JPS598799B2 - 放射性廃棄物の処理方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は中および低レベルの固体状放射性廃棄物の処理
方法に関する。

固体状の放射性廃棄物、例えば１ｕＣｉ／ｍｌ以下の原
子炉冷却用炉過助剤、汚染された可燃性物の焼却灰等の
粉末のもの、イオン交換樹脂等の粒状のもの等は、コン
クリート、アスファルト、プラスチツクス等と混合し固
化処理し、ドラム缶等の容器に入れて保管したのち、海
洋廃棄により廃棄処分しようとするのが一つの処理方法
であった。

一般に放射性廃棄物の海洋廃棄基準は法令即ち、「放射
性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律第１
９条第２項」および「放射性同位元素等による放射線障
害の防止に関する法律施行規則、昭和３５年９月３０日
総理府令第５６号、第１９条第１項第８号」により規定
されており、例えば、放射性廃棄物は容器に封入し、封
入容器は廃棄処分の際、および廃棄後において破損する
おそれのない程度の強度を有し耐腐食性であること、容
器に封入したときの比重が１２以上であることなどの基
準に合致したものでなければ海洋へ廃棄処分することは
できない。

一方、従来の固化処理技術のうち（１）セメント、骨材
と固体状放射性廃棄物、例えは、原子炉冷却水用沖過助
剤を固化する場合、炉過助剤の混入量が多くなるにつれ
て混線が困難となり、これに伴って混線に必要な水量が
増加しその結果ブリージングが多くなって必要とされる
機械的強度を期待することが出来なくなる。

炉過助剤−セメント同化の場合、均質な混練ができ、機
械的強度がある程度期待できる混入限度は２ ０ ０
１／ｒｒｌ程度であり、減容性が非常に悪く、又このさ
きの機械的強度（圧縮強度）は１００ ｋｐ／ｉ程度で
あり海洋廃棄処分の際必要とされる圧縮強度（ １ ５
ｏｋｇ／ｃｒｉｔ以上）を満足することができない。

したがって沖過助剤などのセメント固化体は固体状放射
性廃棄物固化処理法としては不適当である。

（２）又、従来技術である固体状放射性廃棄物とアスフ
ァルトもしくは熱可塑性合成樹脂とを混合熔融し冷却固
化させる方法は、アスファルトもしくは熱可塑性合成樹
脂（例えば、ポリエチレン）および瀘過助剤、イオン交
換樹脂などの固体状放射性廃棄物の比重が何れも約１と
小さいため海洋廃棄処分の際固化体を入れたドラム缶な
どの容器が破損した場合、固化体が浮上分散し放射能汚
染がひろがる恐れ等の欠点がある。

この欠点を改良するためには、放射性廃棄物を含んだ固
化体とこれを充填した容器とが分離した場合、固化体自
身も海水の比重より大きい１．２以上の比重を有し、且
つ海底着底時の衝撃、着底後の水圧等にも耐え得るよう
な物理的又は機械的強度を有することが要求される。

比重の点では、従来のコンクリート固化体以外、即ち、
枦過助剤などの固体状放射性廃棄物とアスファルト、熱
可塑性合成樹脂などの固化体は各々約１〜１．１程度で
あり、この点ではドラム缶などの容器の安全性が確認さ
れない限り海洋廃棄処分は不可能である。

一方、放射性廃棄物のみならず産業界には各種の産業廃
棄物が多量に排出され、これらの安全な処理・処分は社
会的に重大な問題となってきている。

これら一般産業廃棄物は、それ自体の特性を生かし産業
資材として再利用される場合もあるが、大部分は排出量
が膨大なことや重金属の流出、粉じんなどの公害規制の
面からもその処分方法には苦慮している場合が多い。

例えば、非鉄金属製煉産業においても、銅、鉛、亜鉛な
どの有価金属を分離した廃滓の量は膨大であり、これら
は大部分堆積場所などに蓄積されている。

これらの製煉廃滓のうち、乾式製煉法によって銅、鉛、
亜鉛などを分離したものは一部建設資材として活用され
ているが、その大半は工場内に保管された後埋立てなど
を兼ねて処分されているが公害規制が強化された今日、
その処理・処分も重大な問題であり、多量の廃滓が工場
・堆積場などに蓄積されたままになっている。

本発明者らは、放射性廃棄物と一般産業廃棄物の組合わ
せに着目し有効な処理・処分方法の検討を重ねた結果、
アスファルト又は熱可塑性合成樹脂、例えば、ポリエチ
レン、のすぐれた特性を損うことなく、乾式非鉄製煉廃
滓の性質を生かして、海洋廃棄処分用固化体に要求され
る物性にすぐれ且つ海洋廃棄処分の基準である比重が固
化体自身で１．２以上を有する工業的大量処理が可能で
経済的な方法を発見し本発明にいたった。

従って、本発明の目的は固体状放射性廃棄物の新規な処
理・処分方法を提供することである。

本発明の更なる目的は、固体状放射性廃棄物と一般産業
廃棄物、特に乾式非鉄製煉廃滓を同時に灰理・処分する
新規な方法を提供するこさである。

更に本発明の別の目的は、原子炉冷却水、放射囲廃液処
理の炉過助剤、イオン交換樹脂その他の固体状放射性廃
棄物の薄片などとアスファルトもしくは熱可塑性合成樹
脂および銅、鉛、亜鉛などの乾式非鉄金属製煉工程にお
いて排出されるスラグなとの廃滓を使用し海洋廃棄処分
が可能な放射性廃棄物の処理・処分方法を提供すること
である。

すなわち本発明は放射性廃棄物を処理するに当り前記固
体状放射性廃棄物とアスファルトもしくは熱可塑性合成
樹脂と乾式非鉄金属製煉廃滓の三種の物質とを溶融混合
し次いで冷却固化することを特徴をする。

更に本発明を詳しく述べると本発明の方法は原子炉冷却
水、放射性廃液処理用などの炉過助剤、粉末又は粒状イ
オン交換樹脂、その他固体状放射性廃棄物の薄片、ある
いはそれらの混合物とアスファルトもしくはポリエチレ
ンの様な熱可塑性合成樹脂と乾式非鉄金属製煉廃滓、例
えばスラグなどを５メッシュ以下に調整したものを熔融
混合することを特徴とする。

この熔融混合にはエクストルーダー（押出機）などを使
用するか又市販の混合機で三者を混合し次いでこの混合
物を熔融炉に入れ熔融しても良い。

いづれにせよ１５０〜２００℃の温度で加熱する。

この温度は放射性廃棄物およびアスファルトもしくは熱
可塑性合成樹脂が炭化せずかつアスファルトもしくは熱
可塑性合成樹脂の融点以上でなければならず、例えばポ
リエチレンなどは１６０〜１９０℃が好ましくこの温度
において熔融後３０分〜２時間撹拌を加えて混合する場
合もある。

熔融混合した混合物は熔融炉より外部の容器ヘアスファ
ノレトもしくは熱可塑性合成樹脂が熔融した状態のま５
取出し冷却固化させる。

本発明法による固化体は放射性廃棄物とアスファルトも
しくは熱可塑性合成樹脂と乾式非鉄金属製煉廃滓とが各
々均一に分散し、固化体自体の比重が１．２以上であり
従来のアスファルトもしくは熱可塑性合成樹脂と瀘過助
剤などの固体状放射性廃棄物とを混合した固化体の比重
１〜１．０５程度に比べ海水の比重より大きくなってい
るので海洋廃棄処分したものが浮上することはない。

さらに本発明法による固化体はその物理的、機械的性質
においても従来のアスファルトもしくは熱可塑性合成樹
脂と固体状放射性廃棄物の両者のみからなる固化体より
もすぐれたものである。

この比重、物理的、機械的強度により海洋廃棄処分の際
その固化体の安全性は保持されたとえドラム缶などの容
器が破損したとしても固化体は安全に処分される。

さらに乾式非鉄金属製煉廃滓の混合による比重増加は放
射性廃棄物から出る放射線のしゃへい効来があり取扱い
、輸送、保管の際有利である。

又、乾式非鉄金属製煉廃滓は主成分である鉄、ケイ素な
どやその他の金属元素類もケイ酸化合物又は酸化物など
の化学的に安定した形になっており重金属の浸出による
海洋汚染のおそれはないが固化体中の廃滓粒子はアスフ
ァルトもしくは熱可塑性合成樹脂で表面が覆われている
状態にあるのでさらに安全である。

本発明法による固化体がそれらのすぐれた性能を示す原
因は明らかではないが本発明法において使用する乾式非
鉄金属製煉廃滓粒子とアスファルトもしくは熱可塑性合
成樹脂とが熔融状態において好ましい相互作用をしてい
るものと思われる。

すなわち、本発明方法において使用する例えば銅の熔鉱
炉、亜鉛の揮発炉などから排出される廃滓は炉内におい
て数百度以上に加熱され銅、亜鉛などの有価金属と分離
されたものであり、炉外では水などにより急冷されるた
め排出された廃滓は急激に体積が縮少し廃滓粒子の表面
のみならず内部にも細かい無数の割れ目が生ずる。

一方、アスファルトもしくは熱可塑性合成樹脂、例え代
ポリエチレンなどは加熱熔融すると粘度が低下し微細な
無数の割れ目を有する廃滓粒子の空隙に熔融状態のアス
ファルトもしくは樹脂が容易に進入する。

この際粉末又は粒状などの放射性廃棄物も、アスファル
トもしくは樹脂と共に空隙に進入し廃滓粒子の空隙に固
定される。

廃滓は鉄、ケイ素、アルミニウム、カルシウム、マグネ
シウムなどのケイ酸化合物、酸化物が主成分で化学的に
安定した形で存在するため熔融中におけるガス発生など
の恐れはなく固化体は極めて緻密な状態となる。

熔融状態におけるアスファルトもしくは樹脂が廃滓粒子
の空隙内まで進入したものはアスファルトもしくは樹脂
と接着した状態で撹拌による流れにのって均質に分散さ
れ、この分散した廃滓粒子が中心核となり何らかの分散
促進作用を起し比重の小さい放射性廃棄物をさらに均質
に分散させるものと思われる。

さらに冷却するにつれて熔融したアスファルトもしくは
樹脂が硬化する際廃滓粒子はアスファルトもしくは樹脂
と完全に接合した状態において骨材のごとき作用をなし
これが固化体の物理的、機械的性質を劣化させない原因
となっているものと考えられる。

以下本発明を実施例により具体的に解説する。

実施例 １ ストレート６ ０／８ ０アスファルト６００ｇを電熱
加熱式混和蒸発器に入れ１７０℃で熔融インペラーで撹
拌しつつ放射性廃液処理に使用した５．１ｕＣｉ／ｒｕ
ｌの比放射能を有するイオン交換樹脂（カチオン型：ア
ニオン型−１＝２重量比、含水量５０（重量％）ｓｏｏ
ｇおよび銅製煉熔鉱炉より排出した製煉廃滓（比重３．
３、Ｆｅ２０３ ４０％、８１０２ ３ ９ ％、ＡＩ
２ ０ ３ ８ ％、Ｃａ０ ９ ％、粒度一１００
メッシュ）１０５ｇを徐々に供給し、１時間水分を蒸発
しつつ混和した。

この熔融状態の混合物をアルミニウム製容器に入れ１２
時間放冷固化した。

表−１はその固化体の物性測定結果であるが同様の条件
で処理したアスファルトと放射性廃棄物との従来法によ
る固化体に比べ、比重が大きくイオン交換水中の浸漬に
よる重量変化も少なくかつ軟化点が上昇し安定した性状
の海洋廃棄処分可能な固化体であることがわかる。

実施例 ２ ペレット状のポリエチレン６７５ｇ（比重１．０３）、
原子炉冷却水の瀘過助剤（比重１．００、比放射能６．
Ｏ ｕＣｉ／ＴＬｌ） ２ ２ ５ ｇおよび乾式亜
鉛製煉工程中の亜鉛揮発炉より排出する廃滓（比重３．
３、Ｆｅ２０３ ３８％、Ｓｉｎ２３２％、ＡＩ２０３
１２係、Ｃａ０ １ １％、粘度−２０メッシュ）
３ ９ ８ ｇをホツパーより同時にエクストルーダー
（押出機）に装入し１９０℃に温度を保持しつつ熔融混
合を行ネつた後、円筒型鉄製容器中にこの熔融混合物を
取り出し１２時間室温まで放冷後固化体を取り出し．物
性の測定を行った。

その結果は表−２に示す如４く、同様の条件で作製した
従来法によるポリエチレンー炉過助剤による固化体に比
べ、比重は増加し、重量・体積共にイオン交換水中浸漬
変化が小さく且つ機械的性質である圧縮強度は向上し、
海洋廃棄処分が可能であることを示している。

実施例 ３ ペレット状ポリエチレン５ ６ ０ｇ（比重１．０ ３
）、放射性廃液処理に使用した粉末イオン交換樹脂、
炉過助剤、粒状イオン交換樹脂の混合物（比重１．０２
）２４０ｇ（比放射能５． ５ ｕＣｉ／ｍｌ）および
銅製煉の熔鉱炉より排出される製煉廃滓（比重３．５、
Ｆｅ２０３４ ５％、Ｓｉ０２３８％、ＡＩ ２０３５
％，Ｃａ０８％、粒度−３５メツシ．．：Ｌ）３７０ｇ
を市販の混合機にて３０分混合を行った後電熱式加熱熔
融炉に入れ１８０℃において撹拌を行ない熔融３０分、
インペラーによる撹拌付混合熔融１．５時間行った後、
実施例２と同様にして炉より採取し１０時間後に固化体
を取り出し物性測定を行った。

表−３はその結果であるが同様の条件で試験を行つたポ
リエチレンと放射性廃棄物の従来法による固化体に比べ
、比重は犬で、イオン交換水中の浸漬による体積重量変
化が小さく圧縮強度もすぐれ、同化体の表面線量率も少
さくなり、海洋廃棄処分用固化体としてすぐれた性能を
示した。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 固体状放射性廃棄物とアスファルトもしくは熱可塑
   性合成樹脂と乾式非鉄金属製煉廃滓の三種の物質を熔融
   混合して冷却固化することを特徴とする固体状放射性廃
   棄物の処理方法。