JPH0875899A - 放射性廃棄物の固化処理システム - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【構成】放射性廃棄物を固化処理するシステムにおい
て、放射性廃棄物に対し放射線計測を行うことにより廃
棄物充填量を制御した固化処理を行う。 【効果】廃棄物固化体の放射能濃度または表面線量率等
を制御し、かつ廃棄物充填量を最適化した固化体が作成
可能である。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は放射性廃棄物の固化処理
システムに係り、特に、放射性廃棄物の充填量の制御シ
ステムに関する。

【０００２】

【従来の技術】従来、固化技術についてはセメント固化
（特願昭62−124872号明細書）やプラスチック固化（特
願昭62−268055号明細書）がある。また固化処理方法に
ついては（特願昭63−33541 号明細書）及び（特願昭63
−11687 号明細書）があり、これらの方法により放射性
廃棄物の安定固化技術は確立されている。しかし、一方
安定固化された廃棄物固化体を輸送するには作業者の被
曝抑制の観点から、廃棄物固化体の表面線量率を０.２
Ｒ／ｈ 以下にすることが定められている。また、この
輸送基準以外にも下北陸地処分施設への埋設を行うため
には廃棄物固化体の表面線量率は１.０Ｒ／ｈ 以下との
基準が設けられている。

【０００３】これに対し、各社は廃棄物固化体一体当り
の放射能量を計測すべく搬出管理システムの研究を進め
ており、特許も計測方法に関し（特願昭61−26345 号，
特願平2−157340 号，特願平6−199622 号明細書）があ
る。しかし、これらの方法は廃棄物固化体の放射能量を
把握するのが主目的であるため、必ずしも廃棄物固化体
の放射能量や表面線量率の制御には結び付かなかった。
これらの方法では、廃棄物の充填可能量は安全側に判断
されるため、かなり低く見積もられる固化体が出てくる
可能性があり、結果的に発生する廃棄物固化体本数が増
加する傾向があった。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】原子力施設から発生す
る放射性廃棄物を固化処理する際に、異なる放射能濃度
の放射性廃棄物を対象にする場合がある。また同じ廃棄
物であっても発生した日時によって放射能濃度が異なる
場合がある。そのため、廃棄物固化体の放射能量や表面
線量率等を一定値以下に制御する必要がある場合、対象
とする放射性廃棄物のうち予想される最も高い放射能濃
度或いは表面線量率等を用いて、充填可能な廃棄物量を
計算する必要がある。

【０００５】しかし、この方法によると廃棄物の放射能
量等が十分に低い場合にも、廃棄物充填量を抑制される
場合が生じ、結果的に発生する廃棄物固化体の本数が増
加するとの問題が生じる。

【０００６】本発明の目的は、廃棄物固化体の放射能量
或いは表面線量率等を制御し、かつ最適な廃棄物充填量
を決定する放射性廃棄物の固化処理システムを提供する
ことにある。

【０００７】

【課題を解決するための手段】固化処理の対象となる放
射性廃棄物に対し、固化処理前に放射線計測を行い、放
射性廃棄物の充填量を制御することにより達成できる。
また放射線計測として、放射能量測定，核種ごとの放射
能量測定，特定核種の比放射能測定，表面線量率測定等
により達成できる。

【０００８】

【作用】固化処理の対象となる放射性廃棄物に対し、固
化処理前に放射線計測を行う工程を新たに廃棄物処理シ
ステムの中に導入することにより、固化体作成時の廃棄
物充填量及び固化後の放射能量或いは表面線量率等を容
易に制御できる。すなわち、放射性廃棄物の放射能量或
いは表面線量率等に応じた固化材の量で固化することに
より、廃棄物固化体の放射能量或いは表面線量率等を制
御できる。また、この際、固化材の量を砂利，砂等の骨
材を添加することにより制御することも可能である。

【０００９】

【実施例】

（実施例１）本発明による放射性廃棄物の固化処理シス
テムの実施例を示す。本発明は原子力施設から発生する
放射性廃棄物一般について適用可能であるが、本実施例
では放射性廃棄物として使用済イオン交換樹脂，濃縮廃
液，焼却灰，不燃性雑固体，濃縮廃液ペレットを対象と
する放射性廃棄物を対象とした。

【００１０】放射性廃棄物に対し、固化処理前に放射線
計測として放射能濃度測定，核種別放射能濃度測定，表
面線量率測定，核種別表面線量率測定を行った。その
後、放射線計測によって得られた値を基に、固化後の廃
棄物固化体の比放射能，核種別比放射能，表面線量率，
核種別表面線量率を制御するために廃棄物充填量を計算
した。この計算に際しては、それぞれの場合について放
射線計測時の幾何学的形状を考慮したモデルによる計
算、及び実験的に求められた相関関係を利用した計算の
二つを行った。また核種別の放射能濃度測定及び核種別
の表面線量率の測定値から計算した場合には、放射性核
種の半減期による減衰も考慮して固化後任意の年数を経
た廃棄物固化体の比放射能，核種別比放射能，表面線量
率，核種別表面線量率を制御することも容易にできた。

【００１１】次に計算値に対して安全裕度を見積もるた
め安全係数として一定の値を掛けた。さらにその廃棄物
充填量が、廃棄物固化体の健全性等から決まる放射性廃
棄物の最大充填可能量を超えた場合には、廃棄物充填量
をこの最大充填可能量とした。逆に計算値が最大充填量
以下の場合は固化材と前記放射性廃棄物の割合を制御し
固化材割合を増加させた。または骨材投入により固化材
と骨材及び放射性廃棄物の割合を制御した。これにより
高健全かつ放射性廃棄物の充填量が最適に制御された固
化体を作成することができた。

【００１２】（実施例２）本実施例は原子力施設より出
てくる放射性廃棄物一般について適用可能であるが、こ
こではＰＷＲプラントから発生する使用済みイオン交換
樹脂（以下、廃樹脂と略す）を固化処理し、得られた固
化体の表面線量率を輸送基準である０.２Ｒ／ｈを超え
ないように制御するものである。図２に処理システムの
フローチャートを示す。

【００１３】廃樹脂タンク１には廃樹脂が貯蔵されてお
り、移送ポンプ２によりスラリ状態で脱水機３に送ら
れ、遠心脱水によって含水率約５０％の廃樹脂が得られ
た。その後、廃樹脂は直径１ｍ，高さ２ｍの円柱形の廃
樹脂ホッパ４に貯蔵され、廃樹脂ホッパ４の外面に取り
付けられた放射線計測器５によって、表面線量率が測定
された。この表面線量率の計測値はデータ処理装置６に
送られ、固化時の廃樹脂充填量，固化材量及び混練水量
が、予め実験により求められた廃樹脂充填量と固化体の
表面線量率の関係から計算された。表１には計算により
求まった固化時の配合割合をそれぞれ八種類の異なるケ
ースについて示す。

【００１４】

【表１】

【００１５】表１から廃樹脂充填量は固化可能な限界値
を上限に、廃棄物の表面線量率とともに減少していくこ
とがわかる。ここでは廃樹脂ホッパ４の外面で表面線量
率を測定したが、固化処理前の工程の部分から廃樹脂タ
ンク１，移送ポンプ２，脱水機３等のいずれの部分でも
測定し、固化後の固化体の表面線量率と相関をとり、廃
樹脂の充填量を制御することが可能である。また核種別
の表面線量率を測定した場合には放射性核種の半減期に
よる減衰を考慮し、任意の年数が経過した後の固化体の
表面線量率を制御することも可能である。さらに廃樹脂
のサンプリングにより放射能濃度を計測することでも、
固化体の表面線量率と相関をとり制御することが可能で
ある。

【００１６】次にデータ処理装置６は計算された固化材
量，混練水量をもとに、定量移送装置９，１０に指示を
送りそれぞれ、固化材タンク７に貯蔵されているセメン
ト及び混練水タンク８に貯蔵されている水を指示量だけ
混練機１２に供給した。これを撹拌機１３が撹拌しセメ
ントペーストが作成された後に、データ処理装置６は定
量移送装置１１に指示を送り上述の計算量だけ廃樹脂ホ
ッパ４からの廃樹脂を撹拌機１２に供給し、撹拌を行っ
た。十分に撹拌，混合された後、電磁バルブ１４を介し
て徐々に固化容器１５に注入した。注入後、ふたをした
固化容器１５を約１週間静置の後、搬出可能な固化体と
なった。

【００１７】このようにして八種類の表面線量率の異な
る廃樹脂について固化体を作成し、固化体の表面線量率
を測定した。その結果、いずれも表面線量率が０.２Ｒ
／ｈ以下であることを確認した。これにより表面線量率
を一定値以下に抑えかつ廃棄物充填量を最適化した固化
体を作成することができた。

【００１８】（実施例３）本実施例は原子力施設より出
てくる放射性廃棄物一般について適用可能であるが、こ
こではＢＷＲプラントから発生する濃縮廃液ペレットを
固化処理し、得られた固化体の放射能濃度を１００Ｂｑ
／ｇ以下にするように制御するものである。図４に処理
システムのフローチャートを示す。

【００１９】ＢＷＲプラントから発生する硫酸ソーダを
主成分とする濃縮廃液は、乾燥機で粉末とし、さらに造
粒機で長さ３cm程度のアーモンド形のペレットとした
後、ペレット貯槽１６に保管されていた。このペレット
をペレット取出装置１７で抜き出した後、ベルトコンベ
ア１８でペレットホッパ１９に移送した。ここでペレッ
トホッパ１９からペレット抜き出し装置２０を用いてペ
レットの一部を抜き出した。このペレットの放射能濃度
を放射能濃度測定器２１により測定したところ、１００
０Ｂｑ／ｇであることがわかった。すなわち、このペレ
ット廃棄物固化体の放射能濃度を１００Ｂｑ／ｇとする
には少なくとも廃棄物量：固化材料の比が１：９以上で
固化材量が多くなければならない。そこで安全係数を見
込み、廃棄物量：固化材量の比を１：１０とすることに
した。

【００２０】これに基づき固化材タンク２２からは定量
移送装置２３を介してセメントガラス系固化材１０００
kg，混練水タンク２４からは定量移送装置２５を介して
水３００kgが各々、混練機２６に送られ撹拌機２７によ
りセメントガラスペーストが作成された。その後、ペレ
ットホッパ１９から定量移送装置２８によりペレットが
１３０kg供給され、撹拌機２７により十分に撹拌，混合
された後、電磁バルブ２９を介して徐々に固化容器３０
に注入した。注入後、ふたをした固化容器３０は約１週
間静置の後、搬出可能な固化体となった。

【００２１】このようにして作成した固化体をコアボー
リングし、放射能濃度を測定した。その結果、固化体の
放射能濃度は９０.５Ｂｑ／ｇ であることがわかり、放
射能濃度を抑制し、かつ廃棄物充填量の高い固化体を作
成することができた。

【００２２】また本実施例では廃棄物量と固化材量の制
御により放射能濃度を抑制したが、固化材の他に添加材
として骨材等を添加することも有効な方法である。

【００２３】

【発明の効果】本発明によれば、放射性廃棄物に対し固
化処理前に放射線計測をすることにより、廃棄物固化体
の表面線量率等を制御でき、かつ廃棄物充填量を最適化
した固化体が作成可能である。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例に用いた使用済みイオン交換樹
脂の固化する処理システムの説明図。

【図２】本発明の他の実施例に用いた濃縮廃液を固化処
理システムの説明図。

【符号の説明】

１…廃樹脂タンク、２…移送ポンプ、３…脱水機、４…
廃樹脂ホッパ、５…放射線計測器、６…データ処理装
置、７…固化材タンク、８…混練水タンク、９…定量移
送装置、１０…定量移送装置、１１…定量移送装置、１
２…混練機、１３…撹拌機、１４…電磁バルブ、１５…
固化容器。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松尾 俊明 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 小森 至 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

Claims (7)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】放射性廃棄物を固化処理するに際し、固化
   処理前に放射性廃棄物に対して放射線計測を行うことに
   より、固化時の放射性廃棄物の充填量を制御することを
   特徴とする放射性廃棄物の固化処理システム。
2. 【請求項２】請求項１において、前記放射線計測が核種
   別の放射線計測である放射性廃棄物の固化処理システ
   ム。
3. 【請求項３】請求項１において、前記放射線計測が放射
   性廃棄物の表面線量率を測定する放射性廃棄物の固化処
   理システム。
4. 【請求項４】請求項１において、前記放射線計測が放射
   性廃棄物の放射能濃度を測定する放射性廃棄物の固化処
   理システム。
5. 【請求項５】請求項１において、前記放射性廃棄物の充
   填量の制御が前記放射線計測により固化後の廃棄物固化
   体の表面線量率が一定値を超えないように制御する放射
   性廃棄物の固化処理システム。
6. 【請求項６】請求項１において、前記放射性廃棄物の充
   填量の制御が固化材と放射性廃棄物の割合を制御するこ
   とにより行う放射性廃棄物の固化処理システム。
7. 【請求項７】請求項１において、前記放射性廃棄物の充
   填量の制御が添加材を投入することにより行う放射性廃
   棄物の固化処理システム。