JPS62135799A - 放射性廃液の処理方法 - Google Patents
放射性廃液の処理方法Info
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- JPS62135799A JPS62135799A JP60276575A JP27657585A JPS62135799A JP S62135799 A JPS62135799 A JP S62135799A JP 60276575 A JP60276575 A JP 60276575A JP 27657585 A JP27657585 A JP 27657585A JP S62135799 A JPS62135799 A JP S62135799A
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- Japan
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- radioactive waste
- compound
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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
- G21F9/10—Processing by flocculation
-
- 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
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- 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
- G21F9/14—Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation
-
- G—PHYSICS
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- 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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、放射性廃液の処理方法に係り、特に、可溶性
塩を主成分とする放射性Ｉｙ１．液を固化処理するのに
好適な処理方法に関する。
塩を主成分とする放射性Ｉｙ１．液を固化処理するのに
好適な処理方法に関する。
原子力発電所その他の放射線取扱い施設で発生する固体
状又は液体状低レベル放射性廃棄物は、七ｃ′）まま施
設外へ持ち出すことは許されない為、従来はそのままド
ラム缶に詰めてセメント固化し、施設内に保管されてい
た。このセメント固化は、減容比が低く、施設内保管ド
ラム缶数が年々増加しているため、保管スペースの節約
の見地から種種のｆｊＣ谷比向上方法の開発が進められ
ている。
状又は液体状低レベル放射性廃棄物は、七ｃ′）まま施
設外へ持ち出すことは許されない為、従来はそのままド
ラム缶に詰めてセメント固化し、施設内に保管されてい
た。このセメント固化は、減容比が低く、施設内保管ド
ラム缶数が年々増加しているため、保管スペースの節約
の見地から種種のｆｊＣ谷比向上方法の開発が進められ
ている。
原子力発電所で発生する主な液状放射性廃棄物として濃
縮廃液がある。現在では、この濃縮廃液を乾燥粉末化し
てその体積の大部分を占める水を除去し、水硬化性固体
材で固化する方法が開発さｎている。しかし、乾燥粉末
化した濃縮廃液を水硬化性固化材、特にセメントで固化
する際には以下の間喰点がある。
縮廃液がある。現在では、この濃縮廃液を乾燥粉末化し
てその体積の大部分を占める水を除去し、水硬化性固体
材で固化する方法が開発さｎている。しかし、乾燥粉末
化した濃縮廃液を水硬化性固化材、特にセメントで固化
する際には以下の間喰点がある。
（＠） ＢＷＲ発′旺所から生ずる濃縮廃液（Ｎａ２
Ｓ０４が主成分）の場合は、セメントの硬化時に夕「出
する水酸化カルシウム（Ｃａ（ＯＨ）ｚ）がＮａ ２
ＳＯ４と反応し、硫酸カルシウムＣＣａ Ｓ Ｏａ ：
］が生成し、これとアルミン酸三カルシウム［３ＣａＯ
・Ａｔ２０５〕水和物とが反応して膨張性水和物を形成
し、固化体を劣化させる。
Ｓ０４が主成分）の場合は、セメントの硬化時に夕「出
する水酸化カルシウム（Ｃａ（ＯＨ）ｚ）がＮａ ２
ＳＯ４と反応し、硫酸カルシウムＣＣａ Ｓ Ｏａ ：
］が生成し、これとアルミン酸三カルシウム［３ＣａＯ
・Ａｔ２０５〕水和物とが反応して膨張性水和物を形成
し、固化体を劣化させる。
■ ｐ鼎発電所から生ずる濃ｒと廃液（Ｎａ２Ｂ４０７
が主成分）の場合は、セメントに対するホウ酸イオンの
量が増大すると、セメントの水和反応が阻害されて、良
好な固化体が得られない。この問題はセメントに限らず
水硬化性固化材を用いる場合に起る問題である。
が主成分）の場合は、セメントに対するホウ酸イオンの
量が増大すると、セメントの水和反応が阻害されて、良
好な固化体が得られない。この問題はセメントに限らず
水硬化性固化材を用いる場合に起る問題である。
以上の問題点を解決する為に、それぞれ濃縮廃液の不溶
化処理（ａ＠廃液中の可溶性の成分であるＮｌＬ１２５
Ｏａ又はＮａ２Ｂ４Ｏ７を不溶性物質に変換すること）
をした後、乾燥粉末化して固化する方法が検討されてい
る。特に開発１に所から生ずる濃縮廃液の不溶化につい
ては、特開昭５８−１８６０９９ 、特開昭５９−１２
３９９ 、同１２４００に示されている。
化処理（ａ＠廃液中の可溶性の成分であるＮｌＬ１２５
Ｏａ又はＮａ２Ｂ４Ｏ７を不溶性物質に変換すること）
をした後、乾燥粉末化して固化する方法が検討されてい
る。特に開発１に所から生ずる濃縮廃液の不溶化につい
ては、特開昭５８−１８６０９９ 、特開昭５９−１２
３９９ 、同１２４００に示されている。
而して濃縮廃液の不溶化処理の際に問題になるのは、不
溶化処理時に発生した苛性ソーダ（ＮａＯＨ）である。
溶化処理時に発生した苛性ソーダ（ＮａＯＨ）である。
この苛性ソーダを含んだままでは濃″＠喝液の粉体化及
び固化が困難であるため、苛Ｐ［ソーダを分離する必要
がある。しかし、この分離された苛性ソーダはＣｓ ＋
Ｓｒ等の放射性物質を含んでおり、このまま再利用す
ることは困難である。
び固化が困難であるため、苛Ｐ［ソーダを分離する必要
がある。しかし、この分離された苛性ソーダはＣｓ ＋
Ｓｒ等の放射性物質を含んでおり、このまま再利用す
ることは困難である。
本発明の目的は、可溶性塩を主成分とする放射性廃液の
不溶化と共にＣｓ ＋ Ｓｒ等の放射性物質を固層へ捕
捉することによって、不溶化処理時に発生した竹性ソー
ダの再利用を容易にし、さらに同化後は固化体中に放射
性物質を安定に固定化する放射性廃液処理方法を提供す
ることにある。
不溶化と共にＣｓ ＋ Ｓｒ等の放射性物質を固層へ捕
捉することによって、不溶化処理時に発生した竹性ソー
ダの再利用を容易にし、さらに同化後は固化体中に放射
性物質を安定に固定化する放射性廃液処理方法を提供す
ることにある。
本発明の特徴は、可溶性塩（Ｎｈ ２ ＳＯａ又はＮａ
２Ｂ４０７）を主成分とするＢＷＲ発電プラント又はＰ
ｗＲ発東プラントから発生する放射性濃縮廃液中の上記
可溶性塩を不溶化させて沈殿させ、その後または同時に
放射性物質を吸着する吸着剤を添加して沈殿させ、上記
不溶化の際、生成された水酸化ナトＩＪウム（ＮａＯＨ
）を分離し、その後に上記の沈殿物を含む廃液スラリー
を水硬化性固化材で固化することにより同化体とするも
のである。
２Ｂ４０７）を主成分とするＢＷＲ発電プラント又はＰ
ｗＲ発東プラントから発生する放射性濃縮廃液中の上記
可溶性塩を不溶化させて沈殿させ、その後または同時に
放射性物質を吸着する吸着剤を添加して沈殿させ、上記
不溶化の際、生成された水酸化ナトＩＪウム（ＮａＯＨ
）を分離し、その後に上記の沈殿物を含む廃液スラリー
を水硬化性固化材で固化することにより同化体とするも
のである。
上記の分離した苛性ソーダは放射性物質を含まないので
その再利用が容易であり、また固化体中に放射性物質が
安定に固定化できるので固化体からの放性能の浸出を大
巾に低減できる。
その再利用が容易であり、また固化体中に放射性物質が
安定に固定化できるので固化体からの放性能の浸出を大
巾に低減できる。
本発明の実施例を、特に廃液がＢＷＲ発電所から生ずる
濃縮廃液（主成分が硫酸ソーダＮＩＬ２ＳＯａ ）の場
合について、第１図により説明する。
濃縮廃液（主成分が硫酸ソーダＮＩＬ２ＳＯａ ）の場
合について、第１図により説明する。
廃液に可溶性のＢａ化合物を添加し、廃液中の硫酸ソー
ダを不溶化して硫酸バリウムとして析出沈殿させる。次
いで、又は同時に、吸着剤を廃液に添加して、Ｃｓ 、
Ｓｒ等の放射性物質を吸着させ沈殿させる。以下の反
応が終了すると、 Ｎａ２ＳＯ４＋ Ｂａ（ＯＨ）２→ＢａＳＯ４＋ ２Ｎ
ａＯＨ苛性ソーダが発生する。この苛性ソーダを分流し
た後、上記硫酸バリウムおよび吸着剤の沈殿物を含んだ
スラリーを蒸発濃縮もしくは粉体化した後、ｆ）るいは
スラリーのままの状態で、水硬化性固化材（セメント、
水ガラス、シリカ等）を加えて固化し、固化体とする。
ダを不溶化して硫酸バリウムとして析出沈殿させる。次
いで、又は同時に、吸着剤を廃液に添加して、Ｃｓ 、
Ｓｒ等の放射性物質を吸着させ沈殿させる。以下の反
応が終了すると、 Ｎａ２ＳＯ４＋ Ｂａ（ＯＨ）２→ＢａＳＯ４＋ ２Ｎ
ａＯＨ苛性ソーダが発生する。この苛性ソーダを分流し
た後、上記硫酸バリウムおよび吸着剤の沈殿物を含んだ
スラリーを蒸発濃縮もしくは粉体化した後、ｆ）るいは
スラリーのままの状態で、水硬化性固化材（セメント、
水ガラス、シリカ等）を加えて固化し、固化体とする。
上記分離された苛性ソーダは放射性物質を含んでおらず
、再利用される。
、再利用される。
上記吸着剤の例としては、Ｃｓを吸着固定化するにはフ
ェロシアン化銅、またＳｒを１孜着固定化するには塩化
チタンを用いることができる。こ１１ら吸着剤による放
射性物質固定化の効果を第２図及び第３図に示す。これ
らの図は、上記吸着剤の添加を行って得た最終の固化体
からのＣｓ 、 Ｓｒ浸出量比を夫々示したものである
。
ェロシアン化銅、またＳｒを１孜着固定化するには塩化
チタンを用いることができる。こ１１ら吸着剤による放
射性物質固定化の効果を第２図及び第３図に示す。これ
らの図は、上記吸着剤の添加を行って得た最終の固化体
からのＣｓ 、 Ｓｒ浸出量比を夫々示したものである
。
〈実施例１〉
具体的な実施例として、廃液が硫酸ナトリウムであり、
可溶性バリウム化合物として水酸化バリウムを、また吸
着剤としてフェロシアン化銅と塩化チタンを添加し、ま
ン１固化材としてケイ酸アルカリを主成分とし、これに
硬化剤たるリン酸塩を使用する場合について、第４図で
、説明する。
可溶性バリウム化合物として水酸化バリウムを、また吸
着剤としてフェロシアン化銅と塩化チタンを添加し、ま
ン１固化材としてケイ酸アルカリを主成分とし、これに
硬化剤たるリン酸塩を使用する場合について、第４図で
、説明する。
廃液タンク１から固形分（水を除去したときに伐る固形
硫酸ソーダの分）濃度２０ｗｔ％の硫酸ソーダを固形分
が２５ ｔｏｎとなるように反応タンク４に供給し、添
加剤タンク２から水酸化バリウム５６ ｔｏｎ ｆ反応
タンク４に供給し、さらにＣｓ ＋ ｂ ｒのだめの吸
着剤として添加剤タンク３がら反応タンク４にフェロシ
アン化銅と塩化チタンｋ ｆｍ Ｑ中のＣｓ 、 Ｓｒ
のモル故の５倍添加する。
硫酸ソーダの分）濃度２０ｗｔ％の硫酸ソーダを固形分
が２５ ｔｏｎとなるように反応タンク４に供給し、添
加剤タンク２から水酸化バリウム５６ ｔｏｎ ｆ反応
タンク４に供給し、さらにＣｓ ＋ ｂ ｒのだめの吸
着剤として添加剤タンク３がら反応タンク４にフェロシ
アン化銅と塩化チタンｋ ｆｍ Ｑ中のＣｓ 、 Ｓｒ
のモル故の５倍添加する。
ヒータ５で８０℃にタンク４を加熱し、攪拌慢で混合攪
拌を１時間継続し、以下の反応と同時に、Ｃｓ 、 Ｓ
ｒの吸着を完了させる。
拌を１時間継続し、以下の反応と同時に、Ｃｓ 、 Ｓ
ｒの吸着を完了させる。
Ｎａ２ＳＯ４＋ Ｂａ （ＯＨ）２−＋ ＲａＳＯ４＋
２ＮａＯＨ以上の不溶化およびＣｓ 、 Ｓｒの吸着
固定化の工程が終了した後、この反応タンクｌｌ内でＢ
ａＳＯ４および前記吸着材の沈降分離を行ない、苛性ソ
ーダを分離する。この分離された苛性ソーダは他の用牙
に再利用される。例えば図示の如く原子炉の伎水系１５
の脱塩に使われている脱塩器１３の内容物で次に、上記
Ｂ ａ ＳＯ４および吸着剤の沈殿物全含む廃液スラリ
ーを乾燥機６で、乾燥粉体化し、粉体ホッパー７にこの
粉体を受ける。ドラム缶８に、タンク９からケイ酸ソー
ダを主成分とする固化材１２０ゆとタンク１０から添加
水６０ ｋｇを添加し、混練して被−ストを作成した後
、上記粉体ホッパ２−７から粉体をドラム缶８に３００
１ｖ添加し、混線固化する。
２ＮａＯＨ以上の不溶化およびＣｓ 、 Ｓｒの吸着
固定化の工程が終了した後、この反応タンクｌｌ内でＢ
ａＳＯ４および前記吸着材の沈降分離を行ない、苛性ソ
ーダを分離する。この分離された苛性ソーダは他の用牙
に再利用される。例えば図示の如く原子炉の伎水系１５
の脱塩に使われている脱塩器１３の内容物で次に、上記
Ｂ ａ ＳＯ４および吸着剤の沈殿物全含む廃液スラリ
ーを乾燥機６で、乾燥粉体化し、粉体ホッパー７にこの
粉体を受ける。ドラム缶８に、タンク９からケイ酸ソー
ダを主成分とする固化材１２０ゆとタンク１０から添加
水６０ ｋｇを添加し、混練して被−ストを作成した後
、上記粉体ホッパ２−７から粉体をドラム缶８に３００
１ｖ添加し、混線固化する。
不実施例によれば、不溶化と共に放射性物質の吸着固定
化を行うのヤ、分離した苛性ソーダは、そのまま、イオ
ン交換樹脂の再生等、他の用途に使用できる。さらには
、不溶化と、放射性廃棄物の固定化との相乗効果により
、本実施例で得られた固化体は従来の固化体に比較して
、Ｃｓの浸出比が１／１ｔＪＯになることがわかった。
化を行うのヤ、分離した苛性ソーダは、そのまま、イオ
ン交換樹脂の再生等、他の用途に使用できる。さらには
、不溶化と、放射性廃棄物の固定化との相乗効果により
、本実施例で得られた固化体は従来の固化体に比較して
、Ｃｓの浸出比が１／１ｔＪＯになることがわかった。
〈実１例２〉
前述のＢ ａ ＳＯ４および吸着剤の沈殿物を含むスラ
リーを、固化材と同時に添加すべき水を残して濃縮した
後、粉状の固化材のみを添加しても、実施例１と同様の
効果が得られる。但し、９ ；ｎ＋ｉの精度の面で水／
固化材比の正確さは完全には望めないから、この点で実
施例１の方が好ましい。
リーを、固化材と同時に添加すべき水を残して濃縮した
後、粉状の固化材のみを添加しても、実施例１と同様の
効果が得られる。但し、９ ；ｎ＋ｉの精度の面で水／
固化材比の正確さは完全には望めないから、この点で実
施例１の方が好ましい。
以上の二実施例では、ケイ酸アルカリを主成分とする固
化材を使用したが、他の水硬化性固化材たとえばセメン
トなどを使用してもよい。
化材を使用したが、他の水硬化性固化材たとえばセメン
トなどを使用してもよい。
また以上の実施例はＢＷＲ濃縮廃液（Ｎａ２ＳＯ４が主
成分）について実施したが、ＰＷＲ濃縮廃液（Ｎａ２Ｂ
４０７が主成分）の場合には、不溶化処理のために添加
すべき塩として可溶性のカルシウム塩を使用すれば同様
の効果が得られる。
成分）について実施したが、ＰＷＲ濃縮廃液（Ｎａ２Ｂ
４０７が主成分）の場合には、不溶化処理のために添加
すべき塩として可溶性のカルシウム塩を使用すれば同様
の効果が得られる。
Ｓｒの吸着材としては、塩化チタンに限らず、有機チタ
ン、無機チタン化合物、有りジルコニウム、無機ジルコ
ニウム化合物を用いることができる。
ン、無機チタン化合物、有りジルコニウム、無機ジルコ
ニウム化合物を用いることができる。
Ｃｓの吸着材としては、フェロシアン化銅に限うず、他
の金属のフェロシアン化化合物を用いてもよい。
の金属のフェロシアン化化合物を用いてもよい。
更に、塩化チタン、フェロシアン化銅の代りＶこ、ゼオ
ライトを吸着剤として用いてもよい。
ライトを吸着剤として用いてもよい。
本発明によれば、濃縮廃液の主成分であるＮａ２ＳＯ４
やＮａ２Ｂ４Ｏ７が不溶化されるので、得られた最終の
固化体が健全なものとなる。また、放射性物質を吸着剤
に吸着して沈殿させるので、不溶化処理の際に発生する
苛性ソーダに放射性物質はぽとんど含まれていないので
、この苛性ソーダを分離してイオン交換樹折の再生等地
の用途に利用できるという効果がある。また、放射性物
質は固化体中に固定化されるため、きわめて安定な固化
体が得られる。
やＮａ２Ｂ４Ｏ７が不溶化されるので、得られた最終の
固化体が健全なものとなる。また、放射性物質を吸着剤
に吸着して沈殿させるので、不溶化処理の際に発生する
苛性ソーダに放射性物質はぽとんど含まれていないので
、この苛性ソーダを分離してイオン交換樹折の再生等地
の用途に利用できるという効果がある。また、放射性物
質は固化体中に固定化されるため、きわめて安定な固化
体が得られる。
第１図は本発明の実施例の基本的なプロセスを示す系統
図、第２図はフェロシアン化銅の添加量とセシウムの浸
出比の関係を示す図、第３図は塩化チタンの添加量とセ
シウムのり山地の関係を示す図、第４図は、実施例１の
概略フロー図である。 １・・廃液タンク ２・・・添加剤（水酸化バリウム）タンク３・・添加剤
（フェロシアン化銅、塩化チタン）タンク４・・・反応
タンク ５・・・ヒーター６・・乾燥機
７・・・粉体ホラ・ン一８ ドラム缶 ９
・固化材タンク１０・・・水タンク １１・・
・攪拌機１２ 水 １３・・・脱塩器１−
１・・・イオン交挾樹脂 １５・・・復水第１図 第２図 Ｃｕ２ 〔Ｆｅ （ＣＮ）６ ）：小７］０量（フェロ
シアンｒｎｏｌｅ／Ｃｓ ｍｏｌｅ）第３図
図、第２図はフェロシアン化銅の添加量とセシウムの浸
出比の関係を示す図、第３図は塩化チタンの添加量とセ
シウムのり山地の関係を示す図、第４図は、実施例１の
概略フロー図である。 １・・廃液タンク ２・・・添加剤（水酸化バリウム）タンク３・・添加剤
（フェロシアン化銅、塩化チタン）タンク４・・・反応
タンク ５・・・ヒーター６・・乾燥機
７・・・粉体ホラ・ン一８ ドラム缶 ９
・固化材タンク１０・・・水タンク １１・・
・攪拌機１２ 水 １３・・・脱塩器１−
１・・・イオン交挾樹脂 １５・・・復水第１図 第２図 Ｃｕ２ 〔Ｆｅ （ＣＮ）６ ）：小７］０量（フェロ
シアンｒｎｏｌｅ／Ｃｓ ｍｏｌｅ）第３図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性廃液の可溶性主成分（Ｎａ＿２ＳＯ＿４又は
Ｎａ＿２Ｂ＿４Ｏ＿７）を不溶性物質に変換して沈殿さ
せる工程、その後または同時に放射性物質を吸着する吸
着剤を該廃液に添加して沈殿させる工程、上記第１の工
程で発生した苛性ソーダを分離する工程、および上記第
１および第２の工程で生じた沈殿物を含むスラリーを水
硬化性固化材で固化する工程からなることを特徴とする
放射性廃液の処理方法。 ２ 放射性廃液の可変性主成分がＮａ＿２ＳＯ＿４であ
る場合には上記第１の工程は可溶性バリウム化合物を添
加することによって行う特許請求の範囲第１項記載の放
射性廃液の処理方法。 ３ 放射性廃液の可溶性生成分がＮａ＿２Ｂ＿４Ｏ＿７
である場合には前記第１の工程は可溶性のカルシウム化
合物を添加することによって行う特許請求の範囲第１項
記載の放射性廃液の処理方法。 ４ 前記吸着剤として、チタンもしくはジルコニウム化
合物又はフェロシアン金属化合物を用いる特許請求の範
囲第１項記載の放射性廃液の処理方法。 ５ フェロシアン金属化合物が銅フェフロシアン化合物
である特許請求の範囲第４項記載の放射性廃液の処理方
法。 ６ 前記最後の固化工程は、前記スラリーを乾燥粉体化
した後に水および水硬化性固化材を添加することによっ
て行う特許請求の範囲第１項ないし第５項のいずれかに
記載の放射性廃液の処理方法。 ７ 前記最後の固化工程は、前記スラリーを蒸発濃縮し
た後に、水硬化性固化材を添加することによって行う特
許請求の範囲第１項ないし第５項のいずれかに記載の放
射性廃液の処理方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276575A JPH0668556B2 (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 放射性廃液の処理方法 |
| US06/938,798 US4804498A (en) | 1985-12-09 | 1986-12-08 | Process for treating radioactive waste liquid |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276575A JPH0668556B2 (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 放射性廃液の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62135799A true JPS62135799A (ja) | 1987-06-18 |
| JPH0668556B2 JPH0668556B2 (ja) | 1994-08-31 |
Family
ID=17571381
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60276575A Expired - Fee Related JPH0668556B2 (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 放射性廃液の処理方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4804498A (ja) |
| JP (1) | JPH0668556B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013096781A (ja) * | 2011-10-31 | 2013-05-20 | Jfe Engineering Corp | 放射性セシウム含有飛灰のセメント固化物の製造方法 |
| JP2014052287A (ja) * | 2012-09-07 | 2014-03-20 | Jikei Univ | 除染用粒子、除染用粒子分散液、及びそれらの製造方法、並びに除染用磁性複合粒子 |
| JP2014222208A (ja) * | 2013-05-14 | 2014-11-27 | 株式会社アグリサプライ | 洗浄方法 |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0769473B2 (ja) * | 1987-11-05 | 1995-07-31 | 三菱重工業株式会社 | 酸性除染廃液の処理方法 |
| FR2624301B1 (fr) * | 1987-12-02 | 1990-03-30 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de conditionnement des dechets radioactifs ou toxiques contenant des ions borate, et son procede de fabrication |
| JPH0792519B2 (ja) * | 1990-03-02 | 1995-10-09 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法及び装置 |
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