JPS6022698A - 放射性廃棄物の固化処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の固化処理方法Info
- Publication number
- JPS6022698A JPS6022698A JP13154383A JP13154383A JPS6022698A JP S6022698 A JPS6022698 A JP S6022698A JP 13154383 A JP13154383 A JP 13154383A JP 13154383 A JP13154383 A JP 13154383A JP S6022698 A JPS6022698 A JP S6022698A
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- Japan
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- radioactive waste
- metal
- solidified
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- mesh
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- Pending
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- Processing Of Solid Wastes (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、放射性廃棄物の固化処理方法に関し、さらに
詳しくは、放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラ
ミックス固化体を金属容器中に封入した放射性廃棄物貯
蔵体を製造する方法に関する。
詳しくは、放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラ
ミックス固化体を金属容器中に封入した放射性廃棄物貯
蔵体を製造する方法に関する。
原子力発電所や使用済核燃料の再処理工場から発生する
放射性廃棄物の処分に際しては、放射性物質の周囲への
拡散が最小限となる形態に廃棄物を固形化し、捲られた
貯蔵体が、化学的、機械的に安定していて長期の貯蔵に
よっても環境汚染の原因にならないことが必要である。
放射性廃棄物の処分に際しては、放射性物質の周囲への
拡散が最小限となる形態に廃棄物を固形化し、捲られた
貯蔵体が、化学的、機械的に安定していて長期の貯蔵に
よっても環境汚染の原因にならないことが必要である。
このよ５な観点で従来より行われている固形化方法とし
ては、ガラス固化法が主流を占めている。
ては、ガラス固化法が主流を占めている。
この方法は、放射性廃棄物を、ホウケイ酸ガラス、リン
酸ガラスなどのガラス形成材料とともに溶融し、一定形
状のガラスインゴットに凝固させ、固化するものである
。
酸ガラスなどのガラス形成材料とともに溶融し、一定形
状のガラスインゴットに凝固させ、固化するものである
。
しかしながら、従来のガラス固化法には、製造された固
化体にクラックが生じやすいという欠点がある。一般に
、ガラス固化体は、圧縮強度は大きいが、引張り、曲げ
強度あるいは衝撃的な力に対する強度か弱（、そのため
、ハンドリング時にクラックや端部のかけ落ちなどが生
じやすい。また、製造時においても同様の問題が生ずる
。たとえば、通常固化体は金属容器中に封入されるが、
溶融状態の同化体を金属容器中に充填し冷却・固化する
ときに生ずる熱膨張係数の差に起因する熱応力によって
固化体の外周部にクラックが発生しやす（なる。また、
ハンドリング時の衝撃によりクラックが生長し、はなは
だしい場合には、容器内部で固化体が複数の部分に分割
されることも起こり５る。
化体にクラックが生じやすいという欠点がある。一般に
、ガラス固化体は、圧縮強度は大きいが、引張り、曲げ
強度あるいは衝撃的な力に対する強度か弱（、そのため
、ハンドリング時にクラックや端部のかけ落ちなどが生
じやすい。また、製造時においても同様の問題が生ずる
。たとえば、通常固化体は金属容器中に封入されるが、
溶融状態の同化体を金属容器中に充填し冷却・固化する
ときに生ずる熱膨張係数の差に起因する熱応力によって
固化体の外周部にクラックが発生しやす（なる。また、
ハンドリング時の衝撃によりクラックが生長し、はなは
だしい場合には、容器内部で固化体が複数の部分に分割
されることも起こり５る。
固化体の生じたクラックは、以下の二つの点で特に問題
となる。第１の問題は、クラックによって同化体内部で
生ずる放射性崩壊熱の放散が阻害される、とい５ことで
ある。このため固化体内部の温度が過大に上昇し、固化
体の機械的、化学的安定性がそこなわれるおそれが生ず
る。第２の問題は、クラックによって固化体の表面積が
増加し、そのためガラス固化体が外部環境に直接液した
場合の浸出面積がいきおい増大するといつことである。
となる。第１の問題は、クラックによって同化体内部で
生ずる放射性崩壊熱の放散が阻害される、とい５ことで
ある。このため固化体内部の温度が過大に上昇し、固化
体の機械的、化学的安定性がそこなわれるおそれが生ず
る。第２の問題は、クラックによって固化体の表面積が
増加し、そのためガラス固化体が外部環境に直接液した
場合の浸出面積がいきおい増大するといつことである。
本発明は上述した問題点に鑑みてなされたものであり、
同化体の製造時やハンドリング時におけるクラックの発
生を防止し、機械的、化学的に安定で長期貯蔵時の信頼
性、安全性の向上が図られた放射性廃棄物貯蔵体の製造
法を提供することを目的とする。
同化体の製造時やハンドリング時におけるクラックの発
生を防止し、機械的、化学的に安定で長期貯蔵時の信頼
性、安全性の向上が図られた放射性廃棄物貯蔵体の製造
法を提供することを目的とする。
上記目的を達成するために、本発明の放射性廃棄物の固
化処理方法は、放射性廃棄物が含有されたガラスまたは
セラミックスからなる固化体を金属容器中に封入した放
射性廃棄物貯蔵体を製造するに際し、金属容器に充填さ
れた固化体内部全体にわたって金属製網状体を埋設する
ことを特徴とする。
化処理方法は、放射性廃棄物が含有されたガラスまたは
セラミックスからなる固化体を金属容器中に封入した放
射性廃棄物貯蔵体を製造するに際し、金属容器に充填さ
れた固化体内部全体にわたって金属製網状体を埋設する
ことを特徴とする。
放射性廃棄物
本発明の処理対象となる放射性廃棄物としては、たとえ
ば、使用済核燃料を処理し、Ｕ、Ｐｕを回収した残りの
高レベル放射性廃液、混床式脱塩器の再生廃液の濃縮液
、原子炉、再処理工場などの建屋から発生する床ドレイ
ン、機器ドレインの濃縮廃液のほか、原子炉水浄化系、
燃料プール系、復水系、ドレイン系の各系統から生ずる
使用済イオン交換樹脂、フィルタースラッジ、廃液の凝
集沈澱処理によって生ずる沈澱スラッジなどの各種の固
体廃棄物が含まれる。
ば、使用済核燃料を処理し、Ｕ、Ｐｕを回収した残りの
高レベル放射性廃液、混床式脱塩器の再生廃液の濃縮液
、原子炉、再処理工場などの建屋から発生する床ドレイ
ン、機器ドレインの濃縮廃液のほか、原子炉水浄化系、
燃料プール系、復水系、ドレイン系の各系統から生ずる
使用済イオン交換樹脂、フィルタースラッジ、廃液の凝
集沈澱処理によって生ずる沈澱スラッジなどの各種の固
体廃棄物が含まれる。
固化体の製造
上記放射性廃棄物を固形化するための固化体形成成分と
しては、各種のガラス形成物質、セラミックス形成物質
が用いられ得る。たとえば、ホウケイ酸系ガラス、リン
酸系ガラスなどのガラス形成物質、 Ｄｉｏｐｓｉｔｅ
系などの結晶化ガラス、Ａｌ２Ｏ３−８ｉｎ２系、Ｔｉ
Ｏ□系、Ｍ ｎＯ２−Ｓ ＋ ０２系、Ｚ ｒＯ２系な
どのセラミックス形成物質か好ましく用いら融または焼
結によって常法に従い同化体が形成される。固化体中の
放射性廃棄物の含量は、１０〜４０％程度が適当である
。固化体は金属容器中に充填、封入するが、その際に後
述する金属製網状体を同化体中に埋設する。
しては、各種のガラス形成物質、セラミックス形成物質
が用いられ得る。たとえば、ホウケイ酸系ガラス、リン
酸系ガラスなどのガラス形成物質、 Ｄｉｏｐｓｉｔｅ
系などの結晶化ガラス、Ａｌ２Ｏ３−８ｉｎ２系、Ｔｉ
Ｏ□系、Ｍ ｎＯ２−Ｓ ＋ ０２系、Ｚ ｒＯ２系な
どのセラミックス形成物質か好ましく用いら融または焼
結によって常法に従い同化体が形成される。固化体中の
放射性廃棄物の含量は、１０〜４０％程度が適当である
。固化体は金属容器中に充填、封入するが、その際に後
述する金属製網状体を同化体中に埋設する。
金属製網状体としては、金属容器が円筒形状の場合、第
１図に示すように、円筒形の金網を同心円状に連結した
ものや、第３図に示すように、長方形の金網（第２図（
ａ））を巻き込んで連結したもの（第２図（ｂ） ）
、容器の断面と同形状の平面状金網を多層に連接したも
の（図示せず）、などが用いられ得るが、この他にも、
金属製の立体的網状構造体が広（用いられ得る。
１図に示すように、円筒形の金網を同心円状に連結した
ものや、第３図に示すように、長方形の金網（第２図（
ａ））を巻き込んで連結したもの（第２図（ｂ） ）
、容器の断面と同形状の平面状金網を多層に連接したも
の（図示せず）、などが用いられ得るが、この他にも、
金属製の立体的網状構造体が広（用いられ得る。
網状体の材質としては、固化体の融点、熱処理温度など
に応じ、ステンレス鋼、炭素畑、ＡＩ。
に応じ、ステンレス鋼、炭素畑、ＡＩ。
Ｃｕ、 Ｎｉ、 Ｎｉ基合金、Ｍｏなどを適宜選択する
ことができる。
ことができる。
また、金属線を織成または編成して網状体を構成する場
合、第２図に示すように、金属線１と金屑線の交点ない
し連結点２は強度をもたせるために溶接することが好ま
しい。さらに、熱放散性の向上ならびに強度の向上を図
るためには、網状体を金属容器に溶接により固着するこ
とが好ましい。
合、第２図に示すように、金属線１と金屑線の交点ない
し連結点２は強度をもたせるために溶接することが好ま
しい。さらに、熱放散性の向上ならびに強度の向上を図
るためには、網状体を金属容器に溶接により固着するこ
とが好ましい。
網状体の網目の径ｍと網状体を構成する金属線の径ｄと
の間の関係は下式を満足することが望ましい（金属線が
円形断面でない場合、その断面積なＳとして、ｄ＝２６
７で表わす）。
の間の関係は下式を満足することが望ましい（金属線が
円形断面でない場合、その断面積なＳとして、ｄ＝２６
７で表わす）。
５≦Ｗり５０
喫が小さすぎるときには、金属製網状体の占める体積が
大ぎ（なりすぎ、一方、叫４か太きすぎるときには、機
械的強度、熱放散性の点で不利となる。したがって上式
の範囲が適当である。
大ぎ（なりすぎ、一方、叫４か太きすぎるときには、機
械的強度、熱放散性の点で不利となる。したがって上式
の範囲が適当である。
また、金属容器内の同化体の概寸をＤとすると（たとえ
ば、円筒状の場合はその直径、平板状の場合はその厚さ
）、金属製網状体で仕切られる固化体の概寸は、約％。
ば、円筒状の場合はその直径、平板状の場合はその厚さ
）、金属製網状体で仕切られる固化体の概寸は、約％。
以下であることが、熱の放散性１機械的強度の点で好ま
しい。
しい。
網状体は、金属容器中に充填された同化体内部金属製網
状体が装入さ６れ固定された金属容器に放射性廃棄物と
ガラス（セラミックス）形成物質とからなる溶融体を注
入し、冷却固化する方法が好ましい。
状体が装入さ６れ固定された金属容器に放射性廃棄物と
ガラス（セラミックス）形成物質とからなる溶融体を注
入し、冷却固化する方法が好ましい。
第３図に本実施例で得られる複合同化ｆｅ′ＡＶ、体の
縦断面図を示す。まず、下表に示す組成の、模凝放射性
戻棄物とホウケイ酸ガラスとの混合物をアルミするつぼ
中で加熱しく １０５０ ℃）溶融体を得た。
縦断面図を示す。まず、下表に示す組成の、模凝放射性
戻棄物とホウケイ酸ガラスとの混合物をアルミするつぼ
中で加熱しく １０５０ ℃）溶融体を得た。
表
一方、キャニスタ３（ＳＵＳ３０４製、内径１００ｍｍ
、肉厚５ｍｍ、高さ２００ ｍｍ ）の内部に、第１図
に示すような炭素鋼製の網状体４を装入し、その下端を
キャニスタ３の底部に溶接により固着した。次いで、こ
の網状体が設けられた容器に上記溶融体を注入し、６０
０℃の温度下で１時間保持したのち、５０ ℃／ｈの降
温速度で冷却した。冷却後、厚さ５ｍｍの５ＵＳ３０４
製蓋６をかぶせて溶接密閉し、貯蔵体を得た。
、肉厚５ｍｍ、高さ２００ ｍｍ ）の内部に、第１図
に示すような炭素鋼製の網状体４を装入し、その下端を
キャニスタ３の底部に溶接により固着した。次いで、こ
の網状体が設けられた容器に上記溶融体を注入し、６０
０℃の温度下で１時間保持したのち、５０ ℃／ｈの降
温速度で冷却した。冷却後、厚さ５ｍｍの５ＵＳ３０４
製蓋６をかぶせて溶接密閉し、貯蔵体を得た。
比較のために、上記と同様にして、網状体を埋設しない
貯蔵体を製造した。
貯蔵体を製造した。
両者を１００ ｃｍの高さからコンクリート製床に１０
回落下し、さらにＩ（２ＳＯ４とＭＣＩとの混合溶液に
浸ｍ ｔ、て５ＵＳ３０４製キヤニスタを除去した。
回落下し、さらにＩ（２ＳＯ４とＭＣＩとの混合溶液に
浸ｍ ｔ、て５ＵＳ３０４製キヤニスタを除去した。
同化体の性状を外部から観察したところ、網状体を埋設
した同化体にはタラツクが認められなかった。一方、網
状体を埋設しない固化体には、同化体全体に横断するク
ラックおよび端部のかけ落ちが認められた。
した同化体にはタラツクが認められなかった。一方、網
状体を埋設しない固化体には、同化体全体に横断するク
ラックおよび端部のかけ落ちが認められた。
上記実施例の結果からも明らかなように、本発明の固化
処理方法は、金属容器中に充填された固化体内部全体に
わたって金属製網状体を埋設するようにしたので、固化
体製造時やハンドリング時におけるクラックの発生か防
止でき、得られた貯蔵体は機械的性質および熱放散性に
すぐれている。
処理方法は、金属容器中に充填された固化体内部全体に
わたって金属製網状体を埋設するようにしたので、固化
体製造時やハンドリング時におけるクラックの発生か防
止でき、得られた貯蔵体は機械的性質および熱放散性に
すぐれている。
第１図、第３図は本発明で用い得る金属製網状体の一実
施例を示す斜視図、第２図は金属製網状体の部分拡大図
、第４図は本発明の一実施例で得られる放射性廃棄物貯
蔵体の断面図である。 １・・・金属線、２・・連結点、３・・・キャニスタ、
４・・・金属製網状体、５−固化体、６・・・蓋。 出願人代理人 猪 股 消 第１図 ８２図 泊３図 第４図
施例を示す斜視図、第２図は金属製網状体の部分拡大図
、第４図は本発明の一実施例で得られる放射性廃棄物貯
蔵体の断面図である。 １・・・金属線、２・・連結点、３・・・キャニスタ、
４・・・金属製網状体、５−固化体、６・・・蓋。 出願人代理人 猪 股 消 第１図 ８２図 泊３図 第４図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラミック
スからなる固化体を金属容器中に封入した放射性廃棄物
貯蔵体を製造するに際し、金属容器中に充填された固化
体内部全体にわたって金属製網状体を埋設することを特
徴とする。放射性廃棄物の固化処理方法。 ２、前記金属製網状体が金属容器に固着されている、特
許請求の範囲第１項に記載の方法。 ３、前記金属製網状体が下記の条件を特徴する特許６青
求の範囲第１項に記載の方法。 ５≦１≦関 （式中、ｍは網状体の網目の径であり、ｄは網状体を構
成する金属線の径である。）
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154383A JPS6022698A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154383A JPS6022698A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6022698A true JPS6022698A (ja) | 1985-02-05 |
Family
ID=15060532
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP13154383A Pending JPS6022698A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6022698A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5430170A (en) * | 1992-11-25 | 1995-07-04 | Nippon Shokubai Co., Ltd. | Process for preparing dialkyl carbonates |
| FR2855903A1 (fr) * | 2003-06-06 | 2004-12-10 | Touraine Emballage Recyclage | Procede de traitement de dechets destines a etre enfouis. |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50123107A (ja) * | 1974-03-15 | 1975-09-27 | ||
| JPS5285700A (en) * | 1976-01-09 | 1977-07-16 | Hitachi Ltd | Filling method for radioactive waste |
| JPS52155000A (en) * | 1976-06-16 | 1977-12-23 | Hitachi Ltd | Filling method for radioactive waste |
| JPS54130800A (en) * | 1978-03-31 | 1979-10-11 | Toshiba Corp | Radioactive waste solidifying method |
-
1983
- 1983-07-19 JP JP13154383A patent/JPS6022698A/ja active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50123107A (ja) * | 1974-03-15 | 1975-09-27 | ||
| JPS5285700A (en) * | 1976-01-09 | 1977-07-16 | Hitachi Ltd | Filling method for radioactive waste |
| JPS52155000A (en) * | 1976-06-16 | 1977-12-23 | Hitachi Ltd | Filling method for radioactive waste |
| JPS54130800A (en) * | 1978-03-31 | 1979-10-11 | Toshiba Corp | Radioactive waste solidifying method |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5430170A (en) * | 1992-11-25 | 1995-07-04 | Nippon Shokubai Co., Ltd. | Process for preparing dialkyl carbonates |
| FR2855903A1 (fr) * | 2003-06-06 | 2004-12-10 | Touraine Emballage Recyclage | Procede de traitement de dechets destines a etre enfouis. |
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