JPH0519679B2 - - Google Patents
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- JPH0519679B2 JPH0519679B2 JP59154935A JP15493584A JPH0519679B2 JP H0519679 B2 JPH0519679 B2 JP H0519679B2 JP 59154935 A JP59154935 A JP 59154935A JP 15493584 A JP15493584 A JP 15493584A JP H0519679 B2 JPH0519679 B2 JP H0519679B2
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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
-
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- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
- G21F9/304—Cement or cement-like matrix
Description
本発明は、ホウ素を含有する放射性廃液の減容
固化処理方法の改良に関する。
固化処理方法の改良に関する。
原子力設備、とくにPWR型発電プラントから
排出される放射性廃液は、ホウ素を主としてホウ
酸の形態で含有しており、その処理はセメント固
化法によるのが適切である。それも近年はできる
だけ高度の減容を行なうことが要請されるので、
廃液を蒸発濃縮して、なるべく多くの固形分をセ
メントペーストに混入することが必要である。 本発明者らは、この問題について研究し、その
処理方法について、すでにいくつかの発明を開示
した。 その中の、特開昭59−12400号「放射性廃液の
処理プロセス」は、ホウ素を含有する廃液にカセ
イソーダを加えてPH調整したのちに蒸発濃縮を行
ない、廃液濃縮液に可溶性のカルシウム化合物を
加えて不溶性のホウ酸カルシウムを析出させ、熟
成して液のPHを12以上に高めるとともに析出物の
粒子を成長させ、固液分離して析出物は濃縮固形
分スラリーとして固化処理し、一方PH12以上の分
離液は、酸性の廃液の中和に循環再利用すること
を特徴とする。 原子力発電所では、廃液の蒸発濃縮装置だけは
すでに設備を有している場合が多いので、既存の
装置に大幅な改修を加えずに使用したい。上記の
プロセスは、この蒸発濃縮工程の運転条件に影響
を与えるため、ホウ素を含有する放射性廃液の処
理法としては効果的であるにもかかわらず、その
採用に制約を受ける。
排出される放射性廃液は、ホウ素を主としてホウ
酸の形態で含有しており、その処理はセメント固
化法によるのが適切である。それも近年はできる
だけ高度の減容を行なうことが要請されるので、
廃液を蒸発濃縮して、なるべく多くの固形分をセ
メントペーストに混入することが必要である。 本発明者らは、この問題について研究し、その
処理方法について、すでにいくつかの発明を開示
した。 その中の、特開昭59−12400号「放射性廃液の
処理プロセス」は、ホウ素を含有する廃液にカセ
イソーダを加えてPH調整したのちに蒸発濃縮を行
ない、廃液濃縮液に可溶性のカルシウム化合物を
加えて不溶性のホウ酸カルシウムを析出させ、熟
成して液のPHを12以上に高めるとともに析出物の
粒子を成長させ、固液分離して析出物は濃縮固形
分スラリーとして固化処理し、一方PH12以上の分
離液は、酸性の廃液の中和に循環再利用すること
を特徴とする。 原子力発電所では、廃液の蒸発濃縮装置だけは
すでに設備を有している場合が多いので、既存の
装置に大幅な改修を加えずに使用したい。上記の
プロセスは、この蒸発濃縮工程の運転条件に影響
を与えるため、ホウ素を含有する放射性廃液の処
理法としては効果的であるにもかかわらず、その
採用に制約を受ける。
本発明の目的は、上述の問題点を解決し、原子
力発電所の既設の設備をほぼそのまま利用して、
以後の処理工程に必要な設備を追加することによ
つて、さきの発明の利益を受けつつ実施できる処
理方法を提供することにある。
力発電所の既設の設備をほぼそのまま利用して、
以後の処理工程に必要な設備を追加することによ
つて、さきの発明の利益を受けつつ実施できる処
理方法を提供することにある。
本発明のホウ素を含有する放射性廃液の減容固
化処理方法は、処理する方法において、廃液を蒸
発により濃縮して復水は再使用に供し、廃液濃縮
液にカセイソーダおよび可溶性のカルシウム化合
物を加えて不溶性のホウ酸カルシウムを析出さ
せ、熟成して析出物の粒子を成長させ、固液分離
して、析出物は濃縮固形分スラリーとしてセメン
ト固化処理し、分離液は蒸発により濃縮して復水
は再使用に供し、濃縮液は不溶性ホウ酸カルシウ
ム析出工程に戻して循環再使用することからな
り、廃液濃縮液中のホウ酸に対するカセイソーダ
およびカルシウム化合物の添加量を、Na／Ｂ（廃
液濃縮液中のホウ素に対するナトリウムのモル
比）が少なくとも0.2であつて、Ca／Ｂ（廃液濃縮
液中のホウ素に対するカルシウムのモル比）が少
なくとも0.3となるようにえらび、不溶性のホウ
酸カルシウムの析出を温度40〜70℃において撹拌
下に行ない、液の熟成を析出温度以下で行なうこ
とを特徴とする。
化処理方法は、処理する方法において、廃液を蒸
発により濃縮して復水は再使用に供し、廃液濃縮
液にカセイソーダおよび可溶性のカルシウム化合
物を加えて不溶性のホウ酸カルシウムを析出さ
せ、熟成して析出物の粒子を成長させ、固液分離
して、析出物は濃縮固形分スラリーとしてセメン
ト固化処理し、分離液は蒸発により濃縮して復水
は再使用に供し、濃縮液は不溶性ホウ酸カルシウ
ム析出工程に戻して循環再使用することからな
り、廃液濃縮液中のホウ酸に対するカセイソーダ
およびカルシウム化合物の添加量を、Na／Ｂ（廃
液濃縮液中のホウ素に対するナトリウムのモル
比）が少なくとも0.2であつて、Ca／Ｂ（廃液濃縮
液中のホウ素に対するカルシウムのモル比）が少
なくとも0.3となるようにえらび、不溶性のホウ
酸カルシウムの析出を温度40〜70℃において撹拌
下に行ない、液の熟成を析出温度以下で行なうこ
とを特徴とする。
図面を参照して説明すれば、第１図に示すよう
に、まずホウ酸を含有する酸性の放射性廃液を蒸
発濃縮する。この種の廃液中のホウ酸濃度は、ホ
ウ素にして2100ppm前後が代表的であり、蒸発濃
縮は少なくとも25℃における飽和濃度以上、つま
りホウ素含有量9000ppm以上、望ましくは
21000ppm程度となるように行なう。 ついで、濃縮液にカセイソーダ水溶液を加えて
PHを７〜８に調整する。このPH調整は、次工程の
不溶性カルシウムの析出反応が酸性域では著しく
遅いので、最初にアルカリ性領域で反応させるた
めに行なうものであり、必要に応じてカセイソー
ダを加えて調整する。しかし、過剰のナトリウム
の投入は最終工程のセメント固化処理において悪
影響を与えるので、不溶性ホウ酸カルシウム析出
反応に必要な限度で、最少の量に止めたい。この
観点から、液のPHは７〜８が適切である。廃液濃
縮液のホウ素濃度21000ppmの条件においては、
Na／Ｂ（モル比、以下同じ）が0.2〜0.3のときに、
このPH値が得られる。 次に、PH調整した濃縮液に可溶性カルシウム化
合物を加え、不溶性のホウ酸カルシウムを析出さ
せる。 カルシウム化合物として、系内に他のイオンが
蓄積したり、蒸発濃縮による固形分が増大するこ
とを避けるという観点から、水酸化カルシウムま
たは酸化カルシウムを使用するとよい。 添加は、粉末、スラリー、水溶液のいずれの形
態で行なつてもよいが、酸化カルシウムは水との
接触による急激な発熱を避けるよう、配慮して用
いるべきである。 不溶性塩の析出反応は、もちろん温度が高いほ
ど速やかに進み、40℃またはそれ以上が実用的で
ある。一方、反応の結果ペースト状物が生成し、
温度が高いとそれが硬くなつて、操作上不利にな
る。通常の装置で許容できる限度は70℃程度であ
り、好ましい温度は60℃以下である。 またこの工程は撹拌下で行なう必要があり、撹
拌装置としては、上下に少なくとも２組の撹拌羽
根を有し、回転と同時に上下動をも行なうタイプ
がとくに好適である。 不溶性塩の析出当初は、液はスラリー状である
が、析出が進み量が増大してくるにつれて、ペー
スト状になる。この変化がそれ以上進まなくなつ
たら、液を析出温度以下に冷却して、熟成を行な
う。撹拌は続行することが好ましいが、不可欠で
はない。 熟成により、析出したホウ酸カルシウムの結晶
が成長して大きな板状ないし柱状のものとなり、
液はペースト状から再びスラリー状となる。ま
た、液中のホウ素濃度が低下するとともに、ナト
リウム濃度は反応初期の濃度まで回復する。それ
に従つて、液のPHは高くなる。液のPHはできるだ
け高くして、すなわち、液中のNaの濃度をでき
るだけ高くして、液をホウ酸カルシウム析出工程
のPH調整に利用したい。 熟成後の液中のNa濃度は、ホウ酸カルシウム
析出工程において添加するカルシウム化合物の量
と密接な関係があり、Ca／Ｂ（モル比、以下同
じ）の値を大きくするに従い、すなわち、カルシ
ウム化合物の添加量を増加するに従つて上昇し、
Ca／Ｂがある値になつたところで飽和する傾向
をもつ。 この液中のNa濃度を高くするという観点から、
添加するカルシウム化合物の量を、Na濃度が飽
和する点のCa／Ｂの値以上にすることが望まし
い。飽和点のCa／Ｂの値は、反応液のNa／Ｂ初
期濃度によつてやや異なるが、前記した通常の濃
度液のPH調整範囲においてはCa／Ｂ＝0.35〜0.45
であり、添加すべきカルシウム化合物の量は、少
なくともCa／Ｂ＝0.3以上が望ましい。 実際の操業に当つては、廃液濃縮液のホウ酸濃
度、カセイソーダの添加量、および不溶性塩の生
成と熟成の実際などを考慮して、適当なCa／Ｂ
の値を見出し、カルシウム化合物を添加すればよ
い。 熟成のすんだ液は固液分離装置に送つて、濃縮
固形化スラリーと分離液とに分ける。分離装置
は、常用の濾過機、遠心分離機をスラリーに与え
る含水率に応じてえらぶ。含水率は、減容比を高
めるためには低い方がよいが、次の固化工程への
移送および取扱いの難易、固化体の物性などの点
から、最適の値を設定する。通常は、固形分濃度
30〜80重量％の範囲が適当である。 濃縮した固形分はセメントおよび水と混和し、
セメント固化処理する。その方法は既知の技術に
より行なえばよい。セメントとしては、ポルトラ
ンドセメントが適切である。セメント固化体中に
封入する固形分の量は（乾燥重量基準で）30〜70
％が適当である。 一方、分離液は、濃縮して不溶性ホウ酸カルシ
ウム析出工程へ戻し、循環再処理を行なう。分離
液中には廃液濃縮液のPH調整のために添加された
カセイソーダの大部分が含まれているので、分離
液濃縮液を循環用処理することにより、以後添加
するカセイソーダは、ロス分を補充するに足りる
量でよいことになる。この濃縮は、蒸発法によつ
ても、また逆浸透法によつても実施できる。 この工程は、すでに濃縮された分離液の濃縮処
理を行なうだけなので、その装置の規模は小型で
足りる。 このようにすれば、廃液の蒸発濃縮と不溶性カ
ルシウム化合物の析出以後の工程との、相互の関
連をなくすることができる。ホウ酸を含有する廃
液の処理法としてのさきの発明の利益は、そのま
ま維持される。
に、まずホウ酸を含有する酸性の放射性廃液を蒸
発濃縮する。この種の廃液中のホウ酸濃度は、ホ
ウ素にして2100ppm前後が代表的であり、蒸発濃
縮は少なくとも25℃における飽和濃度以上、つま
りホウ素含有量9000ppm以上、望ましくは
21000ppm程度となるように行なう。 ついで、濃縮液にカセイソーダ水溶液を加えて
PHを７〜８に調整する。このPH調整は、次工程の
不溶性カルシウムの析出反応が酸性域では著しく
遅いので、最初にアルカリ性領域で反応させるた
めに行なうものであり、必要に応じてカセイソー
ダを加えて調整する。しかし、過剰のナトリウム
の投入は最終工程のセメント固化処理において悪
影響を与えるので、不溶性ホウ酸カルシウム析出
反応に必要な限度で、最少の量に止めたい。この
観点から、液のPHは７〜８が適切である。廃液濃
縮液のホウ素濃度21000ppmの条件においては、
Na／Ｂ（モル比、以下同じ）が0.2〜0.3のときに、
このPH値が得られる。 次に、PH調整した濃縮液に可溶性カルシウム化
合物を加え、不溶性のホウ酸カルシウムを析出さ
せる。 カルシウム化合物として、系内に他のイオンが
蓄積したり、蒸発濃縮による固形分が増大するこ
とを避けるという観点から、水酸化カルシウムま
たは酸化カルシウムを使用するとよい。 添加は、粉末、スラリー、水溶液のいずれの形
態で行なつてもよいが、酸化カルシウムは水との
接触による急激な発熱を避けるよう、配慮して用
いるべきである。 不溶性塩の析出反応は、もちろん温度が高いほ
ど速やかに進み、40℃またはそれ以上が実用的で
ある。一方、反応の結果ペースト状物が生成し、
温度が高いとそれが硬くなつて、操作上不利にな
る。通常の装置で許容できる限度は70℃程度であ
り、好ましい温度は60℃以下である。 またこの工程は撹拌下で行なう必要があり、撹
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根を有し、回転と同時に上下動をも行なうタイプ
がとくに好適である。 不溶性塩の析出当初は、液はスラリー状である
が、析出が進み量が増大してくるにつれて、ペー
スト状になる。この変化がそれ以上進まなくなつ
たら、液を析出温度以下に冷却して、熟成を行な
う。撹拌は続行することが好ましいが、不可欠で
はない。 熟成により、析出したホウ酸カルシウムの結晶
が成長して大きな板状ないし柱状のものとなり、
液はペースト状から再びスラリー状となる。ま
た、液中のホウ素濃度が低下するとともに、ナト
リウム濃度は反応初期の濃度まで回復する。それ
に従つて、液のPHは高くなる。液のPHはできるだ
け高くして、すなわち、液中のNaの濃度をでき
るだけ高くして、液をホウ酸カルシウム析出工程
のPH調整に利用したい。 熟成後の液中のNa濃度は、ホウ酸カルシウム
析出工程において添加するカルシウム化合物の量
と密接な関係があり、Ca／Ｂ（モル比、以下同
じ）の値を大きくするに従い、すなわち、カルシ
ウム化合物の添加量を増加するに従つて上昇し、
Ca／Ｂがある値になつたところで飽和する傾向
をもつ。 この液中のNa濃度を高くするという観点から、
添加するカルシウム化合物の量を、Na濃度が飽
和する点のCa／Ｂの値以上にすることが望まし
い。飽和点のCa／Ｂの値は、反応液のNa／Ｂ初
期濃度によつてやや異なるが、前記した通常の濃
度液のPH調整範囲においてはCa／Ｂ＝0.35〜0.45
であり、添加すべきカルシウム化合物の量は、少
なくともCa／Ｂ＝0.3以上が望ましい。 実際の操業に当つては、廃液濃縮液のホウ酸濃
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成と熟成の実際などを考慮して、適当なCa／Ｂ
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い。 熟成のすんだ液は固液分離装置に送つて、濃縮
固形化スラリーと分離液とに分ける。分離装置
は、常用の濾過機、遠心分離機をスラリーに与え
る含水率に応じてえらぶ。含水率は、減容比を高
めるためには低い方がよいが、次の固化工程への
移送および取扱いの難易、固化体の物性などの点
から、最適の値を設定する。通常は、固形分濃度
30〜80重量％の範囲が適当である。 濃縮した固形分はセメントおよび水と混和し、
セメント固化処理する。その方法は既知の技術に
より行なえばよい。セメントとしては、ポルトラ
ンドセメントが適切である。セメント固化体中に
封入する固形分の量は（乾燥重量基準で）30〜70
％が適当である。 一方、分離液は、濃縮して不溶性ホウ酸カルシ
ウム析出工程へ戻し、循環再処理を行なう。分離
液中には廃液濃縮液のPH調整のために添加された
カセイソーダの大部分が含まれているので、分離
液濃縮液を循環用処理することにより、以後添加
するカセイソーダは、ロス分を補充するに足りる
量でよいことになる。この濃縮は、蒸発法によつ
ても、また逆浸透法によつても実施できる。 この工程は、すでに濃縮された分離液の濃縮処
理を行なうだけなので、その装置の規模は小型で
足りる。 このようにすれば、廃液の蒸発濃縮と不溶性カ
ルシウム化合物の析出以後の工程との、相互の関
連をなくすることができる。ホウ酸を含有する廃
液の処理法としてのさきの発明の利益は、そのま
ま維持される。
ホウ酸（H3BO3）を水に溶解し、ホウ素を含
む模擬濃縮廃液を用意した。これにカセイソーダ
を加えてPH調整し、Ｂ濃度21000ppm、Na／Ｂ
（モル比）＝0.26の調整廃液１m3を得た。 この調整廃液に、水酸化カルシウムの粉末を、
Ca／Ｂ＝0.5（モル比）となるように添加して液を
均一に撹拌しながら60℃に保持し、液がペースト
状に変化したのち、40℃以下に冷却して熟成し
て、濃度13.6％のホウ酸カルシウムのスラリーを
得た。これを吸引濾過して固液分離し、分離液は
強制循環型蒸発濃縮機で約10倍に濃縮した。濃縮
分離液は、Ｂ濃度20500ppm、Na／Ｂ（モル比）＝
2.62である。 これを、上記の21000ppmのホウ素を含む模擬
濃縮廃液１m3に加えた。 この混合液に水酸化カルシウム粉末を前記と同
量添加して同様に析出させ、熟成してホウ酸カル
シウムスラリーを得た。スラリーの濃度は13.7％
で、前記の模擬濃縮廃液から直接得たものと同じ
性状であつた。 以下、同様にして分離液を濃縮し、不溶性ホウ
酸カルシウム析出工程に循環させる再処理をくり
かえすことができた。 一方、上記の固液分離して得た濃縮固形分100
重量部にポルトランドセメント33重量部および水
11重量部を加えて混練し、容器に充填して硬化さ
せ、固化体を得た。室温で28日間養生した後の固
化体の密度は、1.8ｇ／cm3であつた。 別に、JISに定める方法に従つて試験片を作成
し、３カ月養生後に圧縮強度を測定したところ、
213Kg／cm2であつた。
む模擬濃縮廃液を用意した。これにカセイソーダ
を加えてPH調整し、Ｂ濃度21000ppm、Na／Ｂ
（モル比）＝0.26の調整廃液１m3を得た。 この調整廃液に、水酸化カルシウムの粉末を、
Ca／Ｂ＝0.5（モル比）となるように添加して液を
均一に撹拌しながら60℃に保持し、液がペースト
状に変化したのち、40℃以下に冷却して熟成し
て、濃度13.6％のホウ酸カルシウムのスラリーを
得た。これを吸引濾過して固液分離し、分離液は
強制循環型蒸発濃縮機で約10倍に濃縮した。濃縮
分離液は、Ｂ濃度20500ppm、Na／Ｂ（モル比）＝
2.62である。 これを、上記の21000ppmのホウ素を含む模擬
濃縮廃液１m3に加えた。 この混合液に水酸化カルシウム粉末を前記と同
量添加して同様に析出させ、熟成してホウ酸カル
シウムスラリーを得た。スラリーの濃度は13.7％
で、前記の模擬濃縮廃液から直接得たものと同じ
性状であつた。 以下、同様にして分離液を濃縮し、不溶性ホウ
酸カルシウム析出工程に循環させる再処理をくり
かえすことができた。 一方、上記の固液分離して得た濃縮固形分100
重量部にポルトランドセメント33重量部および水
11重量部を加えて混練し、容器に充填して硬化さ
せ、固化体を得た。室温で28日間養生した後の固
化体の密度は、1.8ｇ／cm3であつた。 別に、JISに定める方法に従つて試験片を作成
し、３カ月養生後に圧縮強度を測定したところ、
213Kg／cm2であつた。
本発明の処理方法によれば、廃液の蒸発濃縮工
程以後に生じる分離液は、固化処理に至るまでひ
とつの系内で循環再処理するので、これより上流
の蒸発濃縮工程に影響を与えない。従つて、既設
の蒸発濃縮工程を有する原子力発電所において本
発明の処理方法を実施するには、不溶性のカルシ
ウム化合物を析出させる工程以後の工程のための
設備をつくれば足りる。これは、設備費の効率が
よいばかりでなく、両者を独立に運転できること
を意味し、さらに、中和操作が省略されるので、
操業が簡単になる。 また、本発明の処理方法では、カセイソーダの
添加量がわずかですみ、薬剤の使用量が節減され
るのみならず、処理すべき廃棄物の発生量が減少
する。その上、セメント固化処理工程にナトリウ
ムイオンがほとんど移行しないので、セメント固
化体中に封入されるナトリウムイオンの量が極度
に減少し、固化体の物性が良好となる。
程以後に生じる分離液は、固化処理に至るまでひ
とつの系内で循環再処理するので、これより上流
の蒸発濃縮工程に影響を与えない。従つて、既設
の蒸発濃縮工程を有する原子力発電所において本
発明の処理方法を実施するには、不溶性のカルシ
ウム化合物を析出させる工程以後の工程のための
設備をつくれば足りる。これは、設備費の効率が
よいばかりでなく、両者を独立に運転できること
を意味し、さらに、中和操作が省略されるので、
操業が簡単になる。 また、本発明の処理方法では、カセイソーダの
添加量がわずかですみ、薬剤の使用量が節減され
るのみならず、処理すべき廃棄物の発生量が減少
する。その上、セメント固化処理工程にナトリウ
ムイオンがほとんど移行しないので、セメント固
化体中に封入されるナトリウムイオンの量が極度
に減少し、固化体の物性が良好となる。
図面は、本発明の放射性廃液の減容固化処理方
法を示すブロツクダイアグラムである。
法を示すブロツクダイアグラムである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ ホウ素を含有する放射性廃液を減容固化処理
する方法において、廃液を蒸発により濃縮して復
水は再使用に供し、廃液濃縮液にカセイソーダお
よび可溶性のカルシウム化合物を加えて不溶性の
ホウ酸カルシウムを析出させ、熟成して析出物の
粒子を成長させ、個液分離して、析出物は濃縮固
形分スラリーとしてセメント固化処理し、分離液
は蒸発により濃縮して復水は再使用に供し、濃縮
液は不溶性ホウ酸カルシウム析出工程に戻して循
環再使用することからなり、廃液濃縮液中のホウ
酸に対するカセイソーダおよびカルシウム化合物
の添加量を、Na／Ｂ（廃液濃縮液中のホウ素に対
するナトリウムのモル比）が少なくとも0.2であ
つて、Ca／Ｂ（廃液濃縮液中のホウ素に対するカ
ルシウムのモル比）が少なくとも0.3となるよう
にえらび、不溶性のホウ酸カルシウムの析出を温
度40〜70℃において撹拌下に行ない、液の熟成を
析出温度以下で行なうことを特徴とする処理方
法。 ２ 可溶性のカルシウム化合物として、水酸化カ
ルシウムまたは酸化カルシウムを使用する特許請
求の範囲第１項に記載の処理方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15493584A JPS6131999A (ja) | 1984-07-25 | 1984-07-25 | 放射性廃液の減容固化処理方法 |
| GB08518117A GB2163892B (en) | 1984-07-25 | 1985-07-18 | Volume-reducing solidification treatment process for radioactive waste water |
| FR8511236A FR2568400B1 (fr) | 1984-07-25 | 1985-07-23 | Procede de traitement de solidification avec reduction de volume pour une eau residuaire radioactive contenant du bore |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15493584A JPS6131999A (ja) | 1984-07-25 | 1984-07-25 | 放射性廃液の減容固化処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6131999A JPS6131999A (ja) | 1986-02-14 |
| JPH0519679B2 true JPH0519679B2 (ja) | 1993-03-17 |
Family
ID=15595151
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15493584A Granted JPS6131999A (ja) | 1984-07-25 | 1984-07-25 | 放射性廃液の減容固化処理方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6131999A (ja) |
| FR (1) | FR2568400B1 (ja) |
| GB (1) | GB2163892B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH07280993A (ja) * | 1993-09-16 | 1995-10-27 | Inst Of Nuclear Energ Res Chinese Atom Energ Council Taiwan Roc | 硬化可能な無機スラリ及び該無機スラリを用いて廃棄物を凝固させる方法 |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4797128A (en) * | 1984-12-10 | 1989-01-10 | Quadrex Hps, Inc. | Method of and apparatus for cleaning garments and soft goods contaminated with nuclear, chemical and/or biological contaminants |
| BG65037B1 (bg) | 2001-11-09 | 2006-12-29 | ВЛАДИМИРОВ Владимир | Метод и инсталация за преработване на радиоактивни отпадъци |
| CN108689544A (zh) * | 2018-07-24 | 2018-10-23 | 苏州方舟环保科技有限公司 | 一种零排放的含硼废水处理装置及方法 |
| EP4141891A1 (en) * | 2021-08-31 | 2023-03-01 | EPSE Oy | A method for reducing radioactivity from an aqueous dispersion |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5912399A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理方法 |
| JPS5912400A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理プロセス |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DD106732A1 (ja) * | 1973-08-24 | 1974-06-20 | ||
| DE2553569C2 (de) * | 1975-11-28 | 1985-09-12 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven wäßrigen Abfallstoffen durch Sprühkalzinierung und anschließende Einbettung in eine Matrix aus Glas oder Glaskeramik |
| BE838533A (fr) * | 1976-02-13 | 1976-05-28 | Procede de sechage des solutions contenant de l'acide borique | |
| US4377508A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | Rothberg Michael R | Process for removal of radioactive materials from aqueous solutions |
-
1984
- 1984-07-25 JP JP15493584A patent/JPS6131999A/ja active Granted
-
1985
- 1985-07-18 GB GB08518117A patent/GB2163892B/en not_active Expired
- 1985-07-23 FR FR8511236A patent/FR2568400B1/fr not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5912399A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理方法 |
| JPS5912400A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-23 | 日揮株式会社 | 放射性廃液の処理プロセス |
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| JPH07280993A (ja) * | 1993-09-16 | 1995-10-27 | Inst Of Nuclear Energ Res Chinese Atom Energ Council Taiwan Roc | 硬化可能な無機スラリ及び該無機スラリを用いて廃棄物を凝固させる方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2568400B1 (fr) | 1992-12-04 |
| JPS6131999A (ja) | 1986-02-14 |
| FR2568400A1 (fr) | 1986-01-31 |
| GB2163892A (en) | 1986-03-05 |
| GB2163892B (en) | 1988-08-10 |
| GB8518117D0 (en) | 1985-08-21 |
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