JPS6022700A - 放射性廃棄物の固化処理方法 - Google Patents
放射性廃棄物の固化処理方法Info
- Publication number
- JPS6022700A JPS6022700A JP13154583A JP13154583A JPS6022700A JP S6022700 A JPS6022700 A JP S6022700A JP 13154583 A JP13154583 A JP 13154583A JP 13154583 A JP13154583 A JP 13154583A JP S6022700 A JPS6022700 A JP S6022700A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- solidified
- glass
- radioactive waste
- intermediate layer
- solidified body
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Granted
Links
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
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】
〔発明の技術分野〕
本発明は、放射性廃棄物の処理方法に関し、さらに詳し
くは、放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラミッ
クスからなる固化体を金属被覆体で囲繞した放射性廃棄
物貯蔵体を製造する方法に関する。
くは、放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラミッ
クスからなる固化体を金属被覆体で囲繞した放射性廃棄
物貯蔵体を製造する方法に関する。
原子力発電所や使用済核燃料の再処理工場から発生する
放射性廃棄物の処分に際しては、放射性物質の周囲への
拡散が最小限となる形態に廃棄物を固形化し、得られた
貯蔵体が、化学的、機械的に安定していて長期の貯蔵に
よっても環境汚染の原因にならないことが必要である。
放射性廃棄物の処分に際しては、放射性物質の周囲への
拡散が最小限となる形態に廃棄物を固形化し、得られた
貯蔵体が、化学的、機械的に安定していて長期の貯蔵に
よっても環境汚染の原因にならないことが必要である。
このような観点で従来より行われている固形化方法とし
ては、ガラス固化法が主流を占めている。
ては、ガラス固化法が主流を占めている。
この方法は、放射性廃棄物を、ホウケイ酸ガラス、リン
酸ガラスなどのガラス形成材料とともに溶融し一定形状
のガラスインゴットに凝固させ、固化するものである。
酸ガラスなどのガラス形成材料とともに溶融し一定形状
のガラスインゴットに凝固させ、固化するものである。
通常このようにして固化されたガラスインゴットは金属
容器中におさめ貯蔵される。またさらに比較的小型のガ
ラスインゴット多数を金属中に埋設する。いわゆる金属
複合同化法も提案されている。
容器中におさめ貯蔵される。またさらに比較的小型のガ
ラスインゴット多数を金属中に埋設する。いわゆる金属
複合同化法も提案されている。
しかしながら、上述したガラス固化法あるｈは金属複合
同化法には次のような問題がある。
同化法には次のような問題がある。
（イ） ガラス固化体を収納あるいは被覆している金属
被覆体が腐食等によシ破損した場合を想定すると、内部
の固化体は外部環境と直接接することとなるため、長期
にわたる安定な貯蔵のためには、外部環境（たとえば水
）に対する放射性物質の浸出率を可能な限り小さくする
ことが要請される。
被覆体が腐食等によシ破損した場合を想定すると、内部
の固化体は外部環境と直接接することとなるため、長期
にわたる安定な貯蔵のためには、外部環境（たとえば水
）に対する放射性物質の浸出率を可能な限り小さくする
ことが要請される。
（ロ） ガラス固化体は、基本材料であるガラスの組成
に制約があるため、同化体製造時にクラックが生じやす
いという欠点がある。特に、金属被覆体とガラス固化体
とは熱膨張係数が異なるため、溶融状態のガラスが金属
被覆体中で固化する際にガラスと金属との界面で冷却が
促進されこの部分に熱応力が生じ、その結果、固化体の
表面部分ある込は内部にクラックが生じゃすくなるので
ある。固化体に生じたクランクは、固化体内部で発生す
る放射性崩壊熱の放散を阻害することとなり、これによ
る温度上昇によって同化体内部の機械的および化学的安
定性がそこなわれるおそれが生ずる。さらにクラックに
よってガラス固化体の表面積が増大し、そのためガラス
同化体が外部環境に直接接した場合の浸出面積が増大す
る。
に制約があるため、同化体製造時にクラックが生じやす
いという欠点がある。特に、金属被覆体とガラス固化体
とは熱膨張係数が異なるため、溶融状態のガラスが金属
被覆体中で固化する際にガラスと金属との界面で冷却が
促進されこの部分に熱応力が生じ、その結果、固化体の
表面部分ある込は内部にクラックが生じゃすくなるので
ある。固化体に生じたクランクは、固化体内部で発生す
る放射性崩壊熱の放散を阻害することとなり、これによ
る温度上昇によって同化体内部の機械的および化学的安
定性がそこなわれるおそれが生ずる。さらにクラックに
よってガラス固化体の表面積が増大し、そのためガラス
同化体が外部環境に直接接した場合の浸出面積が増大す
る。
本発明は上述した問題点に鑑みてなされたものであり、
放射性物質の耐浸出性に一層すぐれ、クラックが生ずる
ことがなく長期に安全に貯蔵し得□□□□□□〜□□ る固化貯蔵体の製造法を提供することを目的とする○ 〔発明の概要〕 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃棄物の固
化処理方法は、放射性廃棄物が含有されたガラスまたは
セラミックスからなる同化体をさらに金属被覆体で囲繞
した固化貯蔵体を製造するに際し、固化体と金属被覆体
との間に放射性物質が含有されていないガラスまたはセ
ラミ・ノクスからなる中間層を設けること、を特徴とす
る。
放射性物質の耐浸出性に一層すぐれ、クラックが生ずる
ことがなく長期に安全に貯蔵し得□□□□□□〜□□ る固化貯蔵体の製造法を提供することを目的とする○ 〔発明の概要〕 上記目的を達成するために、本発明の放射性廃棄物の固
化処理方法は、放射性廃棄物が含有されたガラスまたは
セラミックスからなる同化体をさらに金属被覆体で囲繞
した固化貯蔵体を製造するに際し、固化体と金属被覆体
との間に放射性物質が含有されていないガラスまたはセ
ラミ・ノクスからなる中間層を設けること、を特徴とす
る。
同化体の製造
本発明の処理対象となる放射性廃棄物としては、たとえ
ば、使用済核燃料を処理したのち、Ｕ、 Ｐｕを回収し
た残りの放射性廃棄物の他、再生廃液、床トレインなど
の各種の廃液、フイＡ・タースラ・クジ、沈殿スラッジ
などの各種の固体廃棄物が含まれる。
ば、使用済核燃料を処理したのち、Ｕ、 Ｐｕを回収し
た残りの放射性廃棄物の他、再生廃液、床トレインなど
の各種の廃液、フイＡ・タースラ・クジ、沈殿スラッジ
などの各種の固体廃棄物が含まれる。
また、本発明で用しる、放射性廃棄物が含有された固化
体としては、ガラス、セラミックスなどを用いて放射性
廃棄物を固化体に形成したものがあげられる。たとえば
、放射性廃棄物を含有し、溶融または焼結などの熱処理
工程を経てつくられるホウケイ酸系ガラス、リン酸系ガ
ラスなどのガラス固化体、Ｄｉｏｐｓｉｄｅ系などの結
晶化ガラス固化体、Ａｌ２Ｏ５−８１０２系、’ｒｔｏ
ｚ系、ＭｎＯ２−８ｉＯ２系、ＺｒＯ２系などのセラミ
ックス同化体が好ましく用いられる。固化体中の放射性
廃棄物の含量は、１０〜ｕ％の範囲が適当である。
体としては、ガラス、セラミックスなどを用いて放射性
廃棄物を固化体に形成したものがあげられる。たとえば
、放射性廃棄物を含有し、溶融または焼結などの熱処理
工程を経てつくられるホウケイ酸系ガラス、リン酸系ガ
ラスなどのガラス固化体、Ｄｉｏｐｓｉｄｅ系などの結
晶化ガラス固化体、Ａｌ２Ｏ５−８１０２系、’ｒｔｏ
ｚ系、ＭｎＯ２−８ｉＯ２系、ＺｒＯ２系などのセラミ
ックス同化体が好ましく用いられる。固化体中の放射性
廃棄物の含量は、１０〜ｕ％の範囲が適当である。
中間層の形成
上記固化体を金属被覆体で囲繞する際に、固化体と金属
被覆体との間に中間層を形成する。この中間層は、放射
性物質を含有しないガラスまたはセラミックスからなり
、たとえばボウケイ酸系ガラス、リン酸系ガラス、 Ｄ
ｉｏｐｓｉｄｅ系などの結晶化ガラス、Ａｌ２Ｏ５，Ｚ
ｒＯ２，Ｔｉ０ａ、 Ａ１２０５−８１０２系、 ５Ｉ
Ｃ１Ｓ１３Ｎ１１などのセラミックスが用いられ得る。
被覆体との間に中間層を形成する。この中間層は、放射
性物質を含有しないガラスまたはセラミックスからなり
、たとえばボウケイ酸系ガラス、リン酸系ガラス、 Ｄ
ｉｏｐｓｉｄｅ系などの結晶化ガラス、Ａｌ２Ｏ５，Ｚ
ｒＯ２，Ｔｉ０ａ、 Ａ１２０５−８１０２系、 ５Ｉ
Ｃ１Ｓ１３Ｎ１１などのセラミックスが用いられ得る。
また、固化体にクラックが生ずるのを防止するために、
中間層の熱膨張係数を適宜選択することが好ましい。す
なわち、溶融状態の固化体が金属被覆体中で冷却・固化
するとき（あるいは、既に形成された固化体を溶融金属
で囲繞するとき）に生ずる熱応力を軽減し、クラックの
発生を防止するためには、常温から固化体の軟化温度ま
での温度範囲における中間層の平均熱膨張係数が、前記
温度範囲における固化体の平均熱膨張係数と、同じく前
記温度範囲における金属被覆体の平均熱膨張係数との間
の値であることが好ましく、さらに好ましくはほぼ中間
の値であることが望まし込。
中間層の熱膨張係数を適宜選択することが好ましい。す
なわち、溶融状態の固化体が金属被覆体中で冷却・固化
するとき（あるいは、既に形成された固化体を溶融金属
で囲繞するとき）に生ずる熱応力を軽減し、クラックの
発生を防止するためには、常温から固化体の軟化温度ま
での温度範囲における中間層の平均熱膨張係数が、前記
温度範囲における固化体の平均熱膨張係数と、同じく前
記温度範囲における金属被覆体の平均熱膨張係数との間
の値であることが好ましく、さらに好ましくはほぼ中間
の値であることが望まし込。
中間層の厚さとしては、薄すぎると固化体中の放射性物
質が外界へ浸出するのを防止するバリヤーとしての働き
が減少し、一方、厚すぎると複合固化貯蔵体の全量に対
する廃棄物の重量比（すなわち含有率）が低下するため
、０．０２ｍ〜ｉｏｏｒｍの範囲が適当である。
質が外界へ浸出するのを防止するバリヤーとしての働き
が減少し、一方、厚すぎると複合固化貯蔵体の全量に対
する廃棄物の重量比（すなわち含有率）が低下するため
、０．０２ｍ〜ｉｏｏｒｍの範囲が適当である。
中間層を形成する方法としては、（イ）ガラスまたはセ
ラミックス固化体を囲繞する金属被覆体（たとえば金属
容器）の内面に、あらかじめ溶融コート法、フレームス
プレイ法などによシ中間層を形成し、次いでその中に放
射性廃棄物が含有されたガラスあるいはセラミックスの
溶融体を注入し、固化する方法、（ロ）既に形成されて
いる同化体を金属容器中に装入し、次いでこの金属容器
と固化体との間隙忙中間層の材料となるガラスまたはセ
ラミックスの溶融体を注入し固化する方法、（ハ）フレ
ームスプレイ法、プラズマスプレィ法、ＣＶＤ法、ＰＶ
Ｄ法、真空蒸着法、あるいは直接、中間層材料の溶融体
中へ浸漬するなどの方法を用いて既に形成されている固
化体の表面に中間層を被覆形成し、次いでこれを常法に
より金属被覆体で囲繞する、などの方法をｍ−ることが
できる。
ラミックス固化体を囲繞する金属被覆体（たとえば金属
容器）の内面に、あらかじめ溶融コート法、フレームス
プレイ法などによシ中間層を形成し、次いでその中に放
射性廃棄物が含有されたガラスあるいはセラミックスの
溶融体を注入し、固化する方法、（ロ）既に形成されて
いる同化体を金属容器中に装入し、次いでこの金属容器
と固化体との間隙忙中間層の材料となるガラスまたはセ
ラミックスの溶融体を注入し固化する方法、（ハ）フレ
ームスプレイ法、プラズマスプレィ法、ＣＶＤ法、ＰＶ
Ｄ法、真空蒸着法、あるいは直接、中間層材料の溶融体
中へ浸漬するなどの方法を用いて既に形成されている固
化体の表面に中間層を被覆形成し、次いでこれを常法に
より金属被覆体で囲繞する、などの方法をｍ−ることが
できる。
実施例／
図面に、本実施例で得られる複合同化貯蔵体の縦断面図
を示す。まず、下記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄
物と下記第２表に示す組成のホウケイ酸ガラスを３＝７
の重量比で含有する溶融体を、内径ｚ關、高さざＯｙの
カーボン鋳型中に注入し、徐冷し固化した。
を示す。まず、下記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄
物と下記第２表に示す組成のホウケイ酸ガラスを３＝７
の重量比で含有する溶融体を、内径ｚ關、高さざＯｙの
カーボン鋳型中に注入し、徐冷し固化した。
／（キャニスタ−）を用意し、下記第３表に示す組成の
中間層用ガラス溶融体をまずキャニスタ−の底面部に注
入し、徐冷同化することにょシ、キャニスクー底面部に
厚さ３市の中間層を形成し薗次いで前記ガラス同化体を
カーボン鋳型から取シ出してキャニスタ−７中に設置し
た。さらに、キャニスタ−／の内面とガラス固化体コの
間隙および上面口に上記と同様にして中間層用ガラス溶
融体を注入し、徐冷し、固化することにょシキャニスタ
ー／とガラス固化体３との間に中間層λを形成し、ＳＵ
Ｓ製の上蓋弘をかぶせて溶接密閉し、複合固化体を得た
。
中間層用ガラス溶融体をまずキャニスタ−の底面部に注
入し、徐冷同化することにょシ、キャニスクー底面部に
厚さ３市の中間層を形成し薗次いで前記ガラス同化体を
カーボン鋳型から取シ出してキャニスタ−７中に設置し
た。さらに、キャニスタ−／の内面とガラス固化体コの
間隙および上面口に上記と同様にして中間層用ガラス溶
融体を注入し、徐冷し、固化することにょシキャニスタ
ー／とガラス固化体３との間に中間層λを形成し、ＳＵ
Ｓ製の上蓋弘をかぶせて溶接密閉し、複合固化体を得た
。
また、本実施例で作成した模擬放射性廃棄物を含有する
ガラス固化体（直径、ｕ ｍｍ 、高さｔＯｖｘ）と、
この固化体をさらに前記第３表の組成の中間層で被覆し
たもの（中間層の厚さλｊａｍ）とで、水に対する固化
体中の放射性物質の浸出率を測定し薗ｉｏｏ℃の純水１
０１００Ｏ中にそれぞれ、２弘時間浸漬したのち、溶液
中のＭｏイオンを定量した。
ガラス固化体（直径、ｕ ｍｍ 、高さｔＯｖｘ）と、
この固化体をさらに前記第３表の組成の中間層で被覆し
たもの（中間層の厚さλｊａｍ）とで、水に対する固化
体中の放射性物質の浸出率を測定し薗ｉｏｏ℃の純水１
０１００Ｏ中にそれぞれ、２弘時間浸漬したのち、溶液
中のＭｏイオンを定量した。
中間層を被覆しないものについては浸出率が、２． ｊ
Ｘ １Ｏ−５Ｆ／ｃｒｎ２” ｄａｙであり、中間１
被ｆｌｊｉＬり方の浸出率は検出限界の／ ×１０ ９
７ｃｍ” −ｄａｙ以下でありた。
Ｘ １Ｏ−５Ｆ／ｃｒｎ２” ｄａｙであり、中間１
被ｆｌｊｉＬり方の浸出率は検出限界の／ ×１０ ９
７ｃｍ” −ｄａｙ以下でありた。
実施例λ
前記第１表に示す組成の模擬放射性廃棄物と下記第弘表
に示す組成のセラミ７クス形成物質とを重量比にして３
ニアの配合比で調整し、これを焼結して直径７順のセラ
ミックス固化体粒子を得た。
に示す組成のセラミ７クス形成物質とを重量比にして３
ニアの配合比で調整し、これを焼結して直径７順のセラ
ミックス固化体粒子を得た。
次いで、得られたセラミックス固化体粒子表面にＣＶＤ
法（１ｏｏｏ℃、８１Ｈ３Ｃ１、Ｈ２、ＣＨＩＩ、 Ａ
ｒガス雰囲気）により厚さ３μｍのＳＩＣ膜を形成した
Ｏ 次いで、形成されたＳＩＣ膜の表面にさらに厚さＪＰｍ
のＣｕメッキを施こした。
法（１ｏｏｏ℃、８１Ｈ３Ｃ１、Ｈ２、ＣＨＩＩ、 Ａ
ｒガス雰囲気）により厚さ３μｍのＳＩＣ膜を形成した
Ｏ 次いで、形成されたＳＩＣ膜の表面にさらに厚さＪＰｍ
のＣｕメッキを施こした。
次いで、これを内径Ｊｊｌ＋ｌ＋、高さ／１０朋の５Ｕ
Ｓ３０≠製キヤニス、ターに装入し、さらにこの中にＣ
ｕ−３０％ Ｚｎ合金の溶融物を注入充填し、固化して
金属複合固化体を得た。
Ｓ３０≠製キヤニス、ターに装入し、さらにこの中にＣ
ｕ−３０％ Ｚｎ合金の溶融物を注入充填し、固化して
金属複合固化体を得た。
本発明によって得られる複合固化貯蔵体は、放射性廃棄
物が含有された固化体とそれを囲繞する金属被覆体との
間に放射性物質を含有しない中間層を設けたので、耐浸
出性の一層の向上を図ることができる。
物が含有された固化体とそれを囲繞する金属被覆体との
間に放射性物質を含有しない中間層を設けたので、耐浸
出性の一層の向上を図ることができる。
また、同化体にクラックが発生するのを有効に防止する
ことができるので、クラックによる固化体内部に生ずる
放射性崩壊熱の放散性の低下および浸出面積の増大化を
防止することができる。
ことができるので、クラックによる固化体内部に生ずる
放射性崩壊熱の放散性の低下および浸出面積の増大化を
防止することができる。
図面は、本発明の実施例に係る複合固化貯蔵体の縦断面
図である。 ハ・・キャニスクー、イ・・・中間層、３・・・放射性
廃棄物が含有された固化体、≠・・・蓋。 出願人代理人 猪 股 清
図である。 ハ・・キャニスクー、イ・・・中間層、３・・・放射性
廃棄物が含有された固化体、≠・・・蓋。 出願人代理人 猪 股 清
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ｌ 放射性廃棄物が含有されたガラスまたはセラミック
スからなる固化体をさらに金属被覆体で囲繞した固化貯
蔵体を製造するに際し、固化体と金属被覆体との間に放
射性物質が含有されていないガラスまたはセラミックス
からなる中間層を設けることを特徴とする、放射性廃棄
物の固化処理方法。 ユ常温から固化体の軟化温度までの温度範囲における前
記中間層が有する平均熱膨張係数が、前記温度範囲にお
ける固化体の平均熱膨張係数と、同じく前記温度範囲に
おける金属被覆体の平均熱膨張係数との間の値である、
特許請求の範囲第１項に記載の方法０
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154583A JPS6022700A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP13154583A JPS6022700A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6022700A true JPS6022700A (ja) | 1985-02-05 |
| JPH0420159B2 JPH0420159B2 (ja) | 1992-03-31 |
Family
ID=15060580
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP13154583A Granted JPS6022700A (ja) | 1983-07-19 | 1983-07-19 | 放射性廃棄物の固化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6022700A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4702391A (en) * | 1984-12-22 | 1987-10-27 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Containment with long-time corrosion resistant cover for sealed containers with highly radioactive content |
| JP2014200712A (ja) * | 2013-04-02 | 2014-10-27 | アルプス電気株式会社 | 廃棄物の処理方法 |
| RU2722214C1 (ru) * | 2019-09-13 | 2020-05-28 | Общество с ограниченной ответственностью "Керамические технологии" | Контейнер для хранения, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57196198A (en) * | 1981-05-29 | 1982-12-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method of processing radioactive waste plastic solidified body |
| JPS5817399A (ja) * | 1981-07-23 | 1983-02-01 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
-
1983
- 1983-07-19 JP JP13154583A patent/JPS6022700A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57196198A (en) * | 1981-05-29 | 1982-12-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method of processing radioactive waste plastic solidified body |
| JPS5817399A (ja) * | 1981-07-23 | 1983-02-01 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4702391A (en) * | 1984-12-22 | 1987-10-27 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Containment with long-time corrosion resistant cover for sealed containers with highly radioactive content |
| JP2014200712A (ja) * | 2013-04-02 | 2014-10-27 | アルプス電気株式会社 | 廃棄物の処理方法 |
| RU2722214C1 (ru) * | 2019-09-13 | 2020-05-28 | Общество с ограниченной ответственностью "Керамические технологии" | Контейнер для хранения, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов |
| WO2021049974A1 (ru) | 2019-09-13 | 2021-03-18 | Общество С Ограниченной Ответственностью " Керамические Технологии" | Контейнер для хранения, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов |
| GB2603377A (en) * | 2019-09-13 | 2022-08-03 | Limited Liability Company Ceramic Tech Ltd | Container for storing, transporting and disposal of radioactive waste |
| GB2603377B (en) * | 2019-09-13 | 2023-11-08 | Limited Liability Company Ceramic Tech Ltd | Container for storing, transporting and disposal of radioactive waste |
| US11830636B2 (en) | 2019-09-13 | 2023-11-28 | Ceramic Technologies Ltd. | Container for storing, transporting and disposal of radioactive waste |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0420159B2 (ja) | 1992-03-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4464294A (en) | Process for the stabilization of radioactive wastes | |
| US4683114A (en) | Burnable absorber-containing nuclear fuel pellets and formation of the same | |
| JPS587599A (ja) | 高レベル放射性廃液のガラスによる固化処理方法 | |
| US4209421A (en) | Method of preparing bodies containing radioactive substances | |
| JPS6022700A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| DE3324291C2 (de) | Verfahren zum Befüllen von Metallbehältern mit einer radioaktiven Glasschmelze und Vorrichtung zur Aufnahme einer radioaktiven Glasschmelze | |
| JP2761716B2 (ja) | 放射性物質収納容器の製造方法 | |
| CN115050502B (zh) | 一种铅铋合金核废物的玻璃固化处理方法 | |
| US3985514A (en) | Hot rolled composite billet for nuclear control rods | |
| JPS6022699A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| US5044911A (en) | Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods | |
| JPS6013295A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| JPS6022698A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| JP6077366B2 (ja) | 廃棄物の処理方法 | |
| JPS59230198A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| JPH11295487A (ja) | 放射性廃棄物の処理方法及び放射性廃棄物のガラス固化体 | |
| JP2846540B2 (ja) | 放射性廃棄物ガラス固化体作製用容器 | |
| JPH03235099A (ja) | 低レベル放射性廃棄物のガラス固化処理用ガラス化材 | |
| Rudolph et al. | Lab-scale R+ D work on fission product solidification by vitrification and thermite processes | |
| DE3107505A1 (de) | Vorrichtung zum lagern radioaktiver substanzen mit einer mehrzahl einen korrosionsschutzmantel aufweisenden gleichen innenbehaeltern und einem die behaelter in einem paket zusammenhaltenden mantel | |
| FR2487328A1 (fr) | Materiaux et procedes de retraitement des dechets radioactifs | |
| JPS62134139A (ja) | ２層押湯枠 | |
| JPS6022320B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| JP3956336B2 (ja) | 放射性廃棄物の溶融処理方法 | |
| JPS5888697A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 |