【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]
【産業上の利用分野】[Industrial application field]
本発明は、放射性廃棄物を処理をする時の構築体に関す
るものである。The present invention relates to a construction for treating radioactive waste.
【発明の背景】[Background of the invention]
原子力発電所等の各種の原子力施設から排出される各種
の放射性廃棄物の量は増大の一途をたどっている。
これら放射性廃棄物のうち、中、低レベルの放射性廃棄
物はドラム缶等の放射性廃棄物処理容器に入れられ、そ
して固化処理が行なわれ、密閉化して地中埋設に適した
最終形態のものにしている。
例えば、軟鋼製ドラム缶や、容器の形状に成形した鋼繊
維補強コンクリートに重合性含浸剤を含浸させ、重合固
化させた放射性廃棄物処理容器（特公昭５６−１２８４
０号公報）とか、容器の形状に成形した鋼繊維補強コン
クリートに重合性含浸剤を部分含浸させ、重合固化させ
た放射性廃棄物処理容器（特公昭５７−３４５１８号公
報）とか、外殻としての金属製容器、該金属製容器の内
面にライニングされ補強材で補強され、さらに含浸剤に
て強化されたコンクリートから構成される外殻及び内殻
の二重構造を有する多重型容器（特開昭５９−８５．９
９９号公報）とかが提案されて来ている。
そして、例えば粉状あるいは粒状の焼却灰などの微細な
放射性廃棄物、その他雑固体などをセメント固化剤など
と共に放射性廃棄物処理容器内に充填して固化させた後
、この放射性廃棄物層上にセメントペーストを充填し、
そして中蓋を配置した後、外蓋を放射性廃棄物処理容器
に対して配設し、これを地中埋設することが考慮されて
いるのである。
ところで、地中埋設に際して、放射性廃棄物処理容器は
、単に地中に埋設されるのみではなく、安全性を高くす
る為、コンクリートで周囲を構築した保管場所（処理場
）に放射性廃棄物処理容器を置いているのである。
ところで、これまで放射性廃棄物処理場の構築に用いた
セメントとしては、例えばポルトランドセメントが用い
られるのが通常であった。
しかしながら、通常のポルトランドセメントを用いて放
射性廃棄物処理場を構成したものでは、長期間の経過後
にあっては損傷の認められることもあった。The amount of various radioactive wastes discharged from various nuclear facilities such as nuclear power plants continues to increase. Among these radioactive wastes, medium- and low-level radioactive wastes are placed in radioactive waste processing containers such as drums, and then solidified and hermetically sealed into a final form suitable for underground burial. There is. For example, a radioactive waste treatment container (Special Publication Publication No. 56-1284
0 Publication), and radioactive waste treatment containers in which steel fiber reinforced concrete molded into the shape of a container is partially impregnated with a polymerizable impregnation agent and polymerized and solidified (Japanese Patent Publication No. 57-34518). A metal container, a multilayer container having a double structure of an outer shell and an inner shell made of concrete that is lined on the inner surface of the metal container, reinforced with a reinforcing material, and further strengthened with an impregnating agent. 59-85.9
99) have been proposed. Then, after filling fine radioactive waste such as powdered or granular incineration ash and other miscellaneous solids together with a cement solidifying agent into a radioactive waste treatment container and solidifying it, the radioactive waste layer is Fill with cement paste,
After the inner lid is placed, the outer lid is placed on the radioactive waste treatment container, and it is being considered to bury it underground. By the way, when burying radioactive waste disposal containers underground, radioactive waste disposal containers are not only buried underground, but also placed in a storage area (processing plant) surrounded by concrete in order to increase safety. is placed. Incidentally, until now, the cement used to construct radioactive waste treatment plants has typically been, for example, Portland cement. However, when radioactive waste disposal sites were constructed using ordinary Portland cement, damage was sometimes observed after a long period of time.
【発明の開示】[Disclosure of the invention]
本発明者は、前記の損傷の原因を追及して行った結果、
この放射性廃棄物処理場を構成したコンクリート構築体
の損傷は放射性廃棄物中あるいは処分雰囲気下に硫酸塩
が存在しており、この硫酸塩が構築体を構成するコンク
リート（セメント）層中に存在している水酸化カルシウ
ムと下記のように反応して
Ｃａ（０）１）２ ＋ Ｎａ’２ＳＯ４＋ ８２０−＋
Ｃａ５Ｏ，＝２１（２０＋’ｔ４ａＯＩＩ石こうを生成
し、この石こうは処分場のセメント層中の３ＣａＯ・Δ
１□０．や４ＣａＯ’Ａｌ□０３−１３）１２０と下記
のように反応して
Ｃａ５Ｏ＋４Ｈ２０＋４ＣａＯ・＾ｌ ２０＊４３ＬＯ
→３ＣａＯ・＾１ｚ０３・３ＣａＳＯ１・３１〜３２Ｌ
Ｏエトリンガイト３ＣａＯ４１２０ｐ ・３ＣａＳＯ４
・３ｉ〜３２）１２０を生成し、このエトリンガイト生
成の際に大きな膨張圧が起き、この膨張圧によって放射
性廃棄物処分場の構築体に損傷（膨張性のひび割れから
剥離）が起きるのであることを究明した。
このような研究の成果を基にして本発明は達成されたも
のであり、その目的は、ひび割れや剥離といった損傷が
起きに＜＜、耐久性に富んだ安全性に高い放射性廃棄物
処理用構築体を提供することである。
上記本発明の目的は、放射性廃棄物処理体が保管される
セメントを用いて構成した放射性廃棄物処理構築体であ
って、この構築体は水酸化カルシウムが実質上含まれて
いないものであることを特徴とする放射性廃棄物処理用
構築体によ□゛つて達成される。
ところで、本発明における構築体を構成する為の水酸化
カルシウムが実質上ないようなセメントとしては、例え
ば３ＣａＯ・３＾！、０．−ＣａＳ０４、ＣａＯ・＾１
２０２．１２ＣａＯ・７＾１２０．などＣａｂ／＾ｌ
ｚＯｚ （モル比）が３より小さいカルシウムサルホア
ルミネート化合物あるいはカルシウムアルミネート化合
物を主成分とするクリンカーあるいはセメントをカルシ
ウムサルホアルミネート化合物あるいはカルシウムアル
ミネート化合物換算で３〜２０重量％となせる第１の原
料と、ポルトランドセメント、混合セメント等のけい１
３石灰（３ＣａＯ・５ｉＯｚ）あるいはケイ酸２石灰（
２ＣａＯ・Ｓｉｇｈ）を主成分とするクリンカーあるい
はセメントをカルシウムシリケート化合物換算で３〜２
０重量％となせる第２の原料と、無水石こう、２水石こ
う等の石こうをＣａ５０４換算で６〜４０重量％となせ
る第３の原料と、高炉水滓スラグ２０〜８８重量％とな
せる第４の原料と、クエン酸ナトリウム、リンゴ酸など
のオキシカルボン酸類３０．１〜１．５重量％となせる
第５の原料とを混合して（３＾１．ｏ、＋１．５ＳｉＯ
ｚ）／ （ＣａＯ−５Ｏｚ）モル比が１以上となるよう
にしたものがある。
そして、水酸化カルシウムが実質上ない程度とは、例え
ばＸ線回折の装置（理学を機株式会社製ローターフレッ
クスシリーズ）によってＣａ（ＯＨ）、のビークが認め
られない程度のものであれば良い。
そして、このような組成のセメントが放射性廃棄物処分
場の構成材料として用いられると、ひび割れや剥離とい
った損傷が起きに＜＜、耐久性に富んだ安全性の高いも
のとなるのは、カルシウムサルホアルミネート化合物３
ＣａＯ・３＾１２０．・Ｃａ５Ｏ，を主成分とするカル
シウムサルホアルミネートクリンカー、ポルトランドセ
メント、及び高炉水滓スラグを使用する例について、水
和反応の観点から説明すると、次の通りである。
カルシウムサルホアルミネート化合物は、次式に示すよ
うに、水和時に水酸化カルシウム、石こうと反応してエ
トリンガイドを形成する。
３Ｃａ０・３＾１２０ｓ ・Ｃａ５Ｏ＋ ＋ ８ＣａＳ
Ｏ＜ ＋ ６Ｃａ（０）１）ｚ”９０Ｈｔ。
→３ （３Ｃａ０４１２０３・３ＣａＳ０４・３２ＬＯ
）この反応の為に、無水石こうあるいは２水石こうが消
費される。
一方、水酸化カルシウムとして、ポルトランドセメント
の水和反応によって生ずる水酸化カルシウムが供給され
る。
一般的な刺激剤であるポルトランドセメントは水酸化カ
ルシウムを生成してセメントのｐＨを高め、スラグのシ
リカ、アルミナを溶出し、それらと反応してカルシウム
シリケート水和物（ＣａＯ５ｉＯｚ−Ｈ２Ｏ系）、カル
シウムアルミネート水和物（ＣａＯ−＾］２０．Ｈ２０
系）、さらに石こうと反応してカルシウムサルホアルミ
ネート水和物（ＣａＯ−＾１２０２ Ｃａ５Ｏ，−Ｈ
２Ｏ系）などの生成を促す。
ところが、本発明にあっては、ポルトランドセメントか
ら生成する水酸化カルシウムがカルシウムサルホアルミ
ネートクリン力−の水和に消費される為、一般のスラグ
系セメントに比較してポルトランドセメントの量が３〜
２０％と多い。
そして、ひび割れや剥離といった損傷が起きに＜＜、耐
久性に富んだ放射性廃棄物処分揚が構成される為には、
スラグの刺激剤であるポルトランドセメントから生ずる
水酸化カルシウムを、もう一つの刺激剤であるカルシウ
ムサルホアルミネートクリン力−がすべて消費してしま
って、系内に水酸化カルシウムが存在しなくなることが
重要となる。
つまり、ポルトランドセメント中のケイ酸３石灰（３Ｃ
ａｔｌＳｉＯ□）及びケイｖｉ２石灰（２ＣａＯ・５ｉ
Ｏｚ）が水和して生成する水酸化カルシウムが、カルシ
ウムサルホアルミネート（３０ａＯ−３＾１２０．−Ｃ
ａＳ０４）、石こう（ＣａＳＯ＝ ）と反応して、エト
リンガイドを生成する組成にすれば良い。
尚、カルシウムサルホアルミネートクリン力−の水和反
応は、ポルトランドセメントの水和反応に比較して早い
。そこで、オキシカルボン酸類を添加して、カルシウム
サルホアルミネートクリン力−の水和反応を遅らせ、両
者の水和時期をほぼ一致させ、ポルトランドセメントか
ら生ずる水酸化カルシウムがスラグを刺激した後、その
余剰分がカルシウムサルホアルミネートクリンー力−の
水和に消費されるよう設計することが好ましい。
この目的のオキシカルボン酸類として、クエン酸ナトリ
ウム、リンゴ酸、酒石酸、酒石酸ナトリウムなどが挙げ
られる。
セメントの水和過程で生成する水酸化カルシウムは、最
終的にＣ−５−ＦＩＩ？ｅｌ（３ＣａＯ・２ＳｉＯ＝・
３）Ｉ２０相当）及びエトリンガイド（３ＣａＯ・＾１
２０３ ・３ＣａＳＯ＜ ・３２ＬＯ）として固定され
なければならない。
Ｃ−Ｓ−ＨｇｅｌのＣａＯ／５ｉ０２（モル比）＝１．
５、エトリンガイドのＣａｂ／＾１□０．（モル比）＝
３であり、又、セメントの石灰分の一部は石こうを形成
するものであるから、（３＾１ｚＯ＋＋１．５ｓｉ０２
）／ （ＣａＯ−ＳＯ３＞≧１の場合に、化学量論的に
系内に遊離の水酸化カルシウムが存在しなくなる。
従って、初期から長期にわたってひび割れや剥離といっ
た損傷が起きに＜＜、耐久性に富んだ放射性廃棄物処分
場を構築する為には、用いるセメントの（３＾１□ｏ、
＋１．５ｓｉＯｚ）／ （ＣａＯ−Ｓ（ｈ）のモル比が
１以上であるセメントを使用すれば良いことになる。
そして、このような処分場を構成するコンクリート（セ
メント）層中に水酸化カルシウムが実質上ないようなセ
メントが用いられた場合、この放射性廃棄物処分場の表
面硬度は大きく、例えばスラグ系セメントの欠点と言わ
れる表面の脆弱化現象がなく、そしてカルシウムサルホ
アルミネートクリンカー及びポルトランドセメントそれ
自身が水硬性を発揮し、又、初期からスラグが水和活性
を示す為、セメントは早強性を呈し、又、長期強度の伸
びも大−きく、さらには無収縮性で、乾燥収縮が小さく
、耐久性に富み、放射性廃棄物の処分場として安全なも
のである。
尚、ポルトランドセメントとしては、普通中庸熱ポルト
ランドセメントを使用できるが、潜在水硬性を有するス
ラグを刺激する効果は、ケイ酸３石灰（３ＣａＯ・５ｉ
Ｏ２）量が多く、反応性の高い早強、超早強ポルトラン
ドセメントの方が効果が大きい。
ス、ケイ酸３石灰（３ＣａＯ−ＳｉＯｚ）が主要化合物
である白色ポルトランドセメントも使用でき、このほか
高炉セメント、フライアッシュセメ゛・ントなどの混合
セメントも使用できる。
又、カルシウムサルホアルミネートのほかに、Ｃａ１ｌ
−Ａｌ２Ｏ３，１２ＣａＯ−７＾ｊ２０３などのカルシ
ウムアルミネート化合物あるいはそれらを主成分とする
アルミナセメントを使用することもできる。
カルシウムアルミネート化合物（ｍｃａｏ・ｎＡｌ２Ｏ
，）又はカルシウムサルホアルミネート化合物（ｍｃａ
Ｏ・ｎ＾１，０．−ＣａＳＯ＝）は、Ｃａｂ／＾１２０
．＜ ３ （モル比）である場合に、水和反応において
水酸化カルシウムを消費するので、Ｃａｂ／八１２へ、
が３（モル比）より小さいことが好ましい。As a result of investigating the cause of the damage mentioned above, the present inventor found that
The damage to the concrete structure that made up this radioactive waste disposal site is due to the presence of sulfates in the radioactive waste or in the disposal atmosphere, and this sulfate is present in the concrete (cement) layer that makes up the structure. Reacts with calcium hydroxide in the following manner to form Ca(0)1)2 + Na'2SO4+ 820-+
Ca5O,=21(20+'t4aOII gypsum is produced, and this gypsum is 3CaO・Δ in the cement layer of the disposal site.
1□0. and 4CaO'Al□03-13) 120 as shown below to form Ca5O+4H20+4CaO・^l 20*43LO
→3CaO・^1z03・3CaSO1・31~32L
O ettringite 3CaO4 120p ・3CaSO4
・3i~32) 120 is generated, and large expansion pressure occurs during the formation of this ettringite, and this expansion pressure causes damage (separation from expansion cracks) to the structure of the radioactive waste disposal site. I investigated. The present invention was achieved based on the results of such research, and its purpose is to create a highly durable and safe construction for radioactive waste disposal that does not suffer from damage such as cracking or peeling. It's about giving your body. The object of the present invention is to provide a radioactive waste processing structure constructed using cement in which a radioactive waste processing body is stored, and this structure does not substantially contain calcium hydroxide. This is achieved by a radioactive waste processing structure characterized by: By the way, as a cement that is substantially free of calcium hydroxide for forming the construct in the present invention, for example, 3CaO.3^! ,0. -CaS04, CaO・^1
202.12CaO・7^120. etc. Cab/^l
The first method of making a calcium sulfoaluminate compound having a molar ratio of less than 3 or a clinker or cement mainly composed of a calcium sulfoaluminate compound in an amount of 3 to 20% by weight in terms of the calcium sulfoaluminate compound or calcium aluminate compound. raw materials, portland cement, mixed cement, etc.1
3 lime (3CaO・5iOz) or 2 lime silicate (
Clinker or cement whose main component is 2CaO・Sigh) is 3-2 in terms of calcium silicate compound.
A second raw material that can make 0% by weight of gypsum such as anhydrous gypsum and dihydrate gypsum, a third raw material that can make 6 to 40% by weight of gypsum such as anhydrous gypsum, and 20 to 88% by weight of blast furnace water slag in terms of Ca504. A fourth raw material containing 30.1 to 1.5% by weight of oxycarboxylic acids such as sodium citrate and malic acid is mixed (3^1.o, +1.5SiO
There are some in which the molar ratio of z)/(CaO-5Oz) is 1 or more. The level of substantially no calcium hydroxide may be such that no peak of Ca(OH) is observed using, for example, an X-ray diffraction apparatus (Rotorflex series manufactured by Rigaku Ki Co., Ltd.). If cement with such a composition is used as a constituent material for a radioactive waste disposal site, it will not cause damage such as cracking or peeling. Calcium sulfonate is highly durable and safe. Aluminate compound 3
CaO・3^120. An example of using calcium sulfoaluminate clinker containing Ca5O as a main component, Portland cement, and blast furnace water slag will be explained from the viewpoint of hydration reaction as follows. The calcium sulfoaluminate compound reacts with calcium hydroxide and gypsum during hydration to form an etrin guide, as shown in the following formula. 3Ca0・3^120s ・Ca5O+ + 8CaS
O< + 6Ca(0)1)z”90Ht. →3 (3Ca041203・3CaS04・32LO
) For this reaction, anhydrous gypsum or dihydrate gypsum is consumed. On the other hand, calcium hydroxide produced by a hydration reaction of Portland cement is supplied as calcium hydroxide. Portland cement, a common irritant, generates calcium hydroxide to increase the pH of the cement, elutes slag silica and alumina, and reacts with them to produce calcium silicate hydrate (CaO5iOz-H2O system) and calcium. Aluminate hydrate (CaO-^]20.H20
system), further reacts with gypsum to form calcium sulfoaluminate hydrate (CaO-^1202 Ca5O, -H
2O system). However, in the present invention, since the calcium hydroxide produced from Portland cement is consumed for hydration of calcium sulfoaluminate curing power, the amount of Portland cement is 3 to 3% compared to general slag cement.
As high as 20%. In order to avoid damage such as cracking and peeling, in order to construct a highly durable radioactive waste disposal tank,
It is important that the calcium hydroxide produced from Portland cement, which is a slag irritant, is completely consumed by another irritant, calcium sulfoaluminate, and no more calcium hydroxide exists in the system. becomes. In other words, tricalcium silicate (3C) in Portland cement
atlSiO□) and Cavi2lime (2CaO・5i
Calcium hydroxide produced by hydration of calcium sulfoaluminate (30aO-3^120.-C
aS04) and gypsum (CaSO= ) to produce an ettrin guide. Incidentally, the hydration reaction of calcium sulfoaluminate clinic acid is faster than that of Portland cement. Therefore, by adding oxycarboxylic acids to delay the hydration reaction of calcium sulfoaluminate and curing, the timing of hydration of the two almost coincides, and after the calcium hydroxide generated from Portland cement stimulates the slag, the excess Preferably, the design is such that a fraction of the amount of calcium sulfoaluminate is consumed for hydration. Oxycarboxylic acids for this purpose include sodium citrate, malic acid, tartaric acid, sodium tartrate, and the like. Calcium hydroxide produced during the cement hydration process ultimately becomes C-5-FII? el(3CaO・2SiO=・
3) I20 equivalent) and Etrin guide (3CaO・^1
203 ・3CaSO< ・32LO). CaO/5i02 (molar ratio) of C-S-Hgel = 1.
5. Etlin Guide Cab/^1□0. (mole ratio)=
3, and since part of the lime content of cement forms gypsum, (3^1zO++1.5si02
)/ (When CaO-SO3>≧1, there is no free calcium hydroxide in the system stoichiometrically. Therefore, damage such as cracking and peeling occurs from the initial stage to long-term, resulting in poor durability. In order to construct a radioactive waste disposal site rich in radioactive waste, it is necessary to
+1.5siOz)/(CaO-S(h) molar ratio of 1 or more should be used.In addition, calcium hydroxide is added to the concrete (cement) layer that constitutes such a disposal site. When cement is used, the surface hardness of this radioactive waste disposal site is high, and there is no surface weakening phenomenon that is said to be a drawback of slag-based cement, and calcium sulfoaluminate clinker and Portland cement have a high surface hardness. The cement itself exhibits hydraulic properties, and since the slag exhibits hydration activity from the initial stage, the cement exhibits early strength and long-term strength increases, and is non-shrinkable and dry. It has low shrinkage, is highly durable, and is safe as a disposal site for radioactive waste.Although medium-temperature Portland cement can be used as the Portland cement, it does not have the effect of stimulating slag, which has latent hydraulic properties. , tricalcium silicate (3CaO・5i
Early-strength and ultra-early-strength Portland cements with a large amount of O2) and high reactivity are more effective. White Portland cement whose main compounds are 3CaO-SiOz and tricalcium silicate (3CaO-SiOz) can also be used, and mixed cements such as blast furnace cement and fly ash cement can also be used. In addition to calcium sulfoaluminate, Ca1l
Calcium aluminate compounds such as -Al2O3 and 12CaO-7^j203 or alumina cements containing these as main components can also be used. Calcium aluminate compound (mcao・nAl2O
) or calcium sulfoaluminate compounds (mca
O・n^1,0. -CaSO=) is Cab/^120
．． < 3 (molar ratio), since calcium hydroxide is consumed in the hydration reaction, to Cab/812,
is preferably smaller than 3 (molar ratio).
【実施例】
第１図は、本発明に係る放射性廃棄物処理用構築体の１
実施例を示す断面図である。
同図中、Ａは放射性廃棄物処理容器の本体であり、この
処理容器の本体Ａは、例えば鋼製のドラム缶にポリマー
含浸コンクリート層が内張すして一体的に設けられたも
のである。
Ｂはこの処理容器本体Ａの中蓋として使用されるポリマ
ー含浸コンクリート製の蓋である。
Ｃは、コンクリートで横築された処分場である。
そして、上記の容器本体Ａ〜１２Ｂのポリマー含浸コン
クリート層及び処分場Ｃを構成するセメントとしては、
カルシウムサルホアルミネートクリン力−として、３Ｃ
ａ０・３＾１２０＊・ｃａｓｏ＜６０％、遊離石灰１６
％、遊離の石こう１％及びケイ酸２石灰２１％を含有す
るクリンカーを１０重量％と、３ＣａＯ・５ｔＯｚ ６
０％、２ＣａＯ・５ｉ０２２４％、３ＣａＯ・＾１２０
＊１２％を含有する普通ポルトランドセメントクリンカ
−を２０重量％と、無水石こうが主成分の硬石こうを１
５重量％と、高炉水滓スラグ５５重量％とを混合し、ブ
レーン値４０００ｃｆｉ２／ｇに粉砕してから、クエン
酸ナトリウム０，３重量％を混合して得たものを用いた
。
尚、このセメントの（３＾］２０ｓ＋１．５ＳｉＯｚ＞
／ （ＣａＯ−ＳＯ，＞は１．３（モル比）であった。
そして、バイブ、ワイヤー、アングル、バルブ、モータ
ー等の各種の金属類（雑固体）を、充填率（容、積比）
１３％で内部に収納したｌ１１３の容器Ａ内に、上記と
同じセメントペースト（固化材）を゛充填し、固化させ
た。
そして、上言己のように構成させた放射性廃棄物固化体
が、処分場Ｃに搬送され、保管、される。[Example] Figure 1 shows one of the constructions for radioactive waste treatment according to the present invention.
It is a sectional view showing an example. In the figure, A is the main body of a radioactive waste processing container, and the main body A of this processing container is, for example, a steel drum that is integrally lined with a polymer-impregnated concrete layer. B is a lid made of polymer-impregnated concrete used as the inner lid of the processing container body A. C is a disposal site built horizontally with concrete. The cement constituting the polymer-impregnated concrete layer of the container bodies A to 12B and the disposal site C are as follows:
Calcium sulfoaluminate clinic power - as 3C
a0・3^120*・caso<60%, free lime 16
%, 10% by weight of clinker containing 1% free gypsum and 21% dicalcium silicate, 3CaO.5tOz 6
0%, 2CaO・5i0224%, 3CaO・^120
*20% by weight of ordinary Portland cement clinker containing 12% and 1% by weight of anhydrite, which is mainly composed of anhydrite.
5% by weight of blast furnace water slag and 55% by weight of blast furnace water slag were pulverized to a Blaine value of 4000 cfi2/g, and then 0.3% by weight of sodium citrate was mixed. In addition, (3^]20s+1.5SiOz of this cement>
/ (CaO-SO,> was 1.3 (molar ratio).Then, the filling rate (volume, volume ratio) of various metals (miscellaneous solids) such as vibrators, wires, angles, valves, motors, etc.
The same cement paste (solidifying material) as above was filled into container A of 113 containing 13% and solidified. Then, the radioactive waste solidified body configured as described above is transported to the disposal site C and stored there.
【特性】【Characteristic】
上記実施例で用いた処分場を構成するセメントとして水
酸化カルシウムが実質上ないセメントを用いた場合と、
比較の為に普通ポルトランドセメント（比較例１）及び
高炉Ｃ種セメント（比較例２）を用いた場合との耐久性
のテストを行ったので、その結果を表１、表２、表３−
１及び表３−２に示す。
表 １
表 ２
５％硫酸ソーダ水溶液中での長さ変化率（×１０表
表
これによれば、本発明になるものは、耐久性に富んでお
り、従って放射性廃棄物の処理の安全性が高いことが判
る。A case in which cement substantially free of calcium hydroxide was used as the cement constituting the disposal site used in the above example;
For comparison, we conducted a durability test using ordinary Portland cement (Comparative Example 1) and blast furnace C type cement (Comparative Example 2), and the results are shown in Tables 1, 2, and 3.
1 and Table 3-2. Table 1 Table 2 Length change rate in 5% sodium sulfate aqueous solution (x10 table) According to this table, the product of the present invention is highly durable, and therefore the safety of radioactive waste treatment is It turns out that it is expensive.
【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]
第１図は、本発明に係る放射性廃棄物処理用構築体の１
実施例を示す断面図である。
Ａ・・・放射性廃棄物処理容器の本体、Ｂ・・・蓋、Ｃ
・・・処分場。FIG. 1 shows one of the structures for radioactive waste treatment according to the present invention.
It is a sectional view showing an example. A... Main body of radioactive waste treatment container, B... Lid, C
...Disposal site.