JPH07140297A - ホウ酸の分離方法 - Google Patents
ホウ酸の分離方法Info
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- JPH07140297A JPH07140297A JP6133238A JP13323894A JPH07140297A JP H07140297 A JPH07140297 A JP H07140297A JP 6133238 A JP6133238 A JP 6133238A JP 13323894 A JP13323894 A JP 13323894A JP H07140297 A JPH07140297 A JP H07140297A
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- 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
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
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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
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- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【構成】 ホウ酸含有液体が非アルカリ環境下にある反
応器（１または１０）に連続的に送り込み、該ホウ酸を
水蒸気を用いて蒸発させ、その水蒸気中のホウ酸濃度が
高くなったら該水蒸気を反応器（１または１０）から連
続的に排出することにより、ホウ酸を除去することを特
徴とする、ホウ酸含有液体、特に原子力発電所の廃液か
らホウ酸を分離する方法。 【効果】 本発明方法により、放射性廃棄物の量を少な
くすることができる。
応器（１または１０）に連続的に送り込み、該ホウ酸を
水蒸気を用いて蒸発させ、その水蒸気中のホウ酸濃度が
高くなったら該水蒸気を反応器（１または１０）から連
続的に排出することにより、ホウ酸を除去することを特
徴とする、ホウ酸含有液体、特に原子力発電所の廃液か
らホウ酸を分離する方法。 【効果】 本発明方法により、放射性廃棄物の量を少な
くすることができる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、ホウ酸をホウ酸含有液
体、特に原子力発電所からの廃液から分離するための方
法に関する。
体、特に原子力発電所からの廃液から分離するための方
法に関する。
【０００２】
【従来の技術】加圧下で水を利用するタイプの原子力発
電所の一次水は、核燃料と直接接触する。この一次水は
それ自体、化学的に非常に純粋なものではあるが、１ｍ
3 あたり低ＧＢｑの放射性核種を含有している。反応性
を制御するために、通常最大０．２５％のホウ素がホウ
酸としてこの水に添加される。
電所の一次水は、核燃料と直接接触する。この一次水は
それ自体、化学的に非常に純粋なものではあるが、１ｍ
3 あたり低ＧＢｑの放射性核種を含有している。反応性
を制御するために、通常最大０．２５％のホウ素がホウ
酸としてこの水に添加される。
【０００３】この時、ほんの一部の一次水が排水中に含
まれる。原子力発電所は、処理を必要とするホウ酸を含
有し、わずかに放射性を有する排水を、年間に何千立方
メートルも排出する。この排水は通常、塩基を添加した
後で蒸発させる。一般に、蒸発は、最大の放射能除去係
数をもたらす方法であると考えられる。すなわち、その
蒸気は、おそらくトリチウムと思われる放射性核種を全
く、あるいは殆ど含有しない。約５０％の乾燥残留分を
含有するその残留濃縮物は、コンクリートに埋め込ま
れ、適当な場所で容器に保管される。
まれる。原子力発電所は、処理を必要とするホウ酸を含
有し、わずかに放射性を有する排水を、年間に何千立方
メートルも排出する。この排水は通常、塩基を添加した
後で蒸発させる。一般に、蒸発は、最大の放射能除去係
数をもたらす方法であると考えられる。すなわち、その
蒸気は、おそらくトリチウムと思われる放射性核種を全
く、あるいは殆ど含有しない。約５０％の乾燥残留分を
含有するその残留濃縮物は、コンクリートに埋め込ま
れ、適当な場所で容器に保管される。
【０００４】この濃縮物の処理、特にさらにこの処理物
の保管には、多額の経費が必要であり、その費用は濃縮
物の体積に比例する。こうした理由から、放射能除去係
数だけでなく、さらに体積係数、すなわち排水と濃縮物
との体積の割合が非常に重要となる。
の保管には、多額の経費が必要であり、その費用は濃縮
物の体積に比例する。こうした理由から、放射能除去係
数だけでなく、さらに体積係数、すなわち排水と濃縮物
との体積の割合が非常に重要となる。
【０００５】晶析の問題から、蒸発時の体積減少係数は
さらに、ホウ酸またはホウ酸エステルの形態で乾燥残留
物の最大部分を占めているホウ素の存在により制限され
る。さらに、ホウ酸の存在は廃棄物のコンクリートへの
埋め込みを妨げることがある。そのため、蒸発はアルカ
リ環境下で行なわれる。
さらに、ホウ酸またはホウ酸エステルの形態で乾燥残留
物の最大部分を占めているホウ素の存在により制限され
る。さらに、ホウ酸の存在は廃棄物のコンクリートへの
埋め込みを妨げることがある。そのため、蒸発はアルカ
リ環境下で行なわれる。
【０００６】したがって、排水からホウ酸を除去するこ
とにより、体積減少係数がより大きくなり、廃物の体積
を大幅に縮小することが可能になる。さらに、必要によ
り、このホウ酸を一次水に再度添加してもよい。
とにより、体積減少係数がより大きくなり、廃物の体積
を大幅に縮小することが可能になる。さらに、必要によ
り、このホウ酸を一次水に再度添加してもよい。
【０００７】廃水からホウ酸を全て除去するのに、選択
的イオン交換器を用いることができる。しかし、この方
法は、工業的規模で行なうことが困難である。特に、イ
オン交換樹脂の再生およびホウ酸の回収に問題がある。
的イオン交換器を用いることができる。しかし、この方
法は、工業的規模で行なうことが困難である。特に、イ
オン交換樹脂の再生およびホウ酸の回収に問題がある。
【０００８】その他の有用な方法としては、廃水を蒸発
させ、その後でトリメチルホウ酸エステルなどの揮発性
ホウ酸エステルを形成し、続いて蒸留を行なう方法が挙
げられる。このような方法はＤＤ−Ａ−２９３ ２１９
から公知となっており、それによれば、ホウ酸は、廃水
を蒸発させた後で、その濃縮物にブチルアルコールを添
加してホウ酸をエステル化し、得られた揮発性ホウ酸エ
ステルを蒸留を蒸留することにより除去される。これら
の方法は連続して行なうことが困難であり、また大変時
間がかかるものである。蒸発させる前にアルカリ化を行
ない、続いて再度酸性化処理するので、大量の塩および
大量の廃棄物が生じる。
させ、その後でトリメチルホウ酸エステルなどの揮発性
ホウ酸エステルを形成し、続いて蒸留を行なう方法が挙
げられる。このような方法はＤＤ−Ａ−２９３ ２１９
から公知となっており、それによれば、ホウ酸は、廃水
を蒸発させた後で、その濃縮物にブチルアルコールを添
加してホウ酸をエステル化し、得られた揮発性ホウ酸エ
ステルを蒸留を蒸留することにより除去される。これら
の方法は連続して行なうことが困難であり、また大変時
間がかかるものである。蒸発させる前にアルカリ化を行
ない、続いて再度酸性化処理するので、大量の塩および
大量の廃棄物が生じる。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、これ
らの欠点を改善し、非常に単純で比較的経済的で、特に
工業的用途に好適な、ホウ酸を含有する液体からのホウ
酸除去方法を確立することである。
らの欠点を改善し、非常に単純で比較的経済的で、特に
工業的用途に好適な、ホウ酸を含有する液体からのホウ
酸除去方法を確立することである。
【００１０】
【課題を解決するための手段】この目的は、ホウ酸を含
有する液体をアルカリ環境下にある反応器に連続的に供
給し、水蒸気で該ホウ酸を蒸発させ、水蒸気中のホウ酸
濃度が高まったところでこの水蒸気を反応器から連続的
に排出することにより達成される。この方法は、ホウ酸
は水蒸気中に蒸発するのでこの水蒸気に含有させること
ができる、という事実に基づくものである。
有する液体をアルカリ環境下にある反応器に連続的に供
給し、水蒸気で該ホウ酸を蒸発させ、水蒸気中のホウ酸
濃度が高まったところでこの水蒸気を反応器から連続的
に排出することにより達成される。この方法は、ホウ酸
は水蒸気中に蒸発するのでこの水蒸気に含有させること
ができる、という事実に基づくものである。
【００１１】液体は連続的に供給され、ホウ酸濃度が高
まった水蒸気は連続的に排出されるが、この時、好まし
くは反応器内の内容量が実質的に一定であるようにす
る。反応器に残留する濃縮物は、連続的に排出すること
も可能であるが、好ましくは非連続的に排出する。
まった水蒸気は連続的に排出されるが、この時、好まし
くは反応器内の内容量が実質的に一定であるようにす
る。反応器に残留する濃縮物は、連続的に排出すること
も可能であるが、好ましくは非連続的に排出する。
【００１２】本発明の第１の具体例において、ホウ酸を
含有する液体は溶液として添加され、水蒸気はその大部
分が、反応器を蒸発装置として作動させ、加熱により反
応器内で形成される。
含有する液体は溶液として添加され、水蒸気はその大部
分が、反応器を蒸発装置として作動させ、加熱により反
応器内で形成される。
【００１３】不揮発性の不純物は反応器内の濃縮物中に
残留する。最初、蒸気相におけるホウ酸含有量は液体中
のホウ酸含有量よりも低いので、濃縮物に多く含まれ
る。しかし、時間経過に伴って、排出される水蒸気のホ
ウ酸含有量は供給される液体のホウ酸含有量と同程度ま
で高くなる。濃縮物のホウ酸含有量はそれ以上増加する
ことはない。このようにして、体積減少係数は、もはや
廃水中のホウ酸の存在によって制限されることはなくな
る。水蒸気は、反応器への熱の導入に用いられる。この
送り込まれた蒸気の一部はこのように利用され、ホウ酸
の一部を排出する。
残留する。最初、蒸気相におけるホウ酸含有量は液体中
のホウ酸含有量よりも低いので、濃縮物に多く含まれ
る。しかし、時間経過に伴って、排出される水蒸気のホ
ウ酸含有量は供給される液体のホウ酸含有量と同程度ま
で高くなる。濃縮物のホウ酸含有量はそれ以上増加する
ことはない。このようにして、体積減少係数は、もはや
廃水中のホウ酸の存在によって制限されることはなくな
る。水蒸気は、反応器への熱の導入に用いられる。この
送り込まれた蒸気の一部はこのように利用され、ホウ酸
の一部を排出する。
【００１４】本発明の第２の具体例において、濃縮物が
ホウ素含有液体として反応器に導入される。ホウ酸を蒸
発させるための水蒸気は、少なくともその大部分が反応
器の外部から供給される。この時、この水蒸気は外部か
ら反応器へ連続的に送り込まれ、該濃縮物と接触させ
る。
ホウ素含有液体として反応器に導入される。ホウ酸を蒸
発させるための水蒸気は、少なくともその大部分が反応
器の外部から供給される。この時、この水蒸気は外部か
ら反応器へ連続的に送り込まれ、該濃縮物と接触させ
る。
【００１５】この方法の有利点は、原子力発電所のホウ
素含有廃水を蒸発させるための既存の装置で通常用いら
れる蒸発装置を使用できることである。少量を処理する
この反応器は、濃縮物を得るための蒸発装置の後に組み
立てられる。その濃縮物は間違いなくアルカリ性であ
り、酸を添加して非アルカリ性にすることが可能であ
る。
素含有廃水を蒸発させるための既存の装置で通常用いら
れる蒸発装置を使用できることである。少量を処理する
この反応器は、濃縮物を得るための蒸発装置の後に組み
立てられる。その濃縮物は間違いなくアルカリ性であ
り、酸を添加して非アルカリ性にすることが可能であ
る。
【００１６】二つの具体例において、反応器内の圧力は
ほぼ大気圧付近よりも高く、かつ温度は１００℃よりも
高く保たれる。反応器内における分配係数、すなわち蒸
気と液体におけるホウ酸含有量の割合は、温度上昇に伴
って増加する。
ほぼ大気圧付近よりも高く、かつ温度は１００℃よりも
高く保たれる。反応器内における分配係数、すなわち蒸
気と液体におけるホウ酸含有量の割合は、温度上昇に伴
って増加する。
【００１７】二つの具体例において、ホウ酸は、反応器
から排出されるホウ酸含有蒸気から経済的な方法で回収
できる。これは分配カラムにおいて行なってもよい。ま
たホウ酸は、ホウ酸含有蒸気を洗浄カラムにおいて洗浄
してもよい。
から排出されるホウ酸含有蒸気から経済的な方法で回収
できる。これは分配カラムにおいて行なってもよい。ま
たホウ酸は、ホウ酸含有蒸気を洗浄カラムにおいて洗浄
してもよい。
【００１８】ホウ酸がその蒸気から回収され、かつ反応
器の外部からの水蒸気が用いられる限り、この水蒸気
は、ホウ酸を回収するための反応器や設備を通じる密閉
系ループ内を流れることにより、濃縮の必要なしに良環
境で使用される。
器の外部からの水蒸気が用いられる限り、この水蒸気
は、ホウ酸を回収するための反応器や設備を通じる密閉
系ループ内を流れることにより、濃縮の必要なしに良環
境で使用される。
【００１９】
【実施例】以下に記載する本発明による液体からのホウ
酸の分離方法により、記載の本発明のその他の特徴およ
び有利点を明確にする。この記載は単に本発明の一例に
すぎず、本発明を限定するものではない。
酸の分離方法により、記載の本発明のその他の特徴およ
び有利点を明確にする。この記載は単に本発明の一例に
すぎず、本発明を限定するものではない。
【００２０】実施例１ 第１図に示される装置は、主に廃水を反応器１（蒸発器
として機能し、非アルカリ環境となっている。）内で加
圧下で連続的に蒸発させ、そこからホウ酸濃度の高くな
った蒸気が連続的に排出されることからなる本発明の方
法を応用することにより、加圧下で水を使用するタイプ
の原子力発電所の低放射性廃水からホウ酸を分離するた
めに用いられるものである。
として機能し、非アルカリ環境となっている。）内で加
圧下で連続的に蒸発させ、そこからホウ酸濃度の高くな
った蒸気が連続的に排出されることからなる本発明の方
法を応用することにより、加圧下で水を使用するタイプ
の原子力発電所の低放射性廃水からホウ酸を分離するた
めに用いられるものである。
【００２１】ホウ酸を含有する廃水を、ポンプ２を用い
てフィルター３を通じて貯蔵タンク４へ、次いで反応器
１内にある熱交換器５へ汲み上げる。反応器１内で形成
された蒸気は圧力調節バルブ６を通って蒸留カラム７へ
連続的に排出される。その蒸留カラム７において、蒸気
は上部のコンデンサー８へ排出され、ホウ酸は下部へ排
出される。このホウ酸は熱交換器９内で再加熱され、そ
の一部は再度蒸留カラム７へ導入される。コンデンサー
８の濃縮物の一部は蒸留カラム７へ戻されるが、大部分
は一次液として上記の熱交換器５に送り込まれる。
てフィルター３を通じて貯蔵タンク４へ、次いで反応器
１内にある熱交換器５へ汲み上げる。反応器１内で形成
された蒸気は圧力調節バルブ６を通って蒸留カラム７へ
連続的に排出される。その蒸留カラム７において、蒸気
は上部のコンデンサー８へ排出され、ホウ酸は下部へ排
出される。このホウ酸は熱交換器９内で再加熱され、そ
の一部は再度蒸留カラム７へ導入される。コンデンサー
８の濃縮物の一部は蒸留カラム７へ戻されるが、大部分
は一次液として上記の熱交換器５に送り込まれる。
【００２２】この方法は、ホウ酸が非結合型のＨ3 ＢＯ
4 の形で水蒸気中に蒸発することを観察するのに利用さ
れるものであるが、それにより、実験に基づく分配係数
Ｄが、蒸気中のホウ酸の液体中のホウ酸に対するモル分
率として特定できる。
4 の形で水蒸気中に蒸発することを観察するのに利用さ
れるものであるが、それにより、実験に基づく分配係数
Ｄが、蒸気中のホウ酸の液体中のホウ酸に対するモル分
率として特定できる。
【００２３】通常の方法とは逆に、ホウ酸を蒸発させる
ために、廃水は非アルカリ性として、反応器内の環境を
確実に非アルカリ性、すなわち酸性または実質的に中性
にする。通常、廃水は所定のｐＨ値を有するが、必要に
応じて硫酸などの酸や塩基をパイプ１５を通じて貯蔵タ
ンク４へ送り込むことができる。この方法はそのｐＨ値
が高すぎると適切に作用しない。しかし、腐食の問題を
伴うことから、低すぎるｐＨ値も避けなければならな
い。廃水の適切なｐＨ値は５〜７．５であり、好ましく
は６〜７である。
ために、廃水は非アルカリ性として、反応器内の環境を
確実に非アルカリ性、すなわち酸性または実質的に中性
にする。通常、廃水は所定のｐＨ値を有するが、必要に
応じて硫酸などの酸や塩基をパイプ１５を通じて貯蔵タ
ンク４へ送り込むことができる。この方法はそのｐＨ値
が高すぎると適切に作用しない。しかし、腐食の問題を
伴うことから、低すぎるｐＨ値も避けなければならな
い。廃水の適切なｐＨ値は５〜７．５であり、好ましく
は６〜７である。
【００２４】分配係数Ｄは１未満であるが、温度上昇に
伴って大きくなる。大気圧での沸点である約１００℃に
おいて、Ｄは０．００２５であるが、約１８０℃ではす
でに０．０３まで上昇している。大気圧における沸点よ
りも高い温度を得るために、反応器１は加圧下で操作し
なければならず、好ましくは約１５０〜１８０℃で５．
０〜１０．０バールであり、例えば１７５℃で７．６バ
ールである。この加圧はポンプ２により達成される。上
記温度約１８０℃を達成するためには、反応器１内の圧
力を約９．０バールにすることが必要である。
伴って大きくなる。大気圧での沸点である約１００℃に
おいて、Ｄは０．００２５であるが、約１８０℃ではす
でに０．０３まで上昇している。大気圧における沸点よ
りも高い温度を得るために、反応器１は加圧下で操作し
なければならず、好ましくは約１５０〜１８０℃で５．
０〜１０．０バールであり、例えば１７５℃で７．６バ
ールである。この加圧はポンプ２により達成される。上
記温度約１８０℃を達成するためには、反応器１内の圧
力を約９．０バールにすることが必要である。
【００２５】反応器１では、一定の温度と圧力、および
一定の液体体積で操作される。すでに約２５℃になって
いる廃水は、熱交換器５を用いて約９８℃まで加熱する
ことが可能である。様々な方法で得られる熱を導入する
ことにより、反応器１内はさらに加熱される。それは、
例えば過剰加熱した水蒸気を送り込むことにより行なわ
れるが、その熱の大部分は温度を上げ反応器内の液体を
蒸発させるのに用いられる。この熱の一部は、必要に応
じて液体中に流し、ホウ酸を伴って液体と一緒に反応器
１から流出させることが可能である。
一定の液体体積で操作される。すでに約２５℃になって
いる廃水は、熱交換器５を用いて約９８℃まで加熱する
ことが可能である。様々な方法で得られる熱を導入する
ことにより、反応器１内はさらに加熱される。それは、
例えば過剰加熱した水蒸気を送り込むことにより行なわ
れるが、その熱の大部分は温度を上げ反応器内の液体を
蒸発させるのに用いられる。この熱の一部は、必要に応
じて液体中に流し、ホウ酸を伴って液体と一緒に反応器
１から流出させることが可能である。
【００２６】この装置の始動時には、気相と液体間のホ
ウ酸の分配率を決定するＤは１よりも小さいので、ホウ
酸含有量は蒸気相において液体中より低い。したがっ
て、反応器１内の液体は、まず最初はホウ酸含有量が高
く、そのほんの一部が水で蒸発するだけであろう。蒸気
中のホウ酸含有量は時間経過に伴って連続的に増加し、
しばらくすると平衡に達する。すなわち、蒸気中のホウ
酸含有量は、添加液体（廃水）におけるホウ酸含有量と
等しくなる。濃縮物中のホウ酸含有量はさらに増加する
ことはなく、反応器１では一定量の液体が用いられるの
で、廃水と一緒に反応器に導入されるホウ酸は全て、気
相へ移動し、反応器１から排出される。
ウ酸の分配率を決定するＤは１よりも小さいので、ホウ
酸含有量は蒸気相において液体中より低い。したがっ
て、反応器１内の液体は、まず最初はホウ酸含有量が高
く、そのほんの一部が水で蒸発するだけであろう。蒸気
中のホウ酸含有量は時間経過に伴って連続的に増加し、
しばらくすると平衡に達する。すなわち、蒸気中のホウ
酸含有量は、添加液体（廃水）におけるホウ酸含有量と
等しくなる。濃縮物中のホウ酸含有量はさらに増加する
ことはなく、反応器１では一定量の液体が用いられるの
で、廃水と一緒に反応器に導入されるホウ酸は全て、気
相へ移動し、反応器１から排出される。
【００２７】その他の成分の中で、不揮発性および放射
性の不純物は、反応器１の濃縮物下部に全て残留し、必
要に応じて連続的に、好ましくは時々（断続的に）反応
器１の下へ排出される。したがって、これらの不純物の
濃度増加は、もやはホウ酸濃度により制限されなくな
る。このようにして非常に大きな廃水の体積減少係数は
得られ、もはや廃水中のホウ酸の存在により制限されな
い。
性の不純物は、反応器１の濃縮物下部に全て残留し、必
要に応じて連続的に、好ましくは時々（断続的に）反応
器１の下へ排出される。したがって、これらの不純物の
濃度増加は、もやはホウ酸濃度により制限されなくな
る。このようにして非常に大きな廃水の体積減少係数は
得られ、もはや廃水中のホウ酸の存在により制限されな
い。
【００２８】反応器１から流出する蒸気は、圧力調節バ
ルブ６を通じて放出される。大気圧下で作動する蒸留ま
たは分留カラム７において、排出された蒸気は、事実上
純粋な水蒸気と濃縮されたホウ酸溶液とに分離される。
このカラム７は、熱交換器９におけるホウ素濃度（すな
わち、原子力発電所の一次水の製造に用いられるホウ酸
溶液の濃度）が７，５００ｐｐｍとなるようにセットさ
れる。蒸留または分留カラムの代わりに洗浄カラムを用
いて、ホウ酸を蒸気から回収してもよい。
ルブ６を通じて放出される。大気圧下で作動する蒸留ま
たは分留カラム７において、排出された蒸気は、事実上
純粋な水蒸気と濃縮されたホウ酸溶液とに分離される。
このカラム７は、熱交換器９におけるホウ素濃度（すな
わち、原子力発電所の一次水の製造に用いられるホウ酸
溶液の濃度）が７，５００ｐｐｍとなるようにセットさ
れる。蒸留または分留カラムの代わりに洗浄カラムを用
いて、ホウ酸を蒸気から回収してもよい。
【００２９】第２図に示される装置は、本発明による方
法のもう一つの具体例への応用に用いられる。この具体
例は、最初の具体例（実施例１）とは本質的に、比較的
希釈されたホウ酸溶液にではなく、濃縮されたホウ酸溶
液に応用される点において異なる。蒸発したホウ酸の吸
収・排出に必要な水蒸気は、もやは反応器内での蒸発に
よってはほとんど得られない。したがって、必要な水蒸
気は実質的に全て、反応器１０に添加される。この場
合、該反応器１０は接触器であり、好ましくは逆流接触
カラムである。反応器１０においては、第１の具体例と
同じ温度、圧力およびｐＨ条件を用いる。
法のもう一つの具体例への応用に用いられる。この具体
例は、最初の具体例（実施例１）とは本質的に、比較的
希釈されたホウ酸溶液にではなく、濃縮されたホウ酸溶
液に応用される点において異なる。蒸発したホウ酸の吸
収・排出に必要な水蒸気は、もやは反応器内での蒸発に
よってはほとんど得られない。したがって、必要な水蒸
気は実質的に全て、反応器１０に添加される。この場
合、該反応器１０は接触器であり、好ましくは逆流接触
カラムである。反応器１０においては、第１の具体例と
同じ温度、圧力およびｐＨ条件を用いる。
【００３０】濃縮物は反応器１０の上部から導入され、
高温・高圧下で反応器１０の底部から導入される水蒸気
とは逆方向に流れるようにする。ほとんどホウ素を含有
せず、所望量を揮発させることが可能な該濃縮物は、反
応器１０から連続的または非連続的に除去できる。蒸発
したホウ酸で満たされ水た蒸気は、反応器１０の上部か
らデミスター１１を通って洗浄カラム１２へ排出され
る。該洗浄カラムにおいて、ホウ酸は、低い流速で逆方
向に流れる水を用いて水蒸気から洗浄される。この流速
は、回収・精製されるホウ酸の所定濃度に依存する。
高温・高圧下で反応器１０の底部から導入される水蒸気
とは逆方向に流れるようにする。ほとんどホウ素を含有
せず、所望量を揮発させることが可能な該濃縮物は、反
応器１０から連続的または非連続的に除去できる。蒸発
したホウ酸で満たされ水た蒸気は、反応器１０の上部か
らデミスター１１を通って洗浄カラム１２へ排出され
る。該洗浄カラムにおいて、ホウ酸は、低い流速で逆方
向に流れる水を用いて水蒸気から洗浄される。この流速
は、回収・精製されるホウ酸の所定濃度に依存する。
【００３１】ホウ酸を含有しない残留水蒸気は、熱交換
器１３へ送り込まれる。そこにおいて、蒸気の熱ロス分
が補われ、最終的にはポンプ１４を用いて高温・高圧に
なった水蒸気が汲み上げられ再度反応器（１０）へ導入
して、濃縮物が加熱され蒸発して、そこからホウ酸が吸
収される。
器１３へ送り込まれる。そこにおいて、蒸気の熱ロス分
が補われ、最終的にはポンプ１４を用いて高温・高圧に
なった水蒸気が汲み上げられ再度反応器（１０）へ導入
して、濃縮物が加熱され蒸発して、そこからホウ酸が吸
収される。
【００３２】この具体例によって、原子力発電所におけ
る廃水を蒸発させて得られる現在の濃縮物はさらに、ホ
ウ素をほとんど、あるいは全く含有しない蒸発した濃縮
物と、ホウ酸の濃縮溶液とに分けることができる。特別
な蒸発装置は必要なく、既存の蒸発装置に連結させて配
置される第２図のような装置だけを用いればよい。濃縮
物とこのように非常に小さな流速が用いられるので、結
果的にこの装置は大変小さなものにすることができる。
蒸気は濃縮も放出もされないので、エネルギー消費は最
小限に抑えられる。
る廃水を蒸発させて得られる現在の濃縮物はさらに、ホ
ウ素をほとんど、あるいは全く含有しない蒸発した濃縮
物と、ホウ酸の濃縮溶液とに分けることができる。特別
な蒸発装置は必要なく、既存の蒸発装置に連結させて配
置される第２図のような装置だけを用いればよい。濃縮
物とこのように非常に小さな流速が用いられるので、結
果的にこの装置は大変小さなものにすることができる。
蒸気は濃縮も放出もされないので、エネルギー消費は最
小限に抑えられる。
【００３３】今日における使用では塩基が蒸気に添加さ
れるので、濃縮物のｐＨは８以上であってもよい。その
場合、該濃縮物を反応器１０に導入する前に、ｐＨ値が
８以下、好ましくは７以下になるまで、スルホン酸など
の酸を添加しなければならない。この時、塩が相当量形
成され、反応器１０の濃縮物中に残存する。
れるので、濃縮物のｐＨは８以上であってもよい。その
場合、該濃縮物を反応器１０に導入する前に、ｐＨ値が
８以下、好ましくは７以下になるまで、スルホン酸など
の酸を添加しなければならない。この時、塩が相当量形
成され、反応器１０の濃縮物中に残存する。
【００３４】
【発明の効果】上記の方法により、放射性廃棄物の量が
かなり低減できる。さらに、ホウ酸を回収し、それを再
利用することが可能になる。本発明は、上記具体例に限
定されるものではなく、本発明出願の範囲内にある限り
において、これらの具体例を様々に改変することが可能
である。
かなり低減できる。さらに、ホウ酸を回収し、それを再
利用することが可能になる。本発明は、上記具体例に限
定されるものではなく、本発明出願の範囲内にある限り
において、これらの具体例を様々に改変することが可能
である。
【図面の簡単な説明】
【図１】図１は、本発明によるホウ酸の除去方法を応用
した装置のブロック図である。
した装置のブロック図である。
【図２】図２は、本発明のもう一つの具体例に関する、
第１図に類似する装置のブロック図である。
第１図に類似する装置のブロック図である。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 エメ ブリューゲマン ベルギー国 ビー−2470 レティエ グレ ンスストラート 15 (72)発明者 ヨハン ブレート ベルギー国 ビー−9810 ナザレス オー デナールドセヘールヴェーグ 46
Claims (11)
- 【請求項１】 ホウ酸含有液体が非アルカリ環境下にあ
る反応器（１または１０）に連続的に送り込まれるこ
と、および、該ホウ酸を水蒸気を用いて蒸発させ、その
水蒸気中のホウ酸濃度が高くなったら該水蒸気を反応器
（１または１０）から連続的に排出することにより、ホ
ウ酸を除去することを特徴とする、ホウ酸含有液体、特
に原子力発電所の廃液からホウ酸を分離する方法。 - 【請求項２】 反応器における内容物が実質的に一定量
残存するように、液体が連続的に導入され、次いで、ホ
ウ酸濃度が高くなった水蒸気が連続的に除去されること
を特徴とする、請求項１に記載の方法。 - 【請求項３】 反応器（１または１０）内の残存濃縮物
が非連続的に除去されることを特徴とする、請求項１ま
たは２に記載の方法。 - 【請求項４】 ホウ酸含有液体が溶液として添加される
こと、および、水蒸気の少なくとも大部分が、反応器
（１）を蒸発装置として作動させて、熱導入により反応
器（１）内で形成されることを特徴とする、請求項１〜
３のいずれかに記載の方法。 - 【請求項５】 熱が、水蒸気を反応器（１）に導入する
ことにより反応器（１）に供給されることを特徴とす
る、請求項４に記載の方法。 - 【請求項６】 ホウ素含有液体として濃縮物を反応器
（１０）に導入すること、およびホウ酸を蒸発させるた
めの水蒸気の少なくとも大部分が反応器（１０）の外部
で形成され、該反応器（１０）の外部から該反応器（１
０）に連続的に導入されて、該濃縮物と接触するように
することを特徴とする、請求項１〜３のいずれかに記載
の方法。 - 【請求項７】 反応器（１または１０）における温度お
よび圧力がそれぞれ１００℃以上および大気圧以上に保
たれることを特徴とする、請求項１〜６のいずれかに記
載の方法。 - 【請求項８】 反応器（１または１０）における温度お
よび圧力がそれぞれ１５０〜１８０℃および５〜１０バ
ールの範囲に保たれることを特徴とする、請求項７に記
載の方法。 - 【請求項９】 ホウ酸が、反応器（１または１０）から
排出されるホウ酸含有蒸気から回収されることを特徴と
する、請求項１〜８のいずれかに記載の方法。 - 【請求項１０】 ホウ酸が蒸留または分留カラムあるい
は洗浄カラムを用いて回収されることを特徴とする、請
求項９に記載の方法。 - 【請求項１１】 水蒸気を、反応器（１０）およびホウ
酸除去装置（１２）を通じる閉鎖系ループ中を（濃縮さ
れることなく）流ることを特徴とする、請求項６〜９の
いずれかに記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| BE09300608 | 1993-06-16 | ||
| BE9300608A BE1007223A3 (nl) | 1993-06-16 | 1993-06-16 | Werkwijze voor het afscheiden van boorzuur. |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07140297A true JPH07140297A (ja) | 1995-06-02 |
Family
ID=3887104
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6133238A Pending JPH07140297A (ja) | 1993-06-16 | 1994-06-15 | ホウ酸の分離方法 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
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| EP (1) | EP0630029B1 (ja) |
| JP (1) | JPH07140297A (ja) |
| BE (1) | BE1007223A3 (ja) |
| DE (1) | DE69407873T2 (ja) |
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| 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 |
| CN109473185B (zh) * | 2018-11-13 | 2022-07-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法 |
| CN113963834B (zh) * | 2020-07-21 | 2024-02-13 | 清华大学 | 一种放射性废水的处理系统和处理方法 |
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|---|---|---|---|---|
| US3679751A (en) * | 1968-07-25 | 1972-07-25 | Halcon International Inc | Boric acid recovery |
| BE791975A (fr) * | 1971-11-30 | 1973-05-28 | Westinghouse Electric Corp | Systemes de concentration d'une solution moderatrice utilisee dans une centrale nucleaire a eau sous pression |
| US3933576A (en) * | 1973-05-17 | 1976-01-20 | Whiting Corporation | Evaporation of radioactive wastes |
| DE2361791A1 (de) * | 1973-12-12 | 1975-06-19 | Chemie Apparatebau Mainz Schma | Verfahren und vorrichtung zum eindampfen von fluessigkeiten insbesondere zum dekontaminieren radioaktiv belasteter abwaesser |
| FR2279205A1 (fr) * | 1973-12-27 | 1976-02-13 | Magyar Tudomanyos Akademi Izot | Procede et appareil de concentration de dechets radioactifs liquides a des temperatures inferieures a leurs points d'ebullition et en vue de leur stockage final |
| DE2612510C3 (de) * | 1976-03-24 | 1978-10-05 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Anordnung zur Abwasseraufbereitung |
| DE2950601A1 (de) * | 1979-12-15 | 1981-06-19 | Rainer Dr. 6843 Biblis Ambros | Verfahren zur rueckgewinnung von borsaeure aus einem abwasserkonzentrat eines kernkraftwerkes |
| DE3110491C2 (de) * | 1981-03-18 | 1985-02-14 | Rheinisch-Westfälisches Elektrizitätswerk AG, 4300 Essen | Verfahren und Anlage zum Einengen eines in einem Kernkraftwerk anfallenden, Borsäure enthaltenden radioaktiven Abwassers |
| US4540512A (en) * | 1983-04-06 | 1985-09-10 | Westinghouse Electric Corp. | Recovery of boric acid from nuclear waste |
| DE3432103A1 (de) * | 1984-08-31 | 1986-03-13 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum volumenreduzierung von radioaktiv beladenen fluessigkeiten und rippenkoerper zur verwendung dabei |
| US4800042A (en) * | 1985-01-22 | 1989-01-24 | Jgc Corporation | Radioactive waste water treatment |
| SU1347779A1 (ru) * | 1985-08-08 | 1991-04-15 | Предприятие П/Я А-1758 | Способ регулировани реактивности дерного реактора |
| DD293219A5 (de) * | 1988-12-14 | 1991-08-22 | ������@������������k�� | Verfahren zum aufbereiten von borverbindungen und radionuklide enthaltendem abwasser |
| US5176798A (en) * | 1991-05-17 | 1993-01-05 | Shell Oil Company | System for removal and disposal of minor amounts of organics from contaminated water |
-
1993
- 1993-06-16 BE BE9300608A patent/BE1007223A3/nl not_active IP Right Cessation
-
1994
- 1994-06-07 EP EP94201610A patent/EP0630029B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1994-06-07 ES ES94201610T patent/ES2114128T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1994-06-07 DE DE69407873T patent/DE69407873T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1994-06-15 JP JP6133238A patent/JPH07140297A/ja active Pending
- 1994-06-16 US US08/260,786 patent/US5468347A/en not_active Expired - Fee Related
-
1995
- 1995-09-08 US US08/525,216 patent/US5587047A/en not_active Expired - Fee Related
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