JPS6243159B2 - - Google Patents
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- JPS6243159B2 JPS6243159B2 JP54050946A JP5094679A JPS6243159B2 JP S6243159 B2 JPS6243159 B2 JP S6243159B2 JP 54050946 A JP54050946 A JP 54050946A JP 5094679 A JP5094679 A JP 5094679A JP S6243159 B2 JPS6243159 B2 JP S6243159B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/32—Processing by incineration
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- Gasification And Melting Of Waste (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Incineration Of Waste (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、核分裂性物質及び／又は燃料親物質
の廃棄物、殊にプルトニウム及び／又はウラン含
有の有機廃棄物を水蒸気を用いる高温加水分解又
は空気酸素を用いる焼却によつて安全な幾何学的
条件で処理するための加熱可能な炉に関する。
の廃棄物、殊にプルトニウム及び／又はウラン含
有の有機廃棄物を水蒸気を用いる高温加水分解又
は空気酸素を用いる焼却によつて安全な幾何学的
条件で処理するための加熱可能な炉に関する。
一連の高温加水分解炉及び焼却炉が公知であ
る。これは専ら家庭のごみの焼却に常用される。
しかし、プルトニウム又はウラン含有の有機廃棄
物を焼却するには臨界の理由から核安全な幾何学
的条件を保持することが必要である。前記した従
来の炉を単に安全な幾何学的条件に縮少すること
は一般に次の理由から困難であることが判明して
いる。
る。これは専ら家庭のごみの焼却に常用される。
しかし、プルトニウム又はウラン含有の有機廃棄
物を焼却するには臨界の理由から核安全な幾何学
的条件を保持することが必要である。前記した従
来の炉を単に安全な幾何学的条件に縮少すること
は一般に次の理由から困難であることが判明して
いる。
１ 狭い幾何学的条件では物質の運搬及び焼却は
全く機能的でないので縮少された炉は故障が起
こり易い。
全く機能的でないので縮少された炉は故障が起
こり易い。
２ 達成し得る装入量は工業的に運転するには余
りにも僅かである。
りにも僅かである。
３ セラミツクライニングの孔内に核燃料が浸入
し、核臨界の危険が増大する。
し、核臨界の危険が増大する。
それ故に、例えば有機廃棄物を高温加水分解に
より処理するために連続運転し得るシアーレ−プ
ツシヤー炉が提案された（西ドイツ国特許出願第
26412646号）。この炉は臨界安全層厚の点では実
際良好に形成されているけれど、その際に達成し
得る処理量は極めて低いものである（廃棄物毎時
約３Kg）。しかし、計画中の西ドイツ核燃料再処
理センター（Deutschen Nuklearen
Entsorgungszentrum）においてはプルトニウム
の処理からだけで汚染有機廃棄物1000〜2000m3／
年を生じ、これは必要な装置能力約35Kg／ｈに相
当する。
より処理するために連続運転し得るシアーレ−プ
ツシヤー炉が提案された（西ドイツ国特許出願第
26412646号）。この炉は臨界安全層厚の点では実
際良好に形成されているけれど、その際に達成し
得る処理量は極めて低いものである（廃棄物毎時
約３Kg）。しかし、計画中の西ドイツ核燃料再処
理センター（Deutschen Nuklearen
Entsorgungszentrum）においてはプルトニウム
の処理からだけで汚染有機廃棄物1000〜2000m3／
年を生じ、これは必要な装置能力約35Kg／ｈに相
当する。
従つて、本発明の課題は、核分裂性物質及び燃
料親物質の廃棄物、殊にプルトニウム及び／又は
ウラン含有の有機廃棄物の処理を安全な幾何学的
条件及び工業的規模ならびに安全な運転方法で可
能ならしめる炉を企画設計することであつた。こ
の炉は主として吸熱高温加水分解に適当である
が、原則的には焼却又は熱分解に使用することも
できなければならない。
料親物質の廃棄物、殊にプルトニウム及び／又は
ウラン含有の有機廃棄物の処理を安全な幾何学的
条件及び工業的規模ならびに安全な運転方法で可
能ならしめる炉を企画設計することであつた。こ
の炉は主として吸熱高温加水分解に適当である
が、原則的には焼却又は熱分解に使用することも
できなければならない。
この課題は本発明により、下方に向つて漏斗状
になる固定された円筒形外筒、および同様に下方
に向つて漏斗状になる回転可能の内筒を有し、こ
の内筒の直径は外筒と内筒との距離が安全な層厚
を保証するように選ばれ、かつ外筒の内側及び内
筒の外側にスクレーパが設置されていることを特
徴とする炉を適用することによつて解決された。
になる固定された円筒形外筒、および同様に下方
に向つて漏斗状になる回転可能の内筒を有し、こ
の内筒の直径は外筒と内筒との距離が安全な層厚
を保証するように選ばれ、かつ外筒の内側及び内
筒の外側にスクレーパが設置されていることを特
徴とする炉を適用することによつて解決された。
内筒は特に交換できるように取付けられるの
で、処理すべき廃棄物に応じて必要とされる安全
な層厚に相応する直径の内筒を使用することがで
きる。
で、処理すべき廃棄物に応じて必要とされる安全
な層厚に相応する直径の内筒を使用することがで
きる。
比較的高いプルトニウム濃度の場合に中性子の
相互作用を阻止するために、内筒に中性子吸収体
（例えばB4C）を被覆することができる。更に、
炉の構造材料として少なくとも部分的には中性子
吸収性の材料を使用してもよい。この炉には種々
の層厚が許容される。与えられた装入材料に応じ
て内筒を適当に変える場合、層厚は3.5〜15cmに
変えることができる。従つて、この炉はＵ−235
又はＵ−233の高い濃縮度及び高いプルトニウム
濃度に対して好適である。
相互作用を阻止するために、内筒に中性子吸収体
（例えばB4C）を被覆することができる。更に、
炉の構造材料として少なくとも部分的には中性子
吸収性の材料を使用してもよい。この炉には種々
の層厚が許容される。与えられた装入材料に応じ
て内筒を適当に変える場合、層厚は3.5〜15cmに
変えることができる。従つて、この炉はＵ−235
又はＵ−233の高い濃縮度及び高いプルトニウム
濃度に対して好適である。
図面は本発明による炉の１実施例を示す略示断
面図である。
面図である。
炉は下方に向つて漏斗状に細くなる、加熱体３
が存在し得る固定された円筒状外筒４から成る。
この外筒４の中央には同様に下方に向つて漏斗状
に細くなる回転可能な内筒５が取付けられ、この
内筒のネツクは例えば水封じベアリング２によつ
て保持される。この内筒５は特に二重壁を成し、
その中に中性子吸収体６を充填している。回転可
能な内筒５及び固定された外筒４にはスクレーパ
７が取付けられ、このスクレーパは内筒５が回転
した場合に反応室の双方の内壁を取り残しがない
ように削り取る。それと同時に、例えばスクリユ
ーコンベヤ１を介して運び込まれる廃棄物を全て
の環状間隙にわたつて分配し、脆化（炭化、灰
化）後に粉砕する。炉室が漏斗状に安全直径に先
細になる前に、格子８を環状に設け、その下方に
反応ガスを導入する。この場合、高温加水分解に
は過熱した水蒸気、焼却には酸素又は空気を有す
る水蒸気を用いることもできる。吸熱高温加水分
解には過熱水蒸気量を余り多く選択する必要がな
いように反応室を加熱するのが有利である。生じ
た放射性灰を臨界安全直径の捕集管９を介して連
続的にか、又は仕切弁を用いて回分的に搬出す
る。
が存在し得る固定された円筒状外筒４から成る。
この外筒４の中央には同様に下方に向つて漏斗状
に細くなる回転可能な内筒５が取付けられ、この
内筒のネツクは例えば水封じベアリング２によつ
て保持される。この内筒５は特に二重壁を成し、
その中に中性子吸収体６を充填している。回転可
能な内筒５及び固定された外筒４にはスクレーパ
７が取付けられ、このスクレーパは内筒５が回転
した場合に反応室の双方の内壁を取り残しがない
ように削り取る。それと同時に、例えばスクリユ
ーコンベヤ１を介して運び込まれる廃棄物を全て
の環状間隙にわたつて分配し、脆化（炭化、灰
化）後に粉砕する。炉室が漏斗状に安全直径に先
細になる前に、格子８を環状に設け、その下方に
反応ガスを導入する。この場合、高温加水分解に
は過熱した水蒸気、焼却には酸素又は空気を有す
る水蒸気を用いることもできる。吸熱高温加水分
解には過熱水蒸気量を余り多く選択する必要がな
いように反応室を加熱するのが有利である。生じ
た放射性灰を臨界安全直径の捕集管９を介して連
続的にか、又は仕切弁を用いて回分的に搬出す
る。
本発明を次の実施例によつて詳説する：
Pu含有量120ｇ／m3（＝Pu0.6ｇ／廃棄物Kg）
及び次の組成： PVC 50％ ゴム 20％ セルロース 15％ 他のプラスチツク 15％ 密度 200Kg／m3 を有するプルトニウム含有の有機廃棄物を高温加
水分解で処理するために本発明による図示した環
状反応炉を廃棄物毎時17.5Kgの装入量に設定し
た。ダストの排出を阻止するために、流速を0.2
ｍ／secに制限した。有機分を800℃〜1000℃の水
蒸気で完全にガス化するには滞留時間最高４時間
を要した。実験の経過から明らかなように、生じ
る灰の中のPu含量は1.2％以下である。最悪の故
障の場合に灰の中のPu含量が10％を越えないこ
とを前提とする。この条件下で環状反応炉は次の
寸法を有する： 外筒の内径 1000mm 内筒の外径 780mm 環状間隙 110mm 灰捕集管の内径（９） 100mm 反応帯の長さ（Ｄ） 1200mm 灰分を回分的に下方に（缶に）除去する。中性
子吸収体は上記条件下では必要ないが、故障した
場合に基づいて炭化硼素の粉末から成る層を中間
層として配置し、この場合にこの層は２つの壁に
よつて80〜90mmに制限される。
及び次の組成： PVC 50％ ゴム 20％ セルロース 15％ 他のプラスチツク 15％ 密度 200Kg／m3 を有するプルトニウム含有の有機廃棄物を高温加
水分解で処理するために本発明による図示した環
状反応炉を廃棄物毎時17.5Kgの装入量に設定し
た。ダストの排出を阻止するために、流速を0.2
ｍ／secに制限した。有機分を800℃〜1000℃の水
蒸気で完全にガス化するには滞留時間最高４時間
を要した。実験の経過から明らかなように、生じ
る灰の中のPu含量は1.2％以下である。最悪の故
障の場合に灰の中のPu含量が10％を越えないこ
とを前提とする。この条件下で環状反応炉は次の
寸法を有する： 外筒の内径 1000mm 内筒の外径 780mm 環状間隙 110mm 灰捕集管の内径（９） 100mm 反応帯の長さ（Ｄ） 1200mm 灰分を回分的に下方に（缶に）除去する。中性
子吸収体は上記条件下では必要ないが、故障した
場合に基づいて炭化硼素の粉末から成る層を中間
層として配置し、この場合にこの層は２つの壁に
よつて80〜90mmに制限される。
外筒及び内筒の直径を拡大することによつて、
毎時35Kgよりも多い処理量を達成することもでき
る。
毎時35Kgよりも多い処理量を達成することもでき
る。
図面は本発明による炉の１実施例を示す略示断
面図である。 １……スクリユーコンベヤ、２……水封じベア
リング、３……加熱体、４……外筒、５……内
筒、６……中性子吸収体、７……スクレーパ、８
……格子、９……捕集管。
面図である。 １……スクリユーコンベヤ、２……水封じベア
リング、３……加熱体、４……外筒、５……内
筒、６……中性子吸収体、７……スクレーパ、８
……格子、９……捕集管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 核分裂性物質及び／又は燃料親物質の廃棄
物、殊にプルトニウム及び／又はウラン含有の有
機廃棄物を水蒸気を用いる高温加水分解又は空気
酸素を用いる焼却によつて安全な幾何学的条件で
処理するための炉において、下方に向つて漏斗状
になる固定された円筒形外筒４、および同様に下
方に向つて漏斗状になる回転可能の内筒５を有
し、この内筒の直径が外筒４と内筒５との距離が
安全な層厚を保証するように選ばれ、かつ外筒４
の内側及び内筒５の外側にスクレーパ７が設置さ
れていることを特徴とする、核分裂性物質及び／
又は燃料親物質の廃棄物を処理するための炉。 ２ 内筒５が交換可能である、特許請求の範囲第
１項記載の炉。 ３ 内筒５が二重壁に形成され、その中に中性子
吸収体６が充填されている、特許請求の範囲第１
項又は第２項に記載の炉。 ４ 少なくとも部分的には中性子吸収体から成
る、特許請求の範囲第１項乃至第３項のいずれか
に記載の炉。 ５ 外筒に加熱体３が設けられている、特許請求
の範囲第１項乃至第４項のいずれかに記載の炉。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2819059A DE2819059C3 (de) | 1978-04-29 | 1978-04-29 | Ofen zur Veraschung von nukleare Spalt- und oder Brutstoffe enthaltenden radioaktiven organischen Abfällen |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS557685A JPS557685A (en) | 1980-01-19 |
| JPS6243159B2 true JPS6243159B2 (ja) | 1987-09-11 |
Family
ID=6038410
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5094679A Granted JPS557685A (en) | 1978-04-29 | 1979-04-26 | Reactor for processing waste of fissionable material and or |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4276834A (ja) |
| JP (1) | JPS557685A (ja) |
| BE (1) | BE875879A (ja) |
| BR (1) | BR7902484A (ja) |
| DE (1) | DE2819059C3 (ja) |
| ES (1) | ES479956A1 (ja) |
| FR (1) | FR2427667B1 (ja) |
| GB (1) | GB2022800B (ja) |
| IT (1) | IT1118596B (ja) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58191998A (ja) * | 1982-05-06 | 1983-11-09 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 環状槽型マイクロ波加熱装置 |
| US4477373A (en) * | 1982-06-04 | 1984-10-16 | Rockwell International Corporation | Molten salt hazardous waste disposal process utilizing gas/liquid contact for salt recovery |
| CA1163431A (en) * | 1982-08-20 | 1984-03-13 | Atomic Energy Of Canada Limited - Energie Atomique Du Canada, Limitee | Method of reducing the volume of radioactive waste |
| US4577565A (en) * | 1983-04-19 | 1986-03-25 | General Electric Company | Detection of radioactive accumulations within an incinerator |
| US4582004A (en) * | 1983-07-05 | 1986-04-15 | Westinghouse Electric Corp. | Electric arc heater process and apparatus for the decomposition of hazardous materials |
| JPS60168100A (ja) * | 1984-02-13 | 1985-08-31 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃樹脂の処理方法 |
| JPS60178209A (ja) * | 1984-02-24 | 1985-09-12 | ストウ−デイセントラム・ヴオア・カ−ネエナギ− | 物質混合物処理方法及び装置 |
| JPS6140596A (ja) * | 1984-07-10 | 1986-02-26 | 東洋エンジニアリング株式会社 | 放射性有機廃棄物の回分式処理法 |
| US4681705A (en) * | 1985-10-15 | 1987-07-21 | Carolina Power & Light Company | Decontamination of radioactively contaminated liquids |
| US4892684A (en) * | 1986-11-12 | 1990-01-09 | Harp Richard J | Method and apparatus for separating radionuclides from non-radionuclides |
| JPH01126597A (ja) * | 1987-11-12 | 1989-05-18 | New Japan Radio Co Ltd | マイクロ波加熱装置 |
| RU2140109C1 (ru) * | 1998-09-03 | 1999-10-20 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") | Способ и устройство для переработки твердых радиоактивных отходов |
| RU2163737C1 (ru) * | 1999-07-01 | 2001-02-27 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос НПО "Радон") | Устройство для сжигания радиоактивных и опасных биообъектов |
| US20130105469A1 (en) * | 2011-10-28 | 2013-05-02 | Advanced Environmental Technology | Reactive Waste Deactivation Facility |
| DE102017128149B4 (de) * | 2017-11-28 | 2025-01-23 | Nukem Technologies Engineering Services Gmbh | Verfahren und Anordnung zur Aufbereitung von radioaktiven Abfällen |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1711154A (en) * | 1926-12-30 | 1929-04-30 | Turbinator Company Inc | Mixing and grinding device |
| CH445465A (de) * | 1962-12-12 | 1967-10-31 | Foerderung Forschung Gmbh | Verfahren und Einrichtung zur Aufschliessung von in Kernreaktoren verbrauchten Spaltstoffelementen auf Karbidbasis |
| AT256053B (de) * | 1963-12-20 | 1967-08-10 | Inventa Ag | Flüssigkeits-Kaskaden-Reaktor |
| UST939005I4 (en) | 1974-03-20 | 1975-10-07 | Forced circulation | |
| DE2641264C2 (de) * | 1976-09-14 | 1982-07-22 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Behandlung radioaktiv kontaminierter organischer Abfälle |
-
1978
- 1978-04-29 DE DE2819059A patent/DE2819059C3/de not_active Expired
-
1979
- 1979-04-23 IT IT67858/79A patent/IT1118596B/it active
- 1979-04-23 BR BR7902484A patent/BR7902484A/pt unknown
- 1979-04-26 ES ES479956A patent/ES479956A1/es not_active Expired
- 1979-04-26 JP JP5094679A patent/JPS557685A/ja active Granted
- 1979-04-26 BE BE0/194857A patent/BE875879A/xx unknown
- 1979-04-27 GB GB7914762A patent/GB2022800B/en not_active Expired
- 1979-04-27 US US06/034,184 patent/US4276834A/en not_active Expired - Lifetime
- 1979-04-27 FR FR7910928A patent/FR2427667B1/fr not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB2022800B (en) | 1982-09-08 |
| IT1118596B (it) | 1986-03-03 |
| DE2819059A1 (de) | 1979-11-15 |
| ES479956A1 (es) | 1979-11-01 |
| DE2819059C3 (de) | 1982-01-28 |
| FR2427667A1 (fr) | 1979-12-28 |
| BR7902484A (pt) | 1979-10-30 |
| BE875879A (fr) | 1979-10-26 |
| GB2022800A (en) | 1979-12-19 |
| FR2427667B1 (fr) | 1987-03-20 |
| JPS557685A (en) | 1980-01-19 |
| US4276834A (en) | 1981-07-07 |
| IT7967858A0 (it) | 1979-04-23 |
| DE2819059B2 (de) | 1981-05-07 |
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