JP5807785B2 - Method for producing solidified radioactive waste - Google Patents
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Description
本発明は、原子力発電所などの施設で発生する放射性廃棄物の固化体製造方法に関する。 The present invention relates to a method for producing a solidified body of radioactive waste generated in a facility such as a nuclear power plant.
放射性廃棄物をドラム缶などの容器の中に入れて固めるための固化材として、セメント、アスファルト、プラスチック、ガラスなどが用いられている。このうち、セメントと放射性廃棄物とを混合して容器の中に固める方法は、原子力施設内での処理が比較的容易なことから、多くの原子力施設で標準的な固化法として用いられている。 Cement, asphalt, plastic, glass, and the like are used as a solidifying material for solidifying radioactive waste in containers such as drums. Among them, the method of mixing cement and radioactive waste and solidifying it in a container is used as a standard solidification method in many nuclear facilities because it is relatively easy to process in nuclear facilities. .
しかしながら、セメントによる固化法では、水和反応により水和物を生成して硬化する反応を利用するため、放射性廃棄物の放射能濃度が高くなると、水和物に不可分に含まれている水分および添加した水分が放射線分解されて水素が発生する。そして、発生した水素が容器内に充満して爆発限界濃度（空気中では４％）を超えると、爆発を起こすことがある。このため、セメント固化法では、セメントと混合する放射性廃棄物の濃度あるいは量を制限して、水素の発生量を抑制する必要がある。つまり、放射能濃度の高い放射性廃棄物をセメントで固化する場合には、１個の容器に収納することができる放射性廃棄物の量が制限され、結果として使用する容器の数が増え、放射性廃棄物の輸送費用、および処分費用が増大するという問題がある。 However, since the solidification method using cement utilizes a reaction in which a hydrate is generated and hardened by a hydration reaction, when the radioactive concentration of the radioactive waste is increased, The added water is radiolyzed to generate hydrogen. When the generated hydrogen fills the container and exceeds the explosion limit concentration (4% in air), an explosion may occur. For this reason, in the cement solidification method, it is necessary to limit the generation amount of hydrogen by limiting the concentration or amount of radioactive waste mixed with cement. In other words, when radioactive waste with high radioactive concentration is solidified with cement, the amount of radioactive waste that can be stored in one container is limited, resulting in an increase in the number of containers used and radioactive waste. There is a problem that the transportation cost and disposal cost of goods increase.
この問題を解決する方法として、水分を含まないガラスを固化材とするガラス固化法を適用することが考えられる。しかしながら、ガラス固化法は、１２００℃以上に加熱した溶融ガラスに放射性廃棄物を混合して容器の中に固める高度な技術を要する固化法であり、セメント固化法に比べて汎用性・経済性に劣る。 As a method for solving this problem, it is conceivable to apply a vitrification method using glass containing no moisture as a solidification material. However, the vitrification method is a solidification method that requires advanced technology to mix radioactive waste with molten glass heated to 1200 ° C or higher and harden it in a container. It is more versatile and economical than the cement solidification method. Inferior.
ここで、特許文献１には、赤泥と灰とを混合した粉末を、ジオポリマーにより固化する赤泥の固化方法が開示されている。ジオポリマーは水和反応を利用しないため、水和物のように不可分に含まれる水分がない。そこで、放射性廃棄物をジオポリマーで固化することが考えられる。 Here, Patent Document 1 discloses a method for solidifying red mud in which a powder obtained by mixing red mud and ash is solidified by a geopolymer. Since the geopolymer does not use a hydration reaction, there is no water that is inseparably contained like a hydrate. Therefore, it is conceivable to solidify radioactive waste with geopolymer.
しかしながら、特許文献１のジオポリマーを用いた固化方法では、水和物のように不可分に含まれる水分がないものの、固化体製造時に使用する水分が残留する。そのため、放射性廃棄物をジオポリマーで固化した場合、セメントの場合と同様に固化体から水分が放射線分解されて水素が発生する問題がある。 However, in the solidification method using the geopolymer of Patent Document 1, although there is no water that is inseparably contained like a hydrate, the water used during the production of the solidified body remains. Therefore, when radioactive waste is solidified with geopolymer, there is a problem in that water is generated from the solidified material by radiolysis as in the case of cement, and hydrogen is generated.
ジオポリマーと放射性廃棄物との混合物を加熱することで、水分を除去しながら当該混合物を固化させることができる。また、高温で加熱することで水分を十分に除去することができる。しかしながら、単に高温で加熱すると、表面が固く緻密に先に固化して混合物の内部に水分が残ってしまい、その蒸気圧で固化体が爆裂してしまうことがある。爆裂にまで至らなくても、強度の低い固化体となってしまう。
一方、低い温度での加熱では水分を十分に除去することができない。また、常温で長時間かけて固化すると、前記と同様に、表面のみが先に固く固化してしまうことがある。このように、高強度と低含水率とのいずれをも満たす固化体とすることは難しい。
By heating the mixture of the geopolymer and the radioactive waste, the mixture can be solidified while removing moisture. Moreover, moisture can be sufficiently removed by heating at a high temperature. However, simply heating at a high temperature may cause the surface to harden densely first, leaving moisture in the mixture and causing the solidified body to explode due to its vapor pressure. Even if explosion does not occur, it becomes a solidified body with low strength.
On the other hand, moisture cannot be sufficiently removed by heating at a low temperature. Moreover, when solidifying over a long time at normal temperature, only the surface may solidify previously like the above. Thus, it is difficult to obtain a solidified body that satisfies both high strength and low water content.
本発明は、上記事情に鑑みてなされたものであって、その目的は、高強度かつ低含水率の放射性廃棄物の固化体の製造方法を提供することである。 This invention is made | formed in view of the said situation, The objective is to provide the manufacturing method of the solidified body of a radioactive waste of high intensity | strength and a low moisture content.
本発明は、ジオポリマーと放射性廃棄物とを混合する混合工程と、前記ジオポリマーと前記放射性廃棄物との混合物を１００℃以上１５０℃以下の温度で加熱することで、当該混合物から水分を除去しながら当該混合物を固化させていく第１加熱工程と、前記第１加熱工程の後、前記混合物を３００℃以上４００℃以下の温度で加熱することで、当該混合物から水分をさらに除去していく第２加熱工程と、を備える放射性廃棄物の固化体製造方法である。 The present invention removes moisture from the mixing step of mixing the geopolymer and the radioactive waste, and heating the mixture of the geopolymer and the radioactive waste at a temperature of 100 ° C. to 150 ° C. Then, after the first heating step for solidifying the mixture and the first heating step, the mixture is heated at a temperature of 300 ° C. or higher and 400 ° C. or lower to further remove moisture from the mixture. A solidified body manufacturing method for radioactive waste comprising a second heating step.
本発明によると、表面のみが先に固化してしまうことを防止できる。また、水分除去も十分になされる。これらの結果、固化体の内部に至るまで水分を除去することができる。これにより、高強度かつ低含水率の放射性廃棄物の固化体を得ることができる。 According to the present invention, it is possible to prevent only the surface from solidifying first. In addition, water is sufficiently removed. As a result, moisture can be removed up to the inside of the solidified body. Thereby, the solidified body of the radioactive waste of high intensity | strength and a low moisture content can be obtained.
以下、本発明を実施するための形態について説明する。 Hereinafter, modes for carrying out the present invention will be described.
本発明に係る放射性廃棄物の固化体製造方法は、ジオポリマーと放射性廃棄物とを混合する混合工程と、得られた混合物を１００℃以上１５０℃以下の温度で加熱することで水分を除去しながら当該混合物を固化させていく第１加熱工程と、その後、混合物を３００℃以上４００℃以下の温度で加熱することで当該混合物から水分をさらに除去していく第２加熱工程と、を備える固化体製造方法である。
なお、ジオポリマーと放射性廃棄物とを混合するとは、ジオポリマーの各材料（水ガラス、アルミナなど）と放射性廃棄物とを混合することをいう。混合は、通常、常温で行う。ジオポリマーと放射性廃棄物とを混合すると、ソフトクリーム状のスラリーとなる。
The method for producing a solidified radioactive waste according to the present invention removes moisture by mixing a geopolymer and a radioactive waste and heating the resulting mixture at a temperature of 100 ° C. or higher and 150 ° C. or lower. A first heating step for solidifying the mixture while heating, and then a second heating step for further removing moisture from the mixture by heating the mixture at a temperature of 300 ° C. or higher and 400 ° C. or lower. It is a body manufacturing method.
In addition, mixing a geopolymer and a radioactive waste means mixing each material (water glass, alumina, etc.) and a radioactive waste of a geopolymer. Mixing is usually performed at room temperature. When the geopolymer and radioactive waste are mixed, a soft cream slurry is obtained.
（ジオポリマー）
ジオポリマーとは、ケイ酸ナトリウム溶液（水ガラス）をモノマー源とする無機ポリマーの１つである。
(Geopolymer)
The geopolymer is one of inorganic polymers having a sodium silicate solution (water glass) as a monomer source.
このジオポリマーは、例えば、ケイ酸ナトリウム（Ｎａ２ＳｉＯ３など）と、水（Ｈ２Ｏ）と、アルミナ（Ａｌ２Ｏ３）と、水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）とを混合してなる。水（Ｈ２Ｏ）は、ケイ酸ナトリウムを溶いて水ガラス（ケイ酸ナトリウム溶液）にするためのものである。アルミナ（Ａｌ２Ｏ３）は、Ｓｉ同士を化学結合させるバインダーとなる。水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）は、アルミナに含まれるアルミニウムを水ガラスに溶出させて反応を促進させる反応促進剤である。 This geopolymer is formed, for example, by mixing sodium silicate (Na 2 SiO 3 or the like), water (H 2 O), alumina (Al 2 O 3 ), and sodium hydroxide (NaOH). Water (H 2 O) is for dissolving sodium silicate into water glass (sodium silicate solution). Alumina (Al 2 O 3 ) is a binder that chemically bonds Si. Sodium hydroxide (NaOH) is a reaction accelerator that accelerates the reaction by eluting aluminum contained in alumina into water glass.
Ａｌ２Ｏ３に含まれるアルミニウムは、水ガラス中に溶出してケイ酸モノマー（ＳｉＯ４）を重縮合する。これにより、Ｓｉ−Ｏ−Ａｌ結合が生じて、無機ポリマーであるジオポリマーが生成される。具体的には、水ガラスの一部は加水分解してケイ酸（メタケイ酸（Ｈ２ＳｉＯ３）など）とＮａＯＨになっている。水ガラスの加水分解により生じたＮａＯＨや、水ガラスに添加されたＮａＯＨから生じた水酸化物イオン（ＯＨ−）は、Ａｌ２Ｏ３（アルミナ）を水和させて水酸化アルミニウム（Ａｌ（ＯＨ）３）などに変え、さらにアルミン酸まで可溶化させる。このアルミン酸とケイ酸とから水（Ｈ２Ｏ）が取り外されることでＳｉ−Ｏ−Ａｌ結合が生じ、ジオポリマーが生成される。このジオポリマーが、放射性廃棄物を固化するバインダーとなる。 Aluminum contained in Al 2 O 3 is eluted into water glass and polycondensates silicate monomer (SiO 4 ). Thereby, a Si-O-Al bond arises and the geopolymer which is an inorganic polymer is produced | generated. Specifically, a part of the water glass is hydrolyzed into silicic acid (metasilicic acid (H 2 SiO 3 ), etc.) and NaOH. NaOH produced by hydrolysis of water glass and hydroxide ions (OH − ) produced from NaOH added to water glass hydrate Al 2 O 3 (alumina) to form aluminum hydroxide (Al (OH 3 ) Change to 3 ) etc., and further solubilize to aluminate. By removing water (H 2 O) from the aluminate and silicic acid, a Si—O—Al bond is generated, and a geopolymer is produced. This geopolymer becomes a binder for solidifying radioactive waste.
ここで、ポリマーとは、複数のモノマー（単量体）が重合する（結合して鎖状や網状になる）ことによってできた化合物のことである。また、重縮合とは、複数の化合物が、互いの分子内から水（Ｈ２Ｏ）などの小分子を取り外しながら結合（縮合）し、それらが連鎖的につながってポリマーを生成することである。水ガラスはジオポリマーのモノマー源である。 Here, a polymer is a compound formed by polymerizing a plurality of monomers (monomer) (bonded to form a chain or network). Polycondensation means that a plurality of compounds are bonded (condensed) while removing small molecules such as water (H 2 O) from each other's molecule, and they are linked in a chain to form a polymer. . Water glass is a source of geopolymer monomer.
本発明で用いるジオポリマー（ジオポリマーバインダー）の好適な組成の一例について説明する。ジオポリマーの組成は、重量％で、Ｈ２Ｏ：１５〜６０％、ＳｉＯ２：１５〜４０％、Ｎａ２Ｏ：１０〜３５％、Ａｌ２Ｏ３：５〜２０％であり、ジオポリマーは不可分の不純物を含有している。 An example of a suitable composition of the geopolymer (geopolymer binder) used in the present invention will be described. The composition of geopolymer, by weight%, H 2 O: 15~60% , SiO 2: 15~40%, Na 2 O: 10~35%, Al 2 O 3: 5 to 20% geopolymer Contains inseparable impurities.
上記したジオポリマーの組成とは、ジオポリマーを生成するための各材料（成分）の配合のことである。すなわち、上記したＨ２Ｏ：１５〜６０ｗｔ％には、ジオポリマーが生成される（固化する）際の重縮合で生じるＨ２Ｏは含まれていない。 The composition of the geopolymer described above refers to the blending of each material (component) for producing the geopolymer. That is, the above-mentioned H 2 O: 15 to 60 wt% does not include H 2 O generated by polycondensation when the geopolymer is generated (solidified).
なお、ジオポリマーと、放射性廃棄物（例えば、後述するクラッド（酸化鉄を主とする金属酸化物の粒子））とを混合する際に（混合工程において）、Ｈ２Ｏを添加し、最終的なＨ２Ｏ含有率を１２〜６０ｗｔ％とすることが好ましい。最終的なＨ２Ｏ含有率（ｗｔ％）とは、ジオポリマーと放射性廃棄物とを十分に混合した後のスラリー中の（固化が進行する前の）Ｈ２Ｏの割合（ｗｔ％）のことである。なお、Ｈ２Ｏの添加は必ずしも必要ない。最終的なＨ２Ｏ含有率：１２〜６０ｗｔ％には、ジオポリマーが生成される（固化する）際の重縮合で生じるＨ２Ｏは含まれていない。 In addition, when mixing geopolymer and radioactive waste (for example, a clad (metal oxide particles mainly composed of iron oxide) described later) (in the mixing step), H 2 O is added and finally The H 2 O content is preferably 12 to 60 wt%. The final H 2 O content (wt%) is the ratio (wt%) of H 2 O (before solidification proceeds) in the slurry after thoroughly mixing the geopolymer and radioactive waste. That is. Note that the addition of H 2 O is not always necessary. The final H 2 O content: 12 to 60 wt% does not include H 2 O generated by polycondensation when the geopolymer is produced (solidified).
ジオポリマー（ジオポリマーバインダー）の主要成分であるＨ２Ｏ、ＳｉＯ２、Ｎａ２Ｏ、およびＡｌ２Ｏ３の許容範囲を上記のように設定した理由は、以下のとおりである。 The reason why the allowable ranges of H 2 O, SiO 2 , Na 2 O, and Al 2 O 3 which are main components of the geopolymer (geopolymer binder) are set as described above is as follows.
Ｈ２Ｏは、ジオポリマーと放射性廃棄物とを混合する際に、十分な流動性を確保するために必要な成分である。すなわち、Ｈ２Ｏは、ケイ酸ナトリウムを溶いて水ガラスにするとともに、この水ガラスにアルミナや放射性廃棄物を懸濁させるのに必要な成分である。なお、Ｈ２Ｏは、ジオポリマーが生成される（固化する）際の重縮合でも生成される。Ｈ２Ｏの量が不足すると、放射性廃棄物を懸濁させる際に流動性が低下して不均一な混合になる。したがって、上記のＨ２Ｏの含有率（ジオポリマー中での重量％：１５〜６０％）に加えて、放射性廃棄物混合時にＨ２Ｏを追加（添加）してもよい。この場合、流動性を確保するために、例えば、最終的なＨ２Ｏの含有率が１２ｗｔ％以上になるまで、Ｈ２Ｏを追加（添加）することが好ましい。なお、流動性が低いと、均一混合に要するエネルギーが大きくなる。一方、Ｈ２Ｏが過剰になると、加熱による強制乾燥で水分を除去する際に乾燥時間が長くなる（加熱エネルギーが多く必要となる）。そのため、最終的なＨ２Ｏの含有率の上限は、６０ｗｔ％とする。これらを考慮して、ジオポリマーバインダーの組成としてのＨ２Ｏは１５〜６０ｗｔ％にして、放射性廃棄物混合時のＨ２Ｏ含有率としては１２〜６０ｗｔ％としている。 H 2 O is a component necessary for ensuring sufficient fluidity when the geopolymer and the radioactive waste are mixed. That is, H 2 O is a component necessary for dissolving sodium silicate into water glass and suspending alumina and radioactive waste in the water glass. H 2 O is also generated by polycondensation when the geopolymer is generated (solidified). If the amount of H 2 O is insufficient, the fluidity decreases when the radioactive waste is suspended, resulting in uneven mixing. Therefore, in addition to the above-mentioned H 2 O content (weight% in geopolymer: 15 to 60%), H 2 O may be added (added) when mixing radioactive waste. In this case, in order to ensure fluidity, for example, it is preferable to add (add) H 2 O until the final content of H 2 O becomes 12 wt% or more. In addition, when fluidity | liquidity is low, the energy required for uniform mixing will become large. On the other hand, when H 2 O becomes excessive, the drying time becomes longer when water is removed by forced drying by heating (more heating energy is required). Therefore, the upper limit of the final H 2 O content is 60 wt%. Considering these, H 2 O as the composition of the geopolymer binder is 15 to 60 wt%, and the H 2 O content at the time of mixing the radioactive waste is 12 to 60 wt%.
ＳｉＯ２は、Ｓｉ−Ｏ−Ａｌ結合によりジオポリマーを形成し、固化体とするための基本成分である。そこで、ＳｉＯ２に関しては、Ｈ２Ｏ以外の成分全体の大半となる比率として１５〜４０ｗｔ％としている。 SiO 2 is a basic component for forming a geopolymer by a Si—O—Al bond to form a solidified body. Therefore, with respect to SiO 2, it is set to 15 to 40 wt% as a ratio comprising the majority of the total components other than H 2 O.
Ｎａ２Ｏは、ＳｉＯ２を水溶性とする化合物であり、ケイ酸ナトリウムの濃水溶液である水ガラス（Ｎａ２Ｏ・ｎＳｉＯ２、ｎ＝２〜４）としてＳｉＯ２と共存する。そこで、Ｎａ２Ｏに関しては、ＳｉＯ２の比率を勘案して、１０〜３５ｗｔ％としている。 Na 2 O is a compound that makes SiO 2 water-soluble, and coexists with SiO 2 as water glass (Na 2 O · nSiO 2 , n = 2 to 4), which is a concentrated aqueous solution of sodium silicate. Therefore, Na 2 O is set to 10 to 35 wt% in consideration of the ratio of SiO 2 .
Ａｌ２Ｏ３（アルミナ）は、Ｓｉ−Ｏ−Ａｌ結合によりＳｉ同士を化学結合させるバインダーとなる成分である。そこで、Ａｌ２Ｏ３に関しては、５〜２０ｗｔ％としている。 Al 2 O 3 (alumina) is a component that serves as a binder that chemically bonds Si to each other by Si—O—Al bonds. Therefore, with respect to Al 2 O 3, and a 5 to 20 wt%.
（放射性廃棄物）
代表的な放射性廃棄物は、酸化鉄（Ｆｅ２Ｏ３）を主とする金属酸化物の粒子（クラッド）である。なお、処理対象となる放射性廃棄物は、これに限定されず、イオン交換樹脂の熱分解処理残渣、放射化金属の切粉などの粉状あるいは粒状のもの、板・管などの塊状のもの、液状のものであってもよい。
(Radioactive waste)
A typical radioactive waste is metal oxide particles (cladding) mainly composed of iron oxide (Fe 2 O 3 ). Note that the radioactive waste to be treated is not limited to this, but is a residue of thermal decomposition treatment of ion exchange resin, powder or granular materials such as radioactive metal chips, lump such as plates and tubes, It may be liquid.
（示差熱分析）
図１に、ジオポリマーと模擬廃棄物（酸化鉄）とのスラリー（混合物）を示差熱分析した結果を示している。図１に示したグラフの縦軸の単位：％は、重量％である。
(Differential thermal analysis)
FIG. 1 shows the results of differential thermal analysis of a slurry (mixture) of geopolymer and simulated waste (iron oxide). The unit of% on the vertical axis of the graph shown in FIG. 1 is% by weight.
図１に示したように、このスラリー（混合物）の示差熱分析の重量変化は３段階に分けられる。すなわち、第１段階ではスラリー中の水分の大部分が蒸発し、第２段階では残留する水分が徐々に除去され、第３段階では重量変化はほぼ認められない。 As shown in FIG. 1, the weight change of the differential thermal analysis of this slurry (mixture) is divided into three stages. That is, most of the water in the slurry is evaporated in the first stage, the remaining water is gradually removed in the second stage, and almost no weight change is observed in the third stage.
このような水分蒸発による重量変化と、スラリーから固化体への強度変化とは、次のように対応する。第１段階では、ジオポリマーの重縮合反応が進むとともに重縮合反応に伴って発生する水分の大部分が除去されてスラリー粘度が増加する。第２段階は、大部分の水分が除去された後で収縮を伴って強度の大きな固化体へ変化する途中段階である。第３段階では、生成した固化体の空隙に残る水分まで当該固化体から除去されて高強度・低含水率の固化体ができる。 Such a change in weight due to evaporation of moisture corresponds to a change in strength from the slurry to the solidified body as follows. In the first stage, as the polycondensation reaction of the geopolymer proceeds, most of the water generated by the polycondensation reaction is removed and the slurry viscosity increases. The second stage is an intermediate stage in which after the majority of the water is removed, the solid body is changed into a solid body having a high strength with shrinkage. In the third stage, even the water remaining in the voids of the generated solidified body is removed from the solidified body to obtain a solidified body having a high strength and a low water content.
ここで、仮に、３００℃程度以上の温度でスラリーを最初に高温加熱すると、スラリーの外周部のみで重縮合反応が進む。そのため、外周部（表面）は固く緻密となり、一方、内部には大量の水分が残ってしまう。その結果、内部の水の蒸気圧が高くなり、固化体製造までに爆裂が起こってしまうことがある。爆裂にまで至らなくても、強度の低い固化体となってしまう。したがって、固化体の強度を大きくするためには、表面から内部（中心部）へ至るまで、ジオポリマーの重縮合反応を充分進めることが必要である。 Here, if the slurry is first heated at a high temperature of about 300 ° C. or higher, the polycondensation reaction proceeds only at the outer periphery of the slurry. Therefore, the outer peripheral portion (surface) is hard and dense, while a large amount of moisture remains inside. As a result, the vapor pressure of internal water becomes high, and explosion may occur before the solidified body is produced. Even if explosion does not occur, it becomes a solidified body with low strength. Therefore, in order to increase the strength of the solidified body, it is necessary to sufficiently advance the polycondensation reaction of the geopolymer from the surface to the inside (center portion).
（実施例）
表１に示す配合で、ジオポリマーとクラッド（酸化鉄を主とする金属酸化物の粒子、模擬放射性廃棄物）との混合物（スラリー）を常温下でつくり、この混合物を下記の加熱条件で加熱して、４００ｍｍ×４００ｍｍ×１００ｍｍの大きさの固化体を製造した。
[加熱条件]
１００℃にて２０時間、その後、１５０℃にて２４時間（第１加熱工程）、さらにその後、３００℃にて２４時間の加熱（第２加熱工程）。
(Example)
With the composition shown in Table 1, a mixture (slurry) of geopolymer and clad (metal oxide particles mainly composed of iron oxide, simulated radioactive waste) is made at room temperature, and this mixture is heated under the following heating conditions. Thus, a solidified body having a size of 400 mm × 400 mm × 100 mm was manufactured.
[Heating conditions]
Heating at 100 ° C. for 20 hours, then 150 ° C. for 24 hours (first heating step), and then heating at 300 ° C. for 24 hours (second heating step).
図２は、製造した（加熱後の）固化体の一部を拡大した写真である。図２より、固化体の空隙部分にジオポリマーの繊維状組織がよく発達していることがわかる。 FIG. 2 is an enlarged photograph of a part of the manufactured (after heating) solidified body. FIG. 2 shows that the fibrous structure of the geopolymer is well developed in the void portion of the solidified body.
製造した固化体の含水率を調べた。含水率は、製造した固化体を９５０℃まで加熱したときの重量減少から計算した。含水率測定用の試料を固化体から９点採取して、それぞれ測定した結果、含水率は０．３９〜０．４６ｗｔ％であった。すなわち、低含水率の固化体であった。 The water content of the produced solidified body was examined. The water content was calculated from the weight loss when the produced solidified body was heated to 950 ° C. As a result of collecting 9 samples from the solidified body and measuring each sample for measuring the moisture content, the moisture content was 0.39 to 0.46 wt%. That is, it was a solidified body having a low water content.
また、この固化体の一軸圧縮強度を測定した。一軸圧縮強度は、１３〜４６ＭＮ／ｍ２（１３３〜４６９ｋｇ／ｃｍ２）であった。すなわち、高強度の固化体であった。なお、図３は、加熱後の固化体の全体を示す写真である。 Moreover, the uniaxial compressive strength of this solidified body was measured. The uniaxial compressive strength was 13 to 46 MN / m 2 (133 to 469 kg / cm 2 ). That is, it was a high strength solidified body. FIG. 3 is a photograph showing the whole solidified body after heating.
比較例として、表１に示す配合と同じ配合で、ジオポリマーとクラッドとの混合物（スラリー）を常温下でつくり、この混合物を６００℃で加熱した。結果は、図４に示すように、加熱途中で固化体は爆裂し小片に破壊された。この爆裂は、固化体の内部温度が３１５〜３５０℃の範囲で数回起こった。 As a comparative example, a mixture (slurry) of a geopolymer and a clad was prepared at room temperature with the same composition as shown in Table 1, and this mixture was heated at 600 ° C. As a result, as shown in FIG. 4, the solidified body exploded during heating and was broken into small pieces. This explosion occurred several times when the internal temperature of the solidified body was in the range of 315 to 350 ° C.
（作用・効果）
前記したように、本発明に係る放射性廃棄物の固化体製造方法は、ジオポリマーと放射性廃棄物とを混合する混合工程と、得られた混合物を１００℃以上１５０℃以下の温度で加熱することで水分を除去しながら当該混合物を固化させていく第１加熱工程と、その後、混合物を３００℃以上４００℃以下の温度で加熱することで当該混合物から水分をさらに除去していく第２加熱工程と、を備える固化体製造方法である。
(Action / Effect)
As described above, in the method for producing a solidified radioactive waste according to the present invention, the mixing step of mixing the geopolymer and the radioactive waste, and heating the obtained mixture at a temperature of 100 ° C. or higher and 150 ° C. or lower. A first heating step in which the mixture is solidified while removing moisture in the step, and then a second heating step in which the mixture is further heated at a temperature of 300 ° C. to 400 ° C. to further remove moisture from the mixture. And a solidified body manufacturing method.
この製造方法によると、混合工程後、先ず、１００℃以上１５０℃以下の温度で混合物（スラリー）を加熱することにより、内部の水分のほとんど全てが蒸発により除かれるまでに、混合物（スラリー）の外周部（表面）のみが固く緻密となってしまうということを防止することができる。換言すれば、外周部（表面）から中心部へ向かってスラリー粘度を全体的に増加させていくことができる。これにより、固化体の爆裂および強度低下を抑制することができる。すなわち、最終的に高強度の固化体とすることができる。また、３００℃以上４００℃以下の温度でのその後の加熱により、残留している水分を除去することができる。すなわち、低含水率の固化体とすることができる。 According to this manufacturing method, after the mixing step, first, the mixture (slurry) is heated at a temperature of 100 ° C. or higher and 150 ° C. or lower until almost all of the water inside is removed by evaporation. Only the outer peripheral portion (surface) can be prevented from becoming hard and dense. In other words, the slurry viscosity can be increased as a whole from the outer peripheral portion (surface) toward the central portion. Thereby, the explosion and strength reduction of the solidified body can be suppressed. That is, it can be finally made into a high-strength solidified body. Further, the remaining moisture can be removed by subsequent heating at a temperature of 300 ° C. or higher and 400 ° C. or lower. That is, it can be set as a solid body with a low water content.
ここで、前記第１加熱工程は、混合物を第１温度（例えば、１００℃）で加熱した後、当該第１温度よりも高い第２温度（例えば、１５０℃）で混合物を加熱する工程であることが好ましい。このように、１００℃以上１５０℃以下の温度で加熱を行う第１加熱工程を、先ず、第１温度（例えば、１００℃）で加熱を行い、その後、第１温度よりも高い第２温度（例えば、１５０℃）で加熱を行う、という、加熱温度を先の温度よりも上げた２段階加熱とすることで、重縮合反応により、混合物（スラリー）の外周部（表面）のみが固く緻密となってしまうということをより防止することができる。 Here, the first heating step is a step of heating the mixture at a first temperature (for example, 100 ° C.) and then heating the mixture at a second temperature (for example, 150 ° C.) higher than the first temperature. It is preferable. Thus, in the first heating process in which heating is performed at a temperature of 100 ° C. or higher and 150 ° C. or lower, first, heating is performed at a first temperature (for example, 100 ° C.), and then a second temperature higher than the first temperature ( For example, heating is performed at 150 ° C.), which is a two-stage heating in which the heating temperature is higher than the previous temperature, so that only the outer peripheral portion (surface) of the mixture (slurry) is hard and dense due to the polycondensation reaction. It is possible to prevent the situation from becoming.
また、前記第１加熱工程における混合物の加熱時間は、１２時間以上４８時間以下であり、前記第２加熱工程における混合物の加熱時間は、１２時間以上２４時間以下であることが好ましい。各加熱工程において十分な加熱時間となり、より高強度かつ低含水率の放射性廃棄物の固化体を得ることができるからである。 Moreover, it is preferable that the heating time of the mixture in the said 1st heating process is 12 hours or more and 48 hours or less, and the heating time of the mixture in the said 2nd heating process is 12 hours or more and 24 hours or less. This is because sufficient heating time is provided in each heating step, and a solidified radioactive waste having higher strength and lower water content can be obtained.
以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は上述の実施の形態に限られるものではなく、特許請求の範囲に記載した限りにおいて様々に変更して実施することが可能なものである。 Although the embodiments of the present invention have been described above, the present invention is not limited to the above-described embodiments, and various modifications can be made as long as they are described in the claims. .
Claims (3)
前記ジオポリマーと前記放射性廃棄物との混合物を１００℃以上１５０℃以下の温度で加熱することで、当該混合物から水分を除去しながら当該混合物を固化させていく第１加熱工程と、
前記第１加熱工程の後、前記混合物を３００℃以上４００℃以下の温度で加熱することで、当該混合物から水分をさらに除去していく第２加熱工程と、
を備える、放射性廃棄物の固化体製造方法。 A mixing step of mixing the geopolymer and the radioactive waste;
A first heating step of solidifying the mixture while removing water from the mixture by heating the mixture of the geopolymer and the radioactive waste at a temperature of 100 ° C. or higher and 150 ° C. or lower;
A second heating step of further removing moisture from the mixture by heating the mixture at a temperature of 300 ° C. or higher and 400 ° C. or lower after the first heating step;
A method for producing a solidified radioactive waste.
前記第１加熱工程は、
前記混合物を第１温度で加熱した後、当該第１温度よりも高い第２温度で前記混合物を加熱する工程であることを特徴とする、放射性廃棄物の固化体製造方法。 In the solidification manufacturing method of the radioactive waste of Claim 1,
The first heating step includes
A method for producing a solidified product of radioactive waste, comprising heating the mixture at a first temperature and then heating the mixture at a second temperature higher than the first temperature.
前記第１加熱工程における前記混合物の加熱時間は、１２時間以上４８時間以下であり、
前記第２加熱工程における前記混合物の加熱時間は、１２時間以上２４時間以下であることを特徴とする、放射性廃棄物の固化体製造方法。 The method for producing a solidified radioactive waste according to claim 1 or 2,
The heating time of the mixture in the first heating step is 12 hours or more and 48 hours or less,
The method for producing a solidified radioactive waste product, wherein a heating time of the mixture in the second heating step is 12 hours or more and 24 hours or less.
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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