JPH07104230B2 - 放射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法および装置 - Google Patents
放射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法および装置Info
- Publication number
- JPH07104230B2 JPH07104230B2 JP2059337A JP5933790A JPH07104230B2 JP H07104230 B2 JPH07104230 B2 JP H07104230B2 JP 2059337 A JP2059337 A JP 2059337A JP 5933790 A JP5933790 A JP 5933790A JP H07104230 B2 JPH07104230 B2 JP H07104230B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- probe
- crucible
- sampling
- radioactive waste
- coupler
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
Landscapes
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Investigating And Analyzing Materials By Characteristic Methods (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は、低レベルの放射性廃棄物の高温溶融物のサン
プリング方法および装置に関するものである。
プリング方法および装置に関するものである。
（従来の技術） 従来、原子力発電所等の原子力施設内で発生した放射性
廃棄物は施設内でドラム缶等の容器に充填され保管管理
されてきたが、その貯蔵量の増加に伴い、近い将来、こ
れらの施設内の貯蔵容量が限界に達する状況となってい
る。このため、これら廃棄物を減容、安定化処理して最
終的に陸地埋設処分する計画が進められている。
廃棄物は施設内でドラム缶等の容器に充填され保管管理
されてきたが、その貯蔵量の増加に伴い、近い将来、こ
れらの施設内の貯蔵容量が限界に達する状況となってい
る。このため、これら廃棄物を減容、安定化処理して最
終的に陸地埋設処分する計画が進められている。
放射性廃棄物の陸地埋設処分に関しては、数百年にわた
る安全性の確保のために、放射性廃棄物は減容固化、安
定化処理される必要があるが、その技術の一つとして、
特開昭61−209399号公報に示す様な溶融固化処理が発明
されている。高温で溶融固化された放射性廃棄物は廃棄
物材質の真密度まで減容され、安定かつ放射性核種の分
布が均一なガラス、金属塊となり埋設処分環境下で充分
な健全性、安全性を確保しうる特性を持つものとなる。
る安全性の確保のために、放射性廃棄物は減容固化、安
定化処理される必要があるが、その技術の一つとして、
特開昭61−209399号公報に示す様な溶融固化処理が発明
されている。高温で溶融固化された放射性廃棄物は廃棄
物材質の真密度まで減容され、安定かつ放射性核種の分
布が均一なガラス、金属塊となり埋設処分環境下で充分
な健全性、安全性を確保しうる特性を持つものとなる。
このようにして減容、安定化された廃棄体の最終埋設処
分に際しては、廃棄体内に含まれる放射性核種量が埋設
処分に関する技術基準で定められた規制値以下であるこ
とを確認することが要求される。これら規制核種の内Co
−60やCs−137などのような線核種については、廃棄体
外部からの直接測定により容易にその含有量を測定する
ことが可能である。しかしながら、Ni−63などの難測定
核種の含有量の評価にあたっては、廃棄物の発生経緯、
汚染形態により定まるCo−60やCs−137とNi−63などの
難測定核種含有量の相関関係（スケーリングファクタ）
より推定する評価方法がとられる。
分に際しては、廃棄体内に含まれる放射性核種量が埋設
処分に関する技術基準で定められた規制値以下であるこ
とを確認することが要求される。これら規制核種の内Co
−60やCs−137などのような線核種については、廃棄体
外部からの直接測定により容易にその含有量を測定する
ことが可能である。しかしながら、Ni−63などの難測定
核種の含有量の評価にあたっては、廃棄物の発生経緯、
汚染形態により定まるCo−60やCs−137とNi−63などの
難測定核種含有量の相関関係（スケーリングファクタ）
より推定する評価方法がとられる。
しかしながら、溶融固化処理の対象となる不燃性廃棄物
は、その種類、発生場所など雑多なものであり、廃棄物
の発生経緯、汚染形態よりスケーリングファクタを求め
ることは不可能である。このため、溶融固化処理された
廃棄体のスケーリングファクタを求めるためには、溶融
固化体からサンプルを採取、分析し、廃棄体中に含まれ
る規制核種量の相関関係のバックデータを蓄積すること
が必要となる。
は、その種類、発生場所など雑多なものであり、廃棄物
の発生経緯、汚染形態よりスケーリングファクタを求め
ることは不可能である。このため、溶融固化処理された
廃棄体のスケーリングファクタを求めるためには、溶融
固化体からサンプルを採取、分析し、廃棄体中に含まれ
る規制核種量の相関関係のバックデータを蓄積すること
が必要となる。
ところで、るつぼ内で溶融固化された廃棄体は、廃棄物
の比重差により一つの廃棄体の中で金属層、ガラス層に
分離し、含有される核種も核種別にそれぞれの層に分離
される。このため溶融固化廃棄体内の規制核種含有量を
正確に求めるためには金属、ガラス各層についてサンプ
ルを採取し分析することが必要である。この分析用サン
プルの採取方法として、冷却、固化後の廃棄体からのコ
ア抜きボーリング機による切削採取が考えられるが、ガ
ラス、金属各層は非常に硬く切削が困難であるばかり
か、廃棄体に孔を開けるため廃棄体の健全性確保の観点
からも好ましい方法とはいえないものであった。
の比重差により一つの廃棄体の中で金属層、ガラス層に
分離し、含有される核種も核種別にそれぞれの層に分離
される。このため溶融固化廃棄体内の規制核種含有量を
正確に求めるためには金属、ガラス各層についてサンプ
ルを採取し分析することが必要である。この分析用サン
プルの採取方法として、冷却、固化後の廃棄体からのコ
ア抜きボーリング機による切削採取が考えられるが、ガ
ラス、金属各層は非常に硬く切削が困難であるばかり
か、廃棄体に孔を開けるため廃棄体の健全性確保の観点
からも好ましい方法とはいえないものであった。
（発明が解決しようとする課題） 本発明は上記した従来の問題を解決して、 高温溶融状態の廃棄物より一回のサンプリングにより
溶融物中のガラス、金属層を確実に採取すること、 試料採取により、廃棄体の健全性に影響をおよぼさな
いこと、 外部と密閉された装置内で、遠隔自動操作によるサン
プリングを可能とし、周辺の放射能による汚染、及び作
業者の被曝を防止すること、 の３つの課題を達成することができる放射性廃棄物の高
温溶融物のサンプリング方法および装置を提供するため
に完成されたものである。
溶融物中のガラス、金属層を確実に採取すること、 試料採取により、廃棄体の健全性に影響をおよぼさな
いこと、 外部と密閉された装置内で、遠隔自動操作によるサン
プリングを可能とし、周辺の放射能による汚染、及び作
業者の被曝を防止すること、 の３つの課題を達成することができる放射性廃棄物の高
温溶融物のサンプリング方法および装置を提供するため
に完成されたものである。
（課題を解決するための手段） 上記の課題は、密閉室内で昇降装置に取付けられた筒状
のプローブを放射性廃棄物の高温溶融物の入ったるつぼ
の底部まで挿入し内部を吸引することによってプローブ
の下端の金属採取孔からるつぼ底部の溶融した金属層を
採取するとともに、プローブの側面に設けたガラス吸引
孔からガラス層を吸引すると同時に外面に強制付着さ
せ、その後るつぼの上方にプローブを引き上げて冷却
し、回収することを特徴とする放射性廃棄物の高温溶融
物のサンプリング方法によって解決される。
のプローブを放射性廃棄物の高温溶融物の入ったるつぼ
の底部まで挿入し内部を吸引することによってプローブ
の下端の金属採取孔からるつぼ底部の溶融した金属層を
採取するとともに、プローブの側面に設けたガラス吸引
孔からガラス層を吸引すると同時に外面に強制付着さ
せ、その後るつぼの上方にプローブを引き上げて冷却
し、回収することを特徴とする放射性廃棄物の高温溶融
物のサンプリング方法によって解決される。
また上記の課題は、放射性廃棄物を溶融するるつぼの上
方に密閉室を形成し、この密閉室の内部にカプラを下端
に備えた昇降装置と、下端に金属採取孔を備えまた側面
にガラス吸引孔を備えたプローブをカプラに自動的に供
給しまたカプラからプローブを自動的に回収するプロー
ブ交換装置を設けるとともに、上記の昇降装置にプロー
ブの内部に金属層及びガラス層を吸引するための負圧吸
引ラインを接続したことを特徴とする放射性廃棄物の高
温溶融物のサンプリング装置によって解決される。
方に密閉室を形成し、この密閉室の内部にカプラを下端
に備えた昇降装置と、下端に金属採取孔を備えまた側面
にガラス吸引孔を備えたプローブをカプラに自動的に供
給しまたカプラからプローブを自動的に回収するプロー
ブ交換装置を設けるとともに、上記の昇降装置にプロー
ブの内部に金属層及びガラス層を吸引するための負圧吸
引ラインを接続したことを特徴とする放射性廃棄物の高
温溶融物のサンプリング装置によって解決される。
（実施例） 以下に本発明を図示の実施例によって更に詳細に説明す
る。
る。
第１図において（１）は溶融炉であり、その内部には低
レベルの放射性廃棄物を溶融するためセラミック製のる
つぼ（２）が交換自在に設置され、加熱装置（３）によ
り加熱されたるつぼ（２）内の高温溶融物（４）は比重
差により下層の金属層（５）と上層のガラス層（６）に
分離している。
レベルの放射性廃棄物を溶融するためセラミック製のる
つぼ（２）が交換自在に設置され、加熱装置（３）によ
り加熱されたるつぼ（２）内の高温溶融物（４）は比重
差により下層の金属層（５）と上層のガラス層（６）に
分離している。
（７）はるつぼ（２）を備えた溶融炉（１）の上方に形
成された密閉室である。この密閉室（７）の内部には、
カプラ（８）を下端に備えた昇降装置（９）と、プロー
ブ交換装置（10）とが設けられている。プローブ（11）
はプローブ交換装置（10）によって自動的に昇降装置
（９）のカプラ（８）に取付けられる。プローブ交換装
置（10）の型式は特に限定されるものではないが、例え
ば円筒座標系の一般産業用ロボットを使用することがで
きる。プローブ（11）は第３図のように上端にカプラ
（8a）を備えた筒状のもので、底部及び側面にそれぞれ
金属採取孔（19）とガラス吸引孔（20）を備えたものと
されている。なおプローブ（11）の材質として、溶融物
中に浸漬される時間が短いこと、１回限りの使用である
ことより、安価な鋼管、ステンレス管でも使用可能であ
るが、耐熱性、採取試料のプローブからの取り出し易
さ、異成分の混入防止の観点よりカーボングラファイト
が好ましい。また、プローブ内径は、吸引後の溶融物の
プローブ内保持の為10〜25mmであることが望ましい。
成された密閉室である。この密閉室（７）の内部には、
カプラ（８）を下端に備えた昇降装置（９）と、プロー
ブ交換装置（10）とが設けられている。プローブ（11）
はプローブ交換装置（10）によって自動的に昇降装置
（９）のカプラ（８）に取付けられる。プローブ交換装
置（10）の型式は特に限定されるものではないが、例え
ば円筒座標系の一般産業用ロボットを使用することがで
きる。プローブ（11）は第３図のように上端にカプラ
（8a）を備えた筒状のもので、底部及び側面にそれぞれ
金属採取孔（19）とガラス吸引孔（20）を備えたものと
されている。なおプローブ（11）の材質として、溶融物
中に浸漬される時間が短いこと、１回限りの使用である
ことより、安価な鋼管、ステンレス管でも使用可能であ
るが、耐熱性、採取試料のプローブからの取り出し易
さ、異成分の混入防止の観点よりカーボングラファイト
が好ましい。また、プローブ内径は、吸引後の溶融物の
プローブ内保持の為10〜25mmであることが望ましい。
昇降装置（９）の昇降軸には吸引ポンプ（12）を備えた
負圧吸引ライン（13）が接続されている。この負圧吸引
ライン（13）は昇降装置（９）のカプラ（８）に取付け
られたプローブ（11）の内部を減圧して高温溶融物
（４）（金属層（５）及びガラス層（６））を吸引する
ためのもので、その吸引圧は溶融物の重量を保持するた
め−30〜−100mmHgである事が必要である。
負圧吸引ライン（13）が接続されている。この負圧吸引
ライン（13）は昇降装置（９）のカプラ（８）に取付け
られたプローブ（11）の内部を減圧して高温溶融物
（４）（金属層（５）及びガラス層（６））を吸引する
ためのもので、その吸引圧は溶融物の重量を保持するた
め−30〜−100mmHgである事が必要である。
更に実施例では、この負圧吸引ライン（13）に切換弁
（15）を介してレベル検知用のガスパージライン（14）
が接続されている。このガスパージライン（14）はN2ガ
スボンベ（16）等から供給されたガスをプローブ（11）
の下端から噴出させ、その背圧を圧力計（17）で検知す
ることによってるつぼ（２）内の高温溶融物（４）のレ
ベルを測定することができる。
（15）を介してレベル検知用のガスパージライン（14）
が接続されている。このガスパージライン（14）はN2ガ
スボンベ（16）等から供給されたガスをプローブ（11）
の下端から噴出させ、その背圧を圧力計（17）で検知す
ることによってるつぼ（２）内の高温溶融物（４）のレ
ベルを測定することができる。
（作用） 次に上記した装置の作動説明とともに本発明のサンプリ
ング方法を説明する。
ング方法を説明する。
まず、プローブ（11）はプローブ交換装置（10）により
プローブ昇降装置（９）に装着される。プローブ（11）
と昇降装置（９）の接合部には空気圧により自動脱着可
能なカプラ（８）等を用いて、プローブ交換装置（10）
で遠隔自動操作で装着する。
プローブ昇降装置（９）に装着される。プローブ（11）
と昇降装置（９）の接合部には空気圧により自動脱着可
能なカプラ（８）等を用いて、プローブ交換装置（10）
で遠隔自動操作で装着する。
プローブ（11）は昇降装置（９）に装着された後、溶融
るつぼ（２）内に挿入し、負圧吸引ライン（13）により
溶融物をプローブ（11）内に吸引する。プローブ（11）
は、るつぼ底部の溶融物も採取するためにるつぼ（２）
の底部付近まで挿入された後吸引する。この時、比重差
によりるつぼ底部に溜まった金属溶融物は、上部のガラ
ス層（６）に比べ粘性が低いため、プローブ（11）の下
端の金属採取孔（19）から容易にプローブ（11）内に吸
引されるガラス層（６）の吸引は困難である。この為、
前述したようにプローブ（11）の側面にもガラス吸引孔
（20）を設け金属層（５）と同時に吸引するとともに、
プローブ（11）外面にガラス層（６）を付着させ採取す
る。プローブ（11）は、溶融物を採取した後に溶融炉
（１）から取り出され、冷却ノズル（18）から噴出され
る冷却空気により強制的に冷却された後に、プローブ交
換装置（10）により昇降装置（９）より取りはずし、自
動的に回収する。
るつぼ（２）内に挿入し、負圧吸引ライン（13）により
溶融物をプローブ（11）内に吸引する。プローブ（11）
は、るつぼ底部の溶融物も採取するためにるつぼ（２）
の底部付近まで挿入された後吸引する。この時、比重差
によりるつぼ底部に溜まった金属溶融物は、上部のガラ
ス層（６）に比べ粘性が低いため、プローブ（11）の下
端の金属採取孔（19）から容易にプローブ（11）内に吸
引されるガラス層（６）の吸引は困難である。この為、
前述したようにプローブ（11）の側面にもガラス吸引孔
（20）を設け金属層（５）と同時に吸引するとともに、
プローブ（11）外面にガラス層（６）を付着させ採取す
る。プローブ（11）は、溶融物を採取した後に溶融炉
（１）から取り出され、冷却ノズル（18）から噴出され
る冷却空気により強制的に冷却された後に、プローブ交
換装置（10）により昇降装置（９）より取りはずし、自
動的に回収する。
以上の工程は第２図に示されたとおりであって、回収さ
れたプローブ（11）の内部には金属層（５）が吸引され
ており、またプローブ（11）の外周面にはガラス層
（６）が付着されており、これら２つの層が同時にサン
プリングできることとなる。
れたプローブ（11）の内部には金属層（５）が吸引され
ており、またプローブ（11）の外周面にはガラス層
（６）が付着されており、これら２つの層が同時にサン
プリングできることとなる。
本発明によれば、プローブ（11）を取り扱うすべての装
置が外部と遮断された密閉室（７）内に配置される為、
溶融炉（１）内にプローブ（11）を挿入する際に、放射
能を持ったダストを同伴したガスが外部へ漏れるおそれ
は全くなく、また、全ての動作は遠隔自動操作が可能で
あり作業者の被曝の恐れは全くない。
置が外部と遮断された密閉室（７）内に配置される為、
溶融炉（１）内にプローブ（11）を挿入する際に、放射
能を持ったダストを同伴したガスが外部へ漏れるおそれ
は全くなく、また、全ての動作は遠隔自動操作が可能で
あり作業者の被曝の恐れは全くない。
（発明の効果） 以上に説明したように、本発明の方法および装置によれ
ば、るつぼ内の高温溶融廃棄物の金属層とガラス層とを
同時にサンプリングすることができるうえ、溶融状態の
ままでサンプリングを行うので廃棄体にサンプリング用
の孔を明ける必要もなく、固化させた廃棄体の健全性が
損なわれることがない。またこれらのサンプリング操作
をすべて密閉室内で自動的に行うことができるので、安
全かつ確実にサンプリング操作を行うことができる。
ば、るつぼ内の高温溶融廃棄物の金属層とガラス層とを
同時にサンプリングすることができるうえ、溶融状態の
ままでサンプリングを行うので廃棄体にサンプリング用
の孔を明ける必要もなく、固化させた廃棄体の健全性が
損なわれることがない。またこれらのサンプリング操作
をすべて密閉室内で自動的に行うことができるので、安
全かつ確実にサンプリング操作を行うことができる。
よって本発明は従来の問題点を一掃した放射性廃棄物の
高温溶融物のサンプリング方法および装置として、産業
の発展に寄与するところは極めて大である。
高温溶融物のサンプリング方法および装置として、産業
の発展に寄与するところは極めて大である。
第１図は本発明の実施例を示す断面図、第２図はその工
程を示す部分断面図、第３図はプローブの一部切欠正面
図である。 （２）：るつぼ、（５）：金属層、（６）：ガラス層、
（７）：密閉室、（８）：カプラ、（９）：昇降装置、
（10）：プローブ交換装置、（11）：プローブ、（1
3）：負圧吸引ライン、（19）：金属採取孔、（20）：
ガラス採取孔
程を示す部分断面図、第３図はプローブの一部切欠正面
図である。 （２）：るつぼ、（５）：金属層、（６）：ガラス層、
（７）：密閉室、（８）：カプラ、（９）：昇降装置、
（10）：プローブ交換装置、（11）：プローブ、（1
3）：負圧吸引ライン、（19）：金属採取孔、（20）：
ガラス採取孔
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｆ 9/06 ５０１ Ｚ
Claims (2)
- 【請求項１】密閉室（７）内で昇降装置（９）に取付け
られた筒状のプローブ（11）を放射性廃棄物の高温溶融
物の入ったるつぼ（２）の底部まで挿入し内部を吸引す
ることによってプローブ（11）の下端の金属採取孔（1
9）からるつぼ底部の溶融した金属層（５）を採取する
とともに、プローブ（11）の側面に設けたガラス吸引孔
（20）からガラス層（６）を吸引すると同時に外面に強
制付着させ、その後るつぼ（２）の上方にプローブ（1
1）を引き上げて冷却し、回収することを特徴とする放
射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法。 - 【請求項２】放射性廃棄物を溶融するるつぼ（２）の上
方に密閉室（７）を形成し、この密閉室（７）の内部に
カプラ（８）を下端に備えた昇降装置（９）と、下端に
金属採取孔（19）を備えまた側面にガラス吸引孔（20）
を備えたプローブ（11）を、カプラ（８）に自動的に供
給しまたカプラ（８）からプローブ（11）を自動的に回
収するプローブ交換装置（10）を設けるとともに、上記
の昇降装置（９）にプローブ（11）の内部に金属層
（５）及びガラス層（６）を吸引するための負圧吸引ラ
イン（13）を接続したことを特徴とする放射性廃棄物の
高温溶融物のサンプリング装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2059337A JPH07104230B2 (ja) | 1990-03-09 | 1990-03-09 | 放射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2059337A JPH07104230B2 (ja) | 1990-03-09 | 1990-03-09 | 放射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法および装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03259727A JPH03259727A (ja) | 1991-11-19 |
| JPH07104230B2 true JPH07104230B2 (ja) | 1995-11-13 |
Family
ID=13110407
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2059337A Expired - Lifetime JPH07104230B2 (ja) | 1990-03-09 | 1990-03-09 | 放射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07104230B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8511183B2 (en) * | 2011-07-25 | 2013-08-20 | Corning Incorporated | Glass sampling apparatus and method for using same to obtain a glass sample from a glass melting vessel |
| CN114518377B (zh) * | 2022-04-20 | 2022-06-24 | 南京中科特检机器人有限公司 | x射线荧光分析智能机器人熔片系统 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5844312A (ja) * | 1981-09-09 | 1983-03-15 | Honda Motor Co Ltd | 計器用指針軸の支持装置 |
| JPS5938434U (ja) * | 1982-09-03 | 1984-03-10 | 株式会社学習研究社 | オ−バ−ヘツドプロジエクタ−用スライド投影装置 |
| JPH01117546U (ja) * | 1988-02-02 | 1989-08-08 |
-
1990
- 1990-03-09 JP JP2059337A patent/JPH07104230B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH03259727A (ja) | 1991-11-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Sridharan et al. | Thermal properties of LiCl-KCl molten salt for nuclear waste separation | |
| US5348567A (en) | Decontamination method | |
| JPH07104230B2 (ja) | 放射性廃棄物の高温溶融物のサンプリング方法および装置 | |
| CN109100772B (zh) | 一种用于乏燃料溶解过程的在线分析监测方法及装置 | |
| National Research Council et al. | Electrometallurgical techniques for DOE spent fuel treatment | |
| US5098644A (en) | Apparatus for consolidation of spent nuclear fuel rods | |
| Heffernan et al. | Solubility of airborne uranium compounds at the Fernald Environmental Management Project | |
| JP3847231B2 (ja) | 雑固体廃棄物溶融用高周波誘導炉および雑固体廃棄物溶融方法 | |
| May et al. | Application of the Evacuated Canister System for Removing Residual Molten Glass From the West Valley Demonstration Project High-Level Waste Melter | |
| Seitz et al. | Decontaminaion of metals containing plutonium and americium | |
| Chikalla et al. | Nuclear waste management. Semiannual progress report, October 1982-March 1983 | |
| Menon et al. | Melting of Low-Level Contaminated Steels | |
| Vinjamuri et al. | Dry Rod Consolidation Technology Project at the Idaho National Engineering Laboratory | |
| Haas et al. | Fabrication of driver-fuel elements for ebr-ii | |
| Vernon | Health Hazards Associated With the Fabrication of Plutonium-aluminum Fuel Elements | |
| Herrmann et al. | Removal of Bond Sodium from Full-Length Unirradiated Fermi-1 Blanket Elements and Assembly via Melt-Drain-Evaporate Process | |
| Marschman et al. | Test and Chemistry Plan for MEDE Treatment of Fermi-1 Blanket Materials | |
| CN114360758A (zh) | 一种放射源源罐去污工艺 | |
| JP2933951B2 (ja) | 高速炉使用済炉心構成要素取扱方法 | |
| JP2008249445A (ja) | 密封容器内の放射線計測方法 | |
| Thompson et al. | WASTE SOLIDIFICATION DEMONSTRATION PROGRAM. EXPERIMENTAL TECHNIQUES FOR CHARACTERIZATION OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE SOLIDIFIED WASTE. | |
| Sappok et al. | Large-scale experiments on ex-vessel core melt behavior | |
| JPH0363599A (ja) | 放射能汚染機器等解体物の処理方法およびその輸送容器 | |
| JPH0382996A (ja) | フリーズシール構造 | |
| McIntosh et al. | Remote Maintenance in a Large Scale Separations Plant |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081113 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081113 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091113 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101113 Year of fee payment: 15 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101113 Year of fee payment: 15 |