【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]
本発明は、放射性廃棄物の処理方法、詳しく
は、高炉水砕スラグ、アルカリ金属水酸化物及び
アルカリ金属炭酸塩を固結剤とし、処理能力が大
で海洋投棄に対して大きな安定性を示し、かつ、
高レベル放射性廃棄物であつても安全に固化処理
することができる処理方法に関する。
放射性廃液等の廃棄物は、放射性物質が漏れな
いように固化あるいは容器ずめ処理したものを処
分体とすることになつており、放射性固化体廃棄
物処理処分検討会報告書（昭和46年６月、科学技
術庁）によれば、固体化の具備すべき条件は次の
ようである。
(1) 固化処理後の凝結時間が短いこと
(2) 放射性核種の浸出率が小さいこと
(3) 耐衝撃性が大きく耐久性があること
(4) 温度、湿度変化に対する安定性が大きいこと
(5) 放射性を吸収しても劣化しないこと
(6) 運搬、輸送作業及び取扱いに便利な大きさと
形状を有し、放射線量率が小さいこと
(7) 容器に封入したときの比重が1.2以上である
こと
(8) 海水、微生物に対する耐侵食性があること
従来、放射性廃棄物は、その放射能濃度によつ
て適切な処理法が実施されている。例えば、放射
能濃度がおよそ103μCi／ml以下のいわゆる中・低
レベル放射性廃棄物に対しては、セメント固化法
とアスフアルト固化法が実施されている。
103μCi／ml以上の高レベル放射性廃棄物に対して
は、これらの固化法では不可能であつて、流動層
〓焼法、噴霧〓焼法、ポツト〓焼法、ロータリー
キルン〓焼法、ガラス化法、セラミツク化法、セ
ラミツク多孔体による吸収焼結法及び溶融塩化法
などの実施が検討されているが、ガラス化法の実
施が有力である。そして、高レベル放射性廃棄物
の固化体の安全性評価項目として、(1)浸出率、(2)
熱伝導率、(3)熱的安定性、(4)機械的強度、(5)耐放
射線性が重要なチエツクポイントになつている。
セメント固化法によれば、固化体が耐圧縮性と
耐熱性に優れ、海洋投棄するに充分な比重もあ
り、材料も安く、処理時間が短いなどの利点をも
つている反面、放射性廃棄物は、下記に示す通
り、種々の溶解塩、析出塩、難溶性塩及び酸・ア
ルカリなどを含むので、凝結硬化などに異状をき
たしたり、物理的、化学的に不安定な固化体が生
成することがあり、アスフアルト固化法に比べ放
射性核種の浸出率が大きく、例えば1.5〜２倍に
増量するなどの欠点を有している。
すなわち、セメント固化法の対象となる放射性
廃棄物は、イオン交換樹脂再生廃液、使用済イオ
ン交換樹脂、蒸発濃縮スラツジ及びフイルタース
ラツジなどである。沸騰型原子炉（BWR）発電
所からのイオン交換樹脂再生廃液には、主成分の
Na2SO4とか、Fe、Ag、Cr、Co、Ni、Zn及び
Cuなどの硫酸塩やNaClなどが含まれ、また、加
圧水型原子炉（PWR）発電所からのものには、
硼酸とボウ硝が含まれている。使用済イオン交換
樹脂及びフイルタースラツジ（BWR型原子炉発
電所排出）には、それぞれNi2+、Fe2+、Cr2+、
Ag+、Co2+、Cu2+及びH+などの陽イオン交換樹
脂、Cl-やOH-などの陰イオン交換樹脂、さらに
Fe、Ni、Co、Zn及びＷなどの酸化物やCr
（OH）2などが含まれている。
しかも、セメント固化法では、高レベル放射性
廃棄物の処理は不可能であるという欠点がある。
一方、アスフアルト固化法によれば、セメント
固化法の欠点を緩和することができるが、これに
も次のような欠点があり、現在、処理能力の点か
ら、中・低レベル放射性廃棄物の処理には、セメ
ント固化法が主として採用されている。
すなわち、アスフアルトの熱伝導性不良のため
に、放射性廃棄物の加熱蒸発作業の効率が悪く、
また、放射性廃棄物中に多量の水分が含まれてい
ると蒸発時に発泡や飛沫同伴の現象が起こつて排
ガスが汚染され易くなるため、含水量の多い放射
性廃棄物、たとえば、各種スラツジなどについて
はアスフアルトで固化する前に凍結再融解、遠心
分離などの方法によつて50〜70％の含水量まで脱
水する必要がある。また、アスフアルトは可燃性
であるから、加熱蒸発時におけるアスフアルトの
過熱による発火や、貯蔵、輸送時における類焼な
どの防火対策をとる必要がある。しかも、アスフ
アルトは、大量の放射線の照射によつて、弾性と
軟化点の上昇、針入度や引火点の低下、分解ガス
発生による体積の膨張などを起こす傾向があるの
で、高レベル放射性廃棄物の処理には適さないも
のである。
本発明者は、セメント固化法やアスフアルト固
化法における以上の欠点を解決し、高レベル放射
性廃棄物であつても、安全に固化処理できる方法
について種々研究した結果、固結剤として、微粉
末の高炉水砕スラグ、アルカリ金属水酸化物及び
アルカリ金属炭酸塩を用いればよいことを見い出
し、本発明を完成したものである。
すなわち、本発明は、放射性廃棄物と微粉末の
高炉水砕スラグ、アルカリ金属水酸化物及びアル
カリ金属炭酸塩から結合剤とを混合して固化する
ことを特徴とする放射性廃棄物の処理方法であ
る。
以下、本発明について詳しく説明する。
高炉水砕スラグは、通常のもので十分であり、
その粉末度はブレーン比表面積で3000cm2／ｇ以上
であることが好ましい。これよりも著しく粗いも
のであると充分な強度発現が得られず、浸出率の
小さい固化体に処理することができない。
アルカリ金属水酸化物は、高炉水砕スラグの潜
在水硬性を刺激し、放射性廃棄物を短時間に固化
処理するために必要な成分である。その好ましい
添加量は、高炉水砕スラグ100重量部に対して２
〜20重量部、とくに好ましくは４〜10重量部であ
る。２重量部未満であると強度発現は低く、20重
量部をこえても強度の伸びはそれ程ない。しか
し、酸性放射性廃棄物に用いる場合は、アルカリ
域で反応させるために、20重量部をこえて必要に
なる場合がある。アルカリ金属水酸化物のアルカ
リ金属としては、ナトリウム、カリウム及びリチ
ウムなどがあげられ、工業的にはナトリウムが好
ましい。
このアルカリ金属水酸化物とアルカリ金属炭酸
塩とを併用することにより、長期強度の伸びが大
きくなるという利点がある。アルカリ金属炭酸塩
の添加量は、高炉水砕スラグ100重量部に対し20
重量部以下が好ましく、４〜10重量部が特に好ま
しい。アルカリ金属炭酸塩としては、ナトリウ
ム、ウリウム、リチウムなどの炭酸塩又は重炭酸
塩があげられるが、入手容易さと性能を考慮し
て、炭酸ナトリウムが最も好ましい。
さらに、流動性を増し水密性をあげ浸出率を低
くするために減水剤を添加することができる。減
水剤の例をあげれば、リグニンスルホン酸塩系、
アルキルアリルスルホン酸塩系、芳香族多環縮合
物スルホン酸塩系、水溶性メラミンホルマリンス
ルホン酸塩系、オキシ有機酸塩系、ポリオール
系、ポリオキシエチレンアルキルエーテル系、高
級多価アルコール系などである。
減水剤の使用量は高炉水砕スラグ100重量部に
対し、0.01〜５重量部が好ましい。
又、水の使用量はできるだけ少い方がよく、高
炉水砕スラグ100重量部に対し45重量部以下が好
ましい。
本発明に係る固結剤を用いて放射性廃棄物を処
理するには、従来のセメント固化法が採用でき
る。すなわち、放射性廃棄物を高炉水砕スラグ、
アルカリ金属水酸化物、アルカリ金属炭酸塩及び
砂などとともに混合して、ドラム罐やコンクリー
ト製容器などの中で固化する最も一般的なミキシ
ング法と、ドラム罐に水、イオンなどの吸着効果
を向上するための吸着剤と固結剤を充填した後、
充填物の空隙に放射性廃棄物を注入する吸着剤併
用固化法が採用できる。一般的には、ミキシング
法、とくにドラム罐などのミキシング容器のなか
で放射性廃棄物を固結剤と練り混ぜてそのまま固
化し、その容器をそのまま最終処分用容器とする
インドラムミキシング法が採用される。いずれの
方法であつても、アルカリ金属水酸化物、アルカ
リ金属炭酸塩及び減水剤などの添加は、溶液であ
つても固体粉末であつてもかまわない。固結剤の
添加量は水の有無に関係なく放射性廃棄物100重
量部に対し30〜500重量部程度が一般的に使用さ
れる。
高レベル放射性廃棄物の場合は、混練物が凝結
硬化する前にホツトプレスして固化することによ
り非常に緻密な固化体となり、前記の重要な安全
性評価項目を満足したものに処理することができ
る。
本発明法は、従来のセメント固化法に比べて、
以下に示す通り、多くのすぐれた効果を発揮す
る。
(1) 放射性核種の浸出率が小さい。
(2) 低学抵抗性が大きいので海洋投棄に安全であ
る。
(3) 早強性であるので処理能力が大きい。
(4) 圧縮強度が大きいので運搬中にこわれる恐れ
が少くない。
(5) 耐熱性がある。
(6) 重金属イオンの封鎖能が高い。
(7) 組織が緻密なために耐久性が大きい。
(8) アルカリ度が高いため容器の腐食が少ない。
(9) イオン交換樹脂、硼酸などを含むものに対し
ては、アルカリ金属水酸化物及びアルカリ金属
炭酸塩の添加量を多くすることによつて対処で
きる。
(10) 多量の硫酸塩を含むイオン交換換樹脂再生廃
液を普通ポルトランドセメントのみで固化する
とエトリンガイトを生成して膨張破壊を起こす
ことがあるが、本発明法では全くない。
(11) 原料的には、産業副生物の有効利用であり、
省資源、省エネルギー的である。
(12) 高レベル放射性廃棄物の処理が可能となり、
しかも、従来の高レベル放射性廃棄物処理法よ
りもすぐれた処理ができる。
以下、実施例をあげてさらに詳しく説明する。
実施例 １
この例は、高レベル放射性廃棄物を処理した場
合について示す。すなわち、第２表に示す高レベ
ル放射性廃棄物を蒸発濃縮後、種々の方法で固化
処理し、その固化体の諸物性を測定した。その結
果を第３表に示す。
本発明の実施例１は、比較例１〜４に比べて固
化体の諸物性に優れており、高レベル廃棄物でも
十分な処理が可能となることがわかる。
The present invention provides a method for treating radioactive waste, in particular, uses granulated blast furnace slag, alkali metal hydroxide, and alkali metal carbonate as a solidifying agent, has a large treatment capacity, and exhibits great stability against ocean dumping. ,and,
The present invention relates to a processing method that can safely solidify even high-level radioactive waste. Radioactive liquid waste and other wastes are to be solidified or packaged in containers to prevent the leakage of radioactive materials, and the radioactive solidified waste treatment and disposal review committee report (June 1972) According to the Science and Technology Agency), the conditions that must be met for solidification are as follows. (1) Short setting time after solidification treatment (2) Low leaching rate of radionuclides (3) High impact resistance and durability (4) High stability against changes in temperature and humidity ( 5) It should not deteriorate even if it absorbs radioactivity. (6) It should have a size and shape that is convenient for transportation, transportation, and handling, and the radiation dose rate should be low. (7) It should have a specific gravity of 1.2 or more when sealed in a container. (8) It must be resistant to erosion by seawater and microorganisms Conventionally, radioactive waste has been treated according to its radioactivity concentration. For example, for so-called medium- and low-level radioactive waste with a radioactivity concentration of approximately 10 3 μCi/ml or less, cement solidification methods and asphalt solidification methods are used.
For high-level radioactive waste of 10 3 μCi/ml or more, these solidification methods are not possible, and fluidized bed sintering, spray sintering, pot sintering, rotary kiln sintering, glass sintering, and Although methods such as oxidation, ceramization, absorption sintering using ceramic porous bodies, and molten chlorination are being considered, the vitrification method is most likely. The safety evaluation items for solidified high-level radioactive waste are (1) leaching rate, (2)
Thermal conductivity, (3) thermal stability, (4) mechanical strength, and (5) radiation resistance are important check points. According to the cement solidification method, the solidified material has excellent compression resistance and heat resistance, has sufficient specific gravity to be dumped into the ocean, is cheap in materials, and has short processing time, but on the other hand, radioactive waste is As shown below, it contains various dissolved salts, precipitated salts, poorly soluble salts, acids and alkalis, etc., so it may cause abnormalities in hardening, etc., or form physically and chemically unstable solidified bodies. However, compared with the asphalt solidification method, the leaching rate of radionuclides is higher, and the amount of radionuclides is increased by 1.5 to 2 times. That is, the radioactive waste that is subject to the cement solidification method includes ion exchange resin recycled waste liquid, used ion exchange resin, evaporative concentration sludge, and filter sludge. Ion-exchange resin recycled waste liquid from boiling reactor (BWR) power plants contains the main components of
Na 2 SO 4 etc., Fe, Ag, Cr, Co, Ni, Zn and
Contains sulfates such as Cu and NaCl, and those from pressurized water reactor (PWR) power plants.
Contains boric acid and sulfate. Spent ion exchange resin and filter sludge (BWR type nuclear reactor power plant discharge) contain Ni 2+ , Fe 2+ , Cr 2+ , and
Cation exchange resins such as Ag + , Co 2+ , Cu 2+ and H + , anion exchange resins such as Cl - and OH - , as well as
Oxides such as Fe, Ni, Co, Zn and W, and Cr
Contains (OH) 2 , etc. Moreover, the cement solidification method has the disadvantage that it is impossible to treat high-level radioactive waste. On the other hand, the asphalt solidification method can alleviate the drawbacks of the cement solidification method, but it also has the following drawbacks. The cement solidification method is mainly used. In other words, due to the poor thermal conductivity of asphalt, the efficiency of heating and evaporating radioactive waste is low.
In addition, if radioactive waste contains a large amount of water, foaming and droplet entrainment occur during evaporation, making the exhaust gas more likely to be contaminated. Before solidification with asphalt, it is necessary to dehydrate it to a water content of 50 to 70% by methods such as freeze-rethaw, centrifugation, etc. Furthermore, since asphalt is flammable, it is necessary to take fire prevention measures such as ignition due to overheating of the asphalt during heating and evaporation, and fire prevention during storage and transportation. Furthermore, when exposed to large amounts of radiation, asphalt tends to increase its elasticity and softening point, decrease its penetration and flash point, and expand its volume due to decomposition gas generation, making it a highly radioactive waste. It is not suitable for processing. The present inventor has solved the above-mentioned drawbacks of the cement solidification method and asphalt solidification method, and has conducted various research on methods that can safely solidify even high-level radioactive waste. The present invention was completed by discovering that granulated blast furnace slag, alkali metal hydroxide, and alkali metal carbonate can be used. That is, the present invention provides a method for treating radioactive waste, which comprises mixing and solidifying radioactive waste with a binder made from finely powdered granulated blast furnace slag, alkali metal hydroxide, and alkali metal carbonate. be. The present invention will be explained in detail below. Ordinary granulated blast furnace slag is sufficient;
The powder degree is preferably 3000 cm 2 /g or more in Blaine specific surface area. If it is significantly coarser than this, sufficient strength cannot be obtained and it cannot be processed into a solidified material with a low leaching rate. Alkali metal hydroxide is a necessary component to stimulate the latent hydraulic properties of granulated blast furnace slag and solidify radioactive waste in a short time. The preferable addition amount is 2 parts by weight per 100 parts by weight of granulated blast furnace slag.
~20 parts by weight, particularly preferably 4 to 10 parts by weight. If the amount is less than 2 parts by weight, the strength development will be low, and if it exceeds 20 parts by weight, the strength will not increase significantly. However, when used for acidic radioactive waste, more than 20 parts by weight may be required because the reaction takes place in an alkaline region. Examples of the alkali metal in the alkali metal hydroxide include sodium, potassium, and lithium, with sodium being industrially preferred. The combined use of this alkali metal hydroxide and alkali metal carbonate has the advantage of increasing long-term strength. The amount of alkali metal carbonate added is 20 parts by weight per 100 parts by weight of granulated blast furnace slag.
It is preferably at most parts by weight, particularly preferably from 4 to 10 parts by weight. Examples of the alkali metal carbonate include carbonates or bicarbonates such as sodium, urium, and lithium, but sodium carbonate is most preferred in consideration of availability and performance. Furthermore, a water reducing agent can be added to increase fluidity, improve watertightness, and lower leaching rate. Examples of water reducing agents include lignin sulfonate,
Alkylaryl sulfonate series, aromatic polycyclic condensate sulfonate series, water-soluble melamine formalin sulfonate series, oxyorganic acid salt series, polyol series, polyoxyethylene alkyl ether series, higher polyhydric alcohol series, etc. be. The amount of water reducing agent used is preferably 0.01 to 5 parts by weight per 100 parts by weight of granulated blast furnace slag. Further, the amount of water used should be as small as possible, preferably 45 parts by weight or less per 100 parts by weight of granulated blast furnace slag. Conventional cement solidification methods can be used to treat radioactive waste using the solidification agent according to the present invention. In other words, radioactive waste is converted into granulated blast furnace slag,
The most common mixing method involves mixing with alkali metal hydroxide, alkali metal carbonate, sand, etc. and solidifying in a drum can or concrete container, and improving the adsorption effect of water, ions, etc. in the drum can. After filling the adsorbent and consolidation agent for
A solidification method using an adsorbent can be adopted, in which radioactive waste is injected into the voids of the filling. In general, mixing methods are used, especially the in-drum mixing method, in which radioactive waste is mixed with a solidifying agent in a mixing container such as a drum can, solidified as it is, and the container is used as a final disposal container. Ru. In either method, the alkali metal hydroxide, alkali metal carbonate, water reducing agent, etc. may be added in the form of a solution or solid powder. The amount of solidifying agent added is generally about 30 to 500 parts by weight per 100 parts by weight of radioactive waste, regardless of the presence or absence of water. In the case of high-level radioactive waste, by hot-pressing and solidifying the kneaded material before it hardens, it becomes a very dense solidified material, which can be processed to meet the important safety evaluation items mentioned above. . Compared to the conventional cement solidification method, the method of the present invention has the following advantages:
As shown below, it has many excellent effects. (1) The leaching rate of radionuclides is small. (2) It is safe to be dumped into the ocean because of its low resistance to water. (3) Since it is early-strengthening, it has a large processing capacity. (4) Because of its high compressive strength, there is a high risk of it breaking during transportation. (5) Heat resistant. (6) High ability to sequester heavy metal ions. (7) High durability due to its dense structure. (8) Due to the high alkalinity, there is little corrosion of the container. (9) Products containing ion exchange resins, boric acid, etc. can be dealt with by increasing the amount of alkali metal hydroxide and alkali metal carbonate. (10) Normally, when ion exchange resin recycled waste liquid containing a large amount of sulfate is solidified with only Portland cement, ettringite may be produced and expansion failure may occur, but this does not occur at all in the method of the present invention. (11) In terms of raw materials, it is an effective use of industrial by-products,
It is resource and energy saving. (12) It becomes possible to process high-level radioactive waste,
Moreover, it can perform treatment better than conventional high-level radioactive waste treatment methods. Hereinafter, the present invention will be explained in more detail with reference to examples. Example 1 This example shows the case of processing high-level radioactive waste. That is, after the high-level radioactive waste shown in Table 2 was evaporated and concentrated, it was solidified using various methods, and various physical properties of the solidified product were measured. The results are shown in Table 3. It can be seen that Example 1 of the present invention has excellent physical properties of the solidified body compared to Comparative Examples 1 to 4, and even high-level waste can be treated satisfactorily.
【表】
第１表は、標準ビユーレツクス法で処理し、５
年間冷却した結果である。ただし、腐食生成物と
溶解残査は含まず。[Table] Table 1 shows the results obtained by processing using the standard Buurex method.
This is the result of cooling for a year. However, corrosion products and dissolved residues are not included.
【表】
第２表に示した固化法は次の通りである。
Γ 硼珪酸ガラス法―放射性廃棄物とシリカ―硼
砂スラリーとの混合物をステンレス鋼製円筒容
器に入れ、蒸発、焼結、溶融（1050℃）した
後、溶融物を別の容器に流し出しガラス化し
た。
Γ 燐酸ガラス法―ステンレス鋼製円筒容器で、
放射性廃棄物にH3PO4を添加混合し、蒸発、
溶融（300℃）した後、別の容器に流し込みガ
ラス化した。
Γ セラミツク法―放射性廃棄物をステンレス鋼
製円筒容器で蒸発濃縮し、仮焼体を得た後、ガ
ラスフリツト、融剤及びバインダーなどを添加
し、常温でプレスした後、2000℃で焼結した。
なお、使用したガラス組成は次の通りである。
Na2O4.2％、K2O3.2％、SiO248.0％、
ZnO4.0％、Al2O36.5％、CaO5.2％、BaO4.0
％、B2O310.0％
Γ 仮焼粉法―500℃に加熱されたステンレス鋼
製円筒容器内に放射性廃棄物を噴霧供給して粒
子を付着させ、蒸発、仮焼固化し粒子を成長さ
せて得た。
Γ 本発明法―放射性廃棄物をステンレス鋼製円
筒容器で蒸発濃縮し仮焼体を得たのち、重量割
合で、高炉水砕スラグ（粉末度5650cm2／ｇ）を
仮焼体20重量部に対し70重量部加え、さらに該
スラグ100重量部に対しNaOHを6.0重量部、
Na2CO3を3.0重量部、水を25重量部、リグニン
スルホン酸塩を0.2重量部をそれぞれ加えて混
練した後、200℃で加熱しながら500Kgｆ／cm2の
圧力を加えて円柱状のものを得た。
実施例 ２
この例は、中・低レベル放射性廃棄物を処理し
たものである。すなわち、沸騰水型原子炉
（BWR）から排出されたイオン交換樹脂再生廃
液、フイルタースラツジ、使用済イオン交換樹脂
などからなる放射性廃棄物を蒸発濃縮、脱水・分
離した後サンプリングし、第３表に示す固結剤を
用いてミキシング法で固化処理し、固化体の諸物
性を測定した。その結果を第３表に示す。
なお、サンプリングした放射性廃棄物の含水率
は80重量％であり、固結剤は、該含水放射性廃棄
物100重量部に対し200重量部とした。水中におけ
る浸出率と圧縮強度は、混練後材令１日の４×４
×16cmの供試体で測定したものであり、酸性水溶
液中の重量変化率は、材令７日の供試体を浸漬材
令１ケ月とした値である。[Table] The solidification methods shown in Table 2 are as follows. Γ Borosilicate glass method - A mixture of radioactive waste and silica-borax slurry is placed in a stainless steel cylindrical container, evaporated, sintered, and melted (1050℃), then the molten material is poured into another container and vitrified. did. Γ Phosphate glass method - in a stainless steel cylindrical container,
Add H3PO4 to radioactive waste, mix , evaporate,
After melting (300°C), it was poured into another container and vitrified. Γ Ceramic method - radioactive waste was evaporated and concentrated in a stainless steel cylindrical container to obtain a calcined body, glass frit, flux, binder, etc. were added, pressed at room temperature, and then sintered at 2000℃.
The composition of the glass used is as follows. Na 2 O 4.2%, K 2 O 3.2%, SiO 2 48.0%,
ZnO4.0%, Al 2 O 3 6.5%, CaO5.2%, BaO4.0
%, B 2 O 3 10.0% Γ Calcined powder method - Radioactive waste is sprayed into a stainless steel cylindrical container heated to 500℃, particles are attached, evaporated and calcined to solidify, and the particles grow. I got it. Γ Inventive method - After evaporating and concentrating radioactive waste in a stainless steel cylindrical container to obtain a calcined body, 20 parts by weight of granulated blast furnace slag (powderity 5650 cm 2 /g) is added to the calcined body. Add 70 parts by weight to the slag, and further add 6.0 parts by weight of NaOH to 100 parts by weight of the slag.
After adding and kneading 3.0 parts by weight of Na 2 CO 3 , 25 parts by weight of water, and 0.2 parts by weight of lignin sulfonate, the mixture was heated at 200°C while applying a pressure of 500 Kgf/cm 2 to form a cylindrical shape. I got it. Example 2 In this example, medium to low level radioactive waste was treated. In other words, radioactive waste consisting of ion exchange resin recycled waste liquid, filter sludge, used ion exchange resin, etc. discharged from boiling water reactors (BWRs) was sampled after being evaporated, concentrated, dehydrated, and separated. The material was solidified by a mixing method using the solidifying agent shown in Figure 2, and various physical properties of the solidified material were measured. The results are shown in Table 3. The water content of the sampled radioactive waste was 80% by weight, and the amount of solidifying agent was 200 parts by weight per 100 parts by weight of the water-containing radioactive waste. The leaching rate and compressive strength in water are 4×4 on the 1st day after kneading.
The weight change rate in an acidic aqueous solution is based on a 7-day-old specimen that has been immersed for 1 month.
【表】
第３表に示されるように、本発明の実施例２で
処理したものは、普通ポルトランドセメント、高
炉セメント及び固結剤として高炉水砕スラグと水
酸化ナトリウムを用いたものに比べて各物性で優
れていることがわかる。[Table] As shown in Table 3, the product treated in Example 2 of the present invention has a higher It can be seen that each physical property is excellent.