JPS6067900A - 放射性廃棄物充填方法 - Google Patents
放射性廃棄物充填方法Info
- Publication number
- JPS6067900A JPS6067900A JP17422683A JP17422683A JPS6067900A JP S6067900 A JPS6067900 A JP S6067900A JP 17422683 A JP17422683 A JP 17422683A JP 17422683 A JP17422683 A JP 17422683A JP S6067900 A JPS6067900 A JP S6067900A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- waste
- container
- shielding
- filling
- level
- 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.)
- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、放射性廃棄物の充填容器への充填方法に係り
、特に充填後の廃棄物容積の減容に好適な充填方法に関
する。
、特に充填後の廃棄物容積の減容に好適な充填方法に関
する。
従来の放射性廃棄物の充填方法に関しては、充填容器と
して、日本工業規格Ｚ−１６００「鋼製オープンドラム
（２０ＯＡ）ｊに規定されている２００ｔドラム缶、又
は多重のコンテナ（主として角型）が用いられ、容器の
光面線量率の確保の必要性により、ドラム缶（コンテナ
）の内外又は外側に遮蔽を施す等の措置がとられている
。遮蔽を施した状態での表面線量率は、放射性同位元素
等車輛運搬規則にて規定されており、容器表面で２００
ミリレム毎時１表面から１ｍｌ［Ｉれた位置において１
０ミリレム毎時でおる。同科学技術庁長官の特別の許可
を得たものについては、容器表面において１０００ミリ
レム毎時、表面から２メ一トル離れた位置において１０
ミリレム毎時とされている。
して、日本工業規格Ｚ−１６００「鋼製オープンドラム
（２０ＯＡ）ｊに規定されている２００ｔドラム缶、又
は多重のコンテナ（主として角型）が用いられ、容器の
光面線量率の確保の必要性により、ドラム缶（コンテナ
）の内外又は外側に遮蔽を施す等の措置がとられている
。遮蔽を施した状態での表面線量率は、放射性同位元素
等車輛運搬規則にて規定されており、容器表面で２００
ミリレム毎時１表面から１ｍｌ［Ｉれた位置において１
０ミリレム毎時でおる。同科学技術庁長官の特別の許可
を得たものについては、容器表面において１０００ミリ
レム毎時、表面から２メ一トル離れた位置において１０
ミリレム毎時とされている。
通常の廃棄物においては、表面にて２００ミリレム毎時
、表面より１ｍ離れた位置において２１０ミリレム毎時
の規準が適用されており、この基準を遵守するため、次
の方法が採られている。
、表面より１ｍ離れた位置において２１０ミリレム毎時
の規準が適用されており、この基準を遵守するため、次
の方法が採られている。
（１） 充填した放射能量に応じて必要十分々遮蔽（厚
）を確保する。
）を確保する。
（２）遮蔽（厚）に応じて、充填する放射能１を制限す
る。
る。
（３）上記（１）と（２）を組み合わせる。
評価例として、原子炉の停止時のＮ置である廃炉（デコ
ミッショング）時の廃棄物を考慮する。
ミッショング）時の廃棄物を考慮する。
評価条件の一例として、１００万ｋＷ ＲＭ子方力発電
所おいて、設計寿命４０年の間、７５％の稼動率で運転
されたとし、原子炉圧力容器（ＦＬ Ｐ Ｖ ｌ内の炉
心付近において、中性子により放射化され、高レベル（
１０６マイクロキユーリー毎ダラム以上）として発生す
る廃棄物を考える。
所おいて、設計寿命４０年の間、７５％の稼動率で運転
されたとし、原子炉圧力容器（ＦＬ Ｐ Ｖ ｌ内の炉
心付近において、中性子により放射化され、高レベル（
１０６マイクロキユーリー毎ダラム以上）として発生す
る廃棄物を考える。
本高しヘル廃棄物（５ｘ １０’マイクロキユーリー毎
ダラム）を充填率３３％にて第１図に示す内寸法１立方
メートルのコンテナに収容するものとし１表面線量率を
２００ ミＩＪレム毎時以下とするに必要な遮蔽厚は、
遮蔽材を鉄とした場合、第２図に示す如く約３４センチ
メートルとなる。
ダラム）を充填率３３％にて第１図に示す内寸法１立方
メートルのコンテナに収容するものとし１表面線量率を
２００ ミＩＪレム毎時以下とするに必要な遮蔽厚は、
遮蔽材を鉄とした場合、第２図に示す如く約３４センチ
メートルとなる。
第１図のコンテナにおいて、１は（放射性）廃棄物充填
エリア、２は、廃棄物の遮蔽体を兼ねたコンテナ構造体
、３は廃某物投入口兼遮蔽蓋スペース、４はコンテナ移
動用のフックである。
エリア、２は、廃棄物の遮蔽体を兼ねたコンテナ構造体
、３は廃某物投入口兼遮蔽蓋スペース、４はコンテナ移
動用のフックである。
嶋２図において、横軸は、上記高レベル廃棄物の廻りに
施した遮蔽厚（遮蔽材は鉄）であり、縦軸は、遮蔽厚に
対応する表面線量率である。
施した遮蔽厚（遮蔽材は鉄）であり、縦軸は、遮蔽厚に
対応する表面線量率である。
上記の結果より、高レベル廃棄物を嵩容積で１立方メー
トル（重量的２．６トン）収容する際には、遮蔽材を含
めて１辺約１．７メーートルの角型容器（重量約３１ト
ン）が必要となり、容積で約５倍、Ｍ量で約１３倍の度
棄物としての取扱いが必要と力る。
トル（重量的２．６トン）収容する際には、遮蔽材を含
めて１辺約１．７メーートルの角型容器（重量約３１ト
ン）が必要となり、容積で約５倍、Ｍ量で約１３倍の度
棄物としての取扱いが必要と力る。
一方、発電所で発生する汚染した低レベル廃棄物につい
ても、汚染拡大および遮蔽の必要により上記高レベル廃
棄物とは別に、コンテナに収容されている。本低廃棄物
について同様に必要送蔽厚を評価すると、低レベル廃棄
物（比放射能を１０マイクロキユーリー毎ダラムと仮定
）については、□約３センチメートルの遮蔽厚が必要と
なり、容積テ約１．２ 倍、Ｍ量で約１．５倍の廃棄物
としての取扱いが必要となる。
ても、汚染拡大および遮蔽の必要により上記高レベル廃
棄物とは別に、コンテナに収容されている。本低廃棄物
について同様に必要送蔽厚を評価すると、低レベル廃棄
物（比放射能を１０マイクロキユーリー毎ダラムと仮定
）については、□約３センチメートルの遮蔽厚が必要と
なり、容積テ約１．２ 倍、Ｍ量で約１．５倍の廃棄物
としての取扱いが必要となる。
これら高および低レベル廃棄物は、それぞれ単独に、収
容されており、発電所に設置されている廃棄物貯蔵庫の
必要スペースの増大、廃棄物の移動輸送等の取扱工数の
増大となっている。
容されており、発電所に設置されている廃棄物貯蔵庫の
必要スペースの増大、廃棄物の移動輸送等の取扱工数の
増大となっている。
本発明の目的は、上記欠点を克服し、対象廃棄物に対す
る容器充填後の容積を減少させる充填方法を提供するこ
とにある。
る容器充填後の容積を減少させる充填方法を提供するこ
とにある。
処理対象となる（固体）放射性廃棄物は、比放射能の高
い、高レベル廃棄物の他、比放射能の低い低レベル廃棄
物に分けられる。高レベル廃棄物は低レベル放射能に較
べ、遮蔽厚を厚くする必要があるが、本発明においては
、低レベル廃棄物自身を高レベル廃棄物の遮蔽体として
利用することにより、対象廃棄物以外の遮蔽材の使用を
極力少なくして、充填処理後の廃棄物総容積を小さく押
えることを特徴としている。
い、高レベル廃棄物の他、比放射能の低い低レベル廃棄
物に分けられる。高レベル廃棄物は低レベル放射能に較
べ、遮蔽厚を厚くする必要があるが、本発明においては
、低レベル廃棄物自身を高レベル廃棄物の遮蔽体として
利用することにより、対象廃棄物以外の遮蔽材の使用を
極力少なくして、充填処理後の廃棄物総容積を小さく押
えることを特徴としている。
本発明の原理を第３図を用いて説明する。第３図は本発
明の構造を模式的に表現したものでおる。
明の構造を模式的に表現したものでおる。
即ち、紀３図（イ）の如く多重構造となったコンテナを
想定し、中心部に高レベル廃棄物１１、その廻りに低レ
ベル廃棄物１２、更にその廻りにコンテナ構造体および
遮蔽材１３が設置されている。１２は、充填される廃棄
物であると共に、１１に対する遮蔽材の役割を果してい
る。１３は、コンテナ全体の構造体であると共に、前記
した放射性同位元紫等車輛運搬規則に示されている表面
線量率２００ミリレム毎時、および表面から１メ一トル
離れた位置でのを間線景率１０ミリレム毎時を遵守する
ための遮蔽体となっている 実施ρりとして、放射能濃度が５ Ｘ １０６マイクロ
キユーリー毎ダラムの高レベル廃棄物を上記１１、に嵩
容積で１立方メートル光填するものとする。
想定し、中心部に高レベル廃棄物１１、その廻りに低レ
ベル廃棄物１２、更にその廻りにコンテナ構造体および
遮蔽材１３が設置されている。１２は、充填される廃棄
物であると共に、１１に対する遮蔽材の役割を果してい
る。１３は、コンテナ全体の構造体であると共に、前記
した放射性同位元紫等車輛運搬規則に示されている表面
線量率２００ミリレム毎時、および表面から１メ一トル
離れた位置でのを間線景率１０ミリレム毎時を遵守する
ための遮蔽体となっている 実施ρりとして、放射能濃度が５ Ｘ １０６マイクロ
キユーリー毎ダラムの高レベル廃棄物を上記１１、に嵩
容積で１立方メートル光填するものとする。
この際充填密度は、高レベル廃棄物の形状を考慮して、
約２．６グラム毎立方センチメートルとする。
約２．６グラム毎立方センチメートルとする。
更に１２として、放射能調度１ｏマイクロキューリー毎
ダラムの鉄製廃棄物を考ＭＬ、、：ｚより直角方向に６
０センチメートルの厚さとする。この際１２の充填密度
は、約３．９グラム毎立方センナメートルとする。上記
の条件下で１３に必要となる遮蔽厚さは、第４図に示さ
れる如く、約３センチメートルと評価される。第４図に
おいて横軸は、１２表面を起点とした遮蔽厚さであり、
ｐ軸は遮蔽厚さに対応する表面線量率である。
ダラムの鉄製廃棄物を考ＭＬ、、：ｚより直角方向に６
０センチメートルの厚さとする。この際１２の充填密度
は、約３．９グラム毎立方センナメートルとする。上記
の条件下で１３に必要となる遮蔽厚さは、第４図に示さ
れる如く、約３センチメートルと評価される。第４図に
おいて横軸は、１２表面を起点とした遮蔽厚さであり、
ｐ軸は遮蔽厚さに対応する表面線量率である。
次の実施例として、第３図［Ｆ］）に示す如くコンテナ
の構造が四重になった場合を評価する。
の構造が四重になった場合を評価する。
本発明によれば、高放射性廃棄物のしゃ・＼い材を、新
規に使用することなく、充填容器に入れる必要のある低
放射能性廃棄物を用いることにより充填後の廃棄物容器
容量を低減するととができる。
規に使用することなく、充填容器に入れる必要のある低
放射能性廃棄物を用いることにより充填後の廃棄物容器
容量を低減するととができる。
更に廃棄物容積の低減により、輸送工数、被曝部・の低
減、更には、貯蔵エリア又は処分地の低減等が可能にな
る。
減、更には、貯蔵エリア又は処分地の低減等が可能にな
る。
第１図は、従来の高レベル廃棄物の充填容器を示す概念
図、第２図は、高レベル廃棄物を充填した場合の遮蔽厚
と表面線１軍を表わすグラフ、第３図は、本発明の充填
方法を示す原理図である。 第４図は、本発、明の実施例における辿蔽厚と赤面線量
率を示すグラフである。 １・・・廃棄物充填エリア、２・・・遮蔽材、３・・・
廃棄物投入口および蓋スペース、４・・・コンテナ移動
用フック、Ｌｌ・・・高レベルｇ乗物、ｔ ２・・・低
レベル廃棄物、１３・・・（＆）低レベル廃棄物、１４
・・・遮蔽材。 茅１ 固 （８〕 茅４巳 遮＆４（Ｃ九）
図、第２図は、高レベル廃棄物を充填した場合の遮蔽厚
と表面線１軍を表わすグラフ、第３図は、本発明の充填
方法を示す原理図である。 第４図は、本発、明の実施例における辿蔽厚と赤面線量
率を示すグラフである。 １・・・廃棄物充填エリア、２・・・遮蔽材、３・・・
廃棄物投入口および蓋スペース、４・・・コンテナ移動
用フック、Ｌｌ・・・高レベルｇ乗物、ｔ ２・・・低
レベル廃棄物、１３・・・（＆）低レベル廃棄物、１４
・・・遮蔽材。 茅１ 固 （８〕 茅４巳 遮＆４（Ｃ九）
Claims (1)
- １、 放射性物質を充填する容器を多重構造とし、前記
容器に、放射能レベルめ高い廃棄物を内側に、放射能レ
ベルの低い廃棄物を外側に充填し、かつ、前記外側の放
射能レベルの低い廃棄物を圧縮・切断等の手段により、
充填密度を高めることを特徴とする放射性廃棄物充填方
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP17422683A JPS6067900A (ja) | 1983-09-22 | 1983-09-22 | 放射性廃棄物充填方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP17422683A JPS6067900A (ja) | 1983-09-22 | 1983-09-22 | 放射性廃棄物充填方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6067900A true JPS6067900A (ja) | 1985-04-18 |
Family
ID=15974926
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP17422683A Pending JPS6067900A (ja) | 1983-09-22 | 1983-09-22 | 放射性廃棄物充填方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6067900A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60205298A (ja) * | 1984-03-30 | 1985-10-16 | 三菱マテリアル株式会社 | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5798900A (en) * | 1980-12-12 | 1982-06-19 | Hitachi Ltd | Method of and apparatus for solidifying radioactive waste |
-
1983
- 1983-09-22 JP JP17422683A patent/JPS6067900A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5798900A (en) * | 1980-12-12 | 1982-06-19 | Hitachi Ltd | Method of and apparatus for solidifying radioactive waste |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60205298A (ja) * | 1984-03-30 | 1985-10-16 | 三菱マテリアル株式会社 | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
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