JPH0694896A - Disposal method for radioactive graphite waste - Google Patents
Disposal method for radioactive graphite wasteInfo
- Publication number
- JPH0694896A JPH0694896A JP24481692A JP24481692A JPH0694896A JP H0694896 A JPH0694896 A JP H0694896A JP 24481692 A JP24481692 A JP 24481692A JP 24481692 A JP24481692 A JP 24481692A JP H0694896 A JPH0694896 A JP H0694896A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- graphite
- graphite waste
- radioactive
- waste
- radioactive graphite
- 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
Links
Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F23—COMBUSTION APPARATUS; COMBUSTION PROCESSES
- F23G—CREMATION FURNACES; CONSUMING WASTE PRODUCTS BY COMBUSTION
- F23G2209/00—Specific waste
- F23G2209/18—Radioactive materials
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Gasification And Melting Of Waste (AREA)
Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、例えば原子炉の燃料棒
のスリーブや炉心の黒鉛ブロック等として使用された放
射性グラファイト廃棄物の処理方法に関するものであ
る。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for treating radioactive graphite waste used, for example, as a sleeve of a fuel rod of a nuclear reactor or a graphite block of a core.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子炉の燃料棒はグラファイト製スリー
ブの内部に燃料要素本体を収納したものであり、燃料棒
の交換の際にこのスリーブが放射性グラファイト廃棄物
として出ることになる。また廃炉時には、炉心の黒鉛ブ
ロックが放射性グラファイト廃棄物として一時的に大量
発生することになる。一般に低レベル放射性廃棄物は地
中に埋設処分する計画が進められているのであるが、処
分場においては廃棄物中の総放射能量及び最大放射能濃
度が規制されており、上記の放射性グラファイト廃棄物
は含まれるC-14、H-3 、Co-60 、Ni-59 、Sr-90 等の放
射性核種のうち、特にC-14、H-3 の濃度や総放射能量が
多いためにそのまま埋設処分することが不可能である。2. Description of the Related Art A fuel rod of a nuclear reactor has a fuel element body housed inside a graphite sleeve, and this sleeve is discharged as radioactive graphite waste when the fuel rod is replaced. Further, at the time of decommissioning, a large amount of graphite blocks in the core will be temporarily generated as radioactive graphite waste. Generally, low-level radioactive waste is being buried in the ground, but the disposal site regulates the total amount of radioactivity and the maximum radioactivity concentration in the landfill. Among the radionuclides such as C-14, H-3, Co-60, Ni-59, Sr-90, etc., which are contained, it is buried as it is because the concentration of C-14 and H-3 and the total radioactivity are large. It is impossible to dispose.
【０００３】従って従来はこのような放射性グラファイ
ト廃棄物はそのまま原子力発電所の構内に保管されてお
り、多くの保管スペースを必要とするためにその解決策
が求められていた。Therefore, conventionally, such radioactive graphite waste is stored in the premises of a nuclear power plant as it is, and a solution thereof is required because it requires a large storage space.
【０００４】[0004]
【発明が解決しようとする課題】本発明は上記した従来
の問題点を解決し、使用済み燃料棒のスリーブおよび炉
心の黒鉛ブロックのような放射性グラファイト廃棄物を
大幅に減容し、かつ埋設処分を可能とした放射性グラフ
ァイト廃棄物の処理方法を提供するために完成されたも
のである。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention solves the above-mentioned problems of the prior art by significantly reducing the volume of radioactive graphite waste such as spent fuel rod sleeves and graphite blocks of the core, and disposing of it in a buried manner. It has been completed to provide a method for treating radioactive graphite waste that enables
【０００５】[0005]
【課題を解決するための手段】上記の課題を解決するた
めになされた本発明は、放射性グラファイト廃棄物を粉
砕し、800 〜1200℃で焼却することによりC-14、H-3 を
CO2 、H2O として回収するとともに、残渣を固型化する
ことを特徴とする放射性グラファイト廃棄物の処理方法
を要旨とするものである。Means for Solving the Problems The present invention made to solve the above problems is to crush radioactive graphite waste and incinerate it at 800 to 1200 ° C. to remove C-14 and H-3.
The gist is a method for treating radioactive graphite waste, which is characterized by recovering CO 2 and H 2 O and solidifying the residue.
【０００６】[0006]
【実施例】以下に本発明を図示の実施例とともに更に詳
細に説明する。図１に示すように、まず放射性グラファ
イト廃棄物は破砕機や粉砕機１にかけられ、例えば1.5
mm以下の大きさに粉砕される。粉砕の程度は焼却炉２の
能力により決められるものである。The present invention will be described in more detail below with reference to the illustrated embodiments. As shown in FIG. 1, first, the radioactive graphite waste is put into a crusher or a crusher 1, and for example, 1.5
It is crushed to a size of less than mm. The degree of crushing is determined by the capacity of the incinerator 2.
【０００７】粉砕された放射性グラファイト廃棄物はス
クリューフィーダ３により焼却炉２に投入され焼却され
る。実施例の焼却炉２は循環流動床炉であり、O2濃度を
28〜32％程度まで富化した燃焼用空気を吹き込み、燃焼
性の悪いグラファイトの燃焼性を高めることが好まし
い。燃焼用空気のO2濃度を富化しない場合には、燃焼時
間が長くなり、また不完全燃焼するグラファイトも残る
こととなる。逆に、O2濃度をこれよりも高くすれば設備
コストも高く、経済的ではなくなる。なお燃焼温度は80
0 〜1200℃とし、C-14、H-3 を含有するグラファイトを
完全にCO2 、H2Oに変化させる。燃焼温度が800 ℃より
も低いとグラファイトの不完全燃焼が生じたり長い処理
時間が必要となり、1200℃よりも高いと焼却炉耐火物の
損傷が生じ易くなる。The crushed radioactive graphite waste is put into the incinerator 2 by the screw feeder 3 and incinerated. The incinerator 2 of the embodiment is a circulating fluidized bed furnace, and has an O 2 concentration of
It is preferable to blow combustion air enriched to about 28 to 32% to enhance the combustibility of graphite having poor combustibility. If the O 2 concentration in the combustion air is not enriched, the combustion time will be long and incompletely burned graphite will remain. On the contrary, if the O 2 concentration is higher than this, the equipment cost will be high and it will not be economical. The combustion temperature is 80
At 0 to 1200 ° C., the graphite containing C-14 and H-3 is completely converted into CO 2 and H 2 O. When the combustion temperature is lower than 800 ° C, incomplete combustion of graphite occurs and a long treatment time is required, and when it is higher than 1200 ° C, the incinerator refractories are easily damaged.
【０００８】燃焼ガスはサイクロン４に導かれて未燃焼
のグラファイト粒子とガス成分とに分離し、未燃焼のグ
ラファイト粒子は再び焼却炉２に戻して燃焼させる。ま
た粒径の細かい残渣（焼却灰）はサイクロン４を通過す
るが、次のセラミックフィルタ５によって完全にガスと
分離される。燃料棒のスリーブや炉心の黒鉛ブロックに
は夾雑物が１％未満の高純度のグラファイトが使用され
ているので、残渣の発生量はごくわずかであり、しかも
残渣中にはC-14、H-3 が全く含まれない。このためにセ
ラミックフィルタ５によって分離された残渣は埋設処分
上の制約は少なく、従来法によるセメント固化やプラス
チック固化が可能である。The combustion gas is guided to the cyclone 4 and separated into unburned graphite particles and gas components, and the unburned graphite particles are returned to the incinerator 2 for combustion. Further, the residue (incineration ash) having a small particle size passes through the cyclone 4, but is completely separated from the gas by the next ceramic filter 5. Since high-purity graphite containing less than 1% of impurities is used in the fuel rod sleeve and core graphite block, the amount of residue generated is very small, and C-14 and H- in the residue. 3 is not included at all. For this reason, the residue separated by the ceramic filter 5 has few restrictions on burial disposal, and can be solidified by cement or plastic by a conventional method.
【０００９】一方、セラミックフィルタ５によって分離
されたCO2 、H2O を含有するガスはHEPAフィルタ６を通
したうえ、CO2 吸収塔７により、CO2 およびH2O を除去
される。この結果C-14およびH-3 も同時に除去される。
このようにしてCO2 、H2O を除去された後の排ガスは排
ガスブロワ８を介してスタック９から大気中へ放出され
る。また、CO2 吸収塔７により除去されたC-14、H-3 を
含むCO2 、H2O 等はセメント固化処理される。On the other hand, the gas containing CO 2 and H 2 O separated by the ceramic filter 5 passes through the HEPA filter 6 and the CO 2 absorption tower 7 removes CO 2 and H 2 O. As a result, C-14 and H-3 are also removed at the same time.
The exhaust gas from which CO 2 and H 2 O have been removed in this way is released from the stack 9 into the atmosphere via the exhaust gas blower 8. Moreover, CO 2, H 2 O or the like including a C-14, H-3, which is removed by the CO 2 absorber 7 are cement solidification.
【００１０】このように、本発明の方法によればC-14、
H-3 はガス状態となり単独で容易に回収が可能である。
またこれらは単独で回収されるために減容効果が大き
く、セメント固化処理すれば将来の処理、処分への対応
が容易となる。Thus, according to the method of the present invention, C-14,
H-3 becomes gas and can be easily recovered by itself.
In addition, since these are individually recovered, the volume reduction effect is great, and if cement solidification treatment is performed, future treatment and disposal will be easy.
【００１１】なお、CO2 吸収の方法には物理的吸着法や
化学的吸着法をはじめ各種の方法があるが、CO2 、H2O
を燃焼ガス中から確実に分離除去することができる方法
であれば、任意の方法を取ることができる。また本発明
の処理対象となる放射性グラファイト廃棄物は必ずしも
燃料棒のスリーブに限定されるものではなく、原子炉に
おいて使用されるその他のグラファイト質の廃棄物につ
いても同様に処理できることはいうまでもないことであ
る。[0011] Although the method of the CO 2 absorption there is started various methods of physical adsorption and chemical adsorption method, CO 2, H 2 O
Any method can be used as long as it can be reliably separated and removed from the combustion gas. Further, it goes without saying that the radioactive graphite waste to be treated in the present invention is not necessarily limited to the sleeve of the fuel rod, and other graphite waste used in the nuclear reactor can be treated in the same manner. That is.
【００１２】[0012]
【発明の効果】以上に説明したように、本発明の放射性
グラファイト廃棄物の処理方法によれば、そのままでは
埋設処分できない放射性グラファイト廃棄物を粉砕し、
焼却することにより、C-14、H-3 をCO2 、H2O として回
収するとともに、残渣を固型化するようにしたので、大
幅な減容が可能であり、かつ残渣やC-14、H-3 を含む回
収物はセメント固化により容易に処理することが可能で
ある。よって本発明によれば従来のように放射性グラフ
ァイト廃棄物をそのまま保管しておく必要がなく、産業
の発展に寄与するところは極めて大きいものである。As described above, according to the method for treating radioactive graphite waste of the present invention, radioactive graphite waste that cannot be buried as it is is crushed,
By incineration, C-14 and H-3 are recovered as CO 2 and H 2 O, and the residue is solidified, so it is possible to significantly reduce the volume and to remove the residue and C-14. , H-3 can be easily treated by cement solidification. Therefore, according to the present invention, it is not necessary to store radioactive graphite waste as it is, as in the conventional case, and it greatly contributes to industrial development.
【図１】本発明の実施例を示すフローシートである。FIG. 1 is a flow sheet showing an example of the present invention.
【符号の説明】 １ 破砕機、粉砕機 ２ 焼却炉 ３ スクリューフィーダ ４ サイクロン ５ セラミックフィルタ ６ HEPAフィルタ ７ CO2 吸収塔 ８ 排気ブロワ ９ スタック[Explanation of symbols] 1 crusher, crusher 2 incinerator 3 screw feeder 4 cyclone 5 ceramic filter 6 HEPA filter 7 CO 2 absorption tower 8 exhaust blower 9 stack
Claims (1)
0 〜1200℃で焼却することによりC-14、H-3 をCO2 、H2
O として回収するとともに、残渣を固型化することを特
徴とする放射性グラファイト廃棄物の処理方法。1. A method for crushing radioactive graphite waste to obtain 80
C-14 and H-3 are converted into CO 2 and H 2 by incineration at 0 to 1200 ° C.
A method for treating radioactive graphite waste, which comprises recovering as O 2 and solidifying the residue.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4244816A JP3043185B2 (en) | 1992-09-14 | 1992-09-14 | How to treat radioactive graphite waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4244816A JP3043185B2 (en) | 1992-09-14 | 1992-09-14 | How to treat radioactive graphite waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0694896A true JPH0694896A (en) | 1994-04-08 |
| JP3043185B2 JP3043185B2 (en) | 2000-05-22 |
Family
ID=17124383
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4244816A Expired - Fee Related JP3043185B2 (en) | 1992-09-14 | 1992-09-14 | How to treat radioactive graphite waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3043185B2 (en) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2001033587A (en) * | 1999-07-23 | 2001-02-09 | Ngk Insulators Ltd | Treating method and device of radioactive graphite |
| KR101102438B1 (en) * | 2010-04-19 | 2012-01-05 | (주)한국원자력 엔지니어링 | System for treatment of waste resin |
| JP2014013236A (en) * | 2012-06-29 | 2014-01-23 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | System and method for processing and storing cooling liquid after accident |
| JP2015120110A (en) * | 2013-12-24 | 2015-07-02 | 株式会社バイオメルト | Contaminated water purification system |
| JP2016508228A (en) * | 2013-01-09 | 2016-03-17 | エレクトリシテ・ドゥ・フランス | Equipment for treating carbonaceous radioactive waste, especially graphite |
| CN106024088A (en) * | 2016-05-23 | 2016-10-12 | 中国工程物理研究院材料研究所 | Liquid-phase oxidation digesting method for radioactive contaminated carbon material |
| CN107940468A (en) * | 2017-12-16 | 2018-04-20 | 江西正拓新能源科技股份有限公司 | A kind of waste recovery systems of graphite cathode material |
| RU2660169C1 (en) * | 2017-08-24 | 2018-07-05 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Method of removal of carbon-14 from reactor graphite |
| CN108361713A (en) * | 2018-01-31 | 2018-08-03 | 青岛天和清原科技有限公司 | A kind of middle low-level waste hot chemical treatment method |
| CN113393952A (en) * | 2021-05-27 | 2021-09-14 | 中国辐射防护研究院 | Fluidized bed reactor for treating radioactive waste graphite |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2008153674A1 (en) | 2007-06-09 | 2008-12-18 | Boris Kobrin | Method and apparatus for anisotropic etching |
| US8518633B2 (en) | 2008-01-22 | 2013-08-27 | Rolith Inc. | Large area nanopatterning method and apparatus |
| US8192920B2 (en) | 2008-04-26 | 2012-06-05 | Rolith Inc. | Lithography method |
| CA2807639A1 (en) | 2010-08-23 | 2012-03-01 | Rolith, Inc. | Mask for near-field lithography and fabrication the same |
-
1992
- 1992-09-14 JP JP4244816A patent/JP3043185B2/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2001033587A (en) * | 1999-07-23 | 2001-02-09 | Ngk Insulators Ltd | Treating method and device of radioactive graphite |
| KR101102438B1 (en) * | 2010-04-19 | 2012-01-05 | (주)한국원자력 엔지니어링 | System for treatment of waste resin |
| JP2014013236A (en) * | 2012-06-29 | 2014-01-23 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | System and method for processing and storing cooling liquid after accident |
| US9368241B2 (en) | 2012-06-29 | 2016-06-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | System and method for processing and storing post-accident coolant |
| JP2016508228A (en) * | 2013-01-09 | 2016-03-17 | エレクトリシテ・ドゥ・フランス | Equipment for treating carbonaceous radioactive waste, especially graphite |
| JP2015120110A (en) * | 2013-12-24 | 2015-07-02 | 株式会社バイオメルト | Contaminated water purification system |
| CN106024088A (en) * | 2016-05-23 | 2016-10-12 | 中国工程物理研究院材料研究所 | Liquid-phase oxidation digesting method for radioactive contaminated carbon material |
| RU2660169C1 (en) * | 2017-08-24 | 2018-07-05 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Method of removal of carbon-14 from reactor graphite |
| CN107940468A (en) * | 2017-12-16 | 2018-04-20 | 江西正拓新能源科技股份有限公司 | A kind of waste recovery systems of graphite cathode material |
| CN108361713A (en) * | 2018-01-31 | 2018-08-03 | 青岛天和清原科技有限公司 | A kind of middle low-level waste hot chemical treatment method |
| CN113393952A (en) * | 2021-05-27 | 2021-09-14 | 中国辐射防护研究院 | Fluidized bed reactor for treating radioactive waste graphite |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3043185B2 (en) | 2000-05-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0694896A (en) | Disposal method for radioactive graphite waste | |
| KR101999987B1 (en) | Method for removal of radioactive cesium and facility therefor | |
| US5335609A (en) | Thermal and chemical remediation of mixed waste | |
| EP0111697A1 (en) | Thermal conversion of wastes | |
| US4053432A (en) | Volume reduction of spent radioactive ion-exchange material | |
| ES8705614A1 (en) | Apparatus and method for disposal of waste material. | |
| JP5880835B2 (en) | Method for incineration of combustible materials containing radioactive cesium | |
| JPH04222682A (en) | Treatment method of waste which can be burnt and waste treatment furnace | |
| JP2902384B2 (en) | Medium and low level radioactive waste treatment equipment | |
| JP2957818B2 (en) | High temperature incinerator and high temperature incineration method | |
| Dubourg | Solution to level 3 dismantling of gas-cooled reactors: the graphite incineration | |
| JP2014174089A (en) | Method for incinerating combustible waste containing radioactive cesium | |
| KR100364379B1 (en) | A treatment machine of intermediate and low-level radioactive wastes | |
| JP5950001B2 (en) | Incineration equipment for waste containing combustible materials containing radioactive cesium | |
| JP3844327B2 (en) | Method and apparatus for processing radioactive graphite | |
| JP2545190B2 (en) | Method for treating radioactive waste and apparatus used therefor | |
| RU2065219C1 (en) | Gas generator for recovery of combustible radioactive waste | |
| Grubor et al. | Fluidized bed incineration tests of toxic liquid waste | |
| JPH0576600B2 (en) | ||
| Ren et al. | Melt refining of uranium contaminated copper, nickel, and mild steel | |
| JPS589400B2 (en) | How to dispose of radioactive organic liquid waste | |
| JPH04290999A (en) | Radioactive waste disposing method | |
| JP2013250246A (en) | Incineration method of combustibles containing radioactive cesium | |
| JP2617078B2 (en) | Co-firing furnace and co-firing method for radioactive waste | |
| JP2001153997A (en) | Equipment for turning organic matter into inorganic matter and reducing volume |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20000222 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |