EP0070213A1 - Procédé de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et éventuellement de l'uranium - Google Patents
Procédé de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et éventuellement de l'uranium Download PDFInfo
- Publication number
- EP0070213A1 EP0070213A1 EP82401143A EP82401143A EP0070213A1 EP 0070213 A1 EP0070213 A1 EP 0070213A1 EP 82401143 A EP82401143 A EP 82401143A EP 82401143 A EP82401143 A EP 82401143A EP 0070213 A1 EP0070213 A1 EP 0070213A1
- Authority
- EP
- European Patent Office
- Prior art keywords
- plutonium
- effluents
- evaporation
- temperature
- uranium
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S159/00—Concentrating evaporators
- Y10S159/12—Radioactive
Definitions
- the present invention relates to a process for treating basic aqueous effluents containing plutonium and optionally uranium, usable in particular for treating aqueous effluents obtained by alkaline washing of organic solvents used in nuclear fuel reprocessing installations irradiated.
- organic solvents are generally used to extract plutonium and uranium from nitric solutions for dissolving spent fuel. After this extraction step in the organic solvent, the uranium and plutonium are recovered by selective re-extraction in aqueous solutions, then the organic solvent is treated to purify and decontaminate it before recycling it at the extraction stage of the 'uranium and plutonium.
- the purification treatment of the solvent comprises an alkaline washing step carried out for example by means of a sodium carbonate solution.
- this alkaline washing step with a sodium carbonate solution makes it possible, on the one hand, to extract from the aqueous solution, dibutylphosphoric acid [(DBP) - H + ] which is the main degradation product of tributyl phosphate and, on the other hand, to keep heavy metal ions in aqueous solution, in particular uranium, zirconium and in particular plutonium, thanks to the complexing properties of the ion carbonate.
- DBP dibutylphosphoric acid
- Radioactive effluents are thus obtained, following this alkaline washing step, which contain traces of plutonium and uranium in solution.
- the present invention specifically relates to a process for treating basic aqueous effluents containing plutonium and optionally uranium, which makes it possible to reduce the volume of these effluents while avoiding precipitation of the plutonium.
- the process of the invention is characterized in that the said effluents are concentrated by evaporation under reduced pressure, at a temperature such that precipitation of the plutonium is avoided.
- evaporation is carried out at a temperature below 80 ° C., for example at a temperature between 50 and 80 ° C.
- the solubility of plutonium in carbonate medium decreases sharply when the temperature reaches 90 ° C, which is probably due to the fact that the rise in temperature promotes the displacement of plutonium from its carbonate complexes by hydrolysis.
- the dissolution rate of the plutonium precipitate thus formed is undoubtedly too slow when cold in carbonate solutions. This does not allow a re-solution of the precipitated plutonium to be ensured.
- the temperature used during evaporation, the precipitation of plutonium is avoided and it is thus possible to obtain solutions concentrated in plutonium.
- the process of the invention is particularly applicable to the treatment of aqueous effluents containing sodium carbonate, and optionally sodium hydrogencarbonate and sodium nitrate.
- evaporation is carried out under reduced pressure by heating the solution for a period such that a concentration factor of the effluents is obtained at least equal to 6.
- This example relates to the treatment of basic aqueous effluents having the following composition:
- This solution is concentrated by evaporation, operating under a pressure of 70875 Pa, at a temperature of 60 ° C., and the evaporation is continued until concentration factors ranging from 2 to 8 are obtained.
- the concentration of the solution which corresponds to this concentration factor of 6 is approximately as follows:
- the plutonium precipitates at a rate of 1% of the total plutonium.
- This example concerns the treatment of basic effluents obtained during the experimental reprocessing of nuclear fuels of the PWR (Borselle) type in the Cyrano chain. These effluents have the following composition: and they have a 5y activity of 100 ⁇ Ci.l -1 .
- the concentration factor reaches the value 10
- the concentration factor reaches the value 10
- the formation of a slight precipitate is observed.
- the latter does not contain plutonium to the accuracy of the measurements.
- the precipitate which forms contains 6% of the total plutonium.
- the concentration of the effluents by evaporation under reduced pressure at a temperature below 80 ° C., makes it possible to carry out the concentration of these effluents until a concentration factor is obtained at less than 6 without precipitation of plutonium.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Polysaccharides And Polysaccharide Derivatives (AREA)
Abstract
Description
- La présente invention, a pour objet un procédé de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et éventuellement de l'uranium, utilisable en particulier pour traiter les effluents aqueux obtenus par lavage alcalin des solvants organiques utilisés dans les installations de retraitement de combustibles nucléaires irradiés.
- Dans les installations de retraitement de combustibles nucléaires irradiés, on utilise généralement des solvants organiques pour extraire le plutonium et l'uranium à partir des solutions nitriques de dissolution des combustibles irradiés. Après cette étape d'extraction dans le solvant organique, on récupère l'uranium et le plutonium par réextraction sélective dans des solutions aqueuses, puis on traite le solvant organique pour le purifier et le décontaminer avant de le recycler au stade d'extraction de l'uranium et du plutonium.
- Généralement, le traitement de purification du solvant comprend une étape de lavage alcalin réalisée par exemple au moyen d'une solution de carbonate de sodium. Lorsque le solvant est du phosphate de tributyle, cette étape de lavage alcalin par une solution de carbonate de sodium permet, d'une part, d'extraire dans la solution aqueuse, l'acide dibutyl- phosphorique [(DBP)-H+] qui est le principal produit de dégradation du phosphate de tributyle et, d'autre part, de maintenir en solution aqueuse les ions de métaux lourds, en particulier d'uranium, de zirconium et notamment de plutonium, grâce aux propriétés complexantes de l'ion carbonate.
- On obtient ainsi, à la suite de cette étape de lavage alcalin, des effluents radioactifs qui contiennent en solution des traces de plutonium et d'uranium. Afin d'assurer dans de bonnes conditions le traitement ultérieur de ces effluents radioactifs, il est préférable de les concentrer par évaporation pour diminuer ainsi le volume d'effluents à traiter.
- Cependant, la concentration par évaporation à la pression atmosphérique d'effluents de ce type a un inconvénient majeur : il se produit au cours de l'évaporation une précipitation partielle mais relativement importante (50% environ) du plutonium initialement en solution, ce qui présente certains dangers en raison de la possibilité d'accumuler une masse critique de plutonium aussi bien dans l'évaporateur que dans les dispositifs de stockage et de transport des effluents concentrés.
- La présente invention a précisément pour objet un procédé de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et éventuellement de l'uranium, qui permet de diminuer le volume de ces effluents tout en évitant une précipitation du plutonium.
- A cet effet, le procédé de l'invention se caractérise en ce que l'on concentre lesdits effluents par évaporation sous pression réduite, à une température telle qu'on évite la précipitation du plutonium.
- Avantageusement, on réalise l'évaporation à une température inférieure à 80°C, par exemple à une température comprise entre 50 et 80°C.
- En réalisant, selon l'invention, une concentration des effluents par chauffage sous pression réduite, on peut ainsi obtenir une évaporation tout en limitant la température de la solution de façon à éviter la précipitation du plutonium.
- En effet, des expériences effectuées sur différentes solutions de plutonium en milieu carbonate ont montré que la précipitation du plutonium lors de l'évaporation ne résultait pas d'une saturation de la solution, mais qu'elle était due à l'effet de la température utilisée pour obtenir cette évaporation.
- Comme le montre les résultats du tableau 1, ci-joint, la solubilité du plutonium dans des solutions de carbonate à la température ambiante, est très supérieure à la concentration en plutonium que l'on peut atteindre dans des effluents aqueux basiques concentrés par évaporation sous pression atmosphérique.
- Par ailleurs, des expériences menées en portant, pendant des durées déterminées, des solutions de plutonium en milieu carbonate à différentes températures, ont montré que la précipitation du plutonium dépendait surtout de la température. Les résultats de ces expériences sont donnés dans le tableau 2 ci-joint, pour deux solutions dénommées respectivement solution I et solution II, la solution I ayant une teneur initiale en NaHC03 de 0,4 M et ayant été portée à chaque température pendant une durée de deux heures, et la solution II ayant des teneurs initiales en NaHC03 de 0,4 M et en Na2C03 de 0,44 M, et ayant été portée à chaque température pendant une durée de 4 heures.
- Ainsi, la solubilité du plutonium en milieu carbonate décroît fortement lorsque la température atteint 90°C, ce qui est dû vraisemblablement au fait que l'élévation de la température favorise le déplacement du plutonium de ses complexes carbonates par hydrolyse. D'autre part, la vitesse de dissolution du précipité de plutonium ainsi formé est sans doute trop lente à froid dans les solutions de carbonate. Ceci ne permet pas d'assurer une remise en solution du plutonium précipité.
- Aussi en limitant, selon l'invention, la température utilisée lors de l'évaporation, on évite la précipitation du plutonium et l'on peut obtenir ainsi des solutions concentrées en plutonium.
- Le procédé de l'invention s'applique particulièrement au traitement d'effluents aqueux contenant du carbonate de sodium, et éventuellement de l'hydrogénocarbonate de sodium et du nitrate deso- dium.
- Avantageusement, selon l'invention, on réalise l'évaporation sous pression réduite en chauffant la solution pendant une durée telle qu'on obtient un facteur de concentration des effluents au moins égal à 6.
- D'autres avantages et caractéristiques de l'invention apparaîtront mieux à la lecture des exemples suivants donnés bien entendu à titre illustratif et non limitatif.
-
- On concentre ces effluents en opérant à une température de 58°C, sous une pression de 67500 Pa, et on poursuit l'évaporation jusqu'à l'obtention de différents facteurs de concentration.
- On mesure dans chaque cas, les quantités de plutonium et d'uranium, qui sont sous forme de précipité et qui sont en solution.
- Les résultats obtenus sont donnés dans le tableau 3 ci-joint.
-
- Enfin, on remarque que lorsqu'on effectue l'évaporation jusqu'à l'obtention d'un facteur de concentration égal à 8, la quantité de plutonium précipité ne représente qu'environ 1% du plutonium total.
-
- On concentre cette solution par évaporation en opérant sous une pression de 70875 Pa, à une température de 60°C, et on poursuit l'évaporation jusqu'à l'obtention de facteurs de concentration allant de 2 à 8.
- Pour ces différents facteurs de concentration, on détermine les teneurs en plutonium et en uranium présents sous forme de précipité et en solution. Les résultats obtenus sont donnés dans le tableau 4 ci-joint.
- Ces résultats montrent qu'on peut atteindre un facteur de concentration de 6 sans observer la formation d'un précipité de plutonium.
-
- Comme précédemment pour un facteur de concentration de 8, le plutonium précipite à raison de 1% du plutonium total.
-
- On sépare ces effluents en deux lots et on soumet le premier lot à une concentration par évaporation à la pression atmosphérique et le second lot à une concentration par évaporation sous pression réduite en opérant sous une pression de 72900 Pa et à une température de 62°C.
- Pour le premier lot, on poursuit l'évaporation jusqu'à l'obtention de facteurs de concentration allant de 1 à 6 et pour le second lot on poursuit l'évaporation jusqu'à l'obtention de facteurs de concentration allant de 1 à 12.
- Comme précédemment, on mesure les teneurs en uranium et en plutonium des solutions ainsi que les teneurs en uranium et plutonium des précipités. Les résultats obtenus avec le premier lot et avec le second lot sont donnés respectivement dans les tableaux 5 et 6 ci-joints.
- Au vu de ces résultats, on constate que lorsqu'on opère sous pression atmosphérique, la précipitation du plutonium se produit quel que soit le facteur de concentration et qu'elle affecte 40 à 50% du plutonium total.
- En revanche, lorsque l'évaporation est effectuée sous pression réduite, on n'observe aucune précipitation du plutonium jusqu'à l'obtention d'un facteur de concentration de 8. On précise que la composition de la solution concentrée qui correspond à un facteur de concentration égal à 8, est approximativement la suivante :
- Lorsque le facteur de concentration atteint la valeur 10, on observe la formation d'un léger précipité. Cependant, ce dernier ne contient pas de plutonium à la précision des mesures près. Enfin, pour un facteur de concentration de 12, le précipité qui se forme contient 6% du plutonium total.
- Ainsi, le fait de réaliser selon l'invention la concentration des effluents par évaporation sous pression réduite, à une température inférieure à 80°C, permet de réaliser la concentration de ces effluents jusqu'à l'obtention d'un facteur de concentration au moins égal à 6 sans qu'il se produise une précipitation du plutonium.
-
Claims (6)
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8112408A FR2508693A1 (fr) | 1981-06-24 | 1981-06-24 | Procede de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et eventuellement de l'uranium |
FR8112408 | 1981-06-24 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EP0070213A1 true EP0070213A1 (fr) | 1983-01-19 |
EP0070213B1 EP0070213B1 (fr) | 1986-01-02 |
Family
ID=9259833
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
EP82401143A Expired EP0070213B1 (fr) | 1981-06-24 | 1982-06-22 | Procédé de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et éventuellement de l'uranium |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4481135A (fr) |
EP (1) | EP0070213B1 (fr) |
JP (1) | JPS586494A (fr) |
DE (1) | DE3268264D1 (fr) |
FR (1) | FR2508693A1 (fr) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0267393A1 (fr) * | 1986-11-14 | 1988-05-18 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Procédé d'amélioration de la sécurité de criticité d'un processus d'extraction liquide-liquide pour déchet irradié de combustible nucléaire et/ou de surrégénération |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5253597A (en) * | 1992-06-18 | 1993-10-19 | Chemical Waste Management, Inc. | Process for separating organic contaminants from contaminated soils and sludges |
US7669349B1 (en) | 2004-03-04 | 2010-03-02 | TD*X Associates LP | Method separating volatile components from feed material |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1228009B (de) * | 1961-02-09 | 1966-11-03 | Atomkraftwerk Rheinsberg Mit B | Verfahren zum Beseitigen von radioaktiven Verunreinigungen aus Fluessigkeiten |
GB2027257A (en) * | 1978-07-25 | 1980-02-13 | Us Energy | Recovering actinide valves |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL291224A (fr) * | 1962-04-06 | |||
US3361649A (en) * | 1965-04-05 | 1968-01-02 | American Mach & Foundry | Method and apparatus for distillation of waste liquids and separate recovery of solvent and solute |
DE1228099B (de) * | 1965-07-24 | 1966-11-03 | Fichtel & Sachs Ag | Baumentastungsgeraet |
US4108718A (en) * | 1976-01-27 | 1978-08-22 | Purdue Research Foundation | Vapor filtration process and system |
US4197197A (en) * | 1976-06-25 | 1980-04-08 | Abaeva Tatyana V | Method for removing oil film from water surface |
JPS5423900A (en) * | 1977-07-25 | 1979-02-22 | Mitsubishi Metal Corp | Recovering regeneration method of radioactive retreating waste organic solvent |
-
1981
- 1981-06-24 FR FR8112408A patent/FR2508693A1/fr active Granted
-
1982
- 1982-06-17 US US06/389,281 patent/US4481135A/en not_active Expired - Lifetime
- 1982-06-22 JP JP57106997A patent/JPS586494A/ja active Granted
- 1982-06-22 DE DE8282401143T patent/DE3268264D1/de not_active Expired
- 1982-06-22 EP EP82401143A patent/EP0070213B1/fr not_active Expired
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1228009B (de) * | 1961-02-09 | 1966-11-03 | Atomkraftwerk Rheinsberg Mit B | Verfahren zum Beseitigen von radioaktiven Verunreinigungen aus Fluessigkeiten |
GB2027257A (en) * | 1978-07-25 | 1980-02-13 | Us Energy | Recovering actinide valves |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0267393A1 (fr) * | 1986-11-14 | 1988-05-18 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Procédé d'amélioration de la sécurité de criticité d'un processus d'extraction liquide-liquide pour déchet irradié de combustible nucléaire et/ou de surrégénération |
US4871478A (en) * | 1986-11-14 | 1989-10-03 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Method of improving the criticality safety in a liquid-liquid extraction process for spent nuclear fuel or breeder reactor materials |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0070213B1 (fr) | 1986-01-02 |
US4481135A (en) | 1984-11-06 |
DE3268264D1 (en) | 1986-02-13 |
FR2508693A1 (fr) | 1982-12-31 |
FR2508693B1 (fr) | 1983-10-07 |
JPH0129280B2 (fr) | 1989-06-08 |
JPS586494A (ja) | 1983-01-14 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
FR2907346A1 (fr) | Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant. | |
EP2459759B1 (fr) | Procede de recuperation selective de l'americium a partir d'une phase aqueuse nitrique | |
EP3084773A1 (fr) | Procédé de traitement d'un combustible nucléaire usé comprenant une étape de décontamination de l'uranium(vi) en au moins un actinide(iv) par complexation de cet actinide(iv) | |
EP0070213B1 (fr) | Procédé de traitement d'effluents aqueux basiques contenant du plutonium et éventuellement de l'uranium | |
CA2519056A1 (fr) | Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi) et ses utilisations | |
FR2551745A1 (fr) | Procede pour la separation de neptunium se formant a partir d'une phase organique au cours du retraitement de matieres combustibles et/ou fertiles irradiees | |
CA1144376A (fr) | Procede de lixiviation d'un minerai de niobium et ou de tantale | |
EP1344228B1 (fr) | Procede de dissolution des solides formes dans une installation nucleaire | |
Harington et al. | The isolation of d-3: 5-diiodotyrosine from the thyroid gland by the action of proteolytic enzymes | |
EP0347315B1 (fr) | Procédé pour séparer au moyen d'éthers-couronnes l'uranium et le plutonium présents dans un milieu aqueux provenant du retraitement des combustibles nucléaires irradiés | |
FR2471951A1 (fr) | Procede de recuperation d'acide borique d'un concentre d'effluent aqueux d'une centrale nucleaire | |
EP3365898B1 (fr) | Utilisation d'acides hydroxyiminoalcanoïques comme agents anti-nitreux dans des opérations de désextraction réductrice du plutonium | |
EP3264420A1 (fr) | Procede de production d'une fraction contenant un radio-isotope de mo-99 pur, fraction et generateur contenant le radio-isotope de mo-99 | |
US2819944A (en) | Purification process | |
RU2354728C2 (ru) | Способ экстракционной переработки регенерированного урана | |
FR2739216A1 (fr) | Procede de traitement de combustibles et/ou de cibles nucleaires a base d'aluminium metallique par des solutions d'hydroxyde de tetramethylammonium | |
FR2564632A1 (fr) | Procede de concentration de solutions de dechets radioactifs provenant de centrales nucleaires | |
EP0498743B1 (fr) | Procédé d'élimination du ruthenium contenu dans des solutions uranifères | |
CA1273805A (fr) | Procede d'obtention d'un concentree uranifere de grande purete a partir de liqueurs contaminees par du zicornium | |
BE1000098A3 (fr) | Procede pour l'amelioration de l'efficacite de la decontamination d'une solution de combustibles nucleaires et/ou de matieres fertiles contaminee avec du zirconium. | |
US2893824A (en) | Uranium recovery process | |
SU955851A3 (ru) | Способ извлечени урана из фосфорной кислоты | |
FR2498366A1 (fr) | Procede de traitement d'un materiau absorbant solide contamine, utilisable notamment pour recuperer le plutonium fixe sur du fluorure de sodium | |
BE835424A (fr) | Procede de fabrication de 99mo et de 133xe | |
Bolam et al. | The action of charcoal on aqueous solutions of silver nitrate |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PUAI | Public reference made under article 153(3) epc to a published international application that has entered the european phase |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009012 |
|
AK | Designated contracting states |
Designated state(s): BE DE GB |
|
17P | Request for examination filed |
Effective date: 19830606 |
|
GRAA | (expected) grant |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009210 |
|
AK | Designated contracting states |
Designated state(s): BE DE GB |
|
REF | Corresponds to: |
Ref document number: 3268264 Country of ref document: DE Date of ref document: 19860213 |
|
PLBE | No opposition filed within time limit |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009261 |
|
STAA | Information on the status of an ep patent application or granted ep patent |
Free format text: STATUS: NO OPPOSITION FILED WITHIN TIME LIMIT |
|
26N | No opposition filed | ||
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: DE Payment date: 19920526 Year of fee payment: 11 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: BE Payment date: 19920618 Year of fee payment: 11 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: BE Effective date: 19930630 |
|
BERE | Be: lapsed |
Owner name: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ETABLISSEMENT D Effective date: 19930630 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: DE Effective date: 19940301 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: GB Payment date: 20010620 Year of fee payment: 20 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: GB Ref legal event code: IF02 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: GB Free format text: LAPSE BECAUSE OF EXPIRATION OF PROTECTION Effective date: 20020621 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: GB Ref legal event code: PE20 Effective date: 20020621 |