JPH0219920B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0219920B2
JPH0219920B2 JP56109533A JP10953381A JPH0219920B2 JP H0219920 B2 JPH0219920 B2 JP H0219920B2 JP 56109533 A JP56109533 A JP 56109533A JP 10953381 A JP10953381 A JP 10953381A JP H0219920 B2 JPH0219920 B2 JP H0219920B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
metal
feedstock
densification
heat
pressure
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP56109533A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS57118200A (en
Inventor
Jon Ramu Eritsuku
Edowaado Ringutsudo Arufuretsudo
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.)
Australian Atomic Energy Commission
Original Assignee
Australian Atomic Energy Commission
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 Australian Atomic Energy Commission filed Critical Australian Atomic Energy Commission
Publication of JPS57118200A publication Critical patent/JPS57118200A/ja
Publication of JPH0219920B2 publication Critical patent/JPH0219920B2/ja
Granted 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
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • 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
    • G21F9/008Apparatus specially adapted for mixing or disposing radioactively contamined material
    • 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)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
本発明は、廃棄物質を長期間貯蔵するために含
有せしめるための配置に関する。本発明は核反応
器で産する如き高線量放射性廃棄物質の不動化に
特に適用することができる。 核廃棄物の非常に長期間に亘る安全な貯蔵は核
工業に対して主要な問題であり、この問題の解決
に種々の提案がなされてきた。1つの提案は廃棄
物を適当なボロシリケートガラス中に不動化し、
次いでこれを適当な地質構造中に理没することに
関するものである。しかしながら、この技術の安
全性に関し、ガラス質の失透が起こりうること、
この結果として放射性元素が浸出することの疑問
が発見された。 他の最近の提案は核反応器廃棄物を不動化する
合成岩の形成を含んでいる。この方法の詳細は
A.E.リングウツド(Ringwood)ら、Nature,
1979年3月号に記述されている。この開示による
と、選択される合成岩は放射性元素を固溶体で有
して形成される。岩又は関連する構造的同族体の
成分鉱物は、数百万年に亘つて広範囲の地球化学
的環境に耐え、水による浸出に対して非常に耐性
があると考えられる。 核反応器廃棄物は合成岩の結晶格子中に稀固溶
体の形で導入され、従つて安全に不動化される筈
である。核廃棄物を導入する合成岩の高密度で固
められた機械的に強い塊は高密度化法により加圧
及び加熱下に製造される。次いでこの塊は適当な
地質構造中に安全に廃棄することができる。 次の特許願は、A.E.リングウツドらの研究に
基づいてオーストラリア国立大学(Australian
National University)が出願したものである: 米国特許願第54957号、名称“Safe
Immobilisation of High Level Nuclear
Reactor Wastes”、及び 米国特許願第124953号、名称“A Process
for the Treatment of High Level Nuclear
Wastes”。 本発明は、いくつかの具体例においてA.E.リ
ングウツドらの合成岩配置を利用することに関
し、そして放射性廃棄物を不動化した形で包含し
うる材料の廃棄できる塊を製造する方法に関す
る。しかしながら、本発明は必ずしもA.E.リン
グウツドの特別な種類の合成岩に制限されるもの
でなく、本明細書に記述される装置及び方法は
A.E.リングウツドらが特に記述しているもの以
外の合成岩にも適用できる。 本発明の観点で使用しうる合成岩系の他の例は
次のものを含む: 1 スーパーカルシン(Supercalcine)〔G.J.マ
ツカーシ(McCarthy)、Nuclear
Technology、32巻、1977年1月号〕。 2 ゼオライト固体化法の生成物(IAEA
Technical Report176号、51頁)。 3 チタネート固体化法の生成物(IAEA
Technical Report176号、53頁)。 4 サンデイア(Sandia)法の生成物〔R.W.リ
ンチ(Lynch)及びR.G.ドシユ(Dosch)、US
Report SAND―75―0255(1975)〕。 本明細書の目的に対して、合成岩は化学的には
原料の固体粒子を加熱及び加圧下に供して岩のよ
うな構造体に成形された1種又はそれ以上の金属
酸化物(或いは金属酸化物に由来する化合物)か
らなる物質として定義される。 本発明の第1の観点によると、 (a) ある量の供給原料を金属製罐中に入れ、但し
本方法中金属製罐が全体的に外側へ変形するの
を防止するための手段を溝じ、金属製罐は本方
法を行なつている最中に及びその後に供給原料
を包含するのに十分な耐熱及び腐食性を有し、
及び供給原料は合成岩を形成させるための材料
及び塊へ高密度化したときに合成岩中に不動化
せしめられる核反応器廃棄物の小割合を含んで
なり; (b) 金属製罐の軸に沿つて圧力を適用して供給原
料を圧縮し及び熱を適用して高密度化と核反応
器廃棄物を含む合成岩塊の生成とを誘発し; 及び (c) 該高密度化工程の前後のいずれかにおいて、
金属製罐を金属キヤツプで密閉し、これによつ
て密閉された金属製罐を除去し且つ適当な長時
間貯蔵場所に置くのに適当ならしめる、 ことを含んでなる(核反応器廃棄物が不動化され
る合成岩を含めて)固体塊を廃棄する金属製罐中
で直接形成する方法が提供される。 1つの具体例において、金属製罐は全体的に外
側へ変形するのを防止する耐火性支持体要素内の
空洞中に配置される。他の具体例において、金属
製罐は軸方向の圧力に対してベローのようにつぶ
れるが、その壁構造自体が全体的に外側へ変形し
ないように作られる。 本発明の少くとも好適な具体例は、「熱セル
(hot cell)」中で容易に行なうことのできる簡単
で効果的な方法を提供する。この結果、比較的安
全で容易に取り扱いうる生成物が得られる。非常
に長期間の貯蔵中の合成岩内における放射能によ
る被害は、あるとしても2〜3%程度の少しの膨
張を引き起こす程度であると考えられる。少くと
も好適な具体例において、そのような長期間に亘
る膨張は、例えば地下水での浸出による環境汚染
の危険を増大させることなしに環境に適応させる
ことができる。 経済的な観点からの他の重要な因子は、本方法
が比較的簡単であり、従つて熱セル中で容易に行
ないうるということである。工程中には装置の汚
染が避け難く、それ故に消耗した装置の汚染除去
及び廃棄を費用のかかる不便な操作で行なわねば
ならないから、長い耐用寿命を有する装置が必要
とされる。 更なる利点は、後述する好適な又は随意の特徴
を含む本発明の種々の具体例を用いて達成するこ
とができる。 好ましくは、金属製罐は密閉された底端壁を有
し、金属キヤツプの金属製罐の上部への溶接又は
さもなければ永久的な固定の最終工程だけが熱セ
ル中で必要である。 少くともいくつかの種類の合成ロツクの形成に
対して、本方法は、供給原料中に又はそれと接触
させて適当な金属を適当量で含有せしめて選択さ
れた酸素ポテンシヤル(oxygen potential)を与
え、不動化された放射性廃棄物を含む合成岩の効
果的な形成を容易にすることによつて最良に行な
われると思われる。望ましい酸素ポテンシヤルを
与えるために考慮される適当な金属はニツケル、
チタン及び鉄である。この金属は金属製罐に対す
るライニングの形で又は供給原料に対する内側罐
として与えることができ、或いは他に金属は供給
原料と混合された微粒状形で与えることができ
る。 最も有利には、本発明は最初に供給原料を容易
に注入しうる粒状形にする更なる工程を包含す
る。これは熱セル中におけるこぼれ(spillage)
及び汚染を最小にするに違いない。粒状物は、冷
圧縮工程で、デイスク粒状化により、噴霧乾燥/
焼成により、或いは流動床/焼成工程により製造
することができる。 本発明の好適で重要な具体例においては、最初
に用いる焼結温度、典型的には1200℃程度の温度
において固体のままである薄い壁の金属罐中に供
給原料を仕込む。この金属罐は密着する蓋を有し
ていてよく、供給原料を蓋をする前に罐を注入
し、冷圧縮することができる。好ましくは、蓋は
高焼結温度においていくらか揮発性である核廃棄
物のいずれかの成分をしつかり保持しうるように
密着するものである。この工程は、そのような揮
発性成分による熱セルの汚染が極く最小に抑える
ことができるので運転の経済性にとつて非常に重
要である。 薄い壁の罐は、むしろ塗料罐のような密着する
蓋を有することができ、ニツケル又は鉄からでき
ていてよい。確かにそのような金属の選択は好適
な酸素ポテンシヤルを提供することができる。 金属製罐に有用な材料は十分耐腐食性であり及
び本方法に容易に使用できる十分な耐高温性を有
するステンレス鋼である。1つのそのような鋼は
オーステナイト鋼として公知のものである。 典型的には、約1260℃までの加熱及び約7MPA
の圧力は適当な焼結条件である。この圧力は例え
ば14MPAまで上昇させることができる。しかし
ながら、供給原料を効果的に焼結し及び高密度化
するために、供給原料のカラムの最大高さに関し
て実際的な制限が存在する。それ故に、本発明の
好適な具体例において、本方法は、耐火性支持体
要素が金属製罐の軸に沿つて延びる各域に選択的
に熱を供給しうるように配置された一連の弧立誘
導電熱コイルを含む装置を用いることを含む。こ
の結果高密度化工程は金属製罐の一端で始まつて
起り、供給原料の予備高密度化及び焼結後に誘導
コイルが連続的に適用される。 最も便宜的には、部分的に重複した関係の水冷
式誘導コイルを装備する。本方法に際しては、金
属製罐の開口端中に挿入された耐火性の面を有す
るプランジヤーによつて一定の圧力を供給原料に
適用し、徐々に高密度化を起こさせる。少くとも
焼結の最終工程に先立つて、その工程までに起こ
つた高密度化を調整するために金属製罐を最終的
に完成させることは最も経済的である。更なる量
の供給原料又は更なる少量の供給原料を最終工程
前に挿入することができる。次いで耐火性の表面
をもつプランジヤーが最終加熱域に入るのを防ぐ
ために、供給原料の上部との間に密着する耐火性
のスペーサを挿入する。 圧力は、最も簡便には下方の支持体である水圧
ラムから及び供給原料と接触して耐火性の表面を
もつ金属ラムから適用される。耐火性の表面は金
属ラムの過熱を防止する。金属ラムの水冷も望ま
しい。 本発明は、金属製罐の外側への変形を注意深く
最小にし及びしかも装置には長期に亘る耐用寿命
を与えるようにして最良に行なわれる。1つの有
利な具体例において、金属製罐が空間を置いてぴ
つたり合う僅かに傾斜した孔を有する耐火性支持
体要素は、金属製罐及び傾斜した孔の間の空間に
注入され且つ充填されて高密度化工程中に金属製
罐の実質的な変形を抑止する比較的高密度の緩衝
剤を提供する耐火性粒子と一緒に使用される。取
り出し工程は、粒子に対して滑ることのできる金
属製罐を押し上げるように、底部のラムを運転す
ることだけからなる。この時粒子は支持体要素中
の空洞を通つて降下し、集められ、再循環され
る。 本方法は、良好な密度及び金属製罐の変形に対
して耐性を付与するために耐火性粒子に振どうを
与えることを含む。 本発明の第2の観点によると、本発明の第1の
観点に従う具体例のいずれかに関して上述した如
き方法に用いるための装置が提供される。本装置
は、供給原料を含有する金属製罐を、金属製罐の
壁及び空洞の壁の間に空間を有して配置させるの
に適当である孔部を含む耐火性支持体要素、粒子
状耐火性物質を金属製罐及び空洞の壁の間の空間
中へ導入するための手段、粒子物質をそこへ充填
し且つこれによつて金属製罐の加熱及び加圧下に
おける外側への変形を実質的に抑止するための手
段、焼結工程において金属製罐内の供給原料に熱
を適用するための手段、金属製罐の軸方向に高密
度化の圧力を適用するための手段、高密度化工程
後に金属製罐を取り出すための手段、及び金属製
罐の取り出し後粒子物質を捕集し且つ再使用する
ための手段、を含んでなる。 最も好ましくは、装置は水冷される誘導加熱コ
イルを含む。 商業的に有利な具体例において、本装置は長さ
が約3.6mまで及び直径が約375mmまでの比較的長
い金属製罐を取り扱うのに適当である。この具体
例における装置は、一連の別々の誘導コイルを含
み、供給原料を金属製罐の一端から始めて順次
別々の段階で高密度化及び焼結し、これによつて
金属製罐内の供給原料の全物体に亘る効果的な高
密度化と焼結を保証すべきである。 好ましくは、加熱コイルは工程の終了時に金属
製罐内の適当に高密度化された原料の連続物体を
製造するために重なり合つている。 本発明の第3の観点によると、結晶構造中に核
反応器廃棄物を少割合で含む高密度化された合成
岩物体を含有する密閉された金属製罐を含んでな
る廃棄しうる要素が提供される。この要素は本発
明の第1の観点の方法により或いは本発明の第2
の観点の装置を用いて製造される。 単なる例示の目的で、今や本発明の具体例を添
付する図面を参照して記述しよう。 最初に第1図を参照すると、装置は上部及び底
部水圧ラム2及び3を支持する鋼製の骨組み1及
び金属製罐5内での高密度化及び焼結を行なうた
めの供給原料6を含有する金属製罐5を受け入れ
るように配置された電気的誘導炉を含んでなる。
第1図に示すように、底部ラム3は金属製罐の底
部を支持するのに適し且つラムの上部に適当な耐
火性ブロツク12を有するヘツドがあり、及び上
部ラムは粉末の供給原料6に対して金属製罐の軸
方向へ圧力を適用するために金属製罐内に延びる
耐火性表面7aを有するプランジヤーを備えるの
に適している。 誘導4は、実質的に適用される圧力は耐え且
つ金属製罐が放射的に外側に膨張する傾向をうな
がす力を吸収するのに十分な引張り強度を有する
耐火性物質のブロツク8からなる。この耐火性ブ
ロツク8は金属製罐を支持するための耐火性粒子
充填物を受け入れる傾斜した中心孔9を有する。
更にブロツク8は一連の内部的に水冷される電気
誘導コイル10を含む。 粒子耐火性物質は、バルブ21を開けたときホ
ツパー20から流れ出て金属製罐5及び孔9間の
空間を充填する。金属製罐を取り出して工程が終
了したとき、粒子耐火性物質は捕集箱22に降下
し、そこからポンプ23により導管24を通つて
ホツパー20に反送される。 今や第2図を参照すると、充填された粒子耐火
性充填物11は円形の断面の金属製罐5の外側と
ブロツク8の孔9との間の傾斜した環状空間内に
配置されていることがわかる。 また誘導コイル10は、互いに重なり合つた一
連の別々の誘導コイルタツプを含んでなる。それ
ぞれの終端タツプはA―A,B―Bなどで表示し
てある。 更に第2図は、底部ラム3が最終生成物を取り
出すために空洞9を上方へ移動しうることも示し
ている。 典型的な運転法は次の工程を含む: (i) 上部ラムを引込めて、底部密閉端を有する金
属製罐5を空間9内の耐火性ブロツク12の上
部に置き、図面に示す位置に配置する。 (ii) 核廃棄物質を、合成岩を形成する成分と少割
合で混合し、容易に注入できる粒状物とする。
次いで粒子化した供給原料のある量を金属製罐
5中に注入してこれを実質的に充填し、上部ラ
ム2を降下させる。 (iii) 次いで耐火性粒子物質11をその場所に注入
し、及び金属製罐が放射的に外側へ膨張する変
形に対して十分支持されるように例えば振動に
よつて充填する。 (iv) 水圧ラム2及び3を作動させて圧力を適用
し、金属製罐内の供給原料6を充填する。典型
的には約7MPAの圧力が適用される。 (v) 供給原料の底部域だけの加熱は、誘導コイル
10の終端A―Aを電源に連結することによつ
て行なわれる。典型的な電源は3KHzで作動す
る。典型的には45分間に亘り、域A―Aにおけ
る供給原料の温度は約1260℃の焼結温度まで加
熱される。次いで約3時間、圧力を維持しなが
ら電源を稼動させる。 (vi) 次いで誘導コイルA―A部分の電源を切り、
誘導コイルB―B部分を電源に連結する。重複
の程度は、連続的な高密度化固体相が金属製罐
中で製造されるように作られていることが理解
されよう。各誘導コイル部分は、供給原料が高
密度化された域とラム表面7Aとの間に少量で
しか存在しなくなるまで約3時間に亘り順次作
動せしめられる。次いでラム2を引き抜き、金
属製罐の上部まで供給原料を注入し、誘導コイ
ルG―G部分を作動させる直前まで上記工程を
継続する。これに先立ち、耐火性表面7aを空
間に挿入してラムを加熱された原料から隔離す
る。 (vii) 供給原料の上部部分の高密度化が完結した
後、圧力を維持し及び要素を300℃まで冷却さ
せる。次いで除圧し、上部の耐火性表面を有す
るムラを引き抜く。 (viii) 底部ラム3を作動させて金属製罐5を誘導炉
から放出させ、同時に耐火性粒子物質11を降
下させて循環装置内に捕集する。 (ix) 金属製罐5の余分な上部壁部分を除去し、金
属製罐に密着する金属キヤツプを熔接する。次
いでこの金属製罐を適当な地質構造中に廃棄す
ることができる。 今や第3図を参照する。第3図は金属製罐の好
適な具体例を例示するが、尺度は正確でない。好
適な具体例において、金属製罐5は全体の底部壁
6を有しており且つ典型的には6〜8mmの壁の厚
さ及び100mm又はそれ以上の直径を有する。第3
図は蓋13をその場に熔接した後の最終単位を例
示する。便宜上、金属はオーステナイト鋼であ
る。 この具体例において供給原料は全体の底部15
及び加圧に適する蓋16を有する薄壁の罐14内
に入れて金属製罐中に導入される。この罐は通常
の塗料用ブリキ罐に同様であり、好ましくは廃棄
物の合成岩中への混入を容易にする適当な酸素ポ
テンシヤルを付与する金属からなる。即ちこの罐
はニツケル又は鉄などからなつていてよい。 第3図の単位を製造するためには、最初に冷圧
縮し或いはさもなければ供給原料を粒状物にし、
これを罐中へ注入することが望ましい。次いで蓋
を圧着させる。続いて第2図に示す如き配置のと
き、高密度化工程に先立つて罐を金属製罐5中へ
挿入する。高密度化工程中、便宜上高さが各誘導
コイル部分A―A,B―Bなどに相当する罐を、
それに包含される供給原料と共に圧縮し、これに
よつて供給原料中のいずれかの揮発性成分の保持
を補助する。更に第2図の装置の汚染は、この薄
い罐を用いる技術によつて最小にすることができ
る。この罐はその壁部分に顕著なゆがみがなく
て、金属製罐5の内側で圧縮され且つそこにぴつ
たり固定されることが発見された。第3図は、薄
い壁の金属罐14内に合成岩18のブロツクを有
する最終生成物を例示する。耐火性のスペーサ1
9aは金属製罐内に残つて空間を充填する。 第5図の第2の具体例は、ステンレス鋼からな
り且つ加圧工程における金属製罐の全体的な外側
への変形を防止するベロー様構造を有する金属製
罐20を用いることが特色である。第5図は全工
程と使用しうる装置を概略的に示す。 熱セルの外側において、第5図に“SYNROC
前駆体”として表示される工程によつて示される
ように、非放射性合成岩前駆体が製造される。合
成岩は下表に示すような組成を有し、テトライソ
プロピルチタネート及びテトラブチルジルコネー
トを究極的なTiO2及びZrO2源として用いること
によつて製造される。この成分を他の成分の硝酸
塩溶液と混合し、水酸化ナトリウムの添加によつ
て共沈させ、次いで洗浄する。
【表】 前駆体原料は、非常に高表面積の生成物であ
り、及び効果的なイオン交換媒体として機能す
る。これを添加剤及び高線量核廃棄物(HLW)
と硝酸塩溶液の形で混合し、濃密な均一スラリー
を熱セル中に位置する混合段階で製造する。典型
的にはスラリーの約20%までが高線量廃棄物を含
んでいてもよい。 次いでこのスラリーを導管22から約850℃で
運転するロータリーキルン23に供給し、そこで
スラリーを加熱し、蒸発物を除去し、焼成する。
得られた焼成物を、混合機24においてホツパー
25から供給される金属チタン粉末2重量%と混
合する。次いで混合機24は、図に示すように粉
末をステンレス鋼製の及びベロー様形の主金属製
罐に供給する。図面からは、金属製罐が係数約3
だけ圧縮でき及び全体的に外側へ変形しないとい
うことが理解されよう。図面に示すように、混合
機が粉末を金属製罐に供給する前に、薄い穴のあ
いた金属ライナー26を金属製罐の内部に位置せ
しめ、ライナー及び金属製罐の間の空間を酸化亜
鉛の粉末27で満す。或いはこの代りに低熱伝導
性の他の粉末を使用してもよい。次いで金属製罐
を混合機24からの粉末28で満す。 次いで金属製罐を密閉するためにステンレス鋼
製プラグ又は蓋29を使用し、この金属製罐を、
モリブテンに基づく合金からなり且つ1200℃まで
の温度で運転できるピストン30間に置く。次い
でピストン30の端及び金属製罐及びその内容物
の温度を約1150℃まで上昇させるためにラジオ周
波数の誘導コイル31を使用する。 合成岩粉末の内部が均一な温度になるのに十分
な時間が経過した後、ピストン30を通して圧縮
力を適用し、金属製罐の壁をベローと同様に軸方
向につぶさせる。 次いで合成岩構造体を含有する得られた密閉圧
縮容器を取り出し、これをNi3Feに基づく如き高
耐腐食性合金から作られた廃棄しうる円筒31a
内に積み重ねる。主金属製罐20と円筒31aの
内壁との間の空間には、熔融した鉛32を満し、
最終的に廃棄するために円筒を密閉する。 第6及び7図の具体例は第5図の具体例におけ
る変化である。この場合第5図の混合機24まで
の工程は同一である。しかしながら、この具体例
では、ベロー様の金属製罐41の外側と円筒40
の内側の空間が実質的に圧縮工程後まで保持さ
れ、従つて圧縮後に円筒中へ挿入するために金属
製罐を取り扱う必要性及び第5図の具体例におけ
る金属製罐の周囲の空間を満すための鉛の注入が
省略されるように、外側の円筒40及びベロー様
金属製罐41がそれぞれの寸法になつている。 第6図に示すように、円筒40は基底43に支
持され、金属製罐41が挿入され、金属製罐41
内には端部が開口した円筒41aが配置されてい
る。次いで混合機24からの混合物を金属製罐中
に注入して円筒41a内の領域を満し、上部の蓋
44をそその場に置く。次いで全体の物体を、外
側の円筒を取り囲むラジオ周波数誘導コイル45
によつて加熱し、均一な温度が達成されるのに十
分な時間が経過した後、ピストン加圧部47を有
するラム46を用いて金属製罐41を圧縮する。 金属製罐は、第7図に示すように、金属製罐の
僅かな外側への膨張を伴なつてつぶれ、円筒40
の壁はベロー様金属製罐41の外側への膨張を有
意なほどには制限しないように配置されている。
金愚製罐がつぶれる間に、実際には円筒41aは
いくらか曲るが、合成岩材料がベローの領域に侵
入るのを実質的に防止し、これによつてベロー領
域内の不充分な圧縮の危険が回避されかつベロー
の波型の間に不適当に形成された合成岩が生ずる
危険が回避される。実際にはベローの隣り合つた
波型は圧縮段階で一緒になるであろう。 第7図は又、金属製罐41の上部に挿入される
筈である次の金属製罐を処理しうるように、誘導
コイル45を次の位置まで上方へ容易に移動させ
うることをも示している。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の具体例を実施するために配置
された装置の概略的立面図であり;第2図は第1
図の装置の中央部分の軸方向に沿う立面図の拡大
図であり;第3図は本発明の具体例を用いること
によつて製造される廃棄しうる要素の拡大概略図
であり;第4図は典型的な適用される圧力及び温
度のサイクルを示すグラフであり;第5図は第2
の具体例を表わす概略図であり;第6図は圧縮に
先立つ第3の具体例を表わす概略図であり;及び
第7図は圧縮後の第6図の金属製罐の図である。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 中に核反応器廃棄物が不動化されている合成
    岩を含む固体塊を形成する方法であつて、 (a) 供給原料のある量を金属製罐中に仕込み、但
    し金属製罐はほぼ円筒形でありかつベロー様の
    壁構造を含んでおり、金属製罐は本工程中及び
    本工程後に供給原料を包含するのに十分な耐熱
    及び耐腐食性を有し、かつ供給原料は合成岩を
    形成させるための材料及び高密度化して塊にし
    たときに合成岩中に不動化せしめられる核反応
    器廃棄物の小割合を含んでなり、 (b) 供給原料を金属製罐の軸に沿う圧力を適用し
    て圧縮しそして熱を適用して高密度化と核反応
    器廃棄物を含む合成岩塊の生成とを誘発し、そ
    して (c) 金属製罐を供給原料で満した後のいずれかの
    段階において、金属製罐を金属キヤツプで密閉
    し、これによつて密閉した金属製罐を適当な長
    期間に亘つて貯蔵場所に置くのに適当ならしめ
    る、 ことからなる固体塊の形成法。 2 管状スクリーンを金属製罐内に位置させてス
    クリーンと金属製罐の内壁間に空間を残こさせ、
    そして該空間内に断熱性粉末を注入し、次いで該
    供給原料を該管状スクリーン内の域へ注入して金
    属製罐を満す特許請求の範囲第1項記載の方法。 3 該金属製罐を外側の円筒内に位置させ、そし
    て金属製罐を供給原料で満しかつ蓋で密閉したと
    き該圧力及び熱を適用し、該外側の円筒及び金属
    製罐の寸法が外側の円筒内で圧縮したときに相互
    に干渉しあうよりむしろゆるくぴつたりとした適
    合を金属製罐に付与する特許請求の範囲第1項記
    載の方法。 4 熱及び圧力を適用する前に金属を供給原料と
    接触させて置き、該金属が核反応器廃棄物の合成
    ロツク中への混合を補助する酸素ポテンシヤルを
    付与する特許請求の範囲第1項記載の方法。 5 予備工程として供給原料を粒状物に成形する
    ことを含んでなる特許請求の範囲第1項記載の方
    法。 6 高密度化温度において固体であるが、供給原
    料の高密度化時に、それが合成岩を形成するにつ
    れて変形する薄い壁の金属罐に供給原料を充填
    し、続いてこの金属罐を金属製罐中へ装填する特
    許請求の範囲第4又は5項記載の方法。 7 金属製罐が長い円筒形であり、かつ該高密度
    化を、順次金属製罐の一端から始めて一連の域に
    おいて、電気的誘導加熱コイルを用いて行なう特
    許請求の範囲第1項記載の方法。 8 該加熱域が互いに重なり合う特許請求の範囲
    第7項記載の方法。 9 該電気的誘導加熱コイルを、金属製罐を受け
    入れる傾斜した孔を有する耐火性支持体要素内に
    配置させ、粒子耐火性物質を金属製罐と傾斜した
    孔との間の傾斜した環状空間内に入れ、次いで高
    密度化工程を行なう特許請求の範囲第7項記載の
    方法。 10 粒子耐火性物質を充填するために振動を用
    い、かつ高密度化工程に続く金属製罐の取り出し
    後に粒子物質を集め及び循環させる特許請求の範
    囲第9項記載の方法。 11 本方法で用いる金属製罐が耐熱性オーステ
    ナイト鋼からなる特許請求の範囲第1項記載の方
    法。 12 高密度化を、1260℃付近の温度及び7MPA
    付近の圧力において約3時間行なう特許請求の範
    囲第1項記載の方法。
JP10953381A 1980-07-15 1981-07-15 Deposition for making to containing waste Granted JPS57118200A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
AUPE453480 1980-07-15

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS57118200A JPS57118200A (en) 1982-07-22
JPH0219920B2 true JPH0219920B2 (ja) 1990-05-07

Family

ID=3768603

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP10953381A Granted JPS57118200A (en) 1980-07-15 1981-07-15 Deposition for making to containing waste

Country Status (3)

Country Link
EP (1) EP0044692B1 (ja)
JP (1) JPS57118200A (ja)
DE (1) DE3175445D1 (ja)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3104366C2 (de) * 1981-02-07 1986-12-04 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Vorrichtung zum Evakuieren und Befüllen von Endlagerbehältern für radioaktives Material
DE3214242A1 (de) * 1982-04-17 1983-10-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur verbesserung der fuer eine langzeitlagerung erforderlichen eigenschaften von verfestigungen radioaktiver abfaelle
US4645624A (en) * 1982-08-30 1987-02-24 Australian Atomic Energy Commission Containment and densification of particulate material
EP0102246B1 (en) * 1982-08-30 1987-11-04 AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION Containment and densification of particulate material
SE442562B (sv) * 1983-01-26 1986-01-13 Asea Ab Sett att innesluta radioaktivt eller annat farligt avfall och en behallare for sadant avfall
JPS59201000A (ja) * 1983-04-28 1984-11-14 株式会社日立製作所 放射性固体廃棄物の収納方法
JPS60186800A (ja) * 1984-03-06 1985-09-24 日本碍子株式会社 放射性廃棄物の焼却固化方法および装置
JPS60198498A (ja) * 1984-03-21 1985-10-07 動力炉・核燃料開発事業団 使用済燃料被覆管等の処理方法
FR2575319B1 (fr) * 1984-12-21 1987-03-20 Sgn Soc Gen Tech Nouvelle Procede d'emballage etanche de conteneur renfermant des matieres toxiques
FR2584854B1 (fr) * 1985-07-09 1987-09-25 Commissariat Energie Atomique Procede et installation de compactage et de conditionnement de dechets solides radio-actifs de faible ou moyenne activite.
EP0209339A3 (en) * 1985-07-16 1988-06-08 AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION Inductive heating apparatus and process
US4778626A (en) * 1985-11-04 1988-10-18 Australian Nat'l Univ. of Acton Preparation of particulate radioactive waste mixtures
JPH0742483B2 (ja) * 1988-09-27 1995-05-10 オーストラリアン ニュークリア サイエンス アンド テクノロジー オーガニセイション 粒状物材料の高温圧縮
WO1992007364A1 (en) * 1990-10-18 1992-04-30 Australian Nuclear Science & Technology Organisation Formation of densified material
GB9926674D0 (en) * 1999-11-12 2000-01-12 British Nuclear Fuels Plc Encapsulation of waste
WO2004096208A1 (en) * 2003-04-25 2004-11-11 Mitsubishi Pharma Corporation Composition for oral administration containing alkylene dioxybenzene derivative

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3000072A (en) * 1959-08-20 1961-09-19 Ca Atomic Energy Ltd Process of containing and fixing fission products
US3160502A (en) * 1960-10-10 1964-12-08 American Beryllium Company Inc Method of making beryllium billets
DE2747951A1 (de) * 1976-11-02 1978-05-11 Asea Ab Verfahren zur bindung radioaktiver stoffe in einem koerper, der gegen auslaugen durch wasser bestaendig ist
DE2659691C2 (de) * 1976-12-31 1985-11-14 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Anlage zum Verpressen von radioaktiven Abfällen in einem Faß
JPS54116600A (en) * 1978-03-01 1979-09-10 Gakei Denki Seisakusho:Kk Waste disposal method and container
JPS54130800A (en) * 1978-03-31 1979-10-11 Toshiba Corp Radioactive waste solidifying method
JPS54130799A (en) * 1978-03-31 1979-10-11 Toshiba Corp Radioactive waste solidifying method
JPS6044640B2 (ja) * 1978-07-14 1985-10-04 ジ・オ−ストラリアン・ナシヨナル・ユニバ−シテイ 高レベル放射性廃棄物か焼物を不動態化する方法および不動態化した高レベル放射性廃棄物を含有する鉱物集合体
JPS5572899A (en) * 1978-11-27 1980-06-02 Kobe Steel Ltd Volume decrease and solidification method of spent fuel cladding tube

Also Published As

Publication number Publication date
EP0044692B1 (en) 1986-10-08
EP0044692A3 (en) 1982-02-03
DE3175445D1 (en) 1986-11-13
EP0044692A2 (en) 1982-01-27
JPS57118200A (en) 1982-07-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4645624A (en) Containment and densification of particulate material
JPH0219920B2 (ja)
US4834917A (en) Encapsulation of waste materials
US3356496A (en) Method of producing high density metallic products
US3689259A (en) Method of consolidating metallic bodies
EP0979595B1 (en) Process and apparatus for microwave joining thick-walled ceramic parts
US2725288A (en) Process and apparatus for fabricating metallic articles
JPS59138997A (ja) 放射性廃棄物の収容方法及びその容器
US4172807A (en) Method for anchoring radioactive substances in a body resistant to leaching by water
GB1588350A (en) Method of anchoring radioactive waste from nuclear fuel in a body resistant to leaching by water
KR101544668B1 (ko) 분말야금기술을 이용한 방사성 폐기물의 감용처리 방법
EP3541540B1 (en) Controlled hip container collapse for waste treatment
EP0102246B1 (en) Containment and densification of particulate material
CA1186818A (en) Arrangements for containing waste material
US4221762A (en) Apparatus for preparing carbides
JPS5811899A (ja) 放射性廃棄物の減容固化方法
US3253152A (en) Auto-canning of radiation sources
RU2060866C1 (ru) Способ получения изделий из порошковых материалов и устройство для его осуществления
AU597385B2 (en) Encapsulation of waste materials
AU592669B2 (en) Encapsulation of waste materials
US6143944A (en) Consolidation process for producing ceramic waste forms
JPS633280B2 (ja)
SU1036257A3 (ru) Способ отверждени радиоактивных отходов путем закреплени их в массе вещества,стойкого к выщелачиванию водой
EP0211533A1 (en) A pressure pad for hot pressing bellows
JP2635590B2 (ja) 粉粒体の成型方法