DE2711368C2 - - Google Patents
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- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Zurückhalten
von flüchtigen, radioaktiven Substanzen gemäß dem Ober
begriff des Patentanspruchs 1.
Ein Verfahren dieser Gattung ist bereits in der DE-OS
25 33 847 beschrieben.
Bei der Aufbereitung von Kernbrennstoffen werden diese
mechanisch zerkleinert und mit bzw. in Salpetersäure aufgelöst.
Beim Lösen der Kernbrennstoffe
mit Salpetersäure fallen neben anderen radioaktiven
Stoffen flüchtige, radioaktive Substanzen an. Diese
flüchtigen, radioaktiven Substanzen sind z. T. in dem
beim Lösen entstehenden Gasgemisch enthalten. Von der
Lösung werden Uran-, Plutoniumnitrate und nicht umge
setzte Salpetersäure abgetrennt. Die verbleibende Lö
sung enthält bzw. produziert
ebenfalls flüchtige, radioaktive Substanzen. Beim Auf
arbeiten der nicht umgesetzten, abgetrennten Salpeter
säure entsteht tritiertes Wasser, das abgetrennt und
gelagert werden muß. Das tritierte Wasser enthält und
produziert ebenfalls flüchtige, radioaktive Substanzen.
Die gelagerte verbleibende Lösung und das gelagerte
tritierte Wasser werden radioaktive, flüssige Abfall
stoffe genannt. Beim Denitrieren der Uran- und Pluto
niumnitrate und der radioaktiven, flüssigen Abfall
stoffe entstehen ebenfalls flüchtige, radioaktive Substan
zen.
Die flüchtigen, radioaktiven Substanzen bestehen im we
sentlichen aus Krypton, Tritium, Jod, Ruthenium, Aerosole
und Plutonium-, Americium-, Litium-, Cäsium-, Strontium-
und Cerverbindungen. Die flüchtigen, radioaktiven
Substanzen sind mit ihren nicht radioaktiven Isotopen,
mit kontaminierten nitrosen Gasen, mit Dämpfen aus Salpeter
säure und Wasser, mit Edelgasen und mit Stickstoff
vermischt. Die flüchtigen, radioaktiven Substanzen
können einerseits nicht in die Aufbereitung zurück
geführt werden, weil sie sich dort anreichern würden,
und dürfen andererseits aus Umweltschutzgründen nicht
in die Atmosphäre abgegeben werden.
Bei dem Verfahren gemäß der DE-OS 25 33 847, von dem
die Erfindung ausgeht, wird vorgeschlagen, den bisher
verwendeten Stickstoff oder ein Stickstoff-Sauerstoff-
Gemisch durch Sauerstoff bei der Konzentrierung durch
Destillation zu ersetzen, und deshalb wird ein Verfah
rensschritt zur Konzentration der in flüssigem Sauer
stoff gelösten Gase durch Tieftemperaturdestillation
der leichten Gase und insbesondere des Stickstoffs aus
dem verflüssigten Gemisch vorgesehen. Diese Destillate
können dann behandelt werden, um den Stickstoff zurück
zugewinnen und ihn auf eine Trennvorrichtung zurückzu
führen, die zum Ablängen der Brennstoffe in der Nach
behandlungsanlage dient.
Die Verwendung von Sauerstoff ist insofern nachteilig,
als der Siedepunkt des Sauerstoffs in der
Nähe des Siedepunktes von Stickstoff und Xenon liegt.
Es ist deshalb erforderlich, unter hohen Drücken zu ar
beiten, um eine Verflüchtigung von Xenon zu vermeiden.
Bei Verwendung hoher Drücke besteht
die Gefahr, daß die Behälter undicht
werden und radioaktive Substanzen austreten können.
Ein weiterer Nachteil liegt darin, daß aus dem Sauer
stoff durch die radioaktive Strahlung
Ozon entsteht, welches als fester hochexplosiver Stoff
ausfällt.
Durch die Erfindung soll ein
Verfahren geschaffen werden, welches
bei geringem Unterdruck arbeiten kann und keine Sicherheitsbedenken hinsichtlich
Druck- und Explosionsgefahr mehr zuläßt.
Dieses Zielt erreicht die Erfindung bei dem im Oberbegriff
des Anspruchs 1 angegebenen Verfahren durch die im kenn
zeichnenden Teil beschriebenen Merkmale.
Bei der Reduktion der höheren Stickoxide zu Stickstoffoxid (NO)
entsteht Salpetersäure, die Jod absorbiert. Die mit Jod
kontaminierte Salpetersäure wird einer Jod-Desorption unter
worfen. Das desorbierte Jod wird mit Sauerstoff ausgeblasen und einer
Jod-Filtration zugeführt. Der die Filtration verlassende Sauer
stoff kann mit dem angereicherten Sauerstoff, der den flüs
sigen radioaktiven Abfallstoffen entnommen wird, zusammengeführt
werden.
Es ist zweckmäßig, das die Reduktionsstufe verlassende
Gasgemisch über eine mit Sauerstoff zu regenerierende Adsorber
kette zu leiten. In dieser Adsorberkette werden u. a. eventuell
vorhandene Aerosole, Kohlendioxid und Schwebstoffe zurückge
halten.
Es kann von Vorteil sein, den angereicherten Sauer
stoff, der den flüssigen radioaktiven Abfallstoffen entnommen
wurde, über eine katalytische Wasserstoffoxidation zu leiten.
Das entstehende tritierte Wasser kann in die elektrolytische
Anreicherung und das durch die elektrolytische Anreicherung
entstehende abgereicherte tritierte Wasser mindestens in die
Lagerung der radioaktiven flüssigen Abfallstoffe gegeben
werden. Es ist jedoch auch möglich, das abgereicherte tritierte
Wasser in den Aufbereitungsprozeß zurückzuführen, z. B. in den
Lösevorgang oder zum Einstellen der Salpetersäure zu verwenden.
Der durch die katalytische Wasserstoffoxidation nicht umge
setzte, angereicherte Sauerstoff kann mit der Fraktion, die
die flüchtigen radioaktiven Substanzen - im wesentlichen
Krypton - und Stickstoffoxid (NO) enthält, einer chemischen
Behandlung unterworfen werden. Es kann ferner von Vorteil
sein, den abgetrennten Stickstoff mindestens teilweise als
Spülgas für die mechanische Zerkleinerung der Kernbrennstoffe
in den Lösevorgang zurückzuführen.
Soweit der Stickstoff in die Atmosphäre eingeleitet werden soll,
muß dieser zum Zurückhalten eventuell noch vorhandener
Spuren von Jod über ein entsprechendes Filter geführt und im
Falle noch vorhandenen Tritiums einer diesbezüglichen Nachrei
nigung, z. B. einer Tritium-Oxidation, unterworfen werden.
Das erfindungsgemäße Verfahren bietet den Vorteil, daß für die
Zurückhaltung von flüchtigen radioaktiven Substanzen, die bei
der Aufarbeitung von Kernbrennstoffen anfallen, im wesentlichen
nur Sauerstoff zugeführt werden muß, der mit dem während des
Verfahrens entstehenden NO zu höheren Stickoxiden umgesetzt
wird. Ein weiterer Vorteil des Verfahrens ist darin zu sehen,
daß die Gasgemische im Prozeß verbleiben und im wesentlichen
nur Xenon, Überschuß-Stickstoff und die flüchtigen, radioaktiven
Substanzen dem Kreislauf entnommen werden. Dabei bietet sich
die gemeinsame Lagerung von Krypton und Tritium als weiterer
Vorteil an, da Tritium sich mit Rubidium, einem Zerfallsprodukt
von Krypton, zu Feststoff verbindet, wodurch sich das Lager
volumen bzw. der Lagerdruck verringert. Vorteilhaft ist ferner,
daß alle flüchtigen radioaktiven Substanzen, die dem Prozeß
entnommen werden, gemeinsam an einer Stelle anfallen und gela
gert werden können.
Die Erfindung wird anhand der Figur, die einen schematischen
Verfahrensablauf zeigt, er
läutert.
Die Lösestation 1 besteht aus einer Stickstoff(N2)-gespülten,
mechanischen Zerkleinerungsanlage für die Brennstoffe und dem
Lösebehälter, in dem die zerkleinerten Kernbrennstoffe mit
Salpetersäure aufgelöst werden. In der Lösestation entstehen
Gasgemische und ein flüssiges Gemisch. Die Gasgemische ent
halten flüchtige radioaktive Substanzen. Nach Abtrennen der
Uran- und Plutoniumnitrate sowie nicht-verbrauchter Salpeter
säure verbleiben flüssige radioaktive Abfallstoffe, die im
Behälter 2 gelagert werden. Beim Aufarbeiten - nicht dargestellt -
der von der Lösung abgetrennten Salpetersäure entsteht ebenfalls
flüssiger radioaktiver Abfallstoff, und zwar im wesentlichen in
Form von tritiertem Wasser, das im Behälter 3 gelagert wird.
Weitere flüchtige radioaktive Substanzen fallen bei der Deni
trierung der Uran- und Plutoniumnitrate und der Weiterbearbei
tung der radioaktiven flüssigen Abfallstoffe an - nicht dar
gestellt.
Das die Lösestation über Leitung 4 verlassende Gasgemisch - im
wesentlichen aus Wasserdampf, Salpetersäuredampf, Stickstoff,
Stickoxiden, Xenon, Krypton, Jod, Tritium, Aerosole und Schweb
stoffen bestehend - wird eventuell gemeinsam mit dem Gasgemisch
aus der Denitrierung über einen Kondensator 5 geleitet. Das
Gasgemisch aus der Denitrierung - im wesentlichen aus Stick
oxiden, Aerosole, Jod und Schwebstoffen bestehend - gelangt
über Leitung 6 in Leitung 4. Im Kondensator 5 werden Wasser-
und Salpetersäuredämpfe kondensiert, in denen sich auch Jod an
reichert. Die Gase aus dem Kondensator 5 werden über Leitung 7
einem Absorber 8 zugeführt. Im Absorber 8 werden Jod und NO2
in die flüssige Phase, im wesentlichen aus wäßriger Salpeter
säure bestehend, absorbiert. Die flüssige Phase aus dem Absor
ber 8 wird gemeinsam mit dem Kondensat aus Kondensator 5 in
einem Jod-Desorber 9 vom Jod befreit. Das Jod wird mit Sauer
stoff aus dem Desorber 9 ausgetrieben und einer Jod-Filtration 10
zugeführt. Der Sauerstoff kann im Kreis und/oder über Leitung 11
einer zweiteiligen chemischen Behandlungsstufe 12, 13 zugeführt
werden. Über Leitung 14 wird der Sauerstoff für den Desorber
kreislauf ergänzt. Wurde der Sauerstoff an anderer Stelle des
Prozesses mit Jod beladen, ist es zweckmäßig, ihn über Leitung 39
in den Desorberkreislauf einzuführen. Die im Desorber 9 anfal
lende Salpetersäure wird teils über Leitung 15 auf den Kopf des
Absorbers 8, teils über Leitung 16 auf den Kopf des Teiles 12
der chemischen Behandlungsstufe 12, 13 und teils in den Prozeß,
z. B. in die Lösestation 1, gegeben. Die den Absorber 8 über
Leitung 18 verlassenden Gase werden in einem Kondensator 17 von
den höheren Stickoxiden befreit, die über Leitung 19 in Leitung 7,
den Gaseingang des Absorbers 8, zurückgeführt werden. Das Gas
aus Kondensator 17 wird über eine Kühl- und Adsorptionseinrichtung
20 in eine Trennkolonne 21 eingeleitet. Die Kühl- und Adsorp
tionseinrichtung 20 wird mit Sauerstoff regeneriert, der über
Leitung 22 zugeführt, gegebenenfalls rezirkuliert und über Lei
tung 23 in die Behandlungsstufe 12, 13 geleitet wird. In Trennkolonne
21 wird im wesentlichen Stickstoff (N2) als Kopfprodukt abgenommen.
Spuren von Krypton und Tritium können durch Adsorption bzw. Oxida
tion - nicht dargestellt - aus dem Stickstoff entfernt werden,
sofern der Stickstoff nicht über Leitung 24 in den Prozeß, z. B.
in die Lösestation 1, zurückgeführt wird. Die im Sumpf der Ko
lonne 21 anfallende Fraktion aus Stickstoffoxid (NO), Krypton
und Xenon wird in Trennkolonne 25 in Xenon, das im Sumpf anfällt,
und in ein Gasgemisch aus Krypton und Stickstoffoxid getrennt.
Entsprechend der Verwertung des Xenons kann eventuell eine Nach
reinigung für Jod - nicht dargestellt - erforderlich werden.
Das Krypton/NO-Gemisch gelangt über Leitung 26 in die chemische
Behandlungsstufe 12, 13.
In die flüssigen radioaktiven Abfallstoffe, die in den Behältern
2 und 3 lagern, wird über Leitung 27 Sauerstoff eingeleitet. Mit
dem eingeleiteten Sauerstoff wird der Inhalt des Behälters 2 in
Bewegung gehalten, damit keine lokalen Anreicherungen von radio
aktivem Stoff auftreten können. Gleichzeitig werden flüchtige
radioaktive Substanzen mit dem Sauerstoff aus dem Behälter 2 aus
getragen. Ein Teilstrom des ausgetragenen, angereicherten Sauer
stoffs wird gegebenenfalls über Leitung 28 zurückgeführt, um den
Verbrauch an frischem Sauerstoff möglichst gering zu halten. Mit
dem Sauerstoff werden auch die flüchtigen, radioaktiven Substanzen
- im wesentlichen aus Tritium bestehend - aus dem Behälter 3 aus
getragen. Der hier anfallende Gasstrom, soweit er nicht in den
Inhalt des Behälters 3 zurückgeführt wird, wird mit dem verblei
benden angereicherten Sauerstoff aus Behälter 2 vereinigt und
über Leitung 29 einer katalytischen Wasserstoffverbrennung 30 zuge
führt. Der in der katalytischen Wasserstoffverbrennung von Wasser
stoff befreite und mit sonstigen flüchtigen radioaktiven Substanzen
beladene Sauerstoff wird über Leitung 31 der chemischen Behand
lungsstufe 12, 13 zugeführt. Das als Kondensat anfallende tri
tierte Wasser kann gemeinsam mit dem tritierten Wasser aus Behäl
ter 3 einer Tritiumwasseranreicherungseinrichtung 32 mit nachge
schalteter elektrolytischer Aufbereitung 33 aufgegeben werden. Das
anfallende abgereicherte Wasser kann über Leitung 34 in den Prozeß,
z. B. zum Einstellen der Säurekonzentration oder zur Einstellung
der Lösungskonzentration im Behälter 2, zurückgeführt werden. Der
Sauerstoff aus der elektrolytischen Aufarbeitung 33 kann in Leitung
27 eingeleitet werden.
In der chemischen Behandlungsstufe 12, 13 wird das Gasgemisch
aus Krypton und NO mit Sauerstoff und/oder Salpetersäure be
handelt, wobei das Stickstoffoxid zu höheren Stickoxiden oxi
diert wird. In den nachgeschalteten Kondensatoren 35, 40 werden die
Stickoxide kondensiert. Falls die flüchtigen, radioaktiven
Substanzen noch Spuren von Stickoxiden aufweisen sollten,
können diese in nachgeschalteten Adsorbern - nicht dargestellt -
abgetrennt werden. Die flüchtigen radioaktiven Substanzen
werden in einen Gas- oder Flüssigkeitstank 38 eingeleitet. Die
in der zweiteiligen chemischen Behandlungsstufe 12, 13 anfallende
Salpetersäure kann in die Lösestation 1 oder an sonstiger geeig
neter Stelle in den Kernbrennstoff- bzw. Gasaufbereitungs
prozeß zugeführt werden.
Um Ozon-Bildung bei der Verflüssigung der flüchtigen radioaktiven
Substanzen zu verhindern, muß der in die chemische Behandlungs
stufe 12, 13 eingeleitete Sauerstoff quantitativ verbraucht
werden. Gleichzeitig sollen die Stickoxide weitgehend zu Sal
petersäure aufgearbeitet werden, damit nicht zusätzliche Hilfs
stoffe, wie z. B. Wasserstoff oder Ammoniak, in das Verfahren
eingeführt werden müssen, die die Menge der kontaminierten
Stoffe erhöhen würde. Um diesen beiden Forderungen gleich
zeitig genügen zu können, kann zwischen der zweiteiligen
chemischen Behandlungsstufe 12, 13 und Kondensator 35 eine
Kolonne 36 zur Synproportionierung des Stickstoffoxides (NO)
geschaltet werden. Auf den Kopf der Kolonne 36 wird die im
Sumpf des Teiles 13 der chemischen Behandlungsstufe 12, 13
anfallende Salpetersäure gegeben und dem Kopfprodukt, das den
Kopf des Teiles 12 der Behandlungsstufe 12, 13 verläßt und nach
Kondensation im unteren Teil der Kolonne 36 aufgegeben wird, ent
gegenströmen lassen. Der Inhalt des Sumpfs der Kolonne 36 wird am Kopf von
Teil 13 der Behandlungsstufe 12, 13 aufgegeben. Die stöchiome
trische Menge Sauerstoff, die für die Umsetzung des NO erfor
derlich ist, wird der Behandlungsstufe 12, 13 so zugeführt, daß
im Teil 12 Unterschuß und im Teil 13 Überschuß herrscht.
Enthält das aus der Denitrierung kommende Gasgemisch keinen
Stickstoff, kann die Leitung 6 statt in Leitung 4 in Leitungen
11, 26 oder 31 einmünden.
Claims (6)
1. Verfahren zum Zurückhalten von flüchtigen,
radioaktiven Substanzen in den Gasgemischen, die beim
Lösen der Kernbrennstoffe mit Salpetersäure, beim La
gern und bei der Weiterbearbeitung der nach Abtrennen
von Uran und Plutonium sowie der nach Aufarbeitung nicht
umgesetzter Salpetersäure verbleibenden radioaktiven,
flüssigen Abfallstoffe und bei der Denitrierung der
Uran- und Plutoniumnitrate entstehen,
- a) indem die beim Lösevorgang und der Denitrie rung anfallenden und in den jeweiligen Gas gemischen vorhandenen höheren Stickoxide (NO x ) entfernt und Jod (J2) absorbiert werden,
- b) während das in Schritt a) erhaltene Gasgemisch im wesentlichen in Xenon (Xe) und in eine die übrigen flüchtigen, radioaktiven Substanzen enthaltende Fraktion getrennt wird,
- c) unterdessen der angereicherte Sauerstoff (O2) des Schrittes b) einer chemischen Behandlung unter worfen wird, wobei der Sauerstoff zu Wasser (H2O) oxi diert wird,
- d) und des weiteren das Wasser (H2O) aus Schritt c) in die Aufbereitung zurückgeführt und die flüch tigen, radioaktiven Substanzen gemeinsam ge lagert werden,
dadurch gekennzeichnet,
- e) daß die höheren Stickoxide (NO x ) in Schritt a) zu Stickstoffoxid (NO) reduziert werden,
- f) daß die Fraktion in Schritt b) Stickstoffoxid (NO) enthält und daß neben Xenon (Xe) auch Stickstoff (N2) abgetrennt wird,
- g) daß flüssigen, radioaktiven Abfallstoffen Sauerstoff (O2) zugesetzt und der mit flüchti gen, radioaktiven Substanzen angereicherte Sau erstoff (O2) entnommen wird,
- h1) daß der angereicherte Sauerstoff (O2) des Schrit tes g) zusammen mit der xenonfreien Fraktion des Schrittes b) der chemischen Behandlung unterworfen
- h2) oder zusammen mit der nicht zurückgeführten Fraktion des Schrittes d) und dem bei der Deni trierung anfallenden Gasgemisch der chemischen Behandlung unterworfen wird,
- i) und daß der angereicherte Sauerstoff (O2) mit dem Stickstoffoxid (NO) zur Reaktion gebracht wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn
zeichnet,
- a1) daß das absorbierte Jod (J2) desorbiert, mit Sauerstoff (O2) ausgetragen und einer Jodfiltra tion zugeführt wird,
- g1) und daß der bei der Jodfiltration gleichfalls filtrierte Sauerstoff (O2) mit dem angereicherten Sauerstoff der Schritte h1) und h2) zusammengeführt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn
zeichnet,
- k) daß das in Schritt a) erhaltene Gasgemisch über eine mit Sauerstoff (O2) zu regenerierende Ad sorberkette dem Schritt b) zugeleitet wird,
- l) und daß der zur Regeneration verwendete Sauer stoff (O2) mit dem angereicherten Sauerstoff des Schrittes g) zusammengeführt wird.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn
zeichnet,
- m) daß die durch die Salpetersäurerückgewinnung entstehenden radioaktiven, flüssigen Abfallstoffe durch Destillation und anschließender Elektrolyse angereichert werden.
5. Verfahren nach Anspruch 4,
dadurch gekennzeichnet,
- c1) daß der angereicherte Sauerstoff im Schritt c) über eine katalytische Wasserstoffoxidation geleitet wird,
- c2) daß der nicht umgesetzte angereicherte Sauer stoff (O2) mit der Fraktion des Schrittes b) einer chemischen Behandlung unterworfen wird,
- c3) daß das entstehende tritierte Wasser in die elektrolytische Anreicherung gegeben wird,
- c4) und daß das durch die elektrolytische Anreiche rung entstehende angereicherte tritierte Wasser in die Lagerung der radioaktiven, flüssigen Abfallstoffe zurückgeführt wird.
Priority Applications (8)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19772711368 DE2711368A1 (de) | 1977-03-16 | 1977-03-16 | Verfahren zum zurueckhalten von fluechtigen radioaktiven substanzen, die bei der aufarbeitung von kernbrennstoffen anfallen |
US05/886,516 US4206073A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-14 | Process for separating volatile, radioactive substances obtained in the reprocessing of nuclear fuel |
JP2880578A JPS53113998A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-15 | Method of holding radioactive volatile substance produced in regenerating nuclear fuel |
CA298,949A CA1112458A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-15 | Process to retain volatile, radioactive substances obtained in the reprocessing of nuclear fuel |
BR7801567A BR7801567A (pt) | 1977-03-16 | 1978-03-15 | Processo para a retencao de substancias radioativas volateis que aparecem no tratamento de combustiveis nucleares |
FR7807582A FR2384328A1 (fr) | 1977-03-16 | 1978-03-16 | Procede pour retenir des substances radio-actives volatiles provenant du traitement de combustibles nucleaires |
GB10523/78A GB1602650A (en) | 1977-03-16 | 1978-03-16 | Treatment of nuclear fuel |
BE185999A BE864973A (fr) | 1977-03-16 | 1978-03-16 | Procede pour retenir des substances radio-actives volatiles provenant du traitement de combustibles nucleaires |
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Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
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GB (1) | GB1602650A (de) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2277415A1 (fr) * | 1974-07-03 | 1976-01-30 | Commissariat Energie Atomique | Procede d'extraction, de piegeage et de stockage de l'iode radioactif contenu dans les combustibles nucleaires irradies |
DE2759185C2 (de) * | 1977-12-31 | 1983-11-10 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zum Reinigen der Abgase einer Wiederaufarbeitungsanlage für bestrahlte Kernbrennstoffe und Einrichtung zum Durchführen des Verfahrens |
DE2951339C2 (de) * | 1979-12-20 | 1985-11-21 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zum Desorbieren von Spaltjod aus salpetersaurer Brennstofflösung |
US4923639A (en) * | 1981-01-19 | 1990-05-08 | Alkem Gmbh | Method of processing plutonium and/or uranyl nitrate |
DE3214825C2 (de) * | 1982-04-21 | 1986-09-11 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zum Abtrennen von Krypton aus einem radioaktiven Abgas und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
JPS6432197A (en) * | 1987-07-29 | 1989-02-02 | Hitachi Ltd | Plant for retreatment of nuclear fuel |
FR2620262B1 (fr) * | 1987-09-09 | 1989-11-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede et installation de traitement de dechets organiques solides contamines par du tritium |
FR2675617B1 (fr) * | 1991-04-17 | 1995-04-07 | Jgc Corp | Procede de retraitement des combustibles nucleaires uses. |
US8779322B2 (en) | 1997-06-26 | 2014-07-15 | Mks Instruments Inc. | Method and apparatus for processing metal bearing gases |
US7569790B2 (en) * | 1997-06-26 | 2009-08-04 | Mks Instruments, Inc. | Method and apparatus for processing metal bearing gases |
RU2664127C1 (ru) * | 2017-08-24 | 2018-08-15 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Способ регенерации азотной кислоты из тритийсодержащего газового потока |
CN112489847B (zh) * | 2020-12-01 | 2023-05-05 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | 一种活化石墨减容处理方法 |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2994577A (en) * | 1960-01-29 | 1961-08-01 | Silverman Leslie | Method of removing iodine from gases and filter medium therefor |
US3752876A (en) * | 1971-08-26 | 1973-08-14 | Atomic Energy Commission | Removal of organic and inorganic iodine from a gaseous atmosphere |
US4012490A (en) * | 1972-07-25 | 1977-03-15 | Airco, Inc. | Removing radioactive noble gases from nuclear process off-gases |
DE2426764C2 (de) * | 1974-06-01 | 1981-07-09 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zum Abtrennen von Krypton aus einem radioaktiven Abgasgemisch und Gastrennanlage zum Durchführen des Verfahrens |
FR2277415A1 (fr) * | 1974-07-03 | 1976-01-30 | Commissariat Energie Atomique | Procede d'extraction, de piegeage et de stockage de l'iode radioactif contenu dans les combustibles nucleaires irradies |
FR2280954B1 (fr) * | 1974-07-31 | 1977-01-07 | Commissariat Energie Atomique | Procede de traitement de melanges d'air et de gaz rares au moins partiellement radio-actifs |
GB1509581A (en) * | 1974-07-31 | 1978-05-04 | Commissariat Energie Atomique | Method of eliminating radioactivity from air containing radioactive rare gases |
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