CH602997A5 - Liq. radioactive waste disposal - Google Patents

Liq. radioactive waste disposal

Info

Publication number
CH602997A5
CH602997A5 CH481676A CH481676A CH602997A5 CH 602997 A5 CH602997 A5 CH 602997A5 CH 481676 A CH481676 A CH 481676A CH 481676 A CH481676 A CH 481676A CH 602997 A5 CH602997 A5 CH 602997A5
Authority
CH
Switzerland
Prior art keywords
silicate
cement
weight
sludge
parts
Prior art date
Application number
CH481676A
Other languages
English (en)
Inventor
Derry Hasbruck Curtiss
Harold Wendall Heacock
Original Assignee
United Nuclear Ind Inc
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Priority to US05/541,935 priority Critical patent/US3988258A/en
Application filed by United Nuclear Ind Inc filed Critical United Nuclear Ind Inc
Priority to CH481676A priority patent/CH602997A5/fr
Priority to DE19762616629 priority patent/DE2616629A1/de
Priority to FR7611557A priority patent/FR2349194A1/fr
Publication of CH602997A5 publication Critical patent/CH602997A5/fr

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/16Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/162Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites
    • G21F9/165Cement or cement-like matrix
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C04CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04BLIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B28/00Compositions of mortars, concrete or artificial stone, containing inorganic binders or the reaction product of an inorganic and an organic binder, e.g. polycarboxylate cements
    • C04B28/02Compositions of mortars, concrete or artificial stone, containing inorganic binders or the reaction product of an inorganic and an organic binder, e.g. polycarboxylate cements containing hydraulic cements other than calcium sulfates
    • C04B28/04Portland cements
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C04CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04BLIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B2111/00Mortars, concrete or artificial stone or mixtures to prepare them, characterised by specific function, property or use
    • C04B2111/00474Uses not provided for elsewhere in C04B2111/00
    • C04B2111/00767Uses not provided for elsewhere in C04B2111/00 for waste stabilisation purposes
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies
    • Y02W30/91Use of waste materials as fillers for mortars or concrete

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Structural Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Description


  
 



   Les centrales nucléaires courantes utilisent des agents de refroidissement dans lesquels on trouve des impuretés, soit en solution soit sous forme de particules, qui sont contaminées radioactivement par interaction avec des neutrons ou par des éléments combustibles défectueux. D'autres sources de liquides ou de solides contaminés sont également présentes dans ces centrales.



  De tels agents contaminants sont retirés des liquides par filtrage et par des lits d'échange ionique. Les solides et liquides contaminés radioactivement et obtenus lors de ces traitements sont désignés par le terme résidus radioactifs et comprennent le plus souvent des résines de déminéralisation usées, des concentrés usés d'évaporateur, des cartouches de filtrage remplaçables, des boues de filtrage et des résidus chimiques neutralisés. Des considérations de sécurité exigent que   l'on    dispose d'un procédé de traitement de ces résidus radioactifs pour leur permettre d'être stockés temporairement puis d'être acheminés à un emplacement autorisé où ils sont enfouis afin d'être stockés pour une longue durée.



   L'un des procédés utilisés actuellement consiste à incorporer les résidus radioactifs dans une matrice solide et mobile utilisant un agent de liaison tel que du ciment ou de la formaldéhyde d'urée. On préfère le ciment comme agent de liaison aux matériaux organiques, car le ciment n'est pas combustible et car il résiste aux attaques chimiques et biologiques, le rendant ainsi plus sûr que les agents de liaison constitués par de la résine; le ciment est d'autre part bon marché et disponible en n'importe quelle quantité.



   Toutefois, certaines difficultés se présentent dans l'élimination des résidus radioactifs lorsqu'on les incorpore dans une matrice utilisant un ciment comme agent de liaison. L'une de ces difficultés réside dans la faible tolérance de la quantité de liquide nécessaire pour assurer le durcissement du ciment, donc l'utilisation de grands volumes de ciment relativement au volume de résidus traités, ce qui conduit à un faible taux de chargement (défini comme étant le nombre de kg de résidus liquides par dm3 de corps solides chargés) et à des coûts élevés. Une autre difficulté réside dans la longue durée de malaxage du mélange de résidus et de ciment qu'il faut pour assurer une distribution uniforme de l'agrégat résidus/corps solides jusqu'à ce que le ciment fasse prise, ce qui contribue également à augmenter le coût.

  Un autre inconvénient encore réside dans le fait que les déchets d'acide borique, qu'on trouve fréquemment dans les réacteurs à eau sous pression (le réfrigérant primaire dans les réacteurs à eau sous pression renferme de l'acide borique pour le contrôle chimique de la réactivité), ne peuvent pas être solidifiés directement en utilisant du ciment, mais doivent d'abord être absorbés dans des matériaux de dessiccation comme la vermiculite, ce qui augmente aussi le coût et diminue le taux de chargement. Une autre difficulté rencontrée de temps en temps réside dans la contraction lors du durcissement du mélange résidus/ciment, ce qui provoque des fissures indésirables dans le solide et libère du liquide contaminé.



   Le but principal de l'invention est l'établissement d'un procédé de traitement de résidus radioactifs, recourant à leur incorporation dans une matrice à l'aide d'un agent de liaison constitué par un ciment, dans lequel les difficultés mentionnées plus haut sont éliminées ou réduites.



   On a trouvé, conformément au procédé selon l'invention, que l'adjonction d'un silicate de métal alcalin ou d'un silicate de métal alcalino-terreux au mélange de résidus radioactifs et de ciment conduit à un certain nombre d'avantages par rapport aux procédés connus. Parmi ces avantages on peut citer: 1. un durcissement direct de tous les résidus radioactifs courants
 en provenance des centrales nucléaires, y compris les solutions
 d'acide borique; 2. un durcissement rapide sous forme d'un gel et en moins de
 2 mn, ce qui élimine la nécessité de devoir malaxer continuelle
 ment pour assurer l'homogénéité; 3.

  I'obtention d'une solidification maximale en moins de 7 j,
 comparée aux 28 j qu'il faut lorsque   l'on    utilise du ciment seul
 sans l'adjonction du silicate; 4. une augmentation de la rétention d'eau par rapport aux
 procédés n'utilisant pas le silicate, ceci étant dû à la grande
 capacité des silicates de fixer l'eau par hydratation; 5. la production de mélanges plus fluides, ce qui facilite le traite
 ment en lots ou le traitement en continu des résidus radioac
 tifs, et 7. un minimum de formation et de surveillance du personnel
 pour arriver à solidifier les résidus sous une forme permettant
 une manipulation sans danger et permettant le transport.



   Ces buts et avantages de l'invention ressortiront mieux de la description détaillée de plusieurs modes d'exécution donnés à titre d'exemple.



   On se référera tout d'abord à un article récent de A.H. Kibbey et H.W. Godbee intitulé  A Critical Review of Solid Radioactive
Waste Practices at Nuclear Power Plants , publié en mars 1974 dans la revue ORNL-4924, qui, d'une part, décrit de façon détaillée les différents types et différentes sources de résidus radioactifs, les méthodes connues utilisant les ciments et les résines organiques pour former des matrices, et les avantages des ciments sur les résines organiques, et qui, d'autre part, illustre, sous forme d'un organigramme, différents systèmes de traitement des résidus radioactifs dans les réacteurs à eau bouillante et à eau sous pression. Ainsi, il n'est pas nécessaire de décrire en détail comment les déchets radioactifs sont obtenus; on notera toutefois qu'ils se présentent finalement sous la forme d'une solution liquide ou une boue pour être mélangée avec un ciment.

  Les résidus peuvent être accumulés pour être traités en discontinu (en lots) ou bien ils peuvent être traités en continu, ces deux procédés ayant été utilisés avec d'autres ciments.



   Dans un procédé typique de traitement discontinu, les résidus débarrassés de l'eau sont recueillis dans des réservoirs de malaxage des résidus. Des résidus liquides concentrés sont malaxés avec les résidus débarrassés de l'eau, de manière à former une boue, et cette boue est pompée à un débit déterminé dans une pompe de malaxage. Le matériau de cimentage sec est également introduit dans la pompe de malaxage. Après un malaxage approprié, on obtient un mélange de ciment et de résidus qui est homogène. Des détails sont fournis plus loin sur les proportions qu'il y a lieu d'observer, mais en général le mélange de ciment et de résidus renferme un excès de liquide relativement aux proportions normales utilisées pour le béton de construction.

  Il est préférable d'ajouter le silicate de métal alcalin ou le silicate de métal alcalino-terreux par injection sous forme d'une solution après la formation du mélange de résidus et de ciment. Ceci peut être avantageusement effectué en ajoutant le silicate au flot de résidus et de ciment lorsqu'il est versé dans un récipient approprié où il est destiné à durcir. Un récipient approprié peut être constitué par un récipient protégeant contre le rayonnement, tel qu'un tambour en acier, bien que d'autres matériaux, tels que du béton, peuvent être également utilisés pour le récipient.



   Les ciments pouvant être utilisés dans le procédé selon l'invention comprennent le ciment Portland (tous les types), le ciment naturel (tous les types), le ciment de maçonnerie (tous les types), le gypse, le ciment de gypse ou le plâtre, le plâtre de Paris, la chaux (vive ou éteinte), et les pouzzolanes, tous ces matériaux durcissant sous l'effet d'une combinaison de réactions d'hydrolyse et d'hydratation lorsqu'on leur ajoute de l'eau. Le ciment préféré est constitué par le ciment Portland de type   II,    étant donné qu'il est bon marché et facile à obtenir.

 

   Bien qu'en général les silicates de métal alcalin ou les silicates de métal alcalino-terreux puissent être utilisés comme additif, il est préférable d'utiliser le silicate de sodium étant donné qu'il est bon marché et facile à obtenir.



   Les proportions de résidus radioactifs, de matériau de cimentage et d'additif dans le mélange peuvent varier dans de larges limites. En général, la boue ou le mélange final contiendra un  excès de résidus. En d'autres termes, la quantité de résidus présente dans la boue dépassera les quantités combinées de matériau de cimentage et de silicate, déterminée sous la forme de parties en poids. Pour solidifier 100 parties en poids de résidus radioactifs, il est indiqué d'utiliser 20 à 100 parties en poids de matériau de cimentage et 5 à 50 parties en poids d'additif constitué par du silicate. Le silicate constituera de préférence 3 à 15% en poids du mélange final.

  Etant donné que, dans le procédé de traitement des résidus, I'accent est mis sur une amélioration de la fixation du liquide dans le produit solidifié, afin de permettre à un maximum de résidus d'être incorporé dans un volume final minimal, il est préférable d'utiliser des proportions relativement élevées de silicate, par exemple au moins 20% en poids du mélange de ciment et d'additif. Les meilleurs résultats sont obtenus avec 25 à 70 parties en poids de ciment Portland et 5 à 25 par
 ties en poids de silicate de sodium pour 100 parties en poids de
 résidus. Ce qui constitue un optimum pour certains résidus ne
 constitue pas nécessairement un optimum pour d'autres résidus,
 mais de simples essais avec différents échantillons de résidus,
 permettront aux hommes du métier d'obtenir les proportions
 optimales sans grand effort.

  Les exemples indiqués ci-dessous
 donnent des proportions qui ont conduit à d'excellents résultats
 pour différents résidus caractéristiques en provenance de diffé
 rentes centrales nucléaires. Les exemples donnés dans le tableau I ci-dessous sont destinés à solidifier 100 parties (toutes en poids)
 du résidu décrit, ceci en utilisant du ciment Portland du type   II    et
 du silicate de sodium obtenu commercialement sous la forme d'un
 silicate de sodium de 41 B qui est une solution aqueuse de
   Na2SiO3    dont la densité est de 1,35-1,45 g/cm3 (les 41  ont été
 déterminés avec un   hydrométre    gradué en degrés Baumé):
 Tableau I
 Résidus 100 parties Ciment   Na2SiO3    à   41"B   
 1. Résidus d'acide borique, jusqu'à 12% de H3BO3 ajusté au pH avec du NaOH . 70 25
 2.

  Eau de déchet, teneur de matériaux solides dissous approximativement égale à l'eau    brute ... ... . . ...... 50 10   
 3. Résidus formés par une solution de Na2SO4 jusqu'à 25% de Na2SO4 avec un pH
 d'environ 7 ...   .........      ........    .. . . 50 10
 4. Boue aqueuse de billes de résine échangeuse d'ions, usée ............... 25 5
 5. Boue aqueuse de poudre de résine échangeuse d'ions, usée ................... 25 10
 Dans les exemples donnés dans le tableau   II    ci-dessous, les valeurs sont données en kg/dm3 de solide produit. Le ciment et l'additif utilisés sont les mêmes qu'au tableau I:
 Tableau   II   
 Résidu Résidu Ciment Silicate
 de sodium    6. Fond d'évaporateur résiduel . ... ..... ... .... ..... ... 0,714 0,499 0,133   
 7.

  Fond d'évaporateur de régénération .   ........    0,906 0,408 0,094
 8. Gâteau de filtrage. Fond d'évaporateur inclus .   .......      .......      .......    0,560 0,331 0,099
 9. Billes de résine usée. Fond d'évaporateur inclus   ..      ...    ... 0,688 0,367 0,093
 0,168
 10. Flocons de Powdex/solka. Fond d'évaporateur inclus   ..    ........ 0,512 0,288 0,144
 0,369
 Comme mentionné plus haut, l'équipement destiné à la mise en oeuvre du procédé selon l'invention est semblable à celui utilisé pour d'autres procédés connus utilisant du ciment seul ou de la résine comme liant.

  Les réservoirs de malaxage des déchets et les pompes d'alimentation sont utilisées pour préparer les résidus et amener les résidus à un débit déterminé dans un malaxeur travaillant de façon continue. Les résidus eux-mêmes comprennent normalement suffisamment de liquide pour former une boue très fluide. Si tel n'est pas le cas, on peut rajouter la quantité de liquide nécessaire. Le silicate lui-même est avantageusement ajouté sous la forme d'une solution liquide. Il se mélange facilement avec la boue très fluide de ciment et de résidus.

  Le malaxage peut être effectué dans le mélangeur agissant de façon continue, mais étant donné que la boue formée par les déchets, le ciment et le silicate se gélifie rapidement, il est préférable d'ajouter la solution de silicate lorsque la boue de résidus et de ciment est introduite dans un récipient mobile, tel qu'un tambour en acier, qui offre une protection supplémentaire contre les radiations et constitue en outre un récipient pratique pour le transport de la masse solidifiée. Le silicate peut être ajouté par l'ouverture de remplissage du récipient, par exemple à l'aide d'un tube concentrique au tuyau de remplissage, à la façon dont le catalyseur est ajouté aux mélanges de résine. Si le pH des résidus est acidique, il est préférable de le neutraliser ou de le rendre légèrement basique en ajoutant une base appropriée telle que le NaOH.

  Exprimé sur la base d'un débit volumétrique, pour un débit de résidus de 28,39 I/mn (7,5 gpm), on aura un débit de ciment et de silicate avec 20,6 kg/mn de ciment Portland et 3,79 I/mn de silicate de sodium. Ces débits permettent le remplissage d'un récipient de 28,31 dm3 en 40 mn environ. La gélification débute environ 2 mn après le remplissage du récipient. La solidification à la dureté maximale s'effectue en moins de 5 j. Il en résulte que   l'on    obtient un corps solide mobile ne présentant aucune surface liquide et ne donnant pas lieu à des risques lors de sa manipulation, son transport et son stockage à long terme dans des lieux d'enfouissement autorisés.



   Le principal avantage obtenu de l'utilisation d'une addition de silicate est d'étendre l'étroite tolérance de la partie liquide pouvant être ajoutée aux ciments usuels et, en particulier, d'augmenter l'absorption de liquide, ce qui augmente le rendement du transport, améliore l'utilisation du récipient en éliminant la tendance qu'ont les résidus de s'entasser, en raison du fait que le mélange  est plus fluide, et permet une solidification de résidus, tels que les solutions de borate concentrées, qui ne pouvaient pas être solidifiées jusqu'ici avec un liant constitué par du ciment. 

  Sous toutes réserves, il semble que les résultats ci-dessus sont dus en partie au fait que le silicate ajouté augmente le nombre d'emplacements d'hydratation disponibles pour lier chimiquement l'eau dans le produit solide en augmentant ainsi le volume du liquide pouvant être incorporé dans un solide pour une quantité donnée de matériau de cimentage. Il semble également que l'adjonction de silicate catalyse le processus de durcissement du ciment en améliorant les liaisons intermoléculaires par des réactions d'hydrolyse. 

Claims (1)

  1. REVENDICATION
    Procédé de traitement de résidus radioactifs selon lequel on forme une boue de résidus radioactifs et de matériau de cimentage dans un malaxeur, on transfère ensuite la boue du malaxeur à un récipient d'emmagasinage et de transport et on laisse durcir la boue dans celui-ci, caractérisé en ce qu'on ajoute à la boue, avant le durcissement, un silicate de métal alcalin ou un silicate de métal alcalino-terreux, et en ce qu'on ajoute pour 100 parties en poids de résidus radioactifs renfermés dans la boue 20à 100 parties en poids de matériau de cimentage et 5 à 50 parties en poids de silicate, la quantité de résidus présente dans la boue dépassant la quantité combinée de matériau de cimentage et de silicate.
    SOUS-REVENDICATIONS 1. Procédé selon la revendication, caractérisé en ce que le récipient de transport est constitué par un tambour en acier.
    2. Procédé selon la revendication, caractérisé en ce que le matériau de cimentage est constitué par du ciment Portland et le silicate est constitué par du silicate de sodium, et en ce que, pour 100 parties en poids de résidus, on prévoit de 25 à 70 parties en poids de ciment et de 5 à 25 parties en poids de silicate.
    3. Procédé selon la revendication, caractérisé en ce que le silicate est renfermé dans la boue avant le transfert de celle-ci au récipient.
    4. Procédé selon la revendication, caractérisé en ce que le silicate est ajouté à la boue pendant que celle-ci est transférée au récipient.
    5. Procédé selon la sous-revendication 2, caractérisé en ce que la quantité de silicate ajoutée constitue au moins 20% en poids du ciment et silicate ensemble.
    6. Procédé selon la sous-revendication 2, caractérisé en ce que le silicate ajouté constitue de 3 à 15% en poids de la boue finale.
    7. Procédé selon la revendication, caractérisé en ce que le matériau de cimentage est constitué par du ciment Portland.
    8. Procédé selon la revendication, caractérisé en ce que le silicate est du silicate de sodium.
CH481676A 1975-01-17 1976-04-15 Liq. radioactive waste disposal CH602997A5 (en)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/541,935 US3988258A (en) 1975-01-17 1975-01-17 Radwaste disposal by incorporation in matrix
CH481676A CH602997A5 (en) 1975-01-17 1976-04-15 Liq. radioactive waste disposal
DE19762616629 DE2616629A1 (de) 1975-01-17 1976-04-15 Verfahren zur beseitigung radioaktiver abfaelle
FR7611557A FR2349194A1 (fr) 1975-01-17 1976-04-20 Procede de traitement de residus radioactifs

Applications Claiming Priority (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/541,935 US3988258A (en) 1975-01-17 1975-01-17 Radwaste disposal by incorporation in matrix
CH481676A CH602997A5 (en) 1975-01-17 1976-04-15 Liq. radioactive waste disposal
DE19762616629 DE2616629A1 (de) 1975-01-17 1976-04-15 Verfahren zur beseitigung radioaktiver abfaelle
FR7611557A FR2349194A1 (fr) 1975-01-17 1976-04-20 Procede de traitement de residus radioactifs

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CH602997A5 true CH602997A5 (en) 1978-08-15

Family

ID=27428825

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CH481676A CH602997A5 (en) 1975-01-17 1976-04-15 Liq. radioactive waste disposal

Country Status (4)

Country Link
US (1) US3988258A (fr)
CH (1) CH602997A5 (fr)
DE (1) DE2616629A1 (fr)
FR (1) FR2349194A1 (fr)

Families Citing this family (45)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AT338387B (de) * 1975-06-26 1977-08-25 Oesterr Studien Atomenergie Verfahren zum einbetten von radioaktiven und/oder toxischen abfallen
DE2531056C3 (de) * 1975-07-11 1980-06-12 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Verfahren zum Verfestigen einer radioaktive oder toxische Abfallstoffe enthaltenden wäßrigen Lösung
DE2603116C2 (de) * 1976-01-28 1983-01-27 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven borathaltigen wäßrigen Lösungen und Suspensionen
US4173546A (en) * 1976-07-26 1979-11-06 Hayes John F Method of treating waste material containing radioactive cesium isotopes
US4263163A (en) * 1977-04-14 1981-04-21 Ross Donald R Process for calcining a material
US4113504A (en) * 1977-10-03 1978-09-12 Stauffer Chemical Company Disposal of heavy metal containing sludge wastes
FR2423035A1 (fr) * 1978-04-13 1979-11-09 Sgn Soc Gen Tech Nouvelle Procede de traitement et de conditionnement d'effluents radio-actifs de faible ou moyenne activite
SE7902685L (sv) * 1978-04-13 1979-10-14 Sgn Soc Gen Tech Nouvelle Forfarande for foretredesvis kontinuerlig behandling av radioaktivt fluidum av lagaktivt eller medelaktivt slag
US4230597A (en) * 1978-08-03 1980-10-28 Hittman Corporation Conversion of radioactive waste materials into solid form
US4253985A (en) * 1979-01-17 1981-03-03 The Dow Chemical Company Process for handling and solidification of radioactive wastes from pressurized water reactors
JPS55103498A (en) * 1979-02-02 1980-08-07 Hitachi Ltd Radioactive waste processing method
DE2910677C2 (de) * 1979-03-19 1983-12-22 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur Behandlung von borhaltigen radioaktiven Konzentraten aus Abwässern von Druckwasserreaktoren
GB2048555A (en) * 1979-05-02 1980-12-10 British Nuclear Fuels Ltd Plutonium waste fixation
US4424148A (en) 1981-02-17 1984-01-03 United States Gypsum Company Process for preparing wastes for non-pollutant disposal
JPS57197500A (en) * 1981-05-29 1982-12-03 Hitachi Ltd Method of solidifying radioactive waste pellet
JPS58155398A (ja) * 1982-03-12 1983-09-16 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の固化方法
EP0091024B1 (fr) * 1982-03-25 1986-12-10 Hitachi, Ltd. Procédé pour solidifier les déchets radioactifs
EP0092941A3 (fr) * 1982-04-22 1986-02-12 Taylor Woodrow Construction Limited Méthode de traitement des déchets de béton radioactifs ou autres
DE3215508C2 (de) * 1982-04-26 1986-11-06 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verbesserung der Radionuklid-Rückhalteeigenschaften von Verfestigungen radioaktiver Abfälle
DE3219114A1 (de) * 1982-05-21 1983-11-24 Kernforschungsz Karlsruhe Verfahren zur verbesserung der eingenschaften von verfestigungen radioaktiver festabfaelle
JPS58213300A (ja) * 1982-06-04 1983-12-12 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の処理方法
US4504317A (en) * 1983-03-07 1985-03-12 Westinghouse Electric Corp. Encapsulation of boric acid slurries
DE3473374D1 (en) * 1983-05-18 1988-09-15 Hitachi Ltd Process for solidifying radioactive wastes
US4518508A (en) * 1983-06-30 1985-05-21 Solidtek Systems, Inc. Method for treating wastes by solidification
SE8304278L (sv) * 1983-08-04 1985-02-05 Studsvik Energiteknik Ab Forfarande for behandling av anvend, radioaktiv, organisk jonbytarmassa
US4615810A (en) * 1983-09-13 1986-10-07 Chem-Technics, Inc. Method for treating human waste by solidification
US4600514A (en) * 1983-09-15 1986-07-15 Chem-Technics, Inc. Controlled gel time for solidification of multi-phased wastes
US4623469A (en) * 1983-09-15 1986-11-18 Chem-Technics, Inc. Method for rendering hazardous wastes less permeable and more resistant to leaching
US4620947A (en) * 1983-10-17 1986-11-04 Chem-Nuclear Systems, Inc. Solidification of aqueous radioactive waste using insoluble compounds of magnesium oxide
JPS60128400A (ja) * 1983-12-16 1985-07-09 株式会社日立製作所 放射性廃棄物固化体及びその製造方法
US4664895A (en) * 1984-07-10 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. High concentration boric acid solidification process
WO1986002770A1 (fr) * 1984-10-24 1986-05-09 Inventive Processing Company Procede d'elimination de dechets radioactifs
JPH0631850B2 (ja) * 1985-02-08 1994-04-27 株式会社日立製作所 放射性廃液の処理処分方法
JPH066177B2 (ja) * 1987-01-13 1994-01-26 大豊産業株式会社 産業廃棄物を利用した液状有機ハロゲン化物の固定化処理剤、同固定化処理方法及び同燃焼処理方法
US5037286A (en) * 1988-06-24 1991-08-06 Rolite, Inc. Incineration residue treatment apparatus
MX171672B (es) * 1988-07-19 1993-11-10 Safe Waste Systems Inc Composicion para encapsular cromo, arsenico y otros metales toxicos presentes en desechos y procedimiento para tratar los mismos
JP2912393B2 (ja) * 1989-09-20 1999-06-28 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の処理方法
US6635796B2 (en) 1990-03-16 2003-10-21 Sevenson Environmental Services, Inc. Reduction of leachability and solubility of radionuclides and radioactive substances in contaminated soils and materials
US5732367A (en) * 1990-03-16 1998-03-24 Sevenson Environmental Services, Inc. Reduction of leachability and solubility of radionuclides and radioactive substances in contaminated soils and materials
AU670617B2 (en) * 1993-09-16 1996-07-25 Institute Of Nuclear Energy Research, Taiwan, R.O.C. Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same
EP0684087A4 (fr) * 1993-11-15 1996-02-28 Kanegafuchi Chemical Ind Procede de mise au rebut de dechets.
US5569153A (en) * 1995-03-01 1996-10-29 Southwest Research Institute Method of immobilizing toxic waste materials and resultant products
US6284681B1 (en) 1999-03-05 2001-09-04 Westinghouse Savannah River Company Reactive composite compositions and mat barriers
GB0130593D0 (en) * 2001-12-21 2002-02-06 British Nuclear Fuels Plc Treatment of waste products
US20080004477A1 (en) * 2006-07-03 2008-01-03 Brunsell Dennis A Method and device for evaporate/reverse osmosis concentrate and other liquid solidification

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL235423A (fr) 1959-01-19
FR1246849A (fr) * 1959-10-13 1960-11-25 Spirotechnique Appareil respiratoire pour plongeurs
FR1246848A (fr) * 1959-10-13 1960-11-25 Commissariat Energie Atomique Procédé d'élimination de déchets radioactifs et produits obtenus suivant ce procédé
CA965966A (en) * 1970-01-08 1975-04-15 Jesse R. Conner Land improvement with waste materials

Also Published As

Publication number Publication date
US3988258A (en) 1976-10-26
FR2349194B1 (fr) 1982-05-28
DE2616629A1 (de) 1977-11-03
FR2349194A1 (fr) 1977-11-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CH602997A5 (en) Liq. radioactive waste disposal
EP0130854B1 (fr) Procédé de solidification de déchets liquides de forte acidité ou alcalinité
US4122028A (en) Process for solidifying and eliminating radioactive borate containing liquids
FR2542223A1 (fr) Procede pour incorporer des resines echangeuses d'ions dans une masse solide
US8696911B2 (en) Decontamination of radioactive liquid effluent by solid-liquid extraction using a recycle loop
JPH01127091A (ja) 廃液を固化して化学的に定着させる方法
EP0602293B1 (fr) Procédé et dispositif de traitement et de valorisation de déchets transformant ceux-ci en matériaux non polluants et réutilisables
FR2507928A1 (fr) Procede pour preparer des dechets eliminables sans pollution
CN114255901A (zh) 废树脂湿法氧化的优化及利用氧化废液处理废物的方法
FR2695577A1 (fr) Procédé de traitement des résidus d'incinération de déchets urbains, et produits obtenus.
FR2607957A1 (fr) Bloc contenant des dechets en vue de leur stockage et procede de realisation d'un tel bloc
FR2624768A1 (fr) Procede d'immobilisation de resines echangeuses d'ions provenant des centres de retraitement des produits radioactifs
JPS5815000B2 (ja) 放射性廃棄物処理方法
FR2525803A1 (fr) Procede pour ameliorer la retention des radionucleides par les dechets radioactifs solidifies
JPH09101398A (ja) 放射性廃棄物の処理方法および装置
EP0556118B1 (fr) Procédé d'inclusion dans des résines (méth)acryliques de substances de consistance liquide à solide
US5468435A (en) Contaminant solidifying and stabilizing apparatus and process
FR2724580A1 (fr) Absorbant apte a fixer des liquides dangereux.
FR2505539A1 (fr) Procede de solidification des dechets radio-actifs contenus dans des resines echangeuses d'ions, articles solides ainsi obtenus et composition contenant une matiere radioactive a base de resines echangeuses d'ions
JP2009121940A (ja) 放射性廃棄物の固型化方法
EP0294260B1 (fr) Procédé d'immobilisation de résines échangeuses d'ions radioactives par liant hydraulique
JP4787998B2 (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
FR2550969A1 (fr) Procede pour le transport et/ou le stockage de dechets
CA2597943A1 (fr) Fabrication d'un materiau solide a partir d'un hydroxyde alcalin
FR2536899A1 (fr) Procede pour la denitrification de solutions residuaires aqueuses d'acide nitrique contenant des sels

Legal Events

Date Code Title Description
PUE Assignment

Owner name: PACIFIC NUCLEAR SYSTEMS, INC.

PL Patent ceased