JPS6231318B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6231318B2 JPS6231318B2 JP53158703A JP15870378A JPS6231318B2 JP S6231318 B2 JPS6231318 B2 JP S6231318B2 JP 53158703 A JP53158703 A JP 53158703A JP 15870378 A JP15870378 A JP 15870378A JP S6231318 B2 JPS6231318 B2 JP S6231318B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- weight
- moo
- sintering
- mno
- radioactive waste
- 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.)
- Expired
Links
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- 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マンガン化合物を混合後、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つ。
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」
という）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えて開発された。
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射性
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、強度的にはくずれ易いこと、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化体を得
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、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、放射性廃棄物にマンガン化合
物を用い、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％，BrO1〜５
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％，及びその他の元素酸
化物の組成を含有する放射性廃棄物のか焼体に、
マンガン化合物を30重量％以上（MnO2として）
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
いセラミツク固化体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，ThO2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
理によつて生じ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、本発明で使用するマンガン化合物は、
MnO2又は焼結処理によりMnO2に変化する化合
物であればよい。焼結によりMnO2に変化するマ
ンガン化合物としては、例えば炭酸マンガン
（MnoCO3）しゆう酸マンガン（Mn（COO）2・
2H2O）硝酸マンガン（MnNO3）2等があげられ
る。
マンガン化合物をか焼体中に30重量％以上
（MnO2に換算して）配合し、焼結より製造した
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70重量％ま
で高めることができる。
本発明の固化体は、放射性廃棄物のか焼体にマ
ンガン化合物を30重量％以上（MnO2として）配
合、固化させたものであるが、他の物質を更に配
合、固化させることを妨げない。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。配合比を１〜10重量％に制限したの
は10重量％を起えた場合、固化体の耐浸出性の劣
化をもたらし、１重量％未満を配合させてもその
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、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。また、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
〜15重量％（CaO，SrO，BaOとして）配合させ
ると、固化体の耐浸出性を高めることができる。
配合比を１〜15重量％に制限したのは15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％未満を配合させてもその効果があら
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（OH2）等が
あげられる。なお前述のMn，Ni，Ca，Sr，Baの
２種以上を含む化合物も勿論使用することができ
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、前述のマンガン化合
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，Br，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。または、配合物を、圧縮成形後800〜
1500℃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。
配合するマンガン化合物が、炭酸マンガン
（MnCO3），しゆう酸マンガン（Mn（COO）2・
2H2O），硝酸マンガン（MnNO3）2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（MnO2）に変するよう
に、空気中等の酸化性雰囲気で焼結を行う必要が
ある。ニツケル化合物、カルシウム化合物等も同
様である。
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、本発明によれ
ば、MnO2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、
MnO2，NiO等の添加により、温度によつても
変化することの少ない化合物を形成するため、
放射性元素の崩壊によつて生じる熱による温度
上昇の下でも固化体は安定であり、長期に亘つ
て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、耐浸性においても優れて
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、か焼体中のMoO2はこの
Ca，Ba，Srと優先的に反応し、浸出しにくい
シーライト（ScheeLite）型化合物を形成する
ため一層耐浸出性の優れたものとなる。
(4) 本発明の固化体には、放射性廃棄物のか焼体
を最高70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）。
The present invention relates to a solidified body of radioactive waste and a method for producing the same, and more specifically, the present invention relates to a solidified body of radioactive waste and a method for manufacturing the same, and more specifically, after mixing a manganese compound into a solidified ceramic body containing calcined radioactive waste (referred to as "calcined body") and powder of the calcined body, The present invention relates to a method of manufacturing the solidified ceramic body by sintering treatment. The solidified material of the present invention can efficiently store radioactive waste, is chemically and mechanically stable, and is suitable for semi-permanently storing radioactive waste.
Although this solidified product may be stored as it is in a storage container, for example, the food may be irradiated with radiation by providing an appropriate container or container to control the radiation dose to prevent spoilage, insect damage, and damage during transportation and storage. It is useful for preventing germination, etc., and extending storage period. As the contribution of nuclear power generation to the electricity supply increases, the amount of highly concentrated radioactive waste fluid generated, especially from spent nuclear fuel reprocessing plants, tends to increase year by year. When storing these waste liquids in tanks, storage space is a problem not only in terms of safety and management, but also in terms of quantity and volume, so there is a strong need for the establishment of a solidified substance that is easy to store and a method for producing it. ing. In general, in solidified radioactive waste and its manufacturing technology, leakage of radioactive materials into the surrounding area is
It is necessary to convert waste into a minimum form, and the converted form must be chemically and mechanically stable and not cause environmental pollution even after long-term storage. In addition, since the amount of radioactive waste is expected to increase in the future, in order to store it efficiently, the ratio of the weight of waste to the total weight of waste and additives (hereinafter referred to as "contained rate"
) is desired to be as large as possible. The radioactive waste solidified body and its manufacturing method of the present invention were developed in response to such demands. Conventionally, it has been proposed to store radioactive waste as a calcined body. Processing temperature
The calcined body is manufactured at 400 to 650℃, and the nitrate component is completely removed.The calcined body made of oxides does not decompose the nitrate component, so it can maintain static stability for a long time. , it had the following drawbacks: In other words, the calcined body alone has poor sintering properties and is prone to scattering of some nuclides, has extremely poor leaching resistance because it is easily soluble in water, and has low thermal conductivity, so it is difficult to sinter radioactive elements. The heat generated by the decay of the container has poor radioactivity, and as a result, the temperature tends to rise during storage.Furthermore, this temperature rise tends to cause damage to the storage container, making it easy to collapse in terms of strength. Because of these shortcomings, it lacks stability in long-term storage, and is particularly unsafe in the face of unexpected natural disasters such as earthquakes and floods. In order to improve the resistance to leaching of radioactive substances into water, thermal stability and mechanical strength to a relatively large degree,
A possible solidified material is radioactive waste mixed with some additives and subjected to heat treatment. In this case, the greater the amount of additive, the lower the content of radioactive waste and the higher the safety, but the lower the efficiency in terms of storage. Therefore,
There has been a strong desire to select additives that can more efficiently pack radioactive waste at high density, and to develop solidified materials using such additives. Conventionally, a vitrified body is known as an example of such a solidified body. The vitrified material is a solidified material obtained by melting highly concentrated radioactive waste together with phosphoric acid or borosilicate glass, and then solidifying it into an ingot of a certain shape. According to this method, by considering the composition of the glass, the leachability of radioactive substances into water is small.
Although it is possible to obtain a vitrified body with relatively high mechanical strength, in order to obtain a vitrified body with a stable structure, the upper limit of the amount of calcined body powder added is 25 to 30% by weight. was. Therefore, we need a solidified material that has good heat dissipation due to its high thermal conductivity, is resistant to the decay heat of radioactive materials, and can be filled and solidified with radioactive waste at a higher density, and its production. Development of a method was desired. In addition, in the solidified body, molybdenum alone or
When phases such as Na 2 O・MoO 3 , K 2 O・MoO 3 , and Cs 2 O・MoO 3 are present as constituent phases, these phases have extremely low leaching resistance to water, which can lead to elution of radioactive substances and further Since this causes deterioration of the solidified product, it has been particularly desired to establish a solidified product that does not contain these phases and a method for producing the same. The purpose of the present invention is to use a manganese compound for radioactive waste and solidify it into a ceramic material.
It is a solidified material that has a high content and can efficiently store radioactive waste, and has a molybdenum phase or
Na 2 O・MoO 3 , K 2 O・MoO 3 or Cs 2 O・
The object of the present invention is to provide a solidified material that has low leachability of radioactive substances into water because it does not contain a phase such as MoO 3 , has excellent heat dissipation and heat resistance, and has excellent mechanical strength. Such solidified bodies are suitable for safe and semi-permanent storage of radioactive waste. The solidified material of the present invention has Na 2 O 5 ~
40% by weight, Fe 2 O 3 5-20% by weight, MoO 3 5-15% by weight, ZrO 2 5-15% by weight, CeO 2 2-10% by weight,
Cs 2 O2 ~ 10% by weight, Bao 1 ~ 5% by weight, BrO 1 ~ 5
Weight%, Rb 2 O 0.2-2% by weight, Y 2 O 3 0.2-2% by weight, NiO 0.2-2% by weight, rare earth oxides 5-20% by weight, Cr 2 O 3 0.2-2% by weight, and other elemental oxides in the calcined body of radioactive waste,
Manganese compound at least 30% by weight (as MnO2 )
It is made by blending and solidifying by heat treatment of melting or sintering, and it is made of molybdenum alone, Na 2 O・MoO 3 , K 2 O・
It is characterized by being a ceramic solidified body that does not contain MoO 3 and Cs 2 O・MoO 3 as constituent phases.
(Other oxides contained in the calcined body include:
Tc 2 O 7 , RuO 2 , Rh 2 O 3 , PdO, Ag 2 O, CdO,
Examples include SnO, SeO 2 , ThO 2 and actinide element oxides. ) The calcined body of radioactive waste in the present invention includes, for example, radioactive waste remaining after processing spent nuclear fuel and recovering U and Pu, as well as concentrated liquid of recycled waste liquid from a mixed bed desalination machine, and a building. Various types of waste liquid containing radioactive substances such as concentrated waste liquid from floor drains and equipment drains generated from nuclear reactor purification systems, fuel pool systems, condensate systems, and drain systems, as well as used ion exchange resins and filter sludge generated from reactor purification systems, fuel pool systems, condensate systems, and drain systems. It is a radioactive substance with high or medium-low concentration obtained by calcining various solid wastes such as precipitated sludge produced by coagulation and sedimentation treatment of waste liquid, and the present invention is applicable to a wide range of radioactive wastes. It can be used for processing. In addition, the manganese compound used in the present invention is
Any compound may be used as long as it is MnO 2 or a compound that changes to MnO 2 through sintering treatment. Examples of manganese compounds that change to MnO 2 through sintering include manganese carbonate (MnoCO 3 ), manganese oxalate (Mn(COO) 2 .
2H 2 O) manganese nitrate (MnNO 3 ) 2 , etc. The solidified ceramic body produced by mixing 30% by weight or more (in terms of MnO 2 ) of manganese compounds in the calcined body and sintering it is extremely stable even at high temperatures of 1000°C or more, and the calcined body alone cannot be used. Compared to sintered products, it has excellent leaching resistance, thermal conductivity, and mechanical strength. Moreover, the content can be increased up to 70% by weight without sacrificing these excellent properties. The solidified body of the present invention is a calcined body of radioactive waste mixed with 30% by weight or more of a manganese compound (as MnO 2 ) and solidified, but this does not prevent other substances from being further blended and solidified. That is, when 1 to 10% by weight (as NiO) of a nickel compound is blended, the mechanical strength of the solidified body can be further improved. The reason why the blending ratio is limited to 1 to 10% by weight is because if it exceeds 10% by weight, the leaching resistance of the solidified product will deteriorate, and if it is blended at less than 1% by weight, no effect will be obtained. As a nickel compound, NiO or melted or sintered
Compounds that become NiO, nickel acetate (C 10 H 14 NiO 4 4H 2 O), nickel acetylacetonate (C 10 H 14 NiO 4 ), nickel carbonate (NiCO 3 .
2Ni(OH) 2・4H 2 O) etc. can be used. In addition, at least one metal compound of calcium, strontium, and barium is added to the
By incorporating ~15% by weight (as CaO, SrO, BaO), the leaching resistance of the solidified body can be improved.
The reason why the blending ratio is limited to 1 to 15% by weight is because if it exceeds 15% by weight, the leaching resistance of the solidified product deteriorates, and if it is blended at less than 1% by weight, no effect will be obtained. Compounds such as calcium can be used as long as they eventually become oxides. For example, strontium carbonate (SrCO 3 ), strontium hydroxide (Sr(OH) 2.8H 2 O), barium carbonate (BaCO 3 ), barium acetate (C 4 H 6 O 4 Ba), barium hydroxide (Ba(OH) 2 . 8H 2 O) calcium carbonate (CaCO 3 ) or calcium hydroxide (Ca(OH 2 )), etc. Of course, compounds containing two or more of the above-mentioned Mn, Ni, Ca, Sr, and Ba can also be used. The solidified body of the present invention can be easily produced as follows: Add a predetermined amount of the above-mentioned manganese compound to the calcined body of radioactive waste, and add a nickel compound and/or Ca as necessary. , Br, and Ba in a predetermined amount and mix thoroughly.In addition to the usual powder mixing method, radioactive waste and metal compounds are mixed on the surface of the powder of the metal compound to be mixed. A method of forming a coating.For example, water is added to this powder and the mixture is kneaded to form a slurry, which is then granulated through a sieve and used as a fluidized bed to spray radioactive waste onto the surface of the particles at a temperature of about 600°C. Alternatively, the formulation may be applied after compression molding.
It can also be made into a solidified ceramic body by sintering at 1500°C. Binders such as water, paraffin, polyvinyl, alcohols, etc. can be added to the formulation to facilitate compression molding.
The manganese compounds to be blended are manganese carbonate (MnCO 3 ), manganese oxalate (Mn(COO) 2 .
2H 2 O), manganese nitrate (MnNO 3 ) 2, etc., it can be oxidized in air etc. so that it is finally converted into an oxide (MnO 2 ) in the solidified ceramic body by sintering or melting treatment. It is necessary to perform sintering in a neutral atmosphere. The same applies to nickel compounds, calcium compounds, etc. The solidified body of the present invention can be produced by any existing sintering method, whether under normal pressure or under pressure. By the solidified body of radioactive waste and the method for producing the solidified body of the present invention, the following effects can be obtained. (1) Calcined bodies of radioactive waste are generally made of metal oxides, for example, as shown in the simulated compositions in Tables 1 to 3, and are relatively poorly sintered and solidified by themselves. According to the invention, a dense and strong ceramic solidified body can be obtained because of MnO 2 . In particular, when a nickel compound is blended, a solidified product with even better mechanical strength can be obtained. (2) In the solidified body of the present invention, the calcined body is
By adding MnO 2 , NiO, etc., a compound that does not change much even with temperature is formed.
The solidified material is stable even under the temperature increase caused by the heat generated by the decay of radioactive elements, and radioactive waste can be safely stored for a long period of time. (3) The solidified material of the present invention is also excellent in immersion resistance, and in particular contains metal compounds such as Ca, Sr, and Ba.
When solidified, the MoO 2 in the calcined body
It reacts preferentially with Ca, Ba, and Sr to form a ScheeLite type compound that is difficult to leach out, resulting in even better leach resistance. (4) The solidified body of the present invention can be filled with up to 70% by weight of calcined radioactive waste. In other words, the content rate is significantly improved compared to conventional vitrified materials, and as a result, radioactive waste can be packed in high density into storage containers (canisters), and the number of canisters can be reduced. can. (5) The solidified product may be stored as is in a storage container, but by controlling the radiation dose by, for example, providing an appropriate container or shield, food can be irradiated with radiation to prevent spoilage, insect damage, and damage during transportation and storage. Suitable for purposes such as preventing germination, extending storage period, etc. Next, examples and comparative examples of the present invention will be described. In addition, as the radioactive waste calcination bodies used in the examples and comparative examples, Nos. 1 to 3 were used to simulate the composition of the radioactive waste calcination bodies from which U and Pu were recovered after processing the spent nuclear fuel. Three types of powders having the compositions shown in the table were prepared (hereinafter referred to as "simulated calcined bodies").
【表】【table】
【表】【table】
【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フ
ラツシユ法に従つて測定した。
実施例１〜11 比較例１〜10
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(1)および(2)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
(1)および(2)に併せ示した。[Table] The mechanical strength, leaching rate, and thermal conductivity of the solidified bodies obtained in Examples and Comparative Examples were measured, and X-ray diffraction analysis revealed that molybdenum alone,
It was investigated whether phases of Na 2 O.MoO 3 , Cs 2 O.MoO 3 , and K 2 O.MoO 3 were generated. The mechanical strength was measured using test pieces (3 x 3 x 30
mm square prism) and mechanically strengthened by three-point bending method (span length 20mm, applied acceleration 0.5cm/
minutes) was measured. The leaching rate was measured according to the method of (JIS-R3502). Further, the thermal conductivity was measured at room temperature according to the laser flash method. Examples 1 to 11 Comparative Examples 1 to 10 Blends of the simulated calcined body and metal compound according to each Example and each Comparative Example were adjusted at the blending ratios shown in Table 4 (1) and (2). The metal compound powder used had an average particle size of 2 μm or less. 20g of prepared formulation
The pellets were compression molded to form pellets of 30 mm diameter, and then sintered to form a solidified product. Table 4 shows the compression molding and sintering conditions and the measurement results for the obtained solidified product.
Also shown in (1) and (2).
【表】【table】
Claims (1)
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、MnO2または焼結処理によりMnO2
に変化するマンガン化合物を30重量％以上
（MnO2として）配合し、焼結を施し固化してな
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、MnO2または焼結処理によりMnO2
に変化するマンガン化合物を30重量％以上
（MnO2として）と、NiOまたは焼結処理により
NiOに変化するニツケル化合物１〜10重量％
（NiOとして）とを配合し、焼結を施し固化して
なり、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、MnO2または焼結処理によりMnO2
に変化するマンガン化合物を30重量％以上
（MnO2として）と、CaO，SrO，BaO，焼結処理
によりCaOに変化するカルシウム化合物，焼結処
理によりSrOに変化するストロンチウム化合物及
び焼結処理によりBaOに変化するバリウム化合物
の少なくとも一種を１〜15重量％（CaO，SrO及
びBaOとして）とを配合し、焼結を施し固化して
なり、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、MnO2または焼結処理によりMnO2
に変化するマンガン化合物を30重量％以上
（MnO2として）と、Nioまたは焼結処理により
NiOに変化するニツケル化合物１〜10重量％
（NiOとして）と、CaO，SrO，BaO，焼結処理
によりCaOに変化するカルシウム化合物，焼結処
理によりSrOに変化するストロンチウム化合物及
び焼結処理によりBaOに変化するバリウム化合物
の少なくとも一種を１〜15重量％（CaO，SrO及
びBaOとして）とを配合し、焼結を施し固化して
なり、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。 ５ 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、MnO2または
焼結処理によりMnO2に変化するマンガン化合物
を30重量％以上（MnO2として）配合し、焼結を
施し固化してなり、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。[Claims] 1. 5 to 40% by weight of Na 2 O in terms of oxide,
Fe2O3 5 ~20wt%, MoO3 5~15wt%, ZrO2 5 ~
15% by weight, CeO2 2-10% by weight, Cs2O2-10 % by weight, BaO1-5% by weight, SrO1-5% by weight,
Rb 2 O 0.2-2% by weight, Y 2 O 3 0.2-2% by weight,
The calcined body of radioactive waste containing 0.2 to 2% by weight of NiO, 5 to 20% by weight of rare earth oxides, and 0.2 to 2% by weight of Cr 2 O 3 is added with MnO 2 or MnO 2 by sintering treatment.
It is made by blending 30 % by weight or more of a manganese compound (as MnO 2 ), which converts into , and solidifying it by sintering.
A ceramic solidified body of radioactive waste characterized by not containing MoO 3 and Cs 2 O・MoO 3 as constituent phases. 2 Na 2 O 5 to 40% by weight in terms of oxides,
Fe2O3 5 ~20wt%, MoO3 5~15wt%, ZrO2 5 ~
15% by weight, CeO2 2-10% by weight, Cs2O2-10 % by weight, BaO1-5% by weight, SrO1-5% by weight,
Rb 2 O 0.2-2% by weight, Y 2 O 3 0.2-2% by weight,
The calcined body of radioactive waste containing 0.2 to 2% by weight of NiO, 5 to 20% by weight of rare earth oxides, and 0.2 to 2% by weight of Cr 2 O 3 is added with MnO 2 or MnO 2 by sintering treatment.
with more than 30% by weight (as MnO2 ) of manganese compounds that change into NiO or by sintering treatment.
1-10% by weight of nickel compounds that convert to NiO
(as NiO), sintered and solidified to form molybdenum alone, Na 2 O・MoO 3 , K 2 O・
A ceramic solidified body of radioactive waste characterized by not containing MoO 3 and Cs 2 O・MoO 3 as constituent phases. 3 Na 2 O 5 to 40% by weight in terms of oxides,
Fe2O3 5 ~20wt%, MoO3 5~15wt%, ZrO2 5 ~
15% by weight, CeO2 2-10% by weight, Cs2O2-10 % by weight, BaO1-5% by weight, SrO1-5% by weight,
Rb 2 O 0.2-2% by weight, Y 2 O 3 0.2-2% by weight,
The calcined body of radioactive waste containing 0.2 to 2% by weight of NiO, 5 to 20% by weight of rare earth oxides, and 0.2 to 2% by weight of Cr 2 O 3 is added with MnO 2 or MnO 2 by sintering treatment.
30% by weight or more of manganese compounds (as MnO2 ), CaO, SrO, BaO, calcium compounds that change to CaO through sintering, strontium compounds that change to SrO through sintering, and BaO through sintering. 1 to 15% by weight (as CaO , SrO, and BaO) of at least one type of barium compound that changes into
A ceramic solidified body of radioactive waste characterized by not containing MoO 3 and Cs 2 O・MoO 3 as constituent phases. 4 Na 2 O 5 to 40% by weight in terms of oxide,
Fe2O3 5 ~20wt%, MoO3 5~15wt%, ZrO2 5 ~
15% by weight, CeO2 2-10% by weight, Cs2O2-10 % by weight, BaO1-5% by weight, SrO1-5% by weight,
Rb 2 O 0.2-2% by weight, Y 2 O 3 0.2-2% by weight,
The calcined body of radioactive waste containing 0.2 to 2% by weight of NiO, 5 to 20% by weight of rare earth oxides, and 0.2 to 2% by weight of Cr 2 O 3 is added with MnO 2 or MnO 2 by sintering treatment.
with more than 30% by weight (as MnO2 ) of manganese compounds that change into Nio or sintering process.
1-10% by weight of nickel compounds that convert to NiO
(as NiO) and at least one of CaO, SrO, BaO, a calcium compound that changes to CaO through sintering, a strontium compound that changes to SrO through sintering, and a barium compound that changes to BaO through sintering. 15% by weight (as CaO, SrO and BaO), sintered and solidified to form molybdenum alone, Na 2 O・MoO 3 , K 2 O・
A ceramic solidified body of radioactive waste characterized by not containing MoO 3 and Cs 2 O・MoO 3 as constituent phases. 5 Na 2 O 5 to 40% by weight in terms of oxide,
Fe2O3 5 ~20wt%, MoO3 5~15wt%, ZrO2 5 ~
15% by weight, CeO2 2-10% by weight, Cs2O2-10 % by weight, BaO1-5% by weight, SrO1-5% by weight,
Rb 2 O 0.2-2% by weight, Y 2 O 3 0.2-2% by weight,
0.2-2% by weight of NiO, 5-20% by weight of rare earth oxides, 0.2-2% by weight of Cr 2 O 3 and Tc 2 O 7 , RuO 2 ,
Rh 2 O 3 , PdO, Ag 2 O, CdO, SnO, SeO 2 , TeO 2
30% by weight or more (as MnO 2 ) of MnO 2 or a manganese compound that can be converted to MnO 2 by sintering is added to the calcined body of radioactive waste containing at least one type of actinide element oxide and sintered. It solidifies and becomes elemental molybdenum, Na 2 O.
A ceramic solidified body of radioactive waste characterized by not containing MoO 3 , K 2 O・MoO 3 and Cs 2 O・MoO 3 as constituent phases.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15870378A JPS5590463A (en) | 1978-12-25 | 1978-12-25 | Ceramic solidified body of radiative waste and its manufacture |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15870378A JPS5590463A (en) | 1978-12-25 | 1978-12-25 | Ceramic solidified body of radiative waste and its manufacture |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5590463A JPS5590463A (en) | 1980-07-09 |
| JPS6231318B2 true JPS6231318B2 (en) | 1987-07-07 |
Family
ID=15677505
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15870378A Granted JPS5590463A (en) | 1978-12-25 | 1978-12-25 | Ceramic solidified body of radiative waste and its manufacture |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5590463A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0384804A (en) * | 1989-08-25 | 1991-04-10 | Masaru Minagawa | Manufacture of support utilizing plant |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58218696A (en) * | 1982-06-15 | 1983-12-19 | 株式会社東芝 | Method of processing radioactive waste |
| JP2016099264A (en) * | 2014-11-25 | 2016-05-30 | 有限会社パールハート | Radioactive material adsorbing ceramics for safe disposal of radioactive material |
-
1978
- 1978-12-25 JP JP15870378A patent/JPS5590463A/en active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0384804A (en) * | 1989-08-25 | 1991-04-10 | Masaru Minagawa | Manufacture of support utilizing plant |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5590463A (en) | 1980-07-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4097401A (en) | Thermodynamically stable product for permanent storage and disposal of highly radioactive liquid wastes | |
| US4297304A (en) | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for non-contaminating storage | |
| McCarthy | High-level waste ceramics: materials considerations, process simulation, and product characterization | |
| US3249551A (en) | Method and product for the disposal of radioactive wastes | |
| CN1033113C (en) | Nuclear fuel elements comprising trap for fission products based on oxide | |
| US4094809A (en) | Process for solidifying high-level nuclear waste | |
| Dosch et al. | Crystalline titanate ceramic nuclear waste forms: processing and microstructure | |
| US9922741B2 (en) | Method for the pre-calcining treatment of an aqueous nitric solution comprising at least one radionuclide and optionally ruthenium | |
| KR100790034B1 (en) | Encapsulation of Waste | |
| Palanki | Fabrication of UO2-Gd2O3 fuel pellets | |
| Matzke et al. | Incorporation of transuranic elements in titanate nuclear waste ceramics | |
| US4671904A (en) | Method for producing oxidic sintered nuclear fuel bodies | |
| CN1033669C (en) | Radioactive absorbent for fission products produced on nuclear fuel elements | |
| JPS6231318B2 (en) | ||
| JPS6136200B2 (en) | ||
| JPS6231319B2 (en) | ||
| JPS631560B2 (en) | ||
| JPS631559B2 (en) | ||
| JPS6136199B2 (en) | ||
| Mukerjee et al. | Fabrication technologies for ThO2-based fuel | |
| JPH01172256A (en) | Raw power for producing easy-to-sinter lead | |
| JP4426173B2 (en) | Ceramic having holland structure enclosing cesium suitable for packaging radioactive cesium and method for producing the same | |
| JPS5687427A (en) | Adsorption and ion exchange material of cesium in aqueous solution and fixing method of cesium | |
| Oversby | Properties of SYNROC C nuclear-waste form: a state-of-the-art review | |
| WO1998001867A1 (en) | Encapsulation of waste |