JPH0574797B2 - - Google Patents
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- JPH0574797B2 JPH0574797B2 JP59052144A JP5214484A JPH0574797B2 JP H0574797 B2 JPH0574797 B2 JP H0574797B2 JP 59052144 A JP59052144 A JP 59052144A JP 5214484 A JP5214484 A JP 5214484A JP H0574797 B2 JPH0574797 B2 JP H0574797B2
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Landscapes
- Removal Of Specific Substances (AREA)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Description
〔発明の利用分野〕
本発明は放射性物質を取り扱う分野では海水お
よび淡水を問わずあらゆる放射性廃液中に含まれ
る放射性核種の中のマンガン（以下Mnと記す）
より標準電極電位の大きい金属にはすべて利用で
きる。 〔発明の背景〕 原子力発電所において発生する放射性廃棄物の
中で固体はドラム缶に入れて保管され、気体はフ
イルターや活性炭で浄化あるいは放射能を減衰さ
せて系外へ放出される。液体は蒸発濃縮法あるい
はイオン交換法等の浄化装置で浄化して回収され
再利用されている。 しかし、余剰の水は系外に放出せざるを得な
い。その場合、法令等で定められたレベルの濃度
まで放射能を下げれば放出可能であるが、施設周
辺に対する影響を考慮して天然のバツクグランド
以下まで低減した後でなければ放出していないの
が、現状である。その方法としていくつかの除去
装置および方法が考案され、実施されているが、
いずれの方法も、処理に費用と時間がかかるが、
除去効率が悪いか、あるいは発生する放射性廃棄
物量が多いかの難点があつた。 一般に良く用いられているのは蒸発濃縮法とイ
オン交換法である。 蒸発濃縮法は放射能の除去効率が高く、最も良
く利用されているが、設備コストおよびその運転
コストが高く、さらに処理能力が小さい。しかも
或る程度濃度が濃くなつた廃液は固化してドラム
缶詰めにしなければならないので発生する廃棄物
量が莫大なものとなる。特に塩素が含まれている
と不銹鋼の腐食損傷の原因となるため、高濃度ま
で濃縮することができない。 塩素を含む濃厚溶液の処理として、イオン交換
法が良く用いられている。イオン交換法は塩分の
除去には適しているが、イオン交換樹脂という高
価な材料を多量に使用しなければならず、しかも
発生する廃棄物量が莫大なものとなる難点があつ
た。しかも、イオン状の不純物は容易に除去でき
るが、コロイド状や不溶解粒子状の成分の完全な
除去は難かしかつた。 このような背景の中で、濃厚溶液は処理せず、
その中の放射性不純物だけを完全に除去すること
が出来れば、濃厚溶液は中和して系外に放出する
ことが可能である。本発明は濃厚溶液の中の放射
性不純物を天然のバツクグランド以下まで下げる
方法を試み成功したものである。しかも本発明は
濃厚溶液に限らず、どのような形状の廃液でも、
簡単でしかも迅速に処理できるという特長をもつ
ている。 〔発明の概要〕 本発明は、原子炉運転中に発生する放射性廃液
中に前記廃液の液性に応じて選ばれた金属粉末を
投入攪拌することにより、前記金属粉末より標準
電極電位の大きい核種のイオンやコロイドの少な
くとも一方を金属の状態まで還元し、投入した前
記金属粉末に吸着させ、前記金属粉末と共にフイ
ルターで除去し、前記廃液の液性が弱酸性、中性
又はアルカリ性の場合には前記金属粉末はマンガ
ンとし、前記廃液の液性がアルカリ性の場合には
前記金属粉末はアルミニウムとすることを特徴と
する。 標準電極電位（イオン化列あるいはイオン化傾
向ともいう）では Ｋ＞Ca＞Na＞Mg＞Al＞Mn＞Zn＞Cr＞Fe＞
Co＞Ni＞Sn＞Pb＞（Ｈ）＞Cu＞Hg＞Ag＞Pt＞
Au の順に電位が低く、一般に電位の低い金属が存在
すると、それより電位の高い金属イオンは Mi0＋Mi+o→Mi＋M0 i+o ……(1) という反応で金属粉末Mi0を入れるとMi+oイオン
はM0 i+oの金属にまで還元され、金属Mi0はイオン
となる。上記金属の中でＫからMgまでは空気中
で容易に酸化され、その粉末はさらに激しく酸化
される。Alの粉末も空気中で酸化され易いが、
Mgよりイオン化傾向の大きいものほど激しくは
ない。Mnはもつと緩やかである。Mn粉末を中
性溶液に入れるとH2を発生し、M2+ oとなる。そ
の後Mn（OH）2が生じ沈殿する。その時Mnより
イオン化傾向の小さい金属イオンを還元し、Mn
粉末の表面に吸着するか、Mn（OH）2と共沈す
る。この性質を利用すれば投入したMn粉末をフ
イルターで回収すれば、Mnよりイオン化傾向の
小さい金属の除去が可能である。この性質を利用
すればZn以下の金属も、その金属よりイオン化
傾向の小さい金属の除去が可能となる。しかし、
Zn以下の金属粉末は中性溶液ではほとんど溶隔
しないため、その金属がわずかに溶ける程度の酸
性溶液にする必要がある。 原子力発電所で処理が必要な核種は限られてお
り、60Co（半減期52年）、54Mn（半減期；313日）が
比較的半減期が長く、最も重要で、次いで58Co
（71日）59Fe（45日）51Cr（28日）となつている。従
つて60Coおよび58Coだけの処理が必要な場合は
Coよりイオン化傾向の大きいAl，Mn，Zn，Cr，
Feの粉末が使用できるが54Mnも処理しなければ
ならない場合はAl，Mnに限られる。Mn粉末で
54Mnを除去する場合は(1)式の反応とは別に Mn0＋*Mn→Mn＋*Mn0 ……(2) の同位体交換反応により、放射性核種の*Mnも
除去することができる。ここにMnは添加される
Mn粉末*Mnは除去の必要な放射性Mnを示す。 廃液中に存在するマンガンイオンは非放射性の
Mnを含めても、せいぜいppbのオーダーに対し、
添加するMn粉末は100ppm前後と５桁も大きい
ため(2)式の反応は放射能だけに注目すると、矢印
の方向に移行し、ほとんどの*Mnは*Mn0とな
る。 一般の放射性廃液は中性かアルカリ性が多いた
め、Zn以下の金属粉末を用いる場合はPHを調整
し酸性にしなければならないので、余分な薬品を
投入する必要があり、一般廃液の場合はAlかMn
が最適である。しかし、もともと酸性溶液の場合
は他の金属粉末が適する場合もある。 一方、Al粉末の場合は酸性、中性水に溶け易
いために、Alイオンが増えるのでMn粉末が使
用できない高PHの溶液に適している。 以上のことからMn粉末が最も使用範囲が広い
ことから、以下Mn粉末を使用した実施例につい
て述べる。 〔発明の実施例〕 本発明のMn粉末処理工程を第１図に示す。 先ず廃液をよく撹拌しながらMn粉末を投入す
る。Mn粉末は10μ〜30μ程度の粒径が最適であ
る。10μ以下だとフイルターの目詰りの原因とな
り50μ以上では比重が大きいため、撹拌してもよ
く混合しない。撹拌後フイルターを通してMn粉
末とMn粉末に吸着した放射性物質をろ過する。
フイルターには過面積１m3のゼータプラス材
OSを３台積み重ねた過塔を用いた。流速は10
m3／hr程度である。フイルター出口の放射能を測
定し、除去率を求める。さらに除去が必要な場合
は除去したい放射性核種の担体を0.1ppm相当分
添加し、良く撹拌する。再びMn粉末を添加し、
数時間から１昼夜撹拌をつづける。その後フイル
ターで過し、フイルター出口の放射能を測定す
る。必要に応じ、担体添加から放射能測定までを
繰り返し、目的の放射能濃度まで低減する。 以下に具体的な実施例を(1)リサイクル方式と(2)
ワンスルー方式に分けて説明する。 (1) リサイクル方式による方法 第２図に示す系統図により説明する。全体構成
は以下の通りである。廃液を貯蔵するタンク１か
ら廃液をポンプ４によりフイルター２に導き、フ
イルター２よりタンク１に戻るようにパイプ９が
接続されている。またタンク１にはMn除去剤お
よび担体投入用のマンホール８があり、タンク内
の水が撹拌混合できるように循環ポンプ３がはい
つている。タンク１の容量は廃液の廃液の発生量
に合わせた容量でいいが通常50m3位である。また
タンク１およびパイプ８等の材質は強度、耐食性
にすぐれたものとする。 例としてタンク１には処理対象水の放射性不純
物として、58Co1.2×10-5μCi／ml、60Co1.4×
107μCi／mlおよび54Mn2.1×10-7μCi／mlを含み塩
素濃度が10000ppmの海水40m3を処理する場合に
ついて述べる。 先ず循環ポンプ３を起動させタンク内の廃液を
良く撹拌しながらマンホール８より、水で良く懸
濁させたMn粉末５Kgを投入する。６時間程度撹
拌した後、移送ポンプ４を起動させ２日間フイル
ター２を通してタンク１を循環する。圧力計５と
圧力計６の差圧が２Kg／cm2になつた場合は一担移
送ポンプ４を止め、フイルターを交換する。必要
に応じて試料採取口７から採水し、放射能を測定
する。次にCoの担体４ｇ（CoCl・6H2Oとして16
ｇ）の水溶液をマンホール８より添加し、１昼夜
撹拌する。 次にマンホール８よりMn粉末５Kgを投入し、
上記と同じ方法でフイルター処理を繰り返す。こ
の方法で処理した結果を第１表に示す。
よび淡水を問わずあらゆる放射性廃液中に含まれ
る放射性核種の中のマンガン（以下Mnと記す）
より標準電極電位の大きい金属にはすべて利用で
きる。 〔発明の背景〕 原子力発電所において発生する放射性廃棄物の
中で固体はドラム缶に入れて保管され、気体はフ
イルターや活性炭で浄化あるいは放射能を減衰さ
せて系外へ放出される。液体は蒸発濃縮法あるい
はイオン交換法等の浄化装置で浄化して回収され
再利用されている。 しかし、余剰の水は系外に放出せざるを得な
い。その場合、法令等で定められたレベルの濃度
まで放射能を下げれば放出可能であるが、施設周
辺に対する影響を考慮して天然のバツクグランド
以下まで低減した後でなければ放出していないの
が、現状である。その方法としていくつかの除去
装置および方法が考案され、実施されているが、
いずれの方法も、処理に費用と時間がかかるが、
除去効率が悪いか、あるいは発生する放射性廃棄
物量が多いかの難点があつた。 一般に良く用いられているのは蒸発濃縮法とイ
オン交換法である。 蒸発濃縮法は放射能の除去効率が高く、最も良
く利用されているが、設備コストおよびその運転
コストが高く、さらに処理能力が小さい。しかも
或る程度濃度が濃くなつた廃液は固化してドラム
缶詰めにしなければならないので発生する廃棄物
量が莫大なものとなる。特に塩素が含まれている
と不銹鋼の腐食損傷の原因となるため、高濃度ま
で濃縮することができない。 塩素を含む濃厚溶液の処理として、イオン交換
法が良く用いられている。イオン交換法は塩分の
除去には適しているが、イオン交換樹脂という高
価な材料を多量に使用しなければならず、しかも
発生する廃棄物量が莫大なものとなる難点があつ
た。しかも、イオン状の不純物は容易に除去でき
るが、コロイド状や不溶解粒子状の成分の完全な
除去は難かしかつた。 このような背景の中で、濃厚溶液は処理せず、
その中の放射性不純物だけを完全に除去すること
が出来れば、濃厚溶液は中和して系外に放出する
ことが可能である。本発明は濃厚溶液の中の放射
性不純物を天然のバツクグランド以下まで下げる
方法を試み成功したものである。しかも本発明は
濃厚溶液に限らず、どのような形状の廃液でも、
簡単でしかも迅速に処理できるという特長をもつ
ている。 〔発明の概要〕 本発明は、原子炉運転中に発生する放射性廃液
中に前記廃液の液性に応じて選ばれた金属粉末を
投入攪拌することにより、前記金属粉末より標準
電極電位の大きい核種のイオンやコロイドの少な
くとも一方を金属の状態まで還元し、投入した前
記金属粉末に吸着させ、前記金属粉末と共にフイ
ルターで除去し、前記廃液の液性が弱酸性、中性
又はアルカリ性の場合には前記金属粉末はマンガ
ンとし、前記廃液の液性がアルカリ性の場合には
前記金属粉末はアルミニウムとすることを特徴と
する。 標準電極電位（イオン化列あるいはイオン化傾
向ともいう）では Ｋ＞Ca＞Na＞Mg＞Al＞Mn＞Zn＞Cr＞Fe＞
Co＞Ni＞Sn＞Pb＞（Ｈ）＞Cu＞Hg＞Ag＞Pt＞
Au の順に電位が低く、一般に電位の低い金属が存在
すると、それより電位の高い金属イオンは Mi0＋Mi+o→Mi＋M0 i+o ……(1) という反応で金属粉末Mi0を入れるとMi+oイオン
はM0 i+oの金属にまで還元され、金属Mi0はイオン
となる。上記金属の中でＫからMgまでは空気中
で容易に酸化され、その粉末はさらに激しく酸化
される。Alの粉末も空気中で酸化され易いが、
Mgよりイオン化傾向の大きいものほど激しくは
ない。Mnはもつと緩やかである。Mn粉末を中
性溶液に入れるとH2を発生し、M2+ oとなる。そ
の後Mn（OH）2が生じ沈殿する。その時Mnより
イオン化傾向の小さい金属イオンを還元し、Mn
粉末の表面に吸着するか、Mn（OH）2と共沈す
る。この性質を利用すれば投入したMn粉末をフ
イルターで回収すれば、Mnよりイオン化傾向の
小さい金属の除去が可能である。この性質を利用
すればZn以下の金属も、その金属よりイオン化
傾向の小さい金属の除去が可能となる。しかし、
Zn以下の金属粉末は中性溶液ではほとんど溶隔
しないため、その金属がわずかに溶ける程度の酸
性溶液にする必要がある。 原子力発電所で処理が必要な核種は限られてお
り、60Co（半減期52年）、54Mn（半減期；313日）が
比較的半減期が長く、最も重要で、次いで58Co
（71日）59Fe（45日）51Cr（28日）となつている。従
つて60Coおよび58Coだけの処理が必要な場合は
Coよりイオン化傾向の大きいAl，Mn，Zn，Cr，
Feの粉末が使用できるが54Mnも処理しなければ
ならない場合はAl，Mnに限られる。Mn粉末で
54Mnを除去する場合は(1)式の反応とは別に Mn0＋*Mn→Mn＋*Mn0 ……(2) の同位体交換反応により、放射性核種の*Mnも
除去することができる。ここにMnは添加される
Mn粉末*Mnは除去の必要な放射性Mnを示す。 廃液中に存在するマンガンイオンは非放射性の
Mnを含めても、せいぜいppbのオーダーに対し、
添加するMn粉末は100ppm前後と５桁も大きい
ため(2)式の反応は放射能だけに注目すると、矢印
の方向に移行し、ほとんどの*Mnは*Mn0とな
る。 一般の放射性廃液は中性かアルカリ性が多いた
め、Zn以下の金属粉末を用いる場合はPHを調整
し酸性にしなければならないので、余分な薬品を
投入する必要があり、一般廃液の場合はAlかMn
が最適である。しかし、もともと酸性溶液の場合
は他の金属粉末が適する場合もある。 一方、Al粉末の場合は酸性、中性水に溶け易
いために、Alイオンが増えるのでMn粉末が使
用できない高PHの溶液に適している。 以上のことからMn粉末が最も使用範囲が広い
ことから、以下Mn粉末を使用した実施例につい
て述べる。 〔発明の実施例〕 本発明のMn粉末処理工程を第１図に示す。 先ず廃液をよく撹拌しながらMn粉末を投入す
る。Mn粉末は10μ〜30μ程度の粒径が最適であ
る。10μ以下だとフイルターの目詰りの原因とな
り50μ以上では比重が大きいため、撹拌してもよ
く混合しない。撹拌後フイルターを通してMn粉
末とMn粉末に吸着した放射性物質をろ過する。
フイルターには過面積１m3のゼータプラス材
OSを３台積み重ねた過塔を用いた。流速は10
m3／hr程度である。フイルター出口の放射能を測
定し、除去率を求める。さらに除去が必要な場合
は除去したい放射性核種の担体を0.1ppm相当分
添加し、良く撹拌する。再びMn粉末を添加し、
数時間から１昼夜撹拌をつづける。その後フイル
ターで過し、フイルター出口の放射能を測定す
る。必要に応じ、担体添加から放射能測定までを
繰り返し、目的の放射能濃度まで低減する。 以下に具体的な実施例を(1)リサイクル方式と(2)
ワンスルー方式に分けて説明する。 (1) リサイクル方式による方法 第２図に示す系統図により説明する。全体構成
は以下の通りである。廃液を貯蔵するタンク１か
ら廃液をポンプ４によりフイルター２に導き、フ
イルター２よりタンク１に戻るようにパイプ９が
接続されている。またタンク１にはMn除去剤お
よび担体投入用のマンホール８があり、タンク内
の水が撹拌混合できるように循環ポンプ３がはい
つている。タンク１の容量は廃液の廃液の発生量
に合わせた容量でいいが通常50m3位である。また
タンク１およびパイプ８等の材質は強度、耐食性
にすぐれたものとする。 例としてタンク１には処理対象水の放射性不純
物として、58Co1.2×10-5μCi／ml、60Co1.4×
107μCi／mlおよび54Mn2.1×10-7μCi／mlを含み塩
素濃度が10000ppmの海水40m3を処理する場合に
ついて述べる。 先ず循環ポンプ３を起動させタンク内の廃液を
良く撹拌しながらマンホール８より、水で良く懸
濁させたMn粉末５Kgを投入する。６時間程度撹
拌した後、移送ポンプ４を起動させ２日間フイル
ター２を通してタンク１を循環する。圧力計５と
圧力計６の差圧が２Kg／cm2になつた場合は一担移
送ポンプ４を止め、フイルターを交換する。必要
に応じて試料採取口７から採水し、放射能を測定
する。次にCoの担体４ｇ（CoCl・6H2Oとして16
ｇ）の水溶液をマンホール８より添加し、１昼夜
撹拌する。 次にマンホール８よりMn粉末５Kgを投入し、
上記と同じ方法でフイルター処理を繰り返す。こ
の方法で処理した結果を第１表に示す。
以上の説明のように本発明では以下に示す効果
がある。１回の操作で２桁以上の除去効果があ
り、必要があれば、除去を目的とする核種の担体
イオンを添加して、同じ操作を繰り返すことによ
り、目的の濃度まで下げることが出来る。(1)のリ
サイクル方式ではタンク１部、フイルター１個、
ポンプ２台、パイプとバルブのみであり装置設置
のスペースが少なくてすむ。操作は撹拌、Mn添
加および循環操作だけで良いので、ほとんど人手
を要しない。したがつて蒸発濃縮法等に比べる
と、はるかに簡単な装置および操作ですみ、しか
も処理能力が大きいため、設備および運転コスト
が安い。 使用するMn粉末は市販品で充分であり、値段
も安く、化学的にも危険性は少ない。また、投入
した後すぐにフイルターで回収されるため、タン
ク内の廃液の性状を悪化させることがなく、廃棄
物処理上、問題となる成分が含まれることもな
い。 発生する廃棄物量はフイルターを１回交換した
場合、体積として40であり、５回分のフイルタ
ーをドラム缶１本に収ることができる。Mnの粒
径が10μ以上のためフイルターの差圧が立ちにく
く目詰りすることが少ない。 以上のように本発明によれば、塩類を多量に含
む廃液および希薄溶液を問わず、放射性廃液中の
放射能を簡単かつ確実に除去できるので、ひいて
は放射能の被曝低減に役立ちまた原子力施設等の
信頼性向上に役立つ。
がある。１回の操作で２桁以上の除去効果があ
り、必要があれば、除去を目的とする核種の担体
イオンを添加して、同じ操作を繰り返すことによ
り、目的の濃度まで下げることが出来る。(1)のリ
サイクル方式ではタンク１部、フイルター１個、
ポンプ２台、パイプとバルブのみであり装置設置
のスペースが少なくてすむ。操作は撹拌、Mn添
加および循環操作だけで良いので、ほとんど人手
を要しない。したがつて蒸発濃縮法等に比べる
と、はるかに簡単な装置および操作ですみ、しか
も処理能力が大きいため、設備および運転コスト
が安い。 使用するMn粉末は市販品で充分であり、値段
も安く、化学的にも危険性は少ない。また、投入
した後すぐにフイルターで回収されるため、タン
ク内の廃液の性状を悪化させることがなく、廃棄
物処理上、問題となる成分が含まれることもな
い。 発生する廃棄物量はフイルターを１回交換した
場合、体積として40であり、５回分のフイルタ
ーをドラム缶１本に収ることができる。Mnの粒
径が10μ以上のためフイルターの差圧が立ちにく
く目詰りすることが少ない。 以上のように本発明によれば、塩類を多量に含
む廃液および希薄溶液を問わず、放射性廃液中の
放射能を簡単かつ確実に除去できるので、ひいて
は放射能の被曝低減に役立ちまた原子力施設等の
信頼性向上に役立つ。
第１図は本発明の処理工程図、第２図はリサイ
クル方式による処理系統図、第３図はワンスルー
方式による処理系統図である。 １…タンク、２…フイルター、３…循環ポン
プ、４…移送ポンプ、５…圧力計(1)、６…圧力計
(2)、７…試料採取口、８…マンホール、９…パイ
プ。
クル方式による処理系統図、第３図はワンスルー
方式による処理系統図である。 １…タンク、２…フイルター、３…循環ポン
プ、４…移送ポンプ、５…圧力計(1)、６…圧力計
(2)、７…試料採取口、８…マンホール、９…パイ
プ。
Claims (1)
- １ 原子炉運転中に発生する放射性廃液中に前記
廃液の液性に応じて選ばれた金属粉末を投入攪拌
することにより、前記金属粉末より標準電極電位
の大きい核種のイオンやコロイドの少なくとも一
方を金属の状態まで還元し、投入した前記金属粉
末に吸着させ、前記金属粉末と共にフイルターで
除去し、前記廃液の液性が弱酸性、中性又はアル
カリ性の場合には前記金属粉末はマンガンとし、
前記廃液の液性がアルカリ性の場合には前記金属
粉末はアルミニウムとすることを特徴とする放射
性廃液中の放射能除去方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5214484A JPS60196700A (ja) | 1984-03-21 | 1984-03-21 | 放射性廃液中の放射能除去方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5214484A JPS60196700A (ja) | 1984-03-21 | 1984-03-21 | 放射性廃液中の放射能除去方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60196700A JPS60196700A (ja) | 1985-10-05 |
| JPH0574797B2 true JPH0574797B2 (ja) | 1993-10-19 |
Family
ID=12906679
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5214484A Granted JPS60196700A (ja) | 1984-03-21 | 1984-03-21 | 放射性廃液中の放射能除去方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60196700A (ja) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50140799A (ja) * | 1974-04-30 | 1975-11-12 | ||
| JPS5465194A (en) * | 1977-11-02 | 1979-05-25 | Dowa Mining Co | Purification of sulfuric acid |
| JPS54133497A (en) * | 1978-04-10 | 1979-10-17 | Mitsui Mining & Smelting Co | Method of removing mercury from sulfuric acid |
| JPS5619499A (en) * | 1979-05-07 | 1981-02-24 | Commissariat Energie Atomique | Method of removing ruthenium from radioactive liquid material |
-
1984
- 1984-03-21 JP JP5214484A patent/JPS60196700A/ja active Granted
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50140799A (ja) * | 1974-04-30 | 1975-11-12 | ||
| JPS5465194A (en) * | 1977-11-02 | 1979-05-25 | Dowa Mining Co | Purification of sulfuric acid |
| JPS54133497A (en) * | 1978-04-10 | 1979-10-17 | Mitsui Mining & Smelting Co | Method of removing mercury from sulfuric acid |
| JPS5619499A (en) * | 1979-05-07 | 1981-02-24 | Commissariat Energie Atomique | Method of removing ruthenium from radioactive liquid material |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60196700A (ja) | 1985-10-05 |
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