JPS6182200A - 放射性廃棄物の固化処理方法および固化処理装置 - Google Patents

Abstract

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Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は核燃料再処理施設で発生する硝酸ナトリウムを
含有する低レベルの放射性濃縮廃液の固化処理方法およ
び固化処理装置に関する。

［発明の技術向背Ｐ１］ 一般に、原子力発電所の運転に伴ない使用済み核燃料が
発生するが、この使用済み核燃料中にはパＵあるいはＩ
Ｎ　ｐ　、のような高速増殖炉の燃料となる有価物質が
含まれており、これらの有価物質を使用済み核燃料再処
理施設において回収することが行なわれている。

使用済み核燃料からの′°゛Ｕあるいは″”ｐｕの回収
は、通常ｐｕｒｅｘ法とげばれる方法により行なわれて
いる。

この方法は、使用済み核燃料を硝酸で溶解してＩｌｌ　
Ｕあるいは″ｐｕをイオン化させ、この溶液とリン酸ト
リブチル（以下ＴＢＰという）−ｎドデカン混合有機溶
液を接触させ回収するものである。

すなわち、′”（）あるいは１２＠　ｐ　ｕのイオンは
温度、酸濃度、原子価によりＴＢＰと錯体を作り易くな
るので、ＴＢＴを用いて錯体を作らせ、これを硝酸溶液
中から有機溶剤中に移行させ、さらに水と接触させて、
原子価や酸濃度調整により１°゛ＵあるいはＩｌｌ　ｐ
　ｕを逆抽出して回収するのである。

以上のプロセスを数段階直列に行なうことにより回収率
を高めることができる。

この再処理工程からは１ｉｒｌ酸や成用線照射によって
劣化したＴＢＰを含有する廃液が発生し、これらの廃液
の処理については高レベルの放射性廃液と中ないし低レ
ベルの放射性廃液の場合とでそれぞれ次のような異なっ
た取り扱いがなされている。

すなわち、高レベルの放射性廃液は主として使用済み核
燃料の溶解工程と第１段目の抽出工程から出る廃液であ
り、周知のように溶融したホウケイ酸ガラスと混合され
、いわゆるガラス固化されている。

一方、中ないし低レベルの放射性廃液中には、低濃度の
放射能、硝酸および劣化したＴＢＰが含有されている。

この放射性廃液は配管等の腐食防止のため、水酸化ナト
リウムを添加することによって硝酸を硝酸ナトリウムと
し、中性もしくはアルカリ性にした後、蒸発１１１ｉ！
器により減容され、低レベル放射性廃液貯蔵タンクに貯
蔵されている。

通常使用済核燃料１　ｔｏｎを処理すると低レベル放射
性廃液は５００　ｙｎ’発生すると言われており、これ
ら低レベル放射性廃液の安全な処理が望まれている。

この低レベル放射性廃液の処理方法として、現在研究さ
れているものにアスファルト固化法とプラスチック固化
法とがある。

デスフンフル１−固化法は１００〜２００°Ｃに加熱さ
れて流動状態とされたアスク１ルト中に低レベル放射性
廃液あるいは低レベル放射性廃液の乾燥粉体を供給し、
放射能をアスファルト中に固定してしまう方法である。

一方、プラスチック固化法は低レベル放射性廃液を乾燥
し、多くの場合熱硬化性樹脂を用いて固化する方法であ
る。これらいずれの方法も放射性１３Ｆｉａ中の水分が
蒸発してしまうことにより減容性が大きくなるという利
点がある。

［背景技術の問題点］ しかしながら、このようなアスファルト固化法あるいは
プラスチック固化法は、いずれも原子力発電所から発生
する低レベル放射性廃液の固化のために開発された方法
であって、この方法を核湛利再処理／＋ｌ！設から発生
するＩ免液にこのまま適用するには次のような問題があ
った。

すなわら、これらアスファルト固化法あるいはプラスチ
ック固化法で作られる固化体の機械的、化学的諸性質は
放射性廃棄物固化１４１として要求される条件をすべて
満足してはいるが、アスファルト固化体やプラスチック
固化体は固化材が有機材料であるため、高温に長い間保
持されるど劣化するという問題がある。

一方、固化体としての耐久年性を固化体に含まれる放射
能の種類から見ると、原子力発電所から発生する低レベ
ル放射性廃液の主な核種はＣＯであり、その半減期は約
５年である。

したがって、固化体を５０年間管理すれば放射能は１／
１０００．１００年では１／　１００００００になる。

これに対して、核燃料再処理ＦＭ設から発生する放射性
廃液中に含まれる放射能はほとんどが核分裂生成物であ
り、非常に長い半減期のものも含まれてくる。例えば、
“′Ｃ３の半減期は３０年であるため、放射能を１７１
０００にするためには３００年、１／　１００００００
にするには６００年の歳月が必要である。従って、これ
ら長い歳月においては、地殻変動や火事による固化体の
加熱もないと言い切れず、従って長期間にわたる厳重な
管理が必要となり、莫大な経費が必要となる。

また、アスファルト固化法およびプラスチック固化法の
一般的な問題として、両方とも廃棄物の前処理としては
乾燥処理がｉテなわれるだけであり、廃棄物自体が分解
するプロセスはないので、これ以上の減容が求められる
場合不都合となるという問題がある。

［発明の目的１ 本発明者等は、このようなアスファルト固化法あるいは
プラスチック固化法の欠点を解消すべく１；１怠研究を
ザすめた結果、核燃料再処理施設等の放ＱＪ性物買取り
扱い施設で発生する６１！１Ｍ、ナトリウムを含む敢ｒ
Ａ４性濶縮廃液を乾燥しガラス化材とともに加熱溶融す
ることにより、高い減容化率で、ば械的、化学的諸性買
に優れたガラス固化体が得られ−ることを見い出した。

ずなわち、核燃料再処理施設から発生する低レベル放射
性廃液中には５Ｆｌ酸ナトリウムの他に微量のＷ　Ｍナ
トリウムと、ざらに微量の硫酸ナトリウムが含有されて
いる。これらのナトリウム化合物の融点は順に３０８　
’Ｃ１８５２℃、８８４℃であり、それぞれこの温度以
上で溶融塩になる。これらのナトリウム化合物はそれぞ
れガラス工業において利用される素材であり、酸化ケイ
素との反応で分解しガラス化する。

このガラス固化体は耐久性に優れ、敢射能を長期間封じ
込めるのに最適である。

本発明は、かかる知見に塁づいてなされたもので、核燃
料再処理施設等から発生する放射性廃棄物の固化処理方
法および固化処理装置を提供することを目的とする。

［発明の概要］ すなわち本発明の／ｉ５［剣性廃棄物の固化処理方法は
、核燃料再処理施設で発生した硝酸ナトリウムを含有す
る放射性濃縮廃液を乾燥して幼体化し、この乾燥粉体と
ガラス化材とを加熱溶融し、発生した熱分解ガスを処理
して系外に排出するとともに、残留したガラス化物を貯
蔵容器に充填することを特徴としており、またその固化
処理装置は、核燃料再処理施設で発生した硝酸ナトリウ
ムを含む放射性廃液を乾燥粉体化し所定の比率でガラス
化材と混合７°る放射性廃液ｎａ処理装置と、前記前処
１！ｌ！装置で１５られた乾燥粉体とガラス化材との混
合物を加熱溶融するガラス溶融炉と、前記ガラス溶融炉
で発生した熱分解ガスを処理して系外に廃カスとしでυ
１出するオフガス処理装置と、前記ガラス溶融炉でガラ
ス化した放射性廃棄物を貯蔵容器に充１眞ツるカラス化
物充填装置とを備えてなることを１１徴としている。

以下本発明の放射性廃棄物の固化処理方法について、さ
らにその詳細を説明する。

本発明方法においては、まず核燃料再処理施設で発生し
たｂ１゛１酸）［ヘリウムをａむ濃縮廃液が例えば公知
の縦型薄膜乾燥（幾により９２燥粉体化され、この１ｉ
ｒｌ！ＩＩ！２ナトリウムを含む乾燥粉体とガラス化材
とが８温で加熱される。

上記のｑ゛１酸す１−リウムを含む放射性廃、イｌ中に
は硝酸ナトリウムの他に微量の炭酸ナトリウムおよび硫
酸す１〜リウムが含まれる。

またガラス化材としては、Ｒ域的強度、耐水性の高いガ
ラス固化体を製造できるものであれば、いかなるもので
も使用することができるが、特に、二酸化ケイ素が適し
ている。

二酸化ケイ素の存在下では、６１’１Ｍナトリウム、炭
酸ナトリウムおよび硫酸ナトリウムはそれぞれ次の（１
）〜（３）式で示されるように、ソーダ・ケイ酸ガラス
となりガラス化する。

２Ｎａ　ＮＯ３−＋２Ｎａ　ＮＯ２＋０２２Ｎａ　ＮＯ
２−＋Ｎａ　２０−１−Ｎ２　＋１／２　０２Ｎａ　２
　Ｑ＋３ｉ　０２−＋Ｓｉ　０２　・Ｎａ　２　Ｑ・・
・（１） Ｎ８２　ＣＯ３−＋Ｎａ　２０＋ＣＯ２、Ｎａ２Ｏ＋５
１０２→５ｉｏｚ・Ｎａ２Ｏ・・・（２） Ｎａ　２８０４　＋Ｓｉ　０２−＊Ｓｉ　０２　・Ｎａ
　２０＋ＳＯ２＋Ｑ ・・・（３） （１）〜〈３）の反応の反応のうち、（１）および（２
）の反応は約１２００℃で容易に進行する。

また（３）の反応は全す１−リウム化合物に対する硫酸
ナトリウムの但が多い場合は炭素をｆｌｔｉ酸ナトリウ
１１の５％程度添加り−る必要がある（成瀬著ガラス工
業　１９８１年　共立出版社発行）。

しかしながら、全アルカリ化合物の５％以下であれば（
３）の反応は炭素なしでも進（ｉし、硫酸ナトリウムは
酸化ナトリウムに分解し、二酸化ケイ素と反応してガラ
ス化する。

またガラス化材として二酸化ケイ素とともにホウ酸、水
酸化アルミニウム、炭酸カルシウムを併用するとガラス
化反応を円滑に進行させることができる。

すなわら、ガラス化材として二酸化ケイ素のみを使用し
ていると生成したガラスの粘性が高くなり均質なガラス
ができにくくなり、かつ溶ＦＩＡ温度も次第に高くなる
がホウ酸を使用するとガラスの粘性が（ｉｔ下し、溶融
一度も低下するようになる。

また本発明により形成されるガラスは減容性を高くする
ためにソーダ分が多くなっており、したがって耐水性が
低くなっているが、ホウ酸および水酸化アルミニウムは
ガラスの耐水性を向上させる作用をする。

また炭酸カルシウムもガラスの粘性を低下させ、耐水性
を向上させる効果があるうえに、乾燥粉体に含有される
微量の硫酸ナトリウムを分解を亢進させる作用をする。

本発明において、乾燥粉体とガラス化材との配合量は例
えば次の範囲が適している。

放射性ｍ縮廃１ｌ（２乾燥粉体・・・２０〜５５％酸化
ケイ素・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・２
５〜６５％ホウ酸　・・・・・・・・・・・・・・・・
・・・・・・・・１〜２０％水酸化アルミニ「クム・・
・・・・・・・１〜５％炭酸カルシウム・・・・・・・
・・・・・・・・　１〜１５％以上のように核燃料再処
理ＦＭ設から発生する低レベルの放射性廃液に含まれる
大部分の化学成分はそのままガラスの原料となるので、
放射性廃液を乾燥して放射性粉体とし、これら粉体に二
酸化ケイ素の粉末を加えて高揚で溶融すれば、粉体中の
ナトリウム化合物は容易に分解して酸化ナトリウムとな
り二酸化ケイ素と反応してガラス化する。

また本発明においては、ナトリウム化合物自体が分解さ
れることにより、気体成分を放出し生成物が大幅に減ω
される。しかも、ｌ！ＩＱ４性濃縮廃液中の放（ト）化
成分はガラス化物中に閉じ込められるので、）〜めで安
全性の高い固化体が得られる。

なお、以上の反応過程で生成した熱分解ガスは、常法に
より燃焼処理され、敢Ｑ＝１能が除去された後系外に放
出され、またガラス化した固体放Ｑ＝Ｊ性廃東物は、所
定の貯蔵容器に充填される。

次に本発明の固化処理装置について説明する。

本発明の減容固化処理システムは、第１図に示すように
、放射性濃縮１完液萌処Ｉ！！！装置１、ガラス溶融炉
２、オフガス処理装置３、および固化体取板い装置４か
らその主体部分が構成されている。

放射性ｉａ縮廃液前処理装置１は、放射性濃縮廃液を粉
体化しガラス化材と所定の比率で混合するための装置類
であって、この前処理装置１は乾燥処理システムより（
を成された乾燥処理装置、乾燥処理された粉体を６承し
その任意の最を排、出角０ごな粉体貯蔵槽、ガラス化材
を貯蔵しその任バの吊を排出可能な貯蔵槽および各貯蔵
槽から定量排出された各種粉体を混合する粉体温合（ａ
等からなっている。

放射性濃縮廃液の減容、ガラス化は溶融したガラス上に
放射性濃縮廃液をそのまま供給して行なうことも可能で
あるが、溶融能率を高めるためには炉の温度が廃液中の
水分の蒸発によって低下しないように予め乾燥粉体化し
ておくことが望ましい。このように予め乾燥、粉体化す
ることにより計量が容易になり、粉体であるガラス原料
との混合が容易になり、さらにガラス溶融炉中で粉体の
堆ｆｆｉによってできる層が熱分解ガスのフィルターの
役目をする利点が生ずる。

ガラス溶融炉２は、放射性濃縮廃液前処理装置１で生成
した硝酸ナトリウムを含む乾燥粉体とガラス化材との混
合物を高温で加熱し、分解してガラス化する装置である
。このガラス溶融炉２の熱源としては、高周波加熱装面
が適しており、その電源周波数としては、ガラス溶融炉
２の内径が２０〜６０　Ｃｍの範囲である場合に１０〜
４００ＫＨｚが適当である。

高周波コイルは、ガラス）８融炉下部に設けられ、下Ｉ
ｐＩｆ　ｈｌ　＋ら上側に向けてン品度が下降するよう
温１σ勾配が生している。

高周波加熱装置は、昇温や温度＝１ント１−１−ルが容
易であり、しかも炉の加熱源である高周波コイルが炉材
を隔てて放射性の雰囲気から完全に分離されるため寿命
が長く、かつ保守が容易であるという利点がある。

核燃料再処理施設からでる放射性濃縮廃液の主成分であ
る硝酸ナトリウムおよび微量成分である炭酸ナトリウム
やｔｉ！を酸ナトリウムはガラス溶融炉２中で溶融され
て電気良導体となり、溶融物自体が高周波誘導を受けて
発熱し１１００〜１２００°Ｃの高温を維持するように
なる。

乾燥粉体どガラス化材との混合物は、ガラス溶融炉の上
部から供給され、前述した（１）〜（３）式で示された
反応に従ってガラス化し、廃棄物中の放射能を安定に固
化する。

ここで生じた熱分解ガスは詰め込まれた乾燥粉体とカラ
ス化物の混合物の中を通って上界し、このときこれら混
合物がフィルターの役目をして、ガラス反応により発生
したガス中に含まれる微細粉塵を捕獲する作用をする。

また、溶融したガラス化物は、ガラス溶融炉下部に取付
けられた専用の出口ノズルから、放射能を含んだ溶融ガ
ラスの飛散が起こらないように取り出される。

なお本発明に用いるガラス７８融炉としては、前述した
高周波加熱装置の他に、通常のガラス工業界で用いられ
ている溶融炉、例えば、電極間に電圧をかけ溶融ガラス
の電気抵抗を利用して加熱する通電炉や炭化ケイ素棒や
ニクロム線等の抵抗発熱体に通電し、その発熱を利用し
て加熱溶融する間接加熱溶融炉も使用することができる
。

オフガス処理装置３は、ガラス溶融炉２で発生した可燃
性の熱分解ガスを焼却し、放射能を除去したうえで系外
に放出する装置である。このオフガス処理装置３は、熱
分解ガスから放射能を除去するためのフィルター室と、
ここから発生するオフガスから放射能を完全に除去する
ための高性能フィルターと、オフガス中の放射能の有無
を確認するための測定系とを有している。

固体取扱い装置４は、ガラス化した放射能廃棄物を取出
し貯蔵容器に充填する装置であって、ガラス溶融炉２下
部の取出しノズルより扱出されたガラス溶融物は、ここ
で専用の鋳型に注入され冷却した後、放射性廃棄物貯蔵
庫に移される。

本発明の固化処１’ｌ装置においては、まず核燃料再処
Ｊ！１１！施設で発生した低レベルの放射性濃縮廃液が
、放射性廃棄物面処理装置１で乾燥例体化される。　こ
の硝酸ナトリウムを主成分とする乾燥粉体は、ガラス化
材とともにガラス溶融炉２中に装入され、ここで加熱さ
れてカラス化されるとともに、Ｎ２　、ＣＯ２，０２等
の熱分解ガスを生成する。

なお（Ｉ（渇では、ガラスの電気伝′ｄ９度が低いので
、起動時には電気伝導度の高い物質、たとえば炭化ケイ
素を添加りることか望ましい。

炭化ケイ素は、その溝成元索がガラス化反応に関与づる
元系ど５１１−であるので熱分解反応を阻害せず、ケイ
素成分は生成するカラス中に取り込まれ、また炭素成分
は６ｉ　Ｗナトリウムから発生する活性酸素によりＣＯ
２カスとなり系外に排出される。

次に溶融して電気抵抗の低くなった両正ナトリウムを更
に高周波加熱により発熱させて１０００〜１２００’Ｑ
の高温に保持してこれらをガラス化づる。

第２図は、ガラス溶融炉２中の装入物の状態を概略的に
示す断面図である。

ガラス溶融炉２の上部に設置されたホッパーからは、硝
酸ナトリウムを主成分とする乾燥粉体とＳ　ＨＱ　２　
”＋７のガラス化材との混合物が装入される。　　□こ
れらの装入物は、ガラス溶融炉２内の上層のＡ層で下層
側から上界してくる熱分解ガスにより加熱され、順次下
層の８１へ移りながら熱分解して、Ｎ２．ＣＯ２，０２
等のガスを発生しなから減容化する。さらに０層におい
て高周波コイル５により加熱されてガラス化反応が行な
われ、最下層のＤ層で安定した溶融ガラス層となる。

なお、Ａ層の乾燥粉体とガラス化材との混合物は、放射
能を含んだ熱分解カスに対してはフィルターのＩＱ目を
果し放射能が系外に出るのを防ぐ作用をする。

ガラス溶融炉２′ｃ発生した熱分解ガスは、オフガス処
理装置３に送られ、フィルター室に通されて放射能が除
去され、高性能フィルターに通された後、放射能の有無
がモニターにより確認されて系外に放出される。

一方、Ｄ層のガラス化物は、下部の出口ノズル６より放
出されて金属製キャニスタ−に注入、固化され、放射性
廃棄物貯蔵庫に貯蔵される。

なお図において、７．８は、出口ノズル６内のガラス化
物９を随時溶融あるいは固化させてガラス化物の取り出
しおよび封止操作を行なうための加熱ヒータと冷却管で
ある。

［発明の実施例］ 以下本発明を具体化した一実施例について説明する。

第３図は、本発明の一実施例の放射性廃棄物の固化処理
装置の構成を概略的に示す図である。

図において符号１１は、核燃料再処理施設で発生した硝
酸ナトリウムを含む敢ＤＪ性濃縮廃液を収容する廃液貯
蔵タンクを示しでいる。

廃液貯蔵タンク１１内の放射性濃縮廃液は、廃液供給ポ
ンプ１２により縦型薄膜乾燥は１３に供給されるように
なっている。

竪型薄膜乾燥［１３は一般化学プラントや放ｑ・ｌ性廃
棄物処理（プラスチック固化、ベレット化）等に広く使
用されているものであり、内部が気密で洩れがなく、か
つ内部構造が簡単あるために除染および点検が簡単であ
るという利点がある。

この竪型薄膜乾燥機１３の排出口は粉体輸送機１４を介
して粉体貯蔵槽１５に接続され、このこの粉体貯蔵槽１
５は粉体輸送機１６を介して粉体混合槽１７に接続され
ている。

またＳｉ　０２等のガラス生材貯蔵槽１８もＶ）体粉体
輸送磯１９を介して粉体混合槽１７に接続されている。

この粉体混合槽１７では、粉体貯Ａｔ１ｉ槽１５からの
乾燥粉体の供給量とガラス生材貯蔵槽１８からのガラス
化材の供給量を調節することにより任意の比率で乾燥粉
体とガラス化材との混合物を調整することができるよう
になっている。

混合粉体混合１１７の出口は、粉体輸送機２０を介して
ガラス溶融炉２１上部に間口する材料投入口に接続され
Ｃいる。

ガラス溶融炉２１側面下部には加熱用の高周波コイル２
２が巻装されており、またその底部には溶融ガラスの出
口ノズル２３が間口され、この出口ノズル２３は、溶融
ガラス化物をｖＩ造ツるための鋳型２４に接続されてい
る。なお、２１Ｌは溶融したガラス化物の液面を検出す
るための熱雷対からなるレベル計である。

ガラス溶融炉２１の側面上部には熱分解ガス出口２５が
設けられこの熱分解ガス出口２５はオフガス処理装置の
フィルター室２６へ接続されている。

また出口ノズル２３から鋳型２４までの区間は完全に音
間され、かつその中はｆ；１圧にされており、ざらにこ
の密閉部分はオフガス処理装置のフィルター室２６へ接
続されてカラス化物から発生するガスもフィルター室２
６で処理されるようになっている。

フィルター室２６は、セラミックス性のフィルターで構
成され、さらにその排出口には、オフガス冷却装置２７
、高性能フィルタ２８が順に接続され、かつ高性能フィ
ルタ２８の直後には、図示を省略した放射能モニタが配
設されいる。２９は排気ファンである。

この実施例の放射性廃棄物の固化処理装置では、まず廃
液貯蔵タンク１１内の硝酸ナトリウムを含む放射性濃縮
廃液は、まず竪型薄膜乾燥償１３により乾燥されて乾燥
粉体とされる。

濃縮廃液は竪型薄膜乾燥機１３の入口から供給され、加
熱乾燥されて粉末状となり下部の粉体出口から粉体輸送
機１４上に落下して粉体貯蔵槽１５に一旦貯蔵される。

次いで粉体貯蔵槽１５とガラス生材貯蔵槽１８とから、
それぞれ所定の比率で乾燥勿体とガラス化材とが粉体混
合槽１７に供給され、十分１骨拌混合されれた１す、ガ
ラス溶融炉２１の材料投入口に順次投入される。

次にこれらの乾燥粉体とガラス化材との混合物は、ガラ
ス溶融炉２１中で高周波コイル２２により加熱されるが
、ガラス溶融炉２１起動時には、炭化ケイ素を混合した
ガラス化材が装入される。

また起動時にはできるだけ速やかに溶融ガラスを形成す
ることが望ましいので融点の低い硝酸ナトリウムを多量
に含む混合物を装入することが望ましい。′ｆｒ１酸ナ
トリウムは、その融点が３０８℃であるのひ、高周波加
熱により容易に溶融することができる。

ガラス溶融炉内の温度は、ガラス溶Ｆａ層で１０００℃
以上、例えば１２００℃とされ、投入された乾燥粉体と
ガラス化材の混合物の上部では、常温よりやや高い温度
となるようにこれらの混合物が順次挿入される。

加熱ｌｊ１間の経過とともに硝酸ナトリウムとガラス化
材との混合物か溶融してガラス化が開始される。カラス
化したものはその比重が大きいために溶ＦＡ！物片弓か
ら分離して沈降する。

一方、乾燥粉体の熱分解によって生じＩＣ熱分解ガスは
、ガラス溶融炉２１側面上部に設けられた熱分解ガス出
口２５からオフガス処理装置へと導かれる。このとき、
熱分解ガスは、ガラス溶融炉２１内に堆積した乾燥粉末
とガラス化材との混合物の間を通過しながらこれを加熱
し、かつ熱分解ガスが含有する放射能が混合物のフィル
タ作用により除去される。

このように本発明の固化処理装置における放射能の同伴
率は、熱分解が静的に行なわれ、かつガラス溶融炉内上
部の放射性廃棄物によるフィルタ効果により極めで低く
押えることができる。

ガラス溶融炉２１より出た熱分解ガスは、フィルター室
２６に送り込まれる。

フィルタ室２６はキャンドル形のセラミックフィルター
からなり、高温のガスから粉塵およびそれに含まれる放
射能を除去する。フィルタ室２６の温度は６００〜８０
０℃に保たれており、酸化しきれずに残っている可燃性
ガスも完全に酸化される。

フィルタ室２６を出た燃焼ガスは、オフがス冷１９装昭
２７で３〜４倍の大気と混合されて２００℃以下にまで
冷却され、高性能フィルタ２８を通過して、放射能が完
全に除去される。

高性能フィルタ２８を通った廃ガスは、放射能の有無を
放０４能モニタにより測定され、放射能成分が含まれて
いないことが確認されたうえでスタックより環境に放出
される。

処理の進行に伴いガラス溶融炉２１中の溶融ガラスの吊
が増加して一定レベルに達するとレベル計２１Ｌがこれ
を検出して警報が出され、ガラス溶融炉２１底部の出口
ノズル２３より溶融ガラスが抜き出される。

溶融カラスの１友さ出しは、通常のガラス固化処理用の
溶融炉で利用される方法と同一の方法により行なわれる
。

？Ｉなわら、通常の運転時には第２図に示しＩＣ冷ＩＩ
Ｉ管８により出口ノズル２３内のガラス１ヒ物を固化さ
Ｕて出口ノズル２３を塞いでＪ３さ、取り出し時には加
熱ヒータ７に通電して出口ノズル２３のガラスを溶融さ
せてガラス化物を廃棄物Ｉｒｉ゛蔵容器に排出させる。

実験例 前記した装置を用いて以下の組成の乾燥粉体とガラス化
材との混合物を、ガラス溶融炉に供給し、下部温度約１
２００°Ｃで加熱して、炉中にガラス化物を充満させた
。

放射性濃縮廃液乾燥粉体・・・３０％ （ｌｉＥ酸ナトナトリウム９０％含 有酸化ケイ素・・・・・・・・・・・・・・・・・・４
３％ホウ酸・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
・・・・・・・１３％水酸化アルミニウム・・・・・・
・・・３％炭酸カルシウム・・・・・・・・・・・・・
・・１１％生成したガラス化物の組成および物性は以下
の通りであった。

組成 Ｓｉ　０２・・・・・・・・・・・・６０％Ｎａ２Ｏ・
・・・・・・・・・・・１９％Ｂ２０３・・・・・・・
・・・・・１０％ＡｎｚＯ３・・・・・・・・・３％ ＣａＯ・・・・・・・・・・・・・・・８９６物性 ガラス転移点　　５３０℃ 比重　　　　　　２．５ 酸化ナトリウム溶出量 ２５°Ｃ純水中 ２ｘ　１ｏ−’　（１／　ｃ＋Ｊ　・ｔｉａｙ＋００’
ｃ沸騰水中 ｓｘ　１ｏ−５（Ｊ　／　ｃシー　　ｄａｙ［発明の効
果］ 以上ＦＪ２明したように、本発明の放射性廃棄物の固化
処理方法および固化処理装置によれば、高い減容率で放
射性廃棄物を処理づることかでミ、また生成した固化体
は耐水性、耐熱性に曙れ、しかし経年変化による劣化が
少なく化学的、機械的にも高い安定性を有している。ま
たガラス化材の使用によりガラス溶融炉の処理量Ｉ３温
度を下げたのＣ、ガラス溶融炉の耐久性を増すことがで
きる。

【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装置の構成を
概略的に示すブロック図、第２図はそのガラス溶融炉の
断面図、第３図は本発明の族０４性廃棄物の固化処理装
置の構成を示す図である。 １・・・・・・・・・・・・ｆＪＩｉ射性１１Ｊ１ｉｉ
廃液前処理装置２．２１・・・ガラス溶融炉 ３・・・・・・・・・・・・オフガス処理装置４・・・
・・・・・・・・・固体取扱い装置５．２２・・・高周
波コイル ６．２３・・・出口ノズル

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. （１）核燃料再処理施設で発生した硝酸ナトリウムを含
   有する放射性濃縮廃液を乾燥して粉体化し、この乾燥粉
   体とガラス化材とを加熱溶融し、発生した熱分解ガスを
   処理して系外に排出するとともに、残留したガラス化物
   を貯蔵容器に充填することを特徴とする放射性廃棄物の
   固化処理方法。
2. （２）ガラス化材が二酸化ケイ素、ホウ酸、水酸化アル
   ミニウム、および炭酸カルシウムの混合物からなる特許
   請求の範囲第１項記載の放射性廃棄物の固化処理方法。
3. （３）核燃料再処理施設で発生した硝酸ナトリウムを含
   む放射性廃液を乾燥粉体化し所定の比率でガラス化材と
   混合する放射性濃縮廃液前処理装置と、前記前処理装置
   で得られた乾燥粉体とガラス化材との混合物を加熱溶融
   するガラス溶融炉と、前記ガラス溶融炉で発生した熱分
   解ガスを処理して系外に廃ガスとして排出するオフガス
   処理装置と、前記ガラス溶融炉でガラス化した放射性廃
   棄物を貯蔵容器に充填するガラス化物充填装置とを備え
   てなることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理装置。
4. （４）ガラス溶融炉は高周波加熱装置を熱源とする特許
   請求の範囲第３項記載の放射性廃棄物の固化処理装置。