HU185105B - Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration - Google Patents
Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration Download PDFInfo
- Publication number
- HU185105B HU185105B HU187682A HU187682A HU185105B HU 185105 B HU185105 B HU 185105B HU 187682 A HU187682 A HU 187682A HU 187682 A HU187682 A HU 187682A HU 185105 B HU185105 B HU 185105B
- Authority
- HU
- Hungary
- Prior art keywords
- acid
- permanganate
- hydroxide
- waste solution
- solution
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Detergent Compositions (AREA)
Description
A találmány nagy sókoncentrációjú atomerőmüvi hulladékoldat előállítására alkalmas eljárásra vonatkozik. A találmány tárgya közelebbről megjelölve atomerőmüvekben keletkező, különböző eredetű (szivárgásokból eredő bórsav- és/vagy boráttartalmú, szervesanyag-tartalmú, például oxálsav- és/vagy oxalát-, citromsav-, citrát-, borkősavés/vagy tartaráttartalmú salétromsav-, alkálipermanganát- és nátrium-hidroxid-tartalmú és az ioncserélő gyanták regenerálásából származó sálét- 1 romsav, kálium-hidroxid- és/vagy nátrium-hidroxid-tartalmú) radioaktív hulladékoldatok töményíthetőségének olyan módon való fokozására szolgáló eljárás, amely szerint sem a töményítés (bepárlás vagy egyéb művelet), sem pedig a sürít- 1 mények legalább 20 °C-on való tárolása folyamán kristály és/vagy szilárdanyag nem képződik.
Az úgynevezett nyomottvizes (PWR) atomreaktorok primer vízköre a bőr kedvező neutronbefogó tulajdonsága miatt általában 4 - 12 súlyszázalék * bórsavat tartalmaz. A printerkor bórsavtartalmát a fűtőelemek állapotának megfelelően szabályozzák és az úgynevezett „bórsavrecirkulációs körön” keresztül a megtisztított bórsav visszakerül a pri- „ merkörbe. 1
A primerkörből a hulladékvízkörbe kerülő bórsav visszanyerésére és recirkuláltatására azonban (költségek és egyéb okok miatt) a legtöbb atomerőmű nem rendezkedett be és így bórsavtartalmú . radioaktív hulladékoldatok képződnek (évi többszáz m3) és a radioaktív hulladékoldatot a rövid felezési idejű izotópok lebomlásáig (néhány hónap - 1 év) és a végleges feldolgozásig tárolják.
A folyékony radioaktív hulladékok tárolása, be- ágyazása (cementálása, bitumenbe való beágyazása és igy tovább) és eltemetése költség- és eszközigényes, így tehát a fajlagos tárolási költség, cementvagy bitumen felhasználás és a temetési költség szempontjából annál előnyösebb az eljárás, minél . töményebb hulladékoldat állítható elő. Bár ismeretes olyan eljárás (80 34,397. számú japán szabadalom), amelynél a bórsavtartalmú hulladékoldatot a végleges megszilárdítás előtt szárazra párolják, azonban a legtöbb atomerőműben különböző okok miatt (környezetvédelmi szempontok -radioaktív porok képződésének elkerülése, automatizálhatóság és a többi) „nedves” eljárással, oldatokkal dolgoznak.
A kis aktivitásszintü radioaktív hulladékoldatok töményítésekor két alapvető szempontot ke!! figyelembe venni:
a) lehetőség szerint a legtöményebb oldatot kell előállítani; tekintve, hogy egy adott erőműnél korlátozott a tároló kapacitás, továbbá a töményítés következtében a végső szilárdítás és temetés fajlagos költségei csökkennek;
b) a komponensek oldhatóságának egyensúlyi koncentrációját nem szabad túllépni, mivel a túltelítés következtében fellépő kristálykiválás a hulladékoldat töményítését szolgáló berendezésben, szivattyúzáskor és tároláskor üzemzavart okozhat.
Eljárásunkat a fenti szempontok legmesszebbmenő figyelembevételével dolgoztuk ki. Eljárásunk előnye, hogy nem igényel külön berendezést, műveleti egységet, hanem a meglevő vízkezelő és tároló berendezések felhasználása mellett, csupán a hulladékoldat célszerűen kialakított kémiai kezelésével közel háromszor töményebb hulladékoldat állítható elő, mint ahogy az az egyes üzemelő atomerőművek technológiai tapasztalatai és saját vizsgálataink alapján a hagyományos módon megvalósítható.
A 654010. számú szovjet szabadalom szintén oxalát- és boráttartalmú atomerőművi hulladékoldatok töményítésére vonatkozik és 3,5-4,0 pHérték salétromsavval történő beállítását javasolja, miáltal 130- 150 g/dm3 sókoncentrációt érnek el a sűrítményben.
Eljárásunk egyrészt korróziós szempontból előnyösebb, tekintve, hogy a fém berendezéseket (bepárló, tartályok) az általunk használt kevésbé savas közeg (pH ^5) miatt kisebb korróziós igénybevételnek teszi ki, másrészt viszont hozzávetőlegesen kétszer töményebb, 260-310 g/dm3 sókoncentrációjú hulladékoldat-sűrítményt állítunk elő a bórsav- és/vagy boráttartalomtól függően.
Az 1. ábrán az atomerőművek kis aktivitásszintű hulladékoldatot feldolgozó technológiájának elvi vázlatát tüntettük fel. Az 1 ülepítő tartályban fogják fel a különféle dekontaminálásból, regenerálásból származó és egyéb csurgalékvizeket. A 2 szűrőn keresztül kerül a hulladékoldat a töményítésre szolgáló 3 egység, amely legtöbbször atmoszferikus vagy csökkentett nyomású bepárló, de más típusú berendezés, újabban fordított ozmózis (Reverse Osmosis) végrehajtására alkalmas egység is lehet. A koncentrátumot a 4 tárolótartályban pihentetik a rövid felezési idejű izotópok lebomlásáig, majd különböző szilárdító eljárással (cementezés, bitumínbeágyazás és a többi) az oldott sókat szilárd mátrixba rögzítik és eltemetik.
Eljárásunk lényege az, hogy 1 ülepítő tartályban megfelelő, egyszerű kémiai reakciók lejátszása révén olyan fizikai-kémiai állapotba hozzuk a hulladékoldatot, hogy szilárdanyag-, illetve kristálykiválás-mentes töményithetőség szempontjából lényegesen kedvezőbb tulajdonságokat mutat, mint eredeti állapotában (közel ötször töményebb koncentrátum állítható elő) és a sűrítmény a tárolás hőmérsékletén is (legalább 20 °C) stabil marad termodinamikailag, azaz kristályképződés, illetve szilárdanyag-kiválás nem iép fel. A töményebb koncentrátum előnyeit a fajlagos megszilárdítási, szállítási és temetési költség vonatkozásában már a fentiekben érzékeltettük, itt csupán azt hangsúlyozzuk, hogy a 4 tárolótartály korlátozott kapacitása miatt olyan eset is előfordult már, hogy egy atomerőművet le kellett állítani. Eljárásunk további előnye, hogy a 3 és 4 egység közé bórsavvisszanyerő berendezés beiktatásával a koncentrátum töményíthetősége tovább fokozható és a hulladékoldat fizikai-kémiai állapota eljárásunk következtében a cellulóz-acetát membránon való bórsavvisszanyerés (77 09,684. sz. japán szabadalom) szempontjából is optimális.
Az eljárás lényegét az alábbiakban foglaljuk össze:
1. A hulladékoldat K +-koncentrációját lehetőleg
-2185 105 alacsony értékben — célszerűen 10”2 mól/dm3 érték alatt — tartjuk olyan módon, hogy a berendezések dekontaminálására kálium-permanganáttar- talmú dekontaminálószer helyett nátrium-permanganátos dekontaminálószert alkalmazunk és egyéb 5 K-tartalmú vegyületek felhasználásakor, amennyiben más körülmény nem teszi szükségessé a káliumvegyület használatát, helvette a megfelelő nátriumvegyületet alkalmazzuk, például az ioncserélők regenerálására KOH helyett NaOH-ot használunk. 10 Ez a módszer lényegesen előnyösebb, mint a nagymennyiségű hulladékoldatból a K-ionok viszszanyerése abból a célból, hogy a találmányunk szerint előnyös 10-2 mól/dm3 K+-koncentráció alatti koncentrációt biztosítsunk.
A K+-koncentrációjáaak a csökkentése a hulladékoldatban azért szükséges, mert a kálium-borát, például a kálium-pentaborát (K2O.5B2O3.8H2O) oldhatósága hozzávetőleg 1 /3-a a megfelelő nátri- „ um-boráténak (Na2O.5B2O3.10H2O).
2. Az 1 ülepítőtartályban összegyűjtött hulladékoldat szervesanyag-mentesítése, legtöbbször oxálsav- és/vagy oxalát-, citrát- és tartarátmentesítése és egyúttal a permanganát-mentesítése.
A szervesanyag-mentesités azért előnyös, mert a hulladékoldatok komponenseit alapulvéve az oxalátok és a borátok oldódnak legkevésbé és egymás oldhatóságát kedvezőtlenül befolyásolják (Linké,
W. F.: Solubilities of Inorganic and Metal-Organic 30 Compounds; American Chem. Society, Washington, D. C. 1958. 1. kötet 267. oldal).
2.1. A szervesanyagot, legtöbbször oxálsavat és/ vagy oxalátot és erős ásványi savat — célszerűen salétromsavat - és erős lúgot, - célszerűen nátri- 35 um-hidroxidot - illetve az utóbbi kettő sóját és alkáli-permanganátot — célszerűen nátriumpermanganátot — és bórsavat és/vagy borátot tartalmazó hulladékoldatban beállítjuk erős sav — célszerűen salétromsav - vagy erős lúg - célszerű- 40 en nátrium-hidroxid — hozzáadásával az erős lúgok ~ célszerűen nátrium-hidroxid - és az erős savak — célszerűen salétromsav — mólarányát úgy, hogy a 2.2. pontban foglaltak szerint a hulladékoldathoz adandó alkáli-permanganátot is beleértve erős egyértékű lúg (NaOH) és az erős egyértékű sav (HNO3) mólaránya £ 1 legyen és az oldat pH-ja 5^pH<7 legyen.
Erre azért van szükség, hogy az oxálsav eliminációja lejátszódjon a megfelelő 5^ pH <7 pH-tarto- 50 mányban, ezáltal a 2.2. pont szerint csak minimális mértékben növeljük a vegyszer hozzáadásával a hulladékoldat sókoncentrációját.
2.2. Alkáli-permanganát — célszerűen nátriumpermanganát - és/vagy oxálsav hozzáadásával beállítjuk a hulladékoldatban az oxálsav és/vagy oxalát és az alkáli-permanganát - célszerűen nálriumpermanganát - mólarányát úgy, hogy az oxálsav és/vagy oxalát és az alkáli-permanganát mólaránya θθ
2,5 : 1 legyen; tehát a permanganát öt elektronátmenettel járó reakciójának megfelelő sztöchiometrikus mólarányt biztosítjuk az oxálsav enyhén savas, illetve semleges közegben való oxidálásához.
Az oxálsav eliminálása az alábbi reakcióegyenlet szerint játszódik le:
MnO4- + 5(COO)2 2- + 16H + = 2 Mn2+ + 1 0CO2 + 8H2O (1) gyengén savas (5^pH<7) közegben (amit eljárásunk a 2.1. pont szerint biztosít).
3. A 2.1. és 2.2. pontokban foglalt követelmények teljesülése után - célszerűen a környezet hőmérsékletén - 2-3 órán át levegőbefúvással történő keverés mellett reagáltatjuk az oxálsav teljes mennyiségét a nátrium-permanganáttal, illetve a nátrium-permanganát teljes mennyiségét az oxálsavval. A levegőbefúvással a CO2 eltávozását, valamint a Mn2+ oxidációját és csapadék formájában való leválását segítjük elő. Ilyen körülmények mellett a Mn2+ a levegő oxigénjének hatására jól ülepedő mangán-oxid-hidroxiddá alakul. A csapadék összetétele egyes szerzők szerint MnO(OH)2 (Erdey, L.: Bevezetés a kémiai analízisbe, Budapest, 1951. 129. oldal).
3. A 2.2. pont szerinti reakció során keletkező CO2-nak a 2.3. pontban leírtak szerinti eltávolítása után alkáli-hidroxid — célszerűen nátrium-hidroxid - hozzáadásával a nátrium-hidroxid/bórsav mólarányt 0,17-0,25 tartományba - célszerűen a 0,21 értékre — állítjuk be, ezáltal a bórsav, illetve a borátok optimális oldhatóságát biztosítjuk és egyúttal elősegítjük a mangán-oxid-hidroxid teljes leválását is.
A bórsav oldhatósága vízben és neutrális sók, például NaNO3 jelenlétében 48 g/dm3 (20 °C-on), míg az általunk beállított nátrium-hidroxid/bórsav mólaránnyal (0,21) meghatározott nátriunbborátok oldhatósága, ugyanazon körülmények mellett bórsavban kifejezve 160 g/dm3.
4. A keverés - légbefúvás — megszüntetése után a mangán-oxid-hidroxid-ot ülepítjük és/vagy szűrjük és/vagy centrifugáljuk.
A 2. pontban leírt kémiai kezelést és ülepítést az 1 ülepítő tartályban célszerű végrehajtani. A 2.1. és
2.2. pontban feltüntetett műveletek sorrendje elvileg felcserélhető, de célszerű a leírás sorrendjében végrehajtani, mert a kémiai kezeléssel a hulladékoldatba bevitt só így a legkevesebb. Az ismertetett kémiai kezeléssel elérhető, hogy 60-80 g/dm3 sókoncentráció helyett 120- 150 g/dm3 töménységűre lehet bepárolni a hulladékoldatot anélkül, hogy sem a bepárlóban, sem pedig a besűrített hulladékoldatnak 20 °C-ig történő lehűlése után a 4 tartályban, 20 °C-on való tárolásakor kristály, illetve szilárdanyag nem válik ki. Abban az esetben viszont, ha nemcsak a 2.2. pontban rögzített oxálsaveliminációhoz használunk nátriuin-permanganátot, hanem a dekontamináló oldatot is nátriumpermanganáttal készítjük kálium-pcrmanganát helyett és ezáltal csökkentjük az l ülepítő tartályban a hulladékoldat K +-koncentrációját, 102 mól/dm3 vagy ennél kisebb K+ — koncentráció mellett 150-310g/dm3 sókoncentrációjú sűrítmény állítható elő - a hulladékoldat bórsav és/vagy borát koncentrációjától függően - úgy, hogy legalább 20 °C-on szilárdanyag nem válik ki.
Kis bórsavkoncentráció vagy bórsav és/vagy bo3
-3185 105 rátvisszanyerés esetén az előbbi feltételek mellett 400 g/dm3 só koncentrációjú sűrítmény is előállítható.
1. Alkalmazási példa
Egy atomerőmű technológiai leírása alapján számított hulladékoldat — mint referenciaoldat összetétele a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélkül a következő:
g/dm3
Oxaláttartalom oxálsavban kifejezve 0,36- 1,8 Boráttartalom bórsavban kifejezve 3,10-8,04
Nátrium-nitrát-tartalom 0.85-13.6
Kálium-permanganát-tartalom 0,05 - 0,32 „Nátrium-hidroxid”-tartalom 0,24 - 0,8 „Kálium-hidroxid”-tartalom legfeljebb 0,06
A „nátrium-hidroxid” és „kálium hidroxid” azért került idézőjelbe, mert vizes oldatról lévén szó, az oxálsawal és bórsavval oxalátokat, illetve bórátokat képez.
Az oldat besűrítésekor mindenkor (az 1 - 3. alkalmazási példában is) feltétel az, hogy sem bepárláskor, sem pedig a besűrített oldatnak minimálisan 20 °C-on való tárolásakor szilárdanyag ne váljon ki.
A fenti feltétel mellett csak 60-80 g/dm3 sókoncentrációjú sűrítmény állítható elő bepárlással a referencia hulladékoldatból szilárdanyag kiválása nélkül.
Ellenpélda: A hulladékoldat kémiai kezelésén alapuló eljárásunkat alkalmazva a referencia hulladékoldatból azonban 120—150g/dm3 sókoncentrációjú sűrítményt állítottunk elő szilárdanyag kiválása nélkül. A hulladékoldat töményíthetősége tehát jelentősen megnövekedett, mivel az oxálsavat és/vagy oxalátokat - mint rosszul oldódó komponenseket - és egyidejűleg az alkáli-permanganátokat is elimináltuk a hulladékoldatból, másrészt a nátrium-hidroxid/bórsav mólarány optimális beállításával a borátok oldhatóságát is jelentősen megnöveltük és így a hulladékoldat célszerű kémiai átalakításával közel kétszer töményebb hulladékoldat-koncentrátumot állítottunk elő. Az esetleges túltöményítéskor kiváló szilárd fázis összetétele: K2O.5B2O3.8H2O.
2. A Ikalmazási példa
Működő atomerőműben keletkező radioaktív hulladékoldat kémiai összetétele - a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélkül - a következő:
A jelenleg fennálló hulladékoldat-kezelési technológia szerint a hulladékoldatot nátrium-hidroxiddal pH = 11 értékig lúgosítják és legfeljebb 70 g/ dm3 sókoncentrációjú sűrítmény állítható, illetve 5 állítanak elő bepárlással anélkül, hogy a környezet hőmérsékletén 20-25°C-on szilárdanyag-kiválás bekövetkezne.
Ellenpélda: Ugyanazon atomerőműben, ugyanazon hulladékoldatból 250 m3-nyi mennyiséget el10 járásunk szerint kezeltünk. A hulladékoldathoz m3-enként 0,15 kg nátrium-permanganátot, 0,39 dm3 65 súlyszázalékos salétromsavat adtunk és óránként 150 m3 mennyiségű levegőt buborékoltattunk az oldaton keresztül mindaddig, amíg az 1!’ oldat oxálsav- és szén-dioxidmentes nem lett. Ezután 0,18 kg nátrium-hidroxidot adtunk a hulladékoldathoz m3-ként és dekantáltuk az oldatot. A kémiai kezelést az oldat környezeti hőmérsékle2Q tén 20 - 25 °C-on végeztük. A dekantált oldatot az atomerőmű hulladékoldat-feldolgozó bepárlójában besűrítettük 280 g/dm3 sókoncentrációig és a bepárlóban, illetve a sűrítménynek a környezet hőmérsékletére 20 - 25 °C-ra történt lehűlése után a sürítménytárolóban szilárdanyag nem vált ki.
3. Alkalmazási példa
Működő atomerőműben keletkező radioaktív hulladékoldat kémiai összetétele - a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélkül - a következő:
g/dm3
Boráttartalom bórsavban kifejezve 1,7
Nátrium-nitrát-tartalom 0.8
A jelenleg fennálló hulladékoldat-kezelési tech40 nológia szerint a hulladékoldatot nátrium-hidroxiddal pH - 11 értékig lúgosítják és legfeljebb 80 g/ dm3 sókoncentrációjú sűrítmény állítható, illetve állítanak elő anélkül, hogy a környezet hőmérsékletén 20 - 25 °C-on szilárdanyag-kiválás bekövetkez4E ne.
Ellenpélda: Eljárásunk szerint ugyanezen hulladékoldathoz 0,23 g nátrium-hidroxidot adtunk dm3-enként, azaz eljárásunk szerint javasolt 0,21 értékű nátrium-hidroxid/bórsav mólarányt állítottünk be, ekkor a hulladékoldat pH értéke 9 volt. Az így kezelt hulladékoldatot 240 g/dm3 sókoncentrációig bepároltuk úgy, hogy sem a bepárlóban, sem a sűrítménynek a környezet hőmérsékletére 20 - 25 °C-ra történt lehűlése után a sürítménytárolóban szilárdanyag nem vált ki.
Claims (2)
- Szabadalmi igénypontok g/dm3Oxaláttartalom oxálsavban kifejezve 0,25Boráttartalom bórsavban kifejezve 1,20Nátrium-nitrát-tartalom 0,50 „Nátrium-hidroxid”-tartalom 0,141. Eljárás primerköri hulladékokból, dekontaminálószerekből és ioncserélők regenerálásából származó, főleg szerves anyagokat, oxálsavat és/vagy oxalátokat, citromsavat és/vagy citrátokat, borkősavat és/vagy tartarátokat, valamint bórsavat és/-4185 105 vagy bórátokat, nitrátokat, permanganátokat és egyéb szervetlen sókat, szervetlen savakat és/vagy lúgokat tartalmazó atomerőművi radioaktív hulladékoldatokból kristály-, vagy szilárdanyag-kiválás nélkül eltartható, legalább 20 °C-os tárolási hőmér- 5 sékleten stabilis, nagy - előnyösen 150-310 g/ dm3 — sókoncentrációjú hulladékoldat-koncentrátumok előállítására, azzal jellemezve, hogy a feldolgozandó hulladékoldat K+-koncentrációját 10-2 mól/dm3 — érték alatt tartjuk, továbbá savas 10 — célszerűen salétromsavas — közegben — célszerűen 5S pH <7 tartományban - a szerves anyagok feleslege esetén alkáli-permanganát, célszerűen nátrium-permanganát, ezzel szemben permanganát felesleg esetén redukáló szerves anyag - célszerűen 5 oxálsav és/vagy citromsav - sztöchiometrikus adagolásával öt elektronátmenetnek megfelelő oxidációt, illetve redukciót hajtunk végre, majd a széndioxidot oxigéntartalmú gáz - célszerűen levegő 2Q — beíúvásával az oldatból eltávolítjuk, egyidejűleg a mangán-hidroxidot mangán-oxid-hidroxiddá oxidáljuk, és alkáli-hidroxid - célszerűen nátriumhidroxid - hozzáadásával az alkáli-hidroxid/ bórsav mólarányt 0,17-0,25 tartományba - célszerűen 0,21 értékre — állítjuk be, és a mangánoxid-hidroxid csapadékot ülepítjük és/vagy szűrjük és/vagy centrifugáljuk és végül az oldatot fordított ozmózissal és/vagy bepártással betöményítjük.
- 2. Az 1. igénypont szerinti eljárás foganatosítási módja azzal jellemezve, hogy a feldolgozandó hulladékoldat K+-koncentrációját úgy tartjuk 10'2 mól/dm3 érték alatt, hogy a berendezések dekontaminálásához kálium-permanganát-tartalmú dekontaminálószer helyett nátrium-permanganátos dekontaminálószert használunk, továbbá az ioncserélők regenerálására és egyéb lúg- vagy sófelhasználáskor nátrium-hidroxidot és/vagy nátriumsót használunk.
Priority Applications (7)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
HU187682A HU185105B (en) | 1982-06-10 | 1982-06-10 | Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration |
GB08315559A GB2123203B (en) | 1982-06-10 | 1983-06-07 | Process for the preparation of concentrates with high salt concentrations from the waste solutions of nuclear power stations |
FR8309597A FR2530856B1 (fr) | 1982-06-10 | 1983-06-09 | Procede de concentration des solutions residuaires de centrales nucleaires |
DE19833321069 DE3321069A1 (de) | 1982-06-10 | 1983-06-10 | Verfahren zur herstellung von ohne ausscheidung von feststoffen bei temperaturen von mindestens 20(pfeil hoch)o(pfeil hoch)c lagerfaehigen stabilen abfalloesungskonzentraten mit hoher salzkonzentration aus organische stoffe sowie ferner borsaeure und/oder borate, nitrate, permanganate und sonstige anorganische salze und anorganische saeuren und laugen enthaltenden abfalloesungen von atomkraftwerken |
DD25190983A DD252743A3 (de) | 1982-06-10 | 1983-06-10 | Verfahren zum aufkonzentrieren der abfalloesungen von atomkraftwerken |
CS834227A CS422783A2 (en) | 1982-06-10 | 1983-06-10 | Method of stable waste concentrates production with high salt concentration |
PL24246683A PL141722B1 (en) | 1982-06-10 | 1983-06-10 | Method of concentration of spent solutions from nuclear power plants |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
HU187682A HU185105B (en) | 1982-06-10 | 1982-06-10 | Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
HU185105B true HU185105B (en) | 1984-12-28 |
Family
ID=10956622
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
HU187682A HU185105B (en) | 1982-06-10 | 1982-06-10 | Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
CS (1) | CS422783A2 (hu) |
DD (1) | DD252743A3 (hu) |
DE (1) | DE3321069A1 (hu) |
FR (1) | FR2530856B1 (hu) |
GB (1) | GB2123203B (hu) |
HU (1) | HU185105B (hu) |
PL (1) | PL141722B1 (hu) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
HU193209B (en) * | 1984-05-21 | 1987-08-28 | Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz | Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions |
DE4232246A1 (de) * | 1992-09-25 | 1994-03-31 | Siemens Ag | Verfahren zur Zerstörung einer organischen Substanz |
DE102012204415A1 (de) * | 2012-03-20 | 2013-09-26 | Areva Gmbh | Verfahren zur Entfernung radioaktiver Verunreinigungen aus Abwässern |
RU2652978C1 (ru) * | 2017-04-12 | 2018-05-04 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Федеральный исследовательский центр "Кольский научный центр Российской академии наук" (ФИЦ КНЦ РАН) | Способ переработки жидких отходов АЭС с борным регулированием |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SE398595B (sv) * | 1973-08-06 | 1978-01-09 | Duni Bila Ab | Papptallrik |
BE838533A (fr) * | 1976-02-13 | 1976-05-28 | Procede de sechage des solutions contenant de l'acide borique | |
BE859028A (fr) * | 1977-09-26 | 1978-03-28 | Belgonucleaire Sa | Procede de decontamination de l'eau |
DE3003087A1 (de) * | 1980-01-29 | 1981-07-30 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur rueckgewinnung von uran und/oder plutonium aus loesungen mit hoher salzfracht |
DE3029147A1 (de) * | 1980-07-31 | 1982-02-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren und anlage zur behandlung radioaktiver rueckstaende aus borathaltigen abwaessern |
-
1982
- 1982-06-10 HU HU187682A patent/HU185105B/hu not_active IP Right Cessation
-
1983
- 1983-06-07 GB GB08315559A patent/GB2123203B/en not_active Expired
- 1983-06-09 FR FR8309597A patent/FR2530856B1/fr not_active Expired
- 1983-06-10 DD DD25190983A patent/DD252743A3/de not_active IP Right Cessation
- 1983-06-10 DE DE19833321069 patent/DE3321069A1/de not_active Withdrawn
- 1983-06-10 CS CS834227A patent/CS422783A2/cs unknown
- 1983-06-10 PL PL24246683A patent/PL141722B1/pl unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CS422783A2 (en) | 1989-12-13 |
DE3321069A1 (de) | 1983-12-15 |
GB2123203A (en) | 1984-01-25 |
PL242466A1 (en) | 1984-03-12 |
FR2530856A1 (fr) | 1984-01-27 |
DD252743A3 (de) | 1987-12-30 |
GB2123203B (en) | 1986-09-24 |
FR2530856B1 (fr) | 1989-11-03 |
PL141722B1 (en) | 1987-08-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5362459A (en) | Neodymium recovery process | |
US3800024A (en) | Process for neutralization and regeneration of aqueous solutions of acids and dissolved metals | |
US4056482A (en) | Method for preparing aqueous, radioactive waste solutions from nuclear plants for solidification | |
US4481040A (en) | Process for the chemical dissolution of oxide deposits | |
Namil et al. | A hydrometallurgical method of energy saving type for separation of rare earth elements from rare earth polishing powder wastes with middle fraction of ceria | |
US4983302A (en) | Complex preparation-process for decreasing the non-radioactive salt content of waste solutions of nuclear power stations | |
WO1996000698A1 (en) | Rare earth recovery process | |
US4954293A (en) | Separation of thorium and rare earth values from fluoride concentrates thereof | |
US4041137A (en) | Method of producing aluminum fluoride | |
HU185105B (en) | Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration | |
US5386078A (en) | Process for decontaminating radioactive metal surfaces | |
US20090202405A1 (en) | Chemical Beneficiation of Raw Material Containing Tantalum-Niobium | |
US5609745A (en) | Process for the electrochemical oxidation of Am(III) to Am(VI) usable for separating americium from spent nuclear fuel reprocessing solutions | |
US3781404A (en) | Americium recovery from reduction residues | |
US3726650A (en) | Process for recovery of uranium values by precipitation of ammonium diuranate | |
JPH10324524A (ja) | 元素状ニッケルから水酸化ニッケルを製造する方法 | |
US4639355A (en) | Process for recovering gallium from aluminum smelting dust | |
JP2005509163A (ja) | 放射性廃棄物の処理のための方法及び装置 | |
DE3148228A1 (de) | Verfahren zur rueckgewinnung von uranhaltigen waessrigen loesungen | |
US2901343A (en) | Dissolution of aluminum jackets from uranium cores by nitric acid containing mercuric nitrate | |
JP2004526128A (ja) | 核施設で形成される固体を溶解する方法 | |
US5641408A (en) | Insolubilization of contaminating metallic impurities from liquid media comprised thereof | |
US5076884A (en) | Process of precipitating zirconium or hafnium from spent pickling solutions | |
JPH1024284A (ja) | 廃水中の蓚酸の除去方法および硝酸回収方法 | |
US2813004A (en) | Process for separating plutonium from impurities |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
HU90 | Patent valid on 900628 | ||
HMM4 | Cancellation of final prot. due to non-payment of fee |