<Desc/Clms Page number 1>
EMI1.1
SOCIETE EUROPEENNE POUR LE TRAITEMENT CHIMIQUE DES COMBUSTIBLES IRRADIES EUROCHEMIC
<Desc/Clms Page number 2>
De uitvinding hoeft betrekking op een werkwijze voor het behandelen van sterk radioactieve effluenten, ver- kregen bij het chemisch opwerken van bestraalde kernsplijtstof.
,
Volgens de uitvinding wordt voorzien in sen werkwijze voor het in vaste en onoplosbare vorm brengen van dergelijke effluenten, nadat alle nitraten die in deze ef- fluenten aanwezig zijn, als salpeterzuur zijn afgedistilleera tezamen met het vrije salpeterzuur. Een ander doel van de uitvinding is, te voorzien in een werkwijze waarmee derge- lijke effluenten van verschillende oorsprong behandeld kunnen worden.
Nog een ander doel van de uitvinding is, te voorzien in een verbeterde werkwijze voor het in vaste en onoplosbare vorm brengen van dergelijke effluenten.
De werkwijze volgens de uitvinding leidt tot een vaste, compacte massa die uitstekend geschikt is om te worden opgeslagen in een ondoorlaatbare houder. Deze houder remt het uitlogen van radioactieve produkten die zich in de vaste massa bevinden. Het resultaat maakt een belangrijke vermindering mogelijk van het volumemateriaal dat moet worden bewaard in vergelijking met de voluminavloeistof die tot nu toe moesten worden bewaard. Voorts is het ver- kregen produkt praktisch onuitloogbaar hetgeen nog een extra. veiligheidsfactor geeft in vergelijking met afvalmateriaal in vloeibare vorm. Ook is het verkregen produkt veel minder corrosief dan de vloeibare produkten die tot nu toe werden bewaard.
<Desc/Clms Page number 3>
Volgens de uitvinding wordt voorzien in een werkwijze waarbij geen behandeling bi j verhoogde temperatuur . nodig is, die een aanzienlijke vermindering geeft van het corrosiegevaar tengevolge van de chemische aard van de te behandelen oplossing en van de vervluchtiging van het te behandelen radioactieve materiaal. itet is daardoor mogelijk
EMI3.1
gangbare constructiearateriale n te gebruiken en het gebruik te vermijden van ingewikkelde en gevoelige installaties voor het zuiveren van gassen en dampen die tijdens de bewerking ontstaan.
Daardoor wordt een werkwijze volgens de uitvinding ook een aanzienlijke vereenvoudiging in vergelijking met andere voorgestelde technieken, zoals bijvoorbeeld het calcineren of tot een glasachtige massa vormen of in een glasachtige massa brengen bij verhoogde temperatuur
Verdere voordelen en kenmerken van de werkwijze volgens de uitvinding blijken uit de volgende meer gedetatl- leerde beschrijving van.de uitvinding,
De techniek van het behandelen, van bestraalde kernsplijtstóf is wel bekend.
Hierbij worden de volgende basishandelingen uitgevoerd:
1) Verwijdering van de bus of huls waarin de
EMI3.2
splijtstof 1s ondergebracht langs chemische or".iDecial)1sqho weg 2) Oplossen van de kern met salpe#èrzuur 3) Scheiden van uranium, plutonium en splijting.-
EMI3.3
produkten door extractie met egn selectief extractiemiddel zoals bijvoorbeeld tr1butylfoataat. ' .
Voordebehandeling van sterk verrijkt uranium, @
EMI3.4
bijvoorbeeld in de vorm van Óldainiunlegenik##% %oflI8 gewoon- @ ", + lijk worden gebruikt in retors voor het beproeven van
EMI3.5
... - .Jo. --" .... ",. iW'"v , ..........
<Desc/Clms Page number 4>
materialen en in andere stralingsbronnen waarin sterk verrijkt uranium als splijtstof wordt gebruikt, wordt het legerende aluminium opgelost in salpeterzuur, tezamen met het overge- bleven uranium en de spli jtingsprodukten. De verkregen oplossing wordt onderworpen aan de onder (3) genoemde behandeling.
De waterige nitraatoplossing die overblijft bij de extractie bevat het grootste deel van de splijtingsprodukten en andere niet extraheerbare ionen en wordt voordat hij als afval wordt weggeworpen, geconcentreerd. De niet extraheerbare ionen kunnen afkomstig zijn uit: legeringselementen gebruikt bij de bereiding van de splijtstof, corrosieprodukten uit de apparatuur of reagentia die tijden de bewerkingen werden toegevoegd.
Deze oplossi ng wordt in het algemeen bewaard of opgeslagen als geconcentreerd sterk radioactief afval' (High ,
EMI4.1
Levql Waste: I HLW . .....J. .
, '*v'-' M e 'n De activiteit y4a.ega.OergoltjkeQploasing kent zelfs wel 2000 Ci/1 bedragen, al naar de bestralings en koel- @ condities van de behandelde splijtstof. Bij wijze van voor- beeld is de gemiddelde samenstelling van een dergelijke op-
EMI4.2
lossing vermeld in de vol"ó7de .fabelt... , ¯ ",1 '' * - < * ' ' ''" %f " . >.< w i;1
EMI4.3
<tb>
<tb> Splijtingsprodukten, <SEP> berekend <SEP> als <SEP> oxyden, <SEP> tot <SEP> 40g/l
<tb>
EMI4.4
-Carrnsiepr6dír3eten-tertkend-i oxrden, éét [ 0éli Reagensproduk%en , berekend als oxydent. tot < YÓill HNO) tot , ... ..u .<....10 ) ' l ' ' ' ' - - ¯ ,], ,, ..).1 9 AC.t.1N1te1t. ti + , taG ... , . ' 10=Ci/,r ....:...,...J>;ti HO&\!¯.ft1hei,;,?-, . ':'" .. ':
.,', . t<" SOOto ' 9- .... 4;"" <t. =- 1', h, 1% ;,,^r .. , .. i. á x "'........ t -J '1 . Y.,. ",,--I
EMI4.5
En werden .'fJ1t 'f '.v.z:!,,.".-.1;..;- 1:Z'=., beschreven voor het in Vf$-te..n..QPop10'8).ue:'o:'a breng.. venez .. -- - - '-,. --.#"- y'.'.<.
<Desc/Clms Page number 5>
dergelijke afvalvloeistoffen, waarvan de belangrijkste zijn;- a) Werkwijzen gebaseerd op calcineren b) Werkwijzenop basis van opnemen'in glas,
De werkwijzen van het onder (a) en (b) genoemde type brengen ernstige technische en economische moeilijkheden mee, door de noodzaak om bij nogal'hoge temperatuur te werken teneinde de ontleding van de nitraat te verzekeren.
Bij de,ze temperaturen worden sommige splijtingsprodukten, in het bijzonder ruthenium, vluchtig. Voorts worden grote hoeveelheden gassen, in hoofdzaak stikstofoxyde en kooldioxyde, gevormd die afvalgasproblemen meebrengen.
Aanvrager heeft nu een eenvoudige methode gevonden waarmee het mogelijk is dergelijke sterk radioactieve afvalconcentraten van verschillende oorsprong in vaste en onoplosbare vorm te brengen onder vermijding van de iervoor genoemde moeilijkheden,
Volgens de uitvinding wordt het sterk radio- actieve afval dat nitraten kan bevatten van metaalionen, in vaste en onoplosbare vorm gebracht door voldoende fosforzuur toe te voegen om de nitraten om te zetten in fosfaten.
Ook worden kleine hoeveelheden fosforzuur toegevoegd. om de in de oplossing aanwezige vluchtige Ru-verbinding om te zetten in niet-vluchtige Ru-verbindingen. Daarna wordt gedestilleerd en wordt het overblijvende residu gedroogd. De gevormde zoutkoek van grote dichtheid wordt in een geschikte houder opgeslagen of bewaard. Het is gebleken dat zuiver HNO3 wordt afgedestilleerd waarbij praktisch geen nitreuze dampen worden gevormd. De vluchtigheid van Ru wordt bij de werkwijze volgens de uitvinding verminderd tot minder dan 0,5 % en de oplosbaarheid van de verkregen zoutkoek wordt verminderd tot minder dan 10-6 g/cm2/dag.
<Desc/Clms Page number 6>
De essentie van de uitvinding is de lage temperatuur waarbij nitraten worden omgezet in onoplosbare produkten zonder dat de nitraatvorm wordt afgebroken.
De uitvinding wordt nu toegelicht in de volgende voorbeelden.
Voorbeeld 1
Een liter sterk radioactieve afvaloplossing, verkregen bij het opwerken van sterk verrijkt uranium, die een
EMI6.1
aluminiumconcentratie had van 4 M en een NOi concentratie van 7,5 M en een mengsel van $plijtingsprodukten bevatte, werd gemengd met 202 ml 85 %'s fosforzuur. Het verkregen mengsel werd gekookt (122 C) en het salpeterzuur werd afge- destilleerd. Er werden 1100 ml 6,5 M HNO3 gewonnen, welk salpeterzuur minder dan 0,5 % van het oorspronkelijke in het mengsel van sterk radioactieve afvaloplossing en fosforzuur aanwezige Ru bevatte. De verkregen zoutkoek werd 24 uur bij 150 C gedroogd. Bij voortgezet drogen (gedurende 48 uur) bij 150 C was het gewichtsverlies van de zo gedroogde zoutkoek minder dan 1 %.
Het gewicht (366 g).van de verkregen zoutkoek kwam overeen met de berekende hoeveelehid AlPO4 di zou worden verkregen als al het oorspronkelijk aanwezige aluminium zou zijn omgezet in AlPO4,
Dompelen van de verkregen zoutkoek in water leerde dat minder dan 0,1 g oplosbaar was.
De schijnbare dichtheid van de verkregen zoutkoek bedroeg 2, waaruit volgt dat een volumeverminderings- factor (volume zoutkoek : oorspronkelijke sterk radioactieve afvaloplossing) van 5,5 werd verkregen.
Voorbeeld 2
1 1 sterk radioactieve afvaloplossing verkregen bij het opwerken van sterk verrijkt uranium, werd gemengd met
<Desc/Clms Page number 7>
EMI7.1
1/2 1 sterk radioactieve afvaloplc>asing verkrejsan bij 1^ opwerken van weinig verrijkt uraniun, en er werd velde¯ fosforzuur toegevoegd ock alle metaalnitraten os te lettee in metaalorthotoetaten. Het mengsel werd gekookt het uit do nitraten gevormde aa3.pet$rzuur werd &fge4estiHeerd.
Er w¯' een in water onoplosbare zoutkoek verkregen met dezelfde eigenschappen als beschreven in voorbeeld 1. Voorbeeld 3
EMI7.2
Dezelfde mrkwijze als t"chroven lu v-rbol4 2 werd uitgevoerd waarbij alleen 9¯(,atark radlmwttmm afvaloplosaing verkregen bij het rerk, van s%on v,, uranium werd toegevoegd. De verkragen in water @@oplcabare zoutkoek had dezelfde eigenschappen als beschrevem in voorbeeld 1.
Voorbeeld 4
EMI7.3
Dezelfde werkwijze als be<Mhrev<a In vosybeeM .
2 werd uitgevoerd, waarbij een geschikte boevedMM 4l(lfl ), , CaI3 c± CaD oplossing werden gmongd )eet ger-l; rodioacaew afvaloplossing verkregen bij het opwerken van weinig verrijkt uranium. Er werk een in water onoplosbare so@tlocek verkreges met dezelfde eigenschappen als beschreven in voorbeeld 1.
Voorbeeld 5
EMI7.4
Dezelfde werkwijze alla beacbr*v4m in vo¯'ld Is 2 3 en 4 werd uitgevoerde naar nn is ae teiaeratiMar waarb i j het salpeterzuur werd a3'ged.eat311erd verlaagd,. door toepassing van vacumadestillatie- en verdajBpingste'chaieke!n* Voorbeeld 6
Dezelfde werkwijze als beschreven in de voor-
EMI7.5
beelden 1 - 5 werd uitgevoerd waarbij geea aindere warmn zend toegevoerd dan de warmte geleverd door straliag tengevolge van de desintegratie van de in de mass aanwezige splijtingsprodukten.
<Desc/Clms Page number 8>
EMI8.1
Voorbeeld 7
EMI8.2
3r werd Dnel.Ne "",-)..4j&e "'¯Irt a1.8 bischreven in de 'YOorbeeldea 104,1 1' 1? ",-,116'². a...
,werd gevuld met B1:hrot.
De hienoor gegewa, icri ea a1 beelden houden geen enkele bepe:xti.18 v 4e 1dt1lt*h.. ia ze moeten Morden geleden lu het lubt do 'W1I ,'xiaem SM!ClM3Jh!S 1.- Werkw1jse voor bet ia ...... - ........., W1ZIIR brengenvan sterk radioaotief ae tMMtt.twmH 81'valma'terlul: met bet keD8B:rk" dat mu due 88t-CMI'll8l1t,1deI1 omzet in fosfaten door middel vaat lu - rc w mm 1II.;JI <Beat 't.61 tuur beneden 150*C an aalpetazi¯ o wasex. een in water onoplosbaar prodakt wordt ettaptBa) 1D1I.t.S 1IIIJ1Ldoende metaalionen aanwezig zijn die wop1.-1r81re <NrXiMt<8Mt- àten vorsen., scala !l Ba, u, CoL. i, cas Of# Cx Fie.
Pb. ES, Mn, 8 li, ig, 5a3 Sr.. r Ir - 1i..
2. Werkwijze yolgaae CII8Cla1e 1t IDI!$ ket bmmd:# dat dergelijke ill8t.aalio vordes teeeBwetetw 11""'''. ze aanzet oorapronkelijk in de sterk radicaCt1ew ah811opl-1. ---
EMI8.3
wazig Maren.
EMI8.4
34- 1rlerbdjse Y01geaa aoas.aaiie 1 20 mkoi bet kenzerk dat ai'ValOpl08S1DgeD ya m i 110¯ <MtnaMM:
EMI8.5
worden gemengd..
EMI8.6
4.- Werkwijze 'I'Olgeaa waa der -'II. met het kenmerk, dat aan de opleaajLap g aadeesB waanntte iHHr!&& toegevoerd dan wordt geleverd dow dé attttUae wMa de tim de oplossing aanwezige 8;plljti.8.
5- Werkwijze Tolgor wem der eaoBBBBBafB met het 3csr3c dat de des'tillat.1. plut;a wJ.mItt bij aagp temperatuur door te verken onder àare a <t<t!mmtt)Bn'&a!t&B <&nt
<Desc/Clms Page number 9>
6.- Werkwijze volgens conclusie 4, met het kenmerk, dat zelfverdamping en vast worden van de massa wordt versneld en wordt geregeld door toepassing van een geschikte isolatie.
7.- Werkwijze volgens conclusie 4 of 6, met het kenmerk, dat metaalachrot aan de houder wordt toegevoegd om de thermische geleidbaarheid in de houder te vergroten.
<Desc / Clms Page number 1>
EMI1.1
SOCIETE EUROPEENNE POUR LE TRAITEMENT CHIMIQUE DES COMBUSTIBLES IRRADIES EUROCHEMIC
<Desc / Clms Page number 2>
The invention needs to relate to a method for treating highly radioactive effluents obtained during the chemical reprocessing of irradiated nuclear fuel.
,
According to the invention there is provided a method for solidifying and insoluble such effluents after all the nitrates present in these effluents have been distilled off as nitric acid along with the free nitric acid. Another object of the invention is to provide a method with which such effluents of different origins can be treated.
Yet another object of the invention is to provide an improved method for solidifying and insoluble such effluents.
The method according to the invention results in a solid, compact mass which is eminently suitable for storage in an impermeable container. This container inhibits the leaching of radioactive products contained in the solid mass. The result allows for a significant reduction in the volume of material to be stored as compared to the volume of liquid that had to be stored up to now. Furthermore, the product obtained is practically non-leachable, which is an extra. safety factor compared to waste material in liquid form. Also, the resulting product is much less corrosive than the liquid products that have been stored up to now.
<Desc / Clms Page number 3>
According to the invention there is provided a method in which no treatment at elevated temperature. necessary, which significantly reduces the risk of corrosion due to the chemical nature of the solution to be treated and to the volatilization of the radioactive material to be treated. itet is therefore possible
EMI3.1
Use common construction equipment and avoid the use of complex and sensitive installations for the purification of gases and vapors generated during processing.
This also makes a process according to the invention a considerable simplification compared to other proposed techniques, such as, for example, calcination or shaping into a glassy mass or bringing into a glassy mass at elevated temperature.
Further advantages and features of the method according to the invention appear from the following more detailed description of the invention,
The technique of treating irradiated nuclear fission material is well known.
The following basic operations are performed:
1) Removal of the sleeve or sleeve containing the
EMI3.2
nuclear fuel 1s classified by chemical or ".iDecial) 1sqho way 2) Dissolve the core with nitric acid 3) Separate uranium, plutonium and fission.
EMI3.3
products by extraction with a selective extraction agent such as, for example, tr-butyl phoatate. '.
Pre-treatment of highly enriched uranium, @
EMI3.4
for example in the form of Óldainiunlegenik ##%% oflI8 common- @ ", + may be used in retors for testing
EMI3.5
... - .Jo. - "....",. iW '"v, ..........
<Desc / Clms Page number 4>
materials and in other radiation sources in which highly enriched uranium is used as nuclear fuel, the alloying aluminum is dissolved in nitric acid, along with the remaining uranium and the splitting products. The resulting solution is subjected to the treatment mentioned under (3).
The aqueous nitrate solution remaining from the extraction contains most of the fission products and other non-extractable ions and is concentrated before being discarded as waste. The non-extractable ions can come from: alloying elements used in the preparation of the fuel, corrosion products from the equipment, or reagents added during the operations.
This solution is generally kept or stored as concentrated highly radioactive waste '(High,
EMI4.1
Levql Waste: I HLW. ..... J. .
, '* v'-' M e 'n The activity y4a.ega.OergoltjkeQploasing may even amount to 2000 Ci / 1, depending on the irradiation and cooling conditions of the treated nuclear fuel. By way of example, the average composition of such a solution is
EMI4.2
discharge mentioned in the vol "ó7de .fabelt ..., ¯", 1 '' * - <* '' '' "% f". >. <w i; 1
EMI4.3
<tb>
<tb> Fission products, <SEP> calculated <SEP> as <SEP> oxides, <SEP> to <SEP> 40g / l
<tb>
EMI4.4
-Carrniepr6dir3et-tertiary-oxides, at [0] Reagent product%, calculated as oxidant. to <YÓill HNO) to, ... ..u. <.... 10) 'l' '' '- - ¯,], ,, ..). 1 9 AC.t.1N1te1t. ti +, taG ...,. '10 = Ci /, r ....: ..., ... J>; ti HO & \! ¯.ft1hei,;,? -,. ':' ".. ':
., ',. t <"SOOto '9- .... 4;" "<t. = - 1', h, 1%; ,, ^ r .., .. i. á x" '....... t -J '1. Y.,. ",, - I
EMI4.5
And were described in VfJ1t 'f' .vz:! ,,. ". -. 1; ..; - 1: Z '=. ue: 'o:' a bring .. venez .. - - - '- ,. -. # "- y'. '. <.
<Desc / Clms Page number 5>
such waste liquids, the most important of which are: a) Methods based on calcination b) Methods based on incorporation into glass,
The processes of the type mentioned under (a) and (b) involve serious technical and economic difficulties due to the need to operate at quite high temperatures in order to ensure the decomposition of the nitrate.
At these temperatures, some fission products, especially ruthenium, become volatile. Furthermore, large amounts of gases, mainly nitrogen oxide and carbon dioxide, are formed, which entail waste gas problems.
The applicant has now found a simple method by which it is possible to convert such highly radioactive waste concentrates of various origin into solid and insoluble form while avoiding the aforementioned difficulties,
In accordance with the invention, the highly radioactive waste that may contain nitrates from metal ions is brought into solid and insoluble form by adding sufficient phosphoric acid to convert the nitrates into phosphates.
Small amounts of phosphoric acid are also added. to convert the volatile Ru compound present in the solution into non-volatile Ru compounds. It is then distilled and the remaining residue is dried. The high density salt cake formed is stored or preserved in a suitable container. It has been found that pure HNO3 is distilled off, with virtually no nitrous vapors being formed. The volatility of Ru is reduced to less than 0.5% in the process of the invention and the solubility of the resulting salt cake is reduced to less than 10-6 g / cm2 / day.
<Desc / Clms Page number 6>
The essence of the invention is the low temperature at which nitrates are converted into insoluble products without the nitrate form being broken down.
The invention is now illustrated in the following examples.
Example 1
One liter of highly radioactive waste solution obtained during the reprocessing of highly enriched uranium, containing one
EMI6.1
aluminum concentration of 4 M and NO 1 concentration of 7.5 M and containing a mixture of fission products was mixed with 202 ml of 85% phosphoric acid. The resulting mixture was boiled (122 ° C) and the nitric acid was distilled off. 1100 ml of 6.5 M HNO3 were recovered, which nitric acid contained less than 0.5% of the original Ru present in the mixture of highly radioactive waste solution and phosphoric acid. The resulting salt cake was dried at 150 DEG C. for 24 hours. On continued drying (for 48 hours) at 150 ° C, the weight loss of the thus dried salt cake was less than 1%.
The weight (366 g) of the salt cake obtained corresponded to the calculated amount of AlPO4 which would be obtained if all of the aluminum originally present had been converted into AlPO4.
Dipping the resulting salt cake in water showed that less than 0.1 g was soluble.
The apparent density of the resulting salt cake was 2, from which it follows that a volume reduction factor (volume of salt cake: original highly radioactive waste solution) of 5.5 was obtained.
Example 2
1 liter of highly radioactive waste solution from the work-up of highly enriched uranium was mixed with
<Desc / Clms Page number 7>
EMI7.1
1/2 1 highly radioactive waste solution obtained from 1% work-up of low enriched uranium, and field phosphoric acid was added or all metal nitrates were converted into metal orthotates. The mixture was boiled and the aa3.petric acid formed from the nitrates was esterified.
A water-insoluble salt cake was obtained with the same properties as described in Example 1. Example 3
EMI7.2
The same procedure as t "chroven lu v-rbol4 2 was carried out, adding only 9 (, atark radlmwttmm waste solution obtained at the work, of s% on v ,, uranium. The conditions in water @@ soluble salt cake had the same properties as described in example 1.
Example 4
EMI7.3
The same procedure as be <Mhrev <a In vosybeeM.
2 was carried out, adding a suitable top MM 41 (111), CaI 3 c ± CaD solution to ger-1; rodioacaew waste solution obtained during the reprocessing of low enriched uranium. A water-insoluble so-tlocek was obtained with the same properties as described in Example 1.
Example 5
EMI7.4
The same procedure as described above was carried out in steps 2, 3 and 4, after which the nitric acid was reduced. by applying vacuum distillation and evaporation techniques * Example 6
The same procedure as described in the pre
EMI7.5
Images 1 to 5 were performed with less heat applied than the heat provided by radiation layer due to the disintegration of the fission products present in the mass.
<Desc / Clms Page number 8>
EMI8.1
Example 7
EMI8.2
3r became Dnel.Ne "", -) .. 4j & e "'¯Irt a1.8 bis written in the' Yorbeeldea 104,1 1 '1?", -, 116'². a...
, was filled with B1: hrot.
The hienear gekewa, icri a1 a1 images hold no limits: xti.18 v 4th 1dt1lt * h .. ia they must be Morden ago lu it lubt do 'W1I,' xiaem SM! ClM3Jh! S 1.- Werkw1jse for bet ia. ..... - ........., W1ZIIR bringing strong radioactive ae tMMtt.twmH 81'valma'terlul: with bet keD8B: rk "that converts mu due 88t-CMI'll8l1t, 1deI1 to phosphates by medium dishes lu - rc w mm 1II.; JI <Beat 't.61 ture below 150 * C an alpetazī o wasex. <8Mt- àten vorsen., Scala! L Ba, u, CoL. I, cas Of # Cx Fie.
Pb. ES, Mn, 8 li, ig, 5a3 Sr .. r Ir - 1i ..
2. Method yolgaae CII8Cla1e 1t IDI! $ Ket bmmd: # that such ill8t.aalio vordes teeeBwetetw 11 "" '' '. she originally started in the highly radicaCt1ew ah811opl-1. ---
EMI8.3
blurred Maren.
EMI8.4
34- 1rlerbdjse Y01geaa aoas.aaiie 1 20 mkoi means that ai'ValOpl08S1DgeD ya m i 110¯ <MtnaMM:
EMI8.5
are mixed ..
EMI8.6
4.- Method 'I Olgeaa waa der -'II. characterized in that the solution is supplied with the amount of iHHr! && then supplied by the solution present at the time of the solution.
5- Working method Tolgor wem der eaoBBBBBafB with the 3csr3c that the des'tillat.1. plut; a wJ.mItt at aagp temperature by exploring under àare a <t <t! mmtt) Bn '& a! t & B <& nt
<Desc / Clms Page number 9>
Method according to claim 4, characterized in that self-evaporation and solidification of the mass is accelerated and is controlled by the use of a suitable insulation.
Method according to claim 4 or 6, characterized in that metal achrot is added to the container to increase the thermal conductivity in the container.