JPS62251700A - 放射性廃棄物の処理・処分用容器 - Google Patents
放射性廃棄物の処理・処分用容器Info
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- JPS62251700A JPS62251700A JP61095194A JP9519486A JPS62251700A JP S62251700 A JPS62251700 A JP S62251700A JP 61095194 A JP61095194 A JP 61095194A JP 9519486 A JP9519486 A JP 9519486A JP S62251700 A JPS62251700 A JP S62251700A
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- Japan
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- container
- radioactive waste
- disposal
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- Pending
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Landscapes
- Details Of Rigid Or Semi-Rigid Containers (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
(産業上の利用分野)
本発明は原子力発電所から発生する低レベルの放射性廃
棄物を内部に収納する放射性廃棄物の処理・処分用容器
に関する。
棄物を内部に収納する放射性廃棄物の処理・処分用容器
に関する。
(従来の技術)
原子力発電所からは種々な放射性廃棄物が発生するが、
その大部分が放射線レベルの余り高くない低レベル放射
性廃棄物である。この低レベル放射性廃棄物は主にドラ
ム缶に入れられ、発電所内固体廃棄物貯蔵庫に保管され
ている。その保tiltは年々増加し、1986年には
約400万本に達している。また、各発電所の固体廃棄
物貯a14iの貯藏容吊にも限度があり手狭になってい
る。このため、速やかに処分等の対策を講じる必要があ
る。
その大部分が放射線レベルの余り高くない低レベル放射
性廃棄物である。この低レベル放射性廃棄物は主にドラ
ム缶に入れられ、発電所内固体廃棄物貯蔵庫に保管され
ている。その保tiltは年々増加し、1986年には
約400万本に達している。また、各発電所の固体廃棄
物貯a14iの貯藏容吊にも限度があり手狭になってい
る。このため、速やかに処分等の対策を講じる必要があ
る。
処分方法としては、海洋処分(海洋投棄)または、陸地
処分が考えられる。海洋処分については、国際的にも処
分に対1°る反対の声が高まっており、暗礁にのりあげ
た状況となっている。
処分が考えられる。海洋処分については、国際的にも処
分に対1°る反対の声が高まっており、暗礁にのりあげ
た状況となっている。
従って国の方針としては、原子力発電所の敷地外におい
CWr要の安全評価を経て、そのまま処分へ移行するこ
とを前提に1&終貯蔵する陸地処分が現実的な対応策と
考えられ、青森県下記、六ヶ所村に集中的に最終貯蔵す
る4画が進められている。
CWr要の安全評価を経て、そのまま処分へ移行するこ
とを前提に1&終貯蔵する陸地処分が現実的な対応策と
考えられ、青森県下記、六ヶ所村に集中的に最終貯蔵す
る4画が進められている。
一般に低レベル放射性廃棄物は軟鋼製ドラム缶に収納さ
れてJ3す、陸地処分用の容器としてこの軟鋼製ドラム
缶が基本と考えられでいる。しかしながら軟rIA製ド
ラム缶容器は簡便且つ比較的安価で使用実績も高いが、
10年程度で腐蝕され、陸地における長期の保管、処分
には不向きである。
れてJ3す、陸地処分用の容器としてこの軟鋼製ドラム
缶が基本と考えられでいる。しかしながら軟rIA製ド
ラム缶容器は簡便且つ比較的安価で使用実績も高いが、
10年程度で腐蝕され、陸地における長期の保管、処分
には不向きである。
陸地処分を考えると、処分地周辺の環境汚染の原因とな
らないように処分場自体にかなりのバリア性をもたせる
必要性がでてくる。また腐蝕を考慮してドラム缶をステ
ンレス・スチール製にすることも考えられるがステンレ
ス・スチール製では高価となるばかりでなく長期的には
徐々に劣化するので実用的ではない。さらにドラム缶に
セメントコンクリ−1・を内張すした容器、容器自体を
セメントコンクリートとし、内側にエポキシしたものが
考えられでいるが、耐!!i撃性や耐食性に関し、セメ
ントコンクリート自体にやや欠点があるという問題があ
る。
らないように処分場自体にかなりのバリア性をもたせる
必要性がでてくる。また腐蝕を考慮してドラム缶をステ
ンレス・スチール製にすることも考えられるがステンレ
ス・スチール製では高価となるばかりでなく長期的には
徐々に劣化するので実用的ではない。さらにドラム缶に
セメントコンクリ−1・を内張すした容器、容器自体を
セメントコンクリートとし、内側にエポキシしたものが
考えられでいるが、耐!!i撃性や耐食性に関し、セメ
ントコンクリート自体にやや欠点があるという問題があ
る。
(発明が解決しようとする問題点)
上述したように、低レベル放射性廃棄物を収納づる陸地
処分用のドラム缶として一般に軟鋼製ドラム缶が使用さ
れているが、この軟tJ4製ドラム缶は長期の保管・処
分には不向きである。また、スアンレス・スプール製の
ドラム缶、セメントコンクリートを内張すした′a器、
容器自体をセメントコンクリ−1〜としたもの等も考え
られるが、これらは高価Cあったりセメントコンクリー
ト自体に耐雨撃性、耐食性刃に関して欠点がある。
処分用のドラム缶として一般に軟鋼製ドラム缶が使用さ
れているが、この軟tJ4製ドラム缶は長期の保管・処
分には不向きである。また、スアンレス・スプール製の
ドラム缶、セメントコンクリートを内張すした′a器、
容器自体をセメントコンクリ−1〜としたもの等も考え
られるが、これらは高価Cあったりセメントコンクリー
ト自体に耐雨撃性、耐食性刃に関して欠点がある。
本発明はかかる事情に鑑みてなされたものであり、長期
の陸地保管を考慮して耐食性、耐水性及び耐VA撃性等
に優れた低レベルの放射性廃棄物の処理・処分用容器を
提供することを目的とする。
の陸地保管を考慮して耐食性、耐水性及び耐VA撃性等
に優れた低レベルの放射性廃棄物の処理・処分用容器を
提供することを目的とする。
(発明の構成)
(問題点を解決するための手段)
本発明は、砂、砂利を骨材としガラス繊維を添加した不
飽和ポリエステル樹脂を結合材として組成した材料によ
って、少なくとも内面全域が形成されていることを特徴
とする放射性廃棄物の処理・処分用容器である。
飽和ポリエステル樹脂を結合材として組成した材料によ
って、少なくとも内面全域が形成されていることを特徴
とする放射性廃棄物の処理・処分用容器である。
(作 川)
本発明による放射性廃棄物の処理・処分容器は、少なく
とも内面全域が砂、砂利を骨材としガラス!I雑を添加
した不飽和ポリエステル4[を結合材として組成した材
料によって形成されているので、耐食性、耐水性等に優
れた容器となっている。
とも内面全域が砂、砂利を骨材としガラス!I雑を添加
した不飽和ポリエステル4[を結合材として組成した材
料によって形成されているので、耐食性、耐水性等に優
れた容器となっている。
(実施例)
以下図面を参照して本発明の実施例について説明する。
第1図は、本発明による放射性廃棄物の処理処分用容器
を形成づる材料を示す組成図であり、この材料は砂利1
および砂4を骨材どしガラス繊維2を添加した不飽和ポ
リエステル樹脂3を結合材として組成されている。
を形成づる材料を示す組成図であり、この材料は砂利1
および砂4を骨材どしガラス繊維2を添加した不飽和ポ
リエステル樹脂3を結合材として組成されている。
砂利1および砂4等の組成比は第1図に示すとおりであ
る。
る。
放射性廃棄物の処理・処分用8器はJべて第1図に示す
材料で形成されていてbよいし、内張つとして内面全域
のみ第1図に示す材料で形成されていてもよい。
材料で形成されていてbよいし、内張つとして内面全域
のみ第1図に示す材料で形成されていてもよい。
次に、本発明による容器を形成する材料(第1図に示す
材料、以下本発明容器の材料という)の各種試験結果を
第2図乃至第7図に示す。
材料、以下本発明容器の材料という)の各種試験結果を
第2図乃至第7図に示す。
1) 耐水性
本発明容器の材料は雨水及び地下水により加水分解を起
こしC劣化することが考えられる。ポリエステル系樹脂
の場合およそ120℃以下では一様な反応機構で劣化が
進行すると考えられるので、煮沸促進実験によって長期
耐久性を判定した。第2図に沸騰水に1000時聞浸漬
した場合の本発明容器の材料の曲げ強度の経時変化を示
す。
こしC劣化することが考えられる。ポリエステル系樹脂
の場合およそ120℃以下では一様な反応機構で劣化が
進行すると考えられるので、煮沸促進実験によって長期
耐久性を判定した。第2図に沸騰水に1000時聞浸漬
した場合の本発明容器の材料の曲げ強度の経時変化を示
す。
この結果から常温における曲げ強度および圧縮強度の低
下率を推定すると、各々約17%および約4%と考えら
れ実用上はぼ問題ない値と思われる。
下率を推定すると、各々約17%および約4%と考えら
れ実用上はぼ問題ない値と思われる。
2) 耐薬品性
耐薬品性劣化特性を調査り゛るため、酸性溶液(PI−
12+7)l−1804m液中)およびアルカリ性([
)ト112のN a OH溶液中)に各々60℃で9器
目間浸漬し、本発明容器の材料とヒメントコンクリート
の強度の変化を測定した。第3図にその曲げ強度、第4
図にその圧縮強度の結果を示ず。
12+7)l−1804m液中)およびアルカリ性([
)ト112のN a OH溶液中)に各々60℃で9器
目間浸漬し、本発明容器の材料とヒメントコンクリート
の強度の変化を測定した。第3図にその曲げ強度、第4
図にその圧縮強度の結果を示ず。
アルカリに対してはいずれも問題になる程の強度低下は
認られず、また、酸性ではセメントコンクリ−1〜がか
なり劣化しているのに比べ、本発明容器の材料はほとん
ど劣化は認られない。酸性土壌に対してはセメントコン
クリートより、本発明容器の材料は優れた特性値を示し
ている。
認られず、また、酸性ではセメントコンクリ−1〜がか
なり劣化しているのに比べ、本発明容器の材料はほとん
ど劣化は認られない。酸性土壌に対してはセメントコン
クリートより、本発明容器の材料は優れた特性値を示し
ている。
3) 耐凍結融解性
寒冷地において処分された場合を考虞して、凍結融解試
験を実施した。凍結時−17,7℃〜融解IK’t4.
4℃の温度サイクル(1ナイクル所要時間2〜4時間)
を繰返した重力弾性係数の結果を本発明容器の材料とセ
メントコンクリートについて第5図に示す。
験を実施した。凍結時−17,7℃〜融解IK’t4.
4℃の温度サイクル(1ナイクル所要時間2〜4時間)
を繰返した重力弾性係数の結果を本発明容器の材料とセ
メントコンクリートについて第5図に示す。
この結果、セメントコンクリートの場合、急激に減衰し
でいるが、本発明容器の材料の場合、初弾性係数の減衰
は全くなかった。
でいるが、本発明容器の材料の場合、初弾性係数の減衰
は全くなかった。
4) 耐候性
本発明容器の材料のテストピース(60x60X420
#l11)に第6図に示す温度変化を強1.II的に与
え、これを60回連続に繰り返すヒートサイクル試験(
強制冷熱試験)を行い、0.15.30゜4E)、60
の各リイクル終了後の曲げ強19J3よび圧縮強度を測
定し、温度変化による劣化特性を調査した。その本発明
容器の材料の結果を第7図に承り。
#l11)に第6図に示す温度変化を強1.II的に与
え、これを60回連続に繰り返すヒートサイクル試験(
強制冷熱試験)を行い、0.15.30゜4E)、60
の各リイクル終了後の曲げ強19J3よび圧縮強度を測
定し、温度変化による劣化特性を調査した。その本発明
容器の材料の結果を第7図に承り。
これによると、601ナイクル終了後も強度の低下は、
4められず、耐候性による劣化はないものと化えられる
。
4められず、耐候性による劣化はないものと化えられる
。
以上、第2図乃至第7図に示すように、本発明′B器の
材料は、耐水性、耐薬品性、耐凍結融解性、耐候性のそ
れぞれについて浸れた結果を奏することがわかった。従
って、このような材料で形成された容器によって、最適
な放射性廃棄物の陸地保管を1°iうことがぐきる。
材料は、耐水性、耐薬品性、耐凍結融解性、耐候性のそ
れぞれについて浸れた結果を奏することがわかった。従
って、このような材料で形成された容器によって、最適
な放射性廃棄物の陸地保管を1°iうことがぐきる。
以−1−説明したように、本発明による放射性廃棄物の
処理・処分用容器は、少なくとも内面全域が砂、砂利を
骨材としガラス繊維を添加した不飽和ポリエステル樹脂
を結合材とじC組成した材料によって形成されているの
で、耐水性、耐薬品性、耐凍結g&解性、耐候性等に優
れた容器となる。
処理・処分用容器は、少なくとも内面全域が砂、砂利を
骨材としガラス繊維を添加した不飽和ポリエステル樹脂
を結合材とじC組成した材料によって形成されているの
で、耐水性、耐薬品性、耐凍結g&解性、耐候性等に優
れた容器となる。
従って本発明による放射性廃棄物の処理処分用容器によ
って、最適な低レベル放射性廃棄物の陸地保管を行うこ
とができる。
って、最適な低レベル放射性廃棄物の陸地保管を行うこ
とができる。
第1図は本発明容3の材料の組成を示す組成図、第2図
は沸騰水に本発明容器の材料を1000時間浸漬した場
合の曲げ強度の経時変化を示した図、第3図は酸性溶液
(F’ l−12のI−1S04溶液中)おにびアルカ
リ性溶液(PH12のN a OH溶液内)に各々60
℃で901コ間没泊した場合の曲げ強度の測定結果を示
す図、第4図は酸性溶液(P l−12のH2SO4溶
液中)およびアルカリ性溶液(PH12のNaOH溶液
中)に各々60℃′c90日間浸漬した場合の圧縮強度
の測定結果を示ず図、第5図は−17,7°〜4.4℃
の温度サイクルによる凍結融解試験による初弾性係数の
変化を示した図、第6図はヒートテストタイムサイクル
を示した図、第7図はこのヒートサイクル(60リイク
ル)による曲げ強度および圧縮強度を示した図。 1・・・砂利、2・・・ガラス繊維、3・・・不飽和ポ
リエステル樹脂、4・・・砂。 出願人代理人 佐 藤 −雄 第1図 浸漬時間(日) 第3図 浸漬時間(日) 第4図 第5図
は沸騰水に本発明容器の材料を1000時間浸漬した場
合の曲げ強度の経時変化を示した図、第3図は酸性溶液
(F’ l−12のI−1S04溶液中)おにびアルカ
リ性溶液(PH12のN a OH溶液内)に各々60
℃で901コ間没泊した場合の曲げ強度の測定結果を示
す図、第4図は酸性溶液(P l−12のH2SO4溶
液中)およびアルカリ性溶液(PH12のNaOH溶液
中)に各々60℃′c90日間浸漬した場合の圧縮強度
の測定結果を示ず図、第5図は−17,7°〜4.4℃
の温度サイクルによる凍結融解試験による初弾性係数の
変化を示した図、第6図はヒートテストタイムサイクル
を示した図、第7図はこのヒートサイクル(60リイク
ル)による曲げ強度および圧縮強度を示した図。 1・・・砂利、2・・・ガラス繊維、3・・・不飽和ポ
リエステル樹脂、4・・・砂。 出願人代理人 佐 藤 −雄 第1図 浸漬時間(日) 第3図 浸漬時間(日) 第4図 第5図
Claims (1)
- 砂、砂利を骨材としガラス繊維を添加した不飽和ポリエ
ステル樹脂を結合材として組成した材料によって、少な
くとも内面全域が形成されていることを特徴とする放射
性廃棄物の処理・処分用容器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61095194A JPS62251700A (ja) | 1986-04-24 | 1986-04-24 | 放射性廃棄物の処理・処分用容器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61095194A JPS62251700A (ja) | 1986-04-24 | 1986-04-24 | 放射性廃棄物の処理・処分用容器 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62251700A true JPS62251700A (ja) | 1987-11-02 |
Family
ID=14130941
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61095194A Pending JPS62251700A (ja) | 1986-04-24 | 1986-04-24 | 放射性廃棄物の処理・処分用容器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS62251700A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0319998U (ja) * | 1989-07-05 | 1991-02-27 | ||
JP3178669U (ja) * | 2012-07-03 | 2012-09-27 | 蔵 北 | 放射線遮蔽容器 |
-
1986
- 1986-04-24 JP JP61095194A patent/JPS62251700A/ja active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0319998U (ja) * | 1989-07-05 | 1991-02-27 | ||
JP3178669U (ja) * | 2012-07-03 | 2012-09-27 | 蔵 北 | 放射線遮蔽容器 |
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