FR2667434A1 - Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. - Google Patents
Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. Download PDFInfo
- Publication number
- FR2667434A1 FR2667434A1 FR9111550A FR9111550A FR2667434A1 FR 2667434 A1 FR2667434 A1 FR 2667434A1 FR 9111550 A FR9111550 A FR 9111550A FR 9111550 A FR9111550 A FR 9111550A FR 2667434 A1 FR2667434 A1 FR 2667434A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- nitrate solution
- plutonium
- plutonium nitrate
- low temperature
- concentration
- 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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/04—Obtaining plutonium
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- 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
-
- 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Geology (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Procédé de concentration d'une solution de nitrate de plutonium (1) comprenant les phases consistant à refroidir la solution de nitrate de plutonium à une température de -60 à -40degré C pour produire une matière gelée (4) consistant en eau et acide nitrique, et à filtrer (3) la matière gelée ainsi obtenue pour récupérer une solution de nitrate de plutonium concentrée (5) en tant que filtrat.
Description
PROCEDE DE CONCENTRATION DE SOLUTION DE NITRATE DE PLUTONIUM
A BASSE TEMPERATURE
La présente invention concerne un procédé de concen-
tration efficace d'une solution de nitrate de plutonium qui
est produite au cours d'un retraitement de combustible nu-
cléaire usé ou d'un procédé de récupération par voie humide dans la production de combustible nucléaire. Une solution de nitrate de plutonium a jusqu'à présent été concentrée par distillation thermique à l'aide d'un évaporateur, ce qui, cependant, présente les inconvénients suivants:
1) le chauffage à haute température provoque une cor-
rosion de l'évaporateur, 2) la corrosion de l'évaporateur permet aux matériaux de construction de l'évaporateur de se dissoudre dans la solution de nitrate de plutonium en tant qu'impuretés, 3) l'acide nitrique dans la solution de nitrate de plutonium étant également concentré par le chauffage, la
corrosion de l'évaporateur est encore accélérée, et la pha-
se d'ajustement de la concentration d'acide après la phase de concentration est nécessaire, et 4) le chauffage à haute température entraîne un risque
d'incendie ou d'explosion.
La présente invention a pour objet de proposer un pro-
cédé sûr et efficace de concentration d'une solution de ni-
trate de plutonium qui est capable d'éliminer les inconvé-
nients précités liés au procédé classique de concentration d'une solution de nitrate de plutonium par distillation thermique. Selon la présente invention, est proposé un procédé de
concentration d'une solution de nitrate de plutonium com-
prenant les phases consistant à refroidir la solution de nitrate de plutonium à une température de -60 à -40 C pour
produire une matière gelée consistant en eau et acide ni-
trique, et à filtrer la matière gelée ainsi obtenue pour récupérer une solution de nitrate de plutonium concentrée
en tant que filtrat.
La solubilité du nitrate de plutonium dans l'acide ni-
trique est si élevée, même à faible température autour de -601 C, qu'une solution de nitrate de plutonium, lorsqu'elle est refroidie à faible température autour de -600 C, produit
une matière gelée consistant en eau et acide nitrique.
Lorsque la matière gelée est séparée par filtration, le ni-
trate de plutonium dans la solution résiduelle est concen-
tré En conséquence, le nitrate de plutonium seul peut être
concentré sans provoquer une augmentation de la concentra-
tion d'acide nitrique.
D'autres caractéristiques et avantages de la présente
invention apparaîtront à la lecture de la description dé-
taillée suivante du mode de réalisation préféré de l'inven-
tion, référence étant faite au dessin annexé.
Le dessin annexé est un organigramme illustrant un mo-
de de réalisation préféré du procédé selon la présente in-
vention. En se référant au dessin, une solution de nitrate de plutonium de faible concentration 1 obtenue dans un procédé de retraitement de combustible nucléaire usé ou un procédé
de récupération par voie humide dans la production de com-
bustible nucléaire est refroidie ou réfrigérée à une tempé-
rature de -60 à -400 C au moyen d'un réfrigérateur 2 Par ce refroidissement, une matière gelée consistant en eau et
acide nitrique est produite dans le réfrigérateur 2 Ensui-
te, un mélange de la matière gelée avec la solution est in-
troduit dans un filtre 3 qui a été auparavant refroidi à basse température Dans le filtre 3, la matière gelée 4 est
séparée par filtration de la solution et un filtrat est ré-
cupéré en tant que solution de nitrate de plutonium de for-
te concentration 5.
Un procédé de filtration par aspiration ou filtration sous pression peut être utilisé pour la filtration de la
matière gelée dans le filtre 3.
La matière gelée 4 séparée comprenant de l'eau et de l'acide nitrique est fondue en 6, et la chaleur produite
au cours de la fusion peut être utilisée pour le refroidis-
sement dans le réfrigérateur 2 par échange de chaleur via un échangeur de chaleur 7 D'autre part, la solution d'aci- de nitrique formée par fusion peut être réutilisée en 8 par
mise en circulation dans un procédé de retraitement de com-
bustible ou un procédé de récupération par voie humide.
Selon un exemple du résultat expérimental, une solu-
tion de nitrate de plutonium avec une concentration de plu-
tonium de 118 g/l et une concentration d'acide nitrique de 2,7 M est laissée reposer à -450 C pendant deux heures pour
former une matière gelée semblable à un sorbet dans la so-
lution Le filtrat obtenu en séparant la matière gelée par filtration par aspiration a une concentration en plutonium de 139 g/l, c'est-à-dire une concentration multipliée par environ 1,18 et une concentration d'acide nitrique de
2,5 M.
Selon le procédé de la présente invention tel que dé-
crit ci-dessus, les effets suivants peuvent être obtenus 1) Le procédé se déroulant à basse température, le présent procédé peut être très sûir, sans risque d'incendie ou d'explosion par comparaison avec le procédé classique de
concentration par distillation thermique.
2) Le procédé à basse température peut supprimer la corrosion des matériaux de construction du matériel Par
conséquent, un fonctionnement stable de longue durée du ma-
tériel est rendu possible, ce qui améliore la rentabilité
de l'opération.
3) La corrosion des matériaux de construction du maté-
riel étant supprimée, les impuretés dues au lessivage des matériaux peuvent être empêchées d'être mélangées dans la solution. 4) L'augmentation de la concentration d'acide nitrique dans la solution étant relativement petite, la phase d'ajustement de la concentration d'acide nitrique après la
phase de concentration peut être simplifiée.
) Une économie d'énergie peut être obtenue en utili-
sant la chaleur de fusion de la matière gelée pour l'échan-
ge de chaleur dans un réfrigérateur.
Tandis que la présente invention a été décrite relati-
vement à des modes de réalisation préférés, il apparaîtra
aux personnes versées dans l'art que de nombreuses modifi-
cations peuvent être apportées sans sortir du cadre de
l'invention.
Claims (3)
- REVENDICATIONSL Procédé de concentration d'une solution de nitrate de plutonium ( 1) comprenant les phases consistant à refroidir la solution de nitrate de plutonium à une température de -60 à -400 C pour produire une matière gelée ( 4) consistant en eau et acide nitrique, et à filtrer ( 3) la matière gelée ainsi obtenue pour récupérer une solution de nitrate deplutonium concentrée ( 5) en tant que filtrat.
- 2 Procédé selon la revendication 1, dans lequel la ma-tière gelée filtrée ( 4) est fondue ( 6) et la chaleur de fu-sion est utilisée dans la phase de refroidissement via unéchangeur de chaleur ( 7).
- 3 Procédé selon la revendication 1, dans lequel la phase de filtration est effectuée par filtration par aspirationou filtration sous pression.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP26337890A JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
FR2667434A1 true FR2667434A1 (fr) | 1992-04-03 |
FR2667434B1 FR2667434B1 (fr) | 1994-10-21 |
Family
ID=17388660
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
FR9111550A Expired - Fee Related FR2667434B1 (fr) | 1990-10-01 | 1991-09-19 | Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5223233A (fr) |
JP (1) | JP2529457B2 (fr) |
DE (1) | DE4132728C2 (fr) |
FR (1) | FR2667434B1 (fr) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3205588A (en) * | 1960-10-21 | 1965-09-14 | Leybold Anlagen Holding A G | Drying process and apparatus therefor for removing solids from liquid mixtures |
FR2560708A1 (fr) * | 1984-03-05 | 1985-09-06 | Kernforschungsz Karlsruhe | Procede pour l'epuration fine, par lots, d'uranium ou de plutonium que l'on doit recuperer dans une operation de retraitement de combustibles nucleaires et/ou de matieres fertiles irradiees |
JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
JPH0378698A (ja) * | 1989-08-22 | 1991-04-03 | Mitsubishi Materials Corp | 使用済核燃料の再処理方法 |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3949048A (en) * | 1950-07-24 | 1976-04-06 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Separation by solvent extraction |
JPH0769465B2 (ja) * | 1988-06-17 | 1995-07-31 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
JPH073472B2 (ja) * | 1988-09-05 | 1995-01-18 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 使用済溶媒の処理法 |
-
1990
- 1990-10-01 JP JP26337890A patent/JP2529457B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-08-21 US US07/748,067 patent/US5223233A/en not_active Expired - Lifetime
- 1991-09-19 FR FR9111550A patent/FR2667434B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1991-10-01 DE DE19914132728 patent/DE4132728C2/de not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3205588A (en) * | 1960-10-21 | 1965-09-14 | Leybold Anlagen Holding A G | Drying process and apparatus therefor for removing solids from liquid mixtures |
FR2560708A1 (fr) * | 1984-03-05 | 1985-09-06 | Kernforschungsz Karlsruhe | Procede pour l'epuration fine, par lots, d'uranium ou de plutonium que l'on doit recuperer dans une operation de retraitement de combustibles nucleaires et/ou de matieres fertiles irradiees |
JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
JPH0378698A (ja) * | 1989-08-22 | 1991-04-03 | Mitsubishi Materials Corp | 使用済核燃料の再処理方法 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 90-040314 & JP-A-1 316 695 (DORYOKURO) * |
WORLD PATENTS INDEX LATEST Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 91-143542 & JP-A-3 078 698 (MITSUBISHI) * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US5223233A (en) | 1993-06-29 |
FR2667434B1 (fr) | 1994-10-21 |
DE4132728C2 (de) | 1996-12-12 |
JP2529457B2 (ja) | 1996-08-28 |
JPH04140697A (ja) | 1992-05-14 |
DE4132728A1 (de) | 1992-04-09 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4140494A (en) | Method for rapid cooling molten alumina abrasives | |
JP2003525197A (ja) | 望ましくない不純物を含まない結晶及び/又は結晶材料の製造方法並びにかかる結晶の使用 | |
FR2667434A1 (fr) | Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. | |
EP0008273A1 (fr) | Procédé de traitement d'effluents gazeux provenant du retraitement des combustibles nucléaires irradiés | |
GB771038A (en) | Improvements in method and apparatus for the purification of crystals | |
FR2642565A1 (fr) | Procede de traitement de dechets fortement radioactifs | |
FR2585502A1 (fr) | Procede et appareil de traitement d'un dechet liquide radioactif | |
JPS6353847B2 (fr) | ||
GB1145682A (en) | Method for separation by countercurrent solidification | |
US5447541A (en) | Process for separating and purifying substances by crystallization from the melt under high pressure | |
BE447508A (fr) | Procede de regeneration des scories salines provenant de la refonte de dechets d'aluminium ou de ses alliages | |
US4017396A (en) | Centrifugal filtration tube for removal of the mother liquor from the crystals in the purification of a chemical compound by recrystallization | |
JPH0292454A (ja) | 雰囲気熱処理方法 | |
JPH0755993A (ja) | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 | |
FR2677798A1 (fr) | Procede de vitrification reductrice de volume de dechets hautement radioactifs. | |
KR102269165B1 (ko) | 비증류식 정제 과정을 포함하는 칼코게나이드 유리 제조 방법 | |
JPH02212330A (ja) | 試薬の精製装置とその精製方法 | |
FR2650918A1 (fr) | Electrolyte solide et procede pour son obtention | |
SU59113A1 (ru) | Па льник | |
SU404586A1 (ru) | Способ получения паяных соединений | |
BE432650A (fr) | ||
FR2460999A1 (fr) | Procede et appareil de stabilisation par congelation de boissons preparees a partir de jus de raisin, notamment de vin | |
SU1121306A1 (ru) | Способ подготовки к плавке стружки медных сплавов | |
SU575183A1 (ru) | Способ пайки погружением | |
US284367A (en) | Process of manufacturing rosin and spirits of turpentine |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
CA | Change of address | ||
CD | Change of name or company name | ||
ST | Notification of lapse |