JPS6022699A - 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

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JPS6022699A
JPS6022699A JP13154483A JP13154483A JPS6022699A JP S6022699 A JPS6022699 A JP S6022699A JP 13154483 A JP13154483 A JP 13154483A JP 13154483 A JP13154483 A JP 13154483A JP S6022699 A JPS6022699 A JP S6022699A
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radioactive waste
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glass
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container
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辰彦 松本
川西 宣男
後藤 昭
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Toshiba Corp
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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。

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。
〔発明の技術的背景〕
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、得られた
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。
このよう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。
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
しかしながら、従来のガラス同化法には、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
、ガラス同化体は、圧縮強度社大きいが、引張り、曲げ
強度あるいは衝撃的な力に対する強度が弱く、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、
溶融状態の固イし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
て特に同化体の外周部にクラックが発生しやすくなる。
まだ、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うる。
同化体の生じたり之ツクは、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、ということで
ある。このため同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、クラックによって同化体の表面積が
増加し、そのためが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うことである0 〔発明の目的〕 本発明は上記問題点に鑑みてなされたものであり、貯蔵
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性、安全性に
すぐ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。
〔発明の概要〕
上記目的を達成するために、本発明の放射性廃棄物の同
化処理方法は、放射性廃棄物が含有されたガラスまだは
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、同化体が充填され
た金属容器の内周面近傍の一部または全体に金属製網状
体を埋設することを特徴とする。
〔発明の詳細な説明〕
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、Py 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。
固化体の形成 上記放射性廃棄物を固形化するだめの同化体形成成分と
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、Al2O3−5i02系、T i
 O2系、MnO2−5t02系、・Z r 02系な
どのセラミックス形成物質が好ましく用いられる。
放射性廃棄物を同化体形成成分とともに混合し、常法に
従い、溶融あるいは焼結にょシ固化体を形成する。同化
体中の放射性廃棄物の含量は、10〜40俸程度が適当
である。
同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金属容器の内周面近傍の一部また
は全体に埋設する。
本発明で用いる網状体としては、第1図(a)(b)(
c)忙示すように、金属線1を四角形や亀甲状などに織
成あるいは編成したものが用いられるが、剛性をもたせ
るため金属嘩と金属線の連結点2は溶接などの手段によ
シ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との比−/aは、充分な剛性
を保持するため下記の範囲内にあることが望ましい。
5く騎<50 また、網状体を構成する金属線の径は、細すぎると、強
度が低くなりまた同化体製造工程で酸化し失われるため
、約0:1〜約1.5簡の範囲が適当である。網状体の
材質としては、同化体の融点、熱処理温度などに応じ、
銅、銅合金、鉄、ステンレス鋼、AI、耐熱鋼、Ni基
合金、MOなどを適宜還択することが好ましい。特に、
金属容器内部に充填された固化体の外周部における熱応
力に起因するクラックの発生を防止するためには、室温
から同化体の軟化温度までの温度範囲における網状体の
有する平均熱膨張係数が、同化体の熱膨張係数と金属容
器の熱膨張係数との間の値、好ましくは中間の値である
ことが望ましい。捷だ、表面に酸化被膜が形成された金
属製網状体を用いることは耐食性の観点から好ましい。
網状体の埋設方法としては、あらかじめ金属容器の内周
面近傍に溶接等の手段によシ網状体を固着し、次いでこ
の容器内に放射性廃棄物とガラス(またはセラミックス
)形成物質とからなる溶融体を注入し、冷却・固化する
方法、あるいは、上記のようにして網状体が固着された
容器内部に放射性廃棄物とガラス形成物質の原料粉末を
装入し、次いで容器外部ないし容器内部からの加熱にょ
シ装入物を溶融し冷却・固化する方法などをとり得る。
金属製網状体の埋設位置は、固化体と金属容器内面との
境界部に発生する熱応力の緩和、および機械的強度の向
上を考慮し、容器内面から約5〜約50腸の範囲内が適
当である。
また、同化体と金属容器との間に、放射性物質が含有さ
れていないガラスまだはセラミックスからなる中間層を
設けることは、耐浸出性の一層の向上を図る上で好まし
い。
〔発明の実施例〕
以下、第2図、第3図に示す本発明で得られる貯蔵体の
縦断面図を参照して、本発明の詳細な説明する。
実施例1 下記第1表に示す組成の模擬放射性廃棄物とホウケイ酸
ガ2スζ−の混合物をアルミするつぼ中で加熱しく 1
050 C) 、溶融体を得た。
第1表 一方、SUS 304製キヤニスタ3(内径IQQmm
肉厚5m、高さ200 m )を用意し、その内周面部
に第1図(a)に示す形状のカゴ形金属製網状体4を配
設し、次いで、前記溶融体を注入し充填した。
600Cにて1時間保持したのち、50cAの降温速度
で冷却し、容器内部の溶融体を固化した。次いで、容器
開口部にSUS 304製蓋6(厚さ5調)をかぶせて
溶接によシ密封し、放射性廃棄物貯蔵体を得た。
比較のために、上記と同様の方法によって、網状体を埋
設しない貯蔵体を製造した。
この両者を100crnの高さからコンクリート製床に
10回落下させたのち、HL、SO2とHCIの混合溶
液に浸漬してSUS製キャニスタを除去した0固化体の
性状を外部から観察したところ、網状体が埋設された固
化体にはクランクは認められなかった。一方、網状体を
埋設しなり同化体には、全体にわたって横断するクラッ
クおよび端部のかけ落ちが認められた。
実施例2 網状体として、材質が131Cr−2修Ai0.059
gC−Ba1FeOものを用意し、さらにこれを100
00の水蒸気中で2時間熱処理したものを用いた。上記
実施例1と同様の方法で貯蔵体を製造し、落下試験を行
なった。固化体にはクラックは認められず、網状体の剥
離も認められなかった。
実施例3 第3図に示す−ように、前記実施例1と同様の方法でキ
ャニスタ3の内周面近傍に網状体4を配設した。次いで
、キャニスタを回転させながら下記第2表に示す組成の
ガラス溶融体をキャニスタ3の内壁面に沿って注入し、
同時にキャニスタの外部を強制空冷することによシ、網
状体を含む容器側面部にガラス層7を形成し、さらにキ
ャニスタの回転を止めて容器底部にもガラス層7を形成
したO 第 2 表 次いで、前記第1表の組成のガラス溶融体を注入し固化
したのち、さらに上記第2表に示す組成のガラス溶融体
を容器上部に充填し、固化した。
次いで、蓋6をかぶせて溶接により密封し、貯蔵体を得
た。本実施の放射性廃棄物貯蔵体においては、容器内部
の同化体が金属性網状体が埋設された放射性物質を含有
しないガラス層によシ完全に包囲されているので、機械
的強度の向上のみならず耐浸出性の一層の向上を図るこ
とができる。
〔発明の効果〕
上記実施例の結果からも明らかなように、本発明による
同化処理方法は、同化体が充填された金属容器の内周面
近傍に金属性網状体を埋設するようにしたので、同化体
製造時やノ\ンドリング時におけるクシツクの発生を防
止することができ、得られた貯蔵体は機械的性質および
熱放散性の点ですぐれている。
【図面の簡単な説明】
第1図(a) 、 (b)および(c)は本発明で用い
る金属製網状体の部分拡大図、第2図、第3図は本発明
の実施例で得られる放射性廃棄物貯蔵体縦断面図である
。 1・°・金属線、2・・・連結点、3・・・キャニスタ
、4・・・金属製網状体、5・・・ガラス固化体、6・
・・蓋、7・・・ガラス層。 出願人代理人 猪 股 清 第 1 図 (a) (b) (c)

Claims (1)

  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
    スからなる同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、固化体が充填された金属容器
    の内周面近傍の一部または全体に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、室温から固化体の軟化温度までの温度範囲における
    前記金属製網状体が有する平均熱膨張係数が、同化体の
    熱膨張係数と金属容器の熱膨張係数との間の値である、
    特許請求の範囲第1項に記載の方法。 3、表面に酸化被膜が形成されている金属製網状 1体
    を用いる、特許請求の範囲第1項または第2項に記載の
    方法。 4、固化体と金属容器との間に、放射性廃棄物が含有さ
    れていないガラス層またはセラミックス層を設ける、特
    許請求の範囲第1項ないし第3項のいずれか1項に記載
    の方法。
JP13154483A 1983-07-19 1983-07-19 放射性廃棄物の固化処理方法 Granted JPS6022699A (ja)

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