JPH0675120B2 - Construction for radioactive waste treatment - Google Patents
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- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
本発明は、放射性廃棄物を処理をする時の構築体に関す
るものである。The present invention relates to a construct for treating radioactive waste.
原子力発電所等の各種の原子力施設から排出される各種
の放射性廃棄物の量は増大の一途をたどっている。 これら放射性廃棄物のうち、中、低レベルの放射性廃棄
物はドラム缶等の放射性廃棄物処理容器に入れられ、そ
して固化処理が行なわれ、密閉化して地中埋設に適した
最終形態のものにしている。 例えば、軟鋼製ドラム缶や、容器の形状に成形した鋼繊
維補強コンクリートに重合性含浸剤を含浸させ、重合固
化させた放射性廃棄物処理容器（特公昭56−12840号公
報）とか、容器の形状に成形した鋼繊維補強コンクリー
トに重合性含浸剤を部分含浸させ、重合固化させた放射
性廃棄物処理容器（特公昭57−34518号公報）とか、外
殻としての金属製容器、該金属製容器の内面にライニン
グされ補強材で補強され、さらに含浸剤にて強化された
コンクリートから構成される外殻及び内殻の二重構造を
有する多重型容器（特開昭59−85999号公報）とかが提
案されて来ている。 そして、例えば粉状あるいは粒状の焼却灰などの微細な
放射性廃棄物、その他雑固体などをセメント固化剤など
と共に放射性廃棄物処理容器内に充填して固化させた
後、この放射性廃棄物層上にセメントペーストを充填
し、そして中蓋を配置した後、外蓋を放射性廃棄物処理
容器に対して配設し、これを地中埋設することが考慮さ
れているのである。 ところで、地中埋設に際して、放射性廃棄物処理容器
は、単に地中に埋設されるのみではなく、安全性を高く
する為、コンクリートで周囲を構築した保管場所（処理
場）に放射性廃棄物処理容器を置いているのである。 ところで、これまで放射性廃棄物処理場の構築に用いた
セメントとしては、例えばポルトランドセメントが用い
られるのが通常であった。 しかしながら、通常のポルトランドセメントを用いて放
射性廃棄物処理場を構成したものでは、長期間の経過後
にあっては損傷の認められることもあった。The amount of various radioactive wastes emitted from various nuclear facilities such as nuclear power plants is increasing. Of these radioactive wastes, medium- and low-level radioactive wastes are placed in radioactive waste treatment containers such as drums, then solidified, and sealed to make the final form suitable for underground burial. There is. For example, a mild steel drum or a steel fiber reinforced concrete molded in the shape of a container is impregnated with a polymerizable impregnating agent, and is polymerized and solidified, a radioactive waste treatment container (Japanese Patent Publication No. 56-12840), or the shape of the container. A radioactive waste treatment container (Japanese Patent Publication No. Sho 57-34518) obtained by partially impregnating a molded steel fiber reinforced concrete with a polymerizable impregnating agent and solidifying it, a metal container as an outer shell, and an inner surface of the metal container. There is proposed a multi-type container (Japanese Patent Laid-Open No. 59-85999) having a double structure of an outer shell and an inner shell, which is made of concrete reinforced with a reinforcing material and further reinforced with an impregnating agent. Is coming. Then, for example, fine radioactive waste such as powdery or granular incineration ash, other miscellaneous solids, etc. are filled in a radioactive waste treatment container together with a cement solidifying agent and solidified, and then, on this radioactive waste layer. After filling the cement paste and arranging the inner lid, it is considered that the outer lid is arranged with respect to the radioactive waste treatment container and is buried underground. By the way, when buried underground, the radioactive waste disposal container is not simply buried in the ground, but in order to enhance safety, the radioactive waste disposal container is placed in a storage area (disposal site) constructed around concrete. Is placed. By the way, until now, for example, Portland cement has been usually used as the cement used for constructing the radioactive waste treatment plant. However, when the radioactive waste treatment plant was constructed using ordinary Portland cement, damage was sometimes observed even after a long period of time.
本発明者は、前記の損傷の原因を追求して行った結果、
この放射性廃棄物処理場を構成したコンクリート構築体
の損傷は放射性廃棄物中あるいは処分雰囲気下に硫酸塩
が存在しており、この硫酸塩が構築体を構成するコンク
リート（セメント）層中に存在している水酸化カルシウ
ムと下記のように反応して Ca(OH)2+Na2SO4+H2O→CaSO4・2H2O+NaOH 石こうを生成し、この石こうは処分場のセメント層中の
3CaO・Al2O3や4CaO・Al2O3・13H2Oと下記のように反応し
て CaSO4・2H2O+4CaO・Al2O3・13H2O→ 3CaO・Al2O3・3CaSO4・31〜32H2O エトリンガイト3CaO・Al2O3・3CaSO4・31〜32H2Oを生成
し、このエトリンガイト生成の際に大きな膨張圧が起
き、この膨張圧によって放射性廃棄物処分場の構築体に
損傷（膨張性のひび割れから剥離）が起きるのであるこ
とを究明した。 このような研究の成果を基にして本発明は達成されたも
のであり、その目的は、ひび割れや剥離といった損傷が
起きにくく、耐久性に富んだ安全性に高い放射性廃棄物
処理用構築体を提供することである。 上記本発明の目的は、放射性廃棄物処理体が保管される
放射性廃棄物処理用構築体であって、（3Al2O3＋1.5SiO
2）／（CaO−SO3）のモル比が１以上であるセメントが
用いられて構成されてなり、この構築体のセメント構成
層はＸ線回折装置によるCa(OH)2のピークが認められな
いものであることを特徴とする放射性廃棄物処理用構築
体によって達成される。 ところで、本発明における構築体を構成する為の水酸化
カルシウムが実質上ないようなセメントとしては、例え
ば3CaO・3Al2O3・CaSO4、CaO・Al2O3、12CaO・7Al2O3などCaO
/Al2O3（モル比）が３より小さいカルシウムサルホアル
ミネート化合物あるいはカルシウムアルミネート化合物
を主成分とするクリンカーあるいはセメントをカルシウ
ムサルホアルミネート化合物あるいはカルシウムアルミ
ネート化合物換算で３〜20重量％となせる第１の原料
と、ポルトランドセメント、混合セメント等のけい酸３
石灰（3CaO・SiO2）あるいはケイ酸２石灰（2CaO・Si
O2）を主成分とするクリンカーあるいはセメントをカル
シウムシリケート化合物換算で３〜20重量％となせる第
２の原料と、無水石こう、２水石こう等の石こうをCaSO
4換算で６〜40重量％となせる第３の原料と、高炉水滓
スラグ20〜88重量％となせる第４の原料と、クエン酸ナ
トリウム、リンゴ酸などのオキシカルボン酸類を0.1〜
1.5重量％となせる第５の原料とを混合して（3Al2O3+1.
5SiO2）／（CaO−SO3）モル比が１以上となるようにし
たものがある。 尚、Ca(OH)2のピークを測定するＸ線回折装置として
は、理学電機株式会社製のローターフレックスシリーズ
を用いることが出来る。 そして、このような組成のセメントが放射性廃棄物処分
場の構成材料として用いられると、ひび割れや剥離とい
った損傷が起きにくく、耐久性に富んだ安全性の高いも
のとなるのは、カルシウムサルホアルミネート化合物3C
aO・3Al2O3・CaSO4を主成分とするカルシウムサルホアル
ミネートクリンカー、ポルトランドセメント、及び高炉
水滓スラグを使用する例について、水和反応の観点から
説明すると、次の通りである。 カルシウムサルホアルミネート化合物は、次式に示すよ
うに、水和時に水酸化カルシウム、石こうと反応してエ
トリンガイドを形成する。 3CaO・3Al2O3・CaSO4+8CaSO4+6Ca(OH)2+90H2O →３（3CaO・Al2O3・3CaSO4・32H2O） この反応の為に、無水石こうあるいは２水石こうが消費
される。 一方、水酸化カルシウムとして、ポルトランドセメント
の水和反応によって生ずる水酸化カルシウムが供給され
る。 一般的な刺激剤であるポルトランドセメントは水酸化カ
ルシウムを生成してセメントのpHを高め、スラグのシリ
カ、アルミナを溶出し、それらと反応してカルシウムシ
リケート水和物（CaO−SiO2-H2O系）、カルシウムアル
ミネート水和物（CaO−Al2O3-H2O系）、さらに石こうと
反応してカルシウムサルホアルミネート水和物（CaO−A
l2O3-CaSO4-H2O系）などの生成を促す。 ところが、本発明にあっては、ポルトランドセメントか
ら生成する水酸化カルシウムがカルシウムサルホアルミ
ネートクリンカーの水和に消費される為、一般のスラグ
系セメントに比較してポルトランドセメントの量が３〜
20％と多い。 そして、ひび割れや剥離といった損傷が起きにくく、耐
久性に富んだ放射性廃棄物処分場が構成される為には、
スラグの刺激剤であるポルトランドセメントから生ずる
水酸化カルシウムを、もう一つの刺激剤であるカルシウ
ムサルホアルミネートクリンカーがすべて消費してしま
って、系内に水酸化カルシウムが存在しなくなることが
重要となる。 つまり、ポルトランドセメント中のケイ酸３石灰（3CaO
・SiO2）及びケイ酸２石灰（2CaO・SiO2）が水和して生
成する水酸化カルシウムが、カルシウムサルホアルミネ
ート（3CaO−3Al2O3−CaSO４）、石こう（CaSO4）と反
応して、エトリンガイドを生成する組成にすれば良い。 尚、カルシウムサルホアルミネートクリンカーの水和反
応は、ポルトランドセメントの水和反応に比較して早
い。そこで、オキシカルボン酸類を添加して、カルシウ
ムサルホアルミネートクリンカーの水和反応を遅らせ、
両者の水和時期をほぼ一致させ、ポルトランドセメント
から生ずる水酸化カルシウムがスラグを刺激した後、そ
の余剰分がカルシウムサルホアルミネートクリンカーの
水和に消費されるよう設計することが好ましい。 この目的のオキシカルボン酸類として、クエン酸ナトリ
ウム、リンゴ酸、酒石酸、酒石酸ナトリウムなどが挙げ
られる。 セメントの水和過程で生成する水酸化カルシウムは、最
終的にＣ−Ｓ−Hgel（3CaO・2SiO2・3H2O相当）及びエト
リンガイド（3CaO・Al2O3・3CaSO4・32H2O）として固定さ
れなければならない。 Ｃ−Ｓ−HgelのCaO/SiO2（モル比）＝1.5、オトリンガ
イドのCaO/Al2O3（モル比）＝３であり、又、セメント
の石灰分の一部は石こうを形成するものであるから、
（3Al2O3＋1.5SiO2）／（CaO−SO3）≧１の場合に、化
学量論的に系内に遊離の水酸化カルシウムが存在しなく
なる。 従って、初期から長期にわたってひび割れや剥離といっ
た損傷が起きにくく、耐久性に富んだ放射性廃棄物処分
場を構築する為には、用いるセメントの（3Al2O3＋1.5S
iO2）／（CaO−SO3）のモル比が１以上であるセメント
を使用すれば良いことになる。 そして、このような処分場を構成するコンクリート（セ
メント）層中に水酸化カルシウムが実質上ないようなセ
メントが用いられた場合、この放射性廃棄物処分場の表
面硬度は大きく、例えばスラグ系セメントの欠点と言わ
れる表面の脆弱化現象がなく、そしてカルシウムサルホ
アルミネートクリンカー及びポルトランドセメントそれ
自身が水硬性を発揮し、又、初期からスラグが水和活性
を示す為、セメントは早強性を呈し、又、長期強度の伸
びも大きく、さらには無収縮性で、乾燥収縮が小さく、
耐久性に富み、放射性廃棄物の処分場として安全なもの
である。 尚、ポルトランドセメントとしては、普通中庸熱ポルト
ランドセメントを使用できるが、潜在水硬性を有するス
ラグを刺激する効果は、ケイ酸３石灰（3CaO・SiO2）量
が多く、反応性の高い早強、超早強ポルトランドセメン
トの方が効果が大きい。 又、ケイ酸３石灰（3CaO・SiO2）が主要化合物である白
色ポルトランドセメントも使用でき、このほか高炉セメ
ント、フライアッシュセメントなどの混合セメントも使
用できる。 又、カルシウムサルホアルミネートのほかに、CaO・Al2
O3、12CaO・7Al2O3などのカルシウムアルミネート化合
物あるいはそれらを主成分とするアルミナセメントを使
用することもできる。 カルシウムアルミネート化合物（mCaO・nAl2O3）又はカ
ルシウムサルホアルミネート化合物（mCaO・nAl2O3・CaS
O4）は、CaO/Al2O3＜３（モル比）である場合に、水和
反応において水酸化カルシウムを消費するので、CaO/Al
2O3が３（モル比）より小さいことが好ましい。The present inventor, as a result of pursuing the cause of the damage,
The damage to the concrete structure that constitutes this radioactive waste treatment plant is due to the presence of sulfate in the radioactive waste or in the disposal atmosphere, and this sulfate is present in the concrete (cement) layer that constitutes the structure. Ca (OH) 2 + Na 2 SO 4 + H 2 O → CaSO 4・ 2H 2 O + NaOH gypsum is produced by reacting with calcium hydroxide that is present in the cement layer at the disposal site. of
It reacts with 3CaO ・ Al 2 O 3 and 4CaO ・ Al 2 O 3・ 13H 2 O as follows and CaSO 4・ 2H 2 O + 4CaO ・ Al 2 O 3・ 13H 2 O → 3CaO ・ Al 2 O 3・3CaSO 4・ 31〜32H 2 O Ettringite 3CaO ・ Al 2 O 3・ 3CaSO 4・ 31〜32H 2 O is generated, and a large expansion pressure occurs during the generation of this ettringite, and this expansion pressure causes the radioactive waste disposal site to grow. It was determined that damage (delamination from expansive cracks) would occur to the construct. The present invention has been achieved based on the results of such research, and an object of the present invention is to provide a highly reliable and highly safe radioactive waste treatment construct that is unlikely to suffer damage such as cracking or peeling. Is to provide. The above-mentioned object of the present invention is a radioactive waste treatment construct in which a radioactive waste treatment object is stored, which comprises (3Al 2 O 3 + 1.5SiO
2) / (CaO-SO 3 ) molar ratio of is configured in which in the cement is used one or more cement constituent layers of the construct peak of Ca (OH) 2 was observed by X-ray diffraction apparatus Achieved by a radioactive waste treatment construct characterized by the absence thereof. Incidentally, calcium hydroxide for constituting the constructs of the present invention is a cement, such as not substantially, for example, 3CaO · 3Al 2 O 3 · CaSO 4, CaO · Al 2 O 3, 12CaO · 7Al 2 O 3 , etc. CaO
A calcium sulphoaluminate compound having a / Al 2 O 3 (molar ratio) of less than 3 or a clinker or cement containing a calcium aluminate compound as a main component is used in an amount of 3 to 20% by weight in terms of calcium sulphoaluminate compound or calcium aluminate compound The first raw material to be made and silicic acid 3 such as Portland cement and mixed cement
Lime (3CaO ・ SiO 2 ) or silicate 2 lime (2CaO ・ Si
A second raw material that can make clinker or cement containing O 2 ) as a main component 3 to 20% by weight in terms of calcium silicate compound and gypsum such as anhydrous gypsum and gypsum.
3rd raw material that can be 6-40% by weight in terms of 4 and 4th raw material that can be 20-88% by weight of blast furnace slag slag and 0.1% of oxycarboxylic acids such as sodium citrate and malic acid
Mix with a fifth raw material that can be 1.5% by weight (3Al 2 O 3 +1.
There is a 5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) molar ratio of 1 or more. As the X-ray diffractometer for measuring the peak of Ca (OH) 2 , the Rotaflex series manufactured by Rigaku Denki Co., Ltd. can be used. When cement with such a composition is used as a constituent material of a radioactive waste disposal site, damage such as cracking and peeling does not occur easily, and it is highly durable and highly safe. Compound 3C
An example of using calcium sulfaluminate clinker containing aO.3Al 2 O 3 .CaSO 4 as a main component, Portland cement, and blast furnace slag slag will be described below from the viewpoint of hydration reaction. As shown in the following formula, the calcium sulfaluminate compound reacts with calcium hydroxide and gypsum during hydration to form an ethrin guide. 3CaO ・ 3Al 2 O 3・ CaSO 4 + 8CaSO 4 + 6Ca (OH) 2 + 90H 2 O → 3 (3CaO ・ Al 2 O 3・ 3CaSO 4・ 32H 2 O) Due to this reaction, anhydrous gypsum or 2 water Gypsum is consumed. On the other hand, as calcium hydroxide, calcium hydroxide generated by the hydration reaction of Portland cement is supplied. Portland cement, which is a common stimulant, produces calcium hydroxide to raise the pH of cement, elute silica and alumina in slag, and react with them to react with calcium silicate hydrate (CaO-SiO 2 -H 2 O type), calcium aluminate hydrate (CaO-Al 2 O 3 -H 2 O type), and further reacts with gypsum to give calcium sulfaluminate hydrate (CaO-A
l 2 O 3 -CaSO 4 -H 2 O system) and the like are promoted. However, in the present invention, since calcium hydroxide generated from Portland cement is consumed for hydration of calcium sulfaluminate clinker, the amount of Portland cement is 3 to 3 as compared with general slag cement.
As high as 20%. And because damage such as cracks and peeling is unlikely to occur and a radioactive waste disposal site with high durability is constructed,
It is important that calcium hydroxide produced from Portland cement, which is a slag stimulant, is completely consumed by another stimulant, calcium sulfaluminate clinker, and calcium hydroxide does not exist in the system. . In other words, 3 lime silicate (3CaO
・ SiO 2 ) and dicalcium silicate (2CaO ・ SiO 2 ) hydrate to form calcium hydroxide, which reacts with calcium sulfaluminate (3CaO-3Al 2 O 3 -CaSO 4 ) and gypsum (CaSO 4 ). Then, a composition that produces an ethrin guide may be used. The hydration reaction of calcium sulfaluminate clinker is faster than that of Portland cement. Therefore, oxycarboxylic acids are added to delay the hydration reaction of calcium sulfaluminate clinker,
It is preferable that the hydration timings of both are substantially the same, and that calcium hydroxide generated from Portland cement stimulates the slag, and then the surplus is consumed for hydration of the calcium sulfaluminate clinker. Examples of oxycarboxylic acids for this purpose include sodium citrate, malic acid, tartaric acid, sodium tartrate and the like. Calcium hydroxide produced in the hydration process of the cement is finally C-S-Hgel (3CaO · 2SiO 2 · 3H 2 O equivalent) and d [pi] n guide (3CaO · Al 2 O 3 · 3CaSO 4 · 32H 2 O Must be fixed as). C-S-Hgel has CaO / SiO 2 (molar ratio) = 1.5, and otrine guide has CaO / Al 2 O 3 (molar ratio) = 3, and part of the lime component of cement forms gypsum. Because it is a thing,
When (3Al 2 O 3 + 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) ≧ 1, free calcium hydroxide does not exist in the system stoichiometrically. Therefore, in order to build a highly durable radioactive waste disposal site, which is unlikely to suffer damage such as cracking or peeling from the beginning, the cement used (3Al 2 O 3 + 1.5S
It is preferable to use cement having a molar ratio of iO 2 ) / (CaO-SO 3 ) of 1 or more. When a cement that does not substantially contain calcium hydroxide is used in the concrete (cement) layer that constitutes such a disposal site, the surface hardness of this radioactive waste disposal site is large, and for example, slag cement There is no surface weakening phenomenon, which is said to be a defect, and calcium sulfoaluminate clinker and Portland cement itself exert hydraulic properties, and since slag exhibits hydration activity from the beginning, the cement exhibits early strength. Also, the long-term strength has a large elongation, is non-shrinkable, has a small drying shrinkage,
It is highly durable and safe as a radioactive waste disposal site. In addition, as the Portland cement, ordinary moderate heat Portland cement can be used, but the effect of stimulating the slag having latent hydraulicity is that the amount of tricalcium silicate (3CaO · SiO 2 ) is large, the reactivity is high, and the strength is high. Super early strength Portland cement is more effective. In addition, white Portland cement whose main compound is tricalcium silicate (3CaO · SiO 2 ) can be used, and in addition, mixed cement such as blast furnace cement and fly ash cement can also be used. In addition to calcium sulphoaluminate, CaO ・ Al 2
It is also possible to use a calcium aluminate compound such as O 3 , 12CaO · 7Al 2 O 3 or an alumina cement containing them as a main component. Calcium aluminate compound (mCaO ・ nAl 2 O 3 ) or calcium sulfaluminate compound (mCaO ・ nAl 2 O 3・ CaS
O 4 ) consumes calcium hydroxide in the hydration reaction when CaO / Al 2 O 3 <3 (molar ratio).
2 O 3 is preferably smaller than 3 (molar ratio).
第１図は、本発明に係る放射性廃棄物処理用構築体の１
実施例を示す断面図である。 同図中、Ａは放射性廃棄物処理容器の本体であり、この
処理容器の本体Ａは、例えば鋼製のドラム缶にポリマー
含浸コンクリート層が内張りして一体的に設けられたも
のである。 Ｂはこの処理容器本体Ａの中蓋として使用されるポリマ
ー含浸コンクリート製の蓋である。 Ｃは、コンクリートで構築された処分場である。 そして、上記の容器本体Ａや蓋Ｂのポリマー含浸コンク
リート層及び処分場Ｃを構成するセメントとしては、カ
ルシウムサルホアルミネートクリンカーとして、3CaO・
3Al2O3・CaSO460％、遊離石灰16％、遊離の石こう１％及
びケイ酸２石灰21％を含有するクリンカーを10重量％
と、3CaO・SiO260％、2CaO・SiO224％、3CaO・Al2O312
％を含有する普通ポルトランドセメントクリンカーを20
重量％と、無水石こうが主成分の硬石こうを15重量％
と、高炉水滓スラグ55重量％とを混合し、ブレーン値40
00cm2/gに粉砕してから、クエン酸ナトリウム0.3重量％
を混合して得たものを用いた。 尚、このセメントの（3Al2O3+1.5SiO2）／（CaO−SO3）
は1.3（モル比）であった。 そして、パイプ、ワイヤー、アングル、バルブ、モータ
ー等の各種の金属類（雑固体）を、充填率（容積比）13
％で内部に収納した１m3の容器Ａ内に、上記と同じセメ
ントペースト（固化材）を充填し、固化させた。 そして、上記のように構成させた放射性廃棄物固化体
が、処分場Ｃに搬送され、保管される。FIG. 1 shows 1 of the construction for radioactive waste treatment according to the present invention.
It is sectional drawing which shows an Example. In the figure, A is a main body of a radioactive waste treatment container, and the main body A of this treatment container is, for example, a drum can made of steel and integrally provided with a polymer-impregnated concrete layer. B is a polymer-impregnated concrete lid used as an inner lid of the processing container body A. C is a disposal site constructed of concrete. Then, as the cement that constitutes the polymer-impregnated concrete layer of the container body A and the lid B and the disposal site C, 3CaO.
10% by weight clinker containing 60% 3Al 2 O 3 · CaSO 4 , free lime 16%, free 1% gypsum and 21% dicalcium silicate 21%
And 3CaO ・ SiO 2 60%, 2CaO ・ SiO 2 24%, 3CaO ・ Al 2 O 3 12
Normal Portland cement clinker containing 20%
% By weight and 15% by weight of hard gypsum mainly composed of anhydrous gypsum
And 55% by weight of blast furnace slag slag, and the Blaine value of 40
0.3 cm by weight of sodium citrate after crushing to 00 cm 2 / g
What was obtained by mixing was used. In addition, (3Al 2 O 3 + 1.5SiO 2 ) / (CaO-SO 3 ) of this cement
Was 1.3 (molar ratio). Then, the filling rate (volume ratio) of various metals (miscellaneous solids) such as pipes, wires, angles, valves, and motors 13
The same cement paste (solidifying material) as described above was filled into 1 m 3 of the container A housed in the inside and solidified. Then, the radioactive waste solidified body configured as described above is transported to the disposal site C and stored.
上記実施例で用いた処分場を構成するセメントとして水
酸化カルシウムが実質上ないセメントを用いた場合と、
比較の為に普通ポルトランドセメント（比較例１）及び
高炉Ｃ種セメント（比較例２）を用いた場合との耐久性
のテストを行ったので、その結果を表１、表２、表３−
１及び表３−２に示す。 これによれば、本発明になるものは、耐久性に富んでお
り、従って放射性廃棄物の処理の安全性が高いことが判
る。When using a cement that is substantially free of calcium hydroxide as the cement constituting the disposal site used in the above examples,
For the purpose of comparison, a durability test was conducted with the case of using ordinary Portland cement (Comparative Example 1) and blast furnace type C cement (Comparative Example 2). The results are shown in Table 1, Table 2 and Table 3-
1 and Table 3-2. According to this, it can be seen that the product according to the present invention is highly durable and therefore the safety of the treatment of radioactive waste is high.
第１図は、本発明に係る放射性廃棄物処理用構築体の１
実施例を示す断面図である。 Ａ……放射性廃棄物処理容器の本体、Ｂ……蓋、 Ｃ……処分場。FIG. 1 shows 1 of the construction for radioactive waste treatment according to the present invention.
It is sectional drawing which shows an Example. A: main body of radioactive waste treatment container, B: lid, C: disposal site.
フロントページの続き (72)発明者 内田 郁夫 埼玉県熊谷市月見町２丁目１番１号 秩父 セメント株式会社関連製品本部内 (56)参考文献 特開 昭60−171498（ＪＰ，Ａ)Front page continuation (72) Ikuo Uchida Inventor Ikuo Uchida 2-1-1 Tsukimi-cho, Kumagaya-shi, Saitama Chichibu Cement Co., Ltd. Related Products Division (56) Reference JP-A-60-171498 (JP, A)
Claims (1)
棄物処理用構築体であって、（3Al2O3＋1.5SiO2）／（C
aO−SO3）のモル比が１以上であるセメントが用いられ
て構成されてなり、この構築体のセメント構成層はＸ線
回折装置によるCa(OH)2のピークが認められないもので
あることを特徴とする放射性廃棄物処理用構築体。1. A radioactive waste treatment structure in which a radioactive waste treatment object is stored, comprising (3Al 2 O 3 + 1.5SiO 2 ) / (C
aO-SO 3) molar ratio is configured in which in the cement is used one or more cement constituent layers of the construct is a peak of the Ca (OH) 2 by the X-ray diffraction apparatus is not observed A construct for treating radioactive waste, characterized in that
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2151685A JPH0675120B2 (en) | 1990-06-12 | 1990-06-12 | Construction for radioactive waste treatment |
Applications Claiming Priority (1)
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| JP2151685A JPH0675120B2 (en) | 1990-06-12 | 1990-06-12 | Construction for radioactive waste treatment |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0450700A JPH0450700A (en) | 1992-02-19 |
| JPH0675120B2 true JPH0675120B2 (en) | 1994-09-21 |
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| JP (1) | JPH0675120B2 (en) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60171498A (en) * | 1984-02-17 | 1985-09-04 | 株式会社日立製作所 | Method of solidifying radioactive waste |
-
1990
- 1990-06-12 JP JP2151685A patent/JPH0675120B2/en not_active Expired - Fee Related
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| JPH0450700A (en) | 1992-02-19 |
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