JPH087279B2 - 放射性廃棄物の処理用容器の真空脱気方法 - Google Patents
放射性廃棄物の処理用容器の真空脱気方法Info
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- JPH087279B2 JPH087279B2 JP1253856A JP25385689A JPH087279B2 JP H087279 B2 JPH087279 B2 JP H087279B2 JP 1253856 A JP1253856 A JP 1253856A JP 25385689 A JP25385689 A JP 25385689A JP H087279 B2 JPH087279 B2 JP H087279B2
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- radioactive waste
- container
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、プルトニウム等のように長半減期を有する
超ウラン元素で汚染された金属や、レンガ等の不燃性廃
棄物等を、HIP（熱間静水圧プレス）やホットプレス法
等によって減容固化する際に用いられる処理用容器の真
空脱気方法に関するものである。
超ウラン元素で汚染された金属や、レンガ等の不燃性廃
棄物等を、HIP（熱間静水圧プレス）やホットプレス法
等によって減容固化する際に用いられる処理用容器の真
空脱気方法に関するものである。
近年、上記のような放射性廃棄物を貯蔵するに当た
り、その減容化および安定化を目的とする減容固化方法
として、HIP処理等を用いるものが注目されている（例
えば特公昭57−959号公報参照）。
り、その減容化および安定化を目的とする減容固化方法
として、HIP処理等を用いるものが注目されている（例
えば特公昭57−959号公報参照）。
例えば被覆管せん断物であるハルの処理について説明
すると、このハルは中が空洞で嵩密度が1.0と低いた
め、まず、このハルをプレス機で約70％以上の真密度比
まで予備圧縮する。この圧縮時には、ハルの内面に付着
残留している超ウラン元素の一部や、ハル表面に形成さ
れた厚さ10μｍ程のジルカロイ合金が高放射化された酸
化物の一部が剥離することになる。
すると、このハルは中が空洞で嵩密度が1.0と低いた
め、まず、このハルをプレス機で約70％以上の真密度比
まで予備圧縮する。この圧縮時には、ハルの内面に付着
残留している超ウラン元素の一部や、ハル表面に形成さ
れた厚さ10μｍ程のジルカロイ合金が高放射化された酸
化物の一部が剥離することになる。
次に、この圧縮体をステンレス等の処理用容器に充填
し、その後、容器内の隙間を埋めるために金属粉やステ
ンレス粉等を充填する。そして、容器に蓋を溶接した
後、この蓋に真空ポンプの配管（以下、脱気管と称す）
を接続して容器内を10-2Torr程の真空度に至るまで脱気
する。この脱気後、容器内を真空に保持するために完全
に密封し、容器をHIPやホットプレス法によって加熱下
で外圧を加えて圧縮処理を施し、減容する。上記脱気を
行っているのは、高圧下で容器を圧縮する際に、該容器
の内部に閉じ込められた空気等の気体成分に起因して容
器自体が破損するのを防ぐためである。
し、その後、容器内の隙間を埋めるために金属粉やステ
ンレス粉等を充填する。そして、容器に蓋を溶接した
後、この蓋に真空ポンプの配管（以下、脱気管と称す）
を接続して容器内を10-2Torr程の真空度に至るまで脱気
する。この脱気後、容器内を真空に保持するために完全
に密封し、容器をHIPやホットプレス法によって加熱下
で外圧を加えて圧縮処理を施し、減容する。上記脱気を
行っているのは、高圧下で容器を圧縮する際に、該容器
の内部に閉じ込められた空気等の気体成分に起因して容
器自体が破損するのを防ぐためである。
上記のように被処理物の充填後に容器内の気体を脱気
すると、被処理物から剥離した粉状の放射性物質が容器
内から脱気管を通って外方へ導かれ、これによって真空
ポンプならびに排気系の配管内面等が汚染される不都合
が生じる。このような放射性物質の吸引による飛散は、
真空排気速度を下げても完全に防止することができず、
また、脱気菅等に脱着自在のフィルタを設けるようにし
ても、このフィルタが汚染されているため、その取換が
非常に困難であるという不便がある。
すると、被処理物から剥離した粉状の放射性物質が容器
内から脱気管を通って外方へ導かれ、これによって真空
ポンプならびに排気系の配管内面等が汚染される不都合
が生じる。このような放射性物質の吸引による飛散は、
真空排気速度を下げても完全に防止することができず、
また、脱気菅等に脱着自在のフィルタを設けるようにし
ても、このフィルタが汚染されているため、その取換が
非常に困難であるという不便がある。
本発明は、このような事情に鑑み、放射性廃棄物が充
填される処理用容器内の脱気を行う際に、容器外部の脱
気配管等が汚染されるのを不都合なく完全に防止するこ
とができる方法を提供することを目的とする。
填される処理用容器内の脱気を行う際に、容器外部の脱
気配管等が汚染されるのを不都合なく完全に防止するこ
とができる方法を提供することを目的とする。
本発明は、放射性廃棄物が充填され、脱気および密封
が行われた後に圧縮処理が施される処理用容器の真空脱
気方法であって、上記放射性廃棄物を処理用容器に充填
し、その上に下記条件のいずれかを満たす粒状物からな
るフィルタ層を容器内に形成した後、このフィルタ層の
上からガスを吸引して脱気し、密封するものである。
が行われた後に圧縮処理が施される処理用容器の真空脱
気方法であって、上記放射性廃棄物を処理用容器に充填
し、その上に下記条件のいずれかを満たす粒状物からな
るフィルタ層を容器内に形成した後、このフィルタ層の
上からガスを吸引して脱気し、密封するものである。
（１） 粒状物の平均粒径が40μｍ以上105μｍ未満
で、層厚が5mm以上。
で、層厚が5mm以上。
（２） 粒状物の平均粒径が105μｍ以上210μｍ以下
で、この平均粒径をｄμｍ、層厚をDmmとしたとき、 Ｄ≧（20/105）×ｄ−15 の関係が成立する。
で、この平均粒径をｄμｍ、層厚をDmmとしたとき、 Ｄ≧（20/105）×ｄ−15 の関係が成立する。
上記構成によれば、容器内の気体は粒状物間の隙間か
ら外部に吸引されるが、放射性廃棄物から剥離した放射
性物質は所定要件を満たすフィルタ層において通過が阻
まれ、外部に導出されない。
ら外部に吸引されるが、放射性廃棄物から剥離した放射
性物質は所定要件を満たすフィルタ層において通過が阻
まれ、外部に導出されない。
第１図は、本発明方法が実施される放射性廃棄物の減
容固化工程を示したものである。
容固化工程を示したものである。
まず、工程P1において、金型１内にホッパであるハル
（使用済燃料被覆管せん断物）２を充填し、この金型１
内で押棒３によりハル２をプレス（予備圧縮）する。
（使用済燃料被覆管せん断物）２を充填し、この金型１
内で押棒３によりハル２をプレス（予備圧縮）する。
このように予備圧縮したハル２は、このハル２以外に
塊状被処理物４が存在する場合にはこの塊状被処理物４
とともに被処理物６として処理用容器５内に充填する
（工程P2）。この充填量は、処理用容器５内の上端部に
所定厚さの空隙部分が生じるように設定し、この空隙部
分を埋めるように金属粉やセラミック粉等の粒状物を充
填してフィルタ層７を形成する（工程P3）。
塊状被処理物４が存在する場合にはこの塊状被処理物４
とともに被処理物６として処理用容器５内に充填する
（工程P2）。この充填量は、処理用容器５内の上端部に
所定厚さの空隙部分が生じるように設定し、この空隙部
分を埋めるように金属粉やセラミック粉等の粒状物を充
填してフィルタ層７を形成する（工程P3）。
このフィルタ層７は、第２図のグラフに斜線で示され
る条件下で形成する。すなわち、フィルタ層７を構成す
る粒状物の平均粒径および充填厚さ（層厚）を、次の条
件のいずれかを満たすように設定する。
る条件下で形成する。すなわち、フィルタ層７を構成す
る粒状物の平均粒径および充填厚さ（層厚）を、次の条
件のいずれかを満たすように設定する。
（１） 粒状物の平均粒径が40μｍ以上105μｍ未満
で、層厚が5mm以上。
で、層厚が5mm以上。
（２） 粒状物の平均粒径が105μｍ以上210μｍ以下
で、この平均粒径をｄμｍ、層厚をDmmとしたとき、 Ｄ≧（20/105）×ｄ−15 の関係が成立する。
で、この平均粒径をｄμｍ、層厚をDmmとしたとき、 Ｄ≧（20/105）×ｄ−15 の関係が成立する。
なお、被処理物６と処理用容器５の内壁との間に形成
された隙間も、上記金属粉の流れ込みにより埋められ
る。
された隙間も、上記金属粉の流れ込みにより埋められ
る。
次に、この処理用容器５の開口部を、脱気管８が付設
された蓋９で塞ぎ、その周囲を溶接して蓋９を圧縮処理
用容器５に接合する（工程P4）。そして、上記脱気管８
に真空ポンプ10を連結し、この真空ポンプ10の作動によ
り処理用容器５内部の脱気を行う（工程P5）。このと
き、圧縮処理用容器５内のガスはフィルタ層７を構成す
る粒状物の隙間を通って容器外部へ吸引されるが、被処
理物６から剥離した放射性物質は上記条件を満たすフィ
ルタ層７で通過が遮られ、容器外部へ導出されない。
された蓋９で塞ぎ、その周囲を溶接して蓋９を圧縮処理
用容器５に接合する（工程P4）。そして、上記脱気管８
に真空ポンプ10を連結し、この真空ポンプ10の作動によ
り処理用容器５内部の脱気を行う（工程P5）。このと
き、圧縮処理用容器５内のガスはフィルタ層７を構成す
る粒状物の隙間を通って容器外部へ吸引されるが、被処
理物６から剥離した放射性物質は上記条件を満たすフィ
ルタ層７で通過が遮られ、容器外部へ導出されない。
このようにして脱気が完了した後、密封装置11で脱気
管８を潰し、処理用容器５を密封して（工程P6）、その
リーク検査を行う（工程P7）。そして、処理用容器５全
体をHIP処理（工程P8）やホットプレス（工程P9）等に
よって熱間圧縮処理することにより、容器５内部に収容
された放射性廃棄物を減容化し、さらに被処理物相互間
の拡散接合作用を通じて安定化することができる。
管８を潰し、処理用容器５を密封して（工程P6）、その
リーク検査を行う（工程P7）。そして、処理用容器５全
体をHIP処理（工程P8）やホットプレス（工程P9）等に
よって熱間圧縮処理することにより、容器５内部に収容
された放射性廃棄物を減容化し、さらに被処理物相互間
の拡散接合作用を通じて安定化することができる。
第３図は、上記フィルタ層７の条件を設定するために
行った模擬試験の結果を示したものである。この試験
は、フィルタの補集試験に広く用いられている市販の粘
土粉末（商品名アリゾナ・ロードダスト）を模擬放射性
粉体として使用し、この粘土粉末5gを径30mmのガラス菅
中に22.5／分の流量で流すとともに、このガラス菅の
途中に、所定粒径を有する球形のステンレス粉からなる
所定厚さのフィルタ層を形成し、このフィルタ層から漏
れ出してくる粘土粉末を0.8μｍ孔径メンブランフィル
タで補集し、その量を計測したものである。上記粘土粉
末の粒径分布は次頁の第１表に、各フィルタ層のステン
レス粉の粒径および層厚は同頁の第２表に示される通り
である。
行った模擬試験の結果を示したものである。この試験
は、フィルタの補集試験に広く用いられている市販の粘
土粉末（商品名アリゾナ・ロードダスト）を模擬放射性
粉体として使用し、この粘土粉末5gを径30mmのガラス菅
中に22.5／分の流量で流すとともに、このガラス菅の
途中に、所定粒径を有する球形のステンレス粉からなる
所定厚さのフィルタ層を形成し、このフィルタ層から漏
れ出してくる粘土粉末を0.8μｍ孔径メンブランフィル
タで補集し、その量を計測したものである。上記粘土粉
末の粒径分布は次頁の第１表に、各フィルタ層のステン
レス粉の粒径および層厚は同頁の第２表に示される通り
である。
この第３図に示されるように、粒径が105μｍ以下で
あれば、層厚が5mmでも模擬放射性粉体を100％回収する
ことができ、また、粒径が210μｍの場合でも層厚を25m
mにすれば同様に100％の回収率を得ることができるが、
粒径が210μｍ以上の場合には層厚を25mm以上に増やし
て も回収率の向上は少なく、実質上100％の回収率を得る
のは不可能である。また、粒径を40μｍ未満にすると粒
状物同士の隙間が狭すぎて圧損抵抗が極端に大きくな
り、脱気効率が悪くなる。このような粒径の制限によ
り、層厚は常に5mm以上としなければならない。
あれば、層厚が5mmでも模擬放射性粉体を100％回収する
ことができ、また、粒径が210μｍの場合でも層厚を25m
mにすれば同様に100％の回収率を得ることができるが、
粒径が210μｍ以上の場合には層厚を25mm以上に増やし
て も回収率の向上は少なく、実質上100％の回収率を得る
のは不可能である。また、粒径を40μｍ未満にすると粒
状物同士の隙間が狭すぎて圧損抵抗が極端に大きくな
り、脱気効率が悪くなる。このような粒径の制限によ
り、層厚は常に5mm以上としなければならない。
従って、第２図に斜線で示される領域内の条件下でフ
ィルタ層を形成することにより、放射性廃棄物の吸引に
よる汚染を完全に防止することが可能になる。
ィルタ層を形成することにより、放射性廃棄物の吸引に
よる汚染を完全に防止することが可能になる。
なお、本発明においてフィルタ層７を構成する粒状物
としては、上記のような金属粉やステンレス粉の他、Zr
O2,SiO2等のセラミック製粉体が適用可能である。ま
た、処理用容器５の形状も特に問わず、例えばベローズ
式の伸縮可能な容器等であっても上記と同様の効果を得
ることができる。
としては、上記のような金属粉やステンレス粉の他、Zr
O2,SiO2等のセラミック製粉体が適用可能である。ま
た、処理用容器５の形状も特に問わず、例えばベローズ
式の伸縮可能な容器等であっても上記と同様の効果を得
ることができる。
以上のように本発明は、処理用容器内において充填し
た放射性廃棄物の上に所定条件を満たす粒状物からなる
フィルタ層を形成するようにしたものであるので、容器
の脱気を不都合なく行いながら、放射性物質が外部に導
き出されるのを確実に防止することができる。また、上
記フィルタ層は容器とともに減容処理されるものである
ため、フィルタの取換作業も不要である。
た放射性廃棄物の上に所定条件を満たす粒状物からなる
フィルタ層を形成するようにしたものであるので、容器
の脱気を不都合なく行いながら、放射性物質が外部に導
き出されるのを確実に防止することができる。また、上
記フィルタ層は容器とともに減容処理されるものである
ため、フィルタの取換作業も不要である。
第１図は本発明方法が実施される放射性廃棄物の減容固
化工程を示す工程図、第２図は同方法において形成され
るフィルタ層の条件を示すグラフ、第３図は同条件を導
くために行われた模擬試験の結果を示すグラフである。 ５……処理用容器、６……被処理物（放射性廃棄物）、
７……フィルタ層。
化工程を示す工程図、第２図は同方法において形成され
るフィルタ層の条件を示すグラフ、第３図は同条件を導
くために行われた模擬試験の結果を示すグラフである。 ５……処理用容器、６……被処理物（放射性廃棄物）、
７……フィルタ層。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 川村 重義 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 灯・核燃料開発事業団大洗工学センタ内 (72)発明者 小松 史明 兵庫県神戸市北区筑紫が丘６丁目２の11 (56)参考文献 特開 昭55−72899（ＪＰ，Ａ)
Claims (1)
- 【請求項１】放射性廃棄物が充填され、脱気および密封
が行われた後に圧縮処理が施される処理用容器の真空脱
気方法であって、上記放射性廃棄物を処理用容器に充填
し、その上に下記条件のいずれかを満たす粒状物からな
るフィルタ層を形成した後、このフィルタ層の上からガ
スを吸引して脱気を行い、密封することを特徴とする放
射性廃棄物の処理用容器の真空脱気方法。 （１） 粒状物の平均粒径が40μｍ以上105μｍ未満
で、層厚が5mm以上。 （２） 粒状物の平均粒径が105μｍ以上210μｍ以下
で、この平均粒径をｄμｍ、層厚をDmmとしたとき、 Ｄ≧（20/105）×ｄ−15 の関係が成立する。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1253856A JPH087279B2 (ja) | 1989-09-28 | 1989-09-28 | 放射性廃棄物の処理用容器の真空脱気方法 |
| US07/569,976 US5073305A (en) | 1989-09-28 | 1990-08-20 | Method of evacuating radioactive waste treating container to vacuum |
| DE69014806T DE69014806T2 (de) | 1989-09-28 | 1990-09-18 | Evakuierungsverfahren für Behälter radioaktiven Abfalls. |
| EP90402566A EP0420719B1 (en) | 1989-09-28 | 1990-09-18 | Method of evacuating radioactive waste treating container to vacuum |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1253856A JPH087279B2 (ja) | 1989-09-28 | 1989-09-28 | 放射性廃棄物の処理用容器の真空脱気方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03113400A JPH03113400A (ja) | 1991-05-14 |
| JPH087279B2 true JPH087279B2 (ja) | 1996-01-29 |
Family
ID=17257087
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1253856A Expired - Fee Related JPH087279B2 (ja) | 1989-09-28 | 1989-09-28 | 放射性廃棄物の処理用容器の真空脱気方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5073305A (ja) |
| EP (1) | EP0420719B1 (ja) |
| JP (1) | JPH087279B2 (ja) |
| DE (1) | DE69014806T2 (ja) |
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| US6084146A (en) * | 1996-09-12 | 2000-07-04 | Consolidated Edison Company Of New York, Inc. | Immobilization of radioactive and hazardous contaminants and protection of surfaces against corrosion with ferric oxides |
| US6288300B1 (en) | 1996-09-12 | 2001-09-11 | Consolidated Edison Company Of New York, Inc. | Thermal treatment and immobilization processes for organic materials |
| DE10142789C1 (de) * | 2001-08-31 | 2003-05-28 | Advalytix Ag | Bewegungselement für kleine Flüssigkeitsmengen |
| DE10201996A1 (de) * | 2002-01-21 | 2003-08-07 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Verfahren zur Konditionierung von gefährlichen Abfällen sowie Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
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| WO2018129450A1 (en) * | 2017-01-06 | 2018-07-12 | GeoRoc International, Inc. | Integrated ion-exchange disposal and treatment system |
Family Cites Families (15)
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| US4280921A (en) * | 1978-12-01 | 1981-07-28 | Newport News Industrial Corporation | Immobilization of waste material |
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| US4437578A (en) * | 1982-06-22 | 1984-03-20 | Steag Kernenergie Gmbh | Container and closure means for storage of radioactive material |
| SE442562B (sv) * | 1983-01-26 | 1986-01-13 | Asea Ab | Sett att innesluta radioaktivt eller annat farligt avfall och en behallare for sadant avfall |
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-
1989
- 1989-09-28 JP JP1253856A patent/JPH087279B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1990
- 1990-08-20 US US07/569,976 patent/US5073305A/en not_active Expired - Fee Related
- 1990-09-18 EP EP90402566A patent/EP0420719B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-09-18 DE DE69014806T patent/DE69014806T2/de not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0420719A2 (en) | 1991-04-03 |
| JPH03113400A (ja) | 1991-05-14 |
| DE69014806D1 (de) | 1995-01-19 |
| DE69014806T2 (de) | 1995-05-04 |
| EP0420719A3 (en) | 1992-02-26 |
| US5073305A (en) | 1991-12-17 |
| EP0420719B1 (en) | 1994-12-07 |
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