JPS6038680B2 - 界面活性剤含有放射性廃液の処理方法 - Google Patents

界面活性剤含有放射性廃液の処理方法

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JPS6038680B2
JPS6038680B2 JP55044930A JP4493080A JPS6038680B2 JP S6038680 B2 JPS6038680 B2 JP S6038680B2 JP 55044930 A JP55044930 A JP 55044930A JP 4493080 A JP4493080 A JP 4493080A JP S6038680 B2 JPS6038680 B2 JP S6038680B2
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    • 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
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    • G21F9/12Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
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Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、界面活性剤含有放射性廃液の処理方法に係り
、特に発泡性の著しい洗剤混入放射性廃液の粉体化処理
に好適な界面活性剤含有放射性廃液の処理方法に関する
ものである。
原子力発電所などにおいては作業衣の洗濯等によって洗
剤を混入した放射性廃液が年間数1000〆発生する。
従来おほ放射性廃液は蒸発法や逆浸透法等によって、約
1′500に濃縮減客された後、セメント固化等によっ
て保管されている。この保管量をさらに低減させるため
に放射性廃液を蒸発乾燥させ粉体にした後、ベレットに
成型して保管することが考えられている。しかしながら
洗剤の種類によっては洗剤の成分となっているドテシル
ベンゼンスルホン酸ナトリウム(D既)やァルキルフェ
ノールポリオキシヱチレンェーテル等の界面活性剤や助
剤等の作用によって粉体化が困難である。このため、界
面活性剤の滅客が達成できない。特に放射性廃液の粉体
化に最適とされている遠心薄膜乾燥機(内部に回転羽根
が設けられている容器内に放射性廃液を供給し、回転羽
根の回転によって放射性廃液を加熱されている容器内壁
に薄膜として接触させ、放射性廃液が下降するうちに蒸
発乾燥して粉体化する装置)においては洗剤濃縮物が回
転羽根に付着するなどの問題を併発し、新しい処理方法
の開発が強く望まれているところである。本発明の目的
は、上記要求に鑑み、界面活性剤含有放射性廃液を含水
率の低い固形分に生成し、減容比の大きな界面活性剤含
有放射性廃液の処理方法を提供することにある。
本発明の特徴は、界面活性剤含有放射性廃液に吸着材を
混合し、この放射性廃液を濃縮乾燥させることにある。
洗剤を含んだ放射性廃液に粒子状の活性炭を混合して遠
心薄膜乾燥機で処理したところ、含水率の低い良好な粉
体が得られ、生成した粉体の性状特に含水率に放射性廃
液の化学的酸素要求量(COD)に対する活性炭の混合
率に依存するということを実験によって確認した。本発
明は、この実験結果に基づいてなされたものである。こ
の実験結果を以下に説明する。洗剤濃度1仇れ%の放射
性廃液に活性炭を混合し、これを伝熱面積2〆の遠心薄
膜乾燥機に流量160kg/hで供給し、温度170q
oで蒸発乾燥処理した。第1図に、この処理によって得
られた粉体の含水率を、活性炭混合率に対して示したも
のである。活性炭混合率は〔放射性廃液の活性炭濃度(
重量%)〕/〔COD濃度(重量%)}で表わされる。
活性炭混合率が低下しており、活性炭混合の効果を確認
できる。これは活性炭が広い表面積を有しているため、
これに界面活性剤の洗剤成分が吸着等によって保持ごっ
、これの作用が失われるためである。表面積の大きい他
の吸着材(モレキュラシーフ、シリカゲル、アルミナ等
の吸着材)においても同様の効果が得られる。この結果
から、活性炭混合率1より小さくなると生成された粉体
の含水率が急激に増大するので活性炭混合率はこれ以上
にすべきであることがわかる。また、この範囲で得られ
た粉体は造粒によって取扱、保管に便利な強度の大きい
べレットが容易に成型し得られることを実験的に確認し
た。以下、本発明の好適な一実施例を詳細に説明する。
第2図は「本実施例を遂行するに好適な放射性廃液処理
装置の系統をしている。界面活性剤を含有する放射性廃
液1が存在する廃液タンク2は、配管24によってェゼ
クタ6に接続される。ポンプ3が配管24に設けられる
。粉状あるいは粒状の活性炭4が内部に存在するタンク
5は、添加量調整装置23を有する配管27によってェ
ゼクタ6に連絡される。配管25がェゼクタ6と混合タ
ンク8を連絡する。麓梓機9が、混合タンク8に設けら
れる。供給ポンプ10および流量計11が設けられる配
管26は混合タンク8と遠心薄膜乾燥機12を連絡する
。遠心薄膜乾燥機12の詳細構造は特開昭54一874
00号公報の第2図および第3図に示す通りである。す
なわち、遠心薄膜乾燥機12の容器27内に、回転軸2
8が挿入されている。回転軸28には、回転羽根13が
回転可能に取付けられる。チヤンバ29が容器27の外
側を取囲むように設けられる。蒸気供給管14が、ジャ
ケット29に接続される。15は造粒機、17はドラム
缶である。
沸騰水型原子力発電所で発生する界面活性剤を含有する
放射性廃液1(例えば、洗濯廃液)は、図示されていな
いが、逆浸透装置で濃縮された後濃縮器で所定濃度まで
濃縮され、廃液タンク2内に供給される。
放射性廃液1のCOD濃度が廃液タンク2内に設置され
たCOD測定器22によって測定される。放射性廃液1
は移送ポンプ3の駆動によってェゼクタ6に供給される
。ェゼクタ6の作用によって、タンク5内の粒状活性炭
(粒蓬約250山)4が、放射性廃液1中に添加される
。測定されたCOD濃度に対応した量の粒状の活性炭4
がヱゼクタ6に供給されるように添加量調整装置23を
調節する。活性炭4を含む放射性廃液1は混合タンク8
に移送され、額杵機9によって、さらに混合される。そ
の後、供給ポンプ10の駆動力によって流量計11を通
じて遠0薄膜乾燥機12の容器27内に供給される。容
器27の壁面は、蒸気供給管14を通ってチャンバ29
内に供給される加熱蒸気によって加熱されている。回転
軸28が回転しているので、回転羽根13は容器27の
内壁に沿って容器27の円周方向に移動する。放射性廃
液1は回転羽根13の遠心力によって容器27の内壁に
薄膜状に押付けられ、容器27の内壁に沿って加熱され
ながら下降する。放射性廃液1は濃縮乾燥され、回転羽
根13の作用によって粉体化される。放射性廃液1内の
界面活性剤は活性炭4に吸着されているので、放射性廃
液1を容易に粉体化することができる。活性炭4も、回
転羽根13の作用によって粉体化される。生成された粉
体は、容器27の底部から取出される。この粉体化され
た活性炭を含む粉体は造粒機15によってべレット16
に成型され、ドラム缶17に充てんされる。ドラム缶1
7にアスファルト、またはプラスチックが注入され、固
化される。遠心薄膜乾燥機12から蒸発した水分は凝縮
器18に送られ、ここで冷却水19で冷却され、凝縮水
タンク21に凝縦垂20として回収される。活性炭はポ
ーラス状になっているために、造粒時に放射性廃液1の
粉体がこのポーラス内に入り込み、強度の大きなべレツ
トが得られる。いま、洗剤1仇×%含んだCOD濃度0
.7M%の放射性廃液1杖を第2図に示す処理装置によ
って処理する場合を具体的に説明する。第1図に示した
実験結果に基づき活性炭混合率を安全側に3とすると、
活性炭4の添加濃度は放射性廃液のCOD濃度(0.7
wt%)の3倍の2.1wt%となる。タンク5から放
射性廃液1内に粒状の活性炭4を21k9添加し、混合
タンク8内で十分混合して、これを遠心薄膜乾燥機12
に200k9/hの速度で導入する。遠心薄膜乾燥機の
温度を170℃として運転し、放射性廃液1を粉体化す
ることによって約20kg/hの速度で粉体が得られる
。この粉体の含水率は、約1仇れ%であった。COD濃
度は界面活性剤の種類、およびその劣化度合のファクタ
ーも含んでいる。
本実施例は、界面活性剤を含有する放射性廃液のCOD
濃度に基づいて、その放射性廃液中に添加する粒状の活
性炭の量を調節しているので、適切な量の活性炭を添加
することができる。界面活性剤の種類および界面活性剤
の劣化度合によって、活性炭の添加量が異なる。したが
って、界面活性剤の濃度に基ついて活性炭の添加量を決
定していたのでは必要以上に活性炭を加えたり、その添
加量が少なかったりし、適切な活性炭量を添加すること
ができない。活性炭の添加量が多いと放射性廃棄物量を
増大させるが、本実施例では活性炭の添加量が少なく、
これによる放射性廃棄物の増加量も極めて少ない。界面
活性剤を含む放射性廃液を粉体化することによって、そ
の放射性廃液も著しく減客することができる。しかも、
その粉体は含水率が低く、容易にべレット化できる。こ
れによって、減客比を一層高めることができる。以上は
洗剤のみを含有する放射性廃液に対する実施例であるが
、沸騰水型原子力発電所からは、洗剤を含む放射性廃液
だけでなく、使用洗粉状のイオン交千期樹脂を含むスラ
リ状の放射性廃液、イオン交換樹脂の再生廃液である、
硫酸ソーダ(Na2S04)を含む放射性廃液等が発生
する。
1界面活性剤を含む放射性廃液とNa2S04を含む放
射性廃液の混合廃液および2,1の混合廃液に、さらに
使用済の粉状イオン交換樹脂のスラリを混合した廃液に
、それぞれ活性炭を混合し、これらを第2図に示すよう
に遠心薄膜乾燥機にて粉体化した時の粉体の含水率を測
定した。
その結果を表1に示す。洗剤中の界面活性剤の濃度は1
4wt%である。表1 それぞれの組成の放射性廃液の処理を行なって得られる
粉体の含水率は14wt%以下であり、活性炭添加によ
って、混合廃液を容易に粉体化でき良好な粉体の得られ
ることがわかる。
なお、粉状イオン交換樹脂が混入した場合に生成粉体の
含水率が小さくなっている。これは粉状イオン交換樹脂
の表面に洗剤の主要成分である界面活性剤の一部(イオ
ン性の界面活性剤))が主としてイオン交換等によって
保持されるためである。第3図は、前述の1の混合廃液
に活性炭を添加した場合と添加しない場合における生成
された粉体の含水率の比較を、第4図は、前述の2の混
合廃液に活性炭を添加した場合と添加しない場合におけ
る粉体の含水率の比較を示したものである。
これらの図において、曲線1および虹が本実施例のもの
で活性炭を添加した場合の特性であり、曲線0およびW
が活性炭を添加しない従来方法の場合の特性である。曲
線ロおよびWでは、Na2S04や粉状イオン交側樹脂
にある程度洗剤の成分が保持されるので洗剤低含有域に
おいて粉体化されるが、いずれも洗剤が5wt%以上に
なる含水率が急款に増大し、5wt%以上では粉体が得
られないが、本実施例によれば、洗剤単独の場合を含め
て全ての場合について含水率14wt%以下の良好なる
粉体が得られることがわかる。粉体の含水率が15M%
以上になると粉体粒子の表面の水分量が増大し、ベレッ
トへの成型が難しくなる。以上、本発明の実施例によれ
ば、原子力発電所等から発生する洗剤を含んだ種々の組
成の放射性廃液を容易に粉体化処理でき、得られた粉体
は含水率が低いのでべレット化に好適であり「放射性廃
棄物の保管量を低減できるという効果が得られる。
また、活性炭は遠心薄膜乾燥機において、壁面と回転羽
根その間の緩衝剤として作用し「回転羽根の摩耗を軽減
できるという効果を生ずる。前述した他の吸着材におい
ても回転羽根の摩耗を軽減するという効果がある。前述
したように、モレキュラシーフ、シリカゲル、およびア
ルミナ等の活性炭以外の吸着材を用いることができるが
、吸着材の表面積が大きいほうが望ましい。その表面積
が小さくなると、添加量を多くしなければならない。ま
た、吸着材の混合は放射性廃液のCOD濃度に応じて添
加したが、洗剤の最大含有率(最大COD濃度)をおさ
え「 これに対して所定量添加するという方法を用いて
もよい。この場合、操作は極めて簡単になるが吸着材の
添加量が増大するという欠点を生ずる。さらに前記実施
例では蒸発乾燥装置として遠心薄膜乾燥機を用いたが、
濃縮乾燥や、流動床濃縮乾燥等他の蒸発乾燥装置によっ
て粉体化処理を行なっても本発明の効果を失なうことは
ない。ごだ乾燥方式によって、生成した粉体の粒蓬等の
性状が異なることは避け難い。なお、本実施例では対象
を原子力発電所から発生する放射性廃液としたが、一般
の化学工場からの廃液についても応用できことは言うま
でもない。以上、本発明によれば、界面活性剤を含んだ
放射性廃液を含水率の低い粉体にすることができ、減客
比も著しく向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は活性炭混合率と粉体含水率の関係を示す特性図
、第2図は本発明の好適な一実施例を適用する放射性廃
棄物処理装置の系統図、第3図と第4図は洗剤含有率と
粉体含水率の関係を示す特性図である。 1…・・・界面活性剤含有放射性廃液、4・・・・・・
活性炭、6・・・・・・ェゼクタ、5・・・・・・混合
タンク、12・・・・・・遠心薄膜乾燥機、13・・…
・回転羽根、15・・・・・・造粒機、16…・・・ベ
レット、28・・・・・・回転軸。 矛′図才よ図 オ3図 才4図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 界面活性剤を含有する放射性廃液に吸着材を混合し
    、前記吸着材が混合されている前記放射性廃液を加熱に
    より濃縮乾燥させて固形化する界面活性剤含有放射性廃
    液の処理方法。 2 前記吸着材として、活性炭、シリカゲル、モレキユ
    ラシーブ、およびアルミナからなる群から選ばれた少な
    くとも1種類の物質を用いる特許請求の範囲第1項記載
    の界面活性剤含有放射性廃液の処理方法。 3 前記吸着材が混入されている前記放射性廃液を、回
    転羽根を有する回転軸が内部に挿入されて、かつ加熱手
    段を有する容器内に供給し、前記加熱手段で前記容器内
    の前記放射性廃液を加熱しながら前記回転軸を回転させ
    て前記放射性廃液を粉体にする特許請求の範囲第1項、
    または第2項記載の界面活性剤含有放射性廃液の処理方
    法。 4 界面活性剤を含有する放射性廃液の化学要求酸素消
    費量値を測定し、この化学的酸素要求量値に応じて前記
    放射性廃液中に吸着材を混入し、前記吸着材が混入され
    ている前記放射性廃液を加熱により濃縮乾燥させて固形
    化する界面活性剤含有放射性廃液の処理方法。 5 前記放射性廃液中の前記吸着材の濃度が、前記化学
    的酸素要求量濃度の1倍以上である特許請求の範囲第4
    項記載の界面活性剤含有放射性廃液の処理方法。 6 前記吸着材として、活性炭、シリカゲル、モレキユ
    ラシーブ、およびアルミナからなる群から選ばれた少な
    くとも1種の物質を用いる特許請求の範囲第4項、また
    は第5項記載の界面活性剤含有放射性廃液の処理方法。 7 前記吸着材が混入されている前記放射性廃液を、回
    転羽根を有する回転軸が内部に挿入されて、かつ加熱手
    段を有する容器内に供給し、前記加熱手段で前記容器内
    の前記放射性廃液を加熱しながら前記回転軸を回転させ
    て、前記放射性廃液を粉体にする特許請求の範囲第4項
    、または第5項、または第6項記載の界面活性剤含有放
    射性廃液の処理方法。8 界面活性剤を含有する放射性
    廃液に吸着材を混合し、前記吸着材が混合されている前
    記放射性廃液を加熱により濃縮乾燥させて粉体し、前記
    吸着材が混入している前記粉体を粒体に成型する界面活
    性剤含有放射性廃液の処理方法。 9 前記吸着材そして、活性炭、シリカゲル、モレキユ
    ラシーブ、およびアルミナからなる群から選ばれた少な
    くとも1種類の物質を用いる特許請求の範囲第8項記載
    の界面活性剤含有放射性廃液の処理方法。
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4565638A (en) * 1983-09-22 1986-01-21 Jerry Zucker Method for purifying ink
US4778628A (en) * 1986-05-15 1988-10-18 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Underground waste barrier structure
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
JP3103863B2 (ja) * 1993-12-27 2000-10-30 株式会社日立製作所 放射性洗濯廃液の処理方法
US5672278A (en) * 1995-05-05 1997-09-30 The Scientific Ecology Group. Inc. Method and system for suppression of foam of waste streams
CN1331785C (zh) * 2005-12-20 2007-08-15 王鸿飞 钻井泥浆回收净化再利用装置及泥浆净化回收方法
RU2594568C1 (ru) * 2015-06-15 2016-08-20 Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" (ПАО "Машиностроительный завод") Установка для переработки жидких радиоактивных отходов
CN107785089B (zh) * 2016-08-30 2022-04-19 中国辐射防护研究院 一种利用废分子筛处理放射性废物的方法
RU194525U1 (ru) * 2019-08-29 2019-12-13 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Установка для переработки жидких радиоактивных отходов
CN112754783B (zh) * 2021-02-07 2024-05-07 中国人民解放军联勤保障部队第九六〇医院 一种核污染伤员洗消装置

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3196106A (en) * 1961-10-04 1965-07-20 Minerals & Chem Philipp Corp Method for purifying radioactive waste liquid
US3243380A (en) * 1963-04-12 1966-03-29 Mervin E Conn Decontamination of organic moderator-coolants
US4033868A (en) * 1970-07-20 1977-07-05 Licentia Patent-Verwaltungs-G.M.B.H. Method and apparatus for processing contaminated wash water
US3896045A (en) * 1971-08-24 1975-07-22 Belgonucleaire Sa Decontamination process for radio-active liquids
JPS51124800A (en) * 1975-04-24 1976-10-30 Tokyo Electric Power Co Inc:The The treating method of the washing waste water containing radioactive substances
JPS5276600A (en) * 1975-12-22 1977-06-28 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Solidifying method with cement of radioactive liquid waste
AT349402B (de) * 1977-05-24 1979-04-10 Oesterr Studien Atomenergie Verfahren zur herstellung von festen teilchen
JPS54101100A (en) * 1978-01-27 1979-08-09 Hitachi Ltd Processing method of radioactive waste

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Publication number Publication date
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