EP0071927B1 - Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen - Google Patents

Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen Download PDF

Info

Publication number
EP0071927B1
EP0071927B1 EP82106944A EP82106944A EP0071927B1 EP 0071927 B1 EP0071927 B1 EP 0071927B1 EP 82106944 A EP82106944 A EP 82106944A EP 82106944 A EP82106944 A EP 82106944A EP 0071927 B1 EP0071927 B1 EP 0071927B1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
oxide
glass
process according
melt
aluminium oxide
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
EP82106944A
Other languages
English (en)
French (fr)
Other versions
EP0071927A1 (de
Inventor
Dietrich Dr. Thiele
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.)
Forschungszentrum Juelich GmbH
Original Assignee
Forschungszentrum Juelich GmbH
Kernforschungsanlage Juelich GmbH
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 Forschungszentrum Juelich GmbH, Kernforschungsanlage Juelich GmbH filed Critical Forschungszentrum Juelich GmbH
Publication of EP0071927A1 publication Critical patent/EP0071927A1/de
Application granted granted Critical
Publication of EP0071927B1 publication Critical patent/EP0071927B1/de
Expired legal-status Critical Current

Links

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
    • G21F9/30—Processing
    • G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305—Glass or glass like matrix

Definitions

  • the invention relates to a method for solidifying radioactive waste in a glass matrix, in which a glass melt enriched with the active material is solidified with cooling.
  • Glass is considered to be largely chemically and thermally resistant material and the processes for glazing highly radioactive waste from reprocessing plants (for nuclear fuel) have a high level of development worldwide.
  • the fission product solutions are concentrated, mixed with glass formers or glass frits, dried, calcined and melted in batches or in continuous operation in ovens to glass and filled into final storage containers. These are slowly cooled to avoid cracks and tensions in the glass and finally brought to the final storage point.
  • Alumina-containing glasses or ceramic compositions have therefore already been investigated as leaching-resistant inclusion compositions, as are given in the summarizing report by G. Sachse and H. Rosenberger in «Kernnerergie 10 (1967) pp. 205-210. Glaze melts based on Al 2 O 3 , CaO, Na 2 O, B 2 O 3 and SiO 2 are mentioned as particularly leach-resistant glass systems. Such aluminum-containing borosilicate glasses require temperatures around or above 1,500 ° C. for melting, which are undesirably high for solidification of the fission product.
  • Glasses also tend to spontaneously crystallize, causing physical and chemical changes that can have a significant impact on mechanical destructibility, leaching resistance, thermal conductivity, and other properties. Attempts have therefore already been made to convert such glasses by controlled crystallization into glass ceramics with even better properties (A. De et al. In "Atomelle 1975. Pages 359-360). For such glass ceramic formation, the glass mass, which has already melted at high temperature, must be subjected to a controlled heat treatment for up to 24 hours at high temperatures in the vicinity of the melting point. On a larger scale, such techniques have proven difficult to implement and unsatisfactory.
  • the object of the invention is therefore to create a new method for the solidification of radioactive waste which uses largely tried-and-tested techniques and can be carried out without undue effort, avoids severe evaporation losses and leads to a form of solidification with improved properties.
  • the process according to the invention of the type mentioned at the outset, which was developed for this purpose, is characterized in that the glass melt with a maximum temperature of 1200 ° C. with the active waste within the final storage container before it cools down at least along its surface with solid, viscosity-increasing oxide to an at least partial dissolution thereof Is brought into contact.
  • Suitable oxides include alumina and zirconia, with unsintered alumina being preferred.
  • the melt enriched with up to 30% cleavage products is preferably run into the final storage container, which is filled with spherical, fibrous or spongy unsintered aluminum oxide to produce a uniform, in particular Al 2 O 3 -saturated mass.
  • the sufficiently thin melt (through appropriate selection of temperature or composition) quickly fills the cavities offered before the dissolution process begins with an increase in viscosity.
  • the aluminum oxide is more or less dissolved or even completely dissolved.
  • the glass blocks remain intact during storage, only external protection can be provided instead of the homogeneous protection by the end storage container with an aluminum oxide wall (e.g. compact or in the form of a fiber mat made of aluminum oxide) or a coating by application or Flame spraying is provided, the dissolution of which gives the glass block a corrosion-resistant outer skin.
  • an aluminum oxide wall e.g. compact or in the form of a fiber mat made of aluminum oxide
  • a coating by application or Flame spraying is provided, the dissolution of which gives the glass block a corrosion-resistant outer skin.
  • the glass melt can e.g. B. (calculated without fission products) about 50-70% Si0 2 and about 10 to 30% B 2 0 3 and 6-12% Na 2 0 and 1-6% Li 2 0 and optionally additives such as CaO, CuO, Ti0 2 , Contain ZnO and / or BaO (the percentages given being percentages by weight).
  • B. calculated without fission products
  • optionally additives such as CaO, CuO, Ti0 2 , Contain ZnO and / or BaO (the percentages given being percentages by weight).
  • Examples of special compositions were reported at the GDCh seminar “On chemistry and process engineering for the solidification of liquid, high-level radioactive waste in Garlich from June 1st to 5th, 1981.
  • a composition of the glass melt of 40-60% Si0 2 , 15-25% B 2 O 3 , 10-18% CaO, 6-15% Na 2 0 and 0-5% Li 2 0 is particularly useful.
  • the process according to the invention has the advantage that the glass melting technology used hitherto can be retained unchanged and products are formed which, in addition to a high leaching resistance, have a better thermal conductivity, with separation of the glass components or segregation being severely restricted by the higher viscosity and presence of aluminum oxide particles .
  • oxide particles, glass frit and waste can be introduced together in doses into the hot final storage container or heated together in the latter.
  • the oxide it is expedient for the oxide to dissolve completely in the melt, in particular in an amount leading to Al 2 0 3 saturation of the glass, provided the temperatures and times required for this are appropriate.
  • melt-promoting agents such as in particular up to 5% lithium oxide can be contained in the glass mass.
  • a 20 mm high bed of aluminum oxide beads of about 2 mm 0 (19 ml) was at 1 100-1 200 ° C with 25 ml of a 20% waste (calculated as oxide) containing glass melt of approximately 47% Si0 2 , 25% B 2 0 3 , 6.3% Na 2 0, 1.3% Li 2 0 and 19% Ca0 the same temperature, which was distributed quickly and evenly in the ball bed. After this mass had remained at 1,100-1,200 ° C. for 24 hours, the mass was slowly cooled.
  • This block was exposed to carnallite lye at 200 ° C and 100 at for 500 hours.
  • the block removed from the carnallite liquor then only showed a matt surface, but no crust formation.
  • Example 1 With a glass melt containing 20% waste, the composition: 50% SiO 2 , 22.5% B 2 O 3 , 10% Na 2 O, 2.5% Li 2 O and 15% CaO was obtained in the same manner as in Example 1 Alumina-containing compact block obtained, which showed an analogous behavior in Carnallitlauge.

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Glass Compositions (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Length Measuring Devices By Optical Means (AREA)

Description

  • Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen in einer Glasmatrix, bei dem eine mit dem aktiven Material angereicherte Glasschmelze unter Abkühlung zum Erstarren gebracht wird.
  • Glas gilt als chemisch und thermisch weitgehend resistentes Material und die Verfahren zur Verglasung hochradioaktiver Abfälle aus Wiederaufbereitungsanlagen (für Kernbrennstoff) weisen weltweit einen hohen Entwicklungsstand auf. Die Spaltproduktlösungen werden aufkonzentriert, mit Glasbildnern oder Glasfritte vermengt, getrocknet, calciniert und chargenweise oder in kontinuierlichem Betrieb in Öfen zu Glas verschmolzen und in Endlagerbehälter abgefüllt. Diese werden zur Vermeidung von Rissen und Spannungen im Glas langsam abgekühlt und schließlich zur Endlagerstelle gebracht.
  • Bei der Wahl der Glaszusammensetzung ist man gezwungen, einen gewissen Kompromiß einzugehen, da hochresistente Gläser, die bis zu 80 % Si02 enthalten, Temperaturen von 1 300 bis 1 600 °C zum Erschmelzen erfordern. Bei diesen hohen Temperaturen würden erhebliche Anteile des radioaktiven Materials verflüchtigt werden. Die tatsächlich eingesetzten Gläser enthalten daher einen geringeren Si02 Anteil neben Oxiden von Li, Na, K, Mg, Ca, Ba, B, Ti und dergleichen aus der Glastechnik bekannten Zusätzen. Solche Gläser erweisen sich nun als nicht absolut auslaugungsbeständig, insbesondere wenn man sie den derzeit für Auslaugungsprüfungen vorgesehenen Bedingungen unterwirft. So zeigt spalt - produkthaltiges Borsilikatglas nach einer 500- stündigen Einwirkung von Carnallitlauge bei 200 °C und 100 at bereits dicke gelartige Krusten aus korrodiertem Glas.
  • Als auslaugungsbeständigere Einschlußmassen wurden daher bereits aluminiumoxidhaltige Gläser oder keramische Massen untersucht, wie sie in dem zusammenfassenden Bericht von G. Sachse und H. Rosenberger in « Kernenergie 10 (1967) Seiten 205-210 angegeben werden. Dabei werden als besonders auslaugungsbeständige Glassysteme u. a. Glasurschmelzen auf der Basis von AI203, CaO, Na20, B203 und Si02 genannt. Solche aluminiumhaltigen Borsilikatgläser benötigen zum Erschmelzen Temperaturen um oder über 1 500 °C, die für die Spaltproduktverfestigung unerwünscht hoch sind.
  • Ferner besteht bei Gläsern eine erhebliche Tendenz zu spontanen Kristallisationen, die physikalische und chemische Veränderungen hervorrufen, die sich erheblich auf die mechanische Zerstörbarkeit, Auslaugungsresistenz und Wärmeleitfähigkeit sowie andere Eigenschaften auswirken können. Man hat daher bereits versucht, solche Gläser durch gesteuerte Kristallisationen in Glaskeramiken mit noch verbesserten Eigenschaften umzuwandeln (A. De u. a. in «Atomwirtschaft 1975. Seiten 359-360). Für eine solche Glaskeramikbildung muß die bereits bei hoher Temperatur erschmolzene Glasmasse einer bis zu 24stündigen kontrollierten Wärmebehandlung bei hohen Temperaturen in der Nähe des Schmelzpunktes ausgesetzt werden. Im größeren Maßstabe haben sich solche Techniken als nur schwierig durchführbar und wenig befriedigend erwiesen.
  • Aus diesem Grunde wurde in Schweden das sogenannte Asea-Verfahren zur Spaltproduktverfestigung entwickelt, nach dem calcinierte Spaltprodukte mit Aluminiumoxid vermengt und unter einem Preßdruck von mehreren 1 000 atm bei etwa 800-900 °C zu einem Monolithen verfestigt werden, der in Carnallitlauge beständig sein soll. Eine solche Monolithbildung unter außerordentlich hohen Drucken scheint kaum als Standardverfahren für die Verfestigung von radioaktiven Abfällen geeignet zu sein.
  • Das heißt, zur Erzielung einer möglichst guten Auslaugbeständigkeit von glass- oder keramikartigen spaltprodukthaltigen Massen werden entweder sehr aufwendige oder nicht völlig erprobte Techniken benötigt oder relativ hohe Schmelztemperaturen angewandt, so daß Aktivitätsverluste zu befürchten sind. Aufgabe der Erfindung ist daher die Schaffung eines neuen Verfahrens zur Verfestigung radioaktiver Abfälle, das sich weitgehend bereits erprobter Techniken bedient und ohne übermäßigen Aufwand durchführbar ist, starke Verdampfungsverluste vermeidet und zu einer Verfestigungsform mit verbesserten Eigenschaften führt.
  • Das zu diesem Zweck entwickelte erfindungsgemäße Verfahren der eingangs genannten Art ist dadurch gekennzeichnet, daß die maximal 1 200 °C heiße Glasschmelze mit dem aktiven Abfall innerhalb des Endlagerbehälters vor ihrer Abkühlung zumindest längs ihrer Oberfläche mit festem viskositätssteigernden Oxid bis zu einer wenigstens teilweisen Auflösung desselben in Kontakt gebracht wird.
  • Zu geeigneten Oxiden gehören Aluminiumoxid und Zirkoniumoxid, wobei ungesintertes Aluminiumoxid bevorzugt wird.
  • Es hat sich gezeigt, daß insbesondere Aluminiumoxid von spaltprodukthaltiger Glasschmelze in gewisser Menge resorbiert werden kann, die dabei zähflüssiger wird und bei Abkühlung unter Bildung eines resistenten Materials erstarrt. Verwendet man zweckmäßigerweise ungesintertes Aluminiumoxid, so ergeben sich brauchbare Lösungsgeschwindigkeiten des Oxids in der Glasschmelze.
  • Geht man dagegen zur Erzeugung ähnlicher aluminium-oxidhaltiger Massen von einer Mischung der Bestandteile aus, die dann erhitzt und zum Schmelzen gebracht wird, so werden erheblich höhere Temperaturen benötigt, die zu beträchtlichen Verdampfungsverlusten und zu starker Ofenkorrosion führen würden. Ferner ist das Schäumen solcher Schmelzen nur schwer zu beherrschen und führt zu blasendurchsetzten festen Massen, deren Auslaugungsbeständigkeit vermindert sein dürfte.
  • Beim erfindungsgemäßen Verfahren läßt man vorzugsweise die mit bis zu 30 % Spaltprodukten angereicherte Schmelze in den Endlagerbehälter einlaufen, der zur Erzeugung einer einheitlichen, insbesondere Al203-gesättigten Masse mit kugeligem, faserförmigen oder schwammartigem ungesinterten Aluminiumoxid gefüllt ist. Die (durch entsprechende Auswahl von Temperatur oder Zusammensetzung) ausreichend dünnflüssige Schmelze füllt rasch die angebotenen Hohlräume, bevor der Auflösungsprozeß unter Viskositätsanstieg einsetzt. Je nach Temperatur und Lösevermögen des jeweiligen Glases und gewünschter Qualitätsverbesserung wird das Aluminiumoxid mehr oder minder angelöst oder auch ganz aufgelöst.
  • Ausgehend davon, daß die Glasblöcke während des Lagerns intakt bleiben, kann statt des homogenen Schutzes auch nur ein Außenschutz vorgesehen werden, indem der Endlagerbehälter mit einer Aluminiumoxidwand (z. B. kompakt oder in Form einer Fasermatte aus Aluminiumoxid) oder einer Beschichtung durch Auftragen oder Flammspritzen versehen wird, durch deren Auflösung der Glasblock eine korrosionsbeständige Außenhaut erhält.
  • Die Glasschmelze kann z. B. (ohne Spaltprodukte gerechnet) etwa 50-70 % Si02 und etwa 10 bis 30 % B203 sowie 6-12 % Na20 und 1-6 % Li20 und gegebenenfalls Zusätze wie CaO, CuO, Ti02, ZnO und/oder BaO enthalten (wobei die angegebenen Prozente Gewichtsprozente bedeuten). Über Beispiele für spezielle Zusammensetzungen wurde anlässlich des GDCh-Seminars «Über Chemie und Verfahrenstechnik bei der Verfestigung flüssiger hochradioaktiver Abfälle in Jülich vom 1. bis 5. Juni 1981 berichtet.
  • Besonders zweckmäßig ist eine Zusammensetzung der Glasschmelze aus 40-60 % Si02, 15-25 % B2O3, 10-18 % CaO, 6-15 % Na20 und 0-5 % Li20.
  • Das erfindungsgemäße Verfahren hat den Vorteil, daß die bislang angewandte Glasschmelztechnologie unverändert beibehalten werden kann und Produkte gebildet werden, die neben einer hohen Auslaugresistenz eine bessere Wärmeleitfähigkeit besitzen, wobei außerdem eine Entmischung der Glaskomponenten oder Seigerung durch die höhere Viskosität und Anwesenheit von Aluminiumoxidpartikeln stark eingeschränkt ist.
  • Gemäß einer Abwandlung der vorstehend beschriebenen Verfahrensweise kann man auch Oxidpartikeln, Glasfritte und Waste gemeinsam in den heißen Endlagerbehälter dosiert einbringen oder gemeinsam in diesem erhitzen.
  • Zweckmäßig ist eine vollständige Auflösung des Oxids in der Schmelze, insbesondere in einer zur AI203 - Sättigung des Glases führenden Menge, sofern die dafür erforderlichen Temperaturen und Zeiten angemessen sind.
  • Für die Herstellung homogener Massen eignen sich besonders relativ lockere poröse Kugeln mit mindestens 2 mm Durchmesser, die von entsprechend dünnflüssiger heißer Schmelze getränkt werden, die so rasch die Gesamtmasse der Kugelschüttung durchdringen muß, daß keine vorzeitige Viskositätssteigerung auftritt. Die Zähigkeit der Schmelze und die Hohlraumgröße sowie die Kontakttemperatur müssen daher im Hinblick auf die Erzielung eines möglichst einheitlichen Körpers bei möglichst niedriger Temperatur (zur Vermeidung von Verdampfungsverlusten) aufeinander abgestimmt werden. Zweckmäßigerweise können schmelzfördernde Mittel wie insbesondere bis zu 5 % Lithiumoxid in der Glasmasse enthalten sein.
  • Man kann in die Glasschmelze auch dünne AI203 - Stäbe und/oder - Rohre in entsprechender Verteilung einbringen.
  • Nachfolgend wird die Erfindung an Hand von Beispielen erläutert :
    • Beispiel 1
  • Eine 20 mm hohe Schüttung von Aluminiumoxidkügelchen von etwa 2 mm 0 (19 ml) wurde bei 1 100-1 200 °C mit 25 ml einer 20 % Waste (gerechnet als Oxid) enthaltenden Glasschmelze aus ungefähr 47 % Si02, 25 % B203, 6,3 % Na20, 1,3 % Li20 und 19 % Ca0 der gleichen Temperatur überschüttet, die sich rasch und gleichmäßig in der Kugelschüttung verteilte. Nach 24-stündigem Aufenthalt dieser Masse bei 1 100-1 200 °C wurde die Masse langsam abgekühlt.
  • Als Ergebnis wurde ein kompakter Block aus verfärbtem Glas mit teilweise darin gelösten Kügelchen erhalten.
  • Dieser Block wurde 500 Stunden lang der Einwirkung von Carnallitlauge bei 200 °C und 100 at ausgesetzt. Der aus der Carnallitlauge entnommene Block zeigte danach lediglich eine matte Oberfläche, aber keinerlei Krustenbildung.
    • Beispiel 2
  • Mit einer 20% Waste enthaltenden Glasschmelze der Zusammensetzung : 50 % Si02, 22,5 % B2O3, 10 % Na2O, 2,5 % Li20 und 15 % CaO wurde in gleicher Weise wie in Beispiel 1 ein aluminiumoxidhaltiger kompakter Block erhalten, der ein analoges Verhalten in Carnallitlauge zeigte.

Claims (8)

1. Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen in einer Glasmatrix, bei dem eine mit dem aktiven Material angereicherte Glasschmelze unter Abkühlung zum Erstarren gebracht wird, dadurch gekennzeichnet, daß die maximal 1 2000C heiße dünnflüssige Glasschmelze mit dem aktiven Abfall innerhalb des Endlagerbehälters vor ihrer Abkühlung zumindest längs ihrer Oberfläche mit festem viskositätssteigernden Oxid bis zu einer wenigstens teilweisen Auflösung desselben in Kontakt gebracht wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Oxid Aluminiumoxid oder Zirkoniumoxid, insbesondere ungesintertes Aluminiumoxid verwendet wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Oxid längs der Behälterwand vorgesehen wird.
4. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Schmelze in kugeliges, faserförmiges oder schwammartiges ungesintertes Aluminiumoxid eingebracht wird.
5. Verfahren nach den Ansprüchen 3 und 4. dadurch gekennzeichnet, daß das kugelige, faserförmige oder schwammartige Aluminiumoxid wenigstens in einer der Sättigung entsprechenden den Konzentration verwendet wird.
6. Verfahren nach einem der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Größe der Hohlräume zwischen den Aluminiumoxidteilchen, deren Dichte, die Zähigkeit der heißen, dünnflüssigen Schmelze und die Kontakttemperatur im Hinblick auf die Erzielung eines einheitlichen Körpers bei möglichst niedriger Temperatur aufeinander abgestimmt werden.
7. Verfahren nach einem der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß zur Glasmasse ein schmelzfördernder Zusatz, insbesondere Lithiumoxid, hinzugefügt wird.
8. Verfahren nach Anspruch 1 oder 4-7, dadurch gekennzeichnet, daß ein homogener Glasblock gebildet wird.
EP82106944A 1981-08-07 1982-07-31 Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen Expired EP0071927B1 (de)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3131276A DE3131276C2 (de) 1981-08-07 1981-08-07 Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen
DE3131276 1981-08-07

Publications (2)

Publication Number Publication Date
EP0071927A1 EP0071927A1 (de) 1983-02-16
EP0071927B1 true EP0071927B1 (de) 1985-01-30

Family

ID=6138809

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EP82106944A Expired EP0071927B1 (de) 1981-08-07 1982-07-31 Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen

Country Status (3)

Country Link
US (2) US4464294A (de)
EP (1) EP0071927B1 (de)
DE (2) DE3131276C2 (de)

Families Citing this family (60)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4695991A (en) * 1980-12-09 1987-09-22 Storage Research Pty. Ltd. Reading information stored in multiple frame format
CH658514A5 (de) * 1982-02-09 1986-11-14 Wild Heerbrugg Ag Verfahren und vorrichtung zur erfassung einer messgroesse.
US4613942A (en) * 1982-02-19 1986-09-23 Chen Richard M Orientation and control system for robots
USRE32837E (en) * 1982-05-12 1989-01-17 Comau S.P.A. Coding systems for elements of machine tools, particularly of the numerically controlled type
JPS5941014A (ja) * 1982-08-31 1984-03-07 Canon Inc コ−ド板
DE3321990C2 (de) * 1983-06-18 1986-12-18 Nestle & Fischer, 7295 Dornstetten Meßlatte für ein laseroptisches Nivelliersystem
DE3324291C2 (de) * 1983-07-06 1986-10-23 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren zum Befüllen von Metallbehältern mit einer radioaktiven Glasschmelze und Vorrichtung zur Aufnahme einer radioaktiven Glasschmelze
JPS6036999A (ja) * 1983-08-09 1985-02-26 株式会社荏原製作所 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置
GB8423086D0 (en) * 1984-09-12 1984-10-17 March A A C Position sensor
US4789501A (en) * 1984-11-19 1988-12-06 The Curators Of The University Of Missouri Glass microspheres
IT1185455B (it) * 1985-10-16 1987-11-12 Pirelli Cavi Spa Sensore ottico di posizione
GB2185359B (en) * 1986-01-10 1990-01-17 Rosemount Ltd Optical displacement transducer
DE3605141A1 (de) * 1986-02-18 1987-08-20 Messerschmitt Boelkow Blohm Digitaler positionsgeber
DE3737278A1 (de) * 1986-11-04 1988-05-11 Canon Kk Verfahren und vorrichtung zum optischen erfassen der stellung eines objekts
JPS63252216A (ja) * 1987-04-08 1988-10-19 Opt:Kk 比高測定用水準儀
JPH0648316B2 (ja) * 1987-06-18 1994-06-22 動力炉・核燃料開発事業団 放射性廃液の処理方法
US5984189A (en) * 1987-09-04 1999-11-16 Tomioka; Makoto Sheet for data codes and method of recognizing these codes
JP2600235B2 (ja) * 1987-12-28 1997-04-16 松下電器産業株式会社 位置検出装置
US4896029A (en) * 1988-04-08 1990-01-23 United Parcel Service Of America, Inc. Polygonal information encoding article, process and system
US4998010A (en) * 1988-04-08 1991-03-05 United Parcel Service Of America, Inc. Polygonal information encoding article, process and system
US5126542A (en) * 1988-05-05 1992-06-30 International Data Matrix, Inc. Dynamically variable machine readable binary code and method for reading and producing thereof
US5053609A (en) * 1988-05-05 1991-10-01 International Data Matrix, Inc. Dynamically variable machine readable binary code and method for reading and producing thereof
US5124536A (en) * 1988-05-05 1992-06-23 International Data Matrix, Inc. Dynamically variable machine readable binary code and method for reading and producing thereof
US4939354A (en) * 1988-05-05 1990-07-03 Datacode International, Inc. Dynamically variable machine readable binary code and method for reading and producing thereof
US5241166A (en) * 1990-07-02 1993-08-31 Chandler Donald G Low resolution target acquisition
US5239177A (en) * 1991-12-06 1993-08-24 Hughes Aircraft Company Angular position and rotational velocity detection using "perfect words"
US5327162A (en) * 1992-03-17 1994-07-05 Alps Electric Co., Ltd. X-y direction input device
US5442188A (en) * 1992-04-22 1995-08-15 Gould Instruments Systems, Inc. Strip chart recorder paper attribute detector and monitor
US5293158A (en) * 1992-05-05 1994-03-08 Alps Electric Co., Ltd. X-Y direction input device
EP0656144B1 (de) * 1992-08-18 1998-07-01 Technological Resources Pty. Ltd. Stabilisierung von radionukliden in abfall
US5451764A (en) * 1993-01-04 1995-09-19 Texas Instruments Incorporated Apparatus and method for storing and reading data
US5446791A (en) * 1993-03-17 1995-08-29 Jag Design International Limited Sound synthesizer system operable by optical data cards
CN1035550C (zh) * 1993-04-23 1997-08-06 中国核动力研究设计院 医用磷32系列玻璃微球及其制备工艺
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
US5590059A (en) * 1995-03-14 1996-12-31 Schier; J. Alan Position encoder system which utilites the fundamental frequency of a ruled scale on an object
US5662579A (en) * 1995-03-21 1997-09-02 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Vitrification of organics-containing wastes
GB9524366D0 (en) * 1995-11-29 1996-01-31 British Nuclear Fuels Plc A method of waste treatment
US6145343A (en) * 1998-05-02 2000-11-14 Westinghouse Savannah River Company Low melting high lithia glass compositions and methods
US7137711B1 (en) 2000-03-21 2006-11-21 Leonard Reiffel Multi-user retro reflector data input
CN1190752C (zh) * 2000-05-03 2005-02-23 伦纳德·赖费尔 双模式数据成像产品
ATE390690T1 (de) * 2000-06-12 2008-04-15 Geomatrix Solutions Inc Verfahren zur immobilisierung radioaktiver und schädlicher abfälle
IL136685A0 (en) * 2000-06-12 2001-06-14 Gribbitz Arthur Process for treatment of radioactive waste
US7034803B1 (en) 2000-08-18 2006-04-25 Leonard Reiffel Cursor display privacy product
WO2002017037A2 (en) * 2000-08-18 2002-02-28 Leonard Reiffel Annotating imaged data product
JP4103592B2 (ja) * 2000-12-15 2008-06-18 ライフェル レナード 複数の画像化装置、複数のデータ源、及び複数の用途に対応したコード化データ源データ入力装置
JP4081373B2 (ja) * 2000-12-15 2008-04-23 ライフェル レナード 画像によるコード化データ源変換装置
EP1350385A4 (de) * 2000-12-15 2004-12-15 Leonard Reiffel Quellenverfolgungsprodukt für abgebildete kodierte daten
WO2002086807A1 (en) * 2001-04-19 2002-10-31 Leonard Reiffel Combined imaging coded data source data acquisition
US20040135766A1 (en) * 2001-08-15 2004-07-15 Leonard Reiffel Imaged toggled data input product
US20060291797A1 (en) * 2003-05-27 2006-12-28 Leonard Reiffel Multi-imager multi-source multi-use coded data source data input product
US7550645B2 (en) * 2004-02-23 2009-06-23 Geomatrix Solutions, Inc. Process and composition for the immobilization of radioactive and hazardous wastes in borosilicate glass
US7019189B1 (en) * 2004-02-23 2006-03-28 Geomatrix Solutions, Inc. Process and composition for the immobilization of radioactive and hazardous wastes in borosilicate glass
JP4712400B2 (ja) * 2005-01-26 2011-06-29 富士通コンポーネント株式会社 入力装置
EP2004561A4 (de) 2006-03-20 2011-11-09 Geomatrix Solutions Inc Verfahren und zusammensetzung zur immobilisierung von hochalkalischen radioaktiven und gefährlichen abfallstoffen in silikatbasiertem glas
JP2009293949A (ja) * 2008-06-02 2009-12-17 Mitsutoyo Corp 絶対位置検出型光電式エンコーダ
WO2012085928A2 (en) * 2010-12-15 2012-06-28 Nallapa Reddy Ravi Kumar Method of measuring length using new barcode symbology
CN102520135B (zh) * 2011-12-19 2015-04-29 西南科技大学 一种评价榍石固化体化学稳定性的方法
US11221631B2 (en) * 2019-04-24 2022-01-11 Innovation First, Inc. Performance arena for robots with position location system
CN114199353B (zh) * 2021-12-09 2024-03-05 上海辰竹仪表有限公司 应变桥输入采样电路和称重系统

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1043530B (de) * 1958-04-23 1958-11-13 Maschf Augsburg Nuernberg Ag Vorrichtung an Kernreaktor-Beschickungswagen zum genauen Anfahren der Beschickungsoeffnungen des Reaktors
US3213031A (en) * 1961-08-28 1965-10-19 Pullman Inc Method of sealing refractory vessel containing radioactive wastes
US3249551A (en) * 1963-06-03 1966-05-03 David L Neil Method and product for the disposal of radioactive wastes
US3806706A (en) * 1968-03-27 1974-04-23 Hughes Aircraft Co Optical label reader and decoder
US3818189A (en) * 1972-08-01 1974-06-18 Raymond Engineering Data card reader
US3947843A (en) * 1973-02-05 1976-03-30 Presentey Shelley M Arrangement for preventing ambiguity in digital displacement measuring apparatus
US4004131A (en) * 1973-03-27 1977-01-18 Rca Corporation Article carrying coded indicia
US4011448A (en) * 1975-08-08 1977-03-08 Hordeski Michael F Linear shaft encoder
US4110611A (en) * 1975-12-17 1978-08-29 Candid Logic, Inc. Optical position transducer
GB1573142A (en) * 1976-01-23 1980-08-13 Hitachi Ltd Apparatus and method for providing information relating to shape and/or position of an object
US4179621A (en) * 1977-05-02 1979-12-18 Xerox Corporation Scanning apparatus
US4143267A (en) * 1977-12-23 1979-03-06 Johnson Lonnie G Digital distance measuring instrument
DE2831429A1 (de) * 1978-07-18 1980-01-31 Nukem Gmbh Verfahren zur verfestigung von radioaktiven spaltprodukten
US4216868A (en) * 1978-08-04 1980-08-12 Eaton Corporation Optical digital sensor for crane operating aid
DE2846845A1 (de) * 1978-10-27 1980-05-08 Battelle Institut E V Verfahren zur endlagerung radioaktiver spaltprodukte
US4312774A (en) * 1978-11-09 1982-01-26 Pedro B. Macedo Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby
GB2048555A (en) * 1979-05-02 1980-12-10 British Nuclear Fuels Ltd Plutonium waste fixation
FR2479540A1 (fr) * 1980-03-27 1981-10-02 Gagneraud Pere Fils Entr Procede de traitement d'elements en magnesium, rendus radioactifs
US4377507A (en) * 1980-06-25 1983-03-22 Westinghouse Electric Corp. Containing nuclear waste via chemical polymerization
US4314909A (en) * 1980-06-30 1982-02-09 Corning Glass Works Highly refractory glass-ceramics suitable for incorporating radioactive wastes

Also Published As

Publication number Publication date
EP0071927A1 (de) 1983-02-16
US4464294A (en) 1984-08-07
US4439672A (en) 1984-03-27
DE3262147D1 (en) 1985-03-14
DE3131276C2 (de) 1986-02-13
DE3131276A1 (de) 1983-02-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0071927B1 (de) Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen
DE2726087C2 (de) Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von" und mittelradioaktiven und/oder Actiniden enthaltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser aufgeschlämmten, feinkörnigen festen Abfällen
DE3305854C1 (de) Verfahren zur Herstellung von poroesem Sinterglas mit grossem offenem Porenvolumen
DE4423794C1 (de) Zr0¶2¶-haltige Glaskeramik, Verfahren zu deren Herstellung sowie deren Verwendung
DE1421845C3 (de) Verfestigter Glasgegenstand mit einer das Glasinnere umgebenden Oberflächen-Druckspannungsschicht und Verfahren zu seiner Herstellung
DE2534014A1 (de) Thermodynamisch stabiles glaskeramikprodukt oder glaskeramikaehnliches produkt zur endgueltigen beseitigung hochradioaktiver abfaelle
DE2659168A1 (de) Kerne fuer giessverfahren mit gerichteter erstarrung
DE3151206A1 (de) Glasiertes, keramisches traegermaterial
DE3705038C2 (de)
DE3214242C2 (de)
DE2514226A1 (de) Verfahren zum herstellen von kleinteiligem hydratiertem glas
DE2612803C2 (de) Stranggießpulver
DE3543947C2 (de)
DE2924896C2 (de)
DE3333017A1 (de) Thallium-haltige optische glasmasse
DE1218124B (de) Verfahren zum Schmelzen von Glas
DE2512286C3 (de) Alkalibeständige Glasfasern des Glassystems SiO2 -ZrO2 -R2 OB2 O3 -P2 O5 - (R'O) und ihre Verwendung
DE2856466A1 (de) Verfahren zur herstellung von hochradioaktive abfallstoffe enthaltenden formkoerpern aus in eine metallische matrix eingebetteten glas-granalien
DE1596948B2 (de) Optisches Glas mit verbesserten Bearbeitungseigenschaften
DE2722583A1 (de) Feuerfeste stuetze und verfahren zu deren herstellung
DE2611689C3 (de) Verfahren zum Einschließen von radioaktiven Spaltprodukten
DE2613502A1 (de) Verfahren zum herstellen von kupferhaltigen glaszusammensetzungen
DE2945006A1 (de) Verfahren zur herstellung von hochradioaktive abfallstoffe enthaltenden formkoerpern
DE2658035C2 (de) Zusammensetzung für maschinell bearbeitbare glimmerhaltige Glaskeramiken
EP0472876B1 (de) Verfahren zur Herstellung von Formkörpern aus Vorstufen von Hochtemperatursupraleitern

Legal Events

Date Code Title Description
PUAI Public reference made under article 153(3) epc to a published international application that has entered the european phase

Free format text: ORIGINAL CODE: 0009012

AK Designated contracting states

Designated state(s): DE FR GB

17P Request for examination filed

Effective date: 19830415

GRAA (expected) grant

Free format text: ORIGINAL CODE: 0009210

AK Designated contracting states

Designated state(s): DE FR GB

REF Corresponds to:

Ref document number: 3262147

Country of ref document: DE

Date of ref document: 19850314

ET Fr: translation filed
PLBE No opposition filed within time limit

Free format text: ORIGINAL CODE: 0009261

STAA Information on the status of an ep patent application or granted ep patent

Free format text: STATUS: NO OPPOSITION FILED WITHIN TIME LIMIT

26N No opposition filed
PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: GB

Payment date: 19900711

Year of fee payment: 9

PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: FR

Payment date: 19900717

Year of fee payment: 9

PGFP Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: DE

Payment date: 19900803

Year of fee payment: 9

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: GB

Effective date: 19910731

PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: FR

Effective date: 19920331

GBPC Gb: european patent ceased through non-payment of renewal fee
PG25 Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo]

Ref country code: DE

Effective date: 19920401

REG Reference to a national code

Ref country code: FR

Ref legal event code: ST