FR2480019A1 - Procede d'extraction d'ions fluorure d'une solution de combustibles nucleaires - Google Patents

Procede d'extraction d'ions fluorure d'une solution de combustibles nucleaires Download PDF

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Abstract

L'INVENTION CONCERNE UN PROCEDE D'EXTRACTION D'IONS FLUORURE D'UNE SOLUTION DE COMBUSTIBLES NUCLEAIRES. ON TRAITE CETTE SOLUTION PAR UNE PHASE SOLIDE DE SILICE HYDRATEE, TELLE QUE GEL DE SILICE (SILICAGEL) ETOU ACIDE SILICIQUE, DE MANIERE A LIER DU FLUOR AU SILICIUM, CETTE PHASE ETANT ALORS SEPAREE DE LA SOLUTION. LE PROCEDE EST PARTICULIEREMENT APPLICABLE AUX SOLUTIONS DE COMBUSTIBLES NUCLEAIRES OBTENUES PAR LA MISE EN CONTACT DE CES COMBUSTIBLES AVEC UN MELANGE DE NHO ET HF ET DEVANT ETRE TRAITE PAR LE PROCEDE "PUREX".

Description

La présente invention est relative à un procédé d'extraction d'ions
fluorure d'une solution de combustibles nucléaires,notamment du type U02, Pu02,ThO2tséparément ou
en mélange,obtenue par la mise en contact de ces combusti-
bles avec un mélange de HN03 et HF,préalablement à un trai-
tement de purification et d'extraction de ces combustibles.
La mise en solution de certains combustibles nucléaires,comme p.e.l'oxyde de plutonium et l'oxyde de
thorium,ne peut être réalisée économiquement qu'en présen-
ce d'ions fluorure à des concentrations généralement de
l'ordre de 0,05 à 0,5 molaires (M).
Etant donné que les installations de puri-
fication, telles que celles appliquant le -pro-
cédé dit "Pur'", ne peuvent admettre une teneur en fluor -4 supérieure à 10-4 molaire, une extraction,préalable à ce
traitement,d'ions de fluor de la solution susdite s'impose.
Une telle extraction connue consiste à complexer le 3+
fluor par des ions Al. Le complexe ainsi formé précipi-
te et est séparé par filtration. Ce précipité n'est cepen-
dant pas recyclable et constitue donc un apport important de déchets radioactifs solides (cf G.A. BURNEY ea., DP-1419
(1976)).
Un des buts essentiels de la présente inven-
tion est de proposer un nouveau procédé d'extraction d'ions fluorure des solutions susdites qui permet de remédier aux ihconvénients du procédé connu qui est à la fois simple et
efficace et produit une quantité réduite de résido radio-
actifs. A cet effet, suivant l'invention, on traite
la solution susdite par une phase solide de silice hydra-
téetelle que gel de silice("silicagel")&/ou acide silici-
que, de manière à lier du fluor au silicium, cette phase
solide étant alors séparée de la solution.
D'autres détails et particularités de l'inveni-
tion ressortiront de la description donnée ci-après, à
titre d'exemplesnon limitatifs,de quelques formes de réalisation particulières de l'objet de l'invention avec référence aux dessins annexés.
La figure 1 est un graphique montrant l'in-
fluence du temps sur la réduction de la teneur en ions
fluorure dans une solution de combustible nucléaire trai-
té par de la silice hydratée.
La figure 2 montre l'influence de la quantité
de silice hydratée utilisée,sur l'extraction d'ions fluo-
rure d'une solution de combustible nucléaire en 15 minutes.
Le combustible nucléaire a retraiter est d'a-
bord mis en contact avec une solution d'acide nitrique, afin de mettre en solution la plupart du combustible et,
notamment, l'oxyde d'uranium (U02).
On sépare ensuite de cette solution la partie solide restante contenant donc le combustible qui ne peut pas être mis en solution par l'acide nitrique. C'est le
cas pour l'oxyde de plutonium et l'oxyde de thorium.
Cette partie solide est alors dissoute au
moyen d'un mélange HNO3 et HF.
En pratique,on admet en général que pour un combustible nucléaire du type UO2-PuO2 obtenu par mélange
de poudres et frittage,environ 9/0% sont dissous par l'aci-
de nitrique et les 10 autres pour cent par le mélange HNO3
et HF.
La solution de ces 10% de combustible nucléai-
re,contenant donc des ions fluorure à des concentrations
variant entre 0,05 à 0,5 molaire, suivant la nature du com-
bustible à dissoudreest alors soumisaau procédé d'extrac-
tion d'ions fluorure suivant l'invention.
Il a été constaté quej lorsque le combustible nucléaire contient du Pu02, un mélange de 10 X HL'03 + 0,1 M HF donne de très bons résultats de dissolution du Pu02, tandis que, si le combustible nucléaire contient du ThO, ce mélange de dissolution est avantageusement formé
de 13 M HN30 + 0,05 M HF.
Suivant l'invention, cette solution fluorée contenant le combustible nucléaire complètement dissous est miseen contact avec de la silice hydratéeformée de silicagel et/ou d'acide silicique, de préférence finement pulvérisée. Le fluor forme un complexe avec la silice, H2SiF6 ou SiF 4suivant la quantité relative en présence
du fluor et de la silice.
Suivant la température à laquelle a lieu ce traitement, une partie de ce complexe reste fixée sur la
phase solide, l'autre partie de ce complexe s'évapore.
Ladite phase solide est alors séparée, p.e.
par centrifugation ou filtration.
Dans le cas de l'utilisation d'un mélange HN03 et HF ayant une concentration de 0,1 M HF, la teneur en fluor dans la solution ou phase liquide est passée de Ol M à environ 3.10 Mce qui correspond à une extraction de
97% du fluor.
Cette phase liquide est alors diluée par la solution nitrique ne contenant pas de HF et ayant servi
pour dissoudre essentiellement l'oxyde d'uranium.
Ainsi, on obtient une concentration en fluor
dans la solution totale de l'ordre de 10 M si les concen-
trations de combustible dissous sont sensible-
ment les mêmes dans les solutions fluorée et non fluorée Suivant une forme de réalisation particulière
de l'invention, on traite la solution de combustible nu-
Z480019
cléaire contenant des ions fluorure par la phase solde de silice hydratée à une température comprise entre 150C et 500C et de préférence à la température ambiante. Dans ce cas, la majeure partie du fluor reste fixé sur cette phase solide sous forme du complexe H2SiF6 et/ou SiF4. La quantité de silice hydratée utilisée est
fonction-de la teneur initiale en ions fluorure.
C'est ainsi qu'il a été constaté que pour une
teneur de 0,1 mole, des quantités de silice hydratée com-
prises entre 80 et 130 g par litre de solution donnent
de très bons résultats.
Avantageusement, la phase solide séparée de la solution après la formation du complexe fluoré est recyclée
pour le traitement d'une nouvelle quant té de solution con-
tenant des ions fluorure.
Lorsque la teneur en fluorure de la silice hy-
dratée devient trop élevée, celle-ci est régénérée par py-
rohydrolyse.avant d'être recyclée.
Lorsque, toutefois, la régénération présente
trop de difficultés ou lorsque la teneur de la silice hy-
dratée en produits de fissiondevient trop importante, elle
est évacuée vers un traitement connu en soi de déchets ra-
dioactifs. Ces déchets peuvent avantageusement servir à la préparation de perles de verre dans un procédé connu de
traitement de déchets à Siaute activité par vitrification.
Les vapeurs du complexe susdit,qui se sont for-
mées lors du traitement d'extraction ou lors de la pyrohy-
drolyse, sont récupérées dans une solution basique, notam-
ment'd'hydroxyde ou de carbonate de sodium.
Cette solution est ensuite évaporée et le ré-
sidu obtenu est évacué vers le traitement susdit de résidus radioactifs. En pratique, le procédé peut être appliqué en
discontinu ou en continu.
Lors d'un traitement en discontinu, la silice hydratée peut être introduite dans le dissolveur même après la dissolution complète des combustibles nucléaires par le mélange de HN03 et HF. Dans un tel cas, il ne faut donc
aucun appareillage spécial.
En fonction continue, on peut brancher,sur la
conduite d'évacuation du dissolveur, une cartouche conte-
nant de ia silice hydratée. Dès que cette cartouche est saturée, on peut la remplacer par une nouvelle cartouche, tandis qu'on régénère la première par la pyrohydrolyse
dont question ci-dessus.
Cette pyrohydrolyse peut p.e.avoir lieu en fai-
sant passer de la vapeur d'eau surchauffée,p.e.à une tempé-
rature de 120 à 150 C sur la silice hydratée chargée d'ions fluorure, cette vapeur entraînant le complexe silico-fluoré
étant donc ensuite lavée par la solutuon basique susdite.
Comme montré dans le tableau donné ci-après,
la température n'a pratiquement pas d'influence sur l'ex-
traction du fluor par la silice hydratée d'une solution
nitrique fluorée de 10 M HNO3 + 0,1 M HF.
N expérience Température F résiduel
___ (C)(M)
T 1 61 0,0042
T 2 74 0,0051
T 3 81 0,0046
T 4 90 0,0056
T 5 100 0,0072
T 6 21,5 0,0041
T 7 22 0,0038
TB 4 (blanc) 93 0,10
L'échantillon TB 4 a subi un traitement thermi-
que sans addition de silice hydratée. L'analyse montre que
la teneur en HF n'est pas influencée par ce traitement.
La Vitesse de réaction dans les conditions dé-
crites ci-dessus est très élevée: après 15 minutes la
réaction est pratiquement terminée.
Ceci a été illustré par le graphique de la fi-
gure i qui donne en ordonnée la concentration en fluor en
moles par litre et en abaisse le temps de réaction.La. -
i/o quantité de silice utilisée était de 3 gr pour une solution
nitrique fluorée (10 M HN03 + 0,1 M HF).
La figure 2 montre l'influence de la quantité
de silice pour une durée de réaction de 15 minutes.
Le graphique de cette figure 2 montre également en ordonnée la teneur en ions fluorés de la solution et
en abaisse, la quantité de silice hydratée utilisée.
La figure 3 est un schéma-bloc d'une forme de réalisation particulière du procédé d'extraction suivant l'inventions
4,o Le procédé d'extraction fluorée suivant l'in-
vention est illustré d'une façon plus concrète par-l'essai de laboratoire suivant ml. de solution nitrique fluorée (10 M ENO3 + 0,1 M HF)
sont mis en contact avec 3 à 5 gr de silice hydratée (aci-
de silicique p.a.; silicagel industriel broyé).
Le mélange a été agité par agitation magné-
tique, tandis que l'atmosphère de l'enceinte de réaction a été balayée par un courant d'air. Cet air ainsi que la vapeur entraînés ont été envoyés dans un flacon laveur
a7 contenant 10 ml. de solution basique (NaOH 0,5 mole).
Après la réaction, la solution nitrique ainsi
traitée a été filtrée sur papièr: filtre(Whatman n0 30).
Cette solution acide a ensuite été analysée pour sa teneur en fluor - de même que la solution basique du flacon de lavage - par électrode sélective (ORION fluoride
sélective électrode).
Le taux d'extraction du fluor s'élevait à 97%.
Ce sont les résultats de cet essai qui ont été
repris dans les graphiques des figures 1 et 2.
La figure 3 mohtrxê un sàhéma-bloc des différents stades d'une forme de réalisation particulière du procédé d'extraction d'ions fluorure d'une solution de combustible nucléaire. Le combustible nucléaire 1 est mis en contact
avec un mélange approprié 2 de HNO3 et de HF dans un dis-
solveur 3 o le combustible entre en solution.
Cette solution est alors mise en contact avec de la
silice hydratée 4 dans un réacteur 5, qui pourrait se con-
fondre avec le dissolveur 3 ou être formé par une cartou-
che remplaçable contenant de la silice hydratée.
Les gaz fluorés (SiF4 et/ou H2SiF6) formés pas-
sent dans un laveur 6 o ils sont traités par une solution basique 7. Cette solution chargée de composés fluorés entre t ensuite dans un évaporateur 8 et le résidu solide obtenu dans ce dernier est envoyé vers une installation 9 pour le
traitement de déchets radioactifs.
Après une durée de contact d'environ 15 minutes dans le réacteur 5, la phase solide chargée d'ions fluorure
est séparée de la phase liquide dans un filtre, centrifu-
ge ou dispositif de séparation analogue 10.
La ph4ase liquide débarrassée de pratiquement
la totalité d'ions fluorure est envoyée vers une installa-
tion de purification et d'extraction de combustible nuclé-
aire ("Purex") 11.
2, g 0019 La phase solide est recyclée vers le réacteur 5, après régénération éventuelle en 12. Le résidu radioactif provenant de cette régénération est également dirigé vers
l'installation 9.
Si la phase solide sortant du dispositif de sé- paration 10 est devenue trop radioactive,elle est évacuée
directement vers l'installation 9.
La régénération a lieu par pyrohydrolyse et les gaz fluorés formés par ce traitement sont également
envoyés au laveur 6.
Il va bien entendu de soi que la présente inven-
tion n'est pas limitée aux formes de réalisation décrites et que bien des variantes peuvent être envisagées sans
sortir du cadre du présent brevet.

Claims (10)

REVENDICATIONS.
1.- Procédé d'extraction d'ions fluorure d'une solution de combustibles nucléaires, notammeht du type OU2,PuO2,ThO2, séparément ou en mélangeobtenue par la mi- se en contact de ces combustibles avec un mélange de HNO3 et HF,caractérisé en ce qu'on traite cette solution par une phase solide de silice hydratée,telle que le gel de silice("Silicagel")ecou afide silicique,de manière à lier
du fluor au silicium,cette phase solide étant alors sépa-
rée de la solution.
2.- Procédé suivant la revendication 1, caracté-
risé en ce qu'on utilise de la silice hydratée à l'état pul-
vérisé.
3.- Procédé suivant l'une ou l'autre des reven-
dications 1 et 2, caractérisé en ce qu'on traite la solution
susdite par une phase solide de silice hydratée à une tempé-
rature comprise entre 150C et 50 C.
4.- Procédé suivant l'une quelconque des reven-
dications 1 à 3, caractérisé en ce qu'on utilise une quan-
tité de silice hydratée comprise entre 80 et 130 gr par li-
tre de solution-à 0,1 M HF.
5.- Procédé suivant l'une quelconque des reven-
dications 1 à 4, caractérisé en ce que la phase solide sépa-
rée de la solution est recyclée.
21,80019
6.- Procédé suivant la revendication 5, carac-
térisé en ce que la-phase solide séparée de la solution
est régénérée par pyrohydrolyse avant d'être recyclée.
7.- Procédé suivant l'une quelconque des reven- dications 1 à 6, caractérisé en ce qu'une partie du fluor lié au silicium est évaporéaet est récupéréapar un lavage au moyen d'une solution basique, notamment de l'hydroxyde
de sodium ou du carbonate de sodium.
8.- Procédé suivant la revendication 7, carac-
térisé en ce que la solution basique de lavage est évapo-
rée et le résidu- obtenu est évacué vers un traitement de
déchets radioactifs.
9.- Procédé suivant la revendication 6, carac-
térisé en ce que les vapeurs fluorées formées lors de la pyrohydrolyse sont récupérées dans une solution basique,
notamment d'hydroxyde ou de carbonate de sodium, cette so-
lution étant alors évaporée et le résidu obtenu étant éva-
cué vers un traitement de résidus radioactifs.
10.- Procédé d'extraction d'ions fluorés d'une
solution de combustibles nucléaires tel que décrit ci-
dessus.
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS62235218A (ja) * 1986-04-04 1987-10-15 Unitika Ltd ウランおよびフツ酸の分離回収法
JPH07198894A (ja) * 1994-01-07 1995-08-01 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 放射性廃液の処理法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2819144A (en) * 1943-05-18 1958-01-07 Glenn T Seaborg Separation of plutonium from uranium and fission products by adsorption
FR2074812A1 (en) * 1970-01-30 1971-10-08 Commissariat Energie Atomique Nuclear fuel recovery - fixing fluorine ions during evaporation to avoid corrosion

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DD67408A (fr) *
US3846256A (en) * 1973-09-17 1974-11-05 Atomic Energy Commission Chemical trap
US3976759A (en) * 1974-12-30 1976-08-24 Texaco Inc. Process for removal of fluoride compounds from spent alkylation catalyst
DE2933502C2 (de) * 1979-08-18 1984-03-08 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Reinigung von fluorwasserstoff- und fluorhaltigen Abgasen

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2819144A (en) * 1943-05-18 1958-01-07 Glenn T Seaborg Separation of plutonium from uranium and fission products by adsorption
FR2074812A1 (en) * 1970-01-30 1971-10-08 Commissariat Energie Atomique Nuclear fuel recovery - fixing fluorine ions during evaporation to avoid corrosion

Also Published As

Publication number Publication date
DE3114211C2 (de) 1986-06-05
US4469629A (en) 1984-09-04
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BE888279A (nl) 1981-07-31
FR2480019B1 (fr) 1986-11-14
DE3114211A1 (de) 1982-04-15
GB2074555A (en) 1981-11-04

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