JPS6036999A - 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置 - Google Patents

放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置

Info

Publication number
JPS6036999A
JPS6036999A JP58144452A JP14445283A JPS6036999A JP S6036999 A JPS6036999 A JP S6036999A JP 58144452 A JP58144452 A JP 58144452A JP 14445283 A JP14445283 A JP 14445283A JP S6036999 A JPS6036999 A JP S6036999A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
mol
waste liquid
solid solution
zno
sodium borate
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.)
Granted
Application number
JP58144452A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0450555B2 (ja
Inventor
忠正 林
水島 豊史
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.)
Ebara Corp
Original Assignee
Ebara Corp
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 Ebara Corp filed Critical Ebara Corp
Priority to JP58144452A priority Critical patent/JPS6036999A/ja
Priority to FR8412575A priority patent/FR2550654B1/fr
Priority to DE19843429376 priority patent/DE3429376A1/de
Publication of JPS6036999A publication Critical patent/JPS6036999A/ja
Priority to US06/841,036 priority patent/US4710266A/en
Priority to US06/924,146 priority patent/US4725383A/en
Publication of JPH0450555B2 publication Critical patent/JPH0450555B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C03GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
    • C03CCHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
    • C03C1/00Ingredients generally applicable to manufacture of glasses, glazes, or vitreous enamels
    • C03C1/002Use of waste materials, e.g. slags
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305Glass or glass like matrix
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S159/00Concentrating evaporators
    • Y10S159/12Radioactive
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S422/00Chemical apparatus and process disinfecting, deodorizing, preserving, or sterilizing
    • Y10S422/903Radioactive material apparatus

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Geochemistry & Mineralogy (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • 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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、加圧水型原子炉(以下PWRと略記する)か
ら排出されるほう酸ナトリウムを主成分とする放射性廃
液(以下はう酸ナトリウム廃液、と略称する)又はその
濃縮物又はその乾燥物に、ZnO又は、ZnOとAt2
0g及び又はOaOの混合物を添加し、得られた混合物
を加熱脱水溶融することによりB203− Na20−
 ZnOを主成分とするガラス質固溶体とする、はう酸
ナトリウム廃液の減容固化方法及び該方法により得られ
たガラス質固溶体及び該ガラス質固溶体を製造する為の
装置に関する。
〔技術的背景〕
PWRから排出されるほう酸ナトリウム廃液の固化法と
しては、従来、セメント固化法あるいはアスファルト固
化法が採用されて来た。
セメント固化法による場合、廃液中の水分がそのま\固
化体中に塩9込まれる為、元の廃液に比し固化体の体積
が増加する欠点があるが、水分を蒸発除去した後アスフ
ァルトを加えて固化するアスファルト固化法においては
、減容効果が可成良いので、多くのPWR工場において
はアスファルト固化法が採用されて来ftO,。
これらの放射性廃棄物の固体化は海洋投棄処分を前提に
して行われて来たが、現在海洋投棄処分は実現しえない
状況となって来ておち、また山地等での保管あるいは地
中埋設処理も容易に実現し難い状勢にある。このため、
放射性廃棄物の固化体は原″子力発電所の敷地内にかな
シの年月にわたシ保管せざるを得ない状況にあるが、敷
地の制限もあり、従来以上に減容効果の高い固化法がめ
られるようになって来ている。
現在、PWRはう酸ナトリウム廃液のアスファルト同化
法においては、固形分混入率約40重量係として固化体
を作っており、この固形分混入率を60重量q6まで高
めるとすれば減容効果は一層大となる。この状況を感覚
的に判シ易くする為に、固形分混入率40%の場合と6
0係の場合に得られる固化体をその体積基準で対比して
示したのが、第1図と第2図である。第1図及び第2図
は、供給する濃縮廃液全固形分及びアスファルトの体積
を基準とした固化物製造の流れの概要を示し、第1図は
全固形分混入率40重量係の場合を、第2図は全固形分
混入率60重量%の場合を示し、供給された濃縮廃液の
ボロン濃度は20.000〜21.000 ppm 。
全固形分濃度は約1Dqb、は5酸ナトリウム塩の密度
は約2.36であった。
しかしながら、固形分混入率を60重量係としても、は
う酸ナトリウムの結晶を主成分とする固形分に対するバ
インダーとしてのアスファルトの体積が、アスファルト
固化体の体積の半分以上を占めるばかシでなく、固化体
の水中における膨潤現象が無視できなくなシ、この現象
に対する安定剤として酸化カルシウムや酸化バリウム等
の添加が必要となる。
また、プラスチックによる固化法も提案されており、こ
の場合、固形分混入率ははソロ0重量%とされているが
、はう酸すI−IJウム廃液固化の際には、大量のカル
シウム等の添加が必要とされている。
また、アスファルトは比較的低い温度で引火し、プラス
チックは引火点の高いものがあるとはいえ有機物であり
、固化体の運送中の車輛価突時等発生する火災に対する
安全性の観点から無機質による固体化が望まれている。
また、バインダーとしてのアスファルトsるいはプラス
チックを除けば減容効果が高められるとの観点から、特
開昭56−158998号公報あるいは特開昭57’ 
−30000号公報記載の如く、はう酸ナトリウム廃液
を数百度Cの流動床で焙焼乃至暇焼して減容する方法も
開発されているが、はう酸ナトリウムの収、焼物は保管
・貯蔵中に水分の浸入を防ぐ為の管理が必要となる欠点
が、l、そのま\では最終処理体とはなシ難い。
はう酸ナトリウム(放射性の有無にか\わらず)は、単
独でも加熱溶融することによシ極めて容易にガラス状に
なシ易い物質であることが知られているが、Na2Oと
B2O3の比率を変えてみても、何れの組成のガラス状
物質も水に容易に溶解する。
また、はう酸を固化材料の1つとして利用する方法とし
ては、燃料再処理工場の高レベル廃液固化法の1つとし
てほう珪酸ガラス固化法がある(特許からみた新技術−
16:「発明」1983年5月号参朋)。
そしてほう珪酸ガラス法は安全な固化体を作シ得るが、
PWRはう酸ナトリウム廃液に対しては減容効果の点で
望ましくない。
わが国で一般に知られているほう珪酸ガラスの組成例を
次の表1に示す。この表は、表1の下に示す文献に基い
て取シまとめたものである。
文献 (1)昭和56年 日本原子力学会 学会 要旨集 F
25(昭和56年3月) (2)昭和56年 日本原子力学会 秋の分科会予稿集
 G46(昭和53年10月) (3) 昭和54年(17回)日本原子力学会 学会 
要旨集 J37(昭和53年3月)(4)昭a54年(
17回)日本原子力学会 学会 要旨集 J3?(昭和
56年3月)(5)昭和54年 日本原子力学会 秋の
分科会予稿集 F74(昭和54年10月) (6)動態団 第13回 報告と講演の会 予稿集 P
、58(昭和54年10月) (7) 昭和53年 日本原子力学会 秋の分科会予稿
集 G47(昭和55年10月) (注)動態は、「昭和53年までに浸出率その他を評価
し、良好な組成としてG−2tl−選択した。OaO、
ZnOの浸出率への影響は顕著でなく、BaO、TiO
2の影曽は、少量で効果がある。」(原子力学会昭56
年学会要旨集F31)表1の「ガラス組成二G2」は、
再処理工場のほう珪酸ガラス固化体の代表的組成と目さ
れているものであるが、この表かられかるように、組成
中8102 が大半を占め、B2O3は約14重量%、
Na2Oは約10重量%に過ぎない。このため、若しこ
れと同じ組成を用いてPWRはう酸ナトリウム廃液から
ガラス質固化体を作ったとしても減温効果の著しく悪い
ものとなる。
第3図は、現在知られている再処理廃液用のほう珪酸ガ
ラスフリットの組成を示す三成分系図であるが、諸外図
で使用されているものも含めてB2O3及びNa2Oの
含有量は極めて少なく、かつ5i02 含有量が多い。
なお、第6図中には、比較の為本発明の5i02 を含
まないB203− N G20− zno系ガラス固化
体のフリットの組成も示されている。なお、第3図は昭
和55年日本原子力学会秋の分科会予稿集F9が出典で
ある。
また、ガラスハンドブックの「五2 放射性廃棄物のガ
ラス化」の欄中、はう珪酸系ガラスの項に示されたドイ
ツにおける1例では、はう酸分とナトリウム分の含有量
が比較的多く、B2O317〜20 モル%、Na2O
10〜25 % ルチとなっているが、多量のS i 
02 を含むうえ未だ減容効果は十分ではない。
〔発明の構成〕
本発明は、Na2OとB2O3の%/l/比が0.10
乃至Q、60の範囲内にある加圧水型原子炉から排出さ
れる放射性はう酸すl−IJウム廃液の固形分とZnO
またはZnOとA 403及び/又はcaoとの混合物
よシなるガラス質同溶体であって、ガラス買置容体中の
ZnO含有量が10モル係乃至40モモルであるか、又
はZnO含有p 10モル係乃至40モル係であ’I 
、At203及び/又けOaOの含有量が3モルチ乃至
10モル係でかっ、ZnOとA 740g及び/又はC
’aO(D合計が45モル係を越えない組成のガラス質
固溶体、その製造方法及び製造装置である。
本発明者は、PWRから排出されるほう酸ナトリウムを
主成分とするほう酸ナトリウム濃縮廃液は、成分的にみ
てナトリウム(Na)とほう素(E)のモル比がZnO
又はZnOとA A203 r及び/又はCaOを第3
成分とする三成分又は四成分ガラスを形成するのに極め
て適したモル比であること、上記第三成分の添加量が比
較的少量でも水にとけにくいガラス状物質となシ、かつ
、も′との濃縮廃液の体積にくらべ、著しい減容効果が
えられることおよびほう戯ナトリウムと、ZnO又はZ
nOとA11a3及び/又はCaOとの混合物はマイク
ロ波を良く吸収するためマイクロ波照射によシ容易にガ
ラス化できることを見出だし、PWRはう酸ナトリウム
廃液に主たる添加物としてZnOあるいは加熱溶融後に
ZnOとなりうる亜鉛の無機化合物又はこれとAt20
3及び/又はOaOとを添加し、マイクロ波照射により
ガラス状の放射性廃棄物の高減容牢固化物を作る方法お
よびその装置に関する本発明をなすに到った。
本発明の固化処理の対象であるPWRはう酸ナトリウム
廃液の性状は比較的安定しておシ、温度75±5℃の温
度で測定してはう素の濃度20.000〜21.000
 ppn+ (Bとして)であり、水素イオン濃度(p
H)はほぼa5±0.5の範囲内である。
廃液中の全固形分濃度は廃液を中和する際のナトリウム
化合物の添加量によシ若干変動するが、はぼ10±2重
量%の濃度であシ、その成分は主としてほう酸ナトリウ
ムであるが、他の成分として数百ppm程度の妹酸イオ
ン、塩素イオンおよび百ppm以下の)ん酸イオン、リ
チウムイオン及び固体状けん濁物を含むにすぎず、実質
的には正はう酸と水酸化ナトリウムを混合した弱アルカ
リ性の濃厚水溶液にほぼ近いものである。
はう素の濃度がほぼ21.000 ppmのほう酸ナト
リウムの水溶液について、ナトリウムとほう素のモル比
と、水溶液のpHの関係を調べた所、一定の関係がある
ことが判った。この関係を第5図に示す。
第5図は、縦軸にH3B onとNaOHの水溶液のp
H値をとシ、横軸にHa とBのモル比又はNaOHと
H3B O3の重量比をとシ、はう素の濃度が21.0
00 ppmのほう酸す) IJウム容液におけるpH
とほう酸ナトリウムの組成との関係を示したものであっ
て、この外、一定のNa とBのモル比に対応するほう
酸ナトリウムの蒸発乾固物の100〜200℃での性状
をも示している。
第5図から判るように、pHがaOから9.0の範囲内
においては、 Na とBのモル比はほぼ027から0
.43の範囲内にあり、pHが7.5から95の範囲内
においてはNa とBのモル比はほぼ0.15からα5
6の範囲内にあり、pHが高くなるに従ってNa とB
のモル比は大となる。
PWRから排出されるほう酸ナトリウム廃液は、予備濃
縮した後、固化装置に移送されて来るが、蒸発装置及び
移送タンクその他ポンプ、配管、バルブ等は主にステン
レス鋼で作られておフ、これらのステンレス鋼の腐食を
防止する為、該廃液に苛性ソーダ又は炭酸ソーダ等を加
えpHを中性からアルカリ性に調節している。従って同
化装置に送られて来る予備濃縮された廃液は、そのバッ
チ毎にpHはZO乃至9.5の範囲でばらついている。
しかしながら、小口で次々に搬送される濃縮廃液を濃縮
廃液受入タンクに受入れた場合、廃液は均質化され、そ
のpH値はほぼaOから9.0の範囲内に納まっている
本発明者等は、PWRから排出されるほう酸ナトリウム
廃液の固化法として減容効果の大きいものを見出だすべ
く研究を続けている中、次のことを見出だした。
即ち、ガラスハンドブック(作花、境野、高欄m:朝食
書店、昭和50年)の883頁乃至901頁に、第一成
分としてB2O3、第二成分としてNa2O,そして他
の金属酸化物を第三成分とする三成分系ガラスのガラス
化領域が記載されているが、本発明者等は、これらの三
成分系ガラスのガラス化領域と、第5図に示すほう酸ナ
トリウム水溶液におけるNa とBのモル比を対比した
結果第三成分が5in2. At2o3. ′BeO。
PbO、ZnO、Bi2O3,Li2O、Zr、02.
 TiO2゜(3uO,0aOf)るいはMgoであ 
、二 −るものは、いずれもNaとBのモル比[lL6
以下、即ち5 N a20・5B203 の組成比を上
限として、それよJNa20 の比率が少ない組成領域
ではガラス化出来ることを見出だした。即ちpH9,6
以下のPWR’はう酸ナトリウム廃液はいずれも上記全
屈酸化物ヲ第三成分とする三成分系としてガラス化しう
ること全見出だした。
一方、放射性屏棄物を取シ扱う設備においては、保守点
検員の放射線被ばく量を低減する為、放射線遮蔽壁の内
側に置く機器の数を減らすことが望ましいことから、加
熱のためには、加熱源設備を遮蔽壁の外側に設置でき、
しかも伝熱面を削除できるマイクロ波照射加熱が望まし
い。
そこで、検討した結果、前記の三成分系ガラスフリット
とNa2OとB2O3は何れも915 MH2ないし2
450 MH2のマイクロ波をよく吸収し、加熱できる
ことを確認できた。
そこで、先づ原子力発電所等における使用条件と入手性
を考慮して、5i02. A/703. PbO。
ZnO、ZrO2,TiO2,OuO、OaO及びMg
o e夫々第三成分とする三成分系ガラスと、Na2O
とB2O3のみからなる二成分系ガラスを実験室的規模
で作成し、直径2〜3 cm 、厚さ1.5〜2αの塊
状資料2作成し、これを常温の純水中に浸漬して溶出試
験を行ない、各ガラスの耐水性を調べた。
その結果、5i02. PbO、CuOを第三成分とす
る三成分系ガラスおよびNa2OとB2O3のみの二成
分からなるガラスは、Na の溶出量が多く、本発明の
目的とするガラス質固溶体としては全く不適当なもので
あった。またZ r 02 、T i 02及びMgO
を第三成分とするガラスについてもNaの溶出量及び溶
融ガラスの流動性の面からみて満足すべきものではなか
った。
これに対し、ZnOを第三成分とするガラスはHa の
溶出量が極めて少なく、且つ減容効果も優れているばか
シでなく、強度も満足すべきもZnOについで、At2
03. C!ao f第三成分とするガラスが耐水性の
点で優れていた。第4図に本発明で得られるガラス質固
溶体と、他の方法による固化体との体積比を示す。
そこで、マイクロ波照射加熱によシ、ガラス化領域内で
、第6図に試験した範囲として示した範囲内で種々の組
成のB20g −Na2O−ZnO三成分系ガラスを製
造し、耐水性を確認するため、前記と同様にNa イオ
ンの溶出量を測定した。
第6図のガラス化限界については、ガラスハンドブック
(作花、境野、高橋編、昭和50年)の886頁の図8
.24’)拡大して読みとったものである。
前記の測定結果を第7図に示す。
第7図においては、横軸は浸漬時間を示し、縦軸はNa
 の溶出率を示す。
また、A/403− Na20−ZnO三成分系ガラス
についても、第8図に試験した範囲として示した範囲内
で、種々の組成のガラスを前記と同様に製造し、且つH
a の溶出試験を行なった。
第8図のガラス化限界については、ガラスハンドブック
884頁図8.14を拡大して読み取ったものである。
前記溶出試験の結果を第9図に示す。
第9図においても横軸は浸漬時間を示し、縦軸はNa 
の溶出率を示す。
ZnOf−第三成分とするガラスについては第6図に示
すように、Na2OとB2O3のモル比が1=10から
3=5の範囲内にあって、ZnOの添加量が7から57
モル%の範囲内の組成領域のものについて試験を行った
結果、NanoとB2O3のモル比が1:10から3:
5の範囲内でがっZnOの添加量が10から40モル%
の範囲のものは実用的であシ、耐水性と減容効果の両者
が良好な組成領域は、Na2OとB2O3のモル比がl
l]、1から0,45の範囲内であって、かつZnOの
添加量が13から38モル%の範囲内の領域にあるもの
であることが判った。
そして、第5図から判るようにNa2OとB2O3のモ
ル比が0.1から145の範囲のほう酸ナト、リウム溶
液は、pwiはう酸ナトリウム濃縮廃液を模擬したほう
素の濃度21.0’00 ppmでpa6.5から9.
1のものに相当するので、ZnOを第三成分として固化
処理するのに、PWRはう酸ナトリウム廃液は最も適し
たNa2OとB2osのモル比のものであることが判っ
た。
At203を第三成分とするガラスについては、第8図
に示すようにNa2OとB2O3のモル比が1ニアから
3:5の範囲内であって、At203の添加量が7から
27モル%の組成範囲のものについて試@を行った結果
、耐水性と減容効果が良好な範囲はNanoとB2O3
のモル比が1:6から5:5の範囲内であって、かつ八
403の添加量が13から23モル%の範囲内の領域の
ものであることを確認した。NanoとB2O3のモル
比が1=3から3:5の範囲内にあるものは、第5図か
ら判るように、PWRはう酸ナトリウム濃縮廃液のpH
a5から9.6の範囲内のものに相当する。
第7図と第9図との対比から、ZnOを第三成分とする
三成分系ガラスの方がAAzO3に第三成分とする三成
分系ガラスよりも耐水性が遥かによ(、ZnO’i第三
成分とするのが、耐水性の点でPWRqう酸ナトリウム
廃液のガラス質固溶体をつくるのに最もよい。
なお、ZnO系三成分ガラスの場合、原料であるほう酸
ナトリウム廃液のpH値が高くなるにつれて即ちNa2
OとB2O3のモル比が高くなるにつれて生成するガラ
スの耐水性が若干悪くなるのに対し、At20s系三成
分ガラスにおいては、はう酸ナトリウム廃液のpH値が
高い程耐水性が向上する。そこでZnO系三成分ガラス
の上記欠点を補正する為に、A t203を補助成分と
して加えた所、pHが9〜9.6の範囲のほう酸ナトリ
17A廃液を用いてB203− N a203− Z 
n Oの三成分ガラスをつくる場合には、At203を
3〜10モル添加することにより上記欠点が改善される
ことを見出だした。同様のことはカルシウムについても
認められた。
PWRはう酸ナトリウム廃液には不純物として、百pp
m以下の濃度ではあるが、リチウム(Ll)、カルシウ
ム(Oa)、マグネシウム(Mg)、クロム(Or)、
鉄(?e )、シん酸イオン(PO4T3)およびンリ
カ(S102)が含まれているが、これら不純物はいず
れもガラス成分となシうる物質で、1、Na2O−E2
0g −ZnO三成分系ガラスの耐水性に支障を及ぼさ
ない。
また、第5図に示すように、Na とほう素のモル比は
溶液のpHに依存しているので、ガラス質固溶体をつく
る際pHを測定することによシ、該モル比を知ることが
可能である。
さて、マイクロ波照射加熱により放射性廃棄物をガラス
固化する方法として、特開昭55−9111「放射性廃
棄物のガラス固化法およびガラス固化装置」(東芝)、
特開昭55−121897「マイクロ波照射による廃棄
物の処理方法」(神戸製鋼)、特公昭5B−22280
「スラリの乾燥・溶融固化法」(神戸製鋼とベルゴニュ
ークンア共願)が出願されている。また、亜鉛を含むほ
う硅酸ガラスの例としては、特公昭57−56040 
「放射性物質含有体の製法」(西独ユーリッヒ)などが
ある。
特開昭55−9111に記載のガラス形成物質は、5A
7%sio□、 17.5%B2O3,12,5%Na
no、 s、 O% At203、2.5%OaO%2
.5%ZnOであシ、シリカが大半をしめ、BiO2と
1la20がすぐなく、かつZnOの量がすぐない点で
組成的に本発明と基本的に異なる。
特開昭55−121897は、ガラス固化物を作る際の
容器としてマイクロ波を吸収し溶融しやすいガラス質ま
たはセラミック質の容器を使い、容器ごと固化物にしよ
うとするものであシ、5i02− B2O30aO−B
aO−Al2O3ガラスやEIi02. At203.
 OaO、Mho 、Ra20 、K2O。
PI)O、B2O3,0aF2などを構成成分とするガ
ラス質またはセラミック質のものを用いておシ、5i0
2 を含む点およびZnOを構成成分としていない点で
本発明と異なる。
特公昭58−22280は、装置の構成が一部類似して
いるものの、原料が原子力発電所等の原子力施設から排
出される蒸発缶底濃縮排液、化学法でんスラッジ等と一
般的表現にとどまり、かつ、その粉粒体がそれ自体でガ
ラス状固化物を形成しないものであるときは、該粉粒体
をEIi02. OaO、MgO、Nano 、At2
03. K2O。
PbO、C!aF2などを含むガラス質またはセラミッ
ク質容器とともに一体的に溶融することとしており、亜
鉛を主成分の一つとしていない点で本発明と基本的に異
なる。
特公昭57−56040に示されている組成物は35%
5i02、16fOAt203、8%B2O3、N a
20、3%Lid2、5%cao、1.s%Mg0 。
13.5%BaO51% ZrO2、5%TiO2,4
,5% ZnOであシ、組成的に本発明と異なる。
亜鉛を比較的多量に含むガラス同化体の例として、JA
FiRニーMsz−oo7「高レベル放射性廃棄物ガラ
ス固化体の充填容器用金属材料のm1食性についてJ(
1982年2月 日本原子力研究所)の第2表に掲載の
[73−I Fr1t Jがおる。このフリットの組成
は37%SiO□、2 El 9 % ZnO1!5.
5 % Na2O、5,5% K2O。
2.0%Sr0,2.0%BaO、Z O% Oao 
、2.0 %Mgoであシ、7リカを多量に含み、かつ
、ボロンを含まぬ点で本発明と組成的に異なる。
Bla20とB20のモル比がo、15がらQ、50(
7)B20− Na20−− ZnO三成分系ガラスを
マイクロ波照射加熱によυ作シ、温度20’Cでガラス
固化物の密度を測定し、第1o図に示す結果をえた。
10図において実線は理論値を示し、式中XMはZnO
のモル係を示す。
このガラス固化物の密度は2.0以上であり、固化物の
密度として要求される「比重1.2Ji大きく上廻って
いる。
NanoとB2O3のモル比が約1:5のB203−N
a2O−ZnO三成分系ガラスの実測密度をもとに、ボ
ロン濃度21.000 ppmのPWRはう酸ナトリウ
ム廃液を本発明の方法にょ多周化したときの減容効率を
めた結果を、第11図に示す。なお、横軸はモル係では
なく、型針パーセント表化及びアスファルト固化におけ
る減容率も示した。
第11図は、本発明のガラス質固溶体は、アスファルト
固化法ちるいはプラスチック固化法で得られる固化物に
くらべ、減容効率が遥かに大であることを示している。
他の方式との対比゛のため、Na2OとB2O3のモル
比が1=3のほう酸ナトリウム水溶液と針入940−6
0のストレートアスファルトヲ用い、固形分混入率はぼ
40%wt のアスファルト固化物から純水中へのNa
 浸出率と第7図に示す本発明のB2O3−Na2O−
ZnO三成分ガラスから純水中へのNa溶出−率を比較
したところ、第6図に良好な範囲として示す組成のガラ
スのNa溶出率は、アスファルト固化物のNa浸出率と
同程度かそれよシもすぐないことが確められた。
第3図に示すように本発明のガラス組成は諸外国の再処
理工場のガラス用化体用フリットの組成と明らかに異な
るものである。
f) ZnOを形成する亜鉛化合物例えばZnCO3゜
Z’n(OH)2. Zn(IJO3)2 なども使用
しうる。たyし、Z n Ot2は、廃液中に含有式れ
ている放射性の鉄あるいはマンガン等を揮発し易い塩化
物に変える恐れがあるので望ましくない。
つぎに、図面に基いて本発明のガラス質固溶体の製造並
びに製造装置について、更に詳しく説明する。
tデう酸ナトリウム廃液は、該廃液を蒸発乾固し、粉末
化する過程において、該廃液の主成分であるほう酸ナト
リウムが特異な挙動をする。
その挙動に応じて固化装置の構成を若干変更する必要が
ある。
この特異な挙動について説明すると、はう酸ナトリウム
廃液が濃縮されて行き、固体結晶となる直前にほう酸ナ
トリウムが水アメ状の流動性をもった高粘性物質となる
ことがある。このような高粘性物質となるがどうかは、
主として廃液のpHに依存している。即ち、第5図の上
部に示すように、pH7,7〜′?、0の範囲内の廃液
を用いた場合、廃液の蒸発乾固物は100〜200℃の
温度で高粘性物質となる。これを更に加熱し温度を上げ
ると急に膨、張し、カラメルあるいはポツプコーン状の
多孔質の固体となる。
なお、100〜200℃の温度で粉状体となるpH値に
相当する廃液の蒸発乾固物も更に加熱芒れ、結晶水を失
うとき同様に膨張する。
上記の高粘性物質を生成するpH領域の廃液を使用する
場合、これに対応しうるように構成した装置の例を第1
2図に示す。
つぎに第12図に基いて本発明の詳細な説明する。
第12図において、1は廃液供給タンク、2は攪拌機、
6は廃液循環ポンプ、4は廃液供給ポンプ、5は蒸発機
、6は復水器、7はオフガス冷却器、8はオフガス処理
装置、9はオフガス排気ファン、10は加熱用流体導入
管、11は耐水性向上材用ホッパ、12は攪拌機、16
は加熱脱水器、14は排出機、15は攪拌機、16は乾
燥粉化機、17はマイクロ波発生装置、18は導波管、
19はコンベア、20は溶融炉、21はマイクロ波発生
装置、22は導波管、23は冷却器、24は固溶体容器
、25はプレフィルタを示す。
予備濃縮されボロン濃度20.000〜21.000p
pm (Bとして)となっているほう酸ナトリウム廃液
は、廃液供給タンク1iC受は入れられる。
攪拌機2と廃液循環ポンプ3で廃液を攪拌循環しながら
、廃液をサンプリングし廃液中のほう酸ナトリウムの量
を化学分析操作によシ定量し、添加すべき耐水性向上剤
の量を計算する。無機の亜鉛化合物を主体とする耐水性
向上材は計量ののち耐水性向上材ホッパ11から廃液供
給タンクに投入される。耐水性向上材の沈降を防止する
ため攪拌機2と固化廃液循環ポンプは常時運転しておく
調整がすんだ廃液は廃液供給ポンプ4により一定流量で
蒸発機5へ供給され、廃液中の水分を除去するため蒸発
濃縮される。
蒸発した水蒸気は復水器6へ導かれる。湿つた空気を主
体とする非凝縮ガスはオフガス冷却器7に入シ、余剰水
分を除かれ、粗フィルタ、高性能フィルタ、活性炭フィ
ルタ等からなるオフガス処理装置8で浄化され、オフガ
ス排気ファン9を通って排出される。
蒸発機5の加熱用流体導入管10から導入される加熱用
流体は水蒸気または熱媒油であるが、電熱加熱あるいは
高周波誘導加熱あるいは低周波誘導加熱により加熱して
もよい。
蒸発機5の型式は遠心薄膜蒸発機であフ、本来はここで
廃液の蒸発・乾燥・粉末化ができる機能を兼備している
。しかし固化処理すべき廃液の量が多い場合は年間の稼
動時間が長くなるため、蒸発機5の内部ロータ羽根と伝
熱面の摩耗が問題となってくる。また、前出のpH=7
.7から9.0の時の高粘性物質を扱う場合はトルクが
増大し、蒸発機5の駆動モータの馬力が大きくなシすぎ
る。そこで摩耗とトルク増大の問題をさけるため、蒸発
機5では乾燥・粉体化までは敢えて行なわず、蒸発残存
分が重力流下で固化蒸発機5の下部から加熱脱水器13
に流下できる程度までしか蒸発濃縮させないようにする
加熱脱水器13に流れ込んだ蒸発残存分は攪拌機12で
攪拌されつつ、加熱用流体で加熱され、さらに蒸発処理
をうける。この10から導入される加熱用流体は蒸発機
5の加熱用流体と同じく水蒸気または熱媒油であるが、
電熱加熱あるいは高周波誘導加熱あるいは低周波誘導加
熱で加熱してもよい。加熱脱水機15でさらに蒸発され
た蒸発残存分は未だ水分を含むものの流動性が著しく悪
化しているため排出機14によシ強制的に乾燥粉化機1
6へ排出される。なお、この排出作業は蒸発機5の運転
が休止しているときに回分的に行なわれる1、加熱脱水
器13で蒸発した水蒸気は復水器6に導かれる。
この加熱脱水器においては、蒸発機5で水アメ状に濃縮
された廃液を更に濃縮し、濃い水アメ状乃至は水アメと
ザラメが混合した状態にまで濃縮されるが、乾燥状態と
なシ膨張することがあるので、このような場合には加熱
脱水器中の攪拌機12によシ砕かれる。
乾燥粉化機16に入った蒸発残存物は、乾燥用のマイク
ロ波発生装置から導°波管18によって導かれるマイク
ロ波の照射?受け、残留水分5%以下の乾燥体となる。
蒸発残存物の大半はほう酸ナトリウムであシ、結晶水を
失う過程で多孔質の塊にふくれあがるため攪拌機15に
よシ砕き、粉粒体化し後段への移送に支障ないようにす
る。マイクロ波の放電を防止するために乾燥粉化機16
へ吹き込まれたノく−ジ空気と蒸発残存物から蒸発した
少量の蒸気はプレフィルタ25を通ってオフガス冷却器
7へ導かれる。
乾燥粉化機16で乾燥粉粒化された蒸発残存物はコンベ
ア19により溶融炉20に回分的、半回分的あるいは連
続的に供給され、溶融用のマイクロ波発生装置21から
導波管22により導かれたマイクロ波の照射を受け溶融
し、ガラス質の溶融物となる。この溶融物は溶融炉20
の排出口から順次溢流し冷却機23に流下する。
放射性廃棄物の固化体の最終処分方針が確立されていな
い現状においては小塊または小片のガラス固化物となし
、これを中間減容体としておいた方が将来確立されるで
あろう固化体に関する基準に対応しやすく、かつ本発明
による固化物の減容効果が著しく高いため、不規則形状
の小塊あるいは破片としてドラム缶などの容器に充てん
することによって生じる空間がもたらす減容効果の低置
率は十分おぎなって余りあることの二つの観点から、第
12図は不規則形状の小塊あるいは破片として200t
ドラム缶に中間減容体として充てんする装置の例を示し
た。
即ち本発明の方法によるガラス質溶融物は、空冷、水噴
霧、水中への流し込み等の冷却手段によシ容易に不規則
形状の小塊あるいは破片とすることができることから、
冷却機23は空冷、水噴霧あるいは水冷機構をもち、か
つ水平回転円板あるいは横行コンベアを内蔵し、一端か
らガラス質溶融物を受け入れ、他端から冷却して小塊ま
たは破片となったガラス質固溶体を排出できる搬送機構
よシなるものである。
冷却機23から排出される上記ガラス質固溶体は、20
0tドラム缶などの固溶体容器24に入れられる。
溶融炉20および冷却機23から出る排気は、プレフィ
ルタ25を通してオフガス冷却器7へ導く。
ついで第13図に示す他の実施例について説明する。
第13図に示す装置は、第12図に示す装置において乾
燥粉化機16t−削除し、加熱脱水機13において蒸発
機5からの蒸発残存物をマイクロ波照射により加熱乾燥
粉体化し、この生成物を直接溶融炉20に供給するよう
にすると共に、加熱脱水機13の加熱源とする為にマイ
クロ波発生装置からの導波管18を加熱脱水器13に結
合した点において、第12図に示した装置と異なる。こ
の装置は、にう酸ナトリウム廃液の処理量が少なく、か
つ、廃液を蒸発乾固する過程で生ずる高粘性物質の生成
が少なく、蒸発機5へのトルク負荷が少なく、かつ、濃
縮乾燥度を高めても蒸発機5の下部排出口から濃縮物の
排出に支障のない性状の廃液を固溶化するのに適した装
置である。
なお、廃液供給タンク、耐水性向上剤ホッパー等並びに
冷却機等は第12図に示すものと同じであるので省略し
た。
第13図中各符号は符号26.26”i除いて第12図
で説明したのと同じ意味を有し、符号26.26’ガス
切換弁を示す。
廃液供給ポンプ4を通して供給されたZnOを主剤とす
る耐水性向上剤を混合されたほう酸ナトリウム廃液は蒸
発機5で蒸発濃縮される。a絹物は、第12図に示す装
置を用いる場合と同程度又はそれ以上に濃縮されて加熱
脱水機13へ排出される。加熱脱水機13に受入れられ
た濃縮物の量が所定の量に達したら蒸発機5を停止し、
その上部排出口の弁も閉じる。加熱脱水器13は、その
加熱用流体導入管からの加熱流体によシ約160℃に加
熱し、一方攪拌機12を運転し、蒸発機5からの濃縮物
をさらに蒸発濃縮し、できる限シ水分を除去する。この
間に発生する水蒸気は復水器6に導く為、弁26を閉じ
弁26′を開いておく。水分を可能な限シ除去しておく
のは、ひきつソいて行うマイクロ波照射による加熱乾燥
に際し水蒸気によるマイクロ波放電が起るのを防止する
為である。
ついで弁26′・を閉じ弁26を開いて加熱脱水器中で
生成するガスがプレフィルタ25に流れるようにした後
、マイクロ波発生装置17から導波管18を通してマイ
クロ波を導き、マイクロ波加熱によシ、加熱脱水器中の
蒸発残存物を乾燥し、粉体化する。乾燥された粉体はつ
いでコンベア19によシ溶融炉20に送られ、マイクロ
波発生装置21から導波管22により導かれるマイクロ
波にLり照射され、溶融してガラス質の溶融物となる。
その後は、第12図に示すのと同様に冷却固化される。
つぎに、廃液の処理量が少ない為、遠心薄膜蒸発缶型の
蒸発機5に使う必要がなく、回分式にタンク状加熱機で
水分を徐々に蒸発させても処理能力的に支障のない場合
の小容量の固化装置の例を第14図に示す。
第14図において各符号は27.27’を除いて第12
図ないし第16図で示す符号と同じ意味を有し、符号2
7.27’は廃液供給タンク1の廃液循環ポンプ3の出
口側配管中に設けた廃液切換弁である。
第14図に基いて本発明の固化装置の他の実施例を説明
すると、廃液循環ポンプ3の出口側廃液切換弁27′ヲ
閉じ27を開いてZnOを主剤とする耐水性向上剤を混
合てれたほう酸ナトリウム廃液を加熱脱水器に満たした
後、該廃液切換弁27を閉じ27′を開ける。ついで攪
拌機12で攪拌しながら、加熱用流体導入管10よ勺導
入される加熱用媒体によシ加熱し、廃液を回分的に徐々
に蒸発濃縮する。この間発生する蒸気は復水器6に流れ
るように弁26.26’を操作しておく。加熱用流体に
よる蒸発濃縮が終ったら、ガス切換弁26′ヲ閉じ、2
6を開いて発生する水蒸気等がプレフィルター25に流
れるようにした後、マイクロ波発生装置17を起動し、
導波管18を通してマイクロ波を導き、化する。なおこ
の間攪拌様12で攪拌を継続しておく。つ−いて第12
図に基いて説明したのと同様に乾燥粉体はマイクロ波照
射によりガラス質固化物とする。
第12図、第13図および第14図に示す装置において
はZnOを主剤とする耐水性向上剤ホッパは、廃液供給
タンクに結合されているが、既に述べたように、耐水性
向上剤ホラ−くは加熱脱水機あるいは乾燥粉化機に接続
するように構成してもよい。
また、第12図、第13図及び第14図に示す装置にお
いては、ガラス質固溶体は、小塊状または破片状の中間
減容体として円筒状の固溶体容器に充填するものである
が、容器が円筒状の場合には容器間に空隙が生じて望ま
しくない。
そこで容器は直方体状の角型容器とするのが好ましい。
即ち、円筒状容器は廃棄物保管食用に貯蔵する際に、竪
置きに積み重ねるにしろ、横置きの俵積みとするにしろ
、円筒状容器相互間に間隙が生ずる為、保管庫の空間ス
ペースを有効に利用できないが、角形容器では保管庫の
空間スペースをよ)有効に利用することができる。
固溶体容器の内容積を有効に活用し、第11図に示す如
き減容効果を得る為にはガラス質固溶体を一体化してブ
ロック状固溶体として固溶体容器に封入または充填する
のが好ましい。このような目的を達成する為の装置を第
15図および第16図に示す。
これらの装置は、第12図乃至第14図に示した装置と
は溶融固化工程のみが異なるので、第15図および第1
6図においては、この異なる部分を中心に示している。
第15図及び第16図において、符号28は乾燥粉体ホ
ッパ、29はフィーダ、6oは急冷防止ヒータ装置、3
1は容器昇降装置、32は容器コンベア、36は徐冷室
、54は入口扉、35は出口扉を示し、その他の符号は
第12図乃至第14図で示した符号と同じ意味を有する
。。
先づ第15図に基いて説明する。
第15図に示す装置においては、乾燥粉体を溶融炉20
においてマイクロ波照射によシ溶融した後、生成したガ
ラス質溶融物を冷却することなく直接容器に注入し、徐
冷しつつ固溶体容器中で一体のブロック状ガラス質固溶
体が生成される。
即ち乾燥粉化機16からコンベア19を経て送られてき
た乾燥物は、−たん乾燥粉体ホッパ28に貯められたの
ち、フィーダ29によシ溶融炉20に送り込まれ、溶融
用のマイクロ波発生装置21から導波管22によシ導び
かれたマイクロ波の照射をうけ溶融しガラス質となる。
溶融ガラス質は溶融炉20の出口よシ流下し固化体容器
24に入る。ガラス質が急冷して割れることを防止する
ため固化体容器24はヒータを内蔵する急冷防止ヒータ
装置30の中に保持され、溶融ガラス質の受入れ量が規
定量に達したら、容器昇降装置61を用い固化体容器2
4を容器コンベア32の上におろし、徐冷室33の入口
扉54をひらき該固化体容器を容器コンベア32によシ
徐冷室33の中に入れる。
徐冷を終った固化体容器は徐冷室33の出口扉35よシ
出す。
第16図に示す装置においては、固化体容器24を溶融
炉20の下半分として用いるインキャン溶融方式とした
点が第15図と異なる。
なお、第12図から第16図に示す装置構成例にあって
、マイクロ波照射する加熱脱水器13、乾燥粉化機16
および溶融炉20に接続する管、ダクトおよび攪拌機1
2、攪拌機15の軸封部には、マイクロ波の漏洩を防止
するための電波じゃへいおよびチョークシール等を施す
必要がある。
以上、PWRから排出されるitう酸ナトリウム濃縮廃
液の減容固化方法およびその装置について説明したが、
PWR設備から排出される放射性洗たく排水濃縮廃液お
よび/又は放射物質雑固体焼却炉の粉体状焼却残留物を
該はう酸ナトリウム濃縮廃液と混合した後、本発明方法
に従って減容固化するときは、本発明で得られるガラス
状面容体中に、前記放射性物を封じ込めた形のガラス状
固溶体を製造することができる。
〔発明の効果〕
本発明において用いるZnOは他の金属酸化物に比し耐
水性向上効果が著るしくその添加量も少量で十分である
本発明の固溶体は、第17図に示すB203−Na2O
−5i02 三成分ガラスの如く分相領域がないので、
組成的な制限を受けない。
またB2O3−Na2O−ZnOの三成分系はマイクロ
波を良く吸収し、容易に加熱溶融しうるため、ガラス質
化が容易である。
【図面の簡単な説明】
第1図および第2図は、従来のアスファルト固化法によ
る減容効果を示す図、第5図はほう珪酸ガラス三成分系
図、第4図は各種の固化体の体積の比を示す図、第5図
はほう酸ソーダ水溶液のpHとN a /Bモル比を示
す図、第6図はNa2O−B2O3−ZnOガラスの三
成分系図、第7図はNazO−1%O2−ZnO三成分
ガラスのNa溶出率を示す図、第8図はNano −B
2O3−At203ガラスの三成分系図、第9図はNa
2O−B2O3−AQO3三成分ガラスのNa 溶出率
を示す図、第10図はNa2O−B2O3−ZnO三成
分ガラスの密度を示す図、第11図は本発明のガラス質
固溶体と、プラスチック固化体及びアスファルト固化体
の減容倍率を示す図、第12図、第13図、第14図、
第15図及び第16図は本発明のガラス質固溶体を製造
する装置の具体例を、第17図はNa2O−B20! 
−5i02 ガラスの三成分系図を示すものである。 1・・・廃液供給タンク、5・・・蒸発機、6・・・・
復水器、7・・・オフガス冷却器、8・・・オフガス処
理装置、11・・・耐水性向上剤ホッパ、16・・・加
熱脱水器、16・・・乾燥粉化機、1721・・・マイ
クロ波発生装置、18,22・・・導波管、20・・・
溶融炉、23・・・冷却機、24・・・固溶体容器、2
5・・・プレフィルタ、28・・・乾燥粉体ホッパ、3
0・・・冷却防止ヒータ装置、63・・・徐冷室 出願人 株式会社 荏原製作所 出願人 吉 嶺 桂 第1図 第2図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、Na2OとB2O3のモル比が0.10乃至a60
    の範囲内にある加圧水型原子炉から排出される放射性は
    う酸ナトリウム廃液の固形分と、ZnOまたはZnOと
    A t2o3及び/又はCaOとよシなるガラス買置容
    体であって、ガラス質固溶体中のZnO含有量から10
    モル%乃至40モル%であるガラス質固溶体。 Z 加圧水型原子炉から排水される放射性はう酸ナトリ
    ウム局液の固形分のNa2OとB2O3のモル比が0.
    15乃至0.45の範囲内にある特許請求の範囲第1項
    記載のガラス質固溶体。 五 ガラス質固溶体中のZnO含有量が13モル%乃至
    58モル%の範囲内にある特許請求の範囲第1項又は第
    2項記載のガラス質固溶体。 4、 ガラス質固溶体中のZnO含有量がち10モル%
    乃至40モル%であシ、Al403及び/又はOaOの
    含有量が3モルチ乃至10モルチであって、ZnOとA
    t203とOaOの合計が43モル%をこえない特許請
    求の範囲第1項第2項又は第6項記載のガラス質固溶体
    。 5 加圧水型原子炉から排出される放射性はう酸ナトリ
    ウム廃液の固形分のN a20とB2O3のモル比が[
    L45乃至0.60の範囲内にある特許請求の範囲第4
    項記載のガラス質固溶体。 & Na2OとB2O3のモル比が[1L10から0.
    60の範囲内にある加圧水型原子炉から排出される放射
    性はう酸ナトリウム濃縮廃液又はその乾燥物に、無機の
    亜鉛化合物を主成分とする耐水性向上材を、該廃液の蒸
    発乾固残分と該耐水性向上剤の混合物をしゃく熱溶融し
    、ガラス質固溶体を生成させたときの該固溶体中のZn
    Oの含有量が10モル%から40モル%の範囲内となる
    ような割合で混合した後、該混合物を加熱脱水溶融させ
    B203−Nano −ZnOを主成分とするガラス質
    固溶体を製造することを特徴とする前記放射性廃液の減
    容固化方法。 7、Na2OとB2O3のモ/l/比が0.15から0
    .45の範囲内にある放射性はう酸ナトリウム濃縮液又
    はその乾燥物を用いる特許請求の範囲第6項記載の減容
    固化方法。 a ガラス質同化物中のZnO含有量が13モモル係ら
    38モモル係範囲内となるような割合の無機の亜鉛化合
    物を主成分とする耐水性向上剤を混合する特許請求の範
    囲第6項又は第7項記載の減容固化方法。 9、 放射性はう酸ナトリウム濃縮廃液のpHがB6乃
    至9,6の範囲内のものを用いる特許請求の範囲第6項
    ないし第8項の何れかに記載の減容固化方法。 1α 放射性はう酸ナトリウム濃縮液のpHが7.0乃
    至91の範囲内のものを用いる特許請求の範囲第6項な
    いし第9項の何れかに記載の減容固化方法。 11、放射性tなう酸ナトリウム濃縮廃液の濃縮物又は
    これと耐水性向上剤との混合物の乾燥に915±S O
    MHzないし245G±50 MHzのマイクロ波照射
    加熱法を用いる特許請求の範囲第6項ないし第10項の
    何れかに記載の減容固化方法。 12、放射性はう酸ナトVウム濃縮液の乾燥物々耐水性
    向上剤との混合物の加熱脱水溶融に915±S OMH
    zないし2450±50 MHzのマイクロ波照射加熱
    法を用いる特許請求の範囲第6項ないし第11項の何れ
    かに記載の減容固化方法。 1五 放射性はう酸すh IJウム濃縮液、該濃縮液を
    更に濃縮した段階の高濃縮液及び/又は乾燥物に耐水性
    向上剤を添加する特許請求の範囲第6項ないし第12項
    の倒れかに記載の減容固化方法。 14、 無機の亜鉛化合物としてZnO、ZnC!03
    ゜Zn(OH)2.6るいはzn(uoa)z又はこれ
    らの何れかの混合物?用いる特許請求の範囲第6項ない
    し第13項の何れかに記載の減温固化方法。 15、耐水性向上剤が亜鉛化合物とA k 03とよシ
    なシ、かつ生成したガラス質固溶体中のZnOの含有量
    が10モル係から40モル%%AIJ203の含有量か
    ら3モル係から1oモルチの範囲内であって、かつ、z
    nOとAt20gの合計量が43モル係を越えないよう
    な割合で、前記耐水性向上剤を混合する特許請求の範囲
    第6項乃至第14項の何れかに記載の減温固化方法。 16、Na2OとB20モ/l/比が0.43乃至0.
    60 (7)範囲内のものである特許請求の範囲第15
    項記載の減温固化方法。 1Z 耐水性向上剤ホッパ(11)を備えた廃液供給タ
    ンク(1)、遠心薄膜式蒸発機(5)、加熱脱水器(1
    U 、導波管(18)にょシマイクロ波発生装置(17
    )と結合されかつ攪拌機を備えた乾燥粉化器(16)及
    び導波管(22)によシマイクロ波発生装置ff1(2
    1)と結合された溶融炉(20) fcこの順序で配管
    及び粉体移送手段で結合してなる、Na2OとB2O3
    のモル比がB1乃至B6の範囲内の加圧水型原子炉から
    排出される放射性は、う酸ナトリウム廃液の固形分と、
    10モル係乃至40モyp%のイt¥「゛1o工、チ乃
    至4o、、係の2゜0と△ 6モル係乃至10モモル係A t、o3及び/又はOa
    Oとよシなす、ZnOとAl3O3及び/又はCaOの
    合計が43モル%t−越えない組成のガラス質固溶体を
    製造する装置。 1a 溶融炉(20)に冷却装置(23)を付加した特
    許請求の範囲第17項記載のガラス質固溶体を製造する
    装置。 19 溶融炉(20)の溶融ガラス質固溶体の出口側に
    固化体容器を収容する急冷防止ヒ〜り装RC50)及び
    固化体容器の徐冷室を設けた特許請求の範囲第17項記
    載のガラス質固溶体と製造する装置。 20、溶融炉(20)をインキャン溶融方式とした特許
    請求の範囲第17項記載のガラス質固溶体を製造する装
    置。 21、耐水性向上剤ホッパ(11) Th備えた廃液供
    給タンク(1)、遠心薄膜式蒸発器(5)、導波管(1
    8)によシマイクロ波発生装置(17)と結合され、か
    つ攪拌機を備えた加熱脱水器(13)及び導波管(22
    )によシマイクロ波発生装置(21)と結合てれた溶融
    炉(20) ’k、この順序で配管及び粉体移送手段で
    結合してなる、Na2OとB2O3のモル比が0.1乃
    至0.6の範囲内の加圧水型原子炉から排出される、放
    射性はう酸ナトリウム廃液の固形分と、100モル%至
    400モル%ZnO又は10モルチ△ 乃至400モル%ZnOと3モル%乃至100モル%A
     t20g及び/又はOaOとよりなシ、ZnOとAt
    203及び/又はOaOの金目が433モル%越えない
    組成のガラス質固溶体を製造する装置。 22、耐水性向上剤ホッパ(11)を備えた廃液供給タ
    ンク(1)、導波管(18)によりマイクロ波発生装置
    (17)と結合されかつ攪拌機を備えた加熱脱水器(1
    3)及び導波管(22)によりマイクロ波発生装置(2
    1)と結合された溶融炉(20) i、この順序で配管
    及び粉体移送手段で結合してなるN a20とB2O3
    のモル比α1乃至0.6の範囲内の加圧水型原子炉から
    は10モル95!=40モル係のZn と3モル%乃至
    100モル%At203及び/又はCaOとよシなり、
    ZnOとA/、203及び/又はCaOの合計が433
    モル%越えない組成のガラス質固溶体を製造する装置。
JP58144452A 1983-08-09 1983-08-09 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置 Granted JPS6036999A (ja)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58144452A JPS6036999A (ja) 1983-08-09 1983-08-09 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置
FR8412575A FR2550654B1 (fr) 1983-08-09 1984-08-08 Solution vitreuse solide, procede et dispositif de reduction de volume de solution de dechets radio-actifs
DE19843429376 DE3429376A1 (de) 1983-08-09 1984-08-09 Verfahren und vorrichtung zur volumenreduktion und verfestigung einer radioaktiven abfalloesung
US06/841,036 US4710266A (en) 1983-08-09 1986-03-20 Apparatus for subjecting a radioactive sodium borate waste solution to volume reduction and solidification
US06/924,146 US4725383A (en) 1983-08-09 1986-10-27 Process for volume reduction and solidification of a radioactive sodium borate waste solution

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58144452A JPS6036999A (ja) 1983-08-09 1983-08-09 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6036999A true JPS6036999A (ja) 1985-02-26
JPH0450555B2 JPH0450555B2 (ja) 1992-08-14

Family

ID=15362566

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58144452A Granted JPS6036999A (ja) 1983-08-09 1983-08-09 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置

Country Status (4)

Country Link
US (2) US4710266A (ja)
JP (1) JPS6036999A (ja)
DE (1) DE3429376A1 (ja)
FR (1) FR2550654B1 (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10504111A (ja) * 1995-06-14 1998-04-14 カンパニー ジェネラル デ マティエーレ ニュークリエーレ 溶融炉下部への容器係合のためのシールシステム
KR20210071643A (ko) * 2019-12-06 2021-06-16 한국원자력연구원 방사성 탄소를 포함하는 탄산염 광물의 고형화 방법
KR20220056649A (ko) * 2020-10-28 2022-05-06 한국원자력연구원 방사성 탄소를 포함하는 탄산염의 고화체 제조방법 및 이를 이용하여 제조된 고화체

Families Citing this family (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63145997A (ja) * 1986-07-04 1988-06-18 株式会社荏原製作所 放射性廃棄物の固化方法
US4950449A (en) * 1986-08-27 1990-08-21 General Electric Company Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors
JP2781566B2 (ja) * 1988-05-02 1998-07-30 株式会社日立製作所 放射性廃棄物のセメント固化方法及び固化体
US4935171A (en) * 1989-01-27 1990-06-19 Vestar, Inc. Method for vesicle formation
US5022329A (en) * 1989-09-12 1991-06-11 The Babcock & Wilcox Company Cyclone furnace for hazardous waste incineration and ash vitrification
US7108808B1 (en) * 1990-04-18 2006-09-19 Stir-Melter, Inc. Method for waste vitrification
US7120185B1 (en) 1990-04-18 2006-10-10 Stir-Melter, Inc Method and apparatus for waste vitrification
US5211808A (en) * 1990-11-13 1993-05-18 Savant Instruments Microwave heating in a vacuum centrifugal concentrator
US5120342A (en) * 1991-03-07 1992-06-09 Glasstech, Inc. High shear mixer and glass melting apparatus
US5319669A (en) * 1992-01-22 1994-06-07 Stir-Melter, Inc. Hazardous waste melter
US5324485A (en) * 1992-08-12 1994-06-28 Martin Marietta Energy Systems, Inc. Microwave applicator for in-drum processing of radioactive waste slurry
US5434333A (en) * 1992-09-18 1995-07-18 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for treating materials for solidification
JPH10337401A (ja) * 1997-03-12 1998-12-22 Nukem Nuklear Gmbh 含塩溶液の濃縮のための方法及び装置
US6145343A (en) 1998-05-02 2000-11-14 Westinghouse Savannah River Company Low melting high lithia glass compositions and methods
US7449131B2 (en) * 2004-10-06 2008-11-11 Terry Industries, Inc. Techniques and compositions for shielding radioactive energy
US8015726B2 (en) * 2005-06-23 2011-09-13 Whirlpool Corporation Automatic clothes dryer
US20110224474A1 (en) * 2010-03-09 2011-09-15 Kurion, Inc. Advanced Microwave System for Treating Radioactive Waste
HU1000378D0 (en) 2010-07-19 2010-11-29 G I C Ipari Szolgaltato Es Kereskedelmi Kft Method and apparatus for transforming salts and acids containing boron and/or solutions thereof into solid borosilicate at low temperature
FR2996677B1 (fr) 2012-10-04 2018-11-16 Onet Technologies Nd Matrice d’immobilisation de dechets radioactifs comprenant au moins des sels alcalins et procede d’immobilisation de ces dechets radioactifs comprenant au moins des sels alcalins pour obtenir la matrice d’immobilisation
CN108231232B (zh) * 2018-03-05 2024-02-23 四川固力铁环保工程有限责任公司 一种高放射性核工业废料微波加热处理装置
CN108198643B (zh) * 2018-03-05 2024-02-23 四川固力铁环保工程有限责任公司 一种高放射性核工业废料微波加热处理系统
CN115738324A (zh) * 2022-10-10 2023-03-07 中广核工程有限公司 核电厂放射性废物干燥处理系统
CN118184159B (zh) * 2024-03-08 2024-09-20 中核四川环保工程有限责任公司 一种放射性泥浆酸溶液玻璃固化体及其制备方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55127199A (en) * 1979-03-22 1980-10-01 Kobe Steel Ltd Drying and melt solidifying method of slurry
JPS56168198A (en) * 1980-05-29 1981-12-24 Mitsubishi Metal Corp Method of solidifying with glass radioactive waste solution

Family Cites Families (45)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
USRE23049E (en) * 1946-08-19 1948-11-23 Ophthalmic glass
FR1307309A (fr) * 1961-09-12 1962-10-26 Commissariat Energie Atomique Traitement des solutions résiduaires de combustibles nucléaires irradiés du type uranium-molybdène
US3464932A (en) * 1968-09-06 1969-09-02 Corning Glass Works X-ray absorbing glass compositions
DE2010683B1 (de) * 1970-03-06 1971-07-15 Jenaer Glaswerk Schott & Gen Entglasungsfestes Borosihkatglas mit geringer Eigenradioaktivität und hoher Durch lassigkeit bis 350 nm sowie guter Verarbeit barkeit
JPS51124048A (en) * 1975-04-23 1976-10-29 Ebara Corp Device for disposing of waste fluid by taking advantage of asphalt
JPS5289799A (en) * 1976-01-20 1977-07-27 Ebara Corp Treating method of radioactive waste liquid
DE2611689C3 (de) * 1976-03-19 1979-01-11 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Verfahren zum Einschließen von radioaktiven Spaltprodukten
GB1589466A (en) * 1976-07-29 1981-05-13 Atomic Energy Authority Uk Treatment of substances
DE2657265C2 (de) * 1976-12-17 1984-09-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung von aus der Wiederaufarbeitung von Kernbrenn- und/oder Brutstoffen stammenden radioaktiven Abfallflüssigkeiten in einer Matrix aus Borsilikatglas
JPS6012366B2 (ja) * 1977-12-20 1985-04-01 関西電力株式会社 放射性粒状樹脂の連続微粒化方法
JPS6046680B2 (ja) * 1977-12-20 1985-10-17 関西電力株式会社 洗剤含有放射性廃液の固形化方法
JPS554562A (en) * 1978-06-27 1980-01-14 Ebara Mfg Method of processing radioactive liquid waste
JPS6019478B2 (ja) * 1978-07-06 1985-05-16 株式会社 東芝 放射性廃棄物のガラス固化法及びガラス固化装置
US4274976A (en) * 1978-07-14 1981-06-23 The Australian National University Treatment of high level nuclear reactor wastes
DE2831316C2 (de) * 1978-07-17 1984-12-20 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Abfallbeseitigungsverfahren für rutheniumhaltige salpetersaure Spaltproduktlösungen
JPS5575699A (en) * 1978-12-04 1980-06-07 Ebara Mfg Solidification method
JPS5815080B2 (ja) * 1979-01-17 1983-03-23 株式会社荏原製作所 固形化方法
JPS55112263A (en) * 1979-02-23 1980-08-29 Ebara Corp Method and apparatus for manufacturing solidified asphalt
JPS55112600A (en) * 1979-02-23 1980-08-30 Ebara Mfg Method of stopping operation of asphalt solidification
JPS55121897A (en) * 1979-03-10 1980-09-19 Kobe Steel Ltd Treatment of waste material by microwave irradiation
US4341915A (en) * 1979-03-13 1982-07-27 Daidotokushuko Kabushikikaisha Apparatus for filling of container with radioactive solid wastes
JPS5841480B2 (ja) * 1979-04-28 1983-09-12 株式会社荏原製作所 放射性ほう酸塩廃液の固形化方法
JPS5684599A (en) * 1979-12-14 1981-07-09 Ebara Mfg Method of heating radioactive waste solidifying device
JPS5696300A (en) * 1979-12-28 1981-08-04 Ebara Mfg Method and apparatus for solidifying radioactive waste
US4277286A (en) * 1980-02-19 1981-07-07 Corning Glass Works Lead-free glasses of high x-ray absorption for cathode ray tubes
US4409137A (en) * 1980-04-09 1983-10-11 Belgonucleaire Solidification of radioactive waste effluents
JPS56158998A (en) * 1980-05-14 1981-12-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Method of reducing volume of and treating radiowative liquid waste
DE3023183A1 (de) * 1980-06-20 1982-01-14 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur endlagerung von borathaltigen radioaktiven abfaellen durch verglasen
US4424149A (en) * 1980-06-20 1984-01-03 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Method for ultimate disposition of borate containing radioactive wastes by vitrification
JPS5730000A (en) * 1980-07-31 1982-02-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Method of treating radioactive waste liquid
JPS5931040B2 (ja) * 1980-09-12 1984-07-30 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の造粒装置
JPS5756040A (en) * 1980-09-22 1982-04-03 Toshiba Corp Catalyst body for purification of waste combustion gas
JPS5760073A (en) * 1980-09-27 1982-04-10 Fujitsu Ltd Plasma etching method
JPS5946893B2 (ja) * 1980-10-24 1984-11-15 動力炉・核燃料開発事業団 ガラス化溶融炉の起動方法
DE3045878C2 (de) * 1980-12-05 1986-01-23 Rheinisch-Westfälisches Elektrizitätswerk AG, 4300 Essen Verfahren zum Verfestigen von flüssigen, Borsäure enthaltenden Abfällen aus dem Primärkühlkreislauf von Kernkraftwerken
JPS6046394B2 (ja) * 1981-07-06 1985-10-15 工業技術院長 高レベル放射性廃液のガラスによる固化処理方法
US4388353A (en) * 1981-07-22 1983-06-14 Michael Ladney, Jr. Method and apparatus for applying enamels
JPS5817398A (ja) * 1981-07-23 1983-02-01 株式会社東芝 放射性廃棄物の固化処理方法
JPS5822280A (ja) * 1981-07-24 1983-02-09 日本電気株式会社 吊下ケ−ブルの伸び補正装置
DE3131276C2 (de) * 1981-08-07 1986-02-13 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen
JPS58127199A (ja) * 1982-01-24 1983-07-28 株式会社東芝 原子炉非常冷却装置
DE3209250C2 (de) * 1982-03-13 1986-01-23 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren und Einrichtung zur Reinigung des Ofenabgases einer Verglasungsanlage
JPS58204395A (ja) * 1982-05-24 1983-11-29 株式会社神戸製鋼所 放射性廃液の固化処理方法
DE3225514C1 (de) * 1982-07-08 1984-03-22 Mannesmann AG, 4000 Düsseldorf Hochstromzufuehrung fuer einen Lichtbogen-Doppelherdofen
JPS5948699A (ja) * 1982-09-13 1984-03-19 株式会社神戸製鋼所 放射性物質で汚染されたコンクリ−トの処理方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55127199A (en) * 1979-03-22 1980-10-01 Kobe Steel Ltd Drying and melt solidifying method of slurry
JPS56168198A (en) * 1980-05-29 1981-12-24 Mitsubishi Metal Corp Method of solidifying with glass radioactive waste solution

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10504111A (ja) * 1995-06-14 1998-04-14 カンパニー ジェネラル デ マティエーレ ニュークリエーレ 溶融炉下部への容器係合のためのシールシステム
KR20210071643A (ko) * 2019-12-06 2021-06-16 한국원자력연구원 방사성 탄소를 포함하는 탄산염 광물의 고형화 방법
KR20220056649A (ko) * 2020-10-28 2022-05-06 한국원자력연구원 방사성 탄소를 포함하는 탄산염의 고화체 제조방법 및 이를 이용하여 제조된 고화체

Also Published As

Publication number Publication date
FR2550654B1 (fr) 1987-09-18
FR2550654A1 (fr) 1985-02-15
DE3429376C2 (ja) 1993-06-03
US4725383A (en) 1988-02-16
DE3429376A1 (de) 1985-02-28
US4710266A (en) 1987-12-01
JPH0450555B2 (ja) 1992-08-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS6036999A (ja) 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置
Quintas et al. ZrO2 addition in soda-lime aluminoborosilicate glasses containing rare earths: Impact on the network structure
KR101657109B1 (ko) 방사성 배출액의 밀폐를 위한 알루미노-보로실리케이트 글래스 및 방사성 배출물 처리방법
US4514329A (en) Process for vitrifying liquid radioactive waste
Jantzen Development of glass matrices for high level radioactive wastes
US4940865A (en) Microwave heating apparatus and method
US4424149A (en) Method for ultimate disposition of borate containing radioactive wastes by vitrification
Sobolev et al. Vitrification processes for low, intermediate radioactive and mixed wastes
CN114566303B (zh) 一种包容含钼放射性废物的改性透辉石玻璃固化体的制备方法
JPH09171096A (ja) 放射性廃棄物の処理方法およびその処理装置
JP6989568B2 (ja) 放射性廃棄物固化体の製造方法
Cheng et al. Immobilize Nd2O3 as simulated nuclear waste in silicate-apatite glass-ceramics
CN110291592B (zh) 用于处理流体废物的方法
CN114068057B (zh) 放射性废物的玻璃固化处理方法
JP3809045B2 (ja) 沸騰水型原子力発電所から生じた低レベル放射性湿潤廃棄物の共固化方法
EP0155418A2 (en) Method of volume-reducing disposal of radioactive wastes
Bingham et al. Glass development for vitrification of wet intermediate level waste (WILW) from decommissioning of the Hinkley Point ‘A’site
JPS599598A (ja) 廃滓塊状物をつくる方法
JP2001027694A (ja) 放射性濃縮廃物質の固化体及び該固化体の製造方法
Paterson et al. Novel glass formulations for post-operational clean out of highly active storage tanks
JPS646439B2 (ja)
Kobelev et al. Full‐Scale Cold Crucible Test on Vitrification of Savannah River Site SB4 HLW Surrogate
JPS646438B2 (ja)
Stefanovsky et al. Cold crucible vitrification of Hanford HLW surrogates in aluminum–iron–phosphate glass
Kamel et al. Synthesis and characterization of a Mo-rich aluminoborosilicate glass by a double melt process