JPH0648314B2 - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
- Publication number
- JPH0648314B2 JPH0648314B2 JP62031101A JP3110187A JPH0648314B2 JP H0648314 B2 JPH0648314 B2 JP H0648314B2 JP 62031101 A JP62031101 A JP 62031101A JP 3110187 A JP3110187 A JP 3110187A JP H0648314 B2 JPH0648314 B2 JP H0648314B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- sodium
- waste liquid
- heating
- radioactive waste
- sodium hydroxide
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-
- 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)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Fertilizers (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、再処理工場等から発生する高レベル廃液や中
低レベル廃液を処理し、ナトリウムを分解回収して再利
用を可能にすると共に、放射性廃液の減容化を図り、ガ
ラス固化やアスファルト固化等を行い易くした放射性廃
液の処理方法に関するものである。
低レベル廃液を処理し、ナトリウムを分解回収して再利
用を可能にすると共に、放射性廃液の減容化を図り、ガ
ラス固化やアスファルト固化等を行い易くした放射性廃
液の処理方法に関するものである。
［従来の技術］ 再処理工場から発生する高レベル廃液は、主として大量
の硝酸ナトリウムと少量の核分裂生成物よりなる。一般
にこの種の廃液は、大量のガラス成形剤と共に溶融し、
ガラス固化することにより処理されている。
の硝酸ナトリウムと少量の核分裂生成物よりなる。一般
にこの種の廃液は、大量のガラス成形剤と共に溶融し、
ガラス固化することにより処理されている。
また中低レベル廃液は、主として硝酸ナトリウムと微量
の核分裂生成物よりなる。このような廃液は、通常、ア
スファルトと加熱混合してアスファルト固化体を作るこ
とにより処理されている。
の核分裂生成物よりなる。このような廃液は、通常、ア
スファルトと加熱混合してアスファルト固化体を作るこ
とにより処理されている。
［発明が解決しようとする問題点］ 良い性状（性質）のガラス固化体を作るには、ガラス中
に含ませることのできるナトリウム量に限界がある。大
量の高レベル廃液を良好なガラス固化体にするためには
ガラス成形剤も大量に投入しなければならず、廃棄物発
生量が多くなる欠点がある。
に含ませることのできるナトリウム量に限界がある。大
量の高レベル廃液を良好なガラス固化体にするためには
ガラス成形剤も大量に投入しなければならず、廃棄物発
生量が多くなる欠点がある。
また中低レベル廃棄物の処理に際して、硝酸ナトリウム
とアスファルトとを加熱混合すると火災や爆発等の危険
性があり、十分な注意が必要で作業性が悪く好ましくな
い。
とアスファルトとを加熱混合すると火災や爆発等の危険
性があり、十分な注意が必要で作業性が悪く好ましくな
い。
本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点を解消
し、放射性廃液中に含まれている熱分解性のナトリウム
化合物を分解回収して再利用を可能とし、また主として
核分裂生成物からなる不純物残渣を安定な形にできるた
め安全性が高まり、それに含まれる有用元素の回収も容
易となるし、更にナトリウムが除去されるため廃棄物量
を大幅に減容化でき良質のガラス固化体を得ることがで
きるし、アスファルト固化に際しても火災や爆発の危険
性を大幅に低減できるような放射性廃棄物の処理方法を
提供することにある。
し、放射性廃液中に含まれている熱分解性のナトリウム
化合物を分解回収して再利用を可能とし、また主として
核分裂生成物からなる不純物残渣を安定な形にできるた
め安全性が高まり、それに含まれる有用元素の回収も容
易となるし、更にナトリウムが除去されるため廃棄物量
を大幅に減容化でき良質のガラス固化体を得ることがで
きるし、アスファルト固化に際しても火災や爆発の危険
性を大幅に低減できるような放射性廃棄物の処理方法を
提供することにある。
［問題点を解決するための手段］ 上記のような目的を達成することのできる本発明は、以
下に述べる４工程を具備している放射性廃液の処理方法
である。
下に述べる４工程を具備している放射性廃液の処理方法
である。
その４工程は、 熱分解性のナトリウム化合物を含む放射性廃液を加
熱してナトリウムを酸化物に変換する加熱工程、 得られたナトリウムの酸化物を水酸化ナトリウムに
変える反応工程、 水酸化ナトリウムとアルコールを反応させてナトリ
ウム・アルコラートを作り、主として核分裂生成物から
なる不純物残渣と固液分離する精製工程、 前記ナトリウム・アルコラートを分解して水酸化ナ
トリウムを回収する分解工程、 である。
熱してナトリウムを酸化物に変換する加熱工程、 得られたナトリウムの酸化物を水酸化ナトリウムに
変える反応工程、 水酸化ナトリウムとアルコールを反応させてナトリ
ウム・アルコラートを作り、主として核分裂生成物から
なる不純物残渣と固液分離する精製工程、 前記ナトリウム・アルコラートを分解して水酸化ナ
トリウムを回収する分解工程、 である。
前記の精製工程で得られた不純物残渣は、従来行われ
ていたのと同様のガラス固化やアスファルト固化のよう
な固化工程で処理される。
ていたのと同様のガラス固化やアスファルト固化のよう
な固化工程で処理される。
［作用］ 放射性廃液中に含まれている熱分解性のナトリウム化合
物は、加熱によって酸化ナトリウムや過酸化ナトリウム
にされ、更に水蒸気等との反応により水酸化ナトリウム
に変換される。核分裂生成物を含む水酸化ナトリウムは
アルコールとの反応によってナトリウム・アルコラート
を作り核分裂生成物等の不純物残渣から分離できる。そ
のナトリウム・アルコラートに水を加えて分解すること
によって水酸化ナトリウムにし、回収できる。
物は、加熱によって酸化ナトリウムや過酸化ナトリウム
にされ、更に水蒸気等との反応により水酸化ナトリウム
に変換される。核分裂生成物を含む水酸化ナトリウムは
アルコールとの反応によってナトリウム・アルコラート
を作り核分裂生成物等の不純物残渣から分離できる。そ
のナトリウム・アルコラートに水を加えて分解すること
によって水酸化ナトリウムにし、回収できる。
上記のようにして放射性廃液に含まれていたナトリウム
分は分離回収でき、主として核分裂生成物からなる不純
物残渣のみが残るから、固化処理すべき放射性廃棄物を
大幅に減容できることになる。
分は分離回収でき、主として核分裂生成物からなる不純
物残渣のみが残るから、固化処理すべき放射性廃棄物を
大幅に減容できることになる。
また不純物残渣中にはナトリウム分がほとんど含まれな
いため、ガラス化したときのガラスの性状は極めて良好
であるし、アスファルト固化する場合も安全に行なえる
ことになる。
いため、ガラス化したときのガラスの性状は極めて良好
であるし、アスファルト固化する場合も安全に行なえる
ことになる。
［実施例］ 第１図は本発明に係る放射性廃液の処理方法のプロセス
フローを示す説明図である。硝酸ナトリウムのような熱
分解性のナトリウム化合物や核分裂生成物を含む放射性
廃液は、先ず加熱工程に送られ加熱される。この加熱工
程では蒸発・脱硝が行われ、硝酸分や水分が蒸発し、そ
の後熱分解により窒素酸化物（ＮＯｘ）ガスが放出され
る。例えば亜硝酸ナトリウムは３２０℃で、硝酸ナトリ
ウムは３８０℃で分解するから、それ以上の適当な温度
で加熱すればよい。なお加熱源としてはマイクロ波を用
いるのが望ましい。マイクロ波加熱を行うことによって
ポーラスな仮焼体ができるからである。加熱を続けるこ
とによって反応は進み、脱硝体は主として該分裂生成物
と酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムになる。該分裂生
成物のうち揮発性該種は加熱によって揮発するので排ガ
スについては凝縮・吸収・吸着等必要な処理を別個に行
う。不揮発性該種の大部分は加熱によって酸化物とな
る。
フローを示す説明図である。硝酸ナトリウムのような熱
分解性のナトリウム化合物や核分裂生成物を含む放射性
廃液は、先ず加熱工程に送られ加熱される。この加熱工
程では蒸発・脱硝が行われ、硝酸分や水分が蒸発し、そ
の後熱分解により窒素酸化物（ＮＯｘ）ガスが放出され
る。例えば亜硝酸ナトリウムは３２０℃で、硝酸ナトリ
ウムは３８０℃で分解するから、それ以上の適当な温度
で加熱すればよい。なお加熱源としてはマイクロ波を用
いるのが望ましい。マイクロ波加熱を行うことによって
ポーラスな仮焼体ができるからである。加熱を続けるこ
とによって反応は進み、脱硝体は主として該分裂生成物
と酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムになる。該分裂生
成物のうち揮発性該種は加熱によって揮発するので排ガ
スについては凝縮・吸収・吸着等必要な処理を別個に行
う。不揮発性該種の大部分は加熱によって酸化物とな
る。
このような酸化物は次に反応工程に送られる。この反応
工程では、例えば水蒸気を直接噴霧し反応させることに
よって水酸化ナトリウムを作る方法が採られる。ここで
より穏やかな反応を行わせたい場合には、図示するを省
略するが、まず脱硝体を炭酸ガス等と反応させて炭酸ナ
トリウム等にし、その後、上記のように水蒸気と反応さ
せて水酸化ナトリウムにする方法を用いればよい。
工程では、例えば水蒸気を直接噴霧し反応させることに
よって水酸化ナトリウムを作る方法が採られる。ここで
より穏やかな反応を行わせたい場合には、図示するを省
略するが、まず脱硝体を炭酸ガス等と反応させて炭酸ナ
トリウム等にし、その後、上記のように水蒸気と反応さ
せて水酸化ナトリウムにする方法を用いればよい。
このようにして得られた核分裂生成物を含む水酸化ナト
リウムは、次に精製工程に送られる。この工程では水酸
化ナトリウムを純粋なアルコール、例えばエチルアルコ
ールに溶かしてナトリウムをエチラート（ナトリウム・
エトキシド）にし、不純物から分離する。不純物残渣は
主として核分裂生成物からなる。
リウムは、次に精製工程に送られる。この工程では水酸
化ナトリウムを純粋なアルコール、例えばエチルアルコ
ールに溶かしてナトリウムをエチラート（ナトリウム・
エトキシド）にし、不純物から分離する。不純物残渣は
主として核分裂生成物からなる。
得られたナトリウム・エチラートは次の分解工程に送ら
れ、水を加えてエチルアルコールと水酸化ナトリウムに
分解される。回収された水酸化ナトリウムは再利用でき
る。
れ、水を加えてエチルアルコールと水酸化ナトリウムに
分解される。回収された水酸化ナトリウムは再利用でき
る。
精製工程において分離された不純物残渣は、固化工程に
おいてガラス成形剤と共に溶融してガラス固化させた
り、アスファルトと加熱混合してアスファルト固化させ
る。何れの場合でもナトリウム分が大幅に除去されてい
るから、良質のガラス固化体ができるし、アスファルト
固化に際しては火災・爆発の危険性が少なくなり、放射
性廃液の大幅な減容化を達成できる。
おいてガラス成形剤と共に溶融してガラス固化させた
り、アスファルトと加熱混合してアスファルト固化させ
る。何れの場合でもナトリウム分が大幅に除去されてい
るから、良質のガラス固化体ができるし、アスファルト
固化に際しては火災・爆発の危険性が少なくなり、放射
性廃液の大幅な減容化を達成できる。
本発明の一部の工程は高速炉から発生する放射性腐食生
成物等を同伴する金属ナトリウム廃棄物の処理にも適用
できる。この種の金属ナトリウムを含む廃棄物は、通常
水蒸気等で洗浄され、凝縮した廃液は加熱蒸発、凝縮
後、少量のガラス成形剤と共に溶融されガラス化される
が、ガラスの性状が良くなく潮解性を呈する。そこで高
速炉からの金属ナトリウムを直接水蒸気に反応させ水酸
化ナトリウムにし、その水酸化ナトリウムを精製工程に
持ち込んでアルコールを加えナトリウム・エチラートと
不純物残渣に分離し、次いでナトリウム・エチラートを
分解して水酸化ナトリウムにすればよい。つまり本発明
の後半の２工程を利用することによりナトリウムの再使
用も可能となるし、得られた不純物残渣は本発明と同
様、ナトリウム量が減少し良好なガラス固化体にするこ
とができる。
成物等を同伴する金属ナトリウム廃棄物の処理にも適用
できる。この種の金属ナトリウムを含む廃棄物は、通常
水蒸気等で洗浄され、凝縮した廃液は加熱蒸発、凝縮
後、少量のガラス成形剤と共に溶融されガラス化される
が、ガラスの性状が良くなく潮解性を呈する。そこで高
速炉からの金属ナトリウムを直接水蒸気に反応させ水酸
化ナトリウムにし、その水酸化ナトリウムを精製工程に
持ち込んでアルコールを加えナトリウム・エチラートと
不純物残渣に分離し、次いでナトリウム・エチラートを
分解して水酸化ナトリウムにすればよい。つまり本発明
の後半の２工程を利用することによりナトリウムの再使
用も可能となるし、得られた不純物残渣は本発明と同
様、ナトリウム量が減少し良好なガラス固化体にするこ
とができる。
第２図は本発明において用いるに好適な加熱装置と反応
装置の一実施例を示す説明図である。
装置の一実施例を示す説明図である。
加熱装置１０は、放射性廃液の供給部１２と、それに配
管１４で連結され液溜め１６を形成するように底部が傾
斜した加熱容器１８を備えている。加熱容器１８の外壁
の底部と側部には加熱体２０が設けられ、上部には複数
のマイクロ波照射口２２が開口している。加熱容器１８
内の底部には、脱硝体を連続移動（排出）するためのス
クリュー２４が回転自在に設けられ、外部の駆動モータ
２６で駆動できるようになっており、また加熱容器１８
の内部は仕切り板２８，３０によって３つのゾーン（符
号Ａ，Ｂ，Ｃで示す）に仕切られている。
管１４で連結され液溜め１６を形成するように底部が傾
斜した加熱容器１８を備えている。加熱容器１８の外壁
の底部と側部には加熱体２０が設けられ、上部には複数
のマイクロ波照射口２２が開口している。加熱容器１８
内の底部には、脱硝体を連続移動（排出）するためのス
クリュー２４が回転自在に設けられ、外部の駆動モータ
２６で駆動できるようになっており、また加熱容器１８
の内部は仕切り板２８，３０によって３つのゾーン（符
号Ａ，Ｂ，Ｃで示す）に仕切られている。
加熱容器１８にはマイクロ波が照射され、同時に加熱体
２０により加熱される。そして放射性廃液の供給部１２
からは硝酸ナトリウム（ＮａＮＯ３）を含む溶液が連続
的に配管１４を通って液溜め１６に送られる。スクリュ
ー２４は駆動モータ２６により回転駆動される。先ずＡ
ゾーンでは放射性廃液の加熱・濃縮が行われ、次いでＢ
ゾーンではナトリウム化合物の濃縮・脱硝（ＮＯｘ分
解）が行われる。これらの反応の際に必要な酸素は、加
熱容器１８の上部で開口している給気口３２から取り入
れられ、排ガスは排ガス出口３４から排出される。Ｃゾ
ーンでは反応が完全に進み、ナトリウムの酸化物、即ち
酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムが得られ、それらは
排出口３６から排出されて次の反応装置へと進む。
２０により加熱される。そして放射性廃液の供給部１２
からは硝酸ナトリウム（ＮａＮＯ３）を含む溶液が連続
的に配管１４を通って液溜め１６に送られる。スクリュ
ー２４は駆動モータ２６により回転駆動される。先ずＡ
ゾーンでは放射性廃液の加熱・濃縮が行われ、次いでＢ
ゾーンではナトリウム化合物の濃縮・脱硝（ＮＯｘ分
解）が行われる。これらの反応の際に必要な酸素は、加
熱容器１８の上部で開口している給気口３２から取り入
れられ、排ガスは排ガス出口３４から排出される。Ｃゾ
ーンでは反応が完全に進み、ナトリウムの酸化物、即ち
酸化ナトリウムや過酸化ナトリウムが得られ、それらは
排出口３６から排出されて次の反応装置へと進む。
反応装置４０は、反応容器４２の内部下方に駆動モータ
４４により回転駆動されるスクリュー４６を有し、上部
に水蒸気噴霧部４８を設けた構造である。
４４により回転駆動されるスクリュー４６を有し、上部
に水蒸気噴霧部４８を設けた構造である。
脱硝体は上部の導入口５０から反応容器４２内に入り、
スクリュー４６で移動させられる。このとき天井部に設
置した水蒸気噴霧部４８から水蒸気が噴霧され、それと
反応して水酸化ナトリウムになり、出口５２から排出さ
れて補集容器５４に集められる。この反応の際に生じる
ガスは排ガス出口５６から排出される。
スクリュー４６で移動させられる。このとき天井部に設
置した水蒸気噴霧部４８から水蒸気が噴霧され、それと
反応して水酸化ナトリウムになり、出口５２から排出さ
れて補集容器５４に集められる。この反応の際に生じる
ガスは排ガス出口５６から排出される。
このようにして集められた核分裂生成物を含む水酸化ナ
トリウムは、第１図に示すように次の精製工程に送られ
る。
トリウムは、第１図に示すように次の精製工程に送られ
る。
［発明の効果］ 本発明は上記のように、熱分解性のナトリウム化合物を
含む放射性廃液を加熱して酸化物にし、次に水酸化ナト
リウムに変換し、アルコールと反応させて主として核分
裂生成物からなる不純物残渣とナトリウム・アルラート
に分離し、そのナトリウム・アルコラートを分解して水
酸化ナトリウムを回収する処理方法だから、ナトリウム
の再利用が可能であるばかりでなく、固化処理すべき廃
棄物量が大幅に少なくなり、しかも中に含まれるナトリ
ウム分が著しく少なくなるため極めて固化処理し易くな
る効果がある。
含む放射性廃液を加熱して酸化物にし、次に水酸化ナト
リウムに変換し、アルコールと反応させて主として核分
裂生成物からなる不純物残渣とナトリウム・アルラート
に分離し、そのナトリウム・アルコラートを分解して水
酸化ナトリウムを回収する処理方法だから、ナトリウム
の再利用が可能であるばかりでなく、固化処理すべき廃
棄物量が大幅に少なくなり、しかも中に含まれるナトリ
ウム分が著しく少なくなるため極めて固化処理し易くな
る効果がある。
従ってガラス成形剤と共に溶融しガラス固化する場合に
は使用するガラス成形剤が少なくて済むと共に良質のガ
ラス固化体ができるし、アスファルト固化に際しては火
災・爆発の危険性が少なくなり、何れの場合でも放射性
廃棄物の発生量を大幅に減容できる点で非常に優れた効
果を有するものである。
は使用するガラス成形剤が少なくて済むと共に良質のガ
ラス固化体ができるし、アスファルト固化に際しては火
災・爆発の危険性が少なくなり、何れの場合でも放射性
廃棄物の発生量を大幅に減容できる点で非常に優れた効
果を有するものである。
第１図は本発明に係る放射性廃液の処理方法のプロセス
フローの説明図、第２図は本発明を実施するに好適な加
熱装置と反応装置の一例を示す説明図である。 １０……加熱装置、１２……放射性廃液の供給部、１６
……液溜め、１８……加熱容器、２０……加熱体、２２
……マイクロ波照射口、４０……反応装置、４２……反
応容器、４８……水蒸気噴霧部、５４……補集容器。
フローの説明図、第２図は本発明を実施するに好適な加
熱装置と反応装置の一例を示す説明図である。 １０……加熱装置、１２……放射性廃液の供給部、１６
……液溜め、１８……加熱容器、２０……加熱体、２２
……マイクロ波照射口、４０……反応装置、４２……反
応容器、４８……水蒸気噴霧部、５４……補集容器。
Claims (1)
- 【請求項１】熱分解性のナトリウム化合物を含む放射性
廃液を加熱してナトリウムを酸化物に変換する加熱工程
と、そのナトリウムの酸化物を水酸化ナトリウムに変え
る反応工程と、水酸化ナトリウムとアルコールを反応さ
せナトリウム・アルコラートを作り、主として核分裂生
成物からなる不純物残渣と固液分離する精製工程と、前
記ナトリウム・アルコラートを分解して水酸化ナトリウ
ムを回収する分解工程を具備していることを特徴とする
放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (4)
| 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 |
| US07/154,213 US4844838A (en) | 1987-02-13 | 1988-02-10 | Method of treatment of radioactive liquid waste |
| DE3804431A DE3804431A1 (de) | 1987-02-13 | 1988-02-12 | Verfahren zum behandeln von radioaktivem fluessigem abfall |
| BE8800166A BE1002934A5 (fr) | 1987-02-13 | 1988-02-12 | Procede de traitement d'effluents radioactifs liquides. |
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 |
|---|---|
| JPS63198899A JPS63198899A (ja) | 1988-08-17 |
| JPH0648314B2 true JPH0648314B2 (ja) | 1994-06-22 |
Family
ID=12322009
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62031101A Expired - Fee Related JPH0648314B2 (ja) | 1987-02-13 | 1987-02-13 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4844838A (ja) |
| JP (1) | JPH0648314B2 (ja) |
| BE (1) | BE1002934A5 (ja) |
| DE (1) | DE3804431A1 (ja) |
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 |
| FR2940716B1 (fr) * | 2008-12-30 | 2011-09-23 | Areva Nc | Procede de traitement d'un effluent liquide aqueux nitrique par calcination et vitrification |
| FR2940717B1 (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 |
| WO2012002483A1 (ja) | 2010-06-30 | 2012-01-05 | マイクロ波環境化学株式会社 | 油状物質の製造方法、及び油状物質の製造装置 |
| BR112013033215B1 (pt) | 2011-06-29 | 2019-02-26 | Microwave Chemical Co., Ltd. | Aparelho de reação química e método de reação química |
| 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 |
| 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 |
| US11229895B2 (en) | 2011-11-11 | 2022-01-25 | Microwave Chemical Co., Ltd. | Chemical reaction method using chemical reaction apparatus |
| 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 |
Family Cites Families (21)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| 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 |
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