JPS5923299A - 放射性金属廃棄物の減容・除染処理法 - Google Patents

放射性金属廃棄物の減容・除染処理法

Info

Publication number
JPS5923299A
JPS5923299A JP13252282A JP13252282A JPS5923299A JP S5923299 A JPS5923299 A JP S5923299A JP 13252282 A JP13252282 A JP 13252282A JP 13252282 A JP13252282 A JP 13252282A JP S5923299 A JPS5923299 A JP S5923299A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
melting
slag
metal waste
volume
hull
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.)
Pending
Application number
JP13252282A
Other languages
English (en)
Inventor
落合 淳宏
孝夫 山本
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.)
Kobe Steel Ltd
Original Assignee
Kobe Steel Ltd
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 Kobe Steel Ltd filed Critical Kobe Steel Ltd
Priority to JP13252282A priority Critical patent/JPS5923299A/ja
Publication of JPS5923299A publication Critical patent/JPS5923299A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、使用7バみのジルカロイ製燃料被覆管を主体
とする放射性金属廃莱物を、エレクトロスラフri’J
 t、’+!II法によつ−C減容・除染処(]jする
方法に関するものである。
原子力応用技術の進歩に伴って放8.1性金属廃棄物の
排出JAは甘すます増大する傾向が見られ、この傾向は
再処刑設備の前処理王権で生じる剪断溶解後の使用済み
ジルカロイ製燃料被覆管や燃料集合体の上下端末11f
li材、スペーサ、スプリング等の高放射能レベル金属
ルに乗物(以下ハル等と言う)についても例外ではない
。殊にハル等には、未燃焼の燃料が何着して卦シ且つそ
の中に半減期の非常に長い放射化生成物が相当血合まれ
ていること、及びハルの主要1+’&成材であるジルカ
ロイが自然発火性を有している等の功1山から、その取
扱い及び貯蔵には紬・口の注意をはらう必要がある。そ
して現在行なわれている貯蔵法は、ハル等を密封容器に
収納し水槽中に浸漬しておく方法が最も一般的であるが
、ハル等の発生類は高放射性廃棄旦よりも多く、廃棄処
理量の増加に伴って貯蔵場所の確保も困鑓な状況になっ
ている。この様なところからハル等の減容及び除染・安
定化技術の確立が強く要望されている。
この様な要6Nに対処する為次の様な方法が提案されて
いる≠;、夫々併記する様な理由から実用化の域には達
して因ない。
〔ハル等で消耗電極を作成し溶融する方法〕ジルカロイ
は一般にコンセル溶解で製造される為、ハル等の減容化
にもこの方法を利用し、ハル等で消耗箱:俺をfν成し
てこれをアーク4jjで溶融すイ、。しかしながらこの
方法では、コンクリートセル中で消耗↑1イ岨をf′目
11すすることが困y、lILであるので、iff /
i 3夾111化されるに至らなかった3、〔インダク
トスラグ法〕 米国の鉱111局が′r1スクヲップの溶解用として1
01発したインダクトスラグm解法をハル等の溶解に応
用したものであシ、ジルカロイ(■1点約1850’C
)をGo、Fe、pr i等と共に混合処理し共晶を作
ることによって溶鵬l晶度を低下させる方法も検討され
た。しかしながらインダクトヌワグ焔内におtする溶h
1反1.tWは固れ1−固イ1]反応である為共晶生成
連1(1″がM′i((、溶ト、倫温度のイ1(下及び
溶と、(力速度のバシ大というgi’+初の[」的を達
成することtまできなかった。。
水出に’r、n人もかねでより放J2.t Kl;金属
指r4G’$aの溶融錫」)lj技ヤ・1:Iに1il
jするイilf究を511(めておシ、り′イ、にエレ
クトロスラグl谷融法を利用した減容化処地技術につい
て既に幾つかの出17+iを済捷せている(牛、シ願昭
565fi548りJ1同56−71194−リ、同5
6−71196号、同56−165050号)。
本発明者等はこれらの溶融処理技術をハル等の減容・除
染に活用すぺ(研究を進めてきた。そしてまず前述の様
なハル等の成分構成がジルヵロイ二80〜95N量96
(より一般的には82〜92’JflJrk% )、S
 US 804 : 5〜157]i1&t%、インコ
ネル:2〜5重量%の範囲に入るといり知見を得、更に
検討した結果、0)これらの混合物を一括溶融処理すれ
ば、ZrがFe、Ni、Cr等と共に低融点の共晶を生
成し、融点が大幅に低下すること、及び■エレクトロス
ラグ溶融法であれば溶融スラグ浴中でFe、INl、C
r停がZrと効率良く接触する為、共晶生成反応が短詩
n口で進行し、溶融9&理時間を大幅に短縮し得ること
、という感触を得た。
本発明はこうした研究結果に基づいて完成されたもので
あって、その構成は、使用済みのジルカロイ製燃料彼覆
管を主体とし、ZrH3Q〜95重!L%、Fe、Ni
、Crよシなる群から選択される金属の1種以上:5〜
20rl[%を含有する放射1生イ1に腐り光果物を、
エレクトロスラグ浴I1価法に上って減容・ト;1)最
熱))1!するところに要゛目′が存在する91 使用6鴨護料IQ位管の索イ才はジルカロイ−4やジル
カロイ−2辱のジルコニウム合金で、融点は約185 
(1’Cである。従ってこれをそのま甘で溶融錫Jll
+する為にはスラグ浴温度を1900 ’Cに保つ必+
JUがあシ、多大の電力を要する。しかも放射性物質を
取扱う装置6においては、健全無欠の安全慴二を11′
乍保しなければならないという要へ青を踏まえて考える
と、1900’C程度の高温でfiマJ(↓1すること
Vまイ目当困91[である。
こ)しに対しジルカロイの主成分であるzrは、第1〜
8図の状17す図に示す様にp 6、Ni、Crと共晶
をf′[り融点が大幅に低下する。一方ハル等には、使
用済み燃料:tJJI覆管の他ステンレス!flu ア
ルbはインコネル製の上下mAl末部JJやスプリング
、スペーサRI力5台土れており、その一般的な成分組
従ってハル等をそのままで溶融処理すれば、その中に含
寸れるZrはFe、Nl、Cr等と共晶を生成して低融
点化合物となるので、溶融処理炉の熱管理が極めて容易
になる。但し従来のインダクトスラグ溶融法では、ジル
カロイと5US−804やインコネルを固形状で接触さ
せる固相−固相の共晶生成反応とならざるを得す、溶融
に長時間を要する。しかしながらエレクトロスラグ溶融
法であれば、5溶崩スヲグ浴中でZr成分とpe、Ni
、Crよりなる共晶生成4分が固相一液相で接触するの
で溶融速度が大幅に高まシ、共晶が低融点であることと
もA目まって溶融処理を比較的低温で短詩nuに済ませ
ることができる。しかもこの溶融処刑工程で、ハル等の
中に含まれる汚染成分は共晶生成物から分離してスラグ
層へ移行し補足されるので、溶融生成分の汚染度も大幅
に低減し、結局減容と除染を同時に行なうことができる
工l/クトロスラクrd箭処即の具体的な方法は、本1
.11 A+!l’1人らが先に提案した特願昭5G−
56548号、同56 71194−号、同56−71
196号、同56 165050号等に示した方法、あ
るいはそiシらの改告方法等を適宜採用すれ1・疋よい
が、代表的なものを例示すれば次の通りである4、即ち
第41ン)において1は鋳型、2はカバー、Sは原料装
入月Jゲ月II′トバク゛ツト、4は′)!イ極を示し
、以下の手順によってハル晴の溶融処理をイ1なう。
〔l〕パケット;(を用いて鋳型1内−・粉末スラグを
装入し、11+’、17m4を降下させてスラグを溶品
・hする。
スラグの種類は特に制御服されないが、最も一般的なの
はt1ン化物糸スワグ及び/又d、弗化)自系スラグで
あシ、ハル等の成分組成(生成する共晶の?、Kll 
、ψ)に応じて、この温J長よシも若ゴ乞・涌い1品度
でm−1勧する様に調等表する。
またスラグのA: i、Q山スタート法としては、(j
パパ丁型lと電盤の’t((: li鷺4の聞でアーク
を発生させ、そのアーク熱によってスラグの溶融を開始
させる定盤アーク法、あるいは、■7.−Jグ中にCa
−8i叉はCa−A1等を混入しておき、通?iJ、時
の熱でこれらを燃焼させてそのときの燃焼熱によりスラ
グのm f、’jAを開始させるca−si法やCa−
Al法等が賞月される。
〔ねスラグが溶融した後、一旦電(枳4を上方へ退避さ
せた後(あるいd、退](1(させることな()、パケ
ット8によりハル等(適当な大きさに切1[したもの)
を装入し、1ば(1鍬4を溶融スラグ浴に突込んで通電
することによυジュール熱でハル等を溶融させる。この
場合、ハル等は比重差で溶融スラグ浴の下に沈降してお
シ、全体が熱i19、体たるスラグ浴につつ寸れている
ので熱伝達は極めて効率的に進行する。そしてこの熱で
オずSUSやインコネルが溶融した後、未溶融のジルカ
ロイとlぽ相−同和接触して共晶反応が進行するので、
共晶反応も迅速に進行する。
この場合、(fI融ススラに対して大〕1蚤のハル傅τ
を一度に装入すると、ハル等の熱吸収によつでスラグl
晶度が降下して凝固することがあるので、大抵のハル等
を処理する場合(よ数回に分割して装入するのがよい。
〔8〕ハル等の溶17独が冗了し/ヒ後は、電極4を上
方に退ノi!Nさぜた後鋳型1を冷却し、処理物を凝固
させた後、30型1から脱型する。
かぐしてハル¥、1;は減容化さitたM<’i塊とし
て得られると共に、汚くイ!成分の殆んどは糾問スラグ
に補足されるので、その後の取扱いが副めて容易になる
本発明ばl!’(、略以上の様に構成されるが、要はハ
ル等がジルカロイと共に適昆のS U Sやインコネル
を含んでいるという状況をた(みに生かし、共晶による
f;’I’l1点降下を利用して溶?、’+lIl処J
]目品度を低下さぜると共に、エレクトロスラグ濱−J
独法を利用することによって共晶反応が液相−同和接触
のもとですみやかに進行する様にしたから、その減容比
熱Jliの作業性及び効率を大幅に高めることができた
。しかも7.rとFo、Ni、Cr醇の共晶組成は+i
当当節範囲亘っているので、ハル等の構成比率が若干変
動しても処理工程及び処理効率の変動は殆んど起こらず
、工程管理及びその標準化が容易になる。加えてハル等
の汚染成分はスラグに補足されるので、その後の取扱い
及び貯蔵時の安全性も向上する等、現実に即した多くの
利益を享受することができる。
【図面の簡単な説明】
第1〜8図はZrとF6%Hi及びcrとの混合系の状
態図を示したもの、第4図は本発明の実施例を示す説明
図である。 1・・・鋳型      2・・・カバー8・・・昇降
パケット  4・・・?fl: 47th出願人  株
式会社神戸製鋼所 Fe      Z r (重量%)ZrNi    
Z r (1[fji%)  Zr第3図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)使用済みのジルカロイ製燃料被覆管を主体とし、
    Zr:80〜95¥f 鼠%、Fe% Ni、  cr
    よシなる群から選択される金属の1抽以上;5〜20重
    量係を含有する放J1、j性金属廃粱物を、エレクトロ
    スヲグm〜1法によシ溶74虫することをlr存了敵と
    する放射性金属廃棄物の減容・除染処1.Ilj法。
JP13252282A 1982-07-28 1982-07-28 放射性金属廃棄物の減容・除染処理法 Pending JPS5923299A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP13252282A JPS5923299A (ja) 1982-07-28 1982-07-28 放射性金属廃棄物の減容・除染処理法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP13252282A JPS5923299A (ja) 1982-07-28 1982-07-28 放射性金属廃棄物の減容・除染処理法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS5923299A true JPS5923299A (ja) 1984-02-06

Family

ID=15083272

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP13252282A Pending JPS5923299A (ja) 1982-07-28 1982-07-28 放射性金属廃棄物の減容・除染処理法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5923299A (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02298896A (ja) * 1989-05-12 1990-12-11 Ngk Insulators Ltd 放射性廃棄物溶融炉への廃棄物投入装置
EP0714103A1 (en) * 1994-11-25 1996-05-29 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Method for melt-decontaminating metal contaminated with radioactive substance
JP2014174158A (ja) * 2013-03-12 2014-09-22 Minoru Fujiwara 高放射性廃棄物の長期保管

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02298896A (ja) * 1989-05-12 1990-12-11 Ngk Insulators Ltd 放射性廃棄物溶融炉への廃棄物投入装置
EP0714103A1 (en) * 1994-11-25 1996-05-29 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Method for melt-decontaminating metal contaminated with radioactive substance
JP2014174158A (ja) * 2013-03-12 2014-09-22 Minoru Fujiwara 高放射性廃棄物の長期保管

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH03500337A (ja) 超ウラン元素を核廃棄物から分離する方法
JP2020106543A (ja) 合金のマトリックス中に分散したセラミック核燃料
JPH03264898A (ja) 高放射性廃棄物の処理方法
CN109196596A (zh) 将废弃的氧化铀燃料转化为熔盐反应堆燃料
JP2010127616A (ja) 使用済燃料からの金属燃料物質の回収方法及び使用済燃料の再処理方法
Wood et al. Advances in fuel fabrication
JPH03123896A (ja) アクチニド回収
JPS5923299A (ja) 放射性金属廃棄物の減容・除染処理法
Burris et al. The melt refining of irradiated uranium: application to EBR-II fast reactor fuel. I. Introduction
JP3735392B2 (ja) 使用済燃料の再処理方法
DE69403409T2 (de) Schmelzverfahren von verschiedenen radioaktiven festen Abfällen
JPH067179B2 (ja) 自己精製溶融金属燃料炉
US3278387A (en) Fuel recycle system in a molten salt reactor
JPS5847300A (ja) 放射性廃棄物のセラミツクス固化法及びセラミツクス固化装置
RU2145126C1 (ru) Слиток из радиоактивных металлических отходов и способ его получения
US2930738A (en) Regeneration of reactor fuel elements
JPH01147025A (ja) 核燃料再処理廃棄物からの白金族元素の回収方法
RU2340021C1 (ru) Способ переработки отработавшего ядерного топлива
JPH0749182A (ja) 溶融固化方法およびその方法に使用する冷却坩堝
Carmack et al. Electroslag remelt processing of irradiated vanadium alloys
US3205068A (en) Process for the purification of uranium and particularly irradiated uranium
LUKARSKI et al. Comparison of Technologies for Metal Radioactive Waste Decontamination
JPH08248188A (ja) インゴットの連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融作業による、スラグを介してのジルカロイの汚染除去
Bennett et al. Halide Slagging of Uranium-Plutonium Alloys
JPH0694888A (ja) 使用済窒化物燃料の再処理方法