JPS5919899A - 放射性固形廃棄物の固化方法 - Google Patents
放射性固形廃棄物の固化方法Info
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- JPS5919899A JPS5919899A JP57130163A JP13016382A JPS5919899A JP S5919899 A JPS5919899 A JP S5919899A JP 57130163 A JP57130163 A JP 57130163A JP 13016382 A JP13016382 A JP 13016382A JP S5919899 A JPS5919899 A JP S5919899A
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- solid waste
- radioactive solid
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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
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
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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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/307—Processing by fixation in stable solid media in polymeric matrix, e.g. resins, tars
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (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】
本発明は原子力発電所およびｉｔＩ （放射性同位元素
）利用施設から発生する放射性固形廃棄物を固化する方
法に係シ、特に廃棄物固化体を高圧環境下へ処分する場
合に好適な放射性固形廃棄物の同化方法に関する。
）利用施設から発生する放射性固形廃棄物を固化する方
法に係シ、特に廃棄物固化体を高圧環境下へ処分する場
合に好適な放射性固形廃棄物の同化方法に関する。
放射性固形廃コ１（物を固化材中に埋め固めることが従
来性われている。その結果物を放射性廃棄物固化体又は
単に固化体と称することにする。このような放射性廃棄
物固化体を高圧環境下（例えば海洋投棄）へ処分しよう
とする場合、従来は同化体の強度全向上させるために固
化旧の強度を向上させていた。しかしながら、固化材の
強度を向上させると、同時にその弾性率も」１昇する傾
向があシ、後述のように不均質同化体の場合それに埋め
込まれた固形廃棄物との弾性率の関係で同化体のクラッ
ク発生あるいは破壊にりながる可能性が大きくなるとい
う欠点があった。
来性われている。その結果物を放射性廃棄物固化体又は
単に固化体と称することにする。このような放射性廃棄
物固化体を高圧環境下（例えば海洋投棄）へ処分しよう
とする場合、従来は同化体の強度全向上させるために固
化旧の強度を向上させていた。しかしながら、固化材の
強度を向上させると、同時にその弾性率も」１昇する傾
向があシ、後述のように不均質同化体の場合それに埋め
込まれた固形廃棄物との弾性率の関係で同化体のクラッ
ク発生あるいは破壊にりながる可能性が大きくなるとい
う欠点があった。
本発明の目的は、固化材と放射性固形廃棄物との弾性率
の関係を考慮して応力集中を防ぎ、高圧環境下において
も破壊を来すことのない健全かつ安全な放射性廃棄物固
化体を得ることのできる放射性固形廃棄物の固化方法を
提供することにある。
の関係を考慮して応力集中を防ぎ、高圧環境下において
も破壊を来すことのない健全かつ安全な放射性廃棄物固
化体を得ることのできる放射性固形廃棄物の固化方法を
提供することにある。
以下、本発明につき説明する。
第１図は単純化した放射性固形廃棄物固化体モデルを示
す。放射性固形廃棄物１とこれを埋め固めている固化材
２とで放射性固形廃棄物同化体３を構成している。この
固化体３に外圧Ｐを加えると固化体中の固化材２と固形
廃棄物１の境界面に応力が集中して接線応力σが最大と
なり、このとき接゛線応力の大きさは、外圧Ｐ１固形廃
棄物１の弾性率Ｅｊ、固化材２の弾性率Ｅ２の関数とな
ることが応力ｊ’ｌｌＮ析計評の結果明らかとなった。
す。放射性固形廃棄物１とこれを埋め固めている固化材
２とで放射性固形廃棄物同化体３を構成している。この
固化体３に外圧Ｐを加えると固化体中の固化材２と固形
廃棄物１の境界面に応力が集中して接線応力σが最大と
なり、このとき接゛線応力の大きさは、外圧Ｐ１固形廃
棄物１の弾性率Ｅｊ、固化材２の弾性率Ｅ２の関数とな
ることが応力ｊ’ｌｌＮ析計評の結果明らかとなった。
外圧で規格化した内部応力σ／ＰのＥ２／Ｅｌ依存性を
第２図に示す。この図でわかるように、放射性固形廃棄
物の弾性率が固化材のそれよシ小さい場合（Ｅｌ＜Ｅ２
）、境界面の応力は外圧より大きくなる。このため当初
見積った安全率よシ実際の安全率は低い値となυ、最悪
の場合には固形廃棄物と固化材の界面からのクラック発
生によフ固化体破壊に芋る。最悪の場合になるか否かは
（即ち、安全率の低下だりで済むか、あるいはクラック
の発生から破壊に至るかは）弾性率の比Ｅ２７ａ、およ
び固化材の圧壊強度に依存する。
第２図に示す。この図でわかるように、放射性固形廃棄
物の弾性率が固化材のそれよシ小さい場合（Ｅｌ＜Ｅ２
）、境界面の応力は外圧より大きくなる。このため当初
見積った安全率よシ実際の安全率は低い値となυ、最悪
の場合には固形廃棄物と固化材の界面からのクラック発
生によフ固化体破壊に芋る。最悪の場合になるか否かは
（即ち、安全率の低下だりで済むか、あるいはクラック
の発生から破壊に至るかは）弾性率の比Ｅ２７ａ、およ
び固化材の圧壊強度に依存する。
以上固形廃棄物を最も簡単な球に近似して説明したが、
実際の廃棄物はよυ複雑な形状となる。
実際の廃棄物はよυ複雑な形状となる。
この際集中応力の大きさは、含有固形廃棄物の曲率半径
（外周の）に反比例し、実際のど６集物ではＩｈ＜Ｅ２
の場合、球よ逆部分的に大きい応力が集中するため条件
は一層厳、しいものとなる。即ち、実際の同化体では第
２図に示す場合よシも曲線の傾きは急鉋なシ（点〔σ／
ｐ ｒ Ｅ２／Ｅ１〕＝ 〔１＋ １ ：］は必ず通過
する。）、安全率の低下あるいは同化体の破壊する確率
は大きくなる。実際の固化体でも、Ｅ１≧Ｅ２の場合は
応力は集中しない。
（外周の）に反比例し、実際のど６集物ではＩｈ＜Ｅ２
の場合、球よ逆部分的に大きい応力が集中するため条件
は一層厳、しいものとなる。即ち、実際の同化体では第
２図に示す場合よシも曲線の傾きは急鉋なシ（点〔σ／
ｐ ｒ Ｅ２／Ｅ１〕＝ 〔１＋ １ ：］は必ず通過
する。）、安全率の低下あるいは同化体の破壊する確率
は大きくなる。実際の固化体でも、Ｅ１≧Ｅ２の場合は
応力は集中しない。
従って当初の安全率を確保するため又は固化体の破壊を
防止するためには、固形廃棄物と固化Ｉとの弾性率の比
Ｅ２／Ｅｌを１以下にする必要がある。
防止するためには、固形廃棄物と固化Ｉとの弾性率の比
Ｅ２／Ｅｌを１以下にする必要がある。
しかしながら実際の放射性固形廃棄物には配管片等のｎ
’ｄ’ｉ’Ａ’ （Ｅ１〜１０６ｋ１７／Ｃｍ２） 、
ｅ４縮廃液ヤイオン交換樹脂等を乾燥粉末化後ペレット
化したもの（Ｅ１〜１０５ｋ１７／’Ｃｎ＋２）、ｙｌ
？ｏ布、プラスチック（Ｅ１〜１０２〜１０３ｋｇ／ｃ
ｍ２）等々様々の種類があシ、これらの弾性率を同一値
に統一したシ、所望値よｐ大きくなるように調製したシ
するのは非常に困難である。
’ｄ’ｉ’Ａ’ （Ｅ１〜１０６ｋ１７／Ｃｍ２） 、
ｅ４縮廃液ヤイオン交換樹脂等を乾燥粉末化後ペレット
化したもの（Ｅ１〜１０５ｋ１７／’Ｃｎ＋２）、ｙｌ
？ｏ布、プラスチック（Ｅ１〜１０２〜１０３ｋｇ／ｃ
ｍ２）等々様々の種類があシ、これらの弾性率を同一値
に統一したシ、所望値よｐ大きくなるように調製したシ
するのは非常に困難である。
よって本発明の放射性固形廃棄物の固化方法は、固化材
の方に着目し、固化材の弾性率（種々の廃棄物のうち最
小の弾性率を有する廃棄物の弾性率）よりも固化しよう
とする放射性固形廃棄物の弾性率が小さい場合に、同化
材の弾性率を放射性廃棄物の弾性率と同程度又はそれよ
シ小さくするように調製することによシ、当初の安全率
を確保した安全な廃棄物固化体を作成するものである。
の方に着目し、固化材の弾性率（種々の廃棄物のうち最
小の弾性率を有する廃棄物の弾性率）よりも固化しよう
とする放射性固形廃棄物の弾性率が小さい場合に、同化
材の弾性率を放射性廃棄物の弾性率と同程度又はそれよ
シ小さくするように調製することによシ、当初の安全率
を確保した安全な廃棄物固化体を作成するものである。
本発明の実施において固化材の弾性率を低下させる方法
としては、グラスチック固化材の場合には、４ｑ リマ
ーの架橋点間距離の長い樹脂を用いる方法、またセメン
トその他の無機質同化材の場合にはコゝム状のバインダ
等を添加する方法が可能である。
としては、グラスチック固化材の場合には、４ｑ リマ
ーの架橋点間距離の長い樹脂を用いる方法、またセメン
トその他の無機質同化材の場合にはコゝム状のバインダ
等を添加する方法が可能である。
なお、本発明において、”’２／’Ｎ≦１であれば固化
体の安全率の低下あるいは固化体の破壊をきたすことな
く、高圧下で機械的に健全な固化体であシ得るから、こ
の意味でＥ ２ ／Ｅ １≦１は充分条件ということが
できる。しかしながら、高圧下で機械的に健全であるか
らといって必らずしもその同化体がすべてＥ ２ ／Ｅ
１≦１の条件を満足しているとはいえない。例えば、
１ｔσ洋投廃の場合を考えるに、その高水圧には限度（
〜１２００ ｋｌｉ’／ｃｍ２）があシ、応力集中を考
慮してもこれに充分耐える材料を固化材に用いれば、Ｅ
２／Ｅ１＞ １であっても安全率の低下をみこみなおか
つ固化体の機械的健全性を保持し得る場合も生ずる。
体の安全率の低下あるいは固化体の破壊をきたすことな
く、高圧下で機械的に健全な固化体であシ得るから、こ
の意味でＥ ２ ／Ｅ １≦１は充分条件ということが
できる。しかしながら、高圧下で機械的に健全であるか
らといって必らずしもその同化体がすべてＥ ２ ／Ｅ
１≦１の条件を満足しているとはいえない。例えば、
１ｔσ洋投廃の場合を考えるに、その高水圧には限度（
〜１２００ ｋｌｉ’／ｃｍ２）があシ、応力集中を考
慮してもこれに充分耐える材料を固化材に用いれば、Ｅ
２／Ｅ１＞ １であっても安全率の低下をみこみなおか
つ固化体の機械的健全性を保持し得る場合も生ずる。
以下、本発明の一実施例を固化材としてプラスチック（
ポリエステル樹脂）、放射性固形廃棄物とＩ−て沸騰水
型原子炉濃縮廃液の乾燥粉末をベレット化した芒硝ベレ
ットを選び、固化体をｌ′ｉσ洋投菓する場合について
説明する。
ポリエステル樹脂）、放射性固形廃棄物とＩ−て沸騰水
型原子炉濃縮廃液の乾燥粉末をベレット化した芒硝ベレ
ットを選び、固化体をｌ′ｉσ洋投菓する場合について
説明する。
従来用いられている高弾性率グラスチックと、本実施例
に基づき芒硝ベレット固化用に開発した低弾性率フ０ラ
スチックとの性質の比較を第１表に示す。
に基づき芒硝ベレット固化用に開発した低弾性率フ０ラ
スチックとの性質の比較を第１表に示す。
従来の高弾性率プラスチック（第１表中の左側）で芒硝
ペレットを固化した場合には、該プラスチックと芒硝ペ
レットとの弾性率の比Ｅ２／Ｅ１ ＝ １０となシ、芒
硝ペレットと該プラスチックとの境界においてグラスチ
ックに外圧（５０００ｎｓの深海に海洋投棄した場合５
００ ｋｇ／ｃｒｎりの５〜１０倍の接線応力が集中す
る。固化拐たる該プラスチックの圧壊強度は静水圧の場
合〜２５００ｋｇ／Ｃｒｎ２であるから、同化体中プラ
スチックにクラックが発生し、最悪の場合固化体は破壊
する。
ペレットを固化した場合には、該プラスチックと芒硝ペ
レットとの弾性率の比Ｅ２／Ｅ１ ＝ １０となシ、芒
硝ペレットと該プラスチックとの境界においてグラスチ
ックに外圧（５０００ｎｓの深海に海洋投棄した場合５
００ ｋｇ／ｃｒｎりの５〜１０倍の接線応力が集中す
る。固化拐たる該プラスチックの圧壊強度は静水圧の場
合〜２５００ｋｇ／Ｃｒｎ２であるから、同化体中プラ
スチックにクラックが発生し、最悪の場合固化体は破壊
する。
これに対して、本発明の実施例においては以下の様にな
る。即ち固化材たるプラスチックの弾性率を′架橋点距
離を長くする方法を用いて小さくする。この点につき詳
説すると、ポリエステル樹脂は不飽和ポリエステルパ？
リマ−（グリコールＧと不飽和酸Ｍとのエステル結合か
ら成る）と架橋モノマーＳとのラジカル重合反応によっ
て硬化生成する。この際の反応は概略的に次式で表わさ
れる。
る。即ち固化材たるプラスチックの弾性率を′架橋点距
離を長くする方法を用いて小さくする。この点につき詳
説すると、ポリエステル樹脂は不飽和ポリエステルパ？
リマ−（グリコールＧと不飽和酸Ｍとのエステル結合か
ら成る）と架橋モノマーＳとのラジカル重合反応によっ
て硬化生成する。この際の反応は概略的に次式で表わさ
れる。
モＧ−Ｍ−Ｇ−Ｍ′Ｊ−十 Ｓ →Ｓ
Ｓ −Ｍ−ａ−Ｍ−Ｇ −Ｍ−Ｇ−Ｍ− Ｓ −Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ １イーシ１ ｓ１ｉ簡点距離 Ｓ １ −Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ− １ Ｓ ポリエステル樹脂 ここで架橋点圧１！ｉ１６とは、一つの不飽和酸Ｍから
グリコールＧを隔てた次の不飽和酸までの距離である。
Ｓ −Ｍ−ａ−Ｍ−Ｇ −Ｍ−Ｇ−Ｍ− Ｓ −Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ １イーシ１ ｓ１ｉ簡点距離 Ｓ １ −Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ−Ｇ−Ｍ− １ Ｓ ポリエステル樹脂 ここで架橋点圧１！ｉ１６とは、一つの不飽和酸Ｍから
グリコールＧを隔てた次の不飽和酸までの距離である。
従って架橋点距離を長くするために、長い直鎖を有する
（分子量の大きい）グリコールを使用する。そのような
グリコールとして従来のプロピレングリコールの代υに
ポリブタジェングリコールを用いることにより架橋点距
離を従来の約７倍に、弾性率を５０分の１にすることが
できた。このようにして得られた低弾性率グラスチック
（第１表中の右側）を固化拐として用いると、それと芒
硝ベレットとの弾性率の比ｆＬ７／Ｅｊ −０，２とな
り、応力の集中はなくなる。その結果、固化体の健全性
は当初の安全率を低下することなく確保される。
（分子量の大きい）グリコールを使用する。そのような
グリコールとして従来のプロピレングリコールの代υに
ポリブタジェングリコールを用いることにより架橋点距
離を従来の約７倍に、弾性率を５０分の１にすることが
できた。このようにして得られた低弾性率グラスチック
（第１表中の右側）を固化拐として用いると、それと芒
硝ベレットとの弾性率の比ｆＬ７／Ｅｊ −０，２とな
り、応力の集中はなくなる。その結果、固化体の健全性
は当初の安全率を低下することなく確保される。
−事実、６５００２＋１の深海（外圧６５０ｋｇ／Ｃｒ
ｎりを模擬した海洋投棄実験においても固化体は破壊し
なかった０ 上記実施例のように、架橋点距肉［１を長くして芒硝ベ
レットよυ弾性率の小さいプラスチック固化拐を調製す
ることによって、海洋投棄条件下で健全な芒硝ベレット
のプラスチック固化体を作成することができる。
ｎりを模擬した海洋投棄実験においても固化体は破壊し
なかった０ 上記実施例のように、架橋点距肉［１を長くして芒硝ベ
レットよυ弾性率の小さいプラスチック固化拐を調製す
ることによって、海洋投棄条件下で健全な芒硝ベレット
のプラスチック固化体を作成することができる。
また、セメント同化利の場合は天然ゴムある仏は合゛成
ゴムラテックスを添加することによυ、セメントの弾性
率を約１０４ｋｇ／ｃｍ”から約１０２ｋｇ／Ｃｍ２ま
で自由に調製することができ、これによシ放射性固形ｙ
ＡｉＣ物の弾性率より小さくすることができる。
ゴムラテックスを添加することによυ、セメントの弾性
率を約１０４ｋｇ／ｃｍ”から約１０２ｋｇ／Ｃｍ２ま
で自由に調製することができ、これによシ放射性固形ｙ
ＡｉＣ物の弾性率より小さくすることができる。
なお、廃棄物が複数種類ある場合、第２図に示すように
σ／Ｐ ” Ｅ ２ ／Ｋ １であシ、Ｅ２を一定とす
るとＥｌの小さい程集中応力は大きくなυ、固化体の機
械的健全性に対しては厳しい条件となるので、廃棄物の
うちの最小の弾性率をもってＥ２とすることはいうまで
もない。
σ／Ｐ ” Ｅ ２ ／Ｋ １であシ、Ｅ２を一定とす
るとＥｌの小さい程集中応力は大きくなυ、固化体の機
械的健全性に対しては厳しい条件となるので、廃棄物の
うちの最小の弾性率をもってＥ２とすることはいうまで
もない。
以上の如く本発明によれば、外圧が負荷したときの不均
質同化体中の応力集中を防止−Ｃきるので、高圧環境下
で放射性廃棄物同化体の健全性、安全性を確保し得る効
果がある。
質同化体中の応力集中を防止−Ｃきるので、高圧環境下
で放射性廃棄物同化体の健全性、安全性を確保し得る効
果がある。
第り図は単純化した放射性固形廃棄物同化体のモフ′ル
を示す図、第２図は外力で規格化した同化体内部応力（
ベレット境界の接線応力−最大）σ／Ｐの廃棄物と固化
利との弾性率の比Ｅ ２ ／Ｅ １に対する依存性を示
した図。 １・・・放射性固形廃棄物・ ２・・・固化材３・・・
放射性廃棄物固化体
を示す図、第２図は外力で規格化した同化体内部応力（
ベレット境界の接線応力−最大）σ／Ｐの廃棄物と固化
利との弾性率の比Ｅ ２ ／Ｅ １に対する依存性を示
した図。 １・・・放射性固形廃棄物・ ２・・・固化材３・・・
放射性廃棄物固化体
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、放射性固形廃棄物を同化材中に埋め込んで固化する
方法において、放射性固形廃棄物の弾性率が同化材のそ
れよシも小さい場合、固化側の弾性率を放射性固形廃棄
物の弾性率と同程度あるいはそれより小さく調製するこ
とを特徴とする放射性固形廃棄物の固化方法。 ２、固化側としてプラスチックを用い、その架橋点距離
を長くすることによシ該プラスチックの弾性率を放射性
固形廃棄物の弾性率と同程度あるいはそれよシ小さく調
製することを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の放
射性固形廃棄物の固化方法。 ３、固化側として無機質固化側を用い、これにゴム状バ
インダを添加することによシ該無機質固化拐の弾性率を
放射性固形廃棄物の弾性率と同程度あるいはそれよシ小
さく調製することを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の放射性固形廃棄物の固化方法。
Priority Applications (6)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57130163A JPS5919899A (ja) | 1982-07-26 | 1982-07-26 | 放射性固形廃棄物の固化方法 |
| KR1019830003310A KR870000466B1 (ko) | 1982-07-26 | 1983-07-19 | 방사성 고형폐기물의 고화방법 |
| DE8383107205T DE3374478D1 (en) | 1982-07-26 | 1983-07-22 | Method of solidifying radioactive solid waste |
| EP83107205A EP0101909B1 (en) | 1982-07-26 | 1983-07-22 | Method of solidifying radioactive solid waste |
| CA000433095A CA1206313A (en) | 1982-07-26 | 1983-07-25 | Method of solidifying radioactive solid waste |
| US06/772,694 US4708822A (en) | 1982-07-26 | 1985-09-05 | Method of solidifying radioactive solid waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57130163A JPS5919899A (ja) | 1982-07-26 | 1982-07-26 | 放射性固形廃棄物の固化方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5919899A true JPS5919899A (ja) | 1984-02-01 |
| JPS6365918B2 JPS6365918B2 (ja) | 1988-12-19 |
Family
ID=15027510
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57130163A Granted JPS5919899A (ja) | 1982-07-26 | 1982-07-26 | 放射性固形廃棄物の固化方法 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4708822A (ja) |
| EP (1) | EP0101909B1 (ja) |
| JP (1) | JPS5919899A (ja) |
| KR (1) | KR870000466B1 (ja) |
| CA (1) | CA1206313A (ja) |
| DE (1) | DE3374478D1 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5164123A (en) * | 1988-07-08 | 1992-11-17 | Waste Seal, Inc. | Encapsulation of toxic waste |
| JPH0542577Y2 (ja) * | 1988-12-07 | 1993-10-27 | ||
| US5169566A (en) * | 1990-05-18 | 1992-12-08 | E. Khashoggi Industries | Engineered cementitious contaminant barriers and their method of manufacture |
| US5100586A (en) * | 1990-07-20 | 1992-03-31 | E. Khashoggi Industries | Cementitious hazardous waste containers and their method of manufacture |
| US6030549A (en) * | 1997-08-04 | 2000-02-29 | Brookhaven Science Associates | Dupoly process for treatment of depleted uranium and production of beneficial end products |
Family Cites Families (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3492147A (en) * | 1964-10-22 | 1970-01-27 | Halliburton Co | Method of coating particulate solids with an infusible resin |
| US3669299A (en) * | 1970-10-30 | 1972-06-13 | Uniroyal Inc | Mechanical and thermal damage protection and insulation materials usable therefor |
| US3798123A (en) * | 1972-03-16 | 1974-03-19 | Atomic Energy Commission | Nuclear fuel for high temperature gas-cooled reactors |
| US4134941A (en) * | 1973-12-14 | 1979-01-16 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for temperature reactors and process for reworking it after the irradiation |
| US4131563A (en) * | 1973-12-20 | 1978-12-26 | Steag Kernenergie G.M.B.H. | Process of preparing substantially solid waste containing radioactive or toxic substances for safe, non-pollutive handling, transportation and permanent storage |
| SU502558A1 (ru) * | 1974-06-24 | 1979-04-15 | Предприятие П/Я Р-6575 | Способ подготовки радиоактивных компаундов на основе битумов м гких марок к разливке в охлаждаемые котейнеры |
| SU550040A1 (ru) * | 1975-04-24 | 1979-05-15 | Предприятие П/Я А-3425 | Способ переработки радиоактивных отходов путем включени их в битум |
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