JPS6227697A - 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 - Google Patents
放射性物質含有廃液の処理方法および装置Info
- Publication number
- JPS6227697A JPS6227697A JP16703185A JP16703185A JPS6227697A JP S6227697 A JPS6227697 A JP S6227697A JP 16703185 A JP16703185 A JP 16703185A JP 16703185 A JP16703185 A JP 16703185A JP S6227697 A JPS6227697 A JP S6227697A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- freezing
- sublimation
- liquid
- chamber
- waste liquid
- 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.)
- Pending
Links
- 239000002699 waste material Substances 0.000 title claims description 25
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 title claims description 13
- 238000000034 method Methods 0.000 title description 19
- 238000012545 processing Methods 0.000 title description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 46
- 238000000859 sublimation Methods 0.000 claims description 27
- 230000008022 sublimation Effects 0.000 claims description 27
- 238000007710 freezing Methods 0.000 claims description 23
- 230000008014 freezing Effects 0.000 claims description 23
- 238000009833 condensation Methods 0.000 claims description 17
- 230000005494 condensation Effects 0.000 claims description 17
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 15
- 239000002904 solvent Substances 0.000 claims description 15
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 9
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims description 5
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 4
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 claims description 2
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 9
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 9
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 7
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 4
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 4
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 230000003472 neutralizing effect Effects 0.000 description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 3
- 230000001112 coagulating effect Effects 0.000 description 2
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 2
- VCJMYUPGQJHHFU-UHFFFAOYSA-N iron(3+);trinitrate Chemical compound [Fe+3].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O VCJMYUPGQJHHFU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N nitric acid;plutonium Chemical compound [Pu].O[N+]([O-])=O ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- KJTLSVCANCCWHF-UHFFFAOYSA-N Ruthenium Chemical compound [Ru] KJTLSVCANCCWHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 230000003311 flocculating effect Effects 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M hydroxide Chemical compound [OH-] XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000007747 plating Methods 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 230000001376 precipitating effect Effects 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 229910052707 ruthenium Inorganic materials 0.000 description 1
- HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N silicon carbide Chemical compound [Si+]#[C-] HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910010271 silicon carbide Inorganic materials 0.000 description 1
- 235000011121 sodium hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
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
- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F26—DRYING
- F26B—DRYING SOLID MATERIALS OR OBJECTS BY REMOVING LIQUID THEREFROM
- F26B5/00—Drying solid materials or objects by processes not involving the application of heat
- F26B5/04—Drying solid materials or objects by processes not involving the application of heat by evaporation or sublimation of moisture under reduced pressure, e.g. in a vacuum
- F26B5/06—Drying solid materials or objects by processes not involving the application of heat by evaporation or sublimation of moisture under reduced pressure, e.g. in a vacuum the process involving freezing
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
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
【発明の詳細な説明】
〈産業上の利用分野〉
この発明は、例えば使用済核燃料の再処理および転換工
程で発生する廃液や、核燃料物質の精錬および加工工程
で発生する廃液等の放射性物質を含有する各種廃液の除
染処理に関するものでおる。
程で発生する廃液や、核燃料物質の精錬および加工工程
で発生する廃液等の放射性物質を含有する各種廃液の除
染処理に関するものでおる。
〈従来の技術〉
硝酸プルトニウム転換工程で発生するプルトニウムを含
有する硝酸系廃液からプルトニウムを除去、すなわち除
染する場合について考えると、従来の方法においてはこ
の廃液を蒸発濃縮缶にて溶質（プルトニウム分）を濃縮
し、苛性ソーダのごとき中和剤を加えてプルトニウムを
水酸化物の形で沈澱させたのち、固液分離操作を行ない
、次に硝酸第二鉄や高分子凝集剤のごとき凝集沈澱剤を
添加して再度固液分離操作を行なうという、いわゆる蒸
発・中和・凝沈法が採用されている。
有する硝酸系廃液からプルトニウムを除去、すなわち除
染する場合について考えると、従来の方法においてはこ
の廃液を蒸発濃縮缶にて溶質（プルトニウム分）を濃縮
し、苛性ソーダのごとき中和剤を加えてプルトニウムを
水酸化物の形で沈澱させたのち、固液分離操作を行ない
、次に硝酸第二鉄や高分子凝集剤のごとき凝集沈澱剤を
添加して再度固液分離操作を行なうという、いわゆる蒸
発・中和・凝沈法が採用されている。
〈発明が解決しようとする問題点〉
しかしながら上述のような従来方法においては、硝酸系
廃液の加熱濃縮操作を行なうために使用する蒸発濃縮缶
構造材が強腐蝕環境に暉され、その結実装置寿命が短く
ならざるを得ない。
廃液の加熱濃縮操作を行なうために使用する蒸発濃縮缶
構造材が強腐蝕環境に暉され、その結実装置寿命が短く
ならざるを得ない。
また、中和剤や凝集沈澱剤を添加するためプロセスが進
むにつれて被処理物の量が増加してしまう。ざらに、蒸
発濃縮色で廃液を加熱蒸発させる際に、沸騰時に廃液が
飛沫となって蒸気中に同伴されてしまうため、この蒸気
の凝縮液中に溶質（プルトニウム）が移行し、その結果
、得られる除染係数（処理前液中の溶質濃度または量／
処理済液中の溶質濃度または量）は１０〜１０５程度に
しかならない。そのため、廃液を環境へ放出できるよう
なプルトニウム濃度とするには上記の処理操作を複数回
繰り返す必要があり、プロセス装置数が増加しかつ操作
も複雑になるという欠点もある。
むにつれて被処理物の量が増加してしまう。ざらに、蒸
発濃縮色で廃液を加熱蒸発させる際に、沸騰時に廃液が
飛沫となって蒸気中に同伴されてしまうため、この蒸気
の凝縮液中に溶質（プルトニウム）が移行し、その結果
、得られる除染係数（処理前液中の溶質濃度または量／
処理済液中の溶質濃度または量）は１０〜１０５程度に
しかならない。そのため、廃液を環境へ放出できるよう
なプルトニウム濃度とするには上記の処理操作を複数回
繰り返す必要があり、プロセス装置数が増加しかつ操作
も複雑になるという欠点もある。
また、処理対象物には放射性物質が含まれているため、
プロセス装置は換排気設備を備えたグローブボックス内
に設置する必要があり、これら装置の運転及び保守を間
接的に行なわざるを得ない。特に、装置の交換作業に際
しては、グローブボックス全体をざらにグリーンハウス
と称する特殊な囲いで覆うとともに作業員には特殊な防
護装備が必要となり、多量の放射性廃棄物が発生し多大
の労力とコストが必要となる。
プロセス装置は換排気設備を備えたグローブボックス内
に設置する必要があり、これら装置の運転及び保守を間
接的に行なわざるを得ない。特に、装置の交換作業に際
しては、グローブボックス全体をざらにグリーンハウス
と称する特殊な囲いで覆うとともに作業員には特殊な防
護装備が必要となり、多量の放射性廃棄物が発生し多大
の労力とコストが必要となる。
従って、グローブボックス内に設置されるプロセス装置
は耐久性があり、なおかつ構造が簡単で操作や保守が容
易であることが望まれる。
は耐久性があり、なおかつ構造が簡単で操作や保守が容
易であることが望まれる。
そこでこの発明は、上記従来技術の実情に鑑みなされた
ものであって、蒸発濃縮のごとき高温での処理操作を不
要とすることによって、装置の腐蝕防止を図って耐久性
を向上させるとともに、液の沸騰に伴う飛沫同伴現象を
なくして除染係数を高めることができ、しかも中和剤や
凝集沈澱剤等の添加も不要で処理操作が容易な放射性物
質含有廃液の処理方法を提供することを目的とするもの
でおる。
ものであって、蒸発濃縮のごとき高温での処理操作を不
要とすることによって、装置の腐蝕防止を図って耐久性
を向上させるとともに、液の沸騰に伴う飛沫同伴現象を
なくして除染係数を高めることができ、しかも中和剤や
凝集沈澱剤等の添加も不要で処理操作が容易な放射性物
質含有廃液の処理方法を提供することを目的とするもの
でおる。
さらにこの発明の目的は、前記の方法を実施するのに適
した、構造が簡単で保守も容易な放射性物質含有廃液の
処理装置を提供することである。
した、構造が簡単で保守も容易な放射性物質含有廃液の
処理装置を提供することである。
〈問題点を解決するための手段〉
この発明においては、前述した従来技術における廃液の
蒸発濃縮操作に代えて、廃液を凍結乾燥し、その後溶媒
のみを昇華させて溶媒と溶質との分離を行なうことによ
って、上記の目的を達成している。
蒸発濃縮操作に代えて、廃液を凍結乾燥し、その後溶媒
のみを昇華させて溶媒と溶質との分離を行なうことによ
って、上記の目的を達成している。
すなわちこの発明による放射性物質含有廃液の処理方法
は、放射性物質含有廃液を凍結させたのち真空下にて加
熱して溶媒のみを昇華させることによって、放射性物質
からなる溶質を乾燥物または濃縮物として残留させて回
収するとともに、昇華した溶媒は冷却して凝結物として
回収することを特徴とするものである。
は、放射性物質含有廃液を凍結させたのち真空下にて加
熱して溶媒のみを昇華させることによって、放射性物質
からなる溶質を乾燥物または濃縮物として残留させて回
収するとともに、昇華した溶媒は冷却して凝結物として
回収することを特徴とするものである。
また、この発明による放射性物質含有廃液の処理装置は
、放射性物質含有廃液を凍結しかつ凍結物を加熱、昇華
ざぜる凍結・昇華室と、該凍結・昇華室で生成される昇
華成分を冷却して凝結させる凝結室と、該凍結・昇華室
で生成される昇華成分を該凝結室へ導く導管と、該凍結
・昇華室および凝結室を真空排気する装置とからなるこ
とを特徴とするものである。
、放射性物質含有廃液を凍結しかつ凍結物を加熱、昇華
ざぜる凍結・昇華室と、該凍結・昇華室で生成される昇
華成分を冷却して凝結させる凝結室と、該凍結・昇華室
で生成される昇華成分を該凝結室へ導く導管と、該凍結
・昇華室および凝結室を真空排気する装置とからなるこ
とを特徴とするものである。
〈実施例〉
以下に図面に示す実施例を参照してこの発明をざらに詳
述する。
述する。
添付図面はこの発明の装置の１つの実施例を示しており
、この装置は、凍結・昇華室１と、凝結室２と、これら
２つの窄を連通接続する導管３とを備えている。凍結・
昇華室１内は、放射性物質含有廃液（以下「被処理液」
という）４を受けるトレイ５が被処理液の冷却・加熱の
ためのステージ６上に載置され、被処理液は液供給ロア
から１〜レイ５内に供給されるようになっている。
、この装置は、凍結・昇華室１と、凝結室２と、これら
２つの窄を連通接続する導管３とを備えている。凍結・
昇華室１内は、放射性物質含有廃液（以下「被処理液」
という）４を受けるトレイ５が被処理液の冷却・加熱の
ためのステージ６上に載置され、被処理液は液供給ロア
から１〜レイ５内に供給されるようになっている。
一方、凝結室２内には、凍結・昇華室１からの昇華成分
を冷却してで結１回収するためのトラップ８が設置され
ており、さらに真空排気装置９と液回収室１０とが凝結
室２に連通している。
を冷却してで結１回収するためのトラップ８が設置され
ており、さらに真空排気装置９と液回収室１０とが凝結
室２に連通している。
なお、図中参照番＠１１は凍結・昇華室１内のステージ
６を加熱すめための加熱装置、１２はステージ６および
凝結室２内のトラップ８を冷却するための冷凍装置であ
る。
６を加熱すめための加熱装置、１２はステージ６および
凝結室２内のトラップ８を冷却するための冷凍装置であ
る。
次にこの装置の動作を説明しながらこの発明の方法を詳
述する。核燃料物質のごとき放射性物質を含む被処理液
を液供給ロアから凍結・昇華室１内の１〜レイ５内に供
給したのち、冷凍装置１２を作動させて冷却し、被処理
液４をトレイ５内で凍結させる。硝酸プルトニウム転換
施設の工程廃液の場合には、凍結温度は２３０’に側近
である。一方、凝結室２内のトラップ８も冷凍装置１２
により冷却する。トラップの温度は低温である程昇華成
分の凝結回収率が高くなるが、本実施例においては上記
凍結温度より低い約２００°に程度の１へラップ温度と
する。
述する。核燃料物質のごとき放射性物質を含む被処理液
を液供給ロアから凍結・昇華室１内の１〜レイ５内に供
給したのち、冷凍装置１２を作動させて冷却し、被処理
液４をトレイ５内で凍結させる。硝酸プルトニウム転換
施設の工程廃液の場合には、凍結温度は２３０’に側近
である。一方、凝結室２内のトラップ８も冷凍装置１２
により冷却する。トラップの温度は低温である程昇華成
分の凝結回収率が高くなるが、本実施例においては上記
凍結温度より低い約２００°に程度の１へラップ温度と
する。
次いでこの状態において、真空排気装置９により凝結室
２内およびこれと導管３により連通している凍結・昇華
室１内の排気を開始する。
２内およびこれと導管３により連通している凍結・昇華
室１内の排気を開始する。
系内の真空度が上昇するにつれて被処理液中の溶媒およ
び溶質各々の有する固有の蒸気圧（昇華圧）の差によっ
て、凍結物中の溶媒のみが昇華してくる。この昇華成分
は導管３を介して凝結室２内に導かれ、トラップ８の表
面に凝結捕捉される。昇華に伴いトレイ５内の凍結物は
昇華熱を奪われるため、これに見合った量の熱を加熱装
置１１により供給し、凍結物の温度を凍結温度よりも若
干低目に調面保持する。
び溶質各々の有する固有の蒸気圧（昇華圧）の差によっ
て、凍結物中の溶媒のみが昇華してくる。この昇華成分
は導管３を介して凝結室２内に導かれ、トラップ８の表
面に凝結捕捉される。昇華に伴いトレイ５内の凍結物は
昇華熱を奪われるため、これに見合った量の熱を加熱装
置１１により供給し、凍結物の温度を凍結温度よりも若
干低目に調面保持する。
凍結物中の昇華成分すなわち溶媒が昇華し切って無くな
ると、凍結物中の溶質のみが乾燥物としてトレイ５内に
残留し、系内の真空度は上昇し、かつ昇華により持ら去
られる熱く昇華熱）が無くなるため、凍結物の温度は上
昇する。従って、昇華の終了時には真空度の上昇と凍結
物温度の上昇の２つの現象が観察される。当然のことな
がら、昇華が継続している状態で操作を停止すれば、溶
質が溶媒中に濃縮された濃縮物が得られる。
ると、凍結物中の溶質のみが乾燥物としてトレイ５内に
残留し、系内の真空度は上昇し、かつ昇華により持ら去
られる熱く昇華熱）が無くなるため、凍結物の温度は上
昇する。従って、昇華の終了時には真空度の上昇と凍結
物温度の上昇の２つの現象が観察される。当然のことな
がら、昇華が継続している状態で操作を停止すれば、溶
質が溶媒中に濃縮された濃縮物が得られる。
このようにして、被処理液中の水や硝酸のごとき溶媒は
昇華成分となってトラップ８で凝結し、液回収至１０内
に集めて回収でき、プルトニウムのごとき溶質は乾燥物
または濃縮物としてトレイ５内に残留させて回収できる
。
昇華成分となってトラップ８で凝結し、液回収至１０内
に集めて回収でき、プルトニウムのごとき溶質は乾燥物
または濃縮物としてトレイ５内に残留させて回収できる
。
かくしてこの発明によれば、被処理液を沸騰蒸発させる
ことがないから、溶質分を含む溶媒の蒸気中への飛沫同
伴現象もなく、その結果、凝結室２内の１〜ラツプ８に
て回収される溶媒へ移行する溶質は極めて微量となり、
除染係数は１０７以上という高い値が得られている。
ことがないから、溶質分を含む溶媒の蒸気中への飛沫同
伴現象もなく、その結果、凝結室２内の１〜ラツプ８に
て回収される溶媒へ移行する溶質は極めて微量となり、
除染係数は１０７以上という高い値が得られている。
除染性能をさらに向上させるために、凍結・昇華室１と
凝結室２を接続する導管３の途中にフィルター１３を挿
入したり、あるいは被処理液中に予め粘結剤を添加して
おく方法も考えられる。
凝結室２を接続する導管３の途中にフィルター１３を挿
入したり、あるいは被処理液中に予め粘結剤を添加して
おく方法も考えられる。
なお、加熱装置１１としては電気ヒーターや熱媒体等が
使用できるが、高周波により加熱されやすい炭化ケイ素
等の材料でトレイ５を作製したり、あるいはかような材
料をトレイの内側に用いて高周波を印加すれば、被処理
液の間接的加熱を行なうことができる。
使用できるが、高周波により加熱されやすい炭化ケイ素
等の材料でトレイ５を作製したり、あるいはかような材
料をトレイの内側に用いて高周波を印加すれば、被処理
液の間接的加熱を行なうことができる。
〈発明の効果〉
上述したごときこの発明によれば、次のような効果が得
られる。
られる。
（１）被処理液の処理操作温度は凍結温度以下の低温で
あるから、蒸発濃縮装置におけるような装置構造材の腐
蝕減肉はほとんどなく、そのため装置の寿命が長くなり
、高洒な耐食性材料を使用する必要もなくなるのでコス
ト低減化に大きく寄与する。
あるから、蒸発濃縮装置におけるような装置構造材の腐
蝕減肉はほとんどなく、そのため装置の寿命が長くなり
、高洒な耐食性材料を使用する必要もなくなるのでコス
ト低減化に大きく寄与する。
（２）溶媒（水、硝酸など）と溶質との分離は昇華を利
用するため、蒸発濃縮操作の場合にみられる沸騰時の飛
沫同伴現象もなく、除染係数が大幅に向上する。例えば
、従来の蒸発濃縮法による除染係数は１０３〜１０５程
度であるのに対し、この発明によれば１０７以上の高い
値が得られる。
用するため、蒸発濃縮操作の場合にみられる沸騰時の飛
沫同伴現象もなく、除染係数が大幅に向上する。例えば
、従来の蒸発濃縮法による除染係数は１０３〜１０５程
度であるのに対し、この発明によれば１０７以上の高い
値が得られる。
（３）溶媒の昇華と溶質の乾燥または濃縮とを同−装置
で行なうことができるとともに高除染性能が得られるの
で、廃液処理プロセスを簡酪化できる。
で行なうことができるとともに高除染性能が得られるの
で、廃液処理プロセスを簡酪化できる。
（４）被処理液中に可燃性または爆発性の物質が混入し
ている場合でも、処理温度が低温であるため火災・爆発
の危険が少なく安全性が高い。
ている場合でも、処理温度が低温であるため火災・爆発
の危険が少なく安全性が高い。
（５）加熱沸騰型の蒸発濃縮法においては、熱揮発性元
素（例えばルテニウム等〉の除染係数を高くすることは
不可能であるが、この発明によれば可能である。
素（例えばルテニウム等〉の除染係数を高くすることは
不可能であるが、この発明によれば可能である。
以上の説明では、この発明を放射性物質含有廃液の処理
方法および装置として述べたが、放射性、非放射性を問
わず被処理液を凍結状態にしたときに溶媒と溶質との間
に蒸気圧（昇華圧）の差があるような溶液の処理に対し
てもこの発明の分離原理は適用可能であり、例えばメッ
キ廃液中の重金属成分の除去や回収にも利用できるであ
ろう。
方法および装置として述べたが、放射性、非放射性を問
わず被処理液を凍結状態にしたときに溶媒と溶質との間
に蒸気圧（昇華圧）の差があるような溶液の処理に対し
てもこの発明の分離原理は適用可能であり、例えばメッ
キ廃液中の重金属成分の除去や回収にも利用できるであ
ろう。
添付図面はこの発明の装置の実施例を示す説明図である
。 １・・・凍結・昇華至、２・・・凝結掌、３・・・導管
、４・・・被処理液、５・・・トレイ、７・・・液供給
口、８・・・トラップ、９・・・真空排臭装置。
。 １・・・凍結・昇華至、２・・・凝結掌、３・・・導管
、４・・・被処理液、５・・・トレイ、７・・・液供給
口、８・・・トラップ、９・・・真空排臭装置。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、放射性物質含有廃液を凍結させたのち真空下にて加
熱して溶媒のみを昇華させることによつて、放射性物質
からなる溶質を乾燥物または濃縮物として残留させて回
収するとともに、昇華した溶媒は冷却して凝結物として
回収することを特徴とする放射性物質含有廃液の処理方
法。 ２、放射性物質含有廃液を凍結しかつ凍結物を加熱、昇
華させる凍結・昇華室と、該凍結・昇華室で生成される
昇華成分を冷却して凝結させる凝結室と、該凍結・昇華
室で生成される昇華成分を該凝結室へ導く導管と、該凍
結・昇華室および凝結室を真空排気する装置とからなる
ことを特徴とする放射性物質含有廃液の処理装置。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16703185A JPS6227697A (ja) | 1985-07-29 | 1985-07-29 | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 |
| FR8610906A FR2585502A1 (fr) | 1985-07-29 | 1986-07-28 | Procede et appareil de traitement d'un dechet liquide radioactif |
| DE19863625602 DE3625602A1 (de) | 1985-07-29 | 1986-07-29 | Verfahren und vorrichtung zum behandeln von fluessigem, radioaktivem atommuell |
| GB08618470A GB2178588A (en) | 1985-07-29 | 1986-07-29 | Method and apparatus of treatment of radioactive liquid waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16703185A JPS6227697A (ja) | 1985-07-29 | 1985-07-29 | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6227697A true JPS6227697A (ja) | 1987-02-05 |
Family
ID=15842104
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16703185A Pending JPS6227697A (ja) | 1985-07-29 | 1985-07-29 | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6227697A (ja) |
| DE (1) | DE3625602A1 (ja) |
| FR (1) | FR2585502A1 (ja) |
| GB (1) | GB2178588A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01311296A (ja) * | 1988-06-09 | 1989-12-15 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 廃溶媒の処理方法 |
| JPH01316690A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | プルトニウム、ウラン溶液処理方法 |
| JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
| JPH0238998A (ja) * | 1988-07-29 | 1990-02-08 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 溶媒精製方法 |
| JPH0269697A (ja) * | 1988-09-05 | 1990-03-08 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 使用済溶媒の処理法 |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0769465B2 (ja) * | 1988-06-17 | 1995-07-31 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
| US5996248A (en) | 1996-09-19 | 1999-12-07 | The Boc Group, Inc. | Freeze drying method |
| RU2171509C2 (ru) * | 1999-09-28 | 2001-07-27 | Центральный научно-исследовательский институт им. акад. А.Н. Крылова | Способ термической переработки жидких радиоактивных отходов вымораживанием с получением очищенной воды и устройство для его осуществления |
| JP2015087387A (ja) * | 2013-09-27 | 2015-05-07 | 長浦 善昭 | 福島第一原子力発電所を中心として建設をする凍土壁を凍結する冷媒として、膨大な冷熱を安価にて供給をすることが出来る、−１６２℃の液化ｌｎｇの気化熱を使用して凍土壁を凍結する方法。 |
| CN113461092A (zh) * | 2021-06-21 | 2021-10-01 | 以农环境工程有限公司 | 一种冷冻升华技术处理污水的方法 |
| CN115014047A (zh) * | 2022-05-30 | 2022-09-06 | 南京威尔药业科技有限公司 | 一种通过冷冻干燥机生产叔丁醇的方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5133768A (en) * | 1974-09-17 | 1976-03-23 | Shimadzu Corp | Haieki no shorihoho |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB994156A (en) * | 1962-04-27 | 1965-06-02 | Leybold Anlagen Holding Ag | Process for treating radioactive substances |
| DE1220048B (de) * | 1960-10-21 | 1966-06-30 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum UEberfuehren von radioaktiven Stoffen in eine lager- und transportfaehige Dauerform |
| DE1228009B (de) * | 1961-02-09 | 1966-11-03 | Atomkraftwerk Rheinsberg Mit B | Verfahren zum Beseitigen von radioaktiven Verunreinigungen aus Fluessigkeiten |
| FR1333345A (fr) * | 1961-11-28 | 1963-07-26 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Procédé de dessiccation par congélation |
| NL283895A (ja) * | 1961-11-28 | |||
| GB1042081A (en) * | 1963-03-02 | 1966-09-07 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Improvements relating to the freeze drying of materials |
| GB1095466A (ja) * | 1964-03-06 | 1900-01-01 | ||
| FR2123742A5 (en) * | 1971-01-29 | 1972-09-15 | Thomson Csf | Dielectrically heated freeze drying - at enchanced press to prevent gas ionisation losses |
| BR7302114D0 (pt) * | 1973-03-10 | 1974-08-15 | A Filipe | Equipamento para liofilizacao acelerada |
| DE2451038C2 (de) * | 1974-10-26 | 1982-11-18 | Vereinigte Flugtechnische Werke Gmbh, 2800 Bremen | Verfahren zur umweltfreundlichen Beseitigung organischer Abfälle und/oder Rückstände animalischen Ursprungs |
| DE2728469C2 (de) * | 1977-06-24 | 1986-01-16 | Josef 5000 Köln Stecker | Verfahren und Einrichtung zur Behandlung von radioaktive Abfallstoffe enthaltenden Flüssigkeiten |
| JPS56128592A (en) * | 1980-03-12 | 1981-10-08 | Doryokuro Kakunenryo | Method and device for heating with microwave |
| US4444680A (en) * | 1981-06-26 | 1984-04-24 | Westinghouse Electric Corp. | Process and apparatus for the volume reduction of PWR liquid wastes |
| DE3200331A1 (de) * | 1982-01-08 | 1983-07-28 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | "verfahren und anlage zur behandlung von feuchten oder nassen radioaktiven abfallstoffen" |
| JPS58191998A (ja) * | 1982-05-06 | 1983-11-09 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 環状槽型マイクロ波加熱装置 |
-
1985
- 1985-07-29 JP JP16703185A patent/JPS6227697A/ja active Pending
-
1986
- 1986-07-28 FR FR8610906A patent/FR2585502A1/fr active Pending
- 1986-07-29 DE DE19863625602 patent/DE3625602A1/de not_active Withdrawn
- 1986-07-29 GB GB08618470A patent/GB2178588A/en not_active Withdrawn
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5133768A (en) * | 1974-09-17 | 1976-03-23 | Shimadzu Corp | Haieki no shorihoho |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01311296A (ja) * | 1988-06-09 | 1989-12-15 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 廃溶媒の処理方法 |
| JPH01316690A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | プルトニウム、ウラン溶液処理方法 |
| JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
| JPH0238998A (ja) * | 1988-07-29 | 1990-02-08 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 溶媒精製方法 |
| JPH0269697A (ja) * | 1988-09-05 | 1990-03-08 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 使用済溶媒の処理法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB2178588A (en) | 1987-02-11 |
| FR2585502A1 (fr) | 1987-01-30 |
| GB8618470D0 (en) | 1986-09-03 |
| DE3625602A1 (de) | 1987-01-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6227697A (ja) | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 | |
| US10829389B2 (en) | Solvent decontamination system and method | |
| KR101696888B1 (ko) | 방사성 물질 함유 액체폐기물의 처리와 감량을 위한 처리시스템 | |
| JP2807237B2 (ja) | トリチウムによって汚染された固体有機廃棄物の処理方法及び処理設備 | |
| RU2191438C2 (ru) | Способ сублимационной сушки материала (варианты) и сублимационная сушилка для сублимационной сушки материала (варианты) | |
| JP5373067B2 (ja) | アミン含有廃水からのアミン回収方法 | |
| JPS5915718B2 (ja) | 水銀含有スラッジから水銀を除去する方法 | |
| EP0347255B1 (en) | Method of treating high-level radioactive waste liquid | |
| CN108472552A (zh) | 在分离过程中减少废物产生的方法和装置 | |
| JPH0269697A (ja) | 使用済溶媒の処理法 | |
| JP2601941B2 (ja) | 低級アルコールの回収法及び回収装置 | |
| JP2942252B1 (ja) | 放射性アルコール廃液の処理方法及びそれに用いる装置 | |
| JP2901866B2 (ja) | 真空蒸留回収装置 | |
| JP2564132B2 (ja) | 高速炉炉心構成要素のナトリウム除去処理設備 | |
| KR101189173B1 (ko) | 습윤 방사성폐기물 내 방사성 폐액의 분리 회수 장치 및 방법 | |
| JP2864181B2 (ja) | 放射性物質を含む硝酸水溶液の処理法 | |
| JPS6249901A (ja) | 真空蒸留装置 | |
| JPS6249295A (ja) | 真空蒸留装置 | |
| JPH01311296A (ja) | 廃溶媒の処理方法 | |
| JPS618699A (ja) | ホウ酸ソ−ダ廃液の処理方法 | |
| JPH07287096A (ja) | ルテニウムの処理方法及び放射性液体廃棄物の処理方法並びに放射性液体廃棄物の処理装置 | |
| JPH04240596A (ja) | 放射性廃液処理装置 | |
| JP2006266967A (ja) | 廃イオン交換樹脂の処理方法 | |
| JPH10332885A (ja) | 酸性放射性廃棄物溶液の減容化方法およびその処理システム | |
| JPS61193100A (ja) | 洗浄溶媒の回収方法およびその装置 |