JPS58131597A - クラツドの固化処理法 - Google Patents
クラツドの固化処理法Info
- Publication number
- JPS58131597A JPS58131597A JP57013320A JP1332082A JPS58131597A JP S58131597 A JPS58131597 A JP S58131597A JP 57013320 A JP57013320 A JP 57013320A JP 1332082 A JP1332082 A JP 1332082A JP S58131597 A JPS58131597 A JP S58131597A
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- JP
- Japan
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- slurry
- cladding
- clad
- crud
- solidifying
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/10—Processing by flocculation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
- G21F9/305—Glass 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)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性廃棄物の固化処理法に関するものであり
、ざらに−詳しくは原子炉冷却水系中で発生するクラッ
ドのセラミック焼結固化に関するものである。
、ざらに−詳しくは原子炉冷却水系中で発生するクラッ
ドのセラミック焼結固化に関するものである。
原子力発電所等より発生する放射性廃棄物を長期間保管
または始分するためには放射性物質の環境への漏洩およ
び拡散を最小限にすることが必賛であり、そのため一般
的には放射性廃棄物を安定な同化体にすることが行なわ
れている。そして従来の放射性廃棄物の固化処理法とし
ては、セメント固化法、アスファルト固化法、プラスチ
ック固化法又はガラス溶融固化法椿が主に用いられてい
るが、セメント同化法は減容性が患い欠点があり、アス
ファルト固化法は固化時に温度の高い溶融アスファルト
を使用するため、火災の危険性があるものであり、かつ
固化体の耐水性が不充分である欠点があり、プラスチッ
ク固化法は高レベル放射性廃棄物には適用できない欠点
があり、又ガラス溶融固化法は高温処理であるため放射
性物質の一部揮散があり、ざらに減容性が患いという間
鵬点があった。
または始分するためには放射性物質の環境への漏洩およ
び拡散を最小限にすることが必賛であり、そのため一般
的には放射性廃棄物を安定な同化体にすることが行なわ
れている。そして従来の放射性廃棄物の固化処理法とし
ては、セメント固化法、アスファルト固化法、プラスチ
ック固化法又はガラス溶融固化法椿が主に用いられてい
るが、セメント同化法は減容性が患い欠点があり、アス
ファルト固化法は固化時に温度の高い溶融アスファルト
を使用するため、火災の危険性があるものであり、かつ
固化体の耐水性が不充分である欠点があり、プラスチッ
ク固化法は高レベル放射性廃棄物には適用できない欠点
があり、又ガラス溶融固化法は高温処理であるため放射
性物質の一部揮散があり、ざらに減容性が患いという間
鵬点があった。
そして本発明のような原子炉冷却水系中に発生するクラ
ッドのようなスラリー状の中レベルあるいは高、レベル
の放射性廃棄物については固化処理法が確立されていな
いため、クラッドスラリーとしてタンク内に貯蔵保管さ
れているのが現状であり、−日も早いクラッドの処理法
の出現が望まれていた。
ッドのようなスラリー状の中レベルあるいは高、レベル
の放射性廃棄物については固化処理法が確立されていな
いため、クラッドスラリーとしてタンク内に貯蔵保管さ
れているのが現状であり、−日も早いクラッドの処理法
の出現が望まれていた。
本発明は上述のように従来処理法が確立されていなかっ
た中レベルあるいは高レベル放射性廃棄物であるクラッ
ドを安全確実に固化処理するクラッドの固化処理法であ
り、放射化されたクラッドを含有するスラリー中にノニ
オン糸高分子凝集剤を添加してクラッドを沈皺漉縮した
後分離し、その分離クラッドを乾燥後軟化温度ＳＯＯ″
Ｃ以下の低融点７リツトと混合し、その混合物を鋼製缶
体中に充填して加熱焼結固化し、さらに固化体の表面を
シール材で密封するクラッドの処理法である。
た中レベルあるいは高レベル放射性廃棄物であるクラッ
ドを安全確実に固化処理するクラッドの固化処理法であ
り、放射化されたクラッドを含有するスラリー中にノニ
オン糸高分子凝集剤を添加してクラッドを沈皺漉縮した
後分離し、その分離クラッドを乾燥後軟化温度ＳＯＯ″
Ｃ以下の低融点７リツトと混合し、その混合物を鋼製缶
体中に充填して加熱焼結固化し、さらに固化体の表面を
シール材で密封するクラッドの処理法である。
すなわち、本発明は、冷却水中に含まれるわずかな量の
クラッドを、特定な凝集剤を加えることにより製動分離
するとともに粉末として取出し、その粉末クラッドと低
融点フリットとの混合層を缶体中で加熱固化し、さらに
その表向をシール材で密封することの相乗効果により、
中レベルあるいは高レベルの放射性廃棄物であるクラッ
ドを安全確実に固化処理することを究明したことに基づ
くものである。
クラッドを、特定な凝集剤を加えることにより製動分離
するとともに粉末として取出し、その粉末クラッドと低
融点フリットとの混合層を缶体中で加熱固化し、さらに
その表向をシール材で密封することの相乗効果により、
中レベルあるいは高レベルの放射性廃棄物であるクラッ
ドを安全確実に固化処理することを究明したことに基づ
くものである。
なお、本発明でいうクラッドとは原子力発電所の原子炉
−次冷却水系中に発生する放射化された鉄およびコバル
ト等の酸化物をいい、この放射化クラッドは原子炉給水
系統の一次冷却水系で＊＊または配管から溶出した鉄お
よびコバルト等の酸化物あるいは腐食生成物が冷却水と
ともに原子炉内へ流入し、燃料棒表面に付着堆積し、燃
料棒表面で中性子に照射され放射化されることにより生
成するものである。そして放射化された堆積クラッドは
溶出あるいは剥離して冷却水とともに原子炉から炉外に
流出し、系統機器および配管等に付着するためこれらの
機器、配管等の線量率が上昇し、運転員および保守管理
作業員の被曝線量増加の原因となるものである。
−次冷却水系中に発生する放射化された鉄およびコバル
ト等の酸化物をいい、この放射化クラッドは原子炉給水
系統の一次冷却水系で＊＊または配管から溶出した鉄お
よびコバルト等の酸化物あるいは腐食生成物が冷却水と
ともに原子炉内へ流入し、燃料棒表面に付着堆積し、燃
料棒表面で中性子に照射され放射化されることにより生
成するものである。そして放射化された堆積クラッドは
溶出あるいは剥離して冷却水とともに原子炉から炉外に
流出し、系統機器および配管等に付着するためこれらの
機器、配管等の線量率が上昇し、運転員および保守管理
作業員の被曝線量増加の原因となるものである。
本発明の丈に評しい構成を、−具体例の工程を示す第１
図に基づいて゛説明すれば、原子力発電所の一次冷却水
中に含まれる放射化された酸化鉄などのクラッドはクラ
ッド分離機で分離されてクラッド濃度／〜ｊ％の伏動の
タララドスラリ−７としてスラリー濃縮槽λへ送られる
。そしてスラリー濃縮槽コにてノニオン糸高分子凝集剤
Ｊ例えばｌリアクリルアミド系凝集剤等をスラリー量に
対してＯ，Ｊ 〜／、Ｏｐｐｌｎ好ましくは約ｏ、ｓ
ｐｐｍ程度添加攪拌しクラッドを沈澱させてスラリー濃
度を〃〜３Ｓ％程度に濃縮した後スラリー移送ポンプ参
によりスラリー調整槽ｊへ移送して、スラリー濃度を約
３０％に調整貯留する。次いで調整スラリーを定量ポン
プ６にて定量的にスチーム等で加熱されたドラムドライ
ヤー７へ送り、クラッドを乾燥粉末化する。
図に基づいて゛説明すれば、原子力発電所の一次冷却水
中に含まれる放射化された酸化鉄などのクラッドはクラ
ッド分離機で分離されてクラッド濃度／〜ｊ％の伏動の
タララドスラリ−７としてスラリー濃縮槽λへ送られる
。そしてスラリー濃縮槽コにてノニオン糸高分子凝集剤
Ｊ例えばｌリアクリルアミド系凝集剤等をスラリー量に
対してＯ，Ｊ 〜／、Ｏｐｐｌｎ好ましくは約ｏ、ｓ
ｐｐｍ程度添加攪拌しクラッドを沈澱させてスラリー濃
度を〃〜３Ｓ％程度に濃縮した後スラリー移送ポンプ参
によりスラリー調整槽ｊへ移送して、スラリー濃度を約
３０％に調整貯留する。次いで調整スラリーを定量ポン
プ６にて定量的にスチーム等で加熱されたドラムドライ
ヤー７へ送り、クラッドを乾燥粉末化する。
そしてクラッド粉末ｌを混合機を中に定量的に送り、そ
のクラッド量に応じて軟化温度ＳＯＯ″Ｃ以下の低融点
７リツトＩＯをフィーダーｌ／より混合機９の中に添加
し、所定時間攪拌混合する。そして混合＠ｑにて充分混
合した混合粉をフィーダー１２を介して充填圧縮装置１
３へ一定量計量投入し、鋼製缶体Ｉｌ中へ圧入充填する
。そして混合物が充填された鋼製缶体ｌりを焼結炉ｔＳ
中へ入れ、ｊＯＯ〜１００ ’Ｃ好ましくは１００〜７
００″Ｃの温度範囲で２〜３時間、好ましくはｔＳ −
Ｘ時間程度加熱しクラッドを焼結させ固化体とする。そ
して鋼製缶体内の１１化体の表面をガラス、セメント等
のシール材１１で密封し、クラッドを固化密封するクラ
ッドの固化処理法である。
のクラッド量に応じて軟化温度ＳＯＯ″Ｃ以下の低融点
７リツトＩＯをフィーダーｌ／より混合機９の中に添加
し、所定時間攪拌混合する。そして混合＠ｑにて充分混
合した混合粉をフィーダー１２を介して充填圧縮装置１
３へ一定量計量投入し、鋼製缶体Ｉｌ中へ圧入充填する
。そして混合物が充填された鋼製缶体ｌりを焼結炉ｔＳ
中へ入れ、ｊＯＯ〜１００ ’Ｃ好ましくは１００〜７
００″Ｃの温度範囲で２〜３時間、好ましくはｔＳ −
Ｘ時間程度加熱しクラッドを焼結させ固化体とする。そ
して鋼製缶体内の１１化体の表面をガラス、セメント等
のシール材１１で密封し、クラッドを固化密封するクラ
ッドの固化処理法である。
なお、第７図に示す具体例においては、濃縮された’ｍ
ｍｎｔｕｚクラッドスラリーがスラリー調整槽ｊで調整
されるようになっているが、このスラリー貯整槽ｊは必
ずしも必要ではなく、濃縮スラリーを直接ドライヤーに
送って乾燥しても勿論よい。又スラリーを乾燥するドラ
イヤーとしては連続的に乾燥できる点でドラムドライヤ
ーがよいが、他の形式のドライヤーでもよい。なお本発
明を実施する装置は、いずれも放射能被ｌを避けるため
、密閉構造となっていることが大切である。
ｍｎｔｕｚクラッドスラリーがスラリー調整槽ｊで調整
されるようになっているが、このスラリー貯整槽ｊは必
ずしも必要ではなく、濃縮スラリーを直接ドライヤーに
送って乾燥しても勿論よい。又スラリーを乾燥するドラ
イヤーとしては連続的に乾燥できる点でドラムドライヤ
ーがよいが、他の形式のドライヤーでもよい。なお本発
明を実施する装置は、いずれも放射能被ｌを避けるため
、密閉構造となっていることが大切である。
なお、本発明においてタララドスラリーの濃−にノニオ
ン糸高分子凝集剤を用いるのはクラッドの主成分である
酸化鉄等はイオン化しているものが少なく電気的にほぼ
中性であるからである。また、本発明において最も特徴
とする軟化温度２００℃以下の低融点７リツトを用いる
のは、軟化温度が３００℃以上の７リツトでは放射性物
質の揮散を伴ない好ましくなく、さらに加熱装置の寿命
が短かくなるからである。そして本発明に用いられる軟
化温度ＳＯＯ℃以下の低融点７リツトの一組成としては
、例えば、第１表に示すような１）ン酸アル１ニウム糸
の７リツトが有効である。
ン糸高分子凝集剤を用いるのはクラッドの主成分である
酸化鉄等はイオン化しているものが少なく電気的にほぼ
中性であるからである。また、本発明において最も特徴
とする軟化温度２００℃以下の低融点７リツトを用いる
のは、軟化温度が３００℃以上の７リツトでは放射性物
質の揮散を伴ない好ましくなく、さらに加熱装置の寿命
が短かくなるからである。そして本発明に用いられる軟
化温度ＳＯＯ℃以下の低融点７リツトの一組成としては
、例えば、第１表に示すような１）ン酸アル１ニウム糸
の７リツトが有効である。
第１表
しかし７リツト組成はこれに限定されるものではなく、
要は軟化温度がＳＯＯ℃以下であれば勿論よいものであ
る。又この軟化温度ＳＯＯ″Ｃ以下の低融点７リツトと
クラッド粉末との混合割合は、重量比で／、０〜Ｊ、０
対ｌ、好ましくはｌ、ｊＮコ、ｊ対ｌの範囲が最もよい
ものである。
要は軟化温度がＳＯＯ℃以下であれば勿論よいものであ
る。又この軟化温度ＳＯＯ″Ｃ以下の低融点７リツトと
クラッド粉末との混合割合は、重量比で／、０〜Ｊ、０
対ｌ、好ましくはｌ、ｊＮコ、ｊ対ｌの範囲が最もよい
ものである。
次に本発明の実施例について述べる。酸化第二鉄および
四三酸化鉄を主成分とし、微量のｃｏ。
四三酸化鉄を主成分とし、微量のｃｏ。
Ｂ、０８等を含有する乾燥クラッド粉末とｆｉｆｆ同一
組成の非放射性模擬試料を予め調整し、この模擬クラッ
ド試料を用いて７％クラッドスラリーをヤフロック■製
ＮＰ−８００）をｏ、ｚ ｐｐｍ加えて濃縮した後クツ
ラド濃度３０％に調整した。そしてこの―整スツリーを
乾燥して乾燥クラッドを得、重置囁ニテｈｔ、６． ｔ
ｏ、ｚ％、Ｂ、Ｏ，Ｊ４１．１％、Ｈａ、Ｏ／／、Ｊ
％、ｐ、ｏ、 Ｊ／、１％、その他ｉｉ、ｓ％よりなる
軟化温度杯Ｏ℃のリン酸アルミニウム系７リツトを第２
表に記載する添加量を加えて混合物を調整した。そして
この混合物をｍφｘ ／ｊ□ Ｈの寸法の鋼製缶体中に
はは１０容量％となるように押圧入し、その混合物を充
填した鋼製缶体を第２表に記載する加熱条件で加熱し、
襖凝クラッド粉末を焼結固化した。
組成の非放射性模擬試料を予め調整し、この模擬クラッ
ド試料を用いて７％クラッドスラリーをヤフロック■製
ＮＰ−８００）をｏ、ｚ ｐｐｍ加えて濃縮した後クツ
ラド濃度３０％に調整した。そしてこの―整スツリーを
乾燥して乾燥クラッドを得、重置囁ニテｈｔ、６． ｔ
ｏ、ｚ％、Ｂ、Ｏ，Ｊ４１．１％、Ｈａ、Ｏ／／、Ｊ
％、ｐ、ｏ、 Ｊ／、１％、その他ｉｉ、ｓ％よりなる
軟化温度杯Ｏ℃のリン酸アルミニウム系７リツトを第２
表に記載する添加量を加えて混合物を調整した。そして
この混合物をｍφｘ ／ｊ□ Ｈの寸法の鋼製缶体中に
はは１０容量％となるように押圧入し、その混合物を充
填した鋼製缶体を第２表に記載する加熱条件で加熱し、
襖凝クラッド粉末を焼結固化した。
次いで鋼製缶体中の固化体の表向上に非収縮性セメント
を注入し、固化体表面を完全に密封して固化処理を完了
した。そしてこの固化体の嵩密度、圧縮強度、’ａｍ拡
散係数岬を測定した。結果は第−表に記載するとおりで
ある。なお、比較のために模擬クラッド試料をセメント
固化した固化体をつくり、比較品として測定比較した。
を注入し、固化体表面を完全に密封して固化処理を完了
した。そしてこの固化体の嵩密度、圧縮強度、’ａｍ拡
散係数岬を測定した。結果は第−表に記載するとおりで
ある。なお、比較のために模擬クラッド試料をセメント
固化した固化体をつくり、比較品として測定比較した。
第−表の結果から明らかなとおり、本発明の固化処理法
にもとづく固化体は圧縮強度が高く、ｃ８の浸出量は極
めて少ないものであり、安全性に極めて優れていること
が確認された。
にもとづく固化体は圧縮強度が高く、ｃ８の浸出量は極
めて少ないものであり、安全性に極めて優れていること
が確認された。
以上述べたとおり、本発明は従来処理法が確立されてい
なかった原子炉冷即水系中で発生する放射化されたクラ
ッドを安全確実に固化体として処理する方法であり、各
地の原子力発電所で発生貯留されているクラッドの処理
法として最適であり、産業上および公害防止上極めて有
用な腋射性廃棄物の処理法である。
なかった原子炉冷即水系中で発生する放射化されたクラ
ッドを安全確実に固化体として処理する方法であり、各
地の原子力発電所で発生貯留されているクラッドの処理
法として最適であり、産業上および公害防止上極めて有
用な腋射性廃棄物の処理法である。
第１図は本発明の処理法のｌ具体例の工程を示す説明図
である。 ／・・・クラッドスラリー、λ・・・スラリー濃一槽、
Ｊ・・・ノニオン系高分子凝集剤、参・・・スラ リー
移送ポンプ、！・・・スラリー調整槽、≦１９．定置ポ
ンプ、７・・・ドラムドライヤー、１．・・クラッド粉
末、デ１．。 混合機、１０・・・低融点フリット、／／・・・フィー
ダー、１２・・・フィーダー、／３・・・圧縮充填装置
、ｌチ・・・＃ｌｌ１１缶体、／ｊ・・・焼結炉、／６
・・・シール材。 特許出願人 東京電力株式会社 同出願人 日本碍子株式会社
である。 ／・・・クラッドスラリー、λ・・・スラリー濃一槽、
Ｊ・・・ノニオン系高分子凝集剤、参・・・スラ リー
移送ポンプ、！・・・スラリー調整槽、≦１９．定置ポ
ンプ、７・・・ドラムドライヤー、１．・・クラッド粉
末、デ１．。 混合機、１０・・・低融点フリット、／／・・・フィー
ダー、１２・・・フィーダー、／３・・・圧縮充填装置
、ｌチ・・・＃ｌｌ１１缶体、／ｊ・・・焼結炉、／６
・・・シール材。 特許出願人 東京電力株式会社 同出願人 日本碍子株式会社
Claims (1)
- Ｌ 放射化されたクラッドを含有するスラリー中に７ニ
オン糸高分子凝集剤を添加してクラッドを沈飯濃縮した
後分離し、その分離クラッドを乾燥後軟化温度ＳＯＯ″
Ｃ以下の低融点フリットと混合し、その混合物を鋼製缶
体中に充填して加熱焼結固化し、さらに固化体の表面を
シール材で密封することを特徴とするクラッドの固化処
理法。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57013320A JPS58131597A (ja) | 1982-02-01 | 1982-02-01 | クラツドの固化処理法 |
| US06/459,511 US4559171A (en) | 1982-02-01 | 1983-01-20 | Heating process for solidifying a crud |
| KR1019830000274A KR900001363B1 (ko) | 1982-02-01 | 1983-01-25 | 방사성 폐기물의 고화 처리법 |
| DE8383300507T DE3360807D1 (en) | 1982-02-01 | 1983-02-01 | A process for solidifying a waste material |
| EP83300507A EP0088512B1 (en) | 1982-02-01 | 1983-02-01 | A process for solidifying a waste material |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57013320A JPS58131597A (ja) | 1982-02-01 | 1982-02-01 | クラツドの固化処理法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58131597A true JPS58131597A (ja) | 1983-08-05 |
| JPS642240B2 JPS642240B2 (ja) | 1989-01-17 |
Family
ID=11829868
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57013320A Granted JPS58131597A (ja) | 1982-02-01 | 1982-02-01 | クラツドの固化処理法 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4559171A (ja) |
| EP (1) | EP0088512B1 (ja) |
| JP (1) | JPS58131597A (ja) |
| KR (1) | KR900001363B1 (ja) |
| DE (1) | DE3360807D1 (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3815082A1 (de) * | 1988-05-04 | 1989-11-16 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Verfahren und vorrichtung zum behandeln und zum foerdern von feedklaerschlamm zu einer verglasungseinrichtung |
| JP3103863B2 (ja) * | 1993-12-27 | 2000-10-30 | 株式会社日立製作所 | 放射性洗濯廃液の処理方法 |
| KR100768093B1 (ko) * | 2006-10-31 | 2007-10-17 | 한국지질자원연구원 | 철-인산 유리를 이용한 중저준위 방사성 폐기물 유리화방법 |
| KR100963062B1 (ko) * | 2008-03-21 | 2010-06-14 | 한국원자력연구원 | 화학폐기물 처리장치 |
| MX2011005645A (es) * | 2008-12-01 | 2011-06-21 | Electric Power Res Inst | Modificadores del habito cristalino para el control de la quimica del agua de energia nuclear de depositos de combustible e impurezas del generador de vapor. |
| FR2940718A1 (fr) * | 2008-12-30 | 2010-07-02 | Areva Nc | Verre alumino-borosilicate pour le confinement d'effluents liquides radioactifs, et procede de traitement d'effluents liquides radioactifs |
Family Cites Families (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NL283065A (ja) * | 1961-09-11 | 1963-01-11 | ||
| GB1050818A (ja) * | 1963-09-17 | 1900-01-01 | ||
| US4010108A (en) * | 1972-01-24 | 1977-03-01 | Nuclear Engineering Company, Inc. | Radioactive waste disposal of water containing waste using urea-formaldehyde resin |
| US3890244A (en) * | 1972-11-24 | 1975-06-17 | Ppg Industries Inc | Recovery of technetium from nuclear fuel wastes |
| US4167491A (en) * | 1973-11-29 | 1979-09-11 | Nuclear Engineering Company | Radioactive waste disposal |
| JPS538880A (en) * | 1976-07-12 | 1978-01-26 | Nissan Motor Co Ltd | Process and apparatus for releasing hot molded corrugated fiberboard from dies |
| DE2724954C2 (de) * | 1977-06-02 | 1984-11-15 | Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Dekontamination von alpha- und beta-aktivem Prozeßwasser |
| US4289540A (en) * | 1978-01-30 | 1981-09-15 | Suncor Inc. | Hydrolyzed starch-containing compositions |
| US4299722A (en) * | 1978-04-21 | 1981-11-10 | Stock Equipment Company | Introduction of fluent materials into containers |
| US4156646A (en) * | 1978-06-16 | 1979-05-29 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Removal of plutonium and americium from alkaline waste solutions |
| US4342653A (en) * | 1979-02-15 | 1982-08-03 | American Cyanamid Company | Process for the flocculation of suspended solids |
| US4377507A (en) * | 1980-06-25 | 1983-03-22 | Westinghouse Electric Corp. | Containing nuclear waste via chemical polymerization |
| US4376070A (en) * | 1980-06-25 | 1983-03-08 | Westinghouse Electric Corp. | Containment of nuclear waste |
| US4377508A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | Rothberg Michael R | Process for removal of radioactive materials from aqueous solutions |
-
1982
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