JPS599598A - 廃滓塊状物をつくる方法 - Google Patents

廃滓塊状物をつくる方法

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JPS599598A
JPS599598A JP58112589A JP11258983A JPS599598A JP S599598 A JPS599598 A JP S599598A JP 58112589 A JP58112589 A JP 58112589A JP 11258983 A JP11258983 A JP 11258983A JP S599598 A JPS599598 A JP S599598A
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JP
Japan
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waste
slag
purex
mixture
alcohol
Prior art date
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Pending
Application number
JP58112589A
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English (en)
Inventor
ジエ−ムス・マイケル・ポ−プ
ドン・エドワ−ド・ハリソン
エドワ−ド・ジ−ン・ラホダ
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CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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Publication date
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Pending legal-status Critical Current

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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305Glass or glass like matrix

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  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Treatment Of Sludge (AREA)

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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉の焼滓を集塊させて塊状物にする力υ
、に関する。
PUREX法(”PUREX”は[抽出によるプルトニ
ウム−ウラニウム回収J(PIutonium−ura
nium  rec。
very  by  extraction)の頭文字
からつくった造語である)においては、原子炉から出た
使用済の燃料は廃棄物処理設備によって硝酸中に溶解さ
れる。ウラニウム及びプルトニウムを有機溶剤で抽出し
、残った水相を水酸化ナトリウムで中和して炭素鋼製の
タンク内で貯蔵できるようにする。
PUREX廃棄物は放射能を出す商業的な有用性のない
ものであるから、ガラス化設備中で動かないようにガラ
スに封入する等の処理をして、安全な状態で廃棄しなけ
ればならない。廃棄物処理施設によっては、’P U 
REX廃棄物の星が少な過ぎて、その処理施設にガラス
化プラントを建設するとコストが合わなくなる場合もあ
り、PUREX廃棄物を中央ガラス化設備に輸送しなけ
ればならないことになる。しかし、PUREX廃棄物は
放射性液体であるから、輸送路での漏れの危険性になり
、この粉末を入れた容器が破損し破損1」から風によっ
て粉末が撒き故らぎれる危険があるので、輸送できない
。従って、空気によって徹き散らされない粒度を持つ固
体の形にすることによって、始めて廃棄物の輸送が可能
になる。
米国特性第4.,020,004号明細書には、放射性
のフェロシアン化物類を炭酸ナトリウム及び玄武岩と一
1酸化硼素との化合物、又はシリカと石灰との化合物と
ともに溶融することにより、動かないガラスにする方法
で開示yれている。
米国特許第4.202.792号明細書には、液状の核
廃棄物をガラス形成剤と混合して硼珪酸ガラス化合物を
得る方法が開示されている。
米国特許第4.224,177号明細書には、核廃棄物
を含有するガラス棒を3N塩酸溶液及び15〜20%塩
化アンモニウム水溶液で浸出する方法が開示されている
米国特、1′l第4,234,449号明細書にには、
放射性のアルカリ金属なシリカ粒子と牛jIこ合して、
放射性物質を貯蔵するガラスをつくる方法が開示されて
いる。
1981年6月121」伺けで禮出願された「核廃棄物
を封じ込めるためのアルコールを含有しないアルコキシ
ド法」と題する米国特、11出願第272,852号(
出願人:ホープ(POPE)外)の明細書には、ガラス
に代わるアルコールを含有しないアルコキシド類中に核
廃棄物を封入する方υ、が開示ぶれている。
従って、本発明は、中和したPUREX廃棄物を集塊さ
せた焼滓塊状物にする方法であって、11行記PURE
X廃棄物を濃縮して固形物30〜40%にし、前記の濃
縮されたPUREX廃棄物に0.001〜1%の水酸化
アルミニウムと5〜15%のシリカと1〜3%の酸加硼
素とを含有する混合物を生成させるに必要な脱アルコー
ルした珪素、及びアルミニウムのアルコキシド類のコロ
イドを添加し、前記混合物を400〜700°Cに加熱
して前記焼滓塊状物にすることを特徴とする方法を提供
せんとするものである。
本発明者等は、PUREX廃棄物に脱アルコール・アル
コキシド類を添加し、得られた混合物を加熱することに
より、焼滓塊状物をつくることができるという知見を得
た。このようにして得られた焼滓塊状物は、空気によっ
て吹き散らされることがないので、安全輸送できる。焼
滓塊状物をガラス化設備中でアンモニウム(即ち、アン
モニウム水)に入れると、容易に分解することができる
。加熱してアンモニアをとばせば、得られるスラリーは
既イfのカラス化設備で処理するに適したものになる。
本発明の方法は、比較的簡単であって、単にアルコール
処理したアルコキシド類を廃棄物に添加するだけでよい
。本発明の方法は。
その発生のため高価な炉や多大のエネルギー・コストを
必要とし廃棄物中の放射性成分が揮発する可能性がある
高温度を必要としない方法である。
不発明をより明確に理解できるよう、添伺の図面を参照
しつつ、以下に本発明の好ましい実施例について説明す
る。
さて、添伺の図面において、キャニオン区域l及び2を
点線で示しであるがこれらのキャニオン区域の内部のブ
ロックは、ブロック内の工程が放射能封じ込め処置下で
実施されることを示す。本発明の第1の工程においては
、 P U RE X廃棄物を1例えば蒸発により、ブ
ロック3において濃縮して汚染yれていない廃水4を得
る。分離工程ではブロック5においてアルコキシド類を
添加し加熱して、既イ1のアルコール並びに反応中に生
じたアルコールを除去する。ブロック6において、 j
J−L合し脱アルコールしたアルコキシド類を濃縮PU
REX廃棄物と混合し、混合物をブロック7に送り、そ
こで水を蒸発させて加熱して焼滓をつくる。次いで、容
器に入れた焼滓をガラス化センターまたは入口ブロック
8に送り、水酸化アンモニウムで分解・浸出する。得ら
れたスラリーをブロック9において加熱してアンモニア
を回収し9回収したアンモニアを流路lOに還流させる
。残余のスラリーは流路11を通って、ガラス化設備に
送る。
本発明方法の出発物質は、核燃ネ1再処理設備で生じる
中和されたPUREZ廃棄物である 。PUREXプロ
セスにおいては、使用済の核燃料は硝酸中に溶解され、
ウラニウムとプルトニウムは有機溶剤で抽出される。
残った水相を水酸化ナトリウムで中和すると、全固形分
含有率か20〜30%であり、前記の全固形分のう ち
の少なくとも約15%がナトリウムであって 残部が硝
酸塩、水酸化物、放射性の核物質、酸化鉄その他の化合
物によって占められるものである。本発明の第一 工程
において、中和したPUREX廃棄物は固形分30〜4
0%になるまで濃縮される。廃棄物を濃縮することによ
り、処理すべS流体をできるだけ少なくして加工するこ
とができるようになる。しかしながら、濃度が40%以
」二になると、ポンプ圧送が困難になる。加熱して水を
蒸発させることにより濃縮することができる。
分一工程では、固化物質を調整する必要がある。必要な
珪素、硼素及びアルミニウムのアルコキシド類等をアル
コールと混合した後、水と71N合し、アルコールを蒸
留することなより、固化物質を調製できる。この種のア
ルコキシド類は、一般式S i (OR)+、B(OR
)、及びA1(OR’)3で表わされ1式中RはCIO
までのアルキルノ1(であり、Rは水素または、C1,
までのアルキル基を示す。Rとしては、最も安価であり
、高級のR基の場合に生じる水とアルゝ−ルとの共沸混
合物を生じない点から、メチル基が好ましい。安価であ
る点から、R゛として好ましいのは水素である。操作を
簡単にするために、全てのR基が同一の)、(であるこ
とが(IFましい。同じ理由で、上記混合物中で使用す
るアルコールは、アルコキシド類から凝縮して除去され
るアルコールと同一であるのが好ましい。アルコキシド
類から固化物質を生成させる工程は既知の工程であり、
上で引用した米国特許出願第272,852号の明細書
に記載されている。手短かに説明すると、アルコール対
アルコlキシドのモル比が、0.5対3になる割合でア
ルコキシドにアルコールを添加し1次に水対アルコキシ
ドのモル比が3対6になる割合で水を加える。勿論、!
二記のモ程に設計変更を加えて固化物質を調製すること
もできる。アルコキシド類の混0 合物は、コロイドになる。
本発明の次の工程は、コロイドからアルコールを蒸発さ
せる工程である。この蒸発工程は、巾にアルコールの沸
点になるまで加熱し、アルコールの蒸発が終わるまで加
熱するという簡単な操作である。蒸発するアルコールは
、最初に添加したアルコール及び以下の−・般式で示さ
れるアルコキシドの高分子化に伴なって凝縮してくるア
ルコールの両方を含む。なお、以下の式中9Mは珪素、
硼素またはアルミニウムを示す。
M (OR)、+ H、O+M、1(OH)+ n R
OH本発明方法の次の工程においては、二ロイ硼素また
は珪素が含有されている可能性があるから、廃棄物中に
存在するこれらの元素の量を考慮に入れて、固化物質中
のアルミニウム、硼素または、珪素の量を調節しなけれ
ばならない。濃縮したPUREX廃棄物と調製1 した固化物質との混合物の組成が、 0.001〜1%
(尚1本明細書中の%は全て型開%である。)の水酸化
アルミニウム(AI(OH)J)トと、5〜15%のシ
リカ(SiO□) と、1〜3%の酸化硼素(B203
)とを含有し、残部が濃縮化合物類からPUREX廃棄
物中に含まれていた他の元素及び化合物類から成る組成
になるよう調節しなければならない。木嶺明者等の知見
によれば、存在する水酸化アルミニウムの早が1;記の
下限喰より少ない場合にはし 得られる焼滓が伺着し合って一体の固化物もならず、逆
に、存在する水酸化アルミニウムの量が上記のに限値を
越えると得られる焼滓のガラス化が進み過ぎて焼滓の浸
出・分解が困難になる。シリカ量が少なすぎると粉末に
なり、シリカll1−が多過ぎると焼滓の浸出が困難に
なる。これと逆の効果が酸化硼素によってもたらされ、
醇化硼素の量が少な過ぎると焼滓の浸出が容易でなくな
り、酸化硼素の量が多過ぎると粉末ができる。」二記の
理由から2 、好ましい水酸化アルミニウムの濃度は0.001〜0
 、 ’002%、好ましいシリカの濃度は5〜10%
、好ましい酸化硼素の量は1.5〜2.5%である。
本発明方法の次の]−程テ、 a1i!P U RE 
X焼滓物と調製した固化物質との混合物を4゜0〜70
0°Cに加熱して、存在する水の全量を蒸発させ固形分
の容積を減少させて焼滓の形にする。」二記の温度範囲
よりも低い温度で加熱した場合には粉末に近いものにな
り、上記の温度範囲よりも高温に加熱した場合にはは5
50%〜650℃である。
上記のようにして得た焼滓は安全に包装または容器に入
れることができ、鉄道、トラックその他の手段によって
安全にガラス化センターに輸送することができ、ガラス
化センターで処理して永久的にガラス中に封じ込めるこ
とかできる。ガラス化センターにおいて。
 3 焼滓に水酸化アンモニウムを添加すると、水出する。ア
ンモニアには回収可能で再使用でき、廃薄物の容積を増
大しないので、水酸化アンモニウムを使用する。水にア
ンモニアを添加して水酸化アンモニウムをつくる。水酸
化アンモニウムの濃度が10%未満であると浸出に要す
る時間が長くなり過ぎ、水中のアンモニアの飽和溶解度
が29%であるから。
水酸化アンモニウムの濃度を10〜29%とする。アン
モニア浸出完了後、スラリーを過熱してアンモニアを蒸
発させ、アンモニアは回収して再循環使用する。次いで
従来公知の方法により、ナトリウムをスラリーから除去
し、更に変性することなく、スラリーをガラス化二[程
に入れる。ガラス化工程は既知の工程であり9文献に記
載されている。
次に、実施例を挙げて1本発明を例示する 4 ・シ     −    91 四エトキシ■1素(silicon  tetraet
 hoxide)30%と、三エトキシ硼素(boro
n  triethoxide)8.5%と、エチルア
ルコール61.5%とから成る4尾合物1866gを準
備した。この混合物に2614gの水を添加した。得ら
れた混合物を64,4°C(148°F)に加熱して。
アルコールの全量を蒸発させた。
以下のN1成の模擬PUREX廃棄物を準備した。(組
成は%で示しである。) Na So ・IOH015,8・Cr(OHI)  
   0.52  +     2 NaNO340,B   N1(OH)、     0
.28aN%        32.0  AI(01
()、     0.007Nail(1,2AIFj
O,l NaC1O,004NA3 PO4−12Mo03 0
.8F e (OH)J       3 、8   
M n O□0.2F e P O’f−2、3N a
 U2−07       1 、0持、土類 Eu、0.       0.I   CeO□0.0
0B核***生成性 ’3r0      0.002  Ca(OH)  
   0.006RuO:LO,003ZrD、   
  0.002Ba(OH)  ・81(00,1 2i L記の模擬廃棄物をloO’c(212°F)に加熱し
て水を追い出し、廃棄物を濃縮して500gにした。こ
れに200gの脱アルコールアルコキシド程合物を加え
た。得られた混合物を加熱して600 ’Cにしたとこ
ろ。
粒度的3.2 mm−8,4mm (1/8−1/4イ
ンチの付着または接着して一体となった固したところ、
焼滓は完全な分解した。次に。
アンモニアが蒸発してしまうまで、得られたスラリーを
54.4°0(130°F)に加熱し5 た。
ら焼滓塊状物をつくる方法を示すフロー・チャー1−(
l二程図)である。
7 6 釧 シ 、7( ji ぶδ

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、中和したPUREX廃棄物を集塊させて焼滓塊状物
    にする方法であって、前記PUREX廃棄物を濃縮して
    固形分30〜40%にし、前記の濃縮されたPUREX
    廃棄物に0、.0O1−1%の水酸化アルミニウムと5
    〜15%のシリカと1〜3%の酸化硼素とを含有する混
    合物を生成させるに必要な脱アルコールした珪素、硼素
    及びアルミニウムのアルコキシド類のコロイドを添加し
    、前記混合物を400〜700℃に加熱して前記焼滓塊
    状物にすることを特徴とする方法。 2、前記混合物が、0.001〜0.002%の水酸化
    アルミニウムと、5〜10%のシリカと、1.5〜2.
    5%の酸化硼素とを含有することを特徴とする特許請求
    範囲第1項に記載の方法。 3、前記混合物を550〜650°Cに加熱することを
    4′!Fm、とする特許請求の範囲第1項又は第2項に
    記載の方法。 4、脱アルコールされる対象アルフールがメタノールで
    あることを特徴とする特許請求範囲第1項又は第2項に
    記載の方法。 5、焼滓塊状物を容器に入れて輸送する最終工程を有す
    ることを特徴とする特許請求の範囲第1項〜第4項の何
    れかに記載の方法。 6、焼滓塊状物を水酸化アンモニウム中で分解する最終
    工程を有することを特徴とする特許請求の範囲第5項に
    記載の方法。 7、水酸化アンモニウムが10〜29%であることを特
    徴とする特許請求の範囲第6項に記載の方法。 8、分解された焼滓と水酸化アンモニウムとを加熱して
    、アンモニアを追い出し、再使用する工程を有すること
    を特徴とする特許請求の範囲第6項又は第7項に記載の
    方法。
JP58112589A 1982-06-29 1983-06-22 廃滓塊状物をつくる方法 Pending JPS599598A (ja)

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US06/393,270 US4487711A (en) 1982-06-29 1982-06-29 Cinder aggregate from PUREX waste
US393270 1989-08-10

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Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4744973A (en) * 1985-11-29 1988-05-17 Westinghouse Electric Corp. Inorganic polymeric cationic ion exchange matrix
FR2596909B1 (fr) * 1986-04-08 1993-05-07 Tech Nles Ste Gle Procede d'immobilisation de dechets nucleaires dans un verre borosilicate
JPH0648314B2 (ja) * 1987-02-13 1994-06-22 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液の処理方法
US4759949A (en) * 1987-07-23 1988-07-26 Westinghouse Electric Corp. Method of insulating ferromagnetic amorphous metal continuous strip
US4808464A (en) * 1987-07-23 1989-02-28 Westinghouse Electric Corp. Insulating ferromagnetic amorphous metal strips
US4898692A (en) * 1988-11-16 1990-02-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for direct conversion of reactive metals to glass
US6297419B1 (en) * 1998-05-29 2001-10-02 British Nuclear Fuels Plc Method of waste treatment

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4020004A (en) * 1975-11-21 1977-04-26 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Conversion of radioactive ferrocyanide compounds to immobile glasses
DE2611689C3 (de) * 1976-03-19 1979-01-11 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Verfahren zum Einschließen von radioaktiven Spaltprodukten
DE2657265C2 (de) * 1976-12-17 1984-09-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung von aus der Wiederaufarbeitung von Kernbrenn- und/oder Brutstoffen stammenden radioaktiven Abfallflüssigkeiten in einer Matrix aus Borsilikatglas
US4224177A (en) * 1978-03-09 1980-09-23 Pedro B. Macedo Fixation of radioactive materials in a glass matrix
US4253985A (en) * 1979-01-17 1981-03-03 The Dow Chemical Company Process for handling and solidification of radioactive wastes from pressurized water reactors
US4234449A (en) * 1979-05-30 1980-11-18 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method of handling radioactive alkali metal waste
DE2929167A1 (de) * 1979-07-19 1981-02-05 Uhde Gmbh Verfahren zur reinigung der bei der wiederaufbereitung von bestrahlten kernbrennstoffen nach dem purex-prozess vorhandenen produktloesungen von tritium
US4376070A (en) * 1980-06-25 1983-03-08 Westinghouse Electric Corp. Containment of nuclear waste
US4377507A (en) * 1980-06-25 1983-03-22 Westinghouse Electric Corp. Containing nuclear waste via chemical polymerization
US4422965A (en) * 1980-08-11 1983-12-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear waste encapsulation in borosilicate glass by chemical polymerization
US4430257A (en) * 1981-06-12 1984-02-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Alcohol-free alkoxide process for containing nuclear waste

Also Published As

Publication number Publication date
EP0102153B1 (en) 1986-09-03
US4487711A (en) 1984-12-11
DE3365862D1 (en) 1986-10-09
CA1196180A (en) 1985-11-05
EP0102153A1 (en) 1984-03-07

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