RU2522274C1 - Method for hardening liquid highly active wastes - Google Patents
Method for hardening liquid highly active wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2522274C1 RU2522274C1 RU2013108312/04A RU2013108312A RU2522274C1 RU 2522274 C1 RU2522274 C1 RU 2522274C1 RU 2013108312/04 A RU2013108312/04 A RU 2013108312/04A RU 2013108312 A RU2013108312 A RU 2013108312A RU 2522274 C1 RU2522274 C1 RU 2522274C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- zirconium
- waste
- iron
- gel
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к способам отверждения жидких высокоактивных отходов, образующихся в результате переработки ядерного топлива с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения.The invention relates to methods for curing liquid high-level waste resulting from the processing of nuclear fuel with the aim of converting them into a compact material suitable for long-term and safe storage.
Образующиеся отходы помимо продуктов деления содержат неактивные элементы, входящие в состав конструкционных материалов тепловыделяющих сборок, основными из которых являются цирконий и железо.In addition to fission products, the resulting waste products contain inactive elements that are part of the structural materials of fuel assemblies, the main of which are zirconium and iron.
Известен способ переработки высокоактивных отходов ядерных реакторов, включающий кальцинацию ВАО, смешение кальцината ВАО с TiO2, CaO, ZrO2, Аl2О3, нагрев смеси в восстановительной атмосфере до рабочей температуры от 1000°С до 1500°С под давлением не ниже атмосферного, выдержку при рабочей температуре до образования кристаллов керамического материала и охлаждение до получения монолитного материала, пригодного для долгосрочного хранения.A known method of processing high-level 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 from 1000 ° C to 1500 ° C under a pressure not lower than atmospheric , exposure at operating temperature until the formation of crystals of the 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. [Патент США N 4274976, G21F 9/34, опубл. 23.06.81.]As a result of the implementation of the known method, the formation of zirconolite-containing ceramics with included HLW calcinate occurs. [US patent N 4274976, G21F 9/34, publ. 06/23/81.]
Аналогичным вышеуказанному является способ переработки высокоактивных отходов ядерных реакторов, содержащих радиоактивные элементы актинидной группы (уран, плутоний, нептуний и т.д.), а также цирконий и редкоземельные элементы, согласно которому указанные отходы кальцинируют, кальцинат смешивают с окислами титана, кальция и марганца при следующем соотношении компонентов, вес.%: TiO2 - 50-60, СаО - 10-20, МnО - 5-15, кальцинат высокоактивных отходов - 15-25, полученную смесь нагревают в окислительной атмосфере до рабочей температуры 1100-2000°С 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 (Са, 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. [Пат. РФ №2140106, G21F 9/16, опубл. 10.10.1999.]Similar to the above is a method of processing high-level waste from nuclear reactors containing radioactive elements of the actinide group (uranium, plutonium, neptunium, etc.), as well as zirconium and rare-earth elements, according to which these wastes are calcined, calcinate is mixed with oxides of titanium, calcium and manganese in the following ratio of components, wt.%: TiO 2 - 50-60, CaO - 10-20, MnO - 5-15, calcinate high level waste - 15-25, the resulting mixture is heated in an oxidizing atmosphere to a working temperature of 1100-2000 ° C at pressure not lower than atmospheric is maintained at the operating temperature to form crystals of the ceramic material, whereupon the final product obtained was 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 similar to zirconolite, and the higher the pressure, the faster the process of crystal formation of the resulting ceramic product. [Pat. RF №2140106, G21F 9/16, publ. 10/10/1999.]
Недостатком известных способов является пониженное качество получаемого конечного продукта, связанное с его пониженной водоустойчивостью (применительно к ВАО), величина которой, определяемая суммарной скоростью вымываемости актинидов из цирконолита при 90°С, составляет 10-4-10-5 г/м2 сутки.A disadvantage of the known methods is the reduced quality of the final product obtained, 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 ° C, is 10 -4 -10 -5 g / m 2 day.
Взятый за прототип способ переработки отходов, образующихся при переработке тепловыводящих сборок ядерного реактора, характеризуется переведением их в керамическую матрицу. Для этого раствор отходов предварительно денитрируют формальдегидом, затем смешивают в основном с оксидами титана, бария, кальция и дополнительно алюминия, ниобия. Полученную суспензию высушивают, отжигают, при температуре 650-800°С, измельчают с образованием порошка. Далее порошок прессуют при 1000-1400°C и спекают в восстановительной атмосфере в интервале температур 1000-1400°С.Taken as a prototype method of processing waste generated during the processing of heat-generating assemblies of a nuclear reactor, characterized by their translation into a ceramic matrix. For this, the waste solution is pre-denitrated with formaldehyde, then mixed mainly with oxides of titanium, barium, calcium, and additionally aluminum, niobium. The resulting suspension is dried, annealed, at a temperature of 650-800 ° C, crushed to form a powder. Next, the powder is pressed at 1000-1400 ° C and sintered in a reducing atmosphere in the temperature range 1000-1400 ° C.
При этом достигается образование керамической среды, содержащей фазы холандита, перовскита и цирконолита, содержащие 30-60 мас.% TiO2, 1-10 мас.% BaO, 1-10 мас.% СаО, в которой предполагается растворение и фиксация продуктов деления. (З. РФ №2002115623, G21F 9/00, опубл. 20.12.2003 г.)This results in the formation of a ceramic medium containing the phases of cholandite, perovskite and zirconolite, containing 30-60 wt.% TiO 2 , 1-10 wt.% BaO, 1-10 wt.% CaO, in which dissolution and fixation of fission products are assumed. (Z. RF No. 2002115623, G21F 9/00, published on December 20, 2003)
Несмотря на кажущуюся простоту исполнения и химическую стойкость получаемой керамики, данный способ не лишен недостатков. Способ не обеспечивает равномерного распределения продуктов деления в объеме матрицы, что отрицательно влияет на процесс их длительного хранения, многостадийность процесса синтеза матрицы, использование восстановительной среды и температур более 1000°С, значительные расходы оксидов для превращения раствора в суспензированное состояние.Despite the apparent simplicity of execution and chemical resistance of the resulting ceramics, this method is not without drawbacks. The method does not provide a uniform distribution of fission products in the matrix volume, which negatively affects the process of their long-term storage, the multi-stage process of matrix synthesis, the use of a reducing medium and temperatures of more than 1000 ° C, significant costs of oxides to turn the solution into a suspended state.
Задачей изобретения является упрощение процесса переработки - отверждения жидких отходов при сохранении термической и гидролитической устойчивости получаемого монолитного материала.The objective of the invention is to simplify the processing - solidification of liquid waste while maintaining the thermal and hydrolytic stability of the resulting monolithic material.
Поставленная задача решается способом отверждения жидких высокоактивных отходов и переведением их в гелеобразное состояние, характеризующимся введением в растворы отходов солей циркония, железа и глицерина до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживанием полученной смеси в течение не менее 2,5 ч, добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, и последующим высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С.The problem is solved by the method of solidification of liquid high-level waste and their transformation into a gel state, characterized by the introduction of zirconium, iron and glycerol salts into waste solutions to their concentration in solutions of at least 0.12, 0.6 and 0.23 M / l, respectively the resulting mixture for at least 2.5 hours, adding to the mixture a solution of monosubstituted potassium phosphate in phosphoric acid to a molar ratio of the components Zr: Fe: K: PO 4 = 1: 3: 2: 5-8, and then drying, calcining the obtained polymer circus gel ilfosfata respectively at 70-90 ° C and 300-400 ° C and obtained by melting the pellets at 980-1000 ° C.
Предпочтительно, в качестве солей циркония и железа использовать соответственно цирконилхлорид и азотнокислое железо.Preferably, zirconyl chloride and iron nitrate are used as zirconium and iron salts.
Обычно используют 2-2,1 М/л раствора фосфата калия в 4 М фосфорной кислоте.Typically, a 2-2.1 M / L potassium phosphate solution in 4 M phosphoric acid is used.
Таким образом, для упрощения процесса отверждения жидких отходов предлагается вместо оксидной матрицы использование цирконий-железо-фосфатной матрицы, не уступающей по своей термической и гидролитической устойчивости керамической матрице, указанной в прототипе. Причем синтез матрицы происходит в жидкой фазе при смешивании раствора отходов с добавлением солей металлов с раствором фосфата калия в фосфорной кислоте. Метод основан на склонности водных растворов циркония к образованию полимерных соединений, возможности образования значительного числа простых и сложных фосфатов.Thus, to simplify the process of curing liquid waste, instead of an oxide matrix, it is proposed to use a zirconium-iron-phosphate matrix that is not inferior in terms of thermal and hydrolytic stability to the ceramic matrix specified in the prototype. Moreover, the synthesis of the matrix occurs in the liquid phase when the waste solution is mixed with the addition of metal salts with a solution of potassium phosphate in phosphoric acid. The method is based on the tendency of aqueous solutions of zirconium to form polymer compounds, the possibility of the formation of a significant number of simple and complex phosphates.
Предварительно в жидкие отходы вносятся необходимые количества солей циркония и железа, а также глицерин. Роль последнего сводится к образованию комплексного соединения с цирконием, а в последующем к денитрации смешанного раствора. В полученную смесь вводят раствор KH2PO4 в фосфорной кислоте. Через некоторое время происходит гелеобразование цирконилфосфата, которое регулируется процессом комплексообразования цирконилиона с глицерином и температурой процесса. Полученный однородный гель цирконилфосфата прозрачен и стекловиден, желтоватого цвета. Гель высушивают, прокаливают при t=300-400°С до окончания выделения окислов азота, при необходимости измельчают и плавят при температуре около 1000°С. Полученный плав стекловиден, имеет цвет от светло-коричневого до темно-коричневого в зависимости от состава и количества отходов и представляет собой твердый раствор простых и сложных фосфатов продуктов деления в железофосфатном стекле и частично в виде самостоятельных фаз, сцементированных стеклом.Preliminarily, the required quantities of zirconium and iron salts, as well as glycerin, are introduced into the liquid waste. The role of the latter is reduced to the formation of a complex compound with zirconium, and subsequently to the denitration of the mixed solution. A solution of KH 2 PO 4 in phosphoric acid is introduced into the resulting mixture. After some time, gelation of zirconyl phosphate occurs, which is regulated by the complexation of zirconylion with glycerol and the process temperature. The obtained homogeneous gel of zirconyl phosphate is transparent and vitreous, yellowish. The gel is dried, calcined at t = 300-400 ° C until the end of the evolution of nitrogen oxides, if necessary, crushed and melted at a temperature of about 1000 ° C. The resulting melt is glassy, has a color from light brown to dark brown depending on the composition and amount of waste and is a solid solution of simple and complex phosphates of fission products in iron phosphate glass and partially in the form of separate phases cemented by glass.
Высушивание геля возможно осуществлять двумя путями. Первый вариант: смешанный раствор до начала гелеобразования переливают в пластиковые поддоны и высушивают в потоке горячего воздуха (70-90°С). Второй вариант: смешанный раствор диспергируют на капли в нагретом минеральном масле с получением в конечном итоге сферических частиц геля матрицы, что ускоряет процесс высушивания и устраняет необходимость измельчения продукта.The gel can be dried in two ways. First option: prior to gelation, the mixed solution is poured into plastic pallets and dried in a stream of hot air (70-90 ° C). The second option: the mixed solution is dispersed into droplets in heated mineral oil to finally obtain spherical particles of the matrix gel, which speeds up the drying process and eliminates the need to grind the product.
ПримерExample
Подготавливают раствор отходов для получения цирконий-железо-фосфатной матрицы. Для этого предварительно определяют содержание циркония и железа в отходах и корректируют их в соответствии с мольным соотношением путем добавления солей цирконилхлорида - ZrOCl2 8H2O и азотнокислого железа - Fе(NO3)3 9H2O до концентрации их в растворе соответственно не менее 0,12 и 0,6 М/л, а также глицерина - 0,23 М/л (мольное отношение цирконий:глицерин=1:1,1). Указанные концентрации обеспечивают получение достаточно прочного и устойчивого геля цирконилфосфата. Подготовленный раствор выдерживают до установления равновесия в течение 2,5 ч.A waste solution is prepared to obtain a zirconium-iron-phosphate matrix. To do this, pre-determine the content of zirconium and iron in the waste and adjust them in accordance with the molar ratio by adding salts of zirconyl chloride - ZrOCl 2 8H 2 O and iron nitrate - Fe (NO 3 ) 3 9H 2 O to their concentration in the solution, respectively, at least 0 , 12 and 0.6 M / L, as well as glycerol - 0.23 M / L (molar ratio of zirconium: glycerin = 1: 1.1). The indicated concentrations provide a sufficiently strong and stable zirconyl phosphate gel. The prepared solution is maintained until equilibrium is established for 2.5 hours.
Далее готовят раствор однозамещенного фосфата калия - КН2РО4 растворением в 4-мольной фосфорной кислоте до концентрации его в растворе 2 М/л.Next, a solution of monosubstituted potassium phosphate — KH 2 PO 4 — is prepared by dissolving in 4 molar phosphoric acid to a concentration of 2 M / L in the solution.
Поведение циркония в растворах трудно прогнозируется по многим причинам, в том числе историей его происхождения и временем хранения его солей. Поэтому предварительно проводят тестирование процесса гелеобразования на малых объемах. Регистрируют время начала гелеобразования в смешанном растворе для определения времени его «жизни». Коррекцию времени «жизни» проводят путем добавления глицерина или охлаждения растворов. Смешивают основную часть отходов с 2 М/л раствором фосфата калия в 4 М/л фосфорной кислоте, разливают в пластиковые поддоны или диспергируют на капли в минеральном масле. Высушивание проводят потоком нагретого воздуха (70-90°С), затем прокаливают при 300-400°С до прекращения выделения окислов азота и плавят полученные гранулы при температуре около 1000°С.The behavior of zirconium in solutions is difficult to predict for many reasons, including the history of its origin and the storage time of its salts. Therefore, preliminary testing of the gelation process is carried out on small volumes. Record the start time of gelation in a mixed solution to determine the time of its "life". The correction of the "life" time is carried out by adding glycerin or cooling solutions. The bulk of the waste is mixed with a 2 M / L solution of potassium phosphate in 4 M / L phosphoric acid, poured into plastic trays or dispersed into drops in mineral oil. Drying is carried out by a stream of heated air (70-90 ° C), then calcined at 300-400 ° C until the evolution of nitrogen oxides ceases and the obtained granules are melted at a temperature of about 1000 ° C.
Получаемый полимерный гель цирконилфосфата характеризуется мольным соотношением компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:6. Гель эффективно поглощает СВЧ-излучение, что позволяет проводить прокаливание и плавку в микроволновой печи.The resulting polymer zirconyl phosphate gel is characterized by a molar ratio of the components Zr: Fe: K: PO 4 = 1: 3: 2: 6. The gel effectively absorbs microwave radiation, which allows for calcination and melting in a microwave oven.
Испытания гидролитической устойчивости матрицы на выщелачивание трансурановых элементов проводили следующим образом.Testing the hydrolytic stability of the matrix for leaching of transuranic elements was carried out as follows.
Готовили 120 мл азотнокислого раствора иммитаторов продуктов деления, соответствующего солевому и радионуклидному составу отходов радиохимических производств. Раствор был поделен надвое, в каждую часть которого ввели аликвоты азотнокислых растворов Np-239 в одну и Pu-239 с Am-241 в другую часть.Prepared 120 ml of a nitric acid solution of simulators of fission products, corresponding to the salt and radionuclide composition of waste from radiochemical industries. The solution was divided in two, in each part of which aliquots of nitric acid solutions Np-239 were introduced into one and Pu-239 with Am-241 into the other part.
Растворили в каждой части раствора навески ZrOCl2 8Н2О и Fе(МО3)3 9Н2О до конечной концентрации 0,2 М/л и 0,6 М/л соответственно. Ввели и перемешали в растворе глицерин до его содержания около 0,23 М/л и выдержали 2,5 ч для установления равновесия. Одновременно готовили при умеренном нагревании 2 М/л раствор КН2РO4 в 4 М фосфорной кислоте.ZrOCl 2 8Н 2 О and Fe (МО 3 ) 3 9Н 2 О were dissolved in each part of the solution to a final concentration of 0.2 M / L and 0.6 M / L, respectively. Glycerin was introduced and mixed in a solution to its content of about 0.23 M / L and stood for 2.5 hours to establish equilibrium. At the same time, with moderate heating, a 2 M / L solution of KH 2 PO 4 in 4 M phosphoric acid was prepared.
Смешали полученные растворы с раствором фосфата калия (2 М/л КН2РO4 в 4 М/л МН3РО4). После образования геля цирконилфосфата, которое произошло на 36 минуте от начала смешивания при температуре 22°С (мольное соотношение Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8), гели были высушены, прокалены и расплавлены в алундовых тиглях при температуре 980-1000°С.The resulting solutions were mixed with a solution of potassium phosphate (2 M / L KH 2 PO 4 in 4 M / L MH 3 PO 4 ). After the formation of the zirconyl phosphate gel, which occurred 36 minutes after the start of mixing at a temperature of 22 ° C (molar ratio Zr: Fe: K: PO 4 = 1: 3: 2: 5-8), the gels were dried, calcined, and melted in alundum crucibles at a temperature of 980-1000 ° C.
Данные об образцах представлены в таблице 1.Data on the samples are presented in table 1.
Гидролитическое выщелачивание проводили при температуре 90°С с радиометрическим определением содержания радионуклидов в выщелатах.Hydrolytic leaching was carried out at a temperature of 90 ° C with radiometric determination of the content of radionuclides in the leachate.
Полученные данные результатов гидролитической устойчивости при температуре 90°С и соотношении STB./VH2O≤10, R - скорость выщелачивания, представлены в таблице 2.The data obtained are the results of hydrolytic stability at a temperature of 90 ° C and a ratio of S TB. / VH 2 O≤10, R is the leach rate, are presented in table 2.
Таким образом, предлагаемый способ позволяет перерабатывать кислые растворы (до 2,5 М/л по азотной кислоте) и получать компактный продукт с кажущейся плотностью от 2,2 до 2,6 г/см3, что на порядок и более снижает объем отходов. Гидролитическая устойчивость матрицы ограничивает скорость выщелачивания инкорпорированных радионуклидов в пределах от 10-6 до 10-8 г/см2 сутки (при 90°С), которые принимаются как прогнозируемые в процессе длительного хранения.Thus, the proposed method allows you to process acidic solutions (up to 2.5 M / l in nitric acid) and obtain a compact product with an apparent density of 2.2 to 2.6 g / cm 3 , which reduces the amount of waste by an order of magnitude or more. The hydrolytic stability of the matrix limits the leaching rate of incorporated radionuclides in the range from 10 -6 to 10 -8 g / cm 2 day (at 90 ° C), which are accepted as predicted during long-term storage.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013108312/04A RU2522274C1 (en) | 2013-02-26 | 2013-02-26 | Method for hardening liquid highly active wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013108312/04A RU2522274C1 (en) | 2013-02-26 | 2013-02-26 | Method for hardening liquid highly active wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2522274C1 true RU2522274C1 (en) | 2014-07-10 |
Family
ID=51217293
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013108312/04A RU2522274C1 (en) | 2013-02-26 | 2013-02-26 | Method for hardening liquid highly active wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2522274C1 (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2001110508A (en) * | 2001-04-17 | 2003-02-27 | Производственное объединение "МАЯК" | METHOD FOR CURING SOLUTIONS OF LONG-LASTING RADIONUCLIDES |
| US20060211908A1 (en) * | 2005-02-28 | 2006-09-21 | Weiliang Gong | Low-temperature solidification of radioactive and hazardous wastes |
| CN101345095A (en) * | 2008-08-23 | 2009-01-14 | 西南科技大学 | Curing method of active nucleus waste matter simulation substance |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2212069C2 (en) * | 2001-04-17 | 2003-09-10 | Производственное объединение "МАЯК" | Method for solidifying solutions of long-living radionuclides |
-
2013
- 2013-02-26 RU RU2013108312/04A patent/RU2522274C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2002115623A (en) * | 1999-11-12 | 2003-12-20 | Бритиш Ньюклиар Фьюэлз ПЛС | Ceramic medium and method for binding waste |
| RU2001110508A (en) * | 2001-04-17 | 2003-02-27 | Производственное объединение "МАЯК" | METHOD FOR CURING SOLUTIONS OF LONG-LASTING RADIONUCLIDES |
| US20060211908A1 (en) * | 2005-02-28 | 2006-09-21 | Weiliang Gong | Low-temperature solidification of radioactive and hazardous wastes |
| CN101345095A (en) * | 2008-08-23 | 2009-01-14 | 西南科技大学 | Curing method of active nucleus waste matter simulation substance |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| McMaster et al. | Radionuclide disposal using the pyrochlore supergroup of minerals as a host matrix—A review | |
| CN110092588B (en) | Borosilicate glass ceramic curing substrate and preparation method and application thereof | |
| US4514329A (en) | Process for vitrifying liquid radioactive waste | |
| US4097401A (en) | Thermodynamically stable product for permanent storage and disposal of highly radioactive liquid wastes | |
| CN110970146A (en) | Borosilicate glass ceramic curing substrate and preparation method and application thereof | |
| Caurant et al. | Glasses and glass-ceramics for nuclear waste immobilization | |
| Metcalfe et al. | Candidate wasteforms for the immobilization of chloride-containing radioactive waste | |
| Vance et al. | Advantages hot isostatically pressed ceramic and glass-ceramic waste forms bring to the immobilization of challenging intermediate-and high-level nuclear wastes | |
| JPH0452917B2 (en) | ||
| Maddrell | Hot isostatically pressed wasteforms for future nuclear fuel cycles | |
| RU2522274C1 (en) | Method for hardening liquid highly active wastes | |
| Yudintsev et al. | Zirconolite matrices for the immobilization of REE–actinide wastes | |
| JP5668112B2 (en) | Cesium waste filter ceramic ingot in which radioactive cesium is collected and method for producing the same | |
| KR101578623B1 (en) | A method of making low-melting temperature glass to immobilize radioactive cesium spent filter | |
| RU2432631C1 (en) | Immobilisation method of liquid radioactive waste to ceramics | |
| Ishida et al. | Leach rates of composite waste forms of monazite-and zirconium phosphate-type | |
| Ojovan et al. | Glass Crystalline Materials as Advanced Nuclear Wasteforms. Sustainability 2021, 13, 4117 | |
| RU2160937C1 (en) | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes | |
| US7148394B2 (en) | Ceramic for packaging of radioactive cesium | |
| Melnikova et al. | Durability of matrices for the rare-earth–actinide fraction of high-level radioactive waste in water | |
| KR102091484B1 (en) | Borate glass wasteform to immobilize rare-earth oxides from pyro-processing and manufacturing method thereof | |
| RU2701869C1 (en) | Aluminum phosphate glass for immobilisation of radioactive wastes | |
| Morgan et al. | Interactions of simulated high level waste (HLW) calcine with alkali borosilicate glass | |
| JPS6244697A (en) | Method of solidifying high-level radioactive waste liquor | |
| WO1999060577A1 (en) | High level nuclear waste disposal |