FR3102290A1 - Procédé de solidification d'hydroxydes de radionucléides - Google Patents
Procédé de solidification d'hydroxydes de radionucléides Download PDFInfo
- Publication number
- FR3102290A1 FR3102290A1 FR2003980A FR2003980A FR3102290A1 FR 3102290 A1 FR3102290 A1 FR 3102290A1 FR 2003980 A FR2003980 A FR 2003980A FR 2003980 A FR2003980 A FR 2003980A FR 3102290 A1 FR3102290 A1 FR 3102290A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- radionuclide
- mixture
- powder
- melting point
- solidifying
- 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 abstract description 44
- 230000008569 process Effects 0.000 title claims abstract description 26
- 238000007711 solidification Methods 0.000 title abstract description 20
- 230000008023 solidification Effects 0.000 title abstract description 20
- 150000004679 hydroxides Chemical class 0.000 title description 4
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims abstract description 64
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 51
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 51
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 39
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M hydroxide Chemical compound [OH-] XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 21
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 19
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims description 74
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 71
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 claims description 28
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 23
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 14
- -1 B 2 O 3 Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 229910015902 Bi 2 O 3 Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 229910004298 SiO 2 Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 7
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 7
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000011812 mixed powder Substances 0.000 claims description 5
- 239000012768 molten material Substances 0.000 claims description 5
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims description 3
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 claims description 3
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000005507 spraying Methods 0.000 claims description 3
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims description 2
- XLOMVQKBTHCTTD-UHFFFAOYSA-N Zinc monoxide Chemical compound [Zn]=O XLOMVQKBTHCTTD-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 10
- TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L barium sulfate Chemical compound [Ba+2].[O-]S([O-])(=O)=O TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L 0.000 abstract description 8
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- WMWLMWRWZQELOS-UHFFFAOYSA-N bismuth(iii) oxide Chemical compound O=[Bi]O[Bi]=O WMWLMWRWZQELOS-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- 229910011255 B2O3 Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 229910052681 coesite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 229910052906 cristobalite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- JKWMSGQKBLHBQQ-UHFFFAOYSA-N diboron trioxide Chemical compound O=BOB=O JKWMSGQKBLHBQQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000000377 silicon dioxide Substances 0.000 abstract 1
- 235000012239 silicon dioxide Nutrition 0.000 abstract 1
- 229910052682 stishovite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 229910052905 tridymite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 16
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 14
- 229910021645 metal ion Inorganic materials 0.000 description 6
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-L Sulfate Chemical compound [O-]S([O-])(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 5
- 238000002441 X-ray diffraction Methods 0.000 description 4
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 4
- 229920000876 geopolymer Polymers 0.000 description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 4
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 description 4
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 description 4
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 4
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 2
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 2
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 2
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 2
- NLYAJNPCOHFWQQ-UHFFFAOYSA-N kaolin Chemical compound O.O.O=[Al]O[Si](=O)O[Si](=O)O[Al]=O NLYAJNPCOHFWQQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 2
- 238000013507 mapping Methods 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 229910000000 metal hydroxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000004692 metal hydroxides Chemical class 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 206010073306 Exposure to radiation Diseases 0.000 description 1
- WGLPBDUCMAPZCE-UHFFFAOYSA-N Trioxochromium Chemical compound O=[Cr](=O)=O WGLPBDUCMAPZCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000009390 chemical decontamination Methods 0.000 description 1
- 229910000423 chromium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 229910001653 ettringite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N iron oxide Inorganic materials [Fe]=O UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000013980 iron oxide Nutrition 0.000 description 1
- VBMVTYDPPZVILR-UHFFFAOYSA-N iron(2+);oxygen(2-) Chemical class [O-2].[Fe+2] VBMVTYDPPZVILR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000004570 mortar (masonry) Substances 0.000 description 1
- 229910000480 nickel oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- GNRSAWUEBMWBQH-UHFFFAOYSA-N oxonickel Chemical class [Ni]=O GNRSAWUEBMWBQH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005191 phase separation Methods 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B09—DISPOSAL OF SOLID WASTE; RECLAMATION OF CONTAMINATED SOIL
- B09B—DISPOSAL OF SOLID WASTE NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- B09B3/00—Destroying solid waste or transforming solid waste into something useful or harmless
- B09B3/20—Agglomeration, binding or encapsulation of solid waste
- B09B3/25—Agglomeration, binding or encapsulation of solid waste using mineral binders or matrix
- B09B3/29—Agglomeration, binding or encapsulation of solid waste using mineral binders or matrix involving a melting or softening step
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03B—MANUFACTURE, SHAPING, OR SUPPLEMENTARY PROCESSES
- C03B5/00—Melting in furnaces; Furnaces so far as specially adapted for glass manufacture
- C03B5/005—Melting in furnaces; Furnaces so far as specially adapted for glass manufacture of glass-forming waste materials
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03B—MANUFACTURE, SHAPING, OR SUPPLEMENTARY PROCESSES
- C03B5/00—Melting in furnaces; Furnaces so far as specially adapted for glass manufacture
- C03B5/06—Melting in furnaces; Furnaces so far as specially adapted for glass manufacture in pot furnaces
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C1/00—Ingredients generally applicable to manufacture of glasses, glazes, or vitreous enamels
- C03C1/002—Use of waste materials, e.g. slags
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C14/00—Glass compositions containing a non-glass component, e.g. compositions containing fibres, filaments, whiskers, platelets, or the like, dispersed in a glass matrix
- C03C14/004—Glass compositions containing a non-glass component, e.g. compositions containing fibres, filaments, whiskers, platelets, or the like, dispersed in a glass matrix the non-glass component being in the form of particles or flakes
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C3/00—Glass compositions
- C03C3/04—Glass compositions containing silica
- C03C3/062—Glass compositions containing silica with less than 40% silica by weight
- C03C3/064—Glass compositions containing silica with less than 40% silica by weight containing boron
- C03C3/066—Glass compositions containing silica with less than 40% silica by weight containing boron containing zinc
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C4/00—Compositions for glass with special properties
- C03C4/0042—Compositions for glass with special properties for glass comprising or including particular isotopes
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C4/00—Compositions for glass with special properties
- C03C4/08—Compositions for glass with special properties for glass selectively absorbing radiation of specified wave lengths
- C03C4/087—Compositions for glass with special properties for glass selectively absorbing radiation of specified wave lengths for X-rays absorbing glass
-
- 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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C2204/00—Glasses, glazes or enamels with special properties
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
- C03C2214/00—Nature of the non-vitreous component
- C03C2214/14—Waste material, e.g. to be disposed of
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P40/00—Technologies relating to the processing of minerals
- Y02P40/10—Production of cement, e.g. improving or optimising the production methods; Cement grinding
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Geochemistry & Mineralogy (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Glass Compositions (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Silicates, Zeolites, And Molecular Sieves (AREA)
Abstract
La présente divulgation fournit un procédé de solidification d'un radionucléide. Le procédé de solidification du radionucléide comprend les opérations suivantes : fournir un verre à bas point de fusion comprenant du Bi2O3, du B2O3, du ZnO et du SiO2 ; fournir un mélange de verre en mélangeant un mélange à traiter contenant un hydroxyde de radionucléide et du BaSO4, et le verre à bas point de fusion ; et chauffer le mélange de verre.
Description
RENVOI AUX DEMANDES CONNEXES
Cette demande revendique le bénéfice de la priorité à la demande de brevet coréen n° 10-2019-0130635 déposée le 21 octobre 2019 auprès de l'Office coréen de la propriété intellectuelle.
ARRIÈRE-PLAN
1. DOMAINE TECHNIQUE
La présente divulgation concerne un procédé de solidification d'un radionucléide, et plus particulièrement, un procédé de solidification d'un mélange à traiter contenant un hydroxyde d'un radionucléide et du BaSO4.
2. ÉTAT DE LA TECHNIQUE
Une couche d'oxyde de corrosion contenant des radionucléides se forme à l'intérieur du circuit de refroidissement primaire d'une centrale nucléaire, et afin de réduire l'exposition d'un travailleur aux rayonnements pendant la maintenance du circuit de refroidissement, il est généralement nécessaire d'éliminer la couche d'oxyde de corrosion, et en général, un procédé de décontamination chimique comprenant un procédé HP CORD UV est largement utilisé pour réduire la couche d'oxyde de corrosion dans le circuit de refroidissement.
Cependant, dans le procédé de décontamination décrit ci-dessus, se produit un problème de détérioration d'un matériau de base du circuit de refroidissement, et le traitement de la solution de déchet de décontamination est compliqué, si bien que l'institut coréen de recherche pour l'énergie atomique (KAERI) a développé un procédé de décontamination des ions métalliques réducteurs à base d'hydrazine (hydrazine-based reductive metal ion decontamination, HyBRID) qui peut offrir des performances similaires à celles du procédé de décontamination classique tout en résolvant le problème décrit ci-dessus.
Même dans le procédé de décontamination HyBRID, une solution de déchet de décontamination contenant des ions métalliques et des ions sulfate comprenant des radionucléides, et de l'hydrazine, peut être générée, et la solution déchet de décontamination peut être traitée efficacement grâce à un procédé de traitement des solutions de déchet de décontamination utilisant des réactions de précipitation et de décomposition, la séparation solide-liquide, etc. Dans le procédé, des particules de poudre dans lesquelles du BaSO4et des hydroxydes de radionucléides sont mélangés sont générées en tant que déchet ultime, et il est essentiel de solidifier les particules de poudre mélangées sous une forme stable en vue de leur élimination finale.
En général, 95 % ou plus des déchets ultimes sont composés de BaSO4, et lorsque la solidification est effectuée à l'aide de ciment, une substance connue sous le nom d'ettringite est produite, laquelle peut provoquer l'expansion et la fissuration de la forme de déchet, c'est pourquoi la solidification à l'aide de ciment n'est pas appropriée.
D'un autre côté, lorsqu'un géopolymère basé sur du métakaolin est utilisé, il a été confirmé qu'une forme de déchet présentant une résistance à la compression et une stabilité chimique élevées peut être préparée même à un taux de chargement de déchet élevé, pouvant atteindre 40 % (J. Ahn et al., Development of metakaolin-based geopolymer for solidification of sulfate-rich HyBRID sludge waste, J. Nuclear Materials, 518, pp. 247-255, 2019). Cependant, puisque la forme de déchet produite avec le géopolymère présente une masse volumique apparente relativement faible (environ 1,5 à 2,0 kg/l), une perte de masse de 20 % ou plus se produit à des températures ne dépassant pas 200 °C, ce qui entraîne des changements structurels, d'où une faible stabilité thermique, et la préparation de la forme de déchet, y compris la préparation du milieu, nécessite beaucoup de temps (au moins 7 jours). Par conséquent, le développement d'une technologie de solidification permettant de remédier aux inconvénients du déchet ultime contenant un nucléide Co-60 très résistant à la chaleur, etc., est nécessaire.
Un aspect de la présente divulgation consiste à fournir un procédé de solidification d'une poudre contenant un hydroxyde d'un radionucléide et du BaSO4.
Selon un aspect de la présente divulgation, un procédé de solidification d'un radionucléide est fourni. Le procédé de solidification du radionucléide comprend les opérations suivantes : fournir un verre à bas point de fusion comprenant du Bi2O3,du B2O3, du ZnO et du SiO2 ; fournir un mélange de verre en mélangeant un mélange à traiter contenant un hydroxyde d'un radionucléide et du BaSO4,et le verre à bas point de fusion ; et chauffer le mélange de verre.
Brève description des figures
Les aspects, caractéristiques et avantages ci-dessus, ainsi que d'autres aspects, caractéristiques et avantages de la présente invention, seront mieux compris grâce à la description détaillée suivante associée aux dessins qui l'accompagnent, dans lesquels :
Description détaillée de l’invention
Des modes de réalisation préférentiels de la présente divulgation sont décrits en détail ci-après en référence aux dessins qui l'accompagnent. Toutefois, les modes de réalisation de la présente divulgation peuvent être modifiés de nombreuses manières différentes et le domaine d'application de la divulgation ne doit pas être limité aux modes de réalisation qui y sont définis.
Un circuit primaire d'une centrale nucléaire désigne un système de réacteur ou un circuit primaire, et divers dispositifs et équipements entourant le réacteur, par exemple, une barre de contrôle qui commande une sortie du réacteur, des tuyaux dans lesquels circule un fluide de refroidissement, des pressuriseurs, des générateurs de vapeur, des conteneurs de contaminants, etc. sont inclus. Dans ce cas, des oxydes métalliques comprenant des métaux ou des alliages contaminés par la radioactivité se forment à divers endroits du circuit primaire, et les oxydes métalliques peuvent être de l'oxyde de chrome, des oxydes de fer ou des oxydes de nickel.
Lorsqu'un oxyde métallique contaminé par la radioactivité est décontaminé par un procédé de décontamination HyBRID, une solution de déchet de décontamination comprenant un ion métallique et un ion sulfate comprenant un radionucléide, et de l'hydrazine, est générée. La solution de déchet de décontamination peut être traitée efficacement par un procédé de traitement des solutions de déchet de décontamination utilisant des réactions de précipitation et de décomposition, la séparation solide-liquide, etc. Mais ce procédé génère des déchets ultimes sous forme de particules de poudre contenant des hydroxydes de radionucléides et du BaSO4. Il est donc nécessaire de solidifier cette poudre mélangée pour obtenir une forme stable en vue de son élimination finale.
Par conséquent, la présente divulgation fournit un procédé pour traiter efficacement le déchet ultime, c'est-à-dire la poudre contenant l'hydroxyde du radionucléide et le BaSO4.
En détail, un procédé de solidification d'un radionucléide est fourni. Le procédé de solidification du radionucléide peut inclure les opérations suivantes : fournir un verre à bas point de fusion contenant du Bi2O3, du B2O3, du ZnO et du SiO2 ; fournir un mélange de verre en mélangeant un mélange à traiter contenant un hydroxyde d'un radionucléide et du BaSO4et le verre à bas point de fusion ; et chauffer le mélange de verre.
Le radionucléide peut être un radionucléide produit par une centrale nucléaire et peut inclure, par exemple, au moins un élément sélectionné dans un groupe constitué de radio-isotopes du chrome, du cobalt, du fer et du nickel, sans toutefois s'y limiter.
Le point de fusion du verre à bas point de fusion peut être compris entre 440 et 460 °C, de préférence 450 °C. Si le point de fusion du verre se situe en dehors de cette plage, lorsque le verre et le mélange à traiter contenant l'hydroxyde du radionucléide et le BaSO4sont mélangés et solidifiés, le contrôle de la température de solidification pour la production d'une forme de déchet homogène et le rapport de mélange du verre à bas point de fusion et du mélange à traiter peuvent varier.
Comme décrit ci-dessus, le mélange à traiter peut être un déchet du procédé de décontamination HyBRID. Spécifiquement, lorsque le déchet est obtenu par la décontamination d'oxydes métalliques contaminés par la radioactivité lors du procédé de décontamination HyBRID, une solution de déchet de décontamination comprenant des ions métalliques et des ions sulfate comprenant des radionucléides et de l'hydrazine est générée. La solution de déchet de décontamination est le résultat du procédé de traitement des solutions de déchet de décontamination utilisant des réactions de précipitation et de décomposition, la séparation solide-liquide, etc., et ce procédé génère des déchets ultimes sous forme de particules de poudre contenant des hydroxydes de radionucléides et du BaSO4. Dans ce cas, le déchet peut être composé à 95 % de BaSO4en masse, et pour le reste, peut contenir par exemple un hydroxyde métallique contenant un radionucléide, et la masse de BaSO4peut varier dans une plage de 90 à 97 % en fonction des conditions du procédé de décontamination.
La poudre contenant l'hydroxyde du radionucléide et le BaSO4peut représenter de 15 à 20 % en masse, de préférence de 15 à 18 % en masse, par rapport à la masse totale du mélange. Lorsque la poudre contenant l'hydroxyde du radionucléide et le BaSO4représente moins de 15 % en masse par rapport à la masse totale du mélange, la préparation de la forme de déchet peut être effectuée efficacement, mais puisque le volume de déchet à traiter peut être faible, il peut être difficile d'obtenir un effet de réduction d'un volume de déchet pour élimination finale à l'aide du procédé de solidification présenté par la présente divulgation. Lorsque la poudre contenant l'hydroxyde du radionucléide et le BaSO4dépasse 20 % en masse, puisqu'un milieu de solidification dépasse un niveau correspondant, une poudre de déchet qui ne participe pas à la solidification est générée, la solidité (densité) de la forme de déchet produite est faible, ce qui peut entraîner un problème de stabilité de la forme de déchet, et l'élimination finale peut donc être difficile à effectuer.
En outre, le mélange à traiter et le verre à bas point de fusion peuvent être fournis sous forme de poudres, respectivement, afin que la forme de déchet obtenue par le procédé de solidification puisse être une forme cristalline homogène. La taille de particule moyenne (diamètre des particules) du verre à bas point de fusion et la taille de particule moyenne (diamètre des particules) du mélange à traiter sont de préférence établies à un niveau similaire, par exemple, la taille de particule moyenne de la poudre de verre à bas point de fusion peut correspondre à 0,8-1,2 fois la taille de particule moyenne du mélange à traiter.
En parallèle, le chauffage du mélange peut être effectué à 500-550 °C. Lorsque l'opération de chauffage du mélange est effectuée à une température inférieure à 500 °C, un problème de forte diminution de la masse volumique apparente de la forme de déchet peut se produire, ce qui peut entraîner un problème de fragilité de la forme de déchet. Lorsque l'opération de chauffage du mélange est effectuée à une température supérieure à 550 °C, le procédé de solidification peut être complexe à mettre en œuvre en raison d'une température élevée et un problème dû au gaz généré par la transformation de l'hydroxyde métallique sous forme d'oxyde peut se produire et nécessiter un dispositif auxiliaire.
Le verre à bas point de fusion de la présente divulgation contient du Bi2O3, du B2O3, du ZnO et du SiO2.En détail, le verre à bas point de fusion peut être préparé en effectuant les opérations suivantes : mélanger les particules de poudre de Bi2O3, de B2O3, de ZnO et de SiO2 ; fondre les particules de poudre mélangées ; refroidir la matière fondue ; et sécher et pulvériser la matière refroidie.
Dans ce cas, une opération de mélange de la poudre de Bi2O3, de B2O3, de ZnO et de SiO2consiste à mélanger chaque poudre selon un certain rapport, et par exemple l'opération peut être effectuée en mélangeant 32 à 38 % en moles de Bi2O3, 25 à 30 % en moles de B2O3, 29 à 35 % en moles de ZnO et 5 à 7 % en moles de SiO2, par rapport au nombre total de moles de la poudre. Lorsque la poudre de verre est préparée à partir de la poudre mélangée selon le rapport molaire décrit ci-dessus, il est possible de préparer une poudre de verre ayant un point de fusion compris entre 440 et 460 °C. Dans ce cas, le mélange homogène de chaque poudre peut être effectué à l'aide d'un mélangeur de poudre d'un type approprié en fonction de la quantité de mélange. Lorsque plusieurs centaines de grammes de poudre sont mélangés, le mélange peut être effectué dans un mortier en agate ou par agitation dans un conteneur étanche à l'air, et dans ce cas, le mélange est effectué de préférence pendant au moins 10 minutes, sans toutefois y être limité.
Comme décrit ci-dessus, il est préférable de procéder au traitement thermique de la poudre mélangée avec la poudre de Bi2O3, de B2O3, de ZnO et de SiO2à une température comprise entre 880 et 950 pendant 1 à 2 heures, mais la présente divulgation ne s'y limite pas. De plus, pendant le traitement thermique, la température est augmentée d'environ 5 à 10 °C par minute, et pendant le traitement thermique, l'intérieur du conteneur de traitement thermique n'est affecté par aucune atmosphère. En ce qui concerne la facilité du traitement thermique, il est préférable d'effectuer le traitement thermique dans une atmosphère composée d'air, sans toutefois s'y limiter, et le traitement thermique peut être effectué dans une atmosphère à forte concentration en oxygène. Cependant, lorsqu'un gaz inerte tel que l'argon, l'azote ou autre est utilisé, les coûts d'utilisation du gaz et d'étanchéité à l'air sont considérés ensemble, ce qui peut engendrer des inconvénients en termes de coûts de fabrication de l'équipement et de coûts de matières.
De plus, comme décrit ci-dessus, la matière fondue de la poudre produite par le traitement thermique doit être rapidement refroidie pour présenter une structure de verre à bas point de fusion, et pour cela le plus efficace consiste à refroidir la matière fondue dans de l'eau. À cette fin, il est possible de refroidir rapidement la matière fondue en la versant dans de l'eau distillée, et ainsi d'obtenir un produit refroidi présentant une structure de verre comme illustré à la Fig 2.
Selon la quantité à pulvériser pour transformer le fluide de refroidissement de la structure de verre obtenue via le procédé de refroidissement en poudre, il est possible de pulvériser le fluide de refroidissement à l'aide de divers pulvérisateurs. Par exemple, la pulvérisation peut être effectuée de sorte que la taille de particule moyenne de la poudre de verre à bas point de fusion soit comprise entre 180 et 220 mesh. Si la taille de particule moyenne de la poudre de verre à bas point de fusion est très réduite, un problème courant et difficile à traiter peut se produire, et si la taille de particule moyenne de cette poudre est très importante, une réaction de solidification entre la poudre de verre à bas point de fusion et la poudre contenant l'hydroxyde du radionucléide et le BaSO4n'est pas efficace, ce qui entraîne un problème de solidité et d'homogénéité de la forme de déchet préparée, et une diminution sensible de la masse volumique apparente de la forme de déchet.
La présente divulgation sera décrite plus en détail ci-après en référence à des exemples spécifiques. Les exemples suivants sont essentiellement destinés à faciliter la compréhension de la présente divulgation, mais le domaine d'application de la présente divulgation ne s'y limite pas.
(1) Fabrication de poudre de verre à bas point de fusion
Des particules de poudre de Bi2O3, de B2O3, de ZnO de SiO2ont été mélangées selon des rapports de 35 % en moles, 27 % en moles, 32 % en moles et 6 % en moles, respectivement, par rapport au volume total de poudre, chauffées à 900 °C et fondues, puis refroidies à l'eau distillée.
De plus, la poudre refroidie à l'eau a été séchée, puis pulvérisée à une taille de particule d'un niveau de 200 mesh pour préparer une poudre de verre à bas point de fusion.
Une image de la poudre de verre à bas point de fusion préparée est illustrée à la Fig 1B, et une analyse XRD a été effectuée pour déterminer si la poudre de verre à bas point de fusion présentait ou non une structure de verre, et les résultats de cette analyse sont illustrés à la Fig 2.
Comme illustré à la Fig 2, il a pu être confirmé que la poudre préparée selon les procédures ci-dessus présente une structure de verre.
De plus, la poudre de verre à bas point de fusion a été chauffée afin de confirmer le bas point de fusion de la poudre de verre à bas point de fusion. Par conséquent, comme illustré à la Fig 3, il a pu être confirmé que la poudre de verre à bas point de fusion avait fondu à une température de 450 °C.
(2) Obtention du mélange à traiter contenant de l'hydroxyde de radionucléide et du BaSO
4
Une poudre d'un mélange à traiter contenant un hydroxyde d'un radionucléide et du BaSO4est obtenue par le biais d'un procédé de décontamination HyBRID. Particulièrement lors du procédé de décontamination HyBRID, une solution de déchet de décontamination contenant des ions métalliques et des ions sulfate, y compris des radionucléides, et de l'hydrazine est générée, et la solution de déchet de décontamination est le résultat de réactions de précipitation avec un hydroxyde tel que le Ba(OH)2 et d'une réaction de décomposition de l'hydrazine avec du H2O2qui ont été effectuées. Les précipités générés ont ensuite été séparés par séparation solide-liquide, etc. Par conséquent, la poudre d'un mélange à traiter contenant un hydroxyde d'un radionucléide et du BaSO4est obtenue suite au procédé de traitement des solutions de déchet de décontamination.
Dans ce cas, dans le déchet, le BaSO4est inclus à un niveau de 95 % en masse, et pour le reste, la poudre contenant un hydroxyde d'un noyau radioactif artificiel est incluse, le noyau radioactif artificiel comprenant un radio-isotope du chrome, du cobalt, du fer, du nickel. Dans ce cas, la taille de particule de la poudre était à un niveau d'environ 200 mesh.
(3) Préparation d'un mélange de poudre contenant de l'hydroxyde de radionucléide et du BaSO
4
et de poudre de verre à bas point de fusion
La poudre de verre à bas point de fusion préparée en (1) et la poudre obtenue en (2) ont été placées dans un mélangeur électrique selon un rapport de masse de 8,5:1,5 et mélangées de sorte à obtenir un mélange homogène.
5 g du mélange mélangé ont été compressés dans un conteneur cylindrique, le conteneur a été placé dans un four de chauffage, puis chauffé à une température de 500 °C pendant 1 heure, et enfin refroidi à température ambiante.
La forme de déchet a été obtenue à partir du conteneur refroidi. La Fig 4 illustre une image d'une forme de déchet. La forme de déchet est une forme de déchet préparée à 500 °C, et ne présente aucun changement thermique à une température inférieure à 500 °C et constitue une forme de déchet relativement stable thermiquement.
(4) Analyse de la forme de déchet obtenue en (3) ci-dessus
Mesure de la masse volumique apparente de la forme de déchet
La masse volumique apparente de la forme de déchet a été mesurée selon le principe d'Archimède.
Ainsi, la masse volumique apparente de la forme de déchet a été mesurée à un niveau de 5,35 g/cm3, et il a donc été confirmé que le procédé de solidification de la présente divulgation peut fournir une forme de déchet d'une excellente densité.
Mesure de l'homogénéité de la forme de déchet
Pour analyser les caractéristiques structurelles des matières constituant la forme de déchet, la forme de déchet a été transformée en poudre et une analyse XRD a été effectuée. Par conséquent, comme illustré à la Fig 5, il a pu être confirmé que le BaSO4et les composants principaux de la poudre de verre à bas point de fusion coexistent sous une forme cristalline.
En outre, la distribution des composants principaux dans la forme de déchet préparée selon le procédé ci-dessus a été mesurée par cartographie MEB, et les résultats sont illustrés à la Fig 6, et comme illustré à la Fig 6, il a pu être confirmé que les composants principaux de la forme de déchet étaient distribués de façon homogène sans séparation de phases, comme illustré dans la Fig 6.
Comme défini ci-dessus, conformément à la présente divulgation, un procédé pouvant traiter un déchet contenant un radionucléide généré au cours d'un procédé de décontamination HyBRID pour produire une forme de déchet haute densité et homogène à l'aide d'une poudre de verre à bas point de fusion à une température relativement basse (550 °C ou moins), peut être fourni. Par rapport au procédé de solidification utilisant un géopolymère actuellement à l'étude, la masse volumique apparente du résultat de solidification (forme de déchet) est 2,6 à 3,5 fois supérieure, ce qui réduit le volume de production de déchet pour une élimination finale à un niveau de 35 à 50 %, en considérant un taux de chargement de déchet, la stabilité thermique de la forme de déchet préparée par la solidification d'un déchet contenant du Co-60, qui est un nucléide très résistant à la chaleur, est relativement élevée. La présente divulgation est très simple et son coût est inférieur, si bien que l'efficacité du procédé peut être grandement améliorée.
En outre, conformément à la présente divulgation, une forme de déchet cristalline homogène présentant une densité élevée peut être produite dans des conditions de basse température, et s'applique aux déchets provenant de l'exploitation d'installations nucléaires et du démantèlement de centrales nucléaires en plus des déchets issus d'un procédé de décontamination. Pour cette raison, la présente divulgation devrait être largement utilisée pour la solidification de déchets contenant des radionucléides.
Bien que la présente invention ait été présentée et décrite en référence aux modes de réalisation, il sera évident pour l'homme de l'art qu'il est possible d'effectuer des modifications et des variations sans s'éloigner de l'esprit et du cadre de l'invention comme défini par les revendications en annexe.
Claims (12)
- Procédé de solidification d'un radionucléide, comprenant les opérations suivantes :
- fournir un verre à bas point de fusion contenant du Bi2O3, du B2O3, du ZnO et du SiO2 ;
- fournir un mélange de verre en mélangeant un mélange à traiter contenant un hydroxyde de radionucléide et du BaSO4, et le verre à bas point de fusion ; et
- chauffer le mélange de verre. - Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le radionucléide comprend au moins un élément sélectionné dans un groupe constitué de radio-isotopes du chrome, du cobalt, du fer et du nickel.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le verre à bas point de fusion présente un point de fusion compris entre 440 et 460 °C.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le mélange à traiter est un déchet de procédé de décontamination HyBRID.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le mélange à traiter contient du BaSO4à hauteur de 90 % à 97 % en masse par rapport à la masse totale du mélange à traiter.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le mélange à traiter est inclus à hauteur de 15 % à 20 % en masse du mélange de verre par rapport à la masse totale du mélange de verre.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le mélange à traiter et le verre à bas point de fusion sont fournis sous forme de poudres, respectivement.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 7, dans lequel la poudre de la poudre de verre à bas point de fusion est une poudre dont la taille de particule correspond à 0,8-1,2 fois la taille de particule moyenne de la poudre du mélange à traiter.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel l'opération de chauffage du mélange de verre est effectuée à 500-550 °C.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 1, dans lequel le verre à bas point de fusion est obtenu en effectuant les opérations suivantes : mélanger les particules de poudre de Bi2O3, de B2O3, de ZnO et de SiO2 ; fondre la poudre mélangée ; refroidir la matière fondue ; et sécher la matière refroidie.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 10, dans lequel l'opération de mélange des particules de poudre de Bi2O3, de B2O3, de ZnO et de SiO2est effectuée en mélangeant 32 à 38 % en moles de Bi2O3, 25 à 30 % en moles de B2O3, 29 à 35 % en moles de ZnO et 5 à 7 % en moles de SiO2, par rapport au nombre total de moles de la poudre.
- Procédé de solidification du radionucléide selon la revendication 10, comprenant en outre une opération de pulvérisation de sorte que la taille de particule moyenne de la poudre de verre à bas point de fusion soit comprise entre 180 et 220 mesh.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR10-2019-0130635 | 2019-10-21 | ||
| KR1020190130635A KR102255388B1 (ko) | 2019-10-21 | 2019-10-21 | 방사성 핵종의 고형화 방법 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR3102290A1 true FR3102290A1 (fr) | 2021-04-23 |
| FR3102290B1 FR3102290B1 (fr) | 2023-04-21 |
Family
ID=74495210
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR2003980A Active FR3102290B1 (fr) | 2019-10-21 | 2020-04-21 | Procédé de solidification d'hydroxydes de radionucléides |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US11587693B2 (fr) |
| KR (1) | KR102255388B1 (fr) |
| DE (1) | DE102020116067B3 (fr) |
| FR (1) | FR3102290B1 (fr) |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4591455A (en) * | 1982-11-24 | 1986-05-27 | Pedro B. Macedo | Purification of contaminated liquid |
| JPH11295487A (ja) * | 1998-04-08 | 1999-10-29 | Hitachi Ltd | 放射性廃棄物の処理方法及び放射性廃棄物のガラス固化体 |
| JP2008102087A (ja) * | 2006-10-20 | 2008-05-01 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 放射性廃液の固化処理方法 |
| FR2934183B1 (fr) * | 2008-07-28 | 2011-02-11 | Commissariat Energie Atomique | Procede de confinement de dechets par vitrification en pots metalliques. |
| US8262950B1 (en) | 2008-11-13 | 2012-09-11 | Sandia Corporation | Low sintering temperature glass waste forms for sequestering radioactive iodine |
| FR2940718A1 (fr) | 2008-12-30 | 2010-07-02 | Areva Nc | Verre alumino-borosilicate pour le confinement d'effluents liquides radioactifs, et procede de traitement d'effluents liquides radioactifs |
| JP6292854B2 (ja) | 2012-12-25 | 2018-03-14 | セントラル硝子株式会社 | 放射性廃棄物のガラス固化体及びその形成方法 |
| KR101507148B1 (ko) | 2013-11-19 | 2015-04-01 | 서울대학교산학협력단 | 방사성 희토류 폐기물 유리화 방법 |
| KR101578623B1 (ko) | 2014-10-29 | 2015-12-17 | 한국원자력연구원 | 방사성 세슘 폐필터를 고화하기 위한 저온용융유리의 제조방법 |
| CN104445920B (zh) | 2014-12-18 | 2017-04-19 | 中南大学 | 一种综合性能优良的无铅低熔点玻璃及其应用方法 |
| CN109949962B (zh) | 2019-03-26 | 2020-09-18 | 西南科技大学 | 一种敷银硅胶的低温固化方法 |
| CN109775994B (zh) | 2019-03-26 | 2021-08-31 | 西南科技大学 | 一种敷银硅胶的玻璃陶瓷低温固化方法 |
-
2019
- 2019-10-21 KR KR1020190130635A patent/KR102255388B1/ko active IP Right Grant
-
2020
- 2020-04-21 FR FR2003980A patent/FR3102290B1/fr active Active
- 2020-04-27 US US16/859,465 patent/US11587693B2/en active Active
- 2020-06-18 DE DE102020116067.4A patent/DE102020116067B3/de active Active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US20210335513A1 (en) | 2021-10-28 |
| US11587693B2 (en) | 2023-02-21 |
| KR102255388B1 (ko) | 2021-05-26 |
| DE102020116067B3 (de) | 2021-02-25 |
| KR20210047402A (ko) | 2021-04-30 |
| FR3102290B1 (fr) | 2023-04-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CA1253721A (fr) | Alliages de neodyme et leur procede de fabrication | |
| Hu et al. | Laser deposition-additive manufacturing of in situ TiB reinforced titanium matrix composites: TiB growth and part performance | |
| RU2586373C2 (ru) | Способ изготовления порошка сплава на основе урана и молибдена | |
| FR3102290A1 (fr) | Procédé de solidification d'hydroxydes de radionucléides | |
| CN113200681B (zh) | 一种固化含钼高放核废的萤石基玻璃陶瓷基材的制备方法 | |
| CH649978A5 (fr) | Procede de conversion conjointe d'une solution aqueuse contenant des nitrates de metaux lourds. | |
| FR2669142A1 (fr) | Materiau de protection radiologique resistant a la chaleur. | |
| Finkeldei et al. | Synthesis and characterization of UO2 feedstocks containing controlled dopants | |
| WO2008096071A2 (fr) | Materiau ceramique refractaire a haute temperature de solidus, son procede de fabrication et piece de structure incorporant ledit materiau | |
| FR2538603A1 (fr) | Procede de conditionnement de dechets constitues par des particules metalliques radioactives telles que les fines de dissolution des elements combustibles irradies | |
| TWI804800B (zh) | 中子減速材料及其製作方法 | |
| Mayzan et al. | Graphite immobilisation in iron phosphate glass composite materials produced by microwave and conventional sintering routes | |
| Carstens et al. | Fabrication of LiD0. 5T0. 5 microspheres for use as laser fusion targets | |
| JP2018065724A (ja) | スラグの製造方法 | |
| JP2008008644A (ja) | ペレット製造用顆粒の造粒方法 | |
| CN113445042A (zh) | 一种基于低活化钢基材的钨铬合金涂层及其制备方法 | |
| Amati et al. | Temperature dependent phenomena in liquid LBE alloy | |
| Jia et al. | Synthesis of Beryllium Pebbles Using Plasma Rotating Electrode Process | |
| RU2237937C1 (ru) | Способ изготовления мишеней-накопителей | |
| JP2002250791A (ja) | 中性子吸収材料用アルミニウム合金粉末及び中性子吸収材料 | |
| CN112028120B (zh) | 一种用于镀制光学薄膜的ZrOx及其制备方法 | |
| FR2652193A1 (fr) | Procede pour l'immobilisation et la reduction en volume de dechets radioactifs de niveau faible dans le traitement du thorium et de l'uranium. | |
| Ma et al. | Comparison of the powderization effect of non-equilibrium plasma oxidation and thermochemical oxidation powders of uranium dioxide solids for actinide analysis | |
| FR2567677A1 (fr) | Materiau de protection contre les rayonnements | |
| CN117790030A (zh) | 动态亚临界水热法固化放射性含碘废物的方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 2 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 3 |
|
| PLSC | Publication of the preliminary search report |
Effective date: 20220603 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 4 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 5 |