JPS631560B2 - - Google Patents
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- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Description
本発明は、放射性廃棄物の固化体およびその製
造方法に関し、詳しくはか焼した放射性廃棄物
（「か焼体」という）を含有するセラミツク固化体
およびか焼体粉末にマンガン化合物を混合後、溶
融により前記セラミツク固化体を製造する方法に
関する。 本発明の固化体は放射性廃棄物を効率的に貯蔵
することができ、化学的、機械的に安定で、放射
性廃棄物を半永久的に貯蔵することに適する。
又、この固化体はそのまま貯蔵容器に保存しても
良いが、例えば、適当なしやへい物を設け、放射
線量を制御することで食品に放射線を照射し、輸
送及び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防止、保
存期間の延長等に役立つ。 電力供給に対する原子力発電の寄与が増大する
につれ、特に使用済核燃料の再処理工場から発生
する高濃度の放射性廃液は年々増大する傾向にあ
る。これらの貯蔵において、廃液のままでのタン
ク貯蔵は安全上、管理上のみならず数量および容
積的な点で貯蔵スペースが問題となるため、保管
しやすい固化体およびその製造方法の確立が切望
されている。 一般に、放射性廃棄物の固化体およびその製造
技術に於いては、放射性物質の周囲への漏洩が、
最小限となる形態に廃棄物を変換し、かつ、変換
した形態が化学的、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。また、放射性廃棄物の量は将来に
わたつて増大することが予想されることから、貯
蔵を効率的に行うために廃棄物と添加量の重量の
総和に対する廃棄物の重量の比（以下「含有率」
という）は可能な限り大きいことが望まれる。本
発明の放射性廃棄物の固化体およびその製造方法
はこのような要求に応えて開発された。 従来放射性廃棄物の貯蔵のためには、か焼体と
して貯蔵することが提唱されてきた。処理温度
400〜650℃でか焼体を製造し、硝酸塩成分を完全
に除去して、酸化物から成るか焼体は硝酸塩成分
の分解がないので静的にはそれなりに長期的に安
定性が保てるが、次のような欠点があつた。すな
わち、か焼体単独では、焼結性は不良であり、一
部の核種の飛散も生じ易いこと、水に溶け易いた
めに耐浸出性が極めて劣ること、熱伝導性が低い
ために放射性元素の崩壊により生ずる熱の放射性
が悪く、その結果貯蔵時に温度上昇を来し易いこ
と、更にこの温度上昇のために保存容器の破損が
生じやすく、強度的にはくずれ易いこと、等々で
ある。これらの欠点のために、長期の貯蔵上安定
性を欠き、特に地震・洪水等の天災など不慮の災
害を予想すると著しく安全性を欠くという難点が
あつた。 放射性物質の水への耐浸出性、熱的安定性及び
機械的強度を比較的大きいものに改善するため、
放射性廃棄物に何らかの添加物を配合し熱処理を
施した固化体が考えられる。この場合、添加剤の
分量が多くなれば、それだけ放射性廃棄物の含有
率が減少するので安全性は高まるが、それだけ貯
蔵の点では効率が低下することになる。従つて、
より効率的に放射性廃棄物を高密度充填すること
ができる添加剤の選択、およびかかる添加剤を用
いた固化体の開発が切望されていた。 従来、かかる固化体の例として、ガラス固化体
が知られている。ガラス固化体は、高濃度の放射
性廃棄物をリン酸もしくはホウケイ酸ガラス等と
ともに溶融後、一定形状のインゴツトに凝固させ
た固化体である。 この方法によれば、ガラスの組成を検討するこ
とにより、放射性物質の水への浸出性が小さく、
機械的強度も比較的大きいガラス固化体を得るこ
とができるが、安定した構造のガラス固化体を得
るためには、か焼体粉末の添加量は、25〜30重量
％が上限であるとされていた。そのため、熱伝導
率が大きいために放熱性がよく、しかして放射性
物質の崩壊熱に対して耐久力があり、しかも、よ
り高密度で放射性廃棄物を充填・固化し得る固化
体、およびその製造方法の開発が望まれていた。 また、固化体中に、モリブデン単体又は、
Na2O・MoO3，K2O・MoO3，Cs2O・MoO3等の
相が構成相として存在すると、これらの相は水に
対する耐浸出性が極めて小さいために、放射性物
質の溶出、更にこれを起点とする固化体の劣化を
もたらすので、特にこれらの相が存在しない固化
体およびその製造方法の確立が望まれていた。 本発明の目的は、放射性廃棄物に金属塩を用
い、セラミツク固化体とすることにより、含有率
が大きくて放射性廃棄物を効率的に貯蔵すること
ができる固化体で、モリブデン相又はNa2O・
MoO3，K2O・MoO3もしくはCs2O・MoO3等の
相を含まないために放射性物質の水への浸出性が
小さく、放熱性・耐熱性に優れ、さらに機械的強
度において優れた固化体を提供することにある。
かかる固化体は放射性廃棄物の安全かつ半永久的
な貯蔵に適するものである。 本発明の固化体は、酸化物に換算してNa2O5
〜40重量％、Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重
量％、ZrO25〜15重量％、CeO22〜10重量％、
Cs2O2〜10重量％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５
重量％、Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量
％、NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重
量％、Cr2O30.2〜２重量％、及びその他の元素酸
化物の組成を含有する放射性廃棄物のか焼体に、
マンガン化合物を30重量％以上（MnO2として）
配合し、溶融を施し固化させて成り、モリブデン
単体、Na2O・MoO3，K2O・MoO3および
Cs2O・MoO3を構成相として含まないセラミツク
固化体であることを特徴とする。（か焼体中に含
まれるその他の酸化物としては、Tc2O7，RuO2，
Rh2O3，PdO，Ag2O，CdO，SnO，SeO2，
TeO2およびアクチニド元素酸化物等があげられ
る。） 本発明における放射性廃棄物のか焼体は、例え
ば使用済核燃料を処理した後、Ｕ，Puを回収し
た残りの放射性廃棄物の他、混床式脱塩器の再生
廃液の濃縮液、建屋から発生する床ドレン・機器
ドレンの濃縮廃液等の放射性物質を含む各種の廃
液又は、原子炉浄化系・燃料プール系・復水系・
ドレン系の各系統から生ずる使用済イオン交換樹
脂やフイルタースラツジ、廃液の凝集沈澱処理に
よつて生じる沈澱スラツジ等の各種の固体廃棄物
をか焼することによつて得られる高濃度または中
低濃度の放射性物質であり、本発明は広い範囲の
放射性廃棄物の処理に利用することができる。 又、本発明で使用するマンガン化合物は、
MnO2又は溶融もしくは焼結処理によりMnO2に
変化する化合物であればよい。溶融、焼結により
MnO2に変化するマンガン化合物としては、例え
ば炭酸マンガン（MnCO3），しゆう酸マンガン
（Mn（COO）22H2O），硝酸マンガン（MnNO3）2
等があげられる。 マンガン化合物をか焼体中に30重量％以上
（MnO2に換算して）配合し、溶融により製造し
たセラミツク固化体は、1000℃以上の高温におい
ても、極めて安定で、か焼体単独で焼結させたも
のに較べ、耐浸出性、熱伝導性、および機械的強
度の点で極めて優れている。しかも、これらの優
れた特性を損うことなく、含有率を最高70重量％
まで高めることができる。 本発明の固化体は、放射性廃棄物のか焼体にマ
ンガン化合物を30重量％以上（MnO2として）配
合、固化させたものであるが、他の物質を更に配
合、固化させることを妨げない。すなわち、ニツ
ケル化合物を１〜10重量％（NiOとして）配合さ
せると、固化体の機械的強度を更に向上させるこ
とができる。配合比を１〜10重量％に制限したの
は10重量％を越えた場合、固化体の耐浸出性の劣
化をもたらし、１重量％未満を配合させてもその
効果があらわれないからである。ニツケル化合物
としては、NiO又は溶融もしくは焼結処理により
NiOとなる化合物、ニツケルアセテート
（C10H14NiO4・4H2O），ニツケルアセチルアセト
ネート（C10H14NiO4），炭酸ニツケル（NiCO3・
2Ni（OH）2・4H2O）等を使用することができる。
また、カルシウム、ストロンチウム、およびバリ
ウムのうち少なくとも一種の金属化合物を１〜15
重量％（CaO，SrO，BaOとして）配合させる
と、固化体の耐浸出性を更に高めることができ
る。配合比を１〜15重量％に制限したのは15重量
％を越えた場合、固化体の耐浸出性の劣化をもた
らし、１重量％未満を配合させてもその効果があ
らわれないからである。これらカルシウム等の化
合物としても最終的に酸化物となるものであれば
使用できる。例えば、炭酸ストロンチウム
（SrCO3），ストロンチウム・ハイドロオキサイド
（Sr（OH）2・8H2O），炭酸バリウム（BaCO3）バ
リウムアセテート（C4H6O4Ba）バリウムハイド
ロオキサイド（Ba（OH）2・8H2O）炭酸カルシウ
ム（CaCO3）又は水酸化カルシウム（Ca（OH）2）
等があげられる。Zr，Ni，Ca等の２種以上を含
む化合物も勿論使用することができる。 本発明の固化体は、次のようにして容易に製造
することができる。 放射性廃棄物のか焼体に、前述のマンガン化合
物を所定量配合し、必要に応じてニツケル化合物
および／またはCa，Sr，Baのうち少なくとも一
種の金属化合物を所定量配合し、十分に混合す
る。放射性廃棄物と金属化合物の混合方法は通常
の粉体混合の他、配合すべき金属化合物の粉末の
表面に被膜を形成する方法。例えば、この粉末に
水を加えて混練してスラリー状にした後、篩を通
して造粒したものを流動床として例えば600℃程
度の温度で放射性廃棄物を粒子の表面に吹きつけ
てもよい。この配合物を容器に装入し、約1600〜
2500℃で溶融し、次に一定形状のインゴツトに凝
固させることにより、セラミツク固化体とするこ
とができる。配合する金属化合物が、炭酸マンガ
ン，しゆう酸マンガン（Mn（COO）22H2O），硝
酸マンガンMnNO3等である場合には、焼結又は
溶融処理により、セラミツク固化体中で最終的に
酸化物（例えばZrO2，NiO，CaO等）に変化す
るように、空気中等の酸化性雰囲気で溶融を行う
必要がある。 本発明の固化体は外部加熱または内部加熱を問
わず既存の溶融方法により製造することができ
る。 本発明の放射性廃棄物の固化体、および固化体
の製造方法により、次のような効果を得ることが
できる。 (1) 放射性廃棄物のか焼体は、例えば第１〜３表
に模擬的に組成を示したように、一般に金属酸
化物から成り、それ自体では焼結固化は比較的
不良であるが、本発明によれば、MnO2のため
に、緻密で強固なセラミツク固化体を得ること
ができる。特に、ニツケル化合物を配合した場
合には、一層機械的強度に優れた固化体を得る
ことができる。 (2) 本発明の固化体中においては、か焼体は、
ZrO2，NiO，CaO等とともに熱的に安定な相
を有している。その結果、長期にわたり放射性
廃棄物を安全に貯蔵することができる。 (3) 本発明の固化体は、耐浸出性においても優れ
ており、特にCa，Sr，Ba等の金属化合物を配
合、固化させた場合には、一層耐浸出性の優れ
たものとなる。 (4) 本発明の固化体には、放射性廃棄物のか焼体
を最高70重量％まで充填することができる。す
なわち、従来のガラス固化体に比し、含有率が
大幅に向上し、その結果、放射性廃棄物を、貯
蔵容器（キヤニスタ）中に高密度充填すること
ができ、キヤニスタの数量を低減することがで
きる。 (5) 固化体をそのまま貯蔵容器に保存してもよい
が、例えば適当なしやへい物を設け、放射線量
を制禦することで食品に放射線を照射し、輸送
及び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防止、保
存期間の延長等の用途に適する。 次に、本発明の実施例および比較例について説
明する。 なお、実施例および比較例で使用する放射性廃
棄物のか焼体として、使用済核燃料を処理した
後、Ｕ，Puを回収した残りの放射性廃棄物のか
焼体の組成を模擬して第１〜３表の組成を有する
３種の粉末を調整した（以下「模擬か焼体」とい
う）。
造方法に関し、詳しくはか焼した放射性廃棄物
（「か焼体」という）を含有するセラミツク固化体
およびか焼体粉末にマンガン化合物を混合後、溶
融により前記セラミツク固化体を製造する方法に
関する。 本発明の固化体は放射性廃棄物を効率的に貯蔵
することができ、化学的、機械的に安定で、放射
性廃棄物を半永久的に貯蔵することに適する。
又、この固化体はそのまま貯蔵容器に保存しても
良いが、例えば、適当なしやへい物を設け、放射
線量を制御することで食品に放射線を照射し、輸
送及び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防止、保
存期間の延長等に役立つ。 電力供給に対する原子力発電の寄与が増大する
につれ、特に使用済核燃料の再処理工場から発生
する高濃度の放射性廃液は年々増大する傾向にあ
る。これらの貯蔵において、廃液のままでのタン
ク貯蔵は安全上、管理上のみならず数量および容
積的な点で貯蔵スペースが問題となるため、保管
しやすい固化体およびその製造方法の確立が切望
されている。 一般に、放射性廃棄物の固化体およびその製造
技術に於いては、放射性物質の周囲への漏洩が、
最小限となる形態に廃棄物を変換し、かつ、変換
した形態が化学的、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。また、放射性廃棄物の量は将来に
わたつて増大することが予想されることから、貯
蔵を効率的に行うために廃棄物と添加量の重量の
総和に対する廃棄物の重量の比（以下「含有率」
という）は可能な限り大きいことが望まれる。本
発明の放射性廃棄物の固化体およびその製造方法
はこのような要求に応えて開発された。 従来放射性廃棄物の貯蔵のためには、か焼体と
して貯蔵することが提唱されてきた。処理温度
400〜650℃でか焼体を製造し、硝酸塩成分を完全
に除去して、酸化物から成るか焼体は硝酸塩成分
の分解がないので静的にはそれなりに長期的に安
定性が保てるが、次のような欠点があつた。すな
わち、か焼体単独では、焼結性は不良であり、一
部の核種の飛散も生じ易いこと、水に溶け易いた
めに耐浸出性が極めて劣ること、熱伝導性が低い
ために放射性元素の崩壊により生ずる熱の放射性
が悪く、その結果貯蔵時に温度上昇を来し易いこ
と、更にこの温度上昇のために保存容器の破損が
生じやすく、強度的にはくずれ易いこと、等々で
ある。これらの欠点のために、長期の貯蔵上安定
性を欠き、特に地震・洪水等の天災など不慮の災
害を予想すると著しく安全性を欠くという難点が
あつた。 放射性物質の水への耐浸出性、熱的安定性及び
機械的強度を比較的大きいものに改善するため、
放射性廃棄物に何らかの添加物を配合し熱処理を
施した固化体が考えられる。この場合、添加剤の
分量が多くなれば、それだけ放射性廃棄物の含有
率が減少するので安全性は高まるが、それだけ貯
蔵の点では効率が低下することになる。従つて、
より効率的に放射性廃棄物を高密度充填すること
ができる添加剤の選択、およびかかる添加剤を用
いた固化体の開発が切望されていた。 従来、かかる固化体の例として、ガラス固化体
が知られている。ガラス固化体は、高濃度の放射
性廃棄物をリン酸もしくはホウケイ酸ガラス等と
ともに溶融後、一定形状のインゴツトに凝固させ
た固化体である。 この方法によれば、ガラスの組成を検討するこ
とにより、放射性物質の水への浸出性が小さく、
機械的強度も比較的大きいガラス固化体を得るこ
とができるが、安定した構造のガラス固化体を得
るためには、か焼体粉末の添加量は、25〜30重量
％が上限であるとされていた。そのため、熱伝導
率が大きいために放熱性がよく、しかして放射性
物質の崩壊熱に対して耐久力があり、しかも、よ
り高密度で放射性廃棄物を充填・固化し得る固化
体、およびその製造方法の開発が望まれていた。 また、固化体中に、モリブデン単体又は、
Na2O・MoO3，K2O・MoO3，Cs2O・MoO3等の
相が構成相として存在すると、これらの相は水に
対する耐浸出性が極めて小さいために、放射性物
質の溶出、更にこれを起点とする固化体の劣化を
もたらすので、特にこれらの相が存在しない固化
体およびその製造方法の確立が望まれていた。 本発明の目的は、放射性廃棄物に金属塩を用
い、セラミツク固化体とすることにより、含有率
が大きくて放射性廃棄物を効率的に貯蔵すること
ができる固化体で、モリブデン相又はNa2O・
MoO3，K2O・MoO3もしくはCs2O・MoO3等の
相を含まないために放射性物質の水への浸出性が
小さく、放熱性・耐熱性に優れ、さらに機械的強
度において優れた固化体を提供することにある。
かかる固化体は放射性廃棄物の安全かつ半永久的
な貯蔵に適するものである。 本発明の固化体は、酸化物に換算してNa2O5
〜40重量％、Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重
量％、ZrO25〜15重量％、CeO22〜10重量％、
Cs2O2〜10重量％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５
重量％、Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量
％、NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重
量％、Cr2O30.2〜２重量％、及びその他の元素酸
化物の組成を含有する放射性廃棄物のか焼体に、
マンガン化合物を30重量％以上（MnO2として）
配合し、溶融を施し固化させて成り、モリブデン
単体、Na2O・MoO3，K2O・MoO3および
Cs2O・MoO3を構成相として含まないセラミツク
固化体であることを特徴とする。（か焼体中に含
まれるその他の酸化物としては、Tc2O7，RuO2，
Rh2O3，PdO，Ag2O，CdO，SnO，SeO2，
TeO2およびアクチニド元素酸化物等があげられ
る。） 本発明における放射性廃棄物のか焼体は、例え
ば使用済核燃料を処理した後、Ｕ，Puを回収し
た残りの放射性廃棄物の他、混床式脱塩器の再生
廃液の濃縮液、建屋から発生する床ドレン・機器
ドレンの濃縮廃液等の放射性物質を含む各種の廃
液又は、原子炉浄化系・燃料プール系・復水系・
ドレン系の各系統から生ずる使用済イオン交換樹
脂やフイルタースラツジ、廃液の凝集沈澱処理に
よつて生じる沈澱スラツジ等の各種の固体廃棄物
をか焼することによつて得られる高濃度または中
低濃度の放射性物質であり、本発明は広い範囲の
放射性廃棄物の処理に利用することができる。 又、本発明で使用するマンガン化合物は、
MnO2又は溶融もしくは焼結処理によりMnO2に
変化する化合物であればよい。溶融、焼結により
MnO2に変化するマンガン化合物としては、例え
ば炭酸マンガン（MnCO3），しゆう酸マンガン
（Mn（COO）22H2O），硝酸マンガン（MnNO3）2
等があげられる。 マンガン化合物をか焼体中に30重量％以上
（MnO2に換算して）配合し、溶融により製造し
たセラミツク固化体は、1000℃以上の高温におい
ても、極めて安定で、か焼体単独で焼結させたも
のに較べ、耐浸出性、熱伝導性、および機械的強
度の点で極めて優れている。しかも、これらの優
れた特性を損うことなく、含有率を最高70重量％
まで高めることができる。 本発明の固化体は、放射性廃棄物のか焼体にマ
ンガン化合物を30重量％以上（MnO2として）配
合、固化させたものであるが、他の物質を更に配
合、固化させることを妨げない。すなわち、ニツ
ケル化合物を１〜10重量％（NiOとして）配合さ
せると、固化体の機械的強度を更に向上させるこ
とができる。配合比を１〜10重量％に制限したの
は10重量％を越えた場合、固化体の耐浸出性の劣
化をもたらし、１重量％未満を配合させてもその
効果があらわれないからである。ニツケル化合物
としては、NiO又は溶融もしくは焼結処理により
NiOとなる化合物、ニツケルアセテート
（C10H14NiO4・4H2O），ニツケルアセチルアセト
ネート（C10H14NiO4），炭酸ニツケル（NiCO3・
2Ni（OH）2・4H2O）等を使用することができる。
また、カルシウム、ストロンチウム、およびバリ
ウムのうち少なくとも一種の金属化合物を１〜15
重量％（CaO，SrO，BaOとして）配合させる
と、固化体の耐浸出性を更に高めることができ
る。配合比を１〜15重量％に制限したのは15重量
％を越えた場合、固化体の耐浸出性の劣化をもた
らし、１重量％未満を配合させてもその効果があ
らわれないからである。これらカルシウム等の化
合物としても最終的に酸化物となるものであれば
使用できる。例えば、炭酸ストロンチウム
（SrCO3），ストロンチウム・ハイドロオキサイド
（Sr（OH）2・8H2O），炭酸バリウム（BaCO3）バ
リウムアセテート（C4H6O4Ba）バリウムハイド
ロオキサイド（Ba（OH）2・8H2O）炭酸カルシウ
ム（CaCO3）又は水酸化カルシウム（Ca（OH）2）
等があげられる。Zr，Ni，Ca等の２種以上を含
む化合物も勿論使用することができる。 本発明の固化体は、次のようにして容易に製造
することができる。 放射性廃棄物のか焼体に、前述のマンガン化合
物を所定量配合し、必要に応じてニツケル化合物
および／またはCa，Sr，Baのうち少なくとも一
種の金属化合物を所定量配合し、十分に混合す
る。放射性廃棄物と金属化合物の混合方法は通常
の粉体混合の他、配合すべき金属化合物の粉末の
表面に被膜を形成する方法。例えば、この粉末に
水を加えて混練してスラリー状にした後、篩を通
して造粒したものを流動床として例えば600℃程
度の温度で放射性廃棄物を粒子の表面に吹きつけ
てもよい。この配合物を容器に装入し、約1600〜
2500℃で溶融し、次に一定形状のインゴツトに凝
固させることにより、セラミツク固化体とするこ
とができる。配合する金属化合物が、炭酸マンガ
ン，しゆう酸マンガン（Mn（COO）22H2O），硝
酸マンガンMnNO3等である場合には、焼結又は
溶融処理により、セラミツク固化体中で最終的に
酸化物（例えばZrO2，NiO，CaO等）に変化す
るように、空気中等の酸化性雰囲気で溶融を行う
必要がある。 本発明の固化体は外部加熱または内部加熱を問
わず既存の溶融方法により製造することができ
る。 本発明の放射性廃棄物の固化体、および固化体
の製造方法により、次のような効果を得ることが
できる。 (1) 放射性廃棄物のか焼体は、例えば第１〜３表
に模擬的に組成を示したように、一般に金属酸
化物から成り、それ自体では焼結固化は比較的
不良であるが、本発明によれば、MnO2のため
に、緻密で強固なセラミツク固化体を得ること
ができる。特に、ニツケル化合物を配合した場
合には、一層機械的強度に優れた固化体を得る
ことができる。 (2) 本発明の固化体中においては、か焼体は、
ZrO2，NiO，CaO等とともに熱的に安定な相
を有している。その結果、長期にわたり放射性
廃棄物を安全に貯蔵することができる。 (3) 本発明の固化体は、耐浸出性においても優れ
ており、特にCa，Sr，Ba等の金属化合物を配
合、固化させた場合には、一層耐浸出性の優れ
たものとなる。 (4) 本発明の固化体には、放射性廃棄物のか焼体
を最高70重量％まで充填することができる。す
なわち、従来のガラス固化体に比し、含有率が
大幅に向上し、その結果、放射性廃棄物を、貯
蔵容器（キヤニスタ）中に高密度充填すること
ができ、キヤニスタの数量を低減することがで
きる。 (5) 固化体をそのまま貯蔵容器に保存してもよい
が、例えば適当なしやへい物を設け、放射線量
を制禦することで食品に放射線を照射し、輸送
及び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防止、保
存期間の延長等の用途に適する。 次に、本発明の実施例および比較例について説
明する。 なお、実施例および比較例で使用する放射性廃
棄物のか焼体として、使用済核燃料を処理した
後、Ｕ，Puを回収した残りの放射性廃棄物のか
焼体の組成を模擬して第１〜３表の組成を有する
３種の粉末を調整した（以下「模擬か焼体」とい
う）。
【表】
その他アクチニド元素酸化物
【表】
その他アクチニド元素酸化物
【表】
その他アクチニド元素酸化物
実施例および比較例で得られた固化体につい
て、機械的強度、浸出率、熱伝導率を測定し、更
にＸ線回析により固化体中にモリブデン単体、
Na2O，MoO3，Cs2O・MoO3，K2O・MoO3の相
が生成しているか否かを調べ第４表(1)，第４表(2)
に示した。なお、機械的強度の測定は固化体より
測定用試験片（３×３×30mmの角柱）を作製し、
三点曲げ法によつて機械的強度（ただし、スパン
長さ20mm印加速度0.5cm／分）を測定した。 浸出率の測定法は（JIS−R3502）の方法に従
つて測定した。また、熱伝導率は室温でレーザフ
ラツシユ法に従つて測定した。 実施例１〜11，比較例１〜10 各実施例および各比較例に係る模擬か焼体と金
属化合物の配合物を、第４表(1)，(2)に示す配合比
で調整した。金属化合物の粉末は、平均粒径2μm
以下のものを用いた。調整した配合物100ｇをカ
ーボン容器の中に充填し、この配合物の中へカー
ボン電極を挿入した。アーク放電により2000℃で
配合物を溶融させた後、冷却して固化体とした。
溶融条件、得られた固化体についての測定結果
を、第４表(1)，(2)に併せ示した。
実施例および比較例で得られた固化体につい
て、機械的強度、浸出率、熱伝導率を測定し、更
にＸ線回析により固化体中にモリブデン単体、
Na2O，MoO3，Cs2O・MoO3，K2O・MoO3の相
が生成しているか否かを調べ第４表(1)，第４表(2)
に示した。なお、機械的強度の測定は固化体より
測定用試験片（３×３×30mmの角柱）を作製し、
三点曲げ法によつて機械的強度（ただし、スパン
長さ20mm印加速度0.5cm／分）を測定した。 浸出率の測定法は（JIS−R3502）の方法に従
つて測定した。また、熱伝導率は室温でレーザフ
ラツシユ法に従つて測定した。 実施例１〜11，比較例１〜10 各実施例および各比較例に係る模擬か焼体と金
属化合物の配合物を、第４表(1)，(2)に示す配合比
で調整した。金属化合物の粉末は、平均粒径2μm
以下のものを用いた。調整した配合物100ｇをカ
ーボン容器の中に充填し、この配合物の中へカー
ボン電極を挿入した。アーク放電により2000℃で
配合物を溶融させた後、冷却して固化体とした。
溶融条件、得られた固化体についての測定結果
を、第４表(1)，(2)に併せ示した。
【表】
【表】
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 酸化物に換算してNa2O5〜40重量％、
Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重量％、ZrO25
〜15重量％、CeO22〜10重量％、Cs2O2〜10重量
％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５重量％、
Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量％、
NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重量％、
Cr2O30.2〜２重量％を含有する放射性廃棄物のか
焼体に、マンガン化合物を30重量％以上（MnO2
として）配合し、溶融後冷却を施し固化して成
り、モリブデン単体、Na2O・MoO3、K2O・
MoO3及びCs2O・MoO3を構成層として含まない
ことを特徴とする放射性廃棄物のセラミツク固化
体。 ２ 酸化物に換算してNa2O5〜40重量％、
Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重量％、ZrO25
〜15重量％、CeO22〜10重量％、Cs2O2〜10重量
％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５重量％、
Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量％、
NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重量％、
Cr2O30.2〜２重量％を含有する放射性廃棄物のか
焼体に、マンガン化合物30重量％以上（MnO2と
して）と、ニツケル化合物１〜10重量％（NiOと
して）を配合し、溶融後冷却を施し固化して成
り、モリブデン単体、Na2O・MoO3、K2O・
MoO3及びCs2O・MoO3を構成層として含まない
ことを特徴とする放射性廃棄物のセラミツク固化
体。 ３ 酸化物に換算してNa2O5〜40重量％、
Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重量％、ZrO25
〜15重量％、CeO22〜10重量％、Cs2O2〜10重量
％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５重量％、
Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量％、
NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重量％、
Cr2O30.2〜２重量％を含有する放射性廃棄物のか
焼体に、マンガン化合物30重量％以上（MnO2と
して）と、カルシウム化合物、ストロンチウム化
合物、及びバリウム化合物の少なくとも１種１〜
15重量％（CaO、SrO、BaOとして）を配合し、
溶融後冷却を施し固化して成り、モリブデン単
体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3及びCs2O・
MoO3を構成層として含まないことを特徴とする
放射性廃棄物のセラミツク固化体。 ４ 酸化物に換算してNa2O5〜40重量％、
Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重量％、ZrO25
〜15重量％、CeO22〜10重量％、Cs2O2〜10重量
％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５重量％、
Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量％、
NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重量％、
Cr2O30.2〜２重量％を含有する放射性廃棄物のか
焼体に、マンガン化合物30重量％以上（MnO2と
して）と、ニツケル化合物１〜10重量％（NiOと
して）と、カルシウム化合物、ストロンチウム化
合物、及びバリウム化合物の少なくとも１種１〜
15重量％（CaO、SrO、BaOとして）を配合し、
溶融後冷却を施し固化して成り、モリブデン単
体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3及びCs2O・
MoO3を構成層として含まないことを特徴とする
放射性廃棄物のセラミツク固化体。 ５ 酸化物に換算してNa2O5〜40重量％、
Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重量％、ZrO25
〜15重量％、CeO22〜10重量％、Cs2O2〜10重量
％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５重量％、
Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量％、
NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重量％、
Cr2O30.2〜２重量％を含有する放射性廃棄物のか
焼体に、マンガン化合物30重量％以上（MnO2と
して）を配合し、溶融後冷却することを特徴とす
る放射性廃棄物のセラミツク固化体の製造法。 ６ 放射性廃棄物のか焼体に、マンガン化合物30
重量％以上（MnO2として）と、ニツケル化合物
１〜10重量％（NiOとして）を配合し、溶融後冷
却する特許請求の範囲第５項記載の放射性廃棄物
のセラミツク固化体の製造法。 ７ 放射性廃棄物のか焼体に、マンガン化合物30
重量％以上（MnO2として）と、カルシウム化合
物、ストロンチウム化合物、及びバリウム化合物
の少なくとも１種１〜15重量％（CaO、SrO、
BaOとして）を配合し、溶融後冷却する特許請
求の範囲第５項記載の放射性廃棄物のセラミツク
固化体の製造法。 ８ 放射性廃棄物のか焼体に、マンガン化合物30
重量％以上（MnO2として）と、ニツケル化合物
１〜10重量％（NiOとして）と、カルシウム化合
物、ストロンチウム化合物、及びバリウム化合物
の少なくとも１種１〜15重量％（CaO、SrO、
CaOとして）を配合し、溶融後冷却する、特許請
求の範囲第５項記載の放射性廃棄物のセラミツク
固化体の製造法。 ９ 酸化物に換算してNa2O5〜40重量％、
Fe2O35〜20重量％、MoO35〜15重量％、ZrO25
〜15重量％、CeO22〜10重量％、Cs2O2〜10重量
％、BaO1〜５重量％、SrO1〜５重量％、
Rb2O0.2〜２重量％、Y2O30.2〜２重量％、
NiO0.2〜２重量％、希土類酸化物５〜20重量％、
Cr2O30.2〜２重量％並びにTc2O7、RuO2、
Rh2O3、PdO、Ag2O、CdO、SnO、SeO2、
TeO2及びアクチニド元素酸化物の少なくとも１
種を含有する放射性廃棄物のか焼体に、マンガン
化合物を30重量％以上（MnO2として）配合し、
溶融後冷却を施し固化して成り、モリブデン単
体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3及びCs2O・
MoO3を構成層として含まないことを特徴とする
放射性廃棄物のセラミツク固化体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11789379A JPS5642198A (en) | 1979-09-17 | 1979-09-17 | Ceramiccsolidified radioactive waste products and preparing same |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11789379A JPS5642198A (en) | 1979-09-17 | 1979-09-17 | Ceramiccsolidified radioactive waste products and preparing same |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5642198A JPS5642198A (en) | 1981-04-20 |
| JPS631560B2 true JPS631560B2 (ja) | 1988-01-13 |
Family
ID=14722817
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11789379A Granted JPS5642198A (en) | 1979-09-17 | 1979-09-17 | Ceramiccsolidified radioactive waste products and preparing same |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5642198A (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| AU3183797A (en) * | 1996-07-04 | 1998-02-02 | British Nuclear Fuels Plc | Encapsulation of waste |
-
1979
- 1979-09-17 JP JP11789379A patent/JPS5642198A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5642198A (en) | 1981-04-20 |
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