JPH0493798A - 放射性廃棄物の安定化処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の安定化処理方法Info
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- JPH0493798A JPH0493798A JP20917190A JP20917190A JPH0493798A JP H0493798 A JPH0493798 A JP H0493798A JP 20917190 A JP20917190 A JP 20917190A JP 20917190 A JP20917190 A JP 20917190A JP H0493798 A JPH0493798 A JP H0493798A
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- ion
- water
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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。
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）
本発明はたとえば沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲと記す
）を使用した原子力発電所から発生する放射性廃棄物の
安定化処理方法に関する。
）を使用した原子力発電所から発生する放射性廃棄物の
安定化処理方法に関する。
（従来の技１１ｆｉ）
ＢＷＲｆＭ子力発電断力発電所する放射性廃液は、従来
、濃縮処理されて、さらにその発生量を低減するために
乾燥処理した後、不飽和ポリエステル樹脂のようなプラ
スチック材料で安定化されたり（プラスチック同化）、
ゴム状弾性体のような材料をバインダーとして用い中間
貯蔵用のベレットとして安定化（ペレット化）されてい
る。このような放射性廃液の処理法は減容率が高いこと
のために、広く、とくにＢＷＲ原子力発電所で採用され
ている。例えばＢＷＲ原子力発電所から発生する濃縮廃
液の場合、廃液をセメント固化する場合に比較して廃棄
物の発生量は１／６から１／１０に減少する。
、濃縮処理されて、さらにその発生量を低減するために
乾燥処理した後、不飽和ポリエステル樹脂のようなプラ
スチック材料で安定化されたり（プラスチック同化）、
ゴム状弾性体のような材料をバインダーとして用い中間
貯蔵用のベレットとして安定化（ペレット化）されてい
る。このような放射性廃液の処理法は減容率が高いこと
のために、広く、とくにＢＷＲ原子力発電所で採用され
ている。例えばＢＷＲ原子力発電所から発生する濃縮廃
液の場合、廃液をセメント固化する場合に比較して廃棄
物の発生量は１／６から１／１０に減少する。
ところで、最近、原子力発電所から発生する低レベル放
射性廃棄物の最終処分の具体化にともないその安全性評
価が行われている。現在、わが国ではこのような低レベ
ル放射性廃棄物は浅地層処分される予定であるが、Ｃ−
１４のような長寿命の放射性核種が安全評価上重要な意
味を有することが明らかになっており、その処分場での
挙動が、環境への影響評価に重大な役割を果たす。Ｃ−
１４は原子炉中に存在する０−１７の（ｎ＋ α）反応
により生成されるもので、原子炉−次系からタービン系
を経て、放射性廃棄物混じり込み、その廃液中で含有は
避けられない。Ｃ−１４は通常、原子炉水の放射線分解
によって発生する酸素で酸化されて、炭酸イオンとして
存在すると考えられる。この炭酸イオンは原子炉タービ
ン系の復水浄化系の陰イオン交換樹脂に補足され、この
樹脂がカセイソーダにより再生処理される場合に炭酸ナ
トリウムの形で、再生廃液に取り込まれ、濃縮廃液の主
成分である硫酸ナトリウムに混入する。再生廃液は濃縮
処理されたのち固化処理し、最終処分可能な放射性廃棄
物パッケージに処理される。
射性廃棄物の最終処分の具体化にともないその安全性評
価が行われている。現在、わが国ではこのような低レベ
ル放射性廃棄物は浅地層処分される予定であるが、Ｃ−
１４のような長寿命の放射性核種が安全評価上重要な意
味を有することが明らかになっており、その処分場での
挙動が、環境への影響評価に重大な役割を果たす。Ｃ−
１４は原子炉中に存在する０−１７の（ｎ＋ α）反応
により生成されるもので、原子炉−次系からタービン系
を経て、放射性廃棄物混じり込み、その廃液中で含有は
避けられない。Ｃ−１４は通常、原子炉水の放射線分解
によって発生する酸素で酸化されて、炭酸イオンとして
存在すると考えられる。この炭酸イオンは原子炉タービ
ン系の復水浄化系の陰イオン交換樹脂に補足され、この
樹脂がカセイソーダにより再生処理される場合に炭酸ナ
トリウムの形で、再生廃液に取り込まれ、濃縮廃液の主
成分である硫酸ナトリウムに混入する。再生廃液は濃縮
処理されたのち固化処理し、最終処分可能な放射性廃棄
物パッケージに処理される。
現在、これら廃液は上記のプラスチック固化法や、ペレ
ット固化法により安定化処理される。濃縮廃液は乾燥処
理された後でプラスチック材料により、廃液主成分であ
る硫酸ナトリウム粉体が固定化されるが、この中に炭酸
ナトリウムの形で溶解しているＣ−１４も取り込まれる
。ところで、炭酸ナトリウムの溶解度は７．１であるた
めに、プラスチック固化体、あるいは、ペレットが最終
処分後で水と接した場合、これら固化体から水溶性硫酸
ナトリウムが溶解し、これとともに炭酸イオンの中に含
まれるＣ−１４も溶解する。すなわち、プラスチック固
化体、ペレット固化体にＣ−１４は残留することなく、
同化体外に溶解する。このため、同化体にＣ−１４が残
留することなく、周辺の水相へ移行する。同化体の安全
評価試験において、このように固化体への残留量と水相
への移行の割合は分配係数として表現され、同化体への
残留量が多く、水相への移行量が少ない、分配係数が大
きい状態が安全性評価上有利なわけである。
ット固化法により安定化処理される。濃縮廃液は乾燥処
理された後でプラスチック材料により、廃液主成分であ
る硫酸ナトリウム粉体が固定化されるが、この中に炭酸
ナトリウムの形で溶解しているＣ−１４も取り込まれる
。ところで、炭酸ナトリウムの溶解度は７．１であるた
めに、プラスチック固化体、あるいは、ペレットが最終
処分後で水と接した場合、これら固化体から水溶性硫酸
ナトリウムが溶解し、これとともに炭酸イオンの中に含
まれるＣ−１４も溶解する。すなわち、プラスチック固
化体、ペレット固化体にＣ−１４は残留することなく、
同化体外に溶解する。このため、同化体にＣ−１４が残
留することなく、周辺の水相へ移行する。同化体の安全
評価試験において、このように固化体への残留量と水相
への移行の割合は分配係数として表現され、同化体への
残留量が多く、水相への移行量が少ない、分配係数が大
きい状態が安全性評価上有利なわけである。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、プラスチック固化体、ペレット同化体の
分配係数はほぼゼロと評価され、安全評価上好ましくな
い。セメント同化体においては、Ｃ−１４は炭酸カルシ
ウムなどの不溶解性の成分と。
分配係数はほぼゼロと評価され、安全評価上好ましくな
い。セメント同化体においては、Ｃ−１４は炭酸カルシ
ウムなどの不溶解性の成分と。
して固化体中に取り込まれるために、はとんど周辺の水
相へＣ−１４が移行することはない。従って、セメント
固化体の分配係数は大きく、安全性評価上極めて好まし
い。
相へＣ−１４が移行することはない。従って、セメント
固化体の分配係数は大きく、安全性評価上極めて好まし
い。
ところで、セメント固化体に比較して減容性が高いプラ
スチック固化法、ペレット固化法であるが、Ｃ−１４の
ような長寿命核種の分配係数が小さく好ましくない課題
がある６ 本発明は上記課題を解決するためになされたもので、プ
ラスチック固化法、ペレット固化法の減容性に優れてい
ることは保ち、Ｃ−１４のような長寿命核種に対する分
配係数が大きく安全評価上有利な放射性廃棄物の安定化
処理方法を提供することにある。
スチック固化法、ペレット固化法であるが、Ｃ−１４の
ような長寿命核種の分配係数が小さく好ましくない課題
がある６ 本発明は上記課題を解決するためになされたもので、プ
ラスチック固化法、ペレット固化法の減容性に優れてい
ることは保ち、Ｃ−１４のような長寿命核種に対する分
配係数が大きく安全評価上有利な放射性廃棄物の安定化
処理方法を提供することにある。
（課題を解決するための手段）
本発明は放射性濃縮廃液に若干量の炭酸ナトリウムを加
え、同じく濃縮廃液中で炭酸ナトリウムとして溶解性の
状態で存在するＣ−１４を、消石灰、あるいは生石灰に
より炭酸イオンを炭酸カルシウムに前処理し、−緒に、
難溶性の炭酸塩に変化させ、これを乾燥処理した後でプ
ラスチック同化、またはペレット化し安定化することを
特徴とする。
え、同じく濃縮廃液中で炭酸ナトリウムとして溶解性の
状態で存在するＣ−１４を、消石灰、あるいは生石灰に
より炭酸イオンを炭酸カルシウムに前処理し、−緒に、
難溶性の炭酸塩に変化させ、これを乾燥処理した後でプ
ラスチック同化、またはペレット化し安定化することを
特徴とする。
（作用）
濃縮廃液が炭酸ナトリウムで前処理されると、廃液中に
炭酸ナトリウムの状態で存在していた溶解性の炭酸イオ
ンは炭酸カルシウムに変化され、水にほとんど溶解しな
い状態になる。ところで、炭酸カルシウムの溶解度は０
．００１４で、炭酸ナトリウムの溶解度に比べて約５万
分の１小さい溶解度である。しかし、Ｃ−１４を含む炭
酸イオンの量はきわめて僅かであるので、このような前
処理をしても、炭酸塩はその溶解度に達し、水に溶は込
む可能性がある。したがって、あらかじめ炭酸ナトリウ
ムを炭酸カルシウムの溶解度を十分に越える程度に加え
ておく必要があり、こうすれば、加えられた炭酸イオン
とともにＣ−１４を含む炭酸イオンも共沈し、水にほと
んど溶解しないものにすることができる。このような状
態でプラスチック同化あるいは、ペレット化処理すれば
同化体からのこれら炭酸イオンの溶出、水相への移行は
極めて小さくなり、したがって、分配係数が大きくなる
。
炭酸ナトリウムの状態で存在していた溶解性の炭酸イオ
ンは炭酸カルシウムに変化され、水にほとんど溶解しな
い状態になる。ところで、炭酸カルシウムの溶解度は０
．００１４で、炭酸ナトリウムの溶解度に比べて約５万
分の１小さい溶解度である。しかし、Ｃ−１４を含む炭
酸イオンの量はきわめて僅かであるので、このような前
処理をしても、炭酸塩はその溶解度に達し、水に溶は込
む可能性がある。したがって、あらかじめ炭酸ナトリウ
ムを炭酸カルシウムの溶解度を十分に越える程度に加え
ておく必要があり、こうすれば、加えられた炭酸イオン
とともにＣ−１４を含む炭酸イオンも共沈し、水にほと
んど溶解しないものにすることができる。このような状
態でプラスチック同化あるいは、ペレット化処理すれば
同化体からのこれら炭酸イオンの溶出、水相への移行は
極めて小さくなり、したがって、分配係数が大きくなる
。
（実施例）
（実施例１）
Ｃ−１４を含む炭酸塩の溶解した硫酸ナトリウムの２５
％水溶液をＢＷＲ原子力発電所から発生する模擬の濃縮
廃液として準備した。これに０．１％の濃度になるよう
に炭酸ナトリウムを添加した。
％水溶液をＢＷＲ原子力発電所から発生する模擬の濃縮
廃液として準備した。これに０．１％の濃度になるよう
に炭酸ナトリウムを添加した。
この模擬濃縮廃液に消石灰を０．２％加え模擬廃液中の
炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿の十分な熟成の後で、
模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体化した。
炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿の十分な熟成の後で、
模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体化した。
粉体化した模擬濃縮廃液でプラスチック固化体を製作し
た。プラスチック固化体はプラスチック材料としてＢＷ
Ｒ原子力発電所の固化処理に用いられているものと同等
の不飽和ポリエステル樹脂を用いた。不飽和ポリエステ
ル樹脂にまず重合開始剤である有機過酸化物を樹脂に対
して約１％加えた。その後で乾燥処理した模擬濃縮廃液
の乾燥粉体を樹脂と粉体の比が４０ ： ６０になるよ
うに混合した。均一に混合した後で、重合促進剤の有機
金属化合物を不飽和ポリエステル樹脂に対して０．５％
の割合で加えた。約１週間の後で、不飽和ポリエステル
樹脂は完全に硬化しプラスチック同化体となった。この
固化体を削り、固化体の粉体をつくり、これを水中に浸
漬し分配係数の測定を行った。測定の結果は以下の通り
である。
た。プラスチック固化体はプラスチック材料としてＢＷ
Ｒ原子力発電所の固化処理に用いられているものと同等
の不飽和ポリエステル樹脂を用いた。不飽和ポリエステ
ル樹脂にまず重合開始剤である有機過酸化物を樹脂に対
して約１％加えた。その後で乾燥処理した模擬濃縮廃液
の乾燥粉体を樹脂と粉体の比が４０ ： ６０になるよ
うに混合した。均一に混合した後で、重合促進剤の有機
金属化合物を不飽和ポリエステル樹脂に対して０．５％
の割合で加えた。約１週間の後で、不飽和ポリエステル
樹脂は完全に硬化しプラスチック同化体となった。この
固化体を削り、固化体の粉体をつくり、これを水中に浸
漬し分配係数の測定を行った。測定の結果は以下の通り
である。
水中のＣ−１４濃度 ： １．４ Ｘ １０−’μＣｉ
／＋ｌＱ固化体中のＣ−１４４度： ２．３ Ｘ １０
−’μＣ１／−分配係数（同化体中のＣ−１４濃度／水
中のＣ−１４濃度）＝１６４２ｍＲ／ｇ 以上のように分配係数は大幅に改善された。
／＋ｌＱ固化体中のＣ−１４４度： ２．３ Ｘ １０
−’μＣ１／−分配係数（同化体中のＣ−１４濃度／水
中のＣ−１４濃度）＝１６４２ｍＲ／ｇ 以上のように分配係数は大幅に改善された。
（実施例２）
Ｃ−１４を含む炭酸塩の溶解した硫酸ナトリウムの２５
％水溶液をＢＷＲ原子力発電所から発生する模擬の濃縮
廃液として準備した。これに０．１％の濃度になるよう
に炭酸ナトリウムを添加した。
％水溶液をＢＷＲ原子力発電所から発生する模擬の濃縮
廃液として準備した。これに０．１％の濃度になるよう
に炭酸ナトリウムを添加した。
この模擬濃縮廃液に生石灰を０．２％加え模擬廃液中の
炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿の十分な熟成の後で、
模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体化した。粉体化した模
擬濃縮廃液でペレット固化体を製作した。ペレット固化
体はバインダー材料としてＢＷＲ原子力発電所の固化処
理に用いられているものと同等のゴム状弾性体を用いた
。乾燥処理した模擬濃縮廃液の乾燥粉体をゴム状弾性体
と粉体の比が２０ ： ８０になるように混合した。ロ
ール型の圧縮成形機でこの混合物を混練りし、板状に成
形し、これを切断してペレットとした。このペレット固
化体を削り、固化体の粉体をつくり、これを水中に浸漬
し分配係数の測定を行った。測定の結果は以下の通りで
ある。
炭酸イオンを沈殿処理した。沈殿の十分な熟成の後で、
模擬濃縮廃液を乾燥処理し、粉体化した。粉体化した模
擬濃縮廃液でペレット固化体を製作した。ペレット固化
体はバインダー材料としてＢＷＲ原子力発電所の固化処
理に用いられているものと同等のゴム状弾性体を用いた
。乾燥処理した模擬濃縮廃液の乾燥粉体をゴム状弾性体
と粉体の比が２０ ： ８０になるように混合した。ロ
ール型の圧縮成形機でこの混合物を混練りし、板状に成
形し、これを切断してペレットとした。このペレット固
化体を削り、固化体の粉体をつくり、これを水中に浸漬
し分配係数の測定を行った。測定の結果は以下の通りで
ある。
水中のＣ−１４濃度 ： ８．９ Ｘ １０−４μＣｉ
／＋ｎｌｌ固化体中のＣ−１４濃度： ２．４ Ｘ １
Ｏ−１ｐ Ｃｉ ／ ｍ１分配係数（同化体中のＣ−１
４濃度／水中のＣ−１４濃度）＝２６９蔽／ｇ 以上のようにプラスチック同化体の場合と同様に分配係
数は大幅に改善された。
／＋ｎｌｌ固化体中のＣ−１４濃度： ２．４ Ｘ １
Ｏ−１ｐ Ｃｉ ／ ｍ１分配係数（同化体中のＣ−１
４濃度／水中のＣ−１４濃度）＝２６９蔽／ｇ 以上のようにプラスチック同化体の場合と同様に分配係
数は大幅に改善された。
本発明によれば、放射性廃棄物の同化体が最終処分され
た後で、水と接触するような事態が生じても、廃棄物同
化体中の炭酸イオン水中に移行することがない。したが
って、炭酸イオン中に含まれるＣ−１４も水中に移行す
ることなく、はとんどが固化体中に残留し、分配係数の
大きな安全評価上極めて有利な固化体を製作することが
できる。
た後で、水と接触するような事態が生じても、廃棄物同
化体中の炭酸イオン水中に移行することがない。したが
って、炭酸イオン中に含まれるＣ−１４も水中に移行す
ることなく、はとんどが固化体中に残留し、分配係数の
大きな安全評価上極めて有利な固化体を製作することが
できる。
もちろん、このように前処理された放射性濃縮廃液は乾
燥処理し、余分な水分が完全に除去された状態で固化体
に処理されるために、従来の減容性は保たれ、廃棄物発
生量の少ない固化処理法である有利性を維持することが
できる。
燥処理し、余分な水分が完全に除去された状態で固化体
に処理されるために、従来の減容性は保たれ、廃棄物発
生量の少ない固化処理法である有利性を維持することが
できる。
Claims (1)
- 放射性濃縮廃液に炭酸カルシウムの飽和溶解度を上回
る炭酸イオンを添加したのち、生石灰または消石灰を加
え、前記廃液中の炭酸イオンを炭酸カルシウムとして沈
殿処理し、つぎに前記沈殿物を乾燥処理し、粉体化した
のち、この粉体を固化することを特徴とする放射性廃棄
物の安定化処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20917190A JP2854691B2 (ja) | 1990-08-09 | 1990-08-09 | 放射性廃棄物の安定化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20917190A JP2854691B2 (ja) | 1990-08-09 | 1990-08-09 | 放射性廃棄物の安定化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0493798A true JPH0493798A (ja) | 1992-03-26 |
| JP2854691B2 JP2854691B2 (ja) | 1999-02-03 |
Family
ID=16568511
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP20917190A Expired - Lifetime JP2854691B2 (ja) | 1990-08-09 | 1990-08-09 | 放射性廃棄物の安定化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2854691B2 (ja) |
-
1990
- 1990-08-09 JP JP20917190A patent/JP2854691B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2854691B2 (ja) | 1999-02-03 |
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