JP6134819B2 - 汚染された炭化ホウ素およびナトリウムを含有する吸収ピンを処理するための方法 - Google Patents

汚染された炭化ホウ素およびナトリウムを含有する吸収ピンを処理するための方法 Download PDF

Info

Publication number
JP6134819B2
JP6134819B2 JP2015563125A JP2015563125A JP6134819B2 JP 6134819 B2 JP6134819 B2 JP 6134819B2 JP 2015563125 A JP2015563125 A JP 2015563125A JP 2015563125 A JP2015563125 A JP 2015563125A JP 6134819 B2 JP6134819 B2 JP 6134819B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
sodium
processing method
reaction mixture
boron carbide
cladding tube
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.)
Active
Application number
JP2015563125A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2016523354A (ja
Inventor
ゴドレウスキー ジョエル
ゴドレウスキー ジョエル
ガスタルディ オリヴィエ
ガスタルディ オリヴィエ
ペリセ ブルーノ
ペリセ ブルーノ
レクレルク アルナウド
レクレルク アルナウド
ブレヴァン ゲンダール
ブレヴァン ゲンダール
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.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Publication of JP2016523354A publication Critical patent/JP2016523354A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6134819B2 publication Critical patent/JP6134819B2/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
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/18Manufacture of control elements covered by group G21C7/00
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description

本発明は、核廃棄物の処理の分野に関する。
本発明は特に、ナトリウムおよび少なくとも1つの放射性物質を含有する廃棄物の処理に関する。そのような廃棄物の一つは、例えばナトリウム冷却高速中性子炉(「FNR−Na」)の反応度を制御するためのピンである。
核反応度を制御するために、「FNR−Na」反応器は、簡略化された式BCの炭化ホウ素を含有する中性子吸収材を使用する。
この材料は、通常、吸収ピンなどの吸収要素を形成するために被覆管に積層された、焼結された円筒形のペレットの形態である。
温度と照射の総合作用の下、最初のうちは大きな塊状である炭化ホウ素ペレットは、亀裂がペレットに現れるまで分解されることがある。
「FNR−Na」反応器の運転中、一次回路のナトリウムは液体の形態であり、少なくとも1つの放射性物質を含有する。それは炭化ホウ素ペレットと被覆管との間の空間を循環する。ペレットの分解の後、放射性物質で汚染された液体ナトリウムは次に炭化ホウ素ペレットの亀裂に染み込むか、または、亀裂がペレットの破砕を引き起こした場合には炭化ホウ素ペレットの破面に沿って染み込むことがある。この説明において、破面は亀裂に分類される。
反応器を停止させた後、吸収ピンを反応器から引き抜いて、処理まで保管庫に貯蔵する。その時、吸収ピンは、ひびの入った炭化ホウ素ペレットを含み、その亀裂は、固体形態の、少なくとも1つの放射性物質で汚染されたナトリウムを含有する。
汚染された吸収ピンは、安全および安全保障の観点で二重のリスクを有する核廃棄物となる:
−残留ナトリウムに起因する化学的リスク。残留ナトリウムは例えば水とのまたは空気の酸素との化学反応のリスクがないように、不活性ガス(例えばアルゴンまたは窒素)下に置かれなければならない。処理の前の貯蔵の状態によって、表面のナトリウムの割合は、例えばソーダに、さらに水と接触して水素に、制御されない方法で、それでも変換されることがある;
−放射性物質、つまり反応器の一次回路からの放射性同位元素によるナトリウムの汚染に起因する放射線学的リスク。
汚染された廃棄物の除去のための従来の経路によってそのような核廃棄物を処理することができるように、化学的リスクを除去すること、すなわち、吸収ピンに、特に炭化ホウ素ペレットの亀裂に存在する汚染された金属ナトリウムを化学的に変換するかまたは抽出することが第一に必要である。
水とナトリウムの直接反応によるナトリウムの化学的変換のための方法は、実施することが困難である。つまり、それはこれらの2つの化学種を接触させることを必要とするが、反応速度の制御、生成されるソーダおよび水素の処分、ならびに試薬が蓄積しないことも必要とする。
ここで、焼結炭化ホウ素は、気孔率の低い化学的に安定な材料であり、気孔率は通常材料の体積の1%未満を表す。そのため、ナトリウムはこの材料の中にまさに閉じ込められている。その結果、ナトリウム−炭化ホウ素放射性混合物を処理するために、被覆管の多数の切断作業が必要となる。しかし、炭化ホウ素ペレットの硬度は、切削工具に損害を与え、汚染するほど硬いので、この作業は長くかかり困難である。
放射性物質の存在は、不活性ガス下での閉じ込め用エンクロージャー、例えばグローブボックスなどでの作業も意味する。ここで、この種類のエンクロージャーに本来備わっている操作の困難さのために、そこでは切断作業も困難である。さらに、切断作業はエンクロージャー内で放射性物質の分散を生じるであろうが、それはできる限り制限されなければならない。
そのため、汚染されたナトリウムにアクセスしにくいことは、その廃棄物としての処理をかなり困難にする。
本発明の目的の一つは、とりわけ、硬度の大きい化学的に安定な材料である焼結炭化ホウ素に基づく材料の亀裂に含まれるナトリウムおよび放射性物質の容易な処理を可能にする方法を実行することによって、上記の欠点の1またはそれ以上を避けるかまたは減らすことである。処理されるべきナトリウムは亀裂の中に含まれているのでアクセスすることが困難である。
従って、本発明は、吸収ピンを処理するための方法に関し、該ピンは、亀裂のある、焼結炭化ホウ素に基づく材料が存在する被覆管を含み、該亀裂は、ナトリウムおよび少なくとも1つの放射性物質を含有する。
本方法は、1つの処理工程を含み、その処理工程において、炭酸塩の膨張が、被覆管にできた少なくとも1つのスリットから出発する亀裂を広げ、被覆管を開けること、ならびに材料内での処理方法の伝播を引き起こすような方法で、前記材料と、分子百分率で0.5%〜5%の蒸気、5%〜25%の二酸化炭素および74.5%〜94.5%の化学的に不活性なガスを含む処理反応混合物を接触させることによる炭酸化反応によって、ナトリウムは炭酸ナトリウムに変換される。
処理工程は、加水分解反応によって得たソーダが、蒸気をナトリウムに接触させた後に、処理反応混合物に含まれる二酸化炭素との反応の後に炭酸塩に変換される炭酸化反応を実行するために、材料と処理反応混合物を接触させることを含む。
処理反応混合物は、試薬をガス形態で含む。そのため、炭化ホウ素ペレットの亀裂に含まれる、アクセスの困難なナトリウムに、あるいは焼結炭化ホウ素の個々のペレットの破面または界面に存在するナトリウムにさえ、試薬はより簡単に接触する。この能力は、たとえ大量であっても水だけを用いる処理方法によって実現することはできない。
処理工程に従って用いられる炭酸化反応は、炭酸ナトリウムNa2CO3および/または、本説明において炭酸ナトリウムに分類される炭酸水素ナトリウムNaHCO3から本質的になる炭酸塩を生成する。炭酸塩が占める体積は、最初にナトリウムが占める体積よりも大きい。
次に、炭酸塩の体積膨張が亀裂を広げ被覆管を開けることを有利に引き起こすような方法で炭酸化反応を実行する。該被覆管は少なくとも1つのスリットを作成することによって既に機械的に弱められていた。このように生成された開口部は、炭酸化反応の継続、ならびに、最初に試薬、つまり水および二酸化炭素にアクセスしにくいゾーンへの炭酸化反応の伝播のための道を開く。それから、被覆管に含まれるすべてのナトリウムを処理することができる。
スリットは、好ましくは縦方向であり、かつ/または被覆管の全長に作成される。
被覆管は通常、最も多くの場合ステンレス鋼からなる金属製であるので、スリットは例えばレーザーを用いて作成される。
適用可能である場合、前処理工程および処理工程中に用いる化学反応の速度を増加させるために、被覆管の両端を横平面に沿って切断してよい。
亀裂を広げ被覆管を開けた後、処理工程に従う炭酸化反応は、ナトリウムとガス状反応混合物との間の接触面積を徐々に増加させることによって続く。
従って、亀裂を広げ被覆管を開けることは、炭酸化反応の加速を引き起こし、炭酸化反応はその後、全てのナトリウムを処理するように被覆管全体に伝播されることができる。
この結果は、亀裂が概してつながらず、閉じ込められた反応空間を構成するという事実にもかかわらず得られる。これらの空間は炭酸化反応、またはこの種類の処理に従来想定される、水だけを用いる加水分解反応の伝播を先験的に防ぐかまたは制限する。
材料の亀裂に含まれるナトリウムの最初のアクセスのしやすさが悪いにもかかわらず、処理反応混合物は、深く完全に汚染されたナトリウムと反応することができる。その後、被覆管は、多数の切断作業の必要なく、本発明の方法を用いて処理することができる。
放射性物質が存在するために、本発明による処理方法は、グローブボックス、ホットセルまたは化学反応器などの閉じ込め用エンクロージャーにおいて最も多く実行され、上記のようにその中での切断作業の制限が試みられるので、これは特に有利である。
さらに、炭酸化反応の使用を通じて、本発明による処理方法は、それが固体廃棄物(炭酸ナトリウム、炭化ホウ素、被覆管および放射性物質)とガス状廃棄物(水素)しか生成しないという利点を有する。そのため、液体またはガス状の放射性排出物が発生しない。
炭酸ナトリウムは、安定した不活性な生成物である。それは取り扱いが容易であり、炭化ホウ素ピンの最終出口経路に適合する。それは直接長期の深層処分場に貯蔵することができる。
炭酸化反応で生成した水素は、掃気ガスによって除去されてよい。
処理工程による炭酸化反応は、ガス状処理反応混合物中の蒸気の割合を低下させることによって速度を落とすか、またはこの混合物を不活性ガスに置き換えることによって停止させることさえできるので、本発明による処理方法は容易に制御可能でもある。このことは、本発明の方法を極めて安全なものにする。
その相対的な使用の簡単さに関連して、本発明の方法は、単一の操作でより多くの数の吸収ピンを処理することも可能にし、それは重要な経済的利点をなす。
それでも、ソーダ(NaOH)および/または酸化ナトリウム(Na2O)を含む外皮が、材料の亀裂の境界を定める表面の少なくとも一部分を覆う場合にさらなる困難が生じることがある。そのような外皮は、水の存在下でナトリウムの加水分解、その後、得られた生成物の濃縮および結晶化により形成されることがある。次に、それは亀裂に存在するナトリウムを覆い、処理反応混合物と下にあるナトリウムとの接触を防ぎ、そのため外皮の下に存在する汚染されたナトリウムを処理するための炭酸化反応の伝播を防ぐ保護層を構成する。
この理由のために、本発明による処理方法の好ましい実施形態によれば、材料を、分子百分率で0.5%〜25%の二酸化炭素と残りの化学的に不活性なガスを含む前処理反応混合物と接触させる前処理工程が行われる。前処理工程は処理工程の前に行われる。
前処理反応混合物は、水を含まないか少量の水を含む乾燥混合物であるので、前処理反応混合物に含まれる二酸化炭素は、ソーダおよび/または酸化ナトリウムを炭酸ナトリウムに変換することによって外皮を破壊する。そのため、許容される少量の水は、前処理工程で外皮を破壊するよりも多くの外皮の成長を妨げる水である。
前処理反応混合物は、処理反応混合物と同じ性質を有する化学的に不活性なガスを含む。ナトリウムに関して化学的に不活性ないずれのガスも適当でありうる。不活性ガスは、例えば窒素、アルゴンまたはそれらの混合物である。前処理反応混合物と処理反応混合物は同一であってよい。
そのため、処理反応混合物の化学組成は、さらに水が存在することによって前処理反応混合物の化学組成とは本質的に異なる。この結果、本発明による処理方法が行われる装置、例えば閉じ込め用エンクロージャーなどの簡素化がもたらされる。従って試薬をエンクロージャーに導入するためのラインの数は制限される。このことは、エンクロージャーの閉じ込めを強化し、そのため放射性物質の存在にも関わらず、処理方法の頑強さおよび安全性を強化する。
前処理工程は炭酸ナトリウムを生成する。これは処理工程の終わりにも得られる化合物である。従って処理工程および前処理工程の終わりに得られる廃棄物の化学組成は制限される。このことは、処分経路の数および廃棄物のその後の処理に必要な操作の数を有利に低下させる。
本発明のこの説明において、「含む(comprise)」、「含有する(contain)」、「組み込む(incorporate)」、「含む(include)」などの動詞およびそれらの活用形は、オープンタームであり、したがってこれらの用語の後に述べられる最初の1または複数の要素および/または1または複数の工程に加えられるかもしれないさらなる1または複数の要素および/または1または複数の工程の存在を除外しない。しかし、これらのオープンタームは、さらに、最初の1または複数の要素および/または1または複数の工程だけを、他のすべてを除外して、対象とする特定の実施形態に関する;この例では、オープンタームは、クローズドターム「からなる(consist of)」または「で構成される(compose of)」およびその活用形をさらに伴う。
表現「および/または」は、それらの個々の存在を表す目的で要素を、しかしその混合物または組合せをも関連付けると理解される。
さらに、特に明記されない限り、限界の値は、示されるパラメータの範囲内に含まれる。
放射性物質、例えばセシウムまたはトリチウム(核分裂生成物)、コバルト60またはマンガン54(放射化生成物)の存在にも関わらず、本発明の方法は、焼結炭化ホウ素に基づく材料の亀裂に存在するナトリウムを処理する。
この材料は、通常ペレットの形態である。それは完全にまたは部分的に焼結炭化ホウ素で構成され、その組成は炭素原子が通常8.8%〜20%の間であり、そのため、20%の炭素原子に対応する化学量論式B4Cに対して、所望によりこの範囲内を変動してもよく、またはさらに1重量%までの過剰な炭素を有してもよい。
本発明による処理方法は、分子百分率で0.5%〜5%の蒸気、5%〜25%の二酸化炭素および75%〜94.5%の化学的に不活性なガスを含む処理反応混合物と材料をその間に接触させる処理工程を含む。処理反応混合物中の少量の水は、被覆管の壁での水の凝結を防ぎ、従って完全に安全なナトリウムの処理を可能にする。
処理または前処理反応混合物と材料の接触時間は、それぞれ、処理する外皮またはナトリウムの量によって、または反応混合物の組成によっても決まる。当業者は、例えば水素の放出の終わりによって示される、できる限り完全な吸収ピンに含まれるナトリウムの処理を得るために、この時間を容易に適合させることができる。
処理または前処理反応混合物との接触は、例えば5時間〜15日の間の持続時間の間実行される。
それは好ましくは40℃〜55℃の間の温度で実行される。処理工程に関して、このことは、たとえ最大濃度の5モル%の蒸気でさえも、水が凝結すること、およびナトリウムと激しく反応することを防ぐ。
材料は少なくとも1つの放射性物質を含有するので、本発明による処理は、グローブボックスまたはホットセルなどの閉じ込め用エンクロージャーにおいて最も多く実行される。
処理または前処理反応混合物は、その後、1時間に少なくとも1回、一般的に1時間に1〜2回の連続的な再生を許容する流量で閉じ込め用エンクロージャーに通常導入される。
本発明のその他の目的、特徴および利点は、これから、説明目的のために述べられるものであって制限目的でない、本発明の方法の特定の実施形態の以下の説明に述べられる。
ナトリウムおよび放射性物質を含有する亀裂を有する焼結炭化ホウ素ペレットを含む金属被覆管の両端をレーザーで切断する。
次に、縦方向のスリットを金属被覆管に作成する。
45℃にサーモスタット制御されたグローブボックスにおいて、亀裂の表面で生じるソーダの外皮を除去する目的で、ペレットを前処理反応混合物と接触させる。この混合物は、分子百分率で10%の二酸化炭素および90%の窒素を含有する。
次に、ペレットを、分子百分率で3%の蒸気、10%の二酸化炭素および87%の窒素を含有する処理反応混合物と接触させる。
数時間後、水素の放出がないことによって処理の終了が示される。
得られる固体の廃棄物、つまり、炭酸ナトリウム、炭化ホウ素、被覆管および放射性物質は、適切な経路に除去されるようにパッケージ化されてよい。

Claims (11)

  1. 吸収ピンを処理するための方法であって、前記ピンが、亀裂のある、焼結炭化ホウ素に基づく材料であって、その体積の1%未満の気孔率を有する材料が存在する被覆管を含み、前記亀裂が、ナトリウムおよび少なくとも1つの放射性物質を含有し、前記方法が、前記材料と、分子百分率で0.5%〜5%の蒸気、5%〜25%の二酸化炭素および74.5%〜94.5%の化学的に不活性なガスを含む処理反応混合物とを接触させることによる炭酸化反応によって前記ナトリウムを炭酸ナトリウムに変換する工程を含
    前記工程は、炭酸ナトリウムの体積膨張が、事前に被覆管に生じさせた少なくとも1つのスリットから出発する前記被覆管の亀裂を広げ、前記被覆管を開けることで
    前記被覆管を機械的に弱化し、最初に炭酸化反応がアクセスしにくかったゾーンに前記炭酸化反応が伝播・持続し、前記材料内での前記処理方法の伝播を引き起こすものである、
    方法。
  2. 前記ナトリウムを炭酸ナトリウムに変換する工程の前に、前記材料を、分子百分率で0.5%〜25%の二酸化炭素と残りの化学的に不活性なガスを含む前処理反応混合物と接触させることによる前処理工程が行われる、請求項1に記載の処理方法。
  3. 前記材料がペレットの形態である、請求項1または2に記載の処理方法。
  4. 前記炭化ホウ素の組成が、原子百分率で8.8%〜20%の間の炭素原子を有する、請求項1〜3のいずれか一項に記載の処理方法。
  5. 前記不活性ガスが、窒素、アルゴンまたはそれらの混合物である、請求項1〜4のいずれか一項に記載の処理方法。
  6. 前記処理反応混合物との接触が、40℃〜55℃の間の温度で行われる、請求項1〜5のいずれか一項に記載の処理方法。
  7. 前記前処理反応混合物との接触が、40℃〜55℃の間の温度で行われる、請求項2に記載の処理方法
  8. 前記方法が、閉じ込め用エンクロージャーで行われる、請求項1〜7のいずれか一項に記載の処理方法。
  9. 前記閉じ込め用エンクロージャーが、グローブボックス、ホットセルまたは化学反応器である、請求項に記載の処理方法。
  10. 前記処理反応混合物が、1時間に少なくとも1回の連続的な再生を許容する流量で前記閉じ込め用エンクロージャーに導入される、請求項またはに記載の処理方法。
  11. 前記方法が、閉じ込め用エンクロージャーで行われ、前記前処理反応混合物が、1時間に少なくとも1回の連続的な再生を許容する流量で前記閉じ込め用エンクロージャーに導入される、請求項2に記載の処理方法。
JP2015563125A 2013-07-08 2014-07-08 汚染された炭化ホウ素およびナトリウムを含有する吸収ピンを処理するための方法 Active JP6134819B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1356713A FR3008222B1 (fr) 2013-07-08 2013-07-08 Procede de traitement d'une aiguille absorbante contenant du carbure de bore contamine et du sodium.
FR1356713 2013-07-08
PCT/FR2014/051751 WO2015004382A1 (fr) 2013-07-08 2014-07-08 Procede de traitement d'une aiguille absorbante contenant du carbure de bore contamine et du sodium

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2016523354A JP2016523354A (ja) 2016-08-08
JP6134819B2 true JP6134819B2 (ja) 2017-05-24

Family

ID=49949758

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2015563125A Active JP6134819B2 (ja) 2013-07-08 2014-07-08 汚染された炭化ホウ素およびナトリウムを含有する吸収ピンを処理するための方法

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9666319B2 (ja)
EP (1) EP3020048B1 (ja)
JP (1) JP6134819B2 (ja)
CN (1) CN105359222B (ja)
FR (1) FR3008222B1 (ja)
RU (1) RU2656224C2 (ja)
WO (1) WO2015004382A1 (ja)

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU1347788A1 (ru) * 1986-01-03 1991-07-30 Предприятие П/Я В-8844 Способ переработки радиоактивных отходов щелочных металлов
JP2684186B2 (ja) * 1988-03-11 1997-12-03 川崎重工業株式会社 高速炉炉心構成の付着ナトリウムの処理装置
JPH01308999A (ja) * 1988-06-08 1989-12-13 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 使用済燃料の貯蔵前処理方法
EP0375230B1 (en) * 1988-12-19 1995-03-29 General Electric Company Self-acting safety for nuclear reactors
JP3077100B2 (ja) * 1995-05-16 2000-08-14 核燃料サイクル開発機構 Na流入孔付ダイビングベル型制御棒
RU2138867C1 (ru) * 1998-07-07 1999-09-27 Государственный научный центр РФ "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ отмывки оборудования от натрия
FR2859042B1 (fr) * 2003-08-19 2005-11-18 Framatome Anp Procede et installation de traitement de metaux alcalins charges en tritium ou de composants souilles par des metaux alcalins charges en tritium
FR2870758B1 (fr) * 2004-05-26 2006-08-04 Commissariat Energie Atomique Procede permettant la combustion et l'oxydation complete de la fraction minerale d'un dechet traite dans un appareil de combustion-vitrification directe
FR2933227B1 (fr) * 2008-06-25 2010-07-30 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'une structure contenant du sodium et une matiere radioactive
FR2943167B1 (fr) * 2009-03-11 2011-03-25 Electricite De France Traitement de dechets radioactifs carbones.
FR2982407B1 (fr) * 2011-11-03 2013-12-27 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'une gaine contenant de l'hydrure de calcium fritte.
FR2984003B1 (fr) * 2011-12-12 2014-01-10 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de reduction du degazage de dechets trities issus de l'industrie nucleaire

Also Published As

Publication number Publication date
CN105359222A (zh) 2016-02-24
US20160163405A1 (en) 2016-06-09
RU2016103773A3 (ja) 2018-03-05
EP3020048A1 (fr) 2016-05-18
FR3008222B1 (fr) 2015-07-31
US9666319B2 (en) 2017-05-30
RU2016103773A (ru) 2017-08-11
RU2656224C2 (ru) 2018-06-04
EP3020048B1 (fr) 2017-08-09
JP2016523354A (ja) 2016-08-08
CN105359222B (zh) 2017-11-10
FR3008222A1 (fr) 2015-01-09
WO2015004382A1 (fr) 2015-01-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Sattonnay et al. Alpha-radiolysis effects on UO2 alteration in water
US6625248B2 (en) Process for the treatment of radioactive graphite
JP5419975B2 (ja) ナトリウムおよび放射性物質を含む構造体を処理する方法
EP1771865B1 (de) Verfahren zur behandlung einer mit radiokarbon kontaminierten keramik, insbesondere reaktorgraphit
DE102010026936A1 (de) Verfahren zur Teildekontamination radioaktiver Abfälle
JP6134819B2 (ja) 汚染された炭化ホウ素およびナトリウムを含有する吸収ピンを処理するための方法
Masson et al. Block-type HTGR spent fuel processing: CEA investigation program and initial results
US20170301423A1 (en) Low Temperature Chemical Processing of Graphite-Clad Nuclear Fuels
RU2624270C1 (ru) Способ переработки отходов реакторного графита
Kim et al. Surface decontamination of protective duplex oxide layers on stainless steel waste using deep eutectic solvents
RU2212719C2 (ru) Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора
EP3123479B1 (en) Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels
RU2707562C1 (ru) Способ переработки тепловыделяющих элементов
JP5745728B2 (ja) 焼結した水素化カルシウムを含有するクラッドを処理するための方法
Sato et al. Behavior of fuel and structural materials in severely damaged reactors
Karlina et al. Thermodynamic modeling and experimental tests of irradiated graphite molten salt decontamination
KR101754147B1 (ko) 지르코늄 함유 산세 폐액으로부터 지르코늄의 선택적인 분리방법
Kubo et al. Tritium release behavior from neutron-irradiated FLiNaBe mixed with titanium powder
Pokhitonov Search for Solving the Problem of Conditioning the Reactor Graphite
JP7391764B2 (ja) 活性金属処理方法および活性金属処理装置
DE102008063941A1 (de) Verfahren zur Reduzierung oder zumindest teilweisen Entfernung spezifischer Radiotoxika aus einer kerntechnischen Anlage
RU2660804C1 (ru) Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению
Beahm et al. Iodine partitioning in pressurized water reactor steam generator accidents
Masse et al. Cleaning and decontamination: experimental feedback from PHENIX
Domae et al. Numerical simulation of influence of hydrogen peroxide photolysis on water chemistry in BWR plant

Legal Events

Date Code Title Description
A975 Report on accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971005

Effective date: 20160607

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20160614

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20160907

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20161031

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20170120

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: 20170330

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20170424

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6134819

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