JPS593398A - 放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な硬化特性の改良方法 - Google Patents
放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な硬化特性の改良方法Info
- Publication number
- JPS593398A JPS593398A JP8903083A JP8903083A JPS593398A JP S593398 A JPS593398 A JP S593398A JP 8903083 A JP8903083 A JP 8903083A JP 8903083 A JP8903083 A JP 8903083A JP S593398 A JPS593398 A JP S593398A
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- Japan
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- solid waste
- curing
- waste
- radioactive solid
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Classifications
-
- 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
- G21F9/304—Cement or cement-like matrix
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- 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、水の添加によシ硬化するマトリックス材料に
封入される放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な硬化
特性を改良する方法に関する。
封入される放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な硬化
特性を改良する方法に関する。
本願明細書において放射性固体廃棄物とは、例えば燃料
被覆管又は炉心構成部材等のような固体の小片廃棄物、
例えばf史用済み核燃料及び/又は燃料親物質の再処理
工程からの濃縮スラッジのような微粒子状の固体廃棄物
の懸濁液、α線含有灰及びその他の燃焼残渣等を云うも
のとする。
被覆管又は炉心構成部材等のような固体の小片廃棄物、
例えばf史用済み核燃料及び/又は燃料親物質の再処理
工程からの濃縮スラッジのような微粒子状の固体廃棄物
の懸濁液、α線含有灰及びその他の燃焼残渣等を云うも
のとする。
この種の固体、小片又は粒状廃棄物を硬化するため従来
は主として七メント一水懸濁液を使用した。その結果生
じる廃棄物セメントン゛ロック生成物の欠点は、多量の
水を含むことによシ廃棄物から生じる放射線の作用下に
水が放射化学的に分解して多量の水素及び酸素を生じる
ことである。この事実は該生成物の中間貯蔵及び最終貯
蔵の作業安全性にとって欠点となる。最終貯蔵器内で温
度が上昇すると、生成物から水が生じ、生成物自体及び
生成物を取り囲む容器内に大きな圧力が生じる。その結
果容器の腐食に際して、場合によっては放射能が容器か
ら周囲に放出されるおそれが生じる。更に従来製造され
て来たセメント硬化生成物は塩溶液中での長時間貯蔵に
際して以前の充分に良好か特性、例えば耐圧性等を失な
うことが確認された。
は主として七メント一水懸濁液を使用した。その結果生
じる廃棄物セメントン゛ロック生成物の欠点は、多量の
水を含むことによシ廃棄物から生じる放射線の作用下に
水が放射化学的に分解して多量の水素及び酸素を生じる
ことである。この事実は該生成物の中間貯蔵及び最終貯
蔵の作業安全性にとって欠点となる。最終貯蔵器内で温
度が上昇すると、生成物から水が生じ、生成物自体及び
生成物を取り囲む容器内に大きな圧力が生じる。その結
果容器の腐食に際して、場合によっては放射能が容器か
ら周囲に放出されるおそれが生じる。更に従来製造され
て来たセメント硬化生成物は塩溶液中での長時間貯蔵に
際して以前の充分に良好か特性、例えば耐圧性等を失な
うことが確認された。
本発明の目的は、水で凝結するマ) l)ツクス拐料に
、例えば燃料被覆管の断片のような放射性固体廃棄物、
その他の放射性金属廃棄物、α線含有灰及び他の燃料残
渣並びに使用済み核燃料及び/又は燃料親物質の再処理
工程からの濃縮スラッジを混入含有する硬化ブロックの
長時間貯蔵に必要なit?性を改良すること、及びこの
目的を達成する方法を提案することにある。%にこの硬
化ブロックは従来の技術水準に属する方法に比して高め
られた耐放射線安定性及び減少した放射線分解ガス発生
度、高められた耐食性(濃い酸及び濃い塩溶液に対して
1例えばキナール溶液すなわちM y ct224.7
%、 MySO42,3%、NaCtl、 9%、K
Cl3.3%、H2O67,9%の組成を有する水溶液
に対しても)及び良好な耐熱衝撃性を示すものでなけれ
ばなら々い。
、例えば燃料被覆管の断片のような放射性固体廃棄物、
その他の放射性金属廃棄物、α線含有灰及び他の燃料残
渣並びに使用済み核燃料及び/又は燃料親物質の再処理
工程からの濃縮スラッジを混入含有する硬化ブロックの
長時間貯蔵に必要なit?性を改良すること、及びこの
目的を達成する方法を提案することにある。%にこの硬
化ブロックは従来の技術水準に属する方法に比して高め
られた耐放射線安定性及び減少した放射線分解ガス発生
度、高められた耐食性(濃い酸及び濃い塩溶液に対して
1例えばキナール溶液すなわちM y ct224.7
%、 MySO42,3%、NaCtl、 9%、K
Cl3.3%、H2O67,9%の組成を有する水溶液
に対しても)及び良好な耐熱衝撃性を示すものでなけれ
ばなら々い。
この目的は本発明によれば、マトリックス材料として、
X線無定形で水和物相不含のポリマー珪酸アルミニウム
ナトリウムを含む。実質的に縮小しない耐熱性及び耐酸
性の材料を使用し、固体廃棄物を水10〜20容量係を
含むマトリックス材料の懸濁液で攪拌するか又はこの種
の予め仕上げられた懸濁液に振動挿入し、その後に廃棄
物−マトリックス混合物を硬化させることによって達成
される。
X線無定形で水和物相不含のポリマー珪酸アルミニウム
ナトリウムを含む。実質的に縮小しない耐熱性及び耐酸
性の材料を使用し、固体廃棄物を水10〜20容量係を
含むマトリックス材料の懸濁液で攪拌するか又はこの種
の予め仕上げられた懸濁液に振動挿入し、その後に廃棄
物−マトリックス混合物を硬化させることによって達成
される。
本発明方法で使用されるマトリックス材料は石油及び天
然ガスを得るための深い発破孔の修復分野で1熱水セメ
ント1として公知である( W、 A。
然ガスを得るための深い発破孔の修復分野で1熱水セメ
ント1として公知である( W、 A。
Mallow 、J、 K、 Dean著’Trans
actions ofthe ASME −Jour
nal Of Pressure Vessel
Technology 、 Paper No、 ?
7’/Pet −27+第1〜5頁(1977年)〕。
actions ofthe ASME −Jour
nal Of Pressure Vessel
Technology 、 Paper No、 ?
7’/Pet −27+第1〜5頁(1977年)〕。
これらの材料は種々。
の製造業者によシ市場に供給されている。熱水セメント
と称されるもののこれらの材料は、その製法においてま
たその組成において建築分野で使用可能のセメントとは
全く無関係である。これは主として5i02砂、 5
i02 粉、珪酸ナトリウム及びAt(OH)3から成
る。硬化中の吸水率は最大20容量係である。
と称されるもののこれらの材料は、その製法においてま
たその組成において建築分野で使用可能のセメントとは
全く無関係である。これは主として5i02砂、 5
i02 粉、珪酸ナトリウム及びAt(OH)3から成
る。硬化中の吸水率は最大20容量係である。
本発明方法の有利な実施態様は、廃棄物−マトリックス
混合物を硬化した後、結合されていない水を除去するた
め室温乃至100℃の温度での熱処理に曝らすこ七によ
って特命づけられる。
混合物を硬化した後、結合されていない水を除去するた
め室温乃至100℃の温度での熱処理に曝らすこ七によ
って特命づけられる。
本発明方法で廃棄物−硬化生成物に対する要求又はその
性質は完全に満たされ、また硬化ブロックの製造は簡単
にまたこの種の方法にとって出来るだけ僅かなM、費で
実施することができる。
性質は完全に満たされ、また硬化ブロックの製造は簡単
にまたこの種の方法にとって出来るだけ僅かなM、費で
実施することができる。
次に本発明を例示した実施例に基づき詳述する。
実@1゜
Swiルdell Ru5t社製(U S A ) (
The RustEngineering Compa
ny)の熱水セメントからの不活性生成物の耐圧性検査 この熱水セメントの代表的な組成は例えば次の通りであ
る。
The RustEngineering Compa
ny)の熱水セメントからの不活性生成物の耐圧性検査 この熱水セメントの代表的な組成は例えば次の通りであ
る。
珪砂 ・・・・・・・・・・・・・・・ 37
.5重量係石英粉末 ・・・・・・・・・・・・・・
・・・・・・ ]、a8#珪酸ナトリウム(無水)・・
・・・ 7.5〃珪酸ナトリウム(含水片・・・・・
・ 7.5〃At(OH)3 ・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・・・・・ ]、5.On100
.0# a)生成物を水道水で製造し、た(熱水セメントをH2
Oと所望の割合で室温で撹拌又は振動させ、24時間加
熱した)。
.5重量係石英粉末 ・・・・・・・・・・・・・・
・・・・・・ ]、a8#珪酸ナトリウム(無水)・・
・・・ 7.5〃珪酸ナトリウム(含水片・・・・・
・ 7.5〃At(OH)3 ・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・・・・・ ]、5.On100
.0# a)生成物を水道水で製造し、た(熱水セメントをH2
Oと所望の割合で室温で撹拌又は振動させ、24時間加
熱した)。
水/固体の割合 多孔性(@ 耐圧性(N/1m2)(
11519,325,0 0,1315,132,3 0,1014,735,0 b)生成物をMAWシミュレ−1・で製造した(その主
組成が中レベル放射性廃水の組成と一致する不活性塩溶
液)。
11519,325,0 0,1315,132,3 0,1014,735,0 b)生成物をMAWシミュレ−1・で製造した(その主
組成が中レベル放射性廃水の組成と一致する不活性塩溶
液)。
0、 ] 5 1.4.2 15.00、
1.3 14.2 1−5.00、 I
i 6.1− 22.50.1”
7.1 32.3つ いまだ硬化しない混
合物を容器内でイ辰とうさせることによシ緊密化した。
1.3 14.2 1−5.00、 I
i 6.1− 22.50.1”
7.1 32.3つ いまだ硬化しない混
合物を容器内でイ辰とうさせることによシ緊密化した。
この生成物の耐圧性(d公知技術水準に属する方法で製
造した硬化ブロックの耐圧性に匹敵する。
造した硬化ブロックの耐圧性に匹敵する。
実験2
本発明方法で製造した不活性硬化生成物の耐食性と、公
知技術水準に属する方法で製造した不活性硬化生成物の
耐食性との比較。
知技術水準に属する方法で製造した不活性硬化生成物の
耐食性との比較。
a)水/固体の割合0.10〜0.15で製造した熱水
−セメント生成物(実験1て記載したのと同様)(耐圧
性35 N /WIJ” )を、種々異なる条件下に腐
食性媒体中で貯蔵してその耐食性をテストした。
−セメント生成物(実験1て記載したのと同様)(耐圧
性35 N /WIJ” )を、種々異なる条件下に腐
食性媒体中で貯蔵してその耐食性をテストした。
貯蔵は次の条件下に実施した。
一稀塩酸溶液(1: ]、 0 )中で室温で1−キナ
ール塩溶液中で90℃、1バールで。
ール塩溶液中で90℃、1バールで。
−キナール塩溶液中で200℃、100バールで。
腐食状態を測定するため試料の重量損失及びダイナミッ
ク弾性係数を測定した。
ク弾性係数を測定した。
結果ニ
ー net溶液に貯蔵した場合12力月後も変化は生じ
なかった。
なかった。
−キナール塩溶液に90℃及び1バールで貯蔵した場合
12力月後も変化は生じなかった。
12力月後も変化は生じなかった。
−キナール溶液中に200℃及び100バールで貯蔵し
た場合4力月後も変化は生じなかった。
た場合4力月後も変化は生じなかった。
試料は幾何学的に安定したままであり、飛散又は亀裂は
生じなかった。また試料は膨張せず、その重量は一定で
あった。
生じなかった。また試料は膨張せず、その重量は一定で
あった。
228日イ麦: 6−4. IP、
19.9331日後:64.3り、
20.3試料の機械的安定性に対するI′1律とし
て利用することのできるダイナミック弾性係数は同様に
変化し々かった。
19.9331日後:64.3り、
20.3試料の機械的安定性に対するI′1律とし
て利用することのできるダイナミック弾性係数は同様に
変化し々かった。
b)これに比して公知技術水質に属するポルトランドセ
メント(PZ35)(W/Z=0.45)から成る試料
に関しては次の結果が生じた〔a)におけるのと同じ貯
蔵条件で〕。
メント(PZ35)(W/Z=0.45)から成る試料
に関しては次の結果が生じた〔a)におけるのと同じ貯
蔵条件で〕。
−HC1溶液(1:JO)に室温で貯蔵した場合試料は
1〜2日後に完全に破砕した。
1〜2日後に完全に破砕した。
−キナール溶液に90℃及び1バールで貯蔵した場合試
料は2力月後に明らかな腐食徴暎(亀裂発生、膨張、重
量増加、ダイナミック弾性係数の減少)を示し、3力月
後に分解した。
料は2力月後に明らかな腐食徴暎(亀裂発生、膨張、重
量増加、ダイナミック弾性係数の減少)を示し、3力月
後に分解した。
−ギナール溶液に200℃及び100ノく一ルで貯蔵し
た場合試料は7日後に完全に分解した。
た場合試料は7日後に完全に分解した。
この検査の結果は、本発明方法で明らかに改良された耐
腐食性を有する生成物が得られたことを示した。
腐食性を有する生成物が得られたことを示した。
実験3
放射線分解ガス発生の検査
実験工で記載したのと同様の水/固体比0. ]〜0.
15で製造した熱水−セメント生成物を硬化(1週間)
後、55℃(2日)及び90℃(1日)で乾燥した。
15で製造した熱水−セメント生成物を硬化(1週間)
後、55℃(2日)及び90℃(1日)で乾燥した。
この場合H20含有量は1重量%に低下し、耐圧性は変
化せず、 35 N 7rrtsiであった。
化せず、 35 N 7rrtsiであった。
引続き生成物を]、 OMθV電子線て]−08rad
のβ/r放射線量に照射し、生じた放射線分解ガス(
主七してI+2)量を測定した。
のβ/r放射線量に照射し、生じた放射線分解ガス(
主七してI+2)量を測定した。
]、 5 ・]、 0−’ mtH2/ y −Mra
dの値が得られ、これは未処理試料の照射に際しての値
よりも約10培少ない。
dの値が得られ、これは未処理試料の照射に際しての値
よりも約10培少ない。
実験4
熱衝ポ安定性の比較検査
実験1に記載しだのと同様の水/固体比()、1〜(1
,15で製造した熱水−セメント生成物を硬化(1週間
) 鏝500 ℃の温度に加熱し、次層で冷水で急冷し
た。
,15で製造した熱水−セメント生成物を硬化(1週間
) 鏝500 ℃の温度に加熱し、次層で冷水で急冷し
た。
この処理で試料は損傷されず、大きな亀裂は生じず、機
械的安定性は劣化しなかった。
械的安定性は劣化しなかった。
ポルトランドセメントから製造した試料をこの種の処理
にけした場合、試料は大きな亀裂を生じ、試料は分解し
た。
にけした場合、試料は大きな亀裂を生じ、試料は分解し
た。
実験5
熱水セメントての不活性態#1友覆管の同定実験1にお
けるのと同様にして5w1ndressBond、 1
.00 ’ 、熱水セメント(Swjnde]l Ru
5t社製、USA)及び水とがら水/固体比091〜0
.15で製造した混合物に、燃料被ri ’W断片(直
径]crn、長さ5 Cm )を軽く揺動させながら導
入した。
けるのと同様にして5w1ndressBond、 1
.00 ’ 、熱水セメント(Swjnde]l Ru
5t社製、USA)及び水とがら水/固体比091〜0
.15で製造した混合物に、燃料被ri ’W断片(直
径]crn、長さ5 Cm )を軽く揺動させながら導
入した。
硬化後被覆管断片の中空及び中間室が完全に充填された
生成物が得られた。最終生成物中の被覆管断片の重量は
25重攪係であった。
生成物が得られた。最終生成物中の被覆管断片の重量は
25重攪係であった。
室温で硬化(1週間)した後50〜90℃で乾燥(1〜
2日)することによって、生成物のT(20含有腋を1
重量部に丁げることができた。
2日)することによって、生成物のT(20含有腋を1
重量部に丁げることができた。
H20含有歇が少な力ことから必然的に、散財性廃棄物
硬化生成物中に生じ得る放射線分解ガスの量は、公知技
術水準に属する生成物から生じた量に比して少ない。熱
水セメントとの硬化に必要な水は単に反応成分を流動化
させるのに、また反応、すなわち多価カチオンを含んで
いてもよいポリマー珪酸アルミニウム・ナトリウムを発
1せるのに必要とされるにすぎず、組織の発生に(は関
与しない。これに対し従来常用のセメント(例えばポル
トランドセメント等)で硬化する場合、水は付加的に硬
化過程中に生じる化合物の水利化にも使用される。急速
に乾燥(200〜250Cで2〜3日)シタ後の1−1
20の残含有敬は熱水セメンドブoツク(W/Z=0.
13)の場合0.21−fi % 、ポルトランドセメ
ント(PZ35)ブロック(W/Z=04)では8.7
重量部であり、これは40陪以上である。
硬化生成物中に生じ得る放射線分解ガスの量は、公知技
術水準に属する生成物から生じた量に比して少ない。熱
水セメントとの硬化に必要な水は単に反応成分を流動化
させるのに、また反応、すなわち多価カチオンを含んで
いてもよいポリマー珪酸アルミニウム・ナトリウムを発
1せるのに必要とされるにすぎず、組織の発生に(は関
与しない。これに対し従来常用のセメント(例えばポル
トランドセメント等)で硬化する場合、水は付加的に硬
化過程中に生じる化合物の水利化にも使用される。急速
に乾燥(200〜250Cで2〜3日)シタ後の1−1
20の残含有敬は熱水セメンドブoツク(W/Z=0.
13)の場合0.21−fi % 、ポルトランドセメ
ント(PZ35)ブロック(W/Z=04)では8.7
重量部であり、これは40陪以上である。
本発明の大きな利点は、多くの場合硬化過程で収縮する
建築分野で常用のセメントで硬化したものに比して、熱
水セメントての放射性廃棄物の硬化が金属及びコンクリ
ート表面への硬化された物質の付着力を高めることであ
る。従って本発明方法で製造された廃棄物生成物0よ容
器(例えばドラム缶)内での亀裂発生(例えば孔浸喰に
よって)時に、常用の廃棄物生成物かその容器内で1暴
らされるよりもはるかに僅少に液媒体に曝らされるにす
ぎない。
建築分野で常用のセメントで硬化したものに比して、熱
水セメントての放射性廃棄物の硬化が金属及びコンクリ
ート表面への硬化された物質の付着力を高めることであ
る。従って本発明方法で製造された廃棄物生成物0よ容
器(例えばドラム缶)内での亀裂発生(例えば孔浸喰に
よって)時に、常用の廃棄物生成物かその容器内で1暴
らされるよりもはるかに僅少に液媒体に曝らされるにす
ぎない。
本発明方法による水/U8J体混合物はその組成を1上
昇した温度(例えば廃棄物放射性核種の分J臀熱によっ
て)が硬化過程にマイナスの作用をしないように、変え
ることができる。
昇した温度(例えば廃棄物放射性核種の分J臀熱によっ
て)が硬化過程にマイナスの作用をしないように、変え
ることができる。
実験6
1吏用済み核燃料の再処理により生じる溶解残渣(襦縮
スラッジ)の固定 実験1におけるのと同様に、’ 5w1ndressB
ond’ i−00”から水/固体比0.1〜0.15
で製造した混合物にシミュレート溶解残、宵(その組成
は第1表参照)を、溶解残渣の量が最終生成物1〜5重
量係であるように攪拌導入した。室温で硬化(1週間)
した後、約2oN7msiの耐圧性が確認された。
スラッジ)の固定 実験1におけるのと同様に、’ 5w1ndressB
ond’ i−00”から水/固体比0.1〜0.15
で製造した混合物にシミュレート溶解残、宵(その組成
は第1表参照)を、溶解残渣の量が最終生成物1〜5重
量係であるように攪拌導入した。室温で硬化(1週間)
した後、約2oN7msiの耐圧性が確認された。
90℃で乾燥(1日)することによって最終生成物中の
H20含有凌は1重量部に減少し、耐圧性は変化しなか
った。
H20含有凌は1重量部に減少し、耐圧性は変化しなか
った。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1)水の添加により硬化するマトリックス拐−料に封入
される放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な硬化特性
を改良する方法にお論で、7トリソクス材料としてX線
無定形で水和物1月不含のポリマー珪酸アルミニウムナ
トリウムを含む実質的に縮小しない耐熱性及び1lit
酸性の材料を使用し、固体廃棄物を水10〜20容量係
を含むマトリックス側斜の懸濁液と攪拌するか又はこの
種の予め仕上げた懸l蜀液に撮動挿入し、その後に廃棄
物−マ) l)ソクス混合物を硬化させることを特徴と
する放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な1便化特性
の改良方法。 2)廃棄物−マトリックス混合物を硬化した後。 結合されていない水を除去するため室温乃至100℃の
温度での熱処理に曝らすことを特徴とする特許請求の範
囲第1項記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE32191146 | 1982-05-21 | ||
DE19823219114 DE3219114A1 (de) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | Verfahren zur verbesserung der eingenschaften von verfestigungen radioaktiver festabfaelle |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS593398A true JPS593398A (ja) | 1984-01-10 |
Family
ID=6164162
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP8903083A Pending JPS593398A (ja) | 1982-05-21 | 1983-05-20 | 放射性固体廃棄物の長時間貯蔵に必要な硬化特性の改良方法 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS593398A (ja) |
DE (1) | DE3219114A1 (ja) |
FR (1) | FR2527376B1 (ja) |
GB (1) | GB2124015B (ja) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL8902106A (nl) * | 1989-08-21 | 1991-03-18 | Pelt & Hooykaas | Werkwijze en installatie voor het verwerken van in een stortruimte op te slaan milieuschadelijk afval in de vorm van blokken. |
WO1996002918A2 (en) * | 1994-07-15 | 1996-02-01 | Terra Environmental | Cold processes for preparing glass through the use of a crystalline silicate matrix |
FR2939700B1 (fr) * | 2008-12-11 | 2014-09-12 | Commissariat Energie Atomique | Materiau pour le piegeage d'hydrogene, procede de preparation et utilisations |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL271326A (ja) * | 1958-12-31 | |||
US3451940A (en) * | 1967-03-22 | 1969-06-24 | Nat Lead Co | Process for the fixation of high level radioactive wastes |
DE2228938A1 (de) * | 1972-06-14 | 1974-01-03 | Nukem Gmbh | Verfahren und einrichtung zur verfestigung von festen und fluessigen radioaktiven abfallstoffen, insbesondere von nasschlaemmen |
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