JPH0769466B2 - 高放射性廃棄物の処理方法 - Google Patents
高放射性廃棄物の処理方法Info
- Publication number
- JPH0769466B2 JPH0769466B2 JP6540490A JP6540490A JPH0769466B2 JP H0769466 B2 JPH0769466 B2 JP H0769466B2 JP 6540490 A JP6540490 A JP 6540490A JP 6540490 A JP6540490 A JP 6540490A JP H0769466 B2 JPH0769466 B2 JP H0769466B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- sintering
- radioactive waste
- highly radioactive
- calcined
- treatment method
- 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
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は使用済燃料の再処理工程等で発生する高レベル
放射性廃棄物の処理方法に関する。更に詳しく述べる
と、高放射性廃棄物の仮焼体を非酸化性雰囲気中で加熱
することによりCs（セシウム）を気化除去し、次いで高
温加熱して高減容度の焼結体にする処理方法に関するも
のである。
放射性廃棄物の処理方法に関する。更に詳しく述べる
と、高放射性廃棄物の仮焼体を非酸化性雰囲気中で加熱
することによりCs（セシウム）を気化除去し、次いで高
温加熱して高減容度の焼結体にする処理方法に関するも
のである。
［従来の技術］ ピューレックス法により使用済燃料の再処理で発生する
高レベル放射性廃棄物は、核分裂生成物を含む硝酸溶液
の形で貯蔵されている。この高放射性廃棄物は、将来、
ガラス等の媒体に混入することにより固体化される。媒
体としてはガラスの他に合成岩石（シンロック）など多
種類の材料が研究されている。媒体中の核分裂生成物の
含有量は、核分裂生成物の媒体への溶解度、化学的耐久
性（水に対する浸出率）、崩壊熱の除去等により決ま
り、ガラス固化では約10％程度に制限されている。
高レベル放射性廃棄物は、核分裂生成物を含む硝酸溶液
の形で貯蔵されている。この高放射性廃棄物は、将来、
ガラス等の媒体に混入することにより固体化される。媒
体としてはガラスの他に合成岩石（シンロック）など多
種類の材料が研究されている。媒体中の核分裂生成物の
含有量は、核分裂生成物の媒体への溶解度、化学的耐久
性（水に対する浸出率）、崩壊熱の除去等により決ま
り、ガラス固化では約10％程度に制限されている。
また別の固化処理方法としてスーパーカルサイン法があ
る。これは高放射性廃棄物にアルミニウム化合物を添加
し、高核分裂生成物含有量の固化体の形成を図るもので
ある。
る。これは高放射性廃棄物にアルミニウム化合物を添加
し、高核分裂生成物含有量の固化体の形成を図るもので
ある。
［発明が解決しようとする課題］ 従来の一般的な固化処理において、ガラス等の媒体はい
たずらに高放射性廃棄物の容積を増加させている。また
高放射能で且つ高発熱量のCsを除去せずにそのまま固化
しており、Csの保持（Csの浸出率を小さくすること）、
発生除去への対応のため核分裂生成物の含有量を増大さ
せることができない。抽出法やイオン交換法等によるCs
の除去も試みられてきたが、抽出法における廃溶媒、イ
オン交換法における廃イオン交換樹脂の廃棄物としての
処理に問題があるため実用化は困難である。
たずらに高放射性廃棄物の容積を増加させている。また
高放射能で且つ高発熱量のCsを除去せずにそのまま固化
しており、Csの保持（Csの浸出率を小さくすること）、
発生除去への対応のため核分裂生成物の含有量を増大さ
せることができない。抽出法やイオン交換法等によるCs
の除去も試みられてきたが、抽出法における廃溶媒、イ
オン交換法における廃イオン交換樹脂の廃棄物としての
処理に問題があるため実用化は困難である。
固化体の容積は、その貯蔵・処分の費用を低減させるた
め可能な限り小さくすべきである。そのためには固化体
中の核分裂生成物の含有量を高くする必要があるが、前
記の理由により現状では約10％にとどまっている。
め可能な限り小さくすべきである。そのためには固化体
中の核分裂生成物の含有量を高くする必要があるが、前
記の理由により現状では約10％にとどまっている。
またスーパーカルサイン法は化学的耐久性が問題であ
り、改善のため金属被覆を行う試み等がなされている
が、未だ高放射性廃棄物の高減容化は達成されていな
い。
り、改善のため金属被覆を行う試み等がなされている
が、未だ高放射性廃棄物の高減容化は達成されていな
い。
本発明の目的は上記のような従来技術の欠点を解消し、
新しい二次廃棄物を多量に発生させることなく、高レベ
ル放射性廃棄物を処理し、その高減容固化を容易に実現
できる方法を提供することにある。
新しい二次廃棄物を多量に発生させることなく、高レベ
ル放射性廃棄物を処理し、その高減容固化を容易に実現
できる方法を提供することにある。
［課題を解決するための手段］ 本発明は、高放射性廃棄物を加熱して仮焼体とし、更に
非酸化性雰囲気中で加熱しCsを気化除去して低発熱の高
放射性廃棄物の仮焼体粉体を得、この仮焼体粉体を高温
加熱して焼結させる高放射性廃棄物の処理方法である。
本発明の特徴は、予めCsを除去する点、及び仮焼体を溶
融することなく焼結体にする点である。
非酸化性雰囲気中で加熱しCsを気化除去して低発熱の高
放射性廃棄物の仮焼体粉体を得、この仮焼体粉体を高温
加熱して焼結させる高放射性廃棄物の処理方法である。
本発明の特徴は、予めCsを除去する点、及び仮焼体を溶
融することなく焼結体にする点である。
高放射性廃棄物は、通常、使用済燃料の再処理工程にお
ける抽残液として得られる硝酸溶液であり、使用済燃料
中の殆ど全ての核分裂生成物を含有している。高放射性
廃棄物の固化において処分の観点から問題とされる核種
には、Np,Amの超ウラン核種やTc,I等の長寿命核種があ
るが、固化体の短期的健全性の観点からはCsが問題核種
である。Csはアルカリ金属であり酸化物の形態では水に
対して易溶性であること、高放射性で且つ高発熱量であ
ることのためである。
ける抽残液として得られる硝酸溶液であり、使用済燃料
中の殆ど全ての核分裂生成物を含有している。高放射性
廃棄物の固化において処分の観点から問題とされる核種
には、Np,Amの超ウラン核種やTc,I等の長寿命核種があ
るが、固化体の短期的健全性の観点からはCsが問題核種
である。Csはアルカリ金属であり酸化物の形態では水に
対して易溶性であること、高放射性で且つ高発熱量であ
ることのためである。
本発明では、第１図に示すように、この高放射性廃棄物
を加熱し水分及び硝酸を蒸発させて仮焼体とし、更に非
酸化性雰囲気中で加熱することによってCsの気化除去す
る。これによってCs閉じ込めに関する固化体合成上の制
約が解消される。仮焼は水分や窒素酸化物を除去でき、
Cs等の核分裂生成物が気化し難い温度、即ち通常600℃
程度、最高700℃で行う。仮焼には、高放射性廃棄物の
ガラス固化で研究されているロータリーキルン方式やマ
イクロ波加熱方式などを適用できる。核分裂生成物の中
にはRu,MoのようにRuO4,MoO3の酸化物状態で揮発性を示
す元素がある。この揮発を抑制するためには、可能な限
りこれらの酸化物生成が進行しないことが望ましく、Cs
気化除去は、この観点から非酸化性粉雰囲気中で加熱す
る。加熱温度は、通常900℃程度、最高1200℃である。
を加熱し水分及び硝酸を蒸発させて仮焼体とし、更に非
酸化性雰囲気中で加熱することによってCsの気化除去す
る。これによってCs閉じ込めに関する固化体合成上の制
約が解消される。仮焼は水分や窒素酸化物を除去でき、
Cs等の核分裂生成物が気化し難い温度、即ち通常600℃
程度、最高700℃で行う。仮焼には、高放射性廃棄物の
ガラス固化で研究されているロータリーキルン方式やマ
イクロ波加熱方式などを適用できる。核分裂生成物の中
にはRu,MoのようにRuO4,MoO3の酸化物状態で揮発性を示
す元素がある。この揮発を抑制するためには、可能な限
りこれらの酸化物生成が進行しないことが望ましく、Cs
気化除去は、この観点から非酸化性粉雰囲気中で加熱す
る。加熱温度は、通常900℃程度、最高1200℃である。
次にこの低発熱の高放射性廃棄物の仮焼体粉体を高温で
加熱し焼結体にすることで、高減容固化を実現する。仮
焼体は自己焼結体をもっているので、容器に入れ加熱す
ることにより焼結体を得ることができる。より良好な形
状の焼結体を得るためには、予め成形してから焼結する
（常圧焼結）か、成形と焼結を同時に行う（加熱焼結）
のが望ましい。成形後の焼結は、自己焼結性を利用し常
圧で可能であるが、比較的蒸気圧の高い核種の気化を望
ぐため加圧下で行うこともできる。圧力については特に
制限はない。高圧力下では、より緻密な、形状の安定し
た固化体が得られる。本方法では成形品として使用に供
されるものではないから、高圧力といっても300気圧以
下で、緻密固化体を製造できる。
加熱し焼結体にすることで、高減容固化を実現する。仮
焼体は自己焼結体をもっているので、容器に入れ加熱す
ることにより焼結体を得ることができる。より良好な形
状の焼結体を得るためには、予め成形してから焼結する
（常圧焼結）か、成形と焼結を同時に行う（加熱焼結）
のが望ましい。成形後の焼結は、自己焼結性を利用し常
圧で可能であるが、比較的蒸気圧の高い核種の気化を望
ぐため加圧下で行うこともできる。圧力については特に
制限はない。高圧力下では、より緻密な、形状の安定し
た固化体が得られる。本方法では成形品として使用に供
されるものではないから、高圧力といっても300気圧以
下で、緻密固化体を製造できる。
また焼結を促進するため、ホウ素化合物やナトリウム化
合物等の焼結剤を添加するのも有効である。これらの焼
結剤の添加により、焼結体の密度を向上させることがで
きるが、水に対する浸出率は悪くなる。このため添加量
は20％以上、好ましくは10％以下にする。
合物等の焼結剤を添加するのも有効である。これらの焼
結剤の添加により、焼結体の密度を向上させることがで
きるが、水に対する浸出率は悪くなる。このため添加量
は20％以上、好ましくは10％以下にする。
焼結反応は、雰囲気、還元剤の添加、温度、圧力により
制御する。空気中で焼結反応を行わせることもできる
が、高温では炉材や容器材料などの酸化の問題があり、
材料選択が制限される。このため本発明では酸素含有量
を低減した空気、窒素もしくはアルゴンの雰囲気下、も
しくは真空中で行うのが望ましい。還元剤は還元雰囲気
維持のために有用である。還元剤としては、新たな二次
廃棄物を生じさせないため水素や一酸化炭素等の気体還
元剤、炭素等の酸化還元反応において気体化する還元
剤、アルカリ土類金属や希土類元素など廃棄物となる酸
化物層の構成元素である還元剤を使用する。またアルミ
ニウムなど酸化物として残存しても廃棄物となる酸化物
相に悪影響を与えない物質の使用も可能である。焼結反
応時、白金族元素（Ru,Rh,Pd）が金属状態まで還元され
ることがあるが、これらは金属状態で安定であるから高
放射性廃棄物の焼結体として何ら問題はない。焼結温度
は1000〜2000℃である。焼結処理の雰囲気、還元剤、温
度、圧力は反応条件により適宜組み合わせる。
制御する。空気中で焼結反応を行わせることもできる
が、高温では炉材や容器材料などの酸化の問題があり、
材料選択が制限される。このため本発明では酸素含有量
を低減した空気、窒素もしくはアルゴンの雰囲気下、も
しくは真空中で行うのが望ましい。還元剤は還元雰囲気
維持のために有用である。還元剤としては、新たな二次
廃棄物を生じさせないため水素や一酸化炭素等の気体還
元剤、炭素等の酸化還元反応において気体化する還元
剤、アルカリ土類金属や希土類元素など廃棄物となる酸
化物層の構成元素である還元剤を使用する。またアルミ
ニウムなど酸化物として残存しても廃棄物となる酸化物
相に悪影響を与えない物質の使用も可能である。焼結反
応時、白金族元素（Ru,Rh,Pd）が金属状態まで還元され
ることがあるが、これらは金属状態で安定であるから高
放射性廃棄物の焼結体として何ら問題はない。焼結温度
は1000〜2000℃である。焼結処理の雰囲気、還元剤、温
度、圧力は反応条件により適宜組み合わせる。
焼結処理の例を第２図〜第６図に示す。第２図は常圧に
よる焼結の例である。焼結容器10に仮焼体粉体12を充填
し、加熱する。粉体は焼き締まり焼結体14になる。焼結
容器10をそのまま貯蔵容器とする場合は、同図に示すよ
うに焼き締まりにより焼結容器10と焼結体14との間に空
間が生じるので、更に仮焼体粉体を追加充填して焼結処
理を繰り返し、出来るだけ多量に焼結体を密に充填す
る。第３図は成形後に常圧焼結する例である。仮焼体粉
体10の成形体を焼結容器12内に設置し、焼結する。この
場合、焼結体14は別の貯蔵容器に収納される。成形はセ
ラミックス製造において使用されている一般的な方法が
適用できる。
よる焼結の例である。焼結容器10に仮焼体粉体12を充填
し、加熱する。粉体は焼き締まり焼結体14になる。焼結
容器10をそのまま貯蔵容器とする場合は、同図に示すよ
うに焼き締まりにより焼結容器10と焼結体14との間に空
間が生じるので、更に仮焼体粉体を追加充填して焼結処
理を繰り返し、出来るだけ多量に焼結体を密に充填す
る。第３図は成形後に常圧焼結する例である。仮焼体粉
体10の成形体を焼結容器12内に設置し、焼結する。この
場合、焼結体14は別の貯蔵容器に収納される。成形はセ
ラミックス製造において使用されている一般的な方法が
適用できる。
第４図は加圧焼結の例である。ここでは仮焼体粉体12を
焼結容器10に充填しプレスにより粉体のみを白抜き矢印
方向に圧縮成形し、その後加熱し焼結体14を得る。第５
図は加圧焼結の他の例であり、焼結容器10ごと加圧す
る。仮焼体粉体12を焼結容器10に充填し、該焼結容器10
を密閉した後、脱気する。次にプレスにより一軸圧縮
（上下方向）しつつ加熱し、焼結体14を得る。更に第６
図はHIP（熱間静水圧プレス）の例である。第５図の場
合と同様、仮焼体粉体12を焼結容器10に充填し、密閉し
て脱気した後、HIP法で焼結容器10ごと三軸圧縮しつつ
加熱し、焼結体14を得る。
焼結容器10に充填しプレスにより粉体のみを白抜き矢印
方向に圧縮成形し、その後加熱し焼結体14を得る。第５
図は加圧焼結の他の例であり、焼結容器10ごと加圧す
る。仮焼体粉体12を焼結容器10に充填し、該焼結容器10
を密閉した後、脱気する。次にプレスにより一軸圧縮
（上下方向）しつつ加熱し、焼結体14を得る。更に第６
図はHIP（熱間静水圧プレス）の例である。第５図の場
合と同様、仮焼体粉体12を焼結容器10に充填し、密閉し
て脱気した後、HIP法で焼結容器10ごと三軸圧縮しつつ
加熱し、焼結体14を得る。
［作用］ 使用済燃料中の核分裂生成物は金属元素、非金属元
素、希土類元素に大別できる。金属元素としてはアル
カリ土類金属やMo等の遷移金属、白金族元素等がある。
高放射性廃棄物を加熱して仮焼体とし、更に加熱するこ
とにより、の非金属元素およびの金属元素の中のア
ルカリ金属の大部分が除去される。それらはSb,Te,Cs,R
b等である。その結果、仮焼体の主成分は、燃焼度45000
MWD/MTU、冷却期間５年の使用済燃料の場合、含有量が1
00g/MTU以下の元素を除くと次のようになる。
素、希土類元素に大別できる。金属元素としてはアル
カリ土類金属やMo等の遷移金属、白金族元素等がある。
高放射性廃棄物を加熱して仮焼体とし、更に加熱するこ
とにより、の非金属元素およびの金属元素の中のア
ルカリ金属の大部分が除去される。それらはSb,Te,Cs,R
b等である。その結果、仮焼体の主成分は、燃焼度45000
MWD/MTU、冷却期間５年の使用済燃料の場合、含有量が1
00g/MTU以下の元素を除くと次のようになる。
・アルカリ土類金属（Sr,Ba） …3.3Kg/MTU 8.7％ ・遷移金属（Zr,Mo,Tc） …10.5Kg/MTU 27.9％ ・白金族元素（Ru,Rh,Pd） …5.4kg/MTU 14.3％ ・希土類元素（Y,La,Ce等） …18.5kg/MTU 49.1％ 合計 …37.7kg/MTU この仮焼体粉体を加熱し焼結させることにより、減容度
の高い固化体が得られる。因にガラス固化では核分裂生
成物に対し10倍の重量となり使用済燃料１トン当たり15
0の固化体となるが、本発明では容積7.3の固化体に
なる。
の高い固化体が得られる。因にガラス固化では核分裂生
成物に対し10倍の重量となり使用済燃料１トン当たり15
0の固化体となるが、本発明では容積7.3の固化体に
なる。
［実施例１］ 燃焼度45000MWD/MTU、冷却期間５年の使用済燃料中の核
分裂生成物の組成をORIGENコードによって計算し、相当
する高放射性廃液の模擬廃液を合成した。この模擬廃液
を600℃に加熱して仮焼体とし、更に900℃のアルゴン雰
囲気下でCs気化除去を行った。
分裂生成物の組成をORIGENコードによって計算し、相当
する高放射性廃液の模擬廃液を合成した。この模擬廃液
を600℃に加熱して仮焼体とし、更に900℃のアルゴン雰
囲気下でCs気化除去を行った。
得られた仮焼体45gをルツボに入れアルゴン雰囲気下で1
450℃−１時間の加熱処理を行った。冷却後、内容物を
取り出したところ、焼き締まった焼結体であった。なお
焼結体の体積は9.4mであった。その水への浸出率をJI
S−R3502に準じた方式で測定した。浸出率は８×10-5g/
cm2・ｄでガラス固化体（５×10-5g/cm2・ｄ）とほぼ同
程度であり、高放射性固化体として十分な化学的耐久性
を有していることが確認された。
450℃−１時間の加熱処理を行った。冷却後、内容物を
取り出したところ、焼き締まった焼結体であった。なお
焼結体の体積は9.4mであった。その水への浸出率をJI
S−R3502に準じた方式で測定した。浸出率は８×10-5g/
cm2・ｄでガラス固化体（５×10-5g/cm2・ｄ）とほぼ同
程度であり、高放射性固化体として十分な化学的耐久性
を有していることが確認された。
［実施例２］ 実施例１と同じ操作を、加熱温度1800℃で実施した。内
容物は硬く焼き締まっており、浸出率は３×10-5g/cm2
・ｄであった。
容物は硬く焼き締まっており、浸出率は３×10-5g/cm2
・ｄであった。
［発明の効果］ 本発明は高放射性廃棄物を加熱して仮焼体とし、更に加
熱してCsを気化除去するため、Csの存在に基因するCs保
持や発熱等による制約を回避できる。そして仮焼体を焼
結するため高減容固化体を製造できる。このため本発明
では従来のガラス固化に比べて約1/20もの大幅な減容固
化を実現できる。従って高放射性廃棄物の貯蔵・処分に
おける大幅な費用削減が可能になる。
熱してCsを気化除去するため、Csの存在に基因するCs保
持や発熱等による制約を回避できる。そして仮焼体を焼
結するため高減容固化体を製造できる。このため本発明
では従来のガラス固化に比べて約1/20もの大幅な減容固
化を実現できる。従って高放射性廃棄物の貯蔵・処分に
おける大幅な費用削減が可能になる。
また焼結により高放射性廃棄物を固化するため、固化容
器の腐食を低減でき、高減容固化体の製造上で大きな問
題であった材料問題を解決できる。更に特殊な加熱方式
（例えば電子ビーム加熱やプラズマ加熱等）ではなくヒ
ーター加熱等での処理が可能であり処理設備を容易に且
つ安価に構成できる。
器の腐食を低減でき、高減容固化体の製造上で大きな問
題であった材料問題を解決できる。更に特殊な加熱方式
（例えば電子ビーム加熱やプラズマ加熱等）ではなくヒ
ーター加熱等での処理が可能であり処理設備を容易に且
つ安価に構成できる。
更に溶融では冷却過程において焼結構造の成長プロセス
により不均一な固化体ができる場合があるが、本発明ば
焼結であるためマクロ的に均一な固化体が得られる。
により不均一な固化体ができる場合があるが、本発明ば
焼結であるためマクロ的に均一な固化体が得られる。
第１図は本発明方法を用いた処理プロセスの説明図、第
２図、第３図、第４図、第５図、第６図はそれぞれ焼結
工程の説明図である。 10……焼結容器、12……仮焼体粉体、14……焼結体。
２図、第３図、第４図、第５図、第６図はそれぞれ焼結
工程の説明図である。 10……焼結容器、12……仮焼体粉体、14……焼結体。
Claims (3)
- 【請求項１】高放射性廃棄物を加熱して仮焼体とし、更
に非酸化性雰囲気中で加熱しセシウムを気化除去して低
発熱の高放射性廃棄物の仮焼体粉体を得、この仮焼体粉
体を焼結させることを特徴とする高放射性廃棄物の処理
方法。 - 【請求項２】焼結処理を、一軸圧縮又はHIP法により加
圧下で行う請求項１記載の処理方法。 - 【請求項３】焼結処理に際して、仮焼体粉体に焼結剤を
添加する請求項１又は２記載の処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6540490A JPH0769466B2 (ja) | 1990-03-15 | 1990-03-15 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6540490A JPH0769466B2 (ja) | 1990-03-15 | 1990-03-15 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03264897A JPH03264897A (ja) | 1991-11-26 |
| JPH0769466B2 true JPH0769466B2 (ja) | 1995-07-31 |
Family
ID=13286052
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6540490A Expired - Lifetime JPH0769466B2 (ja) | 1990-03-15 | 1990-03-15 | 高放射性廃棄物の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0769466B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5853857B2 (ja) * | 2012-01-13 | 2016-02-09 | 新日鐵住金株式会社 | 汚染土壌の浄化方法 |
| CN105777101B (zh) * | 2016-03-31 | 2018-07-20 | 西南科技大学 | 一种磷酸锆钠-独居石玻璃陶瓷固化体及其制备方法 |
| CN114276013A (zh) * | 2021-12-31 | 2022-04-05 | 西南科技大学 | 利用微波直接玻璃化处理高放废物的方法 |
-
1990
- 1990-03-15 JP JP6540490A patent/JPH0769466B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH03264897A (ja) | 1991-11-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3873651A (en) | Freeze drying method for preparing radiation source material | |
| US5156804A (en) | High neutron-absorbing refractory compositions of matter and methods for their manufacture | |
| US4172807A (en) | Method for anchoring radioactive substances in a body resistant to leaching by water | |
| US5082603A (en) | Method of treatment of high-level radioactive waste | |
| GB1588350A (en) | Method of anchoring radioactive waste from nuclear fuel in a body resistant to leaching by water | |
| JPH0769466B2 (ja) | 高放射性廃棄物の処理方法 | |
| US5273709A (en) | High neutron absorbing refractory compositions of matter and methods for their manufacture | |
| US3232717A (en) | Uranium monocarbide thermionic emitters | |
| EP0676771B1 (en) | Nuclear fuel cycle | |
| US3243292A (en) | Method of making a thermionic device | |
| Ward et al. | High temperature vaporization and Raoult’s‐law studies with 243Am metal | |
| JPH04366800A (ja) | 高放射性廃棄物の減容ガラス固化処理方法 | |
| US2890110A (en) | Production of plutonium from plutonium fluoride | |
| GB954821A (en) | Improvements in or relating to process for the preparation of carbide | |
| US20120213658A1 (en) | Cermet high level waste forms | |
| Barinova et al. | Self-propagating high-temperature synthesis for disposal of radioactive waste | |
| RU2098874C1 (ru) | Способ отверждения концентрата трансплутониевых или трансплутониевых и редкоземельных элементов в керамику | |
| JP3487106B2 (ja) | 燃料再処理廃棄物の処理方法 | |
| Wheelwright et al. | Feasibility of meltcasing strontium fluoride to produce high-density heat sources | |
| US4432892A (en) | Process for the safe intermediate and final storage of tritium | |
| JPH0740077B2 (ja) | 高放射性廃棄物の処理方法 | |
| Pokhitonov | Use of Reactor Palladium for Immobilization of Transuranium Elements | |
| Pashkeev et al. | High temperature synthesis of cermet matrices for immobilizing highly active waste | |
| GB981784A (en) | Liquid phase sintering of metallic carbides | |
| US8449816B2 (en) | Composition and methods of preparation of target material for producing radionuclides |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 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 |
|
| S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313111 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 12 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070731 |
|
| R360 | Written notification for declining of transfer of rights |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R360 |
|
| R371 | Transfer withdrawn |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R371 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070731 Year of fee payment: 12 |
|
| S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313111 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080731 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080731 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090731 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Year of fee payment: 14 Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090731 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100731 Year of fee payment: 15 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (prs date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100731 Year of fee payment: 15 |