JPS6135400A - 核廃棄物包装設備 - Google Patents

核廃棄物包装設備

Info

Publication number
JPS6135400A
JPS6135400A JP14908785A JP14908785A JPS6135400A JP S6135400 A JPS6135400 A JP S6135400A JP 14908785 A JP14908785 A JP 14908785A JP 14908785 A JP14908785 A JP 14908785A JP S6135400 A JPS6135400 A JP S6135400A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
waste
equipment
module
compartment
contact
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
Application number
JP14908785A
Other languages
English (en)
Inventor
チヤールズ・ウイリアム・マロリー
ラルフ・エドモンド・ワツツ
ジヨセフ・ブライアン・パラデイノ
スイーブン・ジエイ・ウインストン
ビリー・クラーク・ストリツクリン
ジヨン・エドワード・ラゾー
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric 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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS6135400A publication Critical patent/JPS6135400A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21F9/34Disposal of solid waste

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Refuse Collection And Transfer (AREA)
  • Control Of Conveyors (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】 本発明は、一般的には、運搬容器に入った種々の放射能
レベルの核廃棄物を受け入れて、表面放射能カウント数
が充分に低く作業者が安全に取扱うことができかつ廃棄
物処分サイトに永久埋蔵することができる、モジュール
内部にL記廃棄物を緊密に詰めて充填する設備に関する
核廃棄物を包装する種々の方式が当該技術分野で知られ
ている。最も初期の方式では、廃棄物は単にその場で5
5ガロン入りの鋼製ドラムに充填されていた。その後、
ドラムを遠くの埋蔵場所に運搬した。ドラムの表面放射
能が作業員によって取り扱うには高すぎる場合も多く、
従ってドラムは長いブームを持つクレーンで処理してド
ラムを単純なみぞに落として込み埋蔵した。この方式は
、「キックアンドロール]方式と呼ばれている。しかし
ながら、この[キックアンドロール」方式は核廃棄物の
地中廃棄物方式としては、不満足なものであることが明
らかになった。みぞに充填された締まりのない土壌は、
みぞの側部を形成している密な土壌や、みぞの底部を形
成している密な岩石層よりも、遥かに透水率が高い。従
って、ドラムを取囲んでいる比較的締まりがない透水性
の土壌のために、みぞに多量の溜まり水が集まって、「
浴槽効果」と呼ばれている現象をひき起こす。最終的に
は、上記の溜まり水によって、みぞの内部に埋設された
鋼製ドラムの壁部が腐食されて崩壊してしまう。時間の
経過に伴いドラムの崩壊と土壌の押し固まりが進行し、
土壌の下降または沈下が起こり、みぞの上部にくぼみが
形成される。このくぼみに表面水が集まり、みぞが水を
集めてドラムの上方に溜まり水のプールが形成されると
言う悪い傾向がある。
その結果溜まり水の増加し、一段と沈下が進み、内部に
埋蔵されているドラムの腐食と崩壊が加速される。埋蔵
場所におけるドラムの腐食と崩壊がすすむと、埋蔵場所
を流れる地下水が放射能によって汚染される。
[キックアンドロール]方式の廃棄サイトに付随する土
壌の沈下と水の蓄積の問題を解決するために、放射線遮
蔽コンクリート包装体を利用する包装方式が開発された
。55ガロン入りのドラムの薄い壁部とは異なり、この
種のコンクリート包装体は厚い壁部を有するため、包装
体の表面放射能は長いブームを持つクレーンによって取
扱う必要がなくなる程度にまで減少する。包装体は作業
員によって安全に取扱うことができるようになる。更に
、壁の厚いコンクリート包装体は、地下水による劣化に
対する抵抗力が遥かに高い、使用に際しては、原子力発
電プラント等の廃棄物発生場所に壁の厚いコンクリート
包装体を運び込む。廃棄物を包装体の内部に直接投入し
て、原子カプラント現場で包装体を密封する。その後、
密封した包装体を遠隔地の廃棄サイトへ運んで埋蔵する
。これらのコンクリート包装体の表面放射能は低レベル
であるので、遮蔽フォークリフトを用いて他の容器類と
ともに通常の方式で埋蔵みぞの内部に積上げることがで
きる。
「キックアンドロール」方式で用いられたドラム型包装
よりも上記のコンクリート包装のほうが優れているけれ
ども、この包装方式にはそれに特有のいくつかの欠点が
ある。第一に、廃棄物を原子力発電プラントで包装して
遠くに位置する廃棄サイトに埋蔵するために、重いコン
クリート製の包装体を包装場所に搬入し包装場所から搬
出するのに多大の時間と労力が必要になる。第二に、原
子力発電プラントで隔離されていない状態で廃棄物を処
理するので、発生場所での包装処理中に事故が起こった
場合には、プラントが放射能で汚染される危険性がある
。第三に、−に記の方式では、コンクリート製の包装体
に投げ込まれる廃棄物のうちに液体状のものがあるか否
かを測定する装置が設けられていない。連邦規格では、
液状の廃棄物の埋蔵は厳しく禁じられており、このため
包装体に装入される廃棄物がどれも液体状ではないこと
を迅速にかつ便利に確認することは重要である。第四に
、上記の方式は、使用済みの制御棒のような高レベルの
廃棄物を処理するのに適当なものではない、何故なら、
包装体のコンクリート壁は包装物の表面放射能を許容レ
ベルにまで減少させるほど厚くはないからである。最後
に、コンクリート包装体の表面放射能が内部に充填され
た特定の廃棄物の放射能に応じて変化する。この方式で
は得られた包装体の表面放射能が作業員の直接的な取扱
い処理が可能な最大安全レベルを越えていないことを簡
便に確認する手段が設けられていない。
接触可能なレベル及び接触不可能なレベルの放射能を持
つ放射性廃棄物をモジュールの内部に包装して、モジュ
ールの表面放射能を作業員が安全に取扱うことができる
レベルを越えないようにできる包装方式が求められてい
る。理想的には、重い包装体の運搬量を最小限に切下げ
、包装工程で事故が発生したときに周囲区域の放射能汚
染を防止する何らかの手段を持つ包装方式が望まれる。
最後に、廃棄物中の液体の有無を測定できる方式でなけ
ればならない。
従って、本発明は、運搬容器に入った接触処理核廃棄物
及び遠隔操作処理設備の両力を受け入れる核廃棄物包装
設備であって、遠隔処理核廃棄物を処理する第一の独立
遮蔽区画と、接触処理廃棄物を処理する第二の独立遮蔽
区画と、前記の第一及び第二の設備区画の中間に配置さ
れていて二つの独立した設備区画に隣接した装入位置に
空のモジュール容器を位置させるモジュール運搬・積込
み区画とから成ることを特徴とする設備を提供する。
接触処理廃棄物を処理する区画と遠隔操作で廃棄物を処
理する区画の二つの区画に設備を分割しであるので、広
い範囲で変化する放射能を持つ廃棄物を安全に、しかも
最小の硬化な遠隔操作処理設備によって包装できる。
更に、接触処理区画及び遠隔操作区画の両方に共通のモ
ジュール運搬・積込み区画を使用しているので、種々の
廃棄物を埋蔵に適した永久的な形で封入するために必要
な機械の数量を節減できる。
設備の第一区画及び第二区画に独自の識別ステーション
を設けることができる。各識別ステーションには、廃棄
物の放射能レベルを測定し、液状の廃棄物の有無を調べ
る各種の放射線検出器及び超音波検出器を配設すること
ができる。更に、完成したモジュール容器の表面放射能
が所定レベルを越えるまでに特定のモジュールに充填で
きる廃棄物の数を示す信号を発生することができるコン
ピュータに、上記の放射線検出器及び超音波測定器の出
力を接続することもできる。封入しようとする廃棄物の
少なくともどれかが液体状であることが超音波検出器に
よって表示されたときには、警告信号を発するようにコ
ンピュータをプログラムしておくこともできる。最後に
、設備の接触処理区画及び遠隔操作区画の両方に、破損
した容器に入ったり規定に適合しない液体状で到着した
廃棄物を一時的に貯蔵するラグ穴と、破損した容器を修
理でき液体状の廃棄物を埋蔵可能な固体状に変換できる
独立遮蔽修理作業区域とを設けておくこともできる・ 設備のモジュール積込み・運搬区画には、設備の遠隔処
理核廃棄物区画及び接触処理廃棄物区画にそれぞれ隣接
する第一及び第二の平行レール設備を配設しておくこと
ができる。
モジュール積込み・運搬区画に、接触処理廃棄物区画及
び遠隔処理核廃棄物区画に隣接する装入位置にモジュー
ル容器を運搬するレール・カートを配置し、レール設備
が傾斜した床を持っていて重力によってレールΦカート
が装入位置へ転勤する構成にすることもできる。遠隔処
理核廃棄物をモジュールに充填している間、設備の接触
処理廃棄物区画を危険な放射能の被爆から隔離するため
に、設備の運搬・積込み区画に沿って遮蔽壁部を設備し
ておくこともできる。
最後に、設備の接触処理区画または遠隔操作区画の何れ
かから搬入されるモジュール容器に充填された廃棄物に
グラウトを注入する引き伸ばし可能な樋を持つ共通グラ
ウト注入ステーションを一つ配置することができる。
引き伸ばし可能な樋を持つ共通グラウト注入ステーショ
ンを使用することにより、設備の全体配置を設備内で使
用する包装機器の効率を最大に発揮させるような配置に
することができる。モジュールを運搬し埋蔵するための
費用を最小にするために、包装設備を廃棄サイトに近い
場所に位置させるのが好ましい。
〕・人 f 〈F 白 本発明をより明確に理解できるよう、以下に添付の図面
を参照しつつ2、本発明の好ましい実施例について説明
する。
全部の図面において、類似の参照符号は類似した部材を
示すが、まず第1図を参照して説明を始めると、本発明
の包装設備1は、建物の左側の遠隔処理核廃棄物包装区
画3と、建物の中央モジュール積込み・運搬区画60と
、建物の右側の接触廃棄物処理区画85とを取囲む4つ
の隔離壁2a、2b、2c及び2dを有する。遠隔操作
廃棄区画3と接触廃棄物処理区画85には、それぞれ、
貫通車道7及び87がある。これらの貫通車道で、遠く
の廃棄卸発生湯所からの比較的軽量の運搬容器(即ち、
ライナー55ガロン入り容器及LSA容器)に入った遠
隔操作または接触操作核廃棄物がトラック13及び95
によって比較的重い緊密モジュール200に搬入される
。好ましい実施例においては[13,5トン(30,0
00ボンド)を越える重量になることもある]充填済み
モジュール200を運搬する距離を最小にするために、
包装設備lによって充填されたモジュール200の最終
廃棄場所150は設備lに近接した位置にある。廃棄物
発生場所から遠く、しかも最終廃棄場所150に近くて
、隔離壁に取囲まれた包装膜4a1には主要な三つの利
点があることを最初に述べておかねばならない。第一に
、比較的重いモジュール200を廃棄物発生場所に運搬
する必要がない、第二に、包装時の事故により廃棄物発
生場所が汚染される可能性を回避できる。第三に、隔離
壁2a、2b、2c及び2dにより、包装時の事故によ
って廃棄場所150が汚染される可能性を最小にできる
次に、設備1の遠隔処理核廃棄物包装区画3について更
に詳細に説明すると、この区画3は搬送トラック13を
受け入れる入口(図示せず)及び出口11を持つ車道8
を有する。トラック13は、普通、米国運輸省(U、S
[1epart+5ent of Transport
ation)または米国原子力規制委員会(U、S、N
uclear RegulatoryComm1ssi
on)が承認した再使用可ず駈な遮蔽運搬カスタ15に
核廃棄物を入れて運搬できる。
遮蔽運搬カスタ15の内部には、廃棄物を収納する金属
またはプラスチック製のライナー(図示せず)が施され
ている。設@1の区画3は、更に、トラック13の床と
ほぼ同じ高さの処理プラットホーム18と、フック集合
体21を持つ遮蔽ベル19と、遠隔操作走行うレーン2
3とを有する。遮蔽ベル19は、好ましくは、非接触廃
棄物から出る放射能の量を許容レベルに減少させるに充
分な厚さの鉛塗膜を持つ鋼製の外皮から形成されている
。クレーン23は、電気モータ作動プーリー装置27を
介して、遮蔽ベル18のフック集合体と着脱自在に接続
できる一次巻上げ機25を持つ。走行うレーン23は、
更に、−次巻上げ機25をX方向(貫通車道7の車道8
に平行な方向)に移動させる運び台29と、−次巻上げ
機25をY方向(設備lの前面に平行な方向)に移動さ
せるトロリー13とを有する。鉛直方向調整電気子−タ
作動プーリー装置27が運び台29及びトロリー33と
組合わされているので、走行うレーン23は運搬トラッ
ク13の運搬カスタ15の」二方で遮蔽ベルを揺動させ
、カスタ15から廃棄物収納ライナーを取上げ、ライナ
ーを処理プラットホーム18の所望位置に置くことがで
きる。この好ましい実施例においては、テレビによる監
視を通して操作される遠隔操作走行うレーン23を使用
したが1本発明の実施に当たっては既存の多くの種類の
遠隔操作クレー機構を使用できる。−次巻上げ機25に
加えて、走行うレーン23と遮蔽ベル18の中間に二次
巻上げ機35が接続されている。二次巻上げ機35は、
遮蔽運搬カスタ15の内部に配置されて廃棄物収納ライ
ナーと着脱自在に保合できる遮蔽ベル18の内部におけ
るケーブル及びフック(図示せず)の位置を制御する。
建物lの遠隔処理廃棄物区画3には、更に、運搬カスタ
I5の内部のライナーの内容物が送り状と一致するかど
うかを確認するために各種の放射能検出器39及び超音
波検出器41を備えた識別ステーション37がある。放
射能検出器39を用いて、ライナーに収納されている廃
棄物から出る放射能の強さを測定し、廃棄物の放射スペ
クトルの特徴をチェックして、送り状が正確であるかど
うか確認する。超音波検出器41は、ライナーに放射性
液体が存在するか否かを知るために使用する。連邦規格
は、液状の放射性廃棄物の埋蔵を厳しく禁止しているの
で、超音波検出器41によって得られる情報は極めて重
要な情報である。放射能検出器38及び超音波検出器4
1は、処理プラットホーム18のみぞ43に配設された
ケーブルによって、読取りダイヤル群45と電気的に接
続されている。添付の(8)面には示さなかったが、記
録を残す目的並びにモジュール200の表面放射能が所
定限界を越えるまでに特定のモジュールに装入できる特
定の種類の廃棄物の量を知る目的のために、放射能検知
器39及び超音波検知器41の出力を中央コンピュータ
に入れるのが好ましい。中央コンピュータにより、廃棄
物の適切な封入のために注入すべきグラウトの量を算出
することができ、ライナーに収納されている液状の廃棄
物の比率が許容できない比率であることを超音波検出器
41が示したときには警報回路を作動させることができ
る。
好ましい実施例においては、処理プラットホーム18の
高さをトレーラ−・トラック13の床の高さにほぼ対応
する高さにして、カスタ15から蓋を取外した際にカス
タの上部から放射される放射能がプラットホーム18の
上に居る作業員に照射されないようにする。作業に当た
っては、遮蔽ベル18を下降させて開口したカスタ15
の内部に入れ、カスタ内部のライナーと係合させ、識別
ステーション37の検知器39及び41の上力を揺動さ
せて、迅速に上記検知器から数インチ以内の個所に下降
させて、遮蔽ベル18の底部から放射されてプラットホ
ーム18に反射され区画3を照射する放射能が最小にな
るようにする。好ましい実施例では、設@1の全体とし
ての構造一体性及び遮蔽の目的のために、処理プラット
ホーム18はコンクリートの緻密な厚板から形成されて
いる。遮蔽の目的については、ラグ(lag)貯蔵穴5
0の構造及び機部について後述するときに、より一層明
確に理解できよう。好ましい実1施例の識別ステーショ
ン37は、放射能検出器39及び超音波検出器41のみ
を有するものであるが、所望に応じて他の型式の検出器
(たとえば、廃棄物を視覚で識別する遠隔操作テレビ監
視機器等)を配設することもできる。
設備1の遠隔処理核廃棄物区画3は、四つのラグ貯蔵穴
50と、遮蔽壁54及び接近通り抜は遮蔽ドア55によ
って形成された修理作業室53とを有する。各ラグ貯蔵
穴50は、上部が円形形カバーから成るほぼ円筒形のく
ぼみである。識別ステーション37によって過剰量の液
体の存在が検出されたり、その他の許容できない状態が
検出された場合に、ラグ貯蔵穴50が核廃棄物運搬時の
安全で便利な貯蔵区域を提供する。更に、グラウト注入
ステーション118がつかえた場合に、遠隔処理核廃棄
物の運搬物を一時的に貯蔵するためにラグ貯蔵穴を使用
することもできる。区画3に貯蔵できる遠隔処理核廃棄
物から区画3の作業区域に放射される放射線量を安全レ
ベルの範囲内に減少できるよう、穴50の上部の円板形
キャップの材質及び厚さを選定する。修理作業室は、設
備lの遠隔操作区画3の内部で隔離された区域であり、
遠隔操作区画3または設@1の主要部を汚染するおそれ
なく、破損したライナー(または液体を含むライナー)
を適宜に修理または処理する区域である。後述の説明か
ら明らかになるように、モジュール200の内部でライ
ナーをグラウトによって固めたときにライナー壁部が三
つの放射線及び水遮蔽障壁の一つになるわけであるから
、う°イナーの破損壁部を修理する隔離された内室53
を設けることは重要である。廃棄物ライナーの内部に遊
離した状態の液体が発見されたときには、修理作業室5
3が内室を提供し、その内部で液体を適当な吸着剤その
他の同化媒体と混合して、液体を連邦規格の規定に合っ
た埋蔵が許容できる固体状態にすることができる。正常
な状態では、遠隔処理廃棄物の処理のために、ラグ貯蔵
穴50や修理作業室53は使用されない。通常は、識別
試験完了後、区画3の背後部を形成する遮蔽壁57a及
び57bによって形成される迷路の出口56を介して、
廃棄物は遠隔操作によって持上げられてグラウト注入ス
テーション118に運ばれる途上のレール・カート64
に載置されているモジュール200に入る。
モジュール積込み・運搬区画60が、設@1の内部の遠
隔操作区画3と接触処理区画85の間の中央部分に配置
されている。モジュール積込み・運搬区画BOを中央に
配置しであるので、区画80は設fi1の遠隔操作区画
3及び接触処理区画85の双方にとって便利である。−
エイ 般に、モジュール積込み・運搬区画6oには、建物lの
外部に保管されているモジュール200をレール・カー
ト64に積込む従来法の走行うレーン62(前述の走行
うレーン23の持つ全ての部材及び能力を具備している
)がある。レール・カート64は、一対の平行な積込み
レール設備88a及びB8bに沿って自由に移動できる
。レール・カートを自由に移動できるようにするために
、軌道88a及び68bを取付けた床70a及び70b
を僅かに傾斜させ、積込みレール設@88a及びHbの
軌道88a及びB8bと係合するカート64が軌道上を
重力によって転がり下降するようにしである。添付の図
面には示さなかったが、各積込みレール設備Ha及び6
θbには、積込みレール設備813a及び88bに沿っ
た積込み位置、グラウト注入位置及び蓋取付は位置でレ
ール・カート64を停止させる複数の空気圧作動停止機
構が設けられている。モジュール積込み、運搬区画80
には、積込みレール設備68a及び66bの床70a及
び70bとは逆方向に傾斜した床78を持つ戻りレール
設@74がある。このように戻りレール設@74の床7
8は逆方向に傾斜させであるので、グラウトを注入し蓋
を取付けたモジュール200をレール・カートから取出
した後に、レール・カートは軌道76上を重力によって
転勤して区画80の内部の積込み位置に戻る。好ましく
は少なくとも厚さ30.5c+* (12インチ)の堅
固なコンクリート壁から成る遮蔽壁79が、レール設備
88aと戻りレール設備74の間にあり、遮蔽ベルの内
部に収納された遠隔処理核廃棄物がモジュールに積込ま
れたグラウトを注入される際に接触区画が廃棄物からの
放射能に暴露されないように遮蔽している。
この遮蔽壁79は、接触処理区画85を遠隔処理核廃棄
物区画3と同−設備の内部に動じ込めるとともに、設備
lの内部の遠隔操作区画3及び接触処理区画85の双方
で共通のモジュール積込み・運搬区画60を使用できる
ようにする機能を果たしている。この利点により、積込
み・運搬装置を2組設ける必要がなくなる。
接触処理廃棄物区画85について説明すると、設備lの
この区画85は、遠隔操作区画3と同一の数多くの部材
を有する。−例を挙げると1区画85は、貫通車道7に
ついて記述したと同じ種類の車道89、入口90及び出
口(図示せず)を持つ貫通車道87を有する。区画85
は、更に、搬入トラック95から包装済みの廃棄□ 物
を容器に下ろすことができるように、トラックの床とほ
ぼ同じ高さの好ましくはコンクリートの緻密な厚板から
成る処理プラットホーム83を有する。区画85は、更
に、一対の識別ステーション107a及び107bと、
ラグ貯蔵穴113がある。最後に、区画85は、破損し
た容器を修理し、液体その他の不適当な包装の廃棄物を
埋蔵が許容できる固体状態に変える修理作業室112を
有する。
しかしながら、区画3と共通の上記の部材以外に、区画
85や建物1に特有のいくつかの他の部材を有する。た
とえば、区画3の比較的強力な走行うレーン23の代わ
りに、磁気または真空巻上げ機101を持つ比較的軽負
荷のジブクレーン99が用いられる。区画85で処理さ
れる廃棄物の放射能レベルは作業員が直接に触れること
ができる作業員が直接に触れることができる程度に低い
レベルであるから、クレーンは区画3で使用したような
重い遮蔽ベルを持ち上げることができるクレーンでなく
ともよい。従って、区画85で使用するクレーンは、一
般には55ガロン入りの鋼製ドラム97に入って建物l
に到着する軽量の包装核廃棄物を持ち上げることができ
るものであればよい、建物lの接触処理区画85では何
らかの軽い保護遮蔽体を使用することもできるけれども
、この区域で処理する廃棄物の放射能レベルは一般に低
レベルであるので、廃棄物ヲ収納している鋼製の各ドラ
ム11?を強力に遮蔽する必要はない。従って、コンベ
ア装置103は好ましくはローラーから形成され、廃棄
物を収納したドラムの処理を極めて容易に行なえる。廃
棄物を小容積に押し固めるだけでなく、グラウト注入時
に廃棄物の容積の「はね返り」が起こらない鋼の非弾性
限界以上のところまで、廃棄物を堰囲んでいるドラムを
絞る強力押し固めfilolが配設されている。これは
、本明細書で後述するように、重要な特徴である。
コンベア装置103は、一対の直列配置押し固めコンベ
ア・ベル) 105a及び105bと、修復作業コンベ
ア・ベル) 10Bとを有する。押し固めコンベア・ベ
ル) 105aにより、接触処理廃棄物の入った55ガ
ロン入りのドラム87は、ジブクレーン89から超音波
検出器及び放射能検出器(図示せず)を持つ識別ステー
ション107aを通って強力押し固め4!+!110の
負荷機構110.1に送られる。強力押し固め機110
が55ガロン入りのドラム容器に500−1100トン
の圧力を印加し、0.98〜1.12g/ri(80〜
70ボンド/立方フィート)の密度を持つ高密度「パッ
クスJ 117にする。好ましい実施例で通常用いる押
し固め力は600トンである。高密度パックス+17は
強力押し固めfilloから射出され、傾斜路111.
2を滑り落ちて、押し固めコンベア・ベル) 105b
に入す、コンヘア・ベルト105bによりパックス!1
7は、超音波検出器及び放射能検出器(図示せず)を備
えた第二識別ステーション107bを通って移動する。
ソノ後、コンベア・ベル) 105bにより、高密度パ
ック117はジブクレーン114の磁気または真空巻上
げ機11Bに送られ巻上げ機11Bがパック117を揺
動してグラウト注入ステーション118に向かうモジュ
ール200にパックを入れる。識別ステーション107
aが、(a)  ドラム87に液体が入っているか、(
b)  ドラム97の壁部が破損しているか、または(
c)  ドラム87の内部に収納された廃棄物が圧縮で
きないものであることを検出したときに、修理作業コン
ベア・ベルト106が作動する。上記の3種の状態の何
れかが検出されたときには、作業員(図示せず)が押し
固めコンベア105aからドラム87を押し出して修理
作業コンベア・ベルト106に押し入れれば、ドラム8
7は修理作業室112に運ばれて、適宜な壁修理作業、
液体固化作業または独立したドラム内へのグラウト注入
作業が行なわれて、ドラム87及び内容物をモジュール
200の内部に封入するに適した状態にする。修理作業
質112がつまった状態である場合には、ドラム87を
一時的に接触処理区画85のラグ貯蔵穴113に保管す
ればよい。
第2図を参照して説明を続けると、本発明の強力押し固
め機110は、図示したように関節のある後退自在のア
ーム集合体110.3の端部にドラム・スコップ110
.2を設けた装入機構110.1を有する。押し固めコ
ンベア105aの端部のシュートを滑り落ちてきたドラ
ム97は、作業員によってドラム・スコップ110.2
に供給されている。関節のある後退自在のアーム集合体
110.3がドラム97を装入受台110.4に装入す
る。押し固め機110は、ドラム97を後退自在の押し
固めシリンダ110.8に供給する装入ドラム110.
5を持ち、押し固めシリンダ110.8は主ラム110
.8の外側位置と射出傾斜路111.2の上部位置とに
移動できる。第2図には、押し固めシリンダ110.8
が、主ラム110.8から遠い延伸位置であって、射出
傾斜路111.2の上部に隣接した位置にある状態を示
しである。ドラムが押し固めシリンダ110.8に装入
された後シリンダ110.8が主ラム110.8の内部
に後退して、ドラム97はラムのピストン110.9 
(図示せず)と主ラム111.8のベッドとの間で押し
つぶされる。既に説明したように、ドラム87に500
〜1100 トンの押し固め力を印加する。このように
高い押し固め力の使用には三つの特異な利点がある。第
一に、ドラム87及び内容物の容積減少により、一つの
モジュール200の内部に充填されるドラムの数が多く
なる0例を挙げると、上記のような高い押し固め力を使
用することにより、押し固めない場合には14個のドラ
ムしか充填できなかった一つのモジュールの内部に35
〜48個のドラム87を充填できるようになる。第二に
、−見ではわかりにくいこと小 ではなるが、高い押し固め力を使用することによりドラ
ム及びドラムの内容物の鋼が非弾性限界を越えて変形し
て、得られた高密度のパックスが射出傾斜路111.2
から射出された後に「はね返り」を起こして大きな形に
戻る可能性がなくなる。このような「はね返り」が起こ
らないということは、モジュール200にパックス11
7を装入してグラウト注入した後に、モジュール200
の内部で硬化するグラウトの内部に空洞ができたり内部
側れた発生する可能性がないということである。「はね
返り」を起こすとどころか、グラウトで被覆された高密
度パックス117は、モジュール200の内部で確固と
した非圧縮性の補強構造体を形成し、モジュールが廃棄
場所150の上部に被覆された土質ぞキャップ164の
構造支持部材としての機能を果たす際にモジュールの機
能を助ける。最後に、一般的には、ぼる布、紙及び汚染
されたユニホーム等から成るドラム97の内部の廃棄物
を上記のように極度に押し固めることにより、これらの
廃棄物の水吸収に対する抵抗性を持つようになる。勿論
、可能性は極めて少ないが、濡れた場合においても放射
性物質が漏出する傾向も減少する。このように水吸収に
対する抵抗性により廃棄物は微生物分解されに〈〈なり
、微生物分解により廃棄物を入れた容器が長期間の後に
「中空」になって沈下の問題を惹起こす可能性があるこ
とを考えると、微生物分解されにくいという特徴はモジ
ュール200の全体としての機能を補足するものである
以  下  余  白 押し固めfi 110の説明を終えるに当たって、押し
固め機110は、フィルタ111.5と、送風装置11
1.8と、排気煙突111.7とを持つ濾過装置111
.4を有することを記載しておく。
濾過装置111.4は、接触処理可能な廃棄物を入れた
ドラム97に660〜1100トンの力を加えた結果生
じる放射性の空気中に含まれる放射性粒子を吸い出すも
のである。
第1図に戻って説明を続けると、設備1の区画85には
グラウト注入区画118があり、グラウト注入区画11
8は、レール設備66a(遠隔処理核廃棄物区画3に隣
接するレール)またはレール設備66b(接触処理廃棄
物区画85に隣接するレール)と係合しているレール・
カート84上のモジュール200にグラウトを注入でき
る引き伸ばし自在の樋120を有する。非接触処理区画
3及び接触処理区画85の双方から充填されるモジュー
ル200に対してグラウト注入ステーション118を一
つだけ使用することにより、設備全体としては、高価な
部材を)y 重複使用せずに済む。グラウト注入ステーション11日
のすぐ上方には、蓋取付は工程に付随してモジュール2
00の上方に蓋220を持ち上げる巻上げ機128を持
つ走行うレーンを備えた蓋取付はステーション122が
ある。モジュール200の構造を詳細に説明する際に、
蓋取付は工程をもっと正確に説明する。
一般的には、廃棄物処理サイ) 150の近くに位置す
る廃棄物色装設Jmlで、モジュールに廃棄物を充填し
、グラウト注入ステーション118でグラウトを注入し
て、蓋を取付けるが、廃棄物が発生する設備でモジュー
ル処理を行うこともできる。得られるモジュールの表面
放射俺は接触処理が可能である程度に低いので、利用で
きる廃棄場所が決まらない場合には、モジュール200
をそのまま処理場所に貯蔵していおくこともできる。利
用できる廃棄場所が得られると、再使用可能な運搬外装
(図示せず)の内部に入れてモジュール200を廃棄場
所150に運搬して、直接みぞ152に積み上げる。こ
の方法は好ましくないけれども、廃棄サイト立地廃棄物
貯蔵設備を使用するよりも費用がかからない。
第3図に、包装設備lと組合わせて使用する廃棄サイ)
 150を図示する。廃棄サイト150には、はぼ平ら
な堆積土床154を持つl木または複数の平行なみぞ1
52がある。硬化したグラウトの入った蓋をしたモジュ
ール200をみぞに入れる前に、みぞの内部の水の放射
能レベルを床全体について監視するために、複数の集水
浸漏計155を均一に設備する。床に穴をあけて、浸漏
計の細長い本体部を穴に挿入して、みぞの床154に浸
漏計を設備する。プラスチック酸の管の連絡網(図示せ
ず)により、廃棄サイ) 150の作業者は周期的に浸
漏計155のカップに集められた水を採取できる。水サ
ンプルの放射能レベルを周期的に測定して、モジュール
200から放射能物質が漏れ出しているか否かを知るこ
とができる。床154全体に浸漏計155を適宜に埋設
した後、毛細管減少を防ぐ障壁として働く厚さ約80c
m (27イー ト)の砂利N15Bで床154を覆う
。地下水の浣れが少なくとも24.4m(80フイート
)みぞの床より低いところを流れている区域を廃棄サイ
ト150として選定するのが好ましく、みぞの床154
の毛細管現象によって地下水がモジュール200を積上
げた列160に浸透しないように、床154の」二面に
砂利から成る毛細管障壁158を乗せて、浸透防止を更
に確かなものにする。本発明の廃棄サイ) 150の毛
細管遮蔽障壁全体が砂利から成ることが好ましいけれど
も、導水率の高い粗粒または顆粒状の物質の使用も本発
明の範囲内に含まれる。約10.2c層(4インチ)の
厚さのぎっしりと敷きつめた砂158の層で砂利層15
Bを覆う。砂15Bを敷きつめた層は、みぞ152にモ
ジュール200を搬入する重いフォークリスト184及
びトレーラ−184の車輪を支える路盤になる。! 1
5Bがない場合には、これらの車輪184 、185の
車輪は砂利層158にはまり込み易くなる。
廃棄サイト150の次の構成部材は、第3図に示す六角
形モジュール200を緊密に充填したモジュール列16
0である。好ましい実施例では、複数のモジュールを相
互に当接し合う柱状に積み上げて、各モジュール200
の六角面が隣接する他の柱状体のモジー−ルの六角面と
同一平面上に位置するようにする。モジュール200を
上述のように相互に当接し合う柱状体に積み上げること
により、少なくとも四つの利点が得られる。第一に、こ
のように緊密にモジュールを詰めることにより、手近な
便宜上の手段として、土壌、砂及び砂利のような天然の
流動し易い物質から形成される剛性を持たないみぞ蓋1
64の支持構造物が得られる。第二に、このような配置
にすれば、上述した土壌沈下を引起す可荒性のある間隙
がモジュール20θの中間に形成されるのをほぼ完全に
回避できる。第三に、各モジュールは別個独立に8面(
即ち、モジュールを形成している六角形プリズムの上面
、底面及び6面の側面)に沿って異なる動きをするので
、上記の配置は激烈なmsにも耐えることができる。ど
のモジュールの隣接するモジュールに一体に係止されて
いないので、地震による撹乱時には、各モジュールの鉛
直方向及び水平方向に少なくともいくぶんかは滑動移動
できる。このように8面に沿った移動自由度を持つので
、モジュール列180全体としてはみぞ152の形状変
化に柔軟に対応し、個々の容器の壁部の破裂または割れ
を起こすに充分な強さの局部的な内部応力が地震の撹乱
によって列160の内部に生じる可能性を少なくとも最
小にすることができる。第四に、列中で採用した柱状積
上げにより、特定のモジュールの回収が望まれる場合に
は1回収を望むモジュール内部む特定の柱の上に一つの
モジュールの大きさの穴を掘って、みぞからモジュール
200の一つを引き出すことができるので、特定のモジ
ュールを容易に回収できる。好ま4の しい実施例においては、モジュール200ノウちの最も
放射能の高いモジュールをモジュール列160の底部層
に位置させて、放射能の低いモジュールで取囲むことに
より、放射能の高いモジュール内部の物質から放出され
るの放射線を、取囲んでいるモジュール並びに中間及び
上部モジュール層で更に遮蔽する。
みぞ152のぎっしりと詰まったモジュール列160の
側部とみぞの壁部との間には、側部砂利毛細管現象防止
障壁182a及び162bが設けられている。これらの
障壁162a及び182bの目的は、みぞの側部からぎ
っしりと詰まったモジュール200の列180に水が浸
透しないように防止することである。好ましい実施例に
おける側部毛細管現象防止障壁182a及び182bの
厚さは、約80cm(2フイート)である。
みぞの蓋部または表層184は、好ましくは、土壌、砂
及び砂利のような流動性の天然の物質から形成された剛
性を持たない表層である。このような表層は、剛性を持
つ剛性構造体よりも、地震の撹乱に対して強い、特に。
地震の撹乱により表層164の各層が鉛直方向に離れる
ような位置変更作用が働いた場合に、剛性を持たない表
層184では少なくとも部分的に「自己修理」が行なわ
れる。更に、地震の撹乱によって表層164にかなりの
破損が生じた場合には、従来法の道路建設設備及び土壌
運搬設備を用いて表層1B<を容易に修復できる。既に
述べたように、緊密に詰めたモジュール列180が、み
ぞの表層184の各層を構成し保持するのに必要な構造
上の支持体となる。
みぞの表層184の第一層は、側方では厚さ1.2m(
4フィート)、中心部では厚さ2.1層(7フイート)
の土層18Bから成るのが好ましい、第3図に示すよう
に、好ましくはみぞ掘削時に除去した地面の土壌から成
る土層18Bは、層の中心線から約4.5zの勾配で次
第に低くなっている。このような輪郭にすることにより
、表層164に浸透した水を自然に流下させて、水を側
部の水抜き溝178a及び178bに向けることができ
る#緊密に詰めたモジュール列160の上部に土層18
Bを被覆した後、残りの各層をその上に載せる前に層1
6Bを押し固める。従来法の路床押し固め機械によって
押し固めてもよく、単に層18Bの内部の土が自然の力
で完全に落ち着くまで放置しておいてもよい。層188
土を押し固める上述の二つの方法のうちでは、路床押し
固め機械を用いるのが好ましい、従来法の廃棄サイトで
用いた土壌の沈下速度と比較すると1本発明における土
の自然沈下時間は遥かに短いけれども、3箇月未満で落
ち着くことは稀であり、土層を形成する土壌の性質によ
っては1年にも及ぶこともある。これに対して、路面押
し固め機械を使用した場合には、沈下時間は数日程度に
減少する。個々のモジュール200を積み上げて列18
0を形成するのとほぼ同時に緊密に詰めた列180の上
方に土層lBBの上方に土層113Bを同時に載置して
ゆけば、廃棄場キ3 の造成時にみぞ内部で働く人が照射される放射能量は最
少限になる。
土層18Bがほぼ押し固められた後に、約10cm(4
インチ)の厚さの砂詰め層188を土層166の上部に
被覆する。砂詰め層188で土層18Bを完全に被覆し
た後に、砂詰め層168の上部に深さ約80c■(2フ
イート)の砂利から成る毛細管現象防止*壁170を設
ける。砂詰め層288は、毛細管現象防止砂利層170
を形成している比較的粗い砂利と土層IHな形成してい
る比較的細かい土との間にあって1貫入防止障壁として
働く0毛細管現象防止砂利層170を敷設した後に、毛
細管現象防止砂利層170の上部に厚さ約10c■(4
インチ)のもう一層の砂詰めゾーン172を設ける0次
に、毛細管現象防止砂利層170を覆う砂詰めゾーン1
72の上部に細かい水流下シルト174を被覆する。シ
ルト層174のシルトと、毛細管現象防止砂利層170
の砂利との間で、上記の砂詰めゾーン172が貫入防止
障壁として働く。
4十 (2フイート)程度で、好ましくはその場で得られた材
料からシルトとなる粒度のものをりに使用することは、
少なくとも二つの点で有利である。第一に、シルトは粘
度よりも入手し易く、従って安価である。第二に、シル
ト層174は、水で飽和した後に乾燥した場合において
も、粘度のように亀裂が入ったり割れたりすることがな
い、亀裂や割れがないと、みぞの表層184の全体とし
ての一体性を保持し易い。
シルト層の側方エツジは、みぞ152の両側にあるフレ
ンチ水抜き溝(Jrencb 1rain)17+1a
及び178hで終端する。フレンチ水抜き溝178a及
び178bには、孔開きバイブ182a及び182bが
敷設されている。シル)層174の側部に流れ落ちた水
は、パイプ182a及び182bの孔部を浮流して水抜
き180a及び180bに沿って流れて、みぞ152か
ら遠ざかる。雨その他によって表面水が非常に多くなリ
シル)73が木で完全に飽和されてしまった場合でも、
毛細管現象防止砂利障壁N170により、毛細管現象に
起因する飽和シルト層174からモジュール列160へ
の水の移行は防止される。
みぞの表層184の最上部の最後の層176は、大きさ
のそろった捨石(rip−rap)から成り、もっと現
場的な用語で言えば玉石程度の大きさの極めて粗い砂利
である。この捨石層176は、少なくとも三つの機能を
果たす、第一に、シルト層174を潜在的な風食性を持
つ風と走り水から切り離す、第二に、モジュール列18
0に対する最後の放射能遮蔽障壁となり、廃棄サイトの
放射能レベルを通常の自然放射範囲内の程度にまで減少
させる。第三に、人や動物が侵入してモジュール列18
0の上方の地面を掘ろうとする試みを思い止まらせる。
上述の好ましい実施例の表層1134は、湿気のない区
域におけるものである湿気の強い区域で用いる表層16
4の変形実施例では、モジュール200を緊密に詰めた
列160の上に、その土地の土壌から成る非透水性の第
一層を被覆する。この層を、上述の層188 、170
及び172と同様の砂層、砂利層及び毛細管現象防止障
壁層で覆う、これらの砂層、砂利層及び毛細管現象防止
層を玉石から成る微生物侵入防止層で覆い、最上部に植
物被覆を持つ最終土壌層を支持する砂層及び砂利層を更
に被覆する。この変形実施例においては、植物被覆が土
壌から成る最上層の風蝕を防止するとともに、表層の最
上層への水の侵入を取除く。植物を植えることにより、
表層164が荒゛らされない統合を与える細かい根がで
きる。更に、この変形実施例は、湿気の強い地域におけ
る多量の降雨量に対処するために、10度またはそれ以
上の大きな傾斜をつける。
次に第4A図、第4B図、第4C図、第5A図及び第5
B図を参照して説明すると、本発明のモジユール200
は、補強コンクリート壁部を持つ容器201と、核廃棄
物を充填し適宜にグラウトを注入し後に容器201を覆
う蓋220とから成る。
次に、第4A図〜第4C図を参照するとわかるように、
モジュール200の容器201は、円筒形の内面部21
8を持つ六角形プリズム202から成る。六角形壁部が
互いに当接するコーナ一部分は面取りされていて、第3
図に示すように積み上げてモジュール列180にしたと
きに当接するモジュール200の中間に小さな間隙が残
るようにするのが好ましい、この間隙は、モジュール2
00の一つの回収が望まれるときには回収工具を入れる
に充分な大きさであり、しかもモジュール200を第3
図に示す形に配置したときに大量の土壌の沈下が起こら
ない程度に小さな間隙である。更にコーナ一部分を面取
りしておくと、積み上げ工程でフォークリフト185に
よって押してモジュール200をモジュール列1B(l
にするときに起こ壬? る可能性のある割れやかけの危険が少なくなる。
モジュール200の容器201の上部及び下部について
説明すると、上部20Bは核廃棄物及びグラウトの充填
が可能なように開口している。上部20Bには、容器2
01を包装膜s1でクレーンの保持フックによって取扱
い処理してみぞ184に積み上げることができるように
、 3 ツ(7)Iポルトm 77カー208a  、
 208b及び208cがある0回収が望まれるときに
は、これらのアンカー208a  、 208b及び2
08cを利用してモジュール200をみぞ184から持
ち上げることもできる。アンカー208a  、2Q8
b及び208cの軸部は、図示したように、容器201
のコンクリート壁部内に深く挿入されていて、適宜な把
持ができる。容器201の底部209は、容器201の
内面になる底面210と、みぞ212のパターンを持つ
外面とから成る。外面のみぞは遮蔽フォークリフ) 1
85のフォークの厚さ及び幅よりも僅かに深くて輻拡で
あり、これらのみぞ212によりフォークリフト185
によるモジュールの取扱いが容易になる。みぞ212の
パターンの角度は、フォークリフトが特定のモジュール
にいくつかの異なる角度から保合できるようになってお
り、モジュールの取扱い処理を更に容易にしている。
モジュールの容器201のコンクリート壁部及び底部は
、市販されている鋼製の網から形成された「かご」21
5によって補強されている。「かご」215がモジュー
ル200の容器201の四部及び底部209の引っ張り
強度を大幅に増大する。好ましい実施例においては、容
器201の壁の厚さは、少なくとも7.8c+s(3イ
ンチ)ある。更に、容器201の円筒形内面の内部に1
4木のドラムまたは高密度バック117の積上げ体7木
分を収納できるよう、容器201の円筒形内面の直径は
少なくとも1.i3m(75インチ)にする。容器20
1の上部206には1次に詳細に説明する厚板から成る
容器の蓋220の蓋固定棒232a、232b、232
c、232d、 232e及(1232fヲ受容t ル
ー 複1k f) ミソ214a、214b、214c
、214d、214e及び214fがある。
以  下  余  白 第5A図及び第5B図に示すように、厚板状の容器M2
20は、円板形の上部区画222と、上部区画と一体構
造で直径が僅かに小さな円板形の下部区画228とから
成る。」二部区画223の縁部は3個所223.1 、
223.2及び223.3で示す個所で平らに削られて
おり、平らに削られた個所はそれぞれ約120度の間隔
で設けられている。容器の蓋220を容器201の上部
206の適切な位置に位置させて、クレーンのフックが
アンカーのIポルト区画と保合できる間隙ができるよう
に、平らに削り取った区画223.1 、223.2及
び223.3が上述の■エポルト・アンカと向き合った
角度位置に位置するようにする。好ましくは蓋220の
面に成形で鋳込んだ放射能警告マーク22Bが蓋220
の上部区画222の上面に設けである。モジュールの回
収が必要となったりモジュールの回収が望まれる場合に
所望のモジュールの特定を容易にするために、蓋220
を表面224には更に表示一連番号を鋳込んでおく(第
3図参照計ν ) 。
第5A図に最もわかり易く示すように、容器の蓋220
の上部区画222に互いに約120電離して三つのU字
形運搬耳部22?d、227c及び227eが配置され
ている。好ましくは、耳部227a、227c、227
eは、上部区画222の円周上の平らに削った部分22
3.1 、223.2及び223.3からはずれた部分
にある。このように蓋運搬耳部227a、227c及び
227eを上述の平らに削った部分223.1 、22
3.2及び223.3と位置角度をずらしであるので、
モジュール容器201の1ボルト拳アンカーの一つと係
合させるクレーンのフックが蓋運搬耳部227a、22
7c、または227eの−っを誤って掴ん〒耳部を破損
させるおそれが少なくなる。既に述べたように、容器の
蓋220は、円板形の上部区画222よりも僅かに直径
が小さな一体構造の下部区画228を有する。容器のM
 220を形成するコンクリートの内部には、第5B図
に示す位置に、鋼製の補強網228の層が挿入されてぃ
る。また、蓋220には1等間隔離れた蓋固定棒232
a、232b、232c、232d、232e及び23
2fが鋳込まれる。容器に核廃棄物を充填しグラウトを
注入した後に、上記の蓋固定棒は対応するスロット21
4a、2+4b、214c、214d、214e及び2
14fに滑り入れられる。好ましくは、容器の蓋220
及びモジュールの容器は、許容圧縮力281kg/ca
r (4000psi)程度の孔部のないポルトランド
形コンクリートから成形する。この種のコンクリートは
強く、水の侵入に対する抵抗性を持つ。
第6図及び第7図に、強力押し固め機110で成形した
高密度パック117を充填した後にグラウトを注入して
蓋をしたモジュール200を示す。実地の作業において
は、第7図に示すように1、モジュール200の容器2
01の内部中央に高密度バー7り117を積み上げた7
木の柱を配置する。押し固めた廃棄物を覆う押し固めた
容器が、廃棄物とモジュール200の外部との間におけ
る更にもう一つの放射線及び水遮蔽障壁を形成する0次
に、建物lのグラウト注入区画118の引き伸ばし自在
の樋120からパック117の7木の積上げ柱状体上に
グラウト218を注入し、パック117の中間部分と容
器201の内壁面の間に固体状のグラウト層を形成させ
る。好ましい実施例では、モジュール200の充填ため
に使用するグラウトは、圧縮強度211または281k
g/car (3000または4000 psi)のポ
ルトランド系コンクリートである。しかしながら、石こ
う、ポゾラン、フライアッシュその他のセメント質材料
をグラウトとして使用することができる。図面からも明
らかなように、硬化したグラウト218が、パック11
7の内部の廃棄物と容器の外面との間で第三の放射線及
び水遮蔽障壁を形成する。グラナ) 218は蓋固定棒
232a、232b、232C1232d、232e、
及び232fをモジュール200の本体部に錨止する作
用を果たすので、容器201、蓋220、グラウト21
8及び積重ねられたパック117が相当の圧縮強度及び
N( 引っ張り強度を持つ単一の固体状構造物になる。完成し
た硬化モジュール200は、低床トレーラ−184によ
り包装建物lから運び出され、第3図に示すように遮蔽
フォークリフト185によって、ぎっしりと詰まった列
160に積み上げられる。
添付の図面には示していないが、たとえば使用済みの制
御棒のような特殊な放射能の強い核廃棄物の包装に適す
るようにモジュールを変形することもできる。特に、モ
ジュール200を非常に厚いコンクリート壁を持つもの
にし、モジュール中心部には比較的細い円筒形空洞部が
残る設計にすることができる。予めグラウトを注入して
おいたモジュール内部の細い円筒形空洞部に遮蔽運搬カ
スタ15から直接に制御棒を移し入れればよい。このよ
うに変形したモジュールの長さをもつと長くして、数本
の制御棒を収納できるようにすることもできる。制御棒
を短く切断する場合には、通常の高さを持ち予めグラウ
トを注入しておいた変形モジュールを使用することもで
きる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、包装設備の一部破断斜視図である。 第2図は、第1図に示した包装設備で使用する強力押し
固め機の一部破断斜視図である第3図は、廃棄処理サイ
トの一部破断斜視図である。 第4A図は、包装モジュールの上部平面図である。 第4B図は、包装モジュールの一部を断面で示す側面図
である。 第4C図は、包装モジュールのキャップの底面図である
。 第5A図は、包装モジュールのキャップの上面図である
。 第5B図は、第5A図に示したキャップの一部を断面で
示す側面図である。 第6図は、充填され密封された包装モジュールの斜視図
である。 第7図は、充填済みの包装モジュールの一部破断斜視図
である。 l・・・・包装設備 3・・・・遠隔処理核廃棄物包装区画(第一区画)41
・・・・超音波検出器 53・・・・修理作業室 60・・・・モジュール運搬・積込み区画85・・・・
接触処理廃棄物区画(第二区画)87・・・・ドラム 110・・強力押し固め機 118・・グラウト注入ステーション 150・・廃棄サイト 152・・みぞ 158 、182a、1B2b−−−−砂利層180・
・モジュール 184・−表層 te6・・土層(沖積み土層) 188・・砂層 170・・砂利層 172・・砂層 174・−シルト層 176・・捨石層 178a、 1?8b・・・・水抜き溝200や・包装
モジュール 201・・モジュール容器 218・・グラウト 220・・蓋 232・・キャップ固定棒

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、運搬容器に入った接触処理核廃棄物及び遠隔操作核
    廃棄物の両方を受け入れる核廃棄物包装設備であって、
    遠隔操作廃棄物を処理する第一の独立遮蔽区画と、接触
    処理廃棄物を処理する第二の独立遮蔽区画と、前記の第
    一及び第二の設備区画の中間に配置されていて二つの独
    立した設備区画に隣接した装入位置に空のモジュール容
    器を位置させるモジュール運搬・積込み区画とから成る
    ことを特徴とする設備。 2、接触処理核廃棄物及び遠隔操作核廃棄物を装入した
    モジュールにグラウトを注入するグラウト注入区画を持
    つことを特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の設備
    。 3、接触処理核廃棄物及び遠隔処理核廃棄物を装入した
    モジュールにグラウトを注入する引き伸ばし自在の注入
    樋がグラウト注入区画に配設されていることを特徴とす
    る特許請求の範囲第2項に記載の設備。 4、モジュール積込み・運搬区画に、第一設備区画及び
    第二設備区画にそれぞれ隣接した平行な第一及び第二の
    レール設備が設けられていることを特徴とする特許請求
    の範囲第1項、第2項または第3項に記載の設備。 5、遠隔操作核廃棄物がモジュール容器に装入されてい
    るときに遠隔操作廃棄物から放出される放射能から第二
    の接触処理区画を遮蔽する遮蔽壁部を前記の平行なレー
    ル設備の中間に設けたことを特徴とする特許請求の範囲
    第4項に記載の設備。 6、モジュール容器を二つの設備区画の各々に隣接した
    積込み位置に搬入するレール・カートがモジュール積込
    み・運搬区画に配設されており、レール設備の床が傾斜
    していてレール・カートが重力によって積込み位置に転
    動することを特徴とする特許請求の範囲第4項に記載の
    設備。 7、設備の遠隔操作廃棄物を処理する第一区画に、第一
    区画に送入された遠隔操作廃棄物容器の内容物を確認す
    る超音波検出器及び放射線検出器を有する識別ステーシ
    ョンが設けられていることを特徴とする特許請求の範囲
    第1項〜第6項の何れかに記載の設備。 8、設備の遠隔操作廃棄物を処理する第一区画に、遠隔
    操作廃棄物を一時的に貯蔵するラグ穴が設けられている
    ことを特徴とする特許請求の範囲第1項〜第7項の何れ
    かに記載の設備。 9、設備の遠隔操作廃棄物を処理する第一区画に、破損
    した運搬容器を修理し放射性液状物を固体状にする別個
    に遮蔽された修理区画が設けられていることを特徴とす
    る特許請求の範囲第1項〜第8項の何れかに記載の設備
    。 10、設備の第二区画に、第二区画に送入された接触処
    理廃棄物容器の内容物を確認する超音波検出器及び放射
    線検出器を有する識別ステーションが設けられているこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第1項〜第9項の何れか
    に記載の設備。 11、設備の第二区画に、接触処理廃棄物を一時的に貯
    蔵するラグ穴が設けられていることを特徴とする特許請
    求の範囲第1項〜第10項の何れかに記載の設備。 12、設備の第二区画に、破損した運搬容器を修理し放
    射性液状物を固体状にする別個に遮蔽された修理区画が
    設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第1項
    〜第11項の何れかに記載の設備。 13、設備の第二区画に、接触廃棄物を入れた運搬容器
    を押し固める押し固め機が設けられていることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項〜第12項の何れかに記載の
    設備。 14、グラウトを注入したモジュールの表面放射能が所
    定値を越えるまでに特定のモジュールにいくつの廃棄物
    容器を充填できるかを示す信号を発生するためにコンピ
    ュータに放射線検出器及び超音波検出器の出力が接続さ
    れていることを特徴とする特許請求の範囲第7項に記載
    の設備。 15、運搬容器に入った接触処理核廃棄物及び遠隔操作
    核廃棄物の両方を受け入れて、廃棄物を同一寸法同一形
    状のモジュールに封入するための核廃棄物包装設備であ
    って、廃棄物を遠隔操作により処理する手段と、廃棄物
    の放射能レベル及び液状の廃棄物の有無をそれぞれ測定
    する放射線検出器及び超音波検出器を備えた識別ステー
    ションとを持ち遠隔操作廃棄物を処理する第一の独立遮
    蔽区画と、廃棄物の放射能レベル及び液状の廃棄物の有
    無をそれぞれ測定する放射線検出器及び超音波検出器を
    備えた識別ステーションを持ち接触処理廃棄物を処理す
    る第二の独立遮蔽区画と、設備の第一区画と第二区画の
    間に配設されていて二つの独立した区画の各々に隣接す
    る積込み位置に空のモジュール容器を位置させるモジュ
    ール運搬・積込み区画と、設備の前記第一区画及び前記
    第二区画から送入される廃棄物を充填したモジュール容
    器にグラウトを注入するグラウト注入ステーションとか
    ら成ることを特徴とする設備。 18、前記の両識別ステーションの放射線検出器の出力
    と接続されていて、完成したモジュールの表面放射能が
    所定レベルを越えるまでの特定のモジュールに装入でき
    る廃棄物容器の数を示す信号を出すコンピュータが設備
    されていることを特徴とする特許請求の範囲第15項に
    記載の設備。 17、超音波検出器の出力がコンピュータの入力と接続
    されていて、放射性廃棄物の少なくとも一部分が液状で
    あることを示す信号を何れかの超音波検出器から受け取
    ると、コンピュータが警報回路を作動させることを特徴
    とする特許請求の範囲第16項に記載の設備。 18、設備の第二区画に、接触処理廃棄物の運搬容器に
    500〜1200トンの押し固め力を印加できる押し固
    め機が設けられていることを特徴とする特許請求の範囲
    第15項に記載の設備。 19、押し固め機により接触処理廃棄物の運搬容器に約
    800トンの押し固め力が印加できることを特徴とする
    特許請求の範囲第17項に記載の設備。 20、接触廃棄物の運搬容器を押し固め機に搬送するコ
    ンベア手段が第二区画に配設されていることを特徴とす
    る特許請求の範囲第18項または第19項に記載の設備
JP14908785A 1984-07-05 1985-07-04 核廃棄物包装設備 Pending JPS6135400A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/627,964 US4681706A (en) 1984-07-05 1984-07-05 Nuclear waste packaging facility
US627964 1984-07-05

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS6135400A true JPS6135400A (ja) 1986-02-19

Family

ID=24516845

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP14908785A Pending JPS6135400A (ja) 1984-07-05 1985-07-04 核廃棄物包装設備

Country Status (11)

Country Link
US (1) US4681706A (ja)
EP (1) EP0167404A3 (ja)
JP (1) JPS6135400A (ja)
KR (1) KR930008246B1 (ja)
BR (1) BR8503300A (ja)
CA (1) CA1257558A (ja)
ES (1) ES8900267A1 (ja)
FI (1) FI852650L (ja)
PH (1) PH23623A (ja)
YU (1) YU109985A (ja)
ZA (1) ZA854712B (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008506103A (ja) * 2004-07-08 2008-02-28 ブリティッシュ・ニュークリア・フューエルズ・パブリック・リミテッド・カンパニー 廃棄物を処理および最小化する方法

Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1985002486A1 (en) * 1983-11-22 1985-06-06 John Canevall Procedure for temporary storage of radioactive material
JPS63195598A (ja) * 1987-02-07 1988-08-12 日本碍子株式会社 放射性廃棄物の固化処理装置
US4833866A (en) * 1987-06-29 1989-05-30 Mac Corporation Of America Baled nuclear waste box handler
US4842774A (en) * 1987-08-07 1989-06-27 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Pyramiding tumuli waste disposal site and method of construction thereof
GB8802768D0 (en) * 1988-02-08 1988-03-09 Atomic Energy Authority Uk Radioactive waste storage system
US4863638A (en) * 1988-04-01 1989-09-05 Harper Iii Raymond F Process for hazardous waste containment
US4926046A (en) * 1988-12-12 1990-05-15 Westinghouse Electric Corp. Volumetrically efficient container apparatus
DE69016480T2 (de) * 1989-03-31 1995-09-28 Westinghouse Electric Corp Modul zur Lagerung von verpacktem nuklearem Abfall.
US4950426A (en) 1989-03-31 1990-08-21 Westinghouse Electric Corp. Granular fill material for nuclear waste containing modules
GB2246660A (en) * 1990-03-13 1992-02-05 Hugh Robert Asquith Fish Rapid determination of radioactivity level in bulk quantities of soil material
FR2663777B1 (fr) * 1990-06-25 1994-06-17 Cogema Procede de demantelement d'une installation enterree hors abri, a risque de contamination et eventuellement irradiante, et caisson d'intervention pour mettre en óoeuvre ce procede.
US5167098A (en) * 1991-02-22 1992-12-01 The Will-Burt Company Fire resistant modular building
US5171483A (en) * 1991-05-16 1992-12-15 Science Applications International Corporation Method for retrievable/permanent storage of hazardous waste materials
US5203644A (en) * 1991-08-29 1993-04-20 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy System to control contamination during retrieval of buried TRU waste
US5205966A (en) * 1991-09-20 1993-04-27 David R. Elmaleh Process for handling low level radioactive waste
GB0405323D0 (en) * 2004-03-10 2004-04-21 British Nuclear Fuels Plc Waste compacting method
KR100775762B1 (ko) * 2006-06-28 2007-11-09 한국원자력연구원 핫셀 장비 반/출입형 리어 도어 시스템
FR2964239B1 (fr) * 2010-08-30 2016-11-04 Daher Csi Conteneur pour le transport de produits dangereux ou radioactifs et son dispositif de manutention
KR101970427B1 (ko) 2015-04-10 2019-04-18 보레알리스 아게 올레핀 폴리머와 반응물과의 혼합 방법
AT517861B1 (de) * 2015-10-15 2019-05-15 Ame Handelsgesellschaft M B H Anlage zur Verarbeitung von radioaktiv kontaminiertem Material mit einer Mehrzahl von Anlagenkomponenten
CN106409370B (zh) * 2016-11-11 2018-08-07 长江勘测规划设计研究有限责任公司 具有气载放射性过滤排放功能的低中放废物处置库及方法

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3325008A (en) * 1964-10-02 1967-06-13 Leslie E Lancy Metal waste solution sludge removal
US3663817A (en) * 1969-07-28 1972-05-16 Fmc Corp Radioactive waste storage system and method
US3835652A (en) * 1970-12-04 1974-09-17 W Hignite Rubbish disposal method
US3940628A (en) * 1971-09-20 1976-02-24 Stock Equipment Company Apparatus and process for handling dangerous fluent material
US3847808A (en) * 1973-03-27 1974-11-12 G Spohr Method and apparatus for treating sludge
US3935467A (en) * 1973-11-09 1976-01-27 Nuclear Engineering Co., Inc. Repository for fissile materials
US4196169A (en) * 1974-06-27 1980-04-01 Nuclear Engineering Company, Inc. System for disposing of radioactive waste
US4008658A (en) * 1975-03-26 1977-02-22 Stock Equipment Company Apparatus for receiving and compacting waste material
US4175669A (en) * 1976-07-01 1979-11-27 Greer Norman L Overpack for nuclear fuel container
JPS5356500A (en) * 1976-11-01 1978-05-22 Hitachi Ltd Method of and apparatus for washing equipment for drying and solidifying radioactive waste liquid
US4192629A (en) * 1976-12-13 1980-03-11 Hallenius Tore J System for the storage of radioactive material in rock
US4229316A (en) * 1978-02-03 1980-10-21 Steag Kernenergie Gmbh Device for the storage or disposal of radioactive wastes
GB1603729A (en) * 1978-05-23 1981-11-25 B & R Eng Ltd Apparatus and method for treating waste material
US4177386A (en) * 1978-05-26 1979-12-04 Robbins Thomas R Method and apparatus for storing nuclear fuel assemblies in maximum density racks
US4166709A (en) * 1978-08-03 1979-09-04 Stabatrol Corporation Method for vaulting hazardous chemical waste materials
US4276164A (en) * 1978-08-25 1981-06-30 Leonard P. Martone Effluent treatment system
US4377509A (en) * 1980-07-14 1983-03-22 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy Packaging for ocean disposal of low-level radioactive waste material
US4352601A (en) * 1980-08-18 1982-10-05 Stabatrol Corporation Permanent bin for temporary storage of hazardous materials
DE3038592C2 (de) * 1980-10-13 1985-03-28 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Lager mit Abschirmbehältern
US4362434A (en) * 1980-10-28 1982-12-07 Stabatrol Corporation Permanent disposal vault for hazardous chemical waste materials
US4375930A (en) * 1980-12-03 1983-03-08 Stabatrol Corp. Permanent disposal vault for containers
US4415459A (en) * 1981-06-08 1983-11-15 Coffman Moody L Waste disposal systems and methods
US4584821A (en) * 1982-08-09 1986-04-29 Booth Manufacturing Co. Automatic cartoning machine and method for packaging articles such as fruit

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008506103A (ja) * 2004-07-08 2008-02-28 ブリティッシュ・ニュークリア・フューエルズ・パブリック・リミテッド・カンパニー 廃棄物を処理および最小化する方法

Also Published As

Publication number Publication date
ES8900267A1 (es) 1989-07-01
FI852650A0 (fi) 1985-07-04
EP0167404A3 (en) 1989-02-22
BR8503300A (pt) 1986-04-01
PH23623A (en) 1989-09-11
YU109985A (en) 1990-12-31
KR930008246B1 (ko) 1993-08-27
EP0167404A2 (en) 1986-01-08
ES544875A0 (es) 1989-07-01
ZA854712B (en) 1986-02-26
KR860001449A (ko) 1986-02-26
FI852650L (fi) 1986-01-06
CA1257558A (en) 1989-07-18
US4681706A (en) 1987-07-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS6135400A (ja) 核廃棄物包装設備
US4784802A (en) Nuclear waste disposal site
US4845372A (en) Nuclear waste packing module
JPH02287198A (ja) 放射性廃棄物処理用のボールト設備及び廃棄物処理方法
CN103971778A (zh) 核电站放射性湿固体废物包装容器处置单元和处置方法
US4861194A (en) Waste disposal system
JPS6140597A (ja) 核廃棄物包装用モジユ−ル
US5125532A (en) System for the permanent storage of radioactive wastes
WO2015088117A1 (ko) 천층처분시설 방사성 폐기물 드럼의 정치를 위한 가이드 장치
EP0167403B1 (en) Land disposal site for the disposal of nuclear waste
CN85105835A (zh) 核废料封装组合罐
CN85105834A (zh) 核废料封装设施
CN85105839A (zh) 关于废料处置的改进
JP2004012356A (ja) 高密度粘土系土質材料の施工法と施工装置
JPS6221100A (ja) 放射性廃棄物の地中処分方法
Pettersson et al. Final repository for spent nuclear fuel in granite-the KBS-3V concept in Sweden and Finland
Wimelius et al. Backfilling of KBS-3V deposition tunnels-possibilities and limitations
RU2754771C1 (ru) Способ захоронения радиоактивных отходов и контейнер для их хранения
KR102510544B1 (ko) 건설용 리프트를 이용한 방사성폐기물 표층처분시설 대형용기 장입 및 임시 개구부 폐쇄시공 공법
JP3023410B1 (ja) 廃棄物を地下に階層式に積重ねることにより処理処分するための方法
Spalding Burial trench dynamic compaction demonstration at a humid site
Gelbutovskiy et al. NORM–Contaminated Iodine Production Facilities Decommissioning in Turkmenistan: Experience and Results
JPS62161098A (ja) 密閉設備の再取り出し方法
Darnell et al. Application of existing low-level waste technology offers 17-to-1 volume reduction and enhanced disposal at low cost
Bittner et al. The Mixed Waste Management Facility closure and expansion at the Savannah River Site