DE3804431A1 - Verfahren zum behandeln von radioaktivem fluessigem abfall - Google Patents
Verfahren zum behandeln von radioaktivem fluessigem abfallInfo
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Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Behandeln von radio
aktivem flüssigem Abfall, einschließlich hochradioaktivem
flüssigem Abfall und schwach- oder mittel-radioaktivem flüssi
gem Abfall von einer Wiederaufbereitungsanlage, um die im
flüssigen Abfall enthaltenen Natriumverbindungen zur Rückge
winnung und Wiederverwendung des Natriums zersetzen und das
Volumen des zu lagernden radioaktiven flüssigen Abfalls zu
reduzieren und somit die Verfestigung des flüssigen Abfalls
durch Verglasen oder Asphaltieren zu erleichtern.
Hochradioaktiver flüssiger Abfall von einer Wiederaufberei
tungsanlage umfaßt im wesentlichen eine große Menge an Na
triumnitrat und eine kleine Menge an Spaltungsprodukten. Die
se Art von flüssigem Abfall wird im allgemeinen dadurch ver
glast, daß er zusammen mit einer großen Menge eines glasbil
denden Mittels zusammengeschmolzen wird.
Mittel- oder schwach-radioaktiver flüssiger Abfall umfaßt an
dererseits im wesentlichen Natriumnitrat und eine geringe
Menge an Spaltungsprodukten. Diese Art von flüssigem Abfall
wird im allgemeinen mit Asphalt oder Bitumen bei gleichzeiti
ger Erwärmung gemischt, wobei das Gemisch verfestigt und ge
lagert wird.
Um ein verglastes Produkt mit ausgezeichneten Eigenschaften
zu erzielen, muß der Natriumgehalt unter einen bestimmten
Grenzwert herabgesetzt werden. Um daher eine große Menge an
hoch-radioaktivem flüssigem Abfall in ein verglastes Produkt
mit ausgezeichneten Eigenschaften umzuwandeln, muß eine
große Menge des Glasbildungsmittels benutzt werden, was in
sofern nachteilig ist, als die Abfallmenge zunimmt.
Bei der Behandlung von mittel- oder schwach-radioaktivem
flüssigem Abfall ist weiterhin das Vermischen des Natriumni
trats mit Bitumen oder Asphalt unter einem gleichzeitigen
Erwärmen mit der Gefahr einer Entzündung oder Explosion ver
bunden. Es ist daher sehr viel Vorsicht geboten, und der Ar
beitswirkungsgrad ist gering.
Durch die Erfindung sollen die oben beschriebenen Mängel der
bekannten Verfahren beseitigt werden und soll ein Verfahren
zum Behandeln von radioaktivem flüssigem Abfall geschaffen
werden, mit dem Natrium rückgewonnen und wiederverwandt wer
den kann, indem die thermisch zersetzbaren Natriumverbindun
gen im flüssigen Abfall zersetzt werden, während der sich er
gebende Verunreinigungsrest, der im wesentlichen die Spal
tungsprodukte umfaßt, in eine stabile Form umgewandelt wird,
die eine höhere Sicherheit bietet.
Durch die Erfindung soll insbesondere ein Verfahren zum Be
handeln von radioaktivem flüssigem Abfall geschaffen werden,
das es erlaubt, das Natrium dem flüssigen Abfall zu entzie
hen, so daß ein abzulagernder Abfall mit merklich reduzier
tem Volumen erreicht werden kann, ein verglastes Produkt mit
ausgezeichneten Eigenschaften erzeugt werden kann, und die
Gefahr einer Entzündung oder Explosion bei der Bitumenver
festigung stark verringert werden kann.
Das erfindungsgemäße Verfahren zum Behandeln von radioaktivem
flüssigem Abfall umfaßt die folgenden Schritte:
- 1. einen Erhitzungsschritt, bei dem radioaktiver flüssiger Abfall, der Spaltungsprodukte und eine thermisch zu setzbare Natriumverbindung enthält, erhitzt wird, um die Natriumverbindung in Natriumoxide umzuwandeln, so daß ein Mischprodukt gebildet wird, das im wesentlichen Spal tungsprodukte und Natriumoxide enthält,
- 2. einen Reaktionsschritt, in dem die Natriumoxide im Misch produkt in Natriumhydroxide umgewandelt werden,
- 3. einen Reinigungsschritt, in dem die Natriumhydroxide im Mischprodukt mit einem Alkohol zur Bildung eines Na triumalkoholats zur Reaktion gebracht werden und das in dieser Weise gebildete Natriumalkoholat über eine Fest stoffflüssigkeitstrennung von einem Verunreinigungsrest getrennt wird, der im wesentlichen die Spaltungsprodukte umfaßt, und
- 4. einen Zersetzungsschritt, in dem das Natriumalkoholat zersetzt wird, um Natriumhydroxid zu bilden und wiederzu gewinnen.
Der Verunreinigungsrest, der im obigen Schritt 3. erhalten
wird, kann weiter einer Verglasungs- oder Asphaltierungsver
festigung nach einem herkömmlichen Verfestigungsverfahren
unterworfen werden.
Bei dem erfindungsgemäßen Verfahren wird die zersetzbare
Natriumverbindung im radioaktiven flüssigen Abfall in Na
triumoxid und Natriumperoxid durch Erwärmen oder Erhitzen
umgewandelt. Das Oxid und das Peroxid werden in Natriumhy
droxid durch eine Reaktion mit Wasserdampf oder ähnlichem
umgewandelt. Das Natriumhydroxid, das die Spaltungsprodukte
enthält, wird mit Alkohol zur Reaktion gebracht, um das Na
triumhydroxid in Natriumalkoholat umzuwandeln. Das in dieser
Weise gebildete Alkoholat wird dann von dem Verunreinigungs
rest abgetrennt, der die Spaltungsprodukte umfaßt. Das abge
trennte Natriumalkoholat wird mit Wasser zur Bildung von
Natriumhydroxid zersetzt, das dann rückgewonnen werden kann.
Wie es oben beschrieben wurde, kann das in dem radioaktiven
flüssigen Abfall enthaltene Natrium abgetrennt und rückgewon
nen werden, während nur die Verunreinigungen, die im wesent
lichen die Spaltungsprodukte umfassen, als Rest bleiben. Da
her kann das Volumen des zu verfestigenden radioaktiven Ab
falls erheblich verringert werden.
Der Verunreinigungsrest, der bei dem erfindungsgemäßen Ver
fahren erzeugt wird, enthält weiterhin kaum noch Natrium, so
daß er in ein verfestigtes Produkt mit ausgezeichneten Eigen
schaften verglast oder sicher mit einer Asphaltierungsver
festigung behandelt werden kann.
Im folgenden wird anhand der Zeichnung ein be
sonders bevorzugtes Ausführungsbeispiel der Erfindung näher
beschrieben. Es zeigt
Fig. 1 in einem Flußdiagramm ein Ausführungsbei
spiel des erfindungsgemäßen Verfahrens zum
Behandeln von radioaktivem flüssigem Ab
fall, und
Fig. 2 in einer schematischen Schnittansicht eine
Vorrichtung, die sich vorzugsweise zur
Durchführung des erfindungsgemäßen Verfah
rens eignet.
Fig. 1 zeigt in einem Flußdiagramm ein Ausführungsbeispiel
des erfindungsgemäßen Verfahrens zum Behandeln von radioak
tivem flüssigem Abfall. Zunächst wird radioaktiver flüssiger
Abfall, der Spaltungsprodukte und eine thermisch zersetzbare
Natriumverbindung, wie beispielsweise Natriumnitrat, ent
hält, in einem Erhitzungsschritt erhitzt. In diesem Erhit
zungsschritt erfolgen eine Verdampfung und Denitrierung des
flüssigen Abfalls und werden das im Abfall enthaltene Nitrat
und Wasser verdampft. Durch eine weitere Erhitzung schreitet
die thermische Zersetzung fort und wird Stickstoffoxid-(NOx)-
Gas entfernt. Beispielsweise wird Natriumnitrit bei 320°C
zersetzt, während Natriumnitrat bei 380°C zersetzt wird. Die
Erhitzung des radioaktiven flüssigen Abfalls kann somit bei
einer geeigneten, über diesen Temperaturen liegenden Tempera
tur erfolgen. Vorzugsweise werden Mikrowellen als Wärmequelle
beim Erhitzen benutzt, da Mikrowellen ein poröses Röst- oder
Calzinierungsprodukt liefern. Durch weiteres Erhitzen wird ein
Mischprodukt oder ein dinitriertes Produkt gebildet, das im
wesentlichen Spaltungsprodukte, Natriumoxid und Natriumperoxid
umfaßt. Unter den anfänglichen Spaltungsprodukten werden durch
die obige Erhitzung die flüchtigen Nuklide verdampft, so daß
das Abgas getrennt der notwendigen Behandlung, beispielsweise
einer Kondensation, Adsorption oder Absorption unterworfen
werden muß. Der größte Teil der nicht flüchtgen Nuklide wird
in Oxide durch die obige Erhitzung umgewandelt.
Anschließend wird das denitrierte Produkt (Oxide), das in
dieser Weise gebildet ist, auf einen Reaktionsschritt über
tragen. In diesem Reaktionsschritt wird Wasserdampf direkt
auf das denitrierte Produkt geblasen, um die Oxide in Na
triumhydroxid umzuwandeln. Um die Bildung von Natriumhydroxid
schonender durchzuführen, kann das denitrierte Produkt mit
Kohlendioxidgas zur Reaktion gebracht werden, um die Natrium
oxide in Natriumcarbonat umzuwandeln, das anschließend in Na
triumhydroxid dadurch umgewandelt wird, daß es mit Wasser
dampf zur Reaktion gebracht wird.
Das in dieser Weise erhaltene Natriumhydroxid, das Spaltungs
produkte enthält, wird auf einen Reinigungsschritt übertra
gen. In diesem Schritt wird das Natriumhydroxid in reinem
Alkohol, beispielsweise Alkylalkohol, gelöst, um in sein
Äthylat (Natriumäthoxid) umgewandelt zu werden, wobei das in
dieser Weise erhaltene Natriumäthylat über eine Feststoffflüs
sigkeitstrennung vom Verunreinigungsrest abgetrennt wird. Der
Verunreinigungsrest umfaßt im wesentlichen die Spaltungspro
dukte.
Das abgetrennte Natriumäthylat wird dann auf einen Zerset
zungsschritt übertragen. In diesem Schritt wird das Äthylat
mit Wasser in Äthylalkohol und Natriumhydroxid zersetzt. Das
Natriumhydroxid kann rückgewonnen und wieder verwandt werden.
Der Verunreinigungsrest, der im Reinigungsschritt abgetrennt
wurde, kann auf einen Verfestigungsschritt übertragen werden.
In diesem Schritt wird der Rest mit einem glasbildenden Ma
terial zur Verglasung zusammengeschmolzen. Er kann auch mit
Bitumen oder Asphalt unter gleichzeitiger Erwärmung ver
mischt werden, um ein durch Bitumen oder Asphalt verfestig
tes Produkt zu erzeugen. Da der Natriumgehalt des Verunrei
nigungsrestes merklich verringert ist, kann ein verglastes
Produkt mit ausgezeichneten Eigenschaften durch die Vergla
sung gebildet werden, oder kann die Gefahr einer Entzündung
oder Explosion bei der Bitumenverfestigung reduziert werden.
In beiden Fällen kann das Volumen des radioaktiven flüssigen
Abfalls, der zu verfestigen ist, stark herabgesetzt werden.
Einige der Schritte, aus denen das erfindungsgemäße Verfah
ren besteht, können auf die Behandlung von metallischem Na
triumabfall angewandt werden, der von einem radioaktiven
Korrosionsprodukt von einem Atomkernreaktor vom Typ des
schnellen Brüters begleitet wird. Dieser Abfall, der metal
lisches Natrium enthält, wird im allgemeinen mit Wasser
dampf oder ähnlichem gewaschen, wobei der kondensierte flüs
sige Abfall einer Verdampfung durch Erhitzung und einer Kon
zentration unterworfen wird und der konzentrierte flüssige
Abfall mit einer geringen Menge eines glasbildenden Mittels
zur Verglasung zusammengeschmolzen wird. Das erhaltene ver
glaste Produkt zeigt jedoch ungünstige Eigenschaften, ein
schließlich einer Neigung zum Zerfließen. Um diese Schwie
rigkeit zu überwinden, kann die Behandlung von metallischem
Natriumabfall von einem Atomkernreaktor vom Typ des schnel
len Brüters in der folgenden Weise durchgeführt werden:
Der metallische Natriumabfall wird direkt mit Wasserdampf
in Kontakt gebracht, um das metallische Natrium in Natrium
hydroxid umzuwandeln. Das erhaltene Natriumhydroxid wird
dann auf den Reinigungsschritt gemäß der vorliegenden Erfin
dung übertragen, in dem das Natriumhydroxid mit einem Alkohol
zur Bildung von Natriumalkoholat zur Reaktion gebracht wird.
Dann wird das Natriumalkoholat von dem Verunreinigungsrest
abgetrennt und wird das abgetrennte Natriumalkoholat in Na
triumhydroxid zersetzt. Diese Anwendung der letzten beiden
Schritte des erfindungsgemäßen Verfahrens auf metallischen
Natriumabfall von einem Atomkernreaktor vom Typ des schnel
len Brüters erlaubt es, das Natrium wieder zu verwenden und
den Verunreinigungsrest in ein ausgezeichnetes verglastes
Produkt zu verglasen, wie es ähnlich bei dem erfindungsge
mäßen Verfahren der Fall ist.
Fig. 2 zeigt ein bevorzugtes Ausführungsbeispiel einer Vor
richtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens.
Diese Vorrichtung umfaßt eine Heizvorrichtung 10 und eine
Reaktionsvorrichtung 40.
Die Heizvorrichtung 10 ist mit einer Eingabeeinrichtung 12
für radioaktiven flüssigen Abfall und einer Heizkammer 18 ver
sehen, die einen schräg verlaufenden Boden aufweist, um eine
Senke 16 in der Heizkammer 18 zu bilden. Die Eingabeeinrich
tung 12 und die Senke 16 sind über ein Rohr 14 verbunden. Die
Heizkammer 18 ist mit einer Heizung 20 am Boden und an den
Seiten ihrer Außenwand sowie mit einer Vielzahl von Mikro
wellenöffnungen 22 am oberen Teil versehen. Eine Schnecke
24 zum fortlaufenden Übertragen (Abführen) des denitrierten
Produktes ist drehbar am Boden in der Heizkammer 18 vorgese
hen und kann von einem Antriebsmotor 26 angetrieben werden,
der außerhalb der Heizkammer 18 angeordnet ist. Das Innere
der Heizkammer 18 ist weiterhin in drei Zonen A, B und C
durch Trennplatten 28 und 30 unterteilt.
Die Heizkammer 18 wird gleichzeitig der Bestrahlung mit Mi
krowellen und der Erwärmung durch die Heizung 20 ausgesetzt,
während der radioaktive flüssige Abfall, der Spaltungspro
dukte und Natriumnitrat (NaNO3) enthält, fortlaufend der
Senke 16 von der Eingabeeinrichtung 12 über das Rohr 14 zu
geführt wird. Die Schnecke 24 wird durch den Antriebsmotor
26 gedreht. In der Zone A erfolgen die Erhitzung und Konzen
tration des radioaktiven flüssigen Abfalls und in der Zone B
erfolgen die Konzentration und die Denitrierung (Zerset
zung in NOx) des flüssigen Abfalls. Der bei der Reaktion be
nötigte Sauerstoff wird über eine Luftöffnung 32 am oberen
Teil der Heizkammer 18 zugeführt, und das Abgas wird über
eine Entlüftung 34 abgeführt. In der Zone C wird die Reak
tion zur Bildung von Natriumoxiden, d. h. Natriumoxid und Na
triumperoxid, abgeschlossen. Das in dieser Weise erhaltene
denitrierte Produkt wird über eine Abgabeöffnung 36 in die
Reaktionsvorrichtung 40 abgeführt, die im folgenden be
schrieben wird.
Die Reaktionsvorrichtung 40 ist mit einer Schnecke 46 am un
teren Teil in einer Reaktionskammer 42 und mit einer Wasser
dampfsprüh- oder -blaseinrichtung 48 am oberen Teil der Kam
mer 42 versehen. Die Schnecke 46 kann von einem Antriebsmo
tor 44 gedreht werden.
Das in der Heizkammer 10 erzeugte denitrierte Produkt wird
über die Einlaßöffnung 50 am oberen Teil der Reaktionskam
mer 42 zugeführt und über die Schnecke 46 befördert, wäh
rend Wasserdampf von der Sprüheinrichtung 48 aufgesprüht
wird, um dadurch die Natriumoxide in dem denitrierten Pro
dukt in Natriumhydroxid umzuwandeln. Das denitrierte Pro
dukt, das Natriumhydroxid und die Spaltungsprodukte ent
hält, wird über eine Auslaßöffnung 52 abgegeben, um in einem
Sammelbehälter 54 gesammelt zu werden, während das gasför
mige Produkt, das bei der Bildung von Natriumhydroxid er
zeugt wird, über eine Belüftung 56 abgeführt wird.
Das Natriumhydroxid, das die Spaltungsprodukte enthält und
in dieser Weise gesammelt wird, wird auf den folgenden Rei
nigungsschritt übertragen, wie es in Fig. 1 dargestellt ist.
Wie es oben beschrieben wurde, wird es gemäß der Erfindung
möglich, das in einem radioaktiven flüssigen Abfall enthalte
ne Natrium wieder zu verwenden und merklich das Volumen des
zu verfestigenden radioaktiven Abfalls zu reduzieren. Da der
Natriumgehalt des zu verfestigenden radioaktiven Abfalls
stark verringert ist, kann darüber hinaus die Verfestigung
merklich erleichtert werden. Die Verglasung kann mit einer
geringeren Menge an glasbildenden Mitteln erfolgen, so daß
das verglaste Produkt ausgezeichnete Eigenschaften hat. Bei
der Bitumenverfestigung kann andererseits die Verfestigungs
behandlung sicher ohne Gefahr einer Entzündung oder Ex
plosion durchgeführt werden.
Verfahren zum Behandeln von radioaktivem flüssigem Abfall,
der Spaltungsprodukte und eine thermisch zersetzbare Na
triumverbindung enthält, welches Verfahren das Erhitzen des
flüssigen Abfalls, um die Natriumverbindung in Natriumoxide
umzuwandeln, das Umwandeln der Oxide in Natriumhydroxid, das
Reagieren des Natriumhydroxids mit Alkohol, um Natriumalko
holat zu bilden, das Abtrennen des Natriumalkoholats von dem
Verunreinigungsrest, der im wesentlichen die Spaltungspro
dukte umfaßt, das Zersetzen des abgetrennten Natriumalkoholats
zur Bildung von Natriumhydroxid und das Rückgewinnen des Na
triumhydroxids umfaßt.
Claims (6)
1. Verfahren zum Behandeln von radioaktivem flüssigem Ab
fall,
gekennzeichnet durch
- 1. einen Erhitzungsschritt, in dem radioaktiver flüssi ger Abfall, der Spaltungsprodukte und eine thermisch zersetzbare Natriumverbindung enthält, erhitzt wird, um die Natriumverbindung in Natriumoxide umzuwandeln, so daß ein Mischprodukt gebildet wird, das im we sentlichen die Spaltungsprodukte und Natriumoxide enthält,
- 2. einen Reaktionsschritt, in dem die Natriumoxide im Mischprodukt in Natriumhydroxid umgewandelt werden,
- 3. einen Reinigungsschritt, in dem das Natriumhydroxid im Mischprodukt mit einem Alkohol zur Reaktion ge bracht wird, um ein Natriumalkoholat zu bilden und in dem das in dieser Weise gebildete Natriumalkoho lat über eine Feststoffflüssigkeitstrennung vom Ver unreinigungsrest abgetrennt wird, der im wesentli chen die Spaltungsprodukte umfaßt, und
- 4. einen Zersetzungsschritt, in dem das Natriumalkoholat zersetzt wird, um Natriumhydroxid zu bilden und rück zugewinnen.
2. Verfahren nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Erhitzung im Erhitzungsschritt mit Mikrowellen
erfolgt.
3. Verfahren nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,
daß der Reaktionsschritt dadurch ausgeführt wird, daß
Wasserdampf auf das Mischprodukt gesprüht oder geblasen
wird, um die Natriumoxide im Mischprodukt in Natriumhy
droxid umzuwandeln.
4. Verfahren nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,
daß der Reaktionsschritt dadurch ausgeführt wird, daß
das Mischprodukt mit Kohlendioxidgas zur Reaktion ge
bracht wird, um die Natriumoxide im Mischprodukt in Na
triumcarbonat umzuwandeln, und anschließend Wasserdampf
aufgeblasen oder aufgesprüht wird, um das Natriumcarbonat
in Natriumhydroxid umzuwandeln.
5. Verfahren nach Anspruch 1,
gekennzeichnet durch
einen Verfestigungsschritt, in dem der Verunreinigungs
rest, der im Reinigungsschritt abgetrennt wurde, mit ei
nem glasbildenden Mittel verschmolzen wird, um ein ver
glastes Produkt zu erzeugen.
6. Verfahren nach Anspruch 1,
gekennzeichnet durch
einen Verfestigungsschritt, in dem der Verunreinigungs
rest, der im Reinigungsschritt abgetrennt wurde, mit Bi
tumen oder Asphalt unter gleichzeitiger Erwärmung ge
mischt wird, um ein durch Bitumen oder Asphalt verfestig
tes Produkt zu erzeugen.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62031101A JPH0648314B2 (ja) | 1987-02-13 | 1987-02-13 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3804431A1 true DE3804431A1 (de) | 1988-08-25 |
DE3804431C2 DE3804431C2 (de) | 1993-06-24 |
Family
ID=12322009
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE3804431A Granted DE3804431A1 (de) | 1987-02-13 | 1988-02-12 | Verfahren zum behandeln von radioaktivem fluessigem abfall |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4844838A (de) |
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BE (1) | BE1002934A5 (de) |
DE (1) | DE3804431A1 (de) |
Families Citing this family (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB9005707D0 (en) * | 1990-03-14 | 1990-05-09 | Atomic Energy Authority Uk | Tritium removal |
US5324485A (en) * | 1992-08-12 | 1994-06-28 | Martin Marietta Energy Systems, Inc. | Microwave applicator for in-drum processing of radioactive waste slurry |
JP2798856B2 (ja) * | 1992-09-16 | 1998-09-17 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 連続脱硝装置 |
FR2940717B1 (fr) * | 2008-12-30 | 2011-09-23 | Areva Nc | Procede de traitement d'un effluent liquide aqueux nitrique par calcination et vitrification |
FR2940716B1 (fr) * | 2008-12-30 | 2011-09-23 | Areva Nc | Procede de traitement d'un effluent liquide aqueux nitrique par calcination et vitrification |
JP5544111B2 (ja) * | 2009-04-16 | 2014-07-09 | 三菱原子燃料株式会社 | シリカ成分を主成分とする放射性固体廃棄物の分離、回収、及び、処理方法 |
JP5603134B2 (ja) * | 2010-05-13 | 2014-10-08 | マイクロ波化学株式会社 | 化学反応装置、及び化学反応方法 |
JP5901519B2 (ja) | 2010-06-30 | 2016-04-13 | マイクロ波化学株式会社 | 油状物質の製造方法、及び油状物質の製造装置 |
WO2013001629A1 (ja) | 2011-06-29 | 2013-01-03 | マイクロ波環境化学株式会社 | 化学反応装置、及び化学反応方法 |
US11229895B2 (en) | 2011-11-11 | 2022-01-25 | Microwave Chemical Co., Ltd. | Chemical reaction method using chemical reaction apparatus |
JP5114616B1 (ja) | 2011-11-11 | 2013-01-09 | マイクロ波化学株式会社 | 化学反応装置 |
JP5109004B1 (ja) | 2011-11-11 | 2012-12-26 | マイクロ波化学株式会社 | 化学反応装置 |
CN115116638B (zh) * | 2021-03-19 | 2023-10-20 | 中国核工业二三建设有限公司 | 一种钠钾合金冷却剂管道系统拆除及后处理方法 |
Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2438921A1 (de) * | 1974-07-22 | 1976-02-26 | Aerojet General Corp N D Ges D | Verfahren und vorrichtung zur behandlung von abfallprodukten niedriger radioaktivitaet |
DE2822388A1 (de) * | 1977-05-24 | 1978-12-07 | Nukem Gmbh | Verfahren zur herstellung von festen teilchen |
EP0125017A2 (de) * | 1983-04-06 | 1984-11-14 | Westinghouse Electric Corporation | Verfahren zum Zurückgewinnen von Borsäure aus radioaktiven Abfällen |
US4514329A (en) * | 1981-07-06 | 1985-04-30 | Agency Of Industrial Science & Technology | Process for vitrifying liquid radioactive waste |
FR2557797A1 (fr) * | 1984-01-09 | 1985-07-12 | Cheikho Zahira | Composition therapeutique a base de terminalia chebula pour le traitement du psoriasis par voie orale. |
US4571307A (en) * | 1982-12-23 | 1986-02-18 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for conditioning radioactive waste |
DE2849050C2 (de) * | 1978-11-11 | 1986-04-17 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik |
DE3243840C2 (de) * | 1982-11-26 | 1987-10-15 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe, De |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1188396A (en) * | 1967-12-11 | 1970-04-15 | Belge Pour L Ind Nucleaire S A | Treatment of Radioactive Liquids |
DE2545031C2 (de) * | 1975-10-08 | 1984-10-11 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zum Reinigen von mit Natrium behafteten Anlagenteilen und Anlage zur Durchführung des Verfahrens |
US4032614A (en) * | 1975-10-20 | 1977-06-28 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Process for the disposal of alkali metals |
US4242220A (en) * | 1978-07-31 | 1980-12-30 | Gentaku Sato | Waste disposal method using microwaves |
US4253985A (en) * | 1979-01-17 | 1981-03-03 | The Dow Chemical Company | Process for handling and solidification of radioactive wastes from pressurized water reactors |
DE2910677C2 (de) * | 1979-03-19 | 1983-12-22 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Behandlung von borhaltigen radioaktiven Konzentraten aus Abwässern von Druckwasserreaktoren |
US4377507A (en) * | 1980-06-25 | 1983-03-22 | Westinghouse Electric Corp. | Containing nuclear waste via chemical polymerization |
US4422965A (en) * | 1980-08-11 | 1983-12-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear waste encapsulation in borosilicate glass by chemical polymerization |
US4430257A (en) * | 1981-06-12 | 1984-02-07 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Alcohol-free alkoxide process for containing nuclear waste |
JPS58213300A (ja) * | 1982-06-04 | 1983-12-12 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法 |
US4487711A (en) * | 1982-06-29 | 1984-12-11 | Westinghouse Electric Corp. | Cinder aggregate from PUREX waste |
JPS60114799A (ja) * | 1983-11-28 | 1985-06-21 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 放射性ナトリウムの処理方法 |
JPH01145500A (ja) * | 1987-11-30 | 1989-06-07 | Yasuo Odai | 水素吸蔵合金を用いた熱交換器 |
-
1987
- 1987-02-13 JP JP62031101A patent/JPH0648314B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1988
- 1988-02-10 US US07/154,213 patent/US4844838A/en not_active Expired - Lifetime
- 1988-02-12 BE BE8800166A patent/BE1002934A5/fr not_active IP Right Cessation
- 1988-02-12 DE DE3804431A patent/DE3804431A1/de active Granted
Patent Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2438921A1 (de) * | 1974-07-22 | 1976-02-26 | Aerojet General Corp N D Ges D | Verfahren und vorrichtung zur behandlung von abfallprodukten niedriger radioaktivitaet |
DE2822388A1 (de) * | 1977-05-24 | 1978-12-07 | Nukem Gmbh | Verfahren zur herstellung von festen teilchen |
DE2849050C2 (de) * | 1978-11-11 | 1986-04-17 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur Aufarbeitung von ammoniumnitrathaltigen Abfalllösungen der Kerntechnik |
US4514329A (en) * | 1981-07-06 | 1985-04-30 | Agency Of Industrial Science & Technology | Process for vitrifying liquid radioactive waste |
DE3243840C2 (de) * | 1982-11-26 | 1987-10-15 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe, De | |
US4571307A (en) * | 1982-12-23 | 1986-02-18 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for conditioning radioactive waste |
EP0125017A2 (de) * | 1983-04-06 | 1984-11-14 | Westinghouse Electric Corporation | Verfahren zum Zurückgewinnen von Borsäure aus radioaktiven Abfällen |
FR2557797A1 (fr) * | 1984-01-09 | 1985-07-12 | Cheikho Zahira | Composition therapeutique a base de terminalia chebula pour le traitement du psoriasis par voie orale. |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4844838A (en) | 1989-07-04 |
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BE1002934A5 (fr) | 1991-09-03 |
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JPS63198899A (ja) | 1988-08-17 |
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