JPS6020720B2 - Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity - Google Patents

Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity

Info

Publication number
JPS6020720B2
JPS6020720B2 JP15141180A JP15141180A JPS6020720B2 JP S6020720 B2 JPS6020720 B2 JP S6020720B2 JP 15141180 A JP15141180 A JP 15141180A JP 15141180 A JP15141180 A JP 15141180A JP S6020720 B2 JPS6020720 B2 JP S6020720B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
metal
radioactivity
solution
contaminated
electrolyte
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
Application number
JP15141180A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS5776500A (en
Inventor
保正 古谷
孝 長谷川
昭 湊
文雄 河村
久雄 伊藤
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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 Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP15141180A priority Critical patent/JPS6020720B2/en
Publication of JPS5776500A publication Critical patent/JPS5776500A/en
Publication of JPS6020720B2 publication Critical patent/JPS6020720B2/en
Expired legal-status Critical Current

Links

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は放射能で汚染された鉄系の金属材料の除梁方法
に関し、特に放射性金属材料廃棄物量を低減しうる放射
能で汚染された金属材料の除梁方法に関する。
Detailed Description of the Invention The present invention relates to a method for removing beams from iron-based metal materials contaminated with radioactivity, and particularly relates to a method for removing beams from metal materials contaminated with radioactivity, which can reduce the amount of radioactive metal material waste. .

原子力発電所では、機器及び配管の取換えの際に大量の
放射能で汚染された鉄系の金属材料の廃棄物が発生する
Nuclear power plants generate large amounts of radioactively contaminated ferrous metal waste when replacing equipment and piping.

これらは適当な大きさに切断され、ドラム缶に詰めて保
管される。今後、原子力発電所の数が増加し、又、運転
年数が増加すると共に、このような廃棄物が益々増加す
る傾向にあり、そのため、これを低減する方法の開発が
望まれている。その代表的な方法として、濃厚な酸液中
で電解研摩することによる除梁法がある。
These are cut into appropriate sizes and stored in drums. In the future, as the number of nuclear power plants increases and the number of years of operation increases, such waste will tend to increase, and therefore, it is desired to develop a method to reduce it. A typical method is the beam removal method, which involves electrolytic polishing in a concentrated acid solution.

この方法は、大部分の放射能金属廃棄物は汚染されてい
るのが表面だけであり、又、汚染は主として金属酸化物
として付着しているので、電解研摩により、母村の表面
層の金属酸化物の一部を溶解し残部を表面から剥離して
除去し、非放射性の金属廃棄物として処分しようとする
方法である。この方法は、放射能汚梁を除去するという
面からは優れた方法であるが、汚染された母村の表面層
が電解液に溶解するため、電解液が消耗すると共に、電
解液中に放射能の金属イオンが畜頚してくる。したがっ
て電解液を次々に更新する必要があり、その廃液量夕が
多くなるのが難点である。本発明はこのような現状に鑑
みてなされたものであり、その目的は、放射性液体廃棄
物量を少なくしうる放射能で汚染された鉄系の金属材料
の除梁方法を提供することである。
In this method, most radioactive metal waste is contaminated only on the surface, and since the contamination is mainly attached as metal oxides, electrolytic polishing is used to remove the metal from the surface layer of the mother village. This method involves dissolving a portion of the oxide, peeling the remainder off the surface, and disposing of it as non-radioactive metal waste. This method is an excellent method in terms of removing radioactive debris, but since the surface layer of the contaminated home village dissolves in the electrolyte, the electrolyte is consumed and radiation is emitted into the electrolyte. Noh's metal ions are coming down. Therefore, it is necessary to renew the electrolytic solution one after another, and the problem is that the amount of waste liquid increases. The present invention has been made in view of the current situation, and its purpose is to provide a method for removing beams from radioactively contaminated iron-based metal materials that can reduce the amount of radioactive liquid waste.

Z本発明につき概説すれば、本発明の放
射能で汚染された金属材料の除梁方法(第1番目の発明
)は放射能で汚染された鉄系の金属材料のアルカリ金属
の塩化物水溶液中でアノード電解して金属素地の一部を
熔解することにより該金属材料の表面Zの放射性汚染物
を分離して除去することを特徴とし、本発明の放射能で
汚染された金属材料の除梁方法(第2番目の発明)は放
射能で汚染された鉄系の金属材料をアルカリ金属の塩化
物水溶液中でアノード電解して金属素地の一部を溶解す
ること2により、該金属材料表面の放射性汚染物を分離
して除去し、次に該水溶液中よりスランジを除去し、か
つ重金属イオンを選択的に吸着する吸着剤により該水溶
液中の重金属イオンを除去することを特徴とするもので
ある。 2従来の前記電解研摩法では
、濃厚なリン酸又は硫酸等を用いるため、主としてCo
−60からなる放射性物質の大武分を含む表面の酸化物
層はもとより母材も同時に溶解するため、電解液は消耗
し、電解液中にCo−60等の放射性物質が蓄積し 3
てくる。そしてこのような能厚な酸に溶解した金属イオ
ンを取除いて酸を再生することは困難であるため、電解
廃液は放射性液体廃棄物として処理せざるを得ない。本
発明においては、上記の問題を解決するため3に、中性
あるいは弱アルカリ性とした塩化ナトリウムのようなア
ルカリ金属の塩化物水溶液(通常濃度約3重量%以上)
中で汚染された鉄系の金属材料をアノード電解する。
Z To summarize the present invention, the method for beam removal of radioactively contaminated metal materials (first invention) of the present invention is to remove radioactively contaminated iron-based metal materials in an aqueous alkali metal chloride solution. The method of removing beams of a metal material contaminated with radioactivity according to the present invention is characterized in that radioactive contaminants on the surface Z of the metal material are separated and removed by melting a part of the metal material through anode electrolysis. The method (second invention) involves anodic electrolysis of a radioactively contaminated iron-based metal material in an aqueous alkali metal chloride solution to dissolve a part of the metal base, thereby removing the surface of the metal material. It is characterized by separating and removing radioactive contaminants, then removing sludge from the aqueous solution, and removing heavy metal ions from the aqueous solution using an adsorbent that selectively adsorbs heavy metal ions. . 2 In the conventional electrolytic polishing method, concentrated phosphoric acid or sulfuric acid, etc. are used, so Co
Since not only the surface oxide layer containing the large amount of radioactive material consisting of Co-60 but also the base material is dissolved at the same time, the electrolyte is consumed and radioactive materials such as Co-60 accumulate in the electrolyte.
It's coming. Since it is difficult to remove the metal ions dissolved in such a strong acid and regenerate the acid, the electrolytic waste liquid must be treated as radioactive liquid waste. In the present invention, in order to solve the above problems, 3. an aqueous solution of an alkali metal chloride such as sodium chloride made neutral or weakly alkaline (usually at a concentration of about 3% by weight or more);
Inside, contaminated iron-based metal materials are subjected to anode electrolysis.

このように、中性あるいは弱アルカリ性の塩素4イオン
を含む溶液中で被処理材をアノードとして電解する場合
には、表面の酸化物は溶解せず、酸化物の鉄系の金属素
地が次式〔1}M→Mn++ne
mにより溶解することにより、表面酸化物が
脱落する。
In this way, when electrolyzing the material to be treated as an anode in a solution containing neutral or slightly alkaline chlorine 4 ions, the oxide on the surface does not dissolve, and the iron-based metal base of the oxide becomes [1}M→Mn++ne
By dissolving by m, the surface oxide falls off.

一方、対極であるカソードでは、次式■岬20冊一宇2
十のH− 【21の反応により水酸イオンが生ずる
ため、これとアノードで生じた金属イオンが結合して金
属酸化物となって沈殿する。
On the other hand, at the cathode, which is the opposite pole, the following formula ■Misaki 20 books Ichiu 2
Hydroxyl ions are generated by the reaction of 10 H- [21], and the hydroxide ions combine with the metal ions generated at the anode to form a metal oxide and precipitate.

したがって、実質的には、電解液中には金属イオンの溶
け込みは殆んどなく、電解質の消耗もない。したがって
、アノード電解後の金属材料を水洗し、又汚染物の酸化
物と金属材料に基づく上記金属水酸化物よりなるスラン
ジをフィルター又は遠心分離機等既知の手段を用いて除
去することにより、電解液は再生され繰り返し使用する
ことができる。このためには、電解液は中性あるいは弱
アルカリ性であることが必要であるが、特にアルカリ金
属塩化物を選んだのは、電解液が塩素イオンのような腐
食性のイオンを含んでいることが必要であるからである
Therefore, substantially no metal ions are dissolved in the electrolyte, and there is no consumption of the electrolyte. Therefore, the metal material after anode electrolysis is washed with water, and the sludge consisting of the oxide of the contaminant and the metal hydroxide based on the metal material is removed using known means such as a filter or a centrifuge. The liquid can be recycled and used repeatedly. For this purpose, the electrolyte needs to be neutral or slightly alkaline, but alkali metal chlorides were specifically chosen because the electrolyte contains corrosive ions such as chlorine ions. This is because it is necessary.

硫酸塩又は硝酸塩の水溶液のように腐食性が弱い場合に
は、前記‘1)式に示すように母材の溶解が起らず、被
処理材表面から酸素が発生するだけである。一方、電解
液中で沈殿する上記金属水酸化物も僅かではあるが溶解
性を有している。
When the corrosivity is weak, such as an aqueous solution of sulfate or nitrate, the base material does not dissolve, as shown in equation '1) above, and oxygen is only generated from the surface of the material to be treated. On the other hand, the metal hydroxides precipitated in the electrolytic solution also have solubility, albeit slightly.

したがつ夕て、徴量しか含まれていないコバルトイオン
は沈殿し難く、したがって、放射能汚染の主原因となっ
ている。Co−60が僅かづつなからアルカリ性中に蓄
積してくる。そこで、これをなんらかの方法で除去する
ことが必要である。このためにィオ0ン交換樹脂を用い
ることが考えられるが、電解液中の塩化ナトリウム特を
も同時に除くことになり、電解液の再生ができなくなり
いばかりか、大量のイオン交換樹脂を必要とする。この
ため、本発明においては、重金属イオンをタ選択的に吸
着する吸着剤を用いて重金属イオンを除去し、その液を
電解槽に裾して再使用することができる。
However, cobalt ions, which only exist in small amounts, are difficult to precipitate, and are therefore the main cause of radioactive contamination. Co-60 accumulates little by little in alkalinity. Therefore, it is necessary to remove this by some method. For this purpose, it is possible to use an ion exchange resin, but this would also remove the sodium chloride in the electrolyte, making it impossible to regenerate the electrolyte, and requiring a large amount of ion exchange resin. shall be. For this reason, in the present invention, heavy metal ions can be removed using an adsorbent that selectively adsorbs heavy metal ions, and the resulting solution can be reused by feeding it into an electrolytic cell.

このような吸着剤としては、具体的に10%程度のオキ
シンを添着させた活性炭が適している。オキシンは次の
ような分子構造を有してお0り、ナトリウムイオンのよ
うなアルカリ金属イオンは吸着しないが、重金属イオン
に対しては水素イオンを放出して重金属イオンを吸着す
る。
As such an adsorbent, activated carbon impregnated with about 10% oxine is specifically suitable. Oxine has the following molecular structure, and although it does not adsorb alkali metal ions such as sodium ions, it adsorbs heavy metal ions by releasing hydrogen ions.

本発明によれば、上記の構成及び作用により、すなわち
、中性あるいは弱アルカリ性としたアルZカリ金属の塩
化物水溶液中で汚染された鉄系の金属材料をアノード電
解し、電解液中に生ずるスランジを分離除去した後、更
にオキシンを添着させた活性炭のような重金属イオンを
選択的に吸着する吸着剤により重金属イオンを吸着除去
し、必要Zに応じて、この液を電解槽に戻して再使用す
ることにより、従来の電解研摩法と同等な除染効果が得
られると共に、除梁によって発生する放射性廃棄物量を
著しく減少させることができる。因に、本発明の方法と
従来の方法に対して放射能廃棄物量の面から比較した計
算例を下記第1表に示す。
According to the present invention, with the above-described structure and operation, an iron-based metal material contaminated in a neutral or weakly alkaline alkali metal chloride aqueous solution is anodically electrolyzed, and the ferrous metal material generated in the electrolyte is After separating and removing the sludge, the heavy metal ions are further adsorbed and removed using an adsorbent that selectively adsorbs heavy metal ions, such as activated carbon impregnated with oxine, and this liquid is returned to the electrolytic cell and reused as required. By using this method, it is possible to obtain a decontamination effect equivalent to that of the conventional electrolytic polishing method, and to significantly reduce the amount of radioactive waste generated by beam removal. Incidentally, a calculation example comparing the method of the present invention and the conventional method in terms of the amount of radioactive waste is shown in Table 1 below.

第1表 第1表から明らかなように、本発明によれば、放射能廃
棄物量を著しく低減させることができる。
As is clear from Table 1, according to the present invention, the amount of radioactive waste can be significantly reduced.

次に、本発明における電解液の再生は、回分式すなわち
、一定量の被処理材を電解する毎に電解液を再生する方
法を用いることができ、あるいは又、電解しながら、一
部の電解液を抜き取り、連続的に液を再生循環させるこ
ともできる。
Next, the regeneration of the electrolyte in the present invention can be carried out in a batch manner, that is, a method in which the electrolyte is regenerated each time a certain amount of the material to be treated is electrolyzed, or alternatively, while electrolyzing, a part of the electrolyte can be regenerated. It is also possible to withdraw the liquid and continuously regenerate and circulate the liquid.

図面は本発明の一具体例を示した連続循環方式のフロー
トシートであり、1は電解槽、2は被処理材、3は対極
、4は電解液、5は直流電源、6はポンプ、7は炉過機
、8はスランジ、9はポン、10は吸着塔を示す。図面
参照して、電解槽1を塩化ナトリウム水溶液のような電
解液4で満たし、被処理材2及び対極3を浸潰し、被処
理材2をアノードとして直流電源5により電流を流す。
電解液4の一部をポンプ6により連続的に抜き取り、炉
過機7によりスランジ8を分離する。炉液を、ポンプ9
によりオキシン添着活性炭等の吸着剤を充填した吸着塔
10に送り、ここで重金属イオンを吸着除去した後、こ
の液を電解槽1に戻して再使用する。次に、本発明を実
施例により説明するが、本発明はこれらによりなんら限
定されるものではない。
The drawing shows a continuous circulation type float sheet showing a specific example of the present invention, in which 1 is an electrolytic cell, 2 is a material to be treated, 3 is a counter electrode, 4 is an electrolytic solution, 5 is a DC power source, 6 is a pump, and 7 8 is a filtration machine, 8 is a slang, 9 is a pump, and 10 is an adsorption tower. Referring to the drawings, an electrolytic cell 1 is filled with an electrolytic solution 4 such as an aqueous sodium chloride solution, a material to be treated 2 and a counter electrode 3 are immersed, and a current is applied by a DC power source 5 using the material to be treated 2 as an anode.
A part of the electrolytic solution 4 is continuously drawn out by a pump 6, and a slang 8 is separated by a furnace 7. Pump 9 to pump the furnace liquid.
The liquid is sent to an adsorption tower 10 filled with an adsorbent such as oxine-impregnated activated carbon, where heavy metal ions are adsorbed and removed, and then returned to the electrolytic cell 1 for reuse. Next, the present invention will be explained with reference to Examples, but the present invention is not limited to these in any way.

実施例 1 原子力発電所における炭素鋼の敵背より2他の×2仇奴
のテストピースを採取し、これを各種濃度の塩化ナトリ
ウム溶液及び比較のため80%の濃度のIJン酸溶液中
でアノード電解を行なった。
Example 1 Test pieces of 2 other x 2 enemies were taken from a carbon steel enemy back in a nuclear power plant, and the test pieces were anode-coated in sodium chloride solutions of various concentrations and IJ acid solution of 80% concentration for comparison. Electrolysis was performed.

各条件及び電解、水洗後のテストピース、スランジ及び
炉液の放射能量を測定した結果を下記第2表に示す。第
2表 第2表から明らかなよに、リン酸では勿論塩化ナトリウ
ムでも十分に放射性汚染物を除去することができる。
Table 2 below shows the results of measuring the radioactivity of the test piece, slange, and furnace liquid under various conditions and electrolysis, and after washing with water. As is clear from Table 2, radioactive contaminants can be sufficiently removed not only by phosphoric acid but also by sodium chloride.

但し、塩化ナトリウムの濃度が0.5重量%と薄いと母
材の熔解が不均一で十分な除去ができない。一方、電解
液中の放射能量は、塩化ナトリウム溶液の場合にはその
大部分がスランジ中にあり、スランジを分離除去した後
電解液中には僅かしか残存しない。しかし、リン酸溶液
の場合には相当量の放射性物質が電解液中に溶解してい
る。したがって、金属材料を除去した後、電解液を再生
するには、塩化ナトリウム溶液の場合には、スランジを
分離すると共に、液中に僅かに溶解している放射性の核
種を前記吸着処理により除去することができるが、リン
酸溶液の場合には、放射性物質が多量に熔解しているの
で、液の再生は事実上不可能である。このようにして得
られた塩化ナトリウム濃度10重量%の電解液の炉液5
00叫を、オキシンを10%添着させた活性炭(24〜
46メッシュ)20の‘を充填した吸着筒中に通過させ
た。
However, if the concentration of sodium chloride is as low as 0.5% by weight, the base material will not be melted uniformly and sufficient removal will not be possible. On the other hand, in the case of a sodium chloride solution, most of the radioactivity in the electrolyte is in the slang, and only a small amount remains in the electrolyte after the slang is separated and removed. However, in the case of a phosphoric acid solution, a considerable amount of radioactive material is dissolved in the electrolyte. Therefore, in order to regenerate the electrolytic solution after removing the metal material, in the case of a sodium chloride solution, the slang is separated and the radioactive nuclides slightly dissolved in the solution are removed by the adsorption treatment. However, in the case of a phosphoric acid solution, a large amount of radioactive material is dissolved, so it is virtually impossible to regenerate the solution. Furnace solution 5 of the electrolyte solution with a sodium chloride concentration of 10% by weight obtained in this way
Activated carbon impregnated with 10% oxine (24~
46 mesh) was passed through an adsorption column filled with 20'.

通過した後の溶液中の放射能量は殆んど計量されなかっ
た。又、通過後の液中のNaCI濃度は10重量%と変
化はみられなかった。したがって、この液は電解液とし
て十分使用できることが明らかである。この液を電解液
としてァノード電解を繰返したところ、略同様の結果が
得られた。実施例 2 1の重量%の濃度の塩化ナトリウム溶液及び比較のため
、8の雲量%の濃度のリン酸溶液に、塩化コバルトとし
て1りCiのCo−60を加え、これを、オキシンを1
0%添着させた活性炭(24〜46メッシュ)20の【
を充填した吸着筒中に通過させた。
The amount of radioactivity in the solution after passing through was hardly measured. Further, the NaCI concentration in the liquid after passing was 10% by weight, with no change observed. Therefore, it is clear that this solution can be satisfactorily used as an electrolyte. When anode electrolysis was repeated using this solution as an electrolyte, substantially the same results were obtained. Example 2 Co-60 of 1 Ci as cobalt chloride was added to a sodium chloride solution with a concentration of 1% by weight and, for comparison, a phosphoric acid solution with a concentration of 8% by weight.
0% impregnated activated carbon (24-46 mesh) 20 [
was passed through an adsorption cylinder filled with

通過後の溶液中の放射能量は、塩化ナトリウム溶液の場
合にはは2×10‐3仏Ciであったが、リン酸溶液の
場合には0.95ムCiで袷んど除去できなかった。又
、吸着筒通過後の液中のNaCI濃度は10重量%と変
化はみられず、この液は電解液として十分便可能であり
、この液を電解液としてアノード電解を繰返したところ
、略同機の結果が得られた。このように、塩化ナトリウ
ム溶液のような中性あるいは弱アルカリ性の液ならばオ
キシンを添着させた活性炭で重金属イオンを容易に取除
けるが、リン酸のような濃度な強酸性液から重金属イオ
ンを取除くことは困難である。特に、中性あるいは弱ア
ルカリ性の液では重金属イオンの溶解量は極めてわずか
であるから、オキシン添着活性炭の消耗量をわずかで良
い。以上説明したように、本発明によれば、従来の濃厚
な酸液を用いる電解研摩法と、同等な鉄系の金属材料の
汚染効果が得られ、同時に除染によって発生する放射能
廃棄物量を著しく少なくすることが可能である。
The amount of radioactivity in the solution after passing was 2 x 10-3 French Ci in the case of sodium chloride solution, but 0.95 μm Ci in the case of phosphoric acid solution, which could not be completely removed. . In addition, the NaCI concentration in the solution after passing through the adsorption cylinder remained unchanged at 10% by weight, and this solution was sufficiently usable as an electrolyte.When anode electrolysis was repeated using this solution as an electrolyte, approximately the same The results were obtained. In this way, heavy metal ions can be easily removed using activated carbon impregnated with oxine from neutral or weakly alkaline liquids such as sodium chloride solution, but heavy metal ions cannot be removed from highly concentrated acidic liquids such as phosphoric acid. It is difficult to remove. In particular, since the amount of heavy metal ions dissolved in a neutral or weakly alkaline liquid is extremely small, only a small amount of oxine-impregnated activated carbon is consumed. As explained above, according to the present invention, it is possible to obtain the same contamination effect on iron-based metal materials as the conventional electrolytic polishing method using a concentrated acid solution, and at the same time reduce the amount of radioactive waste generated during decontamination. It is possible to significantly reduce the amount.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

図面は本発明の一具体例を示た連続循環方式のフロート
シートである。 1・・・・・・電解槽、2・・・・・・被処理材、3・
・・・・・対極、4.・・・・・電解液、5・・・・・
・直流電源、6,9・・・・・・ポンプ、8・・・・・
・スランジ、10・・・・・・吸着塔。
The drawing shows a continuous circulation type float sheet showing a specific example of the present invention. 1... Electrolytic cell, 2... Material to be treated, 3.
...opposite, 4. ... Electrolyte, 5...
・DC power supply, 6, 9...Pump, 8...
・Slange, 10... Adsorption tower.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1 放射能で汚染された鉄系の金属材料をアルカリ金属
の塩化物水溶液中でアノード電解して金属素地の一部を
溶解することにより該金属材料表面の放射能汚染物を分
離して除去することを特徴とする放射能で汚染された金
属材料の除染方法。 2 放射能で汚染された鉄系の金属材料をアルカリ金属
の塩化物水溶液中でアノード電解して金属素地の一部を
溶解することにより該金属材料表面の放射能汚染物を分
離して除去し、次に該水溶液中よりスランジを除去し、
かつ重金属イオンを選択的に吸着する吸着剤により該水
溶液中の重金属イオンを除去することを特徴とする放射
能で汚染された金属材料の除染方法。 3 吸着剤がオキシンを添着させた活性炭である特許請
求の範囲第2項記載の放射能で汚染された金属材料の除
染方法。
[Scope of Claims] 1 Radioactive contaminants on the surface of a radioactively contaminated iron-based metal material are removed by dissolving a part of the metal base by anodic electrolysis in an aqueous alkali metal chloride solution. A decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity, characterized by separating and removing. 2 Radioactive contaminants on the surface of the metal material are separated and removed by dissolving a part of the metal base material by anode electrolysis of the iron-based metal material contaminated with radioactivity in an aqueous alkali metal chloride solution. , then removing the slang from the aqueous solution,
A method for decontaminating metal materials contaminated with radioactivity, characterized in that heavy metal ions in the aqueous solution are removed using an adsorbent that selectively adsorbs heavy metal ions. 3. The method for decontaminating metal materials contaminated with radioactivity according to claim 2, wherein the adsorbent is activated carbon impregnated with oxine.
JP15141180A 1980-10-30 1980-10-30 Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity Expired JPS6020720B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP15141180A JPS6020720B2 (en) 1980-10-30 1980-10-30 Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP15141180A JPS6020720B2 (en) 1980-10-30 1980-10-30 Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5776500A JPS5776500A (en) 1982-05-13
JPS6020720B2 true JPS6020720B2 (en) 1985-05-23

Family

ID=15518009

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP15141180A Expired JPS6020720B2 (en) 1980-10-30 1980-10-30 Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6020720B2 (en)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5915900A (en) * 1982-07-19 1984-01-26 株式会社日立製作所 Method of decontaminating radioactive metal waste
JPS59120900A (en) * 1982-12-28 1984-07-12 株式会社東芝 Electrolytic removal method and apparatus for radioactive pollutant
JPS59154400A (en) * 1983-02-23 1984-09-03 株式会社日立製作所 Method of decontaminating metal contaminated with radioactivity
JPH0631857B2 (en) * 1983-06-13 1994-04-27 神鋼パンテック株式会社 Electrolytic release dyeing method
JPS6083000A (en) * 1983-10-14 1985-05-11 株式会社日立製作所 Method of decontaminating radioactive contaminated metal
JP6549372B2 (en) * 2014-12-16 2019-07-24 吉田 英夫 Method and system for decontaminating soil and contaminated water with tritium water

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5776500A (en) 1982-05-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4514270A (en) Process for regenerating cleaning fluid
US4701246A (en) Method for production of decontaminating liquid
US5752206A (en) In-situ decontamination and recovery of metal from process equipment
JPS6020720B2 (en) Decontamination method for metal materials contaminated with radioactivity
CA2054236A1 (en) Method for dissolving radioactively contaminated surfaces from metal articles
KR20090031483A (en) Regenerative electrochemical polishing decontamination of metallic radioactive wastes and decontamination liquid waste treatment by electro-sorption and electro-deposition
JP4753141B2 (en) Method for dissolving and separating uranium using ionic liquid, and method for recovering uranium using the same
CN115478183B (en) Method for removing uranium in waste liquid of radioactive detergent containing aminocarboxylic acid
US6521809B1 (en) Treatment of organic materials
US11342092B2 (en) Electrolyte for electrochemical decontamination and preparation method and application thereof
JP2010151596A (en) Method for treating radioactive metal waste
KR101725258B1 (en) High efficiency electrokinetic treatment method for uranium contaminated soil using the ion-exchange resins
US7384529B1 (en) Method for electrochemical decontamination of radioactive metal
JP2014139530A (en) Regeneration method of eluent and regenerating apparatus therefor
JP4351894B2 (en) Uranium waste treatment method
JPH11231097A (en) Chemical decontamination method
ES2411932T3 (en) Method for conditioning a cleaning solution resulting from wet chemical cleaning of a nuclear steam generator
JP2002365397A (en) Decontamination method of radioactive member
JPS61231496A (en) Method of decontaminating radioactive metallic waste
JP2938869B1 (en) Treatment of radioactive liquid waste
JPH08254597A (en) Method for treating waste liquid containing ammoniac nitrogen and organic substance
JPH11352289A (en) Processing method for chemical decontamination waste liquid
JPS59163600A (en) Electrolysis decontamination liquid waste recovering device
Wedman et al. Electrolytic decontamination of conductive materials for hazardous waste management
JPH0527092A (en) Removal of contamination of radioactive metallic waste