JPS6131999A - 放射性廃液の減容固化処理方法 - Google Patents
放射性廃液の減容固化処理方法Info
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- JPS6131999A JPS6131999A JP15493584A JP15493584A JPS6131999A JP S6131999 A JPS6131999 A JP S6131999A JP 15493584 A JP15493584 A JP 15493584A JP 15493584 A JP15493584 A JP 15493584A JP S6131999 A JPS6131999 A JP S6131999A
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Classifications
-
- 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
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-
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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
発明の目的
【産業上の利用分野1
本発明は、ホウ素を含有する放射性廃液を減容固化処理
するプロセスの改良に関する。 【従来の技術】 原子力設備、とくにPWR型発電プラントから排出され
る放射性廃液は、ホウ素を主としてホウ酸の形態で含有
しており、その処理はセメント固化法によるのが適切で
ある。 それも近年はできるだけ高度の減容を行なうこ
とが要請されるので、廃液を蒸発濃縮して、なるべく多
くの固形分をセメントペーストに混入することが必要で
ある。 本発明者らは、この問題について研究し、その処理方法
について、すでにいくつかの発明を開示した。 その中の、特願昭57−120792号[放射性廃液の
処理プロセス」は、ホウ素を含有する廃液にカセイソー
ダを加えてl)H調整したのちに蒸発濃縮を行ない、濃
縮液に、可溶性のカルシウム化合物を加えて不溶性のホ
ウ酸カルシウムを析出させ、熟成して液のI)Hを12
以上に高めるとともに析出物の粒子を成長させ、固液分
離して析出物は濃縮固形分スラリーとして固化処理し、
一方pH12以上の分離液は、酸性の廃液の中和に循環
再利用することを特徴とする。 原子力発電所では、廃液の蒸発濃縮装置だけはづでに設
備を有している場合が多いので、既存の装置に大幅な改
修を加えずに使用したい。 上記のプロセスは、この蒸
発濃縮工程の運転条件に影響を与えるため、ホウ素を含
有する放射性廃液の処理法としては効果的であるにもか
かわらず、その採用に制約を受ける。
するプロセスの改良に関する。 【従来の技術】 原子力設備、とくにPWR型発電プラントから排出され
る放射性廃液は、ホウ素を主としてホウ酸の形態で含有
しており、その処理はセメント固化法によるのが適切で
ある。 それも近年はできるだけ高度の減容を行なうこ
とが要請されるので、廃液を蒸発濃縮して、なるべく多
くの固形分をセメントペーストに混入することが必要で
ある。 本発明者らは、この問題について研究し、その処理方法
について、すでにいくつかの発明を開示した。 その中の、特願昭57−120792号[放射性廃液の
処理プロセス」は、ホウ素を含有する廃液にカセイソー
ダを加えてl)H調整したのちに蒸発濃縮を行ない、濃
縮液に、可溶性のカルシウム化合物を加えて不溶性のホ
ウ酸カルシウムを析出させ、熟成して液のI)Hを12
以上に高めるとともに析出物の粒子を成長させ、固液分
離して析出物は濃縮固形分スラリーとして固化処理し、
一方pH12以上の分離液は、酸性の廃液の中和に循環
再利用することを特徴とする。 原子力発電所では、廃液の蒸発濃縮装置だけはづでに設
備を有している場合が多いので、既存の装置に大幅な改
修を加えずに使用したい。 上記のプロセスは、この蒸
発濃縮工程の運転条件に影響を与えるため、ホウ素を含
有する放射性廃液の処理法としては効果的であるにもか
かわらず、その採用に制約を受ける。
【本発明が解決しようとする問題点1
本発明は、上述の問題点を解決し、原子力発電所の既設
の設備をほぼそのまま利用して、以後の処理工程に必要
な設備を追加することによって、さきの発明の利益を受
けつつ実施できる処理プロセスを提供するものである。 発明の構成 (問題点を解決するための手段] 本発明のホウ素を含有する放射性廃液の減容固化処理プ
ロセスは、廃液を蒸発濃縮し、濃縮液にカセイソーダお
よび可溶性のカルシウム化合物を加えて不溶性のホウ酸
カルシウムを析出させ、熟成して析出物の粒子を成長さ
せ、固液分離して、析出物は濃縮固形分スラリーとして
セメント固化処理し、分離液は蒸発濃縮を行なった上で
不溶性ホウ酸カルシウム析出工程に戻して循環再処理す
ることを特徴とする。 【作用】 このようにすれば、廃液の蒸発濃縮と不溶性カルシウム
化合物の析出以後の工程との、相互の関連をなくするこ
とができる。 ホウ酸を含有づ−る廃液の処理法として
の、さきの発明の利益は、そのまま維持される。 (実施例] 図面を参照して説明す・れば、第1図に示すように、ホ
ウ酸を含有する酸性の放射性廃液を蒸発濃縮する。 こ
の種の廃液中のホウ酸濃度は、ホウ素にして2.100
1111m前後が代表的であり、蒸発濃縮は少なくとも
25℃における飽和濃度以上、つまりホウ素含有量9.
oooppm以上、望ましくは21.OOOppm程度
となるように行なう。 ついで、濃縮液にカセイソーダ水溶液を加えて、pHを
7〜8に調整する。 このI)H調整は、次工程の不溶
性カルシウムの析出反応が、酸性域では著しく遅いので
、最初にアルカリ性領域で反応させるために行なうもの
であり、必要に応じてカセイソーダを加えて調整する。 しかし、過剰のナトリウムの投入は最終工程のセメン
ト固化処理において悪影響を与えるので、不溶性ホウ酸
カルシウム析出反応に必要な限度で、最少の量に止めた
い。 この観点から液のpHは7〜8が適切である。
濃縮液のホウ素濃度21,000pI)mの条件におい
ては、Na /B (モル比、以下同じ)が0.2〜0
.3のときに、このpH値が得られる。 蒸発濃縮によ
り得られる復水は、循環再利用できる。 次に、pH調整しt= ?lI縮液に可溶性カルシウム
化合物を加え、不溶性のホウ酸カルシウムを析出させる
。 カルシウム化合物としては、系内に他のイオンが蓄積し
たり、蒸発濃縮による固形分が増大することを避けると
いう観点から、水酸化カルシウムまたは酸化カルシウム
を使用するとよい。 添加は、粉末、スラリー、水溶液のいずれの形態で行な
ってもよいが、酸化カルシウムは水との接触による急激
な発熱を避けるよう、配慮して用いるべきである。 不溶性塩の析出反応は、もちろん温度が高いほど速やか
に進み、40℃またはそれ以上が実用的である。 一方
、反応の結果ペースト状物が生成し、温度が高いとそれ
が硬くなって、操作上不利になる。 通常の装置で許容
できる限度は70℃程度であり、好ましい温度は60℃
以下である。 またこの工程は攪拌下で行なう必要があり、攪拌装置と
しては、上下に少なくとも2組の攪拌羽根を有し、回転
と同時に上下動をも行うタイプがとくに好適である。 不溶性塩の析出当初は、液はスラリー状であるが、析出
が進み量が増大してくるにつれて、ペースト状になる。 この変化がそれ以上進まなくなったら、液を析出温度
以下に冷却して、熟成を行なう。 攪拌は続行づること
が好ましいが、不可欠ではない。 熟成により、析出したホウ酸カルシウムの結晶が成長し
て大きな板状ないし柱状のものとなり、液はペースト状
から再びスラリー状となる。 また、液中のホウ素濃度
が低下するとともに、ナトリウム濃度は反応初期の濃度
まで回復する。 それに従って、液のpHは高くなる。 液のpHはできるだけ高くして、すなわち、液中のN
aの濃度をできるだけ高して、液をホウ酸カルシウム析
出工程のpH調整に利用したい。 熟成後の液中のNa9度は、ホウ酸カルシウム析出工程
において添加するカルシウム化合物の量と密接な関係が
あり、Ca /B (モル比、以下同じ)の値を大きく
゛す゛るに従い、ずなゎち、カルシウム化合物の添加量
を増加するに伴って上昇し、Ca /Bがある値になっ
たところで飽和する傾向をもつ。 この液中のNalA
度の観点から、添加するカルシルラム化合物の量を飽和
点のCa /Bの値以上とすることが望ましい。 飽和
点のCa/Bの値は、反応液のNa /B初期濃度によ
ってやや異なるが、前記した通常の濃縮液のpH調整範
囲においてはCa /B、=0.35〜0.45Fあり
、添加すべきカルシウム化合物の量は、少なくともCa
/B=0.3以上が望ましい。 実際の操業に当って
は、廃液濃縮液のホウli濃度、カセイソーダの添加量
、および不溶性塩の生成と熟成の実際などを考慮して、
適当なCa /Bの値を見出し、カルシウム化合物を添
加すればよい。 熟成のすんだ液は、固液分離装置に送って、濃縮固形分
スラリーと分離液とに分ける。 分離装置は、常用の濾
過機、遠心分離機をスラリーに与える含水率に応じてえ
らぶ。 含水率は、減容比を高めるためには低い方がよ
いが、次の固化工程への移送および取扱いの難易、固化
体の物性などの点から、最適の値を設定する。 通常は
、固形分温度30〜80重ω%の範囲が適当である。 濃縮した固形分はセメントおよび水と混和し、セメント
固化処理づる。 その涛法は既知の技術により行なえば
よい。 セメントとしては、ポルトランドセメントが適
°切である。 セメント同化体中に封入する固形分の量
はく乾燥重量基準で)30〜70%が適当である。 一方、分離液は、濃縮して不溶性ホウ酸カルシウム析出
工程へ戻し、循環再処理を行なう。 分離液中には、廃
液濃縮液のI)H調整のために添加されたカセイソーダ
の大部分が含まれているので、分離液を循環再処理する
ことにより、以後添加するカセイソーダは、ロス分を補
充するに足りる良でよいことになる。 分離液の濃縮の
際に生じる復水は、再利用する。 この濃縮は、蒸発法
によっても、また逆浸透法によっても実施できる。 この工程は、すでに濃縮された分離液の濃縮処理を行な
うだけなので、その装置の規模は小型で足りる。
の設備をほぼそのまま利用して、以後の処理工程に必要
な設備を追加することによって、さきの発明の利益を受
けつつ実施できる処理プロセスを提供するものである。 発明の構成 (問題点を解決するための手段] 本発明のホウ素を含有する放射性廃液の減容固化処理プ
ロセスは、廃液を蒸発濃縮し、濃縮液にカセイソーダお
よび可溶性のカルシウム化合物を加えて不溶性のホウ酸
カルシウムを析出させ、熟成して析出物の粒子を成長さ
せ、固液分離して、析出物は濃縮固形分スラリーとして
セメント固化処理し、分離液は蒸発濃縮を行なった上で
不溶性ホウ酸カルシウム析出工程に戻して循環再処理す
ることを特徴とする。 【作用】 このようにすれば、廃液の蒸発濃縮と不溶性カルシウム
化合物の析出以後の工程との、相互の関連をなくするこ
とができる。 ホウ酸を含有づ−る廃液の処理法として
の、さきの発明の利益は、そのまま維持される。 (実施例] 図面を参照して説明す・れば、第1図に示すように、ホ
ウ酸を含有する酸性の放射性廃液を蒸発濃縮する。 こ
の種の廃液中のホウ酸濃度は、ホウ素にして2.100
1111m前後が代表的であり、蒸発濃縮は少なくとも
25℃における飽和濃度以上、つまりホウ素含有量9.
oooppm以上、望ましくは21.OOOppm程度
となるように行なう。 ついで、濃縮液にカセイソーダ水溶液を加えて、pHを
7〜8に調整する。 このI)H調整は、次工程の不溶
性カルシウムの析出反応が、酸性域では著しく遅いので
、最初にアルカリ性領域で反応させるために行なうもの
であり、必要に応じてカセイソーダを加えて調整する。 しかし、過剰のナトリウムの投入は最終工程のセメン
ト固化処理において悪影響を与えるので、不溶性ホウ酸
カルシウム析出反応に必要な限度で、最少の量に止めた
い。 この観点から液のpHは7〜8が適切である。
濃縮液のホウ素濃度21,000pI)mの条件におい
ては、Na /B (モル比、以下同じ)が0.2〜0
.3のときに、このpH値が得られる。 蒸発濃縮によ
り得られる復水は、循環再利用できる。 次に、pH調整しt= ?lI縮液に可溶性カルシウム
化合物を加え、不溶性のホウ酸カルシウムを析出させる
。 カルシウム化合物としては、系内に他のイオンが蓄積し
たり、蒸発濃縮による固形分が増大することを避けると
いう観点から、水酸化カルシウムまたは酸化カルシウム
を使用するとよい。 添加は、粉末、スラリー、水溶液のいずれの形態で行な
ってもよいが、酸化カルシウムは水との接触による急激
な発熱を避けるよう、配慮して用いるべきである。 不溶性塩の析出反応は、もちろん温度が高いほど速やか
に進み、40℃またはそれ以上が実用的である。 一方
、反応の結果ペースト状物が生成し、温度が高いとそれ
が硬くなって、操作上不利になる。 通常の装置で許容
できる限度は70℃程度であり、好ましい温度は60℃
以下である。 またこの工程は攪拌下で行なう必要があり、攪拌装置と
しては、上下に少なくとも2組の攪拌羽根を有し、回転
と同時に上下動をも行うタイプがとくに好適である。 不溶性塩の析出当初は、液はスラリー状であるが、析出
が進み量が増大してくるにつれて、ペースト状になる。 この変化がそれ以上進まなくなったら、液を析出温度
以下に冷却して、熟成を行なう。 攪拌は続行づること
が好ましいが、不可欠ではない。 熟成により、析出したホウ酸カルシウムの結晶が成長し
て大きな板状ないし柱状のものとなり、液はペースト状
から再びスラリー状となる。 また、液中のホウ素濃度
が低下するとともに、ナトリウム濃度は反応初期の濃度
まで回復する。 それに従って、液のpHは高くなる。 液のpHはできるだけ高くして、すなわち、液中のN
aの濃度をできるだけ高して、液をホウ酸カルシウム析
出工程のpH調整に利用したい。 熟成後の液中のNa9度は、ホウ酸カルシウム析出工程
において添加するカルシウム化合物の量と密接な関係が
あり、Ca /B (モル比、以下同じ)の値を大きく
゛す゛るに従い、ずなゎち、カルシウム化合物の添加量
を増加するに伴って上昇し、Ca /Bがある値になっ
たところで飽和する傾向をもつ。 この液中のNalA
度の観点から、添加するカルシルラム化合物の量を飽和
点のCa /Bの値以上とすることが望ましい。 飽和
点のCa/Bの値は、反応液のNa /B初期濃度によ
ってやや異なるが、前記した通常の濃縮液のpH調整範
囲においてはCa /B、=0.35〜0.45Fあり
、添加すべきカルシウム化合物の量は、少なくともCa
/B=0.3以上が望ましい。 実際の操業に当って
は、廃液濃縮液のホウli濃度、カセイソーダの添加量
、および不溶性塩の生成と熟成の実際などを考慮して、
適当なCa /Bの値を見出し、カルシウム化合物を添
加すればよい。 熟成のすんだ液は、固液分離装置に送って、濃縮固形分
スラリーと分離液とに分ける。 分離装置は、常用の濾
過機、遠心分離機をスラリーに与える含水率に応じてえ
らぶ。 含水率は、減容比を高めるためには低い方がよ
いが、次の固化工程への移送および取扱いの難易、固化
体の物性などの点から、最適の値を設定する。 通常は
、固形分温度30〜80重ω%の範囲が適当である。 濃縮した固形分はセメントおよび水と混和し、セメント
固化処理づる。 その涛法は既知の技術により行なえば
よい。 セメントとしては、ポルトランドセメントが適
°切である。 セメント同化体中に封入する固形分の量
はく乾燥重量基準で)30〜70%が適当である。 一方、分離液は、濃縮して不溶性ホウ酸カルシウム析出
工程へ戻し、循環再処理を行なう。 分離液中には、廃
液濃縮液のI)H調整のために添加されたカセイソーダ
の大部分が含まれているので、分離液を循環再処理する
ことにより、以後添加するカセイソーダは、ロス分を補
充するに足りる良でよいことになる。 分離液の濃縮の
際に生じる復水は、再利用する。 この濃縮は、蒸発法
によっても、また逆浸透法によっても実施できる。 この工程は、すでに濃縮された分離液の濃縮処理を行な
うだけなので、その装置の規模は小型で足りる。
ホウII!(H3BO3)を水に溶解し、ホウ素を含む
模擬濃縮廃液を用意した。 これにカゼイソーダを加え
てpH調整し、874度21.0OOpl]m 、 N
a /B (−tel/比)=0.2617)I整廃液
11 3 を atこ 。 この調整廃液に、水酸化カルシウム粉末を、Ca /B
=0.5 (モル比)となるように添加し、液を均一に
撹拌しながら60℃に保持し、液がペースト状に変化し
たのち、40℃以下に冷却して熟成して、濃度13.6
%のホウ酸カルシウムのスラリーを得た。 これを吸引
濾過して固液分離し、分離液は強制循環型蒸発濃縮器で
約10倍に濃縮した。 濃縮分離液は、8111度20
,500ppm SNa /B (モル比)、=26.
2である。 これを、上記の21.000ppmのホウ素を含む模擬
濃縮廃液11II3に加えた。 この混合液に水酸化カルシウム粉末を前記と同量添加し
て同様に析出させ、熟成してホウ酸カルシウムスラリー
を得た。 スラリーの濃度は137%で、前記の模擬濃
縮廃液、から向接得たものと同じ性状であった。 以下、同様にして分離液を濃縮し、不溶性ホウ酸カルシ
ウム析出工程に循環させる再処理をくりかえすことがで
きた。 一方、上記の固液分離して得た濃縮固形分100重量部
にポル1〜ランドセメント33重量部および水11重量
部を加えて混練し、容器に充填して硬化させ、固化体を
得た。 室温で28日間養生した後の固化体の密度は、
1 、8 Kg/cm3であった。 別に、JISに定
める方法に従って試験片を作成し、3力月養生後に圧縮
強度を測定したところ、213Kg/cm2であった。 発明の効果 本発明の処理プロセスによれば、廃液の蒸発濃縮工程以
後に生じる分離液は、同化処理に至るまでひとつの系内
で循環再処理するので、これより上流の蒸発濃縮工程に
影響を与えない。 従って、既設の蒸発濃縮工程を有す
る原子力発電所において本発明処理プロセスを実施する
には、不溶性のカルシウム化合物を析出させる工程以後
の工程のだめの設備をつくれば足りる。 これは、設備
費の効率がよいばかりでなく、両者を独立に運転できる
ことを意味し、さらに、中和操作が省略されるので、操
業が簡単になる。 また、本発明の処理プロセスでは、
カセイソーダの添加量がわずかですみ、薬剤の使用量が
節減されるのみならず、処理すべき廃棄物の発生量が減
少する。 また、セメント固化処理工程にナトリウムイ
オンがほとんど移行しないので、セメント固化体中に封
入されるナトリウムイオンの間が極度に減少し、固化体
の物性が良好となる。
模擬濃縮廃液を用意した。 これにカゼイソーダを加え
てpH調整し、874度21.0OOpl]m 、 N
a /B (−tel/比)=0.2617)I整廃液
11 3 を atこ 。 この調整廃液に、水酸化カルシウム粉末を、Ca /B
=0.5 (モル比)となるように添加し、液を均一に
撹拌しながら60℃に保持し、液がペースト状に変化し
たのち、40℃以下に冷却して熟成して、濃度13.6
%のホウ酸カルシウムのスラリーを得た。 これを吸引
濾過して固液分離し、分離液は強制循環型蒸発濃縮器で
約10倍に濃縮した。 濃縮分離液は、8111度20
,500ppm SNa /B (モル比)、=26.
2である。 これを、上記の21.000ppmのホウ素を含む模擬
濃縮廃液11II3に加えた。 この混合液に水酸化カルシウム粉末を前記と同量添加し
て同様に析出させ、熟成してホウ酸カルシウムスラリー
を得た。 スラリーの濃度は137%で、前記の模擬濃
縮廃液、から向接得たものと同じ性状であった。 以下、同様にして分離液を濃縮し、不溶性ホウ酸カルシ
ウム析出工程に循環させる再処理をくりかえすことがで
きた。 一方、上記の固液分離して得た濃縮固形分100重量部
にポル1〜ランドセメント33重量部および水11重量
部を加えて混練し、容器に充填して硬化させ、固化体を
得た。 室温で28日間養生した後の固化体の密度は、
1 、8 Kg/cm3であった。 別に、JISに定
める方法に従って試験片を作成し、3力月養生後に圧縮
強度を測定したところ、213Kg/cm2であった。 発明の効果 本発明の処理プロセスによれば、廃液の蒸発濃縮工程以
後に生じる分離液は、同化処理に至るまでひとつの系内
で循環再処理するので、これより上流の蒸発濃縮工程に
影響を与えない。 従って、既設の蒸発濃縮工程を有す
る原子力発電所において本発明処理プロセスを実施する
には、不溶性のカルシウム化合物を析出させる工程以後
の工程のだめの設備をつくれば足りる。 これは、設備
費の効率がよいばかりでなく、両者を独立に運転できる
ことを意味し、さらに、中和操作が省略されるので、操
業が簡単になる。 また、本発明の処理プロセスでは、
カセイソーダの添加量がわずかですみ、薬剤の使用量が
節減されるのみならず、処理すべき廃棄物の発生量が減
少する。 また、セメント固化処理工程にナトリウムイ
オンがほとんど移行しないので、セメント固化体中に封
入されるナトリウムイオンの間が極度に減少し、固化体
の物性が良好となる。
図面は、本発明の放射性廃液の減容固化処理プロセスを
示すブ[Jツクダイアグラムである。 特許出願人 九州電力株式会社 同 日揮株式会社
示すブ[Jツクダイアグラムである。 特許出願人 九州電力株式会社 同 日揮株式会社
Claims (4)
- (1)ホウ素を含有する放射性廃液を減容固化処理する
プロセスにおいて、廃液を蒸発濃縮し、濃縮液にカセイ
ソーダおよび可溶性のカルシウム化合物を加えて不溶性
のホウ酸カルシウムを析出させ、熟成して析出物の粒子
を成長させ、固液分離して、析出物は濃縮固形分スラリ
ーとしてセメント固化処理し、分離液は蒸発濃縮を行な
った上で不溶性ホウ酸カルシウム析出工程に戻して循環
再処理することを特徴とする処理プロセス。 - (2)廃液濃縮液中のホウ酸に対するカセイソーダおよ
びカルシウム化合物の添加量を、Na/B(廃液濃縮液
中のホウ素に対するナトリウムのモル比)が少なくとも
0.2であって、Ca/B(廃液濃縮液中のホウ素に対
するカルシウムのモル比)が少なくとも0.3となるよ
うにえらぶ特許請求の範囲第1項に記載の処理プロセス
。 - (3)不溶性のホウ酸カルシウムの析出を温度40〜7
0℃において撹拌下に行ない、液の熟成を析出温度以下
で行なう特許請求の範囲第1項に記載の処理プロセス。 - (4)可溶性のカルシウム化合物として、水酸化カルシ
ウムまたは酸化カルシウムを使用する特許請求の範囲第
1項に記載の処理プロセス。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15493584A JPS6131999A (ja) | 1984-07-25 | 1984-07-25 | 放射性廃液の減容固化処理方法 |
| GB08518117A GB2163892B (en) | 1984-07-25 | 1985-07-18 | Volume-reducing solidification treatment process for radioactive waste water |
| FR8511236A FR2568400B1 (fr) | 1984-07-25 | 1985-07-23 | Procede de traitement de solidification avec reduction de volume pour une eau residuaire radioactive contenant du bore |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15493584A JPS6131999A (ja) | 1984-07-25 | 1984-07-25 | 放射性廃液の減容固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6131999A true JPS6131999A (ja) | 1986-02-14 |
| JPH0519679B2 JPH0519679B2 (ja) | 1993-03-17 |
Family
ID=15595151
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15493584A Granted JPS6131999A (ja) | 1984-07-25 | 1984-07-25 | 放射性廃液の減容固化処理方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6131999A (ja) |
| FR (1) | FR2568400B1 (ja) |
| GB (1) | GB2163892B (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4797128A (en) * | 1984-12-10 | 1989-01-10 | Quadrex Hps, Inc. | Method of and apparatus for cleaning garments and soft goods contaminated with nuclear, chemical and/or biological contaminants |
| AU670617B2 (en) * | 1993-09-16 | 1996-07-25 | Institute Of Nuclear Energy Research, Taiwan, R.O.C. | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same |
| BG65037B1 (bg) * | 2001-11-09 | 2006-12-29 | ВЛАДИМИРОВ Владимир | Метод и инсталация за преработване на радиоактивни отпадъци |
| CN108689544A (zh) * | 2018-07-24 | 2018-10-23 | 苏州方舟环保科技有限公司 | 一种零排放的含硼废水处理装置及方法 |
| EP4141891A1 (en) * | 2021-08-31 | 2023-03-01 | EPSE Oy | A method for reducing radioactivity from an aqueous dispersion |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5912400A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理プロセス |
| JPS5912399A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理方法 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DD106732A1 (ja) * | 1973-08-24 | 1974-06-20 | ||
| DE2553569C2 (de) * | 1975-11-28 | 1985-09-12 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven wäßrigen Abfallstoffen durch Sprühkalzinierung und anschließende Einbettung in eine Matrix aus Glas oder Glaskeramik |
| BE838533A (fr) * | 1976-02-13 | 1976-05-28 | Procede de sechage des solutions contenant de l'acide borique | |
| US4377508A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | Rothberg Michael R | Process for removal of radioactive materials from aqueous solutions |
-
1984
- 1984-07-25 JP JP15493584A patent/JPS6131999A/ja active Granted
-
1985
- 1985-07-18 GB GB08518117A patent/GB2163892B/en not_active Expired
- 1985-07-23 FR FR8511236A patent/FR2568400B1/fr not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5912400A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理プロセス |
| JPS5912399A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB8518117D0 (en) | 1985-08-21 |
| FR2568400A1 (fr) | 1986-01-31 |
| GB2163892A (en) | 1986-03-05 |
| GB2163892B (en) | 1988-08-10 |
| FR2568400B1 (fr) | 1992-12-04 |
| JPH0519679B2 (ja) | 1993-03-17 |
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