JPS58132698A - Method of processing radioactive waste - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

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
砕スラグとアルカリ金属水酸化物を固結剤とし、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っ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。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention provides a method for disposing of radioactive waste, in particular, uses granulated blast furnace slag and alkali metal hydroxide as a solidifying agent, has a large processing capacity, and has great stability against ocean dumping. and
The present invention relates to a processing method that can safely solidify even high-level radioactive waste.

放射性廃液等の廃棄物は、放射性物質が漏れないように
固結化あるいは容器すめ処理をしたものを処分体とする
ことになっており、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。Waste such as radioactive liquid waste is to be disposed of after being solidified or placed in a container to prevent radioactive substances from leaking. June.

科学技術庁）によれば、固化体の具備すべき条件は次の
ようである。According to the Science and Technology Agency), the conditions that the solidified material must meet are as follows.

（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（６）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、
輸送作業およ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（力　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って適切な処理法
が実施されている。例えば、放射能濃度がおよそ１０’
μＣｉ／ｍ／以下のいわゆる中・低レベル廃、棄物では
、セメント固化法とアスファルト固化法により行なわれ
ている。１０３μＣｉ　７ｍ１以上の高レベル廃棄物に
ついては、これらの固化法では不可能であって、流動層
■焼去、噴務■焼去、ボット燻焼法、ロータリーキルン
■焼去、ガラス化法、セラミック化法、セラミック多孔
体による吸収焼結法、溶融塩化法などが検討されている
が、ガラス化法が有力である。そして、高レベル廃棄物
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ェックボイドになっている。(1) Short setting time after solidification treatment (2) Low leaching rate of radionuclides (6) High impact resistance and durability (4) High stability against changes in temperature and humidity ( 5) No deterioration even after absorbing radioactivity (6) Transportation,
It must have a size and shape that is convenient for transportation and handling, and have a low radiation dose rate (specific gravity when sealed in a container is 1.2 or more. (8) It must be resistant to erosion by seawater and microorganisms. Conventionally,
Appropriate treatment methods are implemented for radioactive waste depending on its radioactivity concentration. For example, the radioactivity concentration is approximately 10'
For so-called medium- and low-level wastes and wastes of less than μCi/m/m, the cement solidification method and the asphalt solidification method are used. For high-level waste of 103μCi 7m1 or more, these solidification methods are not possible, and fluidized bed ■burning, jetting ■burning, bot smoking method, rotary kiln ■burning, vitrification method, ceramicization Although methods such as the absorption sintering method using ceramic porous bodies, and the molten chlorination method are being considered, the vitrification method is the most promising. The safety evaluation items for solidified high-level waste are (1) leaching rate, (2)
) thermal conductivity, (3) thermal stability, (4) mechanical strength, (
5) Radiation resistance has become an important check void.

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っている反面、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、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、アスファルト固化法に比べ放射性核
種の浸出率が大きく１．５〜２倍に増量するなどの欠点
を有している。According to the cement solidification method, the solidified material has excellent compression and heat resistance, has enough specific gravity to be dumped into the ocean, and the materials are cheap.
Although it has advantages such as short processing time, radioactive waste contains various dissolved salts, precipitated salts, poorly soluble salts, acids and alkalis, etc. as shown below, so it may cause abnormalities such as coagulation and hardening. Physically and chemically unstable solidified materials may be produced, and the leaching rate of radionuclides is large compared to the asphalt solidification method, resulting in a 1.5 to 2 times increase in amount.

すなわち、セメント固化法の対象となるものは、。In other words, the objects that are subject to the cement solidification method are:

イオン交換樹脂再生廃液、使用済イオン交換樹脂、蒸発
濃縮スラッジ、フィルタースラッジなどである。イオン
交換樹脂再生廃液には、沸騰型原子炉（ＢＷＲ）発電所
からのものは、主成分のＮａ２８０．とか、Ｆｅ、　Ａ
ｇ、　Ｃｒ、　Ｃｏ、Ｎｉ、　Ｚｎ、　Ｃｕなどの硫酸
塩、ＮａＣＪｌ？などが含まれ、また、加圧水型原子炉
（ＰＷＩ（）発電所からのものは、硼酸とボウ硝が含ま
れている。使用済イオン交換樹脂およびフィルタースラ
ッジ（ＢＷＲ型原子炉発電所排出）には、それぞれＮ　
Ｉ　２＋、ｐｅ２＋、Ｃｒ２＋、Ａｇ＋、Ｃｏ２＋、Ｃ
ｕ２＋、Ｈ＋（陽イオン交換樹脂）　ｃ４−１ＯＨ−（
陰イオン交換樹脂）など、さらにＦｅ、Ｎｉ、Ｃｏ、Ｚ
ｎ、Ｗなどの酸化物、Ｃｒ（ＯＨ）２などが含まれてい
る。These include ion exchange resin recycled waste liquid, used ion exchange resin, evaporation concentration sludge, and filter sludge. The ion exchange resin regeneration waste liquid from boiling nuclear reactor (BWR) power plants contains Na280. Or, Fe, A
Sulfates such as g, Cr, Co, Ni, Zn, Cu, NaCJl? In addition, those from pressurized water reactors (PWI) power plants contain boric acid and boron sulfate. Spent ion exchange resin and filter sludge (BWR reactor power plant discharge) are each N
I 2+, pe2+, Cr2+, Ag+, Co2+, C
u2+, H+ (cation exchange resin) c4-1OH-(
anion exchange resin), as well as Fe, Ni, Co, Z
Contains oxides such as n and W, Cr(OH)2, and the like.

しかも、セメント固化法では、高レベル廃棄物の処理は
不可能であるという欠点がある。Moreover, the cement solidification method has the disadvantage that it is impossible to treat high-level waste.

一方、アスファ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。On the other hand, the asphalt solidification method can alleviate the drawbacks of the cement solidification method, but it also has the following drawbacks, and currently it is not suitable for processing medium and low-level wastes due to processing capacity. The cement solidification method is mainly used.

すなわち、アスファルトの不良熱伝導性のために、廃棄
物の加熱蒸発作業の効率が悪く、また、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
が起こって排ガスが汚染され易くなるため、含水量の多
い廃棄物、たとえば、スラッジなどについてはアスファ
ルト固化する前に凍結再融解、遠心分離などの方法によ
って５０〜７０％の含水量まで脱水する必要がある。ま
た、アスファルトは可燃性であるから、加熱蒸発時にお
けるアスファ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
スファルトは、大量の放射線の照射によって、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、高レベル廃
棄物の処理には適さない。In other words, due to the poor thermal conductivity of asphalt, the efficiency of heating and evaporating the waste is low, and if the waste contains a large amount of water, foaming and droplet entrainment occur during evaporation, causing exhaust gas Waste materials with a high water content, such as sludge, must be dehydrated to a water content of 50 to 70% by freezing-re-thawing, centrifugation, etc. before being solidified into asphalt. Furthermore, since asphalt is flammable, it is necessary to take fire prevention measures such as ignition due to overheating of the asphalt during heating and evaporation, and fire prevention during storage and transportation. Furthermore, asphalt tends to increase its elasticity and softening point, decrease its penetration and flash point, and expand its volume due to the generation of decomposition gas when exposed to large amounts of radiation, making it difficult to treat high-level waste. is not suitable.

本発明者は、セメント固化法やアスファルト固化法にお
ける以上の欠点を解決し、高レベル廃棄物であっても、
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吉アルカリ金属
水酸化物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。The present inventor solved the above-mentioned drawbacks of the cement solidification method and asphalt solidification method, and even with high-level waste,
As a result of various research into safe solidification methods,
The present invention was completed based on the discovery that finely powdered granulated blast furnace slag alkali metal hydroxide can be used as a solidifying agent.

すなわち、本発明は、放射性廃棄物に微粉末の高炉水砕
スラグとアルカリ金属水酸化物を加えて固化することを
特徴とする放射性廃棄物の処理方法である。That is, the present invention is a method for treating radioactive waste characterized by adding finely powdered granulated blast furnace slag and an alkali metal hydroxide to the radioactive waste and solidifying the mixture.

以下、本発明について詳しく説明する。The present invention will be explained in detail below.

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３　、０００　ｃｍ５４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。Ordinary granulated blast furnace slag is sufficient, and its fineness is preferably 3,000 cm54 or more in Blaine specific surface area. If it is significantly coarser than this, sufficient strength cannot be obtained and it cannot be processed into a solidified material with a low leaching rate.

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、リチウムなどがあげられ、工業的に
はすｌ−ＩＪウムが好ましい０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歌１部以下、好ましくは４〜１０重量部である。Alkali metal hydroxide is a necessary component to stimulate the latent hydraulic properties of granulated blast furnace slag and solidify radioactive waste in a short time. The preferable addition amount is 2 to 20 parts by weight, particularly 4 to 20 parts by weight, per 100 parts by weight of granulated blast furnace slag.
It is 10 parts by weight. If the amount is less than 2 parts by weight, the strength development will be low, and if it exceeds 20 parts by weight, the strength will not increase significantly. However, when used for acidic waste, more than 20 parts by weight may be required in order to cause the reaction to occur in an alkaline region. Examples of the alkali metal in the alkali metal hydroxide include sodium, potassium, lithium, etc., and industrially preferred is lithium. By using this alkali metal hydroxide and an alkali metal carbonate together, , which has the advantage of increasing long-term strength growth. The amount of the alkali metal carbonate added is 1 part by weight or less, preferably 4 to 10 parts by weight, per 100 parts by weight of granulated blast furnace slag.

アルカリ金属炭酸塩としては、ナトリウム、カリウム、
リチウムな′どの炭酸塩又は重炭酸塩があげられるが一
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。Alkali metal carbonates include sodium, potassium,
Examples include carbonates or bicarbonates such as lithium, but sodium carbonate is most preferred in view of availability and performance.

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。その例をあげれば
、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。Furthermore, a water reducing agent can be added to increase fluidity, improve watertightness, and lower leaching rate. Examples include lignin sulfonate, alkylaryl sulfonate, aromatic polycyclic condensate sulfonate, water-soluble melamine formalin sulfonate, oxyorganic acid salt, polyol, polyoxy These include ethylene alkyl ether type and higher polyhydric alcohol type.

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。Conventional cement solidification methods can be used to treat radioactive waste using the solidification agent according to the present invention.

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、砂などとともに混釡して、ドラム罐やコン
クＩＪ　　（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１、ミキシング法、とくにドラム罐などの
ミキシング法器のなかで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
であっても、アルカリ金属水酸化物、アルカリ金属炭酸
塩、減水剤などの添加は、溶液であっても固体粉末であ
ってもかまわない。固結剤の添加量は含水の放射性廃棄
物１００重量部に対し６０〜５００重量部程度が一般的
に使用される。In other words, the most common mixing method involves mixing radioactive waste with granulated blast furnace slag, alkali metal hydroxide, sand, etc. and solidifying it in a drum can or conch IJ (container); An adsorbent-combined solidification method can be adopted in which waste is injected into the voids of the filling after filling an adsorbent and a solidifying agent to improve the adsorption effect of water, ions, etc.Generally, 1. Mixing method In particular, the in-drum mixing method is adopted, in which waste is mixed with a caking agent in a mixing device such as a drum can, solidified as it is, and the resulting container is used as a final disposal container. However, alkali metal hydroxides, alkali metal carbonates, water reducing agents, etc. may be added in the form of solutions or solid powders.The amount of solidifying agent added is 100 parts by weight of water-containing radioactive waste. Generally, about 60 to 500 parts by weight is used.

高レベル廃棄物の場合は、混練物が凝結硬化する前にホ
ッ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。In the case of high-level waste, by hot-pressing and solidifying the kneaded material before it hardens, it becomes a very dense solidified material, which can be processed to satisfy the important safety evaluation items mentioned above. .

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。The method of the present invention exhibits many superior effects compared to conventional cement solidification methods, as shown below.

（１）放射性核種の浸出率が小さい。(1) The leaching rate of radionuclides is small.

（２）低学抵抗性が大きいので海洋投棄に安全である。(2) It is safe to be dumped into the ocean because of its high resistance.

（ろ）早強性であるので処理能力が大きい。(B) Because it is early-strengthening, it has a large processing capacity.

（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。(4) Since the compressive strength is high, there is a high possibility that it will break during transportation.

（５）耐熱性がある。(5) Heat resistant.

（６）重金属イオンの封鎖能が高い。(6) High ability to sequester heavy metal ions.

（ハ　組織が緻密なために耐久性が大きい。(C) It has great durability due to its dense structure.

（８）　　アルカリ度が高いため容器の腐食が少ない。(8) Due to the high alkalinity, there is less corrosion of the container.

（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の添加量を多くすることに
よって対処できる。(9) Products containing ion exchange resins, boric acid, etc. can be dealt with by increasing the amount of alkali metal hydroxide added.

（１０）多量の硫酸塩を含むイオン交換樹脂再生廃液を
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。(10) Normally, when ion exchange resin regeneration waste liquid containing a large amount of sulfate is solidified with only Portland cement, ettringite is produced and expansion failure may occur, but this does not occur at all in the method of the present invention.

（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。(11) In terms of raw materials, it is an effective use of industrial by-products, which saves resources and energy.

（１つ　　高レベル廃棄物の処理が可能となり、しかも
、従来の高レベル廃棄物処理法よりもすぐれた処理がで
きる。(1) It is now possible to process high-level waste, and it is even better than conventional high-level waste treatment methods.

以下、実施例をあげてさらに詳しく説明する。Hereinafter, the present invention will be explained in more detail with reference to examples.

実施例１ この例は、中・低レベル廃棄物を処理したものである。Example 1 This example deals with the treatment of medium and low level waste.

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、フィルタースラッジ、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１表に示す固結剤を
用いてミキシング法で同化処理し、固化体の諸物性を測
定した１その結果を第１表に示す。That is, radioactive waste consisting of ion exchange resin regeneration waste liquid, filter sludge, used ion exchange resin, etc. discharged from boiling water reactors (BWRs) was sampled after being evaporated, concentrated, dehydrated and separated, and the results are shown in Table 1. The solidified material was assimilated by a mixing method using the shown solidifying agent, and various physical properties of the solidified material were measured.The results are shown in Table 1.

なお、サンプリングした廃棄物の含水率は８０重量％で
あり、固結剤は、該含水廃棄物１００重量部に対し２０
０重量部とした。水中における浸出率と圧縮強変は、混
練後材台１日の４　Ｘ　４　Ｘ　１６　ｃｍの供試体で
測定したものであり、酸性水溶液中の重重変化率は、材
令７日の供試体を浸漬材令１ケ月としたイ直である。The water content of the sampled waste was 80% by weight, and the amount of solidifying agent was 20 parts by weight per 100 parts by weight of the water-containing waste.
The amount was 0 parts by weight. The leaching rate and compressive strength change in water were measured on a 4 x 4 x 16 cm specimen that had been left on the wood stand for 1 day after kneading, and the weight change rate in an acidic aqueous solution was measured on a 7-day-old specimen. This is the first step after soaking the material for one month.

第　　　　１　　　表 第１表に示されるように、本発明の実施例１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。Table 1 As shown in Table 1, it can be seen that the material treated in Example 1 of the present invention is superior in each physical property to those using ordinary Portland cement and blast furnace cement.

実施例２ この例は、高レベル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６表に示す。Example 2 This example deals with the treatment of high level waste. That is, after the high-level waste shown in Table 2 was evaporated and concentrated, it was solidified using various methods, and various physical properties of the solidified product were measured. The results are shown in Table 6.

本発明の実施例２は、比較例４に７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。It can be seen that Example 2 of the present invention has better physical properties of the solidified material than Comparative Examples 4 and 7, and that even high-level waste can be treated satisfactorily.

第　　　２　　　表 第２表は、標準ビューレックス法で処理し、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。Table 2 Table 2 shows the results of processing using the standard Burex method and cooling for 5 years. However, corrosion products and dissolved residues are not included.

第　　　　６　　　表 （庄）第３表に示した固化法は次の通りである。Table 6 (Sho) The solidification methods shown in Table 3 are as follows.

Ｏ硼珪酸ガラス法−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（１０５０Ｃ）した後、溶融物を別の容器に流し出
しガラス化した。Borosilicate Glass Process - A mixture of waste and silica-borax slurry is placed in a stainless steel cylindrical container, evaporated, sintered,
After melting (1050C), the melt was poured into another container and vitrified.

０燐酸ガラス法−ステンレス鋼製円筒容器で、廃棄物に
８３ＰＯ４を添加混合し、蒸発、溶融（６００″Ｃ）し
た後、別の容器に流し込みガラス化した。Zero phosphate glass method - In a stainless steel cylindrical container, 83PO4 was added and mixed to the waste, evaporated and melted (600''C), and then poured into another container and vitrified.

０セラミック法−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、ガラスフリット、融剤、バ
インダーなどを添加し常温でプレスした後２０００　Ｃ
で焼結した。なお、使用したカラス組成は次の通りであ
る。0 Ceramic method - After evaporating and concentrating the waste in a stainless steel cylindrical container to obtain a calcined body, glass frit, flux, binder, etc. are added and pressed at room temperature, followed by 2000 C.
Sintered with The composition of the glass used is as follows.

Ｎａ２Ｏ４，２％、Ｋ２Ｏ３，２％、５ｉｎ２４８．０
％、ＺｎＯ４，Ｑ％、Ｍ２Ｏ，６，５％、ＣａＯ３，２
％、Ｂａ０４．Ｑ％、Ｂ２０３１０．Ｄ％Ｑ仮焼粉法−
５００Ｃに加熱されたステンレス鋼製円筒容器内に廃棄
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。Na2O4, 2%, K2O3, 2%, 5in248.0
%, ZnO4,Q%, M2O,6,5%, CaO3,2
%, Ba04. Q%, B20310. D%Q calcined powder method-
The waste was supplied by spraying into a stainless steel cylindrical container heated to 500C to adhere particles, and the waste was evaporated and calcined to solidify to grow the particles.

０本発明法−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／Ｐ　）を仮焼体２０部に対し７
０部加え、さらに該スラグ１００部に対しＮａＯＨを６
．０部、Ｎａ２ＣＯ３を６．０部、水を２５部、リグニ
ンスルホン酸塩を０．２部をそれぞれ加えて混練した後
、２００Ｃで加熱しながら５００　ｋｉ　ｆ／ｃｒｎ２
の圧力を加えて円柱状のものを得た。0 Present invention method - After evaporating and concentrating the waste in a stainless steel cylindrical container to obtain a calcined body, granulated blast furnace slag (
Fineness: 5650cm2/P) for 20 parts of calcined body
Add 0 parts and further add 6 parts of NaOH to 100 parts of the slag.
．． 0 parts, 6.0 parts of Na2CO3, 25 parts of water, and 0.2 parts of lignin sulfonate were added and kneaded, and then heated at 200C to 500 ki f/crn2.
A cylindrical shape was obtained by applying pressure.

特許出願人　　電気化学工業株式会社Patent applicant: Denki Kagaku Kogyo Co., Ltd.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 放射性廃棄物に微粉末の高炉水砕スラグとアルカリ金属
水酸化物を加えて固化することを特徴とする放射性廃棄
物の処理方法。A method for disposing of radioactive waste characterized by adding finely powdered granulated blast furnace slag and alkali metal hydroxide to the radioactive waste and solidifying the waste.