FR2964493A1 - PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION - Google Patents

PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION Download PDF

Info

Publication number
FR2964493A1
FR2964493A1 FR1057086A FR1057086A FR2964493A1 FR 2964493 A1 FR2964493 A1 FR 2964493A1 FR 1057086 A FR1057086 A FR 1057086A FR 1057086 A FR1057086 A FR 1057086A FR 2964493 A1 FR2964493 A1 FR 2964493A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
solution
treatment cell
liquid phase
solid particles
volume
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
FR1057086A
Other languages
French (fr)
Other versions
FR2964493B1 (en
Inventor
Riad Sarraf
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Soletanche Freyssinet SA
Original Assignee
Soletanche Freyssinet SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Soletanche Freyssinet SA filed Critical Soletanche Freyssinet SA
Priority to FR1057086A priority Critical patent/FR2964493B1/en
Priority to GB1115389.7A priority patent/GB2483553B/en
Priority to RU2011137089/07A priority patent/RU2011137089A/en
Publication of FR2964493A1 publication Critical patent/FR2964493A1/en
Application granted granted Critical
Publication of FR2964493B1 publication Critical patent/FR2964493B1/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/08Processing by evaporation; by distillation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/14Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
  • Treatment Of Liquids With Adsorbents In General (AREA)
  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)

Abstract

Procédé de traitement d'une solution contenant des composés insolubles et/ou ionisés dans une phase liquide, ladite solution présentant une activité radiologique, ledit procédé comprenant : ▪ une étape de transfert au cours de laquelle la solution (3) est transférée d'une cuve de stockage (1) vers une cellule de traitement (11), ▪ une étape de séparation au cours de laquelle la phase liquide est évaporée dans la cellule de traitement (11), caractérisé en ce que ledit procédé comprend en outre une étape de contrôle au cours de laquelle l'activité radiologique des particules solides dans la cellule de traitement (11) est mesurée, lesdites particules solides correspondantes aux composés insolubles et/ou ionisés contenu initialement dans la solution, et une solution en phase liquide est ajoutée dans la cellule de traitement (11) pour mettre en suspension les particules solides lorsque l'activité radiologique mesurée dépasse un seuil prédéterminé.A method of treating a solution containing insoluble and / or ionized compounds in a liquid phase, said solution having radiological activity, said method comprising: a transfer step in which the solution (3) is transferred from a storage tank (1) to a treatment cell (11), ▪ a separation step during which the liquid phase is evaporated in the treatment cell (11), characterized in that said method further comprises a step of control during which the radiological activity of the solid particles in the treatment cell (11) is measured, said solid particles corresponding to the insoluble and / or ionized compounds initially contained in the solution, and a solution in the liquid phase is added in the treatment cell (11) for suspending the solid particles when the measured radiological activity exceeds a predetermined threshold.

Description

Procédé de traitement d'une solution radioactive. La présente invention concerne un procédé de traitement d'une solution contenant des composés insolubles et/ou ionisés dans une phase liquide, ladite solution présentant une activité radiologique. Un déchet radioactif ou nucléaire est une matière radioactive dont aucun usage n'est prévu et dont la dispersion dans l'environnement n'est pas autorisée. Les déchets radioactifs couvrent une grande diversité de substances qui se distinguent notamment par leur activité et leur période radioactive, mais également par leur état (solide, liquide, gazeux) et leur composition chimique. Process for the treatment of a radioactive solution The present invention relates to a method of treating a solution containing insoluble and / or ionized compounds in a liquid phase, said solution having radiological activity. Radioactive or nuclear waste is a radioactive material for which no use is planned and the dispersion of which in the environment is not permitted. Radioactive waste covers a wide variety of substances that differ in particular in their activity and their half-life, but also in their state (solid, liquid, gaseous) and their chemical composition.

L'élimination des déchets, en particulier les déchets d'origine nucléaire, est un problème environnemental majeur. Les déchets nucléaires (liquides ou solides) peuvent être contaminés en surface et / ou en masse. Les déchets de l'industrie nucléaire sont spécifiques. Disposal of waste, particularly nuclear waste, is a major environmental problem. Nuclear waste (liquid or solid) may be contaminated on the surface and / or in bulk. The waste of the nuclear industry is specific.

D'une part leur activité diminue avec le temps, et d'autre part leur diversité nécessite des méthodes de conditionnement adaptées aux volumes et à leurs activités. Le retraitement du combustible usé est un procédé chimique visant à la séparation des éléments potentiellement réutilisables des produits de fission contenus dans le combustible nucléaire irradié (l'uranium-U, le plutonium-Pu, et les actinides mineurs). Lors du traitement du combustible usé, la gaine des crayons combustibles est cisaillée puis traitée comme déchet radioactif de moyenne activité à vie longue tandis que les produits de fission et certains actinides forment les déchets de haute activité. Le procédé chimique PUREX, en anglais « Plutonium and Uranium Refining by Extraction » permet de séparer le Plutonium et l'Uranium indépendamment l'un de l'autre des actinides mineurs et des produits de fission par une méthode d'extraction liquide. Le procédé PUREX peut comprendre les étapes suivantes . élimination des gaines par cisaillage et dissolution, - dissolution du combustible irradié dans de l'acide nitrique, - récupération des solides insolubles, - extraction de l'Uranium et du Plutonium par un solvant organique par exemple du tributyl-phosphate (TEP) dans du dodécane (TPH), - récupération des produits de fission dans la phase 15 d'acide nitrique, - extraction du plutonium de la solution uranium/plutonium par réduction du Plutonium, et - épuration, concentration et transformation chimique de l'Uranium et du Plutonium. 20 A l'issue de ces étapes, les actinides mineurs et les produits de fission sont calcinés puis vitrifiés au sein d'une matrice inerte qui assure la stabilité physico-chimique du colis de déchets. La dissolution du combustible usé dans de l'acide 25 nitrique 3 à 5 N à chaud, à une température comprise entre environ 80°C et environ 90°C permet de solubiliser la majorité de l'Uranium et du Plutonium. Cependant, une partie de l'Uranium et du Plutonium reste dans la solution sous forme de fines de dissolution. Le terme « fines de 30 dissolution » désigne les solides de faible granulométrie restant en solution après la dissolution du combustible. Ces solides sont d'origine diverses : inclusions métalliques, fragments des gaines ou de la structure, des oxydes mixtes insolubles, des impuretés, des produits de fission insolubles. La masse des fines de dissolution est fonction de l'origine du combustible et de son taux d'irradiation. Elle varie entre 3 et 15 kg par tonne de combustible irradié. Les insolubles ou les fines de dissolution sont un mélange aqueux contenant de l'acide nitrique (3 à 5 N), des métaux dissous (U, Pu, Np, Am, Kr, Xe, cs, Rb, Sr, Ba, Ce, Te, Pd, Ag, cd, Sn, Zr,...) et des fines de ces éléments essentiellement sous formes d'oxydes. Compte-tenu de l'activité radiologique des insolubles, il est nécessaire de trouver une solution permettant de traiter ces effluents. L'objectif de traitement des effluents, en particulier celui des insolubles, consiste à séparer l'activité de la phase liquide. Cette séparation doit conduire à garantir la stabilité du déchet généré dans le temps. La phase liquide épurée peut alors être traitée par les filières existantes, dans l'industrie nucléaire, de type évaporation, incinération, ... Une technique connue de séparation liquide/solide consiste en une filtration. Plusieurs tentatives de filtration ont été réalisées par le passé dans le but de séparer les fines et les métaux solubles du liquide constituant la phase continue. Ces essais de séparation classiques n'ont pas été concluants compte-tenu de la grande solubilité des métaux dans ce milieu et de la taille submicronique des particules, par exemple de dimension inférieure à 1 micromètre. On the one hand their activity decreases with time, and on the other hand their diversity requires packaging methods adapted to the volumes and their activities. Spent fuel reprocessing is a chemical process that separates potentially reusable elements from the fission products contained in the spent nuclear fuel (uranium-U, plutonium-Pu, and minor actinides). When spent fuel is processed, the fuel rod sheath is sheared and then treated as long-lived medium-level radioactive waste while the fission products and some actinides form the high-level waste. The chemical process PUREX, in English "Plutonium and Uranium Refining by Extraction" separates Plutonium and Uranium independently of each other minor actinides and fission products by a liquid extraction method. The PUREX process may include the following steps. sheath removal by shearing and dissolving, - dissolution of spent fuel in nitric acid, - recovery of insoluble solids, - extraction of Uranium and Plutonium by an organic solvent, for example tributyl phosphate (PET) in dodecane (TPH), - recovery of fission products in the nitric acid phase 15, - extraction of plutonium from the uranium / plutonium solution by reduction of Plutonium, and - purification, concentration and chemical transformation of Uranium and Plutonium . At the end of these steps, the minor actinides and the fission products are calcined and then vitrified in an inert matrix which ensures the physicochemical stability of the waste package. Dissolving the spent fuel in nitric acid 3 to 5 N hot, at a temperature between about 80 ° C and about 90 ° C solubilizes the majority of Uranium and Plutonium. However, some of the Uranium and Plutonium remain in solution in the form of dissolving fines. The term "dissolution fines" refers to small-particle solids remaining in solution after the dissolution of the fuel. These solids are of various origin: metal inclusions, fragments of sheaths or structure, insoluble mixed oxides, impurities, insoluble fission products. The mass of dissolution fines is a function of the origin of the fuel and its irradiation rate. It varies between 3 and 15 kg per ton of spent fuel. The insolubles or the dissolving fines are an aqueous mixture containing nitric acid (3 to 5 N), dissolved metals (U, Pu, Np, Am, Kr, Xe, cs, Rb, Sr, Ba, Ce, Te, Pd, Ag, cd, Sn, Zr, ...) and fines of these elements essentially in the form of oxides. Given the radiological activity of insolubles, it is necessary to find a solution to treat these effluents. The objective of effluent treatment, in particular that of insolubles, consists of separating the activity from the liquid phase. This separation must lead to guarantee the stability of the waste generated over time. The purified liquid phase can then be treated by existing channels in the nuclear industry, such as evaporation, incineration, etc. A known liquid / solid separation technique consists of filtration. Several filtration attempts have been made in the past for the purpose of separating fines and soluble metals from the liquid constituting the continuous phase. These conventional separation tests were inconclusive given the high solubility of the metals in this medium and the submicron size of the particles, for example less than 1 micrometer in size.

Ces fines constituent une suspension colloïdale déstabilisée, qui, laissée au repos, est le siège d'un processus de floculation - sédimentation assez lent. Ces agglomérats formés sont très lâches et fragiles. La reprise du mélange, par exemple par une pompe, conduit à la remise en suspension et la destruction des agrégats. Cette remise en suspension dépend du cisaillement qu'ils subissent. These fines constitute a destabilized colloidal suspension, which, left at rest, is the seat of a process of flocculation - sedimentation rather slow. These agglomerates formed are very loose and fragile. The recovery of the mixture, for example by a pump, leads to the resuspension and the destruction of the aggregates. This resuspension depends on the shear they undergo.

En plus de ce problème, la mise en oeuvre de toute solution se retrouve contrariée par les contraintes radiologiques, due à la forte concentration en radioéléments (U, Pu, ...) . In addition to this problem, the implementation of any solution is thwarted by the radiological constraints, due to the high concentration of radioelements (U, Pu, ...).

En outre, les médias filtrants d'origine organiques ne permettent pas de garantir la stabilité du déchet à long terme. En effet, leur tenue au rayonnement est relativement faible comparé aux matériaux métalliques, sachant que les matériaux filtrants métalliques ne peuvent pas atteindre des seuils de coupure submicroniques, soit de dimension inférieure à 1 micromètre. Les médias filtrants (métalliques ou organiques) constituant le déchet issu de la filtration doivent répondre à des critères strictes afin de garantir leur stabilité dans le temps. Les caractéristiques des déchets issus du traitement des insolubles doivent être compatibles avec celles définies dans le domaine de fonctionnement de l'entreposage des déchets hors normes. En général, les trois critères suivants doivent être respectés : - le débit d'équivalent de dose (DED) ne doit pas dépasser au contact du colis final, 2 mSv/h. - le débit d'hydrogène de radiolyse doit être inférieur au débit maximum admissible. Ce débit correspond à une concentration en hydrogène au sein de ces colis inférieure à 3%. - la masse maximale admissible de Plutonium total doit être inférieure ou égale à 274g par colis. In addition, filter media of organic origin do not ensure the stability of waste in the long term. Indeed, their radiation resistance is relatively low compared to metallic materials, knowing that the metal filter materials can not reach submicron cutoff thresholds, that is to say less than 1 micrometer. The filtering media (metallic or organic) constituting the waste resulting from filtration must meet strict criteria in order to guarantee their stability over time. The characteristics of the waste resulting from the treatment of insolubles must be compatible with those defined in the field of operation of the storage of non-standard waste. In general, the following three criteria must be respected: - the dose equivalent rate (DED) must not exceed in contact with the final package, 2 mSv / h. the radiolysis hydrogen flow rate must be lower than the maximum permissible flow rate. This flow corresponds to a hydrogen concentration within these packages of less than 3%. - the maximum permissible mass of total Plutonium must be less than or equal to 274g per package.

Compte-tenu de la forte concentration en métaux dissous, un but de la présente invention est de proposer un procédé de traitement des insolubles sans réaliser d'opération de filtration. En effet, même après filtration, l'activité radiologique de la phase liquide reste importante, cette activité étant due aux radioéléments solubles. En outre, lors des opérations de filtration, le matériel de filtration utilisé peuvent être contaminés. Ainsi, les opérations de filtration génèrent de nouveaux déchets à retraiter. L'invention propose ainsi un procédé de traitement d'une solution contenant des composés insolubles et/ou ionisés dans une phase liquide, ladite solution présentant une activité radiologique, ledit procédé comprenant : ^ une étape de transfert au cours de laquelle la solution est transférée d'une cuve de stockage vers une cellule de traitement, ^ une étape de séparation au cours de laquelle la phase liquide est évaporée dans la cellule de traitement, caractérisé en ce que ledit procédé comprend en outre une étape de contrôle au cours de laquelle l'activité radiologique des particules solides dans la cellule de traitement est mesurée, lesdites particules solides correspondantes aux composés insolubles et/ou ionisés contenu initialement dans la solution, et une solution en phase liquide est ajoutée dans la cellule de traitement pour mettre en suspension les particules solides lorsque l'activité radiologique mesurée dépasse un seuil prédéterminé. Given the high concentration of dissolved metals, an object of the present invention is to provide a method for treating insolubles without performing a filtration operation. Indeed, even after filtration, the radiological activity of the liquid phase remains important, this activity being due to soluble radioelements. In addition, during filtration operations, the filtration equipment used may be contaminated. Filtration operations generate new waste for reprocessing. The invention thus provides a method of treating a solution containing insoluble and / or ionized compounds in a liquid phase, said solution having radiological activity, said method comprising: a transfer step during which the solution is transferred from a storage tank to a treatment cell, a separation step in which the liquid phase is evaporated in the treatment cell, characterized in that said method further comprises a control step in which Radiological activity of the solid particles in the treatment cell is measured, said solid particles corresponding to the insoluble and / or ionized compounds initially contained in the solution, and a solution in the liquid phase is added to the treatment cell to suspend the particles. when the measured radiological activity exceeds a predetermined threshold.

Avantageusement, le procédé de traitement selon l'invention permet de générer un déchet solide regroupant l'essentiel des radioéléments dans l'opération de filtrage en réduisant le nombre d'éléments contaminés durant le procédé. En outre, le procédé selon l'invention peut être réalisé à température ambiante. Un procédé de traitement selon l'invention peut en outre comporter une ou plusieurs des caractéristiques optionnelles ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons possibles : - le procédé selon l'invention comprend en outre une étape de condensation au cours de laquelle la phase liquide évaporée est condensée, - la solution en phase liquide ajoutée dans la cellule de traitement lorsque l'activité radiologique mesurée dépasse un seuil prédéterminé est de l'eau ou un mélange aqueux comprenant sensiblement les mêmes solvants que la phase liquide de la solution à traiter ou que la phase liquide condensée obtenue après évaporation, - au cours de l'étape de séparation, un barbotage est réalisé dans la cellule de traitement, - lors de l'étape de transfert, la solution est déplacée à une vitesse supérieure ou égale à 3m/s, - au cours de l'étape de séparation, la phase liquide est évaporée au moyen d'une pompe à vide ayant un débit horaire supérieur ou égal à 1000 fois le volume de la cellule de traitement et inférieur ou égal à 10 000 fois le volume de la cellule de traitement, - au cours de l'étape de transfert, le volume de solution transférée dans la cellule de traitement est inférieur ou égal à un quart du volume de la cellule de traitement, - comprenant en outre une étape de stockage au cours de laquelle les particules solides contenu dans la cellule de traitement après l'étape de séparation sont stables. Selon un mode de réalisation, les déchets générés au cours d'un procédé selon l'invention sont adaptés à la matrice d'enrobage et aux colis de déchets agrées. Advantageously, the treatment method according to the invention makes it possible to generate a solid waste grouping most of the radioelements in the filtering operation by reducing the number of elements contaminated during the process. In addition, the process according to the invention can be carried out at room temperature. A treatment method according to the invention may further comprise one or more of the optional features below, considered individually or according to all the possible combinations: the method according to the invention further comprises a condensation step during which the evaporated liquid phase is condensed, - the liquid phase solution added in the treatment cell when the measured radiological activity exceeds a predetermined threshold is water or an aqueous mixture comprising substantially the same solvents as the liquid phase of the solution to process or that the condensed liquid phase obtained after evaporation, - during the separation step, a bubbling is carried out in the treatment cell, - during the transfer step, the solution is moved at a speed greater than or equal to at 3m / s, - during the separation step, the liquid phase is evaporated by means of a vacuum pump having a hourly rate greater than or equal to 1000 times the volume of the treatment cell and less than or equal to 10,000 times the volume of the treatment cell, - during the transfer step, the volume of solution transferred in the cell of treatment is less than or equal to a quarter of the volume of the treatment cell, - further comprising a storage step during which the solid particles contained in the treatment cell after the separation step are stable. According to one embodiment, the waste generated during a process according to the invention is adapted to the coating matrix and the approved waste packages.

L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple. La figure 1 est une représentation schématique d'un 5 dispositif permettant de mettre en oeuvre un procédé de traitement selon l'invention. Selon un mode de réalisation de l'invention, la solution à traiter 3 contenue dans la cuve de stockage 1 est homogénéisée à l'aide d'un agitateur mécanique 2 ou 10 tout autre moyen d'agitation garantissant la remise en suspension de dépôt éventuel. Un volume déterminé de la solution est déplacé de la cuve de stockage 1 vers la cellule de traitement 11 par l'intermédiaire d'une pompe réversible 6. La pompe 15 réversible peut être une pompe péristaltique. La pompe réversible 6 est dimensionnée notamment en fonction de la capacité de la cellule de traitement 11. La pompe 6 peut être réversible et permet de ramener la solution vers la cuve 3 si l'activité transférée est 20 supérieure à un seuil prédéterminé. La vitesse de déplacement de la solution doit être suffisante pour éviter tout risque de dépôt, par exemple elle est supérieure ou égale à 3 m/s. Sur le circuit de transfert, un débitmètre 7 et un 25 détecteur spécifique 8 peuvent être ajoutés de façon à permettre de contrôler la qualité et la quantité des particules solides transférées. La vanne 9 permet d'isoler le circuit en fin de transfert. Afin d'éviter que le volume transféré soit supérieur 30 au volume souhaité, la pompe peut être asservie par une consigne du compteur. Cet asservissement permet d'arrêter la pompe dès que le volume spécifié est atteint. The invention will be better understood on reading the description which follows, given solely by way of example. Figure 1 is a schematic representation of a device for implementing a method of treatment according to the invention. According to one embodiment of the invention, the solution to be treated 3 contained in the storage tank 1 is homogenized with the aid of a mechanical stirrer 2 or any other stirring means guaranteeing the re-suspension of any deposit . A determined volume of the solution is moved from the storage tank 1 to the treatment cell 11 via a reversible pump 6. The reversible pump can be a peristaltic pump. The reversible pump 6 is dimensioned in particular according to the capacity of the treatment cell 11. The pump 6 can be reversible and allows the solution to be returned to the vessel 3 if the transferred activity is greater than a predetermined threshold. The speed of movement of the solution must be sufficient to avoid any risk of deposition, for example it is greater than or equal to 3 m / s. On the transfer circuit, a flowmeter 7 and a specific detector 8 may be added so as to control the quality and quantity of the solid particles transferred. The valve 9 isolates the circuit at the end of transfer. In order to prevent the transferred volume from being greater than the desired volume, the pump can be servocontrolled by a setpoint of the counter. This slaving stops the pump as soon as the specified volume is reached.

Une autre variante de l'invention consiste à transférer un volume donné dans une capacité et relier cette capacité à la pompe 6. Dans ce cas, le volume transféré vers la cellule de traitement sera limité à celui contenu dans la capacité. Une autre variante de l'invention permet de réaliser le transfert de la solution vers la cellule de traitement par la mise en oeuvre d'une pompe à vide 18. Dans ce cas, l'ouverture des vannes 9 et 5 permet le déplacement de la solution vers la cellule de traitement. Un moyen de contrôle du débit de dose peut être positionné sur le circuit de transfert 4 entre la cuve de stockage et la cellule de traitement. Il permet de contrôler l'activité de la solution déplacée vers la cellule. Dans le cas où, après séchage, le débit de dose de la cellule de traitement est supérieur au seuil fixé, le transfert vers la cuve de stockage ou une autre capacité peut se faire après dilution via les circuits 23 et 10 et la pompe 6. La solution rajoutée peut être soit de l'eau, soit un mélange équivalent à la phase continue de la solution, soit la phase condensée provenant de la solution. L'utilisation de la phase condensée permet de garantir la solubilité des particules solides dans la cellule de traitement. Selon un mode de réalisation de l'invention, la cellule de traitement 11 est munie d'un couvercle étanche et est constituée d'une cuve cylindrique pouvant supporter une pression réduite, par exemple - 0,7 bar. Another variant of the invention consists in transferring a given volume into a capacity and connecting this capacity to the pump 6. In this case, the volume transferred to the processing cell will be limited to that contained in the capacity. Another variant of the invention makes it possible to carry out the transfer of the solution to the treatment cell by the implementation of a vacuum pump 18. In this case, the opening of the valves 9 and 5 allows the displacement of the solution to the treatment cell. A dose rate control means may be positioned on the transfer circuit 4 between the storage tank and the treatment cell. It controls the activity of the displaced solution to the cell. In the case where, after drying, the dose rate of the treatment cell is higher than the set threshold, the transfer to the storage tank or another capacity can be done after dilution via the circuits 23 and 10 and the pump 6. The added solution can be either water, or a mixture equivalent to the continuous phase of the solution, or the condensed phase from the solution. The use of the condensed phase makes it possible to guarantee the solubility of the solid particles in the treatment cell. According to one embodiment of the invention, the treatment cell 11 is provided with a tight cover and consists of a cylindrical vessel that can withstand a reduced pressure, for example - 0.7 bar.

En outre, la cellule de traitement 11 est dimensionnée de sorte à ne pas permettre d'atteindre la masse critique en particule solide. L'homme du métier choisit une cellule de traitement de dimension adaptée aux particules solides contenues dans la solution à retraiter. Le couvercle de la cellule de traitement peut être pourvu de plusieurs ouvertures permettant l'introduction et l'aspiration de la solution, l'introduction du gaz et l'aspiration du gaz chargé en vapeur. Les connexions entre les ouvertures sont des connexions étanches, auto-obturantes et facilement manoeuvrées à distance. In addition, the treatment cell 11 is dimensioned so as not to make it possible to reach the critical mass in solid particles. Those skilled in the art choose a processing cell of a size adapted to the solid particles contained in the solution to be reprocessed. The cover of the treatment cell may be provided with a plurality of openings for introducing and aspirating the solution, introducing the gas and aspirating the vapor-laden gas. The connections between the openings are sealed connections, self-sealing and easily operated remotely.

La cellule de traitement est fabriquée à partir des matériaux compatibles avec la filière des déchets adoptée. La cellule peut être munie d'un système de tamis 32, en matériaux adaptés, permettant de réaliser un bullage dans la solution. Avantageusement, le bullage permet d'augmenter la surface d'échange entre le gaz et la solution. L'augmentation de la surface d'échange permet d'augmenter le taux de transfert. Les vannes 5, 24 et 9 permettent d'isoler la cellule du traitement de la cuve de stockage 1. Elles peuvent être 20 à commande manuelle ou asservies. Selon un mode de réalisation, le circuit en amont de la pompe à vide peut être constitué : - d'une tuyauterie de dimension adaptée munie d'une grille filtrante 22, 25 - d'une vanne d'isolement 16, et - d'un manomètre de mesure de pression absolue 17. La pompe à vide est dimensionnée en fonction du volume de la cellule. Le débit horaire peut être compris entre 1 000 et 10 000 fois le volume de la cellule de 30 traitement, typiquement 3 000. Le gaz chargé en vapeur peut être aspiré de la cellule de traitement au moyen de la pompe à vide 18, dont la pression peut être contrôlée par un manomètre 12, dans un condenseur 19 refroidi permettant ainsi de condenser les vapeurs contenues dans le gaz. Avantageusement, la condensation des vapeurs contenues dans le gaz permet de s'assurer de la 5 récupération totale de la phase liquide. La tuyauterie de refoulement de la pompe à vide peut être immergée dans un bain refroidi par un groupe de froid. La température du bain dépend de la nature de la phase liquide à condenser. Pour condenser la vapeur d'eau 10 une température inférieure au point de rosée à la pression réglée par le pointeau de la sortie 31 soit environ 5°C pour une pression de 1 bar. A la sortie du condenseur 19, un « piège » 20 permet de récupérer le condensat. Un système de purge 28 isolé 15 par deux vannes 27 et 29 permet de récupérer le condensat sans arrêter le système. Le gaz ayant traversé le piège peut encore être chargé en vapeur. Cet excédent est absorbé sur un filtre de type charbon actif ou tout autre type de filtre ayant 20 la capacité d'absorber l'humidité. A la sortie du filtre 21, une vanne à pointeau peut permettre de ralentir la vitesse du gaz, permettant d'augmenter le point de rosée dans la partie située en aval de la pompe à vide dont le serpentin de condensation 25 ainsi que le piège à liquide. Le gaz épuré et séché peut être repris dans une tuyauterie 25 et évacué via l'orifice 34 ou être réintroduit dans la cellule de traitement 11. Cette tuyauterie, en matériaux compatibles, est munie d'un 30 orifice 26 permettant de faire entrer de l'air externe pour équilibrer les pressions. The treatment cell is made from materials compatible with the adopted waste stream. The cell may be provided with a sieve system 32, made of suitable materials, for bubbling into the solution. Advantageously, the bubbling makes it possible to increase the exchange surface area between the gas and the solution. The increase of the exchange surface makes it possible to increase the transfer rate. The valves 5, 24 and 9 isolate the cell from the treatment of the storage tank 1. They can be manually controlled or controlled. According to one embodiment, the circuit upstream of the vacuum pump may consist of: - a pipe of suitable size provided with a filtering grid 22, 25 - an isolation valve 16, and - d ' an absolute pressure measuring gauge 17. The vacuum pump is dimensioned according to the volume of the cell. The hourly flow rate can range from 1,000 to 10,000 times the volume of the treatment cell, typically 3,000. The steam-laden gas can be drawn from the treatment cell by means of the vacuum pump 18, whose pressure can be controlled by a pressure gauge 12, in a condenser 19 cooled thus allowing to condense the vapors contained in the gas. Advantageously, the condensation of the vapors contained in the gas makes it possible to ensure the total recovery of the liquid phase. The discharge line of the vacuum pump can be immersed in a bath cooled by a cold group. The temperature of the bath depends on the nature of the liquid phase to be condensed. To condense the water vapor 10 a temperature below the dew point at the pressure set by the needle of the outlet 31 is about 5 ° C for a pressure of 1 bar. At the outlet of the condenser 19, a "trap" 20 makes it possible to recover the condensate. A purge system 28 isolated by two valves 27 and 29 allows the condensate to be recovered without stopping the system. The gas that has passed through the trap can still be charged with steam. This excess is absorbed on an activated carbon type filter or any other type of filter having the ability to absorb moisture. At the outlet of the filter 21, a needle valve may make it possible to slow down the speed of the gas, making it possible to increase the dew point in the part situated downstream of the vacuum pump, including the condensation coil 25 as well as the trap. liquid. The purified and dried gas can be taken up in a pipe 25 and discharged via the orifice 34 or be reintroduced into the treatment cell 11. This pipework, made of compatible materials, is provided with an orifice 26 making it possible to enter the pipe. external air to balance the pressures.

L'utilisation du gaz épuré et séché présente un avantage important lié à l'absence d'eau condensable supplémentaire issue de l'humidité de l'air ambiant. Un système de mesure du poids, par exemple balance suspendue 30, permet de suivre l'évolution du poids de la cellule de traitement afin de déterminer la fin du traitement. Un autre moyen de mesure complémentaire consiste à mesurer le volume de la phase condensée recueillie à travers le purgeur sous vide 28 afin de déterminer la fin du séchage. D'autres moyens complémentaires de mesure permettent de s'assurer de la fin du traitement. Par exemple, la mesure du taux d'humidité relative entre le gaz entrant et extrait de la cellule à l'aide de sondes hygrométriques compatibles avec les gaz extraits, notamment du fait de présence de gaz acides en partie aval de la cellule de traitement. Le système de déconnexion à distance, couplé à des orifices auto-obturant équipant ces connexions, permet d'introduire et de placer la cellule directement dans des colis spécifiques. L'invention ne se limite pas aux modes de réalisations décrits et doit être interprétée de façon non limitative, et englobant tout mode de réalisation équivalent. The use of purified and dried gas has a significant advantage due to the absence of additional condensable water from the humidity of the ambient air. A weight measurement system, for example suspended balance 30, makes it possible to follow the evolution of the weight of the treatment cell in order to determine the end of the treatment. Another complementary measuring means consists of measuring the volume of the condensed phase collected through the vacuum trap 28 in order to determine the end of drying. Other complementary means of measurement make it possible to ensure the end of the treatment. For example, the measurement of the relative humidity level between the gas entering and extracted from the cell using hygrometric probes compatible with the extracted gases, in particular because of the presence of acid gases at the downstream end of the treatment cell. The remote disconnection system, coupled with self-closing orifices equipping these connections, makes it possible to introduce and place the cell directly in specific packages. The invention is not limited to the embodiments described and must be interpreted in a non-limiting manner, and encompassing any equivalent embodiment.

Claims (8)

REVENDICATIONS1. Procédé de traitement d'une solution contenant des composés insolubles et/ou ionisés dans une phase liquide, ladite solution présentant une activité radiologique, ledit procédé comprenant : ^ une étape de transfert au cours de laquelle la 10 solution (3) est transférée d'une cuve de stockage (1) vers une cellule de traitement (11), ^ une étape de séparation au cours de laquelle la phase liquide est évaporée dans la cellule de traitement (11) , 15 caractérisé en ce que ledit procédé comprend en outre une étape de contrôle au cours de laquelle l'activité radiologique des particules solides dans la cellule de traitement (11) est mesurée, lesdites particules solides correspondantes aux composés insolubles et/ou ionisés 20 contenu initialement dans la solution, et une solution en phase liquide est ajoutée dans la cellule de traitement (11) pour mettre en suspension les particules solides lorsque l'activité radiologique mesurée dépasse un seuil prédéterminé. 25 REVENDICATIONS1. A method of treating a solution containing insoluble and / or ionized compounds in a liquid phase, said solution having radiological activity, said method comprising: a transfer step in which the solution (3) is transferred from a storage tank (1) to a treatment cell (11), a separation stage during which the liquid phase is evaporated in the treatment cell (11), characterized in that said method further comprises a a control step in which the radiological activity of the solid particles in the treatment cell (11) is measured, said solid particles corresponding to the insoluble and / or ionized compounds initially contained in the solution, and a liquid phase solution is added to the treatment cell (11) to suspend the solid particles when the measured radiological activity exceeds a predetermined threshold. 25 2. Procédé selon la revendication 1, comprenant en outre une étape de condensation au cours de laquelle la phase liquide évaporée est condensée. 30 2. The method of claim 1, further comprising a condensation step in which the evaporated liquid phase is condensed. 30 3. Procédé selon l'une des revendications 1 ou 2, dans lequel la solution en phase liquide ajoutée dans la cellule de traitement lorsque l'activité radiologique mesurée dépasse un seuil prédéterminé est de l'eau ou un mélange aqueux comprenant sensiblement les mêmes solvants que laphase liquide de la solution à traiter ou que la phase liquide condensée obtenue après évaporation. 3. Method according to one of claims 1 or 2, wherein the liquid phase solution added to the treatment cell when the measured radiological activity exceeds a predetermined threshold is water or an aqueous mixture comprising substantially the same solvents. the liquid phase of the solution to be treated or the condensed liquid phase obtained after evaporation. 4. Procédé selon l'une des revendications précédentes, dans 5 lequel, au cours de l'étape de séparation, un barbotage est réalisé dans la cellule de traitement (11). 4. Method according to one of the preceding claims, in which, during the separation step, bubbling is carried out in the treatment cell (11). 5. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel, lors de l'étape de transfert, la 10 solution est déplacée à une vitesse supérieure ou égale à 3m/s. 5. A method as claimed in any one of the preceding claims, wherein, in the transfer step, the solution is moved at a speed greater than or equal to 3m / s. 6. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel, au cours de l'étape de 15 séparation, la phase liquide est évaporée au moyen d'une pompe à vide ayant un débit horaire supérieur ou égal à 1000 fois le volume de la cellule de traitement et inférieur ou égal à 10 000 fois le volume de la cellule de traitement. 20 6. A process according to any one of the preceding claims, wherein during the separation step the liquid phase is evaporated by means of a vacuum pump having a hourly flow rate greater than or equal to 1000 times the volume. of the treatment cell and less than or equal to 10,000 times the volume of the treatment cell. 20 7. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel, au cours de l'étape de transfert, le volume de solution transférée dans la cellule de traitement est inférieur ou égal à un quart du volume de la 25 cellule de traitement. 7. A method according to any one of the preceding claims, wherein during the transfer step the volume of solution transferred into the treatment cell is less than or equal to one quarter of the volume of the treatment cell. 8. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, comprenant en outre une étape de stockage au cours de laquelle les particules solides contenu dans la 30 cellule de traitement après l'étape de séparation sont stables. The method of any of the preceding claims, further comprising a storage step in which the solid particles contained in the treatment cell after the separation step are stable.
FR1057086A 2010-09-07 2010-09-07 PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION Active FR2964493B1 (en)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1057086A FR2964493B1 (en) 2010-09-07 2010-09-07 PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION
GB1115389.7A GB2483553B (en) 2010-09-07 2011-09-06 Method for processing a radioactive solution
RU2011137089/07A RU2011137089A (en) 2010-09-07 2011-09-07 METHOD FOR PROCESSING RADIOACTIVE SOLUTION

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1057086A FR2964493B1 (en) 2010-09-07 2010-09-07 PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2964493A1 true FR2964493A1 (en) 2012-03-09
FR2964493B1 FR2964493B1 (en) 2016-09-23

Family

ID=43902658

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR1057086A Active FR2964493B1 (en) 2010-09-07 2010-09-07 PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION

Country Status (3)

Country Link
FR (1) FR2964493B1 (en)
GB (1) GB2483553B (en)
RU (1) RU2011137089A (en)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0324862A1 (en) * 1987-07-29 1989-07-26 Hitachi, Ltd. Nuclear fuel reprocessing plant
EP0631290A1 (en) * 1993-06-24 1994-12-28 Hitachi, Ltd. Reprocessing plant and method of operating the same

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0679641B2 (en) * 1986-07-16 1994-10-12 株式会社東芝 Cleaning method of centrifugal thin film evaporator
JP2799074B2 (en) * 1990-11-30 1998-09-17 株式会社東芝 Radioactive waste solidification method
JPH04286997A (en) * 1991-03-18 1992-10-12 Hitachi Ltd Device and method for drying radioactive enriched waste liquid
JP4200109B2 (en) * 2004-01-14 2008-12-24 中国電力株式会社 Condensate drainage concentration and solidification method for nuclear power generation facilities, etc.

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0324862A1 (en) * 1987-07-29 1989-07-26 Hitachi, Ltd. Nuclear fuel reprocessing plant
EP0631290A1 (en) * 1993-06-24 1994-12-28 Hitachi, Ltd. Reprocessing plant and method of operating the same

Also Published As

Publication number Publication date
GB201115389D0 (en) 2011-10-19
GB2483553B (en) 2015-10-14
FR2964493B1 (en) 2016-09-23
RU2011137089A (en) 2013-03-20
GB2483553A (en) 2012-03-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Hansen et al. Partition of iodine (129I and 127I) isotopes in soils and marine sediments
FR2842017A1 (en) PROCESS FOR SEPARATING AND RECOVERING ELEMENTS FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTE
Campbell et al. Organic analysis at the Hanford nuclear site
Huang et al. Characterization of radioactive contaminants and water treatment trials for the Taiwan Research Reactor's spent fuel pool
Benziger The Borexino purification system
Gasser et al. Sustainability of solvent extraction techniques in pollution prevention and control
FR2964493A1 (en) PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE SOLUTION
CN108597635A (en) Spent Radioactive oil treatment process
EP3077131B1 (en) Combination of reagents and method for removing pollution from polluted soils using the same
Bannochie et al. Mercury Phase II Study-Mercury Behavior across the High-Level Waste Evaporator System
JP5782816B2 (en) Radioactive substance removal method in radioactive liquid waste and radioactive substance removal system in radioactive liquid waste
Sujatha et al. Recovery of uranium and plutonium from waste matrices using supercritical fluid extraction
Shukla et al. Influence of gamma-irradiation on extraction and cation-transport of uranium (VI) and plutonium (IV) by dicyclohexano-18-crown-6
SATOH et al. Determination of total iodine concentration in aquatic environments using cathodic stripping voltammetry combined with sodium hypochlorite (NaClO) oxidation
Mincher et al. The separation of lanthanides and actinides in supercritical fluid carbon dioxide
JPH0238997A (en) Separation of uranium and plutonium from nuclear fuel regeneration treatment solution
Spencer et al. Initial Assessment of Ruthenium Removal Systems for Tritium Pretreatment Off-Gas
Datta et al. High performance separation and supercritical extraction of lanthanides and actinides
CA3062368C (en) Method for processing radioactive waste cocktails
CN114985440A (en) Method for supercritical plutonium extraction
Gouëllo et al. Experimental study of the cadmium effects on iodine transport in the primary circuit during severe nuclear accident
JP2001235593A (en) Adsorption method for metallic element using insoluble tannin
Salbu et al. Advanced speciation techniques for radionuclides associated with colloids and particles
HOBBS Preparation and use of dried monosodium titanate
Cha et al. Solvent Extraction of U From the Aqueous Solution and Detection of Radioactivity of α and γ Emitting Species

Legal Events

Date Code Title Description
CA Change of address

Effective date: 20150112

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 6

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 7

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 8

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 9

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 10

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 11

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 12

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 13

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 14