DE2534014A1 - Thermodynamisch stabiles glaskeramikprodukt oder glaskeramikaehnliches produkt zur endgueltigen beseitigung hochradioaktiver abfaelle - Google Patents

Thermodynamisch stabiles glaskeramikprodukt oder glaskeramikaehnliches produkt zur endgueltigen beseitigung hochradioaktiver abfaelle

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DE2534014A1 DE19752534014 DE2534014A DE2534014A1 DE 2534014 A1 DE2534014 A1 DE 2534014A1 DE 19752534014 DE19752534014 DE 19752534014 DE 2534014 A DE2534014 A DE 2534014A DE 2534014 A1 DE2534014 A1 DE 2534014A1
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Description

GESELLSCHAFT FÜR Karlsruhe, den 25. Juli 1975
KERNFORSCHUNG MBH " PLA 7537 Gl/sz
Thermodynamisch stabiles Glaskeramikprodukt oder glaskeramikähnliches Produkt zur endgültigen Beseitigung hochradioaktiver Abfälle.
Die Erfindung betrifft ein Glaskeramikprodukt oder glaskeramikähnliches Produkt zur endgültigen Beseitigung und für die Umwelt bzw. für den Biozyklus ungefährlichen Endlagerung hochradioaktiver Abfälle.
Zur Verfestigung bzw. Inkorporierung von Abfall-Radionukliden aus hochradioaktiven Abfall-Flüssigkeiten, insbesondere aus wäßrigen Abfall-Lösungen aus dem ersten Extraktionszyklus eines Wiederaufarbeitungsprozesses für bestrahlte Kernbrenn- oder Brutstoffe, wurde bereits seit langem'unter anderem das Einschmelzen in Glas- bzw. Keramik-Material vorgeschlagen. Die sich hierbei ergebenden Probleme wurden in der Fachwelt mehrfach diskutiert und in der einschlägigen Literatur beschrieben. Als besonders erfolgversprechend für die Verfestigung hochradioaktiven Abfalls und für den Transport der Verfestigungsprodukte in eine hierfür vorgesehene Endlagerstättet sowie für die Lagerung
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25340H
in Metallbehältern in einer solchen" Endlagerstätte wurde eine Verfestigungs-Matrix aus Borosilikatglas angesehen.
In den hochaktiven Glasblöcken, die bei der Verfestigung hochradioaktiver Abfälle entstehen, sind Temperaturen von 200 bis 800 C zu erwarten / E. Schiewer, W. Heimerl, H. Heine: "Kristallisation in alkaliarmen Borosilicatgläsern für die Fixierung von Spaltprodukten" Report von der Reaktortagung Hamburg 11. April bis 14. April 1972, Seiten 275 bis 278_J7. Daher ist vorauszusehen, daß die Gläser kristallisieren. Dabei besteht auch die Möglichkeit der Segregation von Spaltprodukten. Außerdem können sich bei der Kristallisation verschiedene Eigenschaften wie Auslaugresistenz, Festigkeit und Wärmeleitfähigkeit verändern. Für die Beurteilung der Eignung von Gläsern für die Verfestigung hochradioaktiver Abfälle ist daher die Kenntnis der Kristallisationsvorgänge erforderlich.
Systematische Untersuchungen an Borosilicatgläsern ergaben, daß ein Glas folgender Zusammensetzung für die Fixierung der zur Zeit aktuellen Abfallösungen mit hochradioaktiven Spaltprodukten geeignet scheint:
. 4 SiO2/ 2 B2O3/ 1 Al3O3/ 2 CaO/ 3 Na3O.
Um die Rückhaltung des Spaltprodukt-Nuklides Cäsium zu verbessern, wurden zu den Bestandteilen verschiedener Borosilikatglas-Zusammensetzungen ca. 10 Gew.- % TiO„ zugegeben / G.Rudolph, J. Saidl, S. Drobnik, W. Guber, W. HiId, H. Krause, W. Müller "Lab-scale work on fission product solidification by vitrification and thermite processes." Symposium on the Management of Radioactive Wastes from Fuel Reprocessing - Proceedings of a Symposium organised jointly by the OECD Nuclear Energy Agency and the International Atomic Energy Agency; OECD-Paris 27 Nov.-1st Dec. 1972 (March 1973), Seiten 655 bis 681_7. Unter den dort in Tabelle 1 genannten Basis-Gläsern ist eines aufgeführt (VG 39), das einen Zusatz von 6,7 Gew.- % 1^o0 enthält. Es ist bekannt, daß Li~0 die Auslaugbestandigkeit eines Glases verbessert. In zwei der erwähnten Glassorten wurden
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20 bzw. 19 Gew.- % Oxide von Spaltprodukt-Nukliden eingeführt. Die hieraus entstandenen Glasblöcke (Verfestigungsprodukte) weisen folgende Zusammensetzungen auf :
SiO2 TiO2 A12°3 B2O3
CaO
Na2O
Spaltnuklidoxide ) Dichte /_ g/cm J Erweichungspunkt £_ °C_/
Produkt "38" Produkt "39"
/~Gew.- %_7 /~Gew.- %_7
42,0 44,0
8,0 8,1
2,0 5,4
8,0 7,3
4,0 0
16,0 10,8 l
0 5,4
20,0 19,0
2,77 2,59
760 641
) aus einer simulierten Lösung, die einer hochaktiven Abfall-Lösung von der Wiederaufarbeitung eines Schnellen Brüter-Brennstoffes entsprach, jedoch ohne Tc, Pm und Transuranelemente
Die Herstellung dieser im Labormaßstab hergestellten Produkte wurde nach dem folgenden Verfahren durchgeführt: Das Basisglas wurde pulverisiert und portionsweise in einen Schmelztiegel gegeben. Die simulierte Spaltnuklid-Lösung wurde nach einer Denitrierung mit Ameisensäure, die 3 Stunden dauerte, in abgemessenen Teilmengen in 10-Minuten-Abständen in das Glaspulver eingebracht und dort verdampft. Für eine 2 1-Charge wurden 5 bis 6 Stunden benötigt. Danach wurde die Temperatur im Schmelztiegel auf 1100 C angehoben, die Masse im Tiegel geschmolzen (ca. 3 Stunden) und dann in eine auf 600 C vorgeheizte Graphitform gegossen, wobei die Temperatur bis auf ca. 700 C anstieg. Das fertige Glasprodukt wurde übernacht mit einer Temperatursenkungsrate von ^= 70°/Stunde erkalten gelassen.
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253A0H
Ganz allgemein sind Gläser thermodynamisch metastabil. Die unter Normalbedingungen gute Beständigkeit von Glas ist an die Bedingung geknüpft, daß keine Energie zugeführt wird, die den metastabilen Zustand in Richtung eines stabileren Zustandes, d.h. der Kristallisierung, verschiebt. Dieser Vorgang ist z.B. für die Entglasung verantwortlich. Gerade bei der Verfestigung hochaktiver Abfälle können infolge der hohen Spaltproduktgehalte langfristig Änderungen in Richtung auf die thermodynamisch stabileren kristallinen Strukturen bisher nicht ausgeschlossen werden. Die Entglasung kann einen vollständigen Zerfall der Glasstruktur zur Folge haben. Dieser Vorgang ist durch die Energiezufuhr aus dem radioaktiven Zerfall der Abfall-Radionuklide bedingt.
Alle bisher in der Literatur beschriebenen Verfestigungsprodukte ähnlicher Art haben zu einem früheren oder späteren Zeitpunkt solche Zerfallserscheinungen gezeigt. Dann ist aber eine endgültige, für die Umwelt bzw. für den Biozyklus ungefährliche Beseitigung hochradioaktiver Abfälle nicht mehr gewährleistet.
Der Erfindung liegt nun die Aufgabe zugrunde, eine Verfestigungs-Matrix auf glasähnlicher oder keramikähnlicher Basis für hochradioak'tive Abfall-Flüssigkeiten bereitzustellen, die im Hinblick auf eine dauerhafte Verfestigung und einen dauerhaften Einschluß von Radionukliden, sowie im Hinblick auf eine endgültige, für die Umwelt bzw. für den Biozyklus ungefährliche Beseitigung hochradioaktiven Abfalls bedeutend bessere Eigenschaften aufweist gegenüber den bekannten Glas- oder Keramik-Matrices. Insbesondere soll die Matrix eine höhere thermodynamische Stabilität aufweisen und im ,Laufe einer langen Lagerzeit unter den bei hochaktiven Abfallverfestigungsprodukten bekannten Temperatur* und Strahlungsbelastungen keine Strukturänderungen erleiden. Die Herstellung des Verfestigungsproduktes, bestehend aus Abfall-Radionukliden und Verfestigungs-Matrix, soll bei verhältnismäßig niedrigen Temperaturen, das sind Temperaturen unter 1200 °C, einfach und ohne zusätzliche Schwierigkeiten mit und in konventionellen Schmelzanlagen in kontinuierlichem Fluß durchführbar sein. Die Nachteile der bekannten
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Verfestigungsprodukte glasähnlicher oder keramikähnlicher Art
mit inkorporierten Radionukliden, wie z.B. Spaltprodukt-Nukliden einzeln oder als Gemisch, sollen vermieden werden.
Die Aufgabe wird erfindungsgemäß in überraschend einfacher
Weise gelöst durch ein thermodynamisch stabiles Glaskeramikprodukt oder glaskeramikähnliches Produkt der eingangs genannten Art, bestehend aus einer Verfestigungs-Matrix, die außer den
Bestandteilen eines bekannten Borosilikatglases des Typs
SiO2-TiO2-Al2O3-B3O3-CaO-Na 0 Nukleationsmittel aus der Gruppe Oxide von Li, K, Mg, Mo und Cr, Fluoride dieser Metalle und von Al, sowie reine Edelmetalle in feinst disperser Form (sehr viel kleiner als 1 Aim im Durchmesser) enthält, und aus bis zu
35 Gew.- % Abfall-Radionukliden oder Radionukliden und Gadoliniumoxid. Erfindungsgemäß besteht das Glaskeramikprodukt oder glaskeramikähnliche Produkt aus
35 bis 50 Gew. - '
3 bis 6 Gew.- '
5 bis 10 Gew.- '
3 bis 6 Gew. - '
3 bis 6 Gew.- '
3 bis 6 Gew.- '
8 bis 10 Gew.- (
3 bis 6 Gew.- '
O bis (Jl Gew.-
20 bis 30 Gew,- '
8 bis 11 Gew.- '
% SiO2
% TiO2
% Al2O3
% B2O3
% MgO
% CaO
% Li2O
% K2O
% Na^O
% Abfal
% Gd0O-
2 3
Gemäß der Erfindung ist das Verfahren zur Herstellung eines
thermodynamisch stabilen Glaskeramikproduktes oder glaskeramikähnlichen Produktes dadurch gekennzeichnet, daß eine hochradioaktive Abfall-Lösung in bekannter Weise denitriert und kalziniert wird, das Kalzinierungsprodukt daraufhin mit einer Borosilikat-Fritte (einer gemahlenen oder granulierten Borosilikatglasmasse), die unter Zusatz von Nukleationsmitteln erschmolzen wurde, gemischt wird, das Gemisch auf eine Temperatur im Bereich zwischen 1050° und 1200 0C gebracht und während eines Zeitraums zwischen
— 5
vO38G7/11GÖ
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3 und 5 Stunden geschmolzen wird, die weitgehend homogenisierte Schmelze in einen zum Transport vorgesehenen Behälter abgelassen wird, in diesem Behälter auf ca. 4OO C innerhalb kurzer Zeit abgekühlt, dann ca. 24 Stunden bei dieser Temperatur zur Nukleation gehalten wird, anschließend auf ca. 600 G innerhalb kurzer Zeit erwärmt und bei dieser Temperatur wieder ca. 24 Stunden gehalten wird und schließlich langsam mit einem Temperaturgradienten von ^ 60 /Stunde abgekühlt wird.
Die Denitrierung der hochaktiven Abfall-Lösung kann mit Ameisensäure im Überschuß erfolgen und ergibt dann besonders feindisperse Edelmetall-Teilchen (z.B. Ru, Rh oder auch Pd), die als zusätzlich als Nukleationszentren wirken.
Die besonderen Vorteile der Erfindung liegen darin, daß die erfindungsgemäßen Produkte zwar während ihrer Herstellung bereits ein mikrokristallines Gefüge erhalten, aber nicht zerfallen, sondern trotzdem unverändert kompakt bleiben. Gegenüber konventionellen Glaskeramiken , die zwischen 1500 und 1600 C erschmolzen werden und bereits aus diesem Grunde für eine Inkorporierung von Radionukliden nicht in Betracht gezogen wurden, sind die erfindungsgemäßen Produkte bei weit niedrigeren Temperaturen, nämlich zwischen 1050 und 1200 C erschmelzbar. Zudem werden die physikalisch-chemischen Eigenschaften des Produkts - erhöhte mechanische und chemische Beständigkeit, verbesserte Wärmeleitfähigkeit, kleinere Wärmeausdehnung, etc. gegenüber den bisherigen Verfestigungsprodukten verbessert. Durch die Verbesserung der Stabilität und der anderen Eigenschaften des für eine permanente Lagerung bestimmten verfestigten Produkts wird vor allem die Sicherheit der Einlagerung auf sehr lange Zeit, quasi unbeschränkt, gewährleistet.
Durch d.ie folgenden Beispiele wird die Erfindung erläutert. Sie ist jedoch nicht auf diese Beispiele beschränkt.
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25340U
Beispiel 1 : T*
Eine hochaktive Abfall-Lösung, die die nachstehend aufgeführten Elemente enthielt :
Element g/l Glührückstand g/l
- 7 - /900 °C/ O,35
0,32 709807 Rb2O 3,75
3,54 Cs2O 1,31
1,11 SrO 1,52
1,36 BaO 0,75
0,59 Y2°3 1,46
1,24 La2°3 2,90
2,47 Ce2O3 1,32
1,13 Pr2O3 4,57
3.92 Nd2O3 0,24
0,21 Pm2O3 O, 46
0,39 Sm2O3 0,04
0,04 EU2O3 0,002
0,002 Gd2O3 5,60
4,14 ZrO2 5,18
3,45 MoO3 1,14
0,86 TcO2 1,56
1,56 Ru 0,42
0,42 Rh O,22
0,22 Pd 0,57
0,45 TeO2 0,90
0,76 U3°8 0,01
0,01 PuO2 0,003
0,003 NpO2 0,1
0,08 AmO2 O,O2
O,O2 CmO2 3,13
2,26 Fe3O4 0,92
0,63 Cr2O3 0,51
0,40 NiO 4,79
3.55 Na0O 43,74
35,13
/1106
wurde denitriert und kalziniert, mit einer Borosilikat-Fritte gemischt und anschließend bei 1150 C 4 Stunden lang geschmolzen. Danach wurde die Schmelze auf 400 C rasch abgekühlt, 24 Stunden bei dieser Temperatur gehalten, dann rasch auf 600 °C erhitzt und wieder 24 Stunden auf Temperatur gehalten. Anschließend wurde innerhalb von ca. 50 Stunden langsam abgekühlt. Das Produkt enthielt :
SiO2 40 Gew.- %
TiO2 4 Gew.- %
Al3O3 8 Gew.- %
B3O3 4 Gew.- %
MgO 4 Gew.- %
CaO 4 Gew.- %
Li 0 8 Gew.- %
κ2ο 4 Gew.- %
Na3O 4 Gew.- %
Radio-Nuklide 20 Gew.- %
Gd2O3 ca. 0 Gew.- %
Beispiel 2 :
Es wurde entsprechend Beispiel 1 verfahren, jedoch mit einer Borosilikat-Fritte gearbeitet, die kein CaO und kein Na-O enthielt, dafür aber einen Zusatz an Gd3O3. Es wurde folgendes Produkt erhalten :
SiO2 - 8 - 38,9 Gew.-
TiO2 709807/1 1 3,9 Gew,-
A12°3 4,6 Gew.-
B2O3 3,9 Gew.-
MgO 3,9 Gew.-
CaO 0 Gew. -
Li2O 9,8 Gew.-
K2O 3,9 Gew.-
Na3O ca. 0 Gew. -
Radio-Nuklide 20,0 Gew.-
Gd2°3 11,1 Gew,-
06
Die physikalisch-chemischen Daten der erfindungsgemäßen Produkte sind wie folgt :
Spez- Gewicht 2,8 - 3,0 g/cm Wärmeleitfähigkeit
1,2-2,2 w/m 0C (bei 400 0C).
Transformationspunkt
für Glas 450 - 500 °C Spezif. Wärme ca. 0,35 cal/g °c
Dilatometrischer -4-5 2
Erweichungspunkt ca. 550 C Auswaschrate 10 -10 g/cm d Thermischer Ausdehnungs- c fi r> ι ο koeffizient IO -10 C (bis 5.00 C)
09807/110?

Claims (3)

253A0H GESELLSCHAFT FÜR Karlsruhe, den 25. Juli 1975 KERNFORSCHUNG MBH PLA 7 537 Gl/sz Patentansprüche :
1. Thermodynamisch stabiles Glaskeramikprodukt oder glaskeramikähnliches Produkt zur endgültigen Beseitigung und für die Umwelt bzw. für den Biozyklus ungefährlichen Endlagerung hochradioaktiver Abfälle, bestehend aus einer Verfestigungs-Matrix, die außer den Bestandteilen eines bekannten Borosilikatglases des Types SiO2-TiO2-Al2O-B2O-CaO-Na3 Nukleationsmittel aus der Gruppe Oxide von Li, K, Mg, Mo und Cr, Fluoride dieser Metalle und von Al, sowie reine Edel metalle in feinst disperser Form (sehr viel kleiner als 1 11m im Durchmesser) enthält, und aus bis zu 35 Gew.- % Abfall-Radionukliden oder Radionukliden und Gadoliniumoxid.
2. Glaskeramikprodukt oder glaskeramikähnliches Produkt nach Anspruch 1, bestehend aus
35 bis 50 Gew.- % 3
3 bis 6 Gew.- % TiO_
- 5 bis 10 Gew.- % Al3O3
3 bis 6 Gew.- % B3O3
3 bis 6 Gew.- % MgO
3 bis 6 Gew.- % CaO
8 bis 10 Gew.- % Li3O
3 bis 6 Gew.- % K3O
0 bis 5 Gew.- % Na3O
2O bis 3O Gew.- % Abfall-Radionuklide
8 bis 11 Gew.- % Gd2°3
3. Verfahren zum Herstellen eines thermodynamisch stabilen Glaskeramikproduktes oder glaskeramikähnlichen Produktes nach einem oder beiden der voranstehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet.
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daß eine hochradioaktive Abfall-Lösung in bekannter Weise denitriert und kalziniert wird, das Kalzinierungsprodukt daraufhin mit einer Borosilikat-Pritte (einer gemahlenen oder granulierten Borosilikatglasmasse), die unter Zusatz von Nukleationsmitteln erschmolzen wurde, gemischt wird, das Gemisch auf eine Temperatur im Bereich zwischen 1Ο5Ο und 1200 C gebracht und während eines Zeitraums zwischen 3 und 5 Stunden geschmolzen wird, die weitgehend homogenisierte Schmelze in einen zum Transport vorgesehenen Behälter abgelassen wird, in diesem Behälter auf ca. 400 °C innerhalb kurzer Zeit abgekühlt, dann ca. 24 Stunden bei dieser Temperatur zur Nukleation gehalten wird, anschließend auf ca. 600 °C innerhalb kurzer Zeit erwärmt und bei dieser Temperatur wieder ca. 24 Stunden gehalten wird und schließlich langsam mit einem Temperaturgradienten von ^- 60 /Stunde abgekühlt wird.
- 11 -
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JP51001825A JPS5216518A (en) 1975-07-30 1976-01-08 Thermally stable glass ceramic or similar product* and process for preparing the same
FR7604640A FR2319593A1 (fr) 1975-07-30 1976-02-19 Produit ceramique vitrifie ou analogue a la ceramique vitrifiee, thermodynamiquement stable, pour une elimination pratiquement definitive des residus fortement radioactifs et procede pour la fabrication de ce produit

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GB (1) GB1527994A (de)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2945322A1 (de) * 1978-11-09 1980-05-29 Litovitz Theodore A Verfahren zum verhueten eines austretens bzw. entweichens toxischer materialien in die umwelt
DE2945321A1 (de) * 1978-11-09 1980-06-19 Theodore A Litovitz Verfahren zur fixierung toxischer materialien in einer glasmatrix durch ionenaustausch
EP0028670A1 (de) * 1979-11-08 1981-05-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Verfahren zur Herstellung von hochradioaktive Abfallstoffe enthaltenden Formkörpern
WO1999057730A2 (en) * 1998-05-02 1999-11-11 Westinghouse Savannah River Company Low melting high lithia glass compositions and methods

Families Citing this family (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4496477A (en) * 1977-04-14 1985-01-29 Ross Donald R Apparatus and a process for heating a material
US4376598A (en) * 1981-04-06 1983-03-15 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy In-situ vitrification of soil
US4430257A (en) 1981-06-12 1984-02-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Alcohol-free alkoxide process for containing nuclear waste
JPS6042698A (ja) * 1983-08-18 1985-03-06 日立造船株式会社 放射性廃棄物のガラス化方法
US4659512A (en) * 1983-12-21 1987-04-21 Pedro B. Macedo Fixation of dissolved metal species with a complexing agent
JPS60203900A (ja) * 1984-03-29 1985-10-15 日本原子力研究所 放射性核種を含む廃棄物の処理方法
US4595528A (en) * 1984-05-10 1986-06-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for immobilizing radioactive boric acid liquid wastes
US4735784A (en) * 1986-07-11 1988-04-05 Morrison-Knudsen Company, Inc. Method of treating fluoride contaminated wastes
US5664911A (en) * 1991-05-03 1997-09-09 Iit Research Institute Method and apparatus for in situ decontamination of a site contaminated with a volatile material
US5340372A (en) * 1991-08-07 1994-08-23 Pedro Buarque de Macedo Process for vitrifying asbestos containing waste, infectious waste, toxic materials and radioactive waste
US5461185A (en) * 1994-04-19 1995-10-24 Forsberg; Charles W. Radioactive waste material disposal
JP2989508B2 (ja) * 1995-02-28 1999-12-13 核燃料サイクル開発機構 高レベル放射性廃液のガラス固化方法
US5597516A (en) * 1995-08-11 1997-01-28 Battelle Memorial Institute Process for immobilizing plutonium into vitreous ceramic waste forms
US5678236A (en) * 1996-01-23 1997-10-14 Pedro Buarque De Macedo Method and apparatus for eliminating volatiles or airborne entrainments when vitrifying radioactive and/or hazardous waste
FR2888576B1 (fr) * 2005-07-15 2007-09-28 Commissariat Energie Atomique Procede de confinement d'une matiere par vitrification
JP5358497B2 (ja) * 2010-03-25 2013-12-04 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 フッ化化合物の処理方法
KR101510641B1 (ko) * 2013-12-04 2015-04-09 한국수력원자력 주식회사 가연성 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물 및 이를 이용한 가연성 폐기물의 유리화 방법
CN104386910B (zh) * 2014-10-11 2016-11-16 中国核动力研究设计院 一种用于中低水平放射性岩棉玻璃固化的基体组合物及由其制备的固化体
CN110981205A (zh) * 2019-12-25 2020-04-10 中建材蚌埠玻璃工业设计研究院有限公司 一种处理放射性铯污染土壤用微晶玻璃的制备方法
CN111233336B (zh) * 2020-02-26 2022-07-01 西南科技大学 一种锶、铯玻璃陶瓷共固化体的低温制备方法
CN113185128A (zh) * 2021-04-26 2021-07-30 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种钙钛锆石玻璃陶瓷固化基材及其制备方法
CN113200681B (zh) * 2021-05-21 2022-05-27 西南科技大学 一种固化含钼高放核废的萤石基玻璃陶瓷基材的制备方法

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE557975A (de) * 1956-06-04 1957-11-30
US3110557A (en) * 1959-09-10 1963-11-12 Kellogg M W Co Radioactive waste disposal
US3303140A (en) * 1961-12-05 1967-02-07 Pullman Inc Radioactive materials of low surface area
NL143202C (de) * 1967-06-27
US3856497A (en) * 1972-03-29 1974-12-24 Ppg Industries Inc Method of making crystallized glass
US3849330A (en) * 1972-11-22 1974-11-19 Atomic Energy Commission Continuous process for immobilizing radionuclides,including cesium and ruthenium fission products
US3940255A (en) * 1974-08-05 1976-02-24 Ferro Corporation Process for making cordierite glass-ceramic having nucleating agent and increased percent cordierite crystallinity

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2945322A1 (de) * 1978-11-09 1980-05-29 Litovitz Theodore A Verfahren zum verhueten eines austretens bzw. entweichens toxischer materialien in die umwelt
DE2945321A1 (de) * 1978-11-09 1980-06-19 Theodore A Litovitz Verfahren zur fixierung toxischer materialien in einer glasmatrix durch ionenaustausch
EP0028670A1 (de) * 1979-11-08 1981-05-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Verfahren zur Herstellung von hochradioaktive Abfallstoffe enthaltenden Formkörpern
WO1999057730A2 (en) * 1998-05-02 1999-11-11 Westinghouse Savannah River Company Low melting high lithia glass compositions and methods
WO1999057730A3 (en) * 1998-05-02 2000-03-02 Westinghouse Savannah River Co Low melting high lithia glass compositions and methods
US6145343A (en) * 1998-05-02 2000-11-14 Westinghouse Savannah River Company Low melting high lithia glass compositions and methods
US6258994B1 (en) 1998-05-02 2001-07-10 Westinghouse Savannah River Company Methods of vitrifying waste with low melting high lithia glass compositions
US6624103B2 (en) 1998-05-02 2003-09-23 Westinghouse Savannah River Company, Llc Low melting high lithia glass compositions and methods
US6630419B2 (en) 1998-05-02 2003-10-07 Westinghouse Savannah River Company, Llc Low melting high lithia glass compositions and methods

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Publication number Publication date
GB1527994A (en) 1978-10-11
FR2319593B1 (de) 1982-05-14
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JPS5537495B2 (de) 1980-09-29
DE2534014C3 (de) 1980-06-19
FR2319593A1 (fr) 1977-02-25
US4097401A (en) 1978-06-27

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