JPH08194094A - 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法 - Google Patents

高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法

Info

Publication number
JPH08194094A
JPH08194094A JP621695A JP621695A JPH08194094A JP H08194094 A JPH08194094 A JP H08194094A JP 621695 A JP621695 A JP 621695A JP 621695 A JP621695 A JP 621695A JP H08194094 A JPH08194094 A JP H08194094A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
waste liquid
denitration
elements
precipitate
level
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
Application number
JP621695A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2997178B2 (ja
Inventor
Shigeaki Yonezawa
重晃 米澤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp
Original Assignee
Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan, Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp filed Critical Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Priority to JP621695A priority Critical patent/JP2997178B2/ja
Priority to US08/520,784 priority patent/US5574960A/en
Publication of JPH08194094A publication Critical patent/JPH08194094A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2997178B2 publication Critical patent/JP2997178B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B26/00Obtaining alkali, alkaline earth metals or magnesium
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Geology (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Removal Of Specific Substances (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】高レベル放射性廃液にギ酸を添加して脱硝する
ことによりCs、Srの発熱元素を廃液中に残留させ、
その他の元素を沈殿させることからなる発熱元素の分離
方法において、特にSrの分離率の低下を防止して、C
s、Srの発熱元素を効率よく分離することができる方
法を提供する。 【構成】高レベル放射性廃液にギ酸を添加してpH5に
調整することによって、高レベル放射性廃液中のCs,
Srの発熱元素以外の元素の大部分を沈殿せしめて発熱
元素を高濃度に含有する脱硝廃液を得る脱硝工程、およ
び前記脱硝工程で得られた脱硝廃液中にアンモニアを添
加してpH7.5〜9に調整することによって、脱硝廃
液中に残留している発熱元素以外の元素を沈殿除去する
pH調整工程からなる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、使用済核燃料の再処理
過程で発生する高レベル放射性廃液(以下“高レベル廃
液”と略記する)をガラス固化などにより固化処理する
に際して、特にその含有量が問題となるCsとSr(本
明細書においてはこれらを総称して“発熱元素”と称す
る)を高レベル廃液から予め効率よく分離除去する方法
に関するものである。
【0002】
【従来の技術】原子力発電所等から発生する使用済核燃
料には、核分裂性物質であるプルトニウムやウランが含
まれている。これらを再利用するために使用済核燃料を
再処理してプルトニウムやウランを分離回収することが
行われており、この過程で核分裂生成物等を含む硝酸水
溶液である高レベル廃液が生じる。この高レベル廃液は
放射性物質の崩壊に起因する発熱量(崩壊熱)と放射能
レベルが高く、放射性物質の寿命も長いため、格別の注
意を払いながら安全に管理した後、最終的に人間の生活
圏から隔離する必要がある。現在、高レベル廃液は水溶
液の状態で保管されているが、一部はより安定なガラス
等の形態の固化体とされて貯蔵されている。高レベル廃
液のかような固化体は冷却のために数十年間貯蔵した
後、地下数百m下の深い地層中に処分することにより、
人間の生活圏から長期間にわたり安全に隔離することが
できる。
【0003】一般に、ガラスは長期間高温に保持される
と結晶化して特性が変わる性質があるので、貯蔵中はガ
ラス固化体は管理目標温度を超えないように空冷され
る。冷却能力は貯蔵施設の強制冷却または自然冷却等の
冷却方式、あるいは貯蔵施設の冷却能力の設計に依存す
る。従って、その冷却能力に応じてガラス固化体の最高
温度が目標管理温度を超えないようにガラス固化体中の
廃棄物含有率の上限を制限する必要がある。現在製造さ
れているガラス固化体の最高温度管理目標値としては6
00℃程度の例がある。
【0004】上記のようにして貯蔵した後、ガラス固化
体はさらに地層に処分されるが、熱応力、地下水流れの
熱的対流、周辺材料の変質等、処分場への熱的な影響を
最小に制限しなければならない。
【0005】高レベル廃液の放射能および発熱量の多く
は、核分裂生成物であるセシウム(Cs)およびストロ
ンチウム(Sr)の放射性同位元素およびこれらの娘核
種に起因する。例えば、燃焼度45,000MWd/t
Uで原子炉から取り出し後の経過年数が4年に相当する
使用済核燃料の再処理で発生する高レベル廃液を例にと
ると、CsとSrおよびこれらの放射平衡にあるBaと
Yの発熱量が全発熱量に占める割合は65%程度であ
る。この割合は、原子炉取り出し後30年経過すると9
0%近くになる。
【0006】そのため、高レベル廃液からCsとSrを
予め分離除去して、CsとSrを含有しない高レベル廃
液を固化処理すれば、固化体の発熱量を低減でき、その
結果、固化体中の廃棄物含有率を増加できるため廃棄物
発生量を低減し減容化を図ることができる。
【0007】高レベル廃液からCsとSrを分離する技
術としては、例えば、高レベル廃液にギ酸を添加して脱
硝する方法が本願と同一出願人により提案されている
[日本原子力学会「1993年春の年会」要旨集、H4
0(1993年3月10日発行)]。即ち、高レベル廃
液をギ酸脱硝すると廃液のpHが上昇し、脱硝後の廃液
のpHが6〜7.5の中性領域になるようにギ酸添加量
を調整することによって、図3のグラフにみられるよう
に、Cs、Sr以外の大半の元素(例えばMo,Zr,
Fe,Y)は沈殿し、CsとSrは廃液中に残留するた
め、沈殿を分離除去することによりCs、Srからなる
発熱元素と、それ以外の元素とを粗分離することができ
る。
【0008】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら実際の高
レベル廃液は、数十種類の元素が含有されており、その
含有量も種々変化して複雑な組成を有するため、ギ酸を
添加して脱硝するに際しては脱硝後の廃液のpHを所定
の値の中性領域に厳密に調整することが難しい。特に、
脱硝後の廃液pHが所定範囲の中性領域を超えてpH=
8〜9のアルカリ側になった場合には、図4のグラフに
示すように、FeやYは完全に沈殿しており、Csは未
だ90%以上が廃液中に残留しているのに対して、Sr
は約10%程度しか廃液中に残留せず、約90%は沈殿
してしまうため、Srの分離率が低下してしまうという
問題があった。
【0009】そこで本発明は、高レベル廃液のギ酸脱硝
に際して、特にSrの分離率の低下を防止して、Cs、
Srの発熱元素を効率よく分離することができる高レベ
ル廃液からの発熱元素の分離方法を提供することを目的
としてなされたものである。
【0010】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明による高
レベル廃液から発熱元素を分離する方法は、硝酸水溶液
である高レベル放射性廃液にギ酸を添加してpH5に調
整することによって、高レベル放射性廃液中のCsとS
rからなる発熱元素以外の元素の大部分を沈殿せしめて
発熱元素を高濃度に含有する脱硝廃液を得る脱硝工程、
および前記脱硝工程で得られた脱硝廃液中にアンモニア
を添加してpH7.5〜9に調整することによって、脱
硝廃液中に残留している発熱元素以外の元素を沈殿除去
するpH調整工程からなることを特徴とするものであ
る。
【0011】脱硝工程で生成する沈殿は濾過等により脱
硝廃液から除去して、沈殿を含まない脱硝廃液をpH調
整工程で使用してもよく、あるいは、沈殿を除去するこ
となく、沈殿を含んだままの脱硝廃液をpH調整工程で
使用することもできる。
【0012】
【作用】本発明によれば、最初の脱硝工程では、Srが
沈殿する恐れのない比較的低いpH、すなわちpH5と
なる程度までギ酸を添加する。かような低いpHでは、
発熱元素以外の元素は完全に沈殿しきれないが、この条
件で沈殿する元素、あるいはこの条件で沈殿する量をと
りあえず沈殿させればよい。
【0013】次のpH調整工程では、アンモニアを添加
して脱硝廃液をpH7.5〜9に調整することによっ
て、脱硝工程で沈殿しきれなかった発熱元素以外の元素
をほぼ完全に沈殿させることができ、このとき脱硝廃液
中のSrの大部分は沈殿せずにCsとともに廃液中に残
留させることができる。
【0014】このようにしてpH調整工程で生成した沈
殿を分離除去することにより、高レベル廃液中の発熱元
素をそれ以外の元素から効果的に分離することができ
る。
【0015】
【実施例】以下に図1に示す実施例のフローシートを参
照して本発明を詳述する。本発明において処理対象物と
なる硝酸水溶液である高レベル廃液は、使用済核燃料の
硝酸溶解液から溶媒抽出によってウランおよびプルトニ
ウムを核分裂生成物から分離する共除染サイクルから排
出される抽出廃液であり、抽出残渣、核分裂生成物、ア
クチノイド、アルカリ塩、腐食生成物等が含まれてい
る。かような高レベル廃液の硝酸濃度は通常約2.5N
程度である。
【0016】本発明においては、この高レベル廃液に含
まれる発熱元素であるCsおよびSrの放射性同位元素
を分離除去するため、先ず、高レベル廃液にギ酸を添加
して廃液のpHを5に調整する脱硝工程を施す。pH5
程度では、発熱元素以外の元素は完全に沈殿するものも
あり、十分に沈殿せずに高レベル廃液中に残留している
ものもある。本発明においては、脱硝工程で沈殿せずに
廃液中に残留した元素は、引き続くpH調整工程で沈殿
させることができるため問題はない。脱硝工程で発熱元
素以外の元素が完全には沈殿しないような低いpHであ
るpH5を採用する最大の理由は、発熱元素以外の元素
が完全に沈殿するようなpH8程度のアルカリ領域にし
た場合にはSrも沈殿してしまう危険があり(図4参
照)、かような危険を避けるためである。
【0017】ギ酸の添加量は、高レベル廃液のpHが5
となるのに必要な量を添加すればよいが、一般的な目安
としてはギ酸と高レベル廃液中の硝酸とのモル比([H
COOH]/[HNO3 ])が約1.7程度となるよう
にする。
【0018】脱硝工程を実施するに際しては、高レベル
廃液の沸騰温度より低い90〜95℃程度に加熱しなが
らギ酸を添加して高レベル廃液のpHを5に調整した
後、常温に10〜15時間放置して放冷することによっ
て脱硝反応が終了する。脱硝後の高レベル廃液を濾過す
ることにより沈殿物を分離除去し、濾液として脱硝廃液
を得る。
【0019】脱硝廃液を分析して高レベル廃液中の元素
の脱硝廃液への残留比([脱硝廃液中の元素濃度]/
[脱硝前の高レベル廃液中の元素濃度])を調べた結
果、図2のグラフのpH5の箇所に示すように、Csと
Srの発熱元素は約90%以上が廃液中に残留している
のに対して、その他の元素、例えばFeは完全に沈殿
し、Yは約50%が沈殿し残りは廃液中に残留している
ことになる。なお高レベル廃液中には、Csと同族のア
ルカリ金属元素であるNaや、Srと同族のアルカリ土
類金属であるBaも含有しているが、これらはCsやS
rと同様にその大部分は脱硝廃液中に残留することにな
る。
【0020】脱硝工程で得られた発熱元素を高濃度に含
有する脱硝廃液は、次いでアンモニアを添加して脱硝廃
液のpHを7.5〜9に調整する。pH調整に際して
は、pHが安定するまで十分時間をかける。
【0021】このpH調整工程においては、脱硝工程で
十分に沈殿しきれなかった発熱元素以外の元素を実質的
に全て沈殿させる。生成した沈殿を濾過分離した後の脱
硝廃液のpHと廃液中の元素の残留比の関係を図2に示
す。このグラフでpH5のデータは脱硝後の廃液中の各
元素の残留比であり、その他のデータはpH調整処理後
の廃液中の各元素の残留比である。このグラフからわか
るように、脱硝廃液中に残留していた発熱元素以外の元
素、例えばFeやYはアンモニアの添加によりpH7.
5以上とすることによってほぼ完全に沈殿した。一方、
アンモニア添加によりpH9.5とすると、発熱元素の
Srも沈殿する傾向がある。そのためpH調整工程では
pH7.5〜9の範囲にする必要がある。なおpH調整
処理後の脱硝廃液中にも、CsおよびSrの発熱元素と
共にNaとBaが残留する。
【0022】脱硝廃液にアンモニアを添加するpH調整
操作を大気雰囲気で行う場合には、pHの高いアルカリ
領域の脱硝廃液中のSrと、大気中の炭酸ガスとが反応
してSrCO3 を形成し沈殿する傾向がみられる。その
ため、炭酸ガスを除去したグローブボックス内でpH調
整操作を行うことが望ましい。さらに同様な理由から、
添加するアンモニアも予め脱炭酸処理を施すことが望ま
しい。
【0023】上述した脱硝工程およびpH調整工程を施
すことによって、高レベル廃液中のCsおよびSrの発
熱元素を、その他の元素から効率よく分離することがで
きる。なお、図1のフローシートに示した本発明の実施
例においては、脱硝工程で生成する沈殿を濾過して除去
した後の脱硝廃液をpH調整工程で使用しているが、脱
硝工程で生成する沈殿を濾過することなく、沈殿を含ん
だままの脱硝廃液をpH調整工程で使用しても差支えな
い。
【0024】pH調整処理後の脱硝廃液中のCsとSr
の放射性同位元素、例えば 137Csや90Srの半減期は
約30年であり、高レベル廃液に含まれる他のアクチノ
イド元素等の長寿命核種の半減期に比べて短いので、分
離されてたCsとSrを所要期間貯蔵することにより放
射能レベルを低下させて低レベル廃棄物とすることがで
きる。一方、脱硝工程およびpH調整工程で分離された
発熱元素以外の元素の沈殿物は、CsとSrを含まない
ためこれをガラス固化すれば、ガラス固化体の発熱量を
減少させることができる。
【0025】実施例 脱硝工程: 模擬高レベル廃液(硝酸濃度2.5N)10
0mlをセパラブルフラスコに入れ、全還流条件で95
℃に加熱した後、ギ酸を供給速度0.4ml/分で供給
した。ギ酸供給量は、高レベル廃液中の硝酸濃度とのモ
ル比([HCOOH]/[HNO3 ])で1.7とし
た。ギ酸供給終了後、反応液を6時間保持し、15時間
室温で冷却した後のpHを測定した結果、pH5.05
を示した。生成した沈殿を孔径0.45μmの膜フィル
タで濾別し、濾液として脱硝廃液を得た。この脱硝廃液
中の元素濃度をICP発光分光分析装置(「ICPS-1000T
R」、島津製作所製)および原子吸光分析装置(「Z-810
0」、日立製作所製)を用いて測定し、各元素の残留比
([脱硝廃液中の元素濃度]/[脱硝前の高レベル廃液
中の元素濃度])を算出した結果を表1に示す。
【0026】pH調整工程:脱硝工程で得られた脱硝廃
液に、1Nアンモニアを添加して種々のpHとなるよう
に調整した。添加する際の温度は室温とし、廃液のpH
が安定するまで撹拌した。安定後のpHは7.46;
7.80;8.34;9.00;9.58であった。生
成した沈殿を孔径0.45μmの膜フィルタで濾別し、
濾液としてpH調整後の脱硝廃液を得た。この脱硝廃液
中の元素濃度を上記と同様の装置を用いて測定し、各元
素の残留比を算出した結果を表1に併せて示す。
【0027】
【0028】表1からわかるように、脱硝工程において
は、Csの100%、Srの93%が廃液中に残留し、
その他Na,Ba,Mn,Niもその殆どが沈殿せずに
廃液中に残留する。また、Y,La等の3a族元素や、
Cd,Sn等もかなりの量が廃液中に残留している。し
かしながら、この脱硝廃液にさらにアンモニアを添加し
てpH調整工程を施すことによって、3a族元素はpH
7.5程度でその大部分が沈殿し、さらにMn,Ni,
Cd,Sn等もpH8.5程度でその大部分が沈殿する
ため、脱硝廃液から除去することができる。一方、pH
調整工程を施した後も、Cs,Srの発熱元素はNa,
Baと共にその大部分が脱硝廃液中に残留する。
【0029】
【発明の効果】以上の説明からわかるように本発明によ
れば、高レベル廃液から発熱量の多くを占めるCsとS
rを効率よく分離し、CsとSrを含まない沈殿物を残
渣として生じさせるものである。この沈殿物をガラス固
化あるいはアスファルト固化すれば、固化体の発熱量を
減少させることができる。従って、固化体中の廃棄物含
有率を増加させても、貯蔵中の固化体の温度を、結晶化
防止のための上限値以上にならないように抑制すること
ができる。さらに、固化体の廃棄物含有率を増加させる
ことにより、CsとSrを分離しないで作る固化体の量
より減少できる。
【0030】さらに固化体を深い地層に処分する場合、
固化体1本当たりの発熱量が小さくできるので、個々の
固化体の間隔を狭くでき、処分場における固化体の設置
密度を高くできるので、結果的に処分場を小さくするこ
とができる。また、固化体中の廃棄物含有率を増加させ
ることにより、固化体の量を低減できることも考え合わ
せると、処分場の大きさはさらに一層小さくできる。
【0031】一方、高レベル廃液から分離されたCsや
Srの放射性同位元素、例えば 137Csや90Srの半減
期は約30年であり、高レベル廃液に含まれる他のアク
チノイド元素等の長寿命核種の半減期に比べて短いの
で、所要期間貯蔵することにより放射能レベルを低下さ
せて低レベル廃棄物とすることができる。低レベル廃棄
物は深い地層へ処分する必要がないので、処分費用は高
くなくコストの低減が図れる。あるいはまた、分離した
CsとSrは必要に応じて放射線源または熱源として有
効利用することも可能である。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の方法を示すフローシート。
【図2】pH5での脱硝工程後の脱硝廃液の元素残留
比、およびpH調整工程後の脱硝廃液のpHと元素残留
比の関係を示すグラフ。
【図3】ギ酸脱硝後の脱硝廃液のpHと元素残留比の関
係を示すグラフ。
【図4】ギ酸脱硝後の脱硝廃液のpHと元素残留比の関
係を示す別なグラフ。

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 硝酸水溶液である高レベル放射性廃液に
    ギ酸を添加してpH5に調整することによって、高レベ
    ル放射性廃液中のCsおよびSrからなる発熱元素以外
    の元素の大部分を沈殿せしめて発熱元素を高濃度に含有
    する脱硝廃液を得る脱硝工程、および前記脱硝工程で得
    られた脱硝廃液中にアンモニアを添加してpH7.5〜
    9に調整することによって、脱硝廃液中に残留している
    発熱元素以外の元素を沈殿除去するpH調整工程からな
    ることを特徴とする高レベル放射性廃液から発熱元素を
    分離する方法。
  2. 【請求項2】 脱硝工程で生成する沈殿を除去した後の
    脱硝廃液をpH調整工程で使用する請求項1記載の方
    法。
  3. 【請求項3】 脱硝工程で生成する沈殿を除去すること
    なく、沈殿を含む脱硝廃液をpH調整工程で使用する請
    求項1記載の方法
JP621695A 1995-01-19 1995-01-19 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法 Expired - Fee Related JP2997178B2 (ja)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP621695A JP2997178B2 (ja) 1995-01-19 1995-01-19 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法
US08/520,784 US5574960A (en) 1995-01-19 1995-08-30 Method of separating exothermic elements from high-level radioactive liquid waste

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP621695A JP2997178B2 (ja) 1995-01-19 1995-01-19 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH08194094A true JPH08194094A (ja) 1996-07-30
JP2997178B2 JP2997178B2 (ja) 2000-01-11

Family

ID=11632337

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP621695A Expired - Fee Related JP2997178B2 (ja) 1995-01-19 1995-01-19 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法

Country Status (2)

Country Link
US (1) US5574960A (ja)
JP (1) JP2997178B2 (ja)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010197094A (ja) * 2009-02-23 2010-09-09 Shimizu Corp 放射化コンクリートの処理方法
JP2011196707A (ja) * 2010-03-17 2011-10-06 Shimizu Corp 放射化コンクリートの処理方法
JP2012163425A (ja) * 2011-02-07 2012-08-30 Mitsubishi Heavy Ind Ltd プルトニウム含有廃液の処理方法及び処理装置
JP2012229984A (ja) * 2011-04-26 2012-11-22 Shimizu Corp 放射化コンクリートの処理方法
JP2014115110A (ja) * 2012-12-06 2014-06-26 Toshiba Corp 塩化ナトリウム含有廃液からのα核種分離方法およびその分離システム
CN114694871A (zh) * 2020-12-25 2022-07-01 中核四0四有限公司 一种高放废液蒸发脱硝工艺方法

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9121807B1 (en) * 2012-12-11 2015-09-01 U.S. Department Of Energy Real-time monitoring of plutonium content in uranium-plutonium alloys
CN103680660A (zh) * 2013-12-03 2014-03-26 南京大学 废玻璃在固化放射性核素中的应用及对含放射性Cs+废物的常温固化方法
CN108031288B (zh) * 2017-11-17 2020-05-05 清华大学 一种采用离心萃取器同时生产放射性锶-90和铯-137的方法

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3502986A1 (de) * 1985-01-30 1986-07-31 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zum abtrennen von caesiumionen aus waessrigen loesungen
JPH0668556B2 (ja) * 1985-12-09 1994-08-31 株式会社日立製作所 放射性廃液の処理方法
SE455656B (sv) * 1986-01-15 1988-07-25 Eka Nobel Ab Sett for behandling av avfall fran en kernreaktoranleggning innehallande med radioaktiva metaller bemengd, organisk jonbytarmassa
US5144063A (en) * 1991-07-12 1992-09-01 Sullivan Jeffrey M Use of hydroxytriphenylborates to purify waste streams
JP4724800B1 (ja) 2010-07-30 2011-07-13 株式会社シフト 物品検出装置およびプログラム

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010197094A (ja) * 2009-02-23 2010-09-09 Shimizu Corp 放射化コンクリートの処理方法
JP2011196707A (ja) * 2010-03-17 2011-10-06 Shimizu Corp 放射化コンクリートの処理方法
JP2012163425A (ja) * 2011-02-07 2012-08-30 Mitsubishi Heavy Ind Ltd プルトニウム含有廃液の処理方法及び処理装置
JP2012229984A (ja) * 2011-04-26 2012-11-22 Shimizu Corp 放射化コンクリートの処理方法
JP2014115110A (ja) * 2012-12-06 2014-06-26 Toshiba Corp 塩化ナトリウム含有廃液からのα核種分離方法およびその分離システム
CN114694871A (zh) * 2020-12-25 2022-07-01 中核四0四有限公司 一种高放废液蒸发脱硝工艺方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2997178B2 (ja) 2000-01-11
US5574960A (en) 1996-11-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2708226C2 (ru) Разделения, проводимые в отношении мишенного устройства
US8475747B1 (en) Processing fissile material mixtures containing zirconium and/or carbon
JPH08105998A (ja) 高レベル放射性廃液の高減容固化処理方法
JP4196173B2 (ja) 使用済核燃料の再処理方法
JP2997178B2 (ja) 高レベル放射性廃液からの発熱元素の分離方法
Shadrin et al. Hydrometallurgical reprocessing of BREST-OD-300 mixed uranium-plutonium nuclear fuel
GB2323854A (en) Method of recovering uranium and transuranic elements from spent nuclear fuel
Acevedo et al. 238Pu production: a State-of-the-Art review of NpO2 target fabrication technologies and processing of irradiated targets
US11842823B2 (en) Nuclear reactor irradiation systems and methods
JP7155031B2 (ja) 高レベル放射性廃棄物の処分負荷の低減方法
JPS6351517B2 (ja)
Collins et al. Completion of a Chlorination Test Using 250 grams of High-Burnup Used Fuel Cladding from a North Anna Pressurized Water Reactor
US4092397A (en) Pyrochemical separation of plutonium from irradiated nuclear fuels, by thermal decomposition in molten nitrates
JP2845413B2 (ja) 使用済窒化物燃料の再処理方法
JP3037178B2 (ja) タンニンを使用したプルトニウム含有廃液の処理装置
JP3034353B2 (ja) 高レベル放射性廃液中のテクネチウム99の分離方法
Butterworth Activation characteristics and waste management options for some candidate tritium breeders
US3301789A (en) Zirconium removal from strontium-90
Lin Characteristics of radioactive waste streams generated in HTGR fuel reprocessing
JPH0574038B2 (ja)
Katalenich et al. Nuclear reactor irradiation systems and methods
Culler Jr Nature of radioactive wastes
US20210031122A1 (en) Method for Separating Cesium and Technetium
Schneider Nuclear-fuel-cycle risk assessment: descriptions of representative non-reactor facilities, Sections 15-19
Forsberg et al. Disposition Options for Uranium-233

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees