JPH07198894A - 放射性廃液の処理法 - Google Patents
放射性廃液の処理法Info
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- JPH07198894A JPH07198894A JP39094A JP39094A JPH07198894A JP H07198894 A JPH07198894 A JP H07198894A JP 39094 A JP39094 A JP 39094A JP 39094 A JP39094 A JP 39094A JP H07198894 A JPH07198894 A JP H07198894A
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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
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Separation Of Suspended Particles By Flocculating Agents (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 放射性廃液からウラン、ＵＤ、ＦＰ、ＴＲＵ
等のα及び／又はβ崩壊核種、並びにフッ素を除去し
て、廃液中に含有する各元素を排水管理基準値以下の濃
度に低減する。 【構成】 ウラン、ＵＤ、ＦＰ及びＴＲＵ、並びにフッ
素を含有するアルカリ性放射性廃液にカルシウム化合物
及び塩化鉄を添加して撹拌し、撹拌により凝集した沈殿
物をこの撹拌液からろ別することにより除去する。この
ろ液に硝酸を添加してｐＨを３以下に調整し、ｐＨ調整
液にランタノイド化合物、チタン化合物、ジルコニウム
化合物及びハフニウム化合物からなる群より選ばれた１
種又は２種以上の化合物を添加して前記化合物を溶解又
は混合する。この溶液又は混合液にアルカリ溶液を添加
してｐＨを９以上に調整した後、ｐＨ調整により凝集し
た沈殿物をこのｐＨ調整液からろ別することにより除去
する。
等のα及び／又はβ崩壊核種、並びにフッ素を除去し
て、廃液中に含有する各元素を排水管理基準値以下の濃
度に低減する。 【構成】 ウラン、ＵＤ、ＦＰ及びＴＲＵ、並びにフッ
素を含有するアルカリ性放射性廃液にカルシウム化合物
及び塩化鉄を添加して撹拌し、撹拌により凝集した沈殿
物をこの撹拌液からろ別することにより除去する。この
ろ液に硝酸を添加してｐＨを３以下に調整し、ｐＨ調整
液にランタノイド化合物、チタン化合物、ジルコニウム
化合物及びハフニウム化合物からなる群より選ばれた１
種又は２種以上の化合物を添加して前記化合物を溶解又
は混合する。この溶液又は混合液にアルカリ溶液を添加
してｐＨを９以上に調整した後、ｐＨ調整により凝集し
た沈殿物をこのｐＨ調整液からろ別することにより除去
する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、それぞれα及び／又は
β崩壊核種であるウラン、ウランの放射性崩壊核種（以
下、ＵＤという）、核分裂生成物（以下、ＦＰという）
及び超ウラン元素（以下、ＴＲＵという）とフッ素とを
含有するアルカリ性放射性廃液からウラン、ＵＤ、ＦＰ
及びＴＲＵとフッ素とを除去して、廃液中のウラン、Ｕ
Ｄ、ＦＰ、ＴＲＵ及びフッ素の含有量をそれぞれ低減す
る処理法に関するものである。
β崩壊核種であるウラン、ウランの放射性崩壊核種（以
下、ＵＤという）、核分裂生成物（以下、ＦＰという）
及び超ウラン元素（以下、ＴＲＵという）とフッ素とを
含有するアルカリ性放射性廃液からウラン、ＵＤ、ＦＰ
及びＴＲＵとフッ素とを除去して、廃液中のウラン、Ｕ
Ｄ、ＦＰ、ＴＲＵ及びフッ素の含有量をそれぞれ低減す
る処理法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】ＵＯ2ペレットを製造するために用いら
れた六フッ化ウランの入ったシリンダは用済み後、新た
に六フッ化ウランを充填する前に洗浄される。この洗浄
液にはフッ素及びウラン以外に、ウランの娘核種である
トリウムなどのβ崩壊核種を含んでいる。この洗浄液を
プラントから廃液としてそのまま排出することは環境保
全上問題がある。このため含有する元素毎に排水管理基
準を設け、洗浄液である放射性廃液を処理して、各排水
管理基準を下回るようにした上でプラントから排出して
いる。従来、図３に示すように、シリンダ洗浄液である
ウラン含有溶液にはＮａＯＨ等のアルカリ性化合物水溶
液が添加されて撹拌され、この撹拌液をろ過して撹拌に
より凝集したウラン沈殿物を除去する処理がなされる。
この撹拌工程１と予備的ろ過工程２により得られた放射
性廃液は次の方法により処理されていた。即ち、この処
理法は、ろ過工程２のろ液である放射性廃液に消石灰及
び塩化鉄を添加して撹拌する工程３と、この撹拌液をろ
過して撹拌により凝集したカルシウムと鉄のフッ化物を
除去するろ過工程４と、このろ液をイオン交換カラムに
通してイオン交換し、残余のウラン及びウランの娘核種
であるトリウムなどのβ崩壊核種を除去するイオン交換
工程５とからなっていた。
れた六フッ化ウランの入ったシリンダは用済み後、新た
に六フッ化ウランを充填する前に洗浄される。この洗浄
液にはフッ素及びウラン以外に、ウランの娘核種である
トリウムなどのβ崩壊核種を含んでいる。この洗浄液を
プラントから廃液としてそのまま排出することは環境保
全上問題がある。このため含有する元素毎に排水管理基
準を設け、洗浄液である放射性廃液を処理して、各排水
管理基準を下回るようにした上でプラントから排出して
いる。従来、図３に示すように、シリンダ洗浄液である
ウラン含有溶液にはＮａＯＨ等のアルカリ性化合物水溶
液が添加されて撹拌され、この撹拌液をろ過して撹拌に
より凝集したウラン沈殿物を除去する処理がなされる。
この撹拌工程１と予備的ろ過工程２により得られた放射
性廃液は次の方法により処理されていた。即ち、この処
理法は、ろ過工程２のろ液である放射性廃液に消石灰及
び塩化鉄を添加して撹拌する工程３と、この撹拌液をろ
過して撹拌により凝集したカルシウムと鉄のフッ化物を
除去するろ過工程４と、このろ液をイオン交換カラムに
通してイオン交換し、残余のウラン及びウランの娘核種
であるトリウムなどのβ崩壊核種を除去するイオン交換
工程５とからなっていた。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】従来のこの凝集沈殿処
理法は高価なイオン交換樹脂を必要とするばかりでな
く、処理が容易でない使用済みのイオン交換樹脂を含む
固体廃棄物が新たに発生するなどの問題があった。また
この処理法は天然系濃縮ウランの洗浄液についての廃液
処理法としては有効であったが、微量のＦＰ及びＴＲＵ
が混入している回収ウラン系濃縮ウランの場合には適用
できない欠点があった。即ち、フッ素に関してはその排
水管理基準値１５ｐｐｍより低い濃度に処理できるもの
の、α崩壊核種に関してはα廃液の排水管理基準値：１
×１０-2Ｂｑ／ｃｍ3を、またβ崩壊核種に関してはβ
廃液の排水管理基準値：３×１０-1Ｂｑ／ｃｍ3をとも
に下回る放射能濃度に処理することができない欠点があ
った。
理法は高価なイオン交換樹脂を必要とするばかりでな
く、処理が容易でない使用済みのイオン交換樹脂を含む
固体廃棄物が新たに発生するなどの問題があった。また
この処理法は天然系濃縮ウランの洗浄液についての廃液
処理法としては有効であったが、微量のＦＰ及びＴＲＵ
が混入している回収ウラン系濃縮ウランの場合には適用
できない欠点があった。即ち、フッ素に関してはその排
水管理基準値１５ｐｐｍより低い濃度に処理できるもの
の、α崩壊核種に関してはα廃液の排水管理基準値：１
×１０-2Ｂｑ／ｃｍ3を、またβ崩壊核種に関してはβ
廃液の排水管理基準値：３×１０-1Ｂｑ／ｃｍ3をとも
に下回る放射能濃度に処理することができない欠点があ
った。
【０００４】本発明の目的は、ウラン、ＵＤ、ＦＰ及び
ＴＲＵ、並びにフッ素を含有する放射性廃液からウラ
ン、ＵＤ、ＦＰ、ＴＲＵ及びフッ素を除去して、廃液中
に含有する各元素を排水管理基準値以下の放射能濃度に
それぞれ低減する放射性廃液の処理法を提供することに
ある。
ＴＲＵ、並びにフッ素を含有する放射性廃液からウラ
ン、ＵＤ、ＦＰ、ＴＲＵ及びフッ素を除去して、廃液中
に含有する各元素を排水管理基準値以下の放射能濃度に
それぞれ低減する放射性廃液の処理法を提供することに
ある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、図１に示すように本発明の処理法は、それぞれα及
び／又はβ崩壊核種であるウラン、ウランの放射性崩壊
核種、核分裂生成物及び超ウラン元素とフッ素とを含有
するアルカリ性放射性廃液にＣａ(ＯＨ)2，ＣａＯ，Ｃ
ａＣＯ3等のカルシウム化合物及び塩化鉄を添加して撹
拌する工程１３と、前記工程１３の撹拌により凝集した
沈殿物を前記工程１３の撹拌液からろ別することにより
除去する第１ろ過工程１４と、前記工程１４のろ液に硝
酸又は必要により硝酸と塩化鉄を添加してｐＨを３以下
に調整する第１ｐＨ調整工程１５と、前記ｐＨ調整液に
ランタノイド化合物、チタン化合物、ジルコニウム化合
物及びハフニウム化合物からなる群より選ばれた１種又
は２種以上の化合物を添加して前記化合物を溶解又は混
合する工程１６と、前記工程１６の溶液又は混合液にＮ
Ｈ4ＯＨ溶液、ＮａＯＨ溶液等のアルカリ溶液を添加し
てｐＨを９以上に調整する第２ｐＨ調整工程１７と、前
記工程１７のｐＨ調整により凝集した沈殿物を前記工程
１７のｐＨ調整液からろ別することにより除去する第２
ろ過工程１９とを含む方法である。
に、図１に示すように本発明の処理法は、それぞれα及
び／又はβ崩壊核種であるウラン、ウランの放射性崩壊
核種、核分裂生成物及び超ウラン元素とフッ素とを含有
するアルカリ性放射性廃液にＣａ(ＯＨ)2，ＣａＯ，Ｃ
ａＣＯ3等のカルシウム化合物及び塩化鉄を添加して撹
拌する工程１３と、前記工程１３の撹拌により凝集した
沈殿物を前記工程１３の撹拌液からろ別することにより
除去する第１ろ過工程１４と、前記工程１４のろ液に硝
酸又は必要により硝酸と塩化鉄を添加してｐＨを３以下
に調整する第１ｐＨ調整工程１５と、前記ｐＨ調整液に
ランタノイド化合物、チタン化合物、ジルコニウム化合
物及びハフニウム化合物からなる群より選ばれた１種又
は２種以上の化合物を添加して前記化合物を溶解又は混
合する工程１６と、前記工程１６の溶液又は混合液にＮ
Ｈ4ＯＨ溶液、ＮａＯＨ溶液等のアルカリ溶液を添加し
てｐＨを９以上に調整する第２ｐＨ調整工程１７と、前
記工程１７のｐＨ調整により凝集した沈殿物を前記工程
１７のｐＨ調整液からろ別することにより除去する第２
ろ過工程１９とを含む方法である。
【０００６】なお、撹拌工程１３で撹拌される放射性廃
液は、例えば図１に示すように、シリンダ洗浄液である
ウラン含有溶液にアルカリ溶液を添加し撹拌してｐＨ１
０以上にする撹拌工程１１を経た後、この撹拌により凝
集したウラン沈殿物を撹拌液から予備的にろ別して除去
する予備的ろ過工程１２により得られる。
液は、例えば図１に示すように、シリンダ洗浄液である
ウラン含有溶液にアルカリ溶液を添加し撹拌してｐＨ１
０以上にする撹拌工程１１を経た後、この撹拌により凝
集したウラン沈殿物を撹拌液から予備的にろ別して除去
する予備的ろ過工程１２により得られる。
【０００７】
【作用】本発明の放射性廃液に撹拌工程１３でカルシウ
ム化合物及び塩化鉄を添加した後、第１ろ過工程１４で
主としてフッ素をフッ化物として除去する。更に工程１
５でろ液をｐＨ３以下の酸性側にした後、工程１６でラ
ンタノイド化合物、チタン化合物、ジルコニウム化合物
又はハフニウム化合物を溶解又は混合させ、工程１７で
再びｐＨを９以上のアルカリ側にすることにより、第２
ろ過工程１９でα及び／又はβ崩壊核種をランタノイド
化合物、チタン化合物、ジルコニウム化合物又はハフニ
ウム化合物の凝集沈殿物として除去する。特に本発明の
特徴ある点は、工程１６におけるランタノイド化合物、
チタン化合物、ジルコニウム化合物又はハフニウム化合
物の添加と、工程１９でこれらの化合物を凝集沈殿させ
て同時にα及び／又はβ崩壊核種を除去することにあ
る。ランタノイド化合物としてはＬａＣｌ3，ＣｅＣｌ3
等が例示され、チタン化合物としてはＴｉＣｌ4が例示
される。またジルコニウム化合物としてはＺｒＣｌ4が
例示され、ハフニウム化合物としてはＨｆＣｌ4が例示
される。
ム化合物及び塩化鉄を添加した後、第１ろ過工程１４で
主としてフッ素をフッ化物として除去する。更に工程１
５でろ液をｐＨ３以下の酸性側にした後、工程１６でラ
ンタノイド化合物、チタン化合物、ジルコニウム化合物
又はハフニウム化合物を溶解又は混合させ、工程１７で
再びｐＨを９以上のアルカリ側にすることにより、第２
ろ過工程１９でα及び／又はβ崩壊核種をランタノイド
化合物、チタン化合物、ジルコニウム化合物又はハフニ
ウム化合物の凝集沈殿物として除去する。特に本発明の
特徴ある点は、工程１６におけるランタノイド化合物、
チタン化合物、ジルコニウム化合物又はハフニウム化合
物の添加と、工程１９でこれらの化合物を凝集沈殿させ
て同時にα及び／又はβ崩壊核種を除去することにあ
る。ランタノイド化合物としてはＬａＣｌ3，ＣｅＣｌ3
等が例示され、チタン化合物としてはＴｉＣｌ4が例示
される。またジルコニウム化合物としてはＺｒＣｌ4が
例示され、ハフニウム化合物としてはＨｆＣｌ4が例示
される。
【０００８】
【実施例】次に本発明の具体的態様を示すために、本発
明の実施例を説明する。以下に述べる実施例は本発明の
技術的範囲を限定するものではない。
明の実施例を説明する。以下に述べる実施例は本発明の
技術的範囲を限定するものではない。
【０００９】＜実施例１＞フッ素濃度３４０ｐｐｍ、α
（ウラン）濃度＝６．９６×１０3Ｂｑ／ｃｍ3及びβ濃
度＝５．７２×１０3Ｂｑ／ｃｍ3を含むシリンダ洗浄液
０．５リットルに濃度１５ＮのＮＨ4ＯＨ溶液を２０ｃ
ｍ3添加し、３０分間撹拌した。この撹拌により凝集し
た沈殿物をろ別し、得られたろ液にＣａ(ＯＨ)2を０．
９５ｇと濃度３７％のＦｅＣｌ3を１ｃｍ3添加し、３０
分間撹拌した。この撹拌により凝集した沈殿物をろ別
し、得られたろ液に濃度６Ｎの硝酸を１５ｃｍ3と濃度
３７％のＦｅＣｌ3を１ｃｍ3添加してｐＨを２〜３に調
整した。このｐＨ調整液に市販のＣｅＣｌ3・７Ｈ2Ｏを
５０ｍｇ添加し溶解した。この溶液に濃度２５％のＮａ
ＯＨ溶液を１０ｃｍ3添加してｐＨを９〜１０に調整し
た。このｐＨ調整により凝集した沈殿物をろ別し、得ら
れたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度を測定し
た。その結果を表１及び図２に示す。
（ウラン）濃度＝６．９６×１０3Ｂｑ／ｃｍ3及びβ濃
度＝５．７２×１０3Ｂｑ／ｃｍ3を含むシリンダ洗浄液
０．５リットルに濃度１５ＮのＮＨ4ＯＨ溶液を２０ｃ
ｍ3添加し、３０分間撹拌した。この撹拌により凝集し
た沈殿物をろ別し、得られたろ液にＣａ(ＯＨ)2を０．
９５ｇと濃度３７％のＦｅＣｌ3を１ｃｍ3添加し、３０
分間撹拌した。この撹拌により凝集した沈殿物をろ別
し、得られたろ液に濃度６Ｎの硝酸を１５ｃｍ3と濃度
３７％のＦｅＣｌ3を１ｃｍ3添加してｐＨを２〜３に調
整した。このｐＨ調整液に市販のＣｅＣｌ3・７Ｈ2Ｏを
５０ｍｇ添加し溶解した。この溶液に濃度２５％のＮａ
ＯＨ溶液を１０ｃｍ3添加してｐＨを９〜１０に調整し
た。このｐＨ調整により凝集した沈殿物をろ別し、得ら
れたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度を測定し
た。その結果を表１及び図２に示す。
【００１０】＜実施例２＞ＣｅＣｌ3・７Ｈ2Ｏの代わり
に市販のＬａＣｌ3・７Ｈ2Ｏを５０ｍｇ添加した以外は
実施例１と同様にしてシリンダ洗浄液を処理した。最終
的に得られたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度
を測定した。その結果を表１及び図２に示す。
に市販のＬａＣｌ3・７Ｈ2Ｏを５０ｍｇ添加した以外は
実施例１と同様にしてシリンダ洗浄液を処理した。最終
的に得られたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度
を測定した。その結果を表１及び図２に示す。
【００１１】＜実施例３＞ＣｅＣｌ3・７Ｈ2Ｏの代わり
に市販のＴｉＣｌ4を５０ｍｇ添加した以外は実施例１
と同様にしてシリンダ洗浄液を処理した。最終的に得ら
れたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度を測定し
た。その結果を表１及び図２に示す。
に市販のＴｉＣｌ4を５０ｍｇ添加した以外は実施例１
と同様にしてシリンダ洗浄液を処理した。最終的に得ら
れたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度を測定し
た。その結果を表１及び図２に示す。
【００１２】＜実施例４＞ＣｅＣｌ3・７Ｈ2Ｏの代わり
に市販のＺｒＣｌ4を５０ｍｇ添加した以外は実施例１
と同様にしてシリンダ洗浄液を処理した。最終的に得ら
れたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度を測定し
た。その結果を表１及び図２に示す。
に市販のＺｒＣｌ4を５０ｍｇ添加した以外は実施例１
と同様にしてシリンダ洗浄液を処理した。最終的に得ら
れたろ液に含まれるフッ素、α濃度及びβ濃度を測定し
た。その結果を表１及び図２に示す。
【００１３】
【表１】
【００１４】表１から明らかなように、実施例１〜４の
処理後の濃度は、フッ素に関してはその排水管理基準値
１５ｐｐｍより低い濃度に処理することができ、ウラン
などのα崩壊核種に関してはα廃液の排水管理基準値：
１×１０-2Ｂｑ／ｃｍ3以下の濃度に、またウランの放
射性崩壊核種などのβ崩壊核種に関してはβ廃液の排水
管理基準値：３×１０-1Ｂｑ／ｃｍ3以下の濃度にそれ
ぞれ処理することができた。
処理後の濃度は、フッ素に関してはその排水管理基準値
１５ｐｐｍより低い濃度に処理することができ、ウラン
などのα崩壊核種に関してはα廃液の排水管理基準値：
１×１０-2Ｂｑ／ｃｍ3以下の濃度に、またウランの放
射性崩壊核種などのβ崩壊核種に関してはβ廃液の排水
管理基準値：３×１０-1Ｂｑ／ｃｍ3以下の濃度にそれ
ぞれ処理することができた。
【００１５】
【発明の効果】以上述べたように、従来の処理法と比べ
て、本発明の処理法では廃液の除染係数がα放射能で２
桁、β放射能で１桁程度上がり、フッ素を初めとしてウ
ラン及びウラン以外のα及び／又はβ崩壊核種につい
て、いずれも排水管理基準値以下の濃度に処理にするこ
とができる。また高価なイオン交換樹脂を用いる代わり
に入手が容易で使用量が少なくて済むランタノイド化合
物、チタン化合物、ジルコニウム化合物及びハフニウム
化合物を用いるため、固体廃棄物の発生が少ない上に、
処理が容易でない使用済みイオン交換樹脂等の発生がな
いため、結果として従来よりも処理コストが安価になる
利点がある。
て、本発明の処理法では廃液の除染係数がα放射能で２
桁、β放射能で１桁程度上がり、フッ素を初めとしてウ
ラン及びウラン以外のα及び／又はβ崩壊核種につい
て、いずれも排水管理基準値以下の濃度に処理にするこ
とができる。また高価なイオン交換樹脂を用いる代わり
に入手が容易で使用量が少なくて済むランタノイド化合
物、チタン化合物、ジルコニウム化合物及びハフニウム
化合物を用いるため、固体廃棄物の発生が少ない上に、
処理が容易でない使用済みイオン交換樹脂等の発生がな
いため、結果として従来よりも処理コストが安価になる
利点がある。
【図１】本発明の放射性廃液の処理法の工程図。
【図２】本発明実施例の添加剤毎にα放射能及びβ放射
能の除染係数を示す図。
能の除染係数を示す図。
【図３】従来の放射性廃液の処理法の工程図。
Claims (4)
- 【請求項１】 それぞれα及び／又はβ崩壊核種である
ウラン、ウランの放射性崩壊核種、核分裂生成物及び超
ウラン元素のいずれか１種又は２種以上と、フッ素とを
含有するアルカリ性放射性廃液にカルシウム化合物及び
塩化鉄を添加して撹拌する工程(13)と、 前記工程(13)の撹拌により凝集した沈殿物を前記工程(1
3)の撹拌液からろ別することにより除去する第１ろ過工
程(14)と、 前記工程(14)のろ液に硝酸を添加してｐＨを３以下に調
整する第１ｐＨ調整工程(15)と、 前記ｐＨ調整液にランタノイド化合物、チタン化合物、
ジルコニウム化合物及びハフニウム化合物からなる群よ
り選ばれた１種又は２種以上の化合物を添加して前記化
合物を溶解又は混合する工程(16)と、 前記工程(16)の溶液又は混合液にアルカリ溶液を添加し
てｐＨを９以上に調整する第２ｐＨ調整工程(17)と、 前記工程(17)のｐＨ調整により凝集した沈殿物を前記工
程(17)のｐＨ調整液からろ別することにより除去する第
２ろ過工程(19)とを含む放射性廃液の処理法。 - 【請求項２】 工程(17)で添加するアルカリ溶液はＮＨ
4ＯＨ溶液又はＮａＯＨ溶液である請求項１記載の放射
性廃液の処理法。 - 【請求項３】 工程(13)で添加するカルシウム化合物は
Ｃａ(ＯＨ)2，ＣａＯ又はＣａＣＯ3である請求項１記載
の放射性廃液の処理法。 - 【請求項４】 第１ｐＨ調整工程(15)でろ液に硝酸とと
もに塩化鉄を添加する請求項１記載の放射性廃液の処理
法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP39094A JPH07198894A (ja) | 1994-01-07 | 1994-01-07 | 放射性廃液の処理法 |
| FR9415972A FR2714995B1 (fr) | 1994-01-07 | 1994-12-27 | Procédé de traitement de solutions de déchets radioactifs. |
| GB9500279A GB2285534B (en) | 1994-01-07 | 1995-01-06 | Method for treating radioactive waste solution |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP39094A JPH07198894A (ja) | 1994-01-07 | 1994-01-07 | 放射性廃液の処理法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07198894A true JPH07198894A (ja) | 1995-08-01 |
Family
ID=11472486
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP39094A Pending JPH07198894A (ja) | 1994-01-07 | 1994-01-07 | 放射性廃液の処理法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07198894A (ja) |
| FR (1) | FR2714995B1 (ja) |
| GB (1) | GB2285534B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114988600A (zh) * | 2022-04-22 | 2022-09-02 | 中南大学 | 一种基于化学成矿的砷铀协同固定处理方法 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2205461C2 (ru) * | 2001-01-09 | 2003-05-27 | ООО Научно-производственная экологическая фирма "ЭКО-технология" | Способ переработки и обезвреживания радиоактивных промпродуктов и/или отходов производства |
| RU2200354C2 (ru) * | 2001-05-07 | 2003-03-10 | Лебедев Валерий Николаевич | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
| RU2276415C1 (ru) * | 2004-09-13 | 2006-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
| RU2400846C1 (ru) * | 2009-07-02 | 2010-09-27 | Учреждение Российской академии наук Ордена Ленина и Ордена Октябрьской Революции Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского РАН (ГЕОХИ РАН) | Способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива |
| US9382129B2 (en) * | 2013-02-26 | 2016-07-05 | Transport Logistics International, Inc. | Uranium recovery from UF6 cylinders |
| CN105355250B (zh) * | 2015-10-16 | 2018-07-10 | 华东理工大学 | 基于原位生成水钠锰矿处理核电厂放射性废液的方法 |
| CN114291921A (zh) * | 2021-11-29 | 2022-04-08 | 江苏超敏科技有限公司 | 一种医院放射性废水衰变池系统及其处理方法 |
| CN114988601B (zh) * | 2022-04-22 | 2023-04-07 | 中南大学 | 一种强化铀砷成矿并提高矿物稳定性的方法 |
| CN119035238B (zh) * | 2024-08-26 | 2026-07-17 | 中核四川环保工程有限责任公司 | 一种大型中放贮罐沉积物溶解方法 |
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| JPS5354698A (en) * | 1976-10-27 | 1978-05-18 | Mitsubishi Metal Corp | Removal of atomized and ionic radioactive material in ammonia fluoride solution |
| FR2480019B1 (fr) * | 1980-04-08 | 1986-11-14 | Etu En Nucleaire Centre | Procede d'extraction d'ions fluorure d'une solution de combustibles nucleaires |
| JPS62235218A (ja) * | 1986-04-04 | 1987-10-15 | Unitika Ltd | ウランおよびフツ酸の分離回収法 |
-
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-
1995
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114988600A (zh) * | 2022-04-22 | 2022-09-02 | 中南大学 | 一种基于化学成矿的砷铀协同固定处理方法 |
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