DE2524169C2 - Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat - Google Patents

Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat

Info

Publication number
DE2524169C2
DE2524169C2 DE19752524169 DE2524169A DE2524169C2 DE 2524169 C2 DE2524169 C2 DE 2524169C2 DE 19752524169 DE19752524169 DE 19752524169 DE 2524169 A DE2524169 A DE 2524169A DE 2524169 C2 DE2524169 C2 DE 2524169C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
container
lead
alloys
metal
glass
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Expired
Application number
DE19752524169
Other languages
English (en)
Other versions
DE2524169A1 (de
Inventor
Emile Dr. Mol Detilleux
Hubert Dipl.-Chem. Geel Eschrich
Jaques van Dipl.-Ing. Dr. Retie Geel
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH
Original Assignee
Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH
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
Application filed by Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH filed Critical Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH
Priority to DE19752524169 priority Critical patent/DE2524169C2/de
Publication of DE2524169A1 publication Critical patent/DE2524169A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2524169C2 publication Critical patent/DE2524169C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C03GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
    • C03CCHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
    • C03C1/00Ingredients generally applicable to manufacture of glasses, glazes, or vitreous enamels
    • C03C1/002Use of waste materials, e.g. slags
    • 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
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • 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
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305Glass or glass like matrix

Landscapes

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

Description

50
Die Erfindung betrifft einen Körper mit hochradioaktive Abfaüstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat.
Hochaktive Abfallösungen müssen zur Endlagerung in den festen Zustand geführt und die dabei erhaltenen Feststoffe in geeignete Behälter gefüllt werden. Zur Verfestigung der Abfallösungen wurden verschiedene Verfahren entwickelt; die wichtigsten sind Kalzination und Verglasung. Nach dem Kalzinationsverfahren werden die Salze enthaltenden hochradioaktiven Abfallösungen z. B. durch Zerstäubungstrocknung oder in einem Fließbett kalziniert. Das Kalzinat hat jedoch den Nachteil, durch Wasser leicht auslaugbar zu sein und muß deshalb in sehr korrosionsbeständigen Behältern gelagert werden. Eine endgültige Beseitigung derartiger Kalzinate in Behältern ist nicht möglich; die Lagerung kann nur für eine begrenzte Zeit und unter dauernder Kontrolle erfolgen.
Man hat versucht, die Auslaugbarkeit der Kalzinate dadurch zu verringern, daß sie in eine Matrix aus Metallen, aus Schwefel und aus anorganischen Salzen eingebettet wurden. Hierdurch wurde aber nur eine geringe Verminderung der Auslaugbarkeit erreicht
Nach dem Verglasungsverfahren werden die hochradioaktiven Abfallösungen in ein Glas überführt durch Aufschmelzen zusammen mit glasbildenden Zusätzen. Verwendet man SiO2, B2O3, CaO und Na2O als Zusätze, so liegen die Schmelztemperaturen ungefähr bei 12000C. Bei Verwendung von P2O5 und Na2O oder PbO, SiO2 und B2O3 als Glasbildner können die Schmelztemperaturen auf 700 bis 9000C gesenkt werden.
Wegen der durch Wärmeabgabe und Strahlung der instabilen Kerne auftretenden hohen Temperaturen und Strahlungsbelastungen sowie wegen seiner schlechten Wärmeleitfähigkeit kann das Glas im Laufe der Zeit instabil werden; bei den entstehenden hohen Temperaturen kann eine Entglasung auftreten mit örtlicher Phasentrennung und Rekristallisation, was zu einer erhöhten Auslaugbarkeit der radioaktiven Abfallstoffe führt
Sowohl Kalzinate als auch Gläser sind demnach nicht völlig geeignet für eine endgültige Lagerung oder Beseitigung, entweder weil die in schützenden Behältern untergebrachten Produkte nicht genügend beständig gegen Umwelteinflüsse, wie Auslaugbarkeit durch Wasser sind, wenn der Behälter zerstört werden sollte, oder weil ihre physikalische Stabilität nicht für längere Zeit garantiert werden kann.
Die DE-OS 23 43 241 betrifft ein Verfahren zur Verfestigung radioaktiver Abfallösungen, bei dem die ggf. eingedampften, konzentrierten Lösungen an porösen, vorzugsweise kugelförmigen Granulaten sorbiert werden. Die Granulate bestehen vollständig oder überwiegend aus weitporigem Kieselgel und/oder Aluminiumoxid. Das mit derartigen Lösungen getränkte Granulat wird zur Überführung der Salze in Oxide und zumindest teilweistn Umsetzung derselben mit dem Adsorptionsmaterial auf mindestens 4000C erhitzt. Es handelt sich hier also um die Verfestigung durch Adsorption von Lösungen an porösem Material mit anschließendem Trocknen und chemischer Reaktion. Es hat sich gezeigt, daß die so hergestellten, die radioaktiven Abfallstoffe enthaltenden Körper nicht endgültig lagerfähig sind. Sie sind nicht ausreichend auslaugbeständig und weisen vor allem keine zufriedenstellende Wärmeleitfähigkeit auf. Außerdem wird in der DE-OS 23 43 241 noch auf die Möglichkeit der Überführung radioaktiver Abfallösungen in Glasgranulat und dessen Lagerung in einem Behälter hingewiesen, womit ein Körper der eingangs genannten Art gebildet wird.
Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, einen Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/ oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat so auszubilden, daß dieser Körper auslaugbeständig und physikalisch und chemisch stabil ist und eine hohe Wärmeleitfähigkeit besitzt. Die Aufgabe besteht auch darin, ein hierfür geeignetes Verfahren anzugeben.
Diese Aufgabe wird durch die Ausbildung gemäß dem kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 bzw. des Anspruchs 5 gelöst.
Die erfindungsgemäßen Körper weisen eine geringe Auslaugbarkeit und hohe physikalische Beständigkeit auf. Durch die Einbettung des Glasgranulats in Metall oder in eine Metallegierung erhalten die Körper eine hohe Wärmeleitfähigkeit, die um den Faktor 10 bis 50 höher ist als bei den bisher bekannten, hochradioaktiven Abfall enthaltenden Gläsern oder glasariigen Produk-
ten. Hierdurch bleibt die Temperatur im Zentrum des Körpers unterhalb der Temperatur, bei der die nachteilige Rekristallisation oder Entglasung aul tritt, die bei den bekannten Gläsern oder glasartigen Produkten zu der nachteiligen erhöhten Auslaugbarkeit führt Ein weiterer Vorteil ist darin zu sehen, daß die Gefahr einer Verflüchtigung von Spaltprodukten während der Lagerung aufgrund der geringeren Temperaturen innerhalb der Einbettung verringert ist Durch die Erhöhung der Wärmeleitfähigkeit ist es möglich, Körper mit größerem Durchmesser vorzusehen, bei gleicher zulässiger Höchsttemperatur in der Mitte des Körpers.
Die erfindungsgemäßen Körper haben weiterhin den Vorteil, daß sie ihre günstigen Eigenschaften während der endgültigen Lagerung in Ablagerungsstätten ohne zusätzliche Behandlung beibehalten. Aus dem aus festem Abfall und Metallegierungen bestehenden Körper können die radioaktiven Granalien zu jed^r Zeit wiedergewonnen werden durch Erhitzen des Produktes über den Schmelzpunkt der Metallmatrix.
Vorteilhafte und zweckmäßige Weiterbildungen der erfindungsgemäßen Aufgabenlösung sind in den Unteransprüchen 2 bis 4 angegeben. Bei Verwendung von Bleilegierungen ergibt sich der Vorteil, daß die Körper aufgrund des hohen Bleigehaltes einen hohen spezifischen Adsorptionskoeffizienten für ß- und ^-Strahlen aufweisen und dementsprechend selbsttätig abschirmend wirken. Dies vereinfacht den Transport und die Handhabung der Körper, da geringere zusätzliche Abschirmungsmaßnahmen notwendig sind.
Die niedrige Schmelztemperatur von Bleilegierungen ermöglicht das Arbeiten bei Temperaturen unter 35O0C, also weit unterhalb der Verfahrenstemperaturen, die bei den bisher bekannten Techniken für die Verfestigung und Behandlung von hochradioaktivem Abfall notwendig sind. Das Verfahren ist deshalb sehr günstig für die Verarbeitung von Phosphatgläsern. Zusätzlich erleichtert die niedrige Verfahrenstemperatur die Konstruktion von Vorrichtungen zur Herstellung der Körper und es wird die Zersetzung der radioaktiven Abfall enthaltenden Granalien und die Verflüchtigung von Spaltprodukten wie Ruthenium, Cäsium und Strontium vermieden.
Ein Verfahren zur Herstellung der erfindungsgemäßen Körper ist im Anspruch 5 angegeben. Die Füllung des korrosionsbeständigen Behälters kann dabei so erfolgen, daß der Metallanteil sehr gering gehalten wird und für das Glasgranulat praktisch eine dichte Kugelpackung erzielbar ist, so daß eine Erhöhung des Schüttvolumens der Glasgranalien nicht auftritt. Das Matrixmetall füllt praktisch nur die leeren Räume in der dichten Kugelpackung der Glasgranalien aus.
Vorteilhafte und zweckmäßige Weiterbildungen des Verfahrens sind in den weiteren Ansprüchen 6 bis 8 angegeben. Ausführungsbeispielc der Erfindung sollen nachfolgend anhand der Zeichnung näher erläutert werden. Es zeigt
F i g. 1 eine erste Vorrichtung zur Herstellung eines Körpers mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat,
F i g. 2 einen Schnitt durch den bei der Vorrichtung nach Fig. 1 verwendeten Behälter zur Herstellung des Körpers,
F i g. 3 eine zweite Vorrichtung zur Herstellung des Körpers, bei dem ein Behälter mit teilweiser Vorfüllung mit Metallschmelze eingesetzt wird, und
F i g. 4 eine weitere Vorrichtung zur Herstellung des Körpers, bei dem ein Behälter mit vollständiger Vorfüllung mit Metallschmelze verwendet wird.
Die in der Zeichnung in den Figuren dargestellte Vorrichtung besteht aus einem zylindrischen Behälter 1 mit einer Wand 2 aus Edelstahl, die eine Kammer 3 umschließt
Die Behälter weisen untere und/oder obere Seitenöffnungen 5 und 6 auf.
An der Öffnung 5 der Vorrich tung nach F ä g. 1 ist ein Einleitungsrohr 7 mit kleinerem Durchmesser, aber größerer Höhe als der Behälter 1 angebracht An der seitlichen Abflußöffnung 6 befindet sich ein Ableitungsrohr T. Unterhalb der Abflußöffnung 6 ist über dem Querschnitt der Kammer 3 ein Sieb oder Netz 8 angebracht, dessen Löcher bzw. Maschen kleiner sind als die Durchmesser von in den Behälter einzufüllenden Glasgranalien 4.
Die Kammer 3 wird vollständig mit geschmolzener Legierung 9 gefüllt Die Oberfläche des flüssigen Metalls im Einleitungsrohr 7 wird mittels Überdruck in sei-
nem oberen Teil etwa auf die Höhe der Öffnung 5 gesenkt. Dann werden Glasgranalien 4, die eingebettet werden sollen, durch das Einleitungsrohr 7 zugeführt treten durch die Öffnung 5 in die Kammer 3 und füllen diese allmählich. Das verdrängte Matrixmaterial fließt durch das Ableitungsrohr T ab und füllt einen weiteren Behälter der gleichen Art, in dem anschließend Glasgranalien eingebettet werden sollen. Die Zuführung der Granalien w'rd beendet, sobald sie die Kammer bis zum Sieb 8 ausfüllen. Nun kühlt sich das System ab, die Rohre 7 und T werden entfernt und die verbleibenden Löcher können mit weiterer Legierung ausgefüllt werden. Anschließend werden die Löcher vorzugsweise mit Hilfe einer Edelstahlplatte verschlossen, die über jedes Loch geschweißt wird.
F i g. 2 zeigt den erhaltenen Körper im Querschnitt. Der Behälter 1 kann seinerseits in einen größeren Behälter gestellt und geschmolzene Legierung in den Raum zwischen den beiden Behältern eingeführt werden. Hierfür kann die von den Granalien verdrängte Legierung bzw. ein Teil davon dienen.
Es ist auch möglich, die Kammer 3 nur zu dem Teil, der dem späteren Leerraum zwischen den Glasgranalien entspricht, mit Metall bzw. Metallegierung vorzufallen. Diese Arbeitsweise, die insbesondere bei Gläsern mit geringerer Wärmeentwicklung und demgemäß geringerem Kühlbedarf in Betracht kommt, wird nachfolgend anhand der F i g. 3 beschrieben.
Das Einleitungsrohr 7 ist durch die Decke des Behälters 1 geführt und endet in kurzem Abstand vom Boden des Behälters. Der obere Teil der Kammer 3 ist mit einem Sieb 8 ausgestattet, und die in der Decke angeordneten Abflußöffnungen 6 sind mit einer Vakuumpumpe verbunden. Der Behälter 1 wird zu etwa 40 Vol.-% mit Metall 9 vorgefüllt und über die Schmelztemperatur des Metalls erhitzt. Die Oberfläche des flüssigen Metalls in dem zentralen Einleitungsrohr 7 wird bis auf die Höhe des Rohrendes mittels entsprechendem Unterdruck im oberen Teil der Kammer 3 gesenkt. Dann werden durch das Einleitungsrohr 7 Granalien eingeführt, die durch ihr Gewicht unter die Metalloberfläche gedrückt werden. Die Granalien schwimmen innerhalb der Kammer 3 in dem Metall auf und sammeln sich auf dessen Oberfläche. Diese Metalloberfläche steigt bei kontinuierlicher Zuführung neuer Granalien an, bis sie das Sieb überschreitet. In diesem Moment wird die weitere Zufuhr von Granalien beendet und das Einleitungsrohr 7 mit Hilfe des Edelstahlverschlusses 10, der ein Sieb in seinem unteren Teil trägt, verschlossen.
Nachdem das Vakuum von der Kammer 2 genommen wurde, wird der Behälter gekühlt.
Zweckmäßig ist es, die Oberfläche des flüssigen Metalls im EirJeitungsrohr 7 durch Überdruck in diesem Rohr anstatt durch Unterdruck in der Kammer 3 auf die gewünschte Höhe zu bringen.
Die F i g. 4 zeigt, daß es auch möglich ist, mit vollständiger Vorfüllung der Kammer 3 mit Metall 9 zu arbeiten. Das Arbeitsverfahren entspricht grundsätzlich dem im Zusammenhang mit der Fig.3 beschriebenen Verfahren, so daß hierauf verwiesen werden soll. Falls die aus den Abflußöffnungen 6 ausfließende, von dem Glasgranulat verdrängte Metall- oder Metallegierungsmasse 9 nicht zur Füllung des Raumes zwischen dem Behälter t und einem größeren Behälter, in den ersterer ge- is stellt ist, dient, sollten die Abflußöffnungen 6 nach der Behälterseite verlegt und mit einem Abflußrohr 7' bestückt sein, wie dies bei der Vorrichtung nach F i g. 1 dargestellt ist Nachfolgend sollen noch einige Beispiele zur Verdeutlichung des Herstellungsverfahrens der beschriebenen Körper angegeben werden.
Beispiel 1
Ein Edelstahlbehälter, wie in F i g. 3 dargestellt, von 0,5 I Inhalt wurde zu 35% seines Volumens mit einer Legierung aus 84Gew.-°/o Blei, 12Gew.-% Antimon und 4 Gew.-°/o Zinn gefüllt Der Behälter mit der Legierung wurde über den Schmelzpunkt der Legierung erhitzt Die Oberfläche des Metalls im Einleitungsrohr wurde bis zu dessen Auslaß gesenkt durch einen entsprechenden Unterdruck im oberen Teil des Behälters. Das Einleitungsrohr wurde dann mit den Glasgranalien beschickt. Während das Einleitungsrohr kontinuierlich mit neuen Glasgranalien gefüllt wurde, stiegen in der Kammer die Granalien und die Metalloberfläche. Sobald die Metalloberfläche das Sieb überschritt wurde die Zufuhr von Granalien beendet Das Einleitungsrohr wurde mit einem Verschluß aus Edelstahl geschlossen und der Unterdruck aufgehoben. Anschließend wurde der Behälter abgekühlt und die Metallmatrix verfestigte sich.
Das erhaltene Produkt bestand aus einem zylindrischen Block, wie in F i g. 2 gezeigt mit einer äußeren Wand aus Edelstahl, die von der Wand des Behälters gebildet wurde, und einem inneren festen Körper aus Glasgranulat das vollständig in der Bleilegierung eingebettet war, ohne Leerraum zwischen dem inneren Körper und der Edelstahlwand.
Beispiel 2
Glasgranalien wurden in einen Behälter gemäß F i g. 4 mit 0,51 Inhalt gegeben, das mit der gleichen Legierung wie im Beispiel 1, jedoch vollständig, vollgefüllt war, durch das Einleitungsrohr geführt Der Edelstahlbehälter stand in einem zweiten, etwas größeren Behälter und die verdrängte Legierung füllte den Raum zwischen beiden Behältern. Nach vollständiger Füllung des Behälters mit dem Glasgranulat wurde der Behälter ge- ω kühlt und die Legierung erstarrte. Die erhaltene Matrix aus Glasgranulat und Bleilegierung war von einem Edelstahlzylinder und einer weiteren Schicht Bleilegierung umgeben.
65
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

Claims (8)

Patentansprüche:
1. Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/ oder Actinide enthaltendem Glasgranulat, dadurch gekennzeichnet, daß das Glasgranulat in einer Matrix aus reinem Metall oder Metallegierungen eingebettet ist.
2. Körper nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Material der Matrix aus Blei, Blei-Antimon-Legierungen, Blei-Zinn-Legierungen, Blei-Wismut-Legierungen, Blei-Zink-Legierungen oder deren Mischungen, Aluminium-Silicium-Legierungen, Aluminium-Magnesium-Legierungen, Aluminium-Kupfer-Legierungen oder deren Mischungen be- is s,feht
3. Körper nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Matrix aus einer Blei-Antimon-Zinn-Legierung besteht
4. Körper nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Legierung 84% Blei, 12% Antimon und 4% Zinn enthält
5. Verfahren zur Herstellung der Körper nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß ein korrosionsbeständiger Behälter mit dem metallischen Matrixmaterial bei einer Temperatur oberhalb der Schmelztemperatur des Metalls gefüllt, das die hochradioaktiven Abfallstoffe enthaltende Glasgranulat in den Behälter eingeführt und der Körper abgekühlt wird.
6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das durch die Einführung des Glasgranulats verdrängte flüssige Matrixmaterial zur Vorfüllung eines weiteren Behälters verwendet wird.
7. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß der korrosionsbeständige Behälter zum Teil mit dem Matrixmaterial gefüllt, auf eine Temperatur oberhalb des Schmelzpunktes des Matrixmaterials erhitzt und daß das flüssige Metall im Behälter durch Zugabe von Glasgranulat gehoben wird, bis das geschmolzene Matrixmaterial über die Oberfläche des von einem Sieb gehaltenen Glasgranulats gestiegen ist.
8. Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Behälter zu ungefähr 40 VoI.-% durch das Matrixmaterial vorgefüllt wird.
DE19752524169 1975-05-31 1975-05-31 Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat Expired DE2524169C2 (de)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19752524169 DE2524169C2 (de) 1975-05-31 1975-05-31 Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19752524169 DE2524169C2 (de) 1975-05-31 1975-05-31 Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2524169A1 DE2524169A1 (de) 1976-12-23
DE2524169C2 true DE2524169C2 (de) 1985-06-20

Family

ID=5947897

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19752524169 Expired DE2524169C2 (de) 1975-05-31 1975-05-31 Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE2524169C2 (de)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2704147C2 (de) * 1977-02-02 1986-04-10 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren zur Herstellung eines endlagerfähigen, radioaktive Stoffe enthaltenden, stabilen Verfestigungsproduktes
DE2731548A1 (de) * 1977-07-13 1979-01-25 Steag Kernenergie Gmbh Verfahren und anlage zur manipulation von radioaktiven abfaellen
DE2856466C2 (de) * 1978-12-28 1986-01-23 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung hochradioaktive Abfallstoffe enthaltender, als Granalien oder als Pulver vorliegender Glasteilchen in einer Metallmatrix
US4297174A (en) 1979-03-09 1981-10-27 Agip Nucleare, S.P.A. Pyroelectrochemical process for reprocessing irradiated nuclear fuels
DE3225199A1 (de) * 1982-07-06 1984-01-12 F.J. Gattys Ingenieurbüro für chem. Maschinen- und Apparatebau, 6078 Neu Isenburg Verfahren zur aufbereitung von abgebrannten brennelementen aus kernreaktoren
DE3225200A1 (de) * 1982-07-06 1984-01-12 F.J. Gattys Ingenieurbüro für chem. Maschinen- und Apparatebau, 6078 Neu Isenburg Verwendung der in den abfall-loesungen aus brennelementen-aufarbeitungs-anlagen enthaltenen hochradioaktiven bestandteile
ITRM20120230A1 (it) * 2012-05-21 2013-11-22 Sogin Societa Gestione Impianti Nuc Leari Spa Sviluppo di una speciale matrice vetrosa avente particolari proprieta chimico fisiche e nucleari per l utilizzo in un processo di messa in sicurezza mediante inglobamento di un elemento combustibile nucleare irraggiato danneggiato a seguito di evento
WO2015075751A1 (en) 2013-11-21 2015-05-28 So.G.I.N. - Societa' Gestione Impianti Nucleari Glass for the containment of radioactive elements and highly toxic and hazardous wastes and procedure of containment by said glass
RU2671844C1 (ru) * 2017-12-08 2018-11-07 Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (АО "АКМЭ-инжиниринг") Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2343241A1 (de) * 1973-08-28 1975-03-06 Bayer Ag Verfahren zur verfestigung radioaktiver abfalloesungen

Also Published As

Publication number Publication date
DE2524169A1 (de) 1976-12-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0071927B1 (de) Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen
DE2323384C3 (de) Verfahren und Vorrichtung zum Herstellen von nahtlosen, gefüllten Kapseln
DE2524169C2 (de) Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat
DE2839759A1 (de) Verschluss von lagerbohrungen zur endlagerung radioaktiver abfaelle und verfahren zum anbringen des verschlusses
DE3214242C2 (de)
DE1294576B (de) Verfahren und Vorrichtung zur Beseitigung von Kernreaktorabfaellen
DE2343241A1 (de) Verfahren zur verfestigung radioaktiver abfalloesungen
DE2856466C2 (de) Verfahren zur Verfestigung hochradioaktive Abfallstoffe enthaltender, als Granalien oder als Pulver vorliegender Glasteilchen in einer Metallmatrix
DE2459339C3 (de) Kühl- und Auffangvorrichtung für den schmelzenden oder geschmolzenen Kern eines Atomkernreaktors
DE3909288C2 (de) Verfahren zum Glaseinschmelzen von flüssigem radioaktivem Abfall
EP0146778B1 (de) Behälter zur Endlagerung von radioaktiven Abfällen
DE2722472A1 (de) Verfahren zur einlagerung von nuklearabfaellen, die als feststoffschuettung anfallen
DE3513692C2 (de)
DE1068821B (de)
EP0078428B1 (de) Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkörpern
DE3142356A1 (de) "verfahren zum endkonditionieren von radioaktivem und/oder toxischem abfall"
DE1204343B (de) Kernreaktor-Brennstoffelement
DE2717389A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum einschliessen von koernigem oder stueckigem, kontaminiertem material in metall
DE2801946A1 (de) Verfahren zum transportieren und/oder lagern von radioaktive strahlung abstrahlenden gegenstaenden oder substanzen sowie transportabler transport- und/oder lagerungsbehaelter, insbesondere zur durchfuehrung des verfahrens
DE3110192A1 (de) Verfahren zur umhuellung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive stoffe enthaltenden feststoffen aus kerntechnischen anlagen mit einer endlagerfaehigen matrix
DE3245811A1 (de) Anorganische ionenaustauscher auf der basis von titanverbindungen, ihre herstellung und verwendung
DE1192337B (de) Regel- bzw. Spaltstoffstab fuer Kernreaktoren und Verfahren zu seiner Herstellung
DE1812347C3 (de) Kernbrennstoffelement mit einem wärmebehandelten Brennelementkern aus einer Uran-SIHzhimlegierung in der Deltaphase U tief 2Si
AT372544B (de) Fester lagerfaehiger abfall
DE3028006C2 (de) Verfahren zur sicheren Einbringung von flüssigen radioaktiven Abfällen

Legal Events

Date Code Title Description
OGA New person/name/address of the applicant
8110 Request for examination paragraph 44
AG Has addition no.

Ref country code: DE

Ref document number: 2551349

Format of ref document f/p: P

D2 Grant after examination
AG Has addition no.

Ref country code: DE

Ref document number: 2551349

Format of ref document f/p: P

8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee