FR2479538A1 - Procede de decontamination d'effluents liquides radioactifs - Google Patents
Procede de decontamination d'effluents liquides radioactifs Download PDFInfo
- Publication number
- FR2479538A1 FR2479538A1 FR8106230A FR8106230A FR2479538A1 FR 2479538 A1 FR2479538 A1 FR 2479538A1 FR 8106230 A FR8106230 A FR 8106230A FR 8106230 A FR8106230 A FR 8106230A FR 2479538 A1 FR2479538 A1 FR 2479538A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- precipitates
- sep
- waste water
- effluent
- radionuclides
- 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.)
- Pending
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims description 16
- 239000007788 liquid Substances 0.000 title claims description 15
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 claims abstract description 42
- 239000006228 supernatant Substances 0.000 claims abstract description 5
- 238000010348 incorporation Methods 0.000 claims description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 7
- 239000002351 wastewater Substances 0.000 abstract 7
- 238000000605 extraction Methods 0.000 abstract 2
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 abstract 2
- 239000003643 water by type Substances 0.000 abstract 2
- 239000002354 radioactive wastewater Substances 0.000 abstract 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 16
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 15
- TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L barium sulfate Chemical compound [Ba+2].[O-]S([O-])(=O)=O TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 10
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 7
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 6
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 6
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 6
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 5
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 4
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 description 4
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052707 ruthenium Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910000861 Mg alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002671 adjuvant Substances 0.000 description 2
- 238000000975 co-precipitation Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 2
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 description 1
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-L Sulfate Chemical compound [O-]S([O-])(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- UCKMPCXJQFINFW-UHFFFAOYSA-N Sulphide Chemical compound [S-2] UCKMPCXJQFINFW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052787 antimony Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910001417 caesium ion Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001424 calcium ion Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052923 celestite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 150000001805 chlorine compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000003311 flocculating effect Effects 0.000 description 1
- 238000009472 formulation Methods 0.000 description 1
- 239000010763 heavy fuel oil Substances 0.000 description 1
- 150000004679 hydroxides Chemical class 0.000 description 1
- 238000011065 in-situ storage Methods 0.000 description 1
- 229910021506 iron(II) hydroxide Inorganic materials 0.000 description 1
- NCNCGGDMXMBVIA-UHFFFAOYSA-L iron(ii) hydroxide Chemical compound [OH-].[OH-].[Fe+2] NCNCGGDMXMBVIA-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000002773 nucleotide Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000010561 standard procedure Methods 0.000 description 1
- -1 sulphide ions Chemical class 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- 229910052723 transition metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000003624 transition metals Chemical class 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
- G21F9/10—Processing by flocculation
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
L'INVENTION CONCERNE UN PROCEDE DE DECONTAMINATION D'EFFLENTS LIQUIDES RADIOCATIFS. LEDIT PROCEDE CONSISTE A FORMER DANS L'EFFLUENT DES PRECIPITES POUR Y INCORPORER DES RADIO-NUCLEIDES, A SEPARER LES PRECIPITES DE L'EFFLUENT, A METTRE LES PRECIPITES SEPARES EN CONTACT AVEC UNE NOUVELLE QUANTITE D'EFFLUENT RADIOACTIF POUR EN EXTRAIRE DES RADIO-NUCLEIDES A INCORPORER DANS LES PRECITES COMBINES ET A ELIMINER L'EFFLUENT SURNAGEANT POUR Y FORMER DES PRECIPITES AFIN D'EN EXTRAIRE DES RADIO-NUCLEIDES A INCORPORER DANS LES PRECIPITES. APPLICATION A LA DECONTAMINATION DES EFFLUENTS LIQUIDES RADIOACTIFS PROVENANT DU RETRAITEMENT DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE IRRADIE.
Description
La présente invention concerne la décontamination d'effluents liquides radioactifs. Les radio-nucléides présents dans les effluents liquides radioactifs, tels que ceux provenant du retraitement d'un combustible nucléaire irradié, ont été précipités pour deux raisons, premièrement, pour réduire la radioactivité de effluent à un niveau auquel il peut être jeté, par exemple dans la mer, et deuxièmement, pour concentrer les radio-nucléides à un volume aussi petit que possible à des fins de stockage.Le brevet britannique NO 1 211 816 décrit un procédé de décontamination d'effluents liquides radioactifs en procédant, après oxydation éventuelle de l'effluent, à la formation successive"in situ",et sans séparation des précipités respectifs, de précipités d'hydroxyde et de sulfure ferreux, de sulfate de baryum et d'un ferrocyanure d'un élément de transition, le pH étant compris entre 7 et 9 à la fin du traitement, puis en séparant les précipités combinés de l'effluent décontaminé. Une partie de la teneur en radio-nucléides de l'effluent est donc incorporée dans les précipités par des procédés1 par exemple/ d'adsorption sur la surface des précipités, de co-précipitation de cristaux isomorphes et d'échange d'ions sur les précipités.
Lorsque le procédé ci-dessus est utilisé pour traiter un effluent comprenant une solution produite par dissolution dans l'acide nitrique d'éléments combustibles irradiés gainés d'alliage Mg/Zr, il s'est avéré généralement possible d'atteindre des facteurs de décontamination d'environ 150 pour des radio-nucléides émettant des rayonnements ss et Y et des facteurs de décontamination supérieurs à 1000 pour des radio-nucléides émettant un rayonnement a.
Cependant, pour jeter un effluent traité dans la mer, il est couramment nécessaire d'atteindre des facteurs de décontamination de l'ordre de 1000.
On vient de découvrir d'une façon surprenante, selon la présente invention, que des précipités obtenus dans des procédés de décontamination1 comme ceux décrits plus haut, présentent un pouvoir supplémentaire d'incorporation de radio-nucléides et que l'on peut avoir recours à ce pou voir pour décontaminer une quantité supplementaire d'effluent liquide radioactif, afin de satisfaire aux conditions susmentionnées.
Ainsi, la présente invention concerne un procédé de décontamination d'effluents liquides radioactifs, qui consiste
(a) à former des précipités dans l'effluent pour extraire de ce dernier des radio-nucléides et les incorporer dans les précipités ;
(b) à séparer les précipités combinés de l'effluent ;
(c) à mettre les précipités combinés séparés en contact avec de l'effluent liquide radioactif frais afin d'en extraire des radio-nucléides et de les incorporer dans les précipités combinés ; et
(d) à éliminer l'effluent surnageant résultant de l'étape (c) et à y former des précipités pour en extraire des radio-nucléides à incorporer dans les précipités.
(a) à former des précipités dans l'effluent pour extraire de ce dernier des radio-nucléides et les incorporer dans les précipités ;
(b) à séparer les précipités combinés de l'effluent ;
(c) à mettre les précipités combinés séparés en contact avec de l'effluent liquide radioactif frais afin d'en extraire des radio-nucléides et de les incorporer dans les précipités combinés ; et
(d) à éliminer l'effluent surnageant résultant de l'étape (c) et à y former des précipités pour en extraire des radio-nucléides à incorporer dans les précipités.
Les précipités peuvent être ensuite séparés pour obtenir un effluent décontaminé.
Dans certaines expériences, les facteurs de décontamination des radio-nuScléides de Cs, Sr et Ce ont été améliorés d'un facteur de 2-30 par le procédé ci-dessus en comparaison du procédé antérieur. Par conséquent, l'invention permet d'obtenir un effluent traité qui est plus approprié que jusqu'à présent pour une décharge n'offrant aucun risque. Egalement, l'invention fait un usage plus efficace du pouvoir des précipités à contenir les radio-nucléides, et par conséquent, elle est capable de fournir un plus petit volume de précipité, par exemple la moitié de celui obtenu jusqu'à présent. Cela donne un résultat avantageux étant donné que, finalement, de tels précipités doivent être traités et stockés dans un environnement sûr.
Un exemple d'un effluent liquide radioactif auquel la présente invention peut s'appliquer est 1'effluent qui résulte du traitement d'un combustible irradié provenant de la première génération des centrales nucléaires britanniques. Ainsi, un combustible irradié à base d'ura nium métallique enfermé dans un alliage de magnésium ("Magnox") est dégainé et la gaine séparée de "Magnox" est dissoute dans l'acide nitrique ; les matières solides sont enlevées et une grande proportion de la teneur en U et en Pu de la solution résultante est extraite par extraction au solvant selon des procédés, connus de la technique antérieure.La solution aqueuse restante constitue un effluent liquide radioactif et peut contenir par exemple des ions Mg, Al, Fe, Ca, U, Pu, Sb, Ce, Sr, Cs et Ru, les radio-nucléides de 144Ce 90Sr, 137ci et 106 sont particulièrement remarquables comme contaminants redio- actifs.
Les ions Mg et Al proviennent de la matière de gainage. Les ions Fe et Ca proviennent d'addition accidentelle au cours du stockage et les ions U et Pu sont constitués par le combustible résiduel qui adhère à la gaine de "Magnox" pendant le procédé mécanique de dégainage et qui n'est pas entièrement extrait au cours du procédé susmentionné d'extraction au solvant. Les ions Sb, Ce, Sr, Cs et Ru résultent des produits de fission du procédé initial d'irradiation.
Les précipités obtenus au cours des étapes (a) et (d) peuvent être des précipités connus en pratique pour isoler des radio-nucléides d'effluents liquides radioactifs et, comme on le sait dans l'art antérieur, leur ordre de production et les conditions dans lesquelles ils sont produits (telles que le pH) peuvent être sélectionnés de manière à optimiser l'élimination des radionucléides particuliers de l'effluent. Le choix des précipités et de leurs conditions de production est déterminé par la composition de l'effluent liquide radioactif.Lorsque 1'effluent provient de la première génération des centrales nucléaires britanniques et présente une formulation analogue à celle indiquée plus haut, il est possible d'ajouter initialement des ions sulfate, de façon à pouvoir ultérieurement précipiter BaSO4. I1 est alors possible de précipiter le ferrocyanure d'un métal de transition (par exemple Ni) ; il en
résulte l'élimination de l'ion Cs, probablement par un mé canisme d'échange d'ions. I1 est possible d'obtenir ensuite des ions sulfure et d'ajouter Ba++ pour précipiter
BaSO4 et éliminer Sr par précip-itation isomorphe de SrS04.
résulte l'élimination de l'ion Cs, probablement par un mé canisme d'échange d'ions. I1 est possible d'obtenir ensuite des ions sulfure et d'ajouter Ba++ pour précipiter
BaSO4 et éliminer Sr par précip-itation isomorphe de SrS04.
Il est possible d'ajouter des ions Co++ pour précipiter
CoS, ce qui élimine Ru par échange d'ions. A1(OH)3 est précipité à un certain stade pendant l'addition des ions
OH et on pense que cela élimine probablement Ce, éventuellement par co-précipitation ou par adsorption sur A1(OH)3.
CoS, ce qui élimine Ru par échange d'ions. A1(OH)3 est précipité à un certain stade pendant l'addition des ions
OH et on pense que cela élimine probablement Ce, éventuellement par co-précipitation ou par adsorption sur A1(OH)3.
I1 s'est avéré qu'une augmentation du pH à environ 6,5 pendant l'étape (c) a pour effet d'augmenter les facteurs de décontamination de Ce, de Sr, de Cs et de Ru.
L'exemple suivant est donné à titre illustratif mais non limitatif de l'invention.
Exemple
On prépare un certain volume (100 à 200 ml) d'une solution simulant un effluent liquide radioactif dans 0,5 mole de HNO3 et ayant la composition suivante
20 g/1 de Mg 1,16 mg/l de Cs
0,14 g/1 de Al 0,35 mg/l de Sr
0,35 g/1 de Fe 0,95 mg/l de Ru
0,5 g/1 de Ca 0,97 mg/l de Ce.
On prépare un certain volume (100 à 200 ml) d'une solution simulant un effluent liquide radioactif dans 0,5 mole de HNO3 et ayant la composition suivante
20 g/1 de Mg 1,16 mg/l de Cs
0,14 g/1 de Al 0,35 mg/l de Sr
0,35 g/1 de Fe 0,95 mg/l de Ru
0,5 g/1 de Ca 0,97 mg/l de Ce.
Naturellement, les éléments énumérés sont présents sous forme io-nique. De faibles quantités des radio nucléides 137Cs, 85Sr, 103Ru et 144Ce ont été ajoutées sous la forme de leurs chlorures, c'est-à-dire que la solution a été "ensemencée".
Etape (a)
On traite alors la solution de simulation par les additions suivantes en succession : -SO4=, OH-, Ni2+ et Fe(CN)64-, OH-, S=, Ba2+ Co2+, OH-, comme adjuvants de floculation. I1 en résulte des précipités contenant
NI2Fe(CN)6, BaSO4 et CoS.
On traite alors la solution de simulation par les additions suivantes en succession : -SO4=, OH-, Ni2+ et Fe(CN)64-, OH-, S=, Ba2+ Co2+, OH-, comme adjuvants de floculation. I1 en résulte des précipités contenant
NI2Fe(CN)6, BaSO4 et CoS.
Après une étape de sédimentation de 1,5 heure, on détermine les facteurs de décontamination par rapport à
Ce, Ru, Sr et Cs par des modes opératoires classiques, 2+ puis on ajoute une quantité supplémentaire de Ba avec un adjuvant de floculation pour précipiter une quantité supplémentaire de BaSO4. Après une étape de sédimentation de 1,5 heure, on détermine à nouveau les facteurs de décontamination.
Ce, Ru, Sr et Cs par des modes opératoires classiques, 2+ puis on ajoute une quantité supplémentaire de Ba avec un adjuvant de floculation pour précipiter une quantité supplémentaire de BaSO4. Après une étape de sédimentation de 1,5 heure, on détermine à nouveau les facteurs de décontamination.
Etape (b)
On enlève la liqueur surnageante pour isoler les précipités.
On enlève la liqueur surnageante pour isoler les précipités.
Etape (c)
On agite les précipités pendant 1 heure avec un volume analogue d'effluent liquide radioactif simulé frais, le pH ayant été ajusté à 6,5 pour précipiter les hydroxydes de Al et de Fe. Après une période de sédimentation de 2 heures, on détermine à nouveau les facteurs de décontamination.
On agite les précipités pendant 1 heure avec un volume analogue d'effluent liquide radioactif simulé frais, le pH ayant été ajusté à 6,5 pour précipiter les hydroxydes de Al et de Fe. Après une période de sédimentation de 2 heures, on détermine à nouveau les facteurs de décontamination.
Etape (d)
On enlève la liqueur surnageante résultant de l'étape (c), on la réensemence et on la soumet au même traitement que celui décrit plus haut pour l'étape (a).
On enlève la liqueur surnageante résultant de l'étape (c), on la réensemence et on la soumet au même traitement que celui décrit plus haut pour l'étape (a).
On effectue une mesure finale des facteurs de décontamination après une autre durée de sédimentation de 2 heures.
Les facteurs de décontamination-(F D) obtenus sont résumés sur le tableau ci-après en fonction de deux essais distincts désignés par essais 1 et 2 respectivement.
Un facteur de décontamination par rapport à un nucléide particulier correspond au rapport de son activité totale présente avant et après un traitement particulier. Compte tenu de la faible concentration des radio-nucléides en solution,il convient de noter que la précision statistique des facteurs de décontamination n'est pas très grande et qu'il se produit obligatoirement une certaine dispersion des résultats d'un essai à l'autre.Les étapes indiquées sur le tableau correspondent à celles de la description ci-dessus et les mesures ont été effectuées aux stades indiqués plus haut.
NUCLEIDE ET NUMERO DES ESSAIS
Ce <SEP> Ru <SEP> Sr <SEP> Cs
<tb> ETAPE
<tb> 1 <SEP> 2 <SEP> 1 <SEP> 2 <SEP> 1 <SEP> 2 <SEP> 1 <SEP> 2
<tb> (a)
<tb> Avant <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 263 <SEP> 383 <SEP> 1600 <SEP> 1145 <SEP> 44 <SEP> 52 <SEP> 740 <SEP> 926
<tb> Après <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 1380 <SEP> 1400 <SEP> 1910 <SEP> 859 <SEP> 1560 <SEP> 1390 <SEP> 2130 <SEP> 1900
<tb> (c) <SEP> 102 <SEP> 103 <SEP> 491 <SEP> 554 <SEP> 28 <SEP> 25 <SEP> 487 <SEP> 584
<tb> (d)
<tb> Avant <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 66 <SEP> 101 <SEP> 115 <SEP> 97 <SEP> 87 <SEP> 53 <SEP> 227 <SEP> 245
<tb> Après <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 322 <SEP> 277 <SEP> 124 <SEP> 85 <SEP> 326 <SEP> 245 <SEP> 157 <SEP> 123
<tb> Mesure <SEP> finale <SEP> 372 <SEP> 319 <SEP> 124 <SEP> 91 <SEP> 304 <SEP> 318 <SEP> 167 <SEP> 140
<tb> Facteur <SEP> de <SEP> décontamination
<tb> global
<tb> Produit <SEP> des <SEP> étapes <SEP> (c) <SEP> et <SEP> (d) <SEP> #35 <SEP> 000 <SEP> #50 <SEP> 000 <SEP> #8 <SEP> 000 <SEP> #75 <SEP> 000
<tb>
On a effectué des essais supplémentaires qui ont révélé que, en mettant en oeuvre un procédé selon la présente invention, il est possible de réaliser des économies considérables dans l'utilisation des réactifs de précipitation, tout en produisant un effluent final avec des facteurs de décontamination compris dans des limites tolérables pour la décharge de l'effluent dans la mer.
<tb> ETAPE
<tb> 1 <SEP> 2 <SEP> 1 <SEP> 2 <SEP> 1 <SEP> 2 <SEP> 1 <SEP> 2
<tb> (a)
<tb> Avant <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 263 <SEP> 383 <SEP> 1600 <SEP> 1145 <SEP> 44 <SEP> 52 <SEP> 740 <SEP> 926
<tb> Après <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 1380 <SEP> 1400 <SEP> 1910 <SEP> 859 <SEP> 1560 <SEP> 1390 <SEP> 2130 <SEP> 1900
<tb> (c) <SEP> 102 <SEP> 103 <SEP> 491 <SEP> 554 <SEP> 28 <SEP> 25 <SEP> 487 <SEP> 584
<tb> (d)
<tb> Avant <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 66 <SEP> 101 <SEP> 115 <SEP> 97 <SEP> 87 <SEP> 53 <SEP> 227 <SEP> 245
<tb> Après <SEP> addition <SEP> de <SEP> Ba2+ <SEP> 322 <SEP> 277 <SEP> 124 <SEP> 85 <SEP> 326 <SEP> 245 <SEP> 157 <SEP> 123
<tb> Mesure <SEP> finale <SEP> 372 <SEP> 319 <SEP> 124 <SEP> 91 <SEP> 304 <SEP> 318 <SEP> 167 <SEP> 140
<tb> Facteur <SEP> de <SEP> décontamination
<tb> global
<tb> Produit <SEP> des <SEP> étapes <SEP> (c) <SEP> et <SEP> (d) <SEP> #35 <SEP> 000 <SEP> #50 <SEP> 000 <SEP> #8 <SEP> 000 <SEP> #75 <SEP> 000
<tb>
On a effectué des essais supplémentaires qui ont révélé que, en mettant en oeuvre un procédé selon la présente invention, il est possible de réaliser des économies considérables dans l'utilisation des réactifs de précipitation, tout en produisant un effluent final avec des facteurs de décontamination compris dans des limites tolérables pour la décharge de l'effluent dans la mer.
I1 va de soi que de nombreuses modifications peuvent être apportées au procédé décrit dans sortir du cadre de l'invention.
Claims (2)
1. Procédé de décontamination d'effluents liquides radioactifs, caractérisé en ce qu'il consiste
(a) à former des précipités dans l'effluent pour en extraire des radionucléides et les incorporer dans les précipités ;
(b) à séparer les précipités combinés de l'effluent
(c) à mettre les précipités combinés séparés en contact avec de l'effluent liquide radioactif frais, de manière à extraire de ce dernier des radio-nucléides à incorporer dans les précipités combinés ; et
(d) à éliminer l'effluent surnageant résultant de l'étape (c) et à y former des précipités pour en extraire des radio-nucléides à incorporer dans les précipités.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il consiste à séparer l'effluent décontaminé des précipités formés dans l'étape (c).
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB8010559 | 1980-03-28 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2479538A1 true FR2479538A1 (fr) | 1981-10-02 |
Family
ID=10512470
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR8106230A Pending FR2479538A1 (fr) | 1980-03-28 | 1981-03-27 | Procede de decontamination d'effluents liquides radioactifs |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56151396A (fr) |
| DE (1) | DE3112021A1 (fr) |
| FR (1) | FR2479538A1 (fr) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58182596A (ja) * | 1982-04-19 | 1983-10-25 | 日本原子力事業株式会社 | 放射性廃液の処理方法 |
| DE4322663C2 (de) * | 1993-07-07 | 1995-09-07 | Fraunhofer Ges Forschung | Verfahren zur Reinigung von Bergbauwässern |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1584018A (fr) * | 1968-07-09 | 1969-12-12 | ||
| FR2067743A5 (en) * | 1969-11-14 | 1971-08-20 | Commissariat Energie Atomique | Decontamination of effluent liquids contng cesium 137 |
| FR2124126A1 (fr) * | 1971-02-08 | 1972-09-22 | Commissariat Energie Atomique |
-
1981
- 1981-03-24 JP JP4306681A patent/JPS56151396A/ja active Pending
- 1981-03-26 DE DE19813112021 patent/DE3112021A1/de not_active Withdrawn
- 1981-03-27 FR FR8106230A patent/FR2479538A1/fr active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1584018A (fr) * | 1968-07-09 | 1969-12-12 | ||
| FR2067743A5 (en) * | 1969-11-14 | 1971-08-20 | Commissariat Energie Atomique | Decontamination of effluent liquids contng cesium 137 |
| FR2124126A1 (fr) * | 1971-02-08 | 1972-09-22 | Commissariat Energie Atomique |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56151396A (en) | 1981-11-24 |
| DE3112021A1 (de) | 1982-06-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2459759B1 (fr) | Procede de recuperation selective de l'americium a partir d'une phase aqueuse nitrique | |
| DE68905459T2 (de) | Scheideverfahren transuranischer elemente aus nuklearabfall. | |
| US20180102194A1 (en) | Decontamination method reducing radioactive waste remarkably and a kit therefor | |
| TW301751B (fr) | ||
| WO1995015566A1 (fr) | Procede de traitement de matiere en particules | |
| CA2519056A1 (fr) | Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi) et ses utilisations | |
| JP6343760B2 (ja) | 液中からの放射性元素の分離・除去方法 | |
| JPH07280998A (ja) | 遷移金属の汚染除去方法 | |
| US4830738A (en) | Separation of matter by floatation | |
| FR2479538A1 (fr) | Procede de decontamination d'effluents liquides radioactifs | |
| EP0026700B1 (fr) | Procédé d'élimination des éléments métalliques lourds en suspension dans un liquide | |
| JPS5917197A (ja) | 廃棄物処理方法 | |
| FR2731717A1 (fr) | Procede d'oxydation electrochimique de am (vii) en am (vi), utilisable pour separer l'americium des solutions de retraitement de combustibles nucleaires uses | |
| GB2073477A (en) | Waste treatment | |
| US8802041B1 (en) | Decontamination of radioactive metals | |
| US5489736A (en) | Treatment of solid organic wastes | |
| EP1678337B1 (fr) | Procédé de décontamination d'un matériau réfractaire contenant du chrome hexavalent | |
| EP0691659B1 (fr) | Anode consommable, procédé d'électrodissolution appliqué à la décontamination d'effluents liquides faiblement radioactifs, et dispositif de mise en oeuvre de ce procédé | |
| EP2927907A1 (fr) | Procédé de décontamination de déchets radioactifs alcalins boratés | |
| EP1132346B1 (fr) | Procédé de traitement de milieux liquides contenant des métaux lourds et des ions sulfates | |
| KR102100873B1 (ko) | 방사성 폐기물이 감소된 제염방법 | |
| JP3144160B2 (ja) | 水中の放射性物質除去方法 | |
| FR2739216A1 (fr) | Procede de traitement de combustibles et/ou de cibles nucleaires a base d'aluminium metallique par des solutions d'hydroxyde de tetramethylammonium | |
| FR2498366A1 (fr) | Procede de traitement d'un materiau absorbant solide contamine, utilisable notamment pour recuperer le plutonium fixe sur du fluorure de sodium | |
| WO2023078989A1 (fr) | Procede d'extraction liquide-liquide de terres rares ou d'actinides via l'association synergique d'un hydrotrope co-solvant a des extractants chelatants ou anioniques |