JPH0420159B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0420159B2 JPH0420159B2 JP58131545A JP13154583A JPH0420159B2 JP H0420159 B2 JPH0420159 B2 JP H0420159B2 JP 58131545 A JP58131545 A JP 58131545A JP 13154583 A JP13154583 A JP 13154583A JP H0420159 B2 JPH0420159 B2 JP H0420159B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- solidified
- glass
- intermediate layer
- solidified body
- 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.)
- Expired - Lifetime
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- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
〔発明の技術分野〕
本発明は、放射性廃棄物の処理方法に関し、さ
らに詳しくは、放射性廃棄物が含有されたガラス
またはセラミツクスからなる固化体を金属被覆体
で囲繞した放射性廃棄物貯蔵体を製造する方法に
関する。 〔発明の技術的背景〕 原子力発電所や使用済核燃料の再処理工場から
発生する放射性廃棄物の処分に際しては、放射性
物質の周囲への拡散が最小限となる形態に廃棄物
を固形化し、得られた貯蔵体が、化学的、機械的
に安定していて長期の貯蔵によつても環境汚染の
原因にならないことが必要である。 このような観点で従来より行われている固形化
方法としては、ガラス固化法が主流を占めてい
る。この方法は、放射性廃棄物を、ホウケイ酸ガ
ラス、リン酸ガラスなどのガラス形成材料ととも
に溶融し、一定形状のガラスインゴツトに凝固さ
せ、固化するものである。通常このようにして固
化されたガラスインゴツドは金属容器中におさめ
貯蔵される。またさらに比較的小型のガラスイン
ゴツト多数を金属中に埋設する。いわゆる金属複
合固化法も提案されている。 しかしながら、上述したガラス固化法あるいは
金属複合固化法には次のような問題がある。 (イ) ガラス固化体を収納あるいは被覆している金
属被覆体が腐食等により破損した場合を想定す
ると、内部の固化体は外部環境と直接接するこ
ととなるため、長期にわたる安定な貯蔵のため
には、外部環境（たとえば水）に対する放射性
物質の浸出率を可能な限り小さくすることが要
請される。 (ロ) ガラス固化体は、基本材料であるガラスの組
成に制約があるため、固化体製造時にクラツク
が生じやすいという欠点がある。特に、金属被
覆体とガラス固化体とは熱膨張係数が異なるた
め、溶融状態のガラスが金属被覆体中で固化す
る際にガラスと金属との界面で冷却が促進され
この部分に熱応力が生じ、その結果、固化体の
表面部分あるいは内部にクラツクが生じやすく
なるのである。固化体に生じたクラツクは、固
化体内部で発生する放射性崩壊熱の放散を阻害
することとなり、これによる温度上昇によつて
固化体内部の機械的および化学的安定性がそこ
なわれるおそれが生ずる。さらにクラツクによ
つてガラス固化体の表面積が増大し、そのため
ガラス固化体が外部環境に直接接した場合の浸
出面積が増大する。 〔発明の目的〕 本発明は上述した問題点に鑑みてなされたもの
であり、放射性物質の耐浸出性に一層すぐれ、ク
ラツクが生ずることがなく長期に安全に貯蔵し得
る固化貯蔵体の製造法を提供することを目的とす
る。 〔発明の概要〕 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃
棄物の固化処理方法は、放射性廃棄物が含有され
たガラスまたはセラミツクスからなる固化体をさ
らに金属被覆体で囲繞した固化貯蔵体を製造する
に際し、固化体と金属被覆体との間に放射性物質
が含有されていないガラスまたはセラミツクスか
らなる中間層を設け、この中間層の、常温から前
記固化体の軟化温度までの温度範囲における平均
熱膨脹係数は、前記温度範囲における前記固化体
の平均熱膨脹係数と、同じく前記温度範囲におけ
る前記金属被覆体の平均熱膨脹係数との間の値で
あることを特徴とするものである。 〔発明の具体的説明〕 固化体の製造 本発明の処理対象となる放射性廃棄物として
は、たとえば、使用済核燃料を処理したのち、
Ｕ、Puを回収した残りの放射性廃棄物の他、再
生廃液、床ドレインなどの各種の廃液、フイルタ
ースラツジ、沈殿スラツジなどの各種の固体廃棄
物が含まれる。 また、本発明で用いる、放射性廃棄物が含有さ
れた固化体としては、ガラス、セラミツクスなど
を用いて放射性廃棄物を固化体に形成したものが
あげられる。たとえば、放射性廃棄物を含有し、
溶融または焼結などの熱処理工程を経てつくられ
るホウケイ酸系ガラス、リン酸系ガラスなどのガ
ラス固化体、Diopside系などの結晶化ガラス固
化体、Al2O3−SiO2系、TiO2系、MnO2−SiO2
系、ZrO2系などのセラミツクス固化体が好まし
く用いられる。固化体中の放射性廃棄物の含量
は、10〜40％の範囲が適当である。 中間層の形成 上記固化体を金属被覆体で囲繞する際に、固化
体と金属被覆体との間に中間層を形成する。この
中間層は、放射性廃棄物を含有しないガラスまた
はセラミツクスからなり、たとえばホウケイ酸系
ガラス、リン酸系ガラス、Diopside系などの結
晶化ガラス、Al2O3、ZrO2、TiO2、Al2O3−SiO2
系、SiC、Si3N4などのセラミツクスが用いられ
得る。 また、固化体にクラツクが生ずるのを防止する
ために、中間層の熱膨張係数を適宜選択すること
が好ましい。すなわち、溶融状態の固化体が金属
被覆体中で冷却・固化するとき（あるいは、既に
形成された固化体を溶融金属で囲繞するとき）に
生ずる熱応力を軽減し、クラツクの発生を防止す
るためには、常温から固化体の軟化温度までの温
度範囲における中間層の平均熱膨張係数が、前記
温度範囲における固化体の平均熱膨張係数と、同
じく前記温度範囲における金属被覆体の平均熱膨
張係数との間の値であることが好ましく、さらに
好ましくはほぼ中間の値であることが望ましい。 中間層の厚さとしては、薄すぎると固化体中の
放射性物質が外界へ浸出するのを防止するバリヤ
ーとしての働きが減少し、一方、厚すぎると複合
固化貯蔵体の全量に対する廃棄物の重量比（すな
わち含有率）が低下するため、0.02mm〜100mmの
範囲が適当である。 中間層を形成する方法としては、(イ)ガラスまた
はセラミツクス固化体を囲繞する金属被覆体（た
とえば金属容器）の内面に、あらかじめ溶融コー
ト法、フレームスプレイ法などにより中間層を形
成し、次いでその中に放射性廃棄物が含有された
ガラスあるいはセラミツクスの溶融体を注入し、
固化する方法、(ロ)既に形成されている固化体を金
属容器中に装入し、次いでこの金属容器と固化体
との間隙に中間層の材料となるガラスまたはセラ
ミツクスの溶融体を注入し固化する方法、(ハ)フレ
ームスプレイ法、プラズマスプレイ法、CVD法、
PVD法、真空蒸着法、あるいは直接、中間層材
料の溶融体中へ浸漬するなどの方法を用いて既に
形成されている固化体の表面に中間層を被覆形成
し、次いでこれを常法により金属被覆体で囲繞す
る、などの方法を用いることができる。 〔発明の実施例〕 実施例 １ 図面に、本実施例で得られる複合固化貯蔵体の
縦断面図を示す。まず、下記第１表に示す組成の
模擬放射性廃棄物と下記第２表に示す組成のホウ
ケイ酸ガラスを３：７の重量比で含有する溶融体
を、内径25mm、高さ80mmのカーボン鋳型中に注入
し、徐冷し固化した。
らに詳しくは、放射性廃棄物が含有されたガラス
またはセラミツクスからなる固化体を金属被覆体
で囲繞した放射性廃棄物貯蔵体を製造する方法に
関する。 〔発明の技術的背景〕 原子力発電所や使用済核燃料の再処理工場から
発生する放射性廃棄物の処分に際しては、放射性
物質の周囲への拡散が最小限となる形態に廃棄物
を固形化し、得られた貯蔵体が、化学的、機械的
に安定していて長期の貯蔵によつても環境汚染の
原因にならないことが必要である。 このような観点で従来より行われている固形化
方法としては、ガラス固化法が主流を占めてい
る。この方法は、放射性廃棄物を、ホウケイ酸ガ
ラス、リン酸ガラスなどのガラス形成材料ととも
に溶融し、一定形状のガラスインゴツトに凝固さ
せ、固化するものである。通常このようにして固
化されたガラスインゴツドは金属容器中におさめ
貯蔵される。またさらに比較的小型のガラスイン
ゴツト多数を金属中に埋設する。いわゆる金属複
合固化法も提案されている。 しかしながら、上述したガラス固化法あるいは
金属複合固化法には次のような問題がある。 (イ) ガラス固化体を収納あるいは被覆している金
属被覆体が腐食等により破損した場合を想定す
ると、内部の固化体は外部環境と直接接するこ
ととなるため、長期にわたる安定な貯蔵のため
には、外部環境（たとえば水）に対する放射性
物質の浸出率を可能な限り小さくすることが要
請される。 (ロ) ガラス固化体は、基本材料であるガラスの組
成に制約があるため、固化体製造時にクラツク
が生じやすいという欠点がある。特に、金属被
覆体とガラス固化体とは熱膨張係数が異なるた
め、溶融状態のガラスが金属被覆体中で固化す
る際にガラスと金属との界面で冷却が促進され
この部分に熱応力が生じ、その結果、固化体の
表面部分あるいは内部にクラツクが生じやすく
なるのである。固化体に生じたクラツクは、固
化体内部で発生する放射性崩壊熱の放散を阻害
することとなり、これによる温度上昇によつて
固化体内部の機械的および化学的安定性がそこ
なわれるおそれが生ずる。さらにクラツクによ
つてガラス固化体の表面積が増大し、そのため
ガラス固化体が外部環境に直接接した場合の浸
出面積が増大する。 〔発明の目的〕 本発明は上述した問題点に鑑みてなされたもの
であり、放射性物質の耐浸出性に一層すぐれ、ク
ラツクが生ずることがなく長期に安全に貯蔵し得
る固化貯蔵体の製造法を提供することを目的とす
る。 〔発明の概要〕 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃
棄物の固化処理方法は、放射性廃棄物が含有され
たガラスまたはセラミツクスからなる固化体をさ
らに金属被覆体で囲繞した固化貯蔵体を製造する
に際し、固化体と金属被覆体との間に放射性物質
が含有されていないガラスまたはセラミツクスか
らなる中間層を設け、この中間層の、常温から前
記固化体の軟化温度までの温度範囲における平均
熱膨脹係数は、前記温度範囲における前記固化体
の平均熱膨脹係数と、同じく前記温度範囲におけ
る前記金属被覆体の平均熱膨脹係数との間の値で
あることを特徴とするものである。 〔発明の具体的説明〕 固化体の製造 本発明の処理対象となる放射性廃棄物として
は、たとえば、使用済核燃料を処理したのち、
Ｕ、Puを回収した残りの放射性廃棄物の他、再
生廃液、床ドレインなどの各種の廃液、フイルタ
ースラツジ、沈殿スラツジなどの各種の固体廃棄
物が含まれる。 また、本発明で用いる、放射性廃棄物が含有さ
れた固化体としては、ガラス、セラミツクスなど
を用いて放射性廃棄物を固化体に形成したものが
あげられる。たとえば、放射性廃棄物を含有し、
溶融または焼結などの熱処理工程を経てつくられ
るホウケイ酸系ガラス、リン酸系ガラスなどのガ
ラス固化体、Diopside系などの結晶化ガラス固
化体、Al2O3−SiO2系、TiO2系、MnO2−SiO2
系、ZrO2系などのセラミツクス固化体が好まし
く用いられる。固化体中の放射性廃棄物の含量
は、10〜40％の範囲が適当である。 中間層の形成 上記固化体を金属被覆体で囲繞する際に、固化
体と金属被覆体との間に中間層を形成する。この
中間層は、放射性廃棄物を含有しないガラスまた
はセラミツクスからなり、たとえばホウケイ酸系
ガラス、リン酸系ガラス、Diopside系などの結
晶化ガラス、Al2O3、ZrO2、TiO2、Al2O3−SiO2
系、SiC、Si3N4などのセラミツクスが用いられ
得る。 また、固化体にクラツクが生ずるのを防止する
ために、中間層の熱膨張係数を適宜選択すること
が好ましい。すなわち、溶融状態の固化体が金属
被覆体中で冷却・固化するとき（あるいは、既に
形成された固化体を溶融金属で囲繞するとき）に
生ずる熱応力を軽減し、クラツクの発生を防止す
るためには、常温から固化体の軟化温度までの温
度範囲における中間層の平均熱膨張係数が、前記
温度範囲における固化体の平均熱膨張係数と、同
じく前記温度範囲における金属被覆体の平均熱膨
張係数との間の値であることが好ましく、さらに
好ましくはほぼ中間の値であることが望ましい。 中間層の厚さとしては、薄すぎると固化体中の
放射性物質が外界へ浸出するのを防止するバリヤ
ーとしての働きが減少し、一方、厚すぎると複合
固化貯蔵体の全量に対する廃棄物の重量比（すな
わち含有率）が低下するため、0.02mm〜100mmの
範囲が適当である。 中間層を形成する方法としては、(イ)ガラスまた
はセラミツクス固化体を囲繞する金属被覆体（た
とえば金属容器）の内面に、あらかじめ溶融コー
ト法、フレームスプレイ法などにより中間層を形
成し、次いでその中に放射性廃棄物が含有された
ガラスあるいはセラミツクスの溶融体を注入し、
固化する方法、(ロ)既に形成されている固化体を金
属容器中に装入し、次いでこの金属容器と固化体
との間隙に中間層の材料となるガラスまたはセラ
ミツクスの溶融体を注入し固化する方法、(ハ)フレ
ームスプレイ法、プラズマスプレイ法、CVD法、
PVD法、真空蒸着法、あるいは直接、中間層材
料の溶融体中へ浸漬するなどの方法を用いて既に
形成されている固化体の表面に中間層を被覆形成
し、次いでこれを常法により金属被覆体で囲繞す
る、などの方法を用いることができる。 〔発明の実施例〕 実施例 １ 図面に、本実施例で得られる複合固化貯蔵体の
縦断面図を示す。まず、下記第１表に示す組成の
模擬放射性廃棄物と下記第２表に示す組成のホウ
ケイ酸ガラスを３：７の重量比で含有する溶融体
を、内径25mm、高さ80mmのカーボン鋳型中に注入
し、徐冷し固化した。
【表】
【表】
一方、内径30mmの円筒形のSUS304製貯蔵容器
１（キヤニスター）を用意し、下記第３表に示す
組成の中間層用ガラス溶融体をまずキヤニスター
の底面部に注入し、徐冷固化することにより、キ
ヤニスター底面部に厚さ３mmの中間層を形成し
た。
１（キヤニスター）を用意し、下記第３表に示す
組成の中間層用ガラス溶融体をまずキヤニスター
の底面部に注入し、徐冷固化することにより、キ
ヤニスター底面部に厚さ３mmの中間層を形成し
た。
【表】
次いで前記ガラス固化体をカーボン鋳型から取
り出してキヤニスター１中に設置した。さらに、
キヤニスター１の内面とガラス固化体２の間隙お
よび上面口に上記と同様にして中間層用ガラス溶
融体を注入し、徐冷し、固化することによりキヤ
ニスター１とガラス固化体３との間に中間層２を
形成し、SUS製の上蓋４をかぶせて溶接密閉し、
複合固化体を得た。 また、本実施例で作成した模擬放射性廃棄物を
含有するガラス固化体（直径25mm、高さ80mm）
と、この固化体をさらに前記第３表の組成の中間
層で被覆したもの（中間層の厚さ2.5mm）とで、
水に対する固化体中の放射性物質の浸出率を測定
した。100℃の純水1000ml中にそれぞれ24時間浸
漬したのち、溶液中のMoイオンを定量した。 中間層を被覆しないものについては浸出率が
2.5×10-5ｇ／cm2・dayであり、中間層を被覆した
方の浸出率は検出限界の１×10-6ｇ／cm2・day以
下であつた。 実施例 ２ 前記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄物と下
記第４表に示す組成のセラミツクス形成物質とを
重量比にして３：７の配合比で調整し、これを焼
結して直径７mmのセラミツクス固化体粒子を得
た。
り出してキヤニスター１中に設置した。さらに、
キヤニスター１の内面とガラス固化体２の間隙お
よび上面口に上記と同様にして中間層用ガラス溶
融体を注入し、徐冷し、固化することによりキヤ
ニスター１とガラス固化体３との間に中間層２を
形成し、SUS製の上蓋４をかぶせて溶接密閉し、
複合固化体を得た。 また、本実施例で作成した模擬放射性廃棄物を
含有するガラス固化体（直径25mm、高さ80mm）
と、この固化体をさらに前記第３表の組成の中間
層で被覆したもの（中間層の厚さ2.5mm）とで、
水に対する固化体中の放射性物質の浸出率を測定
した。100℃の純水1000ml中にそれぞれ24時間浸
漬したのち、溶液中のMoイオンを定量した。 中間層を被覆しないものについては浸出率が
2.5×10-5ｇ／cm2・dayであり、中間層を被覆した
方の浸出率は検出限界の１×10-6ｇ／cm2・day以
下であつた。 実施例 ２ 前記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄物と下
記第４表に示す組成のセラミツクス形成物質とを
重量比にして３：７の配合比で調整し、これを焼
結して直径７mmのセラミツクス固化体粒子を得
た。
本発明によつて得られる複合固化貯蔵体は、放
射性廃棄物が含有された固化体とそれを囲繞する
金属被覆体との間に放射性物質を含有しない中間
層を設けたので、耐浸出性の一層の向上を図るこ
とができる。 また、固化体にクラツクが発生するのを有効に
防止することができるので、クラツクによる固化
体内部に生ずる放射性崩壊熱の放散性の低下およ
び浸出面積の増大化を防止することができる。
射性廃棄物が含有された固化体とそれを囲繞する
金属被覆体との間に放射性物質を含有しない中間
層を設けたので、耐浸出性の一層の向上を図るこ
とができる。 また、固化体にクラツクが発生するのを有効に
防止することができるので、クラツクによる固化
体内部に生ずる放射性崩壊熱の放散性の低下およ
び浸出面積の増大化を防止することができる。
図面は、本発明の実施例に係る複合固化貯蔵体
の縦断面図である。 １……キヤニスター、２……中間層、３……放
射性廃棄物が含有された固化体、４……蓋。
の縦断面図である。 １……キヤニスター、２……中間層、３……放
射性廃棄物が含有された固化体、４……蓋。
Claims (1)
- １ 放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラ
ミツクスからなる固化体をさらに金属被覆体で囲
繞した固化貯蔵体を製造するに際し、固化体と金
属被覆体との間に放射性物質が含有されていない
ガラスまたはセラミツクスからなる中間層を設
け、この中間層の、常温から前記固化体の軟化温
度までの温度範囲における平均熱膨脹係数は、前
記温度範囲における前記固化体の平均熱膨脹係数
と、前記温度範囲における前記金属被覆体の平均
熱膨脹係数との間の値であることを特徴とする、
放射性廃棄物の固化処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154583A JPS6022700A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154583A JPS6022700A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6022700A JPS6022700A (ja) | 1985-02-05 |
| JPH0420159B2 true JPH0420159B2 (ja) | 1992-03-31 |
Family
ID=15060580
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP13154583A Granted JPS6022700A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6022700A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014200712A (ja) * | 2013-04-02 | 2014-10-27 | アルプス電気株式会社 | 廃棄物の処理方法 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3447278A1 (de) * | 1984-12-22 | 1986-06-26 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Langzeitbestaendige korrosionsschutzumhuellung fuer dicht verschlossene gebinde mit hochradioaktivem inhalt |
| RU2722214C1 (ru) * | 2019-09-13 | 2020-05-28 | Общество с ограниченной ответственностью "Керамические технологии" | Контейнер для хранения, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57196198A (en) * | 1981-05-29 | 1982-12-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method of processing radioactive waste plastic solidified body |
| JPS6022320B2 (ja) * | 1981-07-23 | 1985-06-01 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
-
1983
- 1983-07-19 JP JP13154583A patent/JPS6022700A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014200712A (ja) * | 2013-04-02 | 2014-10-27 | アルプス電気株式会社 | 廃棄物の処理方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6022700A (ja) | 1985-02-05 |
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