JPS6367879B2

JPS6367879B2 -

Info

Publication number: JPS6367879B2
Application number: JP57015156A
Authority: JP
Inventors: Hiroshi Isozaki
Original assignee: Denki Kagaku Kogyo KK
Current assignee: Denka Co Ltd
Priority date: 1982-02-02
Filing date: 1982-02-02
Publication date: 1988-12-27
Also published as: JPS58132698A

Description

【発明の詳細な説明】

本発明は、放射性廃棄物の処理方法、詳しく
は、高炉水砕スラグ、アルカリ金属水酸化物及び
アルカリ金属炭酸塩を固結剤とし、処理能力が大
で海洋投棄に対して大きな安定性を示し、かつ、
高レベル放射性廃棄物であつても安全に固化処理
することができる処理方法に関する。放射性廃液等の廃棄物は、放射性物質が漏れな
いように固化あるいは容器ずめ処理したものを処
分体とすることになつており、放射性固化体廃棄
物処理処分検討会報告書（昭和46年６月、科学技
術庁）によれば、固体化の具備すべき条件は次の
ようである。 (1) 固化処理後の凝結時間が短いこと (2) 放射性核種の浸出率が小さいこと (3) 耐衝撃性が大きく耐久性があること (4) 温度、湿度変化に対する安定性が大きいこと (5) 放射性を吸収しても劣化しないこと (6) 運搬、輸送作業及び取扱いに便利な大きさと
形状を有し、放射線量率が小さいこと (7) 容器に封入したときの比重が1.2以上である
こと (8) 海水、微生物に対する耐侵食性があること従来、放射性廃棄物は、その放射能濃度によつ
て適切な処理法が実施されている。例えば、放射
能濃度がおよそ10³μCi／ml以下のいわゆる中・低
レベル放射性廃棄物に対しては、セメント固化法
とアスフアルト固化法が実施されている。
10³μCi／ml以上の高レベル放射性廃棄物に対して
は、これらの固化法では不可能であつて、流動層
〓焼法、噴霧〓焼法、ポツト〓焼法、ロータリー
キルン〓焼法、ガラス化法、セラミツク化法、セ
ラミツク多孔体による吸収焼結法及び溶融塩化法
などの実施が検討されているが、ガラス化法の実
施が有力である。そして、高レベル放射性廃棄物
の固化体の安全性評価項目として、(1)浸出率、(2)
熱伝導率、(3)熱的安定性、(4)機械的強度、(5)耐放
射線性が重要なチエツクポイントになつている。セメント固化法によれば、固化体が耐圧縮性と
耐熱性に優れ、海洋投棄するに充分な比重もあ
り、材料も安く、処理時間が短いなどの利点をも
つている反面、放射性廃棄物は、下記に示す通
り、種々の溶解塩、析出塩、難溶性塩及び酸・ア
ルカリなどを含むので、凝結硬化などに異状をき
たしたり、物理的、化学的に不安定な固化体が生
成することがあり、アスフアルト固化法に比べ放
射性核種の浸出率が大きく、例えば1.5〜２倍に
増量するなどの欠点を有している。すなわち、セメント固化法の対象となる放射性
廃棄物は、イオン交換樹脂再生廃液、使用済イオ
ン交換樹脂、蒸発濃縮スラツジ及びフイルタース
ラツジなどである。沸騰型原子炉（BWR）発電
所からのイオン交換樹脂再生廃液には、主成分の
Na₂SO₄とか、Fe、Ag、Cr、Co、Ni、Zn及び
Cuなどの硫酸塩やNaClなどが含まれ、また、加
圧水型原子炉（PWR）発電所からのものには、
硼酸とボウ硝が含まれている。使用済イオン交換
樹脂及びフイルタースラツジ（BWR型原子炉発
電所排出）には、それぞれNi²⁺、Fe²⁺、Cr²⁺、
Ag⁺、Co²⁺、Cu²⁺及びH⁺などの陽イオン交換樹
脂、Cl^-やOH^-などの陰イオン交換樹脂、さらに
Fe、Ni、Co、Zn及びＷなどの酸化物やCr
（OH）₂などが含まれている。しかも、セメント固化法では、高レベル放射性
廃棄物の処理は不可能であるという欠点がある。一方、アスフアルト固化法によれば、セメント
固化法の欠点を緩和することができるが、これに
も次のような欠点があり、現在、処理能力の点か
ら、中・低レベル放射性廃棄物の処理には、セメ
ント固化法が主として採用されている。すなわち、アスフアルトの熱伝導性不良のため
に、放射性廃棄物の加熱蒸発作業の効率が悪く、
また、放射性廃棄物中に多量の水分が含まれてい
ると蒸発時に発泡や飛沫同伴の現象が起こつて排
ガスが汚染され易くなるため、含水量の多い放射
性廃棄物、たとえば、各種スラツジなどについて
はアスフアルトで固化する前に凍結再融解、遠心
分離などの方法によつて50〜70％の含水量まで脱
水する必要がある。また、アスフアルトは可燃性
であるから、加熱蒸発時におけるアスフアルトの
過熱による発火や、貯蔵、輸送時における類焼な
どの防火対策をとる必要がある。しかも、アスフ
アルトは、大量の放射線の照射によつて、弾性と
軟化点の上昇、針入度や引火点の低下、分解ガス
発生による体積の膨張などを起こす傾向があるの
で、高レベル放射性廃棄物の処理には適さないも
のである。本発明者は、セメント固化法やアスフアルト固
化法における以上の欠点を解決し、高レベル放射
性廃棄物であつても、安全に固化処理できる方法
について種々研究した結果、固結剤として、微粉
末の高炉水砕スラグ、アルカリ金属水酸化物及び
アルカリ金属炭酸塩を用いればよいことを見い出
し、本発明を完成したものである。すなわち、本発明は、放射性廃棄物と微粉末の
高炉水砕スラグ、アルカリ金属水酸化物及びアル
カリ金属炭酸塩から結合剤とを混合して固化する
ことを特徴とする放射性廃棄物の処理方法であ
る。以下、本発明について詳しく説明する。高炉水砕スラグは、通常のもので十分であり、
その粉末度はブレーン比表面積で3000cm²／ｇ以上
であることが好ましい。これよりも著しく粗いも
のであると充分な強度発現が得られず、浸出率の
小さい固化体に処理することができない。アルカリ金属水酸化物は、高炉水砕スラグの潜
在水硬性を刺激し、放射性廃棄物を短時間に固化
処理するために必要な成分である。その好ましい
添加量は、高炉水砕スラグ100重量部に対して２
〜20重量部、とくに好ましくは４〜10重量部であ
る。２重量部未満であると強度発現は低く、20重
量部をこえても強度の伸びはそれ程ない。しか
し、酸性放射性廃棄物に用いる場合は、アルカリ
域で反応させるために、20重量部をこえて必要に
なる場合がある。アルカリ金属水酸化物のアルカ
リ金属としては、ナトリウム、カリウム及びリチ
ウムなどがあげられ、工業的にはナトリウムが好
ましい。このアルカリ金属水酸化物とアルカリ金属炭酸
塩とを併用することにより、長期強度の伸びが大
きくなるという利点がある。アルカリ金属炭酸塩
の添加量は、高炉水砕スラグ100重量部に対し20
重量部以下が好ましく、４〜10重量部が特に好ま
しい。アルカリ金属炭酸塩としては、ナトリウ
ム、ウリウム、リチウムなどの炭酸塩又は重炭酸
塩があげられるが、入手容易さと性能を考慮し
て、炭酸ナトリウムが最も好ましい。さらに、流動性を増し水密性をあげ浸出率を低
くするために減水剤を添加することができる。減
水剤の例をあげれば、リグニンスルホン酸塩系、
アルキルアリルスルホン酸塩系、芳香族多環縮合
物スルホン酸塩系、水溶性メラミンホルマリンス
ルホン酸塩系、オキシ有機酸塩系、ポリオール
系、ポリオキシエチレンアルキルエーテル系、高
級多価アルコール系などである。減水剤の使用量は高炉水砕スラグ100重量部に
対し、0.01〜５重量部が好ましい。又、水の使用量はできるだけ少い方がよく、高
炉水砕スラグ100重量部に対し45重量部以下が好
ましい。本発明に係る固結剤を用いて放射性廃棄物を処
理するには、従来のセメント固化法が採用でき
る。すなわち、放射性廃棄物を高炉水砕スラグ、
アルカリ金属水酸化物、アルカリ金属炭酸塩及び
砂などとともに混合して、ドラム罐やコンクリー
ト製容器などの中で固化する最も一般的なミキシ
ング法と、ドラム罐に水、イオンなどの吸着効果
を向上するための吸着剤と固結剤を充填した後、
充填物の空隙に放射性廃棄物を注入する吸着剤併
用固化法が採用できる。一般的には、ミキシング
法、とくにドラム罐などのミキシング容器のなか
で放射性廃棄物を固結剤と練り混ぜてそのまま固
化し、その容器をそのまま最終処分用容器とする
インドラムミキシング法が採用される。いずれの
方法であつても、アルカリ金属水酸化物、アルカ
リ金属炭酸塩及び減水剤などの添加は、溶液であ
つても固体粉末であつてもかまわない。固結剤の
添加量は水の有無に関係なく放射性廃棄物100重
量部に対し30〜500重量部程度が一般的に使用さ
れる。高レベル放射性廃棄物の場合は、混練物が凝結
硬化する前にホツトプレスして固化することによ
り非常に緻密な固化体となり、前記の重要な安全
性評価項目を満足したものに処理することができ
る。本発明法は、従来のセメント固化法に比べて、
以下に示す通り、多くのすぐれた効果を発揮す
る。 (1) 放射性核種の浸出率が小さい。 (2) 低学抵抗性が大きいので海洋投棄に安全であ
る。 (3) 早強性であるので処理能力が大きい。 (4) 圧縮強度が大きいので運搬中にこわれる恐れ
が少くない。 (5) 耐熱性がある。 (6) 重金属イオンの封鎖能が高い。 (7) 組織が緻密なために耐久性が大きい。 (8) アルカリ度が高いため容器の腐食が少ない。 (9) イオン交換樹脂、硼酸などを含むものに対し
ては、アルカリ金属水酸化物及びアルカリ金属
炭酸塩の添加量を多くすることによつて対処で
きる。 (10) 多量の硫酸塩を含むイオン交換換樹脂再生廃
液を普通ポルトランドセメントのみで固化する
とエトリンガイトを生成して膨張破壊を起こす
ことがあるが、本発明法では全くない。 (11) 原料的には、産業副生物の有効利用であり、
省資源、省エネルギー的である。 (12) 高レベル放射性廃棄物の処理が可能となり、
しかも、従来の高レベル放射性廃棄物処理法よ
りもすぐれた処理ができる。以下、実施例をあげてさらに詳しく説明する。実施例１この例は、高レベル放射性廃棄物を処理した場
合について示す。すなわち、第２表に示す高レベ
ル放射性廃棄物を蒸発濃縮後、種々の方法で固化
処理し、その固化体の諸物性を測定した。その結
果を第３表に示す。本発明の実施例１は、比較例１〜４に比べて固
化体の諸物性に優れており、高レベル廃棄物でも
十分な処理が可能となることがわかる。

【表】第１表は、標準ビユーレツクス法で処理し、５
年間冷却した結果である。ただし、腐食生成物と
溶解残査は含まず。

【表】第２表に示した固化法は次の通りである。 Γ 硼珪酸ガラス法―放射性廃棄物とシリカ―硼
砂スラリーとの混合物をステンレス鋼製円筒容
器に入れ、蒸発、焼結、溶融（1050℃）した
後、溶融物を別の容器に流し出しガラス化し
た。 Γ 燐酸ガラス法―ステンレス鋼製円筒容器で、
放射性廃棄物にH₃PO₄を添加混合し、蒸発、
溶融（300℃）した後、別の容器に流し込みガ
ラス化した。 Γ セラミツク法―放射性廃棄物をステンレス鋼
製円筒容器で蒸発濃縮し、仮焼体を得た後、ガ
ラスフリツト、融剤及びバインダーなどを添加
し、常温でプレスした後、2000℃で焼結した。
なお、使用したガラス組成は次の通りである。 Na₂O4.2％、K₂O3.2％、SiO₂48.0％、
ZnO4.0％、Al₂O₃6.5％、CaO5.2％、BaO4.0
％、B₂O₃10.0％ Γ 仮焼粉法―500℃に加熱されたステンレス鋼
製円筒容器内に放射性廃棄物を噴霧供給して粒
子を付着させ、蒸発、仮焼固化し粒子を成長さ
せて得た。 Γ 本発明法―放射性廃棄物をステンレス鋼製円
筒容器で蒸発濃縮し仮焼体を得たのち、重量割
合で、高炉水砕スラグ（粉末度5650cm²／ｇ）を
仮焼体20重量部に対し70重量部加え、さらに該
スラグ100重量部に対しNaOHを6.0重量部、
Na₂CO₃を3.0重量部、水を25重量部、リグニン
スルホン酸塩を0.2重量部をそれぞれ加えて混
練した後、200℃で加熱しながら500Kgｆ／cm²の
圧力を加えて円柱状のものを得た。実施例２この例は、中・低レベル放射性廃棄物を処理し
たものである。すなわち、沸騰水型原子炉
（BWR）から排出されたイオン交換樹脂再生廃
液、フイルタースラツジ、使用済イオン交換樹脂
などからなる放射性廃棄物を蒸発濃縮、脱水・分
離した後サンプリングし、第３表に示す固結剤を
用いてミキシング法で固化処理し、固化体の諸物
性を測定した。その結果を第３表に示す。なお、サンプリングした放射性廃棄物の含水率
は80重量％であり、固結剤は、該含水放射性廃棄
物100重量部に対し200重量部とした。水中におけ
る浸出率と圧縮強度は、混練後材令１日の４×４
×16cmの供試体で測定したものであり、酸性水溶
液中の重量変化率は、材令７日の供試体を浸漬材
令１ケ月とした値である。

【表】第３表に示されるように、本発明の実施例２で
処理したものは、普通ポルトランドセメント、高
炉セメント及び固結剤として高炉水砕スラグと水
酸化ナトリウムを用いたものに比べて各物性で優
れていることがわかる。

Claims

【特許請求の範囲】

１放射性廃棄物と微粉末の高炉水砕スラグ、ア
ルカリ金属水酸化物及びアルカリ金属炭酸塩から
なる固結剤とを混合して固化することを特徴とす
る放射性廃棄物の処理方法。