JPH0719032Y2 - 放射性廃液処理装置 - Google Patents
放射性廃液処理装置Info
- Publication number
- JPH0719032Y2 JPH0719032Y2 JP1462988U JP1462988U JPH0719032Y2 JP H0719032 Y2 JPH0719032 Y2 JP H0719032Y2 JP 1462988 U JP1462988 U JP 1462988U JP 1462988 U JP1462988 U JP 1462988U JP H0719032 Y2 JPH0719032 Y2 JP H0719032Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- waste liquid
- radioactive waste
- radioactive
- liquid
- tank
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
- 239000007788 liquid Substances 0.000 title claims description 48
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims description 33
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims description 37
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 21
- 230000008023 solidification Effects 0.000 claims description 7
- 238000007711 solidification Methods 0.000 claims description 7
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 2
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 16
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 16
- 238000011033 desalting Methods 0.000 description 11
- 230000002209 hydrophobic effect Effects 0.000 description 11
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 8
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 7
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 7
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 5
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 4
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000003518 caustics Substances 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000012466 permeate Substances 0.000 description 3
- -1 polytetrafluoroethylene Polymers 0.000 description 3
- 238000011001 backwashing Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 150000002366 halogen compounds Chemical class 0.000 description 2
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 2
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 description 1
- 239000004743 Polypropylene Substances 0.000 description 1
- 239000010426 asphalt Substances 0.000 description 1
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000010446 mirabilite Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000035699 permeability Effects 0.000 description 1
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 229920001155 polypropylene Polymers 0.000 description 1
- 229920001343 polytetrafluoroethylene Polymers 0.000 description 1
- 239000004810 polytetrafluoroethylene Substances 0.000 description 1
- RSIJVJUOQBWMIM-UHFFFAOYSA-L sodium sulfate decahydrate Chemical compound O.O.O.O.O.O.O.O.O.O.[Na+].[Na+].[O-]S([O-])(=O)=O RSIJVJUOQBWMIM-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本考案は，原子力発電所等に適用される放射性廃液処理
装置に関するものである。
装置に関するものである。
（従来の技術） 従来は，原子力発電所から発生する放射性廃液を蒸発器
により濃縮処理し、蒸留液を脱塩塔へ導いて，浄化した
後，系外へ放出する一方，濃縮液をセメント固化，アス
フアルト固化，ポリマー固化等により処理している。な
お放射性廃液の組成の代表的な一例としては， ホウ酸（H3BO3）等＋放射性物質（58Co，60Co，54H
n，59Fe等）があり， 他の例としては， ボウ硝（Na2SO4）等＋放射性物質（58Co，60Co，54
Hn，59Fe等）がある。
により濃縮処理し、蒸留液を脱塩塔へ導いて，浄化した
後，系外へ放出する一方，濃縮液をセメント固化，アス
フアルト固化，ポリマー固化等により処理している。な
お放射性廃液の組成の代表的な一例としては， ホウ酸（H3BO3）等＋放射性物質（58Co，60Co，54H
n，59Fe等）があり， 他の例としては， ボウ硝（Na2SO4）等＋放射性物質（58Co，60Co，54
Hn，59Fe等）がある。
（考案が解決しようとする課題） 前記従来の放射性廃液処理装置では，（Ｉ）原子力発電
所から発生する放射性廃液を蒸発器により濃縮処理して
いるが，この場合には，放射性廃液の蒸発に伴う放射性
物質のキヤリオーバがあり，このため，大型の蒸留塔が
必要で，蒸留塔の蒸発器に占めるコストの割合が大きく
て，設備費が嵩む。（II）また放射性廃液の蒸発温度が
110℃程度の高温のため，伝熱管等が腐食し易くて，伝
熱管等に耐腐食性の高級材料を使用する必要があり，こ
の点からも設備費が嵩む。また放射性廃液の蒸発温度が
110℃程度と高温のために，腐食性物質（ハロゲン化合
物等）の濃縮制限を余儀なくされている。
所から発生する放射性廃液を蒸発器により濃縮処理して
いるが，この場合には，放射性廃液の蒸発に伴う放射性
物質のキヤリオーバがあり，このため，大型の蒸留塔が
必要で，蒸留塔の蒸発器に占めるコストの割合が大きく
て，設備費が嵩む。（II）また放射性廃液の蒸発温度が
110℃程度の高温のため，伝熱管等が腐食し易くて，伝
熱管等に耐腐食性の高級材料を使用する必要があり，こ
の点からも設備費が嵩む。また放射性廃液の蒸発温度が
110℃程度と高温のために，腐食性物質（ハロゲン化合
物等）の濃縮制限を余儀なくされている。
本考案は前記の問題点に鑑み提案するものであり，その
目的とする処は，大型の蒸留塔が不要な上に，伝熱管等
に耐腐食性の高級材料を使用する必要がなくて，設備費
を低減できる。腐食性物質の濃縮制限を無くすことがで
きる。さらに凝縮水の水質を格段に向上できる放射性廃
液処理装置を提供しようとする点にある。
目的とする処は，大型の蒸留塔が不要な上に，伝熱管等
に耐腐食性の高級材料を使用する必要がなくて，設備費
を低減できる。腐食性物質の濃縮制限を無くすことがで
きる。さらに凝縮水の水質を格段に向上できる放射性廃
液処理装置を提供しようとする点にある。
（課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために，本考案の放射性廃液処理装
置は，タンクとポンプと膜蒸留器との間に放射性廃液を
循環させて濃縮液を得る放射性廃液濃縮手段と，上記膜
蒸留器により分離した水蒸気を凝縮器により凝縮させた
のち脱塩塔により浄化する凝縮水浄化手段と，上記放射
性廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を固化装置により
固化する濃縮液固化手段とを具えている。
置は，タンクとポンプと膜蒸留器との間に放射性廃液を
循環させて濃縮液を得る放射性廃液濃縮手段と，上記膜
蒸留器により分離した水蒸気を凝縮器により凝縮させた
のち脱塩塔により浄化する凝縮水浄化手段と，上記放射
性廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を固化装置により
固化する濃縮液固化手段とを具えている。
（作用） 本考案の放射性廃液処理装置は前記のように構成されて
おり，放射性廃液を放射性廃液濃縮手段，即ち，タンク
とポンプと膜蒸留器との間に循環させて，放射性廃液を
濃縮し，上記膜蒸留器により分離した水蒸気を凝縮器に
より凝縮させたのち，脱塩塔により浄化して，系外へ排
出し，上記放射性廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を
固化装置により固化して，固化体を得る。
おり，放射性廃液を放射性廃液濃縮手段，即ち，タンク
とポンプと膜蒸留器との間に循環させて，放射性廃液を
濃縮し，上記膜蒸留器により分離した水蒸気を凝縮器に
より凝縮させたのち，脱塩塔により浄化して，系外へ排
出し，上記放射性廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を
固化装置により固化して，固化体を得る。
（実施例） 次に本考案の放射性廃液処理装置を第1,2図に示す一実
施例により説明すると，第１図の（１）が原水タンク，
（２）が原水ポンプ，（３）がタンク（循環タンク），
（４）がレベル計，（５）がポンプ（膜蒸留ポンプ），
（17）がフイルタ，（18）がヒータ，（６）が膜蒸留
器，（16）が濃縮液管路，（12）が三方弁で，原水タン
ク（１）内の放射性廃液を原水ポンプ（２）を経てタン
ク（循環タンク）（３）へ供給するように，またタンク
（循環タンク）（３）内の放射性廃液をポンプ（膜蒸留
ポンプ）（５）→フイルタ（17）→ヒータ（18）→膜蒸
留器（６）→濃縮液管路（16）→三方弁（12）→タンク
（循環タンク）（３）に循環するようになっている。ま
た上記膜蒸留器（６）は，第２図に示すように疏水性多
孔質膜（ポリテトラフルオルエチレン，ポリプロピレ
ン，ポリエチレン等の疏水性多孔質膜）（6a）と同疏水
性多孔質膜（6a）に対しギヤツプを介して対向設置した
冷却面（6b）とを有し，疏水性多孔質膜（6a）の片側に
供給した放射性廃液（例えばホウ酸（H3BO3）＋放射性
物質）から水（H2O）のみを透過，蒸発させて，放射性
廃液を濃縮するようになっている。このとき，疏水性多
孔質膜（6a）の冷却面（6b）側（二次側）で水の透過，
蒸発を促進するために，同二次側を負圧（約100mmHg以
下）に保持する。同第２図の（Ａ）は冷却面（6a）に付
着した凝縮水である。また第１図の（７）が凝縮器，
（15）が上記膜蒸留器（６）と同濃縮器（７）とを連結
する水蒸気管路，（19）が同水蒸気管路（15）に接続し
た逆洗空気管路，（11）が同濃縮器（７）に設けた冷却
水管路，（８）が同濃縮器（７）の側部に接続した真空
ポンプ，（９）が同濃縮器（７）の底部に接続した脱塩
塔ポンプ，（10）が同脱塩塔ポンプ（９）に接続した脱
塩塔（膜蒸留器（６）のバツクアツプ機器），（13）が
上記三方弁（12）に接続した固化装置，（14）が固化体
である。
施例により説明すると，第１図の（１）が原水タンク，
（２）が原水ポンプ，（３）がタンク（循環タンク），
（４）がレベル計，（５）がポンプ（膜蒸留ポンプ），
（17）がフイルタ，（18）がヒータ，（６）が膜蒸留
器，（16）が濃縮液管路，（12）が三方弁で，原水タン
ク（１）内の放射性廃液を原水ポンプ（２）を経てタン
ク（循環タンク）（３）へ供給するように，またタンク
（循環タンク）（３）内の放射性廃液をポンプ（膜蒸留
ポンプ）（５）→フイルタ（17）→ヒータ（18）→膜蒸
留器（６）→濃縮液管路（16）→三方弁（12）→タンク
（循環タンク）（３）に循環するようになっている。ま
た上記膜蒸留器（６）は，第２図に示すように疏水性多
孔質膜（ポリテトラフルオルエチレン，ポリプロピレ
ン，ポリエチレン等の疏水性多孔質膜）（6a）と同疏水
性多孔質膜（6a）に対しギヤツプを介して対向設置した
冷却面（6b）とを有し，疏水性多孔質膜（6a）の片側に
供給した放射性廃液（例えばホウ酸（H3BO3）＋放射性
物質）から水（H2O）のみを透過，蒸発させて，放射性
廃液を濃縮するようになっている。このとき，疏水性多
孔質膜（6a）の冷却面（6b）側（二次側）で水の透過，
蒸発を促進するために，同二次側を負圧（約100mmHg以
下）に保持する。同第２図の（Ａ）は冷却面（6a）に付
着した凝縮水である。また第１図の（７）が凝縮器，
（15）が上記膜蒸留器（６）と同濃縮器（７）とを連結
する水蒸気管路，（19）が同水蒸気管路（15）に接続し
た逆洗空気管路，（11）が同濃縮器（７）に設けた冷却
水管路，（８）が同濃縮器（７）の側部に接続した真空
ポンプ，（９）が同濃縮器（７）の底部に接続した脱塩
塔ポンプ，（10）が同脱塩塔ポンプ（９）に接続した脱
塩塔（膜蒸留器（６）のバツクアツプ機器），（13）が
上記三方弁（12）に接続した固化装置，（14）が固化体
である。
次に前記第1,2図に示す放射性廃液処理装置の作用を具
体的に説明する。原水タンク（１）内の放射性廃液を原
水ポンプ（２）によりタンク（循環タンク）（３）内へ
送り，次いで同タンク（循環タンク）（３）内の放射性
廃液をポンプ（膜蒸留ポンプ）（５）によりフルイタ
（17）へ送り，ここで放射性廃液中の懸濁物質を除去
し，次いでヒータ（18）へ送り，ここで70〜95℃程度に
加熱し，次いで膜蒸留器（６）へ送り，ここで放射性廃
液を水蒸気と凝縮液とに分離する。即ち，疏水性多孔質
膜（6a）の片側に供給した放射性廃液（例えばホウ酸
（H3BO3）＋放射性物質）から水（H2O）のみを透過，蒸
発させ，放射性廃液を濃縮して，放射性廃液を水蒸気と
凝縮液とに分離する。また同膜蒸留器（６）で分離した
水蒸気を水蒸気管路（15）を経て凝縮器（７）へ送り，
ここで冷却水管路（11）を流れる冷却水により冷却，凝
縮し，次いで凝縮水を脱塩塔ポンプ（９）により脱塩塔
（10）へ送り，ここで浄化した後，系外へ排出する。一
方，上記膜蒸留器（６）で分離した濃縮液を濃縮液管路
（16）→三方弁（12）を経てタンク（循環タンク）
（３）内へ戻す。またタンク（循環タンク）（３）内の
液位をレベル計（４）により検出し，液位が低下すれ
ば，レベル計（４）の検出信号を原水ポンプ（２）へ送
って，同原水ポンプ（２）を再度起動し，放射性廃液を
原水タンク（１）からタンク（循環タンク）（３）内へ
送って，タンク（循環タンク）（３）内の液位を所定レ
ベルに保持する。またタンク（循環タンク）（３）内の
溶質濃度が所定値に達すると，三方弁（12）を切り換
え，濃縮液を固化装置（13）へ送り，ここで固化操作を
行って，固化体（14）を得る。また膜蒸留器（６）の疏
水性多孔質膜（6a）の透過性能が低下したときには，逆
洗空気を逆洗空気管路（19）から水蒸気管路（15）を経
て膜蒸留器（６）の疏水性多孔質膜（6a）へ送り，同疏
水性多孔質膜（6a）に付着している懸濁物質やクラツド
を逆洗空気により除去して（疏水性多孔質膜（6a）の逆
洗を行って），疏水性多孔質膜（6a）の透過性を保持す
る。
体的に説明する。原水タンク（１）内の放射性廃液を原
水ポンプ（２）によりタンク（循環タンク）（３）内へ
送り，次いで同タンク（循環タンク）（３）内の放射性
廃液をポンプ（膜蒸留ポンプ）（５）によりフルイタ
（17）へ送り，ここで放射性廃液中の懸濁物質を除去
し，次いでヒータ（18）へ送り，ここで70〜95℃程度に
加熱し，次いで膜蒸留器（６）へ送り，ここで放射性廃
液を水蒸気と凝縮液とに分離する。即ち，疏水性多孔質
膜（6a）の片側に供給した放射性廃液（例えばホウ酸
（H3BO3）＋放射性物質）から水（H2O）のみを透過，蒸
発させ，放射性廃液を濃縮して，放射性廃液を水蒸気と
凝縮液とに分離する。また同膜蒸留器（６）で分離した
水蒸気を水蒸気管路（15）を経て凝縮器（７）へ送り，
ここで冷却水管路（11）を流れる冷却水により冷却，凝
縮し，次いで凝縮水を脱塩塔ポンプ（９）により脱塩塔
（10）へ送り，ここで浄化した後，系外へ排出する。一
方，上記膜蒸留器（６）で分離した濃縮液を濃縮液管路
（16）→三方弁（12）を経てタンク（循環タンク）
（３）内へ戻す。またタンク（循環タンク）（３）内の
液位をレベル計（４）により検出し，液位が低下すれ
ば，レベル計（４）の検出信号を原水ポンプ（２）へ送
って，同原水ポンプ（２）を再度起動し，放射性廃液を
原水タンク（１）からタンク（循環タンク）（３）内へ
送って，タンク（循環タンク）（３）内の液位を所定レ
ベルに保持する。またタンク（循環タンク）（３）内の
溶質濃度が所定値に達すると，三方弁（12）を切り換
え，濃縮液を固化装置（13）へ送り，ここで固化操作を
行って，固化体（14）を得る。また膜蒸留器（６）の疏
水性多孔質膜（6a）の透過性能が低下したときには，逆
洗空気を逆洗空気管路（19）から水蒸気管路（15）を経
て膜蒸留器（６）の疏水性多孔質膜（6a）へ送り，同疏
水性多孔質膜（6a）に付着している懸濁物質やクラツド
を逆洗空気により除去して（疏水性多孔質膜（6a）の逆
洗を行って），疏水性多孔質膜（6a）の透過性を保持す
る。
第３図は，前記フルイタ（17）を省略し，ヒータ（18）
と膜蒸留器（６）とを接続する管路に三方弁（20）を介
して逆洗空気管路（19）を取付けた以外，前記第1,2図
に示した放射性廃液処理装置と同様に構成した他の実施
例で，この実施例でも，前記と同様の作用が行われる。
なおフルイタ（17）があると，同フルイタ（17）に二次
廃棄物が溜まって，フルイタ（17）を交換する際，被曝
の可能性があるが，本実施例では，フルイタ（17）が無
くて，被曝の惧れがない。
と膜蒸留器（６）とを接続する管路に三方弁（20）を介
して逆洗空気管路（19）を取付けた以外，前記第1,2図
に示した放射性廃液処理装置と同様に構成した他の実施
例で，この実施例でも，前記と同様の作用が行われる。
なおフルイタ（17）があると，同フルイタ（17）に二次
廃棄物が溜まって，フルイタ（17）を交換する際，被曝
の可能性があるが，本実施例では，フルイタ（17）が無
くて，被曝の惧れがない。
（考案の効果） 本考案の放射性廃液処理装置は前記のように放射性廃液
を放射性廃液濃縮手段，即ち，タンクとポンプと膜蒸留
器との間に循環させて，放射性廃液を濃縮し，上記膜蒸
留器により分離した水蒸気を凝縮器により凝縮させたの
ち，脱塩塔により浄化して，系外へ排出し，上記放射性
廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を固化装置により固
化して，固化体を得るようにしており，上記膜蒸留器で
の蒸発が膜を介したマイルドな蒸発になり，放射性廃液
の蒸発に伴って生じていた放射性物質のキヤリオーバを
なくすことができて，蒸留塔を不要にできる。また放射
性廃液濃縮手段を循環する放射性廃液の温度が70〜95℃
程度でよく，前記従来のように放射性廃液の蒸発温度が
110℃程度と高温な場合に比べると，低温処理になっ
て，伝熱管等に耐腐食性の高級材料を使用する必要がな
く，上記のように蒸留塔を不要にできる点と相俟って設
備費を低減できる。
を放射性廃液濃縮手段，即ち，タンクとポンプと膜蒸留
器との間に循環させて，放射性廃液を濃縮し，上記膜蒸
留器により分離した水蒸気を凝縮器により凝縮させたの
ち，脱塩塔により浄化して，系外へ排出し，上記放射性
廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を固化装置により固
化して，固化体を得るようにしており，上記膜蒸留器で
の蒸発が膜を介したマイルドな蒸発になり，放射性廃液
の蒸発に伴って生じていた放射性物質のキヤリオーバを
なくすことができて，蒸留塔を不要にできる。また放射
性廃液濃縮手段を循環する放射性廃液の温度が70〜95℃
程度でよく，前記従来のように放射性廃液の蒸発温度が
110℃程度と高温な場合に比べると，低温処理になっ
て，伝熱管等に耐腐食性の高級材料を使用する必要がな
く，上記のように蒸留塔を不要にできる点と相俟って設
備費を低減できる。
また上記のように低温処理になるので，腐食性物質（ハ
ロゲン化合物等）の濃縮制限を無くすことができる。
ロゲン化合物等）の濃縮制限を無くすことができる。
また膜蒸留器により分離した水蒸気を凝縮器により凝縮
させたのち，脱塩塔により浄化して，系外へ排出するの
で，凝縮水の水質を前記従来の場合に比べると,10倍程
度と格段に向上できる効果がある。
させたのち，脱塩塔により浄化して，系外へ排出するの
で，凝縮水の水質を前記従来の場合に比べると,10倍程
度と格段に向上できる効果がある。
第１図は本考案に係わる放射性廃液処理装置の一実施例
を示す系統図，第２図は膜蒸留器の作用説明図，第３図
は同放射性廃液処理装置の他の実施例を示す系統図であ
る。 （３）……タンク，（５）……ポンプ，（６）……膜蒸
留器，（７）……凝縮器，（10）……脱塩塔，（13）…
…固化装置，（14）……固化体。
を示す系統図，第２図は膜蒸留器の作用説明図，第３図
は同放射性廃液処理装置の他の実施例を示す系統図であ
る。 （３）……タンク，（５）……ポンプ，（６）……膜蒸
留器，（７）……凝縮器，（10）……脱塩塔，（13）…
…固化装置，（14）……固化体。
Claims (1)
- 【請求項１】タンクとポンプと膜蒸留器との間に放射性
廃液を循環させて濃縮液を得る放射性廃液濃縮手段と，
上記膜蒸留器により分離した水蒸気を凝縮器により凝縮
させたのち脱塩塔により浄化する凝縮水浄化手段と，上
記放射性廃液濃縮手段により濃縮した濃縮液を固化装置
により固化する濃縮液固化手段とを具えていることを特
徴とした放射性廃液処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1462988U JPH0719032Y2 (ja) | 1988-02-08 | 1988-02-08 | 放射性廃液処理装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1462988U JPH0719032Y2 (ja) | 1988-02-08 | 1988-02-08 | 放射性廃液処理装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01120697U JPH01120697U (ja) | 1989-08-16 |
| JPH0719032Y2 true JPH0719032Y2 (ja) | 1995-05-01 |
Family
ID=31226001
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1462988U Expired - Lifetime JPH0719032Y2 (ja) | 1988-02-08 | 1988-02-08 | 放射性廃液処理装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0719032Y2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0961590A (ja) * | 1995-08-25 | 1997-03-07 | Toshiba Corp | 放射性廃液処理装置 |
-
1988
- 1988-02-08 JP JP1462988U patent/JPH0719032Y2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH01120697U (ja) | 1989-08-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Tomaszewska | Concentration of the extraction fluid from sulfuric acid treatment of phosphogypsum by membrane distillation | |
| CN101327407B (zh) | 一种液体蒸发浓缩设备与方法 | |
| WO1988006914A1 (fr) | Installation de concentration de liquide de dechets, installation de traitement de liquide de dechets et procede de concentration de liquide de dechets | |
| CN108766610B (zh) | 放射性废水的浓缩处理方法及放射性废水处理系统 | |
| JP2520317B2 (ja) | 超純水製造装置および方法 | |
| CN108597636A (zh) | 一种膜蒸馏技术处理放射性废水的方法和系统 | |
| CN107098558A (zh) | 污水处理优质碳源的浓缩方法 | |
| JPH0719032Y2 (ja) | 放射性廃液処理装置 | |
| CN113149108A (zh) | 一种用于垃圾渗滤液中氨氮回收的两级膜蒸馏装置 | |
| CN206901955U (zh) | 一种垃圾渗滤液处理系统 | |
| CN110204136A (zh) | 电镀废水资源化利用的方法 | |
| CN108911343A (zh) | 多晶硅废水零排放方法及系统 | |
| JPS55157389A (en) | Treatment of waste water from refuse combustion facility | |
| JPS60147201A (ja) | 揮発性物質含有水溶液の処理方法 | |
| JPH01115493A (ja) | 生活排水からの水再生法 | |
| JP2597680B2 (ja) | 放射性廃液の濃縮方法 | |
| CN107473484A (zh) | Nf‑ro‑md分盐脱盐系统 | |
| JPH0313896A (ja) | 放射性廃液処理装置 | |
| JPH0630793B2 (ja) | 水循環システム | |
| JPS61164195A (ja) | 原子力発電廃水の処理方法 | |
| JPH0313897A (ja) | 放射性廃液処理装置 | |
| JPS6377587A (ja) | 蒸気発生装置 | |
| JPH04176382A (ja) | 海水を原水とする超純水製造装置 | |
| CN208933170U (zh) | 零排放污水处理系统 | |
| JPS63290999A (ja) | 放射性廃液の濃縮方法 |