DE3513692A1 - Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde - Google Patents
Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebindeInfo
- Publication number
- DE3513692A1 DE3513692A1 DE19853513692 DE3513692A DE3513692A1 DE 3513692 A1 DE3513692 A1 DE 3513692A1 DE 19853513692 DE19853513692 DE 19853513692 DE 3513692 A DE3513692 A DE 3513692A DE 3513692 A1 DE3513692 A1 DE 3513692A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- subsets
- container
- containers
- hollow bodies
- spacers
- 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.)
- Granted
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 16
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 17
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims description 7
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims description 6
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 5
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 claims description 5
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims description 4
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 3
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 claims description 2
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 8
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 7
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 4
- 239000002562 thickening agent Substances 0.000 description 4
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 1
- 239000010812 mixed waste Substances 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 1
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- 238000013022 venting Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
- G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Description
KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT Unser Zeichen
VPA 85 P 6 0 3 6 DE
Verfahren zum Herstellen endlagerfähiger Gebinde mit radioaktiven Abfällen und nach diesem Verfahren hergestellte
Gebinde
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Herstellen endlagerfähiger Gebinde mit radioaktiven Abfällen durch
Einfüllen der mit Zement versetzten Abfälle in Behälter unter Berücksichtigung einer Strahlenabschirmung. Sie
richtet sich ferner auf Gebinde, die nach diesem Verfahren hergestellt sind.
Die Strahlenabschirmung hat man bei Abfällen unterschiedlicher Aktivitätshöhe bisher durch eine verschieden
dicke Ausbildung der Wandstärke von Betonbehältern berücksichtigt, die zur Aufnahme der Abfälle dienen, wie
in dem Aufsatz "Some Techniques for the Solidification of radioactive Wastes in Concrete" in der Zeitschrift
"Nuclear Technology", Band 32, Januar 1977, Seiten 30
bis 38, insbesondere Seite 36, dargelegt ist.
Die Erfindung geht im Vergleich zu dem Bekannten von der Aufgabe aus, den Aktivitätsinhalt zu steigern, um
mehr oder höheraktive Abfälle bei gleichem Volumen unterbringen zu können. Als Abfälle kommen dabei insbesondere
in wäßriger Form anfallende Aktivitätsträger infrage, wie Verdampferkonzentrat, Filterschlamm,
Ionenaustauschersuspensionen usw..
Erfindungsgemäß ist vorgesehen, daß die Gebinde in mindestens zwei Stufen mit konzentrisch zueinander liegenden
Teilmengen gefüllt werden, deren volumenspezifische Aktivität von Stufe zu Stufe von außen nach in-
Sm 2 Hgr / 12.04.1985
- ζ - VPA 85Ρ 6 O 36 OE
nen um mindestens den Faktor 2 zunimmt.
Bei der Erfindung wird durch einen gegenüber dem Bekannten etwas komplexeren Aufbau der Gebinde ein höherer
Aktivitätsinhalt ermöglicht, weil Teilmengen mit einer volumenspezifisch geringeren Aktivität an der Außenseite
eine Abschirmung für höheraktive Teilmengen bilden, die mehr im Inneren des Gebindes angeordnet werden.
Radioaktive Abfälle einer gegebenen spezifischen Radioaktivität können für die Herstellung der äußeren
Teilmengen abgereichert, zum Beispiel durch Ausfällen, für die innersten Teilmengen dagegen angereichert werden.
Zur Anreicherung geeignete Verfahren sind bekannt. Besonders vorteilhaft läßt sich eine unterschiedliche
Radioaktivität der Teilmengen dadurch erlangen, daß die Teilmengen mit unterschiedlichen Ergebnissen
von aufeinander folgenden Schritten eines Dekontaminationsverfahrens beschickt werden.
Die Teilmengen werden vorzugsweise jeweils zu einem Würfel geformt, da dieser der Idealform Kugel am nächsten
kommt. Andere Gebindeformen sind ebenfalls möglich. Im Falle eines Würfels besteht das Gebinde aus einem
inneren Würfel kleinster Kantenlänge und größter spezifischer Aktivität, der von mehreren, mindestens
aber einem äußerlich würfelförmigen Körper umschlossen wird. Die Wandstärke, die durch den Einschluß entsteht,
muß mindestens der notwendigen Abschirmdicke entsprechen und zum Beispiel die halbe Kantenlänge
des innersten Würfels betragen. Es ist aber auch möglich, kugelförmige Teilmengen konzentrisch anzuordnen.
Ferner sind auch zylindrische Formen wirtschaft-
- 3 - VPA 85 P 6 O 3 6 DE
lieh einzusetzen, wobei die Stirnflächen der Zylinder
mit ebenen Wänden solcher Stärke versehen werden, wie die Wandstärke der ineinander geschachtelten
Zylinder ausmacht.
5
5
Die Außenseite der Teilmengen kann unabhängig von ihrer Form vorteilhaft durch dünnwandige Hohlkörper begrenzt
werden, die ineinander geschachtelt und über als Armierung ausgebildete Distanzstücke aneinander abgestützt
werden. Solche Hohlkörper können aus Kunststoff bestehen oder aus Metallblechen. Die inneren Hohlkörper
können über Rohre mit der Außenseite des äußersten Hohlkörpers verbunden werden, damit Einfüllkanäle
entstehen. Falls eine Entlüftung erforderlich ist, kann sie vorteilhaft durch ein Rohr bewirkt werden,
das in den innersten Hohlkörper führt und Verbindungsöffnungen in den Bereich der anderen Hohlkörper aufweist.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird anhand der
Zeichnung ein Ausführungsbeispiel beschrieben. Dabei zeigt die Fig. 1 schematisch eine Anlage zur Ausübung
des erfindungsgemäßen Verfahrens, die Fig. 2 eine perspektivische, vereinfachte Darstellung eines erfindungsgemäßen
Gebindes, und die Fig. 3 und 4 sind zwei zueinander senkrechte Darstellungen des Gebindes
mit weiteren Einzelheiten.
Die in Fig. 1 dargestellte Anlage umfaßt einen ersten Behälter 1, in dem Verdampferkonzentrat gesammelt wird.
Das Verdampferkonzentrat kann dort zum Beispiel durch chemische Behandlung, wie Ausfällen und/oder durch
Flockenbildung vorbehandelt werden. Es gelangt dann über eine Leitung 2 in einen Dekanter 3.
t - VPA 85 P 6 O 3 6 OE
Ein weiterer Behälter 5 enthält Filterkonzentrat. Hierbei handelt es sich um Filterschlämme. Die Filterkonzentrate
können über eine Leitung 6 ebenfalls in den Dekanter 3 gegeben werden. Eine andere Möglichkeit ist
mit der gestrichelt gezeichneten Leitung 7 angedeutet, mit der die Filterkonzentrate in eine Flüssigkeitsleitung
8 eingespeist werden, die vom Dekanter 3 zu einem Eindicker 10 führt.
Der Eindicker 10 ist im wesentlichen ein Eindampfbehälter,
in dem durch Einspeisen oder Nachspeisen von dekontaminierter Rohlauge ein für eine spätere
Zementierung geringstmögliches Flüssigkeitsvolumen hergestellt wird. Der Eindicker 10 ist über eine Leitung
11 mit einer Zementiereinrichtung 12 verbunden.
Der Feststoffaustrag des Dekanters, der die höher mit
Radioaktivität angereicherte Substanzen enthält, gelangt über eine Falleitung 14 in einen Schlammbehälter
15. Der Feuchtigkeitsgehalt des Schlammes kann zum Beispiel bei 50% liegen. Aus dem Schlammbehälter 15
wird der Feststoff über eine Leitung 16 in die Leitung 11 zur Zementiereinrichtung 12 geführt.
Die Zementiereinrichtung 12 arbeitet vorzugsweise kontinuierlich im Durchlauf. Sie bewirkt mit einer
Mischschnecke eine innige Durchmischung der flüssigkeitshaltigen, radioaktiven Abfälle mit Zement,
der aus einem Silo zugeführt wird und dem erforderlichenfalls
Zuschlagstoffe, Abbindebeschleuniger oder -verzögerer zugesetzt werden können. Diese
können jedoch auch in flüssiger Form dem Konzentrat zugesetzt werden. Der Auslaß 18 der Zementiereinrichtung
12, der mit einer Dickstoffpumpe ausgerüstet
sein kann, führt in die nach der Erfindung hergestellten Gebinde 20.
Die Gebinde 20 können beispielhaft, wie Fig. 2 zeigt, aus vier konzentrisch zueinander angeordneten Würfeln
21, 22, 23 und 24 bestehen. Die Kantenlänge der Würfel richtet sich nach deren Aktivitätsinventar.
Die Kantenlänge des äußersten Würfels 24 beträgt bei diesem Ausführungsbeispiel 2m, die des innersten
Würfels 21 50cm. Die Würfel 22 und 23 haben Kantenlängen
von 1m bzw. 1,50m, so daß die Würfel 22, 23 und 24 bei diesem Beispiel gleiche Wandstärken von
je 25cm aufweisen.
Die Würfel werden, wie die Fig. 3 und 4 zeigen, mit Hilfe von dünnwandigen Blechen 25 aufgebaut, die die
äußeren Begrenzungen der Würfel 21 bis 24 bilden. Die Zwischenräume 27» 28 und 29 sind mit den nur angedeuteten
Armierungen 30 versehen, die für eine selbsttragende Ausbildung erforderlich sind. Die
Armierungen können gleichzeitig die Distanzierung zwischen den Blechen 25 bilden.
Durch die an der Oberseite gelegenen Bleche 25 führen je zwei Rohre 32 in den Zwischenraum 29, die von der
Oberfläche 33 der Blechhülle 24 ausgehen. Zwei weitere Rohre 34 führen von der Oberfläche 33 in den Zwischenraum
28 und wiederum zwei weitere Rohre 35 führen in den Zwischenraum 27. Die Rohre dienen als
Tauchrohre zur steigenden Befüllung der einzelnen Würfel ohne Lufteinschluß. Zur Entlüftung ist dagegen
für alle Teilmengen ein gemeinsames Rohr 37 vorhanden, das von der Oberseite des Würfels 21 vertikal
3S13692 - /6 - VPA 85P 60 36 DE
nach oben verläuft und an die Hohlräume 27, 28 und 29 mit Entlüftungsöffnungen 40, 41 und 42 angeschlossen
ist. Auf das Rohr 37 kann ein Rohrstutzen 43 aufgesetzt werden, der als Steigtrichter für die innerste
Kammer mit der Wandung 21 dient. Ähnliche Steigtrichter können aber auch auf die Rohre 32, 34 und
35 aufgesetzt werden.
Die Fig. 4 zeigt, daß die Füllrohre 32, 34, 35 und gleichmäßig über die Oberseite 33 des Gebindes 20
verteilt sind. Außerdem wird daraus ersichtlich, daß die Ecken 45 des Gebindes mit sogenannten "Iso-Ecken"
verstärkt sind, damit dort handelsübliche Anschlagwerkzeuge zum Anheben der Gebinde 20 angesetzt werden
können.
Die Füllung des Gebindes 20 erfolgt mit einem mit Zement angerührten Abfall unterschiedlicher Aktivität.
Für die Außenlage des Gebindes 20, d.h. für den Zwischenraum 29, wird der schwachaktive Salzfrachtklarlauf
aus dem Eindicker 10 benutzt, der zur Volumenverringerung noch eingedickt ist. Er bildet in diesem
Beispiel mit einer spezifischen Aktivität von ca. 2 mCi/m3 ein spezifisches Volumen von 4,6 m*.
In den Zwischenraum 28 kommt in erster Linie Filterkonzentrat aus dem Behälter 5. Seine spezifische Aktivität
beträgt beispielhaft ca. 0,1 Ci/m3. Das spezielle Volumen von 2,4 m3 enthält damit 0,24 Ci.
In die dritte Kammer 27 wird zum Beispiel der Fällschlamm des Dekanters 3 aus dem Schlammbehälter 15 eingespeist.
Zusätzlich können die Reaktorwasserreinigungsharze gegebenenfalls über die Leitung 7 eingegeben
werden. Hier beträgt die zulässige spezifische Aktivität zum Beispiel ca. 10 Ci/m3. Das Volumen der Kammer
27 beträgt 0,875 m^, so daß ein Aktivitätsinventar
von ca. 10 Ci untergebracht werden kann. 5
Der innerste Würfel 21 hat zwar nur ein spezifisches Volumen von 0,125 m^. Er kann jedoch mit einer möglichen
spezifischen Aktivität von ca. 500 Ci/m3 gefüllt werden, so daß in diesem kleinen Raum ca. 50 Ci
aufgenommen werden. Die gesamte Aktivität des Gebindes 20 beträgt somit ca. 70 Ci, ohne daß an der Außenseite
die zulässige Dosisleistung von zum Beispiel 200 mrem/h und 10 mrem/h in zwei Meter Abstand von
dem Gebinde 20 überschritten wird. Die Aktivitätsinhalte sind im Vergleich zur Dosisleistung noch nuklidabhängig.
Das Gesamtgewicht des Gebindes 20 beträgt etwa 20 t, das gleichzeitig für die Maßbegrenzung
mitbestimmend ist.
10 Patentansprüche
k Figuren
k Figuren
- Leerseite -
Claims (10)
- - ßr - VPA 85P 6 0 36 DEPatentansprüche\y. Verfahren zum Herstellen endlagerfähiger Gebinde mit radioaktiven Abfällen durch Einfüllen der mit Zement versetzten Abfälle in Behälter unter Berücksichtigung einer Strahlenabschirmung, dadurch gekennzeichnet, daß die Gebinde in mindestens zwei^tufen mit konzentrisch zueinander liegenden Teilmengen gefüllt werden, deren volumenspezifische Aktivität von Stufe zu Stufe von außen nach innen um mindestens den Faktor 2 zunimmt.
- 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die radioaktiven Abfäl-Ie für die äußeren Teilmengen abgereichert, für die innersten Teilmengen dagegen angereichert werden.
- 3· Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilmengen mit unterschiedlichen Ergebnissen von aufeinander folgenden Schritten eines Dekontaminationsverfahrens beschickt werden.
- 4. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 3, d a durch gekennzeichnet, daß die Teilmengen jeweils zu einem Würfel geformt werden.
- 5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, d a durch gekennzeichnet, daß die Außenseite der Teilmengen mit dünnwandigen Hohlkörpern begrenzt wird, die ineinander geschachtelt und über Distanzstücke aneinander abgestützt werden, wobei die Distanzstücke gleichzeitig die Armierung zur Erhöhung der Gebindefestigkeit bilden.ORIGIN^
- 6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Hohlkörper über verschließbare Rohre mit der Außenseite des äußersten Hohlkörpers verbunden werden.
- 7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Hohlkörper über das Rohr des innersten Hohlkörpers entlüftet werden.
- 8. Mit dem Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis hergestelltes Gebinde, dadurch gekennzeichnet, daß die Abmessungen der Teilmengen (27, 28, 29) durch Distanzstücke bestimmt sind, die als Armierung (30) für eine erhöhte Gebindefestigkeit dienen.
- 9. Gebinde nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilmengen von Hohlkörpern (21 bis 24) aus Blech (25) begrenzt werden, in die Rohre (32, 34, 35, 37) ragen.
- 10. Gebinde nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Ecken (45) der Hohlkörper (21 bis 24) verstärkt sind.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19853513692 DE3513692A1 (de) | 1985-04-16 | 1985-04-16 | Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde |
JP61084029A JPS61239199A (ja) | 1985-04-16 | 1986-04-11 | 放射性廃棄物の永久貯蔵用結合物の製造方法 |
US06/852,132 US4749520A (en) | 1985-04-16 | 1986-04-15 | Method for producing casks capable of ultimate storage with radioactive waste, and cask produced in accordance with this method |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19853513692 DE3513692A1 (de) | 1985-04-16 | 1985-04-16 | Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3513692A1 true DE3513692A1 (de) | 1986-10-30 |
DE3513692C2 DE3513692C2 (de) | 1991-06-20 |
Family
ID=6268238
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19853513692 Granted DE3513692A1 (de) | 1985-04-16 | 1985-04-16 | Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4749520A (de) |
JP (1) | JPS61239199A (de) |
DE (1) | DE3513692A1 (de) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3702319A1 (de) * | 1987-01-27 | 1988-08-04 | Siempelkamp Gmbh & Co | Verfahren und endlagerbehaelter zum entsorgen von einschmelzbaren radioaktiv kontaminierten und/oder aktivierten materialien |
US5347555A (en) * | 1992-04-22 | 1994-09-13 | Siemens Aktiengesellschaft | Method for shredding and packing fuel assembly cases or similar nuclear reactor structural elements and apparatus for performing the method |
WO2002035552A1 (de) * | 2000-10-25 | 2002-05-02 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zur behandlung von nuklearem abfall aus einer kerntechnischen anlage und transport- und/oder lagerbehälter für derartigen abfall |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0365957A (ja) * | 1989-08-04 | 1991-03-20 | Tomoegawa Paper Co Ltd | 静電記録体 |
SE526935C2 (sv) * | 2003-12-30 | 2005-11-22 | Oyster Internat Nv C O H B Man | Behållaranordning för förvaring av riskmaterial, i synnerhet för slutförvaring av kärnbränsle, och sätt för dess framställning |
EP2293114B1 (de) * | 2009-09-02 | 2017-09-06 | 3833364 Canada Inc. (operating as DETEC) | Neutronenenergiespektrometer |
US8995604B2 (en) * | 2009-11-05 | 2015-03-31 | Holtec International, Inc. | System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials |
JP2013213697A (ja) * | 2012-03-30 | 2013-10-17 | Ihi Corp | 地殻様組成体及び地殻様組成体の製造方法 |
JP5965237B2 (ja) * | 2012-07-26 | 2016-08-03 | 鹿島建設株式会社 | 輸送・保管容器 |
JP6159167B2 (ja) * | 2013-06-24 | 2017-07-05 | 日本原子力発電株式会社 | 放射性廃棄物収納用遮蔽容器 |
JP2018112554A (ja) * | 2018-02-07 | 2018-07-19 | Next Innovation合同会社 | 地殻様組成体の製造方法 |
JP2018112553A (ja) * | 2018-02-07 | 2018-07-19 | Next Innovation合同会社 | 地殻様組成体の製造方法 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3439092A1 (de) * | 1984-10-25 | 1986-04-30 | Uwe Ing.(grad.) 6458 Rodenbach Grahmann | Radioaktive doppelgrosscontainer als endlagerungsfaehige abfallgebinde |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3731101A (en) * | 1971-04-14 | 1973-05-01 | Nl Industries Inc | Shipping container for radioactive material |
US3749917A (en) * | 1971-05-12 | 1973-07-31 | H Kucherer | Device for encapsulating a radioactive resin-water slurry |
US4187433A (en) * | 1977-08-05 | 1980-02-05 | Automation Industries, Inc. | High density fuel storage rack |
US4229316A (en) * | 1978-02-03 | 1980-10-21 | Steag Kernenergie Gmbh | Device for the storage or disposal of radioactive wastes |
US4257912A (en) * | 1978-06-12 | 1981-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Concrete encapsulation for spent nuclear fuel storage |
US4292528A (en) * | 1979-06-21 | 1981-09-29 | The Carborundum Company | Cask for radioactive material and method for preventing release of neutrons from radioactive material |
DE3028040C2 (de) * | 1980-07-24 | 1984-08-23 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Anordnung zur Lagerung von radioaktiven Abfallflüssigkeiten |
US4399366A (en) * | 1981-04-24 | 1983-08-16 | Bucholz James A | Separator assembly for use in spent nuclear fuel shipping cask |
US4430256A (en) * | 1981-07-06 | 1984-02-07 | Roy Rustum | Reverse thermodynamic chemical barrier for nuclear waste over-pack or backfill |
EP0116036A1 (de) * | 1982-07-28 | 1984-08-22 | VAN KAMPEN, Joseph | Verfahren zum lagern von abfallstoffen |
JPS5985999A (ja) * | 1982-11-08 | 1984-05-18 | 秩父セメント株式会社 | 多重型容器およびその製造方法 |
US4535250A (en) * | 1984-05-30 | 1985-08-13 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Container for radioactive materials |
-
1985
- 1985-04-16 DE DE19853513692 patent/DE3513692A1/de active Granted
-
1986
- 1986-04-11 JP JP61084029A patent/JPS61239199A/ja active Pending
- 1986-04-15 US US06/852,132 patent/US4749520A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3439092A1 (de) * | 1984-10-25 | 1986-04-30 | Uwe Ing.(grad.) 6458 Rodenbach Grahmann | Radioaktive doppelgrosscontainer als endlagerungsfaehige abfallgebinde |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
US-Z.: "Nuclear Technology", Vol. 32, Januar 1977,S. 30-38 * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3702319A1 (de) * | 1987-01-27 | 1988-08-04 | Siempelkamp Gmbh & Co | Verfahren und endlagerbehaelter zum entsorgen von einschmelzbaren radioaktiv kontaminierten und/oder aktivierten materialien |
US5347555A (en) * | 1992-04-22 | 1994-09-13 | Siemens Aktiengesellschaft | Method for shredding and packing fuel assembly cases or similar nuclear reactor structural elements and apparatus for performing the method |
WO2002035552A1 (de) * | 2000-10-25 | 2002-05-02 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zur behandlung von nuklearem abfall aus einer kerntechnischen anlage und transport- und/oder lagerbehälter für derartigen abfall |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4749520A (en) | 1988-06-07 |
JPS61239199A (ja) | 1986-10-24 |
DE3513692C2 (de) | 1991-06-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2943402C2 (de) | Verfahren zum kontinuierlichen Reinigen von radioaktive und nicht radioaktive kontaminierende Stoffe enthaltenden Fluiden sowie Anordnung zur Durchführung des Verfahrens | |
DE3513692A1 (de) | Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde | |
DE2856620A1 (de) | Transport- und/oder lagerbehaelter fuer radioaktive abfaelle von kernkraftwerken | |
DE2724954A1 (de) | Verfahren zur dekontamination von radioaktiven prozesswaessern | |
DE2118426C3 (de) | Neutronenkollimator | |
CH618040A5 (en) | Device for the ultimate disposal of radioactive waste substances | |
DE2524169C2 (de) | Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat | |
DE1272237B (de) | Vorrichtung zum Dekontaminieren von Trinkwasser | |
DE2149125C3 (de) | Anlage zum Bestrahlen von Klärschlamm mittels Gammastrahlung | |
DE3642975C1 (de) | Verfahren zur Herstellung eines zur Endlagerung tritiumhaltiger Abwaesser geeigneten Festprodukts | |
EP0033091B1 (de) | Verfahren zur Reinigung einer salpetersauren U/Pu-Lösung | |
CH626740A5 (en) | Device for avoiding contamination of a cooling pond | |
DE3716913C2 (de) | ||
DE3709315C2 (de) | Verfahren zum Einlagern von radioaktiven Abfallstoffen | |
Meininger et al. | Process for producing barrel with radioactive waste suitable for final storage and barrel produced by this process | |
DE2904658C2 (de) | Verfahren zur biologischen Reinigung von Abwasser | |
DE2520850A1 (de) | Verfahren und anlage zur beseitigung von fluessigen, radioaktiven abfaellen von kernkraftwerken | |
DE3028040C2 (de) | Anordnung zur Lagerung von radioaktiven Abfallflüssigkeiten | |
DE19628362C1 (de) | Verfahren zum Transport und zur Lagerung von abgebrannten Brennelementen und Neutronenabsorber für die Durchführung des Verfahrens | |
DE1223963B (de) | Verdampfer-Vorrichtung fuer radioaktive Loesungen | |
DE2923870A1 (de) | Kolonne, insbesondere extraktionskolonne, fuer spalt- und/oder brutstoffe | |
Kolarik et al. | Process for separating neptunium from an organic phase in the reprocessing of spent nuclear fuels and/or fertile materials | |
DE102004035277B4 (de) | Mehrsperrenbehälter für radioaktiven Müll | |
EP1064655B1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum transfer eines gegenstandes zwischen fluidgefüllten behältern | |
Baatz et al. | Transport and/or storage container for radioactive waste from nuclear power plants |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8127 | New person/name/address of the applicant |
Owner name: SIEMENS AG, 1000 BERLIN UND 8000 MUENCHEN, DE |
|
8120 | Willingness to grant licences paragraph 23 | ||
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |