JPS62124499A - 放射性廃棄物の固化処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の固化処理方法Info
- Publication number
- JPS62124499A JPS62124499A JP26371585A JP26371585A JPS62124499A JP S62124499 A JPS62124499 A JP S62124499A JP 26371585 A JP26371585 A JP 26371585A JP 26371585 A JP26371585 A JP 26371585A JP S62124499 A JPS62124499 A JP S62124499A
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- Japan
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- radioactive waste
- melting
- solidifying
- radioactive
- waste
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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】
[発明の技術分野]
本発明は、核燃料再処理施設などで発生する中・低レベ
ルの放射性廃棄物に適した固化処理方法に関する。
ルの放射性廃棄物に適した固化処理方法に関する。
(発明の技術的背景とその問題点]
原子力発電所から発生する使用済の核燃料中にはウラン
(U)、プルトニウム(PIJ)等の有用物質が含まれ
ており、これらは核燃料再処理施設において回収される
ことになる。
(U)、プルトニウム(PIJ)等の有用物質が含まれ
ており、これらは核燃料再処理施設において回収される
ことになる。
この回収方法は通常purex法とよばれ、使用済核燃
料を硝酸で)各解した後、硝酸溶液中のりあるいはpu
をリン酸トリブチルを用いた溶媒抽出プロセスにより回
収させるものでおる。
料を硝酸で)各解した後、硝酸溶液中のりあるいはpu
をリン酸トリブチルを用いた溶媒抽出プロセスにより回
収させるものでおる。
このような再処理工程からは種々の放射性廃液が発生す
るが、10 〜10Ci/m3以下の放射能含有率をも
つ、いわゆる中・低レベルの放射性廃液中には硝酸およ
び水酸化ナトリウムが含有されており、これらは凝集沈
澱や蒸発濃縮等により減容される。この減容化された廃
液は現在アスファルト同化法により同化処理されている
。
るが、10 〜10Ci/m3以下の放射能含有率をも
つ、いわゆる中・低レベルの放射性廃液中には硝酸およ
び水酸化ナトリウムが含有されており、これらは凝集沈
澱や蒸発濃縮等により減容される。この減容化された廃
液は現在アスファルト同化法により同化処理されている
。
アスファルト同化法は、100〜200℃に加熱されて
流動状態となったアスファルト中に放射性廃)侵の乾燥
粉体を供給し、欣剣能をアスフ1ルト中に固定してしま
う方法である。
流動状態となったアスファルト中に放射性廃)侵の乾燥
粉体を供給し、欣剣能をアスフ1ルト中に固定してしま
う方法である。
しかしながら、このアスファルト固化法は、同化体の機
械的、化学的諸性質は放射性廃棄物固化体として要求さ
れる条件を満足しているが、固化材が有機材料であるた
め、高温に長い間保持されると劣化するという問題があ
る。
械的、化学的諸性質は放射性廃棄物固化体として要求さ
れる条件を満足しているが、固化材が有機材料であるた
め、高温に長い間保持されると劣化するという問題があ
る。
例えば同化体としての耐久年数を考慮した場合、核燃料
再処理施設から発生する放射性核種は、はとんどが核分
裂生成物でおり、非常に長い半減期のものが含まれてく
る。例えば137C3の半減期は30年であるため、放
射能を1/1000にするためには300年、1 /
1000000にするためには600年の歳月が必要で
ある。このような長い歳月においては、地殻変動や火事
による固化体の加熱もないとは言い切れず、したがって
長期間にわたる厳重な管理が必要になる。
再処理施設から発生する放射性核種は、はとんどが核分
裂生成物でおり、非常に長い半減期のものが含まれてく
る。例えば137C3の半減期は30年であるため、放
射能を1/1000にするためには300年、1 /
1000000にするためには600年の歳月が必要で
ある。このような長い歳月においては、地殻変動や火事
による固化体の加熱もないとは言い切れず、したがって
長期間にわたる厳重な管理が必要になる。
また、このような放射性廃棄物を処分するための基準は
現段階において未確定であり、これが確立した時点で再
処理する必要も起りうる。その場合、アスファルト同化
法のように一度処理してしまうとその後の再加工が困難
でおるような処理方法は必ずしも有利な方法とはいえな
い。
現段階において未確定であり、これが確立した時点で再
処理する必要も起りうる。その場合、アスファルト同化
法のように一度処理してしまうとその後の再加工が困難
でおるような処理方法は必ずしも有利な方法とはいえな
い。
すなわち、このような放射性廃棄物の処理方法としては
、最終的な処分に至るまでの期間安全な貯蔵が可能であ
り、かつ最終処分を行う場合の再加工が容易であるとい
う条件を備えたものか望ましいことになる。
、最終的な処分に至るまでの期間安全な貯蔵が可能であ
り、かつ最終処分を行う場合の再加工が容易であるとい
う条件を備えたものか望ましいことになる。
[発明の目的〕
本発明は、上記情況に鑑みてなされたもので、核燃料再
処理施設等から発生する放射性廃棄物を同化処理する方
法において、固化体が長期にわたって安定な性質を保持
し、かつ最終処分を行う場合の再加工が容易であるよう
な放射性廃棄物の処理方法を提供することを目的とする
。
処理施設等から発生する放射性廃棄物を同化処理する方
法において、固化体が長期にわたって安定な性質を保持
し、かつ最終処分を行う場合の再加工が容易であるよう
な放射性廃棄物の処理方法を提供することを目的とする
。
[発明の概要]
すなわち本発明は核燃料再処理施設等から発生する放射
性廃棄物の固化ffi理方法において、固体又は液体の
放射性廃棄物を400〜800℃の融点を有する低融点
ガラスの粉末と混合し、成形焼成または加熱溶融するこ
とにより放射性物質を取り込んだ安定なgN機ベレット
体を形成することを特徴とするものである。
性廃棄物の固化ffi理方法において、固体又は液体の
放射性廃棄物を400〜800℃の融点を有する低融点
ガラスの粉末と混合し、成形焼成または加熱溶融するこ
とにより放射性物質を取り込んだ安定なgN機ベレット
体を形成することを特徴とするものである。
本発明により処理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
ままでもよい。Q縮廃液の場合は、低融点カラス粉末と
共に溶融加熱炉中で溶融混合した後、炉底部の排出孔よ
り溶融混合物を滴下させることにより容易にペレット体
とすることかできる。また放射性廃棄物を乾燥幼体の形
で処理する場合には、上述の)農縮廃液の場合と同球に
処理してもよいし、乾燥幼体をガラス粉末と混合して圧
縮成形した後加熱焼成してベレット体を製造してもよい
。
濃縮乾燥して粉体としたものでも、あるいは濃縮廃液の
ままでもよい。Q縮廃液の場合は、低融点カラス粉末と
共に溶融加熱炉中で溶融混合した後、炉底部の排出孔よ
り溶融混合物を滴下させることにより容易にペレット体
とすることかできる。また放射性廃棄物を乾燥幼体の形
で処理する場合には、上述の)農縮廃液の場合と同球に
処理してもよいし、乾燥幼体をガラス粉末と混合して圧
縮成形した後加熱焼成してベレット体を製造してもよい
。
放射性廃棄物の添加量は一般に多いほうか好ましいが、
仝休の50%を越えると放射性廃棄物中に含まれるナト
リウムの影響により、化学的耐久性が悪化する。また2
0%以下では放射性廃棄物の減容性が悪く、経済性も低
い。そこで本発明にあける放射性廃棄物の添加量は全体
の20〜509Gが好ましい。
仝休の50%を越えると放射性廃棄物中に含まれるナト
リウムの影響により、化学的耐久性が悪化する。また2
0%以下では放射性廃棄物の減容性が悪く、経済性も低
い。そこで本発明にあける放射性廃棄物の添加量は全体
の20〜509Gが好ましい。
このようにして同化精製したベレット体は、機械的およ
び化学的諸性質に侵れ、かつ経年劣化の少ない安定な同
化体である。また再加工する必要が生じた場合には、溶
解または溶融により容易に再加工することができる。
び化学的諸性質に侵れ、かつ経年劣化の少ない安定な同
化体である。また再加工する必要が生じた場合には、溶
解または溶融により容易に再加工することができる。
[発明の実施例]
本発明を実施例によって説明する。
核燃料再処理施設で発生する放射性廃液の模凝屹燥粉体
(硝酸ナトリウム)を第1表に示す配合割合で三酸化ニ
ホウ素、酸化亜鉛、酸化鉛(n)。
(硝酸ナトリウム)を第1表に示す配合割合で三酸化ニ
ホウ素、酸化亜鉛、酸化鉛(n)。
酸化アルミニウム、二酸化ケイ素からなる低融点ガラス
と混合し、約600 ’Cて成形゛焼成してペレット体
を生成した。表中の数字は重量%を示している。
と混合し、約600 ’Cて成形゛焼成してペレット体
を生成した。表中の数字は重量%を示している。
[以下余白」
第1表
このようにして得られたペレット体は比重が約5でおり
、その組成は、第2表のとおりであった。
、その組成は、第2表のとおりであった。
第2表
上記第1表および第2表を比較すれば明らかなように、
廃棄物(硝酸ナトリウム)は生成したペレット体におい
て酸化ナトリウムとなり、重量%か大幅に減少している
。これは硝酸ナトリウムか処理過程において熱分解し、
次式に示されるようにN2および02を61出するため
である。
廃棄物(硝酸ナトリウム)は生成したペレット体におい
て酸化ナトリウムとなり、重量%か大幅に減少している
。これは硝酸ナトリウムか処理過程において熱分解し、
次式に示されるようにN2および02を61出するため
である。
2NaNO3−→2NaNO2+02 (1)2N
aNO2−→NaO+N2 + 3/202 (2)こ
のように本発明によれば、硝酸プ用〜リウムを主成分と
する廃棄物の場合には、熱分解して減容性が著しくなる
という利点がある。
aNO2−→NaO+N2 + 3/202 (2)こ
のように本発明によれば、硝酸プ用〜リウムを主成分と
する廃棄物の場合には、熱分解して減容性が著しくなる
という利点がある。
また本発明は低融点ガラスを使用しているので低温処理
が可能でおり、そのため処理工程が容易で安全性が高い
ばかりでなく、核燃料再処理施設特有の問題でおるC5
. Ruといった揮発性を有する核種が処理工程におい
て揮発するという危険も生じない。特に硝酸ナトリウム
を主成分とする廃棄物の場合は廃棄物中のナトリウムが
ガラス成分の一部となり、融点を一層低下させるので、
ざらに低温処理が可能となる。
が可能でおり、そのため処理工程が容易で安全性が高い
ばかりでなく、核燃料再処理施設特有の問題でおるC5
. Ruといった揮発性を有する核種が処理工程におい
て揮発するという危険も生じない。特に硝酸ナトリウム
を主成分とする廃棄物の場合は廃棄物中のナトリウムが
ガラス成分の一部となり、融点を一層低下させるので、
ざらに低温処理が可能となる。
1qられたペレット体はガラス組成に類似した無機物質
であるため・化学的2機械的強度に侵れ、しかも経年変
化による劣化が少ない。また上記各実施例で製造された
ペレット体は鉛化合物を多量に含有するため比重が大で
あり、その結果、ベレット内部に閉じこめられた放射性
物質から放出される放射線をペレット体自身で自ら遮蔽
する効果か大きくなり、取り扱い時の安全性が向上する
。
であるため・化学的2機械的強度に侵れ、しかも経年変
化による劣化が少ない。また上記各実施例で製造された
ペレット体は鉛化合物を多量に含有するため比重が大で
あり、その結果、ベレット内部に閉じこめられた放射性
物質から放出される放射線をペレット体自身で自ら遮蔽
する効果か大きくなり、取り扱い時の安全性が向上する
。
ざらに本実施例により製造されるペレット体は硝酸によ
り溶解させることかできるので、製造したペレット体を
再加工する8四が生じたときには極めて6易に放射性廃
棄物を溶液の状態に復元することか可能であり、再加工
する上で極めて有利な特徴をもつ。
り溶解させることかできるので、製造したペレット体を
再加工する8四が生じたときには極めて6易に放射性廃
棄物を溶液の状態に復元することか可能であり、再加工
する上で極めて有利な特徴をもつ。
また別の再7Jil工の方法としては、再溶融する方法
も可能である。その場合は前述のようにベレツ1〜体の
融点が低いので、低い温度条イ!1ての溶融が可能で必
るという刊忌が必る。また、製造したペレット体をドラ
ム缶なとの容器に充填した後、生ずる空隙部分にセメン
ト等を注入し、固化する方法を適用してもよい。このよ
うに、ペレット体は種々の方法により再hロエすること
ができる。
も可能である。その場合は前述のようにベレツ1〜体の
融点が低いので、低い温度条イ!1ての溶融が可能で必
るという刊忌が必る。また、製造したペレット体をドラ
ム缶なとの容器に充填した後、生ずる空隙部分にセメン
ト等を注入し、固化する方法を適用してもよい。このよ
うに、ペレット体は種々の方法により再hロエすること
ができる。
「発明の効果」
以上説明したように、本発明によれば、科学的。
機械的強度に優れ、かつ経年変化によ゛る劣化の少ない
、放射性廃棄物を取り込んだ無機ペレット体を製造する
ことができる。しかもそのペレット体は溶解、溶融、固
化等の種々の方法で再加工することが可能であるので、
放射性廃棄物の処理基準が最終的に確定した段階で再処
理することができるという利点を有する。
、放射性廃棄物を取り込んだ無機ペレット体を製造する
ことができる。しかもそのペレット体は溶解、溶融、固
化等の種々の方法で再加工することが可能であるので、
放射性廃棄物の処理基準が最終的に確定した段階で再処
理することができるという利点を有する。
代理人 弁理士 則 近 恵 佑
同 三俣弘文
Claims (3)
- (1)固体あるいは液体の放射性廃棄物を400〜80
0℃の融点を有する低融点ガラスの粉末と混合し、成形
焼成または加熱溶融してペレット体を形成することを特
徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。 - (2)固体あるいは液体の放射性廃棄物は硝酸ナトリウ
ムを含有する放射性廃棄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)硝酸ナトリウムを含有する放射性廃棄物は核燃料
処理施設で発生した放射性濃縮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2項記載の放射
性廃棄物の固化処理方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP26371585A JPS62124499A (ja) | 1985-11-26 | 1985-11-26 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP26371585A JPS62124499A (ja) | 1985-11-26 | 1985-11-26 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62124499A true JPS62124499A (ja) | 1987-06-05 |
Family
ID=17393310
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP26371585A Pending JPS62124499A (ja) | 1985-11-26 | 1985-11-26 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS62124499A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP2919237A1 (en) | 2014-03-14 | 2015-09-16 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Radioactive waste solidification method |
EP2977991A1 (en) | 2014-07-23 | 2016-01-27 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Radioactive waste solidification method |
-
1985
- 1985-11-26 JP JP26371585A patent/JPS62124499A/ja active Pending
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP2919237A1 (en) | 2014-03-14 | 2015-09-16 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Radioactive waste solidification method |
EP2977991A1 (en) | 2014-07-23 | 2016-01-27 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Radioactive waste solidification method |
US9336914B2 (en) | 2014-07-23 | 2016-05-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Radioactive waste solidification method |
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