JPS60166898A - 放射性廃棄物の固化処理方法および装置 - Google Patents
放射性廃棄物の固化処理方法および装置Info
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- JPS60166898A JPS60166898A JP59022433A JP2243384A JPS60166898A JP S60166898 A JPS60166898 A JP S60166898A JP 59022433 A JP59022433 A JP 59022433A JP 2243384 A JP2243384 A JP 2243384A JP S60166898 A JPS60166898 A JP S60166898A
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- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
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- Environmental & Geological Engineering (AREA)
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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、原子力発電所から発生する放射性廃棄物の固
化処理方法及び装置に係り、さらに詳しくは、廃棄物な
水硬化性同化材な使用して固化処理する方法及びその装
置に関する。
化処理方法及び装置に係り、さらに詳しくは、廃棄物な
水硬化性同化材な使用して固化処理する方法及びその装
置に関する。
原子力発電所等から発生する放射性廃棄物の量は年々増
加しつつあり、施設内の保管スペースを確保するために
放射性廃棄物の減容処理の必要性が高まっている。
加しつつあり、施設内の保管スペースを確保するために
放射性廃棄物の減容処理の必要性が高まっている。
放射性廃棄物減容方法の一つとじ℃、原子力発電所にお
いて大量に発生する使用済イオン交換樹脂の再生廃液を
濃縮した濃縮廃液や粉状イオン交換樹脂スラリーを乾燥
粉末化してこの種の放射性廃棄物の体積の大部分を占め
る水な除去し、さらに必要に応じペレット状に整形し、
固化処理処分容器に充填して固化する方法が検討されて
いる。
いて大量に発生する使用済イオン交換樹脂の再生廃液を
濃縮した濃縮廃液や粉状イオン交換樹脂スラリーを乾燥
粉末化してこの種の放射性廃棄物の体積の大部分を占め
る水な除去し、さらに必要に応じペレット状に整形し、
固化処理処分容器に充填して固化する方法が検討されて
いる。
第1図はそのような固化処理方式の例示であって、濃縮
廃液はまず、蒸発乾燥機1に送られ、体積の大部分を占
める水を除去し、次に、造粒機2でペレット状に整形さ
れ、同化処理処分容器3に充填される。一方、固化材タ
ンク4へ供給され一時貯留された水硬化性の粉体状同化
材は、ロータ給される。また、同化用添加水は、添加水
計蓋タンク6へ供給され秤量される。秤量された固化材
及び添加水は、固化材混練タンク7で、混合されて同化
材ペーストとなり、容器3内に注入され固化される。
廃液はまず、蒸発乾燥機1に送られ、体積の大部分を占
める水を除去し、次に、造粒機2でペレット状に整形さ
れ、同化処理処分容器3に充填される。一方、固化材タ
ンク4へ供給され一時貯留された水硬化性の粉体状同化
材は、ロータ給される。また、同化用添加水は、添加水
計蓋タンク6へ供給され秤量される。秤量された固化材
及び添加水は、固化材混練タンク7で、混合されて同化
材ペーストとなり、容器3内に注入され固化される。
このような方法によれば、廃液やスラリーを直接セメン
ト固化する従来の方法にくらべ、数分の1に減容できる
ことか確認されている。
ト固化する従来の方法にくらべ、数分の1に減容できる
ことか確認されている。
しかし、この方法では、セメントやケイ酸アルカリ(水
ガラス等)のような水硬化性の固化材を使用した場合、
必ずしも安定な固化体を作成で門ないという欠点がある
。
ガラス等)のような水硬化性の固化材を使用した場合、
必ずしも安定な固化体を作成で門ないという欠点がある
。
すなわち、沸騰水屋原子力発電所から生ずる濃縮廃液は
、イオン交換樹脂の再生廃液(主成分は硫酸)を苛性ソ
ーダで中和処理したものであるため、その組成は硫酸ン
ー〆(Na2So4)というナトリウム塩が主体になっ
ている。また加圧水型原子力発電所から生ずる濃縮廃液
は、イオン交換樹脂に吸着されたホウ酸イオンを除去す
るために苛性ソーダをイオン交換樹脂の再生溶液として
使用したものであるため、その組成はホウ酸ソーダ(N
a2B407)というナトリウム塩が主体にたりている
。そして、これら、ナトリウム塩はいずれも可水溶性塩
である。
、イオン交換樹脂の再生廃液(主成分は硫酸)を苛性ソ
ーダで中和処理したものであるため、その組成は硫酸ン
ー〆(Na2So4)というナトリウム塩が主体になっ
ている。また加圧水型原子力発電所から生ずる濃縮廃液
は、イオン交換樹脂に吸着されたホウ酸イオンを除去す
るために苛性ソーダをイオン交換樹脂の再生溶液として
使用したものであるため、その組成はホウ酸ソーダ(N
a2B407)というナトリウム塩が主体にたりている
。そして、これら、ナトリウム塩はいずれも可水溶性塩
である。
このような沸騰水屋原子力発電所から発生した濃縮廃液
を乾燥粉体化、更には必要に応じペンット化して水硬化
性固化材で固化する場合には、その主成分である硫酸ソ
ーダは、固化材ペースト中の自由水および硬化に伴って
発生する反応生成水を吸水してNa 2 S O4・l
0H20なる水和物を形成して膨潤し固化体にクラック
を生せしめる原因となり、またセメントの水和反応時に
できる消石灰と反応して石コウを作り、この石コウは、
セメントの急結を防止するけれども、エトリンゾヤイ)
(3CaO・At205−3CaSO4−32H20
)の生成も促進するので、同化体の膨張や破壊の原因と
なる。
を乾燥粉体化、更には必要に応じペンット化して水硬化
性固化材で固化する場合には、その主成分である硫酸ソ
ーダは、固化材ペースト中の自由水および硬化に伴って
発生する反応生成水を吸水してNa 2 S O4・l
0H20なる水和物を形成して膨潤し固化体にクラック
を生せしめる原因となり、またセメントの水和反応時に
できる消石灰と反応して石コウを作り、この石コウは、
セメントの急結を防止するけれども、エトリンゾヤイ)
(3CaO・At205−3CaSO4−32H20
)の生成も促進するので、同化体の膨張や破壊の原因と
なる。
また加圧水型原子力発電所から発生した濃縮廃液を同様
な方法で固化する場合には、その主成分であるホウ酸ソ
ーダは、同じ(Na2B4O7’1OH20なろ水和物
を形成して発熱し、またセメントの水和反応に、よるカ
ルシウムシリケートの水和物(3Ca0・2SkO□・
3H20)やカルシウムアルミネートの水和物(3Ca
O・At206・6H20)の形成を阻害し、固化体強
度の低下の原因となる。
な方法で固化する場合には、その主成分であるホウ酸ソ
ーダは、同じ(Na2B4O7’1OH20なろ水和物
を形成して発熱し、またセメントの水和反応に、よるカ
ルシウムシリケートの水和物(3Ca0・2SkO□・
3H20)やカルシウムアルミネートの水和物(3Ca
O・At206・6H20)の形成を阻害し、固化体強
度の低下の原因となる。
さらに、上記いずれの場合にも、廃棄物粉体またはペレ
ットが主として前記のような可水溶性ナトリウム塩から
なるため、同化体の長期保管の間に溶出による固化体の
組織破壊、浸出率の悪化、強度および比重の低下をもた
らす。
ットが主として前記のような可水溶性ナトリウム塩から
なるため、同化体の長期保管の間に溶出による固化体の
組織破壊、浸出率の悪化、強度および比重の低下をもた
らす。
なお、ホウ酸ソーダの場合には、固化処理の際に水硬化
性固化材との反応が非常に急激に起って注入を困難にす
る程の急速な固化が生じるので、これを避けるには固化
体中の廃棄物混入量を制限せざるを得す、減容比が悪い
という問題もある。
性固化材との反応が非常に急激に起って注入を困難にす
る程の急速な固化が生じるので、これを避けるには固化
体中の廃棄物混入量を制限せざるを得す、減容比が悪い
という問題もある。
以上のような問題な解決するために、従来、固化操作ま
たは、固化材組成の面からい(つかの改良がなれている
。例えば前者の例としては、固化体の硬化温度を廃棄物
が同化材中の自由水や反応生成水を吸水して結晶水とし
て取り込み水和物を形成する温度(この温度以下では水
和物を形成しない)以上に保ち硬化反応を起こさせる方
法などがある。
たは、固化材組成の面からい(つかの改良がなれている
。例えば前者の例としては、固化体の硬化温度を廃棄物
が同化材中の自由水や反応生成水を吸水して結晶水とし
て取り込み水和物を形成する温度(この温度以下では水
和物を形成しない)以上に保ち硬化反応を起こさせる方
法などがある。
しかし、上述した問題を解決するために、廃棄物組成の
面から改良を加えた例は、現在のところ見あたらない。
面から改良を加えた例は、現在のところ見あたらない。
本発明の目的は、原子力発電所から発生する放射性廃液
の粉体化したものの水硬化性固化材による同化処理にお
いて、該廃液中の可溶性塩に起因する上述の問題点を排
除し、減容比が大きく、且つ健全性の高い固化体を得る
ことを可能ならしめる固化処理方法およびそのための装
置を提供するにある。
の粉体化したものの水硬化性固化材による同化処理にお
いて、該廃液中の可溶性塩に起因する上述の問題点を排
除し、減容比が大きく、且つ健全性の高い固化体を得る
ことを可能ならしめる固化処理方法およびそのための装
置を提供するにある。
上述したよ5に、原子力発電所から発生する濃縮廃液は
、その処理プロセスの性質上、Na 2 SOaやNa
2B4O7といりたナトリウム塩を含むものとして発生
し、これは可水溶性である。従来技術では、この事実を
その後のプロセスにとって動かし難い所与の前提と観念
し、この前提の下に、水硬化性固化材を用いた固化体の
健全性に関する前記の問題に対する対策として、専ら固
化操作あるいは固化付組成の面から改良な加える手段を
選択していた。
、その処理プロセスの性質上、Na 2 SOaやNa
2B4O7といりたナトリウム塩を含むものとして発生
し、これは可水溶性である。従来技術では、この事実を
その後のプロセスにとって動かし難い所与の前提と観念
し、この前提の下に、水硬化性固化材を用いた固化体の
健全性に関する前記の問題に対する対策として、専ら固
化操作あるいは固化付組成の面から改良な加える手段を
選択していた。
本発明者らは上記前提を覆し、前述の問題の原因が廃棄
物の主成分である可溶性の塩にあることに着目して、前
記問題の解決のためには、固化処理前に予め廃棄物の組
成自体を不溶性にすればよいという着想に立って研究を
重ねた結果、本発明に到ったものである。
物の主成分である可溶性の塩にあることに着目して、前
記問題の解決のためには、固化処理前に予め廃棄物の組
成自体を不溶性にすればよいという着想に立って研究を
重ねた結果、本発明に到ったものである。
本発明による放射性廃棄物の固化処理方法は、原子力発
電所から発生した放射性廃液を不水溶性又は難水溶性の
粉粒にした後に、水硬化性固化材で同化容器内に固化す
ることを特徴とするものである。
電所から発生した放射性廃液を不水溶性又は難水溶性の
粉粒にした後に、水硬化性固化材で同化容器内に固化す
ることを特徴とするものである。
該放射性廃液を不水溶性又は難水溶性の粉粒にするには
、該放射性廃液中の水溶性の塩と反応して不水溶性又は
難水溶性の塩を生成する物質を該放射性廃液に添加した
後に該廃液を乾燥粉粒化してもよいし、或いは、前記放
射性廃液を乾燥粉末化した後に乾燥顆粒化し、これを不
水溶性又は難水溶性の物質で包んだマイクロカッセルに
してもよい。
、該放射性廃液中の水溶性の塩と反応して不水溶性又は
難水溶性の塩を生成する物質を該放射性廃液に添加した
後に該廃液を乾燥粉粒化してもよいし、或いは、前記放
射性廃液を乾燥粉末化した後に乾燥顆粒化し、これを不
水溶性又は難水溶性の物質で包んだマイクロカッセルに
してもよい。
また本発明による放射性廃棄物の一固化処理装置は、原
子力発電所から発生した放射性廃液と該廃液中の水溶性
の塩と反応して不水溶性又は難水溶性の塩を生成する物
質とな混合・反応せしめる容器、該容器からの廃液を乾
燥粉粒化する手段、水硬化性同化材と水とな混線する混
練槽、該混練槽からの固化材ペーストおよび上記容器か
らの廃液乾燥粉粒を固化容器に注入する手段からなるこ
とな特徴とするものである。
子力発電所から発生した放射性廃液と該廃液中の水溶性
の塩と反応して不水溶性又は難水溶性の塩を生成する物
質とな混合・反応せしめる容器、該容器からの廃液を乾
燥粉粒化する手段、水硬化性同化材と水とな混線する混
練槽、該混練槽からの固化材ペーストおよび上記容器か
らの廃液乾燥粉粒を固化容器に注入する手段からなるこ
とな特徴とするものである。
また本発明による放射性廃棄物の他の固化処理装置は、
原子力発電所から発生した放射性廃液を乾燥粉末化する
手段、該手段からの廃液粉末な顆粒化する顆粒化装置、
該顆粒化装置で形成された顆料を不水溶性又は難水溶性
の物質で包んでマイクロカプセル化する装置、水硬化性
同化材と水とを混錬する混練槽、該混練槽からの同化材
ペーストおよび上記マイクロカプセル化装置からのマイ
クロカッセルを同化容器に注入する手段からなることを
特徴とするものである。
原子力発電所から発生した放射性廃液を乾燥粉末化する
手段、該手段からの廃液粉末な顆粒化する顆粒化装置、
該顆粒化装置で形成された顆料を不水溶性又は難水溶性
の物質で包んでマイクロカプセル化する装置、水硬化性
同化材と水とを混錬する混練槽、該混練槽からの同化材
ペーストおよび上記マイクロカプセル化装置からのマイ
クロカッセルを同化容器に注入する手段からなることを
特徴とするものである。
原子力発電所から発生する放射性廃液の主成分であるN
a2SO4およびNa2B4O7は第2図に示すように
、水に対して高い溶解度を有する。
a2SO4およびNa2B4O7は第2図に示すように
、水に対して高い溶解度を有する。
とのNa25o41水に対して不溶性又は難溶性の塩に
するには如何なる塩に変換することが適当であるかとい
う観点の下に、本発明者らは、アルカリ土類の硫酸塩及
び金属キレート塩が一般に難溶性であることから、前者
として硫酸カルシウム、硫酸ストロンチウム、及び硫酸
バリウムな、また後者としてシュウ酸コバルトアンモニ
ウム硫酸塩、及びヘキサアンモニウムクロム硫酸塩を選
びその溶解度を調べた。これらの結果を第1表に示す。
するには如何なる塩に変換することが適当であるかとい
う観点の下に、本発明者らは、アルカリ土類の硫酸塩及
び金属キレート塩が一般に難溶性であることから、前者
として硫酸カルシウム、硫酸ストロンチウム、及び硫酸
バリウムな、また後者としてシュウ酸コバルトアンモニ
ウム硫酸塩、及びヘキサアンモニウムクロム硫酸塩を選
びその溶解度を調べた。これらの結果を第1表に示す。
第1表
木表は20℃での値でおる。これにより、表中の全ての
物質が硫酸ナトリウムよりも溶解度が低いこと、中でも
硫酸バリウムに変換するのが最も効果的であることが分
った。しかし、コスト的には硫酸カルシウムに変換する
ことが最も安価であり、実用性が高いと考えられる。ま
た種々のホウ酸塩についても同様に溶解度を調べたとこ
ろ、やはりホウ酸カルシウムへ変換するのがコスト面で
も実用性能面でも適当でおることがわかった。よって以
下の実施例1〜3ではカルシウム塩への変換を用いるこ
とにした。
物質が硫酸ナトリウムよりも溶解度が低いこと、中でも
硫酸バリウムに変換するのが最も効果的であることが分
った。しかし、コスト的には硫酸カルシウムに変換する
ことが最も安価であり、実用性が高いと考えられる。ま
た種々のホウ酸塩についても同様に溶解度を調べたとこ
ろ、やはりホウ酸カルシウムへ変換するのがコスト面で
も実用性能面でも適当でおることがわかった。よって以
下の実施例1〜3ではカルシウム塩への変換を用いるこ
とにした。
実施例1
第3図に示した装置を用いて、加圧水型原子力発電所か
ら発生する濃縮廃液を模擬した模擬濃縮廃液に添加剤を
添加した後に乾燥粉末化し、水硬化性の固化材で固化処
理した。
ら発生する濃縮廃液を模擬した模擬濃縮廃液に添加剤を
添加した後に乾燥粉末化し、水硬化性の固化材で固化処
理した。
模擬濃縮廃液は災廃液を模擬した組成とし、H,BO,
をNaOHで溶解させ九Na2B4O7水溶液とした。
をNaOHで溶解させ九Na2B4O7水溶液とした。
した。
添加剤タンク9中には、添加物として水酸化カルシウム
浴液(0,1重量%)を用意し、ヒーターにて40℃に
保ち、常時攪拌した。次に模擬濃縮廃液を調整計量タン
ク10に所定量(50kli+/バツチ)供給し、その
後、添加剤タンク9から、水酸化カルシウム水溶液を、
模擬濃縮廃液中に存在するホウ酸と等モルのカルシウム
を含む量だけ調整計量タンク内に移送し、該模擬濃縮廃
液と共に40℃で、約1時間攪拌した。
浴液(0,1重量%)を用意し、ヒーターにて40℃に
保ち、常時攪拌した。次に模擬濃縮廃液を調整計量タン
ク10に所定量(50kli+/バツチ)供給し、その
後、添加剤タンク9から、水酸化カルシウム水溶液を、
模擬濃縮廃液中に存在するホウ酸と等モルのカルシウム
を含む量だけ調整計量タンク内に移送し、該模擬濃縮廃
液と共に40℃で、約1時間攪拌した。
これにより該廃液中のホウ酸ソーダは水酸化カルシウム
溶液と反応して離溶性のカルシウム塩(ホウ酸カルシウ
ム)となった。次にこの模擬廃液を、蒸発機11に供給
し、乾燥粉体化した。蒸発機11により発生した蒸気は
、コンデンサー15により凝縮させ、凝縮水として回収
し、凝縮水タンク16に貯蔵したのち、別処理系にて処
理した。また、コンデンサーを通過した排ガスは、フィ
ルター22を介して大気中−放出した。
溶液と反応して離溶性のカルシウム塩(ホウ酸カルシウ
ム)となった。次にこの模擬廃液を、蒸発機11に供給
し、乾燥粉体化した。蒸発機11により発生した蒸気は
、コンデンサー15により凝縮させ、凝縮水として回収
し、凝縮水タンク16に貯蔵したのち、別処理系にて処
理した。また、コンデンサーを通過した排ガスは、フィ
ルター22を介して大気中−放出した。
次に、蒸発機11により生成した乾燥粉体ナミキサー1
3に供給されるまでの間に水分な吸収して含水率が上昇
するのを防ぐために、蒸発機11とミキサー13の間に
設けた乾燥機12に移送した。乾燥機12は、内部に乾
燥粉体を貯蔵しつつ、一定量をミキサーに供給できるよ
うな構造とした。
3に供給されるまでの間に水分な吸収して含水率が上昇
するのを防ぐために、蒸発機11とミキサー13の間に
設けた乾燥機12に移送した。乾燥機12は、内部に乾
燥粉体を貯蔵しつつ、一定量をミキサーに供給できるよ
うな構造とした。
一方、粉体状同化材(ケイ酸アルカリ組成物)を固化材
タンク17に供給して、一時貯留した後、固化材タンク
17からロータリーフィーダー18により固化材計量タ
ンク19に供給した。タンク19では、ロードセルによ
ってその受入量な管理した。また、同化用添加水を、給
水系から添加水計量タンク20へ供給し、秤量した。秤
量されたケイ酸アルカリ組成物の固化材及び添加水な固
化材混線タンク21に導き、混線後、模擬廃液の乾燥粉
体が供給されているミキサー13中に供給した。この乾
燥粉体とケイ酸アルカリ組成物とを各各50重量%とな
るようにミキサー13に供給し、混練後、200を容器
14中へ注入し固化した。
タンク17に供給して、一時貯留した後、固化材タンク
17からロータリーフィーダー18により固化材計量タ
ンク19に供給した。タンク19では、ロードセルによ
ってその受入量な管理した。また、同化用添加水を、給
水系から添加水計量タンク20へ供給し、秤量した。秤
量されたケイ酸アルカリ組成物の固化材及び添加水な固
化材混線タンク21に導き、混線後、模擬廃液の乾燥粉
体が供給されているミキサー13中に供給した。この乾
燥粉体とケイ酸アルカリ組成物とを各各50重量%とな
るようにミキサー13に供給し、混練後、200を容器
14中へ注入し固化した。
本実施例により製造された固化体を切断し同化体内部を
観察した所、ホウ酸ソーダの溶出によるボア等も見られ
ず、健全な同化体であることが確認された。また、固化
中も、ホウ酸ソーメ粉体固化時に見られるような発熱も
起こらなかった。ホウ酸ソーダ粉体の固化では、前述し
た通り、発熱等の問題があるため最大でも301量チし
か固化体中に混入できないため減容比が悪かったが、本
実識別により少なくとも50重量%までの混入は可能と
なり、減容比が大幅に同上することがわかった0 さらに、本実施例により、製造された固化体の浸出特性
と圧潰強度の経時変化を観察したところ、いずれも十分
な値が得られていることを確認した。
観察した所、ホウ酸ソーダの溶出によるボア等も見られ
ず、健全な同化体であることが確認された。また、固化
中も、ホウ酸ソーメ粉体固化時に見られるような発熱も
起こらなかった。ホウ酸ソーダ粉体の固化では、前述し
た通り、発熱等の問題があるため最大でも301量チし
か固化体中に混入できないため減容比が悪かったが、本
実識別により少なくとも50重量%までの混入は可能と
なり、減容比が大幅に同上することがわかった0 さらに、本実施例により、製造された固化体の浸出特性
と圧潰強度の経時変化を観察したところ、いずれも十分
な値が得られていることを確認した。
第4図は、相対浸出率の経時変化を示す図であり、第5
図は、・相対圧潰強度の経時変化を示すものである。い
ずれも、ホウ酸ナトリウムのまま固化処理した場合を1
としたときの相対値で示しである。
図は、・相対圧潰強度の経時変化を示すものである。い
ずれも、ホウ酸ナトリウムのまま固化処理した場合を1
としたときの相対値で示しである。
本図より、ホウ酸ナトリウムをホウ酸カルシウムとした
後に固化処理することにより、浸出特性は2桁程度向上
し、圧潰強度についても、1〜1.5倍程度強度が増加
していることが確認された。
後に固化処理することにより、浸出特性は2桁程度向上
し、圧潰強度についても、1〜1.5倍程度強度が増加
していることが確認された。
実施例2
実施例1では、水酸化カルシウムを添加後の模擬廃液を
乾燥粉末化した後、粉体のまま固化せしめたが、これを
造粒機で造粒した後に固化しても、浸出特性の良い健全
な固化体を作成することが可能であった。すなわち、第
6図に示すように、加圧水型原子炉から発生する濃縮廃
液を実施例しと同様の水酸化カルシウム添加ノロセスを
経て乾燥粉末化し、この粉末な造粒機23にてペレット
とした後、とのペレット約160kgを200を容器1
4中へ充填した。次にこの上部から固化材として水と混
練したケイ酸アルカリ組成物160kg&注入し固化し
た。本実施例により作成した固化体の特性は実施例1と
同様であり、同様の効果が得られた。
乾燥粉末化した後、粉体のまま固化せしめたが、これを
造粒機で造粒した後に固化しても、浸出特性の良い健全
な固化体を作成することが可能であった。すなわち、第
6図に示すように、加圧水型原子炉から発生する濃縮廃
液を実施例しと同様の水酸化カルシウム添加ノロセスを
経て乾燥粉末化し、この粉末な造粒機23にてペレット
とした後、とのペレット約160kgを200を容器1
4中へ充填した。次にこの上部から固化材として水と混
練したケイ酸アルカリ組成物160kg&注入し固化し
た。本実施例により作成した固化体の特性は実施例1と
同様であり、同様の効果が得られた。
実施例3
実施例1では模擬廃液な加圧水温原子炉から発生する濃
縮廃液としたが、本実施例では沸騰水型原子炉から発生
する主成分がNaSO4であるような濃m廃液について
実施した。本実施例は、模擬廃液の組成なNa 2 S
O4としたこと以外は、実施例1と同じである。本実施
例により作成した固化体の特性は実施例1の場合と同様
であり、同様な効果が得られることを確認した。本実施
例では、粉体のまま固化せしめたが、実施例2のように
、ペレット化したのち、固化処理しても同様の効果が得
られる。
縮廃液としたが、本実施例では沸騰水型原子炉から発生
する主成分がNaSO4であるような濃m廃液について
実施した。本実施例は、模擬廃液の組成なNa 2 S
O4としたこと以外は、実施例1と同じである。本実施
例により作成した固化体の特性は実施例1の場合と同様
であり、同様な効果が得られることを確認した。本実施
例では、粉体のまま固化せしめたが、実施例2のように
、ペレット化したのち、固化処理しても同様の効果が得
られる。
実施例4
本実施例においては、第7図に示すように、加圧水盤原
子炉から発生する濃縮廃液を、乾燥粉末化し顆粒状に成
形し、この顆粒を不水溶性の被覆で包んでマイクロカプ
セル化した後、固化処理した。
子炉から発生する濃縮廃液を、乾燥粉末化し顆粒状に成
形し、この顆粒を不水溶性の被覆で包んでマイクロカプ
セル化した後、固化処理した。
濃縮廃液は実廃液を模擬した組成とし、実施例1と同様
のものを用いた。この模擬廃液を貯蔵タンク24に整送
した後、該タンク24から所定量(50に)/バッチ)
を蒸発機11へ供給し乾燥粉体化した。この際の排ガス
は実施例1と同様に処理した。次に、この粉体を顆粒化
装置25にて、0.5閣程度の顆粒状に成形した後、反
応槽27中全供給した。一方、添加剤タンク26及び2
9には、マイクロカプセル化の溶媒としてエチルセルロ
ースジクロロメタン溶液(9重量%)及びn−ヘキサン
を夫々用意した。
のものを用いた。この模擬廃液を貯蔵タンク24に整送
した後、該タンク24から所定量(50に)/バッチ)
を蒸発機11へ供給し乾燥粉体化した。この際の排ガス
は実施例1と同様に処理した。次に、この粉体を顆粒化
装置25にて、0.5閣程度の顆粒状に成形した後、反
応槽27中全供給した。一方、添加剤タンク26及び2
9には、マイクロカプセル化の溶媒としてエチルセルロ
ースジクロロメタン溶液(9重量%)及びn−ヘキサン
を夫々用意した。
第一段階として、顆粒状廃棄物が供給されてい゛ る反
応127にエチルセルロースジクロロメタン溶液約zo
ott−供給し、25℃で5分間攪拌し顆粒を分散させ
た。次に、第二段階としてn−ヘキサンを500tを同
一反応槽27中に供給し、25℃で約1時間攪拌した。
応127にエチルセルロースジクロロメタン溶液約zo
ott−供給し、25℃で5分間攪拌し顆粒を分散させ
た。次に、第二段階としてn−ヘキサンを500tを同
一反応槽27中に供給し、25℃で約1時間攪拌した。
この後、4℃に急冷し約24時間放置後、上澄水を除去
し、生成したカプセルを分離した。さらに第三段階とし
て、冷n−ヘキサン1m”によりカプセルの洗浄並びに
壁膜硬化な行ない、減圧乾燥機28に移送した。この過
程で生成した有機溶剤は、一時貯蔵タンク30に受けた
後バーナー31により燃焼処理し、排ガスはフィルター
32を介した後、大気中へ放出した。
し、生成したカプセルを分離した。さらに第三段階とし
て、冷n−ヘキサン1m”によりカプセルの洗浄並びに
壁膜硬化な行ない、減圧乾燥機28に移送した。この過
程で生成した有機溶剤は、一時貯蔵タンク30に受けた
後バーナー31により燃焼処理し、排ガスはフィルター
32を介した後、大気中へ放出した。
次に、減圧乾燥機28を60℃程度に保温し、カプセル
を完全乾燥し、一定量(160kg程度j)をミキサー
13に供給した。一方、固化材供給系は、実施例1と同
様とし、約16 okg程度のケイ酸アルカリ組成物の
水とのペースIfミキサー13中に供給し、ミキサー中
でカプセルとケイ酸アルカリ組成物ペーストとを混練し
、200を容器14中へ注入し固化した。
を完全乾燥し、一定量(160kg程度j)をミキサー
13に供給した。一方、固化材供給系は、実施例1と同
様とし、約16 okg程度のケイ酸アルカリ組成物の
水とのペースIfミキサー13中に供給し、ミキサー中
でカプセルとケイ酸アルカリ組成物ペーストとを混練し
、200を容器14中へ注入し固化した。
本実施例により製造した固化体の浸出特性及び圧潰強度
については、実施例1と同様の成績が得られた。
については、実施例1と同様の成績が得られた。
本実施例では、模擬廃液の組成をNa 2 B407と
したが、沸騰水型原子炉から発生する濃縮廃液を模擬し
たNa 2SO4溶液を用いても同様の効果が得られた
。
したが、沸騰水型原子炉から発生する濃縮廃液を模擬し
たNa 2SO4溶液を用いても同様の効果が得られた
。
また、本実施例においては、固化材としてケイ酸アルカ
リ組成物を使用する代わりに熱硬化性。
リ組成物を使用する代わりに熱硬化性。
熱溶融性プラスチクス、アスファルト、モルタル及びセ
メント等の流動性のある固化材を使用してもよい。
メント等の流動性のある固化材を使用してもよい。
なお、上記実施例1〜4において固化される対象となる
廃呆物は硫酸ソーにホウ酸ソーダ等の濃縮加液およびス
ラッジ、イオン交換樹脂等のスラリー状廃葉物を乾燥造
粒したものでもよく、またハへパフイルター、ビニール
シート衣a 、 木片等のいわゆる雑固体およびそれを
破砕したものでもよい。
廃呆物は硫酸ソーにホウ酸ソーダ等の濃縮加液およびス
ラッジ、イオン交換樹脂等のスラリー状廃葉物を乾燥造
粒したものでもよく、またハへパフイルター、ビニール
シート衣a 、 木片等のいわゆる雑固体およびそれを
破砕したものでもよい。
本発明によれば、原子力発電所から生ずる放射性廃液の
乾燥粉粒な水硬化性固化材℃同化する方法において、該
廃液中に含まれていた硫酸ソーダやホウ酸ンー〆による
吸水、水和1発熱、膨張。
乾燥粉粒な水硬化性固化材℃同化する方法において、該
廃液中に含まれていた硫酸ソーダやホウ酸ンー〆による
吸水、水和1発熱、膨張。
浸出等による固化体の劣化、破損を極力抑え、長期間そ
の健全性を保つことができると共に、減容比な一層向上
させることができる。
の健全性を保つことができると共に、減容比な一層向上
させることができる。
第1図は従来の放射性廃棄物同化処理システムの概要図
、第2図は各基の溶解度曲線、第3図は本発明の一実施
例による固化処理システムの概要図、第4図および第5
図は該実施例により得られた固化体の相対浸出率および
相対圧潰強度の経時変化を夫々に示す図、第6図および
第7図は本発明の夫々他の実施例による同化処理システ
ムの概要図でおる。 符号の説明 l、11・・・蒸発乾燥機、 2.23・・・造粒機、
3・・・固化処理処分容器、 4,17・・・固化剤タ
ン久5.18・・・ロータリーフィーダー、6.20・
・・添加水計量タン久7.21・・・固化剤混練タンク
、8.19・・・固化剤計量タン久9.26,29・・
・添加剤タンク、10・・・調整計量タンク、12・・
・乾燥機、 13・・・ミキサー、14・・・200を
容器、 15・・・コンデンサー、16・・・凝縮水タ
ンク、 22.32・・・フィルター、24・・・貯蔵
タンク、 25・・・顆粒化装置、27・・・反応槽、
28・・・減圧乾燥機、30・・・一時貯蔵タンク、
31・・・ノ4−す−5第1図 第2図 過度CC> 第3図 第4図 互 第5図 ay 第6図 第7図 31縮廃鹿
、第2図は各基の溶解度曲線、第3図は本発明の一実施
例による固化処理システムの概要図、第4図および第5
図は該実施例により得られた固化体の相対浸出率および
相対圧潰強度の経時変化を夫々に示す図、第6図および
第7図は本発明の夫々他の実施例による同化処理システ
ムの概要図でおる。 符号の説明 l、11・・・蒸発乾燥機、 2.23・・・造粒機、
3・・・固化処理処分容器、 4,17・・・固化剤タ
ン久5.18・・・ロータリーフィーダー、6.20・
・・添加水計量タン久7.21・・・固化剤混練タンク
、8.19・・・固化剤計量タン久9.26,29・・
・添加剤タンク、10・・・調整計量タンク、12・・
・乾燥機、 13・・・ミキサー、14・・・200を
容器、 15・・・コンデンサー、16・・・凝縮水タ
ンク、 22.32・・・フィルター、24・・・貯蔵
タンク、 25・・・顆粒化装置、27・・・反応槽、
28・・・減圧乾燥機、30・・・一時貯蔵タンク、
31・・・ノ4−す−5第1図 第2図 過度CC> 第3図 第4図 互 第5図 ay 第6図 第7図 31縮廃鹿
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、原子力発電所から発生した放射性廃液を不水溶性又
は難水溶性の粉粒にした後に水硬化性固化材で同化容器
内に固化することを特徴とする放射性廃棄物の同化処理
方法。 2、 前記放射性廃液中の水溶性の塩と反応して不水溶
性又は難水溶性の塩を生成する物質を該廃液に添加した
後に該廃液を乾燥粉粒化する特許請求の範囲第1項の放
射性廃棄物の固化処理方法。 3、 前記不水溶性又は難水溶性の塩がカルシウム塩で
ある特許請求の範囲第2項の放射性廃棄物の同化処理方
法。 4、 前記放射性廃液な乾燥粉末化し、更に顆粒化し、
その後不水溶性又は難水溶性の物質で包んだマイクロカ
プセルにする特許請求の範囲第1項の放射性廃棄物の固
化処理方法。 5、原子力発電所から発生する放射性廃液と該廃液中の
水溶性の塩と反応して不水溶性又は難水溶性の塩を生成
する物質とを混合・反応せしめる容器、該容器からの廃
液を乾燥粉粒化する手段、水硬化性固化材と水とを混線
する混練槽、該混練槽からの固化材ペーストおよび上記
容器からの廃液乾燥粉粒を固化容器に注入する手段から
なることを特徴とする放射性廃棄物の同化処理装置。 6、原子力発電所から発生する放射性廃液を乾燥粉末化
する手段、該手段からの廃液粉末を顆粒化する顆粒化装
置、該顆粒化装置で形成された顆料を不水溶性又は難水
溶性の物質で包んでマイクロカプセル化する装置、水硬
化性固化材と水とを混練する混練槽、該混練槽からの固
化材ペーストおよび上記マイクロカプセル化装置からの
マイクロカプセルを固化容器に注入する手段からなるこ
とを特徴とする放射性廃棄物の固化処理装置。
Priority Applications (6)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59022433A JPH0677071B2 (ja) | 1984-02-09 | 1984-02-09 | 放射性廃液の固化処理方法および装置 |
KR1019850000283A KR850006239A (ko) | 1984-02-09 | 1985-01-18 | 방사성 폐기물의 고화처리방법 및 그 장치 |
US06/697,384 US4671897A (en) | 1984-02-09 | 1985-02-01 | Process and apparatus for solidification of radioactive waste |
EP85101290A EP0158780B1 (en) | 1984-02-09 | 1985-02-07 | Process and apparatus for solidification of radioactive waste |
DE8585101290T DE3563136D1 (en) | 1984-02-09 | 1985-02-07 | Process and apparatus for solidification of radioactive waste |
CN85103176A CN85103176B (zh) | 1984-02-09 | 1985-04-26 | 放射性废物固化的工艺过程 |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59022433A JPH0677071B2 (ja) | 1984-02-09 | 1984-02-09 | 放射性廃液の固化処理方法および装置 |
CN85103176A CN85103176B (zh) | 1984-02-09 | 1985-04-26 | 放射性废物固化的工艺过程 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60166898A true JPS60166898A (ja) | 1985-08-30 |
JPH0677071B2 JPH0677071B2 (ja) | 1994-09-28 |
Family
ID=25741595
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59022433A Expired - Lifetime JPH0677071B2 (ja) | 1984-02-09 | 1984-02-09 | 放射性廃液の固化処理方法および装置 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4671897A (ja) |
EP (1) | EP0158780B1 (ja) |
JP (1) | JPH0677071B2 (ja) |
KR (1) | KR850006239A (ja) |
CN (1) | CN85103176B (ja) |
DE (1) | DE3563136D1 (ja) |
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1985
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- 1985-02-01 US US06/697,384 patent/US4671897A/en not_active Expired - Fee Related
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- 1985-02-07 EP EP85101290A patent/EP0158780B1/en not_active Expired
- 1985-04-26 CN CN85103176A patent/CN85103176B/zh not_active Expired
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JPH0677071B2 (ja) | 1994-09-28 |
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