DE3909288C2 - Verfahren zum Glaseinschmelzen von flüssigem radioaktivem Abfall - Google Patents
Verfahren zum Glaseinschmelzen von flüssigem radioaktivem AbfallInfo
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Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Glaseinschmelzen von
flüssigem radioaktivem Abfall, der Ruthenium enthält, bei dem
insbesondere die Bildung von gasförmigem Ruthenium vermieden
werden kann, wenn hochradioaktiver flüssiger Abfall, der
radioaktives Ruthenium enthält, dadurch verfestigt wird, daß
dieser zusammen mit einer Glaspatrone warmverschmolzen wird.
Bekannte Verfahren zum Glaseinschmelzen von hochradioaktivem
flüssigem Abfall verwenden ein die zugeführte Flüssigkeit
direkt zuführendes, beispielsweise elektrisch heizendes,
keramisches Schmelzsystem. In einem derartigen System wird
der hochradioaktive flüssige Abfall in flüssiger Form nach
einer gegebenenfalls notwendigen Einstellung seiner
Zusammensetzung in einen Glasschmelzofen gegeben, der als
keramischer Joule-Schmelzofen bezeichnet wird, der das
Material direkt aufheizt und in dem der flüssige Abfall einer
Verdampfung, Trocknung, Röstung und schließlich
Glaseinschmelzung unterworfen wird. Dieses Verfahren ist
hauptsächlich in Japan, der BRD und den USA entwickelt
worden.
Unter den Variationen des oben beschriebenen Systems ist ein
Verfahren bekannt, bei dem ein hochradioaktiver flüssiger
Abfall in eine Glaspatrone aus geformten Glasfasern
absorbiert wird und die Patrone in einen Glasschmelzofen
befördert wird, in dem der radioaktive flüssige Abfall
schließlich verglast wird, wie es beispielsweise in der JP-OS
60-80796 und 60-186797 beschrieben ist. Dieses Verfahren hat
Vorteile gegenüber der Einleitung des flüssigen Abfalls in
den Ofen ohne eine Absorption in eine Glaspatrone insofern,
als kaum Dämpfe und Staub auftreten, so daß Schwierigkeiten
hinsichtlich des Verstopfens der Abgasbehandlungsvorrichtung
nicht mehr auftreten.
Die EP 0 242 569 A2 zeigt die Herstellung einer
Glasfaserpatrone für die Absorption radioaktiven Abfalls.
Der hochradioaktive flüssige Abfall, der durch die
Wiederaufbereitung von verbrauchtem Kernbrennstoff in einem
Leichtwasserreaktor unter Verwendung des Purex-Verfahrens
erzeugt wird, ist eine mit Salpetersäure gesäuerte Lösung und
enthält radioaktives Ruthenium, das ein Kernspaltungsprodukt
ist. Wenn ein derartiger flüssiger Abfall in dem oben
beschriebenen keramischen Joule-Glasschmelzofen verglast
wird, dem der flüssige Abfall zugeführt wird, dann wird das
im flüssigen Abfall enthaltene radioaktive Ruthenium durch
ein Gas oxidiert, das durch die Zersetzung der Salpetersäure
oder des Nitrates während der Verdampfung, Röstung und
Verglasung des flüssigen Abfalls im Schmelzofen erzeugt wird,
was dazu führt, daß oxidiertes gasförmiges Ruthenium in das
Abgas gemischt wird. Es wird berichtet, daß das gasförmige
radioaktive Ruthenium im Abgas in diesem Fall bis 20% der
Rutheniummenge betragen kann, die dem Schmelzofen zugeführt
wird, was von den Arbeitsbedingungen jeweils abhängt (hierzu
siehe "Control of Semivolatile Radionuclides in Gaseous
Effluents at Nuclear Facilities", Technical Reports Series
No. 220, Internationale Atomenergiebehörde, Wien 1982).
Vom Standpunkt der Sicherheit der Umwelt ist es jedoch
notwendig, die Menge an gasförmigem radioaktivem Ruthenium so
gering wie möglich zu halten, die im Abgas enthalten ist, das
an die Außenluft abgegeben wird. Aus diesem Grund sind
verschiedene Arten von Naß-Wascheinrichtungen und
Adsorptionskolonnen entwickelt und zum Zweck der Entfernung
des gasförmigen radioaktiven Rutheniums aus dem Abgas
verwandt worden (siehe die obengenannte Druckschrift). Obwohl
es technisch möglich ist, die notwendige Reinigungskapazität
durch eine Kombination der oben beschriebenen Einrichtungen
zu erzielen, ergibt sich der Nachteil, daß die
Abgasbehandlungsanlagen kompliziert werden, und daß aufgrund
der Tatsache, daß eine große Menge an radioaktivem Ruthenium
im sekundären flüssigen Abfall von den Naß-
Reinigungseinrichtungen und ähnlichen Einrichtungen enthalten
ist, erneut gasförmiges radioaktives Ruthenium während der
Behandlung dieses sekundären flüssigen Abfalls gebildet wird.
Um diese Nachteile zu vermeiden, ist es bereits versucht
worden, Salpetersäure oder Nitrat, die im flüssigen Abfall
enthalten sind, mit Ameisensäure, Formalin, Zucker oder
ähnlichem zu zersetzen und zu entfernen, was im folgenden als
Denitrierung bezeichnet wird, bevor der hochradioaktive
flüssige Abfall in einen Schmelzofen eingegeben wird, um
dadurch die Bildung von gasförmigem radioaktivem Ruthenium
durch die Unterdrückung der Oxidation von Ruthenium durch das
Gas zu vermeiden, das durch die Zersetzung von Salpetersäure
oder Nitrat im Schmelzofen erzeugt wird (hierzu siehe
beispielsweise N. Sasaki et al., "Solidification of the High
Level Liquid Waste from the Tokai Reprocessing Plant",
Proceeding of the American Nuclear Society, Internationale
Konferenz über Brennstoffwiederaufbereitung und
Abfallbeseitigung, Jackson, Wyoming, August 26-29, 1984).
Bei dem oben beschrieben Verfahren, bei dem ein
hochradioaktiver flüssiger Abfall dadurch behandelt wird, daß
ein Reduktionsmittel dem flüssigen Abfall zugegeben wird,
bevor dieser in einen Schmelzofen eingegeben wird, wird
jedoch die im flüssigen Abfall enthaltene Salpetersäure
zersetzt und entfernt, so daß eine große Menge an
Spaltungsprodukten, die in flüssigem Abfall gelöst sind,
ausfällt. Das führt zu dem Problem, daß es schwierig ist, ein
Rühren und eine Flüssigkeitsübertragung durchzuführen, und
daß das ausgefällte Material sich an der Innenwand eines
Behälters ablagert.
Durch die Erfindung soll ein Verfahren zum Glaseinschmelzen
von hochradioaktivem flüssigem Abfall unter Verwendung eines
keramischen Joule-Schmelzofens geschaffen werden, dem der
flüssige Abfall zugeführt wird, welches Verfahren die Bildung
von gasförmigem Ruthenium vermeiden soll und trotzdem die
Vorteile bieten soll, die dadurch erhalten werden, daß der
flüssige Abfall in eine Glaspatrone aus geformten Glasfasern
absorbiert wird.
Durch die Erfindung soll insbesondere ein Verfahren zum
Glaseinschmelzen von hochradioaktivem flüssigem Abfall
geschaffen werden, bei dem die Bildung von gasförmigem
Ruthenium vermieden wird und bei dem es nicht notwendig ist,
zusätzliche Reaktions- und Steuereinrichtungen vorzusehen, um
die Abgasbehandlungsanlage und die Behandlungsanlage für den
sekundären flüssigen Abfall zu vereinfachen.
Diese Aufgabe wird durch das erfindungsgemäße Verfahren nach Anspruch 1 und 6 gelöst.
Das Absorbieren des flüssigen Abfalls kann dadurch erfolgen,
daß der flüssige Abfall in eine Glaspatrone absorbiert wird,
die ein festes Reduktionsmittel enthält, das vorher
eingegeben wurde. Es kann auch ein flüssiges Reduktionsmittel
zusammen mit dem radioaktiven flüssigen Abfall in die
Glaspatrone absorbiert werden.
Das erfindungsgemäße Verfahren macht es möglich, nicht nur
den Vorteil des herkömmlichen Verfahrens beizubehalten, bei
dem eine Glaspatrone, die einen hochradioaktiven flüssigen
Abfall enthält, der darin absorbiert wurde, in einem
Glasschmelzofen verglast wird, sondern ermöglicht auch eine
wirksame Denitrierung des flüssigen Abfalls mit einem
Reduktionsmittel, da der Kontakt des Reduktionsmittels mit
dem flüssigen Abfall gleichmäßig und wirksam durch die
Glaspatrone sein kann. Es tritt daher keine Oxidation des
Rutheniums im flüssigen Abfall mit einem Gas auf, das durch
die Zersetzung von Salpetersäure oder eins Nitrates erzeugt
wird, was es möglich macht, die Bildung von gasförmigem
Ruthenium zu unterdrücken, das eine Folge der Oxidation von
Ruthenium wäre.
Obwohl es möglich ist, das Reduktionsmittel direkt in einen
Schmelzofen einzugeben, sind die Bereiche, an denen die
Denitrierung im Ofen erfolgt, nicht gleichmäßig verteilt, was
ungünstig ist. Die Verwendung einer Glasmasse in Form von
Perlen oder Pulvern statt von Glasfasern bringt weiterhin
Schwierigkeiten mit sich, da nicht nur die Bereiche, an denen
die Denitrierung auftritt, ungleichmäßig sind, sondern auch
die in das Abgas übertragene Staubmenge merklich zunimmt.
Im folgenden werden anhand der zugehörigen Zeichnung
besonders bevorzugte Ausführungsbeispiele der Erfindung näher
beschrieben. Es zeigen
Fig. 1 ein Beispiel einer Vorrichtung zur Durchführung des
erfindungsgemäßen Verfahrens; und
Fig. 2 ein weiteres Beispiel einer Vorrichtung zur
Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens.
Fig. 1 zeigt ein Beispiel der Durchführung des
erfindungsgemäßen Verfahrens, bei dem ein hochradioaktiver
flüssiger Abfall in eine Glaspatrone aus geformten Glasfasern
absorbiert wird, die ein festes pulverförmiges
Reduktionsmittel, wie beispielsweise Zucker oder Maisstärke,
enthält, das vorher eingegeben wurde, und anschließend die
Patrone in einem keramischen Joule-Heizofen aufgeschmolzen
wird, der mit dem flüssigen Abfall versorgt wird. Der
keramische Schmelzofen 1 weist zwei Elektroden 2 auf, die am
unteren Teil im Inneren vorgesehen sind, und ist mit einem
Glaspatronenzuleitungsrohr 3 und einem Abgasrohr 4 am oberen
Teil sowie einer Auslaßdüse 5 für das geformte Glas am
unteren Teil versehen.
Ein Einlaßrohr 6 für den hochradioaktiven flüssigen Abfall
steht mit dem Patronenzuleitungsrohr 3 auf halbem Weg in
Verbindung.
Die Glaspatrone, die bei dem erfindungsgemäßen Verfahren
verwandt wird, ist vorzugsweise ein zylindrisch geformtes
Glasfaseraggregat mit ausgezeichnetem
Wasserabsorptionsvermögen, das beispielsweise dadurch
gebildet ist, daß eine dünne Glasfaserschicht aufgerollt ist
oder Glasfasern in einer Form gesintert sind. Eine derartige
Glaspatrone hat eine Zusammensetzung, die auf der Grundlage
der Zusammensetzung des flüssigen Abfalls, der zu behandeln
ist, und der gewünschten Zusammensetzung des verglasten
Endproduktes bestimmt ist.
Eine Glaspatrone 10, die ein Reduktionsmittel, wie
beispielsweise Zucker, enthält, das vorher eingegeben wurde,
wird von einer nicht dargestellten
Patronenbeschickungseinrichtung über das
Patronenzuleitungsrohr 3 zugeführt. Wenn die Patrone unter
dem Zuleitungsrohr 6 für den flüssigen Abfall hindurchgeht,
wird eine bestimmte Menge an hochradioaktivem flüssigem
Abfall auf die Patrone 10 gegossen, um den flüssigen Abfall
in die Patrone 10 zu absorbieren. Die Patrone, die den darin
absorbierten flüssigen Abfall enthält, wird weiter vorbewegt
und fällt in den keramischen Heizofen 1, wo die Glasmasse
durch Wärme aufgeschmolzen und mit dem
Reduktionsmittel denitriert wird.
Die Menge an Reduktionsmittel kann auf der Grundlage der
stöchiometrischen Menge aus der Konzentration der
Salpetersäure oder des Nitrates bestimmt werden, die im
flüssigen Abfall enthalten sind.
Fig. 2 zeigt ein weiteres Beispiel der Durchführung des
erfindungsgemäßen Verfahrens, bei dem ein flüssiges
Reduktionsmittel in eine Glaspatrone zusammen mit einem
hochradioaktiven flüssigen Abfall absorbiert wird und die
Patrone im keramischen Schmelzofen geschmolzen wird. Da die
Vorrichtung, die in Fig. 2 dargestellt ist, den gleichen
Grundaufbau wie die in Fig. 1 dargestellte Vorrichtung hat,
sind gleiche Bezugszeichen wie in Fig. 1 für gleiche Bauteile
wie in Fig. 1 vorgesehen, so daß sich eine Erläuterung
erübrigt. Die in Fig. 2 dargestellte Vorrichtung
unterscheidet sich von der in Fig. 1 dargestellten
Vorrichtung dadurch, daß ein Zuleitungsrohr 7 für ein
flüssiges Reduktionsmittel auf halbem Weg mit dem
Zuleitungsrohr 6 für den flüssigen Abfall in Verbindung
steht. Das flüssige Reduktionsmittel vom Rohr 7 wird somit in
den flüssigen Abfall gemischt, der nach unten durch das
Zuleitungsrohr 6 für den flüssigen Abfall strömt, so daß die
Mischflüssigkeit in die Glaspatrone 10 absorbiert wird.
Beispiele für das flüssige Reduktionsmittel sind wäßrige
Lösungen von festen Reduktionsmitteln, wie beispielsweise
Zucker oder Maisstärke, und flüssige Reduktionsmittel, wie
beispielsweise Ameisensäure und Formalin. Die Menge, in der
das flüssige Reduktionsmittel zugegeben wird, kann nach dem
gleichen Verfahren wie bei der Verwendung des festen
Reduktionsmittels bestimmt werden.
Das Zuleitungsrohr 7 für das flüssige Reduktionsmittel, das
in Fig. 2 dargestellt ist, kann statt einer Verbindung auf
halbem Weg mit dem Zuleitungsrohr 6 für den flüssigen Abfall,
direkt mit dem Zuleitungsrohr 3 für die Glaspatronen
verbunden sein. In diesem Fall kann das Zuleitungsrohr 7 für
das flüssige Reduktionsmittel stromaufwärts oder stromabwärts
von dem Rohr 6 für den flüssigen Abfall mit dem
Zuleitungsrohr 3 für die Glaspatronen verbunden sein.
Ein mit flüssigem Abfall beschickter keramischer Joule-
Schmelzofen 1 (Oberflächenbereich der Schmelze 0,82 m2), wie
er in Fig. 2 dargestellt ist, wurde elektrisch mit einer
Leistung von etwa 57 kW erhitzt. Eine Ruthenium enthaltende
Lösung, die einen hochradioaktiven flüssigen Abfall simuliert
und im folgenden als simulierter flüssiger Abfall bezeichnet
wird, wurde vom Zuleitungsrohr 6 für den flüssigen Abfall in
den Schmelzofen mit etwa 14-151/h zugeführt, während eine
Patrone aus geformten Glasfasern vom Zuleitungsrohr 3 in den
Schmelzofen in einer Menge von 5,3 bis 5,5 kg/h zugeführt
wurde, wo die Glaspatrone erhitzt und aufgeschmolzen wurde.
Ein Vergleich wurde bezüglich des prozentualen Anteils des
gasförmigen Rutheniums, das vom Schmelzofen freigegeben
wurde, zwischen dem Fall, in dem eine wäßrige Zuckerlösung
(Konzentration 2,5 Mol/l) vom Zuleitungsrohr 7 für das
Reduktionsmittel in einer Menge von etwa 3,91/h zugeführt
wurde, und dem Fall ausgeführt, in dem keine Zuckerlösung
zugeführt wurde.
Die Menge an gasförmigem Ruthenium im Abgas vom Schmelzofen
wurde dadurch bestimmt, daß Proben des Gases vom Abgasrohr 4
genommen wurden und das gasförmige Ruthenium in den Proben in
einer Absorptionslösung absorbiert wurde, um das gasförmige
Ruthenium zu analysieren.
Das Maß an Zugabe von Zucker wurde unter der Annahme
bestimmt, daß der Anteil an entfernbarem Nitrat in dem
simulierten flüssigen Abfall bei etwa 3,9 Mol/l lag und die
Denitrierung nach der folgenden Reaktionsgleichung abläuft:
12HNO3 + C12H22O11 → 12CO + 6N2O3 + 17H2O.
Der prozentuale Anteil an flüchtigem, gasförmigem Ruthenium
vom Schmelzofen, d. h. der prozentuale Anteil von Ruthenium,
der in Gasform in das Abgas entweicht, bezüglich des
Rutheniums, das in den Schmelzofen eingegeben wurde, hatte
folgende Werte:
mit Reduktionsmittel: etwa 0,1 bis 0,2%
ohne Reduktionsmittel: etwa 10 bis 11%.
ohne Reduktionsmittel: etwa 10 bis 11%.
Aus den obigen Ergebnissen ist ersichtlich, daß dann, wenn
eine Patrone, die die Mischlösung aus Reduktionsmittel und
flüssigem Abfall enthält, erwärmt und geschmolzen wurde, der
prozentuale Anteil an flüchtigem, gasförmigem Ruthenium vom
Schmelzofen auf 1/50 bis 1/100 abgesunken ist, so daß die
Bildung von gasförmigem Ruthenium in weitem Umfang
unterdrückt ist.
Aus dem obigen ergibt sich, daß mit dem erfindungsgemäßen
Verfahren die Bildung von gasförmigem Ruthenium, die eine
Folge der Oxidation des Rutheniums mit einem Gas ist, das
durch die Zersetzung von Salpetersäure oder Nitrat im
flüssigen Abfall während des Schmelzens der Glaspatrone
erzeugt wird, wirksam unterdrückt werden kann.
Da bei dem erfindungsgemäßen Verfahren insbesondere ein
wirksamer Kontakt des Reduktionsmittels mit dem flüssigen
Abfall gleichmäßig über die Glasfasern in der Patrone
sichergestellt ist, erfolgt eine wirksame Denitrierung im
flüssigen Abfall durch das Reduktionsmittel. Das hat zur
Folge, daß es möglich wird, eine Oxidation des Rutheniums mit
einem Gas zu vermeiden, das durch die Zersetzung von
Salpetersäure oder Nitrat im flüssigen Abfall erzeugt wird.
Verfahren zum Glaseinschmelzen von radioaktivem flüssigem
Abfall, indem der Abfall in eine Glaspatrone aus geformten
Glasfasern absorbiert wird und die Patrone unter Wärme
aufgeschmolzen wird, um den flüssigen Abfall zu verglasen.
Ein radioaktiver flüssiger Abfall, der Ruthenium enthält,
wird in die Glaspatrone zusammen mit einem Reduktionsmittel
absorbiert. Dadurch wird die Bildung von gasförmigem
Ruthenium während des Aufschmelzens unter Wärme wirksam
unterdrückt.
Claims (9)
1. Verfahren zum Glaseinschmelzen von radioaktivem flüssigen
Abfall, der Ruthenium enthält, indem der radioaktive
flüssige Abfall in eine Glaspatrone aus einem geformten
Glasfaseraggregat absorbiert und die Patrone durch Wärme
aufgeschmolzen wird, um den flüssigen Abfall zu verglasen,
dadurch gekennzeichnet,
daß der radioaktive flüssige Abfall zusammen mit einem
Reduktionsmittel in flüssiger Form in die Glaspatrone
absorbiert wird, um dadurch die Bildung von gasförmigem
Ruthenium während des Aufschmelzens unter Wärme zu
unterdrücken.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
eine Mischung aus radioaktivem flüssigen Abfall und dem
Reduktionsmittel in flüssiger Form in die Glaspatrone
absorbiert wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der
radioaktive flüssige Abfall in die Glaspatrone absorbiert
wird und dann das Reduktionsmittel in flüssiger Form in
die Patrone absorbiert wird.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das
Reduktionsmittel in flüssiger Form in die Glaspatrone
absorbiert wird und dann der radioaktive flüssige Abfall in
die Patrone absorbiert wird.
5. Verfahren nach einem der vorangehenden Ansprüche, dadurch
gekennzeichnet, daß das Reduktionsmittel in flüssiger Form
aus einer Gruppe ausgewählt wird, die aus Ameisensäure,
Formalin und wäßrigen Lösungen von Zucker und Maisstärke
besteht.
6. Verfahren zum Glaseinschmelzen von radioaktivem flüssigen
Abfall, der Ruthenium enthält, indem der radioaktive
flüssige Abfall in eine Glaspatrone aus einem geformten
Glasfaseraggregat absorbiert und die Patrone durch Wärme
aufgeschmolzen wird, um den flüssigen Abfall zu verglasen,
dadurch gekennzeichnet,
daß zuvor ein Reduktionsmittel in fester Form in die
Glaspatrone eingegeben wird und dann der radioaktive
flüssige Abfall in die das Reduktionsmittel enthaltende
Glaspatrone absorbiert wird, um dadurch die Bildung von
gasförmigem Ruthenium während des Aufschmelzens unter
Wärme zu unterdrücken.
7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß das
Reduktionsmittel in fester Form aus einer Gruppe
ausgewählt wird, die aus Zucker und Maisstärke besteht.
8. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch
gekennzeichnet, daß die Glaspatrone ein zylindrisch
geformtes Glasfaseraggregat ist, das durch Aufrollen einer
dünnen Glasfaserschicht gebildet ist.
9. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch
gekennzeichnet, daß die Glaspatrone ein zylindrisch
geformtes Glasfaseraggregat ist, das durch Sintern von
Glasfasern in einer Form gebildet ist.
Applications Claiming Priority (1)
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|---|---|---|---|
| JP63073710A JPH0721556B2 (ja) | 1988-03-28 | 1988-03-28 | 気体状ルテニウムの生成を抑制した放射性廃液のガラス溶融固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| DE3909288A1 DE3909288A1 (de) | 1989-10-12 |
| DE3909288C2 true DE3909288C2 (de) | 1999-05-06 |
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|---|---|---|---|
| DE3909288A Expired - Fee Related DE3909288C2 (de) | 1988-03-28 | 1989-03-21 | Verfahren zum Glaseinschmelzen von flüssigem radioaktivem Abfall |
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|---|---|
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Families Citing this family (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7108808B1 (en) * | 1990-04-18 | 2006-09-19 | Stir-Melter, Inc. | Method for waste vitrification |
| US7120185B1 (en) | 1990-04-18 | 2006-10-10 | Stir-Melter, Inc | Method and apparatus for waste vitrification |
| US5120342A (en) * | 1991-03-07 | 1992-06-09 | Glasstech, Inc. | High shear mixer and glass melting apparatus |
| US5319669A (en) * | 1992-01-22 | 1994-06-07 | Stir-Melter, Inc. | Hazardous waste melter |
| DE4405558A1 (de) * | 1994-02-16 | 1995-08-17 | Reetz Teja Prof Dr Rer Nat Hab | Verfahren und Material zur Abproduktkonfektionierung in Wasserrecyclinganlagen |
| US5435942A (en) * | 1994-02-28 | 1995-07-25 | United States Department Of Energy | Process for treating alkaline wastes for vitrification |
| US6395954B2 (en) * | 1998-07-30 | 2002-05-28 | Radioactive Isolation Consortium, Llc | Advanced vitrification system frit |
| US6211424B1 (en) * | 1998-07-30 | 2001-04-03 | Radioactive Isolation Consortium, Llc | Advanced vitrification system |
| US6558308B2 (en) * | 2001-05-07 | 2003-05-06 | Radioactive Isolation Consortium, Llc | AVS melting process |
| US6485404B1 (en) * | 2002-04-04 | 2002-11-26 | Radioactive Isolation Consortium, Llc | Advanced vitrification system improvements |
| FR2906927B1 (fr) * | 2006-10-05 | 2014-07-25 | Commissariat Energie Atomique | Procede de vitrification de produits de fission. |
| JP4747348B2 (ja) * | 2009-01-20 | 2011-08-17 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 放射性廃液の処理方法 |
| FR2956517B1 (fr) | 2010-02-17 | 2012-03-09 | Commissariat Energie Atomique | Procede de traitement avant calcination d'une solution aqueuse nitrique comprenant au moins un radionucleide et eventuellement du ruthenium |
| JP6430676B1 (ja) * | 2018-03-30 | 2018-11-28 | 日本無機株式会社 | 放射性廃液処理用カートリッジ |
Citations (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3245769A (en) * | 1962-10-25 | 1966-04-12 | Corning Glass Works | Method of introducing material into molten glass |
| US3458291A (en) * | 1968-06-21 | 1969-07-29 | Atomic Energy Commission | Separation of ruthenium and plutonium by a lithium fluoride sorption technique |
| DE2205671A1 (de) * | 1971-02-08 | 1972-08-24 | Commissariat Energie Atomique | Verfahren zur Abtrennung von Ruthenium aus radioaktiven Lösungen |
| DE2547935A1 (de) * | 1974-11-15 | 1976-06-10 | Atomenergi Ab | Verfahren zum entfernen und unschaedlichmachen eines radioaktiven isotopen aus einer wasserloesung |
| DE2657265A1 (de) * | 1976-12-17 | 1978-07-27 | Kernforschungsz Karlsruhe | Verfahren zur die umwelt schuetzenden verfestigung von bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe anfallenden abfallstoffen |
| US4111831A (en) * | 1976-06-03 | 1978-09-05 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Inhibiting corrosion of stainless steel by ruthenium-containing nitric acid solution |
| DE2814204A1 (de) * | 1977-04-04 | 1978-10-19 | Theodore A Litovitz | Fixierung von radioaktiven materialien in einer glasmatrix |
| 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 |
| US4299611A (en) * | 1980-01-18 | 1981-11-10 | Penberthy Harvey Larry | Method and apparatus for converting hazardous material to a relatively harmless condition |
| GB2101796A (en) * | 1981-07-14 | 1983-01-19 | Agip Nucleare Spa | Process for vitrifying active radioactive waste |
| DE2831316C2 (de) * | 1978-07-17 | 1984-12-20 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Abfallbeseitigungsverfahren für rutheniumhaltige salpetersaure Spaltproduktlösungen |
| EP0139321A2 (de) * | 1983-09-09 | 1985-05-02 | Openbare Afvalstoffenmaatschappij voor het Vlaamse Gewest | Verfahren und Vorrichtung zum Unschädlichmachen gefährlichen chemischen Abfallstoffes |
| EP0242569A2 (de) * | 1986-03-25 | 1987-10-28 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Verfahren zur Herstellung einer Patrone zur Beseitigung von flüssigen radioaktiven Abfällen |
| JPH0680796A (ja) * | 1992-09-01 | 1994-03-22 | Teijin Ltd | 金属板貼合せ成形加工用ポリエステルフィルム |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3849330A (en) * | 1972-11-22 | 1974-11-19 | Atomic Energy Commission | Continuous process for immobilizing radionuclides,including cesium and ruthenium fission products |
| US4224177A (en) * | 1978-03-09 | 1980-09-23 | Pedro B. Macedo | Fixation of radioactive materials in a glass matrix |
| FR2417829A1 (fr) * | 1978-02-21 | 1979-09-14 | Gattys Ing Buero F J | Procede pour la denitration de solutions residuaires fortement radioactives |
| US4362659A (en) * | 1978-03-09 | 1982-12-07 | Pedro B. Macedo | Fixation of radioactive materials in a glass matrix |
| US4312774A (en) * | 1978-11-09 | 1982-01-26 | Pedro B. Macedo | Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby |
| US4528011A (en) * | 1979-04-30 | 1985-07-09 | Pedro B. Macedo | Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby |
| US4333847A (en) * | 1979-04-30 | 1982-06-08 | P. B. Macedo | Fixation by anion exchange of toxic materials in a glass matrix |
| US4544499A (en) * | 1979-08-10 | 1985-10-01 | Pedro B. Macedo | Fixation by anion exchange of toxic materials in a glass matrix |
| US4395367A (en) * | 1981-11-17 | 1983-07-26 | Rohrmann Charles A | Process for treating fission waste |
| US4737316A (en) * | 1982-11-24 | 1988-04-12 | Pedro B. Macedo | Purification of contaminated liquid |
| JPH0249679B2 (ja) * | 1983-10-08 | 1990-10-30 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Hoshaseihaiekinokokashorisochi |
| JPS60186797A (ja) * | 1984-03-06 | 1985-09-24 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 放射性廃液ガラス固化用カ−トリツジ |
| JPS60244899A (ja) * | 1984-05-21 | 1985-12-04 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 放射性廃液処理用カ−トリツジおよびその製造法 |
-
1988
- 1988-03-28 JP JP63073710A patent/JPH0721556B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-03-21 DE DE3909288A patent/DE3909288C2/de not_active Expired - Fee Related
- 1989-03-21 FR FR8903686A patent/FR2629251B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1989-03-23 GB GB8906741A patent/GB2217098B/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-03-23 US US07/327,773 patent/US4943395A/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3245769A (en) * | 1962-10-25 | 1966-04-12 | Corning Glass Works | Method of introducing material into molten glass |
| US3458291A (en) * | 1968-06-21 | 1969-07-29 | Atomic Energy Commission | Separation of ruthenium and plutonium by a lithium fluoride sorption technique |
| DE2205671A1 (de) * | 1971-02-08 | 1972-08-24 | Commissariat Energie Atomique | Verfahren zur Abtrennung von Ruthenium aus radioaktiven Lösungen |
| DE2547935A1 (de) * | 1974-11-15 | 1976-06-10 | Atomenergi Ab | Verfahren zum entfernen und unschaedlichmachen eines radioaktiven isotopen aus einer wasserloesung |
| US4111831A (en) * | 1976-06-03 | 1978-09-05 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Inhibiting corrosion of stainless steel by ruthenium-containing nitric acid solution |
| DE2657265A1 (de) * | 1976-12-17 | 1978-07-27 | Kernforschungsz Karlsruhe | Verfahren zur die umwelt schuetzenden verfestigung von bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe anfallenden abfallstoffen |
| DE2814204A1 (de) * | 1977-04-04 | 1978-10-19 | Theodore A Litovitz | Fixierung von radioaktiven materialien in einer glasmatrix |
| DE2831316C2 (de) * | 1978-07-17 | 1984-12-20 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Abfallbeseitigungsverfahren für rutheniumhaltige salpetersaure Spaltproduktlösungen |
| 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 |
| US4299611A (en) * | 1980-01-18 | 1981-11-10 | Penberthy Harvey Larry | Method and apparatus for converting hazardous material to a relatively harmless condition |
| GB2101796A (en) * | 1981-07-14 | 1983-01-19 | Agip Nucleare Spa | Process for vitrifying active radioactive waste |
| EP0139321A2 (de) * | 1983-09-09 | 1985-05-02 | Openbare Afvalstoffenmaatschappij voor het Vlaamse Gewest | Verfahren und Vorrichtung zum Unschädlichmachen gefährlichen chemischen Abfallstoffes |
| EP0242569A2 (de) * | 1986-03-25 | 1987-10-28 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Verfahren zur Herstellung einer Patrone zur Beseitigung von flüssigen radioaktiven Abfällen |
| JPH0680796A (ja) * | 1992-09-01 | 1994-03-22 | Teijin Ltd | 金属板貼合せ成形加工用ポリエステルフィルム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0721556B2 (ja) | 1995-03-08 |
| GB2217098A (en) | 1989-10-18 |
| GB8906741D0 (en) | 1989-05-10 |
| GB2217098B (en) | 1991-10-09 |
| FR2629251B1 (fr) | 1994-06-17 |
| JPH01245198A (ja) | 1989-09-29 |
| FR2629251A1 (fr) | 1989-09-29 |
| DE3909288A1 (de) | 1989-10-12 |
| US4943395A (en) | 1990-07-24 |
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