JPS6179199A - 放射性廃棄物の固化処理方法および固化処理装置 - Google Patents

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］ 本発明は原子力発電所等の放射性物質取り扱い施設から
発生する中レベルないし低レベルの放射性廃棄物の固化
５１Ｉｉ理方法および固化処理装置に関する。

［発明の技術的背景とその問題点］ 従来から、原子力発電所等の放射性物質取り扱い施設で
発生する、例えば放射性廃液や使用済みイオン交換樹脂
等の放射性廃棄物の減容、固化処理法としては、以下の
ような、セメント固化法、アスファルト固化法、プラス
チック固化法、ペレット化法、焼却法、湿式分解法等が
知られている。

′（イ）セメント固化法 この方法は、溶液状あるいはスラリー状の液状放射性廃
棄物を濃縮乾燥して硫酸ナトリウムを含む粉体とした後
、あるいは使用済みイオン交換樹脂を乾燥処理した後、
セメントを固化剤として固化処理する方法である。

このセメント固化法では、耐火性に優れ、機械的強度の
大きい固化体が得られる利点があるが、固化体の重量が
大きくなって取り扱いが困難となるうえに、固化体の発
生量が多くなるという欠点がある。

（口〉アスファルト固化法 この方法は、液状放射性廃棄物を濃縮乾燥して硫酸ナト
リウムを含む粉体とした俊、あるいは使用済みイオン交
換樹脂を乾燥処理した後、アスファルトを固化剤とて固
化処理する方法である。

この方法では、安価に固化体を形成し得る利点があるが
、固化材が可燃性であるために得られる固化体が耐火性
に乏しく、かつ機械的衝撃に弱いという欠点がある。

（ハ）プラスチック固化法 この方法は１．液状放射性廃棄物を１縮乾燥して硫酸ナ
トリウムを含む粉体とした侵、あるいは使用済みイオン
交換樹脂を乾燥処理した後、熱硬化性のプラスチックを
固化剤として固化処理する方法である。

この方法では、セメント固化法の場合のように水分も共
に固化されることはな（、セメント固化法に比して固化
体の発生量を１１５程度にまで減容することができ、得
られる固化体も機械的性質等に優れているという利点が
あるが、使用されるプラスチックの単量体の多くが常温
で揮発性であるため、固化処理過程で火災発生の危険が
あり、また固化剤が有機材料であるために得られる固化
体が耐火性に乏しくなるという欠点がある。

（ニ）ペレット化法 この方法は、液状放射性廃棄物を濃縮乾燥して硫酸ナト
リウムを含む粉体とした後、これをペレット化し、中間
貯蔵する方法である。

この方法によれば、放射性廃棄物の発生量はプラスチッ
ク固化法におけるよりも減容される利点があるが、イオ
ン交換樹脂やフィルターのように有機物からなる放射性
廃棄物には適用し難いという欠点がある。

（ホ）焼却法 この焼却法には、空気を送り廃棄物を焼却処理する方法
と、廃棄物を乾留し熱分解により発生したガスを燃焼す
る方法がある。

これらの方法は、いずれもイオン交換樹脂やフィルター
のように原子力発電所において大量に発生する有機質の
廃棄物を高温で分解して減容化する方法であり、減容性
に優れている利点がある。

しかしながらこれらの方法には、前者にあってはイオン
交換樹脂、特に粉末イオン交換樹脂のように粒径が数１
０μｍ程度のものを燃焼処理する場合に、空気により廃
棄物の飛散が促進され、放射能のオフガス系への持ち込
みが大きくなり、フィルタに大きな負担をかけるという
欠点がある。

また後者の方法では、処理物への空気の送り込みがない
ために放射能の飛散は大幅に軽減されるものの、前者の
方法に比較すると未燃焼残漬が多くなり、特にイオン交
換樹脂の場合には、乾留処理によりコークス化して骨格
がそのまま残留づるため、重量は減少するがほとんど減
容しないという欠点がある。

（へ）湿式分解法 この方法は、放射性のイオン交換樹脂のような有機質の
放射性廃棄物を、過酸化水素の分解時に発生する活性の
酸素、あるいは高圧を加え水中に溶解させた酸素により
酸化分解して減容する方法である。

この方法では、放射能の飛散がなく大幅にイオン交換樹
脂を減容することが可能であるが、処理に長時間を要し
、また設備が大がかりになるという難点がある。

［発明の目的］ 本発明者等は、このような従来の欠点を解消すべく鋭意
研究をすすめた結果、原子力発電所等の放射性物質取り
扱い施設で発生する硫酸ナトリウムを含む放射性濃縮廃
液を乾燥し、ガラス化剤および有ｎ質の固体放射性廃棄
物とともに加熱溶融することにより、有機質の固体放射
性廃棄物および硫酸ナトリウムが分解して減容化し、同
時にガラス固化体を形成し得ることを見い出した。

すなわち原子力施設で発生する液体放射性廃棄物を乾燥
して得られる硫酸ナトリウムは、ガラス工業において利
用される素材の１つであり、８８４℃以上で溶融する。

硫酸ナトリウムの溶融塩中では、イオン交換樹脂等の有
機物は飛散せずに熱分解してコークス化し、このコーク
ス化した炭素成分およびガラス化剤と＠酸ナトリウムと
が反応してＧｏ、ＣＯ２，８０２等のガスを発生しつつ
ガラス化してさらに減容化が進行するのである。

本発明は、かかる知見に基づいてなされたもので、従来
の放射性廃棄物の固化法およびイオン交換樹脂の焼却方
法の欠点を解消した放射性廃棄物の固化処理方法および
固化処理装置を提供することを目的とする。

［発明の概要］ すなわち本発明の放射性廃棄物の固化処理方法は、原子
力施設で発生した硫酸ナトリウムを含む液体放射性廃棄
物を乾燥して粉体化し、この乾燥粉体とガラス化剤と有
機質の固体放射性廃棄物とを加熱して有機質の固体放射
性廃棄物を熱分解させ、発生した熱分解ガスを処理して
系外に排出するとともに残留したガラス化物を貯蔵容器
に充填することを特徴としており、またその固化処理装
置は、硫酸ナトリウムを含む液体放射性廃棄物を乾燥処
理する液体放射性廃棄物前処理装置と、前記乾燥処理装
置で得られた乾燥粉体とガラス化剤と有機質の固体放射
性廃棄物との混合物を加熱溶融するガラス溶融炉と、前
記ガラス溶融炉で発生した熱分解ガスを処理して系外に
排出するオフガス処理装置と、前記ガラス溶鍵炉でガラ
ス化した放射性廃棄物を貯蔵容器に充填するガラス化物
充填装置とを備えてなることを特徴としている。

以下本発明の放射性廃棄物の固化処理方法について、さ
らにその詳細を説明する。

本発明の固化処理方法によれば、原子力施設で発生した
硫酸ナトリウム含有濃縮廃液の他に、使用済みイオン交
換樹脂、フィルタスラッジ、紙、布、ポリオレフィンシ
ート等の有機質の固体放射性廃棄物が同時に減容固化処
理される。

本発明においては、まず原子力Ｍ設で発生した硫酸ナト
リウムを含む液体放射性廃棄物が常法により乾燥粉体化
され、この乾燥粉体とガラス化剤とイオン交換樹脂、フ
ィルター等の有機質の固体廃棄物とが混合されて高温で
加熱される。

上記のｌｉ’ｌｌ酸ナトリウムを含む液体放射性廃棄物
を乾燥処理して得た乾燥粉体中には、液体放射性廃棄物
中にスラリー状で分散されていたイオン交換樹脂やフィ
ルターが含まれていてもよい。

またガラス化剤としては、＠酸ナトリウムの耐水性、機
械的強度を向上させるガラス形成物質であれば、いかな
るものでも使用可能であるが、特に二酸化ケイ素が適し
ている。なお、二酸化ケイ素とともにホ”７Ｌ水酸化ア
ルミニウム、炭酸カルシウム等を併用するようにしても
よい。

−股に硫酸ナトリウムと二酸化ケイ素とを加熱すると溶
融して強度の高いガラス化物が得られるが、これらの成
分だけでは反応の進行に伴いソーダガラス成分が増加し
、これと共に溶融物の粘度が高くなって処理物の溶融状
態を維持するのに１４００℃程度の高温まで加熱する必
要が生じる。ガラス化剤としてホウ酸を併用すると゛ガ
ラス溶融物の粘度は大幅に低下し１２００℃程度の温度
でも十分に溶融状態が維持できるようになる。

また本発明により形成されるガラスは減容性を高くする
ためにソーダ分が多くなっており、したがって耐水性が
低くなっているが、ホウ酸および水酸化アルミニウムは
ガラスの耐水性を向上させる作用をする。さらに炭酸カ
ルシウムもガラスの粘性を低下させ、耐水性を向上させ
る効果があるうえに、乾燥粉体に含有される硫酸ナトリ
ウムの分解を促進する作用をする。

本発明において、乾燥粉体とガラス化剤との配合量は例
えば次の範囲が適している。

放射性濃縮廃液乾燥粉体・・・・・・２０〜５５％二酸
化ケイ素　　　・・・・・・・・・・・・２５〜６５％
ホウ酸　　　　　　・・・・・・・・・・・・１〜２０
％水酸化アルミニウム　　・・・・・・・・・・・・１
〜７％炭酸カルシウム　　　　・・・・・・・・・・・
・１〜１５％この加熱工程で、イオン交換樹脂等の固体
放射性廃棄物は容易に熱分解してコークス化する。残留
した炭素成分は（１）式で示されるように硫酸ナトリウ
ムにより酸化され、−酸化炭素となって放出される。

また二酸化ケイ素の存在下では（２）式で示されるよう
に亜硫酸ナトリウムは分解されて二酸化イオウを発生し
、ソーダ・ケイ酸ガラスとなりガラス化する。

Ｎａ　ｚ　ＳＯ４＋Ｃ−−→ ＮａｚＳＯａ＋ＣＯ↑−（１） Ｎａ　　２　　Ｓｏｘ　　＋３ｉ　　０２　−−−Ｎａ
　　２　０−３ｉ　　０２　　＋ＳＯ２↑−（２，）上
記の式から明らかなように、本発明においては硫酸ナト
リウム自体が分解されてイオウ成分を放出し生成物が大
幅に減量される。しかも、放射性濃縮廃液中の放射能成
分やガス化しなかった炭素質成分はコークス化してガラ
ス化物中に閉じ込められるので、極めて安全性の高い固
化体が得られる。

したがって処理時における放射能の除染係数は極めて高
く、前述した湿式焼却処理方式に近い条件下でイオン交
換樹脂等の減容処理を行なうことが可能である。

なお、以上の反応過程で生成した熱分解ガスは、常法に
より燃焼処理され、放射能が除去された後系外に放出さ
れ、またガラス化した固体放射性廃棄物は、所定の貯蔵
容器に充填される。

次に本発明の固化処理装置について説明する。

本発明の減容固化処理システムは、第１図に示すように
、放射性廃棄物前処理装置１、ガラス溶融炉２、オフガ
ス処理装置３．および固化体取扱い装置４からその主体
部分が構成されている。

放射性廃棄物前処理装置！１１としては、例えば公知の
縦型薄膜乾燥機が用いられる。

一般に、有機質の雑放射性廃棄物は、前処理することな
しにガラス溶融炉２中に投入することが可能であるが、
イオン交換樹脂類の廃スラツジおよび放射性濃縮廃液等
は、ここで乾燥処理された後、ガラス溶融炉２中に投入
される。

ガラス溶融炉２は、放射性廃棄物前処理装置１で生成し
た硫酸ナトリウムを含む乾燥粉体と紙、布、その他の有
機賀雑放射性廃棄物とガラス化剤とをａｉ温で加熱し、
熱分解するとともにガラス化する装置である。このガラ
ス溶融炉２の熱源としては、高周波加熱装置が適してお
り、その電源周波数としては、ガラス溶融炉２の内径が
２０〜６０ｃｍの範囲である場合には１０〜４００　ｋ
Ｈｚが適当である。

オフガス処理装置３は、主として、ガラス溶融炉２で発
生した可燃性の熱分解ガスを焼却し、放射能を除去した
うえで系外に放出する装置である。

このオフガス処理装置３は、熱分解ガスを焼却するため
の燃焼室と、ここから発生するオフガスから放射能を完
全に除去するための耐火材からなる高性能フィルターと
、オフガス中の放射能の有無を確認するための測定系と
から構成されている。

固体取扱い装置４は、ガラス化した放射能廃棄物を取出
し貯蔵容器に充填する装置であって、ガラス溶融炉２下
部の出口ノズルより１友出されたガラス溶融物は、ここ
で金属製キャニスタ−に注入され冷却後、放射性廃棄物
貯蔵庫に移される。

本発明の固化処理装置においては、まず溶液状あるいは
スラリー状の液体放射性廃棄物が、放射性廃棄物前処埋
装＠１で乾燥処理される。、ＢＷＲ原子力発電所におい
ては、濃縮廃液の主成分が硫酸ナトリウムであるため、
乾燥処理されて生じた粉体中には硫酸ナトリウムが多聞
に含有される。

この硫酸ナトリウムを含む乾燥粉体は他の有機質の雑放
射性廃棄物およびガラス化剤とともにガラス溶融炉２中
に装入され、ここで加熱されてＣＯ１ＣＯ２、Ｓ０２等
の熱分解ガスを生成するとともにガラス化される。

なお起動時には、ガラスの電気伝導度が低いので、電気
伝導度の高い物質、たとえば炭化ケイ素を添加すること
が望ましい。炭化ケイ素は、その構成元素がガラス化反
応に関与する元素と同一であるので同様に熱分解され、
残留物は溶融ガラス中に取り込まれる。また起動時には
、できるだけ早く溶融ガラスを形成させるため、放射性
廃棄物のガラス形成物質である硫酸ナトリウムを多量に
含む乾燥粉体をまず装入することが望ましい。硫酸ナト
リウムはその融点が８８４℃であり比較的低い温度で容
易に溶融してガラス化する。

次に溶融して電気抵抗の低くなった硫酸ナトリウムを更
に高周波加熱により発熱させて１ｏｏｏ〜１２００℃ま
で昇温させ、この状態で可燃性の放射能廃棄物あるいは
使用済みのイオン交換樹脂等の有殿質の雑放射性廃棄物
をガラス溶融炉２中に投入して熱分解させる。

ここでコークス化した廃棄物中の炭素は、前記（１）お
よび（２）式で表わされる反応により硫酸ナトリウムを
分解してこれを減容化する。

第２図は、ガラス溶融炉２中の装入物の状態を概略的に
示す断面図である。

同図に示すように、ガラス溶融炉２の上部に設置された
ホッパー２８からは硫酸ナトリウムとイオン交換樹脂等
の有機質固体放射性廃棄物が装入され、ホッパー２ｂか
らは、５ｉ０２等のガラス化剤が装入される。これらの
装入物は、ガラス溶融炉２内の上層のＡｉｌで下層側か
ら上昇してくる熱分解ガスにより５００℃以上にまで加
熱され、順次下層の８層へ移りながら有機質成分が熱分
解してＧｏ、ＣＯｚ等の炭化水素系ガスを発生し、同時
にコー・クス化が進行して減容化する。さらに０層にお
いて、一体に溶融し、硫酸ナトリウムが分解してＳＯｚ
を発生し、反応の進行につれて比重が増大して最下層の
Ｄ層へ沈降し安定した溶融ガラス層となる。

なお、Ａ層の放射性廃棄物は、８１１かう上昇してくる
放射能を含んだ熱分解ガスに対してはフィルタとして機
能し、系外に放射能が放出されるのを防ぐ役目を果す、
、５は加熱用高周波コイルである。

ガラス溶融炉２で発生した熱分解ガスは、オフガス処理
装置３に送られ、まず補助燃料により加熱された燃焼室
に送り込まれる。ここで熱分解ガスは完全燃焼させられ
ＣＯ２と８２０にまで酸化される。その後、ガスは耐火
材からなるフィルターに通されて放射能が除去され、最
後に高性能フィルターに通された後、放射能の有無がモ
ニターにより確認されてスタックから系外に放出される
。

一方、Ｄ層のガラス化物は、下部の取出し口より排出さ
れて金［４キャニスタ−に注入、固化されて、放射性廃
棄物貯蔵庫に貯蔵される。

［発明の実施例１ 以下本発明を具体化した一実施例について説明する。

第３図は、本発明の一実施例の放射性ｅｉ棄物の固化処
理装置の構成を概略的に示す図である。

図において符号１１は、ポンプ１２により供給される硫
酸ナトリウムを含む液体放射性廃棄物を乾燥して粉体化
する竪型Ｎ躾乾燥機を示している。

竪型薄膜乾燥１１１はコンベアライン１３を介して放射
性！Ｉ縮廃液乾燥粉体用ホッパ１４およびイオン交換樹
脂粉体用ホッパ１５に接続され、これらのホッパ１４．
１５は、ガラス溶融炉１６上部に開口する材料投入口１
７に接続されている。

また、ガラス溶融炉１６の材料投入口１７には、有機質
の雑放射性廃棄物供用ホッパ１８およびガラス止剤供給
用ホッパ１つの出口配管も接続されている。

材料投入口１７とガラス溶融炉１６の間には、第４図に
示すように、放射性廃棄物定量供給機２０およびダンパ
ー２１が配設されており、ガラス溶融炉１６への放射性
廃棄物の投入量が調節される。

ガラス溶融炉１６側面下部には加熱用高周波コイル２２
が巻装されている。またガラス溶融炉１６の底部には出
口ノズル２３が開口しており、その外周には、図示を省
略した加熱ヒータと冷却管とが巻回されている。この出
口ノズル２３には、溶融ガラス化物を廃棄物貯蔵容器に
充填する充填装置が接続される。

ガラス溶融炉１６の側面上部には熱分解ガス出口２４が
設けられオフガス処理装置へ接続されている。２５は溶
融ガラス層の液面を検出するための熱電対からなるレベ
ル計である。

第３図において、オフガス処理装置は、熱分解ガス燃焼
室２６、耐火材よりなるフィルタ室２７、オフガス冷却
装Ｗ１２８、＾性能フィルタ２９、脱硫装！ｉ３０、ス
タック３１とからなり、高性能フィルタ２９の直後に放
射能モニタ３２が配設されいる。

この実施例の放射性廃棄物の固化処理装置では、まず原
子力施設で発生した放射性濃縮廃液のような溶液状の放
射性廃棄物やイオン交換樹脂のようなスラリー状の放射
性廃棄物は、まず竪型薄膜乾燥機１１により乾燥されて
粉体化される。

この竪型ｔｉｌ！乾燥１１１は、一般の化学プラントや
放射性廃棄物処１１！（プラスチック固化、ベレット化
）等に広く使用されているものであり、内部が気密で洩
れがなく、かつ内部構造が簡単であるために除染および
点検が簡単であるという利点がある。

液体放射性廃棄物は竪型薄膜乾燥機１１の入口から供給
され、加熱乾燥されて粉末状となり下部の粉体出口から
コンベアライン１３上に落下する。

一方、他の有機質の固体放射性廃棄物３３はドラム缶あ
るいはその他の容器で運搬され、有ａ＊雑敢射性廃棄物
用ホッパ１つからガラス溶融炉１６の材料投入口１７に
投入される。なお、このとき有機質放射性廃棄物３３中
に、金属片その他の不燃性廃棄物の大きい塊が含まれて
いる場合には、予め除去される。

次にこれらの固体放射性廃棄物は、ガラス溶融炉１６中
で加熱されるが、ガラス溶融炉１６起動時には、炭化ケ
イ素を混合したガラス化剤が装入される。また起動時に
はできるだけ速やかに溶融ガラスを形成することが望ま
しいのでガラス成分となる硫酸ナトリウムを多者に含む
乾燥粉体が最初に装入される。

この後、乾燥処理された廃スラツジ、イオン交換樹脂、
その他の有機質の固体放射性廃棄物が適当量の硫酸ナト
リウムを含む放射性濃縮廃液乾燥粉体およびガラス化剤
である二酸化ケイ素およびホウ酸とともにガラス溶融炉
内に投入される。ガラス溶融炉内の温度は、ガラス溶融
層で１０００℃以上、例えば１２００℃とされ、投入さ
れた固体放射性廃棄物上部で２００℃程度となるように
温度勾配がつけられる。

ここで、ガラス溶融層の上に堆積された固体放射性廃棄
物の大部分は、その熱分解温度以上（５００℃以上〉と
なるため、可燃性の熱分解ガスが多階に発生し、廃棄物
のコークス化が進行する。

またガラス溶融層の直上では廃棄物中の有機質成分がコ
ークス化し、この炭素成分とガラス化剤と硫酸ナトリウ
、ムとが溶融・してガラス化が開始される。ガラス化し
たものは溶融物から分離し、その比重が大きいためにガ
ラス溶融物中へ沈降する。

一方、放射性廃棄物の熱分解によって生じた熱分解ガス
は、ガラス溶融炉１６側面上部に設けられた熱分解ガス
出口２４からオフガス処理装置へと導かれる。このとき
、熱分解ガスは、ガラス溶融炉１６内に堆積された固体
放射性廃棄物の間を通過しながらこれを加熱し、かつ含
有する放射能が固体放射性廃棄物のフィルタ作用により
除去される。

このように本発明の固化処理装置における放射能の同伴
率は、熱分解が静的に行なわれ、かつガラス溶融炉内上
部の放射性廃棄物によるフィルタ効果により極めて低く
押えることができる。

処理の進行に伴い溶融ガラスの量が増加して一定レベル
に達するとレベル計２５がこれを検出して警報が出され
、ガラス溶融炉１６底部の出口ノズル２６より溶融ガラ
スが抜き出される。

溶融ガラスの１友き出しは、通常のガラス固化処理用の
溶融炉で利用される方法により行なわれる。

すなわち、通常の運転時には冷却管により出口ノズル２
３内の°ガラスを固化させて出口ノズル２３を塞いでお
き、取り出し時には加熱ヒータに通セして出口ノズル２
３内のガラスを溶融さけてカラス化物を廃棄物貯蔵容器
３４に排出させる。

またガラス溶融炉１６より出た熱分解ガスは燃料バーナ
２６ａによりａ　ｏ　ｏ　’ｃ程度に加熱された熱分解
ガス燃焼室２６へ送り込まれ、ここで酸化されて炭酸ガ
スと水にされ、フィルタ室２７に送り込まれる。

フィルタ室２７はキャンドル形のセラミックフィルタか
らなり、高温のガスから粉塵およびそれに含まれる放射
能を除去する。フィルタ室の温度は６００〜８００℃に
保たれており、熱分解ガス燃焼室２６で酸化しきれずに
残っている可燃性ガスも完全に酸化される。

フィルタ室２７を出た燃焼ガスは、冷却室２８で３〜４
倍の大気と混合されて２００℃以下にまで冷却され、高
性能フィルタ２９を通過して、放射能が完全に除去され
た状態とされて環境に放出される。

高性能フィルタ２９を通った廃ガスは、放射能の有無を
放射能［ニタ３２により測定され、放射能成分が含まれ
ていないことが確認される。

その後、脱硫装置３０により廃ガス中に含まれる亜硫酸
ガスが除去される。

この段階では放射能がないために、脱硫装置３０として
は、一般産業で用いられているものを使用することがで
きる。

脱硫処理により発生した二次廃棄物は、一般廃棄物とし
て処理することが可能である。

脱硫処理後の廃ガスは、原子力施設のスタック３１より
環境に放出される。

実験例 前記した装置を用いて以下の組成の放射性廃棄物および
ガラス化剤を、温度約１２００℃で加熱し、その上に粒
状イオン交換樹脂の乾燥処理物をガラス成分の１０倍量
を投入して加熱処理を行なった。

放射性濃縮廃液乾燥粉体・・・４５〜５５％二酸化ケイ
素　　　・・・・・・・・・３５〜４５％ホウ酸　　　
　　　・・・・・・・・・・・・・・・１０％およそ１
時間経過後にはガラス溶融物が生成していることが確認
された。

生成したガラスは耐火性に優れたホウケイ酸ソーダガラ
スであり、その物性は以下の通りであつｌこ　。

ガラス転移点　　　５１０℃ 軟化点　　　　　　６１０℃ 作業点　　　　　　９５０℃ 比重　　　　　　　　２．５１ 酸化ナトリウム溶出ｆｆ１（２５℃純水中〉６．８Ｘ　
１０’　ＩＪ　／　ｃ／−ｄａｙ［発用の効果１ 以上説明したように、本発明の放射性廃棄物の固化処理
方法および固化処理装置によれば、高い減容率で放射性
廃棄物を処理することができ、ま　・た生成した固化体
は耐水性、耐熱性に浸れ、しかも経年変化による劣化が
少なく化学的、機械的にも高い安定性を有している。さ
らにガラス化剤の使用によりガラス溶融炉の処理最高温
度が下がり、ガラス溶融炉の耐久性が向上するうえに、
ガラス固化体の耐水性、機械的強度が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の放射性廃棄物の固化処理装置の構成を
概略的に示すブロック図、第２図はそのガラス溶融炉の
断面図、第３図は本発明の一実施例の固化処理内の構成
を示す断面図、第４図はそのガラス溶融炉の断面図であ
る。

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子力施設で発生した硫酸ナトリウムを含む液体
   放射性廃棄物を乾燥して粉体化し、この乾燥粉体とガラ
   ス化剤と有機質の固体放射性廃棄物とを加熱して有機質
   の固体放射性廃棄物を熱分解させ、発生した熱分解ガス
   を処理して系外に排出するとともに残留したガラス化物
   を貯蔵容器に充填することを特徴とする放射性廃棄物の
   固化処理方法。
2. （２）ガラス化剤が二酸化ケイ素およびホウ酸の混合物
   である特許請求の範囲第１項記載の放射性廃棄物の固化
   処理方法。
3. （３）液体放射性廃棄物が使用済みイオン交換樹脂その
   他の有機質の固体放射性廃棄物を含んでいる特許請求の
   範囲第１項または第２項記載の放射性廃棄物の固化処理
   方法。
4. （４）原子力施設で発生した硫酸ナトリウムを含む液体
   放射性廃棄物を乾燥して硫酸ナトリウムを含む乾燥粉体
   とする乾燥処理装置と、前記乾燥処理装置で得られた乾
   燥粉体とガラス化剤と有機質の固体放射性廃棄物との混
   合物を加熱溶融するガラス溶融炉と、前記ガラス溶融炉
   で発生した熱分解ガスを処理して系外に排出するオフガ
   ス処理装置と、前記ガラス溶融炉でガラス化した放射性
   廃棄物を貯蔵容器に充填するガラス化物充填装置とを備
   えてなることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理装置
   。
5. （５）ガラス溶融炉は高周波加熱装置を熱源とする特許
   請求の範囲第４項記載の放射性廃棄物の固化処理装置。