JPS6199896A - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents

放射性廃液の処理方法

Info

Publication number
JPS6199896A
JPS6199896A JP22106384A JP22106384A JPS6199896A JP S6199896 A JPS6199896 A JP S6199896A JP 22106384 A JP22106384 A JP 22106384A JP 22106384 A JP22106384 A JP 22106384A JP S6199896 A JPS6199896 A JP S6199896A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
glass
radioactive waste
waste liquid
reaction
crushed
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
Application number
JP22106384A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH055078B2 (ja
Inventor
仲道 山崎
星野 吉廣
雄 久保田
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsui Engineering and Shipbuilding Co Ltd
Original Assignee
Mitsui Engineering and Shipbuilding Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Mitsui Engineering and Shipbuilding Co Ltd filed Critical Mitsui Engineering and Shipbuilding Co Ltd
Priority to JP22106384A priority Critical patent/JPS6199896A/ja
Publication of JPS6199896A publication Critical patent/JPS6199896A/ja
Publication of JPH055078B2 publication Critical patent/JPH055078B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Fertilizers (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】 [産業上の利用分野] 本発明は、使用済核燃料の再処理工場等から排出される
放射性廃液を固形化処理するようにした放射性廃液の処
理方法に関するものである。
[従来の技術] 使用済核燃料の再処理工場等から排出される放射性廃液
とりわけ高レベルの放射能を帯びた廃液は、従来、廃液
のまま貯蔵されていた。また、近年、保管をより容易な
ものとするためにガラス固化体とし、キャニスタと称さ
れるステンレス等からなる耐久性を有する容器に充填し
て保存するガラス固化法が開発されている。
従来性なわれているガラス固化法について、第2図を参
照しながら説明すると、 a、 まず放射性廃液lにガラス原料(例えばガラスカ
レット等)を混ぜ、 b、 これ、をガラス溶解炉3中にて溶融させた後。
C0その底部の抜出ノズル4からキャニスタ5に流し出
す。
図中6はガラス流を示す。また7は、溶解炉3111で
発生する蒸気を、処理設備に送給する配管を示す。
[発明が解決しようとする問題点1 .1−記従来のプロセスにおいては、 イ、 高温の溶融ガラスがキャニスタの内面に直に接触
する。
口、 この接触は酸化雰囲気(空気雰囲気)で行なわれ
る。
ハ、 溶融ガラスが急冷されて破砕物状となるので、固
化ガラスの比表面積が大きくなる。
等の改善課題がある。また、 二、 充填するキャニスタを交換する場合等には、ガラ
ス流6を断続させねばならず、従ってノズル4を通過す
る溶融ガラスが間欠的となる。そのため、ノズル4に温
度の昇降による膨張、収縮が負荷され、ノズル4の寿命
が短くなる。
等の問題もあった。
E問題点を解決するための手段1 上記問題点を解決するために1本発明はガラス溶融炉中
の溶融ガラスを水中に流し出して破砕物状となし、これ
を水熱条件下で固めて躯体化するようにしたものであり
放射性廃液にガラス原料を混ぜた後加熱してガラスを溶
融させ、この溶融物を水中に流し出して破砕物状の固化
ガラスとなし、次いでこの破砕物状ガラスを、水の存在
下で圧カフ 0 K g / c m’以上、温度15
0℃以上の加熱加圧状態に保持して躯体化させた後、キ
ャニスタ中に保存することを特徴とする放射性廃液の処
理方法、 を要旨とするものである。
以下本発明について更に詳細に説明する。
第1図は本発明の好ましい一態様を示す系統図である。
本発明方法では、 ■ 放射性廃液lにガラス原料2を混じ。
■ ガラス溶融炉3にて溶融する。放射性廃液l中の放
射性物質の大部分は、溶融ガラス中に取り込まれ、一部
は水蒸気と共に配管7より揮散するが、配管7の下流側
に設置されている捕集r段(図示せず)により捕集され
る。
■ ガラス溶融炉3中の溶融ガラスは、水8中に流し出
され、これにより固化すると共に、急冷されるので細か
な破砕物状ガラス9となる。
■ この破砕物状ガラス9は乾燥器lOで乾燥した後、
又は水切装jlllで所要量の付着水を水切した後、 ■ 水熱条件下にて躯体化し、キャニスタ中に保存する
ヒ記一連のプロセスについて次に詳細に説明する。
プロセスΦについて: 本発明では、処理対象となる放射性廃液は、特に限定さ
れるものではなく、使用済核燃料の再処理設備から排出
される廃液の他、原子力発電所、研究施設等から排出さ
れる液等、各種の放射性廃液に適用し得る。
ガラス原料としては、珪酸(SiO2)を含むものが用
いられ、例えば、ホウ珪酸ガラス、ソーダホウ珪酸ガラ
ス等の他、ソーダ石灰質ホウ珪酸ガラス、ソーダ石灰ガ
ラス、高鉛珪酸塩ガラス、含リン酸塩珪酸質ガラス等も
用い得る。
ガラス原料と放射性廃液との混合割合は、放射性廃液中
の固形分1重量部に対しガラス原料日重量部以上、とり
わけ 3〜10重量部程度とするのが好ましい。
プロセス■について; ガラスを溶融する温度は、そのガラスが十分な流動性を
帯びる温度であれば良く、特に高温にする必要はない。
このガラス溶融炉3及び前記乾燥器lOから生じる蒸気
は、配管7で抜き出され捕集・処理設備に送給される。
プロセス■について; 水8中に流し出された溶融ガラスは冷却されて固化する
と共に、急冷されるので破砕物状となる。この破砕物状
ガラスはパケットコンベア。
ネットコンベア等の適宜の手段により搬出され、次プロ
セスに送られる。
なお、溶融ガラスの保有熱により水8が加熱され蒸発す
るので、蒸発量に応じて水を補給するのが好ましい。
プロセス■について; このプロセスでは、次の水熱固化フロセスにて必要とす
る星以−にの水を破砕物状ガラスから取り除く。この手
段としては、図示の乾燥器lO1水切装置11のいずれ
か一方又は双方を用いるのが好適であるが、その他の手
段によっても良い。
プロセス■について; プロセス■から送給される破砕物状ガラスに、必要に応
じて水を加えた後1反応用圧力容器に入れ、水熱条件と
なるよう加熱して破砕物状ガラスを躯体化せしめる。
本発明の方法においては、水熱反応を行なわせるには、
筒状の反応容器の一端又は両端に圧縮ピストンを嵌装さ
せて筒体中央に反応充填室を形成した装置を用いるのが
便利である。即ち、水を添加した破砕物状ガラスをこの
反応充填室内に充填し、圧縮ピストンで充填物を圧縮し
ながら加熱して水熱反応を行なわせるのである。
この反応容器としてキャニスタを用いれば、水熱反応終
了後に取り出して、キャニスタに充填する手間が省ける
なおこの水熱反応を行なわせるに際し、破砕物状ガラス
にアルカリ例えばNaOH,KOHlCa (OH) 
2 、 S r (OH) 2等を混ぜても良い、この
ようにすれば、破砕物状ガラスを固化させる水熱反応を
促進させることができる。アルカリの添加量は破砕物状
ガラス100重品一部に対し重量部以下とするのが好ま
しい。
本発明方法においては、破砕物状ガラスを反応容器に充
填するに際して、破砕物状ガラスを2又はそれ以」二に
区分けし、−区分は量を反応容器に充填する毎にプレス
(以下、仮プレスということがある。)するのようにす
るのが好ましい、このように仮プレスすれば、反応容器
内に充填され1、た−区分は量の破砕物状ガラスが直ち
に圧縮されてその体積が小さくなるので、反応容器内に
多量の破砕物状ガラスを充填することが可能となり、反
応容器の小容量化も可能となる。この仮プレス圧は、同
化反応時の圧力よりも小さくて良く、例えば固化反応時
の圧力のl/10程度で良い。なお、区分けした破砕物
状ガラスを全て反応容器内に充填した後のプレスは、こ
のような軽度の仮プレスを行なうことなく、固化反応時
の圧力でプレスし、反応を開始すれば足りる。
而して、本発明の方法においては、水熱反応を行なって
いるときに、破砕物状ガラスが加熱加圧状態にあれば良
く、所定の反応圧力への昇圧と、所定の反応温度への昇
温は、これらのいずれかを先行させても良く、これらを
同時に行なっても良い。
本発明において、水熱反応の圧力は70Kg/CrrI
′以−Fである。圧力の上限は、実用的には500 K
 g / c rn’程度である。なお圧力は、当然な
がらその反応温度における水の蒸気圧よりも高い圧力と
し、水熱状態になるようにする。
水熱反応の温度は、150℃よりも低いと、固化反応が
進行せず、極めて強度の低い固化体しか得られない。特
に好ましい温度は200〜350℃以上である。
水熱反応時間は、5分から2時間程度で十分である。水
熱反応の圧力、温度が低い場合にはこの反応時間は長目
になり、逆に圧力、温度を高くすれば反応時間は短くて
足りる。なお本発明者等の研究によれば、上記圧力及び
温度の範囲において、なるべく低い圧力及び温度の条件
下に長い時間保持する方が、得られる固化体の強度が高
いことが認められた。
第1図のプロセスは本発明方法の一例を示すものである
から、本発明方法はこの第1図のプロセスに限定される
ものではない。
[作用] 放射性廃液中の固形分はガラスに封じ込められる。この
ガラスは、一旦溶融したものを水中に流し出して破砕物
状ガラスとされ、その後水熱反応によって躯体化された
ものである0、従って、比較的温度の低いガラスがキャ
ニスタに接触する。
キャニスタに充填されたガラス躯体は1割れ等が殆どな
く、比表面積が小さい。
また、ガラス溶融炉から溶融ガラスを連続的に流し出す
ことができるので溶融ガラス流し出し川のノズル4への
熱衝撃が極めて小さくなる。更に、ノズル4の如き格別
の流し出し手段を設ける必要も無く、溶融炉3から溶融
ガラスをオーバーフローさせて水8中に流し出す様にす
ることもできる。このようにすれば、溶融炉3の構成も
簡易なもので足りる。
[実施例1 以下に本発明を実施例を挙げて更に具体的に説明するが
、本発明はその要旨を超えない限り以下の実施例に限定
されるものではない。
実施例1 平均粒径40 m mのホウ珪酸ガラス(組成は表−1
)のカレッ)14.4Kgに核燃料再処理工場の廃液6
0文を混合した1100℃で溶融し、次いで水中に流し
出して表−1に示す放射性ガラス固体化を得た。これを
120メツシユ(0,125mm)以下に粉砕し、固化
試験をした結果を第3図および第4図に示す。
第3図は、ガラス固化体20Kgに対し2文の水を添加
し、十分に混合した後、このうちの約4Kgを内径12
cmの加圧反応容器に充填し、圧力300 K g /
 c m″において10分間の反応をさせた場合の反応
温度と圧縮強度の関係を示す。
第4図は、同じ手順で1反応温度を270℃とした場合
の反応時間と圧縮強度の関係を示す。
なお、表−2は得られた躯体の分析値である。
表−1 (wt%) 表−2 (wt %) 第3図及び第4図より、本発明法によれば、極めて強度
の高い躯体とし得ることが明らかである。特に、300
Kg/crn’で加圧の場合、反応温度を270℃以上
、反応時間を10mm以上とすることにより著しく高強
度1(なることが認められる。
また、このようにした得られた躯体をステンレス製キャ
ニスタ中に保管したところ、経時的な変化は全く生じな
く、長時間にわたって安定して保存し得ることが認めら
れた。
[効果] 以上詳述した通り、本発明においては、放射性廃液中の
固形分を含有した溶融ガラスを−d氷水中流し出し、破
砕物状ガラスとなした後、水熱反応させて躯体とするよ
うにしたものであり、高温の溶融ガラスが直接にキャニ
スタに接触しない。
そのためキャニスタの長寿命化が図れる。また躯体の比
表面積が小さく、金属イオン等の溶出が借手である。ま
た、躯体の体積も、小さなものとなる。更に、加熱、加
圧装置も通常のもので足り。
その他の特別の装置を用いる必要がないと共に、添加剤
も安価であるのでランニングコストも低い。更に、ガラ
ス溶融炉の構成も簡易なものとし得ると共に、その寿命
も長いものとなる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の実施の一手順を示す系統図。 第2図は従来例を示す系統図である。また第3図及び第
4図は実施例における測定結果を表わすグラフである。 1、・・・・・・放射性廃液 2、・・・・・・ガラス厚材 3、・・・・・・ガラス溶融炉 8、・・・・・・水 9、・・・・・・破砕物状ガラス 代理人  弁理士  重 野  剛 @   辱

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)放射性廃液にガラス原料を混ぜた後加熱してガラ
    スを溶融させ、この溶融物を水中に流し出して破砕物状
    の固化ガラスとなし、次いでこの破砕物状ガラスを、水
    の存在下で圧力70Kg/cm^2以上、温度150℃
    以上の加熱加圧状態に保持して躯体化させた後、キャニ
    スタ中に保存することを特徴とする放射性廃液の処理方
    法。
  2. (2)放射性廃液ガラスを加熱加圧状態に保持して躯体
    化させる反応容器としてキャニスタを用いることを特徴
    とする特許請求の範囲第1項に記載の放射性廃液の処理
    方法。
  3. (3)破砕物状ガラスにアルカリを混じて躯体化せしめ
    ることを特徴とする特許請求の範囲第1項又は第2項に
    記載の放射性廃液の処理方法。
JP22106384A 1984-10-19 1984-10-19 放射性廃液の処理方法 Granted JPS6199896A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP22106384A JPS6199896A (ja) 1984-10-19 1984-10-19 放射性廃液の処理方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP22106384A JPS6199896A (ja) 1984-10-19 1984-10-19 放射性廃液の処理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6199896A true JPS6199896A (ja) 1986-05-17
JPH055078B2 JPH055078B2 (ja) 1993-01-21

Family

ID=16760905

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP22106384A Granted JPS6199896A (ja) 1984-10-19 1984-10-19 放射性廃液の処理方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6199896A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6383697A (ja) * 1986-09-29 1988-04-14 日揮株式会社 放射性溶融水冷スラグの固化処理法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6383697A (ja) * 1986-09-29 1988-04-14 日揮株式会社 放射性溶融水冷スラグの固化処理法

Also Published As

Publication number Publication date
JPH055078B2 (ja) 1993-01-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4490287A (en) Treatment of substances
US4666490A (en) Aqueous waste vitrification process and apparatus
JPS6026996B2 (ja) 放射性ホウ素含有水溶液および懸濁液を固化する方法
JPH02229725A (ja) ガラス溶解炉運転方法
DE3204204A1 (de) Verfahren zur konditionierung von schwach- bis mittelaktiven abfaellen
JP7095130B2 (ja) 廃棄イオン交換樹脂の湿式分解廃液によって硬化可能スラリーを調製し、他の廃棄物を固化/固定することに用いる方法、及び廃棄イオン交換樹脂及び有機物の改良された湿式酸化方法
JPS6199896A (ja) 放射性廃液の処理方法
CA1125528A (en) Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby
JPH01171685A (ja) 石綿含有廃棄物の処理方法
US4643846A (en) Process for the treatment of radioactive sodium
RU2164716C1 (ru) Способ отверждения жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления
CN110291592A (zh) 用于处理流体废物的方法
JPH0460712B2 (ja)
JPS599598A (ja) 廃滓塊状物をつくる方法
US3272756A (en) Radioactive waste disposal using colemanite
JPS61284697A (ja) 融解可能なトリチウム化した固形廃棄物を処理する方法および装置
DE3827897C2 (ja)
JPS642240B2 (ja)
GB1562818A (en) Carrier for introducing vapourising reactants into a metal melt
EP1403389A1 (en) Method for producing briquettes from finely dispersed metal oxides
JPS58132698A (ja) 放射性廃棄物の処理方法
AT379251B (de) Verfahren zur ueberfuehrung von anionenaustauscherharzen in einen umweltfreundlich lagerbaren zustand sowie vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
JPS59226897A (ja) ホウ酸ソ−ダ含有放射性廃液の減容固化処理法
RU2088986C1 (ru) Способ отверждения фильтроперлитных пульп
JPS6352359B2 (ja)