JPH0631867B2 - 脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法 - Google Patents

脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法

Info

Publication number
JPH0631867B2
JPH0631867B2 JP14059084A JP14059084A JPH0631867B2 JP H0631867 B2 JPH0631867 B2 JP H0631867B2 JP 14059084 A JP14059084 A JP 14059084A JP 14059084 A JP14059084 A JP 14059084A JP H0631867 B2 JPH0631867 B2 JP H0631867B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
denitration
concentrator
treatment
alkali
nitric acid
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP14059084A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6120899A (ja
Inventor
正忠 山下
敬一 三輪
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
IHI Corp
Original Assignee
IHI Corp
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 IHI Corp filed Critical IHI Corp
Priority to JP14059084A priority Critical patent/JPH0631867B2/ja
Publication of JPS6120899A publication Critical patent/JPS6120899A/ja
Publication of JPH0631867B2 publication Critical patent/JPH0631867B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Description

【発明の詳細な説明】 産業上の利用分野 原子力核燃料サイクルの高レベル廃液固化プラントで
は、脱硝濃縮器を使用しているが、その脱硝濃縮器は、
運転に伴ない、伝熱部および反応容器内壁には、多量の
モリブデン(Mo)や白金族元素およびジルコニウム
(Zr)を主成分とする放射能を帯びた沈殿物、つま
り、クラツド(Canadian Reactor U
nidentified Deposit)が付着する
ため、容器の寿命短縮、熱伝達の劣化、臨界等の問題が
生じ、したがつて、前記クラツドを除く必要がある。本
発明は、上記のような脱硝濃縮器に付着したクラツドを
除く方法、すなわち、脱硝濃縮器の除染方法として利用
されるものである。
従来の技術 従来のこの種の脱硝濃縮器の除染方法としては、次の2
種類が知られている。すなわち、第1の方法として、3
N・HNOの溶液を用い、温度100℃で24時間か
けて処理しているが、クラツドの溶解率が67〜85%
である。また第2の方法として、2.6N・NaOHの
溶液を用い、温度98℃で24時間かけて処理している
が、やはり、クラツドの溶解率が67〜85%である。
発明が解決しようとする問題 上記のように、従来の脱硝濃縮器の除染方法では、いず
れも、高温のもとで処理するわりには、クラツドの高溶
解率が得られないという問題点がある。本発明は、この
ような問題点を解決しようとするものである。すなわ
ち、本発明は、高温処理の必要がなく、かつ、浸漬させ
るだけでも、高溶解率を得ることができる脱硝濃縮器付
着クラツドの溶解方法を提供することを目的とするもの
である。
問題点を解決するための手段 本発明では、まず、脱硝濃縮器付着クラツドを常温の酸
化性アルカリ溶液で溶解する工程と、つぎに、これを温
硝酸で溶解する工程の、2つの工程によつて行なうよう
にした。すなわち、本発明の構成は、常温の酸化性アル
カリ溶液で、モリブデン酸化物の大部分とジルコニウム
酸化物の一部とを溶解するとともに、不溶性のジルコニ
ウムを酸化して酸に溶解しやすくしたのち、これを温硝
酸で溶解することを特徴としている。
作 用 最初の工程のアルカリ処理により、モリブデン酸化物の
大部分とジルコニウム酸化物の一部が溶解され、かつ、
不溶性のジルコニウムが酸化されて酸に溶解されやすく
なる。つぎに、このアルカリ処理されたのちに、酸処理
することにより、クラツドの溶解が容易となり、その溶
解率が上昇する。
実施例 脱硝濃縮器付着クラツドを溶解するために、本発明で
は、まず、常温の酸化性アルカリ溶液で、Mo酸化物の
大部分と白金族元素酸化物の一部とZr酸化物の一部と
を溶解するとともに、不溶性のZrを酸化して酸に溶解
しやすくして、こののち、温硝酸で溶解するのである
が、本発明の実施例およびこれに関連する種々の実施例
を次に示す。
まず、酸とアルカリの、それぞれの単独による処理工程
の場合の実験結果を第1表に示す。ただし、第1表の各
処理時間は24時間である。
酸処理をしたのちにアルカリ処理をした場合(本発明と
は処理工程の順序を逆にした場合)の実験結果を第2表
に示す。
アルカリ処理をしたのちに酸処理をした場合(本発明の
実施例)の実験結果を第3表に示す。
また第1図は、アルカリの最適濃度についての説明図
で、第1図の条件は、温度常温で処理時間が24時間で
ある。第1図からわかるようにアルカリとしてはNaO
HまたはNH4OHを用い、その最適濃度は0.5〜
3.0(モル/)であるが、0.1(モル/)程度
まで下げても、使用することができる。
第2図は、アルカリに添加する酸化剤H22または過硫
酸アンモの最適濃度についての説明図で、第2図の条件
は、ベースが0.5M・NaOHまたはNH4OHで、
温度が常温で処理時間が24時間である。
第3図は、酸化性アルカリ溶液の反応時間についての説
明図で、第3図の条件は、0.5M・アルカリに0.5
M・H22を加えたものからなり、処理温度が常温であ
る。
第4図は、硝酸の最適濃度についての説明図で、第4図
の条件は、まず、酸化性アルカリ溶液としては0.5M
・NaOHに0.5M・H22を加えたものからなり、
温度が常温で処理時間が24時間であり、この処理後の
硝酸による処理は温度が60℃で処理時間が24時間で
ある。
第5図は、硝酸洗浄の最適温度についての説明図であ
り、第5図の条件は、まず、酸化性アルカリ溶液につい
ては、組成、温度、処理時間が第4図の場合と全く同じ
であり、硝酸については、3M・HNO3により、洗浄
時間が24時間である。
第6図は、硝酸溶解時の反応時間についての説明図で、
第6図の条件は、まず、酸化性アルカリ溶液について
は、組成、温度、処理時間が第4図の場合と全く同じで
あり、硝酸については、3M・HNO3により、温度6
0℃である。
なお第5図および第6図のa点は、アルカリ溶解のみの
溶解率である。
さらに説明すると、本発明では、まず、アルカリによる
溶解工程における溶解率を上げることが好ましいので、
第1表および第1図にみられるように、アルカリ単独で
は60%程度の溶解率しか得られないのに対し、第2図
にみられるように、酸化剤を添加すると、これが85%
まで上昇するので、アルカリに酸化剤を添加することに
する。そして、それぞれの最適濃度は、アルカリ0.5
M、酸化剤0.5Mであり、処理温度は常温でよく、処
理時間は、8〜24時間でよい。またアルカリとしては
NaOHまたはNH4OHが最適であり、酸化剤として
はH22または過硫酸アンモンが最適である。
つぎに、第3表を、第1表および第2表と比較してみて
明らかなように、クラツドの溶解率は、アルカリ処理を
してから酸処理をすることで上昇する。そして酸として
は硝酸溶液を使用し、その最適濃度は3M、処理温度は
60℃、処理時間は24時間程度でよい。
すなわち、クラツドを酸化性アルカリ溶液で処理するこ
とと、こののち、温硝酸で処理することの、二工程処理
で95%のクラツド溶解率が得られる。また成分的にみ
ると、Moの99%はアルカリ処理工程で溶解される。
Zrの場合はその約70%をアルカリ処理により溶解で
き、残りの30%は温硝酸の酸処理で溶解することがで
きる。
なおクラツドが付着する前述の脱硝濃縮器は、チタン製
であるため、上述の各除染液によつて腐食されること
が、殆んどなく、確認のため、試験をした結果、第4表
のとおりであった。
すなわち、化学洗浄における腐食率の許容値は、一般に
1mg/cm2・Hr未満とされており、第1表の腐食
率は、いずれも、全く問題にならない微小値である。
第7(a)図は、白金族元素を含まない試料を、第8
(a)図は、白金族元素を含む試料を、本発明による方
法で溶解した場合の各成分ごとの溶解特性を示した説明
図であり、ともに、模擬廃液を脱硝濃縮器にかけ、濃縮
する過程に生成する沈殿物を主体とした模擬クラツドを
試料として用いいてる。
また第7(a)図および第8(a)図とも、白い部分
は、0.5M・NaOHと0.5M・H22に常温で2
4時間かけて処理することにより溶解することを示し、
平行斜線を施した部分は3M・HNO3に60℃で24
時間かけて処理することにより溶解することを示し、多
数の点を施した部分は残さとして残ることを示してい
る。
第7(b)図および第8(b)図は、本発明によるクラ
ツドの溶解方法の効果を明らかにするために、従来法の
HNO3単一工程によるクラツドの溶解特性を示した説
明図であり、図中、平行斜線を施した部分は、100℃
に加熱した3M・HNO3性溶解液中で24時間処理し
たときに溶解することを示す。
白金族元素を含まない試料の場合、従来法では、たとえ
ば、第7(b)図にみられるように、ジルコニウムは1
8%しか溶解しないにもかかわらず、本発明によると、
第7(a)図にみられるように、ジルコニウムは78%
も溶解することから、酸化性アルカリで不溶性のジルコ
ニウムを酸化して溶解しやすくしたのち、これを温硝酸
で溶解するという本発明が、脱硝濃縮器に付着したクラ
ツド溶解方法として優れていることがわかる。
白金族元素を含む試料に対しても、従来法では、第8
(b)図にみられるように、ジルコニウムはほとんど溶
解しないが、本発明によると、第8(a)図にみられる
ように、45%も溶解することから、本発明の溶解方法
が効果的であることがわかる。
発明の効果 本発明は、常温の酸化性アルカリ溶液で、モリブデン酸
化物の大部分とジルコニウム酸化物の一部とを溶解する
とともに、不溶性のジルコニウムを酸化して酸に溶解し
やすくしたのち、これを温硝酸で溶解するので、脱硝濃
縮器付着クラツドの高溶率を得ることができ、かつ、従
来のような100℃程度の高温を必要とすることなく、
温硝酸の温度は60℃程度であつて、高くしたとしても
80℃以下で充分であり、また該クラツドの溶解は除染
液である各処理液に浸漬するだけでよく、必ずしも流速
を必要としないので、高温を必要としないことと相まつ
てその取扱いが容易である。
【図面の簡単な説明】
第1図はアルカリの最適濃度についての説明図、第2図
はアルカリに添加する酸化剤に最適濃度についての説明
図、第3図は酸化性アルカリ溶液の反応時間についての
説明図、第4図は硝酸の最適濃度についての説明図、第
5図は硝酸洗浄の最適温度についての説明図、第6図は
硝酸溶解時の反応時間についての説明図、第7(a)図
は本発明の方法による白金族元素を含まない試料の溶解
特性を示す説明図、第7(b)図は従来法の硝酸単一工
程による白金族元素を含まない試料の溶解特性を示す説
明図、第8(a)図は本発明の方法による白金族元素を
含む試料の溶解特性を示す説明図、第8(b)図は従来
法の硝酸単一工程による白金族元素を含む試料の溶解特
性を示す説明図である。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】常温の酸化性アルカリ溶液で、モリブデン
    酸化物の大部分とジルコニウム酸化物の一部とを溶解す
    るとともに、不溶性のジルコニウムを酸化して酸に溶解
    しやすくしたのち、これを温硝酸で溶解することを特徴
    とする、脱硝濃縮器付着クラツドの溶解方法。
JP14059084A 1984-07-09 1984-07-09 脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法 Expired - Lifetime JPH0631867B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP14059084A JPH0631867B2 (ja) 1984-07-09 1984-07-09 脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP14059084A JPH0631867B2 (ja) 1984-07-09 1984-07-09 脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6120899A JPS6120899A (ja) 1986-01-29
JPH0631867B2 true JPH0631867B2 (ja) 1994-04-27

Family

ID=15272224

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP14059084A Expired - Lifetime JPH0631867B2 (ja) 1984-07-09 1984-07-09 脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0631867B2 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB8613522D0 (en) * 1986-06-04 1986-07-09 British Nuclear Fuels Plc Technetium decontamination
JP2655325B2 (ja) * 1987-06-04 1997-09-17 動力炉・核燃料開発事業団 原子炉プラント機器の除染方法
JPH04222640A (ja) * 1990-12-25 1992-08-12 Olympus Optical Co Ltd モリブデン青法における析出結晶の除去方法
DE4231955C1 (de) * 1992-09-24 1994-01-13 Kernforschungsz Karlsruhe Verfahren zur Behandlung von Auflöserückständen
DE102010028457A1 (de) * 2010-04-30 2011-11-03 Areva Np Gmbh Verfahren zur Oberflächen-Dekontamination

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54117327A (en) * 1978-03-06 1979-09-12 Kurita Kasen Kk Removing of copper and spinnel shaped scale
JPS58174900A (ja) * 1982-04-07 1983-10-13 三菱重工業株式会社 原子力構成機器材の除染方法

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6120899A (ja) 1986-01-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0071336B1 (en) Process for the chemical dissolution of oxide deposits
EP0174317A1 (en) DETERMINATION OF REPRESSIVE WATER REACTORS.
EP0032416B2 (en) Descaling process
JPS608479B2 (ja) 原子炉構造部品の化学的汚染除去方法
JPH0631867B2 (ja) 脱硝濃縮器付着クラッドの溶解方法
US4701246A (en) Method for production of decontaminating liquid
US4657596A (en) Ceric acid decontamination of nuclear reactors
HU212234B (en) Process for the solution of metallic surfaces covered by radioactive dirt, and the decontamining compound
EP0859671B1 (en) Method for decontamination of nuclear plant components
US5093072A (en) Process for the radioactive decontamination of metal surfaces, particularly portions of primary circuits of water-cooled nuclear reactors
US4880559A (en) Ceric acid decontamination of nuclear reactors
US3965237A (en) Dissolution process for ZrO2 -UO2 -CaO fuels
JPS6034502B2 (ja) プルトニウムの還元方法
JPS6396599A (ja) 金属ルテニウムの溶解法
JPS62287199A (ja) 汚染された固形材料の汚染除去方法
RU2340965C1 (ru) Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций
Berry Effect of fluoride ions on the aqueous corrosion of zirconium alloys
JPS63188799A (ja) 放射性金属廃棄物の除染方法
JPH03246496A (ja) 原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法
Paige et al. Dissolution process for ZrO 2--UO 2--CaO fuels
JPS58161898A (ja) 放射性イオン交換樹脂の化学分解法
Inglis et al. Corrosion behaviour of some of the newer metals
Merz Overview on the Application of Denitration in the Nuclear Field
Partridge et al. Chemical decontamination of metals
Sakurai et al. A study on the expulsion of iodine from spent-fuel solutions