DE2849050C2 - Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik - Google Patents

Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik

Info

Publication number
DE2849050C2
DE2849050C2 DE19782849050 DE2849050A DE2849050C2 DE 2849050 C2 DE2849050 C2 DE 2849050C2 DE 19782849050 DE19782849050 DE 19782849050 DE 2849050 A DE2849050 A DE 2849050A DE 2849050 C2 DE2849050 C2 DE 2849050C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
decomposition
ammonium nitrate
solution
waste
solutions
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.)
Expired
Application number
DE19782849050
Other languages
English (en)
Other versions
DE2849050A1 (de
Inventor
Burkhardt Dipl.-Ing. 5132 Übach-Palenberg Müller
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.)
Forschungszentrum Juelich GmbH
Original Assignee
Kernforschungsanlage Juelich GmbH
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 Kernforschungsanlage Juelich GmbH filed Critical Kernforschungsanlage Juelich GmbH
Priority to DE19782849050 priority Critical patent/DE2849050C2/de
Priority to FR7833550A priority patent/FR2410870A1/fr
Priority to JP14665778A priority patent/JPS5495900A/ja
Priority to US05/964,906 priority patent/US4285830A/en
Priority to GB7846644A priority patent/GB2011152B/en
Publication of DE2849050A1 publication Critical patent/DE2849050A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2849050C2 publication Critical patent/DE2849050C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
  • Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist eine Optimierung der Spruehzersetzung nach dem Hauptpatent P 27 53 368.2 (A. 3573) betreffend ein Verfahren zur Aufarbeitung von bei der Herstellung von Kernreaktorbrenn- und/oder -brutstoffen anfallenden ammoniumnitrathaltigen Abfalloesungen. Die vorgeschlagene Verfahrensweise hat erstens den Vorteil, dass Spruehloesungen mit den genannten Konzentrationen im Zersetzungsofen gefahrlos verarbeitet werden koennen. Zweitens kann die fuer Loesungen ohne Reduktionsmittel wie Harnstoff oder insbesondere Ammoniak vorgesehene Konzentration von etwa 60 % auf besonders einfache Weise mit Sicherheit eingehalten werden, indem man eine Zwischenlagerung in gegebenenfalls entsprechend gekuehlten Behaeltern vorsieht. Ferner ergibt sich drittens beim Eindampfen von Abfalloesungen eines Ammoniumuranylcarbonat-Faellungsprozesses, insbesondere wenn bei etwa 60 Grad C eingedampft wird, eine zusaetzliche Ausfaellung von Uran, das abfiltriert und zur Produktion zurueckgeschickt werden kann. ...U.S.W

Description

Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Auf- «rbeitung von bei der Herstellung von Kernreaktorbrenn- und/oder -brutstoffen anfallenden ammoniumnitrathaltigen Abfallösungen, bei dem kontinuierlich relativ geringe Lösungsmengen aufkonzeniirierter Abfalllösung feinteilig versprüht in einem Zersetzungsofen auf Temperaturen im Bereich von 300 bis 6000C gebracht und vollständig zersetzt und die Zersetzungsprodukte am unteren Ende des Ofens entnommen werden. Ein derartiges Verfahren ist Stand der Technik (vergleiche DE-OS 27 53 368).
Bei der Herstellung von Kernbrennstoffen fallen je nach Verfahrensweise erhebliche Mengen ammoniumnitrathaltiger wäßriger Lösungen an. So bleibt beispielsweise nach der Ausfällung von Ammoniumuranylcarbonat (nachfolgend als »AUC« abgekürzt) ein wäßriges Filtrat zurück, das noch etwa 500 bis 800 mg/I Uran und andere radioaktive Stoffe wie Plutonium, Thorium und Vertreter der Zerfallsreihen und (bei der Verarbeitung verbrauchter Kernbrennstoffe) nicht vollständig abgetrennte Spaltprodukte sowie erhebliche Mengen an Ammoniumnitrat und Ammoniumcarbonat (z. B. 100 bis .150g/l NOj-, 75 bis 125 g/l NfV sowie 50 bis 80g/l X)O3 2-) enthält.
"s Die Aufarbeitung dieser Abfallösungen, die wegen ihrer Radioaktivität nicht in das Abwassernetz geleitet und wegen ihrer Korrosivität und hohen Wasseranteile nicht als solche gelagert werden können, bereitet Schwierigkeiten, da Ammoniumnitrat in hohen Konzentrationen zu stark exothermen Zersetzungen bis Explosionen neigt.
Obgleich die Sprühtrocknung von nitrathaltigen Lösungen als Mittel zur Verarbeitung großer Flüssigkeitsmengen bereits seit längerer Zeit für die Verarbeitung radioaktiver Abfallösungen bekannt ist (US-PS 31 01 258), wurde sie für ammoniumnitrathaltige Lösungen bislang nicht vorgesehen. Vielmehr werden derartige Abfallösungen mit Calciumoxid oder Calciumhydroxid in Calciumnitratlösungen umgewandelt unter Freisetzung von Ammoniak, das wieder in den Prozeß zurückgeführt werden kann. Dieses Verfahren verbraucht große Mengen Kalk und führt insbesondere wegen des hohen Ballastanteils an Calciumnitrat zu unerwünscht großen Abfallmengen.
Man hat daher bereits an die Zersetzung von Ammoniumnitrat durch Kochen mit konzentrierter Salpetersäure unter Chlorzusatz (»Chemistry and Industry«, 1964, Seite 2018) oder an die biologische Denitrifikation (US-Report Y-DA 5510 von 1974) gedacht.
Eine thermische Zersetzung von Ammoniumnitratlösung zum Zwecke der Cäsiumgewinnung wird von Jean-Ciaude Mora in »Energie Nucieaire«, 14 (1972), Seiten 38 bis 44, beschrieben, der eine etwa 10- bis 46%ige Ammoniumnitratlösung als dünnen Flüssigkeitsfilm an einer auf Zersetzungstemperatur befindlichen Ofenwand herabfließen läßt, an der sich das Casiumsalz abscheidet, während die gebildeten Zersetzungsgase vom Kopf des Ofens abgezogen und in einem nachfolgenden Kondensator in eine flüssige und eine Gasphase getrennt werden.
Nach einem aus der DE-OS 26 15 669 bekannten Verfahren zur Reduktion von 4 Mol Nitrat mit 1 MoI Harnstoff in flüssiger Phase kann zusätzlich ein geringer Harnstoff-Überschuß zur Beseitigung giftiger Stickstoffoxide verwendet werden. Diese Reduktion kann auch bei 400 bis 600% durch Aufsprühen der Flüssigkeit auf ein Fließbett erfolgen.
Schließlich wird die Wärmezersetzung von Nitratlösungen der Kerntechnik unter Zusatz von Ammoniak in der US-PS 38 62 296 beschrieben, n&A, der Ammoniak und Nitratlösung in eine Wirbelschicht von Inertteilchen aus z. B. SiO2 oder Al2O3 eingebracht werden.
Die vorliegende Erfindung betrifft nun eine Optimierung des eingangs genannten Verfahrens, indem Bedingungen angegeben werden, unter denen sicher und effektiver gearbeitet und vorzugsweise zusätzlich Uran aus der Abfallösung rückgehalten und in den Prozeß zurückgegeben werden kann und Abgasprobleme gering gehalten werden können.
Das demgemäß vorgesehene Verfahren der eingangs genannten Art ist erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet, daß die Abfallösung vor der Zersetzung auf eine etwa 48°/oige Ammoniumnitratkonzentration aufkonzentriert, abgekühlt, von gebildeten Ausscheidungen getrennt, in der zu versprühenden Lösung eine Ammoniak- bzw. Harnstoffkonzentration von 0,2 bis 0,6, insbesondere 0,25 bis 0,4 Mol NH3 bzw. von 0,1 bis 0.5. insbesondere 0,15 bis 0,25 Mol CO(NH2J2 pro Mol Ammoniumnitrat eingestellt und eine ggf. gebildete Ausscheidung abfiltriert wird.
Diese Verfahrensweise hat den Vorteil, daß Sprühlösungen mit den genannten Konzentrationen im Zersetzungsofen gefahrlos verarbeitet werden können, da der Gesamtumsatz noch endotherm bleibt, so daß ein »Durchgehen« der Zersetzungsreaktion nicht zu befürchten ist, aber eitle möglichst vollständige Zersetzung erreicht wird. Die Ammoniumnitratkonzentration der Sprühlösung von etwa 48% kann durch Zwischenlagerung mit Konzentrationsüberwachung aufrechterhal-
ten werden
Ferner ergibt sich beim Eindampfen von Abfallösungen eines Ammoniumuranylcarbonat-Fällungsprozesses (nachfolgend als AUC-Prozeß bezeichnet), spezieil wenn bei Temperaturen unter 1000C — insbesondere bei etwa 600C — eingedampft wird, eine Zusätzliche Ausfällung von Uran, das abfiltriert und zur Produktion zurückgeschickt werden kann. Beim Einengen von AUC-Lösungen über 110° C gehen dagegen vorhandene Uranylverbindungen in eine leichte lösliche Form über und bleiben in Lösung.
Für das Einengen der Abfallösung unter 100° C eignet sich insbesondere ein Dünnschichtverdampfer.
Durch die angegebenen zusätzlichen Ammoniakoder Harnstoffkonzentrationen in der Sprühlösung, die entweder ausgehend von ammoniak- oder harnstoffhaltigen Ammoniumnitratlösungen unter Verminderung der Konzentration oder durch Zugabe von Ammoniak oder Harnstoff erhalten werden, wird die Zusammensetzung der Zersetzungsprodukte in günstiger Weise beeinflußt, und zwar wird auf diese Weise der NO—Gehalt im Abgas vernachlässigbar gering und im Kondensat der Sprühzersetzung ist praktisch kein Ammoniumnitrat mehr enthalten.
Im übrigen wird bei der Ammoniakzugabe zur eingeengten Lösung eine weitere Uranausfällung beobachtet, und im Kondensat des Sprühzersetzers finden sich uranhaltige Ausscheidungen, die ebenfalls abfiltriert werden können.
Nachfolgend wird die Erfindung im einzelnen unter Bezugnahme auf die Zeichnungen erläutert. Es zeigen
Fig. 1 bis 5 Kurvenbilder für die Abhängigkeit einzelner Zersetzungsprodukte vom Ammoniakgehalt der Sprühlösung, wobei
Fig.! den NH4NO3-Restgehalt im Kondensat, Fig.2 den HNO3- beziehungsweise N'!i3-Geha!t im Kondensat,
Fig.3 den NG> beziehungsweise NH3-Gehalt Zersetzungsgas,
F i g. 4 den NO- beziehungsweise Zersetzungsgas und
Fig. 5 den N2- beziehungsweise (N2 + N2O)-Gehalt im Zersetzungsgas zeigen;
F i g. 6 zeigt eine Vorrichtung zur Aufarbeitung ammoniumnitrathaltiger Abfallösungen gemäß der Erfindung; und
F i g. 7 und 8 sind Fließbilder für Varianten der erfindungsgemäßen thermischen Sprühzersetzung von ammoniumnitrathaltigen Abfallösungen, und zwar betreffen im einzelnen
F i g. 7 eine Zersetzung unter Zusatz von Ammoniak beziehungsweise Harnstoff und
F i g. 8 eine Zersetzung ausgehend von harnstoffhaltigen Lösungen.
Als Beispiel für die nachfolgende Erläuterung wird eine von einem AUC-Prozeß stammende ammoniumnitrathaltige Abfallösung gewählt. Diese Lösung wird in einem dampfbeheizten Dünnschichtverdampfer etwa bei 60"C eingeengt, wobei sowohl Wasser als auch Ammoniak und Kohlendioxid in die Dampfphase übergehen. Gleichzeitig fällt der weitaus größte Teil des Rest-ÄUC in feiner Form aus (das beim Aufkonzentrieren über 100°C dagegen weitgehend in Lösung bleiben würde).
Für die Erzeugung des Unterdrucks im Dünnschichtverdampfer eignen sich besonders Wasserstrahl- oder Wasserringpumpen, da die mit dem Abdampf entweichenden Ammoniak- und Köhlendioxiddämpfe auf der Druckseite der Pumpe zu Ammoniumcarbonat rekombinieren und so zu Verstopfungen Anlaß geben können. Die durch Eindampfen erhaltene Rest-AUC-Fällung wird abfiltriert oder abgetrennt und kann zur Uranverarbeitung zurückgegeben oder dem schwach- beziehungsweise mittelaktiven Waste zugeschlagen werden. Der Urangehalt des Filtrats ist danach um einen Faktor von etwa 50 vermindert. Neben dem Resturan werden noch die Zerfallsprodukte des Urans (Pa-234, Th-234) beim Filtrieren abgetrennt. Im Filtrat sind anschließend etwa noch 50 mg Uran/1 enthalten.
Das Filtrat wird anschließend (in einem gegebenenfalls ensprechend gekühlten Behälter) bei Zimmertemperatur zwischengelagert, unter gleichzeitiger Konzentrationskontrolle. Auf diese Weise erreicht man, daß die Gesamtwärmebilanz der nachfolgenden Sprühzersetzung sicher endotherm bleibt.
Aus dem Zwischenbehälter wird das Konzentrat mittels einer Pumpe (bei etwa 25 bar; 100 l/h) in den Sprühzersetzer gepumpt. Der tatsächl:·..- benötigte Druck wird über ein Überdruckventil eingestellt, wobei zuviel geförderte Lösung in den Zwischenbehälter zurückgeleitet wird.
Der bereits in der DE-OS 27 53 368 skizzierte Sprühzerset -ungsofen besteht aus einem von außen elektrisch beheizten Rohr aus warm- und säurefestem Stahl mit einem Deckel mit Sprühdüsen und Heizelementen am oberen Ende und einem trichterförmigen Gasabzug am unteren Ende. Die Länge des Rohres beträgt bei dem näher beschriebenen Beispiel etwa 2 bis 3 m; der Durchmesser liegt bei etwa 0,5 m bis 0,7 m.
Vom Deckel ragen etwa 10 bis 18 Sprühdüsen etwa 20 bis 200 mm, insbesondere 50 bis 100 mm, in den Zersetzungsraum hinein. Bei Verwendung von 0,3-mm-Düsen werden Tröpfchen mit mittleren Größen im Bereich von 10 bis 20 μΓΓι gebildet, wobei die maximale Tröpfchengröße bei etwa 40 bis 60 μΐη liegt. Neben den Düsen sind im Deckel (rohr- oder plattenförmige) Heizelemente so befestigt, daß sie tief in den zylindrischen Zersetzungsim 40 raum hineinragen, in dem zusätzlich von der Zylinderwand her eingreifende Heizelemente vorgesehen sein können.
Die Zylinderwand und gegebenemalls auch der Dekkel werden zusätzlich derart elektrisch beheizt, daß dem eingesprühten Salzkonzentrat von allen Seiten Wärme zugeführt wird. Im Zersetzungsofen herrschen maximal etwa 10 mbar Überdruck, der euf einen Stau des abziehenden Zersetzungsgases zurückgeht.
Gemäß der Erfindung wird Harnstoff oder insbesondere Ammoniak, zrr Sprühlösung hinzugegeben, deren Ammoniumnitratkonzentration bei 48% liegt, um insgesamt ein endothermes Verhalten des Systems zu erreichen
Die Wirkung von Ammoniak auf die einzelnen Komponenten ist den Kurvenbildern gemäß Fig. 1 bis 5 zu entnehmen: Danach ist der NO2-Gehalt im Abgas praktisch vernachlässigbar, und es wird praktisch kein Ammoniumnitrat m^hr im Kondensat festgestellt, wenn der Ammoniakgehalt der Sprühlösung bei etwa 0,3 Mol NHj pro Mol NH4NOj liegt. Dieses Kondensat ist im yjbrigen nicht mehr salpetersauer und enthält' erneut äusfiltrierbare Abscheidüngen, so daß'der Restgehalt an Uran in der Flüssigkeit auf Werte gesenkt werden kann, die in der Gegend von einigen ppm liegen.
Harnstoffgehalte der Sprühlösung liefern ähnliche Ergebnisse, jedoch ist die optimale molare Konzentration in Anbetracht der unterschiedlichen chemischen Zusammensetzung um einen Faktor von etwa 1/2 ver-
mindert.
An Hand praktischer Versuche wurde ermittelt, daß Harnstoffgehalte über 0,5 Mol Harnstoff pro Mol Ammoniumnitrat nicht mehr sinnvoll sind, so daß Abfallösungen, die bereits Harnstoff in größerer Menge enthalten, durch Zugabe von entsprechenden Salpetersäuremengen auf den gewünschten Konzentrationsbereich gebracht werden sollten.
Eine Anlage zur Durchführung des erfindungsgemäiien Verfahrens ist der F i g. 6 zu entnehmen: Eine bei 1 eingeleitete Abfallösung wird von einer Pumpe 2 in einen Vorratsbehälter 3 gepumpt und gelangt von dort aus über eine Pumpe 2' in einen mit einer Vakuumpumpe 4 arbeitenden Dünnschichtverdampfer 5, dessen Abdampf in einem Kondensator 6 gesammelt wird. Das Konzentrat wird bei 7 filtriert und von dort über eine Pumpe 2" in einen Zwischenbehälter 8 geleitet, der bei Zimmertemperatur gehalten wird. Eine Pumpe 2'" drückt die zwischengelagerte Lösung zu den Düsen des Sprühzersetzungsofens 9, dessen Abgas am unteren Ende fortgeführt und im Kondensator 10 gekühlt wird. Das Kondensat sammelt sich bei 11, während die nicht kondensierten Anteile einer weiteren Abgasbehandlung zugeleitet werden. In der Zeichnung sind ebenfalls Leitungen 12 und 13 für Kühlwasser und Dampf angedeutet.
Die F i g. 7 und 8 zeigen Fließbilder für unterschiedliche Verfahrensvarianten. Diese Fließbilder geben dem Chemiker eine zusammengedrängte Information über die Verfahrensführung. Sie sind unter Zugrundelegung der vorstehenden Erläuterungen aus sich heraus verständlich und brauchen daher nicht nochmals im Detail erörtert zu werden.
Hierzu 8 Blatt Zeichnungen
40
55
60
65

Claims (3)

Patentansprüche:
1. Verfahren zur Aufarbeitung von bei der Herstellung von Kernreaktorbrenn- und/oder -brutstoffen anfallenden ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen, bei dem kontinuierlich relativ geringe Lösungsmengen aufkonzentrierter Abfallösung feintei-Iig versprüht in einem Zersetzungsofen auf Temperaturen im Bereich von 300 bis 6000C gebracht und vollständig zersetzt und die Zersetzungsprodukte am unteren Ende des Ofens entnommen werden, dadurch gekennzeichnet, daß die Abfalllösung vor der Zersetzung auf eine etwa 48%ige Ammoniumnitratkonzentration aufkonzentriert, abgekühlt, von gebildeten Ausscheidungen getrennt, in der zu versprühenden Lösung eine Ammoniak- bzw. Harnstoffkonzentration von 0,2 bis 0,6, insbesondere 0,25 bis 0,4 Mol NH3 bzw. von 0,1 bis 0,5, insbesondere 0,15 bis G,?5 Mol CO(NH2)2 pro Mol Ammoniumnitrat eingestellt und eine ggf. gebildete Ausscheidung abfiltriert wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß dann, wenn die Abfallösung von der Kernreaktorbrenn- und/oder -brutstoffherstellung nach einem Ammoniumuranvlcarbonat-Fällungsprozeß herstammt, bei einer Temperatur unter 1000C, insbesondere bei e'.wa 6O0C, vorzugsweise in einem Dünnschichtverdampfer eingedampft wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die aufkonzentrierte Lösung vor der Sprühzersetzung bei Zimmertemperatur Zwischengeiageri wird.
DE19782849050 1977-11-30 1978-11-11 Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik Expired DE2849050C2 (de)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19782849050 DE2849050C2 (de) 1978-11-11 1978-11-11 Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik
FR7833550A FR2410870A1 (fr) 1977-11-30 1978-11-28 Procede et installation pour traiter des solutions residuaires contenant du nitrate d'ammonium de la technique nucleaire
JP14665778A JPS5495900A (en) 1977-11-30 1978-11-29 Method and device for finishhprocessing ammoniummnitrateecontaining waste liquid in nuclear engineering
US05/964,906 US4285830A (en) 1977-11-30 1978-11-30 Method and apparatus for reconditioning waste solutions of the nuclear industry which contain ammonium nitrate
GB7846644A GB2011152B (en) 1977-11-30 1978-11-30 Treatment of ammonium nitrate-containing waste solutions

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19782849050 DE2849050C2 (de) 1978-11-11 1978-11-11 Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2849050A1 DE2849050A1 (de) 1980-05-14
DE2849050C2 true DE2849050C2 (de) 1986-04-17

Family

ID=6054462

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19782849050 Expired DE2849050C2 (de) 1977-11-30 1978-11-11 Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE2849050C2 (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3804431A1 (de) * 1987-02-13 1988-08-25 Doryokuro Kakunenryo Verfahren zum behandeln von radioaktivem fluessigem abfall

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AT379251B (de) * 1983-05-11 1985-12-10 Oesterr Forsch Seibersdorf Verfahren zur ueberfuehrung von anionenaustauscherharzen in einen umweltfreundlich lagerbaren zustand sowie vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
DE3821295A1 (de) * 1988-06-24 1989-12-28 Kernforschungsz Karlsruhe Verfahren zur abtrennung von technetium, ruthenium und palladium aus kernbrennstoff-loesungen

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3101258A (en) * 1961-06-14 1963-08-20 Benjamin M Johnson Spray calcination reactor
US3962114A (en) * 1975-04-11 1976-06-08 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Method for solidifying liquid radioactive wastes

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3804431A1 (de) * 1987-02-13 1988-08-25 Doryokuro Kakunenryo Verfahren zum behandeln von radioaktivem fluessigem abfall

Also Published As

Publication number Publication date
DE2849050A1 (de) 1980-05-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2655920C3 (de) Verfahren zur Herstellung von Wasserstoffperoxid
DE3780825T2 (de) Verfahren zur herstellung von urandioxid aus uranhexafluorid.
DE2449588C2 (de) Verfahren zur Zersetzung einer wäßrigen, radioaktiven Abfallösung mit gelösten, anorganischen und organischen Inhaltsstoffen
DE2831316C2 (de) Abfallbeseitigungsverfahren für rutheniumhaltige salpetersaure Spaltproduktlösungen
EP0067439A1 (de) Verfahren und Vorrichtung zur stufenweisen Anreicherung von Deuterium und/oder Tritium in einem für den Isotopenaustausch von Deuterium und Tritium mit Wasserstoff geeigneten Stoff
DE3048002C2 (de) Verfahren zur Entfernung von Ammoniumnitrat aus wäßrigen Lösungen
DE2811959A1 (de) Verfahren zur herstellung von (u, pu)0 tief 2 -mischkristallen
DE2615669A1 (de) Verfahren zur verfestigung von fluessigen radioaktiven abfaellen
DE2329733C2 (de) Verfahren zur Herstellung von Harnstoff
DE2849050C2 (de) Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik
DE3120167C2 (de)
DE1956874C3 (de) Kreislaufverfahren zur Herstellung von Ketoximen
DE3047988C2 (de) Verfahren zur Verringerung des Säuregehaltes einer salpetersauren Lösung unter Verwendung eines Elektrolysestromes und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
DE69119577T2 (de) Verfahren zur Umwandlung von Uranyl-Verbindungen zu UO2 via ADU
DE60105292T2 (de) Verfahren zur zerlegung einer wässerigen carbamatlösung erhalten aus dem harnstoffrückgewinnungsteil einer anlage zur herstellung von harnstoff
DE2059582C3 (de) Kreislaufverfahren zur Herstellung von Cyclohexanonoxim
DE2921146C2 (de) Verfahren zur Herstellung von keramischen Brennstofftabletten für Kernreaktoren
DE1014100B (de) Harnstoffsynthese
DE2617968C3 (de) Verfahren zur Aufarbeitung von bei der Herstellung von Brenn- und/oder Brutstoffen für Kernreaktoren anfallender Ammoniumnitratlösung
DE3200518C2 (de)
DE2901067C2 (de) Verfahren zur Aufarbeitung von radioaktiven Filtraten und Einrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens
DE2617185B2 (de) Verfahren zur kondensation von ammoniumcarbonat im rahmen der harnstoffsynthese
DE3036605C2 (de) Verfahren zur Herstellung einer wäßrigen Lösung von Calciumnitrit
DE3506111A1 (de) Verfahren zur gewinnung von ammoniumuranylkarbonat fuer die herstellung von urandioxyd als brennstoff fuer kernreaktoren
DE3876509T2 (de) Verfahren zur herstellung von urantetrafluorid.

Legal Events

Date Code Title Description
OAP Request for examination filed
OD Request for examination
8162 Independent application
8178 Suspension cancelled
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8327 Change in the person/name/address of the patent owner

Owner name: FORSCHUNGSZENTRUM JUELICH GMBH, 5170 JUELICH, DE

8339 Ceased/non-payment of the annual fee