JPH0452437B2 - - Google Patents
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- JPH0452437B2 JPH0452437B2 JP57215577A JP21557782A JPH0452437B2 JP H0452437 B2 JPH0452437 B2 JP H0452437B2 JP 57215577 A JP57215577 A JP 57215577A JP 21557782 A JP21557782 A JP 21557782A JP H0452437 B2 JPH0452437 B2 JP H0452437B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- ion exchange
- resin
- exchange resin
- thermal decomposition
- radioactive
- Prior art date
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-
- 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
- G21F9/32—Processing by incineration
-
- 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
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S159/00—Concentrating evaporators
- Y10S159/12—Radioactive
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- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Separation, Recovery Or Treatment Of Waste Materials Containing Plastics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Processing And Handling Of Plastics And Other Materials For Molding In General (AREA)
Description
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子力発電所から発生する使用済の
放射性イオン交換樹脂の処理方法および装置に係
り、特に、熱分解により前記廃樹脂の容量を減少
させると共に安定な無機化合物とするものであ
る。 〔従来技術〕 原子力発電所などの運転に伴い種々の放射性物
質を含む廃液が発生するが、これらの廃液はイオ
ン交換樹脂を用いて処理されることが多い。この
際に発生する使用済樹脂の処理が原子力発電所の
運転上の課題とされている。例えば、沸騰水型原
子力発電所においては、発生する放射性廃棄物量
のかなりの部分が使用済イオン交換樹脂で占めら
れている。 従来、この使用済イオン交換樹脂はセメントあ
るいはアスフアルト等の固化剤と混合してドラム
缶中に固化され、施設内に貯蔵保管されている。
しかしながら、これらの放射性廃棄物の量は年々
増加する傾向にあり、その保管場所の確保および
保管中の安全性の確保が重要な問題となつてい
る。従つて、使用済廃樹脂を固化処理するに際し
ては容量を可能な限り少なくすることに大きな関
心が払われてきている。 例えば、放射性廃イオン交換樹脂の減容処理方
法として酸分解による方法が提案されている。酸
分解法の一つとしてHEDL法（Hanford
Engineering Development Laboratory法）と呼
ばれるもので、150〜300℃の温度にて濃硫酸（97
重量％程度）と硝酸（60重量％程度）を用いて樹
脂を酸分解する方法がある。酸分解法の他の一つ
としては、特開昭53−88500号公報に示されるよ
うに、濃硫酸と過酸化水素（30％程度）を用いて
樹脂を酸分解する方法がある。しかしながら、こ
れらの酸分解による方法では、樹脂を溶解して分
解し、その分解液を蒸発濃縮するので減容比を大
きくとれるが、強酸性液のハンドリング、濃縮さ
れた強酸性液による装置の腐食、回収された濃縮
液の固化技術等が未確立などの多くの困難が問題
点がある。 そこで、特開昭57−1446号公報に示されるよう
に、強酸の使用を避け、鉄触媒の存在下で過酸化
水素を用いて廃樹脂を分解する方法が提案されて
いる。しかし、この方法は、大量の過酸化水素を
必要とするため、過酸化水素が高価であることを
考えるとコスト高になるとともに、分解自体が不
十分で有機物のまま残留するという問題がある。 さらに、別の方法として、特開昭57−12400号
公報に示されるように、廃樹脂を流動床を用いて
燃焼する方法が提案されているが、この方法では
大量の排ガスを発生させてその排ガスを処理しな
ければならないという問題がある。 〔発明の目的〕 本発明の目的は、上記の問題点を除去するとと
もに、使用済の放射性廃樹脂を加熱分解する処理
方法において、廃樹脂の処理の際に、慎重な処理
の必要な排ガスの発生を大幅に低減できるように
し、これによつて廃棄物量を大幅に低減できる放
射性廃樹脂の処理方法および装置を得ることにあ
る。 〔発明の概要〕 本発明の第１の特徴は、使用済の放射性イオン
交換樹脂を熱分解により分解処理する方法におい
て、前記イオン交換樹脂の高分子基体が分解しな
い低温度にて前記イオン交換樹脂のイオン交換基
を選択的に熱分解する第１の工程と、しかる後、
高温度にて前記イオン交換樹脂の高分子基体を熱
分解する第２の工程により前記樹脂を処理する点
にある。 本発明の第２の特徴は、使用済の放射性イオン
交換樹脂を熱分解する装置において、前記イオン
交換樹脂を熱分解する反応容器と、反応容器を加
熱する加熱手段と、放射性イオン交換樹脂を前記
反応容器内に供給する供給手段と、前記反応容器
に酸化剤を供給する酸化剤供給手段と、前記イオ
ン交換樹脂の高分子基体が分解しない低温度にて
イオン交換樹脂のイオン交換基を選択的に熱分解
する第１の工程における熱分解の際に前記反応容
器内に発生する分解ガスを分離する第１の分解ガ
ス分離手段と、高温度にて前記イオン交換樹脂の
高分子基体を熱分解する第２の工程における分解
ガスを分離する第２の分解ガス分離手段とを備え
ている点にある。 〔発明の実施例〕 上記の特徴は、次の知見に基づくものであり、
以下にその基体原理を説明する。 イオン交換樹脂は、スチレンとジビニルベンゼ
ン（D.V.B.）の共重合体を基体とし、これにイ
オン交換基を結合させた構造を有する芳香族系有
機高分子化合物である。このイオン交換基とし
て、陽イオン交換樹脂の場合にはスルホン酸基で
あり、陰イオン交換樹脂の場合には４級アンモニ
ウム基である。本発明では、上記の共重合体から
なる樹脂本体内の成分間の結合エネルギーに比
べ、イオン交換基と樹脂本体間の結合エネルギー
が極めて小さいことに着目し、第１工程としてイ
オン交換樹脂を樹脂本体から選択的に熱分解し、
しかる後、第２工程として樹脂本体を熱分解す
る。これによつて、熱分解の際の発生する分解ガ
スを二段階に分離し、慎重な排ガス処理を必要と
する窒素酸化物ガス（NOx）と硫黄酸化物ガス
（SOx）を第１工程の熱分解においてのみ発生せ
しめ、特別な排ガス処理をほとんど必要としない
水素ガス（H2）、一酸化炭素ガス（CO）、二酸化
炭素ガス（CO2）などを第２工程の熱分解におい
て発生させる。このような処理を行なうことによ
り、すべての熱分解処理を同時に行なつてすべて
の排ガスが混合されている場合に比べて慎重に処
理必要な排ガス量が結果的に大幅に低減するとと
もに、廃樹脂容積を大幅に減容し、かつ残渣を安
定な無機化合物とすることができる。 以下に、本発明を案出するに至る経緯とその実
験結果を説明する。 陽イオン交換樹脂は、スチレン
放射性イオン交換樹脂の処理方法および装置に係
り、特に、熱分解により前記廃樹脂の容量を減少
させると共に安定な無機化合物とするものであ
る。 〔従来技術〕 原子力発電所などの運転に伴い種々の放射性物
質を含む廃液が発生するが、これらの廃液はイオ
ン交換樹脂を用いて処理されることが多い。この
際に発生する使用済樹脂の処理が原子力発電所の
運転上の課題とされている。例えば、沸騰水型原
子力発電所においては、発生する放射性廃棄物量
のかなりの部分が使用済イオン交換樹脂で占めら
れている。 従来、この使用済イオン交換樹脂はセメントあ
るいはアスフアルト等の固化剤と混合してドラム
缶中に固化され、施設内に貯蔵保管されている。
しかしながら、これらの放射性廃棄物の量は年々
増加する傾向にあり、その保管場所の確保および
保管中の安全性の確保が重要な問題となつてい
る。従つて、使用済廃樹脂を固化処理するに際し
ては容量を可能な限り少なくすることに大きな関
心が払われてきている。 例えば、放射性廃イオン交換樹脂の減容処理方
法として酸分解による方法が提案されている。酸
分解法の一つとしてHEDL法（Hanford
Engineering Development Laboratory法）と呼
ばれるもので、150〜300℃の温度にて濃硫酸（97
重量％程度）と硝酸（60重量％程度）を用いて樹
脂を酸分解する方法がある。酸分解法の他の一つ
としては、特開昭53−88500号公報に示されるよ
うに、濃硫酸と過酸化水素（30％程度）を用いて
樹脂を酸分解する方法がある。しかしながら、こ
れらの酸分解による方法では、樹脂を溶解して分
解し、その分解液を蒸発濃縮するので減容比を大
きくとれるが、強酸性液のハンドリング、濃縮さ
れた強酸性液による装置の腐食、回収された濃縮
液の固化技術等が未確立などの多くの困難が問題
点がある。 そこで、特開昭57−1446号公報に示されるよう
に、強酸の使用を避け、鉄触媒の存在下で過酸化
水素を用いて廃樹脂を分解する方法が提案されて
いる。しかし、この方法は、大量の過酸化水素を
必要とするため、過酸化水素が高価であることを
考えるとコスト高になるとともに、分解自体が不
十分で有機物のまま残留するという問題がある。 さらに、別の方法として、特開昭57−12400号
公報に示されるように、廃樹脂を流動床を用いて
燃焼する方法が提案されているが、この方法では
大量の排ガスを発生させてその排ガスを処理しな
ければならないという問題がある。 〔発明の目的〕 本発明の目的は、上記の問題点を除去するとと
もに、使用済の放射性廃樹脂を加熱分解する処理
方法において、廃樹脂の処理の際に、慎重な処理
の必要な排ガスの発生を大幅に低減できるように
し、これによつて廃棄物量を大幅に低減できる放
射性廃樹脂の処理方法および装置を得ることにあ
る。 〔発明の概要〕 本発明の第１の特徴は、使用済の放射性イオン
交換樹脂を熱分解により分解処理する方法におい
て、前記イオン交換樹脂の高分子基体が分解しな
い低温度にて前記イオン交換樹脂のイオン交換基
を選択的に熱分解する第１の工程と、しかる後、
高温度にて前記イオン交換樹脂の高分子基体を熱
分解する第２の工程により前記樹脂を処理する点
にある。 本発明の第２の特徴は、使用済の放射性イオン
交換樹脂を熱分解する装置において、前記イオン
交換樹脂を熱分解する反応容器と、反応容器を加
熱する加熱手段と、放射性イオン交換樹脂を前記
反応容器内に供給する供給手段と、前記反応容器
に酸化剤を供給する酸化剤供給手段と、前記イオ
ン交換樹脂の高分子基体が分解しない低温度にて
イオン交換樹脂のイオン交換基を選択的に熱分解
する第１の工程における熱分解の際に前記反応容
器内に発生する分解ガスを分離する第１の分解ガ
ス分離手段と、高温度にて前記イオン交換樹脂の
高分子基体を熱分解する第２の工程における分解
ガスを分離する第２の分解ガス分離手段とを備え
ている点にある。 〔発明の実施例〕 上記の特徴は、次の知見に基づくものであり、
以下にその基体原理を説明する。 イオン交換樹脂は、スチレンとジビニルベンゼ
ン（D.V.B.）の共重合体を基体とし、これにイ
オン交換基を結合させた構造を有する芳香族系有
機高分子化合物である。このイオン交換基とし
て、陽イオン交換樹脂の場合にはスルホン酸基で
あり、陰イオン交換樹脂の場合には４級アンモニ
ウム基である。本発明では、上記の共重合体から
なる樹脂本体内の成分間の結合エネルギーに比
べ、イオン交換基と樹脂本体間の結合エネルギー
が極めて小さいことに着目し、第１工程としてイ
オン交換樹脂を樹脂本体から選択的に熱分解し、
しかる後、第２工程として樹脂本体を熱分解す
る。これによつて、熱分解の際の発生する分解ガ
スを二段階に分離し、慎重な排ガス処理を必要と
する窒素酸化物ガス（NOx）と硫黄酸化物ガス
（SOx）を第１工程の熱分解においてのみ発生せ
しめ、特別な排ガス処理をほとんど必要としない
水素ガス（H2）、一酸化炭素ガス（CO）、二酸化
炭素ガス（CO2）などを第２工程の熱分解におい
て発生させる。このような処理を行なうことによ
り、すべての熱分解処理を同時に行なつてすべて
の排ガスが混合されている場合に比べて慎重に処
理必要な排ガス量が結果的に大幅に低減するとと
もに、廃樹脂容積を大幅に減容し、かつ残渣を安
定な無機化合物とすることができる。 以下に、本発明を案出するに至る経緯とその実
験結果を説明する。 陽イオン交換樹脂は、スチレン
【式】
とジビニルベンゼン
【式】
との共重合体を高分子基体とし、これにイオン交
換基であるスルホン酸基（SO3H）を結合させた
架橋構造をもち、かつ立体構造を有し、次のよう
な構造式であらわされる。又、分子式は、
（C16H15O3S）ｎであらわされる。 一方、陰イオン交換樹脂は、陽イオン交換樹脂
と同じ高分子基体にイオン交換基である４級アン
モニウム基（NR3OH）を結合させたもので、次
のような構造式であらわされる。又、分子式は、
（C20H26ON）ｎであらわされる。 次に、イオン交換樹脂の各成分間の結合部の結
合エネルギーを説明する。第１図は、陽イオン交
換樹脂の骨格構造を示したものであるが、陰イオ
ン交換樹脂の場合でも基体的に同じであり、イオ
ン交換基が異なるだけである。第１図において、
各成分間の各結合部分１、２、３、４の結合エネ
ルギーを第１表に示す。
換基であるスルホン酸基（SO3H）を結合させた
架橋構造をもち、かつ立体構造を有し、次のよう
な構造式であらわされる。又、分子式は、
（C16H15O3S）ｎであらわされる。 一方、陰イオン交換樹脂は、陽イオン交換樹脂
と同じ高分子基体にイオン交換基である４級アン
モニウム基（NR3OH）を結合させたもので、次
のような構造式であらわされる。又、分子式は、
（C20H26ON）ｎであらわされる。 次に、イオン交換樹脂の各成分間の結合部の結
合エネルギーを説明する。第１図は、陽イオン交
換樹脂の骨格構造を示したものであるが、陰イオ
ン交換樹脂の場合でも基体的に同じであり、イオ
ン交換基が異なるだけである。第１図において、
各成分間の各結合部分１、２、３、４の結合エネ
ルギーを第１表に示す。
【表】
イオン交換樹脂の熱分解を行なつた場合、結合
エネルギーの最も小さいイオン交換基がまず分解
し、次に高分子基本の連鎖部分が、最後にベンゼ
ン環部分が分解する。 次に、第２図に、示差熱天秤を用いてイオン交
換樹脂の熱重量分析（TGA）を行なつた結果を
示す。ただし、70℃〜110℃で起こる水の蒸発に
伴う重量減少は示されていない。実線は陰イオン
交換樹脂の熱重量変化を示し、破線は陽イオン交
換樹脂のそれを示す。また、第２図に示される各
結合部分の分解温度を第２表にあらわす。
エネルギーの最も小さいイオン交換基がまず分解
し、次に高分子基本の連鎖部分が、最後にベンゼ
ン環部分が分解する。 次に、第２図に、示差熱天秤を用いてイオン交
換樹脂の熱重量分析（TGA）を行なつた結果を
示す。ただし、70℃〜110℃で起こる水の蒸発に
伴う重量減少は示されていない。実線は陰イオン
交換樹脂の熱重量変化を示し、破線は陽イオン交
換樹脂のそれを示す。また、第２図に示される各
結合部分の分解温度を第２表にあらわす。
本発明によれば、使用済イオン交換樹脂のイオ
ン交換基を熱分解する第１の工程と、高分子基体
を熱分解する第２の工程により該樹脂を処理する
ようにしたので、慎重な排ガス処理を必要とする
NOxやSOxなどを第１の工程でのみ発生せしめ、
特別な排ガス処理をほとんど必要としないH2、
CO、CO2などを第２の工程において、発生させ
ることができる。この結果、特別な排ガス処理を
必要とする排ガス量を1/20以下に低減できるか
ら、廃棄物の量は全体として大幅に低減される。
ン交換基を熱分解する第１の工程と、高分子基体
を熱分解する第２の工程により該樹脂を処理する
ようにしたので、慎重な排ガス処理を必要とする
NOxやSOxなどを第１の工程でのみ発生せしめ、
特別な排ガス処理をほとんど必要としないH2、
CO、CO2などを第２の工程において、発生させ
ることができる。この結果、特別な排ガス処理を
必要とする排ガス量を1/20以下に低減できるか
ら、廃棄物の量は全体として大幅に低減される。
第１図はイオン交換樹脂の骨格図、第２図はイ
オン交換樹脂の熱重量分析結果を示す図、第３図
は本発明の一実施例を示す系統図、第４図はイオ
ン交換樹脂の熱分解特性を示す図である。 ５……スラリー輸送管、６……スラリータン
ク、７，１５……反応容器、８，１６……ヒータ
ー、９……アルカリスクラバー、１２……コンデ
ンサー、１７……フイルター、１８……フレアス
タツク、２０，２１……タンク。
オン交換樹脂の熱重量分析結果を示す図、第３図
は本発明の一実施例を示す系統図、第４図はイオ
ン交換樹脂の熱分解特性を示す図である。 ５……スラリー輸送管、６……スラリータン
ク、７，１５……反応容器、８，１６……ヒータ
ー、９……アルカリスクラバー、１２……コンデ
ンサー、１７……フイルター、１８……フレアス
タツク、２０，２１……タンク。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 使用済の放射性イオン交換樹脂を熱分解によ
り分解処理する方法において、前記イオン交換樹
脂の高分子基体が分解しない低温度にて前記イオ
ン交換樹脂のイオン交換基を選択的に熱分解する
第１の工程と、しかる後、高温度にて前記イオン
交換樹脂の高分子基体を熱分解する第２の工程に
より前記樹脂を処理することを特徴とする放射性
廃樹脂の処理方法。 ２ 前記第１の工程における熱分解を300℃以下
にて行い、前記第２の工程における熱分解を350
℃以上にて行うことを特徴とする特許請求の範囲
第１項に記載の放射性廃樹脂の処理方法。 ３ 前記第２の工程における熱分解を酸化剤の存
在下にて行うことを特徴とする特許請求の範囲第
１項に記載の放射性廃樹脂の処理方法。 ４ 前記第１の工程における熱分解を硫黄化合物
ガスを捕集する捕集剤の存在下にて行うことを特
徴とする特許請求の範囲第１項、第２項または第
３項に記載の放射性廃樹脂の処理方法。 ５ 前記捕集剤が、遷移金属の酸化物もしくはカ
ルシウム化合物の単独あるいはこれらの混合物で
あることを特徴とする特許請求の範囲第４項に記
載の放射性廃樹脂の処理方法。 ６ 前記第２の工程における熱分解を、揮発性放
射性物質を吸着するガラス化材の存在下で行うこ
とを特徴とする特許請求の範囲第１項、第２項ま
たは第３項に記載の放射性廃樹脂の処理方法。 ７ 前記ガラス化材が、シリカを主成分とするガ
ラスフリツトであることを特徴とする特許請求の
範囲第６項に記載の放射性廃樹脂の処理方法。 ８ 前記第２の工程における熱分解を、可燃性ガ
スを含む気体を用いて焼却することを特徴とする
特許請求の範囲第１項に記載の放射性廃樹脂の処
理方法。 ９ 使用済の放射性イオン交換樹脂を熱分解する
装置において、前記イオン交換樹脂を熱分解する
反応容器と、反応容器を加熱する加熱手段と、放
射性イオン交換樹脂を前記反応容器内に供給する
供給手段と、前記反応容器に酸化剤を供給する酸
化剤供給手段と、前記イオン交換樹脂の高分子基
体が分解しない低温度にてイオン交換樹脂のイオ
ン交換基を選択的に熱分解する第１の工程におけ
る熱分解の際に前記反応容器内に発生する分解ガ
スを分離する第１の分解ガス分離手段と、高温度
にて前記イオン交換樹脂の高分子基体を熱分解す
る第２の工程における分解ガスを分離する第２の
分解ガス分離手段とを備えていることを特徴とす
る放射性廃樹脂の処理装置。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57215577A JPS59107300A (ja) | 1982-12-10 | 1982-12-10 | 放射性廃樹脂の処理方法および装置 |
| US06/559,084 US4636335A (en) | 1982-12-10 | 1983-12-07 | Method of disposing radioactive ion exchange resin |
| EP83112354A EP0111839B1 (en) | 1982-12-10 | 1983-12-08 | Method of disposing radioactive ion exchange resin |
| DE8383112354T DE3372146D1 (en) | 1982-12-10 | 1983-12-08 | Method of disposing radioactive ion exchange resin |
| KR1019830005830A KR900004292B1 (ko) | 1982-12-10 | 1983-12-09 | 방사성폐수지의 처리방법 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57215577A JPS59107300A (ja) | 1982-12-10 | 1982-12-10 | 放射性廃樹脂の処理方法および装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59107300A JPS59107300A (ja) | 1984-06-21 |
| JPH0452437B2 true JPH0452437B2 (ja) | 1992-08-21 |
Family
ID=16674737
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57215577A Granted JPS59107300A (ja) | 1982-12-10 | 1982-12-10 | 放射性廃樹脂の処理方法および装置 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4636335A (ja) |
| EP (1) | EP0111839B1 (ja) |
| JP (1) | JPS59107300A (ja) |
| KR (1) | KR900004292B1 (ja) |
| DE (1) | DE3372146D1 (ja) |
Families Citing this family (30)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60125600A (ja) * | 1983-12-09 | 1985-07-04 | 株式会社日立製作所 | 使用済イオン交換樹脂の処理方法および装置 |
| JPS6159299A (ja) * | 1984-08-31 | 1986-03-26 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法および処理装置 |
| JPS6186693A (ja) * | 1984-10-04 | 1986-05-02 | 株式会社日立製作所 | 使用済イオン交換樹脂の処理方法 |
| US4762647A (en) * | 1985-06-12 | 1988-08-09 | Westinghouse Electric Corp. | Ion exchange resin volume reduction |
| US4892684A (en) * | 1986-11-12 | 1990-01-09 | Harp Richard J | Method and apparatus for separating radionuclides from non-radionuclides |
| JPH01245200A (ja) * | 1988-03-28 | 1989-09-29 | Japan Atom Energy Res Inst | 触媒燃焼によるイオン交換樹脂の減容方法 |
| DE4137947C2 (de) * | 1991-11-18 | 1996-01-11 | Siemens Ag | Verfahren zur Behandlung von radioaktivem Abfall |
| SE470469B (sv) * | 1992-09-17 | 1994-05-02 | Studsvik Radwaste Ab | Förfarande och anordning för bearbetning av fast, organiskt, svavelhaltigt avfall, speciellt jonbytarmassor, från kärntekniska anläggningar |
| US5545798A (en) * | 1992-09-28 | 1996-08-13 | Elliott; Guy R. B. | Preparation of radioactive ion-exchange resin for its storage or disposal |
| AU5407994A (en) * | 1992-10-30 | 1994-05-24 | Cetac Technologies Incorporated | Method for particulate reagent sample treatment |
| US5550311A (en) * | 1995-02-10 | 1996-08-27 | Hpr Corporation | Method and apparatus for thermal decomposition and separation of components within an aqueous stream |
| US6084147A (en) * | 1995-03-17 | 2000-07-04 | Studsvik, Inc. | Pyrolytic decomposition of organic wastes |
| US5909654A (en) * | 1995-03-17 | 1999-06-01 | Hesboel; Rolf | Method for the volume reduction and processing of nuclear waste |
| US5613244A (en) * | 1995-09-26 | 1997-03-18 | United States Of America | Process for preparing liquid wastes |
| DE19707982A1 (de) * | 1997-02-27 | 1998-09-03 | Siemens Ag | Produkt zur Endlagerung radioaktiv kontaminierter Ionenaustauscherharze |
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