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 PDF

Info

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
Application number
HU187682A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Tamas Drozda
Tibor Balint
Miklos Kantor
Mihaly Kristof
Miklos Machacs
Geb Nagy Eva Fabian
Original Assignee
Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz
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 Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz filed Critical Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz
Priority to HU187682A priority Critical patent/HU185105B/hu
Priority to GB08315559A priority patent/GB2123203B/en
Priority to FR8309597A priority patent/FR2530856B1/fr
Priority to DE19833321069 priority patent/DE3321069A1/de
Priority to DD25190983A priority patent/DD252743A3/de
Priority to CS834227A priority patent/CS422783A2/cs
Priority to PL24246683A priority patent/PL141722B1/pl
Publication of HU185105B publication Critical patent/HU185105B/hu

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)
  • 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)

  1. Szabadalmi igénypontok g/dm3
    Oxaláttartalom oxálsavban kifejezve 0,25
    Boráttartalom bórsavban kifejezve 1,20
    Nátrium-nitrát-tartalom 0,50 „Nátrium-hidroxid”-tartalom 0,14
    1. 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. 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.
HU187682A 1982-06-10 1982-06-10 Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration HU185105B (en)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

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