FR2496962A1 - Dispositif pour l'absorption et le transport de liquides radioactifs - Google Patents
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Abstract
LA PRESENTE INVENTION CONCERNE UN DISPOSITIF POUR L'ABSORPTION ET LE TRANSPORT DE LIQUIDES RADIOACTIFS. DANS CE DISPOSITIF, DES CAPILLAIRES 8 POUR LE LIQUIDE RADIO-ACTIF SONT FORMES DANS UN MATERIAU CONVENABLE POUR L'ABSORPTION ET LE TRANSPORT DE LIQUIDES RADIOACTIFS. L'INVENTION S'APPLIQUE AU TRANSPORT DES LIQUIDES RADIOACTIFS.
Description
2496962'
Dispositif pour l'absorption et le transport de liquides radioactifs. La présente invention concerne un dispositif pour l'absorption
et le transport de liquides radioactifs.
Les difficultés et les dangers rencontrés pendant la manipu-
lation et le transport des liquides radioactifs fixent des exigences très levées en ce qui concerne les procédés et les dispositifs qui sont utilisés pour ce faire. Pour les petites distances, les liquides radioactifs sont transportés de leur lieu de formation aux installations de traitement ultérieur par des canalisations. Pour des distances plus importantes entre le lieu de formation et celui du traitement ultérieur, le liquide radioactif doit alors être transvasé
dans un récipient et être transporté par les voies de trans-
port publiques. Les récipients nécessaires de ce fait pour un tel transport doivent répondre aux normes de sécurité
prescrites légalement et présenter une autorisation de cir-
culation légale. Le transport de matériaux radioactifs à l'état physique liquide nécessite des moyens techniques plus
élevés que le transport des substances radioactives solides.
On cherche de ce fait à effectuer le transport des substances
radioactives sous un état physique solide ou quasi solide.
Il est connu de solidifier les liquides radioactifs par trans-
2 2496962
formation en un résidu de calcination radioactif. Le résidu de calcination est alors versé dans un réservoir pour le transport. L'inconvénient de ce procédé est qu'à l'endroit de la for- mation des liquides radioactifs des dispositifs techniques supplémentaires coûteux tels que des fours de calcination
deviennent nécessaires pour produire le résidu de calcina-
tion ou calcinat, et, pendant la production, on doit traiter
des gaz d'échappement radioactifs.
On a de plus mis au point un procédé de fabrication d'un verre poreux dans le but de fondre à basse température les solutions radioactives sous forme d'un alliage de verre et
d'obtenir en même temps une résistance à élevée à l'extrac-
tion. Pour ce faire on a fabriqué par exemple de la poudre de verre poreuse à base d'un verre au borosilicate alcalin enrichi en silicate qui, à des températures de 14000C, se sépare en deux phases avec respectivement une haute et une faible teneur en silicate. La phase avec une faible teneur en silicate peut être complètement dissoute par un traitement à l'acide de sorte qu'il reste une poudre poreuse qui, du fait de sa haute teneur en silicate, présente une résistance à l'extraction des produits de fission radioactifs nettement
plus élevée que le verre au borosilicate.
Le but de la présente invention est de fournir un dispositif
du genre mentionné ci-dessus avec lequel les liquides radio-
actifs peuvent être transportés d'une manière plus simple et plus sûre. Le dispositif doit pour ce faire être choisi de manière que le traitement ultérieur du déchet radioactif
évacué soit possible sans autres dépenses.
Ce but est atteint conformément à l'invention avec un dispo-
sitif caractérisé en ce que des capillaires pour le liquide radioactifs sont formés dans un matériau convenable pour
l'absorption et le transport de liquides radioactifs.
Avec la formation conforme à l'invention ci-dessus décrite
on obtient un genre de quasi-solidification du liquide radio-
actif dans laquelle ce liquide se trouve lié dans les capil-
laires par la tension superficielle sans changement de l'état physique. Les inconvénients des techniques antérieurement connues se trouvent évités et un avantage considérable est obtenu en ce qui concerne la manipulation sûre et simple
techniquement des liquides radioactifs.
L'utilisation de verre comme matériau pour le dispositif selon une autre caractéristique de l'invention, a l'avantage que les exigences de sécurité technique pour le transport
des liquides radioactifs sont remplies et de plus un traite-
ment ultérieur direct du matériau radioactif sans autre stade technique intermédiaire supplémentaire du déchet radioactif est possible. La composition du matériau en verre peut dans ce cas être choisie de manière que celle-ci corresponde au procédé de solidification ultérieure des matériaux de manière que la vitrification finale pour le déchet radioactif soit
directement possible.
Selon une caractéristique supplémentaire le verre est sous
forme de particules de verre (8) en poudre et poreuses c'est-
à-dire munies de capillaires. Cette configuration présente
l'avantage que se trouve réalisée une grande surface super-
ficielle disponible pour la fixation du liquide radioactif.
Avec un procédé de fabrication convenable les dimensions des vides des capillaires sont adaptables de façon spécifique à la surface superficielle nécessaire et à la consistance
du liquide radioactif.
Conformément à l'invention, il est particulièrement avanta-
geux que le verre soit sous forme de blocs de verre (10) dans lesquels les capillaires sont disposés sous forme d'une
matrice. La matrice de verre conforme à l'invention-est cons-
tituée par un grand nombre de capillaires élémentaires dont les diamètres internes sont adaptés aux caractéristiques
du liquide radioactif à absorber.
Selon une autre caractéristique avantageuse de l'invention
les blocs de verre (10) sont munis d'orifices (12) pour l'ad-
mission du liquide radioactif ou les blocs de verre présentent
un orifice central pour l'admission du liquide radioactif.
Avec cette constitution, il est possible d'obtenir un remplis-
sage plus rapide et meilleur avec le liquide radioactif.
D'une manière appropriée le matériau respectivement les par-
ticules de verre sous forme de poudre ou le bloc de verre sont disposés directement dans un réceptacle de transport
ou dans un insert pour le réceptacle de transport.
Afin d'autoriser l'évacuation nécessaire de la chaleur du
réceptacle de transport, celui-ci ou l'insert pour le récepta-
cle de transport est réalisé avec des parois séparatrices divisant son espace interne constituées par des surfaces
- conductrices de la chaleur.
Il faut à ce sujet indiquer que la quasi-solidification du
liquide radioactif, par conséquent l'absorption par les par-
ticules de verre ou les blocs de verre, peut s'effectuer
avant le chargement du réceptacle de transport avec les parti-
cules de verre respectivement les blocs de verre dans des réceptacles spéciaux qui peuvent alors être placés ou aussi
être directement vidés dans le réceptacle de transport.
L'invention sera maintenant décrite plus en détail avec re-
férence aux dessins ci-annexés qui illustrent deux formes de réalisation et dans lesquels:
Les figures 1 et 2 représentent chacun un ré-
ceptacle de transport avec quatre chambres internes destiné à être rempli avec des particules de verre en poudre, respectivement des blocs
de verre constitués conformément à l'invention.
Les mêmes parties constitutives des dispositifs selon les figures l et 2 sont désignées par
par les mêmes références.
Dans les figures est représenté schématiquement un réceptacle de transport 2 dont le volume interne 4 est subdivisé par des parois séparatrices 6 en quatre chambres plus petites.
Ces parois séparatrices servent à l'évacuation de la chaleur.
Les quatre chambres internes sont munies de particules de verre 8 en poudre, poreuses respectivement de blocs de verre
qui sont garnis d'une matrice de capillaires (non représen-
tée). Les blocs de verre 10 présentent des orifices centraux 12 pour le remplissage avec le liquide radioactif. Ces orifices
centraux sont en communication avec les capillaires.
Le processus de remplissage avec les liquides radioactifs
est réalisé de telle manière qu'une quantité de liquide radio-
actif correspondant à la capacité d'absorption des particules de verre poreuses en poudre, respectivement des blocs de verre poreux est déversée avec des appareils de dosage sous
une quantité parfaitement adaptée.
Claims (8)
1. Un dispositif pour l'absorption et le transport de liquides radioactifs,
caractérisé en ce que des capillaires pour le liquide radio-
actif sont formés dans un matériau convenable pour l'absorp-
tion et le transport de liquides radioactifs.
2. Un dispositif selon la revendication 1,
caractérisé en ce que le matériau est du verre.
3. Un dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que le verre est sous forme de particules de verre (8) en poudre et poreuses c'est-àdire munies de capillaires.
4. Un dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que le verre est sous forme de blocs de verre (10) dans lesquels les capillaires sont disposés sous
forme d'une matrice.
5. Un dispositif selon la revendication 4, caractérisé en ce que les blocs de verre (10) sont munis
d'orifices (12) pour l'admission du liquide radioactif.
6. Un dispositif selon l'une quelconque des revendications
4 et 5,
caractérisé en ce que les blocs de verre présentent un ori-
fice central pour l'admission du liquide radioactif.
7. Un dispositif selon l'une quelconque des revendications
1 à 6,
caractérisé en ce que le matériau respectivement les parti-
cules de verre sous forme de poudre ou le bloc de verre sont disposés directement dans un réceptacle de transport (2)
ou dans un insert pour le réceptacle de transport.
8. Un dispositif selon la revendication 7,
caractérisé en ce que le réceptacle de transport (2) ou 1'-
insert pour le réceptacle de transport est réalisé avec des
parois séparatrices (6) divisant son espace interne consti-
tuées par des surfaces conductrices de la chaleur.
Applications Claiming Priority (1)
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|---|---|---|---|
| DE19803047697 DE3047697A1 (de) | 1980-12-18 | 1980-12-18 | "vorrichtung zur aufnahme und zum transport von radioaktiven fluesigkeiten" |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
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| FR2496962B1 FR2496962B1 (fr) | 1987-08-14 |
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|---|---|---|---|
| FR8122256A Expired FR2496962B1 (fr) | 1980-12-18 | 1981-11-27 | Dispositif pour l'absorption et le transport de liquides radioactifs |
Country Status (5)
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| GB (1) | GB2090180B (fr) |
Families Citing this family (2)
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|---|---|---|---|---|
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| JP2013164330A (ja) * | 2012-02-10 | 2013-08-22 | Jgc Corp | 放射性廃棄物の収納容器およびそれを使用した放射性廃棄物の収納方法 |
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1980
- 1980-12-18 DE DE19803047697 patent/DE3047697A1/de active Granted
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1981
- 1981-11-25 GB GB8135524A patent/GB2090180B/en not_active Expired
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- 1981-12-17 JP JP56202594A patent/JPS57125387A/ja active Pending
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|---|---|
| GB2090180B (en) | 1984-03-21 |
| FR2496962B1 (fr) | 1987-08-14 |
| DE3047697C2 (fr) | 1989-01-12 |
| GB2090180A (en) | 1982-07-07 |
| BE891507A (fr) | 1982-04-16 |
| DE3047697A1 (de) | 1982-07-15 |
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