JPS6116957B2 - - Google Patents
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- JPS6116957B2 JPS6116957B2 JP55078878A JP7887880A JPS6116957B2 JP S6116957 B2 JPS6116957 B2 JP S6116957B2 JP 55078878 A JP55078878 A JP 55078878A JP 7887880 A JP7887880 A JP 7887880A JP S6116957 B2 JPS6116957 B2 JP S6116957B2
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Classifications
-
- 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
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
Description
本発明は核反応装置の冷却液と一定時間接触し
たステンレス部品の汚染除去に由来する様な、原
子炉部品の汚染除去の際得られる廃液を処理し
て、前記冷却液として水又は熔融ナトリウムを使
える様にする方法に関する。 熔融ナトリウムを使う型の原子炉においてナト
リウム中に生ずる対流が、液状金属冷媒によつて
輸送される或種の放射性原子を誘起し、原子炉の
或る部品を汚染することが知られている。こうし
た汚染の原因となるもので最も頻繁に見られる放
射性核種の一つの次式の反応： 54Fe（ｎ，ｐ）→54Mn により炉心が形成できるマンガン54である。 ステンレス部品の汚染除去には、この様にして
部品上に沈着した放射性物質を溶解する様に溶液
の形で化学薬品が用いられる。使用される薬品は
多種であるが、通常水溶液中に酸又は塩基、或は
両者を含み、酸化剤として働く過マンガン酸カリ
を加えて製品となつている場合が多い。従来のこ
うした汚染除去廃液の組成は以下の様なものであ
る： 酸度：1.5〜3N Na+：５〜10g／ K+：0.2〜0.5g／ PO３ ４ -：20〜80g／ SO２ ４ -：５〜10g／ Mno4 -：0.5〜1g／ 放射能は主として放射化生成物54Nn，60Co，
51Crによるものである。約10-2〜10-1Ci／m2であ
る。 この様な廃液の化学処理の目的は、一つには放
射能の大部分を沈泥の中で集められてからこれを
貯えて、液相は通常の方法で放流することからな
る汚染除去を遂行することにあり、他方廃液処理
中に形成される沈泥の良好な濃縮度、即わち被処
理廃液の始めの体積に較べて小さな体積の沈泥を
得ることにある。従来の方法においては汚染除去
の程度は汚染除去係数（DFと略記され、存在す
る各放射性核種についての廃液処理の前と後に溶
液中の放射能の比によつて表わされる）を用いて
計測されることが指摘される。更に、予見される
各放射性核種について安全基準は放射能、即ち単
位体積並びに単位時間当りの崩壊数によつて地域
住民に対する飲料水中の最大濃度（M.P，Ｃ，P.
と略記される）を規定するものである。又放流さ
れる処理廃水は酸性度又はアルカリ度により生物
環境に重大な影響を与えてはならないというPHの
問題がある。 本発明は満足すべき汚染除去係数と貯蔵に適し
た良好な沈泥濃縮度および法規制に適合した液相
の放流を可能にする汚染除去廃水の処理方法に関
する。この処理方法は溶液中に過マンガン酸イオ
ン、燐酸イオンおよび硫酸イオンと、放射性マン
ガン、クロムおよびコバルトイオンとを含むタイ
プの廃水に適用され、過酸化水素の添加による過
マンガン酸イオンを還元し、PHを12に等しいか又
はそれ以上にアルカリ化し、形成された沈澱を分
離し、そして最後に環境中に放流するに適したPH
値になる様に残つた液相を酸性化することから成
る。 本発明の重要な特徴の一つによれば、過酸化水
素の添加後でアルカリ化の前に廃液中にニツケル
塩又は第１鉄塩を加えることにより汚染除去係数
が向上する。好ましくはニツケル塩は硫酸塩
NiSO4又は硝酸塩Ni（NO3）2.6H2Oであり、第１
鉄塩は硫酸塩FeSO4・7H2Oが最も良く用いられ
る。 本発明のもう一つの重要な特徴によれば、過マ
ンガン酸イオンは一般に容量で100倍の過酸化水
素により環元され、過酸化水素は甘汞電極に対す
る酸化還元電位が550Vに近い値に調節されるま
で液相に加えられる。 大抵の場合には遠心分離によつて液相中の沈泥
を分離するのが有利である。 本発明は又この廃液処理方法を実施するための
装置にも関するものである。本発明の処理方法を
実施するための装置は、第２タンクと連通した第
１タンク（この両タンクは撹拌装置を備えてい
る）、前記第１タンク中に処理すべき廃液および
過酸化水素を第１タンクに導入する手段、第１タ
ンク内に存在する廃液の酸化還元電位を所望の値
に調節する手段、ニツケル塩およびアルカリ性溶
液を第２タンクに導入する手段、第２タンク内の
廃液のPHを所望の値に調節する手段、第２タンク
内の廃液のPHを所望の値に調節する手段、生成す
る沈澱を廃液から分離して撹拌装置を備えた第３
タンクに廃液を移送する手段、酸溶液を第３タン
クに導入する手段、およ廃液のPHを所望の値に調
節する手段を備えていることを特徴とするもので
ある。 この装置は又生成された沈澱を分離する手段が
遠心分離機および過機によつて構成されている
ことを特徴としている。 以下本発明を第１図ないし第３図を参照して処
理方法の３つの実施例について詳しく説明する。 実施例 １ この実施例では以下の組成を有する廃液を本発
明方法によつて処理した結果を示す： 酸度：2.1N KMnO4：0.6g／ PO4 3-：64.6g／ SO4 2-：3.7g／ 54Mn：435×10-6Ci／m2 51Cr：15×10-6Ci／m2 60Co：21×10-6Ci／m2 添加した過酸化水素は容量100倍稀釈の過酸化
水素で使用量は溶液当り1.1ml／である。 PH12以上へのアルカリ化は溶液当り85g／に
等しい量の苛性ソーダの添加によつて行われた。 二種の処理法を行ない、その１つではニツケル
を用い他方では用いずに行なつた。ニツケルは
0.3g／の硫酸ニツケル（NiSO4）溶液の形で加
えた。以下の表には54Nn，60Co，51Crの３種の各
放射性核種の処理前後の放射能値をマイクロキユ
ーリー／m2で示してある。過酸化水素と苛性ソー
ダを用いた処理では良好な汚染除去係数が得られ
ているが、これ等の係数がニツケル塩の添加によ
り顕著に改善されているのが容易に判る。マンガ
ンについては430以上、クロムでは15以上又コバ
ルトについては10に等しい汚染除去係数が得られ
ている。
たステンレス部品の汚染除去に由来する様な、原
子炉部品の汚染除去の際得られる廃液を処理し
て、前記冷却液として水又は熔融ナトリウムを使
える様にする方法に関する。 熔融ナトリウムを使う型の原子炉においてナト
リウム中に生ずる対流が、液状金属冷媒によつて
輸送される或種の放射性原子を誘起し、原子炉の
或る部品を汚染することが知られている。こうし
た汚染の原因となるもので最も頻繁に見られる放
射性核種の一つの次式の反応： 54Fe（ｎ，ｐ）→54Mn により炉心が形成できるマンガン54である。 ステンレス部品の汚染除去には、この様にして
部品上に沈着した放射性物質を溶解する様に溶液
の形で化学薬品が用いられる。使用される薬品は
多種であるが、通常水溶液中に酸又は塩基、或は
両者を含み、酸化剤として働く過マンガン酸カリ
を加えて製品となつている場合が多い。従来のこ
うした汚染除去廃液の組成は以下の様なものであ
る： 酸度：1.5〜3N Na+：５〜10g／ K+：0.2〜0.5g／ PO３ ４ -：20〜80g／ SO２ ４ -：５〜10g／ Mno4 -：0.5〜1g／ 放射能は主として放射化生成物54Nn，60Co，
51Crによるものである。約10-2〜10-1Ci／m2であ
る。 この様な廃液の化学処理の目的は、一つには放
射能の大部分を沈泥の中で集められてからこれを
貯えて、液相は通常の方法で放流することからな
る汚染除去を遂行することにあり、他方廃液処理
中に形成される沈泥の良好な濃縮度、即わち被処
理廃液の始めの体積に較べて小さな体積の沈泥を
得ることにある。従来の方法においては汚染除去
の程度は汚染除去係数（DFと略記され、存在す
る各放射性核種についての廃液処理の前と後に溶
液中の放射能の比によつて表わされる）を用いて
計測されることが指摘される。更に、予見される
各放射性核種について安全基準は放射能、即ち単
位体積並びに単位時間当りの崩壊数によつて地域
住民に対する飲料水中の最大濃度（M.P，Ｃ，P.
と略記される）を規定するものである。又放流さ
れる処理廃水は酸性度又はアルカリ度により生物
環境に重大な影響を与えてはならないというPHの
問題がある。 本発明は満足すべき汚染除去係数と貯蔵に適し
た良好な沈泥濃縮度および法規制に適合した液相
の放流を可能にする汚染除去廃水の処理方法に関
する。この処理方法は溶液中に過マンガン酸イオ
ン、燐酸イオンおよび硫酸イオンと、放射性マン
ガン、クロムおよびコバルトイオンとを含むタイ
プの廃水に適用され、過酸化水素の添加による過
マンガン酸イオンを還元し、PHを12に等しいか又
はそれ以上にアルカリ化し、形成された沈澱を分
離し、そして最後に環境中に放流するに適したPH
値になる様に残つた液相を酸性化することから成
る。 本発明の重要な特徴の一つによれば、過酸化水
素の添加後でアルカリ化の前に廃液中にニツケル
塩又は第１鉄塩を加えることにより汚染除去係数
が向上する。好ましくはニツケル塩は硫酸塩
NiSO4又は硝酸塩Ni（NO3）2.6H2Oであり、第１
鉄塩は硫酸塩FeSO4・7H2Oが最も良く用いられ
る。 本発明のもう一つの重要な特徴によれば、過マ
ンガン酸イオンは一般に容量で100倍の過酸化水
素により環元され、過酸化水素は甘汞電極に対す
る酸化還元電位が550Vに近い値に調節されるま
で液相に加えられる。 大抵の場合には遠心分離によつて液相中の沈泥
を分離するのが有利である。 本発明は又この廃液処理方法を実施するための
装置にも関するものである。本発明の処理方法を
実施するための装置は、第２タンクと連通した第
１タンク（この両タンクは撹拌装置を備えてい
る）、前記第１タンク中に処理すべき廃液および
過酸化水素を第１タンクに導入する手段、第１タ
ンク内に存在する廃液の酸化還元電位を所望の値
に調節する手段、ニツケル塩およびアルカリ性溶
液を第２タンクに導入する手段、第２タンク内の
廃液のPHを所望の値に調節する手段、第２タンク
内の廃液のPHを所望の値に調節する手段、生成す
る沈澱を廃液から分離して撹拌装置を備えた第３
タンクに廃液を移送する手段、酸溶液を第３タン
クに導入する手段、およ廃液のPHを所望の値に調
節する手段を備えていることを特徴とするもので
ある。 この装置は又生成された沈澱を分離する手段が
遠心分離機および過機によつて構成されている
ことを特徴としている。 以下本発明を第１図ないし第３図を参照して処
理方法の３つの実施例について詳しく説明する。 実施例 １ この実施例では以下の組成を有する廃液を本発
明方法によつて処理した結果を示す： 酸度：2.1N KMnO4：0.6g／ PO4 3-：64.6g／ SO4 2-：3.7g／ 54Mn：435×10-6Ci／m2 51Cr：15×10-6Ci／m2 60Co：21×10-6Ci／m2 添加した過酸化水素は容量100倍稀釈の過酸化
水素で使用量は溶液当り1.1ml／である。 PH12以上へのアルカリ化は溶液当り85g／に
等しい量の苛性ソーダの添加によつて行われた。 二種の処理法を行ない、その１つではニツケル
を用い他方では用いずに行なつた。ニツケルは
0.3g／の硫酸ニツケル（NiSO4）溶液の形で加
えた。以下の表には54Nn，60Co，51Crの３種の各
放射性核種の処理前後の放射能値をマイクロキユ
ーリー／m2で示してある。過酸化水素と苛性ソー
ダを用いた処理では良好な汚染除去係数が得られ
ているが、これ等の係数がニツケル塩の添加によ
り顕著に改善されているのが容易に判る。マンガ
ンについては430以上、クロムでは15以上又コバ
ルトについては10に等しい汚染除去係数が得られ
ている。
【表】
実施例 ２
本発明による処理方法の第２例は前記実施例に
用いた廃液より初期放射能値が遥かに高い（以下
に示す）廃液に関するもので、次の表は汚染除去
係数について得られた結果を示しているが、この
結果は〓目に値するものである。廃液の化学的特
徴は以下の様なものであつた。 酸度：2.23N Na+：4.6g／ PO4 3-：73.3g／ SO4 2-：4.9g／ MnO4 -：0.6g／ この例では過マンガン酸イオンを還元するのに
溶液当り1.5ml／の添加量で100倍稀釈の過酸化
水素を加えて廃液処理を行なつた。次いで溶液当
り0.3g／のニツケルイオンを硫酸塩の形で加
え、PHが12に等しいか或はそれ以上になる様に80
〜95g／の苛性ソーダを加えて液をアルカリ化
した。以下の表に得られた汚染除去係数を示す
が、表中放射能はマイクロキユーリー／m2で表わ
してある。
用いた廃液より初期放射能値が遥かに高い（以下
に示す）廃液に関するもので、次の表は汚染除去
係数について得られた結果を示しているが、この
結果は〓目に値するものである。廃液の化学的特
徴は以下の様なものであつた。 酸度：2.23N Na+：4.6g／ PO4 3-：73.3g／ SO4 2-：4.9g／ MnO4 -：0.6g／ この例では過マンガン酸イオンを還元するのに
溶液当り1.5ml／の添加量で100倍稀釈の過酸化
水素を加えて廃液処理を行なつた。次いで溶液当
り0.3g／のニツケルイオンを硫酸塩の形で加
え、PHが12に等しいか或はそれ以上になる様に80
〜95g／の苛性ソーダを加えて液をアルカリ化
した。以下の表に得られた汚染除去係数を示す
が、表中放射能はマイクロキユーリー／m2で表わ
してある。
【表】
実施例 ３
この実施例は汚染除去係到達値の比較のため、
ニツケルと他の金属陽イオン例えば鉄、銅、カル
シウムまたはコバルトイオンを用いて行つた比較
実験に関する。以下の表に示す様に、他の陽イオ
ンに較べてニツケルイオンの優位が明らかであ
る。全実験を通じて100倍容量稀釈の過酸化水素
を廃液１リツトル当り1.5ml導入し、全属塩を加
えた後に苛性ソーダを加えてPHを12とした。表中
「全ガンマ量」と表示した欄は前記の３種の各放
射性核種の汚染除去係数に追加したもので、全体
のガンマ線源のうち除去された部分の凡てに相当
する。
ニツケルと他の金属陽イオン例えば鉄、銅、カル
シウムまたはコバルトイオンを用いて行つた比較
実験に関する。以下の表に示す様に、他の陽イオ
ンに較べてニツケルイオンの優位が明らかであ
る。全実験を通じて100倍容量稀釈の過酸化水素
を廃液１リツトル当り1.5ml導入し、全属塩を加
えた後に苛性ソーダを加えてPHを12とした。表中
「全ガンマ量」と表示した欄は前記の３種の各放
射性核種の汚染除去係数に追加したもので、全体
のガンマ線源のうち除去された部分の凡てに相当
する。
【表】
過マンガン酸イオン還元段階および金属塩添加
後に溶液に付与されるPH値の影響に関連する第１
図を見ればよく判る様に、上表の下から２番目の
列（ニツケルイオン300mg／）に相当する実験
条件では、第１図の横軸に盛つた溶液のPH値が、
処理前廃液に含まれる３種の放射性核種、即ち
5 1Cr，60Coおよび54Mnの除去係数に及ぼす影響
が示されている。このグラフから汚染除去にPHの
効果が最も大きいのはPHが12に等しいかそれ以上
の所であることが明らかである。化学処理の間に
沈澱反応によつて生ずる沈泥は一般に非常に細か
く分散していて、被処理廃水の塩濃度が高いため
に、仲々沈降しない。この様な状態下に固液相の
分離を良く行なうには、過又は遠心分離操作が
必要で、後者は沈泥の凝集力が低いため遥かに有
効である。補助的な過操作によつて、遠心分離
後分散状態で残留するおそれがある微粒子を除去
することができる。 処理終了時のPH値12はPH＝5.5〜8.5の間に下げ
て、環境水域に廃水を放流することができる様に
する。このPH調整には約75Kg／m2（13N HNO3）
の硝酸又は35Kg／m2（36N H2S4）の硫酸を添加す
る。 第２図は処理前廃液容積に対する沈泥の見掛け
容積の％の変化と、加えられた遠心力との関係を
示し、前記遠心力は地球重力の加速度ｇを単位と
して表わしてある。次の表には加えられた遠心力
およびこの遠心力を加えた時間（分）の関数とし
ての圧縮された沈泥の見掛け体積と残留水分に関
する結果を示してある。最適の処理条件下では脱
水沈泥は30ml／（溶液）の体積、86％の水分を
有していることがわかる。
後に溶液に付与されるPH値の影響に関連する第１
図を見ればよく判る様に、上表の下から２番目の
列（ニツケルイオン300mg／）に相当する実験
条件では、第１図の横軸に盛つた溶液のPH値が、
処理前廃液に含まれる３種の放射性核種、即ち
5 1Cr，60Coおよび54Mnの除去係数に及ぼす影響
が示されている。このグラフから汚染除去にPHの
効果が最も大きいのはPHが12に等しいかそれ以上
の所であることが明らかである。化学処理の間に
沈澱反応によつて生ずる沈泥は一般に非常に細か
く分散していて、被処理廃水の塩濃度が高いため
に、仲々沈降しない。この様な状態下に固液相の
分離を良く行なうには、過又は遠心分離操作が
必要で、後者は沈泥の凝集力が低いため遥かに有
効である。補助的な過操作によつて、遠心分離
後分散状態で残留するおそれがある微粒子を除去
することができる。 処理終了時のPH値12はPH＝5.5〜8.5の間に下げ
て、環境水域に廃水を放流することができる様に
する。このPH調整には約75Kg／m2（13N HNO3）
の硝酸又は35Kg／m2（36N H2S4）の硫酸を添加す
る。 第２図は処理前廃液容積に対する沈泥の見掛け
容積の％の変化と、加えられた遠心力との関係を
示し、前記遠心力は地球重力の加速度ｇを単位と
して表わしてある。次の表には加えられた遠心力
およびこの遠心力を加えた時間（分）の関数とし
ての圧縮された沈泥の見掛け体積と残留水分に関
する結果を示してある。最適の処理条件下では脱
水沈泥は30ml／（溶液）の体積、86％の水分を
有していることがわかる。
【表】
第３図には本発明による廃液の汚染除去処理の
装置の例を図示してある。 図において廃液はパイプ１により撹拌機３を備
えた第１タンク２に供給される。公知の装置６に
より甘汞電極に対する溶液の酸化還元電位が所望
値、通常550mVに近い値になる様調節しなが
ら、貯槽５中の過酸化水素をパイプ４によりタン
ク２に柱入する。廃液のタンク２における滞留時
間は一般に約30分である。次いでパイプ７より第
２タンク８に廃液を送る。タンク８には撹拌機９
が備えられ、貯槽１１中に貯えた硫酸ニツケルを
パイプ１０から、又貯槽１３に貯えた苛性ソーダ
をパイプ１２から第２タンクに導入して、電極１
４を用いてチエツクしながらPH値を12に等しいか
又はそれ以上にする。次いで廃液は緩衝槽１６に
パイプ１５を通して送られ、そこから遠心機１７
に送られて吸引過により沈泥が分離される。分
離をよくするために貯槽１９からパイプ１８を通
して凝集剤を溶液中に添加するのも有利である。
沈泥は２０から遠心機１７外に排出され、沈泥分
離後の液相はパイプ２１を通つて第２緩衝槽２２
に送られる。この段階では廃液は遠心分離で完全
に除れ切れなかつた微粒子を過機２３で過す
る必要がある。この様にして処理した液相はパイ
プ２４から次のタンク２５へ送られる。タンク２
５は撹拌機を備え、政令による規制値に合う様、
環境への放流に先立つて通常PHを約７に調節する
に必要な量を硝酸又は硫酸を貯槽２７からパイプ
２６によりタンク２５に導入する様になつてい
る。PH値はタンク２５から分枝した電極２８でチ
エツクする。放流はタンク２５の底部２９から重
力流下によつて行なわれる。 各段階を廃液が通過する間廃液を流動状態に保
つためには当然一定数のポンプが必要であり、こ
れ等のポンプは番号３０を以つて模式的に示して
ある。
装置の例を図示してある。 図において廃液はパイプ１により撹拌機３を備
えた第１タンク２に供給される。公知の装置６に
より甘汞電極に対する溶液の酸化還元電位が所望
値、通常550mVに近い値になる様調節しなが
ら、貯槽５中の過酸化水素をパイプ４によりタン
ク２に柱入する。廃液のタンク２における滞留時
間は一般に約30分である。次いでパイプ７より第
２タンク８に廃液を送る。タンク８には撹拌機９
が備えられ、貯槽１１中に貯えた硫酸ニツケルを
パイプ１０から、又貯槽１３に貯えた苛性ソーダ
をパイプ１２から第２タンクに導入して、電極１
４を用いてチエツクしながらPH値を12に等しいか
又はそれ以上にする。次いで廃液は緩衝槽１６に
パイプ１５を通して送られ、そこから遠心機１７
に送られて吸引過により沈泥が分離される。分
離をよくするために貯槽１９からパイプ１８を通
して凝集剤を溶液中に添加するのも有利である。
沈泥は２０から遠心機１７外に排出され、沈泥分
離後の液相はパイプ２１を通つて第２緩衝槽２２
に送られる。この段階では廃液は遠心分離で完全
に除れ切れなかつた微粒子を過機２３で過す
る必要がある。この様にして処理した液相はパイ
プ２４から次のタンク２５へ送られる。タンク２
５は撹拌機を備え、政令による規制値に合う様、
環境への放流に先立つて通常PHを約７に調節する
に必要な量を硝酸又は硫酸を貯槽２７からパイプ
２６によりタンク２５に導入する様になつてい
る。PH値はタンク２５から分枝した電極２８でチ
エツクする。放流はタンク２５の底部２９から重
力流下によつて行なわれる。 各段階を廃液が通過する間廃液を流動状態に保
つためには当然一定数のポンプが必要であり、こ
れ等のポンプは番号３０を以つて模式的に示して
ある。
第１図は汚染除去係数の変化を溶液のPHの関数
として示すグラフである。第２図は重力加速度ｇ
を単位として表わした加えられた遠心力によつ
て、沈泥容積の処理前廃液容積に対する％の変化
を示すグラフである。第３図は本発明よる廃液処
理方法を実施するための装置の一例を示す図であ
る。 図中符号、１……廃液供給パイプ、２……第１
タンク、３……撹拌機、４……パイプ、５……過
酸化水素貯槽、６……酸化還元電位調節のための
装置、７……パイプ、８……第２タンク、９……
撹拌機、１０……パイプ、１１……硫酸ニツケル
貯槽、１２……パイプ、１３……苛性ソーダ貯
槽、１４……PH電極、１５……パイプ、１６……
第１緩衝槽、１７……遠心機、１８……パイプ、
１９……凝集剤貯槽、２０……沈泥排出パイプ、
２１……パイプ、２２……第２緩衝槽、２３……
過機、２４……パイプ、２５……処理廃水タン
ク、２６……パイプ、２７……酸タンク、２８…
…PH測定電極、２９……排出パイプ、３０……ポ
ンプ。
として示すグラフである。第２図は重力加速度ｇ
を単位として表わした加えられた遠心力によつ
て、沈泥容積の処理前廃液容積に対する％の変化
を示すグラフである。第３図は本発明よる廃液処
理方法を実施するための装置の一例を示す図であ
る。 図中符号、１……廃液供給パイプ、２……第１
タンク、３……撹拌機、４……パイプ、５……過
酸化水素貯槽、６……酸化還元電位調節のための
装置、７……パイプ、８……第２タンク、９……
撹拌機、１０……パイプ、１１……硫酸ニツケル
貯槽、１２……パイプ、１３……苛性ソーダ貯
槽、１４……PH電極、１５……パイプ、１６……
第１緩衝槽、１７……遠心機、１８……パイプ、
１９……凝集剤貯槽、２０……沈泥排出パイプ、
２１……パイプ、２２……第２緩衝槽、２３……
過機、２４……パイプ、２５……処理廃水タン
ク、２６……パイプ、２７……酸タンク、２８…
…PH測定電極、２９……排出パイプ、３０……ポ
ンプ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 溶液中に過マンガン酸イオン、リン酸イオ
ン、硫酸イオン、活性マンガン、クロムおよびコ
バルトイオンを含有している汚染除去廃液の処理
方法において、過酸化水素の添加により過マンガ
ン酸イオンを環元し、PH12に等しいはまたはそれ
以上にアルカリ化し、生成する沈殿を分離し、残
つた液相を最後に酸性化してそのPHを環境に放出
してもよい値にする工程からなる処理方法。 ２ 溶液中に過マンガン酸イオン、リン酸イオ
ン、硫酸イオン、活性マンガン、クロムおよびコ
バルトイオンを含有している汚染除去廃液の処理
方法において、過酸化水素の添加により過マンガ
ン酸イオンを環元し、ニツケル塩または硫酸塩を
添加し、PHを12に等しいかまたはそれ以上にアル
カリ化し、生成する沈殿を分離し、残つた液相を
最後に酸性化してそのPHを環境に放出してもよい
値にする工程からなる処理方法。 ３ 酸化環元電位が甘汞電極と比較して約
550mVの値に調節されるまで過酸化水素を添加
する特許請求の範囲第１項または第２項の何れか
に記載の処理方法。 ４ 沈殿からの液相の分離を遠心分離によつて行
う特許請求の範囲第１項または第２項の何れかに
記載の処理方法。 ５ 第２タンクと連通する第１タンク（これらの
タンクは撹拌手段を備えている）。処理すべき汚
染除去廃液および過酸化水素を第１タンクに導入
する手段、第１タンク内に存在する汚染除去廃液
の酸化環元電位を所望の値に調節する手段、ニツ
ケル塩およびアルカリ性溶液を第２タンクに導入
する手段、第２タンク内の汚染除去廃液のPHを所
望の値に調節する手段、生成する沈殿を汚染除去
廃液から分離して撹拌装置を備えた第３タンクに
廃液を移送する手段、酸性溶液を第３タンクに導
入する手段、および汚染除去廃液のPHを所望の値
に調節する手段からなる溶液中に過マンガン酸イ
オン、リン酸イオン、硫酸イオン、活性マンガ
ン、クロムおよびコバルトイオンを含有している
汚染除去廃液の処理装置。 ６ 生成する沈殿を分離する手段が遠心分離機お
よび過機によつて構成されている特許請求の範
囲第５項に記載の処理装置。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR7915273A FR2459536A1 (fr) | 1979-06-14 | 1979-06-14 | Procede de traitement des effluents de decontamination, notamment de composants de reacteurs nucleaires et dispositif pour la mise en oeuvre de ce procede |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS562885A JPS562885A (en) | 1981-01-13 |
| JPS6116957B2 true JPS6116957B2 (ja) | 1986-05-02 |
Family
ID=9226624
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7887880A Granted JPS562885A (en) | 1979-06-14 | 1980-06-11 | Waste fluid disposing method and its device |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4312758A (ja) |
| EP (1) | EP0021911B1 (ja) |
| JP (1) | JPS562885A (ja) |
| CA (1) | CA1154180A (ja) |
| DE (1) | DE3066814D1 (ja) |
| ES (1) | ES492429A0 (ja) |
| FR (1) | FR2459536A1 (ja) |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4572797A (en) * | 1983-03-02 | 1986-02-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for removing trace pollutants from aqueous solutions |
| ES2090134T3 (es) * | 1989-05-09 | 1996-10-16 | Univ California | Metodo y composicion para el tratamiento de agua residual. |
| US4983306A (en) * | 1989-05-09 | 1991-01-08 | The Regents Of The University Of California | Method of treating waste water |
| DE4313127A1 (de) * | 1993-04-22 | 1994-10-27 | Wismut Gmbh | Verfahren zur gleichzeitigen Fällung von Uran, Arsen und Radium aus bergbaulichen Abwässern |
| US9056784B2 (en) * | 2006-09-19 | 2015-06-16 | Ken V. Pandya | High efficiency water-softening process |
| US20100010285A1 (en) * | 2008-06-26 | 2010-01-14 | Lumimove, Inc., D/B/A Crosslink | Decontamination system |
| FR2937054B1 (fr) * | 2008-10-13 | 2010-12-10 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de decontamination d'une surface metallique. |
| RU2465666C2 (ru) * | 2010-12-29 | 2012-10-27 | Александр Гаврилович Басиев | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
| RU2597242C1 (ru) * | 2015-04-13 | 2016-09-10 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Способ очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей |
| RU2641656C1 (ru) * | 2016-12-21 | 2018-01-19 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана (национальный исследовательский университет)" (МГТУ им. Н.Э. Баумана) | Способ очистки жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления |
| RU2654195C1 (ru) * | 2017-06-01 | 2018-05-17 | Общество с ограниченной ответственностью "РАОТЕХ" | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
Family Cites Families (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA724706A (en) * | 1965-12-28 | H. Rice Archie | Process for clarifying water | |
| US2105835A (en) * | 1932-12-13 | 1938-01-18 | Katadyn Inc | Sterilizing liquid |
| US3013978A (en) * | 1959-09-15 | 1961-12-19 | Rosinski John | Removal of fission products from water |
| FR2031844A5 (en) * | 1969-02-10 | 1970-11-20 | Commissariat Energie Atomique | Decontamination of radioactive effluent - from irradiated nuclear fuel treatment |
| FR2067743A5 (en) * | 1969-11-14 | 1971-08-20 | Commissariat Energie Atomique | Decontamination of effluent liquids contng cesium 137 |
| JPS4811280B1 (ja) * | 1970-11-09 | 1973-04-12 | ||
| US3716485A (en) * | 1971-01-11 | 1973-02-13 | Ayteks International Corp | Process and apparatus for destroying hexavalent chromium in solution |
| JPS49116854A (ja) * | 1973-03-08 | 1974-11-08 | ||
| US3873362A (en) * | 1973-05-29 | 1975-03-25 | Halliburton Co | Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces |
| JPS5132057A (en) * | 1974-09-13 | 1976-03-18 | Toa Gosei Chem Ind | Haisui no shorihoho |
| DE2613128C2 (de) * | 1976-03-27 | 1982-03-04 | Hoechst Ag, 6000 Frankfurt | Verfahren zur Verminderung des Quecksilbergehaltes von Betriebsabwässern |
| US4049545A (en) * | 1976-07-08 | 1977-09-20 | Rocky Carvalho | Chemical waste water treatment method |
| DE2723025C3 (de) * | 1977-05-21 | 1980-03-13 | Rheinisch-Westfaelisches Elektrizitaetswerk Ag, 4300 Essen | Verfahren zum Aufbereiten von Borsäure, radioaktives Antimon und weitere radioaktive Nuklide enthaltendem Abwasser |
| DE2724954C2 (de) * | 1977-06-02 | 1984-11-15 | Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Dekontamination von alpha- und beta-aktivem Prozeßwasser |
-
1979
- 1979-06-14 FR FR7915273A patent/FR2459536A1/fr active Granted
-
1980
- 1980-06-03 DE DE8080400790T patent/DE3066814D1/de not_active Expired
- 1980-06-03 EP EP80400790A patent/EP0021911B1/fr not_active Expired
- 1980-06-09 US US06/157,786 patent/US4312758A/en not_active Expired - Lifetime
- 1980-06-11 JP JP7887880A patent/JPS562885A/ja active Granted
- 1980-06-12 CA CA000353869A patent/CA1154180A/en not_active Expired
- 1980-06-13 ES ES492429A patent/ES492429A0/es active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA1154180A (en) | 1983-09-20 |
| ES8105115A1 (es) | 1981-05-16 |
| US4312758A (en) | 1982-01-26 |
| ES492429A0 (es) | 1981-05-16 |
| FR2459536A1 (fr) | 1981-01-09 |
| EP0021911B1 (fr) | 1984-03-07 |
| JPS562885A (en) | 1981-01-13 |
| EP0021911A1 (fr) | 1981-01-07 |
| FR2459536B1 (ja) | 1983-10-28 |
| DE3066814D1 (en) | 1984-04-12 |
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