵対象固化体とされえる。中間貯蔵する場合は、
固化体検査装置３５を介さなくとも良い。こうして作成
された放射性焼却灰固化体の充填率は最大１００kg／ド
ラムを示した。
【００２９】次に、もう一つ別の実施例を図７を用いて
説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般に
ついて適用可能であるが、ここでは原子力発電所から出
てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。原子
力発電所では炉水の性状を保つために、炉浄化系と復水
浄化系にイオン交換樹脂を用いている。復水浄化系より
出てくる廃樹脂は固化処理された実績が有るが、炉浄化
系より出てくる廃樹脂いわゆる中レベル樹脂は発電所内
のタンクに保管されている。本実施例では、この保管さ
れている中レベル廃樹脂及び復水浄化系より出てくる固
化処理された実績の有る低レベル廃樹脂の処理方法につ
いて述べるものである。特に中レベル樹脂と低レベル樹
脂の混合固化について述べる。発電所施設より出てくる
放射性廃樹脂の内比較的放射能レベルの高いものは平均
容量約３００ｍ3 の廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されて
いる。廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されている放射性廃
樹脂（使用済みイオン交換樹脂）は数ｍ3から数十ｍ3規
模の調整槽（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２
４には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで調整槽２４より少量の廃樹脂
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能量が計測される。続いて調整槽２４の全量を脱水機
２６へ導入し、余剰水を除去する。続いて受けタンク２
７へ導入される。受けタンク２７には放射能量を測定す
るためのサンプリングポート２５が設置されておりここ
で再び受けタンク２７より少量の廃樹脂が採取され、Ｃ
ｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎ
ｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−
１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が計測
される。この測定によりＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７の２
核種の合計が所定量を越えたもの又は１１核種の合計が
所定量を越えたもの及び１１核種のうちいずれか１核種
でも所定量を越えたものについては、受けタンクの全量
を廃樹脂貯蔵タンク２３に戻すことも可能である。放射
能量の計測は調整槽２４、受けタンク２７のいずれか１
箇所以上で行う。一方、復水浄化系より出てくる比較的
放射能レベルの低い廃樹脂は廃樹脂貯蔵タンク４８に貯
蔵し、同様に数ｍ3から数十ｍ3規模の調整槽（調整タン
ク）２４へ導入される。調整槽２４には放射能量を測定
するためのサンプリングポート２５が設置されておりこ
こで調整槽２２より少量の廃樹脂が採取されＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が計測され
る。続いて受けタンク２７へ導入される。受けタンク２
７には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで再び受けタンク２７より少量
の廃樹脂が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−
９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２
９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ(計１１核
種)の放射能量が計測される。この測定によりＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７の２核種の合計が所定量を越えたもの
又は１１核種の合計が所定量を越えたもの及び１１核種
のうちいずれか１核種でも所定量を越えたものについて
は、受けタンクの全量を比較的レベルの高い廃樹脂貯蔵
タンク２３に戻すことも可能である。放射能量の計測は
調整槽２４，受けタンク２７のいずれか１箇所以上で行
う。測定値のデータは保管する。続いて、廃樹脂は各々
混練槽３１へ導入され固化処理される。混練槽３１へは
続いて固化材タンク２８よりセメントが、水タンク２９
より所定量の混練水が導入される。必要に応じて添加剤
タンク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着剤あるいは
流動化剤，減水剤等が導入され混練槽３１内で充分に撹
拌混練される。樹脂充填量を増やした場合は、セメント
を用いて予め予備混練をしておき、数時間あるいは数日
後に本混練を行うとうまく固化することが出来る。混練
後、速やかに固化容器３２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容
器）に導入される。養生後完全に固化した固化体は、続
いて固化体検査装置３５へ導入されて、固化体重量及び
表面線量，放射能量を計測し、固化処理以前に計測した
データと照合し、２つのデータを保管する。固化体検査
装置３５をへた固化体は、搬出対象固化体及び中間貯蔵
対象固化体とされえる。中間貯蔵する場合は、固化体検
査装置３５を介さなくとも良い。こうして作成された放
射性廃樹脂固化体の充填率は最大６０kg／ドラムを示し
た。本実施例では、廃樹脂タンク４８へは樹脂以外の低
レベル廃棄物、例えば焼却灰や濃縮廃液であっても良
い。
説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般に
ついて適用可能であるが、ここでは原子力発電所から出
てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。原子
力発電所では炉水の性状を保つために、炉浄化系と復水
浄化系にイオン交換樹脂を用いている。復水浄化系より
出てくる廃樹脂は固化処理された実績が有るが、炉浄化
系より出てくる廃樹脂いわゆる中レベル樹脂は発電所内
のタンクに保管されている。本実施例では、この保管さ
れている中レベル廃樹脂及び復水浄化系より出てくる固
化処理された実績の有る低レベル廃樹脂の処理方法につ
いて述べるものである。特に中レベル樹脂と低レベル樹
脂の混合固化について述べる。発電所施設より出てくる
放射性廃樹脂の内比較的放射能レベルの高いものは平均
容量約３００ｍ3 の廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されて
いる。廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されている放射性廃
樹脂（使用済みイオン交換樹脂）は数ｍ3から数十ｍ3規
模の調整槽（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２
４には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで調整槽２４より少量の廃樹脂
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能量が計測される。続いて調整槽２４の全量を脱水機
２６へ導入し、余剰水を除去する。続いて受けタンク２
７へ導入される。受けタンク２７には放射能量を測定す
るためのサンプリングポート２５が設置されておりここ
で再び受けタンク２７より少量の廃樹脂が採取され、Ｃ
ｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎ
ｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−
１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が計測
される。この測定によりＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７の２
核種の合計が所定量を越えたもの又は１１核種の合計が
所定量を越えたもの及び１１核種のうちいずれか１核種
でも所定量を越えたものについては、受けタンクの全量
を廃樹脂貯蔵タンク２３に戻すことも可能である。放射
能量の計測は調整槽２４、受けタンク２７のいずれか１
箇所以上で行う。一方、復水浄化系より出てくる比較的
放射能レベルの低い廃樹脂は廃樹脂貯蔵タンク４８に貯
蔵し、同様に数ｍ3から数十ｍ3規模の調整槽（調整タン
ク）２４へ導入される。調整槽２４には放射能量を測定
するためのサンプリングポート２５が設置されておりこ
こで調整槽２２より少量の廃樹脂が採取されＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能量が計測され
る。続いて受けタンク２７へ導入される。受けタンク２
７には放射能量を測定するためのサンプリングポート２
５が設置されておりここで再び受けタンク２７より少量
の廃樹脂が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−
９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２
９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ(計１１核
種)の放射能量が計測される。この測定によりＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７の２核種の合計が所定量を越えたもの
又は１１核種の合計が所定量を越えたもの及び１１核種
のうちいずれか１核種でも所定量を越えたものについて
は、受けタンクの全量を比較的レベルの高い廃樹脂貯蔵
タンク２３に戻すことも可能である。放射能量の計測は
調整槽２４，受けタンク２７のいずれか１箇所以上で行
う。測定値のデータは保管する。続いて、廃樹脂は各々
混練槽３１へ導入され固化処理される。混練槽３１へは
続いて固化材タンク２８よりセメントが、水タンク２９
より所定量の混練水が導入される。必要に応じて添加剤
タンク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着剤あるいは
流動化剤，減水剤等が導入され混練槽３１内で充分に撹
拌混練される。樹脂充填量を増やした場合は、セメント
を用いて予め予備混練をしておき、数時間あるいは数日
後に本混練を行うとうまく固化することが出来る。混練
後、速やかに固化容器３２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容
器）に導入される。養生後完全に固化した固化体は、続
いて固化体検査装置３５へ導入されて、固化体重量及び
表面線量，放射能量を計測し、固化処理以前に計測した
データと照合し、２つのデータを保管する。固化体検査
装置３５をへた固化体は、搬出対象固化体及び中間貯蔵
対象固化体とされえる。中間貯蔵する場合は、固化体検
査装置３５を介さなくとも良い。こうして作成された放
射性廃樹脂固化体の充填率は最大６０kg／ドラムを示し
た。本実施例では、廃樹脂タンク４８へは樹脂以外の低
レベル廃棄物、例えば焼却灰や濃縮廃液であっても良
い。
【００３０】次に、もう一つ別の実施例を図８を用いて
説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般に
ついて適用可能であるが、ここでは原子力発電所から出
てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。本実
施例では特に中レベル樹脂と低レベル樹脂の混合固化に
ついて述べる。発電所施設より出てくる放射性廃樹脂の
中比較的放射能レベルの高いものは平均容量約３００ｍ
3 の廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されている。廃樹脂貯
蔵タンク２３に貯蔵されている放射性廃樹脂（使用済み
イオン交換樹脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽
（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２４より少量
の廃樹脂が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−
９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２
９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核
種）の放射能が計測される。続いて受けタンク２７へ導
入される。一方低レベル樹脂は、同様に廃樹脂貯蔵タン
ク４８に貯蔵されている放射性廃樹脂（使用済みイオン
交換樹脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽（調整タ
ンク）２４へ導入される。調整槽２４より少量の廃樹脂
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能が計測される。続いて受けタンク４３へ導入され
る。測定データは保管する。続いて各々混合槽４４へ導
入され均質になるように充分に混合される。次に薄膜乾
燥機３６に導入され、乾燥粉体化される。乾燥粉体化さ
れたものは粉体受けタンク３７を介して引き続き造粒機
３８に導入され、造粒（ペレット化）する。造粒された
廃樹脂は、速やかに固化容器３２（ドラム缶あるいはＰ
ＩＣ容器）に導入される。一方、固化材は、混練槽３９
に固化材タンク２８よりセメントが、水タンク２９より
所定量の混練水が導入される。必要に応じて添加剤タン
ク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着剤あるいは流動
化剤，減水剤等が導入され混練槽３９内で充分に撹拌混
練される。その後ペレットが充填されている固化容器３
２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容器）に注入される。養生
後完全に固化した固化体は、続いて固化体検査装置３５
へ導入されて、固化体重量及び表面線量，放射能量を計
測し、固化処理以前に計測したデータと照合し、２つの
データを保管する。固化体検査装置３５をへた固化体
は、搬出対象固化体及び中間貯蔵対象固化体とされえ
る。中間貯蔵する場合は、固化体検査装置３５を介さな
くとも良い。こうして作成された放射性廃樹脂固化体の
充填率は最大１２０kg／ドラムを示した。本実施例で
は、廃樹脂タンク３８へは樹脂以外の低レベル廃棄物、
例えば焼却灰や濃縮廃液であっても良い。
説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般に
ついて適用可能であるが、ここでは原子力発電所から出
てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。本実
施例では特に中レベル樹脂と低レベル樹脂の混合固化に
ついて述べる。発電所施設より出てくる放射性廃樹脂の
中比較的放射能レベルの高いものは平均容量約３００ｍ
3 の廃樹脂貯蔵タンク２３に貯蔵されている。廃樹脂貯
蔵タンク２３に貯蔵されている放射性廃樹脂（使用済み
イオン交換樹脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽
（調整タンク）２４へ導入される。調整槽２４より少量
の廃樹脂が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−
９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２
９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核
種）の放射能が計測される。続いて受けタンク２７へ導
入される。一方低レベル樹脂は、同様に廃樹脂貯蔵タン
ク４８に貯蔵されている放射性廃樹脂（使用済みイオン
交換樹脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽（調整タ
ンク）２４へ導入される。調整槽２４より少量の廃樹脂
が採取されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎ
ｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ
−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放
射能が計測される。続いて受けタンク４３へ導入され
る。測定データは保管する。続いて各々混合槽４４へ導
入され均質になるように充分に混合される。次に薄膜乾
燥機３６に導入され、乾燥粉体化される。乾燥粉体化さ
れたものは粉体受けタンク３７を介して引き続き造粒機
３８に導入され、造粒（ペレット化）する。造粒された
廃樹脂は、速やかに固化容器３２（ドラム缶あるいはＰ
ＩＣ容器）に導入される。一方、固化材は、混練槽３９
に固化材タンク２８よりセメントが、水タンク２９より
所定量の混練水が導入される。必要に応じて添加剤タン
ク３０より炭素あるいは金属繊維，吸着剤あるいは流動
化剤，減水剤等が導入され混練槽３９内で充分に撹拌混
練される。その後ペレットが充填されている固化容器３
２（ドラム缶あるいはＰＩＣ容器）に注入される。養生
後完全に固化した固化体は、続いて固化体検査装置３５
へ導入されて、固化体重量及び表面線量，放射能量を計
測し、固化処理以前に計測したデータと照合し、２つの
データを保管する。固化体検査装置３５をへた固化体
は、搬出対象固化体及び中間貯蔵対象固化体とされえ
る。中間貯蔵する場合は、固化体検査装置３５を介さな
くとも良い。こうして作成された放射性廃樹脂固化体の
充填率は最大１２０kg／ドラムを示した。本実施例で
は、廃樹脂タンク３８へは樹脂以外の低レベル廃棄物、
例えば焼却灰や濃縮廃液であっても良い。
【００３１】次に、もう一つ別の実施例を図９を用いて
説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般に
ついて適用可能であるが、ここでは原子力発電所から出
てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。特に
固化処理システム以前の処理システムについて述べる。
発電所施設より出てくる放射性廃樹脂の中比較的放射能
レベルの高いものは平均容量約３００ｍ3 の廃樹脂貯蔵
タンク２３に貯蔵されている。廃樹脂貯蔵タンク２３に
貯蔵されている放射性廃樹脂（使用済みイオン交換樹
脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽（調整タンク）
２４へ導入される。調整槽２４にはサンプリングポート
２５が付いており、調整槽２４より少量の廃樹脂が採取
されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５
９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９
４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能
が計測される。計測データは記録して保管される。続い
て調整槽２４の全量を脱水機２６へ導入し、余剰水を除
去する。次に、溶離槽４５へ導入し、放射性核種と樹脂
とを分離する。放射性核種を含む溶液は、薄膜乾燥機３
６で乾燥粉体化された後、粉体受けタンク３７に導入す
る。粉体受けタンク３７にはサンプリングポート２５が
付いており、粉体受けタンク３７より少量の粉体が採取
されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５
９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９
４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能
が計測される。計測データは記録して保管される。一
方、溶離処理された廃樹脂は焼却炉４６に導入され焼却
処理される。焼却灰はへ導入される。焼却灰受けタンク
４７にはサンプリングポート２５が付いており、焼却灰
受けタンク４７より少量の焼却灰が採取されＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能が計測される。
計測データは記録して保管される。粉体受けタンク３７
及び焼却灰受けタンク４７からはそれぞれ焼却灰貯蔵タ
ンク３１に集められ以下固化処理システムへ供給され
る。
説明する。原子力施設より出てくる放射性廃棄物一般に
ついて適用可能であるが、ここでは原子力発電所から出
てくる放射性廃樹脂に的を絞って実施例を述べる。特に
固化処理システム以前の処理システムについて述べる。
発電所施設より出てくる放射性廃樹脂の中比較的放射能
レベルの高いものは平均容量約３００ｍ3 の廃樹脂貯蔵
タンク２３に貯蔵されている。廃樹脂貯蔵タンク２３に
貯蔵されている放射性廃樹脂（使用済みイオン交換樹
脂）は数ｍ3 から数十ｍ3 規模の調整槽（調整タンク）
２４へ導入される。調整槽２４にはサンプリングポート
２５が付いており、調整槽２４より少量の廃樹脂が採取
されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５
９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９
４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能
が計測される。計測データは記録して保管される。続い
て調整槽２４の全量を脱水機２６へ導入し、余剰水を除
去する。次に、溶離槽４５へ導入し、放射性核種と樹脂
とを分離する。放射性核種を含む溶液は、薄膜乾燥機３
６で乾燥粉体化された後、粉体受けタンク３７に導入す
る。粉体受けタンク３７にはサンプリングポート２５が
付いており、粉体受けタンク３７より少量の粉体が採取
されＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５
９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９
４，Ｃ−１４，Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能
が計測される。計測データは記録して保管される。一
方、溶離処理された廃樹脂は焼却炉４６に導入され焼却
処理される。焼却灰はへ導入される。焼却灰受けタンク
４７にはサンプリングポート２５が付いており、焼却灰
受けタンク４７より少量の焼却灰が採取されＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ（計１１核種）の放射能が計測される。
計測データは記録して保管される。粉体受けタンク３７
及び焼却灰受けタンク４７からはそれぞれ焼却灰貯蔵タ
ンク３１に集められ以下固化処理システムへ供給され
る。
【００３２】
【発明の効果】本発明により廃棄物固化体作成前後の放
射能データが明確になり、固化体搬出及び中間貯蔵に際
して、個々の固化体管理が容易になる。
射能データが明確になり、固化体搬出及び中間貯蔵に際
して、個々の固化体管理が容易になる。
【図１】本発明の実施例を説明する廃棄物処理フロ−を
示し図である。
示し図である。
【図２】本発明の実施例で用いた計算機のデータ処理方
法を示す図である。
法を示す図である。
【図３】本発明の代表的な別の１実施例を示し図であ
る。
る。
【図４】本発明の代表的な別の１実施例を示し、ペレッ
ト固化方法を示す図である。
ト固化方法を示す図である。
【図５】本発明の代表的な別の１実施例を示し、ペレッ
ト固化方法を示す図である。
ト固化方法を示す図である。
【図６】本発明の代表的な別の１実施例を示し、均質固
化方法を示す図である。
化方法を示す図である。
【図７】本発明の代表的な別の１実施例を示し、混合固
化方法を示す図である。
化方法を示す図である。
【図８】本発明の代表的な別の１実施例を示し、混合固
化方法を示す図である。
化方法を示す図である。
【図９】廃樹脂の処理方法を示すシステム図である。
４…調整タンク、７…放射能測定槽、８…半導体検出
器、９…バイパスライン、１３…計算機、１５…固化容
器、１６…セメントサイロ、２３…廃樹脂タンク、２４
…調整槽、２５…サンプリングポート、２６…脱水機、
２７…受けタンク、２８…固化材タンク、２９…水タン
ク、３０…添加剤タンク、３１…混練槽、３２…固化容
器、３３…戻しポンプ、３４…戻しパス、３５…固化体
検査装置、３６…薄膜乾燥機、３７…粉体受けタンク、
３８…造粒機、３９…混練槽、４０…バインダータン
ク、４１…焼却灰貯蔵タンク、４２…低レベル焼却灰タ
ンク、４３…受けタンク、４４…混合槽、４５…溶離
槽、４６…焼却炉、４７…焼却灰受けタンク。
器、９…バイパスライン、１３…計算機、１５…固化容
器、１６…セメントサイロ、２３…廃樹脂タンク、２４
…調整槽、２５…サンプリングポート、２６…脱水機、
２７…受けタンク、２８…固化材タンク、２９…水タン
ク、３０…添加剤タンク、３１…混練槽、３２…固化容
器、３３…戻しポンプ、３４…戻しパス、３５…固化体
検査装置、３６…薄膜乾燥機、３７…粉体受けタンク、
３８…造粒機、３９…混練槽、４０…バインダータン
ク、４１…焼却灰貯蔵タンク、４２…低レベル焼却灰タ
ンク、４３…受けタンク、４４…混合槽、４５…溶離
槽、４６…焼却炉、４７…焼却灰受けタンク。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 千野 耕一 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 菊池 恂 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 玉田 慎 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内
Claims (11)
- 【請求項１】原子力施設から発生する使用済みイオン交
換樹脂を主成分とするスラリー状廃棄物に対し、貯蔵タ
ンク中の前記廃棄物の一部又は全部を調整タンクに抜き
出し、前記廃棄物中の核種別の放射能濃度を測定した
後、以下に示す処理方法の少なくとも１つを含む単数又
は複数の選択肢中の処理方法の１つにより前記廃棄物を
処理することを特徴とする放射性廃棄物の処理システ
ム。 （１）固化処理系へ導入せずに貯蔵タンクへ戻す。 （２）焼却処理した後残渣を固化処理する。 （３）熱分解により官能基及び放射性核種を除去した後
固化処理する。 （４）溶離処理し、放射性核種を分離除去した後固化処
理する。 （５）直接固化処理系へ導入し、無機固化材あるいは有
機固化材を用いて固化する。 （６）途中の処理系で発生した気体廃棄物は、排ガス処
理系へ導入する。 （７）他の廃棄物と混合し、固化体１体当たりの放射能
量をハンドリング容易な規定値に調整する。 - 【請求項２】前記核種別放射能計測を、化学分析，機器
分析の少なくとも１つ行うことにより定性定量すること
を特徴とする請求項１記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項３】前記核種別放射能計測における対象核種と
して、処分適合性評価の観点から少なくともＣｏ−６
０，Ｃｓ−１３７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６
３，Ｓｒ−９０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，
Ｈ−３，ＴＲＵ(計１１核種)の中から１つを含むことを
特徴とする請求項１記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項４】前記核種別放射能計測における対象核種と
して、さらに固型化後の輸送基準適合性の評価の観点か
ら、Ｃｏ−５８等のγ線核種を含むことを特徴とする請
求項３記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項５】前記核種別放射能計測における対象核種の
内、少なくともＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７のいずれかの
１核種を測定し、この値が規定の値を越えた場合は、他
の核種の放射能測定をすることなく前記廃棄物を貯蔵タ
ンクに戻すことを特徴とする請求項１記載の廃棄物の処
理システム。 - 【請求項６】前記核種別放射能計測における対象核種の
内、少なくともＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７のいずれかの
１核種を測定し、この値により他の核種の放射能を推測
する手法（スケーリングファクタ法）で大幅に安全率を
見込んでも規定の放射能量を越えない場合は、少なくと
もＣｏ−６０，Ｃｓ−１３７のいずれかの１核種を測定
するだけで次の処理系へ廃棄物を導入することを特徴と
する請求項１記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項７】前記放射能測定により得られた値を記録し
ておき、固化処理して得られた固化体の放射能データと
１対１に対応させてデータを保管することを特徴とする
請求項１記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項８】前記廃棄物の放射能測定を固化処理前と、
固化処理後の固化体とで行うことを特徴とする請求項１
記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項９】請求項８記載の固化処理前に行う放射能測
定を調整タンクより直接廃棄物をサンプリング、あるい
は調整タンクにサンプリングポートを設けて採取するこ
とを特徴とする請求項１記載の廃棄物の処理システム。 - 【請求項１０】請求項８記載の固化処理前に行う放射能
測定点を調整タンク前あるいは後又は廃樹脂の余剰水を
脱水する前後あるいは固化処理前のいずれか１箇所以上
に設けることを特徴とする請求項１記載の廃棄物の処理
システム。 - 【請求項１１】固化処理前後に放射能測定をする請求項
１記載の廃棄物の処理方法を濃縮廃液，焼却灰，不燃性
雑固体に用いることを特徴とする放射性廃棄物の処理シ
ステム。
Priority Applications (3)
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|---|---|---|---|
| JP3199622A JPH0540199A (ja) | 1991-08-08 | 1991-08-08 | 放射性廃棄物の処理システム |
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| US07/924,482 US5489737A (en) | 1991-08-08 | 1992-08-04 | Radioactive waste processing system |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3199622A JPH0540199A (ja) | 1991-08-08 | 1991-08-08 | 放射性廃棄物の処理システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0540199A true JPH0540199A (ja) | 1993-02-19 |
Family
ID=16410914
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3199622A Pending JPH0540199A (ja) | 1991-08-08 | 1991-08-08 | 放射性廃棄物の処理システム |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
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| JP (1) | JPH0540199A (ja) |
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| US8577488B2 (en) * | 2010-02-11 | 2013-11-05 | Monosol Rx, Llc | Method and system for optimizing film production and minimizing film scrap |
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| US9779841B2 (en) * | 2014-02-21 | 2017-10-03 | Dw James Consulting, Llc | Process for the accurate characterization of low level nuclear waste |
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| JPH0646236B2 (ja) * | 1985-04-17 | 1994-06-15 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法 |
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-
1991
- 1991-08-08 JP JP3199622A patent/JPH0540199A/ja active Pending
-
1992
- 1992-07-22 TW TW081105802A patent/TW205107B/zh active
- 1992-08-04 US US07/924,482 patent/US5489737A/en not_active Expired - Fee Related
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| JP2014032030A (ja) * | 2012-08-01 | 2014-02-20 | Shimizu Corp | 廃棄物管理システム及び廃棄物管理プログラム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5489737A (en) | 1996-02-06 |
| TW205107B (ja) | 1993-05-01 |
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