JPS6367878B2 - - Google Patents
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- JPS6367878B2 JPS6367878B2 JP57034123A JP3412382A JPS6367878B2 JP S6367878 B2 JPS6367878 B2 JP S6367878B2 JP 57034123 A JP57034123 A JP 57034123A JP 3412382 A JP3412382 A JP 3412382A JP S6367878 B2 JPS6367878 B2 JP S6367878B2
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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
- 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)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、一方において排水を、まず蒸発する
ことによつて、蒸発温度ではほう酸飽和濃度以下
でありかつ室温ではほう酸飽和濃度以上であるほ
う酸濃度にまで濃縮し、その際生じた排水濃縮物
を冷却しかつ生じたほう酸を沈降させ、続いて排
水として引続き処理すべき上層物を沈降物から分
離する、原子力発電所で生じるほう酸を含んだ放
射性排水を濃縮する方法に関し、かつ他方におい
て蒸発器が設けられており、この蒸発器の入口に
排水系列と戻し導管が接続されており、また貯蔵
容器が設けられており、この貯蔵容器の入口が、
結合導管を介して蒸発器の出口に結合されてお
り、この貯蔵容器の上半分に戻し導管が接続され
ており、かつこの貯蔵容器が下側沈降物出口を有
する、この方法を実施する装置に関する。上記の
ような排水は4000ppmまでのほう素を含み、この
ことは、固体と考えると2.4重量％のほう酸含有
量に相当し、かつ弱酸性である。
ことによつて、蒸発温度ではほう酸飽和濃度以下
でありかつ室温ではほう酸飽和濃度以上であるほ
う酸濃度にまで濃縮し、その際生じた排水濃縮物
を冷却しかつ生じたほう酸を沈降させ、続いて排
水として引続き処理すべき上層物を沈降物から分
離する、原子力発電所で生じるほう酸を含んだ放
射性排水を濃縮する方法に関し、かつ他方におい
て蒸発器が設けられており、この蒸発器の入口に
排水系列と戻し導管が接続されており、また貯蔵
容器が設けられており、この貯蔵容器の入口が、
結合導管を介して蒸発器の出口に結合されてお
り、この貯蔵容器の上半分に戻し導管が接続され
ており、かつこの貯蔵容器が下側沈降物出口を有
する、この方法を実施する装置に関する。上記の
ような排水は4000ppmまでのほう素を含み、この
ことは、固体と考えると2.4重量％のほう酸含有
量に相当し、かつ弱酸性である。
前記のような公知の方法または公知の装置（ド
イツ連邦共和国特許出願公開第2911272号明細書）
において排水は、これ以上処置せずに蒸発に供さ
れ、かつ沈降物は、所定の時点にコンクリート、
れき青、合成物質等から成る母材にうめ込んでコ
ンデイシヨニングする。コンデイシヨニングする
まで沈降物は発電所内に保存しなければならな
い。既存の原子力発電所ではそのために使用でき
る貯蔵容積に限りがあり、かつ所定の時点に、す
なわち既存の貯蔵容積を使い尽くした際に原子力
発電所から沈降物を取除くことは近頃ますます困
難になつたので、濃縮した多量の排水を貯蔵でき
るようにすることが必要である。本発明はこの点
に補助手段を提供するものである。
イツ連邦共和国特許出願公開第2911272号明細書）
において排水は、これ以上処置せずに蒸発に供さ
れ、かつ沈降物は、所定の時点にコンクリート、
れき青、合成物質等から成る母材にうめ込んでコ
ンデイシヨニングする。コンデイシヨニングする
まで沈降物は発電所内に保存しなければならな
い。既存の原子力発電所ではそのために使用でき
る貯蔵容積に限りがあり、かつ所定の時点に、す
なわち既存の貯蔵容積を使い尽くした際に原子力
発電所から沈降物を取除くことは近頃ますます困
難になつたので、濃縮した多量の排水を貯蔵でき
るようにすることが必要である。本発明はこの点
に補助手段を提供するものである。
本発明の課題は、どのようにして前記の排水を
従来のものより大幅に濃縮するか、しかも経済的
に後で実際にそれぞれ通常のコンデイシヨニング
を行う生成物にまで濃縮するかを示すことにあ
る。
従来のものより大幅に濃縮するか、しかも経済的
に後で実際にそれぞれ通常のコンデイシヨニング
を行う生成物にまで濃縮するかを示すことにあ
る。
この課題を解決するため方法に関して本発明は
次のことを示している。すなわち蒸発の際の排水
のPH値を、中性点の範囲に維持し、またそれ以上
のほう酸をPH値の低下によつて沈降させかつ沈降
させ、また沈降物を、真空蒸留によつてわずかに
湿つた粉末にする。また装置に関しては次のこと
を示している。すなわち加熱可能な貯蔵容器の沈
降物出口が、接続導管を介して真空蒸留器に結合
されている。
次のことを示している。すなわち蒸発の際の排水
のPH値を、中性点の範囲に維持し、またそれ以上
のほう酸をPH値の低下によつて沈降させかつ沈降
させ、また沈降物を、真空蒸留によつてわずかに
湿つた粉末にする。また装置に関しては次のこと
を示している。すなわち加熱可能な貯蔵容器の沈
降物出口が、接続導管を介して真空蒸留器に結合
されている。
その際本発明は、まず次のようなおどろくべき
事実を利用する。すなわち全蒸発の直前およびそ
の間にPH値をほぼ中性点に維持すれば、不都合な
沈殿を恐れることなしに、蒸発の途中で２倍以上
大幅に排水の濃縮を行うことができる。さらにPH
値を値下することによつて排水濃縮物または沈降
物内に付加的にほう酸を沈殿させると、沈降しか
つ上層物を分離した後にペースト状ないしシロツ
プ状の粘度を持つた沈降物が得られ、この沈降物
は、大きなエネルギ消費なしに真空蒸留によつて
わずかに湿つた粉末にすることができる。公知の
方法（ドイツ連邦共和国特許出願公開第2911272
号明細書）によつて得られた沈降物では、このこ
とはまだ不可能であつた。わずかに湿つた粉末
は、貯蔵のため容器に取出すことができ、かつ所
定の時点にコンデイシヨニングのため実質的に任
意の様式で再処理できる。いずれの場合にも排水
発生に関してわずかに湿つた粉末は著しくわずか
な容積しか必要とせず、またずつと容易に貯蔵で
き、かつ付加的に装置に関して比較的小さな真空
蒸留器しか必要としないので、有利である。
事実を利用する。すなわち全蒸発の直前およびそ
の間にPH値をほぼ中性点に維持すれば、不都合な
沈殿を恐れることなしに、蒸発の途中で２倍以上
大幅に排水の濃縮を行うことができる。さらにPH
値を値下することによつて排水濃縮物または沈降
物内に付加的にほう酸を沈殿させると、沈降しか
つ上層物を分離した後にペースト状ないしシロツ
プ状の粘度を持つた沈降物が得られ、この沈降物
は、大きなエネルギ消費なしに真空蒸留によつて
わずかに湿つた粉末にすることができる。公知の
方法（ドイツ連邦共和国特許出願公開第2911272
号明細書）によつて得られた沈降物では、このこ
とはまだ不可能であつた。わずかに湿つた粉末
は、貯蔵のため容器に取出すことができ、かつ所
定の時点にコンデイシヨニングのため実質的に任
意の様式で再処理できる。いずれの場合にも排水
発生に関してわずかに湿つた粉末は著しくわずか
な容積しか必要とせず、またずつと容易に貯蔵で
き、かつ付加的に装置に関して比較的小さな真空
蒸留器しか必要としないので、有利である。
本発明の実施例を以下図面によつて説明する。
基本的構成において装置は、蒸発器１、加熱可
能な貯蔵容器２および真空蒸留器３を直列接続し
たものから成る。蒸発器１の入口には、排水系列
４と戻し導管５が接続されている。蒸発器１の出
口は、結合導管６を介して貯蔵容器２の入口に結
合されている。戻し導管５は、貯蔵容器２の上半
分の範囲においてここから出ている。貯蔵容器２
の下側沈降物出口は、接続導管７を介して真空蒸
留器３に結合されており、さらにこの真空蒸留器
は粉末取出し装置８を有する。蒸発器１において
排水から取出されまたは真空蒸留器３において沈
降物から取出された液体は、それぞれ導管９また
は１０を介して、例えば河川に放出される。
能な貯蔵容器２および真空蒸留器３を直列接続し
たものから成る。蒸発器１の入口には、排水系列
４と戻し導管５が接続されている。蒸発器１の出
口は、結合導管６を介して貯蔵容器２の入口に結
合されている。戻し導管５は、貯蔵容器２の上半
分の範囲においてここから出ている。貯蔵容器２
の下側沈降物出口は、接続導管７を介して真空蒸
留器３に結合されており、さらにこの真空蒸留器
は粉末取出し装置８を有する。蒸発器１において
排水から取出されまたは真空蒸留器３において沈
降物から取出された液体は、それぞれ導管９また
は１０を介して、例えば河川に放出される。
この装置によれば原子力発電所で生じかつ2.4
重量％でほう酸を含んだ放射性排水は、次のよう
にして濃縮される。すなわち弱酸性の排水は、苛
性ソーダ溶液を加えることによつて6.8ないし7.2
の間、なるべく７のPH値に調節され、かつ排水系
列４を介して蒸発器１に移される。蒸発器１にお
いて排水は、蒸発することによつて蒸発温度では
ほう酸飽和濃度以下であるが室温ではほう酸飽和
濃度以上あるほう酸濃度にまで濃縮される。苛性
ソーダ溶液をさらに制御して加えることによつて
排水のPH値は、全蒸発時間の間中性点の範囲に維
持される。それにより蒸発器１において、沈殿を
観察することなく、40000ないし90000ppmの間の
ほう素濃度（24ないし54重量％のほう酸に相当す
る）が得られる。このようにして得られた排水濃
縮物は、この時蒸発器から結合導管６を介して貯
蔵容器２に送られる。ここにおいて排水濃縮物は
冷却され、かつその結果得られたほう酸を沈降さ
せる。排水として引続き処理すべき上層物は、戻
し導管５を介して蒸発器１の入口に戻され、かつ
引続き排水として処理される。残つた沈降物にお
いてしゆう酸を加えてPH値を低下することによつ
てそれ以上のほう酸が沈殿し、このほう酸は、同
様に沈降される。しゆう酸を含んだ上層物は、再
び戻し導管５を介して取出されるが、しゆう酸を
破壊するため蒸発器１に導入する前に過マンガン
酸カリウムを加える。貯蔵容器２に残つた50ない
し70重量％のほう酸を含む沈降物は、この時貯蔵
容器２において50ないし60℃に加熱され、これか
らすぐに接続導管７を介して真空蒸留器３に移さ
れ、ここにおいてわずかに湿つた粉末になるまで
乾燥される。粉末は、粉末取出し装置８によつて
容器に移される。
重量％でほう酸を含んだ放射性排水は、次のよう
にして濃縮される。すなわち弱酸性の排水は、苛
性ソーダ溶液を加えることによつて6.8ないし7.2
の間、なるべく７のPH値に調節され、かつ排水系
列４を介して蒸発器１に移される。蒸発器１にお
いて排水は、蒸発することによつて蒸発温度では
ほう酸飽和濃度以下であるが室温ではほう酸飽和
濃度以上あるほう酸濃度にまで濃縮される。苛性
ソーダ溶液をさらに制御して加えることによつて
排水のPH値は、全蒸発時間の間中性点の範囲に維
持される。それにより蒸発器１において、沈殿を
観察することなく、40000ないし90000ppmの間の
ほう素濃度（24ないし54重量％のほう酸に相当す
る）が得られる。このようにして得られた排水濃
縮物は、この時蒸発器から結合導管６を介して貯
蔵容器２に送られる。ここにおいて排水濃縮物は
冷却され、かつその結果得られたほう酸を沈降さ
せる。排水として引続き処理すべき上層物は、戻
し導管５を介して蒸発器１の入口に戻され、かつ
引続き排水として処理される。残つた沈降物にお
いてしゆう酸を加えてPH値を低下することによつ
てそれ以上のほう酸が沈殿し、このほう酸は、同
様に沈降される。しゆう酸を含んだ上層物は、再
び戻し導管５を介して取出されるが、しゆう酸を
破壊するため蒸発器１に導入する前に過マンガン
酸カリウムを加える。貯蔵容器２に残つた50ない
し70重量％のほう酸を含む沈降物は、この時貯蔵
容器２において50ないし60℃に加熱され、これか
らすぐに接続導管７を介して真空蒸留器３に移さ
れ、ここにおいてわずかに湿つた粉末になるまで
乾燥される。粉末は、粉末取出し装置８によつて
容器に移される。
図は、原子力発電所で生じるほう酸を含んだ放
射性排水を濃縮する装置の略図である。 １…蒸発器、２…貯蔵容器、３…真空蒸留器、
８…粉末取出し装置。
射性排水を濃縮する装置の略図である。 １…蒸発器、２…貯蔵容器、３…真空蒸留器、
８…粉末取出し装置。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 排水を、まず蒸発することによつて、蒸発温
度ではほう酸飽和濃度以下でありかつ室温ではほ
う酸飽和濃度以上であるほう酸濃度にまで濃縮
し、その際生じた排水濃縮物を冷却しかつ生じた
ほう酸を沈降させ、続いて排水として引続き処理
すべき上層物を沈降物から分離する、原子力発電
所で生じるほう酸を含んだ放射性排水を濃縮する
方法において、蒸発の際の排水のPH値を、中性点
の範囲に維持し、続いてそれ以上のほう酸をPH値
の低下によつて沈澱させかつ沈降させ、続いて沈
降物を、真空蒸留によつてわずかに湿つた粉末に
することを特徴とする、原子力発電所で生じるほ
う酸を含んだ放射性排水を濃縮する方法。 ２ 蒸発の際の排水のPH値を、6.8ないし7.2の間
に維持する、特許請求の範囲第１項記載の方法。 ３ 蒸発の際の排水のPH値を、苛性ソーダ溶液を
加えることによつて調節する、特許請求の範囲第
１項または第２項記載の方法。 ４ 蒸発とほう酸沈澱を別の場所で行い、かつま
だ室温以上の温度を有する排水濃縮物を蒸発の場
所からほう酸沈澱場所へ移す、特許請求の範囲第
１項ないし第３項の１つに記載の方法。 ５ 一方において排水濃縮物の冷却により生じる
ほう酸沈澱を、他方においてPH値低下により生じ
るほう酸沈澱を順に行う、特許請求の範囲第１項
ないし第３項の１つに記載の方法。 ６ 上層物の独立の沈降および分離によつて両方
のほう酸沈澱を行う、特許請求の範囲第５項記載
の方法。 ７ しゆう酸を加えることによりPH値低下を行
う、特許請求の範囲第１項ないし第６項の１つに
記載の方法。 ８ 分離されかつしゆう酸を含んだ上層物を、排
水として引続き処理する前に過マンガン酸カリウ
ムを加える、特許請求の範囲第７項記載の方法。 ９ ほう酸沈澱と真空蒸留を別の場所で行い、か
つ沈降物をほう酸沈澱場所において加熱すること
によりポンプ送り可能な状態にし、それから真空
蒸留場所に移す、特許請求の範囲第１項ないし第
８項の１つに記載の方法。 １０ 沈降物を50℃ないし60℃に加熱する、特許
請求の範囲第９項記載の方法。 １１ 排水を、まず蒸発することによつて、蒸発
温度ではほう酸飽和濃度以下でありかつ室温では
ほう酸飽和濃度以上であるほう酸濃度にまで濃縮
し、その際生じた排水濃縮物を冷却しかつ生じた
ほう酸を沈降させ、続いて排水として引続き処理
すべき上層物を沈降物から分離するために、蒸発
器が設けられており、この蒸発器の入り口に排水
系列と戻し導管が接続されており、また貯蔵容器
が設けられており、この貯蔵容器の入口が、結合
導管を介して蒸発器の出口に結合されており、こ
の貯蔵容器の上半分に戻し導管が接続されてお
り、かつこの貯蔵容器が下側沈降物出口を有す
る、原子力発電所で生じるほう酸を含んだ放射性
排水を濃縮する方法を実施する装置において、加
熱可能な貯蔵容器２の沈降物出口が、接続導管７
を介して真空蒸留器３に結合されていることを特
徴とする、原子力発電所で生じるほう酸を含んだ
放射性排水を濃縮する装置。 １２ 真空蒸留器３が粉末取出し装置８を有す
る、特許請求の範囲第１１項記載の装置。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3110491A DE3110491C2 (de) | 1981-03-18 | 1981-03-18 | Verfahren und Anlage zum Einengen eines in einem Kernkraftwerk anfallenden, Borsäure enthaltenden radioaktiven Abwassers |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57161699A JPS57161699A (en) | 1982-10-05 |
| JPS6367878B2 true JPS6367878B2 (ja) | 1988-12-27 |
Family
ID=6127600
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57034123A Granted JPS57161699A (en) | 1981-03-18 | 1982-03-05 | Method for condensing radioactive drain containing boric acid produced from atomic power plant and device therefor |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4476048A (ja) |
| JP (1) | JPS57161699A (ja) |
| BR (1) | BR8201373A (ja) |
| CA (1) | CA1182776A (ja) |
| DE (1) | DE3110491C2 (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3435528A1 (de) * | 1984-09-27 | 1986-04-10 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur verfestigung radioaktiver fluessigkeiten durch ausfaellen |
| EP0246379A3 (en) * | 1985-10-04 | 1988-10-26 | Somafer S.A. | Treatment of radioactive liquid |
| JPH0668556B2 (ja) * | 1985-12-09 | 1994-08-31 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液の処理方法 |
| 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 |
| DE3802755A1 (de) * | 1988-01-30 | 1989-08-10 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren zur einlagerung von radioaktiven abfallstoffen |
| BE1007223A3 (nl) * | 1993-06-16 | 1995-04-25 | Studiecentrum Kernenergi | Werkwijze voor het afscheiden van boorzuur. |
| FR2881740B1 (fr) * | 2005-02-04 | 2007-12-07 | Inertec Snc | Procede de solidification et de stabilisation d'une solution aqueuse d'hydroxyde de sodium concentree |
| WO2022125772A1 (en) * | 2020-12-09 | 2022-06-16 | Atkins Energy Products & Technology, Llc | System and method for treating fluid containing radiological material |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE117138C (ja) * | ||||
| AT289968B (de) * | 1968-02-19 | 1971-05-10 | Siemens Ag | Verfahren und Vorrichtung zur Endkonzentrierung und Lagerung von radioaktiven Abwässern |
| JPS49104100A (ja) * | 1973-02-12 | 1974-10-02 | ||
| DD106732A1 (ja) * | 1973-08-24 | 1974-06-20 | ||
| DE2447471A1 (de) * | 1974-10-04 | 1976-04-08 | Vyzk Ustav Chem Zarizeni | Verfahren zur behandlung von abwaessern aus chemischen aufbereitungsanlagen von uranerzen |
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