RU2140106C1 - Method of immobilization of high-activity wastes in ceramic matrix - Google Patents
Method of immobilization of high-activity wastes in ceramic matrix Download PDFInfo
- Publication number
- RU2140106C1 RU2140106C1 RU98109678A RU98109678A RU2140106C1 RU 2140106 C1 RU2140106 C1 RU 2140106C1 RU 98109678 A RU98109678 A RU 98109678A RU 98109678 A RU98109678 A RU 98109678A RU 2140106 C1 RU2140106 C1 RU 2140106C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- temperature
- oxides
- waste
- level waste
- mixture
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Заявляемый способ относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов путем их фиксации в устойчивой твердой среде. Наиболее эффективно заявляемый способ может быть реализован при иммобилизации высокоактивных отходов (ВАО), содержащих в качестве наиболее опасных компонентов радиоактивные элементы актинидной (An) группы (уран, плутоний, нептуний и т. д. ), а также цирконий и редкоземельные элементы (REE), в керамическую матрицу. The inventive method relates to the field of environmental protection, and more specifically to the field of processing of radioactive waste by fixing it in a stable solid environment. The most effectively claimed method can be implemented when immobilizing highly active waste (HLW) containing as the most dangerous components the radioactive elements of the actinide (An) group (uranium, plutonium, neptunium, etc.), as well as zirconium and rare earth elements (REE) in a ceramic matrix.
Известен способ включения высокоактивных отходов, содержащих в качестве элементов актинидной группы радиоактивные уран и плутоний, а также редкоземельные элементы в алюмофосфатные стеклоподобные материалы (1). There is a method of incorporating highly active waste containing radioactive uranium and plutonium as elements of the actinide group, as well as rare earth elements in aluminophosphate glass-like materials (1).
Недостатками известного способа являются:
- нестабильность свойств получаемого конечного продукта, связанная с ограниченной растворимостью окислов урана, плутония и REE в стекломатрице, следствием чего может быть ухудшение его радиационно-защитных свойств за счет образования в нем гетерогенных фаз;
- ненадежность самих матриц из алюмофосфатного стекла при их использовании в качестве устойчивой твердой среды для фиксации высокоактивных отходов из-за их низкой химической устойчивости при контакте с водой (2).The disadvantages of this method are:
- the instability of the properties of the resulting final product due to the limited solubility of oxides of uranium, plutonium and REE in a glass matrix, which may result in a deterioration in its radiation-protective properties due to the formation of heterogeneous phases in it;
- unreliability of the aluminophosphate glass matrices themselves when they are used as a stable solid medium for fixing highly active wastes due to their low chemical stability upon contact with water (2).
Известен способ включения высокоактивных отходов, содержащих в качестве элементов актинидной группы радиоактивные уран и плутоний, а также редкоземельные элементы в боросиликатные стеклоподобные материалы (1). There is a method of incorporating highly active waste containing radioactive uranium and plutonium as elements of the actinide group, as well as rare earth elements in borosilicate glass-like materials (1).
Недостатками известного способа являются:
- нестабильность свойств получаемого конечного продукта, связанная с ограниченной растворимостью окислов урана, плутония и REE в стекломатрице, следствием чего может быть ухудшение его радиационно-защитных свойств за счет образования в нем гетерогенных фаз;
- ненадежность самих матриц из боросиликатного стекла при их использовании в качестве устойчивой твердой среды для фиксации высокоактивных отходов из-за их низкой химической устойчивости при контакте с водой (3).The disadvantages of this method are:
- the instability of the properties of the resulting final product due to the limited solubility of oxides of uranium, plutonium and REE in a glass matrix, which may result in a deterioration in its radiation-protective properties due to the formation of heterogeneous phases in it;
- unreliability of the borosilicate glass matrices themselves when they are used as a stable solid medium for fixing highly active wastes due to their low chemical stability upon contact with water (3).
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому объекту является способ переработки высокоактивных отходов ядерных реакторов (4). The closest in technical essence to the claimed object is a method of processing highly active waste from nuclear reactors (4).
Сущность известного способа состоит в том, что предварительно кальцинированные ВАО ядерных реакторов, содержащие актиниды (An) (U, Th, Am, Cm, Pu, Np), редкоземельные элементы (REE), а также Zr, Mo, Ru, Cs, Pd, Sr, Ba, Rb, смешивают с четырьмя окислами, выбранными из группы окислов - CaO, TiO2, ZrO2, K2O, Ba0, Na2O, Al2O3, SiO2 и SrO, причем одним из четырех окислов обязательно является TiO2, вторым является один из окислов, присутствующих в группе - BaO, CaO, SrO, а в качестве остальных выбирают два любых окисла из оставшихся. Полученную смесь нагревают в восстановительной атмосфере до рабочей температуры 1000-1500oC, выдерживают до образования кристаллов керамического материала и охлаждают до получения монолитного материала пригодного для долгосрочного хранения, причем нагрев осуществляют при давлении не ниже атмосферного.The essence of the known method is that pre-calcined HLW nuclear reactors containing actinides (An) (U, Th, Am, Cm, Pu, Np), rare earth elements (REE), as well as Zr, Mo, Ru, Cs, Pd , Sr, Ba, Rb, are mixed with four oxides selected from the group of oxides — CaO, TiO 2 , ZrO 2 , K 2 O, Ba0, Na 2 O, Al 2 O 3 , SiO 2 and SrO, with one of the four oxides necessarily TiO 2 , the second is one of the oxides present in the group — BaO, CaO, SrO, and any two of the remaining oxides are chosen as the rest. The resulting mixture is heated in a reducing atmosphere to a working temperature of 1000-1500 o C, kept until the formation of crystals of ceramic material and cooled to obtain a monolithic material suitable for long-term storage, and heating is carried out at a pressure not lower than atmospheric.
В результате реализации известного способа происходит образование керамических матриц, содержащих преимущественно перовскит (CaTiO2), цирконолит (CaZrTi2O7) или холландит (BaAl2Ti6O16) с включенным в них кальцинатом ВАО, чье максимальное содержание во всех типах получаемых керамических матриц не превышает 30 вес.%.As a result of the implementation of the known method, the formation of ceramic matrices occurs, mainly containing perovskite (CaTiO 2 ), zirconolite (CaZrTi 2 O 7 ) or hollandite (BaAl 2 Ti 6 O 16 ) with HLW calcite included in them, whose maximum content in all types of ceramic obtained matrices does not exceed 30 wt.%.
Наиболее предпочтительной формой керамической матрицы для включения в нее ВАО является матрица на основе цирконолита, который способен концентрировать в себе, как элементы актинидной группы, так и цирконий и редкоземельные элементы, причем вышеуказанные элементы ВАО могут либо образовывать в составе цирконолита собственные труднорастворимые в воде фазы, либо входить в его состав в виде изоморфных примесей. Высокая устойчивость синтезируемого в известном способе цирконолита объясняется тем, что он является аналогом высокостабильных в естественных условиях природных цирконолитов. The most preferable form of the ceramic matrix for incorporating HLW into it is a zirconolite-based matrix, which is able to concentrate both elements of the actinide group and zirconium and rare-earth elements, moreover, the above HLW elements can either form their own water-insoluble phases in zirconolite, or be included in the form of isomorphic impurities. The high stability of the zirconolite synthesized in the known method is explained by the fact that it is an analogue of natural zirconolites highly stable under natural conditions.
Поэтому на основе изложенного наиболее близким вариантом к заявляемому способу из вышеописанных будет способ переработки высокоактивных отходов ядерных реакторов, включающий кальцинацию ВАО, смешение кальцината ВАО с TiO2, CaO, ZrO2, Al2O3, нагрев смеси в восстановительной атмосфере до рабочей температуры от 1000oC до 1500oC под давлением не ниже атмосферного, выдержку при рабочей температуре до образования кристаллов керамического материала и охлаждение до получения монолитного материала, пригодного для долгосрочного хранения.Therefore, based on the foregoing, the closest option to the claimed method from the above will be a method for processing highly active waste from nuclear reactors, including HLW calcination, mixing HLW calcinate with TiO 2 , CaO, ZrO 2 , Al 2 O 3 , heating the mixture in a reducing atmosphere to a working temperature of 1000 o C to 1500 o C at a pressure not lower than atmospheric, holding at the working temperature until the formation of crystals of ceramic material and cooling to obtain a monolithic material suitable for long-term storage.
В результате реализации известного способа происходит образование цирконолитсодержащей керамики с включенным в нее кальцинатом ВАО. As a result of the implementation of the known method, the formation of zirconolite-containing ceramics with calcified HLW is included.
Недостатком известного способа является пониженное качество получаемого конечного продукта, связанное с его пониженной водоустойчивостью (применительно к ВАО), величина которой, определяемая суммарной скоростью вымываемости актинидов из цирконолита при 90oC составляет 10-4 - 10-5 г/м2 сутки (под скоростью вымываемости понимается количество какого-либо элемента, переходящего из твердого материала в водную фазу при их совместном контакте, через единицу площади поверхности твердого материала в единицу времени). Этот факт объясняется тем, что, как показал электронно-микроскопический анализ, радиоактивные компоненты кальцината ВАО в процессе образования кристаллов цирконолита распределяются равномерно по их объемам.The disadvantage of this method is the reduced quality of the final product, associated with its reduced water resistance (in relation to HLW), the value of which, determined by the total rate of leaching of actinides from zirconolite at 90 o C is 10 -4 - 10 -5 g / m 2 day (under leach rate means the amount of any element passing from a solid material to the aqueous phase upon their joint contact, through a unit surface area of a solid material per unit time). This fact is explained by the fact that, as shown by electron microscopy analysis, the radioactive components of HLW calcinate during the formation of zirconolite crystals are distributed evenly over their volumes.
Преимуществом заявляемого способа является повышение качества получаемого конечного продукта. The advantage of the proposed method is to improve the quality of the final product.
Указанное преимущество обеспечивается за счет того, что ВАО, содержащие радиоактивные элементы актинидной группы (уран, плутоний, нептуний и т. д.), а также цирконий и редкоземельные элементы кальцинируют, кальцинат смешивают с окислами титана, кальция и марганца при следующем соотношении компонентов, вес.%:
TiO2 - 50 - 60
CaO - 10 - 20
MnO - 5 - 15
Кальцинат высокоактивных отходов - 15 - 25
полученную смесь нагревают в окислительной атмосфере до рабочей температуры 1100 - 2000oC при давлении не ниже атмосферного, выдерживают при рабочей температуре до образования кристаллов керамического материала, после чего полученный конечный продукт охлаждают до получения монолитного материала, пригодного для долгосрочного хранения. В результате происходит образование керамики, в которой присутствует кристаллический материал, чей состав характеризуется обобщенной формулой (Ca, Mn, REE)4(An, Zr, Ti)2Ti7O22, который по своей физико-химической природе, а также по отношению к элементам актинидной группы, цирконию и редкоземельным элементам сходен с цирконолитом, причем чем выше давление, тем быстрее происходит процесс кристаллообразования получаемого керамического продукта. При содержании каждого из компонентов смеси, отличном от вышеуказанных пределов, образуется керамический продукт, чья водоустойчивость не превосходит водоустойчивость цирконолитсодержащей керамики, полученной согласно прототипа. При давлении ниже атмосферного и температуре менее 1100oC керамический материал не образуется, а при температуре свыше 2000oC образовавшийся керамический материал деструктурируется, причем вышеуказанные компоненты кальцинированных ВАО начинают интенсивно переходить в газовую фазу в форме летучих соединений.This advantage is provided due to the fact that HLW containing radioactive elements of the actinide group (uranium, plutonium, neptunium, etc.), as well as zirconium and rare earth elements, are calcined, calcine is mixed with titanium, calcium and manganese oxides in the following ratio of components, weight.%:
TiO 2 - 50 - 60
CaO - 10 - 20
MnO - 5 - 15
Highly active waste calcine - 15 - 25
the resulting mixture is heated in an oxidizing atmosphere to a working temperature of 1100 - 2000 o C at a pressure not lower than atmospheric, kept at a working temperature until the formation of crystals of ceramic material, after which the resulting final product is cooled to obtain a monolithic material suitable for long-term storage. As a result, ceramics are formed in which crystalline material is present, whose composition is characterized by the generalized formula (Ca, Mn, REE) 4 (An, Zr, Ti) 2 Ti 7 O 22 , which by its physicochemical nature and also by the ratio to elements of the actinide group, zirconium and rare earth elements is similar to zirconolite, and the higher the pressure, the faster the process of crystal formation of the resulting ceramic product. When the content of each of the components of the mixture is different from the above limits, a ceramic product is formed, whose water resistance does not exceed the water resistance of zirconolite-containing ceramics obtained according to the prototype. At a pressure below atmospheric and a temperature of less than 1100 o C, the ceramic material does not form, and at a temperature above 2000 o C, the formed ceramic material is degraded, and the above components of calcined HLW begin to intensively transfer to the gas phase in the form of volatile compounds.
При одном и том же весовом содержании кальцината ВАО в цирконолитовой керамике и керамике, получаемой согласно заявляемого способа, последняя обладает более высокой водоустойчивостью (суммарная скорость вымываемости актинидов составляет 10-6 - 10-7 г/м2 сутки при 90oC). Это объясняется тем, что по данным электронно-микроскопического анализа радиоактивные элементы актинидной группы (уран, плутоний, нептуний и т. д.), а также цирконий и редкоземельные элементы в процессе образования кристаллов (Ca, Mn, REE)4(An, Zr, Ti)2Ti7O22 концентрируются в их внутренних центральных частях, причем их концентрация в центрах кристаллов примерно в среднем в 15 раз выше, чем в их периферийных зонах. За счет этого обеспечивается дополнительная изоляция периферийными зонами центров концентрации компонентов кальцинированных ВАО от их возможного контакта с водой при захоронении готового конечного продукта.With the same weight content of HLW calcinate in zirconolithic ceramics and ceramics obtained according to the proposed method, the latter has higher water resistance (the total actinide leachability is 10 -6 - 10 -7 g / m 2 day at 90 o C). This is explained by the fact that according to electron microscopic analysis, the radioactive elements of the actinide group (uranium, plutonium, neptunium, etc.), as well as zirconium and rare earth elements during the formation of crystals (Ca, Mn, REE) 4 (An, Zr , Ti) 2 Ti 7 O 22 are concentrated in their inner central parts, and their concentration in the crystal centers is approximately 15 times higher on average than in their peripheral zones. This ensures additional isolation by the peripheral zones of the centers of concentration of components of calcined HLW from their possible contact with water during the burial of the finished final product.
Кроме того, полученный керамический материал обладает более высоким химическим сродством к элементам актинидной группы, цирконию и редкоземельным элементам, что также обеспечивает его более высокую водоустойчивость по сравнению с конечным продуктом, получаемым в способе согласно прототипа (как показали эксперименты, соотношение распределения актинидов, а также циркония и редкоземельных элементов между равными количествами цирконолита и керамики, согласно заявляемого способа, при их совместном синтезе составляет 1: 16). In addition, the resulting ceramic material has a higher chemical affinity for the elements of the actinide group, zirconium and rare earth elements, which also provides its higher water resistance compared to the final product obtained in the method according to the prototype (as shown by experiments, the distribution ratio of actinides, as well as zirconium and rare earth elements between equal amounts of zirconolite and ceramics, according to the proposed method, with their joint synthesis is 1: 16).
Способ реализуют следующим образом. The method is implemented as follows.
Жидкие радиоактивные отходы, содержащие урана - 0,01 г/л, плутония - 0,005 г/л, нептуния - 0,04 г/л, циркония - 0,27 г/л и редкоземельных элементов - 0,8 г/л кальцинируют до образования окислов вышеуказанных компонентов, кальцинат смешивают с окислами титана, кальция и марганца при общем содержании компонентов, вес. %: TiO2 - 55, CaO - 15, MnO - 10 и кальцинат высокоактивных отходов - 20, полученную смесь нагревают при атмосферном давлении в окислительной атмосфере (при атмосферном давлении время получения керамики наиболее продолжительное) до температуры 1550oC, выдерживают до образования кристаллов керамического материала и охлаждают до получения монолитного материала, пригодного для долгосрочного хранения. В результате происходит образование керамической матрицы с включенными в нее высокоактивными отходами, состоящей на 15% из перовскита, 5% из рутила и 80% из кристаллического материала состава (Ca, Mn, REE)4(An, Zr, Ti)2Ti7O22, причем усредненная скорость вымываемости из него радионуклидов актинидной группы составляет 4,7•10-7 г/м2 сутки при 90oC, что в среднем на два порядка ниже, чем у конечного продукта получаемого согласно способа-прототипа.Liquid radioactive waste containing uranium - 0.01 g / l, plutonium - 0.005 g / l, neptunium - 0.04 g / l, zirconium - 0.27 g / l and rare earth elements - 0.8 g / l calcinate to the formation of oxides of the above components, calcinate is mixed with oxides of titanium, calcium and manganese with a total content of components, weight. %: TiO 2 - 55, CaO - 15, MnO - 10 and high active waste calcine - 20, the resulting mixture is heated at atmospheric pressure in an oxidizing atmosphere (at atmospheric pressure, the time to obtain ceramics is the longest) to a temperature of 1550 o C, maintained until crystals form ceramic material and cooled to obtain a monolithic material suitable for long-term storage. As a result, a ceramic matrix is formed with highly active waste included in it, consisting of 15% perovskite, 5% rutile and 80% crystalline material of the composition (Ca, Mn, REE) 4 (An, Zr, Ti) 2 Ti 7 O 22 , and the average washout rate of the radionuclides of the actinide group from it is 4.7 • 10 -7 g / m 2 day at 90 o C, which is on average two orders of magnitude lower than that of the final product obtained according to the prototype method.
Таким образом реализация заявляемого способа позволяет обеспечить повышение качества получаемого конечного продукта, предназначенного для долгосрочного захоронения. Thus, the implementation of the proposed method allows to improve the quality of the resulting final product intended for long-term disposal.
Литература
1. Матюнин Ю.И., Демин А.В., Федорова М.И. "Исследование включения урана, трансурановых и редкоземельных элементов в стеклоподобные матрицы при отверждении жидких высокоактивных отходов", "Атомная энергия", т. 81, вып. 4, 1996, стр. 266-270.Literature
1. Matyunin Yu.I., Demin A.V., Fedorova M.I. “Investigation of the inclusion of uranium, transuranic and rare-earth elements in glass-like matrices during solidification of liquid high-level waste”, “Atomic Energy”, vol. 81, no. 4, 1996, pp. 266-270.
2. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.И., Юдинцев С.В., Никонов Б.С., Соболев И. А. , Стефановский С.В. "Минералогия и геохимия консервирующих матриц высокоактивных отходов", "Геология рудных месторождений", т. 39, N 3, 1997, стр. 216-218. 2. Laverov N. P., Omelyanenko B. I., Yudintsev S. V., Nikonov B. S., Sobolev I. A., Stefanovsky S. V. "Mineralogy and geochemistry of preserving matrices of highly active waste", "Geology of ore deposits", t. 39, N 3, 1997, pp. 216-218.
3. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.И., Юдинцев С.В., Никонов Б.С., Соболев И. А. , Стефановский С.В. "Минералогия и геохимия консервирующих матриц высокоактивных отходов", "Геология рудных месторождений", т. 39, N 3, 1997, стр. 212-216. 3. Laverov N. P., Omelyanenko B. I., Yudintsev S. V., Nikonov B. S., Sobolev I. A., Stefanovsky S. V. "Mineralogy and geochemistry of preserving matrices of highly active waste", "Geology of ore deposits", t. 39, N 3, 1997, pp. 212-216.
4. Патент США N 4274976, МКИ3: G 21 F 9/34, НКИ: 252/301.1W; 252/301.1R; 264/0.5. оп. 23.06.81.4. US patent N 4274976, MKI 3 : G 21 F 9/34, NKI: 252 / 301.1W; 252 / 301.1R; 264 / 0.5. op. 06/23/81.
Claims (1)
TiO2 - 50 - 60
СаО - 10 - 20
MnO - 5 - 15
Кальцинат высокоактивных отходов - 15 - 25
в качестве искусственной атмосферы используют окислительную атмосферу, а максимальная рабочая температура интервала составляет 2000oC.A method of immobilizing high-level waste in a ceramic matrix, including calcining high-level waste, mixing high-level waste calcine with titanium and calcium oxides, heating the mixture in an artificial atmosphere at a pressure not lower than atmospheric to a working temperature located in the temperature range with a minimum temperature of 1100 o C and a maximum temperature , exposure at operating temperature and cooling to the formation of a monolithic material suitable for long-term storage, characterized in that the mixture altsinata high level waste from titanium oxides and calcium manganese oxide added in the following ratio, wt.%:
TiO 2 - 50 - 60
CaO - 10 - 20
MnO - 5 - 15
Highly active waste calcine - 15 - 25
as an artificial atmosphere using an oxidizing atmosphere, and the maximum operating temperature of the interval is 2000 o C.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98109678A RU2140106C1 (en) | 1998-05-20 | 1998-05-20 | Method of immobilization of high-activity wastes in ceramic matrix |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98109678A RU2140106C1 (en) | 1998-05-20 | 1998-05-20 | Method of immobilization of high-activity wastes in ceramic matrix |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2140106C1 true RU2140106C1 (en) | 1999-10-20 |
Family
ID=20206298
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98109678A RU2140106C1 (en) | 1998-05-20 | 1998-05-20 | Method of immobilization of high-activity wastes in ceramic matrix |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2140106C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110447077A (en) * | 2017-01-16 | 2019-11-12 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | The method for handling radioactive solution |
-
1998
- 1998-05-20 RU RU98109678A patent/RU2140106C1/en active
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110447077A (en) * | 2017-01-16 | 2019-11-12 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | The method for handling radioactive solution |
| CN110447077B (en) * | 2017-01-16 | 2023-05-05 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | Method for treating radioactive solution |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0007236B1 (en) | High level radioactive waste immobilised in a mineral assemblage and process for immobilising high level radioactive waste | |
| US6137025A (en) | Ceramic composition for immobilization of actinides | |
| Shoup et al. | Novel plutonium titanate compounds and solid solutions Pu2Ti2O7‐Ln2Ti2O7: relevance to nuclear waste disposal | |
| EP0043397A1 (en) | A nuclear-waste block for the storage of high level radioactive waste and a process of encapsulating high level radioactive waste | |
| JPH0452917B2 (en) | ||
| Ringwood et al. | Immobilization of high-level waste in ceramic waste forms | |
| RU2140106C1 (en) | Method of immobilization of high-activity wastes in ceramic matrix | |
| US7091393B2 (en) | Processes for immobilizing radioactive and hazardous wastes | |
| Sugantha et al. | Synthesis and leachability studies of NZP and eulytine phases | |
| WO2001035422A3 (en) | Encapsulation of waste | |
| Ishida et al. | Leaching behavior of crystalline phosphate waste forms | |
| WO1999060577A1 (en) | High level nuclear waste disposal | |
| Balmer et al. | The structure and properties of two new silicotitanate zeolites | |
| RU2212069C2 (en) | Method for solidifying solutions of long-living radionuclides | |
| Vance et al. | Studies of pollucite | |
| JP4426173B2 (en) | Ceramic having holland structure enclosing cesium suitable for packaging radioactive cesium and method for producing the same | |
| RU2315381C1 (en) | Method for immobilizing highly active waste in ceramic matrix | |
| RU2522274C1 (en) | Method for hardening liquid highly active wastes | |
| AU3921699A (en) | High level nuclear waste disposal | |
| RU2153717C1 (en) | Method for immobilizing radioactive wastes in ceramic matrix | |
| RU2380775C1 (en) | Methods of inclusion of high active concentrate of trans-plutonium and rare earth elements into ceramics | |
| Nakayama | Simultaneous immobilization of cesium and strontium by crystalline zirconium phosphate | |
| JPS6044640B2 (en) | Method for passivating high-level radioactive waste calcinations and mineral aggregates containing passivated high-level radioactive waste | |
| RU2160937C1 (en) | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes | |
| RU2123733C1 (en) | Method for recovery of spent microorganism biomass used for extracting radionuclides and heavy metals |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |