JP2013519890A - 少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液をか焼前に処理する方法 - Google Patents

少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液をか焼前に処理する方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2013519890A
JP2013519890A JP2012553294A JP2012553294A JP2013519890A JP 2013519890 A JP2013519890 A JP 2013519890A JP 2012553294 A JP2012553294 A JP 2012553294A JP 2012553294 A JP2012553294 A JP 2012553294A JP 2013519890 A JP2013519890 A JP 2013519890A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
calcination
radionuclide
solution
ruthenium
nitrogen
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
Application number
JP2012553294A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5820824B2 (ja
Inventor
ヴィルジニー ラブ,
フレデリック ゲットマン,
カミーユ カリニョン,
アニェ グランジャン,
アラン ルドゥー,
Original Assignee
コミッサリア ア ロンネルジー アトミック エ オ ゾンネルジー ザルテルナティーフ
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 コミッサリア ア ロンネルジー アトミック エ オ ゾンネルジー ザルテルナティーフ filed Critical コミッサリア ア ロンネルジー アトミック エ オ ゾンネルジー ザルテルナティーフ
Publication of JP2013519890A publication Critical patent/JP2013519890A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5820824B2 publication Critical patent/JP5820824B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

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
    • G21F9/04Treating liquids
    • 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
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/08Processing by evaporation; by distillation
    • 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
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/14Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Glass Compositions (AREA)
  • Feeding, Discharge, Calcimining, Fusing, And Gas-Generation Devices (AREA)

Abstract

本発明は、少なくとも1つの放射性核種およびルテニウムを含む含窒素水溶液をか焼前に処理するための方法であって、この方法が、リグニン、リグノセルロース、場合によりこれらの塩およびこれらの混合物から選択される化合物をこの溶液に添加する工程を含む方法に関する。

Description

本発明は、少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液をか焼およびガラス化の前に処理するための方法に関する。
こうした方法は、特に、放射性活性の液体排出液の再処理に有用であり、この排出液には、ルテニウムが充填されている場合があり、この排出液はガラス化によって調整されることを目的としている。
核産業の分野においては、様々なタイプの放射性水性液体排出液が再処理中に生じる、例えば:
*使用済み燃料の再処理においてウランの核分裂生成物およびプルトニウムの核分裂生成物を分離するための操作から生じる核分裂生成物を含む水性排出液;
*例えば、構造的要素および金属シースの剪断および溶解操作に起因する溶解微粒子および不溶性物質を含む水性排出液;
*エバポレータをすすぐ操作から生じる水性排出液。
これらの水性排出液は、その高い放射性活性のため、環境に放出されることはできず、そのため放射性元素および放射性元素に由来する放射性を捕捉するように調整されることを目的とする。
そのために、このタイプの排出液を調整するための標準的な解決策の1つは、70年代初頭以来、こうした排出液をガラス状マトリックスに固化することからなるガラス化であり、それによって得られた生成物は、長期間の貯蔵のために好適に調整された最終廃棄物を形成する。
ガラス化を促進するために、放射性核種を含有する水性排出液は、これらの排出液中に存在する水を除去するとともに、それらを脱硝するために、それ自体をガラス化する前に予備濃縮されるように導かれる。
この予備濃縮工程は、次の実施形態の1つに従って行われてもよい:
*これらの水性排出液中に通常含有される硝酸の蒸留によって;
*グリセリンとの共沸混合物を製造した後の蒸留によって;
*液体燃料の存在下、排出液を燃焼させることによって;または
*この排出液をか焼することによって、この経路は仏国におけるガラス化操作に現在使用されている経路である。
放射性核種を含む液体排出液のか焼は、通常、か焼反応器にて達成され、この反応器は、例えば、エアロゾル反応器、ロータリードラムか焼機タイプまたはさらには流動床を有する反応器であってもよい。
か焼操作を適用する際、2つの重要な問題が生じ得る。
まず第一に、硝酸ナトリウムの場合がそうであるように、排出液中に存在する化学元素に対する硝酸の作用から生じる特定のニトレートは非常に低い融点を有し、か焼操作の終わりに、か焼が行われる反応器の目詰まりを生じさせ得る粘稠で粘着性のか焼物を生じる。特許文献1に記述されるように、排出液にグルコースを添加することにより、脱硝の促進に寄与でき、それによって上述の目詰まり問題を部分的に抑制できる。この目詰まり問題を完全に防止するために、排出液に、無機アジュバント、例えば、硝酸アルミニウムまたは硝酸鉄を添加する必要がある場合があり、これが有効となるためには、高い含有量で組み込まれなければならず、最終組成物中のか焼物が50質量%までの範囲になり得る。
第2に、放射性の水性液体排出液中に潜在的に存在するルテニウムは、か焼を適用するための条件下に導かれ、揮発性種に酸化されることによって、環境に飛散し得る。この問題を解決するために、特定の著者は、上述の文書に提案されるように、還元剤、特にグルコースを溶液に添加することを提案している。
ガラス化の前の排出液のか焼に関して、先行技術の実施形態から次の欠点が明らかになる:
−還元剤として使用されるグルコースに関して、ルテニウムの酸化に関する問題と、操作の終わりにか焼物の粘稠で粘着性の様相に関する問題とを完全および付随的に解決できないこと;
−無機アジュバントを添加することによる、調整されるべき放射性元素の希釈であり、これが結果として生成されたガラスパケットの数を増大させ、そのためガラス化ラインの処理量が低下し、貯蔵コストを増大させること。
米国特許第4,943,395号明細書
故に、本発明の著者らは、可能性としてルテニウムを含む放射性の含窒素水性排出液を処理するための新規な方法を開発することを目的とし、その結果として、上述のように無機アジュバントの使用に頼る必要なく、後続のか焼中、か焼物の粘着性に関する問題および揮発性酸化ルテニウムの潜在的な形成に関する問題を解決する。
本発明の著者は、驚くべきことに、上述の液体排出液に特定有機アジュバントを添加することによって、上述の問題全体を効率良く解決できることを見出した。
故に、第1の目的に従う本発明は、少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液を処理するための方法に関し、この方法が、リグニン、リグノセルロース、場合により塩としておよびこれらの混合物から選択される化合物をこの溶液に添加する工程を含む。
故に、上述のような化合物を使用することによって、一旦か焼されたら、グルコースが溶液を処理するために使用された場合よりも優れた脱硝レベルおよび良好なルテニウムレベルを有するか焼物を生じる溶液を利用可能となり、これは、先行技術の特定実施形態の場合にあるように無機アジュバントの添加を必要としない。最後に、こうして処理された溶液は、非粘着性のか焼物を導く。
さらに、リグニンおよびその誘導体(例えば、リグノスルホネート化合物およびリグノセルロース化合物)の使用はさらに、次の利点を有する:
−これらの化合物は、それらが製紙業界の副生成物であり、またはさらにはセメントの分散剤または遅延剤として販売されているので、豊富に利用可能であり、低コストである;
−それらは、か焼物の粘稠度に関与し、か焼物を圧縮し、非粘着性にするのに寄与する非常に硬質の生成物を形成するために、酸性媒体中にて熱架橋される。
前述および後述にて、リグニンとは、通常、以下の式(I)、(II)および(III)の化合物の少なくとも1つの重合および/または縮合から得られるユニットを含む縮合生成物を意味することを指定する:
Figure 2013519890
これらの化合物はまた、それぞれクマリルアルコール、コニフェリルアルコールおよびシナピルアルコールの名前で一般に知られている。
リグニンは、上述の化合物によって保持された二重結合の開環から生じるユニットを含み、この二重結合の炭素原子の少なくとも1つは、二重結合の炭素原子を介してまたはフェニル環によって保持される原子(酸素または炭素)を介して別の化合物と結合でき、またはさらに別の基と次に再結合し得る−OH機能を提供するために酸化されることができる。
それによって、リグニンには、次の単純なユニット:
Figure 2013519890
このOH機能も、他のユニットと結合することに関与し得る、
または次のユニットのような二重結合の開裂後に特定の基の再結合から生じるさらにより複雑なユニットを、同様に見出すことができる:
Figure 2013519890
上述のユニットに見られる大括弧は、他のユニットとの結合が達成される場所を示す。
前述および後述にて、リグノセルロースとは、通常、次の構成要素の組み合わせを意味する:
−上記で定義されるようなリグニン;
−D−グルコースの縮合から生じる直鎖であるセルロース;
−および場合によりヘミセルロースであって、5個の炭素原子を有する糖(例えば、キシロースおよびアルビノース)および6個の炭素原子を有する糖(例えば、グルコース、ガラクトースおよびマンノース)の異なるタイプの組み合わせから生じる直鎖または分岐鎖からなり得る、ヘミセルロース。
前述および後述にて、放射性核種とは、通常、例えば、核燃料に起因する核分裂元素であってもよい放射性元素を意味する。
これがリグニンまたはリグノセルロースについてであるかどうかによらず、これらの化合物は、塩、例えば、リグノスルホネートとして存在し得る。
場合により、塩としてのリグニンおよびリグノセルロースは、有機または場合により無機添加剤と組み合わせて使用されてもよく、得られた混合物は、好ましくは混合物の質量に基づいて70質量%を超えるリグニンまたはリグノセルロース含有量を有するべきである。
上述のように、それによって処理された溶液は、この溶液に存在する水を除去し、さらにこの溶液を脱硝するために、か焼に供されることを目的とする。
故に、本発明は:
*少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液のか焼方法であって、この方法が連続的に:
a)上記で定義されるような処理方法を適用する工程;
b)工程a)にて得られた溶液をか焼する工程;
を含む方法、および
*少なくとも1つの放射性核種および可能性としてのルテニウムを含む含窒素水溶液のガラス化方法であって、この方法が連続的に:
c)上記で定義されるようなか焼方法を適用するための工程;
d)工程c)にて得られたか焼物をガラスフリットと接触させる工程;
e)溶融させるために有効な温度に、工程d)にて得られた混合物を加熱する工程;
f)工程e)にて得られた生成物を冷却し、それによってガラスを得る工程
を含む方法に関する。
上述のか焼工程b)は、通常、溶液中に存在する水を抑制することからなり、このか焼工程は、200〜650℃の範囲の温度に加熱することによって適用されてもよい。このか焼工程は、電気抵抗器によって加熱されたロータリーオーブンにて行われてもよい。
ガラス化の観点から、次いでか焼物はガラスフリットと接触させられ、これはSiO、および、場合により、B、NaO、Al、CaO、Fe、NiO、CoO、ZrOおよびこれらの混合物から選択される1つまたはいつかの酸化物を含んでいてもよい。
工程f)に従って冷却される前に、工程e)からの溶融混合物は、冷却後の貯蔵の観点から容器に置かれてもよい。
冷却工程f)は、加熱を必要とせずに、例えば、溶融混合物を少なくとも24時間休止させることからなり得る工程であり、結果として混合物はガラス再結晶温度未満の温度になる。
冷却されたら、ガラスが容器に含有される場合、容器は、例えば、自動プラズマトーチによって溶接蓋で閉じられてもよい。
ここで本発明は、限定としてではなく、例示として上記で議論された特定の実施形態を参照して説明される。
硝酸中の異なる酸化物の溶解から生じる溶液をKemesys,CD6 Le Verdalai F−13790 Peynierから得た。以下の表は、濃度の観点でこの溶液の特徴を示す。
Figure 2013519890
溶液中に存在する化学元素は、ガラス化されるべき特定溶液中の元素の最も代表的なものとして選択した。それらはさらに、それ自体の放射性同位体の等価物でもある。
さらに、得られた溶液は、7mol/Lの硝酸イオンNO を含有する。
後続の議論に関して、この溶液は「モデル溶液」と称される。
異なる試験が行われる:
−試験(いわゆるREF試験)、ここで10mLのモデル溶液を400℃のるつぼ中で20分間か焼する;
−試験(いわゆるA試験)、ここで450mgのグルコース(Sigma Aldrichから提供)をモデル溶液10mLに添加し、次いで得られた溶液を400℃のるつぼ中で20分間か焼する;
−試験(いわゆるB試験)、ここで450mgのリグニン(Sigma Aldrichから得られた精製されたアルカリ性リグニン)を10mLのモデル溶液に添加し、次いで得られた溶液を400℃のるつぼ中で20分間か焼する。
冷却後、るつぼの底に試験AおよびREFのか焼物が付着する一方で、試験Bからのか焼物は顆粒状の様相を有し、るつぼから容易に抽出されることがわかる。リグニンを添加することによって、試験AおよびREFの場合にあるような無機アジュバントの添加に頼らずに済むことができ、結果としてか焼物は認められる粘着性をもはや有していない。
か焼物中に保持されるルテニウムの程度を評価するために、試験AおよびBからのサンプルは、エネルギー分散分光(EDXの頭文字の名で知られる)によって分析した。このために、モデル溶液中に存在し、揮発性でないセリウムは、内部標準として使用された。
以下の表は、試験REF、AおよびBのサンプルについて得られたモル比(Ru/Ce)を示す。
Figure 2013519890
ルテニウムのより大きな保持力は、試験AおよびREFからのサンプルの場合よりも試験Bからのサンプル(この初期溶液はリグニンで処理された)について現れる。
生成されたか焼物がガラス化され得るかどうかを評価するために、ガラスの合成は、ガラスフリットによって、試験Bからサンプルを用いて行い、その組成を以下の表にて明らかにする。
Figure 2013519890
上述された組成物を有する11.25gのガラスフリットは、試験Bからの7.75gのか焼物とミル加工された。得られた混合物は、室温から500℃まで直接加熱され、次いで500℃〜1,100℃まで、100℃ずつ30分間の安定期を伴って加熱される。冷却後、得られたガラスは視覚的に均質である。ガラスのカットを行い、次いで走査電子顕微鏡を用いて分析するために研磨した。小粒子RuOの分散が認められる。ガラスは組成が均質である。使用されるか焼物が無機アジュバント(硝酸アルミニウムまたは硝酸鉄タイプ、これは50質量%までの量でか焼物の最終組成物に通常導入され得る)を必要とせずに得られる限り、シミュレーションした放射性核種の組み込みレベルは、こうしたアジュバントを適用するか焼物の場合の2倍であることに留意すべきである。

Claims (3)

  1. 少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液を処理するための方法であって、この方法が、リグニン、リグノセルロース、場合によりこれらの塩およびこれらの混合物から選択される化合物をこの溶液に添加する工程を含む、方法。
  2. 少なくとも1つの放射性核種および可能性としてルテニウムを含む含窒素水溶液のか焼方法であって、この方法が連続的に:
    a)請求項1に記載の前記処理方法を適用する工程;
    b)工程a)中に得られた該溶液をか焼する工程;
    を含む方法。
  3. 少なくとも1つの放射性核種および可能性としてのルテニウムを含む含窒素水溶液のガラス化方法であって、連続的に:
    c)請求項2に記載のか焼方法を適用するための工程;
    d)工程c)にて得られるか焼物をガラスフリットと接触させる工程;
    e)溶融させるために有効な温度に、工程d)で得られた混合物を加熱する工程;
    f)工程e)にて得られた生成物を冷却し、それによってガラスを得る工程
    を含む方法。
JP2012553294A 2010-02-17 2011-02-15 少なくとも1つの放射性核種およびルテニウムを含む硝酸イオンを含む水溶液をか焼前に処理する方法 Active JP5820824B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1051132A FR2956517B1 (fr) 2010-02-17 2010-02-17 Procede de traitement avant calcination d'une solution aqueuse nitrique comprenant au moins un radionucleide et eventuellement du ruthenium
FR1051132 2010-02-17
PCT/EP2011/052245 WO2011101358A1 (fr) 2010-02-17 2011-02-15 Procede de traitement avant calcination d'une solution aqueuse nitrique comprenant au moins un radionucleide et eventuellement du ruthenium

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2013519890A true JP2013519890A (ja) 2013-05-30
JP5820824B2 JP5820824B2 (ja) 2015-11-24

Family

ID=43027501

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012553294A Active JP5820824B2 (ja) 2010-02-17 2011-02-15 少なくとも1つの放射性核種およびルテニウムを含む硝酸イオンを含む水溶液をか焼前に処理する方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US9922741B2 (ja)
EP (1) EP2537162B1 (ja)
JP (1) JP5820824B2 (ja)
CN (1) CN102763168B (ja)
FR (1) FR2956517B1 (ja)
WO (1) WO2011101358A1 (ja)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2996149B1 (fr) 2012-09-28 2014-10-31 Commissariat Energie Atomique Membrane supportee fonctionalisee par des hexa- et octacyanometallates, son procede de preparation et procede de separation la mettant en oeuvre.
FR3003763B1 (fr) 2013-03-29 2015-05-15 Commissariat Energie Atomique Gel alcalin oxydant de decontamination biologique et procede de decontamination biologique de surfaces utilisant ce gel.
FR3003869B1 (fr) 2013-03-29 2015-05-01 Commissariat Energie Atomique Gel de decontamination pigmente et procede de decontamination de surfaces utilisant ce gel.
FR3014336B1 (fr) 2013-12-05 2016-01-22 Commissariat Energie Atomique Utilisation d'un gel alcalin oxydant pour eliminer un biofilm sur une surface d'un substrat solide.
FR3025115B1 (fr) 2014-09-03 2018-12-07 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede d'extraction selectif de platinoides, a partir d'un support les contenant, avec un milieu d'extraction comprenant un fluide supercritique et un ligand organique.
FR3025799B1 (fr) 2014-09-12 2016-10-14 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un materiau solide nanocomposite a base d'hexa- et octacyanometallates de metaux alcalins.
FR3054839B1 (fr) * 2016-08-05 2020-06-26 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Gel aspirable et procede pour eliminer une contamination radioactive contenue dans une couche organique en surface d'un substrat solide.

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3249551A (en) * 1963-06-03 1966-05-03 David L Neil Method and product for the disposal of radioactive wastes
DK171737B1 (da) * 1987-03-09 1997-04-21 Metsae Serla Oy Fremgangsmåde til fremstilling af produkter af lignincellulosemateriale
JPH0721556B2 (ja) 1988-03-28 1995-03-08 動力炉・核燃料料開発事業団 気体状ルテニウムの生成を抑制した放射性廃液のガラス溶融固化処理方法
JPH06331793A (ja) * 1993-05-21 1994-12-02 Hitachi Ltd 硝酸溶液からのルテニウムの除去方法
US5960368A (en) * 1997-05-22 1999-09-28 Westinghouse Savannah River Company Method for acid oxidation of radioactive, hazardous, and mixed organic waste materials
RU2163505C1 (ru) * 2000-02-29 2001-02-27 Институт химии Коми научного центра Уральского отделения РАН Способ получения сорбентов радионуклидов
DE10045788A1 (de) * 2000-09-07 2002-04-04 Atc Dr Mann Verfahren zur Volumenreduzierung von radioaktiv belasteten Abfällen
US6958136B2 (en) * 2003-04-21 2005-10-25 Manufacturing And Technology Conversion International, Inc. Process for the treatment of waste streams
UA78704C2 (en) * 2003-12-22 2007-04-25 Oleksandr Oleksandro Kapitonov Method for cleaning liquid radioactive waste and wastewater
WO2009155414A1 (en) * 2008-06-18 2009-12-23 Board Of Trustees Of The University Of Arkansas Microwave-assisted synthesis of carbon and carbon-metal composites from lignin, tannin and asphalt derivatives

Also Published As

Publication number Publication date
CN102763168A (zh) 2012-10-31
JP5820824B2 (ja) 2015-11-24
WO2011101358A1 (fr) 2011-08-25
FR2956517A1 (fr) 2011-08-19
EP2537162A1 (fr) 2012-12-26
US9922741B2 (en) 2018-03-20
EP2537162B1 (fr) 2013-12-11
US20130023713A1 (en) 2013-01-24
CN102763168B (zh) 2015-07-22
FR2956517B1 (fr) 2012-03-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5820824B2 (ja) 少なくとも1つの放射性核種およびルテニウムを含む硝酸イオンを含む水溶液をか焼前に処理する方法
Kaushik et al. Barium borosilicate glass–a potential matrix for immobilization of sulfate bearing high-level radioactive liquid waste
JP5768977B2 (ja) 放射性廃液を閉じ込めるためのアルミノ‐ホウケイ酸ガラス、及び放射性廃液の処理方法
Zhang et al. Effect of Zn-and Ca-oxides on the structure and chemical durability of simulant alkali borosilicate glasses for immobilisation of UK high level wastes
CA1171266A (en) Nuclear waste encapsulation in borosilicate glass by chemical polymerization
JPH05215880A (ja) 酸化物を主成分とする核分裂生成物用トラップを含む核燃料要素
US9362012B2 (en) Packaging of radioactive waste by cementing
Mendel et al. Annual report on the characteristics of high-level waste glasses
Asmussen et al. Review of recent developments in iodine wasteform production
JPH05273368A (ja) 核燃料要素中に発生する核分裂生成物の放射能の捕捉剤
EP3849950B1 (en) Use of additives for vitrification of liquid radioactive cesium radionuclides-containing wastes having high retention efficiency of said radionuclides over the entire range of vitrification temperature
Harrison et al. The effect on long term aqueous durability of variations in the composition of UK vitrified HLW product
JP2019043810A (ja) ガラス固化体の処理方法
GB2570971A (en) Method for manufacturing solidified body of radioactive waste
JP3864203B2 (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
Farid et al. Evolution of cations speciation during the initial leaching stage of alkali-borosilicate-glasses
US6489531B1 (en) Confinement of caesium and/or rubidium in apatitic ceramics
Bayoumi Cementation of radioactive liquid scintillator waste simulate
RU2302048C2 (ru) Силикатная матрица для кондиционирования радиоактивных отходов
EP1412950B1 (en) Encapsulation of waste
Paterson et al. Novel glass formulations for post-operational clean out of highly active storage tanks
Buechele et al. Analysis of Layer Structures Formed During Vapor Hydration Testing of High‐Sodium Waste Glasses
Gribble et al. The impact of increased waste loading on vitrified HLW quality and durability
Riley et al. Composition changes and future challenges for the Sellafield waste vitrification plant
Oversby Properties of SYNROC C nuclear-waste form: a state-of-the-art review

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20140127

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20141126

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20141128

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150225

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20150318

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150519

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20150610

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150812

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20150916

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20151005

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5820824

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250