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
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
radioactive waste
melting
solidifying
radioactive
waste
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
JP26371585A
Other languages
English (en)
Inventor
多賀 純一
川西 宣男
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba 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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP26371585A priority Critical patent/JPS62124499A/ja
Publication of JPS62124499A publication Critical patent/JPS62124499A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • 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。

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。
(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。
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。
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
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。
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。
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。
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。
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。
[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
[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。
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
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。
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。
[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)。
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。
[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。
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。
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。
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。
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
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。
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。
「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。
代理人 弁理士 則 近 恵 佑 同  三俣弘文

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (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. (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. (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。
JP26371585A 1985-11-26 1985-11-26 放射性廃棄物の固化処理方法 Pending JPS62124499A (ja)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4297304A (en) Method for solidifying aqueous radioactive wastes for non-contaminating storage
US4097401A (en) Thermodynamically stable product for permanent storage and disposal of highly radioactive liquid wastes
US4424149A (en) Method for ultimate disposition of borate containing radioactive wastes by vitrification
US3557013A (en) Process for solidifying radioactive wastes by addition of lime to precipitate fluoride
EP0043397A1 (en) A nuclear-waste block for the storage of high level radioactive waste and a process of encapsulating high level radioactive waste
US4383944A (en) Method for producing molded bodies containing highly active radioactive wastes from glass granules embedded in a metallic matrix
JPS6037000A (ja) 放射線によつて汚染された鉄スクラツプおよび/又は鋼スクラツプを除毒するための方法およびこの方法で得られた鉄および鋼の貯蔵容器への使用
JPS62124499A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
US3298961A (en) Concentration and containment of radioactivity from radioactive waste solutions in asphalt
Watson et al. The disposal of fission products in glass
JP7145825B2 (ja) 使用済燃料の処理方法および使用済燃料の処理システム
JPH0252839B2 (ja)
RU2544008C1 (ru) Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов
US3463635A (en) Recovery of mercury from nuclear fuel reprocessing wastes
John et al. Composite absorbers consisting of inorganic ion-exchangers and polyacrylonitrile binding matrix: Leaching of 137Cs from cemented NiFC-PAN absorber
US3453090A (en) Method of and apparatus for the treatment of graphite-coated particles for nuclear reactors and the like
JPS642240B2 (ja)
JP2845413B2 (ja) 使用済窒化物燃料の再処理方法
JPH0580998B2 (ja)
US3954661A (en) Calcination process for radioactive wastes
EP0260406A1 (en) Process for disposing of radioactive wastes
Ewest Calculations of radioactivity release due to leaching of vitrified high level waste
Chang et al. Actinide recycle potential in the integral fast reactor (IFR) fuel cycle
JPS61132898A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
RU2522274C1 (ru) Способ отверждения жидких высокоактивных отходов