JPH04204097A - 放射性廃棄物固化処理方法 - 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、原子力発電所から発生する放射性の廃スラツ
ジ、廃校状樹脂、焼却灰などを浅地層処理できる安定固
化体に変換する放射性廃棄物固化処理方法に関する。

（従来の技術） 原子力発電所の廃棄物処理系から発生する放射性の廃ス
ラツジ（使用済み粒状イオン交換樹脂。

粉末状イオン交換樹脂、濾過助材ＫＣフロック。

ツルカフロック、ケイソー土、焼却灰なと）は海洋投棄
を前提としたセメント固化およびプラスチック固化て処
理して２００１　ドラム缶の中に安定固化していた。ド
ラム缶２００１に充填する廃棄物の量は、混練などの製
造上の制約、圧縮強度、溶出率、耐水性などの固化体の
物性および廃棄物量を少なくしたいので、可能な限り配
合比を大きくしたいという要求とのバランスをとってセ
メント固化方式、プラスチック固化方式での配合比を決
めている。

しかして、セメント固化方式の場合は次の２つの形式が
ある。

（１）インドラムセメント固化方式 的５０〜６０％に脱水されているスラッジをホッパーで
うけ、ドラム缶へ計量器で計量し一定量供給し、ついで
水を計量し一定量供給し、ミキサーでかきまわして、ド
ロドロにしてからセメントを一定量少しずつ掻き混ぜな
がら均一に混合したところで、ミキサーのインペラーを
引き上げ、ドラム缶に蓋をし、養生室へ送って固化させ
てから倉庫へ送り出している。

計量器はドラム缶支持台に組込んである場合とスラッジ
受はホッパーに組込んである場合とかある。これはどち
らについても本質的な差はなく、要はスラッジ、水、セ
メントの重量を測定していることが重要である。

（２）アウトドラム方式 アウトドラム方式はスラッジをスラリー状でＴＢＦ濾過
機でうけ脱水し、計量ホッパーにうけ混練機へ一定量を
（ドラム缶にして２０〜３０本分）送り込み、水、セメ
ントを加え計量し、ミキサーでよく撹拌、混練してから
、ドラム缶に一定量ずつ充填していく。

これら２方式は、いずれの場合もスラッジの充填量、配
合量を一定にするために、工程の途中に脱水機を入れて
脱水スラッジを計量してからセメント固化している。

またプラスチック固化方式は次のように行われている。

プラスチック固化はワイプドフィルムドライヤーで乾燥
してホッパーにうけ、固化剤のモノマーを入れて計量し
、計量混合槽に乾燥スラッジを計量して受は入れてから
均一混合してキャタリストなどを入れ撹拌しドラム缶に
充填している。ここでも乾燥して重量を測定し、充填量
、配合量を制御している。

（発明が解決しようとする課題） ところで、最近の日本における原子力発電所の廃棄物処
理方式は海洋投棄ではなく、処理場へ送って保管するこ
ととなり、廃棄体に要求される仕様は海洋投棄体の仕様
と大きく変わり、侵出率。

耐水性の向上が要求され機械的強度は逆に緩和された。

また放射性の充填可能量の制限が厳しくなり、いわゆる
高濃度低レベル廃棄物に属する炉水浄化系スラッジ（Ｃ
ＵＷスラッジ）、燃料プール浄化系スラッジ（ＦＰＣス
ラッジ）および焼却灰は、海洋投棄基準の配合比でドラ
ム缶にスラッジを充填すると放射能最大濃度を越えるの
で、ドラム缶へのスラッジの充填量を少なくする必要が
出てきた。つまり、固化はスラッジの量のコントロール
と共に放射能の量、濃度のコントロールが優先するよう
になった。

本発明は上記事情に鑑みて成されたもので、その目的は
固化体に充填したスラッジ類の廃棄物重量および放射能
量を計量し、上限値を超えないように制御して浅地層処
分仕様に適合する固化体を製造する放射性廃棄物固化処
理方法を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃棄物固化
処理方法は、放射性廃棄物をスラッジ状で貯蔵している
貯蔵タンクからスラッジを撹拌し、スラリー状で取り出
し密閉管路輸送て固化装置の給液タンクに送り、この給
液タンクに水を加えるかまたは水を減らすかしてスラッ
ジの放射能濃度を調整し、また前記貯蔵タンクのスラッ
ジ貯蔵部のタンク外表面、タンク水面及びスラリー移送
管の外表面に放射能測定器を設置してスラリー中の放射
能濃度を測定し、さらに前記給液タンクのスラリー貯蔵
部分の外表面および／またはスラリー循環ライン送液管
の外表面に放射能測定器を設置してスラリー放射能濃度
を測定することにより、水の量を加減またはスラリーの
量を加減して均一セメント固化体を製造することを特徴
とする。

（作　用） 本発明によれば、−軸圧縮強度、耐水性、ブリージング
水のない優良な高品質のセメント固化体を作ることがで
き、配合スラッジ量、放射能量、核種濃度および量を保
証できる高品質のセメント固化体を製造できる。また、
機器分析を導入したことにより省力化が著しくまた被爆
低減になっている。

ところで、セメント固化体では海洋投棄基準の配合比が
セメント固化体−軸圧縮強度１５０ｋｇ／ｃａｒ以上を
満足する上限値であり、これより濃度低下させると、つ
まり配合量を少なくするとセメント固化体の強度は上昇
しセメントモルタル自身の数１００ｋｇ／ｃｉの強度に
近づいていくことは分っている。

一方、陸地処分の基準では固化体強度は１５ｋｇ／ｄ以
上で良く、その反面耐水性、分配係数、侵出率は大幅に
良い性能が要求されている。スラッジの配合比を小さく
すればこれらの物性値はきわめて著しい改善のあること
は周知のことであり、スラッジ充填量を減らせば減らず
ほどよいということは分っている。

そこで、ここではスラッジの充填量、つまり配合量（配
合比）はある量を超えなければよいということであり、
放射能の充填量で制御することが必要になってきている
。もちろん物量の把握は必須である。

原子力発電所の廃棄物処理系から発生する廃スラツジの
中の放射性核種は、Ｈ−３，Ｃ−１４゜Ｃｏ　−６０，
Ｎｉ　−５９，Ｎｉ　−６３，Ｓｒ　−９０，Ｎｂ−９
４，Ｔｃ　−９９，Ｉ　−１２９、Ｃｓ　−１３７、Ｔ
ＲＵの各核種についてそれぞれ最大濃度が制限されてい
るが、この制限されている核種の他にＣｏ−５８゜Ｆ　
ｅ　−５９，Ｃｒ　−５１，Ｍｎ−５４，Ｃｓ　−１３
４。

Ａｇ−１１０ｍ、　　Ｚｎ　−６５，Ｎｂ−９５など短
寿命の核種がある。しかしスラッジあるいはこれの流動
状態にあるスラリーの放射線強度つまり空間線量率はＣ
ｏ−６０およびＣｓ−１３７が支配的であり、最近はＣ
ｏ−６０の濃度で線量が決まる傾向にあることが本発明
者らの調査の結果分ってきた。

したがって、放射能濃度コントロールが必要なので、廃
スラツジ貯槽からスラッジを取り出し、セメント固化す
るまでの工程は放射能量および線量をコントロールする
ことを主体とするのが合理的である。すなわち、ＣＯＷ
スラッジ、ＦＰＬスラッジなどのスラッジ中の核種濃度
は、そのプラント毎にまた運転期間毎にほぼ一定である
ことが調査の結果分り、廃スラツジ貯蔵タンク内のスラ
ッジはそれぞれほぼ同質であるので、処理対象とする槽
のスラッジについてサンプリングして核種組成を分析し
、その後はスラリーの線量率でコントロールしていける
ことが分った。

そこで、一定形状の容量ないし配管の表面線量率を監視
し、水の混合比を変えることでスラリー中のスラッジ成
分の濃度がコントロールでき、−定量のスラリーを供給
すれば、放射能量とスラッジ固形分量が同時に確定でき
ることが分った。つまりドラム缶充填スラッジなどの重
量は、充填放射能量からサンプリング分析して求めた比
放射能を用いて演算で求め、放射能量は放射能濃度を表
面線量率とサンプリング分析核種組成から演算で求め、
実測容積を演算して求め、水、セメントなどの固化剤の
重量実測値との演算およびセメントドラム重量の実測値
との演算で固化体中、核種濃度を求める。以上の工程を
工程図で示すと第３図のとおりとなる。

次に、表面線量率と放射能濃度との関係は容器の形状寸
法、測定器の種類と幾何学的配置がきまっていれば、核
種別の和の合計として求めることができることは周知で
ある。

なお、スラリーの容積の測定、一定容量の分取の方法と
装置はスラリーの性状に基づいて、本発明者らが開発し
たものである。

スラッジ貯槽、焼却灰貯蔵施設などからのスラリー、焼
却灰を適当な濃度で一定量受入れ、沈降分離、濾過など
の手法てスラッジ等と濃縮するか加水してスラッジなど
の濃度を希釈して好ましい放射能濃度範囲に制御し、サ
ンプリング分析した上で、容積を計量秤取する。

（実施例） 本発明の実施例を図面を参照して説明する。

まず、本発明に係るスラリー一定容積計量方法を第２図
の処理系統図を参照して説明する。

デイタンク６のスラリーは撹拌機７でよく均一混合され
、スラリーポンプ１２でスラリーを抜き出しバイパスラ
インに流し、均一性を確認する。放射線モニターＭＩ４
で変動を監視する。同時にスラリー放射能濃度も演算さ
れる。

次に、バイパス弁１６ａを閉じ、計量器１８の人口弁１
６．出口弁１７を開きスラリーを計量器１８に導入する
。計量器１８の下部はスラッジ類の安息角以上の角度を
もったコニカル状であり、上蓋は空気溜ができないよう
にドーム状になっている。入口弁１６、出口弁１７の両
方とも弁の取付位置を山の頂上におき、スラッジの堆積
を生じないようにしである。

計量器１８へ一定時間満杯になってから１回チェンジ程
度流し、入口弁１６．出口弁１７を閉じ、排出弁２０．
ベント弁１９を開き、スラッジ類を固化装置へ自然落下
させる。排出が終わったら少量の水をベント弁１９およ
び排出弁２０の中へフラッシングし、スラッジを洗浄す
るその止弁を閉じる。固化前の重量の制御は公知の方法
である。

その他品質保証分析は新規なものであるがこれは本発明
とは直接関係ないので、説明は省略する。

第１図は第２図の処理系統図を含んだ本発明のスラリー
一定容積計量方法全体の処理系統図であり、以下実施例
１として説明する。

実施例１ スラッジ類の長期貯蔵タンク１に沈殿貯蔵されているス
ラッジを水中撹拌ポンプ２で撹拌し、取り出しノズル３
の上の方を用いてスラリーを取り出しリサイクルさせ（
スラッジ量が少なくなったら順次下のノズルを用いる）
、放射線モニター４を監視し、所定の線量率に達したら
給液弁５を開き、デイタンク６に送る。デイタンク６で
は撹拌機７で均一撹拌し、一定量の液をうけ、放射線モ
ニタ８め数値が高すぎていたら希釈率を演算し、注水で
希釈できる範囲であれば注水弁９より注水して希釈し、
量が多すぎて希釈では不十分な場合はスラリーの１部を
返送ラインｌＯを介して返送する。

濃度が薄すぎる場合は撹拌機７を止め静止しスラッジを
沈殿させ、沈殿が早いならばデカントライン１１からデ
カントして、水を少なくし、必要量の水にした上で、再
び撹拌機７を運転し、均一にし放射能モニタ８で確認し
、スラリーポンプ１２を動かしてリサイクルライン１３
にリサイクルさせ、放射能モニタＮａｌマルチチャンネ
ルアナライザー１４でＣｏ−６０及びＣｓ　−Ｈ７の濃
度を測定し、超音波スラリー濃度系１５でスラッジ濃度
を測定する。

給液入口弁１６、出口弁１７を開き計量器１８を満たし
たら給液入口弁１６、出口弁１７を閉め、ベント弁】９
、排出弁２０を開き、スラリーをドラム缶２１に注入す
る。インペラーミキサー２２を動かし均一にしセメント
を一定量供給する。

セメント供給機２３から投入するセメント投入量とスラ
リーの注入量は計量器２４で監視している。

ベントトラップ２５は、万一スラリーがベント系へ飛散
するのを防止するものである。混合が終わったドラム缶
は、インペラーミキサー２２のインペラーを引き上げ、
キャッピング、養生、品質管理測定系へ送る。

第４図は本発明に係る中レベルスラッジ固化処理設備に
よる処理系統図であり、実施例２として説明する。

実施例２ 各発電所では中レベルスラッジ（別名高濃度低レベル廃
棄物）は長期貯蔵設備３０に沈殿状態で貯蔵されている
。

長期貯蔵タンク３１では中レベルスラッジは下方に沈殿
しており、上部には水が張ってあり、水遮蔽３３の効果
を出している。

長期貯蔵設備３０の床バッチ３４および長期貯蔵タンク
の蓋バッチ３５を開いて水中撹拌ポンプ３６をスラッジ
堆積部３２の中まで水中ポンプ昇降移動装置３７を用い
ておろし、スラッジ層３２の１部を撹拌する。水中撹拌
ポンプ３６はこの場合タンク径が１４ｍあるので数１０
ｋｍと大型であり、スラッジ層３２を約１ｍまで撹拌す
ることができる。

長期貯蔵タンク３１の外壁部に放射線モニタ３８があり
、駆動記録装置３９で上下させて、線量率分布を測定し
、スラッジのある部分と水の部分の識別およびスラッリ
堆積部３２の中央付近の表面線量率からＣｏ−６０換算
の放射能濃度（μｃｉ／ｍｌ　Ｂｅｇ／ｍｌ）を演算す
る。

撹拌を開始したら放射線モニタ３８をデカント水ゾーン
３３の中央部まで引き上げ放射線レベルを監視する。

Ｃｏ−６０換算１５μＣｉ　／　ｍ　ｌのレベルを超え
ないように撹拌しほぼ均一になり、濃度上昇が飽和して
きたら循環移送高揚程ポンプ４０を起動し、リサイクル
ライン４１へ流して放射線モニタ４２でＣｏ−６０演算
１，５μＣｉ　／　ｍ　ｌ近くで超えていないことを確
認し、移送バルブ４３を開いて固化処理設備４４へ送る
。

デイタンク４５で一定量受入れ、その間放射線モニタ４
２を監視し、濃度が上昇してきたら撹拌ポンプ３６を止
めるか引き上げるかして撹拌力を弱める。

もし万一濃度か上昇しすぎて、濃度の低下が思わしくな
い場合は、濃度と注液量の積が所定値を超えないように
レベル計ＬＩＲ４６およびデイタンク側のレベル計ＬＩ
Ｒ４７を監視し、送液を止める。

デイタンク４５は撹拌機４８で均一撹拌し放射線モニタ
４９でＣｏ−６０換算の放射能濃度を確認する。

濃度が高すぎる場合で希釈して間に合う場合は、注水ラ
イン５０から水を加え、所定濃度まで希釈する。

規定濃度より濃い場合で希釈しても所定濃度にならない
濃すぎる場合はデカントポンプ５１を起動し返送ライン
５２で戻す。戻す量はレベル計ＬＩＲ４７と放射線モニ
タ４９で放射能量を演算し、所定量を超えている液量を
返送する。

濃度が薄すぎる場合は撹拌機４８を止めスラッジを沈降
させ、上澄水をデカントノズル５３を介してデカントポ
ンプ５１でデカントし、フィルター５４で水を分離し、
この水をラドウェスト液体処理系５５へ送る。

レベル計ＬＩＲ４７で監視し水を所定量波いたらフィル
ター５４の逆洗をフラッシング水５０を注水してスラッ
ジをデイタンク４５へ逆洗排出する。濃度調整が終わっ
たら撹拌機４８を再起動し、濃度均一を確認の上スラリ
ー送液ポンプ５７を起動し、スラリーを循環し、放射線
モニタＮａｌマルチチャンネルアナライザー５８でＣｏ
　−６０，Ｃｓ−１３７の濃度を測定し、その変動を記
録し、平均値を求め、超音波スラリー濃度計Ｓ６８てス
ラリー中のスラッジ濃度を測定する。均一になったこと
を確認したら、バイパスライン５９を閉じ、計量タンク
６０ヘリサイクルし、スラリーを満たし計量タンクの入
口弁６１．出口弁６２を閉じ、ベント弁６３．排出弁６
４を開いてインドラムミキサドラム缶６５にスラリーを
流し込む。計量スラリー量は１１０１でありこの量は海
洋投棄基準と同じであるが、これ以上水を多くすると固
化の際ブリージング水か出て安定した固化ができない。

そこで、ここでは１１０１を計量している。スラッジ量
そのものはきわめて少ないので、固化体強度は海洋投棄
基準を上回るものになる。

インドラムミキサ６６を動かしつつセメントサイロから
セメント計量器を介して、セメント２３０ｋｇを６７の
ラインからドラム缶６５へ注入する。セメントの注入撹
拌混合を終了したら、インドラムミキサ６６のインペラ
ーを引き上げ、ドラム缶６５をキャッピング装置および
養生室、品質管理システムへ送る（図示せず）。

ここで、タンク外表面および配管外表面に放射線モニタ
を配して内容物の放射能濃度を求めるが、その方法につ
いて詳しくのべる。

長期貯蔵タンクに沈殿堆積しているスラッジの放射能濃
度は均一ではなく、投入時期により変動し、またタンク
内に一様に分散沈殿しているわけではなく、ムラになっ
て沈殿しているのでタンクの外壁を外周に沿って３分割
、４分割、８分割などして測定してみると同じモニタで
も場所によってスラッジの堆積が異なり深さ方向の強度
分布が異なる。

貯蔵タンクについて３ケ所測定した結果を第５〜７図に
示す。

スラッジ界面からスラッジ堆積部分は、２０〜４０Ｒ／
　ｂ　ｒとなっており、デカント水の部分に０．ＩＲ／
ｈｒ程度になっているが、場所によってはスラッジが浮
いていて高くなっているところもある。

第８図の濃縮廃液貯蔵タンクの線量率分布はデカント水
の部分はほぼ均一で低くスラッジが堆積している部分も
ほぼ一様に高くなっている。

デカント水中の放射能濃度は０で、スラッジ層が０．５
μＣｉ　ａｓ　Ｃｏ−６０／　ｇξξとした場合ノタン
ク外壁の垂直方向の線量率分布を計算するとスラッジの
厚さ（深さ）が１ｍの場合は第６図の上のような分布と
なり、スラッジの厚さが２ｍになると下のような分布に
なる。

第８図の濃縮廃液貯蔵タンクの線量分布は、第９図の下
の図に近くほぼ均一の濃度のスラッジが２ｍ近く堆積し
ていることがわかる。スラッジの放射線濃度は均一では
ない。

このように、実施例２の図の放射線モニタ３８でタンク
外壁の表面線量率をスキャンして測定すると、−船釣に
は第５〜７図のように線量分布図が得られるので、タン
ク内のスラッジの放射能濃度は概略値が分る程度である
。

実施例２では、水中ポンプ３６を起動してデカント水部
分を均一に撹拌すると、デカント水の部分は第８図に示
すように、その中央部分は放射能濃度に比例した強度を
示すようになる。

このスラリーゾーンの中央部の強度は、タンクの直径、
タンクの板厚、スラリーゾーンの深さとスラリーの濃度
の関数となり、液面計の信号を入れて、スラリーの放射
能濃度を求めることになる。

スラリーの深さが１ｍであると、０．５μＣｉ　ａｓＣ
ｏ−６０／ｍｌで４００ｍＲ／　ｈｒ、　２　ｍである
と５００ｍＲ／ｈ「であることが第９図の例かられかる
。

デイタンクへの輸送ではそう精度を高くする必要はない
が、レベル計の指示を入れて演算回路を組めば、Ｃｏ−
６０換算の放射能濃度を出すことは容易である。このこ
とはデイタンクの放射線モニタ２０についても同様であ
り、レベル計と相関させて、スラリー中の放射能濃度を
表示できる。

配管表面を測定する放射線モニタの線量率表示と配管内
を流れる流体の放射能濃度との関係は配管の太さ、肉厚
、測定している範囲の関数であり、測定量を一定にすれ
ば濃度と線量率は比例関係にある。

４０Ａの配管で１００φの電離箱サーベイメータて測定
し、周囲を遮蔽しである場合は、核種と１μＣｉ　／　
１と線量率との関係は次表のようになる。

（第１１図参照） また配管の大きさが変わると線量率が変わる。

Ｃｏ−６０１μｃｉ／ｍｌで１００φの電離箱の入る遮
蔽の中で測定している体系で、配管の太さと線量率の関
係は次のようになる。（第１０図参照）Ｃｏ−６０１μ
Ｃｉ／ｍｌの場合 以上のようにして、タンクの外表面の線量率とタンクレ
ベルから撹拌スラリーの放射能濃度を演算して求め、−
次近似で濃度を調整する。

サンプリングの結果によりスラッジの比放射能および核
種組成を求め、配管の表面線量率とから放射能濃度を演
算し、放射能濃度と比放射能とからスラリーのξξ分濃
度を演算する。

サンプリングライン（実施例２）３９の核種分析で核種
ｉの組成かＰｉ％である。表面線量率ＲｍＲ／）＋＋と
じ、求める放射能濃度ＡμＣｉ　／　ｍ　ｌとする。

核種ｉ１．ｃｚｃｉ／ｍｌの配管表面線量率をＲｉｍＲ
／）＋ｒとすると、次の関係式か成立する。

Ｒ＝Σ　Ａ・　（Ｐｉ／１００）　　・ｌ１＝ＡΣ（Ｒ
ｉ　Ｐ　ｉ／１００　） ここで、Ｒｉは定数であり、Ｐｉは分析値、Ｒはメータ
表示値であるから放射能濃度ＡμＣｉ　／　ｍ　１は上
式で求める。

各々の核種濃度Ａ１も次のように示される。

Ａ　ｉ　＝Ａ　（Ｐ　ｉ／１００　） しかして、スラリー中のξξ分濃度（スラリー濃度）Ｗ
ｇ／ｍｌは分析によって得られた比放射能ＳμＣｉ／ｇ
ξξを用いて次のように求められる。

Ｗ＝Ａ／Ｓ スラリーの比重はほぼ１であるからこの１００倍が％と
みてよい。

以上のようにして処分に必要な核種別放射能濃度、放射
能量及びスラッジ濃度を示すことができる。

実施例４ 実施例２では長期貯蔵タンクが円筒縦型タンクであり、
タンク外表面の表面線量率を測定して混合スラリーの放
射能濃度を求めていた。

最近の発電所の長期貯蔵タンクはライニング槽となり、
外表面の線量率測定はできない。このような場合は第８
図濃縮廃液貯蔵タンク内の線量率分布に示すように、タ
ンク内にパイプを入れこのパイプ中をサーベイメータを
上下させてデカント水中のスラッジの濃度を測定する。

パイプはスラッジ中に挿入する必要はないので、撹拌す
るにつれてパイプをおちし、水面が下がるにつれサーベ
イメータ（放射線モニタ）の位置をデカント水、撹拌ゾ
ーンの中央に来るように調整して測定する方法もある。

実施例５ 実施例２では核種組成およびスラッジ濃度はサンプリン
グ分析によって求めているが、配管表面にゲルマニウム
デイプターを配してガンマ線スペクトルを測定し、これ
から核種組成を求めガンマ線スペクトルからは定量され
ない核種については、前もってガンマ線核種とβないし
α核種との存在比を求めておいてその相関で決定するい
わゆるスケーリングファクターを用いてもよい（この場
合スケーリングファクターは認可が必要）。スラッジ濃
度は超音波濃度計などと用いて独立に測定する方法もあ
る。

またサンプリング分析で比放射能を出し、配管表面線量
率から放射能濃度を出す方法を実施例２で示したがξξ
濃度そのものは、サンプリング分析で直接水めることが
できる。また同様にサンプリング分析しているので、配
管線量率計で変動を監視していて、そのサンプリング分
析値の変動補正をしてバッチの放射能濃度と放射能量を
求める実施例６ 各発電所の廃棄物処理系の廃棄物中の核種組成はＣｏ−
６０とＣｓ−１３７にリンクして決定するスケーリング
ファクター法が一般化してきている。

そこで、実施例２のデイタンクでの核種組成核種濃度の
測定は例えばＮａＩガンマ線スペクトルメータを用いＣ
ｏ　−６０，Ｃ５−１３７についてガンマ線を分析し、
Ｃｏ−６０とＣｓ−１３７の濃度を求める。

この様にするとサンプリング分析を実施しなくてすむの
できわめて省力化できる（現行では各バッチ毎にサンプ
リング分析しているＮａｌマルチチャンネルアナライザ
ーか入っていない。イオンチャンバーで測定している）
。

スラッジの濃度は超音波濃度計で測定するようにすれば
サンプリング分析は不要になり省力化の効果が大きい。

上述したように、本発明によれば、長期貯蔵タンクの線
量率を測定して一次近似の放射能濃度を制御し、デイタ
ンクでランク外表面線量率モニタで監視してスラリーの
返送、加水あるいは減水して濃度範囲のファインのコン
トロールを行いＮａｌマルチチャンネルアナライザーで
Ｃｏ　−６０゜Ｃｓ−１３７の濃度を測定しスケーリン
グファクタ法を用いて処分に必要な他の核種の濃度と量
とを保証し超音波スラリー濃度計でスラッジ濃度を測定
し計量タンクでスラリー量を一定量とりこれにより水セ
メント比のコントロールを行い海洋投棄基準と同じセメ
ント配合比であることから一軸圧縮強度、耐水性、ブリ
ージング水のない優良な高品質のセメント固化体を作る
ことができ、配合スラッジ量、放射能量、核種濃度およ
び量を保証できる高品質のセメント固化体を製造できる
。

しかも前述したようにここに用いた単位操作は現在原子
力発電所で実績のあるものであり、このシステムの信頼
性はきわめて高い。また現在実施しているサンプリング
分析を廃し、機器分析を導入したことにより省力化が著
しくまた被爆低減になっている。

さらに、二次的メリットとして海洋投棄基準ではスラッ
ジ類はセメント固化体ドラム缶１体当り３０ｋｇである
が、放射能基準で充填すると１００分の１以下となり、
このように少量の配合であるとスラッジの自然分解によ
るガス発生、硫酸根の発生によるニドリンガイド生成に
よってセメント、コンクリート構造物を破壊するという
問題もなくなる。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば、スラリー中の放
射能濃度をコントロールしてセメント固化することによ
り長期貯蔵しているスラッジを安全に処分できるという
優れた効果を有する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係るスラリー一定容積計量方法の処理
系統図、第２図は第１図の部分処理系統図、第３図は本
発明の処理工程図、第４図は本発明に係る中レベルスラ
ッジ固化処理設備による処理系統図、第５図乃至第７図
は貯蔵タンクのそれぞれ異なる個所での放射線量率分布
図、第８図は濃縮廃液貯蔵タンクの線量率分布図、第９
図は二層円柱線源の表面線量率分布図、第１０図乃至第
１２図はいずれも放射線濃度に対する表面線量率分布図
である。 １・・・長期貯蔵タンク ２・・・水中撹拌ポンプ ３・・・取出ノズル ４、　８．　１４・・・放射線モニタ ５・・・給液弁 ６・・・デイタンク ７・・・撹拌機 ９・・・注水弁 １２・・・スラリーポンプ １３・・・リサイクルライン １８・・・計量器 ２１・・・ドラム缶 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） 第２図 ｋ　区・武！−場−ｉ”ｃ与銭 未韻１軍量李（又ラリ−中央部）”’Ａ＞第１Ｏ図 箋 Ｆ洒幽芭悦芦−ζｑ・〉３智燗 −≧ Ａ　４１ｊ４兆−２５１÷べ痔ト

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）放射性廃棄物をスラッジ状で貯蔵している貯蔵タ
   ンクからスラッジを撹拌し、スラリー状で取り出し密閉
   管路輸送で固化装置の給液タンクに送り、この給液タン
   クに水を加えるかまたは水を減らすかしてスラッジの放
   射能濃度を調整し、また前記貯蔵タンクのスラッジ貯蔵
   部のタンク外表面、タンク水面及びスラリー移送管の外
   表面に放射能測定器を設置してスラリー中の放射能濃度
   を測定し、さらに前記給液タンクのスラリー貯蔵部分の
   外表面および／またはスラリー循環ライン送液管の外表
   面に放射能測定器を設置してスラリー放射能濃度を測定
   することにより、水の量を加減またはスラリーの量を加
   減して均一セメント固化体を製造することを特徴とする
   放射性廃棄物固化処理方法。