NL8200332A - Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix. - Google Patents

Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix. Download PDF

Info

Publication number
NL8200332A
NL8200332A NL8200332A NL8200332A NL8200332A NL 8200332 A NL8200332 A NL 8200332A NL 8200332 A NL8200332 A NL 8200332A NL 8200332 A NL8200332 A NL 8200332A NL 8200332 A NL8200332 A NL 8200332A
Authority
NL
Netherlands
Prior art keywords
container
fbs
glass frit
fuel
range
Prior art date
Application number
NL8200332A
Other languages
English (en)
Original Assignee
Kernforschungsz Karlsruhe
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 Kernforschungsz Karlsruhe filed Critical Kernforschungsz Karlsruhe
Publication of NL8200332A publication Critical patent/NL8200332A/nl

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
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305Glass or glass 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)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)

Description

* i - i -
Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actievë stoffen bèvattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een.. ,·. voor eindopslag geschikte matrix.
De uitvinding heeft betrekking op een' werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een 5 voor eindopslag geschikte matrix.
In kernenergiecentrales, heropwerkings-fabrieken en andere kerntechnische inrichtingen ontstaan behalve zwak radio-actieve vaste afvallen ook grote hoeveelheden middelbaar en sterk radio-actieve vast 10 afval. De overvoering van deze afval in een voor eindopslag geschikte toestand geschiedt tot nog toe in de meeste gevallen door cementeren in 200-liter vaten, respectievelijk door omhullen van de vaste af val met een tot cementsteen te harden cementmelk.
15 Bij het weer opwerken van verspieten splijtstofelementen volgens het Purex-proces worden de splijtstofelementen met heet salpeterzuur behandeld en de kernsplijtstoffen in verregaande mate opgelost.
De splijtstofelementhulzen blijven hierbij onopgelost 20 en worden van de splijtstofoplossing afgescheiden.
De splijtstofoplossing bevat behalve de opgeloste splijtstoffen en splijtprodukten nog onopgeloste vaste stoffen van verschillende samenstelling en aard. De onopgeloste residu's kunnen door afzetting in de buisleidingen, 25 transport en doseersystemen leiden tot storingen en verstoppingen in de daarop volgende processtappen. Vooral in de aansluitende extractiecyclus kunnen deze onopgeloste vaste stoffen worden geaccumuleerd in de grenslagen van de extractie en zeer storend inwerken op de scheiding 30 van de extractievaten van elkaar.
Ter vermijding van dergelijke storingen is een afscheiding van het onopgeloste oplossingsresidu, het zogenaamde "feed"-bezinkingsslik (FBS) van de salpeterzure splijtstofoplossing nódig.
8200332 t - 2 -
In wezen komen twee scheidingsprocessen in aanmerking: a) centrifuge b) filtreren
Als tot nog toe enig proces voor het over-5 voeren van feed-bezinkingsslik in een voor eindopslag geschikt produkt kan het in de Wiederaufarbeitungsanlage für bestrahlte Kernbrennstoffe Karlsruhe (WAK) in de praktijk gebrachte proces in aanmerking worden genomen.
Daar wordt het onoplosbare residu door kunststoffilter-10 buidels van de splijtstofoplossing afgescheiden en de filterbuidels tezamen met huls- en struktuurdelen met cementbrij verstijfd.
In een weeropwerkingsfabriek (WA) met een grotere verwerkingshoeveelheid moet het oplossingsresidu 15 met de centrifuge van de splijtstofoplossing worden gescheiden. Daarna wordt het feed-bezinkingsslik met een zwak saltpeterzure oplossing uit de centrifuge gespoeld.
Daarbij ontstaat een FBS-suspensie van ongeveer 20 g/liter vaste-stofgehalte. Voor de verdere behandeling zou een 20 suspensie met hoger vaste-stofgehalte zonder verdere processtap gewenst zijn om kleinere afvalvolumina te verkrijgen.
Bij de homogene cemehtering worden tussen 160 tot 170 liter FBS suspensie samen met cement in 25 een 400 liter vat vermengd en verstijfd. Bij een 350 t WA heeft men zodoende te maken met ongeveer. 440 vaten verstijfd feed-bezinkingsslik.
De voordelen van deze bekende werkwijze zijn gelegen in de eenvoudigheid en de beschikbaarheid.
30 De hoofdnadelen van de heterogene en homogene FBS verstijving met cement volgens dit concept zijn de volgende: - grote volumina aan gecementeerd afval - grote activiteitinventaris in relatief slechte verstijvingsmatrix 35 - stralings- en warmtebelasting van de matrix - watergehalte van de matrix daardoor vrij-koming van radiolysegas (waaronder vorming van waterstof).
In Frankrijk, Engeland, en U.S.A. worden 40 feed-bezinkingsslikken of alleen of met hulzen resp. andere ____________Λ 8200332 * M 'i - 3 - afval tezamen onder water tussentijds opgeslagen. Een werkwijze voor het verstijven van het afval wordt daar nog niet in praktijk gebracht. Overeenkomstig is de situatie bij de splijtstofhulzen. Bij het WAK worden de 5 splijtstofelementhulzen gewalst en overgoten met cementbrij en aldus voor eindopslag geschikt gemaakt. In andere landen worden zij evenals feed-bezinkingsslik onder water voor onbepaalde tijd tussentijds opgeslagen.
Voor andere middelbare tot sterk radioactieve 10 vaste afval is eveneens voorzien in een cementering.
Al deze produkten bezitten de bovengenoemde nadelen.
Aan de uitvinding ligt daarom het doel ten grondslag een werkwijze voor het omhullen van radioactief 15 verontreinigde of radioactieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix te verschaffen, waarbij de nadelen van de tot nog toe bekende processen vermeden zijn en verstijvingsprodukten met verregaand verbeterde eigen-20 schappen verkregen worden. Zowel de uitloogresistentie alsook de stralings- en warmtebestendigheid van de verstijvingsprodukten moet ten opzichte van de corresponderende eigenschappen van de tot de stand der techniek behorende verstijvingsprodukten wezenlijk verhoogd zijn. Een vrij-25 komen van radiolysegas moet worden vermeden. Met de werkwijze moeten zowel middelbaar tot sterk radioactieve vaste afvalmaterialen van welke soort dan ook, alsook feed-bezinkingsslik of splijtstofhulssegmenten kunnen worden verstijfd.
30 Dit doel wordt volgens de uitvinding bereikt doordat de radioactieve vaste stoffen onder toevoeging van glasfrit in een hoeveelheid, die met 30 tot 90 gew. %, betrokken op het eindprodukt, overeenkomt, in een eindopslaghouder worden ingebracht, in een sinteroven 35 gedurende een tijdsverloop tussen 15 min. en 50 uur bij een drukgebied tussen 20 en 500 bar en een temperatuur in het gebied van 650°K tot 950°K tot een vaste lichaam worden gesinterd, en de eindopslaghouder daarna hermetisch afgesloten wordt.
40 Dit speciale doel, namelijk het oplossings- 8200332 - 4 - 4 v residu resp. d'e uitgeloogde splijtstof- en/of kweekstof-element-hulssegmenten te verstijven, wordt volgens de uitvinding opgelost, doordat c) het oplossingsresidu, d.w.z. het zgn.
5 feed-bezinkingsslik (FBS), voor of na het afscheiden van de splijtstof en/of kweekstofoplossing, de hulssegmenten na het walsen, met glasfrit in een verhouding van FBS resp‘. hulssegmenten tot glasfrit in het gebied van 10 gew. % op 90 gew. % tot 7 0'gew. % op 30 gew. % 10 vermengd resp. omhuld wordt (worden), d) het mengsel in een eindopslaghouder wordt ingebracht, eventueel nog overblijvende vrije ruimte tussen mengsel en houderwand resp. houderbodem met glasfrit opgevuld wordt, 15 e) de geladen, maar open houder gedurende een tijdsduur tot 10 uur voor het verwijderen van vochtigheid en andere vluchtige stoffen op een temperatuur in het gebied van 350°K tot 523°K verhit wordt, en ten slotte 20 f) na overvoeren van de houder in een sinteroven en na afdekken van het mengsel in de houder de inhoud van de houder 15 min. tot 50 uur lang bij een druk gelegen tussen 20 en 500 bar en een temperatuur in het gebied van 650°K tot 950°K gesinterd wordt.
25 Hierbij kan de FBS of voor het filtreren met een filtreermiddel worden gemengd met glasfrit, of gescheiden daarvan maar evenwel tegelijk aan het filtreermiddel worden toegevoegd. Het FBS wordt gemeenschappelijk met het filtreermiddel in de eindopslag- 30 houder ingebracht. Met het oog op het reduceren van de splijtproduktverliezen kan het FBS na de filtreer-of centrifugeerbewerking en voor het drogen worden gewassen met verdunde HNO^.
Het mengsel van radioactieve vaste stoffen 35 resp. van FBS en/of hulssegmenten en glasfrit kan in de eindopslaghouder met ten minste éën onactieve laag worden afgedekt, zoals bijv. met een laag glasfrit en/of een laag van een metaalpoeder (met het oog op een betere warmtegeleiding).
40 In het volgende zal de uitvinding aan de 8200332 r- \ > - 5 - hand van drie schema's voor het uitvoeren van de werkwijze volgens de uitvinding nader worden toegelicht, waarbij schema 1 de werkwijze weergeeft voor de omhulling en verstijving van radioactieve vaste-stof-5 brokstukken, reactorhartonderdelen, struktuuronderdelen of radioactieve keramiekpellets enz., schema 2 de werkwijze voor het overvoeren van FBS in een voor eindopslag geschikt produkt toelicht, en schema 3 de werkwijze voor het overvoeren van splijtstof- en/of 10 kweekstofelementhulzen in een voor eindopslag geschikt produkt duidelijk maakt.
Werkwijze volgens schema 1:
Volgens de werkwijze van de uitvinding worden radioactieve vaste stoffen, die bijv. uit vaste-stof-15 brokstukken, reactorhartonderdelen, struktuuronderdelen, of keramiekpellets enz., kunnen bestaan, gemeenschappelijk met glasfrit in een voor eindopslag bruikbare coquille gebracht, en daarna in een sin te roven onder druk gesinterd..
Werkwijze volgens schema 2: 20 Volgens de werkwijze van de uitvinding wordt de uit de bezinkingscentrifuge uittredende suspensie (of de van de oplosinrichting afkomende feed-oplossing rechtstreeks) tezamen met glasfrit in een filteroven gevoerd, waarin het FBS en glasfrit tegelijk op de filter-25 wand neergeslagen wordt. Als filteü kan of de in de WAK toegepaste filtertechniek met kunststofbuidels worden toegepast, of ook geschikte filterkaarsen van sinterglas.
De met FBS en glasfrit in gewenste verhouding (bijv.
20 gew. % FBS en 80 gew. % glasfrit) gevulde filtereenheden 30 kunnen met het oog op reduceren van splijtstofprodukt-verliezen nogmaals met verdunde salpeterzuur worden gewassen. Het filt-raat van de suspensie kan opnieuw voor uitwassen van het FBS uit de centrifuge teruggevoerd worden. Op deze wijze treedt geen verder secundair afval 35 op.
Na het wassen en drogen worden de filtereenheden in een staalcoquille ingebracht, waarbij bodem en verdere vrije ruimte tussen de filtereenheden en de coquillewand worden opgevuld met glasfrit.
40 Na het daarvoor uitgevoerde drogingsproces, 8200332 - 6 - waarbij vochtigheid en ontledingsprodukten van de kunststoffilterbuidels, voor zover deze worden gebruikt, uit de coquille ontwijken, wordt de inhoud van de coquille eerst met een laag glasfrit afgedekt en indien 5 noodzakelijk door infibreren eerst voorverdicht. Aansluitend wordt een corresponderend dikke laag van een metaalpoeder op het glasfrit aangebracht en vervolgens de coquille in de inductief verhitte oven volgens een vastgesteld programma onder druk op de gewenste sinter-10 temperatuur van het glasfrit gebracht. Na het aanhouden van de sintertijd (bijv. 1 tot 3 uur) en een druk tussen 20 en 500 bar op het sinterprodukt wordt de coquille tegelijk door sinteren van de metaalpoederlaag hermetisch afgesloten. Voor de zekerheid kan aansluitend een deksel 15 met grijperknop opgelast worden.
Ten opzichte van de tot op heden toegepaste en zich in ontwikkeling bevindende processen zijn de volgende voordelen aan te voeren:
- geringe splijtstofverliezen door de 20 mogelijkheid van het wassen van het FBS
- filtratie in een flitervat, dat direkt in de eindopslagcoquille kan worden ingezet
- hoge concentrering van het FBS
- homogene verdeling van FBS in het glasfrit 25 - glasfrit dient als filterhulpmiddel, aangezien dit tegelijk op de filterwand wordt opgebracht - geen afgasproblemen, aangezien het sinter-proces vrijwel in gesloten coquille plaatsvindt - ten opzichte van andere processen weinig 30 procestrappen - waterstofvrije matrix en daardoor geen radiolyseproblemen bij het produkt - een hoge volumereductiefaktor in vergelijking met cementering.
35 Werkwijze volgens schema 3: üitgeloogde splijtstofelementhulzen worden na het naspoelen met salpeterzuur gedroogd met hete lucht, waarbij hun stand vrij vaak door schudden wordt veranderd teneinde alle vochtigheid te verwijderen.
40 Daarna worden de hulzen ongewalst of gewalst 8200332 --7- gemeenschappelijk met glasfrit in de eindopslagcoquille ingebracht* Het vullen geschiedt hierbij zo, dat een zo dicht mogelijke pakking van hulzen en glasfrit reeds v6ör het sinterproces wordt verkregen. Dit kan worden 5 bereikt door corresponderend inschudden resp. infibreren.
— conclusies - 8200332

Claims (5)

1. Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix, met het kenmerk, 5 dat de radio-actieve vaste stoffen onder toevoeging van glasfrit in een hoeveelheid, die overeenkomt met 30 tot 90 gew. % betrokken op het eindprodukt, in een eindopslaghouder worden ingebracht, in een sinteroven gedurende een tijdsduur tussen 15 min. en 50 uur bij 10 een druk in het gebied tussen 20 en 200 bar en een temperatuur in het gebied van 650°K tot 950°K tot een vast lichaam worden gesinterd, en de eindopslaghouder daarna hermetisch wordt afgesloten.
2. Werkwijze voor het omhullen van verstijven 15 van bij de heropwerking bestraalde kernsplijtstof- en/of kweekstofelementen gedurende de oplostrap in heet salpeterzuur verkregen radio-actief, onopgelost oplos-singsresidu en/of uitgeloogde splijtstof- en/of kweekstof-element-hulssegmenten volgens conclusie 1, waarbij 20 a) in het geval van het oplossingsresidu dit door filtreren of door centrifugeren van de splijtstof-en/of kweekstofoplossing wordt afgescheiden, in het geval van de hulssegmenten deze na het daaruit oplossen van de kernsplijtstof en/of kweekstof en na het afscheiden 25 daarvan uit de oplossing gewalst worden, en b) daarna het oplossingsresidu en/of de hulssegmenten met een verstijvingsmatrix vermengd resp. omhuld wordt/worden en in een vaste, voor eindopslag geschikte toestand overgevoerd wordt/worden, 30 met het kenmerk, dat c) het oplossingsresidu, d.w.z. het zgn. feed-bezinkingsslik (FBS), voor of na het afscheiden van de splijt- en/of kweekstofoplossing, de hulssegmenten na het walsen, met glasfrit in een verhouding van FBS 35 resp. hulssegmenten tot glasfrit in het gebied van 10 gew. I op 90 gew. % tot 70 gew. % op 30 gew. % vermengd, resp. omhuld wordt/worden, 8200332 \» - 9 - d) het mengsel in een eindopslaghouder wordt ingebracht, eventueel nog overblijvende vrije ruimte tussen mengsel en houderwand resp. houderbodem met glasfrit wordt opgevuld, 5 e) de geladen, nog open houder voor een tijdsduur tot 10 uur voor het verwijderen van vochtigheid en andere vluchtige stoffen op een temperatuur in het gebied van 350°K tot 523°K verhit wordt, en ten slotte f) na het overvoeren van de houder in een 10 sinteroven en na afdekken van het mengsel in de houder, de houderinhoud 15 min. tot 50 uur lang bij een druk in het gebied tussen 20 en 500 bar en een temperatuur in het gebied van 650°K tot 950°K onder druk gesinterd wordt.
3. Werkwijze volgens conclusie 2, m e t het 15 kenmerk, dat het FBS of voor het filtreren.met een filtreermiddel met glasfrit gemengd, of gescheiden daarvan evenwel tegelijk aan het filtreermiddel wordt toegevoerd.
4. Werkwijze volgens conclusie 2, m e t het 20 kenmerk, dat het FBS gemeenschappelijk met het filtreermiddel in de eindopslaghouder wordt ingebracht.
5. Werkwijze volgens conclusie 2', m e t het kenmerk, dat het FBS na de filtreer- of centrifugeer-trap en voor het drogen met het oog op het reduceren van 25 splijtstofproduktverliezen met verdunde HNO^ gewassen wordt. / 8200332
NL8200332A 1981-03-17 1982-01-29 Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix. NL8200332A (nl)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19813110192 DE3110192A1 (de) 1981-03-17 1981-03-17 Verfahren zur umhuellung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive stoffe enthaltenden feststoffen aus kerntechnischen anlagen mit einer endlagerfaehigen matrix
DE3110192 1981-03-17

Publications (1)

Publication Number Publication Date
NL8200332A true NL8200332A (nl) 1982-10-18

Family

ID=6127470

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
NL8200332A NL8200332A (nl) 1981-03-17 1982-01-29 Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix.

Country Status (6)

Country Link
JP (1) JPS57163900A (nl)
BE (1) BE892371A (nl)
DE (1) DE3110192A1 (nl)
FR (1) FR2502381A1 (nl)
GB (1) GB2099207B (nl)
NL (1) NL8200332A (nl)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59230198A (ja) * 1983-06-13 1984-12-24 株式会社東芝 放射性廃棄物の固化処理方法
DE3324291C2 (de) * 1983-07-06 1986-10-23 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren zum Befüllen von Metallbehältern mit einer radioaktiven Glasschmelze und Vorrichtung zur Aufnahme einer radioaktiven Glasschmelze
NL8303132A (nl) * 1983-09-09 1985-04-01 Machiel Nicolaas Duivelaar Werkwijze voor het onschadelijk maken van gevaarlijk chemisch afval.
JPS60122397A (ja) * 1983-12-06 1985-06-29 三菱重工業株式会社 放射性廃棄物の減容化処理方法
JPH0731280B2 (ja) * 1988-02-01 1995-04-10 株式会社神戸製鋼所 放射性金属廃棄物の減容固化方法
DE102008021438A1 (de) * 2008-04-29 2009-12-31 Schott Ag Konversionsmaterial insbesondere für eine, eine Halbleiterlichtquelle umfassende weiße oder farbige Lichtquelle, Verfahren zu dessen Herstellung sowie dieses Konversionsmaterial umfassende Lichtquelle
FR3037058B1 (fr) * 2015-06-05 2017-06-23 Areva Nc Outil de lissage en milieu radioactif, comprenant une grille vibrante
CN112509723B (zh) * 2020-11-12 2024-04-12 中国核电工程有限公司 一种放射性泥浆处理方法及系统

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3000072A (en) * 1959-08-20 1961-09-19 Ca Atomic Energy Ltd Process of containing and fixing fission products
FR2369659A1 (fr) * 1976-11-02 1978-05-26 Asea Ab Pr
US4209420A (en) * 1976-12-21 1980-06-24 Asea Aktiebolag Method of containing spent nuclear fuel or high-level nuclear fuel waste

Also Published As

Publication number Publication date
GB2099207A (en) 1982-12-01
FR2502381A1 (fr) 1982-09-24
GB2099207B (en) 1985-01-30
JPS57163900A (en) 1982-10-08
DE3110192A1 (de) 1982-10-07
BE892371A (fr) 1982-07-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4436655A (en) Process for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates
NL8200332A (nl) Werkwijze voor het omhullen van radio-actief verontreinigde of radio-actieve stoffen bevattende vaste stoffen uit kerntechnische inrichtingen met een voor eindopslag geschikte matrix.
KR102058277B1 (ko) 액체 방사성 폐기물의 처리 및 그의 회수 방법
US3557013A (en) Process for solidifying radioactive wastes by addition of lime to precipitate fluoride
EP2556511A2 (en) Isotope-specific separation and vitrification using ion-specific media
NO793892L (no) Fremgangsmaate for volumreduskjon, immobilisering og behandling av farlig avfall
JP2023106560A (ja) 統合型イオン交換廃棄および処理システム
US11183312B2 (en) Process for treating fluid wastes
US11114211B2 (en) Helical screw ion exchange and desiccation unit for nuclear water treatment systems
US5640703A (en) Treatment of solid wastes
WO2018021940A1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
DE3048001A1 (de) Verfahren zur herstellung von endlagerreifen, radioaktive stoffe enthaltenden abfall-verfestigungsprodukten mit erhoehter strahlenbestaendigkeit bzw. verringerter radiolysegas-bildung aus der kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushaertenden, anorganischen materialien verfestigten, radioaktiven abfall-formkoerpern
RU2702096C1 (ru) Комплекс для иммобилизации радионуклидов из жидких ВАО
JP7298052B2 (ja) セシウムおよびテクネチウムを分離するための方法
US3410668A (en) Recovery of plutonium from refractory siliceous materials
JPS6348040B2 (nl)
JPH02171693A (ja) セメント混練機の洗浄廃水処理方法
EP3416173B1 (en) Method for purifying liquid radioactive waste
White et al. Plutonium removal limit for the disposition of plutonium-bearing materials
Taylor et al. Decontaminating radioactive lead solids
El-Dessouky et al. Studies on the conditioning methods of spent tri-butyl phosphate/kerosene and its degradation product in different matrices
CN113178275A (zh) 一种处理放射性有机溶剂的工艺方法
Lindberg et al. Experience from release of material and sites for unrestricted use
JPS6341438B2 (nl)
Pfeifer Treatment, Conditioning and Packaging of Low and Medium Level Radioactive Wastes at the Karlsruhe Nuclear Research Center

Legal Events

Date Code Title Description
A1A A request for search or an international-type search has been filed
BB A search report has been drawn up
BI The patent application has been withdrawn