DE3422383A1 - Verfahren zur behandlung von abfall mit niedriger radioaktivitaet - Google Patents

Verfahren zur behandlung von abfall mit niedriger radioaktivitaet

Info

Publication number
DE3422383A1
DE3422383A1 DE19843422383 DE3422383A DE3422383A1 DE 3422383 A1 DE3422383 A1 DE 3422383A1 DE 19843422383 DE19843422383 DE 19843422383 DE 3422383 A DE3422383 A DE 3422383A DE 3422383 A1 DE3422383 A1 DE 3422383A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
waste
resin
hydrazine
low radioactivity
radioactivity
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
DE19843422383
Other languages
English (en)
Other versions
DE3422383C2 (de
Inventor
Ichiro Tokio/Tokyo Matsunaga
Hiroshi Ibaragi Sugai
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.)
Sumitomo Metal Mining Co Ltd
Original Assignee
Sumitomo Metal Mining Co Ltd
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 Sumitomo Metal Mining Co Ltd filed Critical Sumitomo Metal Mining Co Ltd
Publication of DE3422383A1 publication Critical patent/DE3422383A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE3422383C2 publication Critical patent/DE3422383C2/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
    • G21F9/12Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S423/00Chemistry of inorganic compounds
    • Y10S423/09Reaction techniques
    • Y10S423/14Ion exchange; chelation or liquid/liquid ion extraction

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
  • Treatment Of Sludge (AREA)
  • Removal Of Specific Substances (AREA)

Description

Patentanwälte
Dipl.-IngVK."W-EtGKMAHN? ©«»l.-Phys. Dr. K. Fincke Dipl.-Ing.F. A.Weickmann, Dipl.-Chem. B. Huber Dr.-Ing. H. Li ska Dr. J. Prechte!
3 k 2 2 3 8 3
8000 MÜNCHEN 86 ;. -POSTFACH 860 820
MOHI.STRASSE22
TEU-FON (0 89) 9803 52 'IELI-X 5 22 621
TIXIGRAMM l'ATI-.NTWI-lCKMANN MONCIIKN
SUMITOMO METAL MINING COMPANY LIMITED
11-3, 5-chome Shinbashi, Minato-ku, Tokyo, Japan
Verfahren zur Behandlung von Abfall mit niedriger
Radioaktivität
Beschreibung
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Behandlung von Abfall mit niedriger Radioaktivität, der z. B. bei einem Verfahren zur Umwandlung von angereichertem Uran auftritt.
Ein angereichertes Uranoxid wird verwendet als atomarer Brennstoff für einen Leichtwasserreaktor. Da natürliches
235
Uran etwa 0,7 % U enthält, das zur Kernspaltung beiträgt, ist es übliche Praxis, ein natürliches Uranoxid in UF, umzuwandeln, UF, anzureichern durch z. B. Gas-
D D
diffusion oder zentrifugale Trennung, so daß es etwa 3%
U enthalten kann und das angereicherte UF, wieder zu
UO „ umzuwandeln.
Die folgenden Verfahren sind bekannt für die nasse Rückumwandlung des angereicherten UF, zu U0„:
(1) UF, wird in eine wäßrige Lösung von Aluminiumnitrat eingeblasen zur Hydrolyse und reines Uranylnitrat /UO-(NO-)„/ wird erhalten durch Lösungsmittelextrak tion. Ammoniak wird zugegeben zu einer wäßrigen Lösung davon, um Ammoniumdiuranat (ADU) /(NH-J2U2O7 zu bilden. Ammoniumdiuranat wird abgetrennt und geglüht, um U3O8 zu bilden und U3O3 reduziert in einer Wasserstoffatmosphäre, um UO^-Pulver zu bilden.
(2) Uranylfluorid (UO2F2) wird erhalten durch Hydrolyse von UF, in Wasser und Ammoniak wird zugegeben zu dem Uranylfluorid um Ammoniumdiuranat zu bilden. Es wird geglüht, um U3O8 zu bilden und U3O3 wird reduziert zu UO3.
(3) Uranylfluorid wird erhalten durch Hydrolyse von UFg in Dampf und C0„ und Ammoniak werden zugegeben zu UO2F2, um Ammoniumuranyltricarbonat (AUC) /(NH4J4(UO2) (CO3).,/ zu bilden. Es wird geglüht um U_0o zu bilden und U0O0 wird reduziert zu U0„.
Das niedergeschlagene Ammoniumdiuranat oder Ammoniumuranyltricarbonat wird durch Filtration wiedergewonnen und das Filtrat, das danach zurückbleibt, ist Abfall mit niedriger Radioaktivität. Es sind durch Gesetz Standards vorgeschrieben für das Ableiten von Abfall mit niedriger Radioaktivität aus dem System und klassifi ziert durch die Kernart.
Da die Mehrzahl an angereichertem UF fi, die derzeit in Japan verwendet wird, erhalten wird aus natürlichem Uran, sind alle Kernarten, die der Abfall mit niedriger Radioaktivität, der von der Rückumwandlung, erhalten wird, bekannt und der Abfall erfüllt voll die Standards für seine Ableitung. Wenn das Uranium wiedergewonnen wird durch Wiederaufarbeitung von verbrauchtem Brennstoff und verwendet wird als Teil des Rohstoffs, ist es jedoch möglich, daß der Abfall mit niedriger Radioaktivität, der aus der Rückumwandlung von angereichertem UF,- stammt, eine höhere radioaktive Konzentration haben kann. Obwohl die Radioaktivität von Abfall mit niedriger Radioaktivität bis jetzt noch kein besonderes Problem ergeben hat, macht es ein mögliches Ansteigen der Menge an recyclisiertem Uran aus der Wiederaufbereitung von verbrauchtem Brennstoff unbedingt notwendig, ein Verfahren zur Entfernung radioaktiver Kernarten vom Abfall mit niedriger Radioaktivität zu schaffen.
Es ist Aufgabe der Erfindung, ein Verfahren zu schaffen, um wirksam die radioaktive Konzentration von Abfall mit niedriger Radioaktivität zu vermindern.
Diese Aufgabe wird gelöst durch ein Verfahren, das daraus besteht, Hydrazin zu Abfall mit niedriger Radioaktivität zu geben und es in Kontakt zu bringen mit einem Eisenhydroxydkationenaustauschharz, das erhalten wird durch Behandlung von einem stark sauren Kationenaustauscherharz mit Eisenchlorid und wäßrigem Ammoniak, um ein Hydrolyseprodukt von Eisenionen in dem Harz zu bilden.
Diese Erfindung ermöglicht eine effektive Reduktion der radioaktiven Konzentration von Abfall mit niedriger Radioaktivität, der eine sehr geringe Menge einer Kernart enthält und die dabei eine effektive Lösung des Problems schafft, das durch ein Anwachsen der Rückgewinnung von Uran aus verbrauchtem Brennstoff auftauchen kann. Das Verfahren der Erfindung ist nicht begrenzt auf Abfall von der Rückumwandlung von Uran sondern ist auch anwendbar für jeden Abfall mit niedriger Radioaktivität, der bei einer Vielzahl von anderen Stufen in einem nuklearen Brennstoffzyklus entsteht.
Das Eisenhydroxydkationen-Austauschharz ist ein Ionenaustauschharz , das ursprünglich entwickelt wurde für
9
die Anreicherung von Be in Meerwasser. Verschiedene Verwendungen des Harzes wurden bisher berichtet, einschließlich der Sammlung verschiedener radioaktiver Arten aus Meerwasser, wie beschrieben z. B. in Journal of the Atomic Energy of Japan, Vol. 8, No. 3 (1966), S.130-133. Dieses Harz wird erhalten durch Behandlung eines stark sauren Kationenaustauscherharzes mit Eisenchlorid und wäßrigem Ammoniak, um ein Hydrolyseprodukt
von Eisenionen zu bilden. Die Literaturstelle, auf die hier bezogen wird, gibt an, daß das Harz nicht nur wirksam ist für das Sammeln des Hydrolyseproduktes von Eisen sondern auch seine Kationenaustauschkapazität erhält.
Die Erfinder dieser Erfindung führten eine Reihe von Tests durch, um das Eisenhydroxydkationen-Austauschharz zu modifizieren und es für die Behandlung von Abfall mit niedriger Radioaktivität zu verwenden. Als ein Ergebnis fanden sie, daß es möglich ist, die radioaktive Konzentration des Abfalls effektiv zu vermindern durch Zugeben von Hydrazin zu dem Abfall und Inkontaktbringen mit dem Harz.
Es ist möglich, jede Art von Hydrazin zu verwenden, wie Hydrazinhydrat, Hydrochlorid oder Sulfat. Es ist zweckmäßig, mindestens 100 mg Hydrazin pro Liter Abfall zu verwenden. Eine geringere Menge Hydrazin führt zu einem geringeren Verhältnis der Reduktion der radioaktiven Konzentration (Verhältnis von radioaktiver Konzentration in dem behandelten Abfall zu der in dem ursprünglichen Abfall). Es ist am geeignetsten, etwa 400 mg Hydrazin pro Liter Abfall zu verwenden, da wahrscheinlich kein weiteres Ansteigen irgendeine bemerkenswerte Reduktion der radioaktiven Konzentration erreicht.
Temperatur und der pH-Wert des Abfalls, der behandelt wird, haben auch einen wichtigen Einfluß auf die Reduktion der radioaktiven Konzentration. Es ist zweckmäßig, den Abfall bei einem pH-Wert von mindestens 7 zu halten, da ein zu niedriger pH-Wert die Elution von Eisen von dem Harz bewirkt. Es ist am meisten geeignet,
■'••"r _'·>""_ '""* : 3422333 - I-
den pH-Wert bei etwa 8 zu halten, da ein höherer pH-Wert zu einem niedrigeren Verhältnis der Reduktion der radioaktiven Konzentration führt. Es ist jedoch möglich, ein genügend hohes Verhältnis der Reduktion der radioaktiven Konzentration zu einem gewissen Grad zu erhalten durch Erhöhen der Menge von Hydrazin. Ein hohes Verhältnis der Reduktion der radioaktiven Konzentration kann erhalten werden, wenn der Abfall eine hohe Temperatur hat. Es ist jedoch praktisch, eine Temperatur von 50 bis 600C anzuwenden, da das Verhältnis aufhört, sich zu erhöhen bei einer Temperatur, die 500C übersteigt. Wenn es unmöglich ist, die Temperatur des Abfalls zu erhöhen, ist es möglich, das Verhältnis zu einem gewissen Grad zu erhöhen, wenn der pH des Abfalls in einem optimalen Bereich gehalten wird und wenn eine größere Menge Hydrazin angewendet wird. Wenn der Abfall einen pH-Wert von etwa 8 und eine Temperatur von 50 bis 600C hat, ist es möglich, seine radioaktive Konzentration bis mindestens 1/10 zu erniedrigen durch Zugabe von 100 mg Hydrazin pro Liter oder zu etwa 1/100 durch Zugabe von 400 mg Hydrazin pro Liter.
Eine übliche Ionenaustauschvorrichtung kann verwendet werden für das Inkontaktbringen des Abfalls mit dem Harz. Es ist z. B. möglich, den Abfall, der Hydrazin enthält, abwärts oder aufwärts durch eine Säule, die mit dem Harz gefüllt ist, zu führen.
Die Erfindung wird nun beschrieben anhand eines Beispiels.
. 2-
Beispiel
5 ml eines im Handel erhältlichen H-starksauren-Kationenaustauscher-Harzes wurden in eine wäßrige Lösung von Eisenchlorid mit einer Konzentration von 2 Mol pro Liter getaucht und das Harz wurde dann mit Wasser gewaschen. Eine Glassäule mit einem inneren Durchmesser von 12,6 mm und einer Länge von 240 mm wurde gefüllt mit dem Harz und wäßriger Ammoniak mit einer Konzentration von 2 Mol pro Liter wurde in die Säule eingeführt. Die Versorgung mit wäßrigem Ammoniak wurde unterbrochen, als das Harz dunkelbraun wurde und reines Wasser wurde eingeführt, um das Harz zu waschen, bis das Waschwasser neutral wurde. Ein Eisenhydroxyd-Kationenaustauscher-Harz wurde so in der Säule gebildet. Die Säule wurde verwendet zur Behandlung eines simulierten Abfalls mit niedriger Radioaktivität, der erhalten wurde durch Einblasen von NH3 in eine wäßrige Lösung von UO»(NO-.)„, um Ammoniumdiuranat zu fällen, Sammeln des niedergeschlagenen Arnmoniumdiuranats durch Filtration und Konzentrieren des Filtrats, so daß es eine radioaktive Konzentration im Bereich von 10 Mikrocurie (uCi)/ml haben könnte. Eine Reihe von Tests wurden durchgeführt durch Zugabe verschiedener Mengen von Hydrazinhydrat (NpH. χ Η~Ο) unter verschiedenen Bedingungen einschließlich einem pH-Bereich von 5 bis 10 und einem Temperaturbereich von 20 bis 8O0C. Der Abfall wurde eingeführt in die Säule mit einer Rate von 100 ml pro Stunde und jeder Test wurde durchgeführt mit 5000 ml Abfall. Die Testbedingungen, die ursprünglichen und endgültigen Konzentrationen in dem Abfall und die entsprechenden Verhältnisse der Reduktion der radioaktiven Konzentration sind in Tabelle 1 gezeigt.
Hydrazin
(mg/Liter)
-I. ϋ - 3422333 Verhältnis
der Reduk
eile tion
1600 Tab Tempe
ratur
1 1/9
Lauf
Nr.
800 pH (0C) radioaktive
Konzentration
endgültig
(μΟΐ/ΐηΙ)
1/6
400 20 ursprünglich Il
1 Il 8,0 Il 1,6 χ 10~5 1,7 χ ΙΟ"6 1/9
2 Il Il Il Il 2,5 χ 10~6 1/30
3 Il Il 30 Il 2,7 χ 10~6 1/89
4 Il Il 40 Il 1,7 χ 10"6 1/94
5 Il Il 50 Il 5,3 χ 10"7 If
6 Il Il 60 Il 1,8 χ 10~7 1/4
7 Il Il 80 Il 1,7 χ 10~7 1/6
8 Il Il 55 Il Il 1/53
9 Il 5,0 Il Il 4,2 χ 10~6 1/94
10 Il 6,0 Il Il 2,7 x 10~6 1/17
11 Il 7,0 Il Il 3,0 χ 10~7 1/11
12 800 8,0 Il Il 1,7 χ 10"7 1/123
13 200 9,0 Il Il 9,5 χ 10~7 1/11
14 100
50
10,0 Il Il 1,4 χ 10~6 Il
1/7
15 8,0 Il Il 1,3 χ 10~7
16 Il Il
Il
2,5 χ 10~5 2,3 χ 10"6
17
18
Il
Il
Il
Il
Il
3,7 χ 10~6
Wie aus der Tabelle 1 ersichtlich ist, ist es ausreichend, 100 mg Hydrazin pro Liter des Abfalls zu verwenden, um die radioaktive Konzentration auf 1/10 zu erniedrigen, wenn der Abfall einen pH-Wert von etwa 8 und eine Temperatur von 50 bis 600C hat.
- V-
- yfO ·
Vergleichsbeispiel
Der simulierte Abfall, der identisch ist mit dem, der im Beispiel 1 getestet wurde, wurde behandelt mit fünf verschiedenen Ionenaustauschharzen. Dieselbe Säule, wie im Beispiel 1, wurde verwendet und der Abfall wurde eingeführt in die Säule mit derselben Rate wie im Beispiel 1. Die Ergebnisse sind gezeigt in Tabelle
Tabelle
Lauf Ionenaus- Grad radioaktive Konzentration Nr. tauschharz Type endgültig Verhältnis der
ursprünglich (μΟί/ΐηΙ) Reduktion
1,4 χ 10"5
19 Dowex 1X8 NO
20 Il OH
21 Il Cl
22 Il SO
23 Diaion H+
SK-IB
3,3 χ ίο'6 1/4
2,7 χ ίο"6 1/5
2,6 χ ίο"6 Il
3,0 X ίο"6 Il
1,4 X ίο"5
Alle Läufe Nr. 19 bis 22 zeigten eine scharfe Reduktion im Verhältnis der Reduktion der radioaktiven Konzentration, wenn die Menge des Abfalls 1000 ml erreichte. Deshalb ist jeder der endgültigen Konzentrationswerte, die in Tabelle 2 gezeigt sind, der Durchschnitt der Ergebnisse, die erhalten wurden, bevor die Menge des Abfalls 1000 ml überschritt. Dies bestätigt die Überlegenheit des Verfahrens der Erfindung gegenüber einem bloßen Ionenaustauschverfahren in der Kapazität der Abfallbehandlung durch eine Volumeneinheit des Harzes.

Claims (1)

  1. Patentansprüche
    Verfahren zur Behandlung von Abfall mit niedriger Radioaktivität, bestehend aus dem Zugeben von Hydrazin zu Abfall mit niedriger Radioaktivität und Inkontaktbringen dieses Abfalls mit einem Eisenhydroxydkationenaustauschharz, wobei das Harz erhalten wird durch Behandlung eines stark sauren Kationenaustauscherharzes mit Eisenchlorid und wäßrigem Ammoniak, um ein Hydrolyseprodukt von Eisenionen in diesem Harz zu bilden.
    Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß das Hydrazin zugegeben wird in einer Menge von mindestens 100 mg pro Liter Abfall.
    Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet , daß das Hydrazin in einer Menge von ungefähr 400 mg pro Liter Abfall zugegeben wird.
    Verfahren nach Anspruch 2 oder 3,
    dadurch gekennzeichnet,
    daß der Abfall einen pH-Wert von etwa 8 und eine Temperatur von 50 bis 600C hat.
DE3422383A 1983-06-15 1984-06-15 Verfahren zur Behandlung von Abfallösungen mit niedriger Radioaktivität Expired DE3422383C2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58107409A JPS59231493A (ja) 1983-06-15 1983-06-15 低レベル放射性廃液の処理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE3422383A1 true DE3422383A1 (de) 1985-01-10
DE3422383C2 DE3422383C2 (de) 1987-01-15

Family

ID=14458414

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE3422383A Expired DE3422383C2 (de) 1983-06-15 1984-06-15 Verfahren zur Behandlung von Abfallösungen mit niedriger Radioaktivität

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4642203A (de)
JP (1) JPS59231493A (de)
DE (1) DE3422383C2 (de)
FR (1) FR2548042B1 (de)
GB (1) GB2142773B (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0278379A1 (de) * 1987-02-10 1988-08-17 Societe Des Produits Nestle S.A. Verfahren zum Entfernen von radioaktiven Metallisotopen aus flüssigen Lebens- oder Futtermitteln
DE4131766A1 (de) * 1991-09-24 1993-03-25 Siemens Ag Verfahren zur dekontamination des primaerkreises eines kernkraftwerkes

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0475635B1 (de) * 1990-09-10 1994-12-14 JAPAN as Represented by DIRECTOR GENERAL OF AGENCY OF INDUSTRIAL SCIENCE AND TECHNOLOGY Verfahren zum Entfernen von Cesium aus wässrigen Lösungen mit hoher Salpetersäurekonzentration
US6103127A (en) * 1993-06-08 2000-08-15 Cortex Biochem, Inc. Methods for removing hazardous organic molecules from liquid waste
US5564104A (en) * 1993-06-08 1996-10-08 Cortex Biochem, Inc. Methods of removing radioactively labled biological molecules from liquid radioactive waste
FR2707416B1 (fr) * 1993-07-08 1995-08-18 Cogema Procédé et installation de décontamination d'effluents nitriques radioactifs contenant du strontium et du sodium.
DE4423398A1 (de) * 1994-07-04 1996-01-11 Siemens Ag Verfahren und Einrichtung zum Entsorgen eines Kationenaustauschers
US6288300B1 (en) 1996-09-12 2001-09-11 Consolidated Edison Company Of New York, Inc. Thermal treatment and immobilization processes for organic materials
US6084146A (en) * 1996-09-12 2000-07-04 Consolidated Edison Company Of New York, Inc. Immobilization of radioactive and hazardous contaminants and protection of surfaces against corrosion with ferric oxides
JP5883675B2 (ja) * 2012-02-22 2016-03-15 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 放射性廃液の処理方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2449589A1 (de) * 1974-10-18 1976-04-22 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zur erhoehung der lebensdauer von zur wiederaufarbeitung abgebrannter kernbrenn- und/oder brutstoffe verwendeten extraktionsmitteln
DE2714202A1 (de) * 1976-03-31 1977-10-13 Commissariat Energie Atomique Verfahren zum dekontaminieren radioaktiver abwaesser

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1259840B (de) * 1964-08-18 1968-02-01 Guenter Von Hagel Dr Ing Mittel zur Beseitigung radioaktiver Substanzen aus waesserigen Loesungen
FR1560332A (de) * 1967-12-04 1969-03-21
FR2124126B1 (de) * 1971-02-08 1974-03-01 Commissariat Energie Atomique
US3725293A (en) * 1972-01-11 1973-04-03 Atomic Energy Commission Conversion of fuel-metal nitrate solutions to oxides
FR2212611B1 (de) * 1972-12-28 1975-11-07 Commissariat Energie Atomique
US3987145A (en) * 1975-05-15 1976-10-19 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process
DE2610948C3 (de) * 1976-03-16 1980-01-10 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Gewinnung von Molybdän -99 aus mit Neutronen bestrahlter, spaltbare Stoffe und Spaltprodukte enthaltender Matrix
US4278559A (en) * 1978-02-16 1981-07-14 Electric Power Research Institute Method for processing spent nuclear reactor fuel
FR2448506A1 (fr) * 1979-02-08 1980-09-05 Commissariat Energie Atomique Procede de recuperation du ruthenium present dans une solution aqueuse acide
JPS57172298A (en) * 1981-04-16 1982-10-23 Mitsubishi Metal Corp Radioactive liquid waste processing method

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2449589A1 (de) * 1974-10-18 1976-04-22 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zur erhoehung der lebensdauer von zur wiederaufarbeitung abgebrannter kernbrenn- und/oder brutstoffe verwendeten extraktionsmitteln
DE2714202A1 (de) * 1976-03-31 1977-10-13 Commissariat Energie Atomique Verfahren zum dekontaminieren radioaktiver abwaesser

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JP-Z: "Nippon-Genshiryoku-Gakkai", (Journal of the Atomic Energy Society of Japan), Vol. 8, No. 3, 1966, Seiten 130-133 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0278379A1 (de) * 1987-02-10 1988-08-17 Societe Des Produits Nestle S.A. Verfahren zum Entfernen von radioaktiven Metallisotopen aus flüssigen Lebens- oder Futtermitteln
DE4131766A1 (de) * 1991-09-24 1993-03-25 Siemens Ag Verfahren zur dekontamination des primaerkreises eines kernkraftwerkes

Also Published As

Publication number Publication date
FR2548042A1 (fr) 1985-01-04
DE3422383C2 (de) 1987-01-15
JPS59231493A (ja) 1984-12-26
GB2142773B (en) 1988-02-10
GB2142773A (en) 1985-01-23
US4642203A (en) 1987-02-10
GB8415363D0 (en) 1984-07-18
JPH0248077B2 (de) 1990-10-23
FR2548042B1 (fr) 1987-01-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2856489A1 (de) Verfahren zur rueckgewinnung
DE1592427A1 (de) Aufarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff
DE3422383A1 (de) Verfahren zur behandlung von abfall mit niedriger radioaktivitaet
DE69402633T2 (de) Verfahren zur Trennung und Rückgewinnung von Plutonium und Neptunium aus einer Salpetersäurelösung
DE1929512C3 (de) Verfahren zur Aufbereitung von bestrahltem Kernbrennstoff
DE2545001C2 (de)
DE3144974C2 (de) Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen
DE2714202C2 (de) Verfahren zum Dekontaminieren radioaktiver Abwässer
DE1592534A1 (de) Verfahren zur Herstellung von Uranylfluorid
DE69706358T2 (de) Verfahren zum Entfernen von Selen aus einer Selenionen enthaltenden Flüssigkeit
DE3428878C2 (de)
DE1906529B2 (de) Verfahren zum Reinigen von Wasser
DE2641492A1 (de) Verfahren zur beladung eines schwach sauren ionenaustauschharzes mit uran
DE1592541A1 (de) Fluessigkeits-Fluessigkeits-Extraktionsverfahren zum Abtrennen des Plutoniums von Uran
DE3148228A1 (de) Verfahren zur rueckgewinnung von uranhaltigen waessrigen loesungen
DE1467313B2 (de) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium
DE3744544C2 (de)
DE2351873A1 (de) Verfahren zum trennen von neptunium von thorium
EP0033444B1 (de) Verfahren zur Rückgewinnung von Uran und/oder Plutonium aus Lösungen mit hoher Salzfracht
DE2365114C2 (de) Verfahren zum Reinigen von Plutonium und/oder Neptunium enthaltenden Lösungen durch Abtrennen von Plutonium und/oder Neptunium
DE3642841C2 (de)
DE3112021A1 (de) Verfahren zur dekontaminierung fluessiger radioaktiver abwaesser
DE3006022A1 (de) Verfahren zur entfernung von fluor
DE3587334T2 (de) Gewinnung von Uran aus Lösungen.
DE1920301C3 (de) Verfahren zur Abtrennung von Verunreinigungen aus Uranverbindungen

Legal Events

Date Code Title Description
OP8 Request for examination as to paragraph 44 patent law
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee