JPH0634096B2 - How to treat low-level radioactive waste - Google Patents
How to treat low-level radioactive wasteInfo
- Publication number
- JPH0634096B2 JPH0634096B2 JP60103540A JP10354085A JPH0634096B2 JP H0634096 B2 JPH0634096 B2 JP H0634096B2 JP 60103540 A JP60103540 A JP 60103540A JP 10354085 A JP10354085 A JP 10354085A JP H0634096 B2 JPH0634096 B2 JP H0634096B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- hydroxide
- amount
- radioactive waste
- waste
- low
- 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 - Fee Related
Links
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Treatment Of Sludge (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 「産業上の利用分野」 この発明は、原子炉等から発生する低レベル放射性廃棄
物の処理方法に関するものである。TECHNICAL FIELD The present invention relates to a method for treating low-level radioactive waste generated from a nuclear reactor or the like.
「従来の技術」 原子炉等から発生する低レベル放射性廃棄物には、濃縮
廃液、イオン交換樹脂及び雑固体等がある。沸騰水型原
子炉から発生する濃縮廃液の主成分は硫酸ナトリウム(N
a2SO4)であり、加圧水型原子炉からのそれはホウ酸(H3B
O3)であり、この濃縮廃液のような低レベル放射性廃棄
物の固化処理法としては、セメント固化、アスファルト
固化、プラスチック固化等の方法が実施或いは実施の検
討段階にある。"Prior art" Low-level radioactive wastes generated from nuclear reactors include concentrated waste liquids, ion exchange resins, and miscellaneous solids. The main component of concentrated waste liquid generated from boiling water reactor is sodium sulfate (N
a 2 SO 4 ), from the pressurized water reactor is boric acid (H 3 B
O 3 ), and as a method for solidifying low-level radioactive waste such as concentrated waste liquid, methods such as cement solidification, asphalt solidification, and plastic solidification are in the process of implementation or under consideration.
「発明が解決しようとする問題点」 原子炉等から発生する低レベル放射性廃棄物の固化処理
法については、未だ確立されていないのが現状である。
セメント固化による処理方法では、セメントによる硬化
体であるコンクリートの寿命より長寿命の放射性同位元
素を含むを廃棄物では環境を汚染する可能性がある。“Problems to be solved by the invention” At present, the solidification method for low-level radioactive waste generated from nuclear reactors, etc. has not yet been established.
In the treatment method by cement solidification, the waste may pollute the environment if it contains a radioactive isotope having a life longer than that of the concrete hardened by cement.
また、アスファルト固化或いはプラスチック固化による
処理方法では、機械的強度が余り高くないため、放射性
廃棄物の封じ込めには不安がある等の問題があったので
ある。In addition, the treatment method using asphalt solidification or plastic solidification has a problem that the containment of radioactive waste is uncertain because the mechanical strength is not so high.
「問題点を解決するための手段」 この発明は、上述の問題点に鑑み、これを解決せんとし
て提案せられたものであり、原子炉等から発生する低レ
ベル放射性廃棄物とマトリックスとしてのケイ酸塩とを
混合すると共に、前記の廃棄物とマトリックスとの混合
物に、更に、廃棄物中のNa2SO4を固定化すべくアルカリ
土類金属の水酸化物及び水酸化アルミニウム(Al(OH)3)
を添加したものを、水熱条件下で圧縮し、生成した硬化
物中に低レベル放射性廃棄物を封じ込める処理方法を提
供せんとするものである。"Means for Solving Problems" The present invention has been proposed in view of the above problems, and has been proposed as a solution to the problems. A low-level radioactive waste generated from a nuclear reactor or the like and a keystone as a matrix are proposed. In addition to mixing the acid salt, the mixture of the waste and the matrix, in addition to the alkaline earth metal hydroxide and aluminum hydroxide (Al (OH)) to fix Na 2 SO 4 in the waste. 3 )
The object of the present invention is to provide a treatment method of compressing a mixture of the above substances under hydrothermal conditions and containing low-level radioactive waste in the resulting cured product.
「作用」 この発明は、沸騰水型原子炉等から発生する濃縮廃液の
ような硫酸ナトリウム(Na2SO4)等を主成分とする低レベ
ル放射性廃棄物を、ケイ酸塩（珪石及び珪華の混合物が
好ましい）をマトリックスとして、水熱条件下で圧縮し
て硬化物を生成せしめる場合に、マトリックスにアルカ
リ土類金属の水酸化物（水酸化ストロンチウム(Sr(OH)2
・H2O)又は水酸化バリウム(Ba(OH)2・H2O)が好ましい）及
び水酸化アルミニウムを添加し、SO4 2-は、金属硫酸塩
として、Na+は、アルミニウムケイ酸塩としてマトリッ
クス中に固定化するものである。"Working" This invention, low-level radioactive waste as a main component such as sodium sulfate (Na 2 SO 4), such as a concentrated liquid waste generated from boiling water reactor or the like, silicate (silica and珪華(A mixture of strontium hydroxide (Sr (OH) 2 ) is used as a matrix to form a hardened product by compressing under hydrothermal conditions.
.H 2 O) or barium hydroxide (Ba (OH) 2 .H 2 O) is preferred) and aluminum hydroxide are added, SO 4 2- is a metal sulfate, Na + is an aluminum silicate. Is to be immobilized in the matrix.
「実施例」 この発明を一実施例に基づき詳細に説明する。[Example] The present invention will be described in detail based on an example.
マトリックスとしては、福島県産珪石（低温型石英）と
鹿児島県産珪華（アルミナ等を含む無定形シリカ）を混
合したものを使用した。混合割合は、珪石：７０重量
％，珪華：３０重量％とした。As the matrix, a mixture of silica stone from Fukushima Prefecture (low temperature type quartz) and silica flower from Kagoshima Prefecture (amorphous silica containing alumina etc.) was used. The mixing ratio was set to 70% by weight of silica stone and 30% by weight of sinter.
廃棄物としては、市販のNa2SO4（沸騰水型原子炉等から
発生する低レベル放射性廃棄物の代表物質）とH3BO
3（加圧水型原子炉から発生する低レベル放射性廃棄物
の代表物質）とを混合したものを用いた。混合割合は、
Na2SO4：７３重量％，H3BO3：２７重量％とした。As wastes, commercially available Na 2 SO 4 (representative substance of low-level radioactive waste generated from boiling water reactors, etc.) and H 3 BO
3 (representative substance of low-level radioactive waste generated from a pressurized water reactor) was used as a mixture. The mixing ratio is
Na 2 SO 4: 73 wt%, H 3 BO 3: was 27 wt%.
マトリックスにSO4 2-を固定化するためのアルカリ土類
金属の水酸化物として、水酸化マグネシウム：Mg(O
H)2，水酸化カルシウム：Ca(OH)2)，水酸化ストロンチ
ウム：Sr(OH)2・8H2O及び水酸化バリウム：Ba(OH)2・8H2O
を使用した。又、マトリックスにNa+を固定化するため
に、Al(OH)3を使用した。As an alkaline earth metal hydroxide for fixing SO 4 2− in the matrix, magnesium hydroxide: Mg (O
H) 2, calcium hydroxide: Ca (OH) 2), strontium hydroxide: Sr (OH) 2 · 8H 2 O and barium hydroxide: Ba (OH) 2 · 8H 2 O
It was used. Also, Al (OH) 3 was used to immobilize Na + on the matrix.
廃棄物と、マトリックスと、アルカリ土類金属の水酸化
物とを、更には、水酸化アルミニウム（Na+の固定化を
も目的とした場合）を混合した総量を３０ｇとし、均一
に混合した。The waste, the matrix, the hydroxide of an alkaline earth metal, and further aluminum hydroxide (for the purpose of immobilizing Na + ) were mixed in a total amount of 30 g and uniformly mixed.
アルカリ土類金属の水酸化物として、Mg(OH)2又はCa(O
H)2を使用した場合には、更に、前記の混合物に水を
２．５cc加えて練り合わせた。As a hydroxide of alkaline earth metal, Mg (OH) 2 or Ca (O
When H) 2 was used, 2.5 cc of water was further added to the above mixture and kneaded.
これを水熱熱間成型用オートクレーブに充填し、２７５
kg/cm2の圧搾圧力で加圧しながら、温度３００℃で２０
分間反応させた。Fill this into an autoclave for hot-water hot forming, and add 275
20 kg at a temperature of 300 ° C while pressurizing with a pressing pressure of kg / cm 2.
Let react for minutes.
こうして得られた固化体（直径２０mm）を、高さ２４mm
に切り出し、圧縮強度を測定した。The solidified body (diameter 20 mm) thus obtained is 24 mm in height
It was cut into pieces and the compressive strength was measured.
また、固化体を７mm角の立方体に成型し、イオン交換水
３０ccと共にオートクレーブに入れ、温度２００℃の水
熱条件下で２０時間の浸出試験を行った。浸出率は、試
料の試験前の重量に対する重量減少率として表した。浸
出試験後の浸出液は、原子吸光分析法により分析した。Further, the solidified body was molded into a cube of 7 mm square, put into an autoclave together with 30 cc of ion-exchanged water, and a leaching test was carried out for 20 hours under hydrothermal conditions at a temperature of 200 ° C. The leaching rate was expressed as the weight loss rate of the sample before the test. The leachate after the leach test was analyzed by atomic absorption spectrometry.
以下に、詳細な試験条件及びその結果を示す。The detailed test conditions and the results are shown below.
（１）先ず、廃棄物中のSO2 2-の固定化剤であるアルカ
リ土類金属種の、固化体の圧縮強度に及ぼす影響を把握
するため、マトリックスと、廃棄物と、各種のアルカリ
土類金属の水酸化物とからなる混合物の水熱固化体を作
製した。(1) First, in order to understand the effect of the alkaline earth metal species, which is a fixing agent of SO 2 2- in the waste, on the compressive strength of the solidified body, the matrix, the waste, and various alkaline earth A hydrothermally solidified mixture of a metal hydroxide was prepared.
ここで、マトリックスに加えた各種のアルカリ土類金属
の水酸化物は、Mg(OH)2，Ca(OH)2，Sr(OH)2・8H2O，Ba(O
H)2・8H2Oである。また、廃棄物量は、混合物重量の１０
％、アルカリ土類金属の水酸化物の添加割合は、廃棄物
中のSO4 2-と等モル量である。Here, hydroxides of various alkaline earth metals added to the matrix are Mg (OH) 2 , Ca (OH) 2 , Sr (OH) 2 · 8H 2 O, Ba (O
H) is 2 · 8H 2 O. The amount of waste is 10% of the weight of the mixture.
%, The addition ratio of the alkaline earth metal hydroxide is an equimolar amount to SO 4 2- in the waste.
作製された固化体の圧縮強度は、それぞれ下記の通りで
あった。The compressive strengths of the produced solidified products were as follows.
Mg(OH)2 ： ２８０kg/cm2 Ca(OH)2 ： ６３０kg/cm2 Sr(OH)2・8H2O： ９４０kg/cm2 Ba(OH)2・8H2O：１２００kg/cm2 アルカリ水熱条件下でのケイ酸塩（ここでは、珪石と珪
華との混合物）マトリックスの硬化反応は、下記の
（イ）式、すなわちシリカの溶解・析出反応により説明
することができる。 Mg (OH) 2: 280kg / cm 2 Ca (OH) 2: 630kg / cm 2 Sr (OH) 2 · 8H 2 O: 940kg / cm 2 Ba (OH) 2 · 8H 2 O: 1200kg / cm 2 alkaline water The curing reaction of the silicate (here, a mixture of silica stone and silica) matrix under thermal conditions can be explained by the following equation (a), that is, the dissolution / precipitation reaction of silica.
（イ）SiO2＋2NaOH←→ Na2SiO3＋H2O （ロ）Na2SO4＋M(OH)2→ MSO4＋2NaOH ここで、Ｍは、Mg，Ca，Sr，Ba等のアルカリ土類金属を
表している。(B) SiO 2 + 2NaOH ← → Na 2 SiO 3 + H 2 O (b) Na 2 SO 4 + M (OH) 2 → MSO 4 + 2NaOH where M is an alkaline earth metal such as Mg, Ca, Sr, or Ba. Is represented.
（イ）式において、右方向の反応が、溶解反応で、左方
向の反応が析出反応である。In the equation (a), the reaction in the right direction is the dissolution reaction, and the reaction in the left direction is the precipitation reaction.
アルカリ土類金属の水酸化物としてBa(OH)2・8H2Oを用い
た場合に最も高い圧縮強度をもつ固化体が得られた原因
は、（ロ）式で表された反応が、アルカリ土類金属のイ
オン半径が大きいほど進行しやすく、Mg→Ca→Sr→Baの
順にNaOH（（イ）式に従い硬化反応を促進する）が多量
に生成するためである。The reason why the solidified body with the highest compressive strength was obtained when Ba (OH) 2 · 8H 2 O was used as the hydroxide of alkaline earth metal was that the reaction expressed by the formula (b) This is because the larger the ionic radius of the earth metal is, the easier it is to proceed, and a large amount of NaOH (accelerating the curing reaction according to the formula (a)) is generated in the order of Mg → Ca → Sr → Ba.
これらの固化体の浸出試験を行ったところ、Mg(OH)2を
用いた固化体は、試料の形状がくずれてしまったが、他
のものは、いずれも形状を保っており、浸出率も１０％
程度であった。When the leaching test of these solidified bodies was carried out, the solidified bodies using Mg (OH) 2 had the shape of the sample collapsed, but the others kept their shape and the leaching rate was also 10%
It was about.
浸出液中のナトリウム（Na）量、ケイ素（Si）量は、ア
ルカリ土類金属の種類によってCa→Sr→Baの順に顕著に
多くなっており（（ロ）式が右方向に進行していること
を示している）、Ba(OH)2・8H2Oを用いた場合が、最も効
果的に廃棄物を固定化することができることが判った。The amounts of sodium (Na) and silicon (Si) in the leachate increase significantly in the order of Ca → Sr → Ba depending on the type of alkaline earth metal (equation (b) progresses to the right). It was found that the waste can be immobilized most effectively when Ba (OH) 2 · 8H 2 O is used.
（２）次いで、マトリックスと廃棄物との混合割合につ
いて検討した。(2) Next, the mixing ratio of the matrix and the waste was examined.
その結果を、図１に示す（ここで、横軸：全体混合物中
の廃棄物量の割合−添字［１］，縦軸：固化体の圧縮強
度−添字［２］及び浸出率−添字［３］である）。The results are shown in Fig. 1 (where, the horizontal axis: ratio of waste amount in the whole mixture-subscript [1], the vertical axis: compression strength of the solidified body-subscript [2] and leaching rate-subscript [3]. Is).
尚、マトリックスに加えたアルカリ土類金属の水酸化物
としては、先の試験で最大の圧縮強度を示したBa(OH)2・
8H2Oを用いた。その添加量は、廃棄物を全体混合物の重
量に対し１０％混合とした時の廃棄物中のSO4 2-と等モ
ルである。As the alkaline earth metal hydroxide added to the matrix, Ba (OH) 2 · showed the highest compressive strength in the previous test.
8H 2 O was used. The amount added is equimolar to SO 4 2- in the waste when the waste is mixed at 10% with respect to the total weight of the mixture.
廃棄物［１］が１０重量％まで増加するに伴い固化体の
圧縮強度［２］が増大しているのは、前記（ロ）式によ
るNa2SO4とBa(OH)2との反応により生成するNaOH量が増
加したことによるものである。一方、廃棄物量［１］が
１０重量％を越えると圧縮強度［２］が減少しているの
は、相対的にマトリックス量が減少し、過剰のNa2SO4が
多量に存在するために硬化反応が抑制されたためと考え
られる。The compressive strength [2] of the solidified body increases with the increase of the waste [1] up to 10% by weight because of the reaction between Na 2 SO 4 and Ba (OH) 2 according to the formula (b). This is because the amount of generated NaOH increased. On the other hand, when the amount of waste [1] exceeds 10% by weight, the compressive strength [2] is decreased because the matrix amount is relatively decreased and excess Na 2 SO 4 is present in a large amount. It is considered that the reaction was suppressed.
浸出率［３］は、廃棄物量［１］が増加するに伴い直線
的に増加している。浸出液中のNa量は、浸出率［３］と
全く同様な傾向を示したが、Si量は、廃棄物量［１］が
１０重量％までは増加したが、その後はほぼ一定の値と
なった。これは、廃棄物量［１］が１０重量％に至る迄
は、Na2SO4とBa(OH)2との反応により生成したNaOH
（（ロ）式参照）は、マトリックスの硬化反応を促進す
るものの、水に可溶なNa2SiO3の形（（イ）式参照）と
なっており、そのためにSiと共に溶出しやすくなったも
のと考えられる。一方、廃棄物量［１］が１０重量％を
越えると、過剰のNa2SO4が溶出し始め、その結果、浸出
液中のNa量は、廃棄物量の増加に伴い増加するが、Siの
浸出量の増加を誘引しなかったものと考えられる。The leach rate [3] increases linearly as the amount of waste [1] increases. The amount of Na in the leachate showed the same tendency as the leach rate [3], but the amount of Si increased until the amount of waste [1] increased up to 10% by weight, but became almost constant thereafter. . This is because NaOH produced by the reaction of Na 2 SO 4 and Ba (OH) 2 until the amount of waste [1] reaches 10% by weight.
(See formula (b)) promotes the hardening reaction of the matrix, but is in the form of water-soluble Na 2 SiO 3 (see formula (a)), which facilitates elution with Si. It is considered to be a thing. On the other hand, when the amount of waste [1] exceeds 10% by weight, excess Na 2 SO 4 begins to elute, and as a result, the amount of Na in the leachate increases as the amount of waste increases, but the amount of Si leached It is probable that it did not attract the increase of.
上記の結果より、圧縮強度の点からは、廃棄物量［１］
に対しBa(OH)2・8H2Oを廃棄物中のSO4 2-と等モル添加
し、廃棄物量［１］を全体混合物中１０重量％とするの
が好ましい。From the above results, in terms of compressive strength, the amount of waste [1]
On the other hand, it is preferable to add Ba (OH) 2 .8H 2 O in an equimolar amount to SO 4 2- in the waste so that the amount of the waste [1] is 10% by weight in the whole mixture.
（３）SiO2とAl(OH)3をNaOH水溶液中で水熱処理する
と、アナルサイトなどのナトリウムアルミニウムケイ酸
塩が生成する。そこで、Naをマトリックスに固定化する
ために、前記の混合物に、更にAl(OH)3を添加して固化
体を作製した。(3) When SiO 2 and Al (OH) 3 are hydrothermally treated in an aqueous NaOH solution, sodium aluminum silicate such as analsite is produced. Therefore, in order to immobilize Na on the matrix, Al (OH) 3 was further added to the above mixture to prepare a solidified body.
その結果を、図２に示す（ここで、横軸：全体混合物中
のAl(OH)3の添加量−添字［４］，縦軸：固化体の圧縮
強度−添字［５］及び浸出率−添字［６］である）。The results are shown in FIG. 2 (here, the horizontal axis: the amount of Al (OH) 3 added in the whole mixture-subscript [4], the vertical axis: compression strength of the solidified body-subscript [5] and leaching rate- Subscript [6]).
尚、廃棄物量は、全体混合物の１０重量％、Ba(OH)2・8H
2Oの添加量は、廃棄物中のSO4 2-と等モルである。Incidentally, waste is 10% by weight of the total mixture, Ba (OH) 2 · 8H
The amount of 2 O added is equimolar to SO 4 2- in the waste.
Al(OH)3が１０重量％までは、圧縮強度［５］及び浸出
率［６］はともに減少し、Al(OH)3が１０重量％を越え
ると、圧縮強度［５］は、ほぼ一定となるが、浸出率
［６］は、やや増加に転じている。Al (OH) to 3 10% by weight, compressive strength [5] and the leaching rate [6] are both reduced, the Al (OH) 3 exceeds 10 wt%, the compressive strength [5] is substantially constant However, the leaching rate [6] has started to increase slightly.
従って、廃棄物量が全体混合物中１０重量％の時、Al(O
H)3を全体混合物中１０重量％となるよう添加しておく
ことが廃棄物を固定化するための好適条件といえる。Therefore, when the amount of waste is 10% by weight in the total mixture, Al (O
It can be said that the preferable condition for immobilizing the waste is to add H) 3 so as to be 10% by weight in the whole mixture.
Al(OH)3を添加することにより、圧縮強度［５］は低下
するものの、浸出率［６］が低下したことは、（ロ）式
に従って遊離したNaOH又は（イ）式に従って生成したNa
2SiO3が、固化体中に化合物の形で固定化されたことを
示しており、実際に浸出液中のNa及びSi量は、Al(OH)3
の添加により大幅に減少している。Although the compressive strength [5] was decreased by adding Al (OH) 3 , the leaching rate [6] was decreased because the NaOH released according to the formula (b) or the Na generated according to the formula (a) was decreased.
2 shows that SiO 3 was immobilized in the solidified form in the form of a compound, and the actual amounts of Na and Si in the leachate were Al (OH) 3
Is significantly reduced by the addition of.
「発明の効果」 以上述べたように、この発明によれば、沸騰水型原子炉
等から排出される低レベル放射性廃棄物を、珪石及び珪
華の混合物からなるケイ酸塩をマトリックスとし、該マ
トリックスに廃棄物中の主成分であるSO4 2-とNa+をそれ
ぞれ固定化するためにアルカリ土類金属の水酸化物とAl
(OH)3をそれぞれ添加し、これらの混合物を水熱条件下
で圧縮して硬化せしめ岩石状の固化体とするので、完全
な無機化合物の型で該廃棄物を固定化でき、しかも該固
化体は、機械的強度も高く、且つ浸出率も極めて低いの
で、危険な放射性廃棄物を長期間に渡って、安全且つ高
い信頼性のもとに封じ込めることができる。[Advantages of the Invention] As described above, according to the present invention, low-level radioactive waste discharged from a boiling water reactor or the like is used as a matrix with a silicate composed of a mixture of silica stone and silica. In order to immobilize SO 4 2− and Na +, which are the main components in the waste, on the matrix, respectively, hydroxides of alkaline earth metals and Al
(OH) 3 is added respectively, and the mixture is compressed and hardened under hydrothermal conditions to form a rock-like solidified body, so that the waste can be fixed in the form of a complete inorganic compound, and the solidification The body's high mechanical strength and extremely low leaching rate allow safe and reliable containment of hazardous radioactive waste over long periods of time.
尚、アルカリ土類金属の水酸化物として、水酸化ストロ
ンチウム：Sr(OH)2・8H2O又は水酸化バリウム：Ba(OH)2・
8H2Oを用いれば、より高い圧縮強度を有する固化体が得
られると共に、水熱反応に必要な水分としてこれらの化
合物の結晶水を利用できるので、水熱反応に供する混合
物の調整作業が粉体の混合となり、より均一な混合が可
能になると共に、該混合物の移送、例えば、混合装置か
ら水熱反応装置への移送も、格段に容易になる。As the hydroxide of alkaline earth metal, strontium hydroxide: Sr (OH) 2 · 8H 2 O or barium hydroxide: Ba (OH) 2 ·
If 8H 2 O is used, a solidified product having higher compressive strength can be obtained, and the water of crystallization of these compounds can be used as the water required for the hydrothermal reaction, so that the adjustment work of the mixture to be subjected to the hydrothermal reaction is powdery. The mixing of the body results in more uniform mixing, and the transfer of the mixture, eg, the transfer from the mixing device to the hydrothermal reaction device, is significantly facilitated.
第１図は、本発明の実施例における廃棄物量と固化体の
圧縮強度及び浸出率の関係を示すグラフである。 第２図は、Al(OH)3の添加量と固化体の圧縮強度及び浸
出率の関係を示すグラフである。FIG. 1 is a graph showing the relationship between the amount of waste and the compressive strength and leaching rate of a solidified body in an example of the present invention. FIG. 2 is a graph showing the relationship between the added amount of Al (OH) 3 and the compressive strength and leaching rate of the solidified body.
Claims (5)
し、該マトリックスと原子炉等から発生する低レベル放
射性廃棄物とを混合すると共に、該混合物に更にアルカ
リ土類金属の水酸化物及び水酸化アルミニウム(Al(O
H)3)を添加し、水熱条件下で圧縮して生成した硬化物中
に前記放射性廃棄物を封じ込めることを特徴とする低レ
ベル放射性廃棄物の処理方法。1. A mixture of silica stone and silica is used as a matrix, and the matrix is mixed with low-level radioactive waste generated from a nuclear reactor or the like, and the mixture is further mixed with a hydroxide of alkaline earth metal and water. Aluminum oxide (Al (O
H) 3 ) is added, and the radioactive waste is contained in a hardened product produced by compression under hydrothermal conditions, which is a method for treating low-level radioactive waste.
ものであり、前記の珪華が、無定形シリカを主成分とす
るものであって、該珪石の混合割合が、ほぼ７０重量％
である特許請求の範囲第１項記載の処理方法。2. The silica stone contains low temperature type quartz as a main component, and the silica flower contains amorphous silica as a main component, and the mixing ratio of the silica stone is about 70. weight%
The processing method according to claim 1.
金属量を、低レベル放射性廃棄物中に含まれる硫酸イオ
ン(SO4 2-)量に対し、ほぼ等モル量に設定する特許請求
の範囲第１項又は第２項記載の処理方法。3. A patent that sets the amount of metal in the hydroxide of alkaline earth metal to be added to be approximately equimolar to the amount of sulfate ion (SO 4 2− ) contained in low-level radioactive waste. The processing method according to claim 1 or 2.
酸化ストロンチウム(Sr(OH)2・8H2O)又は水酸化バリウム
(Ba(OH)2・8H2O)の粉末である特許請求の範囲第３項記載
の処理方法。4. The alkaline earth metal hydroxide is strontium hydroxide (Sr (OH) 2 .8H 2 O) or barium hydroxide.
The treatment method according to claim 3, which is a powder of (Ba (OH) 2 · 8H 2 O).
が、低レベル放射性廃棄物量とほぼ等量である特許請求
の範囲第３項又は第４項記載の処理方法。5. The treatment method according to claim 3 or 4, wherein the amount of aluminum hydroxide (Al (OH) 3 ) added is approximately equal to the amount of low-level radioactive waste.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60103540A JPH0634096B2 (en) | 1985-05-14 | 1985-05-14 | How to treat low-level radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60103540A JPH0634096B2 (en) | 1985-05-14 | 1985-05-14 | How to treat low-level radioactive waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61260197A JPS61260197A (en) | 1986-11-18 |
| JPH0634096B2 true JPH0634096B2 (en) | 1994-05-02 |
Family
ID=14356673
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60103540A Expired - Fee Related JPH0634096B2 (en) | 1985-05-14 | 1985-05-14 | How to treat low-level radioactive waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0634096B2 (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2741552B1 (en) * | 1995-11-29 | 1997-12-19 | Commissariat Energie Atomique | PROCESS FOR PACKAGING TOXIC WASTE |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3214242A1 (en) * | 1982-04-17 | 1983-10-20 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | METHOD FOR IMPROVING THE PROPERTIES OF RADIOACTIVE WASTE REINFORCEMENTS REQUIRED FOR LONG TERM STORAGE |
| JPS6082896A (en) * | 1983-10-13 | 1985-05-11 | 株式会社神戸製鋼所 | Solidifying treating method of radioactive waste liquor |
| JPS60116100A (en) * | 1983-11-28 | 1985-06-22 | 三菱電機株式会社 | Air traffic control system |
-
1985
- 1985-05-14 JP JP60103540A patent/JPH0634096B2/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61260197A (en) | 1986-11-18 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3988258A (en) | Radwaste disposal by incorporation in matrix | |
| DE3878857T2 (en) | DEVICE FOR CONDITIONING RADIOACTIVE OR TOXIC WASTE AND METHOD FOR THE PRODUCTION THEREOF. | |
| EP0124965B1 (en) | Process for the encapsulation of ion exchange resins | |
| EP0158780B1 (en) | Process and apparatus for solidification of radioactive waste | |
| JP2009537433A (en) | Cement-based composition for embedding boron-containing aqueous solution, embedding method, and cement grout composition | |
| EP0124966B1 (en) | Process for encapsulating slurries in cement | |
| AU2023206234A1 (en) | Composition and method for the processing of hazardous sludges and ion exchange media | |
| EP0644555B1 (en) | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same | |
| JP2513690B2 (en) | Solidifying agent for radioactive waste | |
| US4533395A (en) | Method of making a leach resistant fixation product of harmful water-containing waste and cement | |
| US4892685A (en) | Process for the immobilization of ion exchange resins originating from radioactive product reprocessing plants | |
| US4594186A (en) | Method for improving the radionuclide retention properties of solidified radioactive wastes | |
| JP3809045B2 (en) | Co-solidification method for low-level radioactive wet waste generated from boiling water nuclear power plants | |
| JPH0634096B2 (en) | How to treat low-level radioactive waste | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| EP1137014B1 (en) | Co-solidification of low-level radioactive wet wastes produced from BWR nuclear power plants | |
| JPH0232600B2 (en) | IONKOKANJUSHISUISEIEKIKONGOBUTSUOSEMENTOCHUNIFUNYUSURUHOHO | |
| TWI741802B (en) | Method of processing liquid borate waste | |
| JPH01503332A (en) | Immobilization method of radioactive ion exchange resin using hydraulic binder | |
| Bayoumi | Cementation of radioactive liquid scintillator waste simulate | |
| RU2101791C1 (en) | Method for treating dry residue of radioactive wastes with high content of sodium salts | |
| Curtiss et al. | Radwaste disposal by incorporation in matrix | |
| JPS6352359B2 (en) | ||
| JP2501576B2 (en) | Solidifying agent for radioactive waste | |
| JP2022038828A (en) | Waste |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |