JPS63271198A - 放射能に汚染されかつ／または活性化された溶融河能な物質を廃棄処分する方法および最終貯蔵容器 - Google Patents
放射能に汚染されかつ／または活性化された溶融河能な物質を廃棄処分する方法および最終貯蔵容器Info
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- JPS63271198A JPS63271198A JP63014809A JP1480988A JPS63271198A JP S63271198 A JPS63271198 A JP S63271198A JP 63014809 A JP63014809 A JP 63014809A JP 1480988 A JP1480988 A JP 1480988A JP S63271198 A JPS63271198 A JP S63271198A
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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
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
-
- 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
- G21F9/34—Disposal of solid waste
- G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
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- Engineering & Computer Science (AREA)
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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】
産業上の利用分野
本発明は、溶融可能な物質を、放射線防止技術の規定に
従って設けられた溶融装置において溶融物に変換し、か
つここに準備した最終貯蔵容器に注入し、それからこの
最終貯蔵容器を閉じ、かつ最終貯蔵に供する、放射能に
汚染されかつ／または活性化された溶融可能な物質およ
び高活性化部分を廃棄処分する方法に関する。さらに本
発明は、このような方法を実施する最終貯蔵容器に関す
る。
従って設けられた溶融装置において溶融物に変換し、か
つここに準備した最終貯蔵容器に注入し、それからこの
最終貯蔵容器を閉じ、かつ最終貯蔵に供する、放射能に
汚染されかつ／または活性化された溶融可能な物質およ
び高活性化部分を廃棄処分する方法に関する。さらに本
発明は、このような方法を実施する最終貯蔵容器に関す
る。
放射能に汚染されかつ／または活性性化された溶融可能
な物質とは、特に金属、例えば鋼からなるようなもので
ある。このようなものは、原子カニ学設備においておよ
び原子カニ学設備の取りこわしの際に生じる。しかし後
で述べる理由により溶融できない程強力に放射能に汚染
されかつ／または活性化された、すなわち強力な活性度
備蓄ををする部分も生じる。
な物質とは、特に金属、例えば鋼からなるようなもので
ある。このようなものは、原子カニ学設備においておよ
び原子カニ学設備の取りこわしの際に生じる。しかし後
で述べる理由により溶融できない程強力に放射能に汚染
されかつ／または活性化された、すなわち強力な活性度
備蓄ををする部分も生じる。
従来の技術
初めに述べたような公知の処置（ドイツ連邦共和国特許
第３１４００２０号明細書）は、７５Ｂｑ／ｇ以下の活
性度備蓄を存する物質については優れている。
第３１４００２０号明細書）は、７５Ｂｑ／ｇ以下の活
性度備蓄を存する物質については優れている。
相応して設けられた管理範囲内に溶融装置を設置しかつ
動作すれば、１０００Ｂｑ／ｇ以下の活性度備蓄を存す
る溶融可能な物質を溶融することができる。
動作すれば、１０００Ｂｑ／ｇ以下の活性度備蓄を存す
る溶融可能な物質を溶融することができる。
さらに高い活性度備蓄を存することがある部分は、例え
ば鋼からなるので溶融可能であったとしても、溶融され
ない。なぜなら遠隔操作によってさえ適当な溶融装置を
構成することがほとんどできないからである。すなわち
遠隔操作の観点においてさえ、動作により生じるまたは
装置により生じる必要な干渉のため、少なくとも短期的
に溶融ユニットにアクセスできることを保証しなければ
ならない。そのため１ｏ００Ｂｑ／ｇ以上の活性度備蓄
ををする物質は溶融できないことが前提となっている。
ば鋼からなるので溶融可能であったとしても、溶融され
ない。なぜなら遠隔操作によってさえ適当な溶融装置を
構成することがほとんどできないからである。すなわち
遠隔操作の観点においてさえ、動作により生じるまたは
装置により生じる必要な干渉のため、少なくとも短期的
に溶融ユニットにアクセスできることを保証しなければ
ならない。そのため１ｏ００Ｂｑ／ｇ以上の活性度備蓄
ををする物質は溶融できないことが前提となっている。
公知の処置の範囲内では、このような高活性度の部分は
別の方法で廃棄処分しなければならず、このことは、こ
れら部分のためかなりの収容容積を必要とする。なぜな
らこれら部分は、多かれ少なかれかさ高であり、かつわ
ずかな充てん度しか持たないからである。高活性化部分
も、はとんどの場合金属、例えば鋼からなる。
別の方法で廃棄処分しなければならず、このことは、こ
れら部分のためかなりの収容容積を必要とする。なぜな
らこれら部分は、多かれ少なかれかさ高であり、かつわ
ずかな充てん度しか持たないからである。高活性化部分
も、はとんどの場合金属、例えば鋼からなる。
発明の目的
本発明の課題は、溶融可能な物質と同時に高活性度の部
分も廃棄処分できるように、初めに述べたような方法を
改善することにある。その際溶融可能な物質とは、特に
活性度備蓄が最大はぼ１０００Ｂｑ／ｇになるようなも
のである。溶融不可能な高活性化部分とは、活性度備蓄
がそれよりずっと多いようなものである。
分も廃棄処分できるように、初めに述べたような方法を
改善することにある。その際溶融可能な物質とは、特に
活性度備蓄が最大はぼ１０００Ｂｑ／ｇになるようなも
のである。溶融不可能な高活性化部分とは、活性度備蓄
がそれよりずっと多いようなものである。
発明の構成
この課題を解決するため、本発明は次のことを示してい
る。すなわち最終貯蔵容器内にまず高活性化部分を挿入
し、かつその後溶融可能な物質からなる溶融物を注入し
、この溶融物が高活性化部分を取り囲む。本発明のを利
な構成によれば、鋳鉄、特に球状黒鉛鋳鉄からなる最終
貯蔵容器を使用する。放射能に汚染されかつ／または活
性化された溶融した物質からなる最終貯蔵容器を使用し
てもよい。最終貯蔵容器は、しゃへい運搬および貯蔵容
器の種類に従って構成することができる。
る。すなわち最終貯蔵容器内にまず高活性化部分を挿入
し、かつその後溶融可能な物質からなる溶融物を注入し
、この溶融物が高活性化部分を取り囲む。本発明のを利
な構成によれば、鋳鉄、特に球状黒鉛鋳鉄からなる最終
貯蔵容器を使用する。放射能に汚染されかつ／または活
性化された溶融した物質からなる最終貯蔵容器を使用し
てもよい。最終貯蔵容器は、しゃへい運搬および貯蔵容
器の種類に従って構成することができる。
得られた利点は高活性化部分の特別な廃棄処分がもはや
必要ないという点にある。高活性化部分は、いずれにせ
よ廃棄処分の理由から作られる溶融物内に挿入される。
必要ないという点にある。高活性化部分は、いずれにせ
よ廃棄処分の理由から作られる溶融物内に挿入される。
その点においていずれにせよ存在する廃棄処分路は、付
加的な廃棄処分収容のため開かれる。高活性化部分は注
入されているので、最終貯蔵容器には１００％の充てん
が可能になる。高活性化部分はそれより低い活性度の物
質によって取り囲まれているので、同時に高活性化部分
のしゃへいが行われ、かつ同時に最終貯蔵容器かじゃへ
いに役立つ。本発明による方法は、しゃへい技術に関す
る通常の測定によって、許容可能な表面放射線出力に関
するすべての条件を溝たすようにすることができる。
加的な廃棄処分収容のため開かれる。高活性化部分は注
入されているので、最終貯蔵容器には１００％の充てん
が可能になる。高活性化部分はそれより低い活性度の物
質によって取り囲まれているので、同時に高活性化部分
のしゃへいが行われ、かつ同時に最終貯蔵容器かじゃへ
いに役立つ。本発明による方法は、しゃへい技術に関す
る通常の測定によって、許容可能な表面放射線出力に関
するすべての条件を溝たすようにすることができる。
本発明は、この方法を実施する最終貯蔵容器にも関する
。その点において最終貯蔵容器内で凝固によって生じる
鋳鉄部材は、最終貯蔵容器内で確実に固定保持されなけ
ればならない。そのため本発明は次のことを示している
。すなわち容器内部空間は形状結合形成部を有し、これ
ら形状結合形成部内に、溶融可能な物質からなる溶融物
が侵入可能であり、かつこれら形状結合形成部は、凝固
した溶融物からなる鋳造部材を確実に固定保持する。し
かし装置は次のように構成してもよい。すなわち容器壁
に一体形成されたまたはここに挿入されたピンが容器内
部空間に突出しており、これらピンは、凝固した溶融物
からなる鋳造部材を確′実に固定保持する。
。その点において最終貯蔵容器内で凝固によって生じる
鋳鉄部材は、最終貯蔵容器内で確実に固定保持されなけ
ればならない。そのため本発明は次のことを示している
。すなわち容器内部空間は形状結合形成部を有し、これ
ら形状結合形成部内に、溶融可能な物質からなる溶融物
が侵入可能であり、かつこれら形状結合形成部は、凝固
した溶融物からなる鋳造部材を確実に固定保持する。し
かし装置は次のように構成してもよい。すなわち容器壁
に一体形成されたまたはここに挿入されたピンが容器内
部空間に突出しており、これらピンは、凝固した溶融物
からなる鋳造部材を確′実に固定保持する。
最終貯蔵容器の完全な充てんを保証するため、周知のよ
うに注入過程は、例えば２つの湯口開口を介してその他
の点ではすでに閉じた最終貯蔵容器内へ行われる。溶融
物は、一方の湯口開口を通して最終貯蔵容器に充てんさ
れ、この最終貯蔵容器内にはすでに高放射性の部分があ
り、また他方の開口には充てん状態表示装置がある。充
てん状態表示装置は電気的に構成でき、かつ所定の充て
ん状態に達した際に溶融物の注入過程を終了するように
接続できる。溶融物の冷却後に、湯口に存在する物質は
切取られ、かつ容器表面は平らにされる。溶融物の注入
前にまたは溶融物の注入と共に、通常のように溶融装置
内に生じるスラグも最終貯蔵容器に挿入することは、本
発明の権利範囲に含まれる。
うに注入過程は、例えば２つの湯口開口を介してその他
の点ではすでに閉じた最終貯蔵容器内へ行われる。溶融
物は、一方の湯口開口を通して最終貯蔵容器に充てんさ
れ、この最終貯蔵容器内にはすでに高放射性の部分があ
り、また他方の開口には充てん状態表示装置がある。充
てん状態表示装置は電気的に構成でき、かつ所定の充て
ん状態に達した際に溶融物の注入過程を終了するように
接続できる。溶融物の冷却後に、湯口に存在する物質は
切取られ、かつ容器表面は平らにされる。溶融物の注入
前にまたは溶融物の注入と共に、通常のように溶融装置
内に生じるスラグも最終貯蔵容器に挿入することは、本
発明の権利範囲に含まれる。
Claims (5)
- （１）溶融可能な物質を、放射線防止技術の規定に従っ
て設けられた溶融装置において溶融物に変換し、溶融装
置内に準備した最終貯蔵容器に注入し、この最終貯蔵容
器を閉じ、かつ最終貯蔵に供する、放射能に汚染されか
つ／または活性化された溶融可能な物質および高活性化
部分を廃棄処分する方法において、 最終貯蔵容器内にまず高活性化部分を挿入し、かつその
後溶融可能な物質からなる溶融物を注入し、この溶融物
が高活性化部分を取り囲むことを特徴とする、放射能に
汚染されかつ／または活性化された溶融可能な物質を廃
棄処分する方法。 - （２）鋳鉄、特に球状黒鉛鋳鉄からなる最終貯蔵容器を
使用する、特許請求の範囲第１項記載の方法。 - （３）放射能に汚染されかつ／または活性化された溶融
した物質からなる最終貯蔵容器を使用する、特許請求の
範囲第１項記載の方法。 - （４）特許請求の範囲第１〜３項の１つに記載の方法を
実施する最終貯蔵容器において、 容器内部空間が形状結合形成部を有し、これら形状結合
形成部に、溶融可能な物質からなる溶融物が侵入可能で
あり、かつこれら形状結合形成部が、凝固した溶融物か
らなる鋳造部材を最終貯蔵容器内に固定保持することを
特徴とする、放射能に汚染されかつ／または活性化され
た溶融可能な物質を廃棄処分する最終貯蔵容器。 - （５）特許請求の範囲第１〜３項の１つに記載の方法を
実施する最終貯蔵容器において、 容器内部空間にピンが突出しており、これらピンが、凝
固した溶融物からなる鋳造部材を最終貯蔵容器内に固定
保持することを特徴とする、放射能に汚染されかつ／ま
たは活性化された溶融可能な物質を廃棄処分する最終貯
蔵容器。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3702319.5 | 1987-01-27 | ||
| DE19873702319 DE3702319A1 (de) | 1987-01-27 | 1987-01-27 | Verfahren und endlagerbehaelter zum entsorgen von einschmelzbaren radioaktiv kontaminierten und/oder aktivierten materialien |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63271198A true JPS63271198A (ja) | 1988-11-09 |
Family
ID=6319615
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63014809A Pending JPS63271198A (ja) | 1987-01-27 | 1988-01-27 | 放射能に汚染されかつ／または活性化された溶融河能な物質を廃棄処分する方法および最終貯蔵容器 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63271198A (ja) |
| DE (1) | DE3702319A1 (ja) |
| IT (1) | IT1215775B (ja) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54130799A (en) * | 1978-03-31 | 1979-10-11 | Toshiba Corp | Radioactive waste solidifying method |
| JPS5540989A (en) * | 1978-06-28 | 1980-03-22 | Transnuklear Gmbh | Shielding vessel for transporting or storing spent fuel or other biologically harmful waste |
| JPS58111799A (ja) * | 1981-12-21 | 1983-07-02 | ドイツチエ・ゲゼルシヤフト・フユ−ル・ヴイ−ダ−アウフアルバイツンク・フオン・ケルンブレンシユトツフエン・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 放射性物質を貯蔵する容器 |
| JPS60205298A (ja) * | 1984-03-30 | 1985-10-16 | 三菱マテリアル株式会社 | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2731548A1 (de) * | 1977-07-13 | 1979-01-25 | Steag Kernenergie Gmbh | Verfahren und anlage zur manipulation von radioaktiven abfaellen |
| DE3140020C2 (de) * | 1981-10-08 | 1986-11-06 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Herstellung einer dichten und homogenen Gußumhüllung für ein Gebinde mit hochradioaktivem Inhalt und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
| DE3513692A1 (de) * | 1985-04-16 | 1986-10-30 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde |
-
1987
- 1987-01-27 DE DE19873702319 patent/DE3702319A1/de not_active Ceased
-
1988
- 1988-01-26 IT IT8819200A patent/IT1215775B/it active
- 1988-01-27 JP JP63014809A patent/JPS63271198A/ja active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54130799A (en) * | 1978-03-31 | 1979-10-11 | Toshiba Corp | Radioactive waste solidifying method |
| JPS5540989A (en) * | 1978-06-28 | 1980-03-22 | Transnuklear Gmbh | Shielding vessel for transporting or storing spent fuel or other biologically harmful waste |
| JPS58111799A (ja) * | 1981-12-21 | 1983-07-02 | ドイツチエ・ゲゼルシヤフト・フユ−ル・ヴイ−ダ−アウフアルバイツンク・フオン・ケルンブレンシユトツフエン・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 放射性物質を貯蔵する容器 |
| JPS60205298A (ja) * | 1984-03-30 | 1985-10-16 | 三菱マテリアル株式会社 | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| IT1215775B (it) | 1990-02-22 |
| IT8819200A0 (it) | 1988-01-26 |
| DE3702319A1 (de) | 1988-08-04 |
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