HU193209B - Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions - Google Patents
Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions Download PDFInfo
- Publication number
- HU193209B HU193209B HU194784A HU194784A HU193209B HU 193209 B HU193209 B HU 193209B HU 194784 A HU194784 A HU 194784A HU 194784 A HU194784 A HU 194784A HU 193209 B HU193209 B HU 193209B
- Authority
- HU
- Hungary
- Prior art keywords
- acid
- concentration
- hydroxide
- solution
- boric acid
- Prior art date
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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
Abstract
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Erhoehung der Konzentrierbarkeit von in Atomkraftwerken anfallenden radioaktiven Abfalloesungen. Die Erfindung betrifft insbesondere ein Verfahren zur Behandlung der nach der Entfernung der Oxalsaaeure und/oder Oxalate, Citronensaeure und/oder Citrate, Permanganate und sonstiger Dekontaminierungsmittel erhaltenen Abfalloesung, die neben sonstigen anorganischen Salzen in erster Linie Borsaeure und/oder Borate Nitrate und/oder Salpetersaeure und Natriumhydroxid und/oder Kaliumhydroxid enthaelt. Im Sinne der Erfindung wird abhaengend von der Zusammensetzung der Loesung durch Zusatz von Natriumhydroxid und/oder Kaliumhydroxid beziehungsweise - wenn die Loesung alkalischer als erwuenscht ist - durch Zusatz von Salpetersaeure das Molverhaeltnis zwischen Alkalihydroxid und Borsaeure unter Beruecksichtigung dessen, dass die Konzentration des sich durch die Saeure-Base-Reaktion bildenden Kaliumnitrates in dem nach dem Eindampfen erhaltenen Konzentrat unter 220 g/dm3 liegen muss, auf einen Wert zwischen 0,8 und 1,5, zweckmaessig auf 1 eingestellt und dann durch einen Konzentrierungsprozess, zweckmaessig durch Eindampfen ein 310-900 g/dm3 Salze enthaltendes Konzentrat hergestellt. Das erfindungsgemaess hergestellte Konzentrat ist bei einer Temperatur von wenigstens 20C lagerfaehig, es scheiden sich weder Kristalle noch sonstige Feststoffe aus.The invention relates to a method for increasing the concentration of accumulated in nuclear power plants radioactive waste solutions. More particularly, the invention relates to a process for the treatment of the waste solution obtained after the removal of the oxalic acid and / or oxalates, citric acid and / or citrates, permanganates and other decontaminating agents, which in addition to other inorganic salts is primarily boric acid and / or borates, nitrates and / or nitric acid and sodium hydroxide and / or potassium hydroxide. For the purposes of the invention, depending on the composition of the solution by addition of sodium hydroxide and / or potassium hydroxide or - if the solution is more alkaline than desired - by adding nitric acid, the molar ratio between alkali metal hydroxide and boric acid, taking into account that the concentration of the Acid-base reaction forming potassium nitrate in the concentrate obtained after evaporation must be below 220 g / dm3, to a value between 0.8 and 1.5, suitably set to 1 and then by a concentration process, suitably by evaporation a 310- Concentrate containing 900 g / dm3 salts. The concentrate prepared according to the invention is storable at a temperature of at least 20C, neither crystals nor other solids separate out.
Description
A találmány tárgya az atomerőmüvekben keletkező radioaktív hulladékoldatok kémiai kezelésére és töményítésére szolgáló eljárás.The present invention relates to a process for the chemical treatment and concentration of radioactive waste solutions in nuclear power plants.
A találmány tárgya közelebbről megjelölve a feldolgozandó hulladékoldatból a benne levő oxálsav és/vagy oxalát, citromsav és/vagy cifrát, permanganát és egyéb dekontaminálószerek eliminációja után előállt hulladékoldatban — amely hulladékoldat egyéb szervetlen sók mellett elsősorban bórsavat és/vagy borátot, nitrátot és/vagy salétromsavat és nátrium-hidroxidot és/vagy kálium-hidroxidot tartalmaz — az oldat összetételétől függően nátrium-hidroxid és/vagy kálium-hidroxid hozzáadásával, illetve — ha az oldat a kívántnál lúgosabb — salétromsav hozzáadásával beállítjuk az alkáii-hidroxid/bórsav mólarányt 1,0-1,5 tartományba — célszerűen 1,0 értékre — annak figyelembevételével, hogy az oldatban a sav-bázis reakció során képződő kálium-nitrát koncentrációja a bepárlás után előálló sűrítményben ne haladja meg a 220 g/dm3 koncentrációértéket és a kedvező mólarány beállítása után bepárlással a kiindulási oldatösszetételtől függően 310-900 g/dm3 sókoncentrációjú sűrítményt állítunk elő. A kémiai kezelésünk következtében a bepárlás folyamán sem habzás, sem pedig kristálykíválás nem lép fel, továbbá az eljárásunk szerint'előállított sűrítményből legalább 20°C-os tárolási hőmérsékleten kristály és/vagy szilárd anyag nem válik ki.More particularly, the present invention relates to a waste solution obtained after the elimination of oxalic acid and / or oxalate, citric acid and / or citrate, permanganate and other decontaminating agents from the waste solution to be processed, which waste solution includes, in addition to other inorganic salts, boric acid and / or and sodium hydroxide and / or potassium hydroxide, depending on the composition of the solution, by adding sodium hydroxide and / or potassium hydroxide or, if the solution is more basic, by adding nitric acid, the molar ratio of alkali hydroxide to boric acid is adjusted to 1.0- In the range of 1.5, preferably to 1.0, provided that the concentration of potassium nitrate in solution in the concentrate after evaporation does not exceed 220 g / dm 3 and after a favorable molar ratio has been adjusted by evaporation, a concentrate with a salt concentration of 310-900 g / dm 3 is prepared, depending on the composition of the stock solution. As a result of the chemical treatment, neither foaming nor crystallization occurs during evaporation and no crystals and / or solids are precipitated from the concentrate produced by the process at a storage temperature of at least 20 ° C.
A technika állása szerint bár ismeretes olyan eljárás (80 34, 397 számú japán szabadalmi leírás), amely szerint a bórsavtartalmú hulladékoldatot a végleges megszilárdítás előtt szárazra párolják, azonban a legtöbb atomerőműben különböző okok miatt (környezetvédelmi szempontok — radioaktív porok képződésének megakadályozása, automatizálhatóság és a többi) nedves eljárással, azaz oldatokkal dolgoznak.Although the prior art (Japanese Patent 80 34, 397) discloses that a boric acid waste solution is evaporated to dryness prior to final consolidation, it is known in most nuclear power plants for various reasons (environmental considerations - prevention of radioactive dust formation, automation and others) work with wet process, ie solutions.
A 654010. számú szovjet szabadalmi leírás szerint a bórsav és/vagy bóráttartalmű hulladékoldatot salétromsavval 3,5-4,0 pH-értékig megsavanyítják és 130-150 g/dm3 sókoncentrációig betöményítik. Eljárásunk egyrészt korróziós szempontból előnyösebb, mint a fent nevezett szovjet eljárás, mert lúgos közegben dolgozunk és így kisebb korróziós igénybevételnek tesszük ki a berendezéseket, másrészt pedig 310-900 g/dm3 sókoncentrációjú, tehát jóval töményebb hulladékoldat- koncentrátumot állítunk elő.According to US Patent No. 654010, the boric acid and / or borate containing waste solution is acidified to pH 3.5-4.0 with nitric acid and concentrated to a salt concentration of 130-150 g / dm 3 . On the one hand, our process is more corrosive than the above-mentioned Soviet process because it works in an alkaline medium, thus making the equipment less corrosive, and on the other hand, it produces a concentrated concentrate of 310-900 g / dm 3 salt.
A 185.105 számú magyar szabadalmrleírás szerint 10’2 mol/dm3 K7-koncentráció alatti káliumtartalmú és bórsav és/vagy boráttartalmú oldatok feldolgozásakor legfeljebb 310 g/dm3 sókoncentrációt valósítunk meg és 10'2 mol/dm3-nél nagyobb K+ -koncentrációjú oldatok betöményítésére legfeljebb 150 g/dm3 sókoneentrációt érünk el, ezzel szemben eljárásunk a K*-koncentrációra nem igényel szigorú megszorítást, miáltal a 10'2 mol/dm3nél nagyobb iC-koncentrációjú oldatokat isHungarian Patent Application No. 185,105 discloses a salt concentration of up to 310 g / dm 3 and a K + concentration greater than 10 ' 2 mol / dm 3 when working with solutions containing potassium and less than 10' 2 mol / dm 3 K7. up to 150 g / dm 3 of salt for concentration of the solutions, however, our process does not require strict restrictions on the K * concentration, so that solutions with an iC concentration of more than 10 ' 2 mol / dm 3
310-900 g/dm3 sókóncentrációig betöményítjük.It is concentrated to a salt concentration of 310-900 g / dm 3 .
Az atomerőművek többsége a képződő radioaktív hulladékoldatokat a rövid felezési idejű izotópok lebomlásáig és a végleges feldolgozásig tárolja. A folyékony radioaktív hulladékoldatok tárolása a fajlagos tárolási költség szempontjából annál előnyösebb, minél töményebb hulladékoldat-sűrítmény állítható elő. A kis aktivitásszintű radioaktív hulladékoldatok töményítésekor lehetőség szerint a legtöményebb hulladékoldat-koncentrátumot kell előállítani, mert egy adott erőműnél korlátozott mértékű tárolókapacitás áll rendelkezésre és a töményítés következtében a végső szilárdítás és temetés fajlagos költségei is csökkennek, de a töményítés során a komponensek oldhatóságának egyensúlyi koncentrációját nem lehet túllépni, mert a túltelítés következtében fellépő kristálykíválás a hulladékoldat töményítését szolgáló berendezésben, illetve szivattyúzáskor és tároláskor üzemzavart okozhatMost nuclear power plants store the radioactive waste solutions that are generated until short-lived isotopes are decomposed and finalized. The more concentrated the waste solution concentrate is, the more advantageous the storage of liquid radioactive waste solutions is in terms of specific storage costs. Concentration of low-level radioactive waste solutions should preferably result in the production of the most concentrated waste solution concentrate because of the limited storage capacity available at a given power plant and the reduction in specific costs of final solidification and burial, but may not balance the solubility of the components. exceed because crystalline precipitation due to over saturation may cause malfunctions in the equipment for concentrating the waste solution and during pumping and storage
Eljárásunk lényegét az alábbiakban foglaljuk össze. Az atomerőművi hulladékoldat oxálsav és/vagy oxolát-, citromsav és/vagy citrát-, borkősav és/vagy tartarát-, permanganát- és egyéb dekontaminálószerek eliminálása után előállított oldatban, illetve eleve dekontaminálószer mentes hulladékoldatban — amely egyéb szervetlen sók mellett elsősorban bórsavat és/vagy bórátokat, nitrátokat és/ /vagy salétromsavat, illetve kálium- és/vagy nátrium-hidroxidot tartalmaz — az oldat öszszetételétől függően az alkáii-hidroxid/bórsav mólarányt alkáli-hid'roxid — előnyösen nátrium-hidroxid és/vagy kálium hidroxid — hozzáadásával, illetve, amennyiben a kívánt értéknél az oldat lúgosabb erős ásványi sav — előnyösen salétromsav — hozzáadásával l,0:galkáli-hidroxid/bórsav5gl,5 határok közé— előnyösen 1,0 értékre állítjuk be, annak figyelembevételével, hogy az így előállított oldatból koncentrálási művelettel — előnyösen bepárlással - előállított 310-900 g/dm3 sókoncentrációjú sűrítményben a — sav-bázis reakcióban képződő — káliumnitrát koncentrációja a 220 g/dm3 értéket ne haladja meg, tehát a kálium-tartalmú oldatokban nátrium-hidroxid adagolásával állítjuk be az alkáii-hidroxid/bórsav mólarányt. A dekontaminálószerek eliminációját a 185.105. számú magyar szabadalmi leírás szerint végezzük. Az alkáii-hidroxid/bórsav mólarányt — a dekontaminálószerek eliminálása után — a hulladékoldat koncentrálása előtt a besűrítendő hulladékoldatban és/vagy a besűrítés—célszerűen bepárlás — közben a bepárlóban állítjuk be és az alkáii-hidroxid/bórsav mólarányt a bepárlóban folyamatosan ellenőrizzük és koncentrálási művelettel — célszerűen bepárlással-310-900 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állítunk elő a hulladékoldatból. A kémiai kezelésünk — a dekontaminálószerek eliminációja és az alkáii-hidroxid/bórsavThe essence of our procedure is summarized below. Nuclear waste solution in solution prepared after the elimination of oxalic acid and / or oxolate, citric acid and / or citrate, tartaric acid and / or tartrate, permanganate and other decontaminants, or in a waste solution free of decontaminants and containing in particular boric acid and other inorganic salts containing borates, nitrates and / or nitric acid or potassium and / or sodium hydroxide, depending on the composition of the solution, the molar ratio of alkali hydroxide / boric acid is added by addition of alkali hydroxide, preferably sodium hydroxide and / or potassium hydroxide, or if the solution is more basic than the desired value by addition of a strong mineral acid, preferably nitric acid, within a range of 1.0: galgal hydroxide / boric acid to 5 µg, preferably 1.0, taking into account that the resulting solution is preferably concentrated by by evaporation - tt The concentration of potassium nitrate formed in the acid concentration of 310-900 g / dm 3 does not exceed 220 g / dm 3 , so that the molar ratio of alkali hydroxide / boric acid is adjusted by the addition of sodium hydroxide in potassium solutions . Elimination of decontaminating agents is described in art. Hungarian Patent No. 5,198,198. The molar ratio of alkali hydroxide / boric acid, after elimination of the decontaminating agents, is adjusted in the waste solution to be concentrated and / or concentrated, preferably during evaporation, and the molar ratio of alkali hydroxide / boric acid is continuously controlled and concentrated in the evaporator. preferably by evaporation, a stable concentrate is prepared from the waste solution having a salt concentration of-310-900 g / dm 3 . Our chemical treatment - elimination of decontaminating agents and alkali hydroxide / boric acid
-2193209 mólarány beállítása — következtében a koncentrálás hőmérsékletén és/vagy legalább 20°C-on történő tároláskor kristály és/vagy szilárd anyag nem válik ki, azaz a kiindulási oldatösszetételtől függően 310-900 g/dm3 sókoncentrációjú 20°C-on stabil sűrítmény állítható elő.Adjustment of -2193209 molar ratio - as a result no crystals and / or solids are precipitated when stored at concentration temperature and / or at least 20 ° C, ie a stable concentrate at 20 ° C with a salt concentration of 310-900 g / dm 3, depending on the stock solution can be produced.
A bórsav oldhatósága vízben és neutrális sók vizes oldatában, például nátrium-nitrát vizes oldatában 48 g/dm3, azonban az általunk beállított alkáli-hidroxid/bórsav mólaránnyal meghatározott alkáli-borátok-nátrium- és/vagy kálium-borátok-oldhatósága 20°C-on bórsavban kifejezve 340 g/dm3.The solubility of boric acid in water and in aqueous solutions of neutral salts, such as aqueous sodium nitrate, is 48 g / dm 3 , but the solubility of the alkali borates, sodium and / or potassium borates, in the molar ratio of alkali hydroxide / boric acid we set. 340 g / dm 3 expressed as boric acid.
Eljárásunk előnye, hogy nem igényel külön berendezést, hanem bármely atomerőműben meglevő vízkezelő és tároló berendezésekben megvalósítható és csupán a hulladékoldat célszerű kémiai kezelése következtében 310900 g/dm3 sókoncentrációjú sűrítményt állít elő, amely az előírt egyéves pihentetés után külön bepárlás beiktatása nélkül közvetlen beágyazásra és/vagy cementezésre kerülhet. Ezáltal egy technológiai lépést — a cementezés előtti bepárlást — kiiktattunk, ugyanakkor azonos tartálykapacitás esetén lényegesen több hulladékoldat-koncentrátum elhelyezésére nyílik lehetőség.The advantage of our process is that it does not require any additional equipment, but produces a concentrate with a salt concentration of 310900 g / dm 3 , which can be implemented in any water treatment and storage facility at any nuclear power plant and is directly immersed after the prescribed one year or can be cemented. This eliminates a technological step - pre-cementing - while allowing significantly more waste solution concentrates to be placed at the same tank capacity.
1. Alkalmazási példa1. Application Example
Egy atomerőmű technológiai leírása alapján számított hulladékoldat — mint referenciaoldat — összetétele a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélkül a következő:The composition of the waste solution calculated as a reference solution based on the technological description of a nuclear power plant, without characterizing the radioactive elements and their activity, is as follows:
g/dm3 g / dm 3
Oxaláttartalom oxálsavban kifejezve 1,80 Boráttartalom bórsavban kifejezve 8,04Oxalate content expressed as oxalic acid 1,80 Borate content expressed as boric acid 8,04
Nátrium-nitrát-tartalom 13,60Sodium nitrate content 13.60
Kálium-permanganát-tartalom 0,32Potassium permanganate content 0.32
Nátrium-hidroxid-tartalom 0,80Sodium hydroxide content 0.80
Kálium-hidroxid-tartalom 0,60Potassium hydroxide content 0.60
A fenti referenciaoldatot először a 185.105 számú magyar szabadalmi leírás szerinti eljárás alapján dekontaminálószer-mentesítettük, majd? eljárásunk szerint az alkáli-hidroxid/bórsav mólarányt 1:1 értékre állítottuk be és bepárlással az alább ismertetett módon 850 g/dm3 sókoncentrációjú sűrítményt állítottunk elő:The above reference solution was first decontaminated according to the procedure described in Hungarian Patent No. 185,105 and then? According to our process, the molar ratio of alkali hydroxide to boric acid was adjusted to 1: 1 and concentrated by concentration as described below to a salt concentration of 850 g / dm 3 :
Eljárásunk szerint a fenti referenciaoldathoz literenként 2,7 ml 65 tömeg%-os salétromsavat és 0,88 g KMnO4-ot adtunk és 1 órán át levegőt buborékoltattunk az oldatba. Ezt követően literenként 5,2 g nátrium-hidroxidot adtunk az oldathoz és az oldatot leszűrtük. A szűrlet g/dm3 nátrium-nitrát-tartalma 15,9 kálium-nitrát-tartalma 1,1 boráttartalma bórsavban kifejezve 8,04 nátrium-hidroxid-tartalma 4,9 kálium-hidroxid-tartalma 0,4 volt. A szűrletből bepárlással 850 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állítottunk elő, azaz a sűrítményből legalább 20°C-os tárolás során kristály és/vagy szilárd anyag nem vált ki.In the process according to the above reference solution of 2.7 ml per liter of 65 wt% nitric acid and 0.88 g of KMnO4 cent was added and air was bubbled into the solution for 1 hour. Thereafter, 5.2 g of sodium hydroxide per liter were added and the solution was filtered. The filtrate had a sodium nitrate content of 15.9 g / dm 3 , a potassium nitrate content of 1.1, a borate content of 1.1, expressed as boric acid, and a sodium hydroxide content of 8.04, and a potassium hydroxide content of 0.9. The filtrate was evaporated to give a stable concentrate having a salt concentration of 850 g / dm 3 , i.e. no crystals and / or solids were precipitated from the concentrate when stored at 20 ° C.
összehasonlító példa: Ugyancsak a fenti referenciaoldatot a leírásban hivatkozott 185.105 számú magyar szabadalmi leírás szerint kezeltük az alább leírt módon:Comparative Example: The above reference solution was also treated according to Hungarian Patent Application No. 185,105, which is incorporated herein by reference, as follows:
Az oldathoz literenként 2,7 ml 65 tömeg%-os salétromsavat és 0,85 g NaMnO4-ot adtunk és 1 órán át levegőt buborékoltattunk az oldatba, majd literenként 0,23 g NaOH-t adtunk hozzá és szűrtük az oldatot. A szűrletből bepárlással maximum 150 ^/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állíthattunk elő, azaz a sűrítményből legalább 20°C-os tárolás során kristály és/vagy szilárd anyag nem vált ki.Per liter of solution of 2.7 ml of 65 wt% nitric acid and 0.85 g of 4 namn cent was added and air was bubbled into the solution for 1 h and per liter of 0.23 g of NaOH was added and the solution was filtered. By evaporation of the filtrate, a stable concentrate with a salt concentration of up to 150 microns / dm 3 was obtained, i.e. no crystals and / or solids were precipitated from the concentrate upon storage at 20 ° C.
2. Alkalmazási példa2. Application Example
Működő atomerőműben keletkező radioaktív hulladékoldat kémiai összetétele — a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélküla következő:The chemical composition of the radioactive waste solution generated in the operating nuclear power plant - without the characterization of the radioactive elements and their activity is as follows:
g/dm3 g / dm 3
Bórsavtartalom 1,7Boric acid content 1.7
Nátrium-nitrát-tartalom 0,8Sodium nitrate content 0.8
A fenti hulladékoldathoz eljárásunk szerint literenként 1,6 g KOH-ot adtunk és az oldatból bepárlással 715 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állítottunk elő, azaz a bepárlás és a legalább 20°C-os tárolás során a sűrítményből kristály és/vagy szilárd anyag nem vált ki.To the above waste solution was added 1.6 g of KOH per liter and evaporated to give a stable concentrate having a salt concentration of 715 g / dm 3 , i.e. crystalline and / or solid from the concentrate during evaporation and storage at 20 ° C. does not trigger.
összehasonlító példa: A fenti hulladékoldatot a 185.105. számú magyar szabadalmi leírás alapján az alábbiak szerint kezeltük:Comparative Example: The above waste solution is described in Example 185.105. Hungarian Patent Application Serial No. 4,197, was treated as follows:
A hulladékoldathoz literenként 0,23 g nátrium-hidroxidot adtunk és az oldatból bepárlással maximum 240 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állíthattunk elő, azaz legalább 20°C-os tárolás során a sűrítményből kristály és/vagy szilárd anyag ne váljon ki.0.23 g of sodium hydroxide per liter was added to the waste solution, and the solution was concentrated to provide a stable concentrate having a salt concentration of up to 240 g / dm 3 , i.e. no crystalline and / or solid precipitated from the concentrate when stored at 20 ° C.
3. Alkalmazási példa3. Application Example
Működő atomerőműben keletkező radioaktív hulladékoldat kémiai összetétele — a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélkül a következő:The chemical composition of the radioactive waste solution generated by the operating nuclear power plant - without characterizing the radioactive elements and their activity - is as follows:
g/dm3 g / dm 3
Bórsavtartalom 1,46Boric acid content 1.46
Nátrium-nitrát-tartalom 0,16Sodium nitrate content 0.16
Kálium-nitrát-tartalom 1,95Potassium nitrate content 1.95
Salétromsav-tartalom 1,33Nitric acid content 1.33
Atomerőműben végzett hulladékoldat-feldolgozás során eljárásunk szerint a fenti hulladékoldathoz m3-ként 1,8 kg nátrium-hidroxidot adtunk és bepárlással 530 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állítottunk elő és a sűrítményből sem a bepárlóban, sem pedig 20°C-os tárolási hőmérsékleten kristály és/ vagy szilárd anyag nem vált ki.During the processing of the waste solution at the nuclear power plant, 1.8 kg of sodium hydroxide per m 3 was added to the above waste solution and a concentrated concentrate of 530 g / dm 3 salt was evaporated and the concentrate was stored neither in the evaporator nor at 20 ° C. no crystalline and / or solid precipitates at temperature.
összehasonlító példa:comparative example:
Az atomerőmű technológiai utasítása alapján — kémiai beavatkozás nélkül — a fenti hulladékoldatból bepárlással 60-80 g/dm3 sókoncentrációjú sűrítményt állítanak elő, amely 20°C-os tárolási hőmérsékleten még sókiválástól mentes.Based on the technological instructions of the nuclear power plant, without chemical intervention, the above waste solution is concentrated by evaporation to a salt concentration of 60-80 g / dm 3 , which is still salt-free at a storage temperature of 20 ° C.
-3193209-3193209
4. Alkalmazási példa:4. Application Example:
Működő atomerőműben keletkező radioaktív hulladékoldat kémiai összetétele — a radioaktív elemek és aktivitásuk jellemzése nélkül— a következő:The chemical composition of the radioactive waste solution generated by the operating nuclear power plant, without characterizing the radioactive elements and their activity, is as follows:
g/dm3 g / dm 3
Bórsavtartalom 6,2Boric acid content 6.2
Nátrium-hidroxid-tartalom 4,0Sodium hydroxide content 4.0
Kálium-hidroxid-tartalom 5,6Potassium hydroxide content 5.6
A fenti hulladékoldathoz eljárásunk szerint literenként 7,14 cm3 65 tömeg%-os salétromsavat adtunk, és az oldatból bepárlással 608 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állítottunk elő, azaz a bepárlás és a legalább 20°C-os tárolás során a sűrítményből kristály és/vagy szilárd anyag nem vált ki. összehasonlító példa:To the above waste solution was added 7.14 cm 3 of 65% nitric acid per liter and evaporated to give a stable concentrate having a salt concentration of 608 g / dm 3 , ie crystallized from the concentrate during evaporation and storage at 20 ° C. and / or no solid precipitates. comparative example:
A fenti hulladékoldatot a 185.105 számú magyar szabadalmi leírás alapján az alábbiak szerint kezeltük:The above waste solution was treated as follows according to Hungarian Patent Application No. 185,105:
A hulladékoldathoz literenként 12,79 cm3 65 tömeg%-os salétromsavat adtunk és az oldatból bepárlással maximum 207 g/dm3 sókoncentrációjú stabil sűrítményt állíthattunk elő, azaz legalább 20°C-os tárolás során a sűrítményből kristály és/vagy szilárd anyag ne váljon ki.12.79 cm 3 of 65% nitric acid per liter were added to the waste solution and the solution was concentrated to a stable concentration of up to 207 g / dm 3 of salt, ie no crystalline and / or solid precipitated during storage at 20 ° C. Who.
Claims (2)
Priority Applications (7)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
HU194784A HU193209B (en) | 1984-05-21 | 1984-05-21 | Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions |
DE19853515587 DE3515587A1 (en) | 1984-05-21 | 1985-04-30 | METHOD FOR INCREASING THE CONCENTRABILITY OF RADIOACTIVE WASTE SOLUTIONS RESULTS IN NUCLEAR POWER PLANTS |
GB08512064A GB2159320B (en) | 1984-05-21 | 1985-05-13 | Concentrating radioactive waste solutions from nuclear power stations |
FR8507490A FR2564632A1 (en) | 1984-05-21 | 1985-05-17 | METHOD FOR CONCENTRATING RADIOACTIVE WASTE SOLUTIONS FROM NUCLEAR PLANTS |
DD27645685A DD237235A1 (en) | 1984-05-21 | 1985-05-17 | METHOD FOR INCREASING THE CONCENTRATIBILITY OF RADIOACTIVE WASTE SOLUTIONS INVOLVED IN ATOMIC POWER PLANTS |
PL25351085A PL253510A1 (en) | 1984-05-21 | 1985-05-21 | Method of consentrating solutions containing radioactive wastes from nuclear power plants |
CS364685A CS274452B2 (en) | 1984-05-21 | 1985-05-21 | Method of radioactive waste solution concentration from atomic power stations |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
HU194784A HU193209B (en) | 1984-05-21 | 1984-05-21 | Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
HU193209B true HU193209B (en) | 1987-08-28 |
Family
ID=10956961
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
HU194784A HU193209B (en) | 1984-05-21 | 1984-05-21 | Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
CS (1) | CS274452B2 (en) |
DD (1) | DD237235A1 (en) |
DE (1) | DE3515587A1 (en) |
FR (1) | FR2564632A1 (en) |
GB (1) | GB2159320B (en) |
HU (1) | HU193209B (en) |
PL (1) | PL253510A1 (en) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
HU200971B (en) * | 1984-09-12 | 1990-09-28 | Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz | Combined separation process for reducing inactive salt content of waste solutions of atomic power stations |
DE4216383A1 (en) * | 1992-05-18 | 1993-11-25 | Siemens Ag | Process for cleaning a closed container |
RU2553266C1 (en) * | 2014-02-13 | 2015-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Method for heterogenic catalytic decomposition of oxalate ions, complexing agents and surfactants in process mediums of radiochemical plants |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE859028A (en) * | 1977-09-26 | 1978-03-28 | Belgonucleaire Sa | WATER DECONTAMINATION PROCESS |
DE3029147A1 (en) * | 1980-07-31 | 1982-02-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Treatment of radioactive residue of waste liquor contg. borate - by adjusting sodium boron molar ratio during concn. by evapn. |
HU185105B (en) * | 1982-06-10 | 1984-12-28 | Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz | Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration |
-
1984
- 1984-05-21 HU HU194784A patent/HU193209B/en not_active IP Right Cessation
-
1985
- 1985-04-30 DE DE19853515587 patent/DE3515587A1/en not_active Withdrawn
- 1985-05-13 GB GB08512064A patent/GB2159320B/en not_active Expired
- 1985-05-17 FR FR8507490A patent/FR2564632A1/en not_active Withdrawn
- 1985-05-17 DD DD27645685A patent/DD237235A1/en not_active IP Right Cessation
- 1985-05-21 CS CS364685A patent/CS274452B2/en unknown
- 1985-05-21 PL PL25351085A patent/PL253510A1/en unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB2159320B (en) | 1988-04-20 |
CS364685A2 (en) | 1990-08-14 |
FR2564632A1 (en) | 1985-11-22 |
PL253510A1 (en) | 1986-02-25 |
DD237235A1 (en) | 1986-07-02 |
GB8512064D0 (en) | 1985-06-19 |
GB2159320A (en) | 1985-11-27 |
CS274452B2 (en) | 1991-04-11 |
DE3515587A1 (en) | 1985-11-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4145282A (en) | Process for purifying waste water containing fluoride ion | |
PL155815B1 (en) | Method of recovering lanthanides from phospogypsum wastes | |
DE1696137B1 (en) | METHOD OF REACTIVATING AN ETCHED SOLUTION | |
DE2807862B2 (en) | Process for the production of very pure clay | |
HU193209B (en) | Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions | |
DE3529223A1 (en) | REGENERATIVE METAL ACID PROCESS AND REGENERATION SOLUTION FOR USE IN METAL ACID | |
US2845330A (en) | Method of recovering cyanides from waste aqueous solutions containing metal cyanides | |
US4428840A (en) | Anionic and cationic removal of copper from cyanide-containing wastewater | |
DE2537384C2 (en) | Process for the formation of phosphate layers on metal surfaces | |
US4855059A (en) | Purification of brines with hydrous metal oxide ion exchangers | |
DE2627705A1 (en) | METHOD OF REMOVING SULFUR DIOXIDE FROM EXHAUST GASES | |
US4933152A (en) | Continuous process for purifying molybdenum | |
DE2735465A1 (en) | PROCESS FOR THE PRODUCTION OF SPHAEROIDIC MALACHITE MODIFIED WITH DISMUTH | |
US3333919A (en) | Strontium recovery process | |
DE2505845C2 (en) | ||
DE2748279A1 (en) | CLEANING OF PHOSPHORIC ACID | |
DE2145321C3 (en) | Process for the production of potassium peroxydisulfate | |
US5252258A (en) | Method of recovering and storing radioactive iodine by freeze vacuum drying process | |
US5087373A (en) | Process for removing titanium and zirconium from aqueous solutions | |
DE2053043A1 (en) | Process for the production of magnesium perchlorate of high purity | |
HU185105B (en) | Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration | |
DE1567830A1 (en) | Process for the production of water-soluble phosphates | |
EP0361773B1 (en) | Method of recovering radioactive iodine in a spent nuclear fuel retreatment process | |
DE3223673C2 (en) | ||
RU2019510C1 (en) | Process for cleaning rare-earth phosphate concentrate of phosphorus |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
HU90 | Patent valid on 900628 | ||
HPC4 | Succession in title of patentee |
Owner name: DR. MOZES, GYULANE, HU Owner name: DR. DROZDA, TAMAS, HU Owner name: MOZES, GYULA, HU Owner name: DR. KRISTOF, MIHALY, HU Owner name: SIMON, GYULA, HU Owner name: TILKY, PETER, HU Owner name: DR. BALINT, TIBOR, HU Owner name: VISZLAY, JOZSEF, HU |
|
HMM4 | Cancellation of final prot. due to non-payment of fee |