FR2652193A1 - Procede pour l'immobilisation et la reduction en volume de dechets radioactifs de niveau faible dans le traitement du thorium et de l'uranium. - Google Patents
Procede pour l'immobilisation et la reduction en volume de dechets radioactifs de niveau faible dans le traitement du thorium et de l'uranium. Download PDFInfo
- Publication number
- FR2652193A1 FR2652193A1 FR9010270A FR9010270A FR2652193A1 FR 2652193 A1 FR2652193 A1 FR 2652193A1 FR 9010270 A FR9010270 A FR 9010270A FR 9010270 A FR9010270 A FR 9010270A FR 2652193 A1 FR2652193 A1 FR 2652193A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- radioactive waste
- uranium
- mixture
- thorium
- sep
- 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
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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
- G21F9/305—Glass or glass like matrix
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
L'invention concerne un procédé pour l'immobilisation et la réduction en volume de déchets radioactifs de niveau faible produits par des procédés de récupération de terre rare. Selon l'invention, le procédé consiste à former un mélange de résidus de déchets radioactifs séchés et d'un agent de fluxage , à fondre le mélange a une température dans l'intervalle allant de 1200degré à 1800degré C pour former du verre fondu et à verser le verre fondu dans des conteneurs appropriés. La présente invention s'applique notamment dans le cas des déchets contenant du thorium et/ou de l'uranium.
Description
La présente invention concerne un procédé pour le traitement de déchets radioactifs, et plus spécifiquement un procédé pour l'immobilisation et la réduction en volume des déchets radioactifs de niveau faible produits par des procédés de récupération de terre rare.
Le traitement de péchurane ou de monazite produit des résidus de déchets radioactifs de niveau faible qui contiennent du thorium et/ou de l'uranium et leurs descendants naturels de désintégration radioactive.
Typiquement, ces déchets contenant du thorium et/ou de l'uranium sont sous la forme de boues liquides et, tels que, présentent des problèmes de décharge des déchets dûs à des considérations de volume et de confinement.
Divers procédés sont connus dans l'art antérieur pour concentrer et immobiliser des déchets toxiques et/ou radioactifs. Par exemple, le brevet américain nO 4.725.383 enseigne un procédé pour la réduction en volume et la solidification d'une solution de déchets radioactifs en ajoutant du ZnO ou un mélange de ZnO et d' Al203 et/ou de
CaO en déshydratant le mélange, et le fondant pour produire un solide vitrifié. Un autre procédé pour la réduction en volume et l'immobilisation de déchets est enseigné par le brevet américain nO 4.395.367 où le déchet de fission est traité en mélangeant un agent de formation du verre, un oxyde de métal et un agent de réduction avec le déchet de fission, et en chauffant le mélange jusqu'à ce qu'il soit fondu.
CaO en déshydratant le mélange, et le fondant pour produire un solide vitrifié. Un autre procédé pour la réduction en volume et l'immobilisation de déchets est enseigné par le brevet américain nO 4.395.367 où le déchet de fission est traité en mélangeant un agent de formation du verre, un oxyde de métal et un agent de réduction avec le déchet de fission, et en chauffant le mélange jusqu'à ce qu'il soit fondu.
Cependant, aucun de ces procédés connus est efficace sur les résidus de déchets contenant du thorium et/ou de l'uranium dû au point de fusion extrêmement élevé du ThO2 (32000C) et du UO2 (25000C). Par le procédé selon l'invention, on a maintenant découvert que le volume de ces résidus de déchets contenant du thorium et/ou de l'uranium peut etre réduit jusqu'a 60 à 80 % et qu'il est possible d'immobiliser ces déchets sous une masse solide, vitrifiée.
Un objet de la présente invention est de fournir un procédé pour la concentration et l'immobilisation de résidus de déchets radioactifs.
Un autre objet de l'invention est de fournir un procédé pour vitrifier les résidus de déchets obtenus à partir du traitement de péchurane et de monazite.
Un autre objet de l'invention est de fournir un procédé pour réduire le volume de résidus radioactifs et pour immobiliser ces résidus pour produire une forme sans danger pour l'environnement sans poussière.
Un autre objet de l'invention est de réduire la diffusion de rayon dans l'environnement, de réduire les expositions aux radiations alpha et beta, et de maintenir l'exposition aux radiations gamma à ltintérieur de limites raisonnables.
Par le procédé de la présente invention, on a fourni un procédé de traitement des résidus de déchets radioactifs qui résultent du traitement de péchurane ou de monazite ou d'autres minéraux contenant du thorium ou de l'uranium, qui consiste à former un mélange d'un résidu de déchets radioactifs séché contenant du thorium et/ou de l'uranium et d'un agent de fluxage, à fondre le mélange pour former du verre fondu et à verser le verre fondu dans un conteneur approprié.
La présente invention a pour objet un procédé de traitement de déchets radioactifs contenant du thorium ou de l'uranium obtenu à partir du traitement de monazite, de péchurane, de xénotine, dtapatite, de bastnasite ou d'autres minéraux contenant des terres rares. Le procédé selon l'invention consiste à mélanger des résidus de déchets séchés avec environ 0,1 à 50 % en poids d'un agent de fluxage, éventuellement environ 0,1 à 50% en poids de
SiO2,et à chauffer le mélange à un état vitreux fondu, et à verser le verre fondu dans un conteneur approprié pour la décharge des déchets radioactifs ou le stockage.
SiO2,et à chauffer le mélange à un état vitreux fondu, et à verser le verre fondu dans un conteneur approprié pour la décharge des déchets radioactifs ou le stockage.
Les résidus de déchets capables d'être traités par ce procédé sont tous les résidus de déchets radioactifs solides qui contiennent du thorium ou de l'uranium, et leurs descendants naturels de désintégration radioactive.
Des agents de fluxage appropriés, pour une utilisation dans l'invention incluent mais ne sont pas limités à,
NaOH, Na2CO3, NaB02, Na2B407 ou leurs mélanges. Du sable silicieux peut également être ajouté au mélange, si nécessaire. Les proportions spécifiques de l'agent de fluxage et du sable silicieux destinés à être ajoutés au mélange peuvent varier selon la viscosité de fusion souhaitée ne sont pas en soi critiques pour l'invention à la condition que les viscosités adéquates pour verser soient développées dans le mélange. Les viscosités préférées de fusion selon l'invention sont dans l'intervalle de 1000 à 3000 centipoises à des températures pour verser de 10930 à 12600C.
NaOH, Na2CO3, NaB02, Na2B407 ou leurs mélanges. Du sable silicieux peut également être ajouté au mélange, si nécessaire. Les proportions spécifiques de l'agent de fluxage et du sable silicieux destinés à être ajoutés au mélange peuvent varier selon la viscosité de fusion souhaitée ne sont pas en soi critiques pour l'invention à la condition que les viscosités adéquates pour verser soient développées dans le mélange. Les viscosités préférées de fusion selon l'invention sont dans l'intervalle de 1000 à 3000 centipoises à des températures pour verser de 10930 à 12600C.
Les résidus de déchets radioactifs séchés, avec l'agent de fluxage et éventellement du sel silicieux, peuvent être ajoutés en discontinu ou dans un procédé continu à un four à verre approprié. Le four est de manière typique chauffé à une température dans l'intervalle allant de 12000 à 18000C et les temps de résidence du verre dans le four de fusion sont entre 2 et 24 heures. Les températures du four et les temps de résidence du verre sont généralement interdépendants. Par conséquent, si une température supérieure à 18000C est utilisée, un temps de résidence correspondant inférieur sera nécessaire pour atteindre l'état de verre fondu souhaité.
Les résidus de déchets de verre fondu sont ensuite versés dans des conteneurs en acier ou en acier inoxydable, ou d'autres conteneurs similaires dans lesquels le produit fondu est refroidi pour former une masse solide, vitrifiée, après quoi les conteneurs peuvent être scellés par soudage ou un autre procédé approprié.
Le pourcentage final de thorium et d'uranium présent dans le déchet vitrifié de volume réduit est respectivement d'environ 0,1 à 50% en poids et de 0,01 à 10% en poids.
Sans étude détaillée supplémentaire, on estime qu'un homme de l'art, en utilisant la description précédemment détaillée, peut utiliser la présente invention dans son étendue la plus large.
Les exemples suivants sont fournis pour illustrer l'invention selon les principes de l'invention mais ne sont pas donnés en aucun cas comme limitant l'invention excepté la limite indiquée dans les revendications annexées. Toutes les parties et pourcentages sont en poids à moins qu'elles ne soient autrement précisées.
Exemple 1
Des résidus de déchets radioactifs contenant du thorium sous la forme d'une boue liquide épaisse ont été obtenus à partir d'une usine de craquage de monazite. La densité initiale de ce résidu était de 1,85 g/cc. Les résidus de déchets ont été séchés, broyés en une poudre fine et mélangés avec 20% en poids de Na2B407. Le mélange a été chauffé à 15400C pendant deux heures pour produire un verre fondu qui a été facilement versé. Le résidu de verre a été refroidi à température ambiante et avait une densité de 4,0 g/cc. Après avoir rendu compte de la perte de poids due à l'évaporation de l'eau et du gain de poids à partir de l'addition de Na2B407 ,ceci représente approximativement une réduction en volume de 70%.
Des résidus de déchets radioactifs contenant du thorium sous la forme d'une boue liquide épaisse ont été obtenus à partir d'une usine de craquage de monazite. La densité initiale de ce résidu était de 1,85 g/cc. Les résidus de déchets ont été séchés, broyés en une poudre fine et mélangés avec 20% en poids de Na2B407. Le mélange a été chauffé à 15400C pendant deux heures pour produire un verre fondu qui a été facilement versé. Le résidu de verre a été refroidi à température ambiante et avait une densité de 4,0 g/cc. Après avoir rendu compte de la perte de poids due à l'évaporation de l'eau et du gain de poids à partir de l'addition de Na2B407 ,ceci représente approximativement une réduction en volume de 70%.
Une analyse des résidus de déchets avant et après le traitement (tableau 1) illustre la réduction en volume atteinte par ce procédé
TABLEAU 1
Analyse des résidus contenant du thorium
TABLEAU 1
Analyse des résidus contenant du thorium
<tb> <SEP> ! <SEP> Avant <SEP> traitement <SEP> ! <SEP> Après <SEP> traitement
<tb> <SEP> ! <SEP> (poids/poids <SEP> %) <SEP> ! <SEP> (poids/poids <SEP> %)
<tb> LOI <SEP> 60,73
<tb> ThO2 <SEP> ! <SEP> 10,90 <SEP> ! <SEP> 27,76
<tb> <SEP> ! <SEP> !
<tb> U308 <SEP> O <SEP> <SEP> 0,27 <SEP> ! <SEP> 0,69
<tb>
<tb> <SEP> ! <SEP> (poids/poids <SEP> %) <SEP> ! <SEP> (poids/poids <SEP> %)
<tb> LOI <SEP> 60,73
<tb> ThO2 <SEP> ! <SEP> 10,90 <SEP> ! <SEP> 27,76
<tb> <SEP> ! <SEP> !
<tb> U308 <SEP> O <SEP> <SEP> 0,27 <SEP> ! <SEP> 0,69
<tb>
Claims (7)
1. Procédé pour l'immobilisation et la réduction en volume de déchets radioactifs de niveau faible contenant du thorium et/ou de l'uranium, caractérisé en ce qu'il consiste à former un mélange du résidu de déchets radioactifs séché et d'un agent de fluxage, à fondre le mélange à une température dans l'intervalle allant de 12000 à 18000C, pour former du verre fondu, et à verser le verre fondu dans des conteneurs appropriés.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'agent de fluxage est sélectionné dans le groupe consistant en NaOH, Na2CO3,Na2B407 et NaB02 ou leurs mélanges.
3. Procédé selon la revendication 1,caractérisé en ce que l'agent de fluxage est présent de 0,1 à 50 % en poids du mélange total.
4. Procédé selon la revendication 1,caractérisé ce que SiO2 est ajouté au mélange de 0,1 à 50% du mélange total.
5. Composition de déchets radioactifs, vitrifiée de volume réduit, caractérisée en ce qu'elle est obtenue à partir du procédé selon la revendication 1.
6. Composition de déchets radioactifs de volume réduit selon la revendication 5, caractérisée en ce que le thorium est présent à partir d' environ 0,1 jusqu'à 50% en poids.
7. Composition de déchets radioactifs de volume réduit selon la revendication 5, caractérisée en ce que l'uranium est présent à partir d'environ 0,01 jusqu'à 10 en poids.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/392,327 USH1013H (en) | 1989-08-11 | 1989-08-11 | Process for the immobilization and volume reduction of low level radioactive wastes from thorium and uranium processing |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2652193A1 true FR2652193A1 (fr) | 1991-03-22 |
Family
ID=23550155
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR9010270A Pending FR2652193A1 (fr) | 1989-08-11 | 1990-08-10 | Procede pour l'immobilisation et la reduction en volume de dechets radioactifs de niveau faible dans le traitement du thorium et de l'uranium. |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | USH1013H (fr) |
| AU (1) | AU6017690A (fr) |
| BR (1) | BR9003923A (fr) |
| FR (1) | FR2652193A1 (fr) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1996004663A1 (fr) * | 1994-08-01 | 1996-02-15 | Siemens Aktiengesellschaft | Procede de revalorisation de pieces metalliques contaminees par de l'uranium |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6635796B2 (en) | 1990-03-16 | 2003-10-21 | Sevenson Environmental Services, Inc. | Reduction of leachability and solubility of radionuclides and radioactive substances in contaminated soils and materials |
| US5350569A (en) * | 1993-03-30 | 1994-09-27 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Storage of nuclear materials by encapsulation in fullerenes |
| CA2320138C (fr) * | 1998-02-05 | 2006-06-06 | Morishige, Fumie | Instrument therapeutique permettant de traiter ou de guerir le psoriasis, l'eczema constitutionnel, les rhumatismes articulaires et/ou le cancer ou d'empecher la progression de ces maladies et procede d'utilisation de celui-ci |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5343640A (en) * | 1976-10-01 | 1978-04-19 | Hitachi Denkaihaku Kenkyusho | Electrolytic etching method for aluminum |
| FR2397703A1 (fr) * | 1977-07-12 | 1979-02-09 | Kernforschungsz Karlsruhe | Procede de filtration de gaz de rejet radioactifs avec regeneration du filtre, et dispositif pour la mise en oeuvre du procede |
| JPS58115066A (ja) * | 1981-12-25 | 1983-07-08 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 人工鉱物をうる方法 |
| JPS6038700A (ja) * | 1983-08-10 | 1985-02-28 | 東京電力株式会社 | 放射性廃棄物焼却灰の溶融固化方法 |
| JPS60236098A (ja) * | 1984-05-09 | 1985-11-22 | 日本碍子株式会社 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPS6186692A (ja) * | 1984-10-05 | 1986-05-02 | 株式会社日立製作所 | 使用済放射性イオン交換樹脂の固化方法 |
| JPS61132899A (ja) * | 1984-12-03 | 1986-06-20 | 明星工業株式会社 | 放射性断熱廃棄物の減容化方法 |
-
1989
- 1989-08-11 US US07/392,327 patent/USH1013H/en not_active Abandoned
-
1990
- 1990-08-06 AU AU60176/90A patent/AU6017690A/en not_active Abandoned
- 1990-08-09 BR BR909003923A patent/BR9003923A/pt unknown
- 1990-08-10 FR FR9010270A patent/FR2652193A1/fr active Pending
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5343640A (en) * | 1976-10-01 | 1978-04-19 | Hitachi Denkaihaku Kenkyusho | Electrolytic etching method for aluminum |
| FR2397703A1 (fr) * | 1977-07-12 | 1979-02-09 | Kernforschungsz Karlsruhe | Procede de filtration de gaz de rejet radioactifs avec regeneration du filtre, et dispositif pour la mise en oeuvre du procede |
| JPS58115066A (ja) * | 1981-12-25 | 1983-07-08 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 人工鉱物をうる方法 |
| JPS6038700A (ja) * | 1983-08-10 | 1985-02-28 | 東京電力株式会社 | 放射性廃棄物焼却灰の溶融固化方法 |
| JPS60236098A (ja) * | 1984-05-09 | 1985-11-22 | 日本碍子株式会社 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPS6186692A (ja) * | 1984-10-05 | 1986-05-02 | 株式会社日立製作所 | 使用済放射性イオン交換樹脂の固化方法 |
| JPS61132899A (ja) * | 1984-12-03 | 1986-06-20 | 明星工業株式会社 | 放射性断熱廃棄物の減容化方法 |
Non-Patent Citations (6)
| Title |
|---|
| WORLD PATENTS INDEX Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 78-90918A (50) & JP-A-53 043 640 (JAPAN ATOMIC ENERGY) 21 Novembre 1978 * |
| WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 83-737975 & JP-A-58 115 066 (DORYOKURO) 8 Juillet 1983 * |
| WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 85-089722 & JP-A-60 038 700 (NGK INSULATORS) 28 Février 1985 * |
| WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 86-011170 & JP-A-60 236 098 (NGK INSULATORS) 22 Novembre 1985 * |
| WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 86-153044 & JP-A-61 086 692 (HITACHI) 2 Mai 1986 * |
| WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 86-200858 & JP-A-61 132 899 (MEISEI) 20 Juin 1986 * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1996004663A1 (fr) * | 1994-08-01 | 1996-02-15 | Siemens Aktiengesellschaft | Procede de revalorisation de pieces metalliques contaminees par de l'uranium |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| BR9003923A (pt) | 1991-09-03 |
| AU6017690A (en) | 1991-02-14 |
| USH1013H (en) | 1992-01-07 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5678236A (en) | Method and apparatus for eliminating volatiles or airborne entrainments when vitrifying radioactive and/or hazardous waste | |
| JPS587599A (ja) | 高レベル放射性廃液のガラスによる固化処理方法 | |
| US5662579A (en) | Vitrification of organics-containing wastes | |
| JPS6026996B2 (ja) | 放射性ホウ素含有水溶液および懸濁液を固化する方法 | |
| EP0241364B1 (fr) | Procédé d'immobilisation de déchets nucléaires dans un verre borosilicaté | |
| EP0241365B1 (fr) | Procédé pour la préparation d'un verre borosilicate contenant des déchets nucléaires | |
| JP3232993B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| EP0043397A1 (fr) | Bloc de déchets nucléaires pour le stockage de déchets de haute activité et procédé d'enrobage de déchets de forte radioactivité | |
| FR2652193A1 (fr) | Procede pour l'immobilisation et la reduction en volume de dechets radioactifs de niveau faible dans le traitement du thorium et de l'uranium. | |
| Kaneko et al. | Development of high volume reduction and cement solidification technique for PWR concentrated waste | |
| US6399849B1 (en) | Treatment of mercury containing waste | |
| JPS599598A (ja) | 廃滓塊状物をつくる方法 | |
| US4559171A (en) | Heating process for solidifying a crud | |
| JPH0252839B2 (fr) | ||
| US3272756A (en) | Radioactive waste disposal using colemanite | |
| JP2020159740A (ja) | 放射性廃棄物の固化方法 | |
| EP0073125B1 (fr) | Méthode pour enrober des sphéroides, contenant des déchets nucléaires | |
| JP2022183073A (ja) | 固化体の製造方法 | |
| JPS63315998A (ja) | 放射性廃液の処理方法 | |
| CH654436A5 (fr) | Procede d'enrobage de dechets radioactifs. | |
| JPH0339011B2 (fr) | ||
| SU1597936A1 (ru) | Способ обезвреживани радиоактивных отходов непосто нного состава | |
| SU1136657A1 (ru) | Материал дл отверждени высокоактивных фторидных отходов и способ его получени | |
| RU2065215C1 (ru) | Способ остекловывания сульфатсодержащих радиоактивных отходов | |
| JPH0262033B2 (fr) |