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热词
    • 1. 发明专利
    • Radioactive waste solidification method
    • 放射性废物固化方法
    • JP2010261907A
    • 2010-11-18
    • JP2009114778
    • 2009-05-11
    • Toshiba Aitekku KkToshiba Corp東芝アイテック株式会社株式会社東芝
    • SATO TATSUAKISHOJI YUICHIYAMASHITA TAKEOKOMATSUBARA MASARUYASUMURA KEIJIRO
    • G21F9/30G21F9/16
    • PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a radioactive waste solidification method for satisfactorily solidifying incineration ash of a relatively high radiation dose, with cement as the solidifying material. SOLUTION: The radioactive waste solidification and disposal method uses a kneading and solidifying container having a powder material cast port and a liquid material cast port; inputs the powder radioactive waste, kneading water, cement, and a setting accelerator into the kneading and solidifying container via the powder material cast port and the liquid material cast port to knead them; and then solidify them in the kneading and solidifying container. The radioactive waste contains one or more kinds of heavy metals selected from among zinc and lead. The number of moles of the amount of the setting accelerator cast to the kneading and solidifying container is not less than 2.1 times the number of moles of the heavy metals of the radioactive waste cast with respect to the kneading and solidifying container. COPYRIGHT: (C)2011,JPO&INPIT
    • 要解决的问题:提供放射性废物固化方法,以令人满意地凝固相对较高辐射剂量的焚化灰,其中以水泥作为凝固材料。 解决方案:放射性废物固化处理方法使用具有粉末铸造口和液体铸造口的捏合固化容器; 将粉末放射性废物,捏合水,水泥和凝固促进剂经由粉末铸造口和液体铸造口输入捏合固化容器中以进行捏合; 然后将其固化在捏合和固化容器中。 放射性废物含有选自锌和铅的一种或多种重金属。 添加到捏合固化容器中的凝固促进剂的摩尔数不小于相对于捏合固化容器的放射性废物铸造重金属的摩尔数的2.1倍。 版权所有(C)2011,JPO&INPIT
    • 5. 发明专利
    • Method for solidifying waste liquid of boric acid
    • 用于固化硼酸的废液的方法
    • JP2010151487A
    • 2010-07-08
    • JP2008327420
    • 2008-12-24
    • Toshiba Aitekku KkToshiba Corp東芝アイテック株式会社株式会社東芝
    • SATO TATSUAKISHOJI YUICHIYAMASHITA TAKEOKANEKO MASAAKIMIKURA MICHITAKAAISAKA TAKASHINISHIKUBO MASARUYASUMURA KEIJIRO
    • G21F9/16
    • PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a method for solidifying a waste liquid of boric acid which is excellent in energy efficiency and shortens the treatment time while preventing the instant condensation in the solidification of the waste liquid of boric acid, facilitating the handling of the solidified waste liquid of boric acid and decreasing the quantity of waste by curbing the usage of extra additives and the like. SOLUTION: After a borate solution is prepared by adding a monovalent alkali metal hydroxide to the waste liquid of boric acid to neutralize it, heating treatment is given to it to prepare a condensed borate solution where the concentration of the borate in the borate solution is 62 wt.% or higher in terms of boric acid. Moreover, cement of 0.17 to 0.33% in the total weight is added to and mixed with the condensed borate solution to solidify it. COPYRIGHT: (C)2010,JPO&INPIT
    • 要解决的问题:提供一种固化硼酸废液的方法,其能量效率优异并缩短处理时间,同时防止硼酸废液凝固中的即时冷凝,便于处理 的固化的硼酸废液,通过抑制额外的添加剂等的使用来减少废物的量。 解决方案:通过向硼酸废液中加入一价碱金属氢氧化物来中和硼酸盐溶液后,加热处理以制备硼酸盐浓度在硼酸盐中的浓缩硼酸盐溶液 溶液的硼酸为62重量%以上。 此外,将总重量为0.17至0.33%的水泥加入并与冷凝的硼酸盐溶液混合以使其固化。 (C)2010,JPO&INPIT
    • 6. 发明专利
    • 溶質の回収方法および溶質の回収装置
    • 解决方案和解决方案的恢复方法
    • JP2015054282A
    • 2015-03-23
    • JP2013188848
    • 2013-09-11
    • 株式会社東芝Toshiba Corp
    • MIYAMOTO MASAYAIKEI SHUKOKAWAUCHI KANAENAGAMORI YASUHIKOYAMASHITA TAKEOMIKURA MICHITAKA
    • C02F1/62C02F1/58
    • 【課題】重金属およびリンを含有する強酸性の溶液から、重金属類とリンを選択的に回収することが可能な、溶質の回収方法および溶質の回収装置を提供することを目的とする。【解決手段】実施形態の溶質の回収方法は、初期溶液に重金属除去剤を添加する重金属除去ステップと、重金属除去剤が添加された初期溶液を第1の液相と第1の固相に固液分離する第1の固液分離ステップと、第1の液相にリン除去剤を添加するリン除去ステップと、リン除去剤が添加された第1の液相を第2の液相と第2の固相に固液分離する第2の固液分離ステップと、を備え、初期溶液は焼却灰から放射性核種を抽出した後に放射性核種が回収された溶液であるものとする。【選択図】図3
    • 要解决的问题:提供能够从包括重金属和磷的强酸性溶液中选择性地回收重金属和磷的溶质的溶质和回收装置的回收方法。解决方案:实施方案的溶质回收方法 包括将重金属去除剂添加到初始溶液中的重金属去除步骤,将已经添加有重金属去除剂的初始溶液固液分离到第一液相中的第一固液分离步骤和第一 固相,磷除去步骤,向第一液相中加入除磷剂;以及第二固 - 液分离步骤,将已经加入除磷剂的第一液相固液分离到第二液相中, 第二固相; 初始溶液是通过从焚烧灰中提取放射性核素然后回收放射性核素获得的溶液。
    • 10. 发明专利
    • Quantitative analysis method of plutonium
    • 钚的定量分析方法
    • JP2012225663A
    • 2012-11-15
    • JP2011090701
    • 2011-04-15
    • Toshiba Corp株式会社東芝
    • YAMASHITA TAKEOMIKURA MICHITAKAKUROSAWA SETSUMIMURATA EIICHIMATSUYAMA KANAEHARUGUCHI YOSHIKOSAKURAI JIROHIROSE EMIKO
    • G01T1/167
    • PROBLEM TO BE SOLVED: To provide Pu (plutonium) quantitative analysis method capable of quantitatively analyzing Pu by using radiation measurement such as α-ray spectrometry even in an analysis target sample solution containing much impurity elements such as Ca interrupting α-ray measurement.SOLUTION: The Pu quantitative analysis method for quantitatively analyzing Pu in an analysis target sample solution 10 includes: an iron hydroxide coprecipitation step S101 for generating iron hydroxide coprecipitate 12 containing a rare earth element by adding rare earth compound and iron compound to the analysis target sample solution 10; a rare earth fluoride coprecipitation step S104 for generating rare earth fluoride coprecipitate 15 by adding fluoride to an iron hydroxide coprecipitate solution 13 obtained by dissolving the iron hydroxide coprecipitate 12; and a radiation measurement step S107 for quantitatively analyzing Pu by radiation measurement of a measuring sample 16 prepared from the rare earth fluoride coprecipitate 15.
    • 要解决的问题:为了提供能够通过使用诸如α射线光谱法的辐射测量来定量分析Pu的Pu(钚)定量分析方法,即使在含有大量杂质元素如Ca中断α-射线的分析目标样品溶液中 测量。 解决方案:用于在分析对象样品溶液10中定量分析Pu的Pu定量分析方法包括:通过向稀土化合物和铁化合物添加含有稀土元素的氢氧化铁共沉淀物12的氢氧化铁共沉淀步骤S101, 分析目标样品溶液10; 稀土氟化物共沉淀步骤S104,用于通过将氟化氢沉淀物12溶解得到的氢氧化铁共沉淀溶液13中加入氟化物来生成稀土氟化物共沉淀物15; 以及辐射测量步骤S107,用于通过由稀土氟化物共沉淀物15制备的测量样品16的辐射测量来定量分析Pu。(C)2013,JPO和INPIT