FR2502381A1 - Procede pour enrober des matieres solides contenant des matieres radio-actives ou contaminees par radio-activite, provenant d'installations nucleaires, dans une matrice destinee au stockage definitif - Google Patents

Procede pour enrober des matieres solides contenant des matieres radio-actives ou contaminees par radio-activite, provenant d'installations nucleaires, dans une matrice destinee au stockage definitif Download PDF

Info

Publication number
FR2502381A1
FR2502381A1 FR8201295A FR8201295A FR2502381A1 FR 2502381 A1 FR2502381 A1 FR 2502381A1 FR 8201295 A FR8201295 A FR 8201295A FR 8201295 A FR8201295 A FR 8201295A FR 2502381 A1 FR2502381 A1 FR 2502381A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
container
glass frit
sludge
radio
activated
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.)
Pending
Application number
FR8201295A
Other languages
English (en)
Inventor
Werner Bahr
Gerhard Ondracek
Panajotis Nikolopoulos
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 Karlsruhe GmbH
Original Assignee
Kernforschungszentrum Karlsruhe 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 Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH filed Critical Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Publication of FR2502381A1 publication Critical patent/FR2502381A1/fr
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305Glass or glass like matrix

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)

Abstract

A.L'INVENTION CONCERNE UN PROCEDE POUR ENROBER DES MATIERES SOLIDES RADIO-ACTIVES PROVENANT D'INSTALLATIONS NUCLEAIRES POUR LEUR STOCKAGE DEFINITIF. B.ON AJOUTE AUX MATIERES SOLIDES RADIO-ACTIVES DE LA FRITTE DE VERRE DANS UNE PROPORTION CORRESPONDANT A 30 A 90 EN POIDS DU PRODUIT FINAL, INTRODUIT LE MELANGE DANS UN RECIPIENT DE STOCKAGE DEFINITIF PUIS FRITTE SOUS PRESSION DANS UN FOUR APPROPRIE, SOUS UNE PRESSION DE 20 A 500BARS, UNE TEMPERATURE DE 650 A 950K PENDANT 15MINUTES A 50HEURES EN FERMANT HERMETIQUEMENT. C.CE PROCEDE AMELIORE SENSIBLEMENT LA RESISTANCE A LA LIXIVIATION, AUX RAYONNEMENTS ET A LA CHALEUR DES PRODUITS SOLIDIFIES A STOCKER, TOUT EN EVITANT L'EMISSION DE GAZ PAR RADIOLYSE.

Description

L'invention concerne un procédé pour enrober des
matières solides contenant des matières radio-actives ou con-
taminées par radioactivité, provenant d'installations nucléai-
res, dans une matrice destinée au stockage définitif.
Dans les centrales nucléaires, les installations de retraitement et autres installations nucléaires, il apparaît aussi outre les déchets solides à radioactivité faible de grandes quantités de déchets solides à radioactivité moyenne ou élevée. La transformation de ces déchets en un produit apte au stockage définitif, s'effectue à ce jour dans la plupart des cas, par incorporation dans du ciment, dans des fûts de 200 1,
ou par enrobage des déchets solides à l'aide d'un lait de ci-
ment durcissant en ciment.
Lors du retraitement d'éléments combustibles brûlés selon le procédé Purex, les éléments de combustion sont traités avec de l'acide nitrique chaud et la matière combustible
nucléaire se dissout dans une large mesure. Les gaines des élé-
ments combustibles demeurent ici insolubles et on les sépare de la solution de matière combustible. La solution de matière combustible contient, outre les matières et produits de fission dissous, des matières solides insolubles, de composition et de nature diverses. Les résidus insolubles peuvent, par dép8t dans les conduites, les systèmes de transport et de dosage, conduire à des incidents et des obstructions dans les étapes suivantes du procédé. Dans le cycle d'extraction qui suit surtout, ces matières solides insolubles peuvent s'accumuler à la limite des
phases, et perturber la séparation de ces phases.
Afin d'éviter de tels incidents, la séparation du résidu insoluble de l'étape de dissolution, dit " boues légères d'alimentation ", de la solution de matière combustible dans
l'acide nitrique, est nécessaire.
On peut envisager essentiellement deux procédés de séparation:
a) centrifugation b) filtration.
Comme procédé unique à ce jour pour la transformation des boues légères en produit apte au stockage définitif, on
peut considérer le procédé pratiqué dans l'installation de re-
traitement pour matières combustibles irradiés de Karlsruhe.
Le résidu insoluble est séparé ici de la solution de matière combustible, sur un filtre à poche en matière plastique, et la poche de filtration est solidifiée en commun avec les morceaux
de gaines et de structures, un lait de ciment.
Dans une installation de retraitement de grande capacité, le résidu insoluble est séparé de la solution de matière combustible par centrifugation. Ensuite, les boues légères sont extraites de la centrifugeuse par lavage avec une solution de lavage à base d'acide nitrique dilué. Il se produit alors une suspension de boues légères à environ 20 g/l de matières solides. Pour le traitement ultérieur, une suspension
avec une teneur plus élevée en matières solides serait souhai-
table, afin d'obtenir un plus faible volume de déchets.
Lors d'une incorporation homogène dans le ciment, de 160 à 170 1 d'une suspension de boues légères sont mélangés
et solidifiés en commun avec du ciment dans un fût de 400 1.
Si l'on retraite 350 tonnes de déchets, on produit ainsi quel-
que 440 fûts de boues légères solidifiées.
Les avantages de ce procédé connu sont constitués
par sa simplicité et sa disponibilité.
Les principaux inconvénients de la solidification hétérogène et homogène des boues légères, avec du ciment, selon cette conception, sont les suivants: - grand volume des déchets incorporés dans du ciment, - activité élevée dans une matrice de solidification de qualité relativement mauvaise, - lourde charge de la matrice par les radiations et la chaleur,
- teneur en eau de la matrice et de ce fait, libéra-
tion de gaz de radiolyse (avec formation d'hydro-
gène).
En France, en Angleterre et aux U.S.A, les boues légères subissent un stockage intermédiaire sous l'eau, soit seules, soit avec des gaines et autres déchets, L'opération de solidification n'y est pas pratiquée. Il en est de même pour les gaines d'éléments combustibles. Dans l'installation de Karlsruhe, les gaines d'éléments combustibles sont laminées et enrobées de lait de ciment, ce qui les rend aptes au stockage
définitif. Dans d'autres pays, elles subissent un stockage in-
termédiaire sous l'eau pour une durée indéterminée, comme les
boues légères.
Pour les autres déchets solides, dont la radio-
activité est de moyenne à forte, il est également prévu une
incorporation dans le ciment.
Tous ces produits présentent les inconvénients mentionnés. L'invention a pour objectif de proposer un procédé
pour enrober des matières solides contenant des matières radio-
actives ou contaminées par radioactivité, provenant d'instal-
lations nucléaires, dans une matrice destinée au stockage défi-
nitif qui permette d'éliminer les inconvénients des procédés connus à ce jour, et de conduire à des produits solidifiés avec des propriétés nettement améliorées. Aussi bien la résistance à la lixiviation que la résistance à l'irradiation et à la
chaleur des produits solidifiés devront être nettement supé-
rieures aux propriétés correspondantes des produits solidifiés selon l'état antérieur de la technique. La libération de gaz par radiolyse devra être évitée. Avec ce procédé, il devra être
possible de solidifier aussi bien des déchets solides de radio-
activité moyenne à forte de tous types, que des boues légères
et des débris de gaines d'éléments combustibles.
A cet effet, l'invention propose un procédé caracté-
risé en ce que l'on ajoute aux matières solides radioactives de la fritte de verre en quantité correspondant à 30-90 % en
poids du produit final, et introduit le mélange dans un réci-
pient de stockage définitif, puis lui fait subir un frittage
sous pression dans un four de frittage, pendant une durée com-
prise entre 15 minutes et 50 heures, sous une pression comprise entre 20 et 500 bars et à une température comprise entre 650 et 9500K, pour former un corps solide, et qu'ensuite le récipient
de stockage définitif est fermé.
L'objectif particulier qui consiste à solidifier des résidus de dissolution ou des débris de gaines d'éléments combustibles et/ou fertiles lessivés, est atteint en ce que: -) le résidu insoluble, c'est-à- dire les boues légères (FKS), sont mélangées ou enrobées, avant ou après la séparation des solutions de matière combustible et/ou fertile, les segments de gaines après laminage avec de la fritte de verre, dans un rapport entre la boue ou le débris de gaines et la fritte de verre, qui se situe entre 10 et 90 % et 70 et 30 % en poids,
-) le mélange est introduit dans un récipient de stockage défi-
4 2502381
nitif, l'espace libre qui reste éventuellement entre le mélange et la paroi ou le fond du récipient étant comblé avec de la fritte de verre, -) le récipient chargé, encore ouvert, est chauffé pendant une durée pouvant se monter jusqu'à 10 heures, pour éliminer l'humi-
dité et les autres matières volatils, à une température com-
prise entre 350 et 523 K, et enfin, -) après transfert du récipient dans un' four de frittage et après couverture du mélange dans le récipient, le contenu du 1' récipient est soumis à un frittage sous pression pendant une durée de 15 minutes à 50 heures, sous une pression de 20 à 500 bars, et à une température de l'ordre de 650 à 950 K. Les boues légères peuvent être ici soit mélangées avant la filtration avec un agent filtrant avec une fritte de verre, soit être amenées sur cet agent filtrant séparément de cette fritte mais en même temps qu'elle. Les boues légères seront introduites en commun avec l'agent filtrant dans le fût de stockage définitif. Pour réduire les pertes en produits de fission, ces boues peuvent être lavées avec de l'acide nitrique dilué après l'opération de filtration ou de centrifugation et
avant le séchage.
Le mélange de matières solides radioactives ou de boues légères et/ou de débris de gaînes, et de fritte de verre, peut être recouvert dans les futs de stockage définitif par au moins une couche inactive, comme par exemple une couche de fritte de verre et/ou une couche de poudre métallique (pour
améliorer la conductivité thermique).
L'invention sera mieux comprise en regard des des-
sins annexés, qui représentent trois modes différents de réali-
sation du procédé selon l'invention. soit
- la figure 1 illustrant le schéma 1 représente l'en-
robage et la solidification de débris solides radioactifs, de com-
posants du coeur du réacteur ou des structures, ou de pellets céra-
miques radioactifs etc. - la figure 2 illustrant le schéma 2 représente la façon de procéder pour la transformation des boues légères en produit apte
au stockage définitif.
- la figure 3 illustrant le schéma 3 représente la façon de procéder pour la transformation des gaÂnes d'éléments combustibles
et/ou fertiles en produit apte au stockage définitif.
Façon de procéder selon la figure 1
Selon le procédé de l'invention, des matières soli-
des radioactives, qui peuvent être constituées par exemple de débris solides, de composants du coeur ou des structures, ou de pellets céramiques, etc, sont introduites en commun avec une fritte de verre dans une coquille utilisable pour le stockage définitif, puis elles sont soumises à un frittage sous pression
dans un four de frittage.
Façon de procéder selon la figure 2
Selon le procédé de l'invention, la suspension pro-
venant de la centrifugeuse de clarification (ou la solution d'alimentation provenant directement de la dissolution)est transférée en commun avec la fritte de verre sur un filtre, les boues légères et le verre à fritter arrivant simultanément sur la paroi du filtre. Comme filtre, on peut utiliser soit la
technique utilisée à Karlsruhe avec des poches en matière plas-
tique, soit.des bougies filtrantes en verre fritté appropriées.
Les unités de filtration chargées de boues légères et de verre à fritter en proportions appropriées (par exemple 20 % en poids de boues et 80 % en poids de fritte de verre) peuvent être encore lavés avec de l'acide nitrique dilué, afin de réduire les pertes en produits de fission. Le filtrat de la supension peut être transféré à nouveau dans la centrifugeuse afin de relaver les boues légères. De cette façon, il ne se produit pas
de déchets secondaires.
Après lavage et séchage, les unités de filtration
sont disposées dans une coquille en acier, et les espaces res-
tant libres entre les unités de filtration et la paroi ainsi
que le fond de la coquille sont remplies de fritte de verre.
Après l'opération de séchage préalable, o l'on a
éliminé de la coquille l'humidité et les produits de décomposi-
tion des poches filtrantes en matière plastique, si celles-ci
ont été utilisées, le contenu de la coquille est d'abord recou-
vert d'une couche de fritte de verre, et si nécessaire, il est
compacté un peu par vibrations. Ensuite, une couche d'une-épais-
seur appropriée d'une poudre métallique est déposée sur la fritte de verre, puis la coquille est amenée dans le four chauffé par induction o il est porté sous pression selon un
programme prédéterminé, à la température de frittage nécessi-
tée par la fritte de verre. La durée de En.vie Coule (par exemple 1 à 3 heures) et après application d'une pression de 20 à 500 bars sur le produit du frittage, la coquille est en même temps hermétiquement fermée par frittage de la couche de poudre métallique. Pour plus de sécurité, il est possible de souder ensuite un couvercle avec tète de prise.
Les avantages suivants peuvent être notés par rap-
port aux procédés utilisés jusqu'à présent ou proposés: - faibles pertes en matière combustible par possibilité de lavage des boues,
LO - filtration dans un récipient qui peut être introduit directe-
ment dans la coquille de dépôt définitif, - concentration élevée des boues, - répartition homogène des boues dans la fritte de verre, - la fritte de verre sert d'agent auxiliaire de filtration par L5 le fait qu'il arrive simultanément avec la boue sur la paroi du filtre,
- pas de problème de gaz d'échappement, car l'opération de frit-
tage se déroule pratiquement dans une coquille fermée, - peu d'étapes d'opérations par rapport à d'autres procédés, !0 - matrice exempte d'hydrogène et de ce fait, pas de problème de radiolyse avec le produit,
- facteur élevé de réduction du volume en comparaison avec l'in-
corporation dans du ciment.
Mode de réalisation selon la figure 3: !5 Des gaines d'éléments combustibles lessivées sont, après rinçage à l'acide nitrique, séchées à l'air chaud, leur
position étant souvent modifiée par des secousses, afin d'éli-
miner toute l'humidité.
Après cela, les gaines laminées ou non sont intro-
[0 duites en commun avec la fritte de verre dans la coquille de stockage final. Le remplissage s'effectue ici de façon à obtenir un tassement aussi compact que possible des gaines et de la fritte de verre avant l'opération de frittage. Ce tassement peut
être obtenu par des secousses ou des vibrations appropriées.

Claims (2)

  1. R E V E N D I C A T I O N S
    ) Procédé pour enrober des matières solides con-
    tenant des matières radioactives ou contaminées par radioacti-
    vité, provenant d'installations nucléaires, dans une matrice destinée au stockage définitif, procédé caractérisé en ce que l'on ajoute aux matières solides radioactives de la fritte de verre en quantité correspondant à 30 - 90 % en poids du produit final, et introduit le mélange dans un récipient de stockage définitif, puis lui fait subit un frittage sous pression dans
    un four de frittage, pendant une durée comprise entre 15 minu-
    tes et 50 heures, sous une pression comprise entre 20 et 500 bars et à une température comprise entre 650 et 9500K, pour former un corps solide, et qu'ensuite le récipient de stockage
    définitif est fermé.
  2. 2 ) Procédé pour l'enrobage et la solidification
    de résidus insolubles radioactifs apparaissant, durant l'opéra-
    tion de dissolution dans l'acide nitrique chaud, lors du retrai-
    tement d'éléments combustibles nucléaires et/ou d'éléments
    fertiles irradiés, et/ou de débris de gatnes lessivés d'élé-
    ments combustibles et/ou d'éléments fertiles, selon la revendi-
    cation 1, o: a) - dans le cas de résidus insolubles, ceux-ci sont séparés
    par filtration ou par centrifugation de la solution de ma-
    tière combustible et/ou de matière fertile, dans le cas de
    débris de gaînes, ces matières sont laminées après disso-
    lution et séparation des matières combustibles et/ou fer-
    tiles, et b) - ensuite, le résidu insoluble et/ou les débris de gaines, sont mélangés avec une matrice de solidification ou y sont enrobés, et transformés en une forme apte au stockage définitif, procédé caractérisé en ce que c) - le résidu insoluble, c'est-à-dire les boues légères (FKS) sont mélangées ou enrobées, avant ou après la séparation des solutions de matière combustible et/ou fertile, les segments de gaines après laminage avec de la fritte de verre, dans un rapport entre la boue ou le débris de gaines et la fritte de verre, qui se situé entre 10 et % et 70 et 30 % en poids, d) - le mélange est introduit dans un récipient de stockage définitif, l'espace libre qui reste éventuellement entre le mélange et la paroi ou le fond du récipient étant comblé avec de la fritte de verre, e)le récipient chargé, encore ouvert, est chauffé pendant une durée pouvant se monter jusqu'à 10 heures, pour éliminer
    l'humidité et les autres matières volatiles, à une tempéra-
    ture comprise entre 350 et 523 K, et enfin, f)- après transfert du récipient dans un four de frittage et après couverture du mélange dans le récipient, le contenu J0 du récipient est soumis à un frittage sous pression pendant une durée de 15 minutes à 50 heures, sous une pression de à 500 bars et à une température de l'ordre de 650 à 950 K. ) Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que la boue est amenée sur un agent filtrant, soit avant
    la filtration en mélange avec de la fritte de verre, soit sépa-
    rément de celle-ci mais en meme temps qu'elle.
    ) Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que la boue est introduite dans le récipient de stockage
    définitif en commun avec l'agent filtrant.
    20. 5 ) Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que la boue est lavée avec de l'acide nitrique dilué, après l'opération de filtration ou de centrifugation, et avant
    le séchage, afin de réduire les pertes en produits de fission.-
FR8201295A 1981-03-17 1982-01-27 Procede pour enrober des matieres solides contenant des matieres radio-actives ou contaminees par radio-activite, provenant d'installations nucleaires, dans une matrice destinee au stockage definitif Pending FR2502381A1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19813110192 DE3110192A1 (de) 1981-03-17 1981-03-17 Verfahren zur umhuellung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive stoffe enthaltenden feststoffen aus kerntechnischen anlagen mit einer endlagerfaehigen matrix

Publications (1)

Publication Number Publication Date
FR2502381A1 true FR2502381A1 (fr) 1982-09-24

Family

ID=6127470

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR8201295A Pending FR2502381A1 (fr) 1981-03-17 1982-01-27 Procede pour enrober des matieres solides contenant des matieres radio-actives ou contaminees par radio-activite, provenant d'installations nucleaires, dans une matrice destinee au stockage definitif

Country Status (6)

Country Link
JP (1) JPS57163900A (fr)
BE (1) BE892371A (fr)
DE (1) DE3110192A1 (fr)
FR (1) FR2502381A1 (fr)
GB (1) GB2099207B (fr)
NL (1) NL8200332A (fr)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0155418A2 (fr) * 1983-12-06 1985-09-25 Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha Méthode d'élimination de déchets radioactifs par réduction de volume

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59230198A (ja) * 1983-06-13 1984-12-24 株式会社東芝 放射性廃棄物の固化処理方法
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
NL8303132A (nl) * 1983-09-09 1985-04-01 Machiel Nicolaas Duivelaar Werkwijze voor het onschadelijk maken van gevaarlijk chemisch afval.
JPH0731280B2 (ja) * 1988-02-01 1995-04-10 株式会社神戸製鋼所 放射性金属廃棄物の減容固化方法
DE102008021438A1 (de) 2008-04-29 2009-12-31 Schott Ag Konversionsmaterial insbesondere für eine, eine Halbleiterlichtquelle umfassende weiße oder farbige Lichtquelle, Verfahren zu dessen Herstellung sowie dieses Konversionsmaterial umfassende Lichtquelle
FR3037058B1 (fr) 2015-06-05 2017-06-23 Areva Nc Outil de lissage en milieu radioactif, comprenant une grille vibrante
CN112509723B (zh) * 2020-11-12 2024-04-12 中国核电工程有限公司 一种放射性泥浆处理方法及系统

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3000072A (en) * 1959-08-20 1961-09-19 Ca Atomic Energy Ltd Process of containing and fixing fission products
FR2369659A1 (fr) * 1976-11-02 1978-05-26 Asea Ab Pr
FR2375696A1 (fr) * 1976-12-21 1978-07-21 Asea Ab Procede pour enfermer du combustible nucleaire use ou des dechets de combustible nucleaire

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3000072A (en) * 1959-08-20 1961-09-19 Ca Atomic Energy Ltd Process of containing and fixing fission products
FR2369659A1 (fr) * 1976-11-02 1978-05-26 Asea Ab Pr
FR2375696A1 (fr) * 1976-12-21 1978-07-21 Asea Ab Procede pour enfermer du combustible nucleaire use ou des dechets de combustible nucleaire

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0155418A2 (fr) * 1983-12-06 1985-09-25 Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha Méthode d'élimination de déchets radioactifs par réduction de volume
EP0155418A3 (fr) * 1983-12-06 1986-11-20 Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha Méthode d'élimination de déchets radioactifs par réduction de volume

Also Published As

Publication number Publication date
NL8200332A (nl) 1982-10-18
GB2099207A (en) 1982-12-01
JPS57163900A (en) 1982-10-08
GB2099207B (en) 1985-01-30
DE3110192A1 (de) 1982-10-07
BE892371A (fr) 1982-07-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FI72008C (fi) Saett att innesluta utbraenda kaernbraenslestavar i en behaollare av koppar.
US4297304A (en) Method for solidifying aqueous radioactive wastes for non-contaminating storage
FR2502381A1 (fr) Procede pour enrober des matieres solides contenant des matieres radio-actives ou contaminees par radio-activite, provenant d'installations nucleaires, dans une matrice destinee au stockage definitif
DE3204204A1 (de) Verfahren zur konditionierung von schwach- bis mittelaktiven abfaellen
FR2550654A1 (fr) Solution vitreuse solide, procede et dispositif de reduction de volume de solution de dechets radio-actifs
EP0112771B1 (fr) Procédé de conditionnement de déchets constitués par des particules métalliques radioactives telles que les fines de dissolution des éléments combustibles irradiés
WO2003068675A1 (fr) Procede de preparation d'un produit a base de phosphate de thorium et/ou d'actinide(s)
CN110291592A (zh) 用于处理流体废物的方法
JP2008256660A (ja) 放射性廃棄物焼却灰の固化処理方法
EP0204634B1 (fr) Procédé et dispositif pour le traitement de déchets tritiés solides non organiques
US5044911A (en) Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods
US4269728A (en) Method for storing spent nuclear fuel in repositories
EP1430487B1 (fr) Procede de mise au rebut d'un objet en ceramique, graphite et/ou charbon contamine par au moins une matiere toxique, en particulier radiotoxique
JP2846540B2 (ja) 放射性廃棄物ガラス固化体作製用容器
FR2482766A1 (fr) Procede pour l'inclusion de dechets radioactifs, en particulier contenant du tritium
JPS5817399A (ja) 放射性廃棄物の処理方法
FR2701962A1 (fr) Procédé de récupération de métaux utilisables sans dommage à partir de déchets de mélanges métalliques contaminés radioactivement.
DE976039C (de) Verfahren und Vorrichtung zum UEberziehen von Eisen oder Nickel mit Chrom
RU2088986C1 (ru) Способ отверждения фильтроперлитных пульп
FR2998409A1 (fr) Procede et appareil pour le traitement d'une matiere radioactive
JPH0556479B2 (fr)
Adams et al. SULFUR POLYMER STABILIZATION/SOLIDIFICATION (SPSS) TREATABILITY OF LOS ALAMOS NATIONAL LABORATORY MERCURY WASTE.
Emmert et al. Method for removing radioactive plastic wastes and apparatus therefor
CN111684544A (zh) 用于分离铯和锝的方法
Song et al. Fuel Casting Development for Reducing Volatilization of Metallic Fuel