JPS589098A - 熱放射性廃溶液の体積を減少する方法及び装置 - Google Patents

熱放射性廃溶液の体積を減少する方法及び装置

Info

Publication number
JPS589098A
JPS589098A JP57110564A JP11056482A JPS589098A JP S589098 A JPS589098 A JP S589098A JP 57110564 A JP57110564 A JP 57110564A JP 11056482 A JP11056482 A JP 11056482A JP S589098 A JPS589098 A JP S589098A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
waste solution
crystallizer
waste
heat exchanger
volume
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.)
Pending
Application number
JP57110564A
Other languages
English (en)
Inventor
ア−ノルド・スタンレ−・キツチズ
エリク・ウイルヘルム・テイ−ペル
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric 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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS589098A publication Critical patent/JPS589098A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C02TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02FTREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F1/00Treatment of water, waste water, or sewage
    • C02F1/22Treatment of water, waste water, or sewage by freezing
    • 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
    • G21F9/08Processing by evaporation; by distillation
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S159/00Concentrating evaporators
    • Y10S159/12Radioactive

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Hydrology & Water Resources (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Water Supply & Treatment (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
  • Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は放射性廃溶液の体積減少方法及び装置、特に
、例えばホウ酸または硫酸ナトリウム及び微量の放射性
物質を含有する蒸発器残液廃溶液の体積減少の方法及び
装置に関する。
放射能によって潜在的に汚染された加圧水型原子炉(ア
WR)廃液流は廃液の体積−少及び清浄な凝縮液の再利
用のために蒸発器中で処理される。これらの蒸発器から
の凝縮液は監視され、ポリッシング/脱塩処理後に再循
環される。蒸発操作は汚染された廃液を約15分のlな
いしJo分のlの体積に減少させる。これはかなシの体
積の減少であるけれども、なお廃棄し擾ければならない
かカシの量の廃液蒸発器残留液が残る。
米国特許gへ//9J40号は液体溶媒及び固体溶質の
**を高電流状態下で溶媒tフラッシュ蒸発させて乾燥
し分散し九固体粒子を残すのに充分な温度で熱不活性キ
ャリヤ中に導入する。
この方法では次に固体粒子をキャリヤから分離すること
が必要である。廃液処理の他の例は米国特許第3.10
り、10/号に開示されている。この特許で拡歓射性廃
水とホウ酸ナトリウム溶液の混合物を、残留水量がホウ
酸ナトリウムの結晶水として結合するのに充分なほど少
量となるまで濃縮する。このような方法に使用される装
置はスケールが付着し7’l腐食を受けることを経験し
た・ 体積減少操作を行り走後で蒸発器残分を最終廃棄のため
に包装する。現在の廃東方法線主として、廃液蒸発器残
分をセメント、セメント−蛭石と混合すなわち吸収させ
るか、或は尿素−ホルムアルデヒド及び変性水増量性ポ
リエステルとzztt−ンドラム中忙固化する技法を使
用する。包装方法社浸出の問題及び廃棄環境中への可能
性ある漏出を解決しなければならない。
廃液製造速度がかなり大きいこと、及び現在の廃棄方法
に対する可能性ある法規上の制約の両方によ)廃液体積
減少法、包装問題及び廃棄間11に対する有効な方法に
対する必要性が指摘されている。この発明はホウ酸及び
硫酸−ナートリウムを含有する廃液の効果的な体積減少
方法及び装置に関するものである。この発明により得ら
れる生成物は固体−液体スラリの形114にあるから廃
棄生成物は容易にセメントのような包装剤と混合できる
。その結果、浸出によシ従来遭遇した困難は、完全に除
去されはしないにせよ、顕著に減少しえ。
この発明の主目的は機械部材上への廃棄物の蓄積または
磨損をがくシ、結晶生長により惹き起される表面の汚染
を最少となす、低濃度核廃液の体積減少方法及び装置を
提供するにある。
この目的を達成するため罠、この発明はホウ21えは硫
酸ナトリウムを含有する放射性態廃溶液の体積を減少す
る方法において、前記熱廃溶液の最初am人分を結晶晶
出器(以下単に晶出器と4貴う)の所定のレベルまで導
入し、熱廃溶IIO結晶の晶出が起る温度に廃溶液の温
度を調節しながら廃溶液を循環させ、晶出器に減圧をか
けて廃溶液中の少くとも若干の溶媒を蒸気として除去し
、蒸発した溶媒の失われた分を埋合秒せる九めに廃溶液
が過飽和となってスラリかでき出す壕で結晶晶出器に熱
廃溶液を更に導入し、スラリかでき出したら廃溶液の循
環を止めて結晶O晶出を促進し、生成した結晶を沈降さ
せて固化系へ送ることを特徴とする方法にある・ 晶出器は最初熱廃溶液で満され、この溶液は晶出器の円
錐形部から冷却水またはプラント、の流れを供給される
l[J側面をtつ熱交換器を通って断えず循環され、廃
藩wL社次いで循環ポンプによって内部量に接線方向に
放出される・晶出器の上部と連通した真空ポンプによシ
晶出器装置く減圧がかけられる。熱交換器を通して熱廃
溶液を循環すると共に晶出器を減圧することによって、
溶液が飽和していると結晶の晶出が始まる温度に熱廃溶
液は冷却される。晶出器への廃溶液の最初の装入分の温
度が安定したら、晶出器の上流側の循環用導管に付加的
な熱廃溶液を絶えず導入する。この付加的な熱廃溶液は
結晶晶出系へ熱を導入し、この熱は熱交換器中で一部放
出される。合併した廃溶液は最後には晶出器中で蒸発に
よる冷却により廃溶液中の溶質の晶出温度に冷却され、
全流体相中に制御された具合に結晶の沈殿及び生長が起
る。全流体の温度を保つよう忙蒸発した溶媒は凝縮して
更に処理するための廃溶液保持貯槽に戻される。
廃溶液のpH,を監視して、必要に応じこれを所定の範
I!に酸の添加によシ調節する。
廃溶液の循環は結晶の晶出が約−〇〜30体積−の範囲
の所定の値に達するまで続ける。その時点で熱廃溶液の
循環と付加的な熱廃溶液の導入を止め、固体を晶出器の
底部に沈降させる。
沈降した固体と液体とのスラリを晶出器から取出し、遍
轟な固定剤による固定化系(装置)へ送る。
大部分のスラリを取出した後で、晶出器を再び所定のレ
ベルに熱廃溶液の最初の装入分及び絶えず循環する付加
的な補給熱廃溶液で満たす。
前回のバッチ操作からの晶出器中に残留する結晶は結晶
核として結晶の生長を促進する。
廃溶液中の溶質に依存して、この発明の装置中での蒸発
器(晶出器)残液の体積減少を行う別の仕方は蒸発によ
る結晶晶出である。晶出器を通ってW*する廃溶液の温
度は約、7JC(toy>b上に維持される。減圧下で
水を蒸発除去して溶質の濃度をその溶解度よ)高濃度に
増大させて晶出−中で結晶を沈殿させる。
加圧水!III子炉からの放射能で汚染された廃溶液流
は蒸発器中で処理して廃溶液中の成分すなわち放射性成
分及び非放射性成分の濃度を濃縮させる。これらの蒸発
器からの凝縮液を贅視し再aimするか、ポリッシング
/脱塩処理後に廃素する。この場合蒸発器残液の量はか
なシのものとなる。この発明の方法及び装置はホウ醗(
11I、BO,)/コ一及び微量の放射能を含む廃溶液
からなる蒸発器残液の処理について詳細に記載する。こ
の記載はこの発明の方法及び装置をホウ酸含有廃溶液に
限定することを意味するものではない。この理由はとの
発明は硫酸ナトリウム含有廃溶液を廃液蒸発器中で濃縮
してその体積減少にも同勢〈有効だからである。しかし
、この発明の装置は硫酸ナトリウム廃溶液の蒸発による
結晶晶出操作釦も使用できる。
この発明は図を参照して以下に水側のために記載するこ
の発明の好適な実施態様の記載から一層容易く明らかと
なろう。
II/図において、減圧冷却結晶晶出法すなわち蒸発結
晶晶出法による廃溶液蒸発残液の体積減少装置を全般的
に7で示し、これは結晶晶出器3、jで全般的に示す循
環系、凝縮器り、減圧ボンプデ及び熱交換器l/を備え
る。廃溶液体積減少装置lは半連続式バッチ法で運転さ
れ、主として廃溶液蒸発残液保持貯槽(廃溶液保持貯槽
)/JからO液体を包装固定化して廃秦する前に減圧蒸
発冷却結晶晶出Iよシ貴縮するものである。
廃溶液保持貯槽/J及び/またはフロア−ドレン貯槽i
nからの熱廃溶液は供給導管/?及びコ/を経て循環系
lの主循環導管lりに入る。
弁19′1−戸のような適当な流量制御装置が供給導管
/?、コ/に沿って配設されて、これらの貯槽からの主
循環導管lクヘ4の流れを制御して結晶晶出器(以下晶
出器と云う)Jが所定の液レベルJJtCまで満される
ようにする。熱廃溶液は晶出aI3の底IBJりから・
循環ポンプ3/licよって主循環導管lり、熱交換器
//を通って循環し、次いで晶出器Jの内部室コtK1
1klli方向に導入される。減圧ポンプ91/Cよシ
晶出器Jに減圧をかける。減圧ポンプtは晶出器Jと減
圧導管77及び31及びそれらの間に配設され九凝縮S
デを経て晶出器Jと連通する。晶出器にかけられた減圧
と共に熱交換器//12)IIJ儒面1戸へ冷却水を供
給するととくより熱廃溶液の温度は約J/C〜5scD
1a境温度に下げられる。廃溶液の最初の装入分の温度
が安定したら、熱廃溶液を熱交換器/lの上fi11.
@の廃溶液貯槽isから更に付加的に連続的に主循環導
管lクヘ供給する。この付加的に供給する熱廃溶液は減
圧蒸発による冷却から生ずる溶媒の減少にも拘らず晶出
器中における流体レベルを維持することができる・この
付加的な熱廃溶液流の供給による熱入力は熱交換器ll
中で少くとも部分的に低下される。循環流は熱交換器1
iから流量制御弁Iり1を経て晶出器Jの内部ilコf
K接線方向に入や、溶液は最終的に蒸発による冷却によ
って結晶の晶出が始まる温度に冷却される。
晶出器及び主循環導管を通って冷却された廃溶液を連続
的゛に循環することによ)熱交換器、循環ポンプまた紘
晶出器中和結晶が付着または氷結するのを紡出する。・
このような付着または氷結は溶液が過飽和になると生ず
る。熱廃溶液がほとんど飽和状態に壜つて徐々に冷却さ
れると、過IIO濤質は溶堺し九ま管の状■で、溶液は
過飽和となる。このような溶液は不安定であるから、1
111il[0III110i1度を超える溶質辻その
濃度が飽和濃度に低下するまで結晶が晶出する傾向があ
る。この発明の結晶器の記載のところで一層詳11KI
!明するように、晶出器は静止区斌を備え、ここで結晶
は一部沈降する。導管中を流体が連続的Kllれる九め
に過飽和流体から導管中で結晶が晶出して廃溶液の処理
を妨書するのを鋳止子る。
廃溶液は減圧下の蒸発による冷却によって晶出器J中で
徐々に冷却されるから少量の溶媒、すなわち供給原料の
約/J11が蒸発される。廃溶液中の溶質の濃度が過飽
和状IIIK達すると、結晶の晶出が始まシ、冷却が続
けられると代表的な廃sI液#l溶解度−一を示す第一
図の溶解度/温度1線により進行する。第J図において
一部滓液の供給温度はlダ、ダで(/JOF)で晶出器
排出aom度はJJ、9C(91F>−’esる。a境
温度では過飽和状態は全く解放されて、安全な固体−液
体スラ刃が晶出器中で形成され、晶出器中で沈殿と結晶
の成長とが制御された状Iで生起する。
全体の流体温度を維持するように減圧により蒸発した溶
媒は導管JJを通って凝縮器7に入る。凝縮器で凝縮後
、溶媒は希薄なホウ酸と共に元の蒸発器、補助蒸発器、
イオン交換装置中で再処理の丸めに、或は逆滲透により
再処理するために元の蒸発器の上流側に戻°される。代
表的にはこれは導管3!及び流量制御弁39′を経て7
0ア・ドレイ貯槽l!に連通している溶液戻しポンプJ
りによシ行われる。
晶出器Jを通って循環する廃溶液のpHは監視され、必
要に応じ、熱交換器l/の下流側のダlで酸の添加によ
シ適当な範囲内に調整される。結晶島°出操作中望まし
くない化合物の生成を避けるためKsまたはそれ以下の
pH範囲に保りのが最適である。
廃溶液は結晶濃度が約J0〜JO参、そして好適にはコ
j91の所定の値に達するまで晶出器Jの鷹i1J?か
ら主循環導管I′りを通り内部室コ!へ連゛続的に循環
される。結晶濃度は晶出器底部近に配役され大密度伝達
善事JKより監視される・晶出器及び結晶晶出操作を以
下に一層詳細に説明す、る、所定の密度に陣すると結晶
晶出系内での流体の循環が止められ、固体は晶出器の底
部に沈降する。沈降した結晶スラリはポンプ、7/を経
て排出導管参事、排出制御井亭Cを通って取asされ、
適轟な固定剤によ)包装固定化される。
晶出器J中の結晶化固体の大部分を除去した後で、熱廃
溶液の新しいパッチ分の処理が始められる。晶出器J中
に残存する結晶は結晶核として作用して、廃溶液の次の
パッチ分を処理する時の結晶の生長を促進する。熱廃S
*の新しい最初611人分が晶出器を所定のレベルまで
清たし、体積減少操作が再び開始される。
結晶蟲出過−で生成することが6石非凝縮性ガスは減圧
ポンプ9により吸引され、゛導管参りt経て放気系41
139(輸送される・約/J−の固体ホウ酸を含有する
廃溶液蒸発器残液の体積減少に対する上述の減圧冷却結
晶晶出法は約J7%、の固体硫酸ナトリウム廃溶液蒸発
器残液の体積減少にも使用できる。蒸発による冷却晶出
によシ、硫酸ナトリウムは、硫酸ナトリウムの溶解度を
低下させるために塩化ナトリウムのような補助的第1塩
を添加すること、によって硫酸ナトリウム・10水和物
として、或祉硫酸ナトリウムとして回収できる。
硫酸ナトリクム除去の好適な方法はとの゛発明の装置に
よシ容易忙行うことができる蒸発晶出法である。第Jw
Jに説明する硫酸ナトリウム()im、80. )溶解
度曲線は濃度がJJC(90F)に近ず(kつれて溶解
度が増大することを示して−る。約3コCC90F>未
満で社硫酸ナトリウム・10永和物が回収される。この
化合物拡3ツ、j重量−の水を含有し、廃秦のために取
出された硫酸ナトリウ、ムの重量より重い水分を含むと
いう不利な性質をもつ・ 蒸発(結晶)晶出態様においてこの発明の鋏置を使用す
るために廃溶液は晶出器を通って循環間中JコC(90
ア)よ〉高い温度に保九れる。硫酸ナトリウムの濃度を
溶解度レベルよシ高濃度レベルに高めるためのエネルギ
ーを節約し、減圧下で水を実質上蒸発除去するために温
度は411JC(110ア)−参PC(iコ0F)の範
囲であるのが好適である・ 水の蒸発除去速度と廃溶液の循環速度と拡結晶が液体−
蒸気境界に蓄積されるのでなくて晶出器中に沈降するこ
とができるように制御される。蒸発晶出態機中所菫の温
度を維持するために熱交換器/10第1側面//’にス
チームが供給される。硫酸ナトリウム濃度が溶解度レベ
ルより高くなりえら蒸発冷却晶出趨様で述べたように結
晶の沈殿と生長とが起る。
さて、IIEJliKついて述べると、晶出器Jは一直
和設置された実質上円筒状の容器j/、液体−蒸気境界
部JJ、下部円錐形部分22及び下部円錐形部と境界s
JJとの間の中央本体部!りを備える。内部の環状邪魔
板子t!デは晶mm5o中央本体部5りの内壁41とは
間隔をおいて周縁に沿って配設される。邪魔板手段!デ
は邪魔板手段!デと内壁11との間の環状静止区域1J
及び邪魔板手段内の内部室6jを区画し、この環状静止
区域6J内で結晶の晶出は始まる。主循環導管/?は、
邪魔板手段!すの頂部から約1je(/、!フィート)
下の所で、環状静止区域43を通シすぎて、主循環導管
/りを通って循環する廃溶液流が邪魔板手段!デに対し
て接融方向く内部室4j中に接線方向に再導入するよ)
うな位置まで延びる。この廃溶液の再導入位置は液体−
蒸気境界部コJの充分下方であって、前記境界が外乱さ
れるのが防止される。
上部液体−蒸気境界部!Jは脱湿具47を備え、これは
減圧導管JJを通る減圧によシ誘発される蒸気の流れに
同伴されてくる溶媒及び廃溶液内の他の物質の液滴を捕
捉する。環状静止区域4Jは上部液体−蒸気境界部!J
と通気手段49Vcより連通してこれら両区域の圧力を
等しくする。好適には液体−蒸°気境界部コ3は邪魔板
手段jfの頂部より下の位置に設定される。
晶出器Jの下部円錐部はその先端に排出口り/を備え、
これは最初は廃溶液が排出され、後で所望の流体の密度
が達成されると、固体−液体スラリか排出される。渦巻
破壊手段り3が容器の下部円錐部の下部領域に設けられ
る。渦巻破壊手段りJは晶出器の内部室への廃溶液の接
線方向の流入と共に晶出器内の廃溶液の外乱を最小にす
る0図に説明はないが、晶出器Jは設置に際してスキッ
ドで散付けることができ、適当に′遮蔽されているが、
保守が容易なように配列され、汚染除去作業に人体をさ
らすのを最少となして容aK作業できる。
循環ポンプ3’/は分別された生成物を循環させるので
はなくて、混合生成物を循環させるべきで、毎秒約i、
s寓〜コ、Jaz(j〜7フイート)の廃溶液流速を発
生させるべきである。熱交換器l/は循環系統′と直列
の真直ぐな管からなる熱交換器であるのが好適である。
熱交換器中での最高温度変化は一約コj0を″越えるべ
きではなく、合併し友供給原料流の最高冷却温度と加5
熱温度との差拡/、?C−コ、ざCCJF−1F>、に
制限されるべきである。熱交換器//c?第コ側面′/
戸には廃溶液流の適当な温度を維持するために冷却水を
供給するか、或は必要に応じプラントめスチームを供給
することができる。
廃溶液蒸発器からのlコチホウ酸濃度の溶液約lデ93
1(100ガロン)を毎分7.!tl’−tt、5bl
Cコ〜Jガロン)の速度で約参時間で処理して約65〜
70−重量濃度のスラリー排出液が生ずる。約1:lの
体積減少係数が達成される。このスラリ濃度は全流体中
の約コ3Isの結晶濃度に等しい、凝縮後糸に戻った流
体は約j%−4tlbのホウ酸を溶解して含む。先に示
したように、硫酸ナトリウム廃液もこの発明の方法で処
理できる。廃液蒸発器中で約−θ〜コ!−8に濃縮され
た硫酸ナトリ、ウム廃溶液の場合には、結晶晶出操作に
より60重量−の固体含量の硫酸ナトリウムスラリか得
られる。約3=/の体積減少が達成された。
もし何かの理由で結晶晶出系をフラッシュ洗浄すること
が必要となった時には系中の流体流を加熱するために熱
交換器/lのIMコ側面にプラントからのスチームを噴
射することができることを最後に留意されえい。この加
熱された流れは系中の望ましくない結晶の蓄袖沈着物を
溶解することができる。加熱された流れはこの加熱によ
り冷却され、かつ処理に使用される。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明による放射性廃溶液の体積減少装置の
概略説明図、第一図は代表的ホウ酸廃溶液流の溶解度曲
線を示す図、第3図は代表的硫酸ナトリウム廃溶液流の
溶解度曲線を示す図5II1図はこの発明により使用す
る結晶晶出装置の概略説明図である0図中: I・・廃溶液体積減少装置 J@・(結晶)晶゛出器 
j・Φ循環系 り・・凝縮器 t・・減圧ポンプ /l
・・熱交換器 1戸・・熱交換器11J@面 /J・・
廃S液蒸発器残゛液保持貯槽(廃溶液保持貯槽)   
7S・・フロア・ドレン貯槽 /?・・主循環導管 /
?’・・流量制御弁 /9.−ノ@・供給、導管 /デ
1.コl゛・・弁 コJ・・液レベル(液体−蒸気境界
部)コク・・(結晶)晶出器底部(下部円錐部)コ9・
・(晶出器の)内部室 31・・循環ボン7’  Js
、yzφ@(減圧)導管 j?・・溶液戻しポンプ J
デ・・導管 j 、9 ’・・流量制御弁 */拳・酸
添加位置 4I3・・密度伝達3デ・・邪魔板手段 6
1・・内壁 43@・環状静止区域 4!Φ・内部室 
4り・−(上部液体−蒸気境界)脱湿具 49a拳通気
手段11 ・−排出口 りJ・・渦巻破壊手段FIG、
 1 B″度    FIG、 3 手続補正書(自発) 昭和57年7 月27日 特許庁長官殿 1、事件の表示 昭和!を年特許願第 1101441号2、 発明の名
称 熱放射性廃溶液の体積を減少する方法及び装置3、補正
をする者 事件との関係 特許出願人 名称 (り//)クエスチンク5呻ス・エレクトリック
−コーポレーション 4、代理人

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 l ホウ酸を九は硫酸ナトリウムを含有する熱放射性廃
    溶液の体積を減少する方法において、前記熱放射性廃溶
    液の最初の装入分を結晶晶出器(,7)の所定の液レベ
    ル(Jj)まで満すように結晶晶出器(J)K満たし、
    前記溶液を循環させ同時にそO温度を結晶晶出が起る温
    度に調節し、前記結晶晶出器を減圧して省記廃溶液中の
    溶媒の少くとも若干を蒸気として除去し、廃溶液が過飽
    和11スラリか発生するまで蒸発した溶媒の減少分を場
    合わせるために結晶晶出器K]!に熱廃溶液を導入し、
    スラリか発生し九ら廃溶液の循環を中止して結晶の晶出
    を促進し、生成した結晶を沈降させて、これを次に固化
    系へ輸送することからなる、廃溶液を減圧結晶晶出によ
    り固形化することを時機とする、ホウ酸または硫酸ナト
    リウムを含有する熱放射性廃溶液の体積減少方法。 ユ 廃溶液を結晶晶出器の底部から、熱交換器と連通し
    ている導管を経て循環させて結晶晶出器で戻すことによ
    って熱廃溶液を熱交換器中で冷却し、流体のこの循環に
    よ)導管及び熱交換器中の過飽和溶液の結晶晶出を阻止
    することからなる特許請求の範囲第7項記載の方法。 3 熱廃溶液の最初の装入分の温度降下を減圧蒸発によ
    る冷却と熱交換器を通し、て廃溶液を循環するこ゛との
    両者によ)行う特許請求の範囲第一項記載の方法。 ペ 熱廃溶液を熱交換器の上流側に更に導入して熱交換
    器中でこの更に導入した熱廃溶液の温度を低下させる特
    許請求の範囲第3項記載の方法。 ま′結晶晶出器を通って循環する廃溶液の密度を監視し
    、監視している密度すカわち濃度が所定の鰻度に到達し
    て結晶晶出器中で結晶が沈降して固体−液体スラリか形
    成したら循環を止め、スラリを結晶晶出器から取出すこ
    とからなる特許請求の範1!第参項記載の方法。 4 結晶晶出器内の結晶濃度の所定の濃度レベルをJ0
    〜30体積−に保つ特許請求の範囲第1項記載の方法。 2 廃溶液が硫酸ナトリウム廃溶液で、廃溶液の温度を
    310以上に保つ特許請求の範囲第7項記載の方法・ r  1lllナトリウム廃溶液をダJC−49Cの温
    度に保つ特許請求の範囲第7項記載の方法。 g! 結晶晶出器が邪魔板手段によって分離され友内部
    室と静止区域とを結晶晶出器内に備え、循環される廃溶
    液が邪魔板手[K対して接線方向に内部室中に導入され
    る特許請求の範囲第1項ないし第り項のいずれかに記載
    の方法。 Ia  結晶晶出器に廃溶液を満たす所定の液レベルが
    結晶晶出器内の邪魔板手段よシ高くない特許請求の範S
    第を項記載の方法・ //、  廃溶液のpHを廃溶液が導管を通って循環中
    に監視し、結晶生成に適し九秦件を維持するようK)H
    を調節する特許請求の範囲第2項ないし第10項のいず
    れかに記載の方法。 な 廃溶液のpHをホウ酸廃溶液の場合!以下に保つ特
    許請求の範囲tl/c/1項記載の方法。 /j@[に配置された実質上円筒形の内表面をもつ容器
    (J)、後記囲まれた上部液体−蒸気境界部分から蒸気
    を除去するための排出手段(J3)を備えた容41 (
    j)内の1!まれた上部液体−蒸気境界部分、容4s(
    J)から廃溶液及びスラリを排出するための先端忙排出
    手段(3)を備えた下部円錐viA(コク)、上部液体
    −蒸気境界部分と下部円錐部との間の中央本体部分(u
    )を備えてなる、ホウ酸または硫酸ナトリウムを含有す
    る熱放射性廃溶液の体積を減少するための装置において
    、連続した環状の邪魔板手段が中央本体部分(jり)内
    に容器(3)の内壁すなわち内表面から離れて周縁をめ
    ぐるように配置され、該邪魔板手段が中央本体部分(3
    7)の容器(3)の前記内表園と邪魔板手段との間に静
    止区域(6のと邪魔板手段内の内siIとを区画し、邪
    魔板手段#cII線方向に内部室(−〇中に廃溶液を導
    入するため0手段(/J、/り及び下部円錐部の排出口
    から内部室へ廃溶液を循環するための手段(St、S)
    を備えることを特徴とし、熱交換IB (//)が熱廃
    溶液をほぼ結晶晶出温度に冷却する九めに循環手段中に
    備えられ、且つ廃溶液から蒸気を堆出すために囲まれた
    上部液体−蒸気境界部分の蒸気排出手段(J3)と連通
    して減圧手II(?)が偏見られ、骸減圧手段が廃溶液
    中OII媒量を減少させて結晶晶出器静止区竣内で廃溶
    液を過飽和に追いヤシ、結晶晶出器及び導管内を通る流
    体の循環が熱交換器、ポンプ及び導管内Ki[ましくな
    い結晶生成を阻止することを特徴とする、ホウ酸または
    硫酸ナトリウムを含有する熱放射性廃溶液の体積を減少
    するための装置。 尾 上部液体−蒸気境界部分が該上部液体−蒸気境界部
    分から取出された蒸気が通過する脱湿具(4り)を備え
    る特許請求の範囲第1J項記載O鋏置。 μ 下部円錐部が下部円錐部内の廃溶液の外乱を制御す
    るための渦巻破壊具(り3)を備える特許請求の範囲第
    13項記載の装置。 に 容器の内部室に入る廃溶液のpHを監視する手段及
    び該pHを調整するための手段を備える特許請求の範囲
    第is項または@/亭項またはg/を項記載の装置。
JP57110564A 1981-06-26 1982-06-26 熱放射性廃溶液の体積を減少する方法及び装置 Pending JPS589098A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US277579 1981-06-26
US06/277,579 US4444680A (en) 1981-06-26 1981-06-26 Process and apparatus for the volume reduction of PWR liquid wastes

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS589098A true JPS589098A (ja) 1983-01-19

Family

ID=23061490

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57110564A Pending JPS589098A (ja) 1981-06-26 1982-06-26 熱放射性廃溶液の体積を減少する方法及び装置

Country Status (12)

Country Link
US (1) US4444680A (ja)
EP (1) EP0070989B1 (ja)
JP (1) JPS589098A (ja)
KR (1) KR840000625A (ja)
CA (1) CA1201651A (ja)
DE (1) DE3274697D1 (ja)
EG (1) EG15485A (ja)
ES (1) ES8402456A1 (ja)
IL (1) IL65831A (ja)
PH (1) PH17813A (ja)
YU (1) YU42769B (ja)
ZA (1) ZA823667B (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013096896A (ja) * 2011-11-02 2013-05-20 Toshiba Corp ホウ酸含有廃液の処理方法及び処理装置
JP2013181953A (ja) * 2012-03-05 2013-09-12 Taiheiyo Cement Corp セシウムの選択的分離方法、およびその装置
CN108257707A (zh) * 2016-12-29 2018-07-06 中核建中核燃料元件有限公司 一种用于含铀废渣的浸取装置

Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3429981A1 (de) * 1984-08-16 1986-03-06 GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen Verfahren fuer die vorbereitung von radioaktiven und/oder radioaktiv verseuchten abfallfeststoffen und verdampferkonzentraten fuer die endlagerung in endlagerbehaeltern
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
HU200971B (en) * 1984-09-12 1990-09-28 Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz Combined separation process for reducing inactive salt content of waste solutions of atomic power stations
JPS6227697A (ja) * 1985-07-29 1987-02-05 動力炉・核燃料開発事業団 放射性物質含有廃液の処理方法および装置
JPH0727070B2 (ja) * 1986-08-13 1995-03-29 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の処理方法
JP2912393B2 (ja) * 1989-09-20 1999-06-28 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の処理方法
US5171519A (en) * 1990-12-19 1992-12-15 Westinghouse Electric Corp. Outside of containment chemical decontamination system for nuclear reactor primary systems
US7077201B2 (en) 1999-05-07 2006-07-18 Ge Ionics, Inc. Water treatment method for heavy oil production
US7681643B2 (en) * 1999-05-07 2010-03-23 Ge Ionics, Inc. Treatment of brines for deep well injection
CA2307819C (en) 1999-05-07 2005-04-19 Ionics, Incorporated Water treatment method for heavy oil production
US7428926B2 (en) * 1999-05-07 2008-09-30 Ge Ionics, Inc. Water treatment method for heavy oil production
US7150320B2 (en) * 1999-05-07 2006-12-19 Ge Ionics, Inc. Water treatment method for heavy oil production
US7438129B2 (en) 1999-05-07 2008-10-21 Ge Ionics, Inc. Water treatment method for heavy oil production using calcium sulfate seed slurry evaporation
KR20020032002A (ko) * 2000-10-25 2002-05-03 (주)성우지퍼 지퍼용 스토퍼 장착 장치 및 방법
DE10156119A1 (de) * 2001-11-15 2003-06-05 Kernkraftwerk Gundremmingen Gm Verfahren zur Rückgewinnung von ·1··0-Bor oder Dekontamination von Bor aus Verdampferkonzentraten von Druckwasserreaktoren
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
JP6686210B1 (ja) * 2019-04-26 2020-04-22 株式会社神鋼環境ソリューション 排水処理方法及び排水処理設備
CN111508631B (zh) * 2020-04-24 2021-11-09 清华大学 外循环式高放废液连续蒸发浓缩脱硝器
CN111715658B (zh) * 2020-06-01 2022-04-22 湖北泰盛化工有限公司 草甘膦原药生产过程中的废料处理工艺
DE102020121367A1 (de) 2020-08-13 2022-02-17 EnBW Energie Baden-Württemberg AG Anlage und Verfahren zum Abtrennen von Borsäurekristallen aus einem Borsäure-Wasser-Gemisch
DE102021107592B3 (de) 2021-03-25 2022-07-14 EnBW Energie Baden-Württemberg AG Anlage und Verfahren zum Abtrennen von Borsäurekristallen aus einem Borsäure-Wasser-Gemisch

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1997227A (en) * 1932-07-22 1935-04-09 William H Nichols Rotor cutting machine
US2067043A (en) * 1933-10-25 1937-01-05 Swenson Evaporator Company Vacuum crystallizer and method of crystallizing
US3137544A (en) * 1958-05-20 1964-06-16 Metallgesellschaft Ag Crystallizing apparatus and method of operating the same
FR1336084A (fr) * 1961-01-31 1963-08-30 Atomic Energy Authority Uk Système automatique de commande d'instruments pour l'étage final d'un système d'évaporateur à plusieurs étages
US3191662A (en) * 1962-07-18 1965-06-29 Kenneth J Schneider Continuous solution concentrator
US3361649A (en) * 1965-04-05 1968-01-02 American Mach & Foundry Method and apparatus for distillation of waste liquids and separate recovery of solvent and solute
US3319400A (en) * 1965-05-24 1967-05-16 Allis Chalmers Mfg Co Apparatus for liquid-to-liquid heat exchange
US3699007A (en) * 1971-03-12 1972-10-17 American Mach & Foundry Evaporating-concentrating apparatus and method
DE2165510A1 (de) * 1971-12-30 1973-08-16 Kernforschungsanlage Juelich Einrichtung zum verfestigen fluessiger radioaktiver rueckstaende
US3933576A (en) * 1973-05-17 1976-01-20 Whiting Corporation Evaporation of radioactive wastes
US3893894A (en) * 1973-06-13 1975-07-08 Pollution Control Inc Low temperature water purification system
AT326056B (de) * 1973-12-07 1975-11-25 Boehler & Co Ag Geb Verfahren und vorrichtung zum vorwärmen der flüssigkeit im entgaser von eindampfanlagen
US4040973A (en) * 1974-01-03 1977-08-09 Magyar Tudomanyos Akademia Izotop Intezete Process and apparatus for the concentration and storage of liquid radioactive wastes
DE2447471A1 (de) * 1974-10-04 1976-04-08 Vyzk Ustav Chem Zarizeni Verfahren zur behandlung von abwaessern aus chemischen aufbereitungsanlagen von uranerzen
US3988414A (en) * 1974-12-17 1976-10-26 Vyzkumny Ustav Chemickych Zarizeni Treatment of waste water from uranium ore preparation
DE2612510C3 (de) * 1976-03-24 1978-10-05 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Anordnung zur Abwasseraufbereitung
JPS54144598A (en) * 1978-05-04 1979-11-10 Hitachi Ltd Solution concentrator
JPS5539251A (en) * 1978-09-14 1980-03-19 Hitachi Ltd Operation control unit of condenser
DE2911272C2 (de) * 1979-03-22 1985-01-24 Rheinisch-Westfälisches Elektrizitätswerk AG, 4300 Essen Verfahren und Vorrichtung zum Aufbereiten eines in einem Kernkraftwerk anfallenden radioaktiven Abwassers

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013096896A (ja) * 2011-11-02 2013-05-20 Toshiba Corp ホウ酸含有廃液の処理方法及び処理装置
JP2013181953A (ja) * 2012-03-05 2013-09-12 Taiheiyo Cement Corp セシウムの選択的分離方法、およびその装置
CN108257707A (zh) * 2016-12-29 2018-07-06 中核建中核燃料元件有限公司 一种用于含铀废渣的浸取装置

Also Published As

Publication number Publication date
ES513450A0 (es) 1984-02-01
CA1201651A (en) 1986-03-11
ZA823667B (en) 1983-09-28
KR840000625A (ko) 1984-02-25
EP0070989A1 (en) 1983-02-09
ES8402456A1 (es) 1984-02-01
YU117882A (en) 1985-06-30
IL65831A (en) 1985-09-29
EP0070989B1 (en) 1986-12-10
YU42769B (en) 1988-12-31
DE3274697D1 (en) 1987-01-22
EG15485A (en) 1986-06-30
US4444680A (en) 1984-04-24
PH17813A (en) 1984-12-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS589098A (ja) 熱放射性廃溶液の体積を減少する方法及び装置
JPH02153082A (ja) 廃棄物ピラニア酸の再処理方法及びその装置
US4406748A (en) Liquid purification system
JPS63221881A (ja) 廃液濃縮器および廃液処理装置
US3974039A (en) Addition of finely divided BaSO4 particles to sea water for removal of scale components
JPH0125440B2 (ja)
JPH05501589A (ja) 機械パルププラント廃液を処理する方法
CN104810071B (zh) 含硼放射性废液深度净化同时回收硼酸的方法及设备
US6443170B1 (en) Cleaning apparatus for removing residues
US4652675A (en) Process and device for purifying benzoic acid
US3377273A (en) Process and apparatus for desalination of an aqueous solution containing calcium sulphate
US3515199A (en) Method and apparatus for recovering solids dissolved or suspended in a liquid solvent
JPH11104450A (ja) 脱硫排水の処理方法
US4765912A (en) Geothermal brine clarifier process for removing solids from geothermal brine
Fröhner et al. An advanced seeding process in saline water conversion
KR101696888B1 (ko) 방사성 물질 함유 액체폐기물의 처리와 감량을 위한 처리시스템
US3230050A (en) Crystallization apparatus including a swirling film evaporator and a cyclone separator
RU2012076C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов аэс с борным регулированием
JPH07251162A (ja) 廃液の処理方法
JP5498326B2 (ja) ホウ酸含有廃液の処理方法及び処理装置
US1916825A (en) Separating substances from solutions thereof
JPS63141604A (ja) 遠心薄膜乾燥機の付着物除去方法
JPS5810719B2 (ja) エバポレ−タ−から放射性残液を除去する方法および装置
US20230411028A1 (en) System and method for treating fluid containing radiological material
KR101971601B1 (ko) 결정화기술을 이용한 화학 및 체적제어계통의 붕소 제어 및 정화 방법