JPS6179200A

JPS6179200A - 放射性廃棄物の固化処理方法

Info

Publication number: JPS6179200A
Application number: JP20118084A
Authority: JP
Inventors: 尚実豊原; 松浦　宏之; 川西　宣男
Original assignee: Toshiba Corp; Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp; Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date: 1984-09-26
Filing date: 1984-09-26
Publication date: 1986-04-22

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】［発明の反衝分野］本発明は原子力発電所等の放射性廃棄物り扱い７７［！
ｉ　ＫＱから発生する中低レベル放射性廃棄物の固化処
理方法に関するものである。

［発明の技術的背與］従来より、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固化処理方法としては、セメント固
化法、アスファルト固化法およびプラスチック固化法等
が知られている。

これらの固化法は、例えば放射性廃液の場合には、濃縮
乾燥され、主として硫酸ナトリウムからなる粉体とされ
た後、また、使用済みイオン交換樹脂の場合には乾燥処
理された後、それぞれセメント、アスファルトあるいは
プラスチックからなる固化剤により固化されるというも
のである。

これらの固化法のうち、セメント固化法は、耐火性に優
れ、機械的強度も大きい固化体が得られ最も一般的であ
ったが、廃棄物固化体の発生量が番卒になるという欠点
がある。

アスファルト固化法は、安価に固化体を形成し得るが、
形成された廃棄物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。

プラスチック固化法は、近時、有望視されている工法で
あって、軽量でかつ機械的性質等に浸れた固化体を形成
ザることが可能である。

このプラスチック固化法では、放射性廃棄物は乾燥処理
の後、粉体化され、多くの場合熱硬化性樹脂で固化され
るため、セメント固化法の場合のように水分も共に固化
されることはなく、減容性において大幅に改善される。

セメント固化法に比してプラスチック固化法においては
、放射性廃棄物の発生量を１１５程度にまで減容するこ
とが可能である。

しかし、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
あること、また固化剤として用いられるものが有機材料
であるために得られる固化体が耐火性に乏しいという欠
点がある。

一方、放射性廃棄物を大幅に減容する方法として、乾燥
処理の後これをペレット化し、中間貯蔵する方法も提案
されている。この方法によれば、放射性廃棄物の発生の
はプラスチック固化法を上回る程度まで減容される。

［背景技術の問題点］しかしながら、プラスチック固化法にしてもベレット化
法にしても放射性廃棄物は前処理と゛して乾燥処理がな
されるのみである。そして、乾燥処理された廃棄物がそ
のまま固化剤により固化される。

従って、乾燥後の放射性廃棄物は、熱分解等によりさら
に減容されることはなく、セメント固化法に比べて廃棄
物発生ｍが１１５にまで減容されるのが減容の限界とな
る。このため、廃棄物貯蔵の見地よりさらに大きな減容
性が必要な場合には、適用できないという問題があった
。

［発明の目的］本発明はプラスチック固化法に代表されるかかる従来の
固化法の欠点を解消しようとするものであり、耐熱見に
優れ、長期間にわたる貯蔵に対し化学的にも機械的にも
安定で、かつプラスチック固化法以上の減容性を有する
放射性廃棄物の固化処理方法を提供することを目的とす
る。

［発明の概要１原子力発電所等の放射性物質取り扱い施設で発生する放
射性濃縮廃液には、施設内で生じた使用済みイオン交換
樹脂の再生に使用した＠酸と水酸化ナトリウムから生ず
る硫酸ナトリウムが主成分として含まれている。

他には金属の腐食生成物であるクラッド（鉄の酸化物や
水酸化物を主成分とする）や原子炉内で生じた６０ＣＯ
や５４　Ｍｎのような放射化物が存在している。

本発明は、上述の放射性濃縮廃液の主成分である硫酸ナ
トリウムがガラス工業にＪ３いて利用される素材の１つ
であり、黒鉛等の適当な還元剤の存在下で二酸化ケイ素
とともに約１２００’Ｃで加熱溶融するとガラス化する
ことに注目してなされたものである。

硫酸ナトリウムの融点は８８４℃であるが、この温度以
上でｌｌｉ！ｔＭナトリウムは溶融塩となり黒鉛等の還
元剤が存在すると、（１）式で示寸ように還元されて亜
硫酸ナトリウムとなり、−酸化炭素を放出する。これに
二酸化ケイ素を加えれば（２）式で示されるように亜ｌ
Ｉｉ！ｉ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　２８０＜　＋Ｃ→Ｎａ　２　ＳＯ３＋ＣＯ・　（
１）Ｎａ　２８０３　＋Ｓｉ　Ｏｚ耐Ｎａ　２０Ｓｉ　０２　＋ＳＯ２・・・・・・・・・
・・・・・・（２）ここで注目すべきことは、本発明に
おいては硫酸ナトリウム自体が分解されることにより、
イオウ成分を放出して生成物が大幅に減量されることで
ある。しかも、放射性濃縮廃液中の放射能は、そのガラ
ス体中に閉じ込められ、極めて安全性の高い固化体が得
られるのである。

ところで、このソーダ・ケイ酸ガラスは酸化ナトリウム
が２０重量％以上含まれると極端に耐水性が悪くなり、
その溶融物は水ガラスという名で知られている。また、
酸化ナトリウムが５０ｆｆｉ１％以上になるとガラス状
態を保てなくなることも知られている。

そこで、本発明は第３元素としてホウ素、第４元素に酸
化アルミニウムを加えることにより、ホウケイ酸ソーダ
ガラスとなし、形成するガラス体の耐水性、溶融性等の
諸性質を向上させたものである。

すなわち本発明の放射性廃棄物の固化処理方法は、硫酸
ナトリウムを含有する固体あるいは液体の放射性廃棄物
を還元剤の存在下で二酸化ケイ素、ホウ素化合物および
アルミニウム化合物とともに加熱溶融し、放射性物質を
含むガラス固体廃棄物とすることを特徴としている。

本発明で使用される放射性廃棄物は放射性廃液を濃縮乾
燥して粉体としたものでもあるいは濃縮廃液のまま用い
てもよい。しかし濃縮廃液の場合には溶融に必要な熱を
水の蒸発に使うためにガラス作成時間が長くなり、また
溶融物の飛散がおこる等の不都合が生じる。従って放射
性Ｆｊｅ東物は乾燥粉体の形で用いることが好ましい。

本発明で用いられる二酸化ケイ素の配合量は還元剤を除
く全配合量の３０〜６０重量％、特に３５〜４５重ω％
が適当である。なお３０重母％より少ないと固化体がガ
ラス化しなくなる。一方、６０ｆｆｌω％を越えると減
容性が悪くなる。

本発明で用いられるホウ素化合物としては、ホウ酸、ホ
ウ砂や脱水ホウ砂等が用いられるがこのうちホウ酸が特
に好ましい。ホウ酸以外のホウ素化合物、特に原子数比
で小つ索の１／２モルのナトリウムをガラス固化体内に
持ち込むホウ砂や脱水ホウ砂は好ましくない。

ホウ素化合物の配合量は溶融性を上げ、ざらに耐水性を
よくするためホウ酸換亦で還元剤を除く全配合量の０．
５〜１５重看％が適当である。

アルミニウム化合物の配合ωはガラス固化体の耐水性を
向上させるため、水酸化アルミニウム換算で還元剤を除
く全配合量の０．５〜７重口％が適当である。なお水酸
化アルミニ・クム以外では公知のアルミナ、カオリンが
使用可能である。

還元剤としては、黒鉛、イオン交換樹脂、活性炭等が使
用可能である。イオン交換樹脂の場合は硫酸ナトリウム
の溶融塩上で高温のため容易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が還元作用をするからで
あり、このイオン交換樹脂は使用済みイオン交換樹脂で
あってもよい。

還元剤の添加量は還元剤不足により硫酸ナトリウムが酸
化ナトリウムに分解せず、溶融ガラス表面に浮いて（ゴ
ールと呼ばれる）分解することを防ぐように決定しなけ
ればならない。

還元剤の添加量は、還元剤として黒鉛を添加する場合、
硫酸ナトリウムの５ｍｍ％が必要である（例えば成瀬著
「ガラス工学」、井守出版、１９８１）が、実際の添加
必要量は溶融炉の条件によって大きく変り、密閉性が不
十分な炉では乾燥粉体中のＩａＭナトリウムの２０重Ｄ
％あるいはそれ以上必要である。この値は実際に使用す
る炉に合せて決定することが望ましい。

放射性乾燥粉体中には主成分の硫酸ナトリウムの他に鉄
の酸化物や水酸化物の主成分であるクラッドが含まれて
いるが、これらは高温に保持される間に安定な酸化物に
なり（Ｆｅ２０３を主成分とする金属酸化物）、ガラス
副原ねとして取込まれるごとも実験により確認された。

なお、本発明における放射性乾燥粉体の添加量は、所期
の減容性、耐水性が得られるよう決定寸ればよい。

すなわら、乾燥粉体の添加層の調部により作成されるガ
ラス固化体がプラスチック固化体以上の減容性と耐水性
を備えるよう設計することが可能である。

本発明の配合比率によりプラスチック固化体の２／３〜
１／２の減容性を持つガラス固化体が得られた。

さらに還元剤として、前述のように使用済みイオン交換
樹脂を使用すれば、減容比１／６もの優れた固化体が得
られる。

本発明により得られるホウケイ酸ソーダガラ人は工業的
に生産されているパイレックスガラス（コーニンググラ
スワークス社製）のようなホウケイ酸ソーダガラスとは
組成的にはかなり異なっており、その大きな特徴は二酸
化ケイ素の世が少ないこと、酸化ホウ素および酸化アル
ミニウムの含有ｍを限定したこと、さらに他のガラスに
比べるとソーダの１が多いこと、ガラスの安定剤として
ホウ素および酸化アルミニウムの他に濃縮廃液中のクラ
ッド分も利用していること等である。

本発明においては含まれた泡がガラス体から完全に追い
だされるまで溶融を行なうことが望ましく、硫酸ナトリ
ウムの分解によって発生した硫黄酸化ガスが出なくなく
なったあと温度を１００’Ｃ程度上昇させる°と、溶融
時間が短縮しうる。

［発明の実施例］以下本発明の実施例について説明する。

実施例放射性廃液の乾燥粉体を還元剤を除く全配合但の４５〜
５５１ｆｆｉ％、二酸化ケイ素を３５〜４５重量％、ホ
ウ素化合物としてホウ酸（８３８０３＞を１０重量％、
アルミニウム化合物として水酸化アルミニウム（Ａｊ２
　（ＯＨ）　ｓ　＞を４重量％混合し、これに還元剤と
して放射性乾燥粉体の１０重　　　　　゛量％の黒鉛を
添加して、約１２００℃で加熱溶融した。

その結果、二酸化ケイＮ５０〜６５重ｄ％、酸化ホウ素
５〜１０重徂％、酸化アルミニウム２〜３重量％、その
他にクラッドにより生じた鉄酸化物をわずかに含有する
ソーダ３０〜ａｏｍｍ％からなるホウケイ酸ソーダガラ
スが得られた次に濃縮廃液の模擬乾燥粉体として硫酸ナ
トリウムおよび酸化鉄に、二酸化ケイ素、ホウ酸、水酸
１ヒアルミニウムおよび黒鉛を混合後、１２００°Ｃで
加熱してガラス固化体を作成し、その物性を調べた。

このガラス固化体の組成は二酸化ケイ素５８重量％、酸
化ナトリウム２８重世％、酸化アルミニウム２重量％、
酸化ホウ素１０重量％、酸化第二鉄２重量％であり、比
重は２．５１．ガラス転移点は５１０℃であった。また
、耐水試験を行なったところ、２５°Ｃ耗水中において
酸化ナトリウム溶出ｆｎ６．８Ｘ１０−５！Ｊ／ｃイ・
ｄａＶという結果がｉｑられた。

［発明の効果］以上説明したように本発明によれば、減容性に浸れ、耐
水性、耐熱性を有し、しかも経年変化による劣化が少な
く、化学的、機械的に安定な、放射性廃棄物ガラス固化
体を製造することができる。

Claims

【特許請求の範囲】

（１）硫酸ナトリウムを含有する固体あるいは液体の放
射性廃棄物を還元剤の存在下で二酸化ケイ素、ホウ素化
合物およびアルミニウム化合物とともに加熱溶融し、放
射性物質を含むガラス固体廃棄物とすることを特徴とす
る放射性廃棄物の固化処理方法。
（２）硫酸ナトリウムを含有する固体の放射性廃棄物は
、放射性廃液を蒸発して得られる放射性乾燥粉体である
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）還元剤は黒鉛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。
（４）還元剤は使用済みイオン交換樹脂である特許請求
の範囲第１項記載の放射性廃棄物の固化処理方法。
（５）還元剤は活性炭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。
（６）ホウ素化合物はホウ酸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。
（７）アルミニウム化合物は水酸化アルミニウムである
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。
（８）二酸化ケイ素の配合量は還元剤を除く全配合量の
３０〜６０重量％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。
（９）ホウ素化合物の配合量はホウ酸換算で還元剤を除
く全配合量の０．５〜１５重量％である特許請求の範囲
第６項記載の放射性廃棄物の固化処理方法。
（１０）アルミニウム化合物の配合量は水酸化アルミニ
ウム換算で還元剤を除く全配合量の０．５〜７重量％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。