JPS6165196A - 放射性液体の減溶方法とそれに使用されるリブ体 - Google Patents

放射性液体の減溶方法とそれに使用されるリブ体

Info

Publication number
JPS6165196A
JPS6165196A JP60188308A JP18830885A JPS6165196A JP S6165196 A JPS6165196 A JP S6165196A JP 60188308 A JP60188308 A JP 60188308A JP 18830885 A JP18830885 A JP 18830885A JP S6165196 A JPS6165196 A JP S6165196A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
heating
container
contents
rib
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.)
Granted
Application number
JP60188308A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0810275B2 (ja
Inventor
デイートマール、エルプセ
リデイア、フツクス
デイートマール、ベーゲ
ホルスト、クワイザー
ジークフリート、マイニンガー
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.)
Kraftwerk Union AG
Original Assignee
Kraftwerk Union AG
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 Kraftwerk Union AG filed Critical Kraftwerk Union AG
Publication of JPS6165196A publication Critical patent/JPS6165196A/ja
Publication of JPH0810275B2 publication Critical patent/JPH0810275B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

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
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
    • 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
    • Y10S159/00—Concentrating evaporators
    • Y10S159/12—Radioactive

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Drying Of Solid Materials (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、放射性液体、特に蒸発濃縮液を貯蔵容器の中
で固化するまで加熱して容積を減少し、その際貯蔵容器
を充満するために液体が補給されるようにした放射性液
体の減容方法に関する。更に本発明はこの方法を実施す
る際に用いられるリブ体に関する。
〔従来の技術〕
上述の方法は原子力発電所の冷却材浄化の際に生じた廃
棄物をコンディショニングするために用いられる。この
場合特に塩分を１０〜３０％含んでいる水性塩溶液が対
象となっている。例えばドイツ連邦共和国特許第１５６
４２７６号、同第１６１４０７１号および同第１６３９
２９９号明細書で略して「容器内乾燥Ｊ　　（Ｉｎｆａ
ｓｓ−Ｔｒｏｃｋｎｕｎｇ）とも呼ばれているこの方法
は、液面レベルの上側に配置された加熱装置によって行
われ、従って気化に利用される熱は液体の上側から入れ
なければならない。そのために非常に大きなエネルギー
および長い処理時間が必要とされる。
〔発明が解決しようとする問題点〕
本発明の目的は、僅かなエネルギー需要で容器内容物全
体の一様な乾燥が行えるように加熱の改善を図ることに
ある。
〔問題点の解決手段〕
本発明によればこの目的は、加熱が時間的に互いに分離
された加熱周期で間欠的に行われ、その除熱が直接容器
の内容物に与えられ、発生した蒸気が間欠的に取り出さ
れることによって達成できる。このようにして特に塩類
から成る容器内容物の迅速で安価な固化が達成される。
連続的な加熱および蒸気抽出に比べて、例えば約１０分
の加熱時間の間における２０分の休止時間において容器
内容物の均質化が生じ、これは以後の乾燥を非常に強（
助成する。蒸溜出力は一般の一様な加熱に比べて著しく
高められる。従って乾燥は、実質上均質で十分に結晶化
された塩類の塊が生ずるので、別の処理なしに長期間に
わたって支障のない廃棄物の貯蔵ができるように行うこ
とができる。
休止時間中に換気が行われるようにすると、蒸気が間欠
的に真空状態で取り出されるので有利である。これは容
器内容物から凝縮器などへの湿気の伝達を改善する。同
時にこれにより局所的な乾燥領域の発生による均一な加
熱の妨害が避けられる。
加熱周期は好ましくは容器内容物の電気伝導性に応じて
制御される。これは公知の方法および堅牢な装置によっ
て容易に求められ、容器内容物の湿度に対する良好な相
関的尺度となしている。
加熱は特に容器内容物の中に突き出した電極によるその
内容物における直接的な電流によって行われると有利で
ある。かかる加熱は連続的な運転に対して知られている
。しかしこの加熱は本発明に関連して云えば、電極を介
してのエネルギー供給の制御が乾燥工程自体によって調
整できるようになるので特に有利である。廃棄物が乾燥
するにつれて不足する湿度（導電率）のために電流が弱
くなる。相応して加熱出力も減少するので、２つの加熱
時間の間にある休止時間は換気に切り換えられる。換気
によって湿度が一様にされ、次の加熱工程に対して望ま
れる導電率の改善が図れる。
その場合電極として貯蔵容器の金属壁を用いることもで
きる。非導電性材料例えばコンクリートで作られた貯蔵
容器の場合、ライニングの形で金属壁を設けることがで
きる。
また容器内容物の中にあるリブ体を介して加熱を行うこ
ともできる。これにより容器内容物の直接的で一様な加
熱が行える。これは好ましくは、リブ体に垂直の切欠き
部が設けられ、ここに加熱体が装備され、加熱体が容器
内容物の最終加熱後に取り外されることによっ°ζ行わ
れる。その場合加熱体はこの加熱体と切欠き部との間の
中間室に充虜された伝熱媒体で取り囲まれる。加熱体自
体の構成は使用されるエネルギー媒体に応じて決められ
る。抵抗加熱による電気加熱カートリッジが使用される
が、蒸気加熱体も使用でき、その隔置も簡単な場合には
、加熱蒸気は環状室を貫流し、熱がそこからリブ体に伝
達されるようにされる。
本発明の方法を実施するために用いられる特に有利なリ
ブ体は、片側が閉じられた管に管軸心から離れて延びる
リブが設けられ、管を容器に心出しするために突起が形
成されている。その突起は好ましくは容器に挿入する際
に一様な心出しを保証するために、管の両側端に位置し
ている。その場合隣接するリブにおける突起が互いに最
大でＩＱＱｍｍ離れているようにすると特に良好な結果
を生ずる。即ちその場合容器内容物はリブを通して流れ
る熱流によって均一に完全に加熱される。
〔実施例〕
以下図面に示す実施例に基づいて本発明の詳細な説明す
る。
本発明において取り扱われる放射性液体としては、まず
第１に水冷動形原子炉の冷却材浄化の際に生ずるいわゆ
る蒸発濃縮液が対象となる。その濃縮液は加圧水彩原子
炉を対象とした場合に特にホウ酸を５〜５０％含んでい
る塩溶液である。廃棄物は矢印１で示されているように
配管２を介して濃縮液容器３に供給される。この容器３
は電動機５で駆動される攪拌器４を備えている。液面レ
ベルを監視するためにゾンデが設けられ、７はその表示
器である。容器３は例えば出口９を持った蒸気配管８を
介して加熱される。
固化すべき放射性液体が容器３から例えば遮断弁１１あ
るいは遠隔操作弁１２を開いて配管１０を介して排出さ
れる。なお２つの遮断弁１５．１６の間に配置されてい
るｔＦＲ量ポンプ１４を利用することもできる。
配管１０は貯蔵容器２０に気密に固定されている蓋板１
９にある入口接続短管１８に通じている。貯蔵容器２０
は容積２００リツトルの金属製ドラム缶であり、これは
遮蔽容器２１の中に入れられている。遮蔽容器２１は濃
縮装置２２の一部である。ここには車輪２５付の搬送台
車２４が付設されている。台車２４は押圧装置としてば
ね２６を有し、このばね２６で遮蔽容器２１は下から気
密に蓋板１９に押圧される。その場合ブツシュ２９に係
合している案内棒２８が側面の正しい位置決めを行う。
蓋板１９は別の接続短管３０を有し、ここには電動操作
弁３２付の給気配管３１が接続されている。別の大きな
直径の接続短管３５には排気配管３６が接続されている
。排気配管３６は遠隔操作弁３７を有している。この弁
３７は、作用線３９．４０で示されているように弁３２
と同様に制御器３８に連結されている。更に排気配管３
６には圧力測定装置４１が接続されている。
排気配管３６は凝縮器４２に通じている。この凝縮器４
には洗浄容器４３が後置接続され、４４はその液面レベ
ルである。この液面レベル４４の下側に排気配管３６の
出口ノズル４５がある。容器内の水は配管４６を介して
廃水処理装置に排出することができる。
洗浄容器４３のガス空間４７は真空装置４８に接続され
ている。この真空装置４８には水リングポンプ４９が付
設され、その吐出配管は洗浄容器５０に通じている。洗
浄容器５０のガス空間５１は排気配管５２に連通してい
る。洗浄容器５０の下側に水配管５４が接続され、これ
は冷却器５５を介して水リングポンプ４９の水配管５６
に通じ・ている。
制御器３８は変圧器６０に接続され、その低圧側配線６
１は蓋板１９に設けられているブッシング６２に通じて
いる。ブッシング６２の内側端に電極棒６３が設けられ
ている。この電極棒６３は容器の中の電解導電性内容物
における抵抗加熱によってその内容物を電気加熱するた
めに用いられる。容器内容物は遮蔽容器２１に設けられ
た外側加熱器６５によって補助的に加熱することもでき
る。
その加熱は制御器３８によって制御されて、間欠的な運
転が生ずる。すなわち加熱すべき容積の大きさに関連す
る平均１０〜３０分の加熱時間は、液面レベルおよび圧
力に関連する１０〜６０分の休止時間と交互する。休止
時間中は制御器３８により弁３７を閉鎖して排気配管３
６におけるＯ１１バールの真空が遮断され、容器２０な
いし２１は給気配管３１にある弁３２を開放することに
よって通常圧力の大気で換気される。これは容器内容物
を均質化する働きをし、更に容器内容物の一様な加熱お
よび乾燥を害するような電極の近くにおける局所的な乾
燥領域の発生を避ける働きをする。
第２図は電極６３が差込み接触子６４を介して接続され
、絶縁された保持体６８で固定されていることを示して
いる。保持体６８は第２図の左側においてコンクリート
あるいは鋳鉄製の遮蔽容器２１の壁６５に取り付けられ
ている。第２図の右側に示されているように貯蔵容器２
０が上下に隔壁で分離されている場合には、保持体６８
は蓋板１９に設けることもできる。
遮蔽容器２１と蓋板１９との間にソフトパツキン６９が
配置されている。更に蓋板１９にサイトグラス７０が設
けられ、濃縮工程はこのサイトグラス７０を通して視覚
的に監視できる。
第３図に示された実施例においては、遮蔽容器２１の加
熱は符号７２で示されているように交流電圧源に接続さ
れる対電極６３で行われる。この場合少なくとも２個、
最大で６（［１ｉ１の電極６３はできるだけ一様に容器
断面にわたって分布されている。
第４図の実施例においては、電極６３による加熱に加え
て、容器２１の内側縁７３において高温を維持するため
に、外側電気加熱器６５が設けられている。
第５図の実施例においては、遮蔽容器２１は金属で作ら
れている。この遮蔽容器２１は少なくとも導電性ライニ
ングを有している。従って交流電圧源７２はクランプ７
５で電極としての導電性容器２１に接続される。別の電
極は中央電極６３′として形成されている。なお６５は
外側加熱器である。
第６図の実施例において、金属製ライニング２１′を持
った遮蔽容器２１にはリブ体８ｏの形で加熱装置が備え
られている。リブ体８ｏは中央管８１を有し、その下側
は個所８２で閉鎖されている。中央管８１には図示の形
状を有する４枚の板金リブ８３が取り付けられている。
リブ体８ｏはその上側突起８５および下側突起８６によ
って心出しされる。
管８１の内側室８７は加熱装置を有している。
この加熱装置ではプラグ９０がその円錐状下側面９１で
管８Ｉに押圧されている。プラグ９０の上側は金属ベロ
ーズ９２でキャップ９３に対してシールされ、このキャ
ップ９３が蓋板１９の代りに容器２１に接続されている
。濃縮すべき液体を供給するために鉤形に曲げられた濃
縮液配管９５が設けられている。反対側に湿気を取り出
す排気配管３６を接続するための接続短管９６が設けら
れている。プラグ９０を貫通して配管９８．９９が設け
られ、これらの配管により加熱媒体例えば加熱蒸気や加
熱オイルなどが管８１に入れられる。
熱は管８１からリブ８３を介して一様に容器２１内の濃
縮すべき物質に与えられる。
第７図の実施例において、管８１はその内部８７に好ま
しくは赤外線発生器などの形をした加熱カートリッジ１
００を有している。
プラグ９１の代わりに管１０２がキャップ９３を貫通し
ている。管１０２はゴムスリーブ１０３で管８１に対し
てシールされている。ゴムスリーブ１０３は取り外し可
能であり、加熱カートリッジ１００は保持ローブ１０４
で管８１から取り出せる。
第８図の実施例において、加熱カートリッジ１００はコ
イル状に延びる加熱線１０６と共に抵抗加熱器として形
成されている。加熱線は水密プラグ１０８に付設されて
いる差込み接触子１０７を介して電源に接続することが
できる。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明に基づく放射性液体を減容する設備の概
略系統図、第２図は本発明に基づいて廃棄物が充填され
ている容器の拡大断面図、第３図、第４図および第５図
はそれぞれ第２図の容器に対応した容器の異なった実施
例の断面図、第６図は熱伝達を良くするリブ体を利用し
た容器の断面図、第７図はリブ体の加熱方式が異なった
実施例の断面図、および第８図はリブ体の異なった実施
例の断面図である。 ２０：貯蔵容器、２１：遮蔽容器、３６：排気配管、６
３：電極棒、６５：外側加熱器、８０：リブ体、８１：
管、８３：リブ、８５，８６：突起。 とｌ（ｊ　　４　　　　　　　　　　　　　　　　　Ｆ
ＩＧ　　５ＦＩＧ　６ ＦＩＧ　７ ＦＩＧ　Ｂ

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １）放射性液体を貯蔵容器の中で固化するまで加熱して
    容積を減少し、その際貯蔵容器を充満するために液体が
    補給されるようにした放射性液体の減容方法において、
    加熱が時間的に互いに分離された加熱周期で不連続的に
    行われ、その際熱が直接容器の内容物に与えられ、発生
    した蒸気が間欠的に取り出されることを特徴とする放射
    性液体の減容方法。 ２）蒸気が間欠的に真空状態で取り出され、その間の休
    止時間において換気が行われることを特徴とする特許請
    求の範囲第１項記載の方法。 ３）加熱周期が容器内容物の導電性に応じて制御される
    ことを特徴とする特許請求の範囲第１項または第２項記
    載の方法。 ４）加熱が容器内容物の中に突き出した電極によるその
    内容物における直接的な電流によって行われることを特
    徴とする特許請求の範囲第１項ないし第３項のいずれか
    １項に記載の方法。 ５）電極として貯蔵容器の金属壁が用いられることを特
    徴とする特許請求の範囲第４項記載の方法。 ６）加熱が容器内部に設けられるリブ体を介して行われ
    ることを特徴とする特許請求の範囲第１項ないし第３項
    のいずれか１項に記載の方法。 ７）リブ体に垂直の切欠き部が設けられ、ここに加熱体
    が装備され、加熱体が容器内容物の最終加熱後に取り外
    されることを特徴とする特許請求の範囲第６項記載の方
    法。 ８）加熱体がこの加熱体と切欠き部との間の中間室に充
    填された伝熱媒体で取り囲まれていることを特徴とする
    特許請求の範囲第７項記載の方法。 ９）放射性液体を貯蔵容器の中で固化するまで加熱して
    容積を減少し、その際貯蔵容器を充満するために液体が
    補給されるようにした放射性液体の減容方法であって、
    加熱が時間的に互いに分離された加熱周期で不連続的に
    行われ、その際熱が直接容器の内容物に与えられ、発生
    した蒸気が間欠的に取り出されるようにした放射性液体
    の減容方法に使用されるリブ体において、片側が閉じら
    れた管（８１）に管軸心から離れて延びるリブ（８３）
    が設けられ、このリブに管（８１）を容器（２０、２１
    ）に心出しするための突起（８５、８６）が形成されて
    いることを特徴とするリブ体。 １０）突起（８５、８６）が管（８１）の両側端に位置
    していることを特徴とする特許請求の範囲第９項記載の
    リブ体。
JP60188308A 1984-08-31 1985-08-27 放射性液体の減溶方法とそれに使用されるリブ体 Expired - Lifetime JPH0810275B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3432103.9 1984-08-31
DE19843432103 DE3432103A1 (de) 1984-08-31 1984-08-31 Verfahren zum volumenreduzierung von radioaktiv beladenen fluessigkeiten und rippenkoerper zur verwendung dabei

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6165196A true JPS6165196A (ja) 1986-04-03
JPH0810275B2 JPH0810275B2 (ja) 1996-01-31

Family

ID=6244400

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60188308A Expired - Lifetime JPH0810275B2 (ja) 1984-08-31 1985-08-27 放射性液体の減溶方法とそれに使用されるリブ体

Country Status (3)

Country Link
US (1) US4902446A (ja)
JP (1) JPH0810275B2 (ja)
DE (1) DE3432103A1 (ja)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10506465A (ja) * 1994-10-04 1998-06-23 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 液状あるいは湿性廃棄物のための乾燥所
JP2001074888A (ja) * 1999-09-01 2001-03-23 Fuji Kogyo:Kk 放射性有機物を含有する腐敗性廃棄物の乾燥処理装置
JP2004340769A (ja) * 2003-05-16 2004-12-02 Kurita Engineering Co Ltd 有機酸除染廃液の処理方法および装置
JP2013061251A (ja) * 2011-09-13 2013-04-04 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 汚染水処理容器、汚染水処理システムおよび汚染水処理方法
JP2014109570A (ja) * 2012-11-30 2014-06-12 Korea Atomic Energy Research Inst 放射性核種を含む廃液の分離回収装置及びそれを用いた分離回収方法
JP5663799B1 (ja) * 2013-11-22 2015-02-04 加藤　行平 廃水処理装置
JP2019015619A (ja) * 2017-07-07 2019-01-31 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3827897A1 (de) * 1988-08-17 1990-03-22 Nukem Gmbh Verfahren zum konditionieren von radioaktiven verdampferlaugen aus kerntechnischen anlagen
DE4023162C2 (de) * 1990-07-20 1996-08-29 Siemens Ag Fülladapter zur Infaßtrocknung von flüssigen radioaktiven Abfällen
DE4023161A1 (de) * 1990-07-20 1992-01-23 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zum behandeln fluessiger radioaktiver abfaelle
DE4023163C2 (de) * 1990-07-20 1998-07-09 Siemens Ag Trockenstation sowie Einrichtung zur Behandlung von flüssigen radioaktiven Abfällen
US5253597A (en) * 1992-06-18 1993-10-19 Chemical Waste Management, Inc. Process for separating organic contaminants from contaminated soils and sludges
BE1007223A3 (nl) * 1993-06-16 1995-04-25 Studiecentrum Kernenergi Werkwijze voor het afscheiden van boorzuur.
US5678237A (en) * 1996-06-24 1997-10-14 Associated Universities, Inc. In-situ vitrification of waste materials
DE19653390C2 (de) * 1996-12-20 2003-06-12 Nuklear Service Gmbh Gns Verwendung eines Trocknungsbehälters für radioaktive wässrige Abfälle
DE19913103C1 (de) * 1999-03-23 2000-12-14 Kernkraftwerke Gundremmingen B Verfahren und Vorrichtung zur Aufbereitung von Verdampferkonzentraten aus kerntechnischen Anlagen
ES2184540B2 (es) * 1999-10-26 2004-09-16 Equipos Nucleares, S.A. Procedimiento para tratamiento de residuos liquidos radiactivos y su almacenamiento posterior.
US7669349B1 (en) 2004-03-04 2010-03-02 TD*X Associates LP Method separating volatile components from feed material
JP2010020715A (ja) * 2008-07-14 2010-01-28 Toshiba Corp 半導体メモリコントローラおよび半導体メモリシステム
US8326134B2 (en) * 2009-07-27 2012-12-04 Harper James T Integrated boiler component wiring assembly and method
KR101749621B1 (ko) * 2011-06-02 2017-07-03 오스트레일리안 뉴클리어 사이언스 앤드 테크놀로지 오가니제이션 충전 용기 및 위험 폐기물의 저장 방법
CN104299667A (zh) * 2014-09-18 2015-01-21 中国核动力研究设计院 一种移动式放射性废水远红外处理装置
CN110180199A (zh) * 2019-06-10 2019-08-30 浙江恒达仪器仪表股份有限公司 一种用于环境监测的氚自动提取装置及方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58215598A (ja) * 1982-06-09 1983-12-15 株式会社日立製作所 原子力発電所用タンク加温設備
JPS59109283A (ja) * 1982-12-13 1984-06-23 Hitachi Ltd 溶液の蒸発固化方法

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3153566A (en) * 1961-08-28 1964-10-20 Pullman Inc Decontamination of volatile radioactive effluents
DE1564276B2 (de) * 1966-08-10 1971-05-27 Licentia Patent Verwaltungs GmbH, 6000 Frankfurt Vorrichtung zum eindicken radioaktiver konzantrate
DE1614071B1 (de) * 1966-08-10 1971-09-09 Licentia Gmbh Vorrichtung zum Eindicken radioaktiver Konzentrate
DE1639299B1 (de) * 1966-08-10 1971-09-09 Licentia Gmbh Vorrichtung zum Eindicken radioaktiver Konzentrate
DE1614497A1 (de) * 1967-04-12 1970-08-20 Siemens Ag Verfahren zur Konzentrierung radioaktiver Abfaelle
US3912577A (en) * 1970-06-26 1975-10-14 Nittetsu Chem Eng Method and apparatus for treatment of liquid wastes
US4008171A (en) * 1973-09-10 1977-02-15 Westinghouse Electric Corporation Volume reduction of spent radioactive ion exchange resin
JPS5321081A (en) * 1976-08-11 1978-02-27 Hitachi Ltd Treating method and apparatus for salt solution
JPS5343200A (en) * 1976-10-01 1978-04-19 Japan Gasoline Device and method of processing waste radioactive ion exchange resin
US4119560A (en) * 1977-03-28 1978-10-10 United Technologies Corporation Method of treating radioactive waste
US4246233A (en) * 1978-08-23 1981-01-20 United Technologies Corporation Inert carrier drying and coating apparatus
DE2944302C2 (de) * 1979-11-02 1985-10-03 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren und Einrichtung zum Trocknen von radioaktiven Abwasserkonzentraten mit Borsalzen aus Verdampferanlagen von Kernreaktoren
US4369351A (en) * 1980-03-06 1983-01-18 Cng Research Company Method and apparatus for heating liquids and agglomerating slurries
US4305780A (en) * 1980-11-12 1981-12-15 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Hot air drum evaporator
US4444680A (en) * 1981-06-26 1984-04-24 Westinghouse Electric Corp. Process and apparatus for the volume reduction of PWR liquid wastes
DE3200331A1 (de) * 1982-01-08 1983-07-28 GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen "verfahren und anlage zur behandlung von feuchten oder nassen radioaktiven abfallstoffen"
JPS59114498A (ja) * 1982-12-21 1984-07-02 動力炉・核燃料開発事業団 マイクロ波による連続濃縮・脱硝装置
DE3335394A1 (de) * 1983-09-29 1985-04-18 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur behandlung schwach- bis mittelaktiver ionenaustauscherharze
US4559170A (en) * 1983-11-03 1985-12-17 Rockwell International Corporation Disposal of bead ion exchange resin wastes

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58215598A (ja) * 1982-06-09 1983-12-15 株式会社日立製作所 原子力発電所用タンク加温設備
JPS59109283A (ja) * 1982-12-13 1984-06-23 Hitachi Ltd 溶液の蒸発固化方法

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10506465A (ja) * 1994-10-04 1998-06-23 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 液状あるいは湿性廃棄物のための乾燥所
JP2001074888A (ja) * 1999-09-01 2001-03-23 Fuji Kogyo:Kk 放射性有機物を含有する腐敗性廃棄物の乾燥処理装置
JP2004340769A (ja) * 2003-05-16 2004-12-02 Kurita Engineering Co Ltd 有機酸除染廃液の処理方法および装置
JP2013061251A (ja) * 2011-09-13 2013-04-04 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 汚染水処理容器、汚染水処理システムおよび汚染水処理方法
JP2014109570A (ja) * 2012-11-30 2014-06-12 Korea Atomic Energy Research Inst 放射性核種を含む廃液の分離回収装置及びそれを用いた分離回収方法
JP5663799B1 (ja) * 2013-11-22 2015-02-04 加藤　行平 廃水処理装置
JP2015120139A (ja) * 2013-11-22 2015-07-02 加藤　行平 廃水処理装置
JP2015120145A (ja) * 2013-11-22 2015-07-02 加藤　行平 廃水処理装置
JP2019015619A (ja) * 2017-07-07 2019-01-31 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射性廃棄物の処理システム及び放射性廃棄物の処理方法

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0810275B2 (ja) 1996-01-31
DE3432103C2 (ja) 1991-09-19
US4902446A (en) 1990-02-20
DE3432103A1 (de) 1986-03-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS6165196A (ja) 放射性液体の減溶方法とそれに使用されるリブ体
JPS61186486A (ja) 蒸気発生器の防食方法と装置
CN210128929U (zh) 适用于模拟中高温浸泡实验的装置
EP0066358B1 (en) Method of leaching a layer from an article
US5902465A (en) Apparatus for treating industrial waste water through electrolysis
US4849074A (en) Method and apparatus for electrochemically decomposing inorganic materials contained in an aqueous radioactive
EP0133449A2 (en) Method for decontamination of a nuclear steam generator
CN110959183B (zh) 金属放射性废物电化去污的装置
CA1170377A (en) Method and devices for producing exchanges in reservoirs used for storing radioactive substances
CN103418597A (zh) 一种处理含汞岩芯的系统
EP0605977B1 (en) A hollow rotary drum processor
JPH10296006A (ja) 計装配管水張り装置
CN213078429U (zh) 一种反应釜
US3860386A (en) Apparatus for heat treatment of synthetic fibrous yarn
JPS6316032A (ja) イオン交換樹脂による炭酸ガス除去装置における再生蒸気供給方法
CN206783646U (zh) 一种低耗能快速型啤酒杀菌装置
CN113856586B (zh) 一种用于碘的气液转化及气液两相在线取样的装置
JPS625351A (ja) 液体を電気化学的に滅菌する装置
CN213957914U (zh) 一种丙烯酸乳液合成用温度控制设备
JPH102890A (ja) カチオン交換樹脂の性能評価方法
CN208130534U (zh) 一种高效提纯精馏塔器
SU978930A1 (ru) Устройство дл приготовлени и нанесени противокоррозионных покрытий
CN107328641B (zh) 一种茶叶中锌硒元素检测用的环保型消解罐
SU687320A1 (ru) Электронагреватель жидкости
JPS5945929A (ja) マイクロ波脱硝装置

Legal Events

Date Code Title Description
R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

EXPY Cancellation because of completion of term