JPH08248188A - インゴットの連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融作業による、スラグを介してのジルカロイの汚染除去 - Google Patents

インゴットの連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融作業による、スラグを介してのジルカロイの汚染除去

Info

Publication number
JPH08248188A
JPH08248188A JP1668996A JP1668996A JPH08248188A JP H08248188 A JPH08248188 A JP H08248188A JP 1668996 A JP1668996 A JP 1668996A JP 1668996 A JP1668996 A JP 1668996A JP H08248188 A JPH08248188 A JP H08248188A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
alloy
slag
cryolite
added
ingot
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.)
Pending
Application number
JP1668996A
Other languages
English (en)
Inventor
Rene Piccinato
ピシナト ルネ
Roger Boen
ボエン ロジェ
Chrisitan Ladirat
ラディラ クリスチャン
Paul Berthier
ベルシェール ポール
Michel Paul Adrien Allibert
ポール アドリアン アリベール ミシェル
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.)
Orano Cycle SA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Compagnie Generale des Matieres Nucleaires SA
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 CEA, Compagnie Generale des Matieres Nucleaires SA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of JPH08248188A publication Critical patent/JPH08248188A/ja
Pending legal-status Critical Current

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
    • G21F9/308Processing by melting the waste
    • 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

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)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 放射性核種および核分裂生成物における、ジ
ルカロイ基合金の溶融中の放射能による汚染を除去する
ための、最大溶解度の不足等に関する従来の欠点が改善
された方法を提供すること。 【解決手段】 固形インゴットの連続的な引抜きを伴っ
た低温るつぼ溶融作業において、氷晶石を含有するスラ
グを使用し、前記氷晶石に耐火性ふっ化物を添加し、
鉄、ニッケル等の金属の添加により前記合金の融点を低
減させ、ジルコニウムと結晶化される合金と同じ組織で
結晶化を生起させ、水による浸出に対する抵抗性のすぐ
れた金属母体が得られるようにする。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、高度にβ−γ汚染
されたα廃棄物である原子炉の燃料被覆(reacto
r can)廃棄物(waste)あるいはハル廃棄物
(hull waste)の汚染除去の分野に関するも
のである。加圧水形原子炉からの廃棄物はジルカロイ
(zircaloy)である。
【0002】汚染物にはアクチニドが含まれ、その中で
プルトニウムは最も重要な元素である。汚染物は、核分
裂生成物と放射化生成物とで構成される。核分裂生成物
は、 3H、90Sr、93Zr、99Tc、 106Ru、 134
s、 135Cs、 137Cs、144Ce、 147Pm、 151
m、 154Euである。
【0003】放射化生成物は次の諸元素、54Mn、55
e、60Co、59Ni、63Ni、93Zr、94Nb、 119
n、 125Sbから成る。それらはハル(hull)内に
存在する成分元素から生起され、従って根源で除去しな
ければならない、即ちハルの合金の製造の際に用いられ
る鉱石を選択することより、除去しなければならない。
原子炉における放射に次いで前記合金は、前記放射化生
成物を、除去しないとしても少なくとも最小化できるよ
うにしなければならない。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】従って本発明の目的
は、α放射性核種およびβ−γ核分裂生成物におけるジ
ルカロイの汚染除去方法にある。
【0005】
【従来の技術】インゴットの連続的引抜を伴う、酸化物
またはふっ化物タイプのスラグの存在下での直接低温る
つぼ誘導によるステンレス鋼の溶融のため、一つの方法
が周知されている。この方法の原理を図1に関連して要
約する。
【0006】この方法の本質は、水の循環により冷却さ
れる銅製の円筒状るつぼ2である。参照数字4は、冷却
水入口および出口コレクタ(collector)を示
す。るつぼはまた、磁界を創成するソレノイド誘導子6
に囲まれ、るつぼは設計に従い電磁界に対して透過性で
ある。
【0007】溶融される金属は、分配開口部8によりる
つぼ2へ規則的に導入され、そこでそれが、10KHz の
周波数で加熱される。誘導により創成される交番電磁界
によって生成されたうず電流は金属塊の周囲を流れ、ジ
ュール効果により、エネルギをそこへ散逸させる。電磁
界と金属内へ誘導された電流との間の相互作用により、
ネッキングの効果(the effects of n
ecking)を有する溶融金属浴の内部に向かって指
向される電磁力が生成され、それがドーム形状と、中心
から浴の外側へのかくはんとを溶融浴にもたらし、それ
により金属の組成および温度が均等化される。
【0008】金属は、分配開口部10により導入される
フラックスまたはスラグの存在の下に溶融される。参照
数字12はアルゴンのようなガスを導入する開口部を、
また数字14は溶融中に放出されるガスを集収し得るよ
うにさせる出口を表示する。溶融は、凝固帯域18の基
底部に位置する冷却炉床20の存在により漸進的凝固が
行われる帯域18の上方に位置する帯域16において生
起される。冷却炉床20は下方へ移動でき、従って、装
置外へ通過するや否や固形インゴットに固まる溶融金属
を引き抜くことができる。この方法により、大部分の放
射性元素をスラグへ移すことができる。同じ方法によ
り、ジルカロイ燃料被覆廃棄物を溶融することができ
る。
【0009】現在使用可能であり、かつ実際に使用され
ているスラグは、何れも単体または混合物としての、C
aF2 、BaF2 およびLaF3 のようなふっ化物であ
る。それらは、放射性元素を可溶性にすることもできる
ジルカロイの還元特性に関しては安定である。ジルカロ
イのこの2つの特性の組合せにより、そこでの放射性核
種の保持を助け、従ってそれらのスラグへの移動を制限
することができる。
【0010】前記スラグの可溶能力は、ハル汚染酸化物
を集収するスラグの能力を評価することを可能にさせる
酸化ウラン溶解試験により評価することができる。
【0011】この目的のために測定セルが用いられてい
るが、これは、黒鉛るつぼ内に包有された溶融フラック
スを加熱する誘導炉で形成される。
【0012】固体酸化ウランのバー(bar)が溶融フ
ラックス内で回転される。次いで、溶解試験全体を通じ
てフラックス内のウラン濃度が測定される。
【0013】2つの因子即ちバーの温度と回転速度と
が、所与のフラックスにおける酸化物の溶解動力学に影
響を及ぼす可能性を有する。
【0014】媒質の動力学は V=dC/dt=kA(Cs −C) という形式の1次方程式に支配されることが考えられ
る。ここにAは固体〜液体接触面、Vは液体フラックス
容積、kは移動係数、Cは時間tにおけるフラックス内
の酸化物濃度、そしてCs は飽和濃度である。
【0015】この方程式の積分により、次の式が導かれ
る。 Log{Cs /(Cs −C)}=kt・A/V
【0016】表1により、限界溶解度の値(Cs )およ
び移動係数(k)が試験の各々について得られる。
【0017】
【表1】
【0018】酸化ウランの溶解度がCaF2 −BaF2
の場合に極めて低く、また0.04%の最大値を有する
ことを、これらの結果から推論することができる。
【0019】同様に、CaF2 −BaF2 フラックス
(50−50重量%)の場合のジルコニア(ZrO2
溶解試験は、5.7×10-3cm/sの移動係数の場合
に、最大重量溶解度が0.04%であることを示してい
る。
【0020】
【課題を解決するための手段】このように、従来の技術
において用いられたスラグは最大溶解度が低く、従って
スラグの量は、溶融中にそれが飽和しないことを保証す
るほどに充分な量でなければならない。
【0021】本発明は、この、低い溶解度という問題を
解決すべく探求するものである。
【0022】従って本発明は、ジルカロイを含有する合
金の溶融中に、スラグ内への放射能を移すことによる前
記合金の汚染除去方法において、アルカリ金属をMで示
した化学式3MF−AlF3 から成る少なくとも1つの
氷晶石を前記スラグが含有することを特徴とする方法に
関するものである。Mは、例えばナトリウム、カリウム
またはリチウムの中から選択することができる。
【0023】飽和酸化物濃度は、例えばCaF2 −Ba
2 について得られるそれより10ないし20倍も大で
ある。氷晶石の場合には、酸化物による飽和効果も重要
であるが、それは、はるかに多量(数%)の酸化物を溶
解した後に発生する。
【0024】あるプロセス遂行条件の下で発生し得る第
2の問題は、使用される氷晶石の溶融温度と使用温度と
の間の変動である。この問題は、スラグの溶融温度を増
大させかつ/または合金の溶融温度を低減させることに
より解決することができる。
【0025】ある実施例によれば、スラグの溶融温度を
増大させるため、氷晶石が耐火性ふっ化物と混合され
る。
【0026】この補助剤はまた、自動的な皮殻(cru
st)除去をもたらすことを可能にさせ、かつ、スラグ
をインゴットから分離することから成る付随的な化学工
学的作業を不要にさせる。このふっ化物は、例えばふっ
化カルシウム(CaF2 )であっても良い。
【0027】別の実施例によれば、合金の溶融温度を低
減するため、鉄またはニッケルなどの金属が同じ物に加
えられる。
【0028】本発明の特定の実施例により解決される別
の二次的な問題は、揮発性のZrF 4 の形成についてで
ある。
【0029】この目的のため、本発明は、Zrと結晶化
される合金と同じ組織の母材のZrの部分と結晶化する
元素を、合金−スラグ混合物へ添加することを提案す
る。
【0030】この添加により、スラグからジルコニウム
へのアルミニウムの移動がなく、従ってスラグが安定化
されることを保証することができる。
【0031】この添加はまた、インゴットを形成する諸
元素の劣化が少なく、かつその放射能の拘束性が高まる
ようなインゴットを得るのに有利である。この添加はま
た、インゴットの構成元素に有利な効果をもたらす。こ
の添加は更に、水による浸出処理に対するインゴットの
抵抗性を増大させる(The addition in
creases the resistance of
the ingotto leaching by
water)。添加元素はアルミニウムであっても良
い。
【0032】本発明はまた、上述のそれと同様の方法で
得られた金属インゴットに関するものである。
【0033】特に、合金のジルコニウムの部分と結晶化
する元素が、スラグ−合金混合物へ添加されていてもよ
く、結晶化はZrと結晶化される合金と同じ組織で生起
される。この元素はアルミニウムでもよく、インゴット
はアルミニウムが浸透した溶岩相を含有し、この溶岩相
はZr2 (AlNi)を含んでもよい。
【0034】本発明のその他の諸態様は、従属クレイム
から推測することができる。
【0035】
【発明の実施の形態】本発明の諸特徴および諸利点は、
図1に関連させて説明的かつ限定的な様態で示した、次
の実施例の説明から更に良く推測することができる。
【0036】本発明による方法には、例えば、図1に関
連して既に説明された機器が用いられる。
【0037】本発明により提案されたスラグは、例えば
カリウム、ナトリウムまたはリチウムの中から選択され
たアルカリ金属をMで示した化学式3MF−AlF3
ら成る氷晶石の中から選択されている。スラグはまた、
前記氷晶石の混合物であっても良い。最後に、スラグ
は、大部分の形態において、氷晶石または氷晶石混合物
を含有することができる。
【0038】合金の溶融中、放射性元素がスラグへ移
り、そこに捕そくされる。従来技術のスラグに比較する
と、氷晶石の選択により、放射性核種に対してジルカロ
イの還元能力および可溶化能力を一層容易に備えること
が可能となる。更に、引抜作業全体を通じてこれらの放
射性核種が氷晶石型のスラグ内に維持され、それが、従
来技術のスラグにより生起される問題を解決する別の態
様を示している。
【0039】ハル汚染酸化物(hull−contam
inating oxides)を集収する氷晶石の能
力を評価すべく、氷晶石で実施される酸化ウラン(UO
2 )溶解試験が行われた。
【0040】試験は、CaF2 −BaF2 の可溶化能力
を評価すべく、上述のそれらと同一の条件の下で実施さ
れた。測定セルは同一であり、固体酸化ウラン浴は溶融
スラグ内で回転される。
【0041】最大酸化ウラン濃度およびスラグ内への移
動速度は、温度およびかくはん、即ち種々の氷晶石と幾
つかの混合物とについての酸化ウランの回転速度の関数
として測定された。結果は次の表2に集められている。
【0042】
【表2】
【0043】これらの試験の重要な結果は、飽和酸化ウ
ラン濃度が、CaF2 −BaF2 について得られたそれ
らより10ないし200倍も大きいことである。氷晶石
の場合には、酸化物による飽和効果も重要であるが、そ
れは、より多量(数%)の酸化物の溶解後に発生する。
【0044】氷晶石の溶解温度は、800℃と1000
℃の直ぐ上との間(Li3 AlF6に対し800℃、N
3 AlF6 に対し1010℃、またK3 AlF6 に対
し1020℃)である。ある場合においては(特にリチ
ウム氷晶石の場合)、氷晶石の融点と、るつぼ内の合金
の融点との間の差が重要である。この差を低減するため
にはスラグの融点を増大させ、または合金の融点を減少
させることが何れも可能であるが、両者は同時に遂行で
きる。
【0045】リチウム氷晶石の場合は、ふっ化カルシウ
ムの添加が好ましい。CaF2 のような耐火性ふっ化物
の添加によっても、スラグが純粋の氷晶石で構成されて
いる場合より更に容易に、インゴットをスラグから分離
をすることが可能になる。
【0046】リチウム氷晶石の場合、2元のLi3 Al
6 −CaF2 混合物を安定させるため、ふっ化ナトリ
ウムを添加することにより3元混合物(例えば重量で4
0%のLi3 AlF6 、20%のCAF2 、40%のL
iF、または30%のLi3AlF6 、30%のLiF
および40%CaF2 の混合物)を形成することができ
る。酸化物に対するLiFの可溶化能力は等量混合物C
aF2 −BaF2 のそれより10倍も優れているが、L
3 AlF6 のそれより10倍も劣っている。一般的に
言えば、氷晶石(3MF−AlF3 )とふっ化物とで構
成された2元混合物を安定させるため、MFを添加する
ことにより3元混合物を形成することができる。
【0047】合金の融点を低減させるため、鉄もしくは
ニッケルまたは鉄とニッケルとの混合物のような金属を
少量添加することができる。鉄またはニッケルの添加重
量は、1ないし10%の間で変動する。
【0048】溶融スラグはまた、極めてジルコニウムに
富んだ金属合金の溶融中、化学的に安定でなければなら
ない。揮発性のZrF4 化合物の形成を回避するため、
合金とスラグとの混合物へアルミニウムを直接に添加す
ることができる。これによりスラグからジルコニウムへ
のアルミニウムのいかなる移動も回避され、従ってスラ
グは安定化される。
【0049】更にまたアルミニウム添加は、水による浸
出処理(leaching)に対する最終金属母材の抵
抗を増大させるのに寄与するので、該アルミニウム添加
は前記母材またはインゴットに有利な効果をもたらす。
従って合金は溶岩相を包有し、この溶岩相にZr2 Ni
の存在を確認することが可能である。この種の合金の浸
出処理により、ニッケルの溶解がもたらされる。アルミ
ニウムは、該合金の金属母材と一体をなしかつ、水によ
る浸出処理中安定なZr2 (AlNi)型の化合物を形
成する溶岩相を浸透する性質を備えているが、ニッケル
は溶解されない。全質量の1ないし10%に等しいアル
ミニウム質量を添加することが望ましい。
【0050】更に概括すれば、母材のジルコニウムの部
分と同じ組織で結晶化する少量(全質量の約1ないし1
0%)の元素を添加することにより、良好な放射能拘束
性を備える安定した母材を得ることができる。
【0051】Alおよび/または別の元素によるZrの
この置換のその他の利点は、合金還元能力および特にジ
ルコニウムの低減であり、これはジルコニウムの汚染除
去にとって好都合である。
【図面の簡単な説明】
【図1】連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融方法を遂行す
る機器を示す図。
【符号の説明】
2 るつぼ 4 コレクタ 6 ソレノイド誘導子 8 分配開口部 10 分配開口部 12 ガス導入開口部 14 出口 20 冷却炉床
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ルネ ピシナト フランス国マルセイユ,リュット デ 3 ルクス バレンタイン 35 (72)発明者 ロジェ ボエン フランス国サン アレクサンドル,カルチ ェ ”ル ガゼレ”(番地なし) (72)発明者 クリスチャン ラディラ フランス国サン ローラン デ アルブ ル,シュマン デ ラ コステ デ ルブ スク(番地なし) (72)発明者 ポール ベルシェール フランス国ラ ガルドゥ アドマル,ル プラン(番地なし) (72)発明者 ミシェル ポール アドリアン アリベー ル フランス国グルノーブル,リュ ラボアシ ェール 23

Claims (13)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 ジルカロイ基合金の溶融中に、スラグ内
    へ放射能を移すことによる前記合金の汚染除去方法にお
    いて、アルカリ金属をMで示した化学式3MF−AlF
    3 から成る少なくとも1つの氷晶石を前記スラグが含有
    することを特徴とする方法。
  2. 【請求項2】 請求項1に記載された方法において、M
    がリチウム、ナトリウムまたはカリウムである該方法。
  3. 【請求項3】 請求項1または請求項2に記載された方
    法において、耐火性ふっ化物が前記氷晶石に添加される
    該方法。
  4. 【請求項4】 請求項3に記載された方法にして、添加
    されるふっ化物がふっ化カルシウム(CaF2 )である
    該方法。
  5. 【請求項5】 請求項3に記載された方法にして、氷晶
    石とふっ化物との混合物がMF添加により安定化される
    該方法。
  6. 【請求項6】 請求項1から請求項5までの何れか1項
    に記載された方法にして、前記合金の融点が、金属の添
    加により低減される該方法。
  7. 【請求項7】 請求項6に記載された方法にして、前記
    合金へ添加される金属が、鉄、ニッケルまたはそれらの
    混合物の中から選択される該方法。
  8. 【請求項8】 請求項1から請求項7までの何れか1項
    に記載された方法において、Zrと結晶化される合金と
    同じ組織の合金母材のジルコニウムの部分と結晶化する
    元素の添加がスラグ−合金混合物に対しておこなわれる
    該方法。
  9. 【請求項9】 請求項8に記載された方法にして、添加
    される元素がアルミニウムである該方法。
  10. 【請求項10】 請求項1から請求項9までの何れか1
    項に記載された方法によって得られる金属インゴット。
  11. 【請求項11】 請求項10に記載された方法にして、
    前記合金のジルコニウムの部分と結晶化する元素が、ス
    ラグ−合金混合物へ添加され、且つ結晶化が、Zrと結
    晶化される合金と同じ組織内で生じる該方法。
  12. 【請求項12】 請求項11に記載された方法にして、
    添加される元素がアルミニウムであり、アルミニウムが
    浸透した溶岩相をインゴットが含有する該方法。
  13. 【請求項13】 請求項12に記載された方法にして、
    溶岩相がZr2 (AlNi)を包有するようにする方
    法。
JP1668996A 1995-02-01 1996-02-01 インゴットの連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融作業による、スラグを介してのジルカロイの汚染除去 Pending JPH08248188A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9501159 1995-02-01
FR9501159A FR2730091A1 (fr) 1995-02-01 1995-02-01 Decontamination de zircaloy a l'aide d'un laitier par une operation de fusion en creuset froid avec tirage continu du lingot

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH08248188A true JPH08248188A (ja) 1996-09-27

Family

ID=9475733

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1668996A Pending JPH08248188A (ja) 1995-02-01 1996-02-01 インゴットの連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融作業による、スラグを介してのジルカロイの汚染除去

Country Status (3)

Country Link
JP (1) JPH08248188A (ja)
FR (1) FR2730091A1 (ja)
GB (1) GB2298080B (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19547298A1 (de) * 1995-12-18 1997-06-19 Siemens Ag Verfahren zur Verwertung kontaminierter Metallteile
RU2481659C2 (ru) * 2011-03-22 2013-05-10 Юрий Иванович Сорокин Способ комплексной переработки твердых радиоактивных отходов методом плавления в электрической печи постоянного тока

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3943062A (en) * 1974-05-13 1976-03-09 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Cryolite process for the solidification of radioactive wastes
FR2479540A1 (fr) * 1980-03-27 1981-10-02 Gagneraud Pere Fils Entr Procede de traitement d'elements en magnesium, rendus radioactifs
DE3318377C2 (de) * 1983-05-20 1986-05-15 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren zur Dekontamination von radioaktiv kontaminiertem Eisen- und/oder Stahlschrott
JPS6126898A (ja) * 1984-07-18 1986-02-06 株式会社日立製作所 放射能汚染金属の溶融除染方法
GB2272566B (en) * 1992-11-17 1996-01-24 Clyde Shaw Ltd Decontamination method

Also Published As

Publication number Publication date
GB9601320D0 (en) 1996-03-27
FR2730091B1 (ja) 1997-02-28
GB2298080B (en) 1998-09-16
GB2298080A (en) 1996-08-21
FR2730091A1 (fr) 1996-08-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5082603A (en) Method of treatment of high-level radioactive waste
US3721549A (en) Preparation of metal ingots from the corresponding metal oxides
Dutta et al. Extraction of nuclear and non-ferrous metals
CN101994132B (zh) 基于氧化物乏燃料干法后处理的熔盐体系
Blumenthal Constitution of low carbon UC alloys
McPheeters et al. Electrometallurgically treating metal, oxide, and al alloy spent nuclear fuel types
JPH08248188A (ja) インゴットの連続的引抜を伴う低温るつぼ溶融作業による、スラグを介してのジルカロイの汚染除去
DuPont et al. Physical and welding metallurgy of Gd-enriched austenitic alloys for spent nuclear fuel applications-Part I: stainless steel alloys
US3326673A (en) Process for separating plutonium from uranium from fission products
JP2003521583A (ja) アメリシウムの電解精錬
Heshmatpour et al. Metallurgical aspects of waste metal decontamination by melt refining
RU2790544C1 (ru) Способ переплавки конструкционных материалов оболочек отработавших твэлов и конструкционных материалов отработавших тепловыделяющих сборок
JP2004028808A (ja) 使用済み燃料の再処理方法
McDeavitt et al. Defining a metal-based waste form for IFR pyroprocessing wastes
Bennett et al. Halide Slagging of Uranium-Plutonium Alloys
JP3858369B2 (ja) ジルコニウム合金廃棄物の除染方法及びその装置
US3666425A (en) Method of decanning nuclear fuel elements having a can of stainless steel
Katsuta Liquid target/fuel and associated fuel cycle technologies
Uda et al. Melting of uranium-contaminated metal cylinders by electroslag refining
Uda et al. A melt refining method for uranium-contaminated aluminum
Muth et al. Advanced technologies for decontamination and conversion of scrap metals
Blumenthal Refining of Uranium
Katsuta B. 2.1. LIQUID TARGET/FUEL AND ASSOCIATED FUEL CYCLE TECHNOLOGIES
US3205068A (en) Process for the purification of uranium and particularly irradiated uranium
Jacquet-Francillon et al. Hull melting

Legal Events

Date Code Title Description
A131 Notification of reasons for refusal

Effective date: 20060104

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20060404

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20060407

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20060704

A02 Decision of refusal

Effective date: 20060811

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02