JPS58186099A - Method of solidifying radioactive liquid waste - Google Patents

Method of solidifying radioactive liquid waste

Info

Publication number
JPS58186099A
JPS58186099A JP57068717A JP6871782A JPS58186099A JP S58186099 A JPS58186099 A JP S58186099A JP 57068717 A JP57068717 A JP 57068717A JP 6871782 A JP6871782 A JP 6871782A JP S58186099 A JPS58186099 A JP S58186099A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
wastewater
slurry
water
boric acid
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
Application number
JP57068717A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS6338120B2 (en
Inventor
沖 慎一
藤田 英興
柴田 晋
マルク・ヴアンド−プ
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.)
Belgonucleaire SA
Toyo Engineering Corp
Original Assignee
Belgonucleaire SA
Toyo Engineering Corp
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 Belgonucleaire SA, Toyo Engineering Corp filed Critical Belgonucleaire SA
Priority to JP57068717A priority Critical patent/JPS58186099A/en
Priority to KR1019830001748A priority patent/KR890005297B1/en
Publication of JPS58186099A publication Critical patent/JPS58186099A/en
Publication of JPS6338120B2 publication Critical patent/JPS6338120B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/16Processing by fixation in stable solid media

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Removal Of Specific Substances (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は主として加圧水型軽水炉がら排出される硼酸
または/および硼酸塩と放射性物質を含む廃水の減量処
理法に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention mainly relates to a method for reducing the amount of wastewater discharged from a pressurized water reactor containing boric acid or/and borates and radioactive substances.

原子炉の一形態としての加圧水型軽水炉においては一次
冷却水として中性子を吸収し易い硼酸を含む水が使用さ
れ、この冷却水中の硼酸濃度の増減によって原子炉の出
力が制御される。
In a pressurized water type light water reactor, which is one type of nuclear reactor, water containing boric acid, which easily absorbs neutrons, is used as primary cooling water, and the output of the reactor is controlled by increasing or decreasing the concentration of boric acid in this cooling water.

このため、この炉の冷却水系統からは硼酸およびこの冷
却水の使用中に混入する放射性微粒子を含む廃水あるい
はこの廃水を中和したものなどが排出される。これら廃
水中の放射能を有する固形分は水から分離して海洋投棄
あるいは土中埋棄などの最終処分法あるいはその途上に
おける中間貯蔵や輸送に耐えられるようブロック状に固
形化し、いわゆる減量処理されることが必要である。こ
の目的のための固化法として各種の方法が開示されてい
る。例えば、このような方法は特開昭52−92100
号、特開昭52−104700号、特開昭54−340
00号、および特公昭55−34397号などに開示さ
れている。これらのうち前3者はいずれもある程度濃縮
された廃水あるいは廃水の濃縮後乾燥により得られた粉
末をセメントまたは熱硬化性合成樹脂の如くそれ自体が
固化する性質を有する(以下自硬性という)固化助剤中
に分散させて固形化する方法を使用している。従って、
これらの従来方法は固化助剤を使用するため少くとも固
化助剤分だけ重量が増加し放射性廃水の減量程度が不充
分である。また、特開昭55−34397号においては
、廃水中の固化分を粉末化する方法について述べられて
いるが、得られた粉末を固形化する方法については単に
機械的圧縮法が開示されているのみで、固形化物の強度
は一定貯蔵に供し得る程度の不充分なものであるととも
に、その際取得できる粉末には自硬性がなく、強度向」
−には依然として自硬性固化助剤を必要とする。
For this reason, the cooling water system of this reactor discharges wastewater containing boric acid and radioactive particles that are mixed into the cooling water during use, or neutralized wastewater. The radioactive solids in these wastewaters are separated from the water and solidified into blocks to withstand final disposal methods such as ocean dumping or underground burial, or intermediate storage and transportation during the process, so-called weight reduction treatment. It is necessary to Various methods have been disclosed as solidification methods for this purpose. For example, such a method is described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 52-92100.
No., JP-A-52-104700, JP-A-54-340
No. 00, and Japanese Patent Publication No. 55-34397. Of these, the first three all have the property of solidifying themselves (hereinafter referred to as self-hardening), such as cement or thermosetting synthetic resin, by converting wastewater that has been concentrated to a certain extent or powder obtained by concentrating and drying wastewater. A method is used in which it is dispersed in an auxiliary agent and solidified. Therefore,
Since these conventional methods use a solidification aid, the weight increases at least by the amount of the solidification aid, and the amount of radioactive wastewater is insufficiently reduced. Furthermore, JP-A No. 55-34397 describes a method for pulverizing solidified matter in wastewater, but only a mechanical compression method is disclosed as a method for solidifying the obtained powder. However, the strength of the solidified product is insufficient to allow it to be stored for a certain period of time, and the powder obtained at that time does not have self-hardening properties and is not suitable for strength.
- still requires a self-hardening solidification aid.

従ってこの発明は、廃水中に含有されていた硼酸類およ
び放射性物質な自硬性固化助剤を使用することなく海中
投棄などに対して充分な圧縮強度を有するブロック状に
固化せしめる方法の提案を目的としている。
Therefore, the purpose of this invention is to propose a method for solidifying wastewater into blocks that have sufficient compressive strength for disposal at sea without using boric acids and radioactive self-hardening solidification aids contained in wastewater. It is said that

この発明は硼酸または/および硼酸塩と放射性物質を含
有する廃水をpH’ 7以上に調製し、次にマグネシウ
ム、カルシウム、バリウムを含有する化合物よりなる群
から選択された少なくとも1種の化合物を添加反応せし
めた後、得られたスラリーを湿量基準で20〜80%の
水分を含有するスラリーに調製し、このスラリーを固化
せしめることを特徴とする放射性廃水の同化処理法であ
る。
This invention involves preparing wastewater containing boric acid or/and borates and radioactive substances to a pH of 7 or higher, and then adding at least one compound selected from the group consisting of compounds containing magnesium, calcium, and barium. After the reaction, the resulting slurry is prepared into a slurry containing 20 to 80% water on a wet basis, and this slurry is solidified.

以下にカルシウム化合物の1例として水酸化カルシウム
を使用した場合について、この発明の詳細な説明する。
The present invention will be described in detail below using calcium hydroxide as an example of the calcium compound.

まず、硼酸を含む原廃水を濃縮苛性ソーダを用いてpH
値を7以上に調整する(以後この工程をpH調整工程と
よぶ)。
First, raw wastewater containing boric acid is pH adjusted using concentrated caustic soda.
Adjust the value to 7 or higher (hereinafter this step will be referred to as the pH adjustment step).

pH調整後の液に水酸化カルシウムをカルシウム重量が
液中の硼酸重量比に対し約05倍量となるよう添加反応
せしめる(以下この工程を反応工程という)。この反応
工程において原廃水中に))つた硼酸基と水酸化カルシ
ウムは反応し液はスラリーとなる。このスラリーを沢過
、濃縮などの手段によってスラリー中の水分含有量が湿
量基準で20〜80%となるように調整し、この調整ス
ラリーを所望の型中に注入して24 。
Calcium hydroxide is added to the pH-adjusted solution so that the weight of calcium becomes about 0.5 times the weight ratio of boric acid in the solution (hereinafter, this step is referred to as the reaction step). In this reaction step, the boric acid groups present in the raw wastewater react with calcium hydroxide, and the liquid becomes a slurry. This slurry is adjusted to have a moisture content of 20 to 80% on a wet basis by means such as filtration and concentration, and the adjusted slurry is poured into a desired mold 24.

時間以上放置する(以下この工程を硬化工程という)。Leave to stand for a period of time or more (hereinafter this process will be referred to as the curing process).

この硬化工程によりスラリーを所望形状のブロックに固
化させることができる。硬化工程を終了した後型から取
り出した固形化物の圧縮強度は150 kg/ct1以
上であり、海中投棄あるいは上中埋棄に対し充分な強度
を有する。
This curing step allows the slurry to solidify into blocks of desired shape. The compressive strength of the solidified product taken out from the mold after completing the curing process is 150 kg/ct1 or more, and has sufficient strength to be dumped in the sea or buried in the upper reaches.

上記例の一連の工程においてpH調整工程に使用するア
ルカリ性物質としては水酸化す) IJウム、水酸化カ
リ、水酸化カルシウムなど周知のアルカリ性物質を全て
単独あるいは混合物として使用できるが、水酸化ナトリ
ウムの濃厚水溶液あるいは固形物を使用するのが最も簡
便である。また、このpH調整工程における廃水の温度
は常温〜】20℃でよ(、常温以下あるいは120℃以
」−においても実施可能であるが、特に常温以下への冷
却あるいは120℃以上への加熱を必要としない。また
、pH調整後のpH値としては7以」二が望ましいが9
〜12が特に好適である。
In the series of steps in the above example, all well-known alkaline substances such as sodium hydroxide, potassium hydroxide, and calcium hydroxide can be used alone or as a mixture, but sodium hydroxide It is most convenient to use concentrated aqueous solutions or solid substances. In addition, the temperature of the wastewater in this pH adjustment step can be from room temperature to 20°C (or below room temperature or above 120°C), but in particular cooling to below room temperature or heating to 120°C or higher is recommended. Not necessary.Also, the pH value after pH adjustment is preferably 7 or higher, but 9
-12 are particularly preferred.

反応工程において添加する化合物としては、その化合物
中にマグネシウム、カルシウム、バリウムを含有するも
のがよい。添加物中のこれら元素と結合しているアニオ
ン基はいずれでもよいが、OH基(この基を有する化合
物の無水物としての酸化物を含む)、塩素イオン、炭酸
基、酸性炭酸基、硝酸基、硫酸基、酸性硫酸基、燐酸基
、1または2水素燐酸基などによるものが入手し易い。
The compound to be added in the reaction step is preferably one containing magnesium, calcium, or barium. The anion group bonded to these elements in the additive may be any type, but may include OH group (including oxides as anhydrides of compounds having this group), chlorine ion, carbonate group, acidic carbonate group, and nitric acid group. , sulfate group, acidic sulfate group, phosphoric acid group, mono- or dihydrogen phosphate group, etc. are easily available.

これらの化合物は水溶液あるいは粉末としてpH調整工
程を終了した液に添加可能であるが、処理水の総量を添
加させないために水分含有量の少ない粉末あるいは粒状
品として添加するととが望ましい。また、これら化合物
の添加量は液中の硼酸基1モル当り上記金属が02〜1
0モル含有される量とするのが好ましい。また、これら
化合物は上記添加量を満足するように、これら化合物の
1種を添加してもよく2種以上を混合添加してもよい。
These compounds can be added as an aqueous solution or powder to the liquid that has undergone the pH adjustment step, but it is preferable to add them as a powder or granular product with a low water content so as not to add the total amount of treated water. In addition, the amount of these compounds added is 02 to 1 mol of the above metals per mol of boric acid group in the liquid.
It is preferable that the amount is 0 mol. Moreover, these compounds may be added either singly or in a mixture of two or more, so as to satisfy the above-mentioned addition amount.

添加の際の液の温度は30〜90℃が好適であり、通常
、攪拌しつつ添加するのがよい。また、これら化合物を
添加後の廃水との反応には40〜120℃の温度と0.
5〜3時間の反応時間が好適である。温度を上記温度範
囲以外とし、また時間をこの時間以上としても次に述べ
る硬化反応に特別な効果がない。また、この反応中に攪
拌を行うのがよい。上記反応の結果、得られたスラリー
中の不溶解固形分は水分の存在下に前記の自硬性を有し
ている。しかし、この発明の方法の適用の際に原料とな
る廃水中の硼酸基含有量は通常4〜20重量%間に変動
するため、上記反応後に生成したスラリー中の不溶解固
形分の濃度も太l]に変動する。従って、次の硬化工程
を実施する前にスラリー中の水分含有量を調整の上、型
中に注入するのが型の内容積の有効利用のために望まし
い。
The temperature of the liquid at the time of addition is preferably 30 to 90°C, and it is usually good to add while stirring. In addition, the reaction with wastewater after addition of these compounds requires a temperature of 40 to 120°C and a temperature of 0.5°C.
Reaction times of 5 to 3 hours are preferred. Even if the temperature is outside the above temperature range and the time is longer than this time, there will be no particular effect on the curing reaction described below. Further, it is preferable to perform stirring during this reaction. As a result of the above reaction, the undissolved solid content in the slurry obtained has the above-mentioned self-hardening property in the presence of moisture. However, since the boric acid group content in the wastewater used as a raw material when applying the method of the present invention usually varies between 4 and 20% by weight, the concentration of undissolved solids in the slurry produced after the above reaction also increases. l]. Therefore, it is desirable to adjust the moisture content of the slurry before carrying out the next curing step and then inject it into the mold in order to effectively utilize the internal volume of the mold.

スラリー中に含有する水分を減少させるための手段とし
ては遠心分離、金網あるいはP布などによる周知のデ過
手段、あるいは蒸発、濃縮乾燥など多くの周知手段を使
用することができる。水分含有量を減少せしめた後のス
ラリー中の水分は湿量基準で20〜80重量%がスラリ
ーの流動性および型の内容積の有効利用の両面より都合
がよいが、最適値は添加した前記化合物の種類および粒
径分布等により異なる。
As a means for reducing the water content in the slurry, many known means such as centrifugation, filtration using a wire mesh or P cloth, evaporation, concentrated drying, etc. can be used. After reducing the water content, it is convenient for the slurry to have a water content of 20 to 80% by weight on a wet basis from both the fluidity of the slurry and the effective use of the internal volume of the mold. It varies depending on the type of compound, particle size distribution, etc.

水分量調整後のスラリーを直接型中に充填し放置するこ
とによりスラリー中の固形分は固化し所望形状の固化ブ
ロックを得ることができる水分が10%以下では高強度
のブロックが得られない。また、上記の如き沢過などに
より脱水した結果、水分が過少となりスラリーとしての
流動性が不良となった場合には適宜新規の水あるいはp
水を添加して上記の水分含有量の範囲内で流動性のよい
スラリーに調製し型中に充填することができる。硬化工
程の都合のよい温度は10〜50℃であって、例えば2
0℃の温度下に放置すれば1日で15okg/7程度の
圧縮強度に達し、以後放置時間の延長により強度が向上
する。また、50℃の加温状態で空気と接触、放置すれ
は約2時間で上記150kg/iの圧縮強度に達し硬柁
所要時間を短縮できる。上記スラリーの水分調整の際、
内部に攪拌羽根を有するか、あるいは有しない円筒型回
転乾燥機あるいは金網製ベルト上において脱水乾燥を行
うバンド乾燥機なども使用可能であるが、水分含有量を
20%以下に乾燥させることは必ずしも必要でない。
By directly filling the slurry after adjusting the water content into a mold and leaving it to stand, the solid content in the slurry solidifies and a solidified block of the desired shape can be obtained.If the water content is less than 10%, a block with high strength cannot be obtained. In addition, as a result of dehydration by filtration as described above, if the water content becomes too low and the fluidity of the slurry becomes poor, add new water or P as appropriate.
By adding water, a slurry with good fluidity can be prepared within the above water content range, and the slurry can be filled into a mold. A convenient temperature for the curing step is between 10 and 50°C, e.g.
If left at a temperature of 0°C, it will reach a compressive strength of about 15 kg/7 in one day, and the strength will improve as the standing time is extended. In addition, when exposed to air and left in a heated state of 50° C., the compressive strength of 150 kg/i is reached in about 2 hours, and the time required for hardening can be shortened. When adjusting the water content of the slurry above,
It is also possible to use a cylindrical rotary dryer with or without an internal stirring blade or a band dryer that performs dehydration and drying on a wire mesh belt, but it is not always possible to dry to a moisture content of 20% or less. Not necessary.

この発明の硬化工程において、硬化現象が生起する理由
についてはまだ明らかでない。しかし、本発明により、
従来法においては必ず使用されていたセメント、エポキ
シ樹脂、不飽和ポリエステル樹脂の如き熱硬化性樹脂あ
るいは重合して固化する重合性モノマーを自硬性固化助
剤として使用することなく、原廃水中に含有されていた
硼酸、硼酸塩およびその他の放射性物質を含む固形分を
ブロック状に固形化し得ることは後記実施例の通りであ
る。従って、この発明により従来法では硼酸基1トン当
り約16,000kgのセメントあるいはB OOkg
の高価な合成樹脂などを使用するかわりに安価な前記化
合物400〜600 kgの添加で充分圧縮強度の高い
所望形状のブロック状固形化物を得ることが可能であり
、固形化物の重量および体積を減少させるとともに同化
費用、固形化物の輸送費用などを節減することができる
The reason why the curing phenomenon occurs in the curing process of this invention is not yet clear. However, according to the present invention,
Thermosetting resins such as cement, epoxy resins, and unsaturated polyester resins, or polymerizable monomers that solidify through polymerization, which are always used in conventional methods, are not used as self-hardening solidification aids, but are contained in the raw wastewater. As shown in the Examples below, the solid content containing boric acid, borates, and other radioactive substances can be solidified into blocks. Therefore, according to the present invention, approximately 16,000 kg of cement or BOOkg is produced per ton of boric acid group in the conventional method.
Instead of using expensive synthetic resins, it is possible to obtain a block-shaped solidified product in the desired shape with sufficient compressive strength by adding 400 to 600 kg of the above-mentioned inexpensive compound, and the weight and volume of the solidified product can be reduced. At the same time, assimilation costs and transportation costs for solidified materials can be reduced.

この発明により得られた固形化ブロックを土中埋棄ある
いは海中投棄などの最終処分に付する場合には、このブ
ロック中に含有される放射性元素の地下あるいは海水中
への溶出を減少せしめるため、このブロックの外周をコ
ンクリート類、合成樹脂製外被で密着包囲するか、ある
いは得られたブロックの内部に粘度の低い未硬化の不飽
和ポリエステル樹脂、重合性モノマーなどを含浸させ、
その後に重合反応を実施して該ブックの透水性を減少せ
しめるなどの周知手段を適用することは望ましいことで
ある。前者の外被による密着包囲の場合には、例えばド
ラム缶のスラリー注入口用小穴部を除く内面をコンクリ
ートあるいは不飽和ポリエステル樹脂の硬化物で被覆し
、この内面被覆ドラム缶内部の中空部に前記スラリーを
充填硬化させ、硬化後に゛スラリー注入口をコンクリー
トあるいは不飽和ポリエステル樹脂で閉鎖密封する方法
が簡便である。また、後者の含浸重合法による場合には
、この発明により得られたブロックを、例えば常温で約
1ケ月室内放置し、ブロックの表面に近い部分の自由水
を乾燥除去した後一旦常圧より低い圧力においてブロッ
クを脱気し、続いて既に重合用触媒の配合された前記不
飽和ポリエステル樹脂あるいは重合性モノマー中に浸漬
してブロックの内部にこれらの樹脂あるいはモノマーを
含浸させた後、常温〜50℃の温度で重合硬化させるの
がよい。望ましい重合性モノマーとしてはスチレンモノ
マー、メタアクリル酸エステルなどを挙げることができ
る。
When the solidified block obtained by this invention is subjected to final disposal such as burial in the ground or dumping in the sea, in order to reduce the elution of radioactive elements contained in the block into the ground or seawater, The outer periphery of this block is closely surrounded by concrete or a synthetic resin jacket, or the inside of the obtained block is impregnated with uncured unsaturated polyester resin of low viscosity, polymerizable monomer, etc.
It may be desirable to apply known means such as subsequently carrying out a polymerization reaction to reduce the water permeability of the book. In the case of the former method of tightly enclosing the drum, for example, the inner surface of the drum except for the small hole for the slurry inlet is coated with concrete or a cured product of unsaturated polyester resin, and the slurry is poured into the hollow part inside the inner-coated drum. A simple method is to fill and harden the slurry, and after hardening, close and seal the slurry inlet with concrete or unsaturated polyester resin. In addition, in the case of the latter impregnation polymerization method, the block obtained by the present invention is left indoors at room temperature for about a month, and after drying and removing free water near the surface of the block, the pressure is once lowered to below normal pressure. The block is degassed under pressure, and then immersed in the unsaturated polyester resin or polymerizable monomer containing a polymerization catalyst to impregnate the inside of the block with the resin or monomer, and then heated at room temperature to 50℃. It is preferable to polymerize and cure at a temperature of °C. Desirable polymerizable monomers include styrene monomers and methacrylic acid esters.

なお、この発明において原廃水および処理中の廃水中に
含有される硼酸および硼酸塩の化学的構造は、これら硼
酸および硼酸塩が水とともに廃水として排出される以前
の履歴あるいは排出される際の濃度温度などにより異な
り、詳細は不明であるが、通常化学構造の異なる多数の
硼酸およびその誘導体を含むと考えられる。このような
事情を考慮して、この発明における硼酸および硼酸塩と
は、次の化学式を有する硼酸系化合物を単独あるいは混
合物として意味するものである。
In addition, in this invention, the chemical structures of boric acid and borates contained in raw wastewater and wastewater being treated are based on the history of these boric acids and borates before they are discharged as wastewater with water or the concentration at the time of discharge. Although the details are unknown as it varies depending on the temperature, etc., it is thought that it usually contains many boric acids and their derivatives with different chemical structures. Taking these circumstances into consideration, boric acid and borate in the present invention refer to boric acid compounds having the following chemical formula, either singly or as a mixture.

XMmO−yB、0o(OH)k−Z(H2O)この式
において Xは0〜3の整数 yは1〜5の整数 2は0〜10の整数 mは1または2 1は1〜10の整数 nは0〜15の整数 には0〜4の整数 Mは1価または2価の金属原子 0は酸素原子 Bは硼素原子 Hは水素原子 を示す。
XMmO-yB, 0o(OH)k-Z(H2O) In this formula, X is an integer from 0 to 3. y is an integer from 1 to 5. 2 is an integer from 0 to 10. n is an integer of 0 to 15; M is a monovalent or divalent metal atom; 0 is an oxygen atom; B is a boron atom; H is a hydrogen atom;

また、この発明において前記の如く反応後f過を行った
際のr水には放射性物質が殆ど含まれていな(・のが通
常であって、P水は中和の上放流できる場合が多いが、
沢水中になお放射性物質が含まれている場合にはP水を
単独あるいは原廃水とともに周知の方法で濃縮し、再度
こ・の発明方法を適用することができる。。
In addition, in this invention, when the R water is filtered after the reaction as described above, it usually contains almost no radioactive substances, and the P water can often be discharged after neutralization. but,
If the fresh water still contains radioactive substances, the P water alone or together with the raw waste water can be concentrated by a known method and the method of this invention can be applied again. .

実施例 l オルト硼酸1.3 kgを含む模擬廃水101!に固形
苛性ソーダ400grを添加溶解させるとpH値91を
示す。この液に水酸化カルシウム粉末650grを添加
し60℃で1時間攪拌下に反応させた。反応後直ちにブ
フナー漏斗を使用して吸引沢過した。得られたケーキの
水分含有量は湿量基準(以下同様)で30%であり、ケ
ーキ重量は約2.7 kl?である。この例のこのケー
キ水分量ではケーキの流動性が悪いため、別の容器で新
水700grを添加して水分含有量を約44%に増加さ
せJIS R−5201に規定する1室の内法寸法が4
0inX 40mi+X 16’Oへである3連の型枠
中に注入し1日間初期硬化させた。その後この初期硬化
物を型枠から取り出しガラス製容器中で20℃の下に2
7日間硬化を進めた。
Example l Simulated wastewater 101 containing 1.3 kg of orthoboric acid! When 400g of solid caustic soda is added and dissolved, the pH value becomes 91. 650 gr of calcium hydroxide powder was added to this solution and reacted at 60° C. for 1 hour with stirring. Immediately after the reaction, the mixture was vacuum filtered using a Buchner funnel. The moisture content of the obtained cake was 30% on a wet basis (the same applies hereinafter), and the cake weight was approximately 2.7 kl? It is. In this example, the fluidity of the cake is poor with this cake moisture content, so 700g of fresh water is added in a separate container to increase the moisture content to approximately 44%. is 4
The mixture was injected into three series of molds of 0 in x 40 mi + x 16'O and allowed to initially harden for 1 day. Thereafter, this initially cured product was taken out of the mold and placed in a glass container at 20℃ for 2 hours.
Curing was allowed to proceed for 7 days.

28日1に一軸圧縮強度を測定したところ、平均s 5
0 kg/dの値を示した。
When the unconfined compressive strength was measured on the 28th, the average s 5
It showed a value of 0 kg/d.

比較として前記特開昭52−92100に開示の方法に
より上記模擬廃水101を固形化するためには、消石灰
約1.5 kg、ポルトランドセメント約5 kg、水
ガラス約1.5 kgの添加を必要とし、硼酸1.3 
kgを含む固形化物の重量および体積ともに、この発明
による場合が小であることは明らかである。
For comparison, in order to solidify the simulated wastewater 101 by the method disclosed in JP-A-52-92100, it is necessary to add about 1.5 kg of slaked lime, about 5 kg of Portland cement, and about 1.5 kg of water glass. and boric acid 1.3
It is clear that both the weight and volume of the solidified material (kg) are small in the case of the present invention.

実施例 2 実施例1と同様の実験を実施し、その際吸引f過後の吸
引を長時間行うとケーキは乾燥する。
Example 2 An experiment similar to Example 1 was carried out, and if the suction after the suction f was continued for a long time, the cake would become dry.

水分3%まで乾燥したケーキに沢水を添加して水分含有
量50%のスラリーとし以後の操作は実施例1と同様に
行い、得られた固形化物の一軸圧縮強度は平均570k
g/cIIであった。
Fresh water was added to the cake dried to a moisture content of 3% to form a slurry with a moisture content of 50%.The subsequent operations were carried out in the same manner as in Example 1, and the resulting solidified product had an average uniaxial compressive strength of 570K.
g/cII.

実施例 3 °実施例1における固形苛性ソーダ400grの代りに
固形苛性力IJ500grを使用し、また水酸化カルシ
ウム粉末650grの代りに水酸化バリウム粉末790
grを使用する以外は実施例2と同様に反応およびr過
をした。長時間吸引で得られたケーキの水分は5%であ
ってか、これに新水を添加して水分含有量30%のスラ
リーとして実施例2と同様に硬化後−軸圧縮強度を測定
したところ平均6+okg/c++lであった。
Example 3 500 gr of solid caustic soda was used instead of 400 gr of solid caustic soda in Example 1, and 790 gr of barium hydroxide powder was used instead of 650 gr of calcium hydroxide powder.
The reaction and filtration were carried out in the same manner as in Example 2 except that gr was used. The moisture content of the cake obtained by long-term suction was probably 5%, and fresh water was added to this to create a slurry with a moisture content of 30%. After curing, the axial compressive strength was measured in the same manner as in Example 2. The average was 6+okg/c++l.

実施例 4 初期硬化布を実施例1と同様に行った初期硬化物を室内
大気中に常温で28日間放置して硬化を進めた後ガラス
製密閉容器内において10its水銀柱の真空下に30
秒間脱気し、この真空下の密閉容器に重合触媒および重
合促進剤としてメチルエチルケトン、ハイドロパーオキ
サイドとナフテン酸コバルトとをそれぞれ10%と02
5%含有するメチルメタアクリレートモノマーを注入し
た後真空を破壊して硬化物にメチル・メタアクリレート
モノマーを含浸させた。
Example 4 An initially cured cloth was prepared in the same manner as in Example 1. After being left in the room air at room temperature for 28 days to proceed with curing, it was placed in a glass airtight container under a vacuum of 10its of mercury for 30 minutes.
After degassing for seconds, methyl ethyl ketone, hydroperoxide, and cobalt naphthenate were added as a polymerization catalyst and a polymerization accelerator in a sealed container under vacuum at 10% and 0.02%, respectively.
After injecting 5% methyl methacrylate monomer, the vacuum was broken to impregnate the cured product with methyl methacrylate monomer.

この含浸硬化物を60℃で24時間放置しメチル・メタ
アクリレートの重合を進めた。その後−軸圧縮強度を測
定したところ610 kg/cdの値を示した。
This impregnated cured product was left at 60° C. for 24 hours to advance polymerization of methyl methacrylate. Thereafter, the axial compressive strength was measured and showed a value of 610 kg/cd.

実施例 5 4硼酸ナトリウム1.56 kgと塩化セシウム3.0
grを含む模擬廃水107に固形苛性ソーダ1’00g
rと水酸化カルシウム粉末700grを添加し実施例1
と同様の操作で6個の初期硬化物を製作し、この内3個
はガラス製容器中で100日間硬化を進めてそのまま試
験片とし、他の3個は実施例4と同様28日間室温硬化
させ、次にメチル・メタアクリレートを含浸重合させた
後70日間硬化を進め、その後測定された一軸圧縮強度
はメチル・メタアクリレートは含浸重合のないものが5
20kg/cI/lであるに対し、このモノマーを含浸
重合させたものは600kl?/dであった。また上記
と同様に製作された外径45酊、高さ44 mm、の円
柱状試験片各3個をそれぞれ20℃の水700m1中に
100日間浸漬し水中へのセシウムの溶出試験を行った
。溶出したセシウムの量は原子吸光法により分析したが
、その結果同モノマーの含浸重合のないものにおいては
100日間で平均481vであるに対し同モノマーを含
浸重合させたものにおいては平均4〜であった。
Example 5 1.56 kg of sodium tetraborate and 3.0 cesium chloride
Solid caustic soda 1'00g in simulated wastewater 107 containing gr.
Example 1 by adding r and 700g of calcium hydroxide powder
Six initial cured products were produced in the same manner as in Example 4. Three of these were cured for 100 days in a glass container and used as test specimens, and the other three were cured at room temperature for 28 days as in Example 4. Then, methyl methacrylate was impregnated and polymerized, followed by curing for 70 days.The unconfined compressive strength measured after that was 5.
The amount is 20 kg/cI/l, whereas the amount obtained by impregnating and polymerizing this monomer is 600 kl? /d. In addition, three cylindrical test pieces each having an outer diameter of 45 mm and a height of 44 mm prepared in the same manner as above were immersed in 700 ml of water at 20° C. for 100 days to conduct a cesium elution test into the water. The amount of cesium eluted was analyzed by atomic absorption spectroscopy, and the results showed that in the case of the same monomer without impregnation polymerization, the average was 481 V in 100 days, whereas in the case of the same monomer in the case of impregnation polymerization, the average was 4~4. Ta.

特許出願人 東洋エンジニアリング株式会社 ベルゴーニュクレエール ニス・アー・手続補正書 昭和58年4月4日 特許庁長官 殿 1、事件の表示 昭和57年特許願 第68717号2
、発明の名称 放射性廃水の固化処理法 3、補正をする者 事件との関係   出願人 東洋エンジニアリング株式会社 (ほか1名) 4、代理人 住所  東京都港区赤坂1丁目9番20号第16興和ビ
ル8階 5、補正命令の日付 自発補正 6、補正の対象 明細書の発明の詳細な説明の欄 7補正の内容 (1)明細書第3頁、第4行、「固化分」を「固形分」
と訂正する。
Patent Applicant Toyo Engineering Co., Ltd. Bergogne Clairère Niss A Procedural Amendment April 4, 1980 Commissioner of the Patent Office 1, Indication of Case 1982 Patent Application No. 68717 2
, Title of the invention: Radioactive wastewater solidification treatment method 3. Relationship with the person making the amendment: Applicant: Toyo Engineering Co., Ltd. (and one other person) 4. Agent address: No. 16 Kowa, 1-9-20 Akasaka, Minato-ku, Tokyo. Building 8th floor 5, Date of amendment order Voluntary amendment 6, Detailed description of the invention column 7 of the specification subject to amendment Contents of amendment (1) Page 3, line 4 of the specification, "solidified content" changed to "solid content" Minute”
I am corrected.

(2)明細書第3頁、第8行、「一定」を[一時的に限
られた期間の]と訂正する。
(2) On page 3, line 8 of the specification, "fixed" is corrected to "temporarily for a limited period of time."

(3)  明細書第4頁、第1行〜第2行、「得られた
スラリー」を1生成した固形分」と訂正する。
(3) On page 4 of the specification, lines 1 and 2, ``obtained slurry'' is corrected to ``1 solid content produced''.

(4)  明細書第6頁、第9行、「添加」を「増加」
と訂正する。
(4) Page 6, line 9 of the specification, “addition” to “increase”
I am corrected.

(5)明細書第15頁、第12行〜第14行、[および
重合促進剤・・・・・・それぞれ1.0%]を1として
メチルエチルケトンハイ1口ノぐ−オキサイドを1.0
チ、及び重合促進剤としてナフテン酸コ・々ルトを」と
訂正する。
(5) Page 15 of the specification, lines 12 to 14, [and polymerization accelerator... 1.0% each] is 1, and 1 mouthful of methyl ethyl ketone oxide is 1.0
and naphthenic acid salt as a polymerization accelerator.''

524−524-

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 硼酸または/および硼酸塩と放射性物質を含む廃水の処
理方法において、pH7以上に調整後の該廃水にマグネ
シウム、カルシウムおよびバリウムを含む化合物よりな
る群から選択された少なくとも1種の化合物を添加反応
せしめた後、生成した固型分を湿量基準で水分20〜8
0%を含有するスラリーに調製し、このスラリーを固化
せしめることを特徴とする放射性廃水の固化処理方法。
A method for treating wastewater containing boric acid or/and a borate and a radioactive substance, in which at least one compound selected from the group consisting of compounds containing magnesium, calcium, and barium is added to the wastewater after adjusting the pH to 7 or more to cause a reaction. After that, the produced solid content has a moisture content of 20 to 8
1. A method for solidifying radioactive wastewater, comprising preparing a slurry containing 0% radioactive wastewater and solidifying this slurry.
JP57068717A 1982-04-26 1982-04-26 Method of solidifying radioactive liquid waste Granted JPS58186099A (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57068717A JPS58186099A (en) 1982-04-26 1982-04-26 Method of solidifying radioactive liquid waste
KR1019830001748A KR890005297B1 (en) 1982-04-26 1983-04-25 Method for the solidification of waste water

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57068717A JPS58186099A (en) 1982-04-26 1982-04-26 Method of solidifying radioactive liquid waste

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS58186099A true JPS58186099A (en) 1983-10-29
JPS6338120B2 JPS6338120B2 (en) 1988-07-28

Family

ID=13381819

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57068717A Granted JPS58186099A (en) 1982-04-26 1982-04-26 Method of solidifying radioactive liquid waste

Country Status (2)

Country Link
JP (1) JPS58186099A (en)
KR (1) KR890005297B1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4793947A (en) * 1985-04-17 1988-12-27 Hitachi, Ltd. Radioactive waste treatment method
US4804498A (en) * 1985-12-09 1989-02-14 Hitachi, Ltd. Process for treating radioactive waste liquid

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4793947A (en) * 1985-04-17 1988-12-27 Hitachi, Ltd. Radioactive waste treatment method
US4804498A (en) * 1985-12-09 1989-02-14 Hitachi, Ltd. Process for treating radioactive waste liquid

Also Published As

Publication number Publication date
KR890005297B1 (en) 1989-12-20
KR840004609A (en) 1984-10-22
JPS6338120B2 (en) 1988-07-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3988258A (en) Radwaste disposal by incorporation in matrix
US4363757A (en) Method for noncontaminating solidification for final storage of aqueous, radioactive waste liquids
US4904416A (en) Cement solidification treatment of spent ion exchange resins
CN108298881A (en) A kind of geological cement and its application for curing Radioactive chemical sludge
JPH0646236B2 (en) How to dispose of radioactive waste
US4839102A (en) Block for containing and storing radioactive waste and process for producing such a block
EP0091024B1 (en) Process for solidifying radioactive waste
JPS58186099A (en) Method of solidifying radioactive liquid waste
JP2908107B2 (en) Solidification material for radioactive waste and method for treating radioactive waste
Volkova et al. Influence of the Compound Composition on Its Strength in Cementation of Spent Oils
JP2525790B2 (en) Method for solidifying radioactive waste
JPS5815000B2 (en) Radioactive waste disposal method
JPS61178698A (en) Method of hardening water glass
EP1137014B1 (en) Co-solidification of low-level radioactive wet wastes produced from BWR nuclear power plants
JPS63167296A (en) Manufacture of solid substance containing proper cement for finally storing water containing thorium
TWI741802B (en) Method of processing liquid borate waste
EP0192777A1 (en) Method of and apparatus for treating radioactive waste
JPS6186692A (en) Method of solidifying spent radioactive ion exchange resin
JPS59116593A (en) Method of solidifying radioactive waste
RU2062520C1 (en) Method for packing radiowastes and impregnating compound for container surface treatment
JPH0345543A (en) Inorganic soldifying material and solidification of radioactive waste disposal using same material
RU2116682C1 (en) Method of processing liquid radioactive wastes
JP2993903B2 (en) Radioactive waste treatment method
JPS6118601A (en) Waste housing vessel
JPS62267699A (en) Method of solidifying and processing radioactive waste