JPH0611601B2 - Waste treatment container - Google Patents

Waste treatment container

Info

Publication number
JPH0611601B2
JPH0611601B2 JP60129502A JP12950285A JPH0611601B2 JP H0611601 B2 JPH0611601 B2 JP H0611601B2 JP 60129502 A JP60129502 A JP 60129502A JP 12950285 A JP12950285 A JP 12950285A JP H0611601 B2 JPH0611601 B2 JP H0611601B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
concrete
container
weight
present
parts
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP60129502A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS61287601A (en
Inventor
康人 伏井
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Denka Co Ltd
Original Assignee
Denki Kagaku Kogyo KK
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Denki Kagaku Kogyo KK filed Critical Denki Kagaku Kogyo KK
Priority to JP60129502A priority Critical patent/JPH0611601B2/en
Publication of JPS61287601A publication Critical patent/JPS61287601A/en
Publication of JPH0611601B2 publication Critical patent/JPH0611601B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Refuse Receptacles (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明はち密コンクリート又はモルタルを内面ライニン
グした廃棄物、特に放射性廃棄物及び産業廃棄物の処理
及び処分(以下単に処理という)容器に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a container for treating and disposing of waste, particularly radioactive waste and industrial waste (hereinafter simply referred to as treatment), which is lined with dense concrete or mortar.

〔従来の技術及びその問題点〕[Conventional technology and its problems]

近年廃棄物、特に、原子力発電所、原子力事業所等の原
子力施設から排出される各種放射性廃棄物や化学工場か
ら排出される有害な重金属スラツジ等の産業廃棄物は増
加する一方で、関係者はその処理に苦慮している。
In recent years, the amount of wastes, especially various radioactive wastes emitted from nuclear facilities such as nuclear power plants and nuclear power plants, and industrial wastes such as harmful heavy metal sludges emitted from chemical plants have increased. I have a hard time processing it.

放射性物質は重金属と異なつて個々の核種が固有の半減
期で崩壊減衰していくので我々の環境から隔離しておか
なければならない期間が有限である。現在の核分裂を利
用する系で長い寿命をもつ廃棄物は主に核燃料再処理工
場から発生する。その寿命は90Srや137Csのよ
うなβ−やγの放射性能に着目すれば数100年、原子
番号93以上の超ウラン元素のα放射能に着目すると数
10万年と計算される。現在排出量が最も多く問題とさ
れているのは濃度の低い中低レベル廃棄物で、これは1
00年程度以下と考えてよいといわれている。いいかえ
れば、陸地保管容器としては100年程度もつものが理
想的である。
Unlike heavy metals, radioactive materials decay and decay with individual nuclides with a unique half-life, so the period of time that must be kept separate from our environment is finite. The long-lived wastes in the current nuclear fission system are mainly generated from nuclear fuel reprocessing plants. The lifetime is calculated to be several hundred years if the radiation performance of β- and γ such as 90Sr and 137Cs is focused, and it is calculated to be several hundred thousand years if the α-activity of transuranium element having an atomic number of 93 or more is focused. At present, the most problematic emission amount is low-concentration low- and medium-level waste.
It is said that it can be considered as less than about 100 years. In other words, a land storage container ideally lasts about 100 years.

ところで現在、中低レベル放射性廃棄物に関する処理容
器の主体はステンレス・スチール製ドラム缶を基本にし
ている。例えば、ドラム缶またはドラム缶の内側にコン
クリートを5cm程度ライニングした多重構造容器に、セ
メントまたはアスフアルト等で均一固化したものであ
る。ドラム缶容器は簡便且つ比較的安価で使用実績も高
いが10年程度で腐食され長期の保管には不向きであ
る。屋内貯蔵した場合には、腐食後と取扱い作業が困難
となるばかりでなく作業者の被爆、ひいては環境汚染の
原因となる。しかしステンレス・スチール製にすると高
価となるばかりでなく長期的には徐々に劣化するので実
用的ではない。
By the way, at present, the main body of processing containers for low- and middle-level radioactive waste is basically stainless steel drums. For example, a drum or a multi-layered container in which concrete is lined with about 5 cm inside the drum is uniformly solidified with cement or asphalt. Drum cans are simple and relatively inexpensive and have a good track record of use, but they are unsuitable for long-term storage because they corrode in about 10 years. If stored indoors, not only will it be difficult to handle after corrosion and handling, but it will also cause workers to be exposed to radiation and eventually cause environmental pollution. However, if it is made of stainless steel, it is not practical because it is not only expensive but also gradually deteriorates in the long term.

最近、各原子力事業所の保管施設が手狭になつたため、
比較的安価に減容固化できるアスフアルト固化法が脚光
をあびている。しかし、アスフアルト固化体は火災時に
容易に燃焼し、好ましくなく、ドラム缶が腐食した場合
には一層危険である。さらに、国土の狭い我が国では、
放射性廃棄物を永久に保存することは不可能である。こ
のような長期保管して放射能の減衰した廃棄物に関して
は、海洋投棄ないしは、地中埋棄等により処分して保管
場を有効利用できるようにすることが理想的である。し
たがつて、ドラム缶容器を基本とした陸地保管ないしは
陸地処理・処分用容器は好ましくない。また、あらかじ
め成形したコンクリート容器にメタクリル酸メチル(MM
A)等モノマーを含浸重合させたポリマー含浸コンクリ
ート容器は、高強度で長期耐久性に富み、放射性物質の
浸出を防止できるより優れた容器である。しかし、普通
コンクリートと比較してあまり耐衝撃性が改善されず且
つ耐火性が低下する。このため、移送中における落下等
の衝撃事故、地震等の災害や火災に不安が残り陸地処理
・処分用容器としては適当ではない。
Recently, as the storage facilities of each nuclear power plant have become too small,
The asphalt solidification method, which enables volume reduction and solidification at relatively low cost, is in the limelight. However, the solidified asphalt easily burns in a fire, which is not preferable, and is more dangerous when the drum can is corroded. Furthermore, in Japan, where the land is small,
It is impossible to permanently store radioactive waste. Ideally, such wastes that have been stored for a long period of time and have reduced radioactivity should be disposed of by ocean dumping or underground dumping so that the storage site can be effectively used. Therefore, containers for land storage or land treatment / disposal based on drums are not preferable. In addition, methyl methacrylate (MM
A) A polymer-impregnated concrete container that is impregnated and polymerized with monomers such as A) is a superior container that has high strength and long-term durability and can prevent the leaching of radioactive substances. However, compared with ordinary concrete, impact resistance is not improved so much and fire resistance is reduced. For this reason, there is concern about impact accidents such as falling during transportation, disasters such as earthquakes, and fire, and it is not suitable as a land treatment / disposal container.

ところで、普通コンクリートをスチールフアイバーで補
強すると耐衝撃強度、タフネス、せん断強度、疲労性等
が著しく向上するが、海水、酸性水中などのスチールフ
アイバーの腐食劣化に問題がある。しかも、製造時の特
性からフアイバーの不均一やコンクリートの密実性に欠
け製品のばらつきを生じるという欠点があるので放射性
廃棄物用容器としては使用し難い。
By the way, when ordinary concrete is reinforced with steel fiber, impact resistance, toughness, shear strength, fatigue resistance, etc. are remarkably improved, but there is a problem in corrosion deterioration of steel fiber such as seawater and acidic water. In addition, it is difficult to use as a radioactive waste container because of the drawbacks such as non-uniformity of fiber and lack of solidity of concrete resulting in variations in product due to the characteristics during manufacturing.

また、上記問題点を解決するために、あらかじめ成型し
たスチールフアイバー補強コンクリート容器に重合性モ
ノマー等含浸剤を含浸させた後コンクリート内で重合固
化せしめ製造される放射性廃棄物及び産業廃棄物の処理
容器も提案されているが、経済性、品質安定性の点で実
用上問題が多い。放射性廃棄物セメント固化用容器は、
従来、容器内で廃棄物をセメント等の固化剤と共に撹拌
し、固化されている。しかし、従来型撹拌容器の場合、
撹拌終了後撹拌翼が取り出されると、その撹拌翼の体積
分に相当する空間が容器の上部に形成される。したがつ
て、この上記空間部にアスフアルト、モルタルなどを充
てんする必要がある。
Further, in order to solve the above problems, a treatment container for radioactive waste and industrial waste produced by impregnating a preformed steel fiber reinforced concrete container with an impregnating agent such as a polymerizable monomer and then polymerizing and solidifying in concrete. However, there are many practical problems in terms of economic efficiency and quality stability. The container for solidification of radioactive waste cement,
Conventionally, waste is solidified by stirring it with a solidifying agent such as cement in a container. However, in the case of conventional stirred vessels,
When the stirring blade is taken out after completion of stirring, a space corresponding to the volume of the stirring blade is formed in the upper part of the container. Therefore, it is necessary to fill the space with asphalt, mortar and the like.

〔発明が解決しようとする問題点〕[Problems to be solved by the invention]

本発明の主目的は、強度、耐衝撃性、耐薬品性、耐火
性、耐食性ならびに経済性、品質安定性に優れた放射性
廃棄物及び産業廃棄物の陸地処理容器を提供することで
ある。
The main object of the present invention is to provide a land treatment container for radioactive waste and industrial waste, which is excellent in strength, impact resistance, chemical resistance, fire resistance, corrosion resistance, economical efficiency, and quality stability.

〔問題点を解決する手段〕[Means for solving problems]

即ち、本発明は、容器の内面に、セメント質物質、セメ
ント質物質より少なくとも1オーダー平均粒径が低い超
微粉、高性能減水剤、骨材、及び水を主成分とするコン
クリート又はモルタルをライニングしてなる廃棄物の処
理容器である。
That is, the present invention is to line the inner surface of the container with a cementitious material, ultrafine powder having an average particle size at least one order lower than that of the cementitious material, a high-performance water reducing agent, an aggregate, and concrete or mortar containing water as a main component. This is a waste treatment container.

以下、本発明を詳細に説明する。Hereinafter, the present invention will be described in detail.

本発明でいうセメント質物質とは、普通、早強超早強、
白色もしくは耐硫酸塩等各種ポルトランドセメント、さ
らには高炉スラグ、フライアツシユ等混和材を混合した
混合セメント、及び混合材及び/又は混合されるセメン
トを粉砕した混合セメントなどが一般に用いられる。
The cementitious material referred to in the present invention is usually, early early super early early strength,
Various types of portland cement such as white or sulfate resistant, further, mixed cement obtained by mixing admixtures such as blast furnace slag and fly ash, and mixed cement obtained by pulverizing mixed material and / or mixed cement are generally used.

本発明で使用する超微粉とは、平均粒径が前述のセメン
ト質物質より少なくとも1オーダー低いものであり、特
に平均粒径が2オーダー低いものが混練物の流動特性の
面から好ましい。具体的には、シリコン、含シリコン合
金ならびにジルコニアを製造する際に副生するシリカダ
スト(シリカヒユーム)及びシリカ質ダストが特に最適
であり、その他に、炭酸カルシウム、シリカゲル、オパ
ール質硅石、フライアツシユ、スラグ、酸化チタン、酸
化アルミニウムなどの超微粉も使用できる。特に、オパ
ール質硅石、フライアツシユ、スラグを分級器つきジエ
ツトミル等により粉砕した超微粉の使用は硬化収縮を改
善するという面から有効である。
The ultrafine powder used in the present invention has an average particle size lower than that of the above-mentioned cementitious material by at least one order, and in particular, an average particle size lower by 2 orders is preferable from the viewpoint of the flow characteristics of the kneaded product. Specifically, silica dust (silica fume) and siliceous dust produced as a by-product during the production of silicon, silicon-containing alloys, and zirconia are particularly suitable. In addition, calcium carbonate, silica gel, opalaceous silica, fly ash, and slag. Ultra fine powders such as titanium oxide and aluminum oxide can also be used. In particular, the use of ultrafine powder obtained by crushing opalaceous silica, fly ash, and slag with a jet mill equipped with a classifier is effective in improving curing shrinkage.

超微粉の使用量は、好ましくはセメント質物質60〜9
5重量部に対して5〜40重量部、さらに好ましくは6
5〜90重量部に対して10〜35重量部であり、5重
量部未満では高強度(堅牢性)を得ることが困難であ
り、また、40重量部を越えると混練物の流動性が著し
く低下し、成形することが困難となり、かつ、強度発現
も不充分となる。
The amount of ultrafine powder used is preferably a cementitious substance 60-9.
5 to 40 parts by weight, more preferably 6
It is 10 to 35 parts by weight with respect to 5 to 90 parts by weight, and if it is less than 5 parts by weight, it is difficult to obtain high strength (fastness), and if it exceeds 40 parts by weight, the fluidity of the kneaded product is remarkable. And the strength becomes insufficient, and the strength development becomes insufficient.

本発明で使用する高性能減水剤(以下減水剤という)と
は、高流動化剤とも呼ばれ、コンクリートの流動性を著
しく高める混和剤であり、通常のコンクリートと同程度
のワーカビリチーを保ったままで、単位水量を15〜25%
と、大幅に減少することができるものである。
The high-performance water reducing agent used in the present invention (hereinafter referred to as a water reducing agent) is also called a superplasticizer, and is an admixture that remarkably enhances the fluidity of concrete, while maintaining the same workability as ordinary concrete. , Unit water volume 15-25%
And, it can be greatly reduced.

通常の減水剤は、セメントの凝結時間を遅延する作用を
持つが、本発明で使用する高性能減水剤は、セメントに
多量に添加しても凝結の過遅延や過度の空気連行を伴な
わない分散能力の大きな界面活性剤であって、ナフタリ
ンスルホン酸ホルムアルデヒド縮合物の塩、メラミンス
ルホン酸ホルムアルデヒド縮合物の塩、高分子量リグニ
ンスルホン酸塩、ポリカルボン酸塩などを主成分とする
ものがあげられる。減水剤は、混練物を低水比で得るた
めに必要なものであり、従来の使用量は、セメント質物
質に対し固形分として0.3〜1重量%が使用されている
が、本発明においては、それよりも多量に添加すること
が好ましい。具体的には、セメント質物質と超微粉との
混合物100重量部に対し固形分として10重量部程度ま
で使用され、それよりも多量に添加すると硬化反応にか
えつて悪影響を与える。特に好ましい添加量は1〜5重
量部である。このような減水剤の使用量において、超微
粉と組み合わせることにより、水セメント質物質と超微
粉比が25%以下でも、通常の方法により成形可能な流
動性のある混練物を得ることができる。
Normal water reducing agents have the effect of delaying the setting time of cement, but the high-performance water reducing agent used in the present invention does not cause excessive delay of setting or excessive air entrainment even when added in large amounts to cement. Surfactants having a large dispersibility include those containing naphthalene sulfonic acid formaldehyde condensate salts, melamine sulfonic acid formaldehyde condensate salts, high molecular weight lignin sulfonates, polycarboxylates, etc. as main components. . The water reducing agent is necessary for obtaining a kneaded product at a low water ratio, and the conventional amount used is 0.3 to 1% by weight as solid content with respect to the cementitious substance, but in the present invention, However, it is preferable to add a larger amount than that. Specifically, it is used up to about 10 parts by weight as a solid content with respect to 100 parts by weight of a mixture of a cementitious substance and ultrafine powder, and if added in a larger amount than that, the curing reaction is adversely affected. A particularly preferred amount of addition is 1 to 5 parts by weight. When the water reducing agent is used in such an amount in combination with the ultrafine powder, it is possible to obtain a fluidized kneaded product which can be molded by a usual method even when the ratio of the water cementitious substance and the ultrafine powder is 25% or less.

本発明で混合物を調整する際に使用する水は成形上必要
なものであるが、高強度硬化体を得るためにはできるだ
け少量にするのが良く、セメント質物質と超微粉との混
合物100重量部に対し12.5〜30重量部とするのが好
ましく、15〜28重量部がさらに好ましい。水量が3
0重量部より多いと高強度硬化体を得ることが困難であ
り、12.5重量部より少ないと通常の流し込み等の成形が
困難となる。
The water used in preparing the mixture in the present invention is necessary for molding, but it is preferable to make it as small as possible in order to obtain a high-strength cured product, and 100% by weight of the mixture of cementitious substance and ultrafine powder. The amount is preferably 12.5 to 30 parts by weight, more preferably 15 to 28 parts by weight. The amount of water is 3
If it is more than 0 parts by weight, it is difficult to obtain a high-strength cured product, and if it is less than 12.5 parts by weight, ordinary molding such as casting becomes difficult.

本発明で使用する骨材は、通常使用されるものでよい
が、硬質で且つ比重の大きいものが望ましく、モース硬
度6以上好ましくは7以上又はヌープ圧子硬度700kg
/mm2以上のいずれかの規準で選定されたものが好まし
い。この規準を満足するものを例示すれば、硅石、黄鉄
鉱、赤鉄鉱、磁鉄鉱、黄玉、ローソン石、エメリー、コ
ランダム、フエナサイト、スピネル、緑柱石、金緑石、
電気石、花崗岩、紅柱石、十字石、ジルコン、焼成ボー
キサイト、炭火硅素、溶融シリカ、電融マグネシア、炭
化硅素、立方晶窒化硼素等がある、特に、放射性廃棄物
用の容器の場合には、鉄粉等を用いてコンクリートの比
重を3.2以上に確保することが好ましい。
The aggregate used in the present invention may be one that is usually used, but it is desirable that it is hard and has a large specific gravity. Mohs hardness is 6 or more, preferably 7 or more or Knoop indenter hardness is 700 kg.
Those selected according to any of the criteria of / mm 2 or more are preferable. Examples that meet this criterion include silica, pyrite, hematite, magnetite, yellow jade, lawsonite, emery, corundum, phenasite, spinel, beryl, algae,
There are tourmaline, granite, beryl, cruciate, zircon, calcined bauxite, charcoal silicon, fused silica, fused magnesia, silicon carbide, cubic boron nitride, etc., especially in the case of radioactive waste containers, It is preferable to secure the specific gravity of concrete to 3.2 or more by using iron powder or the like.

以上の材料の他、通常のコンクリート又はモルタルに使
用される化学混和剤を必要に応じて併用することもでき
る。
In addition to the above materials, a chemical admixture used for ordinary concrete or mortar can be used in combination as required.

上記材料の混合、混練方法は特に限定されるものではな
く、通常の方法が適用できる。
A method for mixing and kneading the above materials is not particularly limited, and a usual method can be applied.

又、ライニング方法は、通常行なわれているもので、例
えば遠心力ライニング又は内型枠を使用した注入ライニ
ング及び吹付けライニング等がある。
Further, the lining method is usually performed, and includes, for example, centrifugal lining, injection lining using an inner mold, and spray lining.

本発明に係る処理容器の形状はドラム缶が一般的である
がこれに限つたものではない。
The shape of the processing container according to the present invention is generally a drum, but is not limited to this.

具体例として、ドラム缶を用いた例に基づいて、更に本
発明を説明する。
As a specific example, the present invention will be further described based on an example using a drum can.

本発明で使用するドラム缶は、200鋼製ドラム缶JI
SZ1600-1977H級(1.6mm)を標準とし、こ
のドラム缶内面に第1図のごとく、補強鉄筋を埋設して
厚み30〜70mmで上記組成のち密コンクリートをライ
ニングする。コンクリートのライニング方法は、注入成
形を基本とし、均一に混練したち密コンクリートをヘツ
ド圧による注入、ポンプによる注入及び流し込み等によ
り、所定の内型枠とドラム缶との隙き間に注入する。こ
の際、混練されたち密コンクリートを真空脱泡して、コ
ンクリート内部に含まれる気泡を除去すれば、その硬化
体に更にち密性を向上させられる。
The drum used in the present invention is a 200 steel drum JI.
Using SZ1600-1977H class (1.6 mm) as a standard, reinforcing reinforcing bars are embedded in the inner surface of the drum as shown in FIG. 1 and a dense concrete of the above composition having a thickness of 30 to 70 mm is lined. The concrete lining method is based on injection molding, in which densely kneaded and dense concrete is poured into a gap between a predetermined inner mold and a drum can by pouring with a head pressure, pouring with a pump, pouring, or the like. At this time, if the kneaded dense concrete is degassed in vacuum to remove air bubbles contained in the concrete, the denseness of the hardened material can be further improved.

また、内型枠としては、プラスチツクス成形品あるいは
ステンレス金網などを用いて、埋め殺しにしても良く、
経済性、実用性を考慮して適宜選択出来る。
Further, as the inner formwork, a plastic molded product or a stainless wire mesh may be used to be buried.
It can be appropriately selected in consideration of economy and practicality.

本発明の容器は、第1図に示されるごとく、天蓋部1、
胴部2、底部3から構成され、胴部と底部が一体で先づ
成形され、この中に所定の廃棄物を充てんセメント等に
よる、固化処理後、天蓋部を成形して完成される。
The container of the present invention, as shown in FIG.
It is composed of a body portion 2 and a bottom portion 3, and the body portion and the bottom portion are integrally molded in advance, and a predetermined waste is filled therein, and solidified by cement or the like, and then a canopy portion is molded to complete.

胴部と底部を成形する際に、天蓋部に埋設する鉄筋は予
め設置しておき、天蓋部を成形する際には内部型枠を用
いずに充てん固化した廃棄物上に一体でち密コンクリー
トを注型する。すなわち、本発明によれば、放射性廃棄
物をセメントでもつてドラム缶詰めするにあたり、撹拌
終了後撹拌翼を取り出した後に形成される上部空間は、
天蓋部を成形する際にち密コンクリートによつて置き換
えられる。
When molding the body and bottom, the rebar to be embedded in the canopy is installed in advance, and when molding the canopy, the solid concrete is integrated on the solidified waste without using an internal formwork. Cast. That is, according to the present invention, the upper space formed after the stirring blade is taken out after the stirring is completed when the drum can is packed with the radioactive waste with cement,
It is replaced by dense concrete when molding the canopy.

〔実施例〕〔Example〕

以下実施例で本発明をさらに説明する。 The present invention will be further described in the following examples.

実施例1 200鋼製ドラム缶〔JIS Z1600のH級(1.6m
m)〕に、ライニング厚が50mmとなるよう内型枠をセ
ツトした。
Example 1 200 steel drum [JIS Z1600 H class (1.6 m
m)], the inner mold was set so that the lining thickness was 50 mm.

尚φ6m/mの、補強鉄筋を図面のように、20cm間隔
に設置しておく。
Reinforcing bars with a diameter of 6 m / m are installed at intervals of 20 cm as shown in the drawing.

表−1に示した配合のコンクリートをつくり、ポンプに
よる注入を行つた。
Concrete having the composition shown in Table 1 was prepared and pumped.

50℃で12時間蒸気養生を行つた。その後物性評価を
行つた。日本原子力研究所の評価基準に基づいて、ライ
ニングしたドラム管の衝撃テスト、及び気密テストを行
つた。
Steam curing was carried out at 50 ° C. for 12 hours. After that, the physical properties were evaluated. Based on the evaluation criteria of Japan Atomic Energy Research Institute, the impact test and airtight test of the lined drum tube were performed.

その結果問題はなかった。As a result, there was no problem.

実施例2 実施例1で使用した配合のコンクリート、レジンコンク
リート、重量コンクリート、及び普通コンクリートを使
用し、実施例1のようにライニングし、容器を製造し、
その1か月後に耐熱試験を実施した。
Example 2 Using the concrete, resin concrete, heavy concrete, and ordinary concrete having the composition used in Example 1, lining as in Example 1 to produce a container,
A heat resistance test was carried out one month later.

耐熱試験は、5℃/1分の昇温速度で加熱し、900℃ま
で達したのち、900±10℃の温度で1時間保持し、以後
自然放置して冷却した。
In the heat resistance test, the sample was heated at a temperature rising rate of 5 ° C./1 minute, reached 900 ° C., then held at a temperature of 900 ± 10 ° C. for 1 hour, and then naturally left to cool.

容器温度が30℃以下になったことを確認したのち、実施
例1と同様に衝撃テストと気密テストを実施した。
After confirming that the container temperature was 30 ° C. or lower, an impact test and an airtight test were carried out in the same manner as in Example 1.

なお、レジンコンクリート、重量コンクリート、及び普
通コンクリートの配合は下記のとおり。
The mix of resin concrete, heavy concrete, and ordinary concrete is as follows.

(1) レジンコンクリート 結合材 不飽和ポリエステル 71重量部 収縮低減剤 28重量部 オクテン酸コバルト系硬化促進剤0.28重量部 メチルエチルケトン系触媒 0.30重量部 シランカップリング剤 1.0重量部 結合材:炭酸カルシウム:細骨材:粗骨材の重量比=
1:1:2.8:4.2 (2) 重量コンクリート 水:普通セメント:細骨材:粗骨材:AE減水剤の単位量
(kg/m3)=182:365:835:1025:0.91 AE減水剤はポゾリス物産社製商品名「ポゾリスNo.70」 (3) 普通コンクリート 細骨材として姫川産川砂を、粗骨材として姫川産川砂利
を使用したこと以外は重量コンクリートと同様。
(1) Resin concrete binder Unsaturated polyester 71 parts by weight Shrinkage reducer 28 parts by weight Cobalt octenoate curing accelerator 0.28 parts by weight Methyl ethyl ketone catalyst 0.30 parts by weight Silane coupling agent 1.0 parts by weight Binder: calcium carbonate: fine bone Material: Coarse aggregate weight ratio =
1: 1: 2.8: 4.2 (2) Heavy concrete Water: Normal cement: Fine aggregate: Coarse aggregate: AE Unit amount of water reducing agent
(kg / m 3 ) = 182: 365: 835: 1025: 0.91 AE The water reducing agent is Pozzolith No. 70, a trade name, manufactured by Pozoris Bussan Co., Ltd. (3) Normal concrete As a fine aggregate, Himekawa produced sand is used as coarse aggregate. Same as heavy concrete except that Himekawa river gravel is used.

その結果、圧縮強度や曲げ強度は表−2のとおりであ
る。
As a result, compressive strength and bending strength are shown in Table-2.

また、本発明の容器以外は、いずれも日本原子力研究所
の評価基準をクリアーできなかった。
In addition, none of the containers other than the container of the present invention could meet the evaluation criteria of the Japan Atomic Energy Research Institute.

〔発明の効果〕〔The invention's effect〕

本発明によつて、中・低レベルの放射性廃棄物及びその
他産業廃棄物の処理容器として充分な性能を持つものが
得られた。
INDUSTRIAL APPLICABILITY According to the present invention, a container having sufficient performance as a treatment container for medium to low level radioactive waste and other industrial wastes was obtained.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

図面は本発明の具体例を示すライニングされたドラム管
の断面図である。 符号1……天蓋部分、4……鋼 2……胴部、5……緻密コンクリート 3……底部、6……鉄筋
The drawing is a cross-sectional view of a lined drum tube showing an embodiment of the present invention. Reference numeral 1 ... Canopy portion, 4 ... Steel 2 ... Body portion, 5 ... Dense concrete 3 ... Bottom portion, 6 ... Reinforcing bar

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】容器の内面に、セメント質物質、セメント
質物質より少なくとも1オーダー平均粒径が低い超微
粉、高性能減水剤、骨材、及び水を主成分とするコンク
リート又はモルタルをライニングしてなる廃棄物の処理
容器。
1. An inner surface of a container is lined with a cementitious substance, ultrafine powder having an average particle size at least one order lower than that of the cementitious substance, a high-performance water reducing agent, an aggregate, and concrete or mortar containing water as a main component. Waste treatment container.
JP60129502A 1985-06-14 1985-06-14 Waste treatment container Expired - Lifetime JPH0611601B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP60129502A JPH0611601B2 (en) 1985-06-14 1985-06-14 Waste treatment container

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP60129502A JPH0611601B2 (en) 1985-06-14 1985-06-14 Waste treatment container

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61287601A JPS61287601A (en) 1986-12-18
JPH0611601B2 true JPH0611601B2 (en) 1994-02-16

Family

ID=15011066

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60129502A Expired - Lifetime JPH0611601B2 (en) 1985-06-14 1985-06-14 Waste treatment container

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0611601B2 (en)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH03113303U (en) * 1990-03-05 1991-11-19
JP2816006B2 (en) * 1990-09-26 1998-10-27 株式会社東芝 Solidification of radioactive waste
JP4514875B2 (en) * 2000-01-28 2010-07-28 太平洋セメント株式会社 Transport pipe materials, transport pipes and lining materials
DE102012204348B3 (en) * 2012-03-20 2013-06-13 Areva Gmbh Method for disposing radioactive secondary waste that occurs during cutting of component of nuclear installation, involves adding clean concrete as pourable or flowable mixture of abrasive and concrete without previous drying
JP5984000B2 (en) * 2012-07-13 2016-09-06 清水建設株式会社 Waste container manufacturing method

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6118601A (en) * 1984-07-05 1986-01-27 東北電力株式会社 Waste housing vessel

Also Published As

Publication number Publication date
JPS61287601A (en) 1986-12-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3002525B2 (en) Solidified radioactive waste and method of treating radioactive waste
JPH0634097B2 (en) Solidifying agent for radioactive waste
JP2513690B2 (en) Solidifying agent for radioactive waste
JPH0611601B2 (en) Waste treatment container
JP2011084458A (en) Cement composition
JP5885324B2 (en) Method for producing waste solidified body and method for treating radioactive waste
JPS61245095A (en) Waste treating vessel
JP6713736B2 (en) PH adjuster for cement composition, concrete composition, cement composition, and method of using pH adjuster for cement composition
JPS58195200A (en) Method of improving reservation of radioactive nuclide at solidifying radioactive waste
JP4270699B2 (en) Waste processing material, waste processing container, waste processing body, and waste processing method
JP2002080261A (en) High fluid concrete and concrete secondary product
JPH01223398A (en) Radioactive waste hardener
JP2003502623A (en) Radioactive waste disposal
JP2015010010A (en) Salt damage-resistant concrete
JPS62151799A (en) Transport-treating vessel having improved shock resistance and manufacture thereof
JP2016155715A (en) Grout composition for injection and corrosion inhibition method for steel material
JP2993486B2 (en) Radioactive waste filling container and solidified radioactive waste
CN106278048B (en) Suitable for the preparation method of the anticorrosion cushion cap of marine environment
JP6397721B2 (en) Grouting composition for injection and method for inhibiting corrosion of steel
JP2993485B2 (en) Solidification material for radioactive waste and method for solidifying radioactive waste
JP2001225891A (en) Structure for water storage
JPS6118601A (en) Waste housing vessel
JP2501576B2 (en) Solidifying agent for radioactive waste
WO2006041288A2 (en) Method of preparing fresh concrete for corrosion-resistant reinforced concrete
JPS6332399A (en) Processing vessel for radioactive waste, etc. and manufacture thereof