JPH06230186A - 放射性廃棄物の処理システム及び処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の処理システム及び処理方法Info
- Publication number
- JPH06230186A JPH06230186A JP1987493A JP1987493A JPH06230186A JP H06230186 A JPH06230186 A JP H06230186A JP 1987493 A JP1987493 A JP 1987493A JP 1987493 A JP1987493 A JP 1987493A JP H06230186 A JPH06230186 A JP H06230186A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- radioactive waste
- waste
- volume
- treating
- radioactive
- 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.)
- Granted
Links
Abstract
(57)【要約】
【目的】発生した放射能廃棄物をすべて固化できるシス
テムを提供する。 【構成】原子力施設から発生する放射性廃棄物を減容す
る前に廃棄物に含まれる放射性核種の濃度を測定し、廃
棄物の処理方法を決定、又は減容する後固化する。 【効果】本発明により、最終的に固化処理した廃棄物固
化体中の放射性核種の濃度、或いは固化体の表面線量率
が埋設管理基準値を超過する事象を未然に防止でき、再
貯蔵や希釈固化といった追加措置の必要性を排除でき
る。また、処理設備の汚染防止にも役立ち、機器のメン
テナンス性や作業者の被爆低減にも効果がある。
テムを提供する。 【構成】原子力施設から発生する放射性廃棄物を減容す
る前に廃棄物に含まれる放射性核種の濃度を測定し、廃
棄物の処理方法を決定、又は減容する後固化する。 【効果】本発明により、最終的に固化処理した廃棄物固
化体中の放射性核種の濃度、或いは固化体の表面線量率
が埋設管理基準値を超過する事象を未然に防止でき、再
貯蔵や希釈固化といった追加措置の必要性を排除でき
る。また、処理設備の汚染防止にも役立ち、機器のメン
テナンス性や作業者の被爆低減にも効果がある。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力施設（発電所，
再処理工場）から発生する放射性廃棄物、特に減容する
放射性廃棄物の処理方法及びその処理システムに関す
る。
再処理工場）から発生する放射性廃棄物、特に減容する
放射性廃棄物の処理方法及びその処理システムに関す
る。
【０００２】
【従来の技術】原子力施設、特に原子力発電所からは濃
縮廃液及びその乾燥粉体やペレット，焼却灰，不燃性雑
固体，使用済みイオン交換樹脂等の種々の放射性廃棄物
が発生する。これらの放射性廃棄物は適切な減容処理が
施された後、専用の容器内にセメントやプラスチック等
の固化材により、安定に固化される。こうして作成され
た固化体は、含有する放射性核種の濃度や表面線量率，
強度等に関する厳正な検査を受けた後、埋設保管基準値
に適合するものだけが地中に建設された貯蔵施設に埋設
保管される。
縮廃液及びその乾燥粉体やペレット，焼却灰，不燃性雑
固体，使用済みイオン交換樹脂等の種々の放射性廃棄物
が発生する。これらの放射性廃棄物は適切な減容処理が
施された後、専用の容器内にセメントやプラスチック等
の固化材により、安定に固化される。こうして作成され
た固化体は、含有する放射性核種の濃度や表面線量率，
強度等に関する厳正な検査を受けた後、埋設保管基準値
に適合するものだけが地中に建設された貯蔵施設に埋設
保管される。
【０００３】固化体を地中に埋設保管するためには固化
体１体あたりの正確な放射能インベントリーを評価し、
埋設基準値と照合する必要がある。従来は、既に固化処
理後、固化体１体あたりの放射能量を計測する搬出管理
システムが開発され、具体的には特願昭61−26345 号や
特願平2−157340 号に記載のものが有る。放射能計測に
おいては、固化体の外部に放射線検出器を設置して計測
するため、透過力の強いγ線は計測できるが、透過力の
弱いα線，β線は固化体に遮蔽されて計測できない。従
って、主としてα線を放出する超ウラン元素（α核種）
やβ線のみを放出する核種（β核種：Ｎｉ−６３，Ｃ−
１４等）については直接測定が困難である。
体１体あたりの正確な放射能インベントリーを評価し、
埋設基準値と照合する必要がある。従来は、既に固化処
理後、固化体１体あたりの放射能量を計測する搬出管理
システムが開発され、具体的には特願昭61−26345 号や
特願平2−157340 号に記載のものが有る。放射能計測に
おいては、固化体の外部に放射線検出器を設置して計測
するため、透過力の強いγ線は計測できるが、透過力の
弱いα線，β線は固化体に遮蔽されて計測できない。従
って、主としてα線を放出する超ウラン元素（α核種）
やβ線のみを放出する核種（β核種：Ｎｉ−６３，Ｃ−
１４等）については直接測定が困難である。
【０００４】そこで、このような核種についてはγ線を
放出するＣｏ−６０やＣｓ−１３７との相関関係から統
計的に求められた係数（スケーリングファクター）を用
いてＣｏ−６０やＣｓ−１３７の測定値から推定され
る。実際の運用では統計的なバラツキをカバーする安全
率をかけて、安全側の評価がなされる。
放出するＣｏ−６０やＣｓ−１３７との相関関係から統
計的に求められた係数（スケーリングファクター）を用
いてＣｏ−６０やＣｓ−１３７の測定値から推定され
る。実際の運用では統計的なバラツキをカバーする安全
率をかけて、安全側の評価がなされる。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】従来の放射性廃棄物の
処理システムにおいては、次のような２つの課題があ
る。一つには、固化体を作成した後に放射線計測を行う
ため、埋設基準値を超過する固化体が発生した場合、再
度サイト保管を継続するか、基準不適合固化体を再度破
砕し、希釈固化するなどの追加措置をとることが必要に
なる。もう一つは、α核種やβ核種に対してスケーリン
グファクター法を適用した場合、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不適
合と判断される場合がありえることである。特に、溶
融，圧縮減容などの放射性廃棄物を減容（濃縮）する場
合は、その傾向は強い。
処理システムにおいては、次のような２つの課題があ
る。一つには、固化体を作成した後に放射線計測を行う
ため、埋設基準値を超過する固化体が発生した場合、再
度サイト保管を継続するか、基準不適合固化体を再度破
砕し、希釈固化するなどの追加措置をとることが必要に
なる。もう一つは、α核種やβ核種に対してスケーリン
グファクター法を適用した場合、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不適
合と判断される場合がありえることである。特に、溶
融，圧縮減容などの放射性廃棄物を減容（濃縮）する場
合は、その傾向は強い。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記課題のうち、第一の
課題を解決するために、放射性廃棄物を減容する前に、
廃棄物に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、
埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄
物量を制御する。第二の課題を解決するために、放射性
廃棄物を減容する前に、廃棄物の一部をサンプリング
し、α核種やβ核種の濃度を実測し、埋設基準値を超過
しないように固化体１体当たりの廃棄物量を制御する。
課題を解決するために、放射性廃棄物を減容する前に、
廃棄物に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、
埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄
物量を制御する。第二の課題を解決するために、放射性
廃棄物を減容する前に、廃棄物の一部をサンプリング
し、α核種やβ核種の濃度を実測し、埋設基準値を超過
しないように固化体１体当たりの廃棄物量を制御する。
【０００７】ここで言う放射性廃棄物は原子力施設、特
に原子力発電所からは濃縮廃液及びその乾燥粉体やペレ
ット，焼却灰，不燃性雑固体，使用済みイオン交換樹脂
等放射性廃棄物等が該当する。また、廃棄物量の制御
は、廃棄物の重量測定または定量供給装置によってなさ
れ、固化体１体当たりに投入する廃棄物重量を加減する
か、減容すべき放射性廃棄物の量を加減するか、又は異
なる放射性核種濃度を持つ廃棄物を複数混合することに
より達成される。
に原子力発電所からは濃縮廃液及びその乾燥粉体やペレ
ット，焼却灰，不燃性雑固体，使用済みイオン交換樹脂
等放射性廃棄物等が該当する。また、廃棄物量の制御
は、廃棄物の重量測定または定量供給装置によってなさ
れ、固化体１体当たりに投入する廃棄物重量を加減する
か、減容すべき放射性廃棄物の量を加減するか、又は異
なる放射性核種濃度を持つ廃棄物を複数混合することに
より達成される。
【０００８】プレスや溶融のように処理の後、廃棄物が
１つの塊になるプロセスでは、処理の前に投入する廃棄
物の放射性核種濃度、及び重量を測定し、１バッチあた
りの廃棄物量と種類を制御しておいたほうが望ましい。
１つの塊になるプロセスでは、処理の前に投入する廃棄
物の放射性核種濃度、及び重量を測定し、１バッチあた
りの廃棄物量と種類を制御しておいたほうが望ましい。
【０００９】
【作用】上記のように、廃棄物を減容する前に、廃棄物
に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、埋設基
準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄物量を
制御することによって、埋設基準値に適合しない固化体
の発生を防止でき、不適合固化体に対する追加処置を排
除することができる。
に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、埋設基
準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄物量を
制御することによって、埋設基準値に適合しない固化体
の発生を防止でき、不適合固化体に対する追加処置を排
除することができる。
【００１０】また、廃棄物を減容する前に、廃棄物の一
部をサンプリングし、α核種やβ核種の濃度を実測し、
埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄
物量を制御することによって、スケーリングファクター
法を適用した場合に必要以上に安全側に評価され、実際
は搬出可能な固化体であるのに不適合と判断されること
をなくすることができる。
部をサンプリングし、α核種やβ核種の濃度を実測し、
埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄
物量を制御することによって、スケーリングファクター
法を適用した場合に必要以上に安全側に評価され、実際
は搬出可能な固化体であるのに不適合と判断されること
をなくすることができる。
【００１１】
【実施例】本発明の一実施例を図１により説明する。本
実施例は原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹
脂（廃樹脂）および濃縮廃液の様にスラリー状態の放射
性廃棄物をセメントにて固化処理するのに好適なシステ
ムに関するものである。
実施例は原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹
脂（廃樹脂）および濃縮廃液の様にスラリー状態の放射
性廃棄物をセメントにて固化処理するのに好適なシステ
ムに関するものである。
【００１２】本実施例の基本的な処理フローを図１によ
り説明する。廃液あるいは廃スラッジは適当な倍率で濃
縮された後、貯蔵タンクに保管されている。このような
廃液を処理するに際し、タンク内を均一に混合撹拌した
後、一部をサンプリングし放射性核種の濃度を測定す
る。この測定値により最終的に固化体にした場合の核種
濃度の評価が可能となり、固化体の埋設管理基準値との
照合により、以下の処理方法を次の中から決定する。処
理方法は廃液の放射能レベルの低いものから順に次のよ
うな方法から選択される。
り説明する。廃液あるいは廃スラッジは適当な倍率で濃
縮された後、貯蔵タンクに保管されている。このような
廃液を処理するに際し、タンク内を均一に混合撹拌した
後、一部をサンプリングし放射性核種の濃度を測定す
る。この測定値により最終的に固化体にした場合の核種
濃度の評価が可能となり、固化体の埋設管理基準値との
照合により、以下の処理方法を次の中から決定する。処
理方法は廃液の放射能レベルの低いものから順に次のよ
うな方法から選択される。
【００１３】（１）更に濃縮（減容） （２）無処理 （３）放射能レベルの低い別のタンクの廃液または別の
廃棄物と混合して希釈 （４）タンクに戻し長期保管（放射能の減衰を待つ） これらの処理の後、廃液は乾燥粉体化した後固化材と混
合して固化するか、またはそのまま固化材と混合して固
化する。上記において、乾燥粉体化による減容の前に、
放射能濃度等を測定しているが、濃縮の前に測定するこ
とも可能である。
廃棄物と混合して希釈 （４）タンクに戻し長期保管（放射能の減衰を待つ） これらの処理の後、廃液は乾燥粉体化した後固化材と混
合して固化するか、またはそのまま固化材と混合して固
化する。上記において、乾燥粉体化による減容の前に、
放射能濃度等を測定しているが、濃縮の前に測定するこ
とも可能である。
【００１４】次に使用済みイオン交換樹脂（廃樹脂）を
セメントにて固化処理するのに好適なシステムについ
て、図２を用いて説明する。廃樹脂はその放射性核種濃
度に応じて廃樹脂タンク（Ａ）１と廃樹脂タンク（Ｂ）
２に貯蔵されている。一例として、Ａのタンクに貯蔵さ
れている樹脂の核種（Ｃｏ−６０）濃度が固化体の埋設
管理基準値より１０倍高く、Ｂのタンクに貯蔵されてい
る樹脂の核種濃度が基準値の１／１００である場合につ
いて説明する。樹脂のスラリーは脱水機３により水切り
した後、設定量だけミキサー４に投入される。ミキサー
４には固化材タンク５，添加水タンク６が接続されてお
り、各々定量投入可能なように、バルブ，フィーダーが
設置されている。これらは、ミキサーで十分に混合され
た後、固化容器７に注入され、ふたをして養生して固化
体となる。固化材が完全に硬化した後、検査装置８によ
り固化体中の放射性核種の量をチェックし、埋設管理基
準値をクリアした固化体のみが搬出される。
セメントにて固化処理するのに好適なシステムについ
て、図２を用いて説明する。廃樹脂はその放射性核種濃
度に応じて廃樹脂タンク（Ａ）１と廃樹脂タンク（Ｂ）
２に貯蔵されている。一例として、Ａのタンクに貯蔵さ
れている樹脂の核種（Ｃｏ−６０）濃度が固化体の埋設
管理基準値より１０倍高く、Ｂのタンクに貯蔵されてい
る樹脂の核種濃度が基準値の１／１００である場合につ
いて説明する。樹脂のスラリーは脱水機３により水切り
した後、設定量だけミキサー４に投入される。ミキサー
４には固化材タンク５，添加水タンク６が接続されてお
り、各々定量投入可能なように、バルブ，フィーダーが
設置されている。これらは、ミキサーで十分に混合され
た後、固化容器７に注入され、ふたをして養生して固化
体となる。固化材が完全に硬化した後、検査装置８によ
り固化体中の放射性核種の量をチェックし、埋設管理基
準値をクリアした固化体のみが搬出される。
【００１５】本実施例においては、配合を表１のように
設定した。
設定した。
【００１６】
【表１】
【００１７】この組成では、廃樹脂は重量比で１／３に
希釈される。従って、本発明を実施しないでタンクＡか
ら１００kgの樹脂を供給して固化体を作成した場合、検
査装置で埋設管理基準値を超過していることが判明し、
固化体を搬出できなくなる。そこで、本発明では各々の
廃樹脂タンクからのサンプリングライン９を設置し、計
量・測定ユニット１０で重量と放射能計測を実施した
後、廃樹脂の投入量を設定する。放射能計測は、予め標
準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体
検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎
の計数率を求めることにより実施される。本例では、γ
核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他
のα核種，β核種は先に説明したスケーリングファクタ
ーに安全係数１０を掛けて評価された。本例の場合、Ａ
のタンクに貯蔵されている樹脂のＣｏ−６０濃度が固化
体の埋設管理基準値より１０倍高く、Ｂのタンクに貯蔵
されている樹脂の濃度が基準値の１／１００であること
を固化する前に認知できたので、Ａタンクの樹脂を２０
kg，Ｂタンクの樹脂を８０kg計量して、ミキサーに投入
した。この場合、Ａタンクの樹脂は３×５＝１５倍に希
釈されることになるので、固化体が搬出可能になる。さ
らに、計量・測定ユニットで計測した核種濃度の値を用
いて、セメント固化した後の固化体の表面線量率を計算
し、表面線量率に関する埋設管理基準値や輸送基準値と
の適合性を評価し、廃樹脂の投入量を制御するすること
も可能になる。また、計量・測定ユニットにプラスチッ
クシンチレータ等のβ線検出器を設置することにより、
Ｎｉ−６３等のβ核種の直接測定が可能になり、スケー
リングファクター法のように安全係数を見込む必要がな
くなる。また、測定結果を用いて固化材と廃棄物の混合
比を制御する方法として、Ａタンクの樹脂のみを２０kg
計量してミキサーに投入し、固化材＋水の投入量を１７
０kg増量して混練し、希釈固化することも可能である。
希釈される。従って、本発明を実施しないでタンクＡか
ら１００kgの樹脂を供給して固化体を作成した場合、検
査装置で埋設管理基準値を超過していることが判明し、
固化体を搬出できなくなる。そこで、本発明では各々の
廃樹脂タンクからのサンプリングライン９を設置し、計
量・測定ユニット１０で重量と放射能計測を実施した
後、廃樹脂の投入量を設定する。放射能計測は、予め標
準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体
検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎
の計数率を求めることにより実施される。本例では、γ
核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他
のα核種，β核種は先に説明したスケーリングファクタ
ーに安全係数１０を掛けて評価された。本例の場合、Ａ
のタンクに貯蔵されている樹脂のＣｏ−６０濃度が固化
体の埋設管理基準値より１０倍高く、Ｂのタンクに貯蔵
されている樹脂の濃度が基準値の１／１００であること
を固化する前に認知できたので、Ａタンクの樹脂を２０
kg，Ｂタンクの樹脂を８０kg計量して、ミキサーに投入
した。この場合、Ａタンクの樹脂は３×５＝１５倍に希
釈されることになるので、固化体が搬出可能になる。さ
らに、計量・測定ユニットで計測した核種濃度の値を用
いて、セメント固化した後の固化体の表面線量率を計算
し、表面線量率に関する埋設管理基準値や輸送基準値と
の適合性を評価し、廃樹脂の投入量を制御するすること
も可能になる。また、計量・測定ユニットにプラスチッ
クシンチレータ等のβ線検出器を設置することにより、
Ｎｉ−６３等のβ核種の直接測定が可能になり、スケー
リングファクター法のように安全係数を見込む必要がな
くなる。また、測定結果を用いて固化材と廃棄物の混合
比を制御する方法として、Ａタンクの樹脂のみを２０kg
計量してミキサーに投入し、固化材＋水の投入量を１７
０kg増量して混練し、希釈固化することも可能である。
【００１８】サンプリングラインと計量・測定ユニット
は脱水機の前段あるいは後段に設置されても本発明の実
施が可能である。本実施例の固化材には水硬化性のセメ
ント，セメントガラスが適当であるが、熱可塑性のプラ
スチックやアスファルトも使用可能である。
は脱水機の前段あるいは後段に設置されても本発明の実
施が可能である。本実施例の固化材には水硬化性のセメ
ント，セメントガラスが適当であるが、熱可塑性のプラ
スチックやアスファルトも使用可能である。
【００１９】次に、原子力施設から発生する金属配管や
コンクリート，保温材等の不燃性雑固体廃棄物の減容処
理システムについて図３，図４により説明する。
コンクリート，保温材等の不燃性雑固体廃棄物の減容処
理システムについて図３，図４により説明する。
【００２０】図３は雑固体廃棄物を圧縮減容した後、固
化容器に充填し、固化材を注入して固化するものであ
る。貯蔵容器１１に保管されている雑固体を、容器を転
倒させて取りだし、各単品ごとに振り分けて移送コンベ
ア１２に乗せる。コンベアの途中には遮蔽材でコリメー
トした線量率計１３が取り付けられており、単品ごとに
その位置での線量率を計測する。管理設定値をパスした
廃棄物は二次容器１４に投入され、設定値を超過した廃
棄物は別経路で保管容器１５に移送される。この時、二
次容器を加振しておくと充填率が向上する。二次容器は
廃棄物で満たされた後、プレス機１６で容器ごとプレス
される。プレス機はプレス体１７と固化容器１９との間
に隙間が開くように、縮径できるものが良いが、二次容
器を固化容器より寸法を小さくすることも可能である。
プレス体１７は計量・測定ユニット１８で重量及び放射
能計測を実施した後、測定結果と照合できるように番号
をラベリングされ一時的に保管される。放射能計測は、
予め標準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか
半導体検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して
核種毎の計数率を求めることにより実施される。本例で
は、γ核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、
その他のα核種，β核種は先に説明したスケーリングフ
ァクターに安全係数を掛けて評価される。その後プレス
体は固化容器１９に２〜３体充填されるが、この時放射
性核種の濃度に関する固化体の埋設管理基準値を超えな
いプレス体の組合わせを選択する。プレス体の充填後、
固化容器にミキサー２０より固化材を注入し、固化体を
作成する。
化容器に充填し、固化材を注入して固化するものであ
る。貯蔵容器１１に保管されている雑固体を、容器を転
倒させて取りだし、各単品ごとに振り分けて移送コンベ
ア１２に乗せる。コンベアの途中には遮蔽材でコリメー
トした線量率計１３が取り付けられており、単品ごとに
その位置での線量率を計測する。管理設定値をパスした
廃棄物は二次容器１４に投入され、設定値を超過した廃
棄物は別経路で保管容器１５に移送される。この時、二
次容器を加振しておくと充填率が向上する。二次容器は
廃棄物で満たされた後、プレス機１６で容器ごとプレス
される。プレス機はプレス体１７と固化容器１９との間
に隙間が開くように、縮径できるものが良いが、二次容
器を固化容器より寸法を小さくすることも可能である。
プレス体１７は計量・測定ユニット１８で重量及び放射
能計測を実施した後、測定結果と照合できるように番号
をラベリングされ一時的に保管される。放射能計測は、
予め標準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか
半導体検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して
核種毎の計数率を求めることにより実施される。本例で
は、γ核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、
その他のα核種，β核種は先に説明したスケーリングフ
ァクターに安全係数を掛けて評価される。その後プレス
体は固化容器１９に２〜３体充填されるが、この時放射
性核種の濃度に関する固化体の埋設管理基準値を超えな
いプレス体の組合わせを選択する。プレス体の充填後、
固化容器にミキサー２０より固化材を注入し、固化体を
作成する。
【００２１】本実施例では計量・測定ユニットをプレス
機の前段に設置して、雑固体単品ごとの重量と核種濃度
を計測し、プレス体の核種濃度が固化体の埋設管理基準
値を超えないようにプレス機に供給する雑固体の種類と
重量を制御しても良い。この場合、コンベアに設置され
た線量率計は省略できる。
機の前段に設置して、雑固体単品ごとの重量と核種濃度
を計測し、プレス体の核種濃度が固化体の埋設管理基準
値を超えないようにプレス機に供給する雑固体の種類と
重量を制御しても良い。この場合、コンベアに設置され
た線量率計は省略できる。
【００２２】次に高温溶融について図４を用いて説明す
る。図４の方法は、雑固体廃棄物を高温（鉄材やコンク
リートが融解する１６００℃以上）で溶融した後、固化
容器に充填し、固化材を注入して固化するものである。
鉄材廃棄物の取り出し方法は前記実施例と同様である。
貯蔵容器２１に保管されている雑固体を、移送コンベア
２２を用いて溶融炉２４に供給する。コンベアの出口に
計量・測定ユニット２３を設置し、廃棄物単品ごとの重
量及び放射能計測を実施した後、溶融炉に投入される。
投入された廃棄物の重量と核種濃度は計量・測定ユニッ
トに接続した計算機２５に保存記録されており、１バッ
チの累積量がモニターされる。放射能計測は、予め標準
線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体検
出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎の
計数率を求めることにより実施される。本例では、γ核
種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他の
α核種，β核種は先に説明したスケーリングファクター
に安全係数を掛けて評価される。このプロセスを経るこ
とにより、計算機に保存された投入物の重量と核種濃度
の測定値を用いて炉内の溶融物２６の核種濃度を評価す
ることが可能になる。溶融物の核種濃度が固化体の埋設
管理基準値を超過しないように投入する雑固体の種類と
投入量を制御する。従って、計量・測定ユニットにおけ
る計測段階で放射能レベルがオーダーで高い廃棄物は分
別保管されることが望ましい。こうして得られた溶融物
は最終的な固化容器より寸法の小さい耐火容器２７に注
入し、放冷した後固化容器２９に充填する。耐火容器と
固化容器の隙間にミキサー２８より固化材を注入し、固
化体の作成が完了する。
る。図４の方法は、雑固体廃棄物を高温（鉄材やコンク
リートが融解する１６００℃以上）で溶融した後、固化
容器に充填し、固化材を注入して固化するものである。
鉄材廃棄物の取り出し方法は前記実施例と同様である。
貯蔵容器２１に保管されている雑固体を、移送コンベア
２２を用いて溶融炉２４に供給する。コンベアの出口に
計量・測定ユニット２３を設置し、廃棄物単品ごとの重
量及び放射能計測を実施した後、溶融炉に投入される。
投入された廃棄物の重量と核種濃度は計量・測定ユニッ
トに接続した計算機２５に保存記録されており、１バッ
チの累積量がモニターされる。放射能計測は、予め標準
線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体検
出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎の
計数率を求めることにより実施される。本例では、γ核
種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他の
α核種，β核種は先に説明したスケーリングファクター
に安全係数を掛けて評価される。このプロセスを経るこ
とにより、計算機に保存された投入物の重量と核種濃度
の測定値を用いて炉内の溶融物２６の核種濃度を評価す
ることが可能になる。溶融物の核種濃度が固化体の埋設
管理基準値を超過しないように投入する雑固体の種類と
投入量を制御する。従って、計量・測定ユニットにおけ
る計測段階で放射能レベルがオーダーで高い廃棄物は分
別保管されることが望ましい。こうして得られた溶融物
は最終的な固化容器より寸法の小さい耐火容器２７に注
入し、放冷した後固化容器２９に充填する。耐火容器と
固化容器の隙間にミキサー２８より固化材を注入し、固
化体の作成が完了する。
【００２３】本実施例では、溶融物を水中に滴化させ、
粒状のスラグとして硬化させても良い。得られたスラグ
はそのままセメントと混合して固化できる。溶融物中の
核種濃度が基準値を下回っているため、固化体が基準を
超過することはない。また、廃棄物単品ごとの重量及び
放射能計測を実施した後、耐火容器に充填し、容器ごと
溶融炉に供給する方法も可能である。
粒状のスラグとして硬化させても良い。得られたスラグ
はそのままセメントと混合して固化できる。溶融物中の
核種濃度が基準値を下回っているため、固化体が基準を
超過することはない。また、廃棄物単品ごとの重量及び
放射能計測を実施した後、耐火容器に充填し、容器ごと
溶融炉に供給する方法も可能である。
【００２４】このように作成された雑固体廃棄物の固化
体は、最終的に検査設備で核種濃度をチェックされる。
本実施例によれば、放射能レベルが比較的広範囲に分布
している雑固体廃棄物に対して、埋設管理基準値を超過
するような固化体の発生を排除することが可能になる。
体は、最終的に検査設備で核種濃度をチェックされる。
本実施例によれば、放射能レベルが比較的広範囲に分布
している雑固体廃棄物に対して、埋設管理基準値を超過
するような固化体の発生を排除することが可能になる。
【００２５】本発明の別の実施例を図５を用いて説明す
る。本実施例は、可燃性の雑固体廃棄物を焼却処理する
システムに関するものである。焼却炉３０の前段に本発
明の計量・測定ユニット３１を設置し、貯蔵容器３２よ
り取り出された雑固体単品の重量と核種濃度を計測す
る。焼却処理に伴う減容比を安全率を見込んで１／500
とすると、埋設管理基準濃度の１／５００の濃度の廃棄
物であっても、焼却後の灰は基準濃度に達する。従っ
て、埋設管理基準濃度の３桁下に運用基準値を設ける。
計測の結果、運用基準値を超えるものは分別し、固化設
備３３に移送しそのまま固化するか、再度貯蔵する。運
用基準値をパスした廃棄物のみ焼却処理し、焼却灰は別
途固化設備で固化材と混合し固化容器内に固化する。
る。本実施例は、可燃性の雑固体廃棄物を焼却処理する
システムに関するものである。焼却炉３０の前段に本発
明の計量・測定ユニット３１を設置し、貯蔵容器３２よ
り取り出された雑固体単品の重量と核種濃度を計測す
る。焼却処理に伴う減容比を安全率を見込んで１／500
とすると、埋設管理基準濃度の１／５００の濃度の廃棄
物であっても、焼却後の灰は基準濃度に達する。従っ
て、埋設管理基準濃度の３桁下に運用基準値を設ける。
計測の結果、運用基準値を超えるものは分別し、固化設
備３３に移送しそのまま固化するか、再度貯蔵する。運
用基準値をパスした廃棄物のみ焼却処理し、焼却灰は別
途固化設備で固化材と混合し固化容器内に固化する。
【００２６】本実施例によれば、埋設管理基準値を超過
するような固化体の発生を排除することできる他、焼却
炉，フィルター設備の汚染を防止することができ、設備
のメンテナンス性が向上すると共に作業者の被爆低減に
効果がある。
するような固化体の発生を排除することできる他、焼却
炉，フィルター設備の汚染を防止することができ、設備
のメンテナンス性が向上すると共に作業者の被爆低減に
効果がある。
【００２７】
【発明の効果】本発明により、最終的に固化処理した廃
棄物固化体中の放射性核種の濃度、或いは固化体の表面
線量率が埋設管理基準値を超過する事象を未然に防止で
き、再貯蔵や希釈固化といった追加措置の必要性を排除
できる。
棄物固化体中の放射性核種の濃度、或いは固化体の表面
線量率が埋設管理基準値を超過する事象を未然に防止で
き、再貯蔵や希釈固化といった追加措置の必要性を排除
できる。
【００２８】また、処理設備の汚染防止にも役立ち、機
器のメンテナンス性や作業者の被爆低減にも効果があ
る。
器のメンテナンス性や作業者の被爆低減にも効果があ
る。
【図１】本発明の一実施例である放射性廃液の処理フロ
ーを示した図。
ーを示した図。
【図２】本発明の一実施例である放射性廃樹脂の固化処
理システムのフローを示した図。
理システムのフローを示した図。
【図３】本発明の一実施例である不燃性雑固体の減容処
理システムのフロー(圧縮減容)を示した図。
理システムのフロー(圧縮減容)を示した図。
【図４】本発明の一実施例である不燃性雑固体の減容処
理システムのフロー(高温溶融)を示した図。
理システムのフロー(高温溶融)を示した図。
【図５】本発明の一実施例である可燃性雑固体の焼却処
理システムのフローを示した図。
理システムのフローを示した図。
７，１９，２９…固化容器、８…検査装置、９…サンプ
リングライン、１０，１８，２３，３１…計量・測定ユ
ニット、１３…線量計、１６…プレス機、１７…プレス
体、２４…溶融炉、２５…計算機、２６…溶融物、２７
…耐火容器、３０…焼却炉、３３…固化設備。
リングライン、１０，１８，２３，３１…計量・測定ユ
ニット、１３…線量計、１６…プレス機、１７…プレス
体、２４…溶融炉、２５…計算機、２６…溶融物、２７
…耐火容器、３０…焼却炉、３３…固化設備。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.5 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ０１Ｔ 1/167 Ｃ 7204−2Ｇ Ｇ２１Ｆ 9/32 Ｚ 9117−2Ｇ (72)発明者 千野 耕一 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 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 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 泉田 龍男 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 (20)
- 【請求項１】放射性廃棄物の処理するシステムにおい
て、前記放射性廃棄物を減容する減容手段と、前記減容
手段の上流側に前記放射廃棄物に対する放射能情報を測
定する手段と、前記減容後の放射性廃棄物を固化する手
段とを有することを特徴とする放射性廃棄物の処理シス
テム。 - 【請求項２】放射性廃棄物の処理するシステムにおい
て、前記放射性廃棄物を減容する減容手段と、前記減容
手段の上流側に前記放射性廃棄物に対する放射能情報を
測定する手段と、前記測定結果に基づいて前記放射性廃
棄物の処理方法を決定する手段とを有することを特徴と
する放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項３】前記放射能情報は前記放射性廃棄物に含ま
れる放射性核種と前記放射性核種に対する放射能濃度で
あることを特徴とする請求項１または２に記載の放射性
廃棄物の処理システム。 - 【請求項４】前記減容手段が圧縮減容，溶融，焼却，脱
水のいずれかであることを特徴とする請求項１または２
に記載の放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項５】前記処理方法の一つは、前記放射性廃棄物
と前記放射性廃棄物と混合し固化することであることを
特徴とする請求項２に記載の放射性廃棄物の処理システ
ム。 - 【請求項６】前記処理方法の一つは、前記放射性廃棄物
の処理量を制御し固化することであることを特徴とする
請求項２に記載の放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項７】前記放射性廃棄物が廃液，濃縮廃液，不燃
性雑固体，使用済みイオン交換樹脂及び廃樹脂の内の少
なくとも一つ含むことを特徴とする請求項１又は２に記
載の放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項８】前記放射性核種がＣｏ−６０，Ｃｓ−１３
７，Ｔｃ−９９，Ｎｉ−５９，Ｎｉ−６３，Ｓｒ−９
０，Ｉ−１２９，Ｎｂ−９４，Ｃ−１４，Ｈ−３，超ウ
ラン元素の内少なくとも一つ含むことを特徴とする請求
項３に記載の放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項９】前記測定する手段は、前記放射性廃棄物を
サンプリングするサンプリング機器，放射線検出器及び
放射性廃棄物の重量を測定する手段または定量供給装置
を有していることを特徴とする請求項１又は２に記載の
放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項１０】溶融又は圧縮して放射性廃棄物を減容す
るシステムにおいて、前記放射性廃棄物を減容する手段
の上流側又は下流側に前記放射性廃棄物に対する放射能
核種と放射能を測定する手段と、前記測定結果に基づい
て前記放射性廃棄物の処理方法を決定する手段とを有す
ることを特徴とする放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項１１】溶融又は圧縮して放射性廃棄物を減容す
るシステムにおいて、前記放射性廃棄物に対する放射能
核種と放射能を測定する手段と、前記測定結果に基づい
て前記放射性廃棄物を固化する手段とを有することを特
徴とする放射性廃棄物の処理システム。 - 【請求項１２】放射性廃棄物の処理する方法において、
前記放射性廃棄物の放射能情報を測定し、その放射能情
報に基づいて前記放射性廃棄物を減容する前の処理方法
を決定することを特徴とする放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項１３】放射性廃棄物の処理する方法において、
前記放射性廃棄物の放射能情報を測定し、その放射能情
報に基づいて前記放射性廃棄物を減容する前の処理方法
を決定し、その決定された処理方法に基づいて前記放射
性廃棄物を処理することを特徴とする放射性廃棄物の処
理方法。 - 【請求項１４】前記放射能情報は前記放射性廃棄物に含
まれる放射性核種と前記放射性核種に対する放射能濃度
であることを特徴とする請求項１２または１４に記載の
放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項１５】前記減容手段が圧縮減容，溶融，焼却，
脱水のいずれかであることを特徴とする請求項１２また
は１３に記載の放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項１６】前記処理は、前記放射性廃棄物と前記放
射性廃棄物と混合し固化することであることを特徴とす
る請求項１３に記載の放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項１７】前記処理は、前記放射性廃棄物の処理量
を制御し固化することであることを特徴とする請求項１
３に記載の放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項１８】前記放射性廃棄物が廃液，濃縮廃液，不
燃性雑固体，使用済みイオン交換樹脂及び廃樹脂の内の
少なくとも一つ含むことを特徴とする請求項１２又は１
３に記載の放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項１９】溶融又は圧縮して放射性廃棄物を減容し
て処理する方法において、前記放射廃棄物に含まれる放
射能核種とその放射能を測定し、その測定結果に基づい
て前記放射性廃棄物を減容する前の処理方法を決定し、
その決定された処理方法に基づいて前記放射性廃棄物を
処理することを特徴とする放射性廃棄物の処理方法。 - 【請求項２０】溶融又は圧縮して放射性廃棄物を減容し
て処理する方法において、前記放射廃棄物に含まれる放
射能核種とその放射能を測定し、その測定結果に基づい
て前記放射性廃棄物を固化することを特徴とする放射性
廃棄物の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1987493A JP3024416B2 (ja) | 1993-02-08 | 1993-02-08 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1987493A JP3024416B2 (ja) | 1993-02-08 | 1993-02-08 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06230186A true JPH06230186A (ja) | 1994-08-19 |
| JP3024416B2 JP3024416B2 (ja) | 2000-03-21 |
Family
ID=12011362
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1987493A Expired - Fee Related JP3024416B2 (ja) | 1993-02-08 | 1993-02-08 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3024416B2 (ja) |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013047623A (ja) * | 2011-08-29 | 2013-03-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 放射性廃棄物の減容処理方法 |
| JP2014202717A (ja) * | 2013-04-09 | 2014-10-27 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物検査装置および放射性廃棄物検査方法 |
| JP2014232029A (ja) * | 2013-05-28 | 2014-12-11 | 株式会社東芝 | α放射能の測定システムおよびその測定方法 |
| CN104769679A (zh) * | 2012-10-29 | 2015-07-08 | 太平洋水泥株式会社 | 放射性铯的除去方法及煅烧物的制造方法 |
| JP2015197380A (ja) * | 2014-04-01 | 2015-11-09 | 清水建設株式会社 | 放射能汚染物の放射性物質濃度測定方法 |
| JP5872093B1 (ja) * | 2015-06-23 | 2016-03-01 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 放射性物質除去方法及び放射性物質除去システム |
| CN105976886A (zh) * | 2016-05-10 | 2016-09-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种放射性废物的固化方法 |
| JP2017161547A (ja) * | 2017-05-15 | 2017-09-14 | Ｎｅｘｔ Ｉｎｎｏｖａｔｉｏｎ合同会社 | 地殻組成体、放射能無能化処理システム、地殻組成体の製造方法、及び、放射能無能化処理方法 |
| CN108693012A (zh) * | 2018-04-11 | 2018-10-23 | 欧频 | 水中锶-90核素放射化学分析水样品的浓集装置 |
| JP2019113346A (ja) * | 2017-12-21 | 2019-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 核燃料核種の分別方法及びその装置 |
| JP2022541774A (ja) * | 2019-07-15 | 2022-09-27 | ステート・アトミック・エナジー・コーポレーション・ロスアトム・オン・ビハーフ・オブ・ザ・ロシアン・フェデレーション | 放射性廃棄物の放射性核種含有量監視方法 |
-
1993
- 1993-02-08 JP JP1987493A patent/JP3024416B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013047623A (ja) * | 2011-08-29 | 2013-03-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 放射性廃棄物の減容処理方法 |
| CN104769679A (zh) * | 2012-10-29 | 2015-07-08 | 太平洋水泥株式会社 | 放射性铯的除去方法及煅烧物的制造方法 |
| JP2014202717A (ja) * | 2013-04-09 | 2014-10-27 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物検査装置および放射性廃棄物検査方法 |
| JP2014232029A (ja) * | 2013-05-28 | 2014-12-11 | 株式会社東芝 | α放射能の測定システムおよびその測定方法 |
| JP2015197380A (ja) * | 2014-04-01 | 2015-11-09 | 清水建設株式会社 | 放射能汚染物の放射性物質濃度測定方法 |
| JP5872093B1 (ja) * | 2015-06-23 | 2016-03-01 | 株式会社神鋼環境ソリューション | 放射性物質除去方法及び放射性物質除去システム |
| CN105976886A (zh) * | 2016-05-10 | 2016-09-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种放射性废物的固化方法 |
| JP2017161547A (ja) * | 2017-05-15 | 2017-09-14 | Ｎｅｘｔ Ｉｎｎｏｖａｔｉｏｎ合同会社 | 地殻組成体、放射能無能化処理システム、地殻組成体の製造方法、及び、放射能無能化処理方法 |
| JP2019113346A (ja) * | 2017-12-21 | 2019-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 核燃料核種の分別方法及びその装置 |
| CN108693012A (zh) * | 2018-04-11 | 2018-10-23 | 欧频 | 水中锶-90核素放射化学分析水样品的浓集装置 |
| JP2022541774A (ja) * | 2019-07-15 | 2022-09-27 | ステート・アトミック・エナジー・コーポレーション・ロスアトム・オン・ビハーフ・オブ・ザ・ロシアン・フェデレーション | 放射性廃棄物の放射性核種含有量監視方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3024416B2 (ja) | 2000-03-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Scholten et al. | Natural radioactivity in phosphate fertilizers | |
| JP2912393B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| JP3024416B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| Caridi et al. | Natural radioactivity measurements and dosimetric evaluations in soil samples with a high content of NORM | |
| Routson et al. | 241Am, 237Np, and 99Tc sorption on two United States subsoils from differing weathering intensity areas | |
| JP2003075540A (ja) | 放射性廃棄物の放射能測定方法及びその測定装置 | |
| US5489737A (en) | Radioactive waste processing system | |
| Shon et al. | Evaluation of cementation of intermediate level liquid waste produced from fission 99Mo production process and disposal feasibility of cement waste form | |
| JP2799074B2 (ja) | 放射性廃棄物固化処理方法 | |
| Tahnassian et al. | Liquid scintillation waste | |
| Suarez et al. | Treatment and conditioning of institutional waste in Brazil | |
| Döring et al. | Identification of enhanced concentrations of 210Pb and 210Po in iron ore industry | |
| Mateescu et al. | Time depending assessment of low and intermediate radioactive waste characteristics from Cernavoda NPP | |
| Quade et al. | Recycling of 232Th contaminated tungsten scrap | |
| Islam et al. | Elemental analysis of raw materials of nuclear reactor shielding to develop low activation concrete | |
| Quade et al. | Release of Residues from Melting NORM-Contaminated Steel Scrap-A German Approach | |
| Osman | Conditioning characterization of low level radioactive waste | |
| Tobie et al. | The VEK Process Control System–A Tool to Support HLW-Glass Quality | |
| Westsik | Nondestructive measurements in support of Waste Isolation Pilot Plant at Rockwell Hanford Operations: problems and methods | |
| Akers et al. | Release of radionuclides and chelating agents from cement-solidified decontamination low-level radioactive waste collected from the Peach Bottom Atomic Power Station Unit 3 | |
| Torstenfelt | Aspects on the acceptance of waste for disposal in SFR | |
| Gilmore et al. | Radiological hazards from deposits of tin-smelting slag and the problems of site clearance and disposal | |
| Osmanlioglu et al. | Experience in Environmental Remediation of Radioactively Contaminated Site in Waste Disposal Area in Istanbul–15011 | |
| Brunner et al. | 23 MOWA—the mobile waste conditioning plant | |
| Cozzi et al. | Support of SRS salt-stone regulatory compliance-15586 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 8 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080121 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 8 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080121 |
|
| S531 | Written request for registration of change of domicile |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313531 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080121 Year of fee payment: 8 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313111 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 8 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080121 |
|
| R371 | Transfer withdrawn |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R371 |
|
| S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313111 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080121 Year of fee payment: 8 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 9 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090121 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090121 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100121 Year of fee payment: 10 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110121 Year of fee payment: 11 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 11 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110121 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 12 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120121 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130121 Year of fee payment: 13 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |