JPH04132997A - 放射性廃棄物の固化処理方法 - 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】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所で発生する濃縮廃液、使用済みの
イオン交換樹脂、フィルター助剤などの放射性廃棄物の
固化処理方法に関する。

（従来の技術） 原子力発電所では、−次系の水処理に使われたイオン交
換樹脂、フィルター助剤、あるいはイオン交換樹脂を再
生処理する際に使われた硫酸やカセイソーダが中和後に
濃縮されたり、発電所内で発生する雑廃水を濃縮したり
して濃縮廃液が発生する。

従来、これらの原子力発電所のプロセス機器等から発生
する放射性廃棄物は、セメント固化処理されたりプラス
チック固化処理されたりしていた。

例えば、セメント固化処理の場合には、濃縮廃液は一定
量を定量してドラム缶に注入され、それに一定量のセメ
ントを加え、ドラム缶内で均一に混合され、セメント固
化体とされていた。また、廃樹脂・廃スラッジの場合に
は、脱水機で脱水処理された後、定量してドラム缶に充
填され、これに一定量のセメントを加え、均一に混合し
、セメント固化体とされていた。

ところで、濃縮廃液を固化処理した場合には、濃縮に使
われる蒸発缶の腐蝕の問題から、濃縮廃液が必ずしも十
分に濃縮されず、廃液に含まれる本来の放射性廃棄物成
分である塩分、固形分の濃度が十分に高くなく、水が大
部分を占める状態で固化処理されるために余計な廃棄物
を発生させ、廃棄物固化体発生本数が多くなっていた。

また、廃樹脂・廃スラッジの場合には、これら廃棄物を
移送する時に必要な水を取除き、廃棄物成分のみに濃縮
する必要上、脱水処理される。この脱水処理は、通常、
遠心力によったり、フィルターによったりして実施され
るが、いずれにしても大掛りな脱水処理設備が必要で、
その運転、維持が非常に困難であった。特に放射能濃度
が高い場合には、その処理は不可能であった。

プラスチック固化法やペレット固化法は、セメント固化
法の廃棄物減容性が悪いことに着目して開発された放射
性廃棄物の固化処理方法である。

これらの方法では、放射性廃棄物は、先ず乾燥処理され
て廃棄物に含まれる余分な水分を完全に取除かれ、廃棄
物の量は大幅に減容される。続いて乾燥処理され、粉体
化した放射性廃棄物は不飽和ポリエステル樹脂、触媒、
および促進剤と均一に混合され、ドラム缶に充填された
後、重合反応により硬化させ、プラスチック固化された
り、ゴム状の弾性体と混練し、押出し成形して、ペレッ
ト状の固化体とされる。

ところで、これらのペレット固化法やプラスチック固化
法には、いずれも大掛りなプロセスが必要である。即ち
、これ等の固化法においては、いずれも先ず放射性廃棄
物を乾燥処理する必要がある。この乾燥処理には竪型薄
膜乾燥機が使われるのが普通であるが、この乾燥機には
蒸気が必要であり、その温度を正確に制御する必要があ
る。さもなければ、放射性廃棄物を予定された含水率ま
で下げることは不可能である。また、乾燥機の能力に見
合った蒸気の供給を受けねば、所定の含水率の乾燥粉体
を下流設備に送ることはできない。

このため、放射性廃液の乾燥処理設備のみでも相当に複
雑であり、大掛りなものになる。

さらにプラスチック固化法の場合には、乾燥処理され、
粉体化された放射性廃棄物は、プラスチック固化のため
、不飽和ポリエステル樹脂と均一に混合され、更に、不
飽和ポリエステル樹脂を重合硬化させるための触媒、促
進剤を均一に混合される必要がある。このためには、大
掛りな混合処理システムが必要である。

この混合処理システムはバッチ処理であり、乾燥処理シ
ステムは連続処理であるために、この両システムをスム
ーズに運転するために、これらの間に粉体ホッパを設置
する必要がある。したがって、プラスチック固化法は乾
燥処理システム、粉体貯蔵システム、混合処理システム
の三つのシステムが必要になり、複雑、大掛りなものに
ならざるを得なかった。

ペレット固化法の場合は、乾燥処理された粉体は若干量
のバインダと混合され、これが混練りされ、押出し、成
形される必要があり、乾燥処理システムの後段に混合機
、混線機、および押出し機を設置する必要がある。これ
らの三つの装置はいずれも大掛りなものであり、ペレッ
ト固化法のシステムは、プラスチック固化法と同様に、
複雑、大規模なものとならざるを得なかった。

上記の両廃棄物減容固化システムは、従来の原子力発電
所で、放射性廃棄物の発生量が多量であり、これを限ら
れた時間内で発生した廃棄物を固化処理する必要がある
ときは非常に有用であり、従来型の原子力発電所では、
これらの固化システムが有効に利用されている。

しかしながら、最新鋭の原子力発電所においては、原子
炉−次系の水処理技術の大幅の進歩により、廃棄物の発
生量が激減している。例えば、中空糸膜フィルターの採
用により、従来使われていたフィルター助材が必要でな
くなり、フィルター助材の粉末イオン交換樹脂などの発
生が殆ど無くなってしまった。また、初期の原子力発電
所では種々のトラブルが発生し、それによる放射性廃液
や廃棄物の発生も多かったが、最近のプラントではこう
したトラブルも克服され、これらの発生も無くなった。

したがって、従来型の原子力発電所を基準に設計された
プラスチック固化システムやペレット化システムは、最
新鋭の原子力発電所においては無用の長物となりかねな
い状況にあり、もっと廃棄物発生状況に適合した固化処
理システムが望まれている。

ところで、我が国においても、低レベル放射性廃棄物の
浅地層処分が具体化し、安全性評価か進むに従い、評価
上重要な核種が明らかになってきた。即ち、炭素１４や
α核種のように長半減期核種が評価上重要になる。また
、浅地層処分場の人工バリアはコンクリートで建設され
るが、コンクリートは硫酸基に弱く、この硫酸基とコン
クリート中のセメントとの反応によりコンクリートが膨
脹し、破壊されるおそれがあることが明らかになった。

プラスチック固化体やペレット固化体の場合は特に炭素
１４の保持能力が乏しいことが知られている。すなわち
、炭素１４は廃液中で炭酸イオンとして存在し、ＢＷＲ
原子力発電所では、これが硫酸ナトリウム溶液の中に溶
解しているため、炭酸ナトリウムの状態であると考えら
れる。この場合、炭素１４も水溶性であり、そのまま乾
燥処理し、粉体化した状態で硫酸ナトリウム結晶と共に
炭酸ナトリウムとして固化されるプラスチック固化体や
ペレット固化体では、水と接した場合には、当然に硫酸
ナトリウムと共に炭酸ナトリウムも水に溶は出すため、
炭素１４も固化体に留まることはない。

このように炭素１４の保持能力が極めて低いことは、プ
ラスチック固化体、ペレット固化体の重大な欠点である
と考えられている。

この点、セメント固化体の場合には、炭酸イオンはセメ
ント中のカルシウムイオンと反応して炭酸カルシウムと
なり、水に溶は難くなるため、セメント固化体中に残留
し、したがって、炭素１４も固化体に留まり、水相に移
行する量は極めて小さく抑えられる。また、α核種もセ
メント中ではセメント中の成分と親和性が高（、水相へ
は殆ど移行しない。それ故、セメント固化体は長半減期
核種の保持能力が高く、安全評価上有利な固化体と考え
られる。

しかしながら、通常、セメント固化に使われるセメント
はカルシウムシリケートを主成分とするもので、これに
硫酸基が反応するとエトリングライトを生成し、その体
積がセメントの元の成分に比較して約３倍に増加するた
めに、セメントは膨脹し、自ら崩壊してしまう。これは
セメント固化体の大きな欠点である。

（発明が解決しようとする課題） 以上述べたように、従来の原子力発電所における低レベ
ル放射性廃棄物の固化処理方法は、セメント固化法、プ
ラスチック固化法およびペレット固化法のいずれも大き
な欠点を有するとともに、特に、最新鋭の原子力発電所
に対しては、その放射性廃棄物の質的、量的な変化に適
合しておらず問題であった。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、従
来の低レベル放射性廃棄物の固化体の有する欠点を解消
するとともに、最新鋭の原子力発電所の放射性廃棄物の
性状、発生量に適合した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。

［発明の構成コ （課題を解決するための手段） 本発明の放射性廃棄物の固化処理方法は、原子力発電所
で発生する放射性濃縮廃液および廃樹脂・廃スラッジを
混合し、これを放射性廃棄物貯蔵容器内で脱水して濃縮
処理した後、これにセメントを加え、容器内で混合して
固化し、かつ、脱水により発生した廃液は濃縮処理し、
放射性濃縮廃液として再び同じ工程にて処理することを
特徴とするものである。

なお、本発明は次のような実施態様を含むものである。

即ち、容器内での脱水処理工程において、脱水用の膜と
して中空糸膜を用いると共に、脱水処理した後の放射性
廃棄物のセメント固化に際してカルシウムアルミネート
系のセメントを用いる。また、放射性廃棄物の処理容器
として、カルシウムアルミネート系のセメントで内張す
され、かつそのセメントが熱重合性の高分子材料を含浸
され、硬化処理されたものを用いる。

（作用） 最新鋭の原子力発電所においては、復水器の冷却管にチ
タン合金が使用されており、海水による腐蝕、それによ
る復水への海水リークは皆無になり、復水脱塩器に用い
られるイオン交換樹脂の再生処理も殆ど必要が無くなり
、再生時に発生する再生廃液の発生も殆ど無くなった。

原子力発電所で発生する廃液は蒸発缶により濃縮される
が、濃縮限界は硫酸ナトリウムの濃度的２５％、あるい
は濃縮器の腐蝕を避けるために、例えば、５０００ｐｐ
ｇ＋の塩素イオン濃度で決められている。

最新鋭の原子力発電所においては、再生廃液が殆ど発生
しないため、濃縮限界は塩素イオン濃度で決められ、し
たがって廃液中のイオン濃度、固形分濃度は極めて低く
、殆どが水分の放射性廃棄物となっている。

一方、復水脱塩器や原子炉浄化系で使われる粒状あるい
は粉末のイオン交換樹脂は極めて純度の高い水の浄化に
使用されているため、そのイオン交換能は殆どが残され
たままで廃棄されることになる。したがって、イオン成
分の比較的低い濃縮廃液と多量に発生するイオン交換能
を多量に残したイオン交換樹脂を混合することにより、
濃縮廃液中のイオン成分はイオン交換樹脂に吸着され、
廃棄物としては発生しなくなり、廃棄物発生量が減少し
たことになる。

濃縮廃液、イオン交換樹脂の混合した廃液は一時廃液貯
蔵タンクに蓄えられ、その後、廃棄物貯蔵容器に脱水機
能を持たせたものに、徐々に給液される。

この容器内には、膜フィルターがセットされていて、廃
棄物中の水分はそのフィルターを通して抜取られる。容
器中の水分分離膜には中空糸膜のようなち密な膜が使用
され、廃液中の固形分は殆ど除去される。したがって、
容器から排出される水には、放射性廃棄物は殆ど残留せ
ず、大部分が廃棄物容器内に残留する。

取出された水には、若干の放射能が残留するので、放射
性廃液処理系へ戻され、再び濃縮され、同じプロセスを
経て、放射性廃棄物容器に充填される。

脱水処理された後の放射性廃棄物はカルシウムアルミネ
ート系のセメントで固化処理するのが、安定な固化体を
作るために望ましい。通常のカルシウムシリケートを主
成分とするポルトランドセメントや、高炉セメント類は
用いない。なぜならば、これらのセメントは硫酸基が存
在すると、エトリングライトと呼ばれる物質を生成し、
このためにセメントの体積が約３倍に増加し、このため
セメントは破壊され、細かく砕かれてしまい、最後には
砂状のものになってしまうからである。

カルシウムアルミネート系のセメントの場合には、ポル
トランドセメントや、高炉セメント類に比較して、化学
的に安定であり、上述のような膨脹反応は無く、安定で
ある。これは、カルシウムアルミネート系のセメントは
エトリングライトのような成分を含まず、硫酸基に対し
ても極めて安定であるからである。このように、カルシ
ウムアルミネート系のセメントは化学的安定性に優れて
いると共に、ち密な構造のセメントであり、放射能保持
能力の高いセメント固化体を作ることができるという特
徴を有している。

ところで脱水処理後の放射性廃棄物の中には、廃棄物中
の水分、あるいはイオン交換樹脂の交換基に多量の硫酸
基がついており、これをセメント固化した場合には、硫
酸基が遊離し、これがセメントと反応することが懸念さ
れる。したがって、上記のアルミナ・シリカセメントを
用いることによって、硫酸基とセメントとの反応による
固化体の不安定化を防ぐことが可能である。

以上の硫酸基に対する安定性の他に、セメントを用いて
固化処理するために、放射性廃棄物固化体に含まれる炭
素１４を含む炭酸イオンは炭酸カルシウムの形で安定化
されており、固化体中のセメント成分中に固定されてい
て、固化体の外に出てくることがない。また、プルトニ
ウムのような超ウラン元素もアルカリ性の強いセメント
の中では、水に対する溶解度は極めて低く、安定化され
ている。したがって、アルミナやシリカセメントを用い
ることによって、安全性評価上重要と考えられている以
上の長寿命の放射性核種に対しても保持能力があり、長
期の安定性に富んだ放射性廃棄物固化体にすることがで
きる。

また、放射性廃棄物貯蔵容器にもカルシウムアルミネー
トを内張りに用いることによって、硫酸基に対して安定
なバリア層ができ、固化体の放射性保持能力が高められ
る。ここでも、カルシウムアルミネートを用いることに
より、更に固化体の長期の安定性が得られる。また、容
器内張りのカルシウムアルミネート層を熱重合性の高分
子、例えばスチレンで含浸し、これを重合硬化させてお
くと、バリア層での水の浸透性が極めて低くなり、放射
能の廃棄物固化体外への浸出を抑制することができる。

このように、セメントを高分子材料で含浸処理した場合
には、放射能の浸出を処理しない場合に比較して、１／
１０００以下に低くすることが可能で、廃棄物固化体の
環境への影響を低減し、安全性を高めることができる。

（実施例） 次に、図面を参照して、本発明による放射性廃棄物の処
理プロセスの実施例を示す。

第１図において、原子力発電所で発生する放射性廃棄物
であるイオン交換樹脂、濃縮廃液は、廃棄物受はタンク
１、濃縮廃液受はタンク２に一時的に貯蔵される。混合
槽３は、イオン交換樹脂と濃縮廃液を混合し、濃縮廃液
中のイオン成分をイオン交換樹脂に吸着させるためので
ある。混合槽３には、硫酸タンク４とカセイソーダタン
ク５が連結されている。

また、混合槽３には、撹はん用ポンプ６、電気伝導度計
７およびｐＨメータ８を備えたポンプ系配管９が取付け
られており、混合槽内の廃液は、撹はん用ポンプ６によ
って撹はんされ、また電気伝導度計７およびｐＨメータ
８によって廃液の状態を監視される。

混合槽３には、廃棄物受はタンク１からのイオン交換樹
脂廃棄物が最初に受入れられ、これに濃縮廃液受はタン
ク２からの濃縮廃液が受入れられる。この濃縮廃液の受
入れは、電気伝導度計７とｐＨメータ８を監視しながら
行われる。

受入れの初期はイオン交換樹脂の交換容量か十分にあり
、濃縮廃液中のイオン成分はすべてイオン交換樹脂に吸
着されるために、廃液のｐＨは中性であり、電気伝導度
も極めて低く、純水に近い性状を示している。

イオン交換樹脂のカチオン基、アニオン基が飽和すると
、濃縮廃液中のイオン成分が吸着されなくなり、混合槽
３内の水の電気伝導度が急速に上昇する。また、カチオ
ン基のみが飽和した場合には、ナトリウムイオンのよう
な陽イオンが水中に増加することになり、混合槽３内の
水はｐＨがアルカリ側に傾いてくる。アニオン基が飽和
した場合には、陰イオンが水中に濃度を増すために混合
槽３内の水は酸性側に傾く。

このようにｐｍ（と電気伝導度の監視により、イオン交
換樹脂中のイオン交換能の飽和状態を監視し、濃縮廃液
の混合槽への注入を行う。このようにしてイオン交換樹
脂中のイオン交換能を濃縮廃液のイオン成分の吸着にで
きる限り効率よく使用し、廃棄物の減容を計る。

ただし、濃縮廃液の量がイオン交換樹脂廃棄物の量より
多い場合には、濃縮廃液をイオン交換樹脂容量以上に混
合槽３内に送込む。この場合、イオン交換樹脂のカチオ
ン樹脂、アニオン樹脂ともに飽和するが、アニオン基、
カチオン基ともに等量が廃棄物中にあるわけではないの
で、混合槽内の廃液のｐＨはアルカリ、あるいは酸性側
に著しく傾く可能性がある。そこで硫酸タンク４からの
硫酸と、カセイソーダタンク５からのカセイソーダを、
ｐＨを監視しながら、混合槽３に徐々に加え、槽内のｐ
Ｈを弱アルカリにする。

調整の終了後、混合槽内の放射性廃棄物は一部がサンプ
リングされ、廃液中の固形分濃度と放射能濃度を分析さ
れる。これは次の行程に余分な廃棄物を送らないように
すると共に、放射性廃棄物中での放射能濃度および放射
性核種濃度を正確に把握しておくためである。

このようにして混合槽３内で調整を終えた放射性廃棄物
は定量供給ポンプ１０で加圧され、放射性廃棄物貯蔵容
器１１に送込まれる。この容器１１はアルミナ・シリカ
セメントから成るセメントバリア層１２で内張すされて
いる。

定量供給ポンプ１０は、レベル計１３と連動しており、
廃棄物貯蔵容器１１中の放射性廃棄物の液面を監視しつ
つ作動する。

放射性廃棄物貯蔵容器１１の中心には、中空糸膜フィル
タ１４が設置されており、抽出用ポンプ１５により吸引
されている。この廃液の吸引もレベル計１３と連動して
おり、廃棄物貯蔵容器１１内の廃棄物量を監視しつつ、
廃棄物中の水分を中空糸膜フィルタ１４を通して容器外
へ取出す。

混合槽３内の廃棄物の固形分濃度の分析値より放射性廃
棄物貯蔵容器１１内に充填すべき廃棄物量および水の量
が計画可能であり、予定量が供給されたとき、廃棄物貯
蔵容器１１への廃液の供給は停止される。

中空糸膜フィルタ１４で取出された若干の放射能を含む
廃液は放射性廃液濃縮器１６へ送られ、濃縮され、減容
される。この濃縮廃液は再び濃縮廃液受はタンク２に戻
される。

次に、廃棄物か充填された放射性廃棄物貯蔵容器１１は
、第２図に示すように、固化処理位置に移動され、セメ
ントホッパ２０内に蓄えられたアルミナ・シリカセメン
トがセメント定量供給器２１を経て、廃棄物貯蔵容器１
１内に定量供給される。

廃棄物貯蔵容器には、インドラム混合用の撹はん器２２
が挿入され、セメントと廃棄物を均一に混合する。均一
混合後、撹はん器２２は抜き出され、廃棄物貯蔵容器１
１の上端を貯蔵用の蓋（図示せず）でキャッピングした
後、放置する。

放置する間に、アルミナ・シリカセメントは廃棄物中に
残留している水分によって水和反応を始め、硬化する。

その結果、水和反応が完了するほぼ一週間後には、完全
に固まったセメント固化体ができあがる。

なお、第２図のように撹はん器２２によりセメントと廃
棄物を混合する場合には、撹はん器２２の洗浄、撹はん
器分の廃棄物充填量の減少といった欠点がある。

そこで、第３図に示すように、廃棄物貯蔵容器１１の上
端を蓋３０でキャッピングし、廃棄物貯蔵容器１１を横
倒しにして、ドラム回転機架台３１の回転ローラ３２の
上に載せ、容器全体を転がすことによって、セメントと
廃棄物の均一な混合を行うことができる。この場合、撹
はんを完べきに行うために貯蔵容器内側にドラム内撹は
ん翼３３をつけておくのが望ましい。

このようにすれば、インドラム混合用撹はん器２２によ
る撹はんの時のような撹はん翼の洗浄が不必要で、余分
な廃液の発生がないという利点がある。しかしながら、
この場合には、廃棄物貯蔵容器１１のキャッピングを厳
密に行い、放射性廃液の漏洩が完全に妨げるように考慮
する必要があり、蓋締めの設備が撹はん翼を用いる場合
に比べておおげさになる欠点がある。

以下に、上述した放射性廃棄物処理プロセスで処理した
場合を想定して行った実験例を示す。

イオン交換樹脂廃棄物の例として、粉末イオン交換樹脂
を模擬廃棄物とし、実験を行った。

廃棄物のカチオン樹脂、アニオン樹脂の比率は２：１で
あり、イオン交換基は殆ど消費されておらず、カチオン
樹脂で約２■ｅｑ／ｇ、アニオン樹脂で約１＋ｇｅＱ／
ｇのイオン交換基が活性であった。この粉末イオン交換
樹脂を１０％の割合で含むスラリー状の模擬廃棄物を２
０℃準備した。

一方、濃縮廃液の模擬廃棄物として、硫酸ナトリウムを
３％、塩化ナトリウムを０．５％、不溶解性成分として
Ｆｅ２Ｏ３を１％加えた水溶液を用意した。

粉末イオン交換樹脂のスラリー状の廃棄物をｌＯａ混合
槽３に移し、これに模擬廃棄物を徐々に加えていった。

濃縮廃液を加えている間、容器の電気伝導度とｐＨを連
続して測定した。廃液を加えた直後は、電気伝導度、ｐ
Ｈともに大きく変動したが、直ちに、電気伝導度は低く
、ｐＨは中性付近に落着いた。

模擬廃液を約１．９　　加えたところで電気伝導度が急
激に大きくなり、ｐＨが３付近まで低下した。

ここで、濃縮廃液の供給を停止し、ｐＨを弱アルカリに
するために若干量のカセイソーダを加えて、脱水処理実
験に移った。

脱水処理実験は、１に容量の放射性廃棄物貯蔵容器１１
の中心に、中空糸膜フィルタ１４をセットし、これに混
合処理を終えた廃液を徐々に注入して行った。約５１注
入したところで、模擬廃液の供給を停止した。

この時、廃棄物貯蔵容器１１には、２５０ｇの濃縮廃液
成分を吸着した粉末イオン交換樹脂および水が入ってい
た。廃棄物貯蔵容器１１より排出された水の中のイオン
成分は２０００ｐｐｍ程度で、他の固形分の含有量はｔ
ｐｐ１以下であり、廃液成分の殆どが廃棄物貯蔵容器１
１内に残留していた。

次のセメント固化実験においては、廃棄物貯蔵容器１１
内に残留していた廃液成分にアルミナ・シリカセメント
を４００ｇ加え、均一に撹はんした後、放置した。

セメントは約１週間で硬化した。この硬化した試料より
、圧縮試験用の試料を切出して試験をしたところ、１５
０ｋｇ／　ｄ以上の強度が確認された。

［発明の効果コ このように、本発明によれば、放射性廃棄物、廃樹脂や
イオン交換樹脂を主成分とする廃スラッジが混合される
ことにより、濃縮廃液中のイオン成分がイオン交換樹脂
に吸収されて、事実上無くなってしまい、減容される。

また、イオン交換樹脂を成分とする放射性廃棄物は放射
性廃棄物貯蔵容器の中で脱水処理されるので大がかりな
脱水処理設備を別に設ける必要はなく、設備のコストを
低減できるのみならず、余分な設備を維持する必要から
生ずる作業員への被曝も下げることができ、放射性廃棄
物処理設備としての安全性も向上させることが可能であ
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方法のシステ
ム例を示す説明図、第２図と第３図は、それぞれ本発明
方法における固化処理工程を示す説明図である。 １・・・・・・・・・廃棄物受はタンク２・・・・・・
・・・濃縮廃液受はタンク３・・・・・・・・・混合槽 ４・・・・・・・・・硫酸タンク ５・・・・・・・・・カセイソーダタンク６・・・・・
・・・・撹はん用ポンプ ７・・・・・・・・・電気伝導度計 ８・・・・・・・・・ｐＨメータ ９・・・・・・・・・ポンプ系配管 １０・・・・・・・・・定量供給ポンプ１１・・・・・
・・・・放射性廃棄物貯蔵容器１２・・・・・・・・・
セメントバリア層１３・・・・・・・・・レベル計 １４・・・・・・・・・中空糸膜フィルタ１５・・・・
・・・・・抽出用ポンプ １６・・・・・・・・・放射性廃液濃縮器２０・・・・
・・・・・セメントホッパ２１・・・・・・・・・セメ
ント定量供給器２２・・・・・・・・・インドラム混合
用撹はん器３０・・・・・・・・・蓋 ３１・・・・・・・・・ドラム回転機架台３２・・・・
・・・・・回転ローラ

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子力発電所で発生する放射性濃縮廃液および廃樹脂・
   廃スラッジを混合し、これを放射性廃棄物貯蔵容器内で
   脱水して濃縮処理した後、これにセメントを加え、容器
   内で混合して固化し、かつ、脱水により発生した廃液は
   濃縮処理し、放射性濃縮廃液として再び同じ工程にて処
   理することを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。