BE1023826B1 - Procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode, en particulier d'i-131 pur, et fraction contenant les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'i-131 - Google Patents

Abstract

La présente invention concerne un procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode pur, en particulier d'I-131, pur comprenant les étapes de dissolution basique de cibles d'uranium hautement enrichi avec obtention d'une bouillie, filtration de ladite bouillie afin d'isoler une solution basique de molybdate et de sels d'iode, en particulier d’I-131, acidification de ladite solution basique avec formation d'une solution acide de sels de molybdène et dégagement d'une fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'I-131, sous forme gazeuse en vue de sa récupération, purification de ladite fraction de radio-isotopes de l'iode pour former une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode pur, caractérisé en ce que le procédé comprend, avant ladite étape d'acidification de la solution basique, un refroidissement de la solution basique jusqu'à une température inférieure ou égale à 60°C, de préférence inférieure ou égale à 55°C, plus particulièrement inférieure ou égale à 50°C.

Description

« PROCÉDÉ DE PRODUCTION D'UNE FRACTION CONTENANT DES RADIOISOTOPES DE L'IODE, EN PARTICULIER ΡΊ-131 PUR. ET FRACTION CONTENANT LES RADIO-ISOTOPES DE L'IODE, EN PARTICULIER ΡΊ-131»

La présente invention se rapporte à un procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode pur, en particulier d'l-131, pur comprenant les étapes de : (i) Dissolution basique de cibles d'uranium hautement enrichi avec obtention d'une bouillie basique contenant de l'aluminate et des isotopes issus de la fission de l'uranium hautement enrichi et d'une phase gazeuse de Xe-133, (ii) Filtration de ladite bouillie basique afin d'isoler d'une part une phase solide contenant l'uranium et d'autre part une solution basique de molybdate et de sels d'iode, en particulier d'l-131, (iii) Acidification de ladite solution basique de molybdate et de sels d'iode avec formation d'une solution acide de sels de molybdène et dégagement d'une fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, sous forme gazeuse en vue de sa récupération, et (iv) Purification de ladite fraction de radio-isotopes de l'iode pour former une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode pur, en particulier d'l-131 pur.

Un tel procédé est bien connu et décrit dans le document « Reprocessing of irradiated Uranium 235 for the production of Mo-99, d'l-131, Xe-133 radioisotopes. J. Salacz - revue IRE tijdschrift, vol 9, N°3 (1985) ».

Selon ce document, le traitement de produits de fission de l'uranium dans le but de produire des radio-isotopes de courte durée de vie implique des conditions de travail particulièrement contraignantes.

Ces conditions de travail particulièrement contraignantes impliquent entre autres de travailler dans des cellules blindées et à l'aide de pinces robotisées ou manipulées de l'extérieur de cellules blindées par les manipulateurs de la chaîne de production. Une fois les processus de traitement des cibles contenant de l'uranium hautement enrichi bien établis et sécurisés en ce que la pollution de l'environnement est nul ou très faible, le processus de production des radio-isotopes est clairement figé. La moindre modification de ces procédés est évitée dans la mesure du possible pour éviter de perturber le schéma de production, dans la mesure ou lorsque le niveau de pollution de l'environnement est considéré comme sécurisé, chaque modification est considérée comme un nouveau risque à gérer dans le but d'obtenir un nouveau design satisfaisant les contraintes environnementales. De plus, le procédé est réalisé dans des cellules comprenant des hublots de verre blindé au plomb de plusieurs dizaine de cm et au travers desquelles cellules passent des bras articulés manipulés de l'extérieur, robotisés ou non.

Plusieurs cellules se suivent. Dans chaque cellule, une partie du procédé est réalisée.

Une première cellule est dédiée à la dissolution de cibles d'uranium hautement enrichi. Une fois la phase liquide contenant les produits de fission solubles de l'uranium récupérée par filtration, dont le radio-isotope Mo-99, elle est transférée dans une deuxième cellule dans laquelle elle est acidifiée pour permettre durant l'étape d'acidification exothermique un dégagement de l'iode sous forme de gaz.

La solution de laquelle l'iode se dégage est chauffée et agitée par bullage pour favoriser le dégagement gazeux de l'iode. Le gaz contenant les radio-isotopes de l'iode est ainsi capturé au moyen d'un piège d'amiante platinée. Les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sont ensuite désorbés du piège d'amiante platinée et envoyés dans la cellules 6 pour y subir une purification chimique par distillation.

Les rendements de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 décrits dans ce document sont d'environ 80 à 90 %. 10 à 20% des radioisotopes de l'iode, en particulier d'l-131, restent dans la phase liquide acidifiée et contaminent les autres radio-isotopes.

Ainsi selon ce document, la sélectivité de l'isolement de l'iode pour sa production n'est pas optimale. De plus, durant l'acidification exothermique, bien que la température de la phase liquide acidifiée augmente, il est encore nécessaire d'amener un chauffage additionnel et une agitation par bullage pour tenter de récupérer les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 au maximum.

Ce chauffage entraîne une évaporation de nitrates issus de l'acidification qui a lieu à l'acide nitrique, lequel contamine les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz, ce qui est problématique car il interfère avec les processus de marquage de molécules biologiques ultérieurs.

Il existe donc un besoin de procurer un procédé permettant de produire l'iode à meilleur rendement, mais aussi dans lequel la sélectivité de la production est améliorée pour augmenter la pureté des fractions de radioisotopes de l'iode, en particulier d'l-131. L'invention a pour but de pallier les inconvénients de l'état de la technique en procurant une invention permettant d'améliorer le rendement de production de l'iode, mais aussi sa pureté en agissant sur la sélectivité des opérations de production.

Pour résoudre ce problème, il est prévu suivant l'invention un procédé tel qu'indiqué au début, comprenant, avant ladite acidification de la solution basique, un refroidissement de la solution basique jusqu'à une température inférieure ou égale à 60°C, de préférence inférieure ou égale à 55°C, plus particulièrement, inférieure ou égale à 50°C.

De cette manière, il a été observé de manière surprenante que la pureté et le rendement des fractions de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 produites étaient améliorés.

Selon la présente invention, il a été mis en évidence que pour résoudre ce problème lié à la difficulté de contrôler le dégagement massif de l'iode à température élevée, le fait de refroidir simplement la phase aqueuse basique issue de la filtration avant acidification jusqu'à une température inférieure ou égale à 60°C, de préférence inférieure ou égale à 55°C, plus particulièrement, inférieure ou égale à 50eC permettait de favoriser la solubilité de l'iode dans la solution acide de sels de molybdène. De cette façon, puisque la solubilité des gaz diminue avec l'augmentation de la température, le refroidissement de la solution aqueuse basique issue de la filtration permet une volatilisation moins rapide de l'iode et donc évite sa libération de façon brutale au moment de l'ajout d'acide. En effet, lorsque l'iode est amenée au piège à iode de manière brutale, la capture de l'iode est impactée négativement, alors que le refroidissement qui permet une libération contrôlée améliore le rendement de capture par le piège.

Durant l'acidification, la température de la solution acide de sels de molybdène augmente progressivement et permet une libération également progressive de l'iode vers le piège, ce qui favorise sa capture, contrairement au dégagement massif de l'iode.

Par conséquent, selon la présente invention, il est possible d'améliorer le rendement de production de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 à partir de cibles d'aluminium contenant de l'uranium hautement enrichi de manière très simple par simple refroidissement du filtrat en vue d'éviter l'arrivée massive d'iode dans le piège à iode durant l'acidification à une température d'environ 50°C et dans tous les cas inférieure à 60°C. Le filtrat est donc acidifié par de l'acide nitrique concentré. Les radioisotopes de l'iode sont alors dégagés durant l'acidification en quantité bien plus importante.

Dans une forme de réalisation particulière du procédé selon la présente invention, ladite acidification à température élevée est une acidification à une température supérieure à 93°C, de préférence supérieure ou égale à 95°C, de préférence entre 96°C et 99°C, mais de préférence inférieure à 100°C, accompagné d'un bullage d'air. L'acidification permet d'optimiser le dégagement d'iode sous forme gazeuse, à un moment bien déterminé, pendant et après acidification.

Dans une autre forme de réalisation particulièrement préférée du procédé selon la présente invention, ladite récupération desdits radioisotopes de l'iode, en particulier d'l-131 lors de son dégagement gazeux est réalisé par un transfert desdits radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz dans une tubulure reliée à une extrémité d'un acidificateur, dans lequel a lieu la réaction d'acidification et reliée à une autre extrémité d'un récipient fermé contenant une phase aqueuse et un milieu environnant, ledit transfert des radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz étant réalisé de manière à aboutir directement dans la phase aqueuse, dans laquelle les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, sous forme de gaz, passent au travers de la phase aqueuse et s'échappent sous forme de bulles vers le milieu environnant de la phase aqueuse, contenu dans le récipient fermé.

De cette façon, les nitrates éventuellement présents sous forme d'aérosols, ainsi que d'autres espèces gazeuses solubles dans l'eau, comme les oxydes d'azote, sont solubilisés et éliminés des radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz.

Dans encore une autre variante avantageuse de la présente invention, ledit récipient fermé est relié par une tubulure à un deuxième récipient fermé qui contient un piège au NaOH et dans lequel le milieu environnant de la phase aqueuse est transféré du récipient fermé au deuxième récipient fermé contenant le piège au NaOH sous forme de solution à une concentration de 2 à 4, en particulier d'environ 3 mol/l, avec déchargement du milieu environnant contenant les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 de la tubulure dans la solution du piège au NaOH, avec solubilisation des radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz en iodure de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 dans la solution aqueuse du piège au NaOH.

Les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sont ainsi dissous dans la solution aqueuse de NaOH à une concentration en NaOH de 2 à 4 mol/l, de préférence de 3 mol/l.

En outre, dans un mode de réalisation préféré du procédé selon la présente invention, la solution aqueuse du piège au NaOH contenant les iodures de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, est ensuite purifiée par une deuxième acidification.

On constate ainsi que, dans le procédé selon la présente invention, la combinaison des étapes de purification susdites avec le refroidissement du filtrat basique avant acidification permet d'améliorer fortement la pureté des radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131. En effet, le refroidissement apporté selon la présente invention permet également de mieux contrôler la température pendant l'acidification. Bien que la neutralisation de la phase aqueuse basique issue de la filtration soit exothermique, le fait que la température de la phase aqueuse basique soit inférieure avant l'acidification diminue les seuils de température atteint au sein de la phase aqueuse durant l'acidification. Cette diminution de la température permet en outre de manière très avantageuse de réduire la qualité de nitrate qui s'échappe de la réaction d'acidification dans le milieu réactionnel. De cette façon, dans le récipient fermé contenant une phase aqueuse, la quantité de nitrates à solubiliser est réduite dès le départ, améliorant ainsi le rendement de leur élimination, ce qui évite que durant le piégeage de l'iode dans la solution du piège de NaOH. De plus, selon la présente invention, l'utilisation d'amiante platinée est éliminée, réduisant encore un peu plus les risques sanitaires liés à la production de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131. D'autres formes de réalisation du procédé selon la présente invention sont indiquées dans les revendications annexées. L'invention a aussi pour objet une fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, conditionnée dans une solution de NaOH dans des flacons étanches qui sont enfermés dans des conteneurs individuels blindés.

De préférence, la fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, selon la présente invention présente une pureté radiochimique en radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 supérieure à 97%, de préférence supérieure à 97,5 % de l'activité présente sous la forme chimique d'iodure dudit radio-isotope d'l-131 par rapport à l'activité totale dudit radio-isotope d'l-131 sous toutes ses formes dans ladite fraction.

Plus particulièrement, la fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 selon la présente invention présente une teneur en nitrate inférieure à 20 g/l, de préférence inférieure à 15 g/l, de préférence inférieure à 12 g/l, de préférence inférieure à 10 g/l. D'autres formes de réalisation de la fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 suivant l'invention sont indiquées dans les revendications annexées.

La présente invention a également pour objet une fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, obtenue par le procédé selon la présente invention. D'autres formes de réalisation de fraction obtenue suivant le procédé de la présente invention sont indiquées dans les revendications annexées. D'autres caractéristiques, détails et avantages de l'invention ressortiront de la description donnée ci-après, à titre non limitatif et en faisant référence au dessin et aux exemples.

La figure 1 est un graphique illustrant la teneur en nitrate dans les fractions de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131.

Lorsque de l'uranium 235 est bombardé de neutrons, il forme des produits de fission de une masse inférieure qui sont eux-mêmes instables. Ces produits génèrent via un cycle de fission d'autres radio-isotopes. C'est notamment de cette manière que sont produits les radio-isotopes de Mo-99, Xe-133 et 1-131.

Les cibles d'aluminium contenant de l'uranium hautement enrichi sont dissoutes durant une phase de dissolution basique en présence de NaOH (3 mol/l) et de NaN03 (4 mol/l). Durant la dissolution, une bouillie est formée ainsi qu'une phase gazeuse de Xe-133. La bouille contient une phase solide principalement formée d'uranium et d'hydroxydes de produit de fission et une phase liquide de molybdate (M0O4') et d'iode 131 sous forme de sels d'iode.

La bouillie est ensuite diluée avec de l'eau à hauteur d'un volume d'environ 1,8 litre pour un nombre de cibles allant de 3 à 9 pour permettre son transfert vers l'étape ultérieure.

La phase gazeuse de Xénon est récupérée séparément.

La dissolution de l'aluminium de la cible est une réaction exothermique. La bouille contenant la phase solide et la phase liquide basique est alors filtrée. La phase solide est lavée deux fois avec un volume d'eau de 900 ml, récupérée et éventuellement renvoyée en amont du procédé pour une dissolution acide subséquente. Le filtrat (phase liquide basique récupérée contenant les produits de fission du Mo-99, de ΙΊ-131, de ΓΙ-133, de ΓΙ-135, du Cs-137, du Ru-103, du Sb-125 et du Sb-127) mais aussi de l'aluminate formé par la dissolution basique des cibles d'aluminium, lequel est soluble à pH basique. L'aluminium est soluble en milieu basique ainsi qu'en milieu acide. Par contre, il est insoluble lorsque le pH est compris entre 5 à 10

Le filtrat collecté doit ensuite être acidifié. Toutefois, l'acidification provoque également un dégagement de chaleur. Par conséquent, avant acidification, le filtrat est refroidi à une température d'environ 50°C.

En effet, comme on le sait du document « Form and Stability of Aluminium Hydroxide Complexes in Dilute Solutions (J.D. Hem and C.E. Roberson - Chemistry of Aluminum in Natural Water - 1967), le comportement de l'aluminium en solution est complexe et les réactions de transformation de l'ion Al3+ en la forme précipitée d'hydroxyde et la forme soluble aluminate sont soumises à une certaine cinétique.

La formation de solides métastables est connue et les conditions d'équilibre sont parfois difficiles à atteindre même avec des temps de réaction importants. Les oxydes et hydroxydes d'aluminium forment différentes structures cristallines (bayerite, gibbsite, ...) qui sont chimiquement similaires mais différentes par leur solubilité. Les conditions expérimentales de températures, de concentration et aussi de vitesse d'addition des réactifs influences fortement les résultats obtenus

La réaction qui régit l'équilibre entre les différentes formes de l'aluminium est la suivante au moment de l'acidification

Comme le milieu est fortement radioactif et à une température élevée à cause de la dissolution basique mais aussi à cause du caractère exothermique de la neutralisation durant l'étape d'acidification, l'addition d'acide formerait à des endroits localisés des surconcentration en acide entraînant des échauffements locaux par la réaction de neutralisation, et la formation de formes insolubles aluminiques ou à cinétique de re-dissolution lente de sels d'aluminium. Toutefois, vu les contraintes du procédé décrit dans l'état de la technique, le milieu réactionnel présente une température élevée, qu'il est fortement radioactif et peu accessible, il n'est pas possible de le maintenir sous agitation pour éviter ces points de concentration en aluminate à haute température.

Les effets des surconcentrations en acide doivent être évités pour éviter deux raisons principales. D'une part, la formation de précipités de sels d'aluminium provoque un risque important de colmatage de l'installation, ce qui nuit au rendement de la production, mais également ajoute un risque sanitaire au vu de la forte radioactivité du mélange réactionnel. Il n'est en effet pas simple, voire inenvisageable d'intervenir manuellement pour décolmater l'installation, mais en outre, ce ne pourrait se faire qu'au détriment du rendement de production.

Par conséquent, le filtrat est refroidi en vue d'éviter la précipitation de sels d'aluminium durant l'acidification à une température d'environ 50°C et dans tous les cas inférieure à 60°C. Le filtrat est donc acidifiée par de l'acide nitrique concentré (65%). Les radio-isotopes de l'iode sont alors dégagés durant l'acidification. Pour favoriser le dégagement d'iode, le filtrat acidifié est chauffé à une température supérieure à 93°C, de préférence supérieure ou égale à 95°C, de préférence entre 96°C et 99-0, mais de préférence inférieure à 100°C et maintenue sous bullage. L'acidification permet l'obtention d'une solution à pH acide afin de pouvoir fixer le radio-isotope de Mo-99 sur la colonne d'alumine (et de libérer les radio-isotopes de l'iode en vue de leur récupération ultérieure.

La phase liquide acidifiée, appauvrie en iode est alors chargée sur une colonne d'alumine, conditionnée dans de l'acide nitrique 1 mol/l. Le Mo-99 est adsorbé sur l'alumine alors que la majorité des produits de fission contaminants sont éliminés dans l'effluent de la colonne d'alumine.

La colonne d'alumine sur laquelle le radio-isotope de Mo-99 est fixé est lavée par de l'acide nitrique à une concentration d'une mol/l, par de l'eau, du sulfite de sodium à une concentration d'environ 10 g/l et enfin encore une fois à l'eau. L'effluent de lavage est écarté

La colonne d'alumine est ensuite éluée par du NaOH à une concentration d'environ 2 mol/l et ensuite par de l'eau. L'éluat récupéré de la colonne d'alumine forme le premier éluat du radio-isotope de Mo-99.

Dans un mode préféré du procédé selon la présente invention, le premier éluat de la colonne est conservé pendant une période de temps comprise entre 20 heures et 48 heures. Après cette période de temps prédéterminée, la colonne d'alumine est à nouveau éluée à l'aide de NaOH à une concentration d'environ 2 mol/l et ensuite avec de l'eau, avant son nettoyage. L'éluat de la nouvelle élution forme le deuxième éluat du radioisotope de Mo-99 A ce stade, soit le premier éluat du radio-isotope de Mo-99 est rassemblé avec le deuxième éluat du radio-isotope de Mo-99 et forme un éluat unique qui va encore subir les étapes de purification ultérieure. Soit chaque premier et deuxième éluats sont traités séparément dans les étapes de purification ultérieure, de la même manière. Pour plus de simplicité, on parlera dans la suite de l'éluat de radio-isotope de Mo-99, qu'il s'agisse du premier éluat du radio-isotope de Mo-99 ou du deuxième éluat du radioisotope de Mo-99 ou des deux rassemblés. L'éluat de radio-isotope de Mo-99 de la colonne d'alumine est alors chargé sur une deuxième colonne chromatographique contenant une résine échangeuse d'ions de type anionique forte préalablement conditionnée dans de l'eau.

La colonne échangeuse d'ions est ensuite éluée au moyen d'une solution de nitrate d'ammonium à une concentration d'environ 1 mol/l. L'éluat récupéré comprend donc le radio-isotope de Mo-99 dans une fraction contenant du nitrate d'ammonium.

La solution de nitrate d'ammonium contenant le radio-isotope de Mo-99 est alors chargée sur une colonne de charbon actif 35-50 mesh, qui peut être éventuellement dopé à l'argent pour récupérer les éventuelles traces d'iode . La colonne de charbon actif sur laquelle le radio-isotope de Mo-99 est fixé est alors lavée à l'eau et ensuite éluée avec une solution de NaOH à une concentration d'environ 0,3 mol/l. L'élution de la colonne de charbon actif permet de récupérer une solution de Na299Mo04 dans du NaOH mais de garder l'iode éventuel capturé sur la colonne à une concentration préférée de 0,2 mol/l, laquelle sera ensuite conditionnée et emballée pour livraison.

Dans une forme d'utilisation particulière de l'invention, la solution de Na299Mo04 dans du NaOH à une concentration préférée de 0,2 mol/l est chargée sur une résine d'alumine dans un générateur de Mo-99/Tc-99 ou sur une résine d'oxyde de titane pour permettre la génération de radioisotope du technétium 99 pour la médecine nucléaire.

Durant la formation de la bouille, des produits de fission de l'uranium sont libérés, certains sous forme soluble, d'autres sous forme de gaz. C'est entre autre le cas du xénon et du krypton qui se trouvent donc dans une phase gazeuse. La phase gazeuse sort du milieu liquide et reste confinée dans le récipient étanche dans lequel la dissolution a lieu. Le récipient étanche comprend une sortie de phase gazeuse reliée un dispositif de récupération des gaz rares, isolé de l'environnement extérieur, mais également une entrée pour un gaz de balayage.

La phase gazeuse contient de l'ammoniac (NH3) qui provient de la réduction des nitrates et des produits de fission gazeux principaux qui sont le Xe-133 et le Kr-85

La dissolution est une réaction très exothermique, ce qui impose deux gros réfrigérants. Néanmoins, de la vapeur d'eau est présente dans la phase gazeuse. La phase gazeuse est emportée par un gaz vecteur (He) vers le dispositif de récupération des gaz rares.

La phase aqueuse quitte le récipient étanche de dissolution basique et est amenée vers le dispositif de récupération des gaz rares. La phase gazeuse contenant entre autres le radio-isotope Xe-133 est d'abord passée au travers d'un tamis moléculaire permettant d'éliminer l'ammoniac (NH3) et la vapeur d'eau. Ensuite, la phase gazeuse est passée au travers de silicagel afin d'éliminer tout trace de vapeur d'eau résiduelle

La phase gazeuse contenant entre autres le radio-isotope Xe-133 est alors amenée dans un tube en forme de U plongé dans de l'azote liquide (soit à -196°C) contenu dans un récipient blindé, au travers de rognures d'inox.

Les rognures d'inox sont fabriquées à partir de tige d'inox 316 présentant un diamètre compris entre 1,5 et 2 cm et d'une longueur comprise entre 10 et 20 cm, de préférence entre 14 et 18 cm, plus particulièrement d'environ 16 cm à l'aide d'une fraise à 4 lèvres d'un diamètre de 16 mm au moyen d'un étau hydraulique. La vitesse de la fraiseuse comportant la fraise susdite est de 90 t/min et réglée avec une vitesse d'avancement de 20 mm/min. La profondeur de passe de la fraise est d'environ 5 mm.

Les rognures d'inox présentent un poids moyen compris entre 20 et 30 mg/rognure, de préférence entre 22 et 28 mg/rognure et une densité non tapée une fois mise en forme comprise entre 1.05 et 1.4.

Le tube en U comporte une quantité de rognure comprise entre 90 g et 110 g. Le volume de rognures d'inox 316 compris dans le tube en U est entièrement immergé dans de l'azote liquide.

Le radio-isotope Xe-133 issu de ladite phase gazeuse contenant le radio-isotope Xe-133 est alors capturé par liquéfaction dudit Xe-133 au moyen desdites rognures d'inox refroidies, lesquelles capturent le Xe-133 par condensation.

La température de liquéfaction du Xe-133 se situe aux environs de -107°C. Par conséquent, le Xe gazeux est condensé sous forme liquide sur les rognures d'inox.

Par contre, puisque la température de liquéfaction du Kr-85 se situe autour de -152eC, il y a une quantité nettement moindre de Kr qui est piégée dans le piège à azote liquide et le Kr résiduel est collecté dans des pièges spécifiques avec les gaz issus du procédé décrit ici, à savoir, entre autres la phase gazeuse substantiellement appauvrie en Xe-133.

Une fois que le Xe-133 a été capturé par le piège à azote liquide, les canalisations sont purgées et l'injection d'azote liquide est coupée et le piège est mis en contact avec une ampoule sous vide dont le volume est 50 fois plus grand que le volume des rognures contenu dans le piège à azote liquide.

Le piège à azote liquide est alors, en circuit fermé avec l'ampoule de collecte, porté à température ambiante. Après réchauffement 99% du Xe-133 initialement présent sous forme gazeuse se retrouve dans l'ampoule.

Comme mentionné précédemment, l'acidification de la bouillie basique permet l'obtention d'une solution à pH acide qui permet la fixation du radio-isotope de Mo-99 sur la colonne d'alumine mais aussi de libérer les radio-isotopes de l'iode en vue de leur récupération.

La récupération de l'iode est réalisée pendant et après l'acidification du filtrat basique préalablement refroidi.

Les radio-isotopes de l'iode sont dégagés par chauffage du filtrat acidifié à une température supérieure à 93°C, de préférence supérieure ou égale à 95°C, de préférence entre 96eC et 99°C, mais de préférence inférieure à 100°C et maintenue sous bullage pour favoriser le dégagement d'iode sous forme gazeuse.

Durant le chauffage du filtrat acidifié, il y a formation d'une phase gazeuse qui contient les radio-isotopes de l'iode mais également une partie du filtrat qui s'est évaporée. L'acidificateur comporte une tubulure de sortie de phase aqueuse qui plonge dans un récipient fermé contenant de l'eau. Une autre tubulure sort de ce récipient fermé. La phase aqueuse quitte donc l'acidificateur et est mise à buller dans l'eau contenue dans le récipient fermé. De cette manière, la partie du filtrat qui s'est évaporée est dissoute dans l'eau contenue dans le récipient fermé, tandis que la partie insoluble, à savoir les radio-isotopes de l'iode se retrouvent au-dessus de la surface d'eau, dans le récipient fermé et le quittent au moyen de la tubulure de sortie du récipient fermé vers un deuxième récipient fermé, à savoir un piège contenant du NaOH à une concentration de 3 mol/l. Les radio-isotopes de l'iode sont alors transformés en iodure sels d'iode et solubilisés dans le NaOH contenu dans le piège à iode.

La fraction contenant les radio-isotopes de l'iode est alors ensuite conditionnée en flacons hermétiques contenus dans une enceinte blindée en vue de son expédition vers le client.

Exemples.-

Exemple 1.-

Une production à partir de 3 cibles d'aluminium contenant de l'uranium hautement enrichi dissoutes durant une phase de dissolution basique en présence de 1,5 litre de NaOH (3 mol/l) et de NaN03 (4 mol/l) est réalisée. La bouillie est ensuite diluée avec de l'eau à hauteur d'un volume d'environ 1,8 litre.

La bouillie contenant la phase solide et la phase liquide basique est alors filtrée. La phase solide est lavée deux fois avec un volume d'eau de 900 ml, récupérée et écartée.

Le filtrat est ensuite refroidi à une température d'environ 50°C avant l'acidification par addition de 1,5 litre d'acide nitrique concentré. Pour favoriser le dégagement d'iode, le filtrat acidifié est chauffé à une température supérieure à 95°C et maintenu sous bullage.

La phase gazeuse contenant l'iode est alors mise à buller dans de l'eau contenue dans un premier récipient de manière à solubiliser les espèces solubles dans l'eau de la phase gazeuse. Ensuite, le milieu environnant contenant la phase gazeuse appauvrie des espèces solubles contaminantes est ensuite passé au travers d'un piège contenant une solution de NaOH à 3 mol/l avant purification par acidification consécutive.

La teneur en N03a été mesurée sur la solution mère, soit sur la solution issue de l'acidification consécutive,. La teneur en N03 a été mesurée par tigettes « nitrate test » de la marque MQuant™ disponible auprès de la société Merck

Les résultats de la teneur en N03 dans la solution mère sont indiqués au tableau 1 et sont représentés sur la figure.

Tableau 1

Exemples 2 et 4-9,-

La production selon l'exemple 1 a été reproduite pour chaque exemple 2 et 4 à 9. Les résultats de mesure de la concentration en N03 dans les solutions mères sont indiqués au tableau 2 et représentés sur la figure.

Tableau 2.-

Exemple 3.-

La production selon l'exemple 1 a été reproduite pour l'exemple 3. Les résultats de mesure de la concentration en N03 dans les solutions mères sont indiqués au tableau 3 et représentés dans la figure.

Tableau 3

Exemple 4-.

Une série de tests a été réalisée sur des cibles d'aluminium traitées selon l'exemple 1.

Les résultats sont repris dans le tableau 3bis ci-dessous et indiquent la pureté radiochimique de ladite fraction contenant ledit radioisotope de Mo-99 pur, exprimée en pourcent de l'activité présente sous la forme chimique molybdate dudit radio-isotope de Mo-99 par rapport à l'activité totale dudit radio-isotope de Mo-99 sous toutes ses formes dans ladite fraction.

Tableau 3bis

Exemple comparatif.-

Le procédé selon l'exemple 1 a été reproduit à l'exception du fait que la phase gazeuse contenant l'iode n'est pas mise à buller dans de l'eau contenue dans un premier récipient mais directement au travers d'un piège contenant une solution de NaOH à 3 mol/l avant purification par acidification consécutive.

Les résultats de mesure de la concentration en N03 dans les solutions mères contenant l'iode sont indiqués au tableau 4 et représentés dans la figure.

Tableau 4.-

Comme on peut le constater, par rapport au procédé selon l'invention, dans l'exemple comparatif, la teneur N03 est bien plus élevée dans la solution mère, alors que dans les exemples selon la présente invention, la réduction de la concentration en nitrate est significativement réduite, sans impacter la teneur en iode, lequel présente une solubilité non négligeable en phase aqueuse.

Il est bien entendu que la présente invention n'est en aucune façon limitée aux formes de réalisations décrites ci-dessus et que bien des modifications peuvent y être apportées sans sortir du cadre des revendications annexées.

Claims (9)

1. REVENDICATIONS

   1. Procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode pur, en particulier d'l-131, pur comprenant les étapes de : (v) Dissolution basique de cibles d'uranium hautement enrichi avec obtention d'une bouillie basique contenant de l'aluminate et des isotopes issus de la fission de l'uranium hautement enrichi et d'une phase gazeuse de Xe-133, (vi) Filtration de ladite bouillie basique afin d'isoler d'une part une phase solide contenant l'uranium et d'autre part une solution basique de molybdate et de sels d'iode, en particulier d'l-131, (vii) Acidification de ladite solution basique de molybdate et de sels d'iode avec formation d'une solution acide de sels de molybdène et dégagement d'une fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, sous forme gazeuse en vue de sa récupération, (viii) Purification de ladite fraction de radio-isotopes de l'iode pour former une fraction contenant des radio-isotopes de l'iode pur, en particulier d'l-131 pur, caractérisé en ce que le procédé comprend, avant ladite étape d'acidification de la solution basique, un refroidissement de la solution basique jusqu'à une température inférieure ou égale à 60°C, de préférence inférieure ou égale à 55°C, plus particulièrement inférieure ou égale à 50eC.
2. 2. Procédé selon la revendication 1, comprenant en outre, après acidification, un chauffage de la solution acide de sels de molybdène à une température supérieure à 93°C, de préférence supérieure ou égale à 95°C, de préférence entre 96°C et 99°C, mais de préférence inférieure à 100°C, accompagné d'un bullage d'air.
3. 3. Procédé selon la revendication 1 ou la revendication 2, dans lequel ladite récupération desdits radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 lors de son dégagement gazeux est réalisé par un transfert desdits radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz dans une tubulure reliée à une extrémité d'un acidificateur, dans lequel a lieu la réaction d'acidification et reliée à une autre extrémité d'un récipient fermé contenant une phase aqueuse et un milieu environnant, ledit transfert des radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz étant réalisé de manière à aboutir directement dans la phase aqueuse, dans laquelle les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, sous forme de gaz, passent au travers de la phase aqueuse et s'échappent sous forme de bulles vers le milieu environnant de la phase aqueuse, contenu dans le récipient fermé.
4. 4. Procédé selon la revendication 3, dans lequel ledit récipient fermé est relié par une tubulure à un deuxième récipient fermé qui contient un piège au NaOH et dans lequel le milieu environnant de la phase aqueuse est transféré du récipient fermé au deuxième récipient fermé contenant le piège au NaOH sous forme de solution à une concentration de 2 à 4, en particulier d'environ 3 mol/l, avec déchargement du milieu environnant contenant les radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 de la tubulure dans la solution du piège au NaOH, avec solubilisation des radioisotopes de l'iode, en particulier d'l-131 sous forme de gaz en iodure de radioisotopes de l'iode, en particulier d'l-131 dans la solution aqueuse du piège au NaOH.
5. 5. Procédé selon la revendication 4, dans lequel la solution aqueuse du piège au NaOH contenant les iodures de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, est ensuite purifiée est ensuite purifiée par une deuxième acidification..
6. 6. Fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, conditionnée dans une solution de NaOH dans des flacons étanches qui sont enfermés dans des conteneurs individuels blindés.
7. 7. Fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, présentant une pureté radiochimique en radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 supérieure à 97% de l'activité présente sous la forme chimique d'iodure dudit radio-isotope d'l-131 par rapport à l'activité totale dudit radio-isotope d'l-131 sous toutes ses formes dans ladite fraction.
8. 8. Fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131 présentant une teneur en nitrate inférieure à 20 g/l, de préférence inférieure à 15 g/l, de préférence inférieure à 12 g/l, de préférence inférieure à 10 g/l.
9. 9. Fraction de radio-isotopes de l'iode, en particulier d'l-131, obtenue par le procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 5.