JPS6136199B2 - - Google Patents
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Landscapes
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Description
本発明は、放射性廃棄物の固化体およびその製
造方法に関し、詳しくはか焼した放射性廃棄物
(「か焼体」という)を含有するセラミツク固化
体、およびか焼体粉末にアルミニウムおよびケイ
素の化合物を混合後溶融又は焼結処理により前記
セラミツク固化体を製造する方法に関する。 本発明の固化体は放射性廃棄物を効率的に貯蔵
することができ、化学的、機械的に安定で、放射
性廃棄物を半永久的に貯蔵することに適する。
又、この固化体は、例えば適当なしやへい物を設
け放射線量を制御することで食品に放射線を照射
し、輸送及び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防
止、保存期間の延長等に役立てることができる。 電力供給に対する原子力発電の寄与が増大する
につれ、特に使用済核燃料の再処理工場から発生
する高濃度の放射性廃液は年々増大する傾向にあ
る。これらの貯蔵において、廃液のままでのタン
ク貯蔵は安全上、管理上のみならず数量および容
積的な点で貯蔵スペースが問題となるため、保管
しやすい固化体およびその製造方法の確立が切望
されている。 一般に、放射性廃棄物の固化体およびその製造
技術に於いては、放射性物質の周囲への漏洩が、
最小限となる形態に廃棄物を変換し、かつ、変換
した形態が化学的、機械的に安定していて、長期
の貯蔵によつても、環境汚染の原因にならないこ
とが必要である。また、放射性廃棄物の量は将来
にわたつて増大することが予想されることから、
貯蔵を効率的に行うために廃棄物と添加物の重量
の総和に対する廃棄物の重量の比(以下「含有
率」と言う)は可能な限り大きいことが望まれ
る。本発明の放射性廃棄物の固化体およびその製
造方法はこのような要求に応じて開発された。 従来放射性廃棄物の貯蔵のためには、か焼体と
して貯蔵することが提唱されてきた。処理温度
400〜650℃でか焼体を製造し、硝酸塩成分を完全
に除去して酸化物から成るか焼体は硝酸塩成分の
分解がないので、静的にはそれなりに長期的に安
定性が保てるが、次のような欠点があつた。 すなわち、か焼体単独では、焼結性は不良であ
り、一部の核種の飛散も生じ易いこと、水に溶け
易いために耐浸出性が極めて劣ること、熱伝導性
が低いために放射性元素の崩壊により生ずる熱の
放熱性が悪く、その結果貯蔵時に温度上昇を来し
易いこと、更にこの温度上昇のために保存容器の
破損が生じやすく、強度的にはすぐれ易いこと、
等々である。これらの欠点のために、長期の貯蔵
上安定性を欠き、特に地震・洪水等の天災など不
慮の災害を予想すると著しく安全性を欠くという
難点があつた。 放射性物質の水への耐浸出性、熱的安定性及び
機械的強度を比較的大きいものに改善するため、
放射性廃棄物に何らかの添加物を配合し熱処理を
施した固化体が考えられる。この場合、添加剤の
分量が多くなれば、それだけ放射性廃棄物の含有
率が減少するので安全性は高まるが、それだけ貯
蔵の点では効率が低下することになる。従つて、
より効率的に放射性廃棄物を高密度充填すること
ができる添加剤の選択、およびかかる添加剤を用
いた固化体の開発が切望されていた。 従来、かかる固化体の例として、ガラス固化体
が知られている。ガラス固化体は高濃度の放射性
廃棄物をリン酸もしくはホウケイ酸ガラス等とと
もに溶融後、一定形状のインゴツトに凝固させた
固化体である。 この方法によれば、ガラスの組成を検討するこ
とにより、放射性物質の水への浸出性が小さく、
機械的強度も比較的大きいガラス固化体を得るこ
とができるが、安定した構造のガラス固体化を得
るためには、か焼体粉末の添加量は、25〜30重量
%が上限であるとされていた。そのため、熱伝導
率が大きいために放熱性がよく、しかして放射性
物質の崩壊熱に対して耐久力があり、しかもより
高密度で放射性廃棄物を充填・固化し得る固化
体、およびその製造方法の開発が望まれていた。 また、固化体中に、モリブデン単体又は、
Na2O・MoO3、K2O・MoO3、Cs2O・MoO3等の
相が構成相として存在すると、これらの相は水に
対する耐浸出性が極めて小さいために、放射性物
質の溶出、更にこれを起点とする固化体の劣化を
もたらすので、特にこれらの相が存在しない固化
体およびその製造方法の確立が望まれていた。 本発明の目的は、放射性廃棄物に金属塩を用
い、セラミツク固化体とすることにより、含有率
が大きくて放射性廃棄物を効率的に貯蔵すること
ができる固化体で、モリブデン相又はNa2O・
MoO3、K2O・MoO3もしくはCs2O・MoO3等の相
を含まないために放射性物質の水への浸出性が小
さく、放熱性・耐熱性に優れ、さらに機械的強度
において優れた固化体を提供することにある。か
かる固化体は放射性廃棄物の安全かつ半永久的な
貯蔵に適するものである。 本発明の固化体は、酸化物に換算してNa2O5〜
40重量%、Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量
%、ZrO25〜15重量%、CeO22〜10重量%、
Cs2O2〜10重量%、BaO1〜5重量%、SrO1〜5
重量%、Rb2O0.2〜2重量%、Y2O30.2〜2重量
%、NiO0.2〜2重量%、希土類酸化物5〜20重
量%、Cr2O30.2〜2重量%及びその他の元素の酸
化物を含有する放射性廃棄物のか焼体に、酸化物
に換算してアルミニウム化合物とケイ素化合物と
を、重量比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、
各々15重量%以上合計40重量%以上配合し、溶融
又は焼結の熱処理を施し固化させて成り、モリブ
デン単体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3および
Cs2O・MoO3を構成相として含まないセラミツク
であることを特徴とする。か焼体中に含まれるそ
の他の酸化物としては、Tc2O7、RuO2、Rh2O3、
PdO、Ag2O、CdO、SnO、SeO2、TeO2および
アクチニド元素酸化物等があげられる。 本発明における放射性廃棄物のか焼体は、例え
ば使用済核燃料を処理した後、U、Puを回収し
た残りの放射性廃棄物の他、混床式脱塩器の再生
廃液の濃縮液、建屋から発生する床ドレン・機器
ドレンの濃縮廃液等の放射性物質を含む各種の廃
液又は、原子炉浄化系・燃料プール系・復水系・
ドレン系の各系統から生ずる使用済イオン交換樹
脂やフイルタースラツジ、廃液の凝集沈澱処理に
よつて生ずる沈澱スラツジ等の各種の固体廃棄物
をか焼することによつて得られる高濃度または中
低濃度の放射性物質であり、本発明は広い範囲の
放射性廃棄物の処理に利用することができる。 又、本発明で使用するアルミニウム化合物は、
酸化アルミニウム(Al2O3)又は溶融もしくは焼
結処理によりAl2O3に変化する化合物であればよ
い。溶融・焼結によりAl2O3に変化するアルミニ
ウム化合物としては、例えばダイアスポア
(AlOOH)、窒化アルミニウム(AlN)等があげ
られる。同様に、ケイ素化合物としては、SiO2
又は溶融もしくは焼結処理によりSiO2に変化す
る物質、例えば窒化ケイ素(Si3N4)、シリコン樹
脂、炭化ケイ素(SiO)等を使用することができ
る。更に、アルミニウムおよびケイ素、場合によ
つては更らに後述のニツケル、カルシウム等のう
ち2種以上の金属を含む化合物、例えばカオリン
(Al4Si4O10(OH)8)、モンモリロナイト
(Al4Si4O10(OH)2・nH2O)のような粘土類、
種々の沸石類(例えばCaAl2S5〜7O12〜18・5〜
7H2O、BaAl2Si6O16・6H2O等)等も使用でき
る。 か焼体に配合するアルミニウム化合物とケイ素
化合物とは、Al2O3、SiO2に換算して、Al2O3/
SiO2の比が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量%以
上、合計40重量%以上の配合量が必要である。ア
ルミニウム化合物もしくはケイ素化合物が15重量
%未満の場合、又はそれらの合計量が40重量%未
満の場合には、Mo単体、Na2O・MoO3、K2O・
MoO3、Cs2O・MoO3等が析出し易く、固化体の
耐浸出性が著しく低下するからである。また、
Al2O3/SiO2の比が0.50〜1.67の範囲外にある場
合にも、固化体の耐浸出性は劣化する。 アルミニウム化合物およびケイ素化合物を、こ
のような重量比で、か焼体中に配合し、溶融又は
焼結により製造したセラミツク固化体は、1000℃
以上の高温においても、極めて安定で、か焼体単
独で焼結させたものに較べ、耐浸出性、熱伝導性
および機械的強度の点で極めて優れている。しか
も、これらの優れた特性を損うことなく、含有率
を最高60重量%まで高めることができる。 本発明の固化体に関する第2の発明は、放射性
廃棄物のか焼体にアルミニウム化合物およびケイ
素化合物を40重量%以上(Al2O3、SiO2として)
と、ニツケル化合物1〜10重量%(NiOとして)
を配合し、固化させたことを特徴とする。すなわ
ち、ニツケル化合物を1〜10重量%(NiOとし
て)配合させると、固化体の機械的強度を更に向
上させることができる。NiOを、10重量%を越え
て配合させると固化体の耐浸出性の劣下をもたら
し1重量%未満を配合させては、その効果があら
われないからである。ニツケル化合物としては、
NiO又は溶融もしくは焼結処理によりNiOとなる
化合物、例えばニツケルアセテート
(C10H14NiO4・4H2O)、ニツケルアセチルアセト
ネート(C10H14NiO4)、炭酸ニツケル(NiCO3・
2Ni(OH)2・4H2O)等を使用することができ
る。本発明の固化体に関する第3の発明は、放射
性廃棄物のか焼体にアルミニウム化合物およびケ
イ素化合物を40重量%以上(Al2O3、SiO2とし
て)と、カルシウム、ストロンチウムおよびバリ
ウムのうち少なくとも一種の金属化合物を1〜10
重量%(CaO、SrO、BaOとして)を配合し、固
化させたことを特徴とする。すなわち、カルシウ
ム、ストロンチウムおよびバリウムのうち少なく
とも一種の金属化合物を1〜10重量%(CaO、
SrO、BaOとして)配合させると、固化体の耐浸
出性を更に高めることができる。配合比を10〜1
重量%に制限したのは10重量%を越えた場合固化
体の耐浸出性の劣化をもたらし、1重量%未満で
は、その効果があらわれないからである。これら
カルシウム等の化合物としても、最終的に酸化物
となるものであれば使用できる。例えば、炭酸ス
トロンチウム(SrCO3)、ストロンチウムハイド
ロオキサイド(Sr(OH)2・8H2O)、炭酸バリウ
ム(BaCO3)、バリウムアセテート
(C4H6O4Ba)、バリウムハイドロオキサイド(Ba
(OH)2・8H2O)、炭酸カルシウム(CaCO3)又は
水酸化カルシウム(Ca(OH)2)等があげられ
る。 本発明の固化体に関する第4の発明は、放射性
廃棄物のか焼体にアルミニウム化合物およびケイ
素化合物を40重量%以上(Al2O3、SiO2として)
と、ニツケル化合物に1〜10重量%(NiOとし
て)と、カルシウム、ストロンチウムおよびバリ
ウムのうち少なくとも一種の金属化合物を1〜10
重量%(CaO、SrO、BaOとして)を配合し、固
化させたことを特徴とする。そして、その作用効
果、各化合物の具体例および配合割合の限定理由
は上記した通りである。 本発明の固化体は、次のようにして容易に製造
することができる。放射性廃棄物のか焼体に、前
述のアルミニウム化合物およびケイ素化合物を所
定量配合し、必要に応じてニツケル化合物およ
び/またはCa、Sr、Baのうち少なくとも一種の
金属化合物を所定量配合し、十分に混合する。放
射性廃棄物と金属化合物の混合方法は通常の粉体
混合の他配合すべき金属化合物の粉末の表面に被
膜を形成する方法例えばこの粉末に水を加えて混
練してスラリー状にした後、篩を通して造粒した
ものを流動床として例えば600℃程度の温度で放
射性廃棄物を粒子の表面に吹きつけてもよい。こ
の配合物を、容器に装入し、約1700〜2300℃で溶
融し、次に一定形状のインゴツトに凝固させるこ
とにより、セラミツク固化体とすることができ
る。または、配合物を、圧縮成形後800〜1400℃
で焼結することによつてセラミツク固化体とする
こともできる。圧縮成形を容易にするために、
水、パラフイン、ポリビニルアルコール等の粘結
剤を配合物に添加しておくことができる。配合す
る金属化合物が、窒素アルミニウム(AlN)、窒
化シリコン(Si3N4)、シリコン樹脂、炭化シリコ
ン(SiC)等である場合には、焼結又は溶融処理
により、セラミツク固化体中で最終的に酸化物
(例えばAl2O3、SiO2、NiO、CaO等)に変化する
ように、空気中等の酸化性雰囲気で焼結又は溶融
を行う必要がある。 本発明の固化体は常圧、加圧を問わず既存の焼
結方法により、また外部加熱または内部加熱を問
わず既存の溶融方法により製造することができ
る。 本発明の放射性廃棄物の固化体、および固化体
の製造方法により、次のような効果を得ることが
できる。 (1) 放射性廃棄物のか焼体は、例えば第1〜3表
に模擬的に組成を示したように、一般に金属酸
化物から成り、それ自体では焼結固化は比較的
不良であるが、本発明によれば、Al2O3および
SiO2のために、緻密で強固なセラミツク固化
体を得ることができる。特に、ニツケル化合物
を配合した場合には、一層機械的強度に優れた
固化体を得ることができる。 (2) 本発明の固化体中においては、か焼体は
Al2O3、SiO2、NiO、CaO等とともに熱的に安
定な相を形成するため、固化体は1400℃まで安
定な耐熱性を有している。その結果、長期にわ
たり放射性廃棄物を安全に貯蔵することができ
る。 (3) 本発明の固化体は、耐浸出性においても優れ
ており、特にCa、Sr、Ba等の金属化合物を配
合、固化させた場合には、一層耐浸出性の優れ
たものとなる。 (4) 本発明の固化体中には、放射性廃棄物のか焼
体を最高60重量%まで充填することができる。
すなわち、従来のガラス固化体に比し、含有率
が大幅に向上し、その結果、放射性廃棄物を、
貯蔵容器(キヤニスタ)中に高密度充填するこ
とができ、キヤニスタの数量を低減することが
できる。 (5) 固化体をそのまま貯蔵容器に保存してもよい
が、例えば適当なしやへい物を設け放射線量を
制禦することで食品に放射線を照射し、輸送及
び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防止、保存
期間の延長等の用途に適する。 次に、本発明の実施例および比較例について説
明する。なお、実施例および比較例で使用する放
射性廃棄物のか焼体として、使用済核燃料を処理
した後、U、Puを回収した残りの放射性廃棄物
のか焼体の組成を模擬して第1〜3表の組成を有
する3種の粉末を調整した(以下、「模擬か焼
体」という。)。
造方法に関し、詳しくはか焼した放射性廃棄物
(「か焼体」という)を含有するセラミツク固化
体、およびか焼体粉末にアルミニウムおよびケイ
素の化合物を混合後溶融又は焼結処理により前記
セラミツク固化体を製造する方法に関する。 本発明の固化体は放射性廃棄物を効率的に貯蔵
することができ、化学的、機械的に安定で、放射
性廃棄物を半永久的に貯蔵することに適する。
又、この固化体は、例えば適当なしやへい物を設
け放射線量を制御することで食品に放射線を照射
し、輸送及び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防
止、保存期間の延長等に役立てることができる。 電力供給に対する原子力発電の寄与が増大する
につれ、特に使用済核燃料の再処理工場から発生
する高濃度の放射性廃液は年々増大する傾向にあ
る。これらの貯蔵において、廃液のままでのタン
ク貯蔵は安全上、管理上のみならず数量および容
積的な点で貯蔵スペースが問題となるため、保管
しやすい固化体およびその製造方法の確立が切望
されている。 一般に、放射性廃棄物の固化体およびその製造
技術に於いては、放射性物質の周囲への漏洩が、
最小限となる形態に廃棄物を変換し、かつ、変換
した形態が化学的、機械的に安定していて、長期
の貯蔵によつても、環境汚染の原因にならないこ
とが必要である。また、放射性廃棄物の量は将来
にわたつて増大することが予想されることから、
貯蔵を効率的に行うために廃棄物と添加物の重量
の総和に対する廃棄物の重量の比(以下「含有
率」と言う)は可能な限り大きいことが望まれ
る。本発明の放射性廃棄物の固化体およびその製
造方法はこのような要求に応じて開発された。 従来放射性廃棄物の貯蔵のためには、か焼体と
して貯蔵することが提唱されてきた。処理温度
400〜650℃でか焼体を製造し、硝酸塩成分を完全
に除去して酸化物から成るか焼体は硝酸塩成分の
分解がないので、静的にはそれなりに長期的に安
定性が保てるが、次のような欠点があつた。 すなわち、か焼体単独では、焼結性は不良であ
り、一部の核種の飛散も生じ易いこと、水に溶け
易いために耐浸出性が極めて劣ること、熱伝導性
が低いために放射性元素の崩壊により生ずる熱の
放熱性が悪く、その結果貯蔵時に温度上昇を来し
易いこと、更にこの温度上昇のために保存容器の
破損が生じやすく、強度的にはすぐれ易いこと、
等々である。これらの欠点のために、長期の貯蔵
上安定性を欠き、特に地震・洪水等の天災など不
慮の災害を予想すると著しく安全性を欠くという
難点があつた。 放射性物質の水への耐浸出性、熱的安定性及び
機械的強度を比較的大きいものに改善するため、
放射性廃棄物に何らかの添加物を配合し熱処理を
施した固化体が考えられる。この場合、添加剤の
分量が多くなれば、それだけ放射性廃棄物の含有
率が減少するので安全性は高まるが、それだけ貯
蔵の点では効率が低下することになる。従つて、
より効率的に放射性廃棄物を高密度充填すること
ができる添加剤の選択、およびかかる添加剤を用
いた固化体の開発が切望されていた。 従来、かかる固化体の例として、ガラス固化体
が知られている。ガラス固化体は高濃度の放射性
廃棄物をリン酸もしくはホウケイ酸ガラス等とと
もに溶融後、一定形状のインゴツトに凝固させた
固化体である。 この方法によれば、ガラスの組成を検討するこ
とにより、放射性物質の水への浸出性が小さく、
機械的強度も比較的大きいガラス固化体を得るこ
とができるが、安定した構造のガラス固体化を得
るためには、か焼体粉末の添加量は、25〜30重量
%が上限であるとされていた。そのため、熱伝導
率が大きいために放熱性がよく、しかして放射性
物質の崩壊熱に対して耐久力があり、しかもより
高密度で放射性廃棄物を充填・固化し得る固化
体、およびその製造方法の開発が望まれていた。 また、固化体中に、モリブデン単体又は、
Na2O・MoO3、K2O・MoO3、Cs2O・MoO3等の
相が構成相として存在すると、これらの相は水に
対する耐浸出性が極めて小さいために、放射性物
質の溶出、更にこれを起点とする固化体の劣化を
もたらすので、特にこれらの相が存在しない固化
体およびその製造方法の確立が望まれていた。 本発明の目的は、放射性廃棄物に金属塩を用
い、セラミツク固化体とすることにより、含有率
が大きくて放射性廃棄物を効率的に貯蔵すること
ができる固化体で、モリブデン相又はNa2O・
MoO3、K2O・MoO3もしくはCs2O・MoO3等の相
を含まないために放射性物質の水への浸出性が小
さく、放熱性・耐熱性に優れ、さらに機械的強度
において優れた固化体を提供することにある。か
かる固化体は放射性廃棄物の安全かつ半永久的な
貯蔵に適するものである。 本発明の固化体は、酸化物に換算してNa2O5〜
40重量%、Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量
%、ZrO25〜15重量%、CeO22〜10重量%、
Cs2O2〜10重量%、BaO1〜5重量%、SrO1〜5
重量%、Rb2O0.2〜2重量%、Y2O30.2〜2重量
%、NiO0.2〜2重量%、希土類酸化物5〜20重
量%、Cr2O30.2〜2重量%及びその他の元素の酸
化物を含有する放射性廃棄物のか焼体に、酸化物
に換算してアルミニウム化合物とケイ素化合物と
を、重量比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、
各々15重量%以上合計40重量%以上配合し、溶融
又は焼結の熱処理を施し固化させて成り、モリブ
デン単体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3および
Cs2O・MoO3を構成相として含まないセラミツク
であることを特徴とする。か焼体中に含まれるそ
の他の酸化物としては、Tc2O7、RuO2、Rh2O3、
PdO、Ag2O、CdO、SnO、SeO2、TeO2および
アクチニド元素酸化物等があげられる。 本発明における放射性廃棄物のか焼体は、例え
ば使用済核燃料を処理した後、U、Puを回収し
た残りの放射性廃棄物の他、混床式脱塩器の再生
廃液の濃縮液、建屋から発生する床ドレン・機器
ドレンの濃縮廃液等の放射性物質を含む各種の廃
液又は、原子炉浄化系・燃料プール系・復水系・
ドレン系の各系統から生ずる使用済イオン交換樹
脂やフイルタースラツジ、廃液の凝集沈澱処理に
よつて生ずる沈澱スラツジ等の各種の固体廃棄物
をか焼することによつて得られる高濃度または中
低濃度の放射性物質であり、本発明は広い範囲の
放射性廃棄物の処理に利用することができる。 又、本発明で使用するアルミニウム化合物は、
酸化アルミニウム(Al2O3)又は溶融もしくは焼
結処理によりAl2O3に変化する化合物であればよ
い。溶融・焼結によりAl2O3に変化するアルミニ
ウム化合物としては、例えばダイアスポア
(AlOOH)、窒化アルミニウム(AlN)等があげ
られる。同様に、ケイ素化合物としては、SiO2
又は溶融もしくは焼結処理によりSiO2に変化す
る物質、例えば窒化ケイ素(Si3N4)、シリコン樹
脂、炭化ケイ素(SiO)等を使用することができ
る。更に、アルミニウムおよびケイ素、場合によ
つては更らに後述のニツケル、カルシウム等のう
ち2種以上の金属を含む化合物、例えばカオリン
(Al4Si4O10(OH)8)、モンモリロナイト
(Al4Si4O10(OH)2・nH2O)のような粘土類、
種々の沸石類(例えばCaAl2S5〜7O12〜18・5〜
7H2O、BaAl2Si6O16・6H2O等)等も使用でき
る。 か焼体に配合するアルミニウム化合物とケイ素
化合物とは、Al2O3、SiO2に換算して、Al2O3/
SiO2の比が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量%以
上、合計40重量%以上の配合量が必要である。ア
ルミニウム化合物もしくはケイ素化合物が15重量
%未満の場合、又はそれらの合計量が40重量%未
満の場合には、Mo単体、Na2O・MoO3、K2O・
MoO3、Cs2O・MoO3等が析出し易く、固化体の
耐浸出性が著しく低下するからである。また、
Al2O3/SiO2の比が0.50〜1.67の範囲外にある場
合にも、固化体の耐浸出性は劣化する。 アルミニウム化合物およびケイ素化合物を、こ
のような重量比で、か焼体中に配合し、溶融又は
焼結により製造したセラミツク固化体は、1000℃
以上の高温においても、極めて安定で、か焼体単
独で焼結させたものに較べ、耐浸出性、熱伝導性
および機械的強度の点で極めて優れている。しか
も、これらの優れた特性を損うことなく、含有率
を最高60重量%まで高めることができる。 本発明の固化体に関する第2の発明は、放射性
廃棄物のか焼体にアルミニウム化合物およびケイ
素化合物を40重量%以上(Al2O3、SiO2として)
と、ニツケル化合物1〜10重量%(NiOとして)
を配合し、固化させたことを特徴とする。すなわ
ち、ニツケル化合物を1〜10重量%(NiOとし
て)配合させると、固化体の機械的強度を更に向
上させることができる。NiOを、10重量%を越え
て配合させると固化体の耐浸出性の劣下をもたら
し1重量%未満を配合させては、その効果があら
われないからである。ニツケル化合物としては、
NiO又は溶融もしくは焼結処理によりNiOとなる
化合物、例えばニツケルアセテート
(C10H14NiO4・4H2O)、ニツケルアセチルアセト
ネート(C10H14NiO4)、炭酸ニツケル(NiCO3・
2Ni(OH)2・4H2O)等を使用することができ
る。本発明の固化体に関する第3の発明は、放射
性廃棄物のか焼体にアルミニウム化合物およびケ
イ素化合物を40重量%以上(Al2O3、SiO2とし
て)と、カルシウム、ストロンチウムおよびバリ
ウムのうち少なくとも一種の金属化合物を1〜10
重量%(CaO、SrO、BaOとして)を配合し、固
化させたことを特徴とする。すなわち、カルシウ
ム、ストロンチウムおよびバリウムのうち少なく
とも一種の金属化合物を1〜10重量%(CaO、
SrO、BaOとして)配合させると、固化体の耐浸
出性を更に高めることができる。配合比を10〜1
重量%に制限したのは10重量%を越えた場合固化
体の耐浸出性の劣化をもたらし、1重量%未満で
は、その効果があらわれないからである。これら
カルシウム等の化合物としても、最終的に酸化物
となるものであれば使用できる。例えば、炭酸ス
トロンチウム(SrCO3)、ストロンチウムハイド
ロオキサイド(Sr(OH)2・8H2O)、炭酸バリウ
ム(BaCO3)、バリウムアセテート
(C4H6O4Ba)、バリウムハイドロオキサイド(Ba
(OH)2・8H2O)、炭酸カルシウム(CaCO3)又は
水酸化カルシウム(Ca(OH)2)等があげられ
る。 本発明の固化体に関する第4の発明は、放射性
廃棄物のか焼体にアルミニウム化合物およびケイ
素化合物を40重量%以上(Al2O3、SiO2として)
と、ニツケル化合物に1〜10重量%(NiOとし
て)と、カルシウム、ストロンチウムおよびバリ
ウムのうち少なくとも一種の金属化合物を1〜10
重量%(CaO、SrO、BaOとして)を配合し、固
化させたことを特徴とする。そして、その作用効
果、各化合物の具体例および配合割合の限定理由
は上記した通りである。 本発明の固化体は、次のようにして容易に製造
することができる。放射性廃棄物のか焼体に、前
述のアルミニウム化合物およびケイ素化合物を所
定量配合し、必要に応じてニツケル化合物およ
び/またはCa、Sr、Baのうち少なくとも一種の
金属化合物を所定量配合し、十分に混合する。放
射性廃棄物と金属化合物の混合方法は通常の粉体
混合の他配合すべき金属化合物の粉末の表面に被
膜を形成する方法例えばこの粉末に水を加えて混
練してスラリー状にした後、篩を通して造粒した
ものを流動床として例えば600℃程度の温度で放
射性廃棄物を粒子の表面に吹きつけてもよい。こ
の配合物を、容器に装入し、約1700〜2300℃で溶
融し、次に一定形状のインゴツトに凝固させるこ
とにより、セラミツク固化体とすることができ
る。または、配合物を、圧縮成形後800〜1400℃
で焼結することによつてセラミツク固化体とする
こともできる。圧縮成形を容易にするために、
水、パラフイン、ポリビニルアルコール等の粘結
剤を配合物に添加しておくことができる。配合す
る金属化合物が、窒素アルミニウム(AlN)、窒
化シリコン(Si3N4)、シリコン樹脂、炭化シリコ
ン(SiC)等である場合には、焼結又は溶融処理
により、セラミツク固化体中で最終的に酸化物
(例えばAl2O3、SiO2、NiO、CaO等)に変化する
ように、空気中等の酸化性雰囲気で焼結又は溶融
を行う必要がある。 本発明の固化体は常圧、加圧を問わず既存の焼
結方法により、また外部加熱または内部加熱を問
わず既存の溶融方法により製造することができ
る。 本発明の放射性廃棄物の固化体、および固化体
の製造方法により、次のような効果を得ることが
できる。 (1) 放射性廃棄物のか焼体は、例えば第1〜3表
に模擬的に組成を示したように、一般に金属酸
化物から成り、それ自体では焼結固化は比較的
不良であるが、本発明によれば、Al2O3および
SiO2のために、緻密で強固なセラミツク固化
体を得ることができる。特に、ニツケル化合物
を配合した場合には、一層機械的強度に優れた
固化体を得ることができる。 (2) 本発明の固化体中においては、か焼体は
Al2O3、SiO2、NiO、CaO等とともに熱的に安
定な相を形成するため、固化体は1400℃まで安
定な耐熱性を有している。その結果、長期にわ
たり放射性廃棄物を安全に貯蔵することができ
る。 (3) 本発明の固化体は、耐浸出性においても優れ
ており、特にCa、Sr、Ba等の金属化合物を配
合、固化させた場合には、一層耐浸出性の優れ
たものとなる。 (4) 本発明の固化体中には、放射性廃棄物のか焼
体を最高60重量%まで充填することができる。
すなわち、従来のガラス固化体に比し、含有率
が大幅に向上し、その結果、放射性廃棄物を、
貯蔵容器(キヤニスタ)中に高密度充填するこ
とができ、キヤニスタの数量を低減することが
できる。 (5) 固化体をそのまま貯蔵容器に保存してもよい
が、例えば適当なしやへい物を設け放射線量を
制禦することで食品に放射線を照射し、輸送及
び貯蔵中の腐敗、虫害及び発芽等の防止、保存
期間の延長等の用途に適する。 次に、本発明の実施例および比較例について説
明する。なお、実施例および比較例で使用する放
射性廃棄物のか焼体として、使用済核燃料を処理
した後、U、Puを回収した残りの放射性廃棄物
のか焼体の組成を模擬して第1〜3表の組成を有
する3種の粉末を調整した(以下、「模擬か焼
体」という。)。
【表】
【表】
【表】
【表】
【表】
実施例および比較例で得られた固化体について
機械的強度、浸出率、熱伝導率を測定し、更にX
線回折により固化体中にモリブデン単体、
Na2O・MoO3、Cs2O・MoO3、K2O・MoO3の相
が生成しているか否かを調べた。なお、機械的強
度の測定は固化体より測定用試験片(3×3×30
mmの角柱)を作製し、三点曲げ法によつて機械的
強度(ただし、スパン長さ20mm印加速度0.5cm/
分を測定した。 浸出率の測定法は(JIS−R3502)の方法に従
つて測定した。 また、熱伝導率は室温でレーザーフラツシユ法
に従つて測定した。 実施例1〜13、比較例1〜8 各実施例および各比較例に係る模擬か焼体と金
属化合物の配合物を、第4表に示す配合比で調整
した。金属化合物の粉末は、平均粒径2μm以下
のものを用いた。調整した配合物20gを圧縮成形
し、30mmφのペレツトとし、次に焼結させ固化体
とした。圧縮成形、焼結の条件および得られた固
化体についての測定結果を、第4表に併せ示し
た。
機械的強度、浸出率、熱伝導率を測定し、更にX
線回折により固化体中にモリブデン単体、
Na2O・MoO3、Cs2O・MoO3、K2O・MoO3の相
が生成しているか否かを調べた。なお、機械的強
度の測定は固化体より測定用試験片(3×3×30
mmの角柱)を作製し、三点曲げ法によつて機械的
強度(ただし、スパン長さ20mm印加速度0.5cm/
分を測定した。 浸出率の測定法は(JIS−R3502)の方法に従
つて測定した。 また、熱伝導率は室温でレーザーフラツシユ法
に従つて測定した。 実施例1〜13、比較例1〜8 各実施例および各比較例に係る模擬か焼体と金
属化合物の配合物を、第4表に示す配合比で調整
した。金属化合物の粉末は、平均粒径2μm以下
のものを用いた。調整した配合物20gを圧縮成形
し、30mmφのペレツトとし、次に焼結させ固化体
とした。圧縮成形、焼結の条件および得られた固
化体についての測定結果を、第4表に併せ示し
た。
【表】
【表】
実施例14〜26、比較例9〜17
各実施例および各比較例に係る模擬か焼体と金
属化合物の配合物を第5表に示す配合比で調整し
た。金属化合物の粉末は、平均粒径2μm以下の
ものを用いた。調整した配合物100gをカーボン
容器の中に充填し、この配合物の中へカーボン電
極を挿入した。アーク放電により2000℃で配合物
を溶融させた後、冷却して固化体とした。溶融条
件、得られた固化体についての測定結果を第5表
に併せ示した。
属化合物の配合物を第5表に示す配合比で調整し
た。金属化合物の粉末は、平均粒径2μm以下の
ものを用いた。調整した配合物100gをカーボン
容器の中に充填し、この配合物の中へカーボン電
極を挿入した。アーク放電により2000℃で配合物
を溶融させた後、冷却して固化体とした。溶融条
件、得られた固化体についての測定結果を第5表
に併せ示した。
【表】
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 酸化物に換算してNa2O5〜40重量%、
Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量%、ZrO25〜
15重量%、CeO22〜10重量%、Cs2O2〜10重量
%、BaO1〜5重量%、SrO1〜5重量%、
Rb2O0.2〜2重量%、Y2O30.2〜2重量%、
NiO0.2〜2重量%、希土類酸化物5〜20重量
%、Cr2O30.2〜2重量%を含有する放射性廃棄物
のか焼体に、酸化物に換算してアルミニウム化合
物とケイ素化合物とを、重量比でAl2O3/SiO2が
0.5〜1.67の範囲で、各々15重量%以上合計40重
量%以上配合し、熱処理を施し固化して成り、モ
リブデン単体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3およ
びCs2O・MoO3を構成相として含まないことを特
徴とする放射性廃棄物のセラミツク固化体。 2 酸化物に換算してNa2O5〜40重量%、
Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量%、ZrO25〜
15重量%、CeO22〜10量%、Cs2O2〜10重量%、
BaO1〜5重量%、SrO1〜5量%、Rb2O0.2〜2
重量%、Y2O30.2〜2重量%、NiO0.2〜2重量
%、希土類酸化物5〜20重量%、Cr2O30.2〜2重
量%を含有する放射性廃棄物のか焼体に、酸化物
に換算してアルミニウム化合物とケイ素化合物と
を、重量比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、
各々15重量%以上合計40重量%以上と、ニツケル
化合物1〜10重量%(NiOとして)を配合し、熱
処理を施し固化して成り、モリブデン単体、
Na2O・MoO3、K2O・MoO3およびCs2O・MoO3
を構成相として含まないことを特徴とする放射性
廃棄物のセラミツク固化体。 3 酸化物に換算してNa2O5〜40重量%、
Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量%、ZrO25〜
15重量%、CeO22〜10重量%、Cs2O2〜10重量
%、BaO1〜5重量%、SrO1〜5重量%、
Rb2O0.2〜2重量%、Y2O30.2〜2重量%、
NiO0.2〜2重量%、希土類酸化物5〜20重量
%、Cr2O30.2〜2重量%を含有する放射性廃棄物
のか焼体に、酸化物に換算してアルミニウム化合
物とケイ素化合物とを、重量比でAl2O3/SiO2が
0.5〜1.67の範囲で、各々15重量%以上合計40重
量%以上と、カルシウム化合物、ストロンチウム
化合物およびバリウム化合物の少なくとも1種を
1〜10重量%(CaO、SrO、BaOとして)を配合
し、熱処理を施し固化して成り、モリブデン単
体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3およびCs2O・
MoO3を構成相として含まないことを特徴とする
放射性廃棄物のセラミツク固化体。 4 酸化物に換算してNa2O5〜40重量%、
Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量%、ZrO25〜
15重量%、CeO22〜10重量%、Cs2O2〜10重量
%、BaO1〜5重量%、SrO1〜5重量%、
Rb2O0.2〜2重量%、Y2O30.2〜2重量%、
NiO0.2〜2重量%、希土類酸化物5〜20重量
%、Cr2O30.2〜2重量%を含有する放射性廃棄物
のか焼体に、酸化物に換算してアルミニウム化合
物とケイ素化合物とを、重量比でAl2O3/SiO2が
0.5〜1.67の範囲で、各々15重量%以上合計40重
量%以上と、ニツケル化合物1〜10重量%(NiO
として)と、カルシウム化合物、ストロンチウム
化合物およびバリウム化合物の少なくとも1種を
1〜10重量%(CaO、SrO、BaOとして)を配合
し、熱処理を施し固化して成り、モリブデン単
体、Na2O・MoO3、K2O・MoO3およびOs2O・
MoO3を構成相として含まないことを特徴とする
放射性廃棄物のセラミツク固化体。 5 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算して
アルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量比
でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量
%以上合計40重量%以上配合し、圧縮成型後焼結
することを特徴とする、放射性廃棄物のセラミツ
ク固化体の製造方法。 6 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算して
アルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量比
でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量
%以上合計40重量%以上と、ニツケル化合物1〜
10重量%(NiOとして)を配合し、圧縮成型後焼
結する、特許請求の範囲第5項記載の放射性廃棄
物のセラミツク固化体の製造方法。 7 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算して
アルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量比
でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量
%以上合計40重量%以上と、カルシウム化合物、
ストロンチウム化合物およびバリウム化合物の少
なくとも1種を1〜10重量%(CaO、SrO、BaO
として)を配合し、圧縮成型後焼結する、特許請
求の範囲第5項記載の放射性廃棄物のセラミツク
固化体の製造方法。 8 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算して
アルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量比
でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量
%以上合計40重量%以上と、ニツケル化合物1〜
10重量%(NiOとして)と、カルシウム化合物、
ストロンチウム化合物およびバリウム化合物の少
なくとも1種を1〜10重量%(CaO、SrO、BaO
として)を配合し、焼結する、特許請求の範囲第
5項記載の放射性廃棄物のセラミツク固化体の製
造方法。 9 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算して
アルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量比
でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重量
%以上合計40重量%以上配合し、溶融冷却するこ
とを特徴とする、放射性廃棄物のセラミツク固化
体の製造方法。 10 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算し
てアルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量
比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重
量%以上合計40重量%以上と、ニツケル化合物1
〜10重量%(NiOとして)を配合し、溶融後冷却
する、特許請求の範囲第9項記載の放射性廃棄物
のセラミツク固化体の製造方法。 11 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算し
てアルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量
比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重
量%以上合計40重量%以上と、カルシウム化合
物、ストロンチウム化合物およびバリウム化合物
の少なくとも1種を1〜10重量%(CaO、SrO、
BaOとして)を配合し、溶融後冷却する、特許請
求の範囲第9項記載の放射性廃棄物のセラミツク
固化体の製造方法。 12 放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算し
てアルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重量
比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15重
量%以上合計40重量%以上と、ニツケル化合物1
〜10重量%(NiOとして)と、カルシウム化合
物、ストロンチウム化合物およびバリウム化合物
の少なくとも1種を1〜10重量%(CaO、SrO、
BaOとして)を配合し、溶融後冷却する、特許請
求の範囲第9項記載の放射性廃棄物のセラミツク
固化体の製造方法。 13 酸化物に換算してNa2O5〜40重量%、
Fe2O35〜20重量%、MoO35〜15重量%、ZrO25〜
15重量%、CeO22〜10重量%、Cs2O2〜10重量
%、BaO1〜5重量%、SrO1〜5重量%、
Rb2O0.2〜2重量%、Y2O30.2〜2重量%、
NiO0.2〜2重量%、希土類酸化物5〜20重量
%、Cr2O30.2〜2重量%並びにTc2O7、RuO2、
Rh2O3、PdO、Ag2O、CdO、SnO、SeO2、TeO2
およびアクチニド元素酸化物の少なくとも一種を
含有する放射性廃棄物のか焼体に、酸化物に換算
してアルミニウム化合物とケイ素化合物とを、重
量比でAl2O3/SiO2が0.5〜1.67の範囲で、各々15
重量%以上合計40重量%以上配合し、熱処理を施
し固化して成り、モリブデン単体、Na2O・
MoO3、K2O・MoO3およびCs2O・MoO3を構成相
として含まないことを特徴とする放射性廃棄物の
セラミツク固化体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8506378A JPS5512447A (en) | 1978-07-14 | 1978-07-14 | Ceramiccsolidified radioactive waste* and manufacture thereof |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8506378A JPS5512447A (en) | 1978-07-14 | 1978-07-14 | Ceramiccsolidified radioactive waste* and manufacture thereof |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5512447A JPS5512447A (en) | 1980-01-29 |
| JPS6136199B2 true JPS6136199B2 (ja) | 1986-08-16 |
Family
ID=13848166
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8506378A Granted JPS5512447A (en) | 1978-07-14 | 1978-07-14 | Ceramiccsolidified radioactive waste* and manufacture thereof |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5512447A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58146898A (ja) * | 1982-02-24 | 1983-09-01 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPS58160899A (ja) * | 1982-03-18 | 1983-09-24 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPS58218696A (ja) * | 1982-06-15 | 1983-12-19 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
-
1978
- 1978-07-14 JP JP8506378A patent/JPS5512447A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5512447A (en) | 1980-01-29 |
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