JPS59231493A - 低レベル放射性廃液の処理方法 - Google Patents
低レベル放射性廃液の処理方法Info
- Publication number
- JPS59231493A JPS59231493A JP58107409A JP10740983A JPS59231493A JP S59231493 A JPS59231493 A JP S59231493A JP 58107409 A JP58107409 A JP 58107409A JP 10740983 A JP10740983 A JP 10740983A JP S59231493 A JPS59231493 A JP S59231493A
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- JP
- Japan
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- waste liquid
- level radioactive
- radioactive waste
- low
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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
- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S423/00—Chemistry of inorganic compounds
- Y10S423/09—Reaction techniques
- Y10S423/14—Ion exchange; chelation or liquid/liquid ion extraction
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- Physics & Mathematics (AREA)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Treatment Of Sludge (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
れる低レベル放射性廃液の処理方法に関する。
軽水炉川原子燃料として濃縮ウラン酸化物が用いられて
いる。天然ウランは核分裂に寄与する２３６Ｕを０．７
％程度しか含有していないので、通常天然ウラン酸化物
をＵＦ に転換した後、ガス拡散法、遠心分離法等に
よって Ｕの割合を３％程度に＋ｔ．Ｊ縮したＵＰ
とし、このｆ３縮ＵＦ をＵＯ に再転６
６換して
濃縮ウラン酸化物を得ている。
いる。天然ウランは核分裂に寄与する２３６Ｕを０．７
％程度しか含有していないので、通常天然ウラン酸化物
をＵＦ に転換した後、ガス拡散法、遠心分離法等に
よって Ｕの割合を３％程度に＋ｔ．Ｊ縮したＵＰ
とし、このｆ３縮ＵＦ をＵＯ に再転６
６換して
濃縮ウラン酸化物を得ている。
濃縮ＵＦ からＵＯ への湿式再転換法として次の６
２ ような方法が知られている。
２ ような方法が知られている。
の ＵＦ を硝酸アルミニウム水溶液に吹き込んで加
水分解した後人溶媒抽出して純硝酸ウラニル〔Ｕｏ２（
１ｑ０３）２〕を得、この水溶液にアンモニアを添加し
て重ウラン酸化アンモニウム（（ＮＪ（）Ｕｏ。
水分解した後人溶媒抽出して純硝酸ウラニル〔Ｕｏ２（
１ｑ０３）２〕を得、この水溶液にアンモニアを添加し
て重ウラン酸化アンモニウム（（ＮＪ（）Ｕｏ。
４ ２ ２ ７
Ａ＋ｒｍｏｎｉｕｍ Ｄｉｕｒａｎａｔｅ、ＡＤＵと略
称する〕とし、分離回収したＡＤＵを仮焼してＵＯ
とした後、水 ８ 素雰囲気中で還元してＵＯ 粉末を得る方法。
称する〕とし、分離回収したＡＤＵを仮焼してＵＯ
とした後、水 ８ 素雰囲気中で還元してＵＯ 粉末を得る方法。
■ ＵＦ６を水中で加水分解して弗化ウラニル（ＵＯＦ
）とし、これにアンモニアを添加してＡＤＵを ２ 得、これを仮焼してＵＯ とした後Ｕｏ に還元す
る３ ８ ２方法。
）とし、これにアンモニアを添加してＡＤＵを ２ 得、これを仮焼してＵＯ とした後Ｕｏ に還元す
る３ ８ ２方法。
■ ＵＦ６を水蒸気中で加水分解して得たＵＯ２Ｆ２に
Ｃｏ２とアンモニアを添加して炭酸ウラニルアンモニウ
ム（ （ＮＨ４） ４（Ｕｏ２） （Ｃｏ ｐ３、Ａｍ
ｍｏｎｉｕｍ Ｕｒａｎｉｌｔｒｉ Ｃ！ａｒｂｏｎａ
ｔｅ ｚ略称ＡＵＯ ）を得、これを仮焼してＵ３０８
とした後、Ｕｏ２に還元する方法。
Ｃｏ２とアンモニアを添加して炭酸ウラニルアンモニウ
ム（ （ＮＨ４） ４（Ｕｏ２） （Ｃｏ ｐ３、Ａｍ
ｍｏｎｉｕｍ Ｕｒａｎｉｌｔｒｉ Ｃ！ａｒｂｏｎａ
ｔｅ ｚ略称ＡＵＯ ）を得、これを仮焼してＵ３０８
とした後、Ｕｏ２に還元する方法。
このような濃縮ウランの湿式再転換を行なった場合、Ａ
ＤＵ又はＡＵＯ沈殿物をｄ・に過回収した後の濾液が低
レベル放射性廃液となる。このような低レベル放射性陥
部を系外に排出するについては放射性核か１１毎に排出
基準が法で定められている。
ＤＵ又はＡＵＯ沈殿物をｄ・に過回収した後の濾液が低
レベル放射性廃液となる。このような低レベル放射性陥
部を系外に排出するについては放射性核か１１毎に排出
基準が法で定められている。
現在１」本国内で使用されている濃縮ＵＰ は殆んど
上記のような天然ウランから得られたものであるため、
再転換工程から排出される低レベル放射性ル６１ｆ４、
中の核種も既知で、充分排出基準を満足している。しか
し、使用済燃料の再処理で回収されたウランが原料の一
部に使用されるようになると・再転換工程から出る低レ
ベル放射性廃液中の放射能濃度が増加することが考えら
れる。現在までのところ、この種の低レベル放射性廃液
の放射能は特に問題にならなかったが、再処理工程から
リサイクルされるウランが今後益々増加することを考慮
すれば、この種の低レベル放射性廃液から放射性核種を
除去する方法を確立しておくことは緊急的ａ１１！題で
ある。
上記のような天然ウランから得られたものであるため、
再転換工程から排出される低レベル放射性ル６１ｆ４、
中の核種も既知で、充分排出基準を満足している。しか
し、使用済燃料の再処理で回収されたウランが原料の一
部に使用されるようになると・再転換工程から出る低レ
ベル放射性廃液中の放射能濃度が増加することが考えら
れる。現在までのところ、この種の低レベル放射性廃液
の放射能は特に問題にならなかったが、再処理工程から
リサイクルされるウランが今後益々増加することを考慮
すれば、この種の低レベル放射性廃液から放射性核種を
除去する方法を確立しておくことは緊急的ａ１１！題で
ある。
本発明はこのような事情に治みて為されたもので、上記
のような低Ｉ／ベル放射ｆ１：廃液の放射能濃Ｊｆを効
果的に低減する方法を提供するものであるこの目的を達
成するため本発明の廃液処理方法は、低レベル放射性廃
液にヒドラジンを添加し、これを強酸性陽イオン交換樹
脂を塩化第二鉄とアンモニア水で処理して該ｍＪ脂内に
第二鉄イ到ンの加水分解生成物を形成せしめた鉄水酸化
物−陽イオン交換樹脂と接触さぜる点に特徴がある。
のような低Ｉ／ベル放射ｆ１：廃液の放射能濃Ｊｆを効
果的に低減する方法を提供するものであるこの目的を達
成するため本発明の廃液処理方法は、低レベル放射性廃
液にヒドラジンを添加し、これを強酸性陽イオン交換樹
脂を塩化第二鉄とアンモニア水で処理して該ｍＪ脂内に
第二鉄イ到ンの加水分解生成物を形成せしめた鉄水酸化
物−陽イオン交換樹脂と接触さぜる点に特徴がある。
本発明法に用いる鉄水酸化物−陽イオン交換樹脂は、元
々海水中の Ｂｅの濃縮の為に開発されたイオン交換樹
脂であり、海水中の神々の放射性核種の捕集などへの利
用が報告されている。（例えばＳ本原子力学会誌、Ｖｏ
Ｌｇｓ扁３（／７乙乙）、ｐｐ／３θ〜／３３）。この
樹脂は強酸性陽イオン交換樹脂を塩化第二鉄とアンモニ
ア水で処理して該樹脂内に第二鉄イオンの加水分解生成
物を形成せしめたもので、上記論文によれば該樹脂は、
鉄の加水分解生成物の捕集剤としての効果とともに、陽
イオン交換樹脂本来の陽イオン交換能も保持している。
々海水中の Ｂｅの濃縮の為に開発されたイオン交換樹
脂であり、海水中の神々の放射性核種の捕集などへの利
用が報告されている。（例えばＳ本原子力学会誌、Ｖｏ
Ｌｇｓ扁３（／７乙乙）、ｐｐ／３θ〜／３３）。この
樹脂は強酸性陽イオン交換樹脂を塩化第二鉄とアンモニ
ア水で処理して該樹脂内に第二鉄イオンの加水分解生成
物を形成せしめたもので、上記論文によれば該樹脂は、
鉄の加水分解生成物の捕集剤としての効果とともに、陽
イオン交換樹脂本来の陽イオン交換能も保持している。
本発明者等はこのような鉄水酸化物−陽イオン交換樹脂
を調整して低レベル放射性廃液の処理に適用する実験を
種々試みた結果、該廃液にヒドラジンを添加して該樹脂
と接触させると該廃液の放射Ｉｆｆ： ６ｊＪ度が効果
的に低減されることを見出して本発明に到達した。
を調整して低レベル放射性廃液の処理に適用する実験を
種々試みた結果、該廃液にヒドラジンを添加して該樹脂
と接触させると該廃液の放射Ｉｆｆ： ６ｊＪ度が効果
的に低減されることを見出して本発明に到達した。
添加するヒドラジンは抱水ヒドラジン、塩酸ヒドラジン
、硫酸ヒドラジン等何れでも良く、添加ｆ、ｆは廃液／
ｌ当り／θＱ ｍｇ以上が好ましい。／θｏｒｎｔｒ／
ｌ以下にすると放射能濃度の低減率（処理液濃度／原液
濃度）が小さくなる。又、ヒドラジン濃度をあまり高く
してもこの低減率はほぼ飽和するので、実験から’７０
０ｍ９／ｌ程度が最適である。
、硫酸ヒドラジン等何れでも良く、添加ｆ、ｆは廃液／
ｌ当り／θＱ ｍｇ以上が好ましい。／θｏｒｎｔｒ／
ｌ以下にすると放射能濃度の低減率（処理液濃度／原液
濃度）が小さくなる。又、ヒドラジン濃度をあまり高く
してもこの低減率はほぼ飽和するので、実験から’７０
０ｍ９／ｌ程度が最適である。
放射能濃度の低減率には処理時の廃液温度とＰＨも影響
がある。ＰＨが低いと樹脂中の鉄が溶出するので、ＰＨ
は７以上に保つのが好ましい。ＰＨはｇ ′ＦＪｆＪ後
が最適で、高くなり過ぎると低減率は再び低下する。そ
の場合はヒドラジン添加量を増せばある程度の低減率を
確保できる。温度は高い方が放射能濃度低減率は大きい
。しかしながらＳＯＣを超えると放射能濃度低減率は飽
和してくるのであまり温度を高くする必要はなく、実用
上は３０〜６０Ｃが好適である。温度が低い状態で処理
する必要がある場合はｐｎを最適範囲にし、且つヒドラ
ジン添加量を増すことにより低減率をある程度高めるこ
とができる。ＰＨを３前後で且つ湿度を３θ〜乙ＯＣと
すれば、ヒドラジン添加量が１００ｍｑ／１の場合原廃
液中の放射能濃度は少なくとも１／１０に低下し、ヒド
ラジング００ｍｇ／ｌの場合は、該濃度は約＋／＋ｏｏ
に低下する。
がある。ＰＨが低いと樹脂中の鉄が溶出するので、ＰＨ
は７以上に保つのが好ましい。ＰＨはｇ ′ＦＪｆＪ後
が最適で、高くなり過ぎると低減率は再び低下する。そ
の場合はヒドラジン添加量を増せばある程度の低減率を
確保できる。温度は高い方が放射能濃度低減率は大きい
。しかしながらＳＯＣを超えると放射能濃度低減率は飽
和してくるのであまり温度を高くする必要はなく、実用
上は３０〜６０Ｃが好適である。温度が低い状態で処理
する必要がある場合はｐｎを最適範囲にし、且つヒドラ
ジン添加量を増すことにより低減率をある程度高めるこ
とができる。ＰＨを３前後で且つ湿度を３θ〜乙ＯＣと
すれば、ヒドラジン添加量が１００ｍｑ／１の場合原廃
液中の放射能濃度は少なくとも１／１０に低下し、ヒド
ラジング００ｍｇ／ｌの場合は、該濃度は約＋／＋ｏｏ
に低下する。
低レベル放射性廃液と鉄水酸化物−陽イオン交換樹脂と
の接触は通常のイオン交換に用いる装置を使用できる。
の接触は通常のイオン交換に用いる装置を使用できる。
例えばカラムに該樹脂を充填し、カラムの上方又は下方
からヒドラジンを添加混合した廃液を導入して該カラム
中を通過させれば良い０ 本発明により極微量の放射性核種を含む低レベル放射性
廃液の放射能濃度を効果的に低減せしめることが可能と
なり、将来使用済核燃料から回収されるウランが増加し
ても対処できる見通しが得られた。なお本発明法はウラ
ン再転換工程の廃液に限定されるものではなく、核燃料
サイクル中の種々の工程から排出される低レベル放射性
廃液にも〕、を用できることは云うまでもない。
からヒドラジンを添加混合した廃液を導入して該カラム
中を通過させれば良い０ 本発明により極微量の放射性核種を含む低レベル放射性
廃液の放射能濃度を効果的に低減せしめることが可能と
なり、将来使用済核燃料から回収されるウランが増加し
ても対処できる見通しが得られた。なお本発明法はウラ
ン再転換工程の廃液に限定されるものではなく、核燃料
サイクル中の種々の工程から排出される低レベル放射性
廃液にも〕、を用できることは云うまでもない。
実施例／
市販の）Ｉ型強酸性陽イオン交換なゴ脂３ ｍｌを２ｍ
ｏｌ、／ ｔの塩化第二鉄水溶液中に浸漬した後、水洗
し）この荀ｊ脂を内径／、２．乙７パ需、長さ、２／Ｉ
Ｏ鴎のガラス製カラム中に充填して、２ ｍａｔ ／ｌ
のアンモニア水を通液した。（Ｇ↑脂が暗褐色になった
後アンモニア水の通液を１１−め、純水を通液して水洗
液が中性を呈するまで水洗した。このようにして得られ
た鉄水酸化物−陽イオン交換樹脂充填カラムを以下の廃
液処理に用いた。実始Ｑに供した低レベル放射性廃液は
、ｔ、＋ｏ （Ｎｏ ） 水溶液にＮＨを吹き込ん
でＡＤＵを沈殿せしめ、Ｍ Ａ Ｄ Ｕ沈殿物を濾過回
収した後の濾液を濃縮し、放射能濃度を１０ マイクロ
キュリー（ｌｌＣ１）／ｍｅのオーダーに調整した模擬
廃液である。
ｏｌ、／ ｔの塩化第二鉄水溶液中に浸漬した後、水洗
し）この荀ｊ脂を内径／、２．乙７パ需、長さ、２／Ｉ
Ｏ鴎のガラス製カラム中に充填して、２ ｍａｔ ／ｌ
のアンモニア水を通液した。（Ｇ↑脂が暗褐色になった
後アンモニア水の通液を１１−め、純水を通液して水洗
液が中性を呈するまで水洗した。このようにして得られ
た鉄水酸化物−陽イオン交換樹脂充填カラムを以下の廃
液処理に用いた。実始Ｑに供した低レベル放射性廃液は
、ｔ、＋ｏ （Ｎｏ ） 水溶液にＮＨを吹き込ん
でＡＤＵを沈殿せしめ、Ｍ Ａ Ｄ Ｕ沈殿物を濾過回
収した後の濾液を濃縮し、放射能濃度を１０ マイクロ
キュリー（ｌｌＣ１）／ｍｅのオーダーに調整した模擬
廃液である。
該模擬廃液に抱水ヒドラジン （Ｎ ｕ −ＨＯ）を種
々２ ４ ２ の割合で添加し、ＰＨ３〜１０、湿度、２０〜ｇｏＣの
範σ（イで種々の条件を設定し、上記翁脂充填カラムを
通して廃液処理実験を行なった。通液速度は１００ｍｅ
／時間とし、各実験共３０００ ｍｌ処理した。実験条
件と原液及び処理液中の放射能濃度（５０００ｍ６処理
の最終濃度を示す）及び放射能低減率を第１表に示す。
々２ ４ ２ の割合で添加し、ＰＨ３〜１０、湿度、２０〜ｇｏＣの
範σ（イで種々の条件を設定し、上記翁脂充填カラムを
通して廃液処理実験を行なった。通液速度は１００ｍｅ
／時間とし、各実験共３０００ ｍｌ処理した。実験条
件と原液及び処理液中の放射能濃度（５０００ｍ６処理
の最終濃度を示す）及び放射能低減率を第１表に示す。
第１表
第１表の結果から、ＰＨはｇ前後、温度５０〜乙θＣの
範囲であればヒドラジン添加量１００ 鳳々でも低減率
を１／１０にすることができることが判る０参考例 参考のため、実施例／と同様の模擬廃液を５種の陰イオ
ン交換樹脂で処理した。実験に用いたカラムは実施例／
と同じで、充填樹脂量模擬廃液の通液速度も実施例／と
同じである。結果を第２表に示す。
範囲であればヒドラジン添加量１００ 鳳々でも低減率
を１／１０にすることができることが判る０参考例 参考のため、実施例／と同様の模擬廃液を５種の陰イオ
ン交換樹脂で処理した。実験に用いたカラムは実施例／
と同じで、充填樹脂量模擬廃液の通液速度も実施例／と
同じである。結果を第２表に示す。
第２表
実験Ａ／ワ〜Ｊｕにおいて、廃液を１０００ｒｎｉ通液
すると放射能濃度の低減率が急速に低下するのが認めら
れた。従って上記処理液濃度は１０００ｍｌまでの平均
で示しである。この結果、本発明法は離層Ｒ／単位当り
の廃液処理量の点でも単ンヨるイオン交換法に比べて優
れていることが判る。
すると放射能濃度の低減率が急速に低下するのが認めら
れた。従って上記処理液濃度は１０００ｍｌまでの平均
で示しである。この結果、本発明法は離層Ｒ／単位当り
の廃液処理量の点でも単ンヨるイオン交換法に比べて優
れていることが判る。
出願人 住友金属鉱山株式会社
ｒψ−
代理人 弁理土中村勝成
手続補正書
ｆｌｔゴ［０５９年７珀鼻・１・日
勃許Ｉ″Ｊ−長廁 乞 杉 和 人 殿１ 中性の表示
昭和５８ 年１．５ □１′１１第］ ｆＪ ７
Ｊ・（）９号２発明の名称 低レベル放射性廃液の処理
力、去３ｉ′ｌＩｉ正をする者 小イ′１との関係 出 Ｍｌ 人 ６ノ１１．７ｊ 東京都港区新橋５１川；、ｉ ］
、 ］番３壮１てｌ ＋／ ：Ｆ’、 （、彫、）住ノ
４金属鉱山株式会社４ 代 理 人 ５、 ’ｈｌｉ、ｉ、ｉ、ｇ ｅ ＜７ （’） １
．１ （１６補止１ζより増加する発明の数 ］−イＡン」と３１正する。
Ｊ・（）９号２発明の名称 低レベル放射性廃液の処理
力、去３ｉ′ｌＩｉ正をする者 小イ′１との関係 出 Ｍｌ 人 ６ノ１１．７ｊ 東京都港区新橋５１川；、ｉ ］
、 ］番３壮１てｌ ＋／ ：Ｆ’、 （、彫、）住ノ
４金属鉱山株式会社４ 代 理 人 ５、 ’ｈｌｉ、ｉ、ｉ、ｇ ｅ ＜７ （’） １
．１ （１６補止１ζより増加する発明の数 ］−イＡン」と３１正する。
５２６−
Claims (1)
- （１１低レベル放射性廃液にヒドラジンを添加し、これ
を強酸性陽イオン交換樹脂を塩化第二鉄とアンモニア水
で処理して該樹脂内に第二鉄イオンの加水分解生成物を
形成せしめた鉄水酸化物−陽イオン交換樹脂と接触させ
ることを特徴とする低レベル放射性廃液の処理方法。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58107409A JPS59231493A (ja) | 1983-06-15 | 1983-06-15 | 低レベル放射性廃液の処理方法 |
| US06/620,087 US4642203A (en) | 1983-06-15 | 1984-06-13 | Method of treating low-level radioactive waste |
| DE19843422383 DE3422383A1 (de) | 1983-06-15 | 1984-06-15 | Verfahren zur behandlung von abfall mit niedriger radioaktivitaet |
| FR8409393A FR2548042B1 (fr) | 1983-06-15 | 1984-06-15 | Procede de traitement de dechets faiblement radioactifs |
| GB08415363A GB2142773B (en) | 1983-06-15 | 1984-06-15 | Treating low-level radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58107409A JPS59231493A (ja) | 1983-06-15 | 1983-06-15 | 低レベル放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59231493A true JPS59231493A (ja) | 1984-12-26 |
| JPH0248077B2 JPH0248077B2 (ja) | 1990-10-23 |
Family
ID=14458414
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58107409A Granted JPS59231493A (ja) | 1983-06-15 | 1983-06-15 | 低レベル放射性廃液の処理方法 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4642203A (ja) |
| JP (1) | JPS59231493A (ja) |
| DE (1) | DE3422383A1 (ja) |
| FR (1) | FR2548042B1 (ja) |
| GB (1) | GB2142773B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013170959A (ja) * | 2012-02-22 | 2013-09-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 放射性廃液の処理方法及びその装置 |
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|---|---|---|---|---|
| DE3704046A1 (de) * | 1987-02-10 | 1988-08-18 | Allgaeuer Alpenmilch | Verfahren zum entfernen von radioaktiven metallen aus fluessigkeiten, lebens- und futtermitteln |
| DE69105884T2 (de) * | 1990-09-10 | 1995-05-04 | Agency Ind Science Techn | Verfahren zum Entfernen von Cesium aus wässrigen Lösungen mit hoher Salpetersäurekonzentration. |
| DE4131766A1 (de) * | 1991-09-24 | 1993-03-25 | Siemens Ag | Verfahren zur dekontamination des primaerkreises eines kernkraftwerkes |
| US6103127A (en) | 1993-06-08 | 2000-08-15 | Cortex Biochem, Inc. | Methods for removing hazardous organic molecules from liquid waste |
| US5564104A (en) * | 1993-06-08 | 1996-10-08 | Cortex Biochem, Inc. | Methods of removing radioactively labled biological molecules from liquid radioactive waste |
| FR2707416B1 (fr) * | 1993-07-08 | 1995-08-18 | Cogema | Procédé et installation de décontamination d'effluents nitriques radioactifs contenant du strontium et du sodium. |
| DE4423398A1 (de) * | 1994-07-04 | 1996-01-11 | Siemens Ag | Verfahren und Einrichtung zum Entsorgen eines Kationenaustauschers |
| US6288300B1 (en) | 1996-09-12 | 2001-09-11 | Consolidated Edison Company Of New York, Inc. | Thermal treatment and immobilization processes for organic materials |
| US6084146A (en) * | 1996-09-12 | 2000-07-04 | Consolidated Edison Company Of New York, Inc. | Immobilization of radioactive and hazardous contaminants and protection of surfaces against corrosion with ferric oxides |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1259840B (de) * | 1964-08-18 | 1968-02-01 | Guenter Von Hagel Dr Ing | Mittel zur Beseitigung radioaktiver Substanzen aus waesserigen Loesungen |
| FR1560332A (ja) * | 1967-12-04 | 1969-03-21 | ||
| FR2124126B1 (ja) * | 1971-02-08 | 1974-03-01 | Commissariat Energie Atomique | |
| US3725293A (en) * | 1972-01-11 | 1973-04-03 | Atomic Energy Commission | Conversion of fuel-metal nitrate solutions to oxides |
| FR2212611B1 (ja) * | 1972-12-28 | 1975-11-07 | Commissariat Energie Atomique | |
| DE2449589C2 (de) * | 1974-10-18 | 1984-09-20 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden |
| US3987145A (en) * | 1975-05-15 | 1976-10-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process |
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