JPH0782113B2 - Solidification material for radioactive waste treatment - Google Patents
Solidification material for radioactive waste treatmentInfo
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- JPH0782113B2 JPH0782113B2 JP2151686A JP15168690A JPH0782113B2 JP H0782113 B2 JPH0782113 B2 JP H0782113B2 JP 2151686 A JP2151686 A JP 2151686A JP 15168690 A JP15168690 A JP 15168690A JP H0782113 B2 JPH0782113 B2 JP H0782113B2
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Description
【産業上の利用分野】 本発明は、放射性廃棄物を地中埋設あるいは海洋投棄等
の処理に適した最終形態の固化体とする為、あるいは放
射性廃棄物が充填された処理容器が集積されている該処
理容器間の隙間に充填する為の放射性廃棄物処理用固化
材に関するものである。[Field of Industrial Application] The present invention is to make radioactive waste into a solidified body in a final form suitable for disposal such as underground burial or ocean dumping, or to dispose a processing container filled with radioactive waste. The present invention relates to a solidifying material for treating radioactive waste for filling the gap between the existing processing containers.
原子力発電所等の各種の原子力施設から排出される各種
の放射性廃棄物の量は増大の一途をたどっている。 これら放射性廃棄物のうち、中、低レベルの放射性廃棄
物はドラム缶等の放射性廃棄物処理容器に入れられ、そ
して固化処理が行なわれ、密閉化して地中埋設あるいは
海洋投棄に適した最終形態のものにしている。 そして、上記した固化処理の為に現在提供されているも
のとしてはセメントから構成されるセメントペーストが
ある。 すなわち、放射性廃棄物を収納させた放射性廃棄物処理
容器内の上方からパイプを介してセメントペーストを注
入充填し、充填後固化させ、これを所定の場所に運搬さ
れている。 ところで、この固化の為のセメントとしてはポルトラン
ドセメントが用いられるのが通常であった。 しかしながら、通常のポルトランドセメントを用いて放
射性廃棄物の処理を行っていると、このポルトランドセ
メントによる固化体に損傷の認められることがあった。The amount of various radioactive wastes emitted from various nuclear facilities such as nuclear power plants is increasing. Out of these radioactive wastes, medium and low level radioactive wastes are put into radioactive waste treatment containers such as drums and then solidified and sealed to form the final form suitable for underground burial or ocean dumping. I am making it. A cement paste composed of cement is currently provided for the above solidification treatment. That is, cement paste is injected and filled from above in a radioactive waste treatment container in which radioactive waste is stored, solidified after filling, and transported to a predetermined place. By the way, it was usual to use Portland cement as cement for this solidification. However, when the radioactive waste was treated using normal Portland cement, the solidified body by the Portland cement was sometimes damaged.
本発明者らは、前記固化体の損傷の原因を追及して行っ
た結果、この固化体の損傷は放射性廃棄物中あるいは処
分雰囲気下に硫酸塩が存在しており、この硫酸塩が固化
体中に存在している水酸化カルシウムと下記のように反
応して Ca(OH)2＋Na2SO4＋H2O→CaSO4・2H2O＋NaOH 石こうを生成し、この石こうはセメント固化体中の3CaO
・Al2O3や4CaO・Al2O3・13H2Oと下記のように反応して CaSO4・2H2O＋4CaO・Al2O3・13H2O→ 3CaO・Al2O3・3CaSO4・31〜32H2O エトリンガイド3CaO・Al2O3・3CaSO4・31〜32H2Oを生成
し、このエトリンガイド生成の際に大きな膨張圧が起
き、この膨張圧によって放射性廃棄物固化体に損傷（膨
張性のひび割れから剥離）が起きるのであることを究明
した。 このような研究の成果を基にして本発明は達成されたも
のであり、その目的は、ひび割れや剥離といった損傷が
起きにくく、耐久性に富んだ安全性に高い放射性廃棄物
処理用固化材を提供することである。 上記本発明の目的は、石膏を含むセメントが用いられた
放射性廃棄物処理用固化材であって、この固化材による
固化体中に水酸化カルシウムが実質上生成していない
（3Al2O3＋1.5SiO2）／（CaO−SO3≧１（モル比）のセ
メントが用いられたものであることを特徴とする放射性
廃棄物処理用固化材によって達成される。 又、石膏を含むセメントが用いられた放射性廃棄物処理
用固化材であって、この固化材による固化体にＸ線回折
装置でCa(OH)2のピークが認められない（3Al2O3＋1.5Si
O2）／（CaO−SO3）≧１（モル比）のセメントが用いら
れたものであることを特徴とする放射性廃棄物処理用固
化材によって達成される。 ところで、本発明におけるセメント固化体中に水酸化カ
ルシウムが実質上生成していないセメントとしては、例
えば、3CaO・3Al2O3・CaSO4、CaO・Al2O3、12CaO・7Al2
O3などCaO/Al2O3（モル比）が３より小さいカルシウム
サルホアルミネート化合物あるいはカルシウムアルミネ
ート化合物を主成分とするクリンカーあるいはセメント
をカルシウムサルホアルミネート化合物あるいはカルシ
ウムアルミネート化合物換算で３〜20重量％となせる第
１の原料と、ポルトランドセメント、混合セメント等の
けい酸３石灰（3CaO・SiO2あるいはケイ酸２石灰（2CaO
・SiO2）を主成分とするクリンカーあるいはセメントを
カルシウムシリケート化合物換算で３〜20重量％となせ
る第２の原料と、無水石こう、２水石こう等の石こうを
CaSO4換算で６〜40重量％となせる第３の原料と、高炉
水滓スラグ20〜88重量％となせる第４の原料と、クエン
酸ナトリウム、リンゴ酸などのオキシカルボン酸類を0.
1〜1.5重量％となせる第５の原料とを混合して（3Al2O3
＋1.5SiO2）／（CaO−SO3）モル比が１以上となるよう
にしたものがある。 尚、水酸化カルシウムが実質上生成していないとは、例
えばＸ線回折の装置（理学電機株式会社製ローターフレ
ックスシリーズ）でCa(OH)2のピークが認められない程
度のものであれば良い。 そして、このような組成のセメントが放射性廃棄物処理
の固化材として用いられた場合に、この固化体にひび割
れや剥離といった損傷が起きにくく、耐久性に富んだ安
全性の高い放射性廃棄物固化体となるのは、カルシウム
サルホアルミネート化合物3CaO・3Al2O3・CaSO4を主成
分とするカルシウムサルホアルミネートクリンカー、ポ
ルトランドセメント、及び高炉水滓スラグを使用する例
について、水和反応の観点から説明すると、次の通りで
ある。 カルシウムサルホアルミネート化合物は、次式に示すよ
うに、水和時に水酸化カルシウム、石こうと反応してエ
トリンガイドを形成する。 3CaO・3Al2O3・CaSO4＋8CaSO4＋6Ca(OH)2＋9OH2O →３（3CaO・Al2O3・3CaSO4・32H2O） この反応の為に、無水石こうあるいは２水石こうが消費
される。 一方、水酸化カルシウムとして、ポルトランドセメント
の水和反応によって生ずる水酸化カルシウムが供給され
る。 一般的な刺激剤であるポルトランドセメントは水酸化カ
ルシウムを生成してセメントのpHを高め、スラグのシリ
カ、アルミナを溶出し、それらと反応してカルシウムシ
リケート水和物（CaO−SiO2−H2O系）、カルシウムアル
ミネート水和物（CaO−Al2O3−H2O系）、さらに石こう
と反応してカルシウムサルホアルミネート水和物（CaO
−Al2O3−CaSO4−H2O系）などの生成を促す。 ところが、本発明にあっては、ポルトランドセメントか
ら生成する水酸化カルシウムがカルシウムサルホアルミ
ネートクリンカーの水和に消費される為、一般のスラグ
系セメントに比較してポルトランドセメントの量が３〜
20％と多い。 そして、固化体にひび割れや剥離といった損傷が起きに
くく、耐久性に富んだ放射性廃棄物固化体となる為に
は、スラグの刺激剤であるポルトランドセメントから生
ずる水酸化カルシウムを、もう一つの刺激剤であるカル
シウムサルホアルミネートクリンカーがすべて消費して
しまって、系内に水酸化カルシウムが存在しなくなるこ
とが重要となる。 つまり、ポルトランドセメント中のケイ酸３石灰（3CaO
・SiO2）及びケイ酸２石灰（2CaO・SiO2）が水和して生
成する水酸化カルシウムが、カルシウムサルホアルミネ
ート（3CaO−3Al2O3−CaSO4）、石こう（CaSO4）と反応
して、エトリンガイドを生成する組成にすれば良い。 尚、カルシウムサルホアルミネートクリンカーの水和反
応は、ポルトランドセメントの水和反応に比較して早
い。そこで、オキシカルボン酸類を添加して、カルシウ
ムサルホアルミネートクリンカーの水和反応を遅らせ、
両者の水和時期をほぼ一致させ、ポルトランドセメント
から生ずる水酸化カルシウムがスラグを刺激した後、そ
の余剰分がカルシウムサルホアルミネートクリンカーの
水和に消費されるよう設計することが好ましい。 この目的のオキシカルボン酸類として、クエン酸ナトリ
ウム、リンゴ酸、酒石酸、酒石酸ナトリウムなどが挙げ
られる。 セメントの水和過程で生成する水酸化カルシウムは、最
終的にＣ−Ｓ−Hgel（3CaO・2SiO2・3H2O相当）及びエ
トリンガイド（3CaO・Al2O3・3CaSO4・32H2O）として固
定されなければならない。 Ｃ−Ｓ−HgelのCaO/SiO2（モル比）＝1.5、エトリンガ
イドのCaO/Al2O3（モル比）＝３であり、又、セメント
の石灰分の一部は石こうを形成するものであるから、
（3Al2O3＋1.5SiO2）／（CaO−SO3）≧１の場合に、化
学量論的に系内に遊離の水酸化カルシウムが存在しなく
なる。 従って、初期から長期にわたって固化体にひび割れや剥
離といった損傷が起きにくく、耐久性に富んだ放射性廃
棄物固化体となる為には、セメントの（3Al2O3＋1.5SiO
2）／（CaO−SO3）のモル比が１以上であるセメントを
使用すれば良いことになる。 そして、このようなセメント固化体中に水酸化カルシウ
ムが実質上ないようなセメントが用いられた場合、この
放射性廃棄物固化体の表面硬度は大きく、例えばスラグ
系セメントの欠点と言われる表面の脆弱化現象がなく、
そしてカルシウムサルホアルミネートクリンカー及びポ
ルトランドセメントそれ自身が水硬性を発揮し、又、初
期からスラグが水和活性を示す為、セメントは早強性を
呈し、又、長期強度の伸びも大きく、さらには無収縮性
で、乾燥収縮が小さく、耐久性に富み、放射性廃棄物の
処理体として安全なものである。 尚、ポルトランドセメントとしては、普通中庸熱ポルト
ランドセメントを使用できるが、潜在水硬性を有するス
ラグを刺激する効果は、ケイ酸３石灰（3CaO・SiO2）量
が多く、反応性の高い早強、超早強ポルトランドセメン
トの方が効果が大きい。 又、ケイ酸３石灰（3CaO・SiO2）が主要化合物である白
色ポルトランドセメントも使用でき、このほか高炉セメ
ント、フライアッシュセメントなどの混合セメントも使
用できる。 又、カルシウムサルホアルミネートのほかに、CaO・Al2
O3、12CaO、7Al2O3などのカルシウムアルミネート化合
物あるいはそれらを主成分とするアルミナセメントを使
用することもできる。 カルシウムアルミネート化合物（mCaO・nAl2O3）又はカ
ルシウムサルホアルミネート化合物（mCaO・nAl2O3・Ca
SO4）は、CaO/Al2O3＜３（モル比）である場合に、水和
反応において水酸化カルシウムを消費するので、CaO/Al
2O3が３（モル比）より小さいことが好ましい。 又、この本発明のセメントに例えば気泡剤や発泡剤を併
用し、気泡セメントペーストとして放射性廃棄物の処理
に用いるようにしても良い。 例えば、土木学会基準PCグラウト試験方法（JSCE−198
6）のJAロートによる硫下時間が15〜90秒であるよう気
泡剤や発泡剤を添加したセメントペーストを放射性廃棄
物の処理に用いるようにしても良い。As a result of investigating the cause of the damage to the solidified body, the present inventors found that the solidified body was damaged by the presence of sulfate in the radioactive waste or in the disposal atmosphere. Ca (OH) 2 + Na 2 SO 4 + H 2 O → CaSO 4 · 2H 2 O + NaOH reacts with calcium hydroxide present in the following as gypsum, and this gypsum is 3CaO in the cement solidified body.
· Al 2 O 3 and 4CaO · Al 2 O 3 · 13H 2 O and reacts as follows CaSO 4 · 2H 2 O + 4CaO · Al 2 O 3 · 13H 2 O → 3CaO · Al 2 O 3 · 3CaSO 4 · 31-32H 2 O Etrine guide 3CaO ・ Al 2 O 3・ 3CaSO 4・ 31-32H 2 O is generated, and a large expansion pressure occurs during the generation of this ethrin guide, and this expansion pressure causes solidification of radioactive waste. It was determined that damage (delamination from expansive cracks) occurs in the. The present invention has been achieved based on the results of such research, and an object thereof is to provide a solidified material for radioactive waste treatment that is highly durable and highly safe, with less damage such as cracking and peeling. Is to provide. The above-mentioned object of the present invention is a solidification material for treating radioactive waste, in which cement containing gypsum is used, and calcium hydroxide is not substantially generated in the solidified body by this solidification material (3Al 2 O 3 +1 .5 SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ≧ 1 (molar ratio) cement is used. This is achieved by a solidifying material for radioactive waste treatment. As a solidification material for radioactive waste treatment, the peak of Ca (OH) 2 is not observed in the solidified material by this solidification material by an X-ray diffractometer (3Al 2 O 3 + 1.5Si
This is achieved by a solidification material for treating radioactive waste, characterized in that cement of O 2 ) / (CaO-SO 3 ) ≧ 1 (molar ratio) is used. Meanwhile, as the cement of calcium hydroxide is not substantially generated in the cement solidified waste in the present invention, for example, 3CaO · 3Al 2 O 3 · CaSO 4, CaO · Al 2 O 3, 12CaO · 7Al 2
Calcium sulphoaluminate compound having a CaO / Al 2 O 3 (molar ratio) such as O 3 of less than 3 or a clinker or cement containing calcium aluminate compound as the main component is 3 to 3 in terms of calcium sulphoaluminate compound or calcium aluminate compound. 20% by weight of the first raw material, and Portland cement, mixed cement, etc. 3 lime silicate (3CaO ・ SiO 2 or 2 lime silicate (2CaO
・ A second raw material that can make clinker or cement mainly composed of SiO 2 ) 3 to 20% by weight in terms of calcium silicate compound and gypsum such as anhydrous gypsum and gypsum
A third raw material that can be 6 to 40 wt% in terms of CaSO 4 , a fourth raw material that can be 20 to 88 wt% of blast furnace water slag, and oxycarboxylic acids such as sodium citrate and malic acid.
Mix with a fifth raw material that can be 1 to 1.5% by weight (3Al 2 O 3
Some have a + 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) molar ratio of 1 or more. It should be noted that the fact that calcium hydroxide is not substantially generated may be, for example, as long as a Ca (OH) 2 peak is not observed in an X-ray diffraction apparatus (Rigaku Denki Co., Ltd. rotor flex series). . When a cement having such a composition is used as a solidifying material for treating radioactive waste, damage to the solidified body such as cracking or peeling is unlikely to occur, and a highly solidified radioactive waste solidified with high durability. become the calcium sulfoaluminate compound 3CaO · 3Al 2 O 3 · CaSO 4 calcium sulfoaluminate clinker mainly composed of Portland cement, and examples of the use of blast furnace water slag slag, from the viewpoint of hydration The explanation is as follows. As shown in the following formula, the calcium sulfaluminate compound reacts with calcium hydroxide and gypsum during hydration to form an ethrin guide. 3CaO ・ 3Al 2 O 3・ CaSO 4 ＋ 8CaSO 4 ＋ 6Ca (OH) 2 ＋ 9OH 2 O → 3 (3CaO ・ Al 2 O 3・ 3CaSO 4・ 32H 2 O) Anhydrous gypsum or dihydrate gypsum is consumed for this reaction. To be done. On the other hand, as calcium hydroxide, calcium hydroxide generated by the hydration reaction of Portland cement is supplied. Portland cement, which is a common stimulant, produces calcium hydroxide to raise the pH of cement, elute silica and alumina in slag, and react with them to react with calcium silicate hydrate (CaO-SiO 2 -H 2 O-based), calcium aluminate hydrate (CaO-Al 2 O 3 -H 2 O-based), and further reacts with gypsum and calcium sulphoaluminate hydrate (CaO
-Al 2 O 3 -CaSO 4 -H 2 O system) is promoted. However, in the present invention, since calcium hydroxide generated from Portland cement is consumed for hydration of calcium sulfaluminate clinker, the amount of Portland cement is 3 to 3 as compared with general slag cement.
As high as 20%. In addition, in order to make the solidified body less susceptible to damage such as cracking and peeling, and to become a radioactive waste solidified body with high durability, calcium hydroxide generated from Portland cement, which is a slag stimulant, is another stimulant. It is important that the calcium sulphoaluminate clinker is completely consumed and calcium hydroxide does not exist in the system. In other words, 3 lime silicate (3CaO
・ SiO 2 ) and calcium hydrate formed by hydration of 2 lime silicate (2CaO ・ SiO 2 ) react with calcium sulphoaluminate (3CaO-3Al 2 O 3 -CaSO 4 ) and gypsum (CaSO 4 ). Then, a composition that produces an ethrin guide may be used. The hydration reaction of calcium sulfaluminate clinker is faster than that of Portland cement. Therefore, oxycarboxylic acids are added to delay the hydration reaction of calcium sulfaluminate clinker,
It is preferable that the hydration timings of both are substantially the same, and that calcium hydroxide generated from Portland cement stimulates the slag, and then the surplus is consumed for hydration of the calcium sulfaluminate clinker. Examples of oxycarboxylic acids for this purpose include sodium citrate, malic acid, tartaric acid, sodium tartrate and the like. Calcium hydroxide produced in the hydration process of the cement is finally C-S-Hgel (3CaO · 2SiO 2 · 3H 2 O equivalent) and d [pi] n guide (3CaO · Al 2 O 3 · 3CaSO 4 · 32H 2 O Must be fixed as). C-S-Hgel has CaO / SiO 2 (molar ratio) = 1.5, ethrin guide has CaO / Al 2 O 3 (molar ratio) = 3, and part of the lime component of cement forms gypsum. Because it is a thing,
When (3Al 2 O 3 + 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) ≧ 1, free calcium hydroxide does not exist in the system stoichiometrically. Therefore, in order to obtain a highly durable radioactive waste solidified body, the solidified body is unlikely to be damaged by cracking or peeling over a long period of time from the initial stage, and the cement ((3Al 2 O 3 + 1.5SiO)
Molar ratio of 2) / (CaO-SO 3 ) is it is sufficient to use the cement is 1 or more. When such a cement solidified body is used with cement having substantially no calcium hydroxide, the surface hardness of the solidified radioactive waste is large, and for example, the fragility of the surface is said to be a drawback of slag cement. There is no phenomenon of
And calcium sulphoaluminate clinker and Portland cement itself exerts hydraulic properties, and since the slag exhibits hydration activity from the beginning, the cement exhibits early strength, and also has a long-term strength extension, and further It is non-shrinkable, has a small drying shrinkage, is highly durable, and is a safe disposal body for radioactive waste. In addition, as the Portland cement, ordinary moderate heat Portland cement can be used, but the effect of stimulating the slag having latent hydraulicity is that the amount of tricalcium silicate (3CaO · SiO 2 ) is large, the reactivity is high, and the strength is high. Super early strength Portland cement is more effective. In addition, white Portland cement whose main compound is tricalcium silicate (3CaO · SiO 2 ) can be used, and in addition, mixed cement such as blast furnace cement and fly ash cement can also be used. In addition to calcium sulphoaluminate, CaO ・ Al 2
It is also possible to use a calcium aluminate compound such as O 3 , 12CaO or 7Al 2 O 3 or an alumina cement containing them as a main component. Calcium aluminate compound (mCaO ・ nAl 2 O 3 ) or calcium sulfaluminate compound (mCaO ・ nAl 2 O 3・ Ca
SO 4 ) consumes calcium hydroxide in the hydration reaction when CaO / Al 2 O 3 <3 (molar ratio), so CaO / Al
2 O 3 is preferably smaller than 3 (molar ratio). Further, a foaming agent or a foaming agent may be used in combination with the cement of the present invention and used as a foamed cement paste for treating radioactive waste. For example, the Society of Civil Engineers standard PC grout test method (JSCE-198
A cement paste containing a foaming agent or a foaming agent so that the sulphate time by the JA funnel of 6) is 15 to 90 seconds may be used for the treatment of radioactive waste.
カルシウムサルホアルミネートクリンカーとして、3CaO
・3Al2O3・CaSO460％、遊離石灰16％、遊離の石こう１
％及びケイ酸２石灰21％を含有するクリンカーを10重量
％と、3CaO・SiO260％、2CaO・SiO224％、3CaO・Al2O31
2％を含有する普通ポルトランドセメントクリンカーを2
0重量％と、無水石こうが主成分の硬石こうを15重量％
と、高炉水滓スラグ55重量％とを混合し、ブレーン値40
00cm2/gに粉砕してから、クエン酸ナトリウム0.3重量％
を混合してセメントを得た。 このセメントの（3Al2O3＋1.5SiO2）／（CaO−SO3）は
1.3（モル比）であった。 そして、パイプ、ワイヤー、アングル、バルブ、モータ
ー等の各種の金属類（雑固体）を、充填率（容積比）13
％で内部に収納した１m3の容器内に、上記のようにして
得られたセメント（固化材）を充填し、固化させた。3CaO as a calcium sulphoaluminate clinker
・ 3Al 2 O 3・ CaSO 4 60%, free lime 16%, free gypsum 1
% And clinker containing 21% dicalcium silicate 10% by weight, 3CaO.SiO 2 60%, 2CaO.SiO 2 24%, 3CaO.Al 2 O 3 1
2 normal Portland cement clinker containing 2%
0% by weight and 15% by weight of hard gypsum mainly composed of anhydrous gypsum
And 55% by weight of blast furnace slag slag, and the Blaine value of 40
0.3 cm by weight of sodium citrate after crushing to 00 cm 2 / g
Were mixed to obtain cement. (3Al 2 O 3 + 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) of this cement is
It was 1.3 (molar ratio). Then, the filling rate (volume ratio) of various metals (miscellaneous solids) such as pipes, wires, angles, valves, and motors 13
The cement (solidifying material) obtained as described above was filled and solidified in a 1 m 3 container housed in%.
上記実施例で用いた固化体中に水酸化カルシウムが実質
上ないセメントを放射性廃棄物処理用固化材として用い
た場合と、比較の為に放射性廃棄物処理用固化材として
普通ポルトランドセメント（比較例１）及び高炉Ｃ種セ
メント（比較例２）を用いた場合との耐久性のテストを
行ったので、その結果を表１、表２、表３−１及び表３
−２に示す。 これによれば、本発明になるものは、耐久性に富んでお
り、従って処理された放射性廃棄物固化体の安全性が高
いことが判る。In the case where cement containing substantially no calcium hydroxide in the solidified bodies used in the above examples is used as a solidifying material for radioactive waste treatment, for comparison, ordinary Portland cement (comparative example 1) and the case of using the blast furnace type C cement (Comparative Example 2) were tested, and the results are shown in Table 1, Table 2, Table 3-1 and Table 3.
-2. According to this, it can be seen that the product of the present invention is highly durable, and thus the processed radioactive waste solidified product is highly safe.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 内田 郁夫 埼玉県熊谷市月見町２丁目１番１号 秩父 セメント株式会社関連製品本部内 (56)参考文献 特開 平２−49197（ＪＰ，Ａ) ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (72) Ikuo Uchida 2-1-1 Tsukimi-cho, Kumagaya-shi, Saitama, Chichibu Cement Co., Ltd. Related Products Division (56) Reference JP-A-2-49197 (JP, A) )
Claims (2)
棄物処理用固化材であって、この固化材による固化体中
に水酸化カルシウムが実質上生成していない（3Al2O3＋
1.5SiO2）／（CaO−SO3≧１（モル比）のセメントが用
いられたものであることを特徴とする放射性廃棄物処理
用固化材。1. A solidifying material for treating radioactive waste, wherein cement containing gypsum is used, and calcium hydroxide is not substantially generated in the solidified body by this solidifying material (3Al 2 O 3 +
Solidification material for radioactive waste treatment, characterized in that cement of 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ≧ 1 (molar ratio) is used.
棄物処理用固化材であって、この固化材による固化体に
Ｘ線回折装置でCa(OH)2のピークが認められない（3Al2O
3＋1.5SiO2）／（CaO−SO3）≧１（モル比）のセメント
が用いられたものであることを特徴とする放射性廃棄物
処理用固化材。2. A solidification material for treating radioactive waste, which uses cement containing gypsum, and the solidified material by this solidification material has no Ca (OH) 2 peak in an X-ray diffractometer (3Al 2 O
A solidifying material for radioactive waste treatment, characterized in that a cement of 3 + 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) ≧ 1 (molar ratio) is used.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2151686A JPH0782113B2 (en) | 1990-06-12 | 1990-06-12 | Solidification material for radioactive waste treatment |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2151686A JPH0782113B2 (en) | 1990-06-12 | 1990-06-12 | Solidification material for radioactive waste treatment |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0450698A JPH0450698A (en) | 1992-02-19 |
| JPH0782113B2 true JPH0782113B2 (en) | 1995-09-06 |
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ID=15524044
Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
| JP2151686A Expired - Lifetime JPH0782113B2 (en) | 1990-06-12 | 1990-06-12 | Solidification material for radioactive waste treatment |
Country Status (1)
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-
1990
- 1990-06-12 JP JP2151686A patent/JPH0782113B2/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104282353A (en) * | 2014-09-24 | 2015-01-14 | 深圳航天科技创新研究院 | Geological cement for radioactive steam residual liquid solidifying and solidifying method thereof |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0450698A (en) | 1992-02-19 |
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