(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物にアルカリ土類金属化合物を加え、固体状のアルカリ土類金属硫酸塩とアルカリ金属イオンを含む溶液との混合物とし、次に硬化材を加えて固化させる放射性廃棄物の固化処理方法において、
アルカリ土類金属モル量が、放射性廃棄物に含まれる硫酸イオンモル量に対して（１.０＋Ｘ／１００）〜（２.７−Ｘ／１００）の範囲となるようにアルカリ土類金属化合物を加え、Ｘは硫酸イオン量の評価誤差を示すパーセントであり、
固体状のアルカリ土類金属硫酸塩とアルカリ金属イオンを含む溶液との混合物とし、
当該混合物に少なくとも酸化ケイ素化合物を含みアルカリ刺激反応でケイ酸カルシウム水和物を形成して硬化する硬化材を加えて固化させることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項２】
請求項１に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
アルカリ土類金属化合物が、水酸化バリウムまたは塩化バリウムであることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項３】
請求項１または２に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
アルカリ土類金属モル量が、放射性廃棄物に含まれる硫酸イオンモル量に対して１.０〜２.７の範囲となるようにアルカリ土類金属化合物を加えることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項４】
請求項１ないし３のいずれか一項に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
ケイ素モル量が、放射性廃棄物に含まれるアルカリ金属モル量に対して１.２以上となるように酸化ケイ素化合物を加えることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項５】
請求項１ないし４のいずれか一項に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
酸化ケイ素化合物が、シリカフュームであることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項６】
請求項１ないし５のいずれか一項に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
硬化材が、酸化ケイ素化合物と高炉水砕スラグ、酸化ケイ素化合物とフライアッシュ、または、酸化ケイ素化合物と高炉水砕スラグとフライアッシュであることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項７】
請求項１ないし６のいずれか一項に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
硬化材を加える際に、酸化ケイ素化合物と酸化ケイ素化合物以外の硬化材とを同時に加えることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項８】
請求項１ないし６のいずれか一項に記載の放射性廃棄物の固化処理方法において、
硬化材を加える際に、最初に酸化ケイ素化合物を加え、次に酸化ケイ素化合物以外の硬化材を加えることを特徴とする放射性廃棄物の固化処理方法。
【請求項９】
請求項１ないし８のいずれか一項に記載の固化処理方法で製造した固化体。
【請求項１０】
請求項９に記載の固化体において、
固化体と接した水のｐＨが１２.０以下、かつ、硫酸イオン濃度が２００ｐｐｍ以下であることを特徴とする固化体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射性廃棄物の固化処理方法に係り、特に、原子力発電所や原子力関連施設から発生し硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の固化処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
現行の政令濃度上限値を超え放射能レベルが比較的高い放射性廃棄物のうち、硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物としては、原子力発電所から発生する硫酸イオンを含む放射性廃液が挙げられる。
【０００３】
原子力発電所や原子力関連施設から発生する低レベル放射性廃棄物のうち、現行の政令濃度上限値以下の放射性廃棄物については、固化処理した後、コンクリートピットヘの埋設処分が既に実施されている。
【０００４】
これに対して、現行の政令濃度上限値を超え放射能レベルが比較的高い放射性廃棄物については、一般的な地下利用に対して十分余裕を持った深度に放射性核種閉じ込め機能を持った処分施設を設置し、その内部に処分することが検討されている。
【０００５】
この放射性核種閉じ込め機能を持った処分施設として、放射性廃棄物を固化処理した固化体の周囲にベントナイト粘土やモルタルなどの人工バリア材を組み合わせた人工バリア施設が最も有望視されている。
【０００６】
固化体が含有している放射性核種の人工バリア施設外部への漏洩は、地下水が施設内部に浸入し、固化体と接して固化体から放射性核種を溶解させ、放射性核種が溶存している状態で人工バリア材内部を施設外部まで移動する間に、放射性核種が人工バリア材に吸着されない場合に生じる。
【０００７】
人工バリア施設の放射性核種閉じ込め機能は、ベントナイト粘土やモルタルの透水性が小さく地下水の移動が著しく少ないという性質や、イオン交換能力を有し放射性核種を吸着するという性質を利用している。この性質は、ベントナイト粘土やモルタルの化学的存在形態により得られる。通常の地下環境では、ベントナイト粘土やモルタルの化学的安定性は高く、長期に亘って放射性核種閉じ込め機能が期待できるとされている。
【０００８】
しかし、ある種の条件下では、ベントナイト粘土やモルタルは、化学的に不安定であることが知られている。ベントナイト粘土は、高アルカリ溶液に接すると溶解性が高くなり、構成化合物に変化が生じることが知られている。
【０００９】
ベントナイト粘土が溶解すると、粘土層内に空隙が生じるので、地下水が移動し易くなり、低透水性を期待できなくなるおそれがある。また、構成化合物に変化が生じると、新たに生じた化合物のイオン交換能力が当初化合物のイオン交換能力と同等である保証は無いので、本来のイオン交換能力を期待できなくなるおそれがある。
【００１０】
このようにベントナイト粘土の放射性核種閉じ込め機能を低下させる可能性がある高アルカリ溶液は、人工バリア施設に処分される放射性廃棄物に地下水が接すると生成される。
【００１１】
例えば、放射性廃棄物の固化処理としてセメント固化処理を利用した場合には、セメント構成成分として固化体に含まれる水酸化カルシウム(Ca(OH)２)が溶解するので、固化体に接した水はｐＨ１２以上の高アルカリ溶液となる。
【００１２】
したがって、ベントナイト粘土の化学的安定性の観点からは、人工バリア施設に処分する放射性廃棄物の固化処理に通常のセメントを用いることは好ましくなく、地下水が固化体と接しても地下水のｐＨを少なくとも１２以下に保つ工夫が必要となる。
【００１３】
また、人工バリア材のモルタル中にエトリンガイトが生成されると、体積膨張を伴うモルタルのひび割れ等が生じ、低透水性を期待できなくなるおそれがある。
【００１４】
一般に、モルタルが硫酸イオン溶液に曝されると、モルタル成分であるアルミン酸カルシウム(3CaO・Al２O３)と水酸化カルシウム(Ca(OH)２)とから、化学式１に示す反応により、
3CaO・Al２O３＋3Ca(OH)２＋3SO４２￣+32H２O
→3CaO・Al２O３・3CaSO４・32H２O+６OH￣ …(１)
エトリンガイト(3CaO・Al２O３・3CaSO４・32H２O)が生成される。
【００１５】
このようなモルタルの放射性核種閉じ込め機能を低下させる可能性のある硫酸イオン溶液は、人工バリア施設に処分される放射性廃棄物に地下水が接すると生成される。例えば、硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物を単純に固化処理した場合は、固化体に含まれる可溶性の硫酸化合物が接した地下水に溶出する。
【００１６】
したがって、モルタルの化学的安定性の観点からは、人工バリア施設に処分する硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の固化処理では、固化体からの硫酸イオンの溶出を抑制する工夫が必要となる。
【００１７】
固化体からの硫酸イオン溶出が許容される程度としては、通常の地下水に含まれる硫酸イオン濃度(数十〜数百ｐｐｍ)、または人工バリア材であるモルタルが少量ではあるが硫酸化合物を含有しているので、モルタルに接した水の硫酸イオン濃度(約２００ｐｐｍ)が目安となる。
【００１８】
すなわち、現行の政令濃度上限値を超え放射能レベルが比較的高く硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物は、固化体に接した水のｐＨが１２以下、かつ硫酸イオン濃度が２００ｐｐｍ以下となるような固化体とすることが望ましい。
【００１９】
このような固化体は、これまでに製造された例が無いし、そのような固化体を製造する固化処理方法も知られてはいなかった。
【００２０】
一方、従来技術は、現行の政令濃度上限値以下の放射性廃棄物を対象とした固化処理技術であり、廃棄物は素掘りピットまたは浅い地中のコンクリートピット施設に処分されるので、コンクリートの健全性を損なわないように固化体を製造すればよい。
【００２１】
上記モルタルと同様の現象で、コンクリートの健全性が損なわれないように、固化体に接した水の硫酸イオン濃度を抑制して固化体を製造すればよく、固化体に接した水のｐＨと硫酸イオン濃度との両者を抑制するような検討はされていない。
【００２２】
例えば、化学式２に示すように、硫酸ナトリウムを含む放射性廃液に水酸化バリウム等のアルカリ土類金属水酸化物を加えて硫酸イオンを難溶性の硫酸バリウムとし、次に化学式３に示すように、酸化ケイ素化合物を添加して水ガラス(Na２O・ｎSiO２)を生成し、
Na２SO４＋Ba(OH)２
→BaSO４(難溶性沈澱物)＋2NaOH         ……(２)
NaOH＋ｎSiO２
→Na２O・ｎSiO２(水ガラス)+H２O        ……(３)
さらに、水ガラスに硬化刺激剤を添加して固化体を製造する固化処理方法が提案されている(例えば、特許文献１参照)。
【００２３】
この従来技術では、製造した固化体の圧縮強度と耐水性の観点からSiO２／Na２O比が１〜４の範囲となるように水ガラスを生成するのが好ましいとされているが、固化体と接した水のｐＨや硫酸イオン濃度については検討していない。
【００２４】
その他に、放射性廃液の充填量を向上させる観点から、硫酸ナトリウムを主成分とする放射性廃液にアルカリ土類金属の塩化物または硝酸塩を添加して硫酸イオンを難溶性の硫酸バリウムや硫酸ストロンチウムとし、高炉水砕スラグと硬化刺激剤とを用いて固化体を製造する固化処理方法が提案されている(例えば、特許文献２参照)。
【００２５】
この従来技術においても、製造した固化体の圧縮強度と耐水性との観点から、アルカリ土類金属の化合物を放射性廃液中の硫酸ナトリウムに対して１〜１００ｍｏｌ％となるように添加するとしているが、その際の固化体と接した水のｐＨや硫酸イオン濃度については検討していない。
【００２６】
【特許文献１】特開昭６１−１８２５９９号公報(第４頁  第５図)
【特許文献２】特開平１１−１４８９９８号公報(第３頁  図無し)
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００２７】
上記従来技術においては、固化体に接した水のｐＨが１２以下、かつ、硫酸イオン濃度が２００ｐｐｍ以下となるような硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の固化体およびその固化体を製造するための固化処理方法を提案できていない。
【００２８】
具体的には、硫酸ナトリウムを難溶性の硫酸バリウムとする際に、添加するバリウムの量が硫酸ナトリウムに対して１００ｍｏｌ％以下であると、未反応の硫酸ナトリウムが固化体に含まれることになり、固化体に接した水の硫酸イオン濃度を２００ｐｐｍ以下とすることはできない。
【００２９】
また、硬化材として高炉水砕スラグのみを用いた場合には、セメント固化体と同様に、固化体には水酸化カルシウム(Ca(OH)２)が形成されて、これが溶解するので、固化体に接した水のｐＨを１２以下とすることができない。
【００３０】
本発明の課題は、固化体に接した水のｐＨが１２以下、かつ、硫酸イオン濃度が２００ｐｐｍ以下となるように、添加するアルカリ土類金属化合物の量と硬化材の材料・配合を適切な範囲に定める手順を備えた放射性廃棄物の固化処理方法を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００３１】
本発明は、上記課題を解決するために、硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物にアルカリ土類金属化合物を加え、固体状のアルカリ土類金属硫酸塩とアルカリ金属イオンを含む溶液との混合物とし、次に硬化材を加えて固化させる放射性廃棄物の固化処理方法において、アルカリ土類金属モル量が、放射性廃棄物に含まれる硫酸イオンモル量に対して（１.０＋Ｘ／１００）〜（２.７−Ｘ／１００）の範囲となるようにアルカリ土類金属化合物を加え、Ｘは硫酸イオン量の評価誤差を示すパーセントであり、固体状のアルカリ土類金属硫酸塩とアルカリ金属イオンを含む溶液との混合物とし、当該混合物に少なくとも酸化ケイ素化合物を含みアルカリ刺激反応でケイ酸カルシウム水和物を形成して硬化する硬化材を加えて固化させる放射性廃棄物の固化処理方法を提案する。
【００３２】
アルカリ土類金属化合物は、水酸化バリウムまたは塩化バリウムとすることができる。
【００３３】
アルカリ土類金属モル量が、放射性廃棄物に含まれる硫酸イオンモル量に対して１.０〜２.７の範囲となるように、アルカリ土類金属化合物を加える。
【００３４】
ケイ素モル量が、放射性廃棄物に含まれるアルカリ金属モル量に対して１.２以上となるように、酸化ケイ素化合物を加える。
【００３５】
酸化ケイ素化合物は、シリカフュームとすることが望ましい。
【００３６】
硬化材は、酸化ケイ素化合物と高炉水砕スラグ、酸化ケイ素化合物とフライアッシュ、または、酸化ケイ素化合物と高炉水砕スラグとフライアッシュとする。
【００３７】
硬化材を加える際に、酸化ケイ素化合物と酸化ケイ素化合物以外の硬化材とを同時に加えることもできるし、最初に酸化ケイ素化合物を加え、次に酸化ケイ素化合物以外の硬化材を加えることも可能である。
【発明の効果】
【００３８】
本発明によれば、硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の固化処理方法においては、固化体に接した水のｐＨが１２以下となるように固化体を製造できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３９】
次に、図１〜図４を参照して、本発明による放射性廃棄物の固化処理方法の実施例を説明する。
【実施例１】
【００４０】
図１は、硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の本発明による固化処理方法を適用すべき放射性廃棄物の固化処理システムの系統構成を示す図である。
【００４１】
バルブ２の操作により、放射性廃棄物貯蔵タンク１から硫酸ナトリウムを含む放射性廃液を一定量だけ計量タンク３に移送した後、２００Ｌドラム缶４に移送する。
【００４２】
次に、アルカリ土類金属化合物として水酸化バリウム八水和物をアルカリ土類金属化合物タンク７から所定量だけ２００Ｌドラム缶４に移送する。
【００４３】
放射性廃液と水酸化バリウム八水和物との混合溶液をヒータ６を用いて加温しながら撹拌する。
【００４４】
放射性廃液に含まれていた硫酸ナトリウムから固体状の硫酸バリウムとナトリウムイオンを含む溶液との混合物が形成された後、シリカフュームをケイ酸化合物タンク８から所定量だけ２００Ｌドラム缶４に移送し、高炉水砕スラグを硬化材タンク９から所定量だけ２００Ｌドラム缶４に移送し、撹拌機５を用いて、個体状の硫酸バリウムとナトリウムイオンを含む溶液とシリカフュームと高炉水砕スラグとを混練し、固化体を得る。
【００４５】
本実施例１では、２００Ｌドラム缶４に固化体を製造するので、１００Ｌの放射性廃液となるような液面レベルまで計量タンク３内に放射性廃液を移送した。
【００４６】
本実施例１の場合、放射性廃液は、硫酸ナトリウム飽和溶液(溶液比重１.２５，濃度２５ｗｔ％)であるから、この放射性廃液に含まれている硫酸イオンモル量は、２２０モルである。
【００４７】
この硫酸イオンの全量を硫酸バリウムとするには、添加する水酸化バリウム八水和物が２２０モル以上必要となる。典型的な例では、バリウム／硫酸イオンモル比が１.１となる２４２モルの水酸化バリウム八水和物(７６ｋｇ)を添加する。
【００４８】
このように水酸化バリウム八水和物の添加量をバリウムモル量が硫酸イオンモル量に対して１.０以上とする理由と効果を説明する。
【００４９】
固化処理しようとする放射性廃棄物に含まれる硫酸イオンの量は、本実施例１のように予め判っている場合だけとは限らない。したがって、廃液中の硫酸イオン濃度を分析したり、放射性廃棄物の発生プロセスの検討から算出評価する場合もある。
【００５０】
そのような場合、求めた硫酸イオン量には、分析誤差や評価誤差が重畳しており、バリウムモル量が求めた硫酸イオンモル量に対して１.０となるように水酸化バリウム八水和物を添加すると、時には誤差分だけバリウムが不足して未反応の硫酸ナトリウムが残留する場合が生じる。
【００５１】
また、本実施例１のように、硫酸ナトリウム飽和溶液であることが予め判っている場合でも、バリウムモル量が硫酸イオンモル量に対して１.０となるように製造した固化体では、固化体と接した水のｐＨは１１〜１３の範囲のばらつきが認められた。
【００５２】
このばらつきは、放射性廃液の計量誤差や添加する水酸化バリウム八水和物の重量測定誤差など種々の要因によると考えられる。極めて慎重に計量や重量測定をすれば、このばらつきは、避けられる可能性もあるが、実際の固化処理では時間がかかることは、コストアップにつながる。
【００５３】
したがって、添加する水酸化バリウム八水和物は、バリウムモル量が硫酸イオンモル量に対して１.０より大きいことが望ましいといえる。
【００５４】
ただし、バリウムモル量があまり過剰になると、過剰分のバリウムの一部が最終的に作成される固化体の中で水酸化バリウムとして存在し、固化体と接した水に溶解するので、固化体と接した水のｐＨは１２を超えてしまう。
【００５５】
図２は、水酸化バリウム八水和物の添加量を変えながら製造した固化体に接した水のｐＨとバリウム／硫酸イオンモル比との関係を示す図である。
この図２から判るように、ｐＨ１２以下となる条件は、バリウム／硫酸イオンモル比２.７以下の場合である。
【００５６】
上記の通り、硫酸イオン量の評価には誤差があるので、誤差Ｘ％とすると、添加する水酸化バリウム八水和物の量は、バリウムモル量が硫酸イオンモル量に対して(１.０＋Ｘ／１００)〜(２.７−Ｘ／１００)の範囲とすれば、誤差を考えても、バリウム／硫酸イオンモル比は１.０〜２.７にできるので、作成した固化体と接した水のｐＨを確実に１２以下にできる。
【００５７】
本実施例における硫酸イオン量の評価誤差が、約１０％であったので、バリウム／硫酸イオンモル比は、１.１〜２.６の範囲となる。
【００５８】
次に、シリカフュームと高炉水砕スラグとの混合について説明する。
【００５９】
これまでに説明した水酸化バリウム八水和物の添加によって、化学式２の化学反応が生じ、固体状の硫酸バリウムと水酸化ナトリウム溶液との混合物が形成されており、その中のナトリウムイオン量は、４４０モルである。
【００６０】
典型的な例では、ケイ素モル量が１０００、すなわち６０ｋｇのシリカフュームを添加し、硬化材であるシリカフュームと高炉水砕スラグとの合計が１２０ｋｇとなるように、高炉水砕スラグを同時に添加した。
【００６１】
シリカフュームのケイ素化合物は、二酸化ケイ素であり、化学式３の化学反応が生じて、水ガラスが形成される。
【００６２】
水ガラスの水溶液は、粘稠溶液であり、それだけでは硬化しない。しかし、アルカリ刺激硬化材として知られているシリカフュームおよび高炉水砕スラグの硬化反応により、ケイ酸カルシウム水和物が形成され、溶液中の水が無くなるに連れ、水ガラスも硬化する。
【００６３】
本実施例では、シリカフュームと高炉水砕スラグとをほぼ同時に添加したので、水ガラスの形成と高炉水砕スラグの硬化反応とは並行して進行する。
【００６４】
シリカフュームは、少なくとも水ガラス溶液自体のｐＨが１２以下となるように十分な量を添加する必要がある。
【００６５】
シリカフュームを加えないで高炉水砕スラグのみを添加して参照用の固化体を製造し、この固化体に接した水のｐＨを調べたところ、ｐＨ１３以上となることが判った。すなわち、シリカフュームを添加しないとｐＨを低くできない。
【００６６】
図３は、シリカフュームの添加量を変えながら製造した固化体に接した水のｐＨとケイ素／ナトリウムモル比との関係を示す図である。
【００６７】
シリカフュームは、二酸化ケイ素が主な成分であるから、シリカフュームの添加量からケイ素／ナトリウムモル比を求め、これに対するｐＨの変化を示す。
【００６８】
これから判るようにｐＨ１２以下となる条件は、ケイ素／ナトリウムモル比１.２以上の場合である。したがって、添加するシリカフュームの量は少なくともケイ素モル量が溶液中のナトリウムイオンのモル量に対して１.２以上にする必要がある。
【００６９】
これらの固化体に接した水の硫酸イオン濃度は５０ｐｐｍ以下であり、固化体に接した水のｐＨが１２以下、かつ、硫酸イオン濃度が２００ｐｐｍ以下となるように放射性廃液を固化処理するという目的を達成している。
【００７０】
以上のことから、硫酸ナトリウムを含む放射性廃液に水酸化バリウム八水和物をバリウムモル量が放射性廃棄物に含まれる硫酸イオンモル量に対して１.０〜２.７の範囲となるように添加して固体状の硫酸バリウムとナトリウムイオンを含む溶液との混合物とし、この混合物にシリカフュームの量をケイ素モル量が溶液中のナトリウムイオンのモル量に対して１.２以上となるように添加して固化体を製造すれば、固化体に接した水のｐＨが１２以下、かつ、硫酸イオン濃度が２００ｐｐｍ以下となるようにできることが示された。
【００７１】
なお、本実施例１では、硫酸バリウムを形成させるために水酸化バリウム八水和物を加えたが、本発明はこれに限定されない。バリウム化合物であればよく、無水水酸化バリウムや塩化バリウムなどを用いてもよい。
【００７２】
さらに、本実施例１では、シリカフューム以外の硬化材として高炉水砕スラグを加えたが、本発明はこれも限定されない。アルカリ刺激反応でケイ酸カルシウム水和物を形成して硬化するものであればよく、フライアッシュまたは高炉水砕スラグとフライアッシュとの混合物などを用いてもよい。
【実施例２】
【００７３】
図４は、硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の本発明による固化処理方法を適用すべき放射性廃棄物の固化処理システムの他の系統構成を示す図である。
【００７４】
本実施例２は、実施例１と、混合撹拌機１０を備えている点が異なるだけなので、その他の説明は省略する。
【００７５】
本実施例２では、放射性廃液を計量タンク３から２００Ｌドラム缶４に直接移送しないで、混合撹拌機１０に一旦移送する。同様に、水酸化バリウム八水和物も混合撹拌機１０に移送し、硫酸バリウムを形成させる。
【００７６】
硫酸バリウムが形成された後、シリカフュームおよび高炉水砕スラグを混合撹拌機１０に移送して混合する。
【００７７】
シリカフュームと高炉水砕スラグとを均一分散させた後、混合撹拌機１０から２００Ｌドラム缶４に移送して養生し、固化体とする。
【００７８】
本実施例２では、処理能力が２００Ｌドラム缶４の容量に制約されないので、混合撹拌機１０の容量を所望の容量として、多量の放射性廃液を一度に処理することもできる。
【実施例３】
【００７９】
本実施例３は、実施例１や実施例２とは、硬化材であるシリカフュームおよび高炉水砕スラグの添加順序が異なるだけなので、その他の説明は省略する。
【００８０】
本実施例３においては、シリカフュームを先に添加して水ガラスを形成した後、高炉水砕スラグを添加するので、水ガラスの形成が終了した後に、高炉水砕スラグの硬化反応が進行する。
【００８１】
水ガラスが形成される際は、体積膨張を伴うので、水ガラスの形成と高炉水砕スラグの硬化反応とが同時に並行して生じると、硬化途中で固化体が膨張して行く。
【００８２】
したがって、固化体に接した水のｐＨや硫酸イオン濃度については問題が無いものの、固化体のかさ密度が小さくなるので、一軸圧縮強度が小さくなる。
【００８３】
これに対して、本実施例３のように水ガラスの形成が終了した後に、高炉水砕スラグの硬化反応が進行すれば、硬化途中の固化体の膨張は無く、より緻密で一軸圧縮強度の大きい固化体を製造できる。
【００８４】
なお、本実施例３のシリカフュームを先に添加した後、高炉水砕スラグを添加する固化処理方法は、放射性廃棄物中の硫酸イオン濃度が低い場合に、特に有効である。
【００８５】
放射性廃棄物中の硫酸イオン濃度が高い場合には、加えるシリカフュームの量が多くなるので、シリカフューム添加後の溶液の粘性が高くなり、後から高炉水砕スラグを均一分散させる撹拌作業が難しくなることがあるからである。
【図面の簡単な説明】
【００８６】
【図１】硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の本発明による固化処理方法を適用すべき放射性廃棄物の固化処理システムの系統構成を示す図である。
【図２】水酸化バリウム八水和物の添加量を変えながら製造した固化体に接した水のｐＨとバリウム／硫酸イオンモル比との関係を示す図である。
【図３】シリカフュームの添加量を変えながら製造した固化体に接した水のｐＨとケイ素／ナトリウムモル比との関係を示す図である。
【図４】硫酸イオンを含む放射性廃液または可溶性の硫酸化合物を含む放射性廃棄物の本発明による固化処理方法を適用すべき放射性廃棄物の固化処理システムの他の系統構成を示す図である。
【符号の説明】
【００８７】
１  放射性廃棄物貯蔵タンク
２  バルブ
３  計量タンク
４  ２００Ｌドラム缶
５  撹拌機
６  ヒータ
７  アルカリ土類金属化合物タンク
８  ケイ酸化合物タンク
９  硬化材タンク
１０  混合撹拌機
【図１】
0004603941.tif 000002
【図２】
0004603941.tif 000003
【図３】
0004603941.tif 000004
【図４】
0004603941.tif 000005