JP2003502623A - 放射性物質の廃棄物処理 - Google Patents

放射性物質の廃棄物処理

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JP2003502623A JP2001503180A JP2001503180A JP2003502623A JP 2003502623 A JP2003502623 A JP 2003502623A JP 2001503180 A JP2001503180 A JP 2001503180A JP 2001503180 A JP2001503180 A JP 2001503180A JP 2003502623 A JP2003502623 A JP 2003502623A
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デーリング・ロタール
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    • G21F9/28—Treating solids
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 放射性材料の廃棄処理 【解決手段】 本発明は、添加物−混合物の充填剤の少なくとも一部分が廃棄処理すべき物質に交換されていることおよび廃棄処理すべき物質が細粒を殆ど含有していないことを特徴とする、上記方法。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の利用分野】
本発明は放射性物質、特に放射性グラファイトを注型材料あるいは注型成形体
、中でも特に規定された方法の使用下に製造されたものを廃棄処理する方法に関
する。
【０００２】
【従来の技術】
とりわけ放射性廃棄物、特に原子炉用放射性グラファイトの廃棄処理は依然と
して解決されていない問題である。なるほど現時点では放射性および／または高
い毒性の物質はいわゆる最終保管するために例えばいわゆる緻密な状態調整によ
ってあるいは固化することによって（セメントで固める等によって）廃棄される
が、この場合には廃棄処理すべきあるいは最終保管すべき物質の体積が非常に大
きくなってしまう。米国、英国、フランスおよびドイツでは、現時点では具体的
な状態調整−および廃棄処分対策が存在しないので従来には原子炉用グラファイ
トの内の多量のものが廃棄処分されていない。フランスおよび英国では可能な方
法としてグラファイトの焼却が議論されたが、この種の廃棄物は放射性トリチウ
ム（Ｔ）および炭素−１４（Ｃ−１４）の含有量が多いために焼却されていない
。何故ならばこれが大気中に放出されるので著しく環境を害するからである。特
に米国等の国では焼却に対して大いに疑念を抱いている。特に放射性グラファイ
トの廃棄処理に付いての、従来技術によって提案された廃棄処理のシナリオは最
後に記載した文献リストを参照することを指摘する。
【０００３】 更に米国特許第４，６５２，４０４号明細書には放射線汚染廃棄物を焼却によ
って状態調整しそしてそうして得られた灰を次いでセメントあるいはコンクリー
ト中に沈着させる方法が提案されている。同様に国際特許第９８／５４１０７号
明細書には、重金属、砒素等の危険な廃棄物並びに放射性材料をカプセル化する
ことが提案されている。このカプセル化は炭酸カルシウムおよび酸化マグネシウ
ムを含有する硬化性系で行なわれる。
【０００４】 ドイツ特許第３，１３１，７９８号明細書には燃料要素を高圧噴射水の助けに
より機械的に分解することが開示されている。粉砕された物質を次いで分級した
後に最終的に得られたグラファイト−スラリーをセメントで固めて最終保管用ブ
ロックにする。
【０００５】 従来技術から、グラファイトを例えば砂およびセメントと一緒に乾燥状態で混
合しそして次に水の添加によって固めてブロックを製造できることが一般化して
いる。こうして製造されたグラファイト／砂−セメント−ブロックは圧縮強度が
悪く、その結果従来技術で提案される例えばコンクリート中への埋め込みによる
放射性グラファイトの廃棄処理は広くは行なわれていないことが何れにしても判
っている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
それ故に本発明の課題は、近い将来には多量の特に原子炉用放射性廃棄物が予
想されるので、今日知られている方法に比較して改善された、放射性廃棄物、例
えば放射性グラファイトの廃棄処理法を提供することであった。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
この課題は本発明に従って請求項１に記載の構成要件に従う方法によって解決
される。
【０００８】 本発明の思想は、廃棄処分すべき放射性廃棄物、例えば特に廃棄処分すべき原
子炉用放射性グラファイトを破砕および／または粉砕後に、注型用−および／ま
たは充填用モルタルを製造するための相応する結合剤／骨材−配合物において廃
棄状態に調整のために骨材および添加物に交換することにある。この場合、本発
明の本質は廃棄処理すべき物質、例えばグラファイトの中の細粒の割合が僅かで
あることであり、即ち＜２５０μｍの平均粒度の割合が３０％より少ないことで
ある。驚くべきことに、恐らく細粒が多過ぎると、許容できない程低い圧縮強度
をもたらす一種の潤滑効果を生じ、微細成を減らした場合に、放射性廃棄物の廃
棄処理のために造られているセメント結合された塊状物の圧縮強度が決定的に改
善される得ることが判った。
【０００９】 廃棄処理すべき放射性廃棄物、例えば特に廃棄処理すべき放射性グラファイト
の＜２００μｍの細粒の割合が２０％より少なくのが、特に１５％より少ないの
が有利である。
【００１０】 本発明の実施態様によれば、例えば水硬性結合剤を含む、シーリング用−ある
いは注型用モルタルおよび−コンクリート、特にセメントモルタルの配合物には
、通常使用される砂あるいは砂利が粉砕されたおよび／または破砕さらた廃棄処
理すべき放射性物質に、特に廃棄処理すべき原子炉用放射性グラファイトに交換
するべきである。本発明の方法の特に有利な実施態様は従属形式の各請求項に示
してある。
【００１１】 従って原子炉用放射性グラファイトの廃棄処分は例えば骨材、例えば砂、砂利
、および／またはセメントモルタル、コンクリートの様な、例えばグラファイト
−／セメントモルタルマトリックスの状態でその他の廃棄物充填用容器、例えば
コンテナ等に充填するために使用されるセメント結合される物質における骨材の
完全な代替え物と一緒に湿式粉砕することによって行なわれる。廃棄物を状態調
整のこの方法によって、さもなければ原子炉用放射性グラファイトを固める際に
生じる廃棄物の体積（この体積は単独でまたは他の放射性廃棄物と一緒に最終状
態に調整された廃棄物充填ドラムとして存在する）が完全に排除される。グラフ
ァイト廃棄処理のこの方法は経済的な面からは顕著な費用の節約をもたらす。何
故ならばそうしないと専ら保管される追加的に発生する廃棄物充填ドラムにより
多大な廃棄処理費用が発生するからである。
【００１２】 砂、セメント結合剤および特殊な添加物より成るシーリング用−および充填用
モルタルの用途は、モルタル材料をコンテナの様な廃棄物充填用容器中の中間空
間に充填しそしてそうして中実のモノリスの廃棄物充填ドラム単位を形成するこ
とによって、しばしば放射性廃棄物、例えば原子炉遮蔽物、グラファイト片、コ
ンクリート破砕物等を固めるために使用される。従来技術から公知の注型法に比
較して本発明で提案した方法は、中間空間に充填されるモルタル中にも放射性物
質、特に上述の原子炉用放射性グラファイトが含まれることに特徴がある。
【００１３】 グラファイトの廃棄処理法は例えば次の方法段階で構成される： − 骨材および／または添加物、例えば４５重量％までの廃棄処分すべきその他 の廃棄物を容器中で固めるために最終状態に調整するので使用されるセメント 結合配合物の骨材としての砂（ここでは６ｍｍまでの粒度）１００％までを代 替えする目的で、粉砕機械、例えばスプリット工場で知られた破砕製粉機によ って０〜約６０ｍｍの直径の粒度に湿式粉砕する。粉砕したグラファイトの添 加量はセメントモルタル中の５０重量％までの添加物を更に交換することによ って砂の量割合を超えてもよい。
【００１４】 コンクリート材料中には砂利および砂成分の様な骨材およびしばしば添加物 が破砕されたおよび粉砕された放射性グラファイトに交換されていてもよく、 その結果かゝるコンクリート混合物が７５重量％までグラファイトを含有して いてもよい。
【００１５】 グラファイト／セメント−比は少なくとも１．３から選択するのが有利であ り、特に少なくとも１．３５のグラファイト／セメント−比が有利である。 − 湿式粉砕したグラファイトをそれのために製造された強化マトリックス、例 えばセメント結合された物質、例えばセメントモルタル、コンクリート等と混 合する。 − 放射性で、流動性の後で強化されるかあるいは結合される“原子炉用グラフ ァイト−充填マトリックス”を他の固体廃棄物を既に含む予備状態調製された 廃棄物用容器中に充填して廃棄物充填ドラムを製造する。
【００１６】 例えば既に予備状態調製された放射性廃棄物の入った廃棄物充填ドラムを製造
するために使用される強化された充填用マトリックス中に原子炉用グラファイト
を廃棄処理する例示した方法を添付の例示図１および２によって更に詳細に実証
する。弱い放射性の湿式粉砕されたグラファイトをいわゆる“減衰用遮蔽物”、
即ち原子系装置並びに中間または最終貯蔵所等で使用するための完成された遮蔽
物を製造するために固化させることも考えられる。
【００１７】 図１および２の両方を引用する。図１はコンテナの一つの例（１）を断面図で
示している。このコンテナは本発明で提案したシーリング用マトリックス中に封
じ込められている廃棄処理すべき種々雑多な放射性物質を含有している。例えば
図１は例えばグラファイト片（３）、グラファイト破砕物（５）、熱あるいは生
物に対しての保護用防護板（７）並びに灰硼鉱コンクリートブロック（９）を図
示している。コンテナ（１）中に封じ込められた廃棄処理すべきこれらの物質は
本発明で提案した放射性グラファイト含有セメントモルタルマトリックス（１１
）中に注ぎ込まれている。
【００１８】 図２は別のコンテナ用充填ドラム（２１）の切断面図であり、この場合、この
ものは例えば２０ｔのコンクリート製肉薄壁小型コンテナであり、原子炉で保護
用遮蔽物として使用される放射性の鋼鉄−あるいは灰鉄廃棄物を主として含有し
ている。
【００１９】 本発明を例示する配合物組成によって更に詳細に説明する。この場合には以下
の表１に６ｍｍ、１５ｍｍ、３０ｍｍおよび６０ｍｍのグラファイト最大粒度を
含有する４つの配合を示す。
【００２０】
【表１】
【００２１】 1) 乾燥状態での見掛け密度１．７０ｋｇ／ｄｍ3 、湿った状態での見掛け密度 １．８７ｋｇ／ｄｍ3 および空隙率１７．３４容積％を有する原子炉用グラ ファイト 多孔質充填物は非晶質分散性珪酸であり、過剰の水酸化カルシウム［Ｃａ（Ｏ
Ｈ）2 ］のための結合剤である。この分散性珪酸は耐漏出性を向上させるのに役
立つ。
【００２２】 ゼオライトは、一般に容易に溶解する可動性の放射性分解生成物であるセシウ
ムおよびストロンチウムを結合させるための代替えの剤である。ゼオライトによ
って可動性放射性核種の漏出が防止される。
【００２３】 場合によっては多孔質フィラーおよびゼオライトの様な骨材は細かく粉砕した
グラファイト廃棄物に交換することができる。
【００２４】 セメントとしてはポルトランドセメントまたは高価のセメント、例えば耐硫酸
塩性セメント、あるいは特に橋梁建設においておよび水の影響下での用途で使用
される耐蝕性セメントを用いるのが有利である。原則として以下の結合剤が可能
である： 水硬作用ポルトランドセメント、高炉セメント、フライアッシュセメント、ト
ラスセメント、油頁岩(Oelschiefer) セメント、アルミナセメント、フェラリー
（Ferrari)セメントおよび白色セメントの単独、それら相互の組合せまたはシリ
カダスト、プッソラン、水硬性石灰、水酸化カルシウム、酸化カルシウム、水酸
化マグネシウム、酸化マグネシウム、硫酸カルシウム半水和物、硫酸カルシウム
無水物並びに無機系ゲオポリマー(Geopolymere) との組合せ。同様に反応性樹脂
、例えばエポキシ樹脂、シリコーン樹脂、ポリウレタン樹脂等を単独でまたは上
述の結合剤との組合せで用いることも可能である。
【００２５】 可塑化剤としてはモルタル混合物の流動性あるいは充填度を最適にするための
添加剤を用いる。
【００２６】 湿潤剤：グラファイト表面の湿潤におよび空気の閉じ込めを防止するために役
立つ。湿潤剤は凝集してはならないし、セメント媒体中で速やかに分解できるべ
きである。
【００２７】 固化後二年（保管）で湿潤剤は殆ど検出できなくなるべきである。
【００２８】 添付の図３〜６には４つの配合物で使用されたグラファイトの相応する篩（分
級）分析を示しており、図３は６ｍｍの最大粒度を示し、図４は１５ｍｍの最大
粒度を示し、図５は３０ｍｍの最大粒度を示しそして図５は６０ｍｍの最大粒度
を示している。
【００２９】 以下の表２において、６、１５、３０および６０ｍｍの最大粒度を有する種々
のグラファイト骨材の粒度分布を図３〜６に相応して示してある。
【００３０】
【表２】
【００３１】 ４つの組成から明らかに判る通り、６０ｍｍまでの最大粒度を使用した場合に
は非常に多いグラファイトを含有する配合は影響を及ぼし得る。即ち約７０％が
６ｍｍのグラファイト最大粒度の場合よりも約７０％多い。最終的にはどの配合
が他の放射性廃棄物のシーリングのために使用されるかは、廃棄物の“嵩張り”
あるいは寸法に左右されるかあるいはグラファイト−／セメントモルタル−重量
の負荷の大きさで左右される。モルタル配合物中のグラファイトの最大粒度が大
きければ大きい程、配合物のグラファイト負荷量がますます増加する。
【００３２】 グラファイト／セメントモルタル−混合物の４つの上述の配合物から製造され
る試験体の第一の実験である２８日硬化後の圧縮強度は４２Ｎ／ｍｍ2 〜５１Ｎ
／ｍｍ2 の値をもたらす。従ってＨＳＫおよびＮＡＧＲＡで要求される１０Ｎ／
ｍｍ2 の強化廃棄物ダイプレートの最小圧縮強度を明らかに超えている。測定さ
れた値は最小圧縮強度に関する許容された国際基準を一般に満足している。脱塩
されそして硫酸カルシウムで飽和された水中での放射性核種の漏出データ［ＩＳ
Ｏ−規格Ｎｏ．６９６１］は＜５×１０-6ｍ／ｄである。本発明で要求される様
な非常に細粒の割合の多いグラファイトを用いて製造された成形体では１５Ｎ／
ｍ2 以下の圧縮強度が測定される。２００μｍの最大粒度を持つ骨材としてのグ
ラファイトの場合には＜１０Ｎ／ｍ2 の圧縮強度すら測定された。
【００３３】 本発明で提案したグラファイト／セメントモルタル−配合物の更に大きな長所
は、何らかの放射性廃棄物並びに廃棄処理すべき追加的な液体の注入と共に、通
常使用される砂あるいは砂利または他の添加物の代わりに原子炉用放射性グラフ
ァイトを廃棄処分できることである。この場合には砂あるいは鉱物性充填剤を使
用する場合に通例であるよりも高い充填度を用いることができる。
【００３４】 文献一覧表： （１）M.Dubourg, Nuclear Engineering and Design 154(175), Solution to le
vel 3 dismantling of gas-cooled reactors: the graphite-incineration,第
73-77 頁。 （２）Kontec'99, 4. Internationales Symposium "Konditionierung radioakti
ver Betriebs- und Stillegungsabfaelle" 15.-17.、1999年 3月, St.Theis等、
Langzeitgarantiewerte fuer C-14 am Beispiel des Endlagers Morsleben,第85
9-876 頁。 （３）V.Hesshaimer, M.Heimann, I.Levin "Radiocarbon evidence for a small
er oceanic carbon dioxide sink than previously believed", Nature, 第370
巻、No.6485; 1994 年 7月21日。 （４）H.H.Loosli, Ingeborg Levin, Lokale und globale 14C-konzentrationen
und die dadurch bewirkten Strahlendosen. Seminar ueber Umweltbelastung
durch langlebige Kuenstlich erzeugte Radionuklide,Luzern und Vitznau, 19
95年 6月29日および30日。
【手続補正書】特許協力条約第３４条補正の翻訳文提出書
【提出日】平成１３年６月９日（２００１．６．９）
【手続補正１】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】特許請求の範囲
【補正方法】変更
【補正の内容】
【特許請求の範囲】
【手続補正２】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０００４
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０００４】 英国特許２０４７９４６号明細書には、放射性廃棄物、例えば特にポリウレタ
ンマトリックス中の放射性イオン交換樹脂をカプセル化することが開示されてい
る。この場合には廃棄物を有機系ポリオール、ポリイソシアネートおよび水硬性
セメントの水性エマルジョンに、モノリスブロックを形成するために分散させて
いる。 ドイツ特許第３１３１７９８号明細書には、燃料要素を高圧噴射水の助けによ
り機械的に分解することが開示されている。粉砕された物質を次いで分級した後
に最終的に得られたグラファイト−スラリーをセメントで固めて最終保管用ブロ
ックにする。
【手続補正３】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００３４
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００３４】 文献一覧表： （１）M.Dubourg, Nuclear Engineering and Design 154(1995), Solution to l
evel 3 dismantling of gas-cooled reactors: the graphite-incineration, 第
73-77 頁。 （２）Kontec'99, 4. Internationales Symposium "Konditionierung radioakti
ver Betriebs- und Stillegungsabfaelle" 15.-17.、1999年 3月, St.Theis等、
Langzeitgarantiewerte fuer C-14 am Beispiel des Endlagers Morsleben,第85
9-876 頁。 （３）V.Hesshaimer, M.Heimann, I.Levin "Radiocarbon evidence for a small
er oceanic carbon dioxide sink than previously believed", Nature, 第370
巻、No.6485; 1994 年 7月21日。 （４）H.H.Loosli, Ingeborg Levin, Lokale und globale 14C-konzentrationen
und die dadurch bewirkten Strahlendosen. Seminar ueber Umweltbelastung
durch langlebige Kuenstlich erzeugte Radionuklide,Luzern und Vitznau, 19
95年 6月29日および30日。
【手続補正書】特許協力条約第３４条補正の翻訳文提出書
【提出日】平成１３年７月９日（２００１．７．９）
【手続補正１】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】特許請求の範囲
【補正方法】変更
【補正の内容】
【特許請求の範囲】

Claims (16)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 放射性物質を廃棄物処理する方法において、シーリング材、
    モルタル、注型用樹脂およびこれらの類似物を製造するための結合剤／骨材−混
    合物において、骨材の少なくとも一部分が廃棄処理すべき物質に交換されている
    ことおよび廃棄処理すべき物質が微細成分を殆ど含有していないことを特徴とす
    る、上記方法。
  2. 【請求項２】 ＜２５０μｍの微細の割合が廃棄処理すべき物質の重量を基
    準として３０％より少なく、好ましくは１５重量％より少ない、請求項１に記載
    の方法。
  3. 【請求項３】 結合剤の少なくとも一部として水硬性結合剤を使用する請求
    項１または２に記載の方法。
  4. 【請求項４】 結合剤の少なくとも一部として反応性樹脂を使用する請求項
    １〜３のいずれか一つに記載の方法。
  5. 【請求項５】 骨材としての放射性物質および充填剤の一部代替品を結合剤
    と一緒にモルタルまたは注型用材料として別の廃棄処理すべき物質をシーリング
    するかあるいはカプセル化するために容器あるいはコンテナにおいて使用する請
    求項１〜４のいずれか一つに記載の方法。
  6. 【請求項６】 放射性グラファイト、特に原子炉用グラファイトを粉砕しそ
    して、好ましくは水硬性結合剤、例えばセメント並びに場合によっては他の添加
    物と少なくとも一緒に、他の放射性物質および／または有毒物質、例えば特に原
    子炉廃棄物あるいは廃棄処理すべき原子炉部材をシーリングあるいはカプセル化
    するためのモルタルまたはシーリング材配合物として使用する請求項１〜５のい
    ずれか一つに記載の方法。
  7. 【請求項７】 最初に原子炉放射性グラファイトを＜６０ｍｍ、好ましくは
    ＜３０ｍｍに湿式粉砕し、次いで少なくとも１種類の水硬性結合剤、例えばセメ
    ントと一緒にモルタルまたはシーリング材配合物を製造するために混合する請求
    項１〜６のいずれか一つに記載の方法。
  8. 【請求項８】 廃棄処理すべき物質、例えば特に原子炉用放射性グラファイ
    トの＜２００μｍの細粒の割合が廃棄処理すべき物質の重量を基準として２０％
    より少なく、好ましくは１５％より少ない、特に好ましくは１０重量％より少な
    い請求項１〜７のいずれか一つに記載の方法。
  9. 【請求項９】 流動性、充填度、耐蝕性、耐老化性、耐漏出性を向上させ並
    びに表面湿潤性とするために配合物用添加物を添加する請求項６〜８のいずれか
    一つに記載の方法。
  10. 【請求項１０】 粉砕されたおよび／または破砕さらた放射性グラファイト
    の、配合物への充填度が慣用の鉱物性充填物、特に骨材、例えば砂、砂利および
    ／または添加物、例えば斜プチロライト、ミクロポーズ(Micropoz)、石灰石粉、
    石英粉末等を用いた場合の充填度よりも多い請求項６〜９のいずれか一つに記載
    の方法。
  11. 【請求項１１】 結合剤として硫酸塩安定性のおよび／または耐蝕性セメン
    トを使用する請求項１〜１０のいずれか一つに記載の方法。
  12. 【請求項１２】 廃棄処理すべき物質あるいは放射性グラファイトに湿潤剤
    が既に破砕あるいは粉砕の際に添加されている請求項６〜１１のいずれか一つに
    記載の方法。
  13. 【請求項１３】 結合剤配合物として少なくとも１種類の水硬性結合剤、例
    えばセメント並びに充填物として少なくとも粉砕されたおよび／または破砕され
    た放射性のおよび／または有毒な物質、例えば特に原子炉用放射性グラファイト
    を含有し、その際に充填物の＜２５０μｍの細粒、特に原子炉用放射性グラファ
    イトの細粒の割合がフィラー混合物の重量を基準として３０重量％より少ない、
    好ましくは１５重量％より少ない、特に好ましくは１０重量％より少ない注型用
    材料（１１）。
  14. 【請求項１４】 廃棄処理すべき放射性物質、特に原子炉廃棄物（３，５，
    ７，９）並びにシーリング用マトリックス（１１）としてシーリング剤配合物あ
    るいはモルタル配合物、少なくとも含有する水硬性結合剤、例えばセメント並び
    に粉砕されたおよび／または破砕された放射性グラファイト、特に原子炉用グラ
    ファイトを含有する注型成形体。
  15. 【請求項１５】 注型成形体、特にコンテナ（１，２１）として容器中で注
    型あるいはシーリングする請求項１３または１４の注型用材料。
  16. 【請求項１６】 モルタルあるいはシーリング用マトリックス（１１）とし
    てモルタルあるいは注型材料配合物、少なくとも含有する水硬性結合剤、例えば
    セメント並びにフィラーとしての破砕されたおよび／または粉砕された原子炉用
    グラファイトを含有する、請求項５〜１１のいずれか一つに記載の方法によって
    製造される注型用材料。
JP2001503180A 1999-06-14 2000-05-16 放射性物質の廃棄物処理 Withdrawn JP2003502623A (ja)

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JP (1) JP2003502623A (ja)
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008281510A (ja) * 2007-05-14 2008-11-20 Toshiba Corp 黒鉛粉末廃棄物の処理方法および処理装置
KR102536109B1 (ko) * 2021-11-26 2023-05-26 주식회사 케미콘 유-무기 하이브리드형 고화제 조성물 및 이를 이용한 방사성 폐기물 고형화 처리 공법

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
UA57884C2 (uk) * 1999-10-14 2003-07-15 Дейвід БРЕДБЕРІ Спосіб обробки радіоактивного графіту
RU2474897C1 (ru) * 2011-08-10 2013-02-10 Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" (ЗАО "РАОТЕХ") Установка для удаления жидких радиоактивных отходов из емкостей временного хранения
DE102012204348B3 (de) * 2012-03-20 2013-06-13 Areva Gmbh Verfahren zum Entsorgen eines radioaktiven Sekundärabfalles
US9302294B2 (en) 2013-08-02 2016-04-05 Babcock Noell Gmbh Separating radioactive contaminated materials from cleared materials resulting from decommissioning a power plant
CN114068059B (zh) * 2021-09-27 2024-06-14 中国核电工程有限公司 一种保证水泥砂浆均匀完整性的废密封源固定整备方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2741661C2 (de) * 1977-09-16 1986-12-11 Gesellschaft für Strahlen- und Umweltforschung mbH, 8000 München Verfahren zur Umkleidung von Abfallfässern mit einer auslaugsicheren, geschlossenen Hülle
GB2046499A (en) * 1979-04-06 1980-11-12 Astor Chemical Ltd Encapsulation of radioactive waste
DE3012116C2 (de) * 1980-03-28 1985-03-21 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren und Einrichtung zur Behandlung von radioaktiv kontaminierten festen Abfällen
DE3144754A1 (de) * 1981-11-11 1983-05-19 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Formkoerper zur einbindung radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung
IE822428L (en) * 1982-10-07 1984-04-07 Attwell Ronald Leslie Cement filled container for nuclear or toxic waste
JPS63195598A (ja) * 1987-02-07 1988-08-12 日本碍子株式会社 放射性廃棄物の固化処理装置
FR2687499B1 (fr) * 1992-02-13 1994-04-15 Elf Atochem Sa Procede de conditionnement de resines echangeuses d'ions contaminees par des elements radioactifs.
US5649323A (en) * 1995-01-17 1997-07-15 Kalb; Paul D. Composition and process for the encapsulation and stabilization of radioactive hazardous and mixed wastes

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008281510A (ja) * 2007-05-14 2008-11-20 Toshiba Corp 黒鉛粉末廃棄物の処理方法および処理装置
KR102536109B1 (ko) * 2021-11-26 2023-05-26 주식회사 케미콘 유-무기 하이브리드형 고화제 조성물 및 이를 이용한 방사성 폐기물 고형화 처리 공법

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