JPS59220691A - 放射性廃棄物の固化方法 - Google Patents
放射性廃棄物の固化方法Info
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- JPS59220691A JPS59220691A JP9537683A JP9537683A JPS59220691A JP S59220691 A JPS59220691 A JP S59220691A JP 9537683 A JP9537683 A JP 9537683A JP 9537683 A JP9537683 A JP 9537683A JP S59220691 A JPS59220691 A JP S59220691A
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子力発’uPJT等から発生する放射性廃棄
物の同化処理方法に係り、特にケイ酸アルカリあるいは
ケイ酸アルカリ溶液を固化充填剤として用いる場合に好
適な放射性廃棄物の同化方法に関する。
物の同化処理方法に係り、特にケイ酸アルカリあるいは
ケイ酸アルカリ溶液を固化充填剤として用いる場合に好
適な放射性廃棄物の同化方法に関する。
原子力発電所等から発生する放射性廃棄物を最終的に処
理処分する形態の一つに陸地保管、陸地処分があり、そ
のためには放射性廃棄物を固化処理して放射性廃棄物固
化体を作成する必要がある。
理処分する形態の一つに陸地保管、陸地処分があり、そ
のためには放射性廃棄物を固化処理して放射性廃棄物固
化体を作成する必要がある。
従来、放射性廃棄物を同化処理するだめの同化充填剤と
してはセメントが用いられて来たが、最近これに代わる
固化充填剤として特に減容比の高い放射性廃棄物ペレッ
トの同化処理・処分に適したケイ酸アルカリ(溶液)が
開発され(特願昭56−80972号)、ケイ酸アルカ
リ(溶液)を充填剤、無機質リン酸塩化合物(P2O3
・5102)を硬化剤、セメントを吸水剤として、それ
らの混合物からなる固化材を用いた場合、得られる放射
性廃棄物固化体は強度、耐熱性、耐久性等に優れた性能
を有することがわかった。
してはセメントが用いられて来たが、最近これに代わる
固化充填剤として特に減容比の高い放射性廃棄物ペレッ
トの同化処理・処分に適したケイ酸アルカリ(溶液)が
開発され(特願昭56−80972号)、ケイ酸アルカ
リ(溶液)を充填剤、無機質リン酸塩化合物(P2O3
・5102)を硬化剤、セメントを吸水剤として、それ
らの混合物からなる固化材を用いた場合、得られる放射
性廃棄物固化体は強度、耐熱性、耐久性等に優れた性能
を有することがわかった。
しかし、この場合、硬化後の同化体表面に易溶性の塩が
析出することが見出された。すなわち、この場合の固化
材の反応は式(1)及び(2)で表わされる。
析出することが見出された。すなわち、この場合の固化
材の反応は式(1)及び(2)で表わされる。
(式中Mはアルカリ金属である。)
M2O・n5IO2・xH2O+P2O5・5lO7→
ns 102 +M3PO4+ydI20 (
1)CaO・5i02+xH2O →CaO・S i 02 ・XH20(2)式(1)及
び(2)はそれぞれ無機質リン酸塩化合物によるケイ酸
アルカリ溶液の硬化反応、および反応生成水のセメント
による吸水反応を示す。ところで硬化反応(1)で生成
した塩M、PO4(実際にはM2)IPO4■(2P0
42M2H2P2079M3PO4及びこれらの水和物
の混合塩となっている)は、溶解度が約30重量%とい
う易溶性のものであり、同じ硬化反応(1)で生成した
遊離水に溶解する。この溶解反応は式(2)の吸水反応
との競争反応であるが、同一の反応で上記塩と遊離水が
生成することから溶解の方が速やかに進行する。溶解し
なかった塩はそのまま硬化後の固化体中に留まるが、溶
解した塩は同化体中を移動する。すなわち、硬化後固化
体に起る現象として、この塩が溶解している遊離水(溶
液)の移動および固化体表面からの水の蒸発がある。従
りて該遊離水(溶液)は毛管現象により固化体表面へ移
動し、水の蒸発によって表面に塩が再結晶する。以上が
塩析用現象である。
ns 102 +M3PO4+ydI20 (
1)CaO・5i02+xH2O →CaO・S i 02 ・XH20(2)式(1)及
び(2)はそれぞれ無機質リン酸塩化合物によるケイ酸
アルカリ溶液の硬化反応、および反応生成水のセメント
による吸水反応を示す。ところで硬化反応(1)で生成
した塩M、PO4(実際にはM2)IPO4■(2P0
42M2H2P2079M3PO4及びこれらの水和物
の混合塩となっている)は、溶解度が約30重量%とい
う易溶性のものであり、同じ硬化反応(1)で生成した
遊離水に溶解する。この溶解反応は式(2)の吸水反応
との競争反応であるが、同一の反応で上記塩と遊離水が
生成することから溶解の方が速やかに進行する。溶解し
なかった塩はそのまま硬化後の固化体中に留まるが、溶
解した塩は同化体中を移動する。すなわち、硬化後固化
体に起る現象として、この塩が溶解している遊離水(溶
液)の移動および固化体表面からの水の蒸発がある。従
りて該遊離水(溶液)は毛管現象により固化体表面へ移
動し、水の蒸発によって表面に塩が再結晶する。以上が
塩析用現象である。
この析出した塩は上記の如く易溶性であるため放射性廃
棄物固化体の耐水性劣化の要因になり、放射性核種が環
境へ洩れ出す惧れがある。無機質リン酸塩化合物を硬化
剤として用いて作成された固化体を室内に放置したとき
の塩析用率、および水中に浸漬したときのアルカリ誼属
溶出率をそれぞれM1図及び第2図中の曲線(A)で示
す。これらの曲線(A)かられかるように無機質リン酸
塩化合物を硬化剤として用いた場合、400時間の室内
放置で約1重量%の塩が析出し、同時間の水中浸ム′λ
で約8重量−のアルカリ金属が溶出している。
棄物固化体の耐水性劣化の要因になり、放射性核種が環
境へ洩れ出す惧れがある。無機質リン酸塩化合物を硬化
剤として用いて作成された固化体を室内に放置したとき
の塩析用率、および水中に浸漬したときのアルカリ誼属
溶出率をそれぞれM1図及び第2図中の曲線(A)で示
す。これらの曲線(A)かられかるように無機質リン酸
塩化合物を硬化剤として用いた場合、400時間の室内
放置で約1重量%の塩が析出し、同時間の水中浸ム′λ
で約8重量−のアルカリ金属が溶出している。
以上のように、固化充填剤たるケイ酸アルカリの硬化剤
として無機質リン酸塩化合物(P2O3・5IO2)を
用いる前記先行技術の場合には、易溶性の塩M3P04
が硬化反応で生成するので、得られた放射性廃棄物固化
体表面への塩の析出、ひいては固化体の耐水性の劣化、
放射性核種の洩出の惧れという問題がありに。
として無機質リン酸塩化合物(P2O3・5IO2)を
用いる前記先行技術の場合には、易溶性の塩M3P04
が硬化反応で生成するので、得られた放射性廃棄物固化
体表面への塩の析出、ひいては固化体の耐水性の劣化、
放射性核種の洩出の惧れという問題がありに。
本発明の目的は、硬化後の放射性廃棄物同化体中に生成
する塩を難溶性(溶解度5重量%以下)のものにして同
化体表面への塩析比を防止し、強度、耐熱性、耐久性及
び耐水性、耐湿性に優れた放射性廃棄物固化体の作成方
法を提供することにある。
する塩を難溶性(溶解度5重量%以下)のものにして同
化体表面への塩析比を防止し、強度、耐熱性、耐久性及
び耐水性、耐湿性に優れた放射性廃棄物固化体の作成方
法を提供することにある。
本発明の方法は、放射性廃棄物の同化充填剤たるケイ酸
アルカリを硬化させる硬化剤として、無機質リン酸塩化
合物の代わシに、ケイ酸アルカリと反応して低溶解度の
塩を生成するような硬化剤を用いて、これら充填剤およ
び硬化剤と吸水材たるセメントおよび必要な水との混合
物よりなる同化材によって放射性廃棄物を固化するもの
である。
アルカリを硬化させる硬化剤として、無機質リン酸塩化
合物の代わシに、ケイ酸アルカリと反応して低溶解度の
塩を生成するような硬化剤を用いて、これら充填剤およ
び硬化剤と吸水材たるセメントおよび必要な水との混合
物よりなる同化材によって放射性廃棄物を固化するもの
である。
本発明において用いる上記硬化剤は、上記ケイ酸アルカ
リ中のアルカリ金属Mと結合して難溶性の塩を作るよう
な塩基を含む化合物である。そのような塩基としてはT
aO3−、AtF b 、NbO37rSiF 2−
+ 8102−+ BeF 2LB O2−r F−+
lO4−163447 Co5”、 ClO4−、BF4−、 Re04− 吟
を挙げることができる。これらの塩基がアルカリ金属と
結合して作る塩の溶解度(重量襲)を表1に示す。
リ中のアルカリ金属Mと結合して難溶性の塩を作るよう
な塩基を含む化合物である。そのような塩基としてはT
aO3−、AtF b 、NbO37rSiF 2−
+ 8102−+ BeF 2LB O2−r F−+
lO4−163447 Co5”、 ClO4−、BF4−、 Re04− 吟
を挙げることができる。これらの塩基がアルカリ金属と
結合して作る塩の溶解度(重量襲)を表1に示す。
表 1
単位二重量%(20℃)
このうち溶解度5重量%以下の塩を形成するという条件
を満足するような塩基を含む化合物およびケイ酸アルカ
リを夫々硬化剤および充填剤として用いることによって
、塩析用を防止し耐水性の優れた放射性廃棄物同化体を
作成できることがわかった。そのような硬化剤、すなわ
ち上記条件を満足するような塩基を含む化合物は、Ca
2+、 Mg”。
を満足するような塩基を含む化合物およびケイ酸アルカ
リを夫々硬化剤および充填剤として用いることによって
、塩析用を防止し耐水性の優れた放射性廃棄物同化体を
作成できることがわかった。そのような硬化剤、すなわ
ち上記条件を満足するような塩基を含む化合物は、Ca
2+、 Mg”。
At3+およびFe からなるグループから選ばれた
多価金属イオンまたはH+イオンと、Ta05−+At
F6’−,NbO3,5iFe2−、5in32−、
BeF42−、B2O,2−*F”、 IO−、Co
2−、 C1O−、BF4−およびReO4−から45
J なるグループから選ばれたイオンとの化合物である。
多価金属イオンまたはH+イオンと、Ta05−+At
F6’−,NbO3,5iFe2−、5in32−、
BeF42−、B2O,2−*F”、 IO−、Co
2−、 C1O−、BF4−およびReO4−から45
J なるグループから選ばれたイオンとの化合物である。
そのような硬化剤の例としてCaCo 5 + Ca
(CZO4)2 *Cas IF b * CaS i
Oaを用いた場合に得られた固化体を室内に放置した
ときの塩析比率、および水中に浸漬したときのアルカリ
金属溶出率の実測結果を第1図及び第2図中の曲線群(
B)で示す。第1図及び第2図には示していないが、上
に挙示され且つ上記条件を満足する塩基を含む他の硬化
剤につぃてもほぼ同じ結果が得られることが実験でわか
った。
(CZO4)2 *Cas IF b * CaS i
Oaを用いた場合に得られた固化体を室内に放置した
ときの塩析比率、および水中に浸漬したときのアルカリ
金属溶出率の実測結果を第1図及び第2図中の曲線群(
B)で示す。第1図及び第2図には示していないが、上
に挙示され且つ上記条件を満足する塩基を含む他の硬化
剤につぃてもほぼ同じ結果が得られることが実験でわか
った。
表1には本発明に適用し得るすべての塩基を記載したが
、この中でも特に5i05”−塩基を用いるのが最も望
ましい。その理由は、天然に8102が多量に存在して
いるので5in3”−塩基を用いれば天然特に陸地に固
化体を処分する場合には天然との相容性が良くなること
が予想され、まだ数百年のオーダーで安定に存在する花
コウ岩等の岩石の主成分もS lO2であるから810
3’−塩基を用いた場合には他の塩基を用いた場合より
も耐久性が向上することが予想されるからである。
、この中でも特に5i05”−塩基を用いるのが最も望
ましい。その理由は、天然に8102が多量に存在して
いるので5in3”−塩基を用いれば天然特に陸地に固
化体を処分する場合には天然との相容性が良くなること
が予想され、まだ数百年のオーダーで安定に存在する花
コウ岩等の岩石の主成分もS lO2であるから810
3’−塩基を用いた場合には他の塩基を用いた場合より
も耐久性が向上することが予想されるからである。
また硬化剤中の上記塩基に対応する金属イオンとしては
Ca2+が最も望ましい。これはCa2+が他の金属イ
オンと比較して安値で入手し易く、また天然に多量に存
在していることより陸地処分の際の相容性が良いためで
ある。
Ca2+が最も望ましい。これはCa2+が他の金属イ
オンと比較して安値で入手し易く、また天然に多量に存
在していることより陸地処分の際の相容性が良いためで
ある。
上述したように、固化体の耐水性、特に易溶性塩の析出
の問題は、表1に示した上記の一基を含む化合物を硬化
剤として用いることにより改善することかできる。とこ
ろで放射性廃棄物同化体の重要な評価因子として、耐水
性の他に強度がある。
の問題は、表1に示した上記の一基を含む化合物を硬化
剤として用いることにより改善することかできる。とこ
ろで放射性廃棄物同化体の重要な評価因子として、耐水
性の他に強度がある。
固化体強度は廃棄物の含水率および藺化体の空隙率に大
きく影響さ゛れる。そこで、次に廃棄物含水率及び同化
体空隙率の観点から、固化剤中のケイ酸アルカリ充填剤
の割合を基準として硬化剤、吸水剤および水の混合割合
を説明する。
きく影響さ゛れる。そこで、次に廃棄物含水率及び同化
体空隙率の観点から、固化剤中のケイ酸アルカリ充填剤
の割合を基準として硬化剤、吸水剤および水の混合割合
を説明する。
第3図及び第4図に固化体強度と廃棄物含水率及び同化
体空隙率との関係をそれぞれ示す。これらの図は硬化剤
としてCaS I Osを用いた場合を示したものであ
るが、前述の他の硬化剤でもほぼ同じ傾向を示す。まだ
、廃棄物中には元々(同化前に)約3重量%の水を含ん
でおり、固化体中にも最低約10%の空隙は必ず存在す
る。第3図及び第4図はこれらの条件での固化体強度を
それぞれlに規格化した相対的強度を縦軸に示している
。
体空隙率との関係をそれぞれ示す。これらの図は硬化剤
としてCaS I Osを用いた場合を示したものであ
るが、前述の他の硬化剤でもほぼ同じ傾向を示す。まだ
、廃棄物中には元々(同化前に)約3重量%の水を含ん
でおり、固化体中にも最低約10%の空隙は必ず存在す
る。第3図及び第4図はこれらの条件での固化体強度を
それぞれlに規格化した相対的強度を縦軸に示している
。
この同化体の相対的強度が0.5以下となると(クラッ
クが発生する等)固化体として望ましくないことがわか
った。従って第3図及び第4図から、廃棄物含水率及び
同化体空隙率をそれぞれ約6重量%以下及び約30−以
下に抑える必要がある。
クが発生する等)固化体として望ましくないことがわか
った。従って第3図及び第4図から、廃棄物含水率及び
同化体空隙率をそれぞれ約6重量%以下及び約30−以
下に抑える必要がある。
ところで、固化体空隙率は固化材の硬化前の粘性に依存
することがわかった。すなわち、同化材の粘性が高いと
攪拌時に取り込まれた空気が硬化前の固化材(ゾル)か
ら離れにくくなり硬化後の同化体中の空隙率が大きくな
る。固化体空隙率と同化材ゾルの粘度(ゾル形成直後)
との関係を第5図に示す。空隙率を30%以下にするた
めには固化材ゾルの粘度を3000CP以下にする必要
がある。空隙率よりもゾルの粘度の方が測定しやすいの
で、廃棄物吸水率及び固化材粘度の2つの観点より固化
付組成の適切な範囲を決定し得る。
することがわかった。すなわち、同化材の粘性が高いと
攪拌時に取り込まれた空気が硬化前の固化材(ゾル)か
ら離れにくくなり硬化後の同化体中の空隙率が大きくな
る。固化体空隙率と同化材ゾルの粘度(ゾル形成直後)
との関係を第5図に示す。空隙率を30%以下にするた
めには固化材ゾルの粘度を3000CP以下にする必要
がある。空隙率よりもゾルの粘度の方が測定しやすいの
で、廃棄物吸水率及び固化材粘度の2つの観点より固化
付組成の適切な範囲を決定し得る。
ケイ酸アルカリ充填剤の混合比を一定(37,5重量%
)とし、硬化剤、吸水剤(セメント)および水の混合比
を変化させて廃棄物含水率および同化剤粘度を調べた結
果をそれぞれ第6図、第7図及び第8図に示す。これら
の図はそれぞれ横軸に硬化剤添加率、セメント添加率及
び水含有率を、縦軸に廃棄物含水率(左側の軸)と固化
剤粘度(右側の軸)をとったものである。これらの図と
、前記の廃棄物吸水率および混練直後の固化剤の粘度の
許容範囲(それぞれ約6重量−以下及び約3000C,
P以下)′とから、硬化剤添加率、セメント添加率およ
び水含有4(はそれぞれ3〜50重量%、3〜35重愉
饅および15〜40M量チが適切であることが判明する
。
)とし、硬化剤、吸水剤(セメント)および水の混合比
を変化させて廃棄物含水率および同化剤粘度を調べた結
果をそれぞれ第6図、第7図及び第8図に示す。これら
の図はそれぞれ横軸に硬化剤添加率、セメント添加率及
び水含有率を、縦軸に廃棄物含水率(左側の軸)と固化
剤粘度(右側の軸)をとったものである。これらの図と
、前記の廃棄物吸水率および混練直後の固化剤の粘度の
許容範囲(それぞれ約6重量−以下及び約3000C,
P以下)′とから、硬化剤添加率、セメント添加率およ
び水含有4(はそれぞれ3〜50重量%、3〜35重愉
饅および15〜40M量チが適切であることが判明する
。
このような組成を有する固化材で第1図及び第2図の曲
線の)に例示したような塩析出を防止した耐湿性、耐水
性の優れた放射性廃棄物同化体を作成できる。第1図お
よび第2図に示した実験結果から、無機質リン酸塩化合
物を硬化剤として用いた同図の曲線囚の場合に比べ、本
発明を実施した同図の曲線(B)の場合には、得られた
固化体は室内放置のときの塩析用率が1/10以下に、
水中浸漬のときのアルカリ金属溶出率が約1/2に改善
されていることがわかる。アルカリ金属溶出率がそれほ
ど改善されないのは、曲線(B)の場合に充填剤として
用いたケイ酸アルカリに含まれているアルカリ金属の量
が曲線(5)の場合と同じであシ且つ浸漬水が固化体に
比較して多量(約100倍)に存在していたためと考え
られるが、よシ緩和された条件である陸地保管の場合は
m1図の曲線(B)で示す効果に近づき、従来よシ固化
体性能は大幅に向上する。
線の)に例示したような塩析出を防止した耐湿性、耐水
性の優れた放射性廃棄物同化体を作成できる。第1図お
よび第2図に示した実験結果から、無機質リン酸塩化合
物を硬化剤として用いた同図の曲線囚の場合に比べ、本
発明を実施した同図の曲線(B)の場合には、得られた
固化体は室内放置のときの塩析用率が1/10以下に、
水中浸漬のときのアルカリ金属溶出率が約1/2に改善
されていることがわかる。アルカリ金属溶出率がそれほ
ど改善されないのは、曲線(B)の場合に充填剤として
用いたケイ酸アルカリに含まれているアルカリ金属の量
が曲線(5)の場合と同じであシ且つ浸漬水が固化体に
比較して多量(約100倍)に存在していたためと考え
られるが、よシ緩和された条件である陸地保管の場合は
m1図の曲線(B)で示す効果に近づき、従来よシ固化
体性能は大幅に向上する。
第9図に示す本発明の一実施例は、放射性廃棄物として
原子炉から発生した濃縮廃液(主成分Na25O4)を
乾燥粉末化した後ペレット化した廃棄物ペレットを、ま
た固化充填剤として60重量−のケイ酸ナトリウA (
Na20−n5102+ n =O−5〜4)溶液を、
更に硬化剤としてケイ酸カルシウム(Cabins )
を選び、放射性廃棄物の同化に用いられる200ノドラ
ム缶中へ固化する場合の例である。
原子炉から発生した濃縮廃液(主成分Na25O4)を
乾燥粉末化した後ペレット化した廃棄物ペレットを、ま
た固化充填剤として60重量−のケイ酸ナトリウA (
Na20−n5102+ n =O−5〜4)溶液を、
更に硬化剤としてケイ酸カルシウム(Cabins )
を選び、放射性廃棄物の同化に用いられる200ノドラ
ム缶中へ固化する場合の例である。
8A9図のように、まず200Ji!ドラム缶5内に設
けられた全網製かと6内に、Na2so4を主成分とす
る放射性廃棄物ペレット7を約260ゆ充填する。
けられた全網製かと6内に、Na2so4を主成分とす
る放射性廃棄物ペレット7を約260ゆ充填する。
次に、タンク1,2および3に夫々収容された60重量
%ケイ酸ナトリウム水溶液、ケイ酸カルシウムおよびセ
メントの夫々150に!i+ 、 60kg、 オよび
30klilを混合撹拌機4で均質に混合してなる固化
剤を上記2001ドラム缶中に流入させ、ペレット間お
よびペレットとドラム缶との間の空隙に充填する。充填
後、同化材中に残留している気泡を除去するために、約
50 torrで真空脱気し、室温で放置して硬化させ
る。硬化は約2時間程度で完了する。
%ケイ酸ナトリウム水溶液、ケイ酸カルシウムおよびセ
メントの夫々150に!i+ 、 60kg、 オよび
30klilを混合撹拌機4で均質に混合してなる固化
剤を上記2001ドラム缶中に流入させ、ペレット間お
よびペレットとドラム缶との間の空隙に充填する。充填
後、同化材中に残留している気泡を除去するために、約
50 torrで真空脱気し、室温で放置して硬化させ
る。硬化は約2時間程度で完了する。
第1O図はケイ酸ナトリウム溶液ではなくケイ酸ナトリ
ウムの粉末を用いた場合の実施例を示す。
ウムの粉末を用いた場合の実施例を示す。
この場合には、粉体と水との均質攪拌を容易にするだ′
めタンク8,2および3内に夫々収容されたケイ酸ナト
リウム、ケイ酸カルシウムおよびセメントの夫々の粉体
は予め予備混合槽10において夫々90に9.60kg
及び30kg均質に混合しておく。
めタンク8,2および3内に夫々収容されたケイ酸ナト
リウム、ケイ酸カルシウムおよびセメントの夫々の粉体
は予め予備混合槽10において夫々90に9.60kg
及び30kg均質に混合しておく。
これを混合槽4においてタンクからの60kgの水と均
質に混練し、これを予め放射性廃棄物ペレット7を内か
と6の中に充填した2001ドラム缶5の中へ流入させ
る。真空脱気及び硬化は前記第9図の場合と同様に行う
。
質に混練し、これを予め放射性廃棄物ペレット7を内か
と6の中に充填した2001ドラム缶5の中へ流入させ
る。真空脱気及び硬化は前記第9図の場合と同様に行う
。
このようにして、第11図に示すような重量約480k
gの放射性廃棄物固化体を得ることができる。
gの放射性廃棄物固化体を得ることができる。
このようにして作成した固化体は、固化体表面への塩な
いし放射性核種の析出、浸出及びクラック発生もなく強
度も十分であった。
いし放射性核種の析出、浸出及びクラック発生もなく強
度も十分であった。
これら実施例によれは、硬化剤としてケイ酸カルシウム
を用いることにより、ケイ酸ナトリウム溶液あるいはケ
イ酸ナトリウム粉末という充填素材を使用することがで
き、かつ易溶性塩および放射性核種の析出、浸出のない
耐水性の優れた放射性廃棄物ベレットの固化体を作成す
ることができる。
を用いることにより、ケイ酸ナトリウム溶液あるいはケ
イ酸ナトリウム粉末という充填素材を使用することがで
き、かつ易溶性塩および放射性核種の析出、浸出のない
耐水性の優れた放射性廃棄物ベレットの固化体を作成す
ることができる。
次に、本発明の他の実施例として、放射性廃棄物ペレッ
トではなく原子力殆電所から発生した状態のままの放射
性廃棄(生成分Na2 SO4)を200ノドラム缶中
へ固化する場合について、第12図によシ説明する。こ
の場合、タンク12に収容された放射性廃液は同化体の
強度および廃棄物の減容比を確保するため、乾燥191
3で水分を除去し放射性廃棄物の粉末にKMしてタンク
14に入れる。
トではなく原子力殆電所から発生した状態のままの放射
性廃棄(生成分Na2 SO4)を200ノドラム缶中
へ固化する場合について、第12図によシ説明する。こ
の場合、タンク12に収容された放射性廃液は同化体の
強度および廃棄物の減容比を確保するため、乾燥191
3で水分を除去し放射性廃棄物の粉末にKMしてタンク
14に入れる。
放射性廃液を乾燥する方法としては遠心薄膜乾燥法、噴
霧乾燥法、流動層乾燥法、ドラム乾燥法。
霧乾燥法、流動層乾燥法、ドラム乾燥法。
凍結乾燥法、晶析法等が知られて、いるが、いずれの方
法を採用して゛もよい。
法を採用して゛もよい。
このように放射性廃液の前処理を行った後、混合攪拌機
4に夫々タンク1 、、2 、3および14から60重
量%のケイ酸ナトリウム水溶液、ケイ酸カルシウム、セ
メントおよび放射性廃棄物の粉末の夫々約200kg、
60k17 、30kgおよび210ゆを送給して均
質に攪拌混合する。その後、2001ドラム缶5中に流
入、充填し、やはシ固化材中の残留気泡を除去するため
に、真空脱気を行う。以上のようにして、ケイ虚ナトリ
ウムを同化充填剤とし、ケイ酸カルシウムをその硬化剤
として用いて耐水性の優れた第13図に示す如き放射性
廃棄物の均質固化体を作成することができる。
4に夫々タンク1 、、2 、3および14から60重
量%のケイ酸ナトリウム水溶液、ケイ酸カルシウム、セ
メントおよび放射性廃棄物の粉末の夫々約200kg、
60k17 、30kgおよび210ゆを送給して均
質に攪拌混合する。その後、2001ドラム缶5中に流
入、充填し、やはシ固化材中の残留気泡を除去するため
に、真空脱気を行う。以上のようにして、ケイ虚ナトリ
ウムを同化充填剤とし、ケイ酸カルシウムをその硬化剤
として用いて耐水性の優れた第13図に示す如き放射性
廃棄物の均質固化体を作成することができる。
上記各実施例においては、沸騰水型原子炉から発生する
硫酸す) IJウムを主成分とする放射性廃棄物(廃棄
物ベレットまたは廃液)を固化する場合について説明し
たが、加圧水型原子炉から発生するホウ酸を主成分とす
る放射性の廃案物あるいは使用済イオン交換樹脂に対し
ても本発明の方法を実施して同様の効果を奏することが
できる。
硫酸す) IJウムを主成分とする放射性廃棄物(廃棄
物ベレットまたは廃液)を固化する場合について説明し
たが、加圧水型原子炉から発生するホウ酸を主成分とす
る放射性の廃案物あるいは使用済イオン交換樹脂に対し
ても本発明の方法を実施して同様の効果を奏することが
できる。
なお放射性廃棄物ペレットの固化処理の場合には、予め
放射性廃棄物ペレットをドラム缶内に充填しておく代り
に、放射性廃棄物ペレットとケイ酸ナトリウム溶液(ま
たはケイ酸ナトリウム粉末と水)とケイ酸カルシウムお
よびセメントとを混合してドラム缶内に充填しても同様
の効果を奏することができる。
放射性廃棄物ペレットをドラム缶内に充填しておく代り
に、放射性廃棄物ペレットとケイ酸ナトリウム溶液(ま
たはケイ酸ナトリウム粉末と水)とケイ酸カルシウムお
よびセメントとを混合してドラム缶内に充填しても同様
の効果を奏することができる。
また上記実施例では放射性廃棄物ペレットがドラム缶5
の内壁に接触しない様に内かと6を用いているが、ガラ
ス繊維1石綿、カーボン繊維、金属繊維等の繊維質材料
をドラム缶の内側に配することによっても廃棄物ペレッ
トの内蔵固化が可能である。
の内壁に接触しない様に内かと6を用いているが、ガラ
ス繊維1石綿、カーボン繊維、金属繊維等の繊維質材料
をドラム缶の内側に配することによっても廃棄物ペレッ
トの内蔵固化が可能である。
また上記実施例では光填後の同化材中の気泡を真空脱気
で除去しているが、同化材充填後のドラム缶を加震ある
いは加温することによっても同様の効果を奏することが
できる。
で除去しているが、同化材充填後のドラム缶を加震ある
いは加温することによっても同様の効果を奏することが
できる。
本発明によれば、ケイ酸アルカリあるいはケイ酸アルカ
リ溶液を]j″化充填剤として含む固化材を用いて同化
体表面への易溶性塩の析出がなく放射性核種の浸出が極
めて少ない耐湿性、耐水性の優れた放射性廃棄物固化体
の作成が可能となる。
リ溶液を]j″化充填剤として含む固化材を用いて同化
体表面への易溶性塩の析出がなく放射性核種の浸出が極
めて少ない耐湿性、耐水性の優れた放射性廃棄物固化体
の作成が可能となる。
第1図は室内放置したときの同化体表面への塩の析出率
を、第2図は水中浸漬したときの固化体からのアルカリ
金属の溶出率を示す図であって、 ・これら図の
曲線(イ)は先行技術による場合、また曲線群(B)は
本発明の実施例による場合を示す。第3図および第4図
はそれぞれ廃棄物含水率および同化体空隙率が相対的同
化体強度に及はす影響を示した図、第5図は固化体空隙
率と固化材粘度との関係を示した図、第6図、第7図お
よび第8図はそれぞれ同化材中の硬化剤添加率、セメン
ト添加率および水添加率と廃棄物含水率および固化材と
の関係を示した図、第9図および第10図は本発明によ
る放射性廃棄物同化方法の実施例をそれぞれ示すフロー
図であって、第9図はケイ酸す) IJウム溶液を、第
1O図はケイ酸ナトリウム粉末を夫々同化充填剤として
用いる場合の図である。第11図は本’if=明によ°
り作成しだ固化体の一例を示す図、第12図は本発明に
よる放射性廃棄物固化方法の他の実施例を示すフロー図
、第13図は第12図に示す実施例により作成された均
質同化体を示す図である。 符号の説明 l;ケイ酸ナトリウム溶液タンク、 2:ケイ酸カルシウムタンク、 3:セメントタンク、 4:混合攪拌機、5ニドラム
缶、 6:金網製内かご、7:放射性廃梨物ペ
レット、 8:ケイ酸ナトリウム粉末タンク、 9:水タンク、 lO:粉末の予備混合槽、 12:放射性廃液タンク、 13:乾燥機、 14:放射性廃液タンクタンク。 第1図 万父置時間(伍〕 第2図 浸漬時間(儒〕 第3図 廃棄物@水率(重量%) 第4図 固tイ本空隙率(%) 第5図 同化体粘度(cP) 第6図 硬化剤源側率(重量%) +Vメント添加率(重量%) 第8図 水添加率(重量%) 第13図
を、第2図は水中浸漬したときの固化体からのアルカリ
金属の溶出率を示す図であって、 ・これら図の
曲線(イ)は先行技術による場合、また曲線群(B)は
本発明の実施例による場合を示す。第3図および第4図
はそれぞれ廃棄物含水率および同化体空隙率が相対的同
化体強度に及はす影響を示した図、第5図は固化体空隙
率と固化材粘度との関係を示した図、第6図、第7図お
よび第8図はそれぞれ同化材中の硬化剤添加率、セメン
ト添加率および水添加率と廃棄物含水率および固化材と
の関係を示した図、第9図および第10図は本発明によ
る放射性廃棄物同化方法の実施例をそれぞれ示すフロー
図であって、第9図はケイ酸す) IJウム溶液を、第
1O図はケイ酸ナトリウム粉末を夫々同化充填剤として
用いる場合の図である。第11図は本’if=明によ°
り作成しだ固化体の一例を示す図、第12図は本発明に
よる放射性廃棄物固化方法の他の実施例を示すフロー図
、第13図は第12図に示す実施例により作成された均
質同化体を示す図である。 符号の説明 l;ケイ酸ナトリウム溶液タンク、 2:ケイ酸カルシウムタンク、 3:セメントタンク、 4:混合攪拌機、5ニドラム
缶、 6:金網製内かご、7:放射性廃梨物ペ
レット、 8:ケイ酸ナトリウム粉末タンク、 9:水タンク、 lO:粉末の予備混合槽、 12:放射性廃液タンク、 13:乾燥機、 14:放射性廃液タンクタンク。 第1図 万父置時間(伍〕 第2図 浸漬時間(儒〕 第3図 廃棄物@水率(重量%) 第4図 固tイ本空隙率(%) 第5図 同化体粘度(cP) 第6図 硬化剤源側率(重量%) +Vメント添加率(重量%) 第8図 水添加率(重量%) 第13図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、 ケイ酸アルカリ又はその水溶液を充填剤とし、該
ケイ酸アルカリ中のアルカリ金篇と結合して低溶解度の
塩を生成するような塩基を含んでいる化合物を硬化剤と
し、これら充填剤および硬化剤に、硬化反応で生成する
遊離水を吸収する吸水剤としてのセメントおよび必要な
水を添加し、これらを混合してなる固化材を用いること
を特徴とする放射性廃棄物の同化方法。 2、硬化剤としての前記化合物は、ca2+、 Mg2
+。 At3+およびFe3+からなるグループから選ばれた
多価霊鳥イオンまたはHイオンと、Ta03−J7J’
61NbO3”’、 SiF6”−、5in3’−、B
eF4’−、B2O,” 、 F−。 l04−、 Co3”、 CAO4−、BF4−および
Re O4−からなるグループから選ばれたイオンとの
化合物であることを特徴とする特許8n求の範囲第1項
記載の放射性廃棄物の同化方法。 3、前記充填剤、硬化剤及び吸水剤更には必要な水を混
合してなる同化材中の硬化剤の割合が3重量係以上かつ
一50重量−以下であることを特徴とする特許請求の範
゛囲第1項または第2項記載の放射性廃棄物の同化方法
。 4、前記同化材中の吸水剤の割合が3重量%以上かつ3
5重1社係以下であることを特徴とする特許請求の範囲
第1項または第2項記載の放射性廃棄物の固化方法。 5、前記同化材中の含水率が15重厳チ以上かつ40重
量多以下であることを特徴とする特許請求の範囲第1項
または第2項記載の放射性廃棄物の固化方法。
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP9537683A JPS59220691A (ja) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | 放射性廃棄物の固化方法 |
PCT/JP1984/000250 WO1984004624A1 (en) | 1983-05-18 | 1984-05-18 | Process for solidifying radioactive wastes |
EP84902057A EP0144440B1 (en) | 1983-05-18 | 1984-05-18 | Process for solidifying radioactive wastes |
US06/697,581 US4659511A (en) | 1983-05-18 | 1984-05-18 | Method for solidifying radioactive waste |
DE8484902057T DE3473374D1 (en) | 1983-05-18 | 1984-05-18 | Process for solidifying radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP9537683A JPS59220691A (ja) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | 放射性廃棄物の固化方法 |
Related Child Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP19102889A Division JPH0631852B2 (ja) | 1989-07-24 | 1989-07-24 | 放射性廃棄物の固化方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS59220691A true JPS59220691A (ja) | 1984-12-12 |
JPH0225480B2 JPH0225480B2 (ja) | 1990-06-04 |
Family
ID=14135919
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP9537683A Granted JPS59220691A (ja) | 1983-05-18 | 1983-05-30 | 放射性廃棄物の固化方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS59220691A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH03150499A (ja) * | 1989-11-07 | 1991-06-26 | Toshiba Corp | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS57197500A (en) * | 1981-05-29 | 1982-12-03 | Hitachi Ltd | Method of solidifying radioactive waste pellet |
JPS5858499A (ja) * | 1981-10-02 | 1983-04-07 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液の処理方法 |
-
1983
- 1983-05-30 JP JP9537683A patent/JPS59220691A/ja active Granted
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS57197500A (en) * | 1981-05-29 | 1982-12-03 | Hitachi Ltd | Method of solidifying radioactive waste pellet |
JPS5858499A (ja) * | 1981-10-02 | 1983-04-07 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液の処理方法 |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH03150499A (ja) * | 1989-11-07 | 1991-06-26 | Toshiba Corp | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0225480B2 (ja) | 1990-06-04 |
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