JP2019178962A - 放射性廃液処理用カートリッジ - Google Patents

放射性廃液処理用カートリッジ Download PDF

Info

Publication number
JP2019178962A
JP2019178962A JP2018068506A JP2018068506A JP2019178962A JP 2019178962 A JP2019178962 A JP 2019178962A JP 2018068506 A JP2018068506 A JP 2018068506A JP 2018068506 A JP2018068506 A JP 2018068506A JP 2019178962 A JP2019178962 A JP 2019178962A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cartridge
waste liquid
inorganic binder
radioactive waste
boric acid
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2018068506A
Other languages
English (en)
Other versions
JP6430676B1 (ja
Inventor
泰典 金子
Taisuke Kaneko
泰典 金子
増田 竜司
Ryuji Masuda
竜司 増田
剛 川上
Takeshi Kawakami
剛 川上
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nippon Muki Co Ltd
Original Assignee
Nippon Muki Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nippon Muki Co Ltd filed Critical Nippon Muki Co Ltd
Priority to JP2018068506A priority Critical patent/JP6430676B1/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6430676B1 publication Critical patent/JP6430676B1/ja
Publication of JP2019178962A publication Critical patent/JP2019178962A/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

【課題】染込性に優れた放射性廃液処理用カートリッジを提供する。【解決手段】ガラス繊維と、ガラス繊維を融着させる無機結合剤と、を備え、所定形状に成形された放射性廃液処理用カートリッジであり、前記無機結合剤を、0.040〜0.055g/cm3含有する。また、前記カートリッジから切り出された所定形状の複数の試験体間における前記無機結合剤の含有量の標準偏差は、0.4g/cm3以下であることが好ましい。前記無機結合剤はホウ酸またはホウ酸塩であることが好ましい。【選択図】なし

Description

本発明は、放射性廃液を廃棄処分するに際し、被処理物の放射性廃液を含浸させて加熱溶融し、ガラス固化させるのに使用される放射性廃液処理用カートリッジに関する。
原子力発電において使用された使用済み燃料を再処理工場において再処理するに際して、ウラン、超ウラン元素及び核***生成物を含んだ硝酸を含む高レベル放射性廃液が副生する。
例えば、特許文献1には、充分な圧縮強度や衝撃強度を保有し、外観の毛羽立ちも少なく保管する際の形状安定性も高く、大量生産に向いた放射性廃液処理用ガラスファイバーカートリッジが開示されている。
特開2001−330696号公報
しかし、特許文献1のカートリッジは、カートリッジへの廃液の染込性が十分ではなく、さらなる改良が求められていた。
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、染込性に優れた放射性廃液処理用カートリッジを提供することを目的とする。
本発明に係る放射性廃液処理用カートリッジは、上述した課題を解決するために、ガラス繊維と、ガラス繊維を融着させる無機結合剤と、を備え、所定形状に成形された放射性廃液処理用カートリッジであり、前記無機結合剤を、0.040〜0.055g/cm含有することを特徴とする。
本発明に係る放射性廃液処理用カートリッジにおいては、優れた染込性を有することができる。
本発明の放射性廃液処理用カートリッジ(以下、単に「カートリッジ」という。)は、ガラス繊維と、ガラス繊維を融着させる無機結合剤と、を備えている。カートリッジは、例えば直径70mm、高さ70mmの円柱形状などの所定形状に成形されている。カートリッジは、無機結合剤を、0.040〜0.055g/cm含有している。無機結合剤の含有量は、例えばカートリッジから既定形状(例えば縦20mm、横20mm、高さ20mmの立方体)の試験体を抽出し、試験体について無機結合剤の含有量を確認することにより行われる。含有量が0.040g/cm以下の場合は圧縮強度、衝撃強度が低くなり、0.055g/cm以上の場合は染込性が低くなる。
また、無機結合剤は、カートリッジ全体にわたり圧縮強度、衝撃強度及び染込性を備えるために、カートリッジ全体にわたり均一にバラツキなく含有されていることが好ましい。バラツキは、例えば、上述した試験体を10体切り出して、無機結合剤の含有量に関する標準偏差を算出することにより測定することができる。カートリッジから切り出された試験体間における無機結合剤の含有量の標準偏差は、0.4g/cm以下であることが好ましい。標準偏差が0.4g/cmを超える場合、無機結合剤の偏析が大きく、カートリッジの染込性が低くなるためである。
ガラス繊維としては、繊維径が0.5〜40μm、繊維長が0.5〜22mmの範囲のものを使用できる。その中でも、残留応力、形状安定性及び染込速度等の特性全体を満足でき、生産性も満足できるという観点から、繊維径が7〜15μm、繊維長が1〜15mmの範囲で、アスペクト比が100〜1900となるような組み合わせを選択するのが好ましい。ここで、前記アスペクト比は、次ぎのように定義される値である。
アスペクト比=繊維長(mm)÷繊維径(mm)
例えば、繊維径が11.5μmの場合は、繊維長が1.2〜15mmの範囲においてアスペクト比が100〜1900の範囲内とすることができる。この繊維長の範囲で、残留応力、形状安定性及び染込性等の特性全体を満足できるものとなるが、その中でも、特に繊維長は3〜6mmの範囲とすることが好ましい。
アスペクト比が100未満となる繊維長0.5mm未満では、加熱融着時に繊維同士の接着が少なくなり、落下した際の粉落ちが多くなる。また、アスペクト比が1900を超える繊維長22mm超えでは、ガラス繊維を型に入れ、加熱融着させた際に残留応力が残りやすく、落下させた際の割れが生じやすいものとなる。
本発明カートリッジを構成するガラス繊維の密度は240〜260kg/mとなるように調整するのが好ましい。密度が240kg/m未満の場合には、十分な圧縮強度が得られない。また、密度が260kg/mを超えると、放射性廃液の染込量が少なくなる。
本発明の無機質結合剤としては、特に限定されるものではないが、ホウ酸、ケイ酸や、ケイ酸ナトリウム、ケイ酸カリウム、ケイ酸リチウム、ケイ酸亜鉛、ホウ酸ナトリウム、ホウ酸カリウム、ホウ酸リチウム、ホウ酸亜鉛等のケイ酸塩やホウ酸塩の使用が好ましいが、硝酸ナトリウム、硫酸ナトリウム、炭酸ナトリウム、硝酸カリウム、硫酸カリウム、炭酸カリウム等の各種無機酸、無機塩が使用可能である。
特に、放射性廃液処理用カートリッジにおいて、組成のバランスが崩れないという理由でホウ酸またはホウ酸塩(ホウ酸系)であることが好ましい。
次ぎに、本発明に係る放射性廃液処理用カートリッジの実施例を、比較例と共に説明する。
実施例1から3として、ホウ酸の含有量が0.040〜0.055g/cmの範囲に入るようにするために、脱水処理時にカートリッジ全体に均一に加熱されるように加熱処理を行った。シート状に形成せずに、繊維長がある程度均一になるように解繊し、表1に示すようにアスペクト比が100〜1900の範囲内となるように調整した各種ガラス繊維を型に入れ、ガラス繊維の密度が250kg/mとなるように型内に充填した。次に、加熱融着温度700℃、加熱融着時間30分間の条件で、加熱融着してガラス繊維を融着し、直径70mm、高さ70mmの円柱形状のガラスファイバー製のカートリッジを作成した。
比較例1から3として、ホウ酸の含有量が0.040〜0.055g/cmの範囲を外れるようにしたこと以外は実施例1から3と同様にしてガラスファイバー製のカートリッジを作成した。特に比較例3については、後述する方法で測定されるホウ酸の含有量の標準偏差が0.4g/cm以上となるカートリッジを作成した。
得られた実施例1から3、比較例1から3の各カートリッジについて、性能試験を実施した。その結果を下表に示す。
Figure 2019178962
表1中のホウ酸含有量(溶出量)、硬さ(圧縮強度)、衝撃強度、染込性、総合評価については、次のようにして評価した。
1.ホウ酸含有量(溶出量)
容器内に超純水を約150ml入れ、その中にカートリッジ(直径70mm、高さ70mm)から切り出した立方体の試験体(縦20mm、横20mm、高さ20mm)を浸漬させ、溶出液をICP−MS(Agilent社製7500S)にて分析した。
バラツキは、上述した試験体10体のホウ酸含有量に関する標準偏差を算出することにより測定した。
2.硬さ(圧縮強度)
カートリッジの直径方向に10kgの荷重を掛け、その際のカートリッジの変化量を測定した。求められる強度は変形量5mm以下とし、評価基準は次のようにした。
○:変化量が3mm未満、△:変化量が3〜5mm、×:変化量が5mm超え
3.衝撃強度
垂直に立てた直径80mm、長さ3000mmのパイプの中に20個のカートリッジを一度に落下させ、最下部のカートリッジの欠損状態を確認した。評価基準は次のようにした。
○:変化なし、△:やや膨らみ等が発生、×:明らかに欠け、変形、クラックが発生
4.染込性
カートリッジの初期重量を測定し、その後、カートリッジを水に浸漬させ、泡が出なくなる状態まで放置した。その後、垂直に持ち上げ水が落ちなくなるまで静かに待ち、重量を測定した。求められる染込性は、前後の重量差がカートリッジ1g当り、水3.2g以上とし、評価基準は次のようにした。
○:3.4g/g超え、△:3.2〜3.4g/g、×:3.2g/g未満
5.総合評価
◎:全ての項目で○、○:ひとつでも△の項目がある、×:ひとつでも×の項目がある
上記の表1から明らかなように、本発明の放射性廃液処理用カートリッジの実施例1から3では、充分な圧縮強度(硬さ)及び衝撃強度を保有し、染込性も良好な放射性廃液処理用カートリッジが得られることが確認できた。特に、実施例1及び2のようにホウ酸含有量が0.040〜0.055g/cmの範囲においては、染込性にも極めて優れた放射性廃液処理用カートリッジが得られることが確認できた。一方、ホウ酸含有量が0.040〜0.055g/cmの範囲を外れる比較例1から3のカートリッジでは、圧縮強度または染込性が不十分ではなく、カートリッジに求められる性能を備えていないことがわかる。
また、ホウ酸含有量の標準偏差が0.4g/cm以上である比較例3においては、硬さ、衝撃強度及び染込性の全ての評価項目において不十分となり、ホウ酸含有量が既定内であってもカートリッジ全体においてホウ酸含有量のバラツキがあると、カートリッジに求められる性能を備えていないことがわかる。
以上説明したように、本発明によればホウ酸含有量が0.040〜0.055g/cmのカートリッジ、特にバラツキが小さいカートリッジにおいて、充分な圧縮強度及び衝撃強度を保有し、染込性も良好な放射性廃液処理用カートリッジが得られる。
本発明に係る放射性廃液処理用カートリッジは、上述した課題を解決するために、ガラス繊維と、ガラス繊維を融着させる無機結合剤と、を備え、所定形状に成形された放射性廃液処理用カートリッジであり、前記無機結合剤を、0.040〜0.055g/cm含有し、前記無機結合剤はホウ酸またはホウ酸塩であることを特徴とする。

Claims (3)

  1. ガラス繊維と、ガラス繊維を融着させる無機結合剤と、を備え、所定形状に成形された放射性廃液処理用カートリッジであり、
    前記無機結合剤を、0.040〜0.055g/cm含有することを特徴とする放射性廃液処理用カートリッジ。
  2. 前記カートリッジから切り出された所定形状の複数の試験体間における前記無機結合剤の含有量の標準偏差は、0.4g/cm以下であることを特徴とする請求項1に記載の放射性廃液処理用カートリッジ。
  3. 前記無機結合剤はホウ酸またはホウ酸塩であることを特徴とする請求項1または2に記載の放射性廃液処理用カートリッジ。
JP2018068506A 2018-03-30 2018-03-30 放射性廃液処理用カートリッジ Active JP6430676B1 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2018068506A JP6430676B1 (ja) 2018-03-30 2018-03-30 放射性廃液処理用カートリッジ

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2018068506A JP6430676B1 (ja) 2018-03-30 2018-03-30 放射性廃液処理用カートリッジ

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP6430676B1 JP6430676B1 (ja) 2018-11-28
JP2019178962A true JP2019178962A (ja) 2019-10-17

Family

ID=64480579

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2018068506A Active JP6430676B1 (ja) 2018-03-30 2018-03-30 放射性廃液処理用カートリッジ

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP6430676B1 (ja)

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60186797A (ja) * 1984-03-06 1985-09-24 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液ガラス固化用カ−トリツジ
JPS6194576U (ja) * 1984-11-26 1986-06-18
JPS62222198A (ja) * 1986-03-25 1987-09-30 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液処理用カ−トリツジの製造法
JPH0249198A (ja) * 1988-08-11 1990-02-19 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 放射性廃液処理用カートリッジの製造法
US4943395A (en) * 1988-03-28 1990-07-24 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Process of vitrifying radioactive liquid waste with suppressed formation of gaseous ruthenium
JPH03199999A (ja) * 1989-12-27 1991-08-30 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 放射性廃液処理用カートリッジ
JPH0915389A (ja) * 1995-06-27 1997-01-17 Japan Atom Energy Res Inst 放射性核種の吸着材及びその製造方法及び放射性廃棄物の減容処理方法
JPH10291841A (ja) * 1997-04-18 1998-11-04 Nippon Electric Glass Co Ltd ガラス繊維及びそれを用いたガラス繊維強化熱可塑性樹脂
JPH11151707A (ja) * 1997-11-21 1999-06-08 Kanegafuchi Chem Ind Co Ltd 繊維マット及び繊維板並びにこれらの製造法
JP2001330696A (ja) * 2000-05-24 2001-11-30 Nippon Muki Co Ltd 放射性廃液処理用ガラスファイバーカートリッジ
JP2003338271A (ja) * 2002-05-21 2003-11-28 Matsushita Electric Ind Co Ltd 鉛蓄電池用セパレータおよびそれを用いた制御弁式鉛蓄電池
JP2003344584A (ja) * 2002-05-29 2003-12-03 Nippon Muki Co Ltd ガラスファイバーカートリッジ

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60186797A (ja) * 1984-03-06 1985-09-24 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液ガラス固化用カ−トリツジ
JPS6194576U (ja) * 1984-11-26 1986-06-18
JPS62222198A (ja) * 1986-03-25 1987-09-30 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液処理用カ−トリツジの製造法
US4943395A (en) * 1988-03-28 1990-07-24 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Process of vitrifying radioactive liquid waste with suppressed formation of gaseous ruthenium
JPH0249198A (ja) * 1988-08-11 1990-02-19 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 放射性廃液処理用カートリッジの製造法
JPH03199999A (ja) * 1989-12-27 1991-08-30 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 放射性廃液処理用カートリッジ
JPH0915389A (ja) * 1995-06-27 1997-01-17 Japan Atom Energy Res Inst 放射性核種の吸着材及びその製造方法及び放射性廃棄物の減容処理方法
JPH10291841A (ja) * 1997-04-18 1998-11-04 Nippon Electric Glass Co Ltd ガラス繊維及びそれを用いたガラス繊維強化熱可塑性樹脂
JPH11151707A (ja) * 1997-11-21 1999-06-08 Kanegafuchi Chem Ind Co Ltd 繊維マット及び繊維板並びにこれらの製造法
JP2001330696A (ja) * 2000-05-24 2001-11-30 Nippon Muki Co Ltd 放射性廃液処理用ガラスファイバーカートリッジ
JP2003338271A (ja) * 2002-05-21 2003-11-28 Matsushita Electric Ind Co Ltd 鉛蓄電池用セパレータおよびそれを用いた制御弁式鉛蓄電池
JP2003344584A (ja) * 2002-05-29 2003-12-03 Nippon Muki Co Ltd ガラスファイバーカートリッジ

Also Published As

Publication number Publication date
JP6430676B1 (ja) 2018-11-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Garino et al. Low‐temperature sintering Bi–Si–Zn‐oxide glasses for use in either glass composite materials or core/shell 129I waste forms
Vienna Nuclear waste vitrification in the United States: recent developments and future options
JP6038323B2 (ja) 中性子吸収ガラス及びそれを用いた中性子吸収材料、並びにこれらを適用した溶融燃料の管理方法、溶融燃料の取り出し方法及び原子炉の停止方法
NO750407L (ja)
Kaushik Indian program for vitrification of high level radioactive liquid waste
CA2794405C (en) Package for the storage of waste
KR20140035261A (ko) 과잉 플루토늄으로부터 금속 연료의 제조 방법
JP6430676B1 (ja) 放射性廃液処理用カートリッジ
Simmons et al. Fixation of radioactive waste in high silica glasses
Hussain et al. Treatment and conditioning of spent ion exchange resin from nuclear power plant
CN104310781A (zh) 一种用于中低水平放射性可燃废物焚烧灰的玻璃基体组合物及由其制备的玻璃固化体
Yang et al. Effect of Fe2O3 on the Immobilization of High‐Level Waste with Magnesium Potassium Phosphate Ceramic
JP4317644B2 (ja) 放射性廃液処理用ガラスファイバーカートリッジ
Mendel High-level waste glass
Pilania et al. Matrices for radioactive waste immobilization: A review
WO2015008369A1 (ja) 中性子吸収ガラス及びそれを用いた中性子吸収材料、並びにこれらを適用した溶融燃料の管理方法、溶融燃料の取り出し方法及び原子炉の停止方法
Kim et al. Fabrication of U‐10 wt.% Zr Metallic Fuel Rodlets for Irradiation Test in BOR‐60 Fast Reactor
CN104386910A (zh) 一种用于中低水平放射性岩棉玻璃固化的基体组合物及由其制备的固化体
US5613240A (en) Method of preparing sodalite from chloride salt occluded zeolite
JPS60244899A (ja) 放射性廃液処理用カ−トリツジおよびその製造法
JPS62222198A (ja) 放射性廃液処理用カ−トリツジの製造法
JP2536778B2 (ja) 放射性廃液処理用カ―トリッジの製造法
Plodinec et al. Borosilicate glass as a matrix for the immobilization of Savannah River plant waste
JP4283402B2 (ja) 放射性廃液処理用カートリッジの製造法
DE10148146B4 (de) Verfahren zur Entsorgung eines mit mindestens einem Radiotoxikum kontaminierten Gegenstandes aus Reaktorgraphit und/oder Kohlestein

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20180524

A871 Explanation of circumstances concerning accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A871

Effective date: 20180524

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20180824

A975 Report on accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971005

Effective date: 20180828

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20180911

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20181005

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20181030

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20181031

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6430676

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250