FR3044159A1

FR3044159A1 - Procede de traitement de resines echangeuses d'ions radioactifs usees, et appareil associe

Info

Publication number: FR3044159A1
Application number: FR1661182A
Authority: FR
Inventors: Hee-Chul Yang; Min-Hoon Baik; Hyung-Ju Kim; Dong Yong Chung; Jong-Won Choi
Original assignee: Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Current assignee: Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Priority date: 2015-11-25
Filing date: 2016-11-18
Publication date: 2017-05-26
Anticipated expiration: 2036-11-18
Also published as: US10157691B2; KR101668727B1; JP6431888B2; US20170148535A1; JP2017096948A; FR3044159B1

Abstract

La présente invention concerne un procédé et un appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d'ions contenant des radionucléides. La présente invention concerne également un procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d'ions contenant des radionucléides par un traitement thermique par étapes et un appareil pour mettre en œuvre ledit procédé.

Description

Contexte de l’invention Domaine de l’invention

La présente invention concerne un procédé et un appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides. Plus précisément, la présente invention concerne un procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides par un traitement thermique par étapes et un appareil pour mettre en oeuvre ledit procédé.

Description de l’art apparenté

Le concept de base pour traiter les déchets radioactifs liquides dans les centrales nucléaires à eau légère en Corée consiste à traiter les déchets par évaporation au moyen d’un évaporateur de déchets liquides, à les concentrer et à les solidifier en utilisant une paraffine comme agent de solidification. Cependant, toutes les autres impuretés incluses dans les déchets radioactifs liquides génèrent des mousses et des dépôts dans i’évaporateur, par conséquent les performances de l’évaporateur sont réduites et les coûts de fonctionnement augmentent à cause de l’entretien fréquent, ce qui est problématique pour le fonctionnement continu de l’évaporateur. Pour résoudre le problème, des études ont été activement menées pour trouver un procédé de traitement de déchets liquides utilisant des résines organiques/inorganiques échangeuses d’ions, des membranes de microfiltration ou d’ultrafiltration, et des membranes pour osmose inverse.

La résine échangeuse d’ions utilisée pour traiter les déchets radioactifs liquides est préparée en combinant un polymère gazeux ayant une structure tridimensionnelle fine avec un échangeur d’ions, qui est composé des polymères pour échanger et purifier les substances ioniques dissoutes dans la solution polaire ou non polaire. Le système de purification de déchets liquides est obtenu par le remplacement des ions mobiles inclus dans la résine échangeuse d’ions par d’autres ions. Une telle résine échangeuse d’ions a été utilisée dans divers procédés de traitement d’eau à des fins de séparation, de purification et de décontamination. En particulier dans l’industrie de l’énergie nucléaire, la résine échangeuse d’ions a été utilisée pour purifier l’eau de nettoyage ou l’eau de refroidissement dans une centrale nucléaire. Cependant, la résine échangeuse d’ions devient un déchet de résine échangeuse d’ions quand elle est usée. Le déchet de résine échangeuse d’ions est encore sous la forme d’un polymère présentant une excellente résistance mécanique ou résistance chimique, et le groupe fonctionnel sur la surface du déchet de résine échangeuse d’ions reste sous la forme d’échange d’ions après le remplacement avec les radionucléides. Par conséquent, il est très difficile de séparer et d’extraire les radionucléides fixés à la résine, ce qui fait que les déchets de résines échangeuses d’ions sont les déchets de combustible radioactif les plus difficiles à traiter dans une centrale nucléaire.

Les déchets de résines échangeuses d’ions générés au cours d’une purification dans une centrale nucléaire comprennent deux types différents de résines. Un type est le déchet de résine CPP (installation de polissage de condensât) produit au cours de la purification de l’eau de condensation dans une turbine de condensation et le déchet de résine BD (purge) produit au cours de la purification de l’eau du système de purge du générateur de vapeur, lesquels présentent un faible niveau de radioactivité comparable, et l’autre type est le déchet de résine généré au cours de la purification des déchets liquides dans le système de déchets radioactifs liquides (LRS). En général, chaque réacteur produit approximativement 5000 à 70001 de déchets de résines chaque année. Ces déchets de résines sont disposés dans un sac de jute ou un fût en acier au carbone, selon le niveau de radioactivité, qui est stocké dans une installation temporairement en vue de son stockage définitif. Si de la radioactivité est détectée dans le déchet de résine produit dans une centrale nucléaire, même à l’état de traces, le déchet de résine en totalité doit être stabilisé et ensuite placé dans un fût qui est transporté vers un site d’enfouissement de déchets radioactifs. Si la radioactivité du déchet radioactif n’est pas réduite jusqu’au niveau de radioactivité permettant une élimination, il est impossible de le traiter comme un déchet général. En particulier, s’il y a une fuite dans le tube capillaire d’un générateur de vapeur, le déchet de résine produit au cours de la purification de l’eau du système de purge du côté secondaire du générateur de vapeur est contaminé par des radionucléides tels que du carbone radioactif (C-14), du césium radioactif (Cs-137) et du cobalt radioactif (Co-60) ayant une vie. La radioactivité détectée dans le déchet de résine contaminé ne peut pas être compiètement éliminée même après un stockage de longue durée, de sorte qu’il ne peut pas être classifié et traité comme un déchet général.

Par conséquent, il est très important de développer une technique ou un procédé permettant de séparer, d’extraire et d’éliminer les radionucléides d’un déchet de résine contaminé autant que possible pour qu’il puisse être mis au rebut, en relation avec la réduction des déchets et des coûts de traitement.

En ce qui concerne le procédé de traitement des déchets de résines échangeuses d’ions, le brevet coréen No. 10-2008-0 087 360 décrit un appareil de déshydratation de déchets radioactifs de résines échangeuses d’ions permettant d’augmenter l’efficacité du traitement en augmentant le volume traité de déchets radioactifs de résines échangeuses d’ions. En particulier, le brevet décrit un appareil de déshydratation de déchets radioactifs de résines échangeuses d’ions composé d’un récipient poreux ayant des pores sur sa partie inférieure et recevant les déchets radioactifs de résines échangeuses d’ions ; d’un récipient intermédiaire pour le stockage du récipient poreux afin de protéger le récipient poreux ; et d’un récipient de blindage contenant ie récipient intermédiaire et fournissant une protection contre la radioactivité provenant des déchets radioactifs de résines échangeuses d’ions.

Dans ladite invention, le volume des déchets radioactifs de résine peut être réduit, mais le problème lié à la génération d’un gaz d’échappement contenant du SO2 et du S03 et à la production de CO2, un gaz à effet de serre, au cours du procédé n’a pas été résolu.

Un autre exemple de procédé classique permettant de traiter les déchets de résines échangeuses d’ions consiste à incinérer un composant organique combustible pour le rendre gazeux par pyrolyse ou oxydation et, en même temps, à stabiliser un composant inorganique contenant des radionucléides, tel qu’une cendre (cendre d’incinération), par vitrification.

Un exemple du procédé ci-dessus permettant de traiter les déchets de résines échangeuses d’ions par incinération et vitrification est décrit dans le brevet coréen No. 10-2002-0 031 822, avec le dispositif et le procédé d'incinération et de fusion des déchets radioactifs. En particulier, le brevet ci-dessus décrit un équipement et un procédé pour le traitement du gaz de dégagement généré au cours de la vitrification des combustibles radioactifs usés à radioactivité faible et intermédiaire par incinération et fusion de ceux-ci.

Le procédé basé sur l’incinération et la vitrification présente comme avantage de fournir un effet maximal de réduction du volume en conservant une autre substance inorganique qui est incluse dans un composant organique, comme une très petite quantité de cendres, conjointement avec les radionucléides. Cependant, le problème est que fa production de C02, un gaz à effet de serre, augmente lors de la gazéification de tous les composants organiques et, au cours de cela, non seulement des gaz toxiques, tels que le dioxyde de soufre gazeux, des hydrocarbures non brûlés, des dioxines et des oxydes d’azote (NOx), mais également du césium radioactif (Cas-137, Cs-134), un radionucléide volatil à température élevée, peuvent être déchargés par gazéification.

Les déchets de résines échangeuses d’ions générés dans une centrale nucléaire et d’autres installations apparentées sont en majeure partie des matériaux organiques qui sont combustibles. Par conséquent, le procédé classique consistant à mettre en oeuvre une incinération ou une pyrolyse est avantageux pour réduire le volume des déchets de résines échangeuses d’ions par incinération ou pyrolyse, mais présente le problème de décharge des radionucléides à partir des déchets de résines échangeuses d’ions conjointement avec des gaz d’échappement lors du procédé.

Par conséquent, il a été demandé de développer un nouveau procédé permettant de traiter les déchets de résines échangeuses d’ions, qui peut résoudre les problèmes liés à la génération du CO2 et des oxydes de soufre du traitement des déchets de résines échangeuses d’ions et permettre la collecte et la réduction des radionucléides.

Les présents inventeurs ont essayé de développer un procédé permettant de traiter les déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides. Comme résultat, les inventeurs ont développé un procédé de traitement des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides par un traitement thermique par étapes. Le procédé de l’invention consiste à séparer et à collecter les radionucléides en volatilisant les radionucléides par l’intermédiaire du traitement thermique par étapes sans la gazéification du carbone, le principal composant des déchets de résines échangeuses d’ions. Les présents inventeurs ont achevé la présente invention en confirmant que le procédé développé peut résoudre les problèmes de pollution par dépôt générés par le procédé classique d’incinération et de vitrification, dus au dégagement des radionucléides volatils tels que le césium (Cs) ou le strontium (Sr) ; au déchargement de ceux-ci dans l’air ; à la génération de gaz d’échappement contenant une teneur élevée (au moins plusieurs milliers de ppm) en SO2 et en S03 générés lors de la séparation d’un échangeur d’ions ; et à la production de C02, un gaz à effet de serre, à cause du traitement des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, et que le procédé présente un effet maximal de réduction du volume résultant du traitement des radionucléides volatilisés après leur condensation et leur immobilisation. Référence de l'art antérieur Référence de brevet (Référence de brevet 1 ) Brevet coréen No. 10-2008-0 087 360 (Référence de brevet 2) Brevet coréen No. 10-2002-0 031 822 Résumé de l’invention

Un objet de la présente invention est de proposer un procédé de traitement des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides et un appareil pour mettre en oeuvre le procédé.

Pour atteindre l’objet susmentionné, la présente invention propose un procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, comprenant les étapes suivantes : le séchage des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides (étape 1 ) ; la séparation entre l’échangeur d'ions contenant des radionucléides et les déchets séchés de résines échangeuses d’ions (étape 2) ; la conversion du composé volatil contenant des radionucléides obtenu à partir de l’échangeur d’ions séparé ci-dessus en oxydes de soufre non volatils contenant des radionucléides (étape 3) ; la conversion des oxydes de soufre contenant des radionucléides susmentionnés en chlorures contenant des radionucléides (étape 4) ; et la séparation et la collecte des radionucléides à partir des chlorures contenant des radionucléides susmentionnés par volatilisation et condensation (étape 5).

La présente invention propose également un appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, qui est composé : d’un sécheur (100) servant à sécher les déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides ; d’un réacteur à convoyeur à vis (400) servant à soumettre à un traitement thermique les déchets séchés de résines échangeuses d’ions déchargés à partir du sécheur susmentionné, par étapes ; et d’un réacteur de chloration inorganique (600) servant à convertir le réactif déchargé du réacteur à convoyeur à vis susmentionné en chlorure.

Effet avantageux

La présente invention concerne un procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides. Plus précisément, le procédé de l’invention est caractérisé par la séparation et la collecte des radionucléides par l’intermédiaire d’une volatilisation par un traitement thermique par étapes sans gazéification du carbone, le principal composant des déchets de résines échangeuses d’ions. Par conséquent, la présente invention a comme effets d’éviter les problèmes de pollution par dépôt générés par le procédé classique d’incinération et de vitrification, dus au dégagement des radionucléides volatils tels que le césium (Cs) ou le strontium (Sr) ; au déchargement de ceux-ci dans l’air ; à la génération de gaz d’échappement contenant une teneur élevée (au moins plusieurs milliers de ppm) en SO2 et en SO3 générés lors de !a séparation d'un échangeur d’ions ; et à la production de CO2, un gaz à effet de serre, à cause du traitement des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, et un effet maximal de réduction du volume résultant du traitement des radionucléides volatilisés après leur condensation et leur immobilisation.

Brève description des dessins L’application des modes de réalisation préférés de la présente invention est mieux comprise en se référant aux dessins annexés, sur lesquels : la figure 1 est un diagramme schématique illustrant le procédé de traitement des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides de l’invention, la figure 2 est un diagramme schématique illustrant la séparation des groupes fonctionnels contenant S03H+ et des radionucléides, tels que Cs et Sr, à partir des déchets de résines échangeuses d'ions, les figures 3A et 3B sont un ensemble de graphiques illustrant la morphologie des composés se formant éventuellement dans le système Cs-O-S en fonction de la température et de pC>2, la figure 4 est un graphique illustrant la température et la concentration à l’équilibre thermodynamique pour fa conversion du Cs2S04 en chlorure selon l'étape 4 de l’exemple 1, la figure 5 est un graphique illustrant la température et la concentration à l'équilibre thermodynamique pour la conversion du SrS04 en chlorure selon l’étape 4 de l’exemple 1, la figure 6 est un graphique illustrant la température et la concentration à l’équilibre thermodynamique pour la conversion du BaS04 en chlorure selon l’étape 4 de l’exemple 1.

Description des modes de réalisation préférés

Ci-après dans le présent document, la présente invention est décrite en détail.

La présente invention propose un procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides comprenant les étapes suivantes ; le séchage des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides (étape 1) ; la séparation entre i’échangeur d’ions contenant des radionucléides et les déchets séchés de résines échangeuses d’ions (étape 2) ; la conversion du composé volatil contenant des radionucléides obtenu à partir de l’échangeur d’ions séparé ci-dessus en oxydes de soufre non volatils contenant des radionucléides (étape 3) ; la conversion des oxydes de soufre contenant des radionucléides susmentionnés en chlorures contenant des radionucléides (étape 4) ; et la séparation et la collecte des radionucléides à partir des chlorures contenant des radionucléides susmentionnés par volatilisation et condensation (étape 5),

Ci-après dans le présent document, le procédé de l’invention permettant de traiter des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides est décrit en détail, étape par étape.

Dans le procédé de l’invention permettant de traiter des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, l’étape 1 consiste à sécher les déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides.

Cette étape consiste à éliminer l’H20 et le C02 se trouvant dans les déchets de résines échangeuses d’ions par gazéification en chauffant, les solides solubles et les solides flottants inclus dans les déchets de résines échangeuses d’ions pouvant être concentrés.

Ledit déchet de résine échangeuse d’ions est obtenu après une longue utilisation d’une résine échangeuse d’ions qui est utilisée pour une séparation et une purification dans les procédés de traitement d’eau dans divers domaines industriels, y compris l’industrie de l’énergie nucléaire. C’est-à-dire que le déchet de résine échangeuse d’ions utilisé provient d’une résine échangeuse d’ions utilisée dans divers domaines, tels que la production d’eau pure, le traitement des eaux usées, la collecte de produits de grande valeur, le domaine médical et la purification alimentaire, etc. En particulier, ce peut être un déchet de résine échangeuse d’ions contenant des radionucléides qui résulte de l’utilisation de longue durée d’une résine échangeuse d’ions au cours de la purification d’eaux usées contenant des radionucléides dans une centrale nucléaire.

Le déchet de résine échangeuse d’ions peut provenir ici d’une résine échangeuse d’ions contenant un groupe fonctionnel qui peut être ionisé par la conjugaison chimique avec un polymère gazeux. Plus précisément, quand les ions inclus dans le groupe fonctionnel de la résine échangeuse d’ions sont remplacés par les radionucléides inclus dans les eaux usées, la résine échangeuse d'ions devient un déchet de résine échangeuse d’ions. Par exemple, la résine échangeuse d’ions peut comprendre un groupe fonctionnel contenant un groupe acide sulfonique (SO3H+) dans un copolymère gazeux de styrène/divinylbenzène et la substitution des cations se trouvant dans la résine échangeuse d’ions par les radionucléides inclus dans les eaux usées donne le déchet de résine échangeuse d’ions contenant des radionucléides.

Par exemple, la résine échangeuse d’ions peut contenir des cations, tels que des ions hydrogène, pour éliminer les radionucléides, tels que Cs, se trouvant dans les eaux usées des centrales nucléaires, et à ce moment, s’il existe un ion Cs possédant une charge électrique 2+ dans une solution environnante, cet ion peut remplacer deux ions hydrogène possédant chacun une charge électrique +1, ce qui donne le déchet de résine échangeuse d’ions. L’étape de séchage des déchets de résines échangeuses d’ions ci-dessus consiste à éliminer l’humidité contenue dans les déchets de résines échangeuses d’ions. Le procédé de séchage peut être réalisé à une température de 100 °C à 150 °C, Si la température est inférieure à 100 °C, l’humidité n’est pas gazéifiée. Par ailleurs, si la température est supérieure à 150 °C, l’échangeur d’ions est séparé, par conséquent non seulement l’humidité mais également des gaz, tels que le S02, sont déchargés, ce qui est un problème.

Dans le procédé de l’invention permettant de traiter des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, l'étape 2 consiste à effectuer une séparation entre l’échangeur d’ions contenant des radionucléides et les déchets séchés de résines échangeuses d’ions.

La séparation de l’échangeur d’ions consiste à effectuer une séparation entre les radionucléides et les déchets de résines échangeuses d’ions, et les radionucléides séparés dans l’étape 2 peuvent rester sous la forme d’un oxyde ou hydroxyde volatil.

Ci-après dans le présent document, le procédé de séparation de l'échangeur d’ions dans l’étape 2 est décrit sur Sa figure 2 en de plus amples détails.

Comme on peut le voir sur la figure 2, les déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides ci-dessus peuvent contenir un copolymère de styrène/divinylbenzène portant un groupe fonctionnel (SOaM+), et à ce moment, l’échangeur d’ions susmentionné peut être le groupe fonctionnel SÜ3M+ contenant un groupe acide sulfonîque (SOshf) ou un cation de radionucléide (M+). L’échangeur d’ions inclus dans les déchets de résines échangeuses d’ions ci-dessus peut être séparé par le procédé de l’étape 2. Après séparation, un gaz contenant le copolymère de styrène/ divinylbenzène, un oxyde contenant des radionucléides, et du dioxyde de soufre (SO2) peuvent être générés. À ce moment, la séparation de l’échangeur d’ions dans l’étape 2 peut être réalisée à une température de 150 °C à 400 °C.

Si la température est inférieure à 150 °C, la séparation de l’échangeur d’ions à partir des déchets de résines échangeuses d’ions ne s’effectue pas correctement. Par ailleurs, si la température est supérieure à 400 °C, la génération du dioxyde de soufre gazeux (S02) s’accélère, ce qui signifie que son temps de présence dans le réacteur est court, de sorte que le contact entre le dioxyde de soufre gazeux (S02) et les radionucléides n’est pas parfait, en d’autres termes, des radionucléides n’ayant pas réagi et du S02 gazeux peuvent être générés.

Il est important que le dioxyde de soufre (S02) gazeux généré reste dans le réacteur suffisamment longtemps pour qu’il puisse réagir avec les radionucléides se trouvant dans les déchets de résines échangeuses d’ions afin d’être converti en oxydes de soufre contenant des radionucléides. Dans l’étape 2 ci-dessus, un matériau organique n'est pas décomposé et seulement un petit volume de dioxyde de soufre (S02) gazeux n’ayant pas réagi avec les radionucléides est déchargé. Par conséquent, contrairement au procédé classique de traitement des déchets de résines échangeuses d’ions, tel que l’incinération et la vitrification, le procédé de l’invention ne génère pas un grand volume de gaz d’échappement contenant du S02 et du SO3, ce qui suggère que le procédé de l’invention n’a pas besoin d’un équipement de traitement de gaz d'échappement de grande capacité.

Si du dioxyde de soufre (S02) reste gazeux, même en petite quantité, les radionucléides peuvent être convertis en oxydes de soufre. Par conséquent, les radionucléides volatils peuvent être convertis en oxydes de soufre contenant des radionucléides non volatils en conservant le dioxyde de soufre (S02) généré dans l’étape 2 au lieu de le décharger.

Comme exemple, les figures 3A et 3B présentent une forme de composé qui peut être générée dans le système Cs-O-S en fonction de la température et de la pression partielle en oxygène. Parmi les oxydes contenant des radionucléides, le CsC>4 est un exemple de composé qui peut être généré en présence de S02. Comme on peut le voir sur les figures 3A et 3B, le césium (Cs) radioactif peut être converti en Cs2SC>4, une forme non volatile d’oxyde de soufre, quand la pression partielle en S02 est au moins de 10‘15atm, quelle que soit la température ou la pression partielle en oxygène (p02).

Dans le procédé de l’invention permettant de traiter des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, l’étape 3 consiste à convertir le composé contenant des radionucléides volatils généré dans l’échangeur d’ions séparé ci-dessus en oxydes de soufre contenant des radionucléides non volatils. À ce moment, la conversion des oxydes de soufre dans l’étape 3 est réalisée à une température située entre 400 °C et 550 °C.

Si la température pour la conversion en oxydes de soufre dans l’étape 3 est inférieure à 400 °C, la conversion du composé contenant des radionucléides en oxydes de soufre est trop lente, de sorte que les radionucléides peuvent ne pas être complètement convertis en oxydes de soufre. Par ailleurs, si la température pour la conversion en oxydes de soufre dans l’étape 3 est supérieure à 550 °C, le composé contenant des radionucléides peut être gazéifié et déchargé même avant sa conversion en oxydes de soufre.

Par exemple, le césium devient gazeux sous les formes CS2O, CsOH et CS2O2H2 à une température supérieure ou égaie à 550 °C.

Le radionucléide remplacé dans le déchet de résine échangeuse d’ions peut être un ou plusieurs composés choisis dans le groupe constitué de Cs, Sr, Mn, Fe, Ba, Ni et Co. L’oxyde de soufre contenant les radionucléides convertis peut être un ou plusieurs composés choisis dans le groupe constitué de CS2SO4, SrS04l BaS04, NiS04> FeS04, MnS04 et CoS04. Λ ce moment, l’oxyde de soufre contenant lesdits radionucléides est non volatil, de sorte que le radionucléide qu’il contient n’est pas gazéifié à une température inférieure ou égale à 700 °C.

Par ailleurs, le procédé de l’invention peut comprendre en outre une étape de formation de carbures à partir du matériau organique restant généré dans les déchets de résines échangeuses d’ions dont l’échangeur d’ions a été séparé dans l’étape 2 ci-dessus. À ce moment, la carbonisation du matériau organique restant est réalisée de préférence à une température de 550 °C à 700 °C, mais sans s’y limiter.

Le matériau organique restant ci-dessus peut comprendre du carbone, de l’oxygène, de l’hydrogène et de l’azote. Le matériau organique restant contenant de l’oxygène, de l’hydrogène et de l’azote peut être gazéifié à une température de 550 °C à 700 °C et le composant de carbone restant peut être converti en carbures.

Dans l’étape 3 et l’étape supplémentaire de formation de carbures, le composé volatil contenant des radionucléides peut être converti en oxydes de soufre non volatils contenant des radionucléides. Une petite quantité d’hydrogène, d’azote et d’oxygène contenue dans le composant organique restant dans le gaz de déchet de résine échangeuse d’ions, tel qu’un copolymère de divinylbenzène, peut être gazéifiée, et le composant de carbone qu’il contient peut être carbonisé. À ce moment, le composant susceptible d’être gazéifié ne contient pas de radionucléides ou d’oxyde de soufre gazeux {SO2). Par conséquent, les problèmes provoqués par le procédé classique, tels que le dépôt des radionucléides volatils, le déchargement des radionucléides avec un gaz d’échappement dans l’air, et la génération d’un gaz d’échappement contenant du dioxyde de soufre (S02) gazeux, peuvent être évités.

Dans le procédé de l’invention permettant de traiter des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, l’étape 4 consiste à convertir les oxydes de soufre contenant des radionucléides en chlorures contenant des radionucléides. À ce moment, la conversion en chlorures contenant des radionucléides est réalisée de préférence à une température de 800 °C à 900 °C.

Si la température pour la conversion en chlorures dans l'étape 4 est inférieure à 800 °C, le procédé de chloration est trop lent. Si la température pour la conversion en chlorures dans l’étape 4 est supérieure à 900 °C, l’équipement de chloration peut se corroder. L’oxyde de soufre contenant des radionucléides est un matériau stable à température élevée, mais il peut être converti en chlorure en présence de chlore gazeux par l'intermédiaire d’une réaction avec le chlore gazeux.

Comme exemple, les figures 4 à 6 présentent des graphiques illustrant les formes des composés qui peuvent être générés quand de ΙΌ2 et du Ch sont inclus dans un gaz inerte, tel que N2 ou Ar, chacun à la concentration de 100 ppm, et qu’un ou plusieurs composés choisis dans le groupe constitué de CS2SO4, SrSC>4 et BaSC>4 y sont ajoutés à une concentration aussi faible que 1 ppm.

Comme on peut le voir sur les figures 4 à 6, quand de Γ02 et du Ch sont inclus dans un gaz inerte, tel que N2 ou Ar, chacun à la concentration de 100 ppm, et qu’un ou plusieurs composés choisis dans le groupe constitué de CS2SO4, SrSCh et BaSC>4 y sont ajoutés à une concentration aussi faible que 1 ppm, les oxydes de soufre contenant des radionucléides peuvent être convertis en chlorures à au moins 800 °C.

Dans l’étape 4, le composant de carbone n’est pas chloré ou gazéifié par Ch- Par conséquent, le composant de carbone ne se volatilise pas lors du traitement à température élevée de 1400 °C ou plus dans l’étape 5 et reste plutôt sous la forme de carbure.

Dans le procédé de l’invention permettant de traiter des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, l’étape 5 consiste à séparer et à collecter des radionucléides à partir des chlorures contenant des radionucléides par volatilisation et condensation.

Dans l’étape 5, les radionucléides peuvent être volatilisés et ensuite condensés, ce qui est suivi d’une fixation. Le composant de carbone peut être séparé sous forme de carbures dans cette étape. Par conséquent, le procédé de l’invention peut donner l’effet maximum de réduction de volume au cours de la mise au rebut des radionucléides et est avantageux pour réduire la génération du C02, de sorte que ce procédé est bon pour l’environnement et efficace pour traiter les déchets de résines échangeuses d’ions. A ce moment, la volatilisation des radionucléides dans l’étape 5 est induite par une température de 1400 °C à 1500 °C sous une pression réduite allant jusqu’à 1 torr. Cette condition est appropriée pour volatiliser les radionucléides chlorés. Si la température pour la volatilisation des radionucléides dans l’étape 5 est inférieure à 1400 °C, la volatilisation des chlorures de radionucléide ne s’achève par rapidement, ce qui suggère que la période de traitement est plus longue. Si la température est supérieure à 1500 °C, un gaspillage d’énergie est attendu.

Par ailleurs, les radionucléides séparés par volatilisation peuvent être condensés et fixés. Un carbure n’est pas volatilisé dans l’étape 5. Par conséquent, le carbure reste même après la volatilisation des radionucléides. Le carbure restant ne contient pas de matières radioactives, de sorte qu’il peut être recyclé ou traité comme un déchet général.

La présente invention propose également un appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, qui est composé : d’un sécheur (100) servant à sécher les déchets de résines échangeuses d'ions contenant des radionucléides ; d’un réacteur à convoyeur à vis (400) servant à soumettre à un traitement thermique les déchets séchés de résines échangeuses d’ions déchargés à partir du sécheur susmentionné, par étapes ; et d’un réacteur de chloration inorganique (600) servant à convertir le réactif déchargé du réacteur à convoyeur à vis susmentionné en chlorure.

Ci-après dans le présent document, l’appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides de la présente invention est décrit en plus amples détails avec les figures.

Comme le montre le dessin de procédé de la figure 1, l’appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides de l’invention est composé d’un sécheur (100), d’un réacteur à convoyeur à vis (400), d’un réacteur de chloration inorganique (600) et d’un dépoussiéreur par voie humide (700).

Le sécheur (100) de l’invention est un dispositif permettant d’éiiminer l’humidité contenue dans les déchets de résines échangeuses d’ions, qui peut fonctionner à une température de 100 °C à 150 °C.

Pour sécher les déchets de résines échangeuses d’ions dans le sécheur ci-dessus, le sécheur peut comprendre du tritium (H-3) et de carbone radioactif (C-14) en plus de la vapeur d’eau (H2O) et du dioxyde de carbone (CO2) séparés par gazéification. Pour décharger le gaz séparé après le nettoyage, le sécheur peut être équipé en outre d’un condenseur d’humidité (200) et d’un équipement d’absorption/ récupération de C02 (300). Pour faciliter le déchargement de la vapeur et du dioxyde de carbone séparés par gazéification à partir du sécheur (100) par l’intermédiaire du condenseur d’humidité (200) et de l’équipement d'absorption/récupération de C02 (300), un gaz inerte, tel que N2 ou Ar, peut être introduit dans le tunnel de gaz.

Le réacteur à convoyeur à vis (400) de l’invention est un dispositif permettant de soumettre à un traitement thermique les déchets de résines échangeuses d’ions provenant du sécheur (100) de manière dépendante de la phase, le dispositif comprenant deux régions différentes présentant des températures différentes. Ainsi, le réacteur à convoyeur à vis (400) possède deux régions différentes, qui sont la région de séparation d’échangeur d’ions (401) et la région de conversion en oxydes de soufre (402). Une région de génération de carbure (403) peut en outre est incluse dans ce dispositif.

La région de séparation d’échangeur d’ions (401) dans le réacteur à convoyeur à vis (400) peut fonctionner à une température de 150 °C à 400 °C. Le traitement thermique dans cette région consiste à séparer l’échangeur d’ions contenant un groupe acide sulfonique (SO3IO et de SC>3M+ dans les déchets de résines échangeuses d’ions. Des oxydes ou des hydroxydes peuvent être formés ou du dioxyde de soufre (SO2) peut être généré après la séparation de l’échangeur d’ions contenant un groupe acide sulfonique (S03H+) et de S03M+.

La région de conversion en oxydes de soufre (402) dans le réacteur à convoyeur à vis (400) est raccordée à la région de séparation d’échangeur d’ions (401), et peut fonctionner à une température de 400 °C à 550 °C. Le traitement thermique dans la région de conversion en oxydes de soufre (402) est réalisé pour former un oxyde de soufre contenant des radionucléides. Dans cette région, les radionucléides volatils séparés dans la région de séparation d’échangeur d’ions ci-dessus sont convertis en radionucléides non volatils, par conséquent le déchargement du dioxyde de soufre gazeux peut être évité.

Par ailleurs, le réacteur à convoyeur à vis (400) peut comprendre en outre une région de formation de carbure (403) à côté de la région de conversion en oxydes de soufre (402). La région de formation de carbures (403) peut fonctionner à une température de 550 °C à 700 °C. Le traitement thermique dans la région de formation de carbures (403) est réalisé pour décharger l’oxygène, l'hydrogène et l’azote contenus dans le composé organique restant et pour carboniser le composant de carbone qu’il contient, grâce à quoi la gazéification du composé de carbone peut être évitée quand les radionucléides sont séparés par volatilisation.

Le réacteur à convoyeur à vis (400) peut comprendre en outre un générateur de chaleur disposé à l’extérieur du réacteur sous la forme d’un dispositif de chauffage. La plupart des réactions induites dans le réacteur à convoyeur à vis (400) sont des réactions endothermiques. Par conséquent, la température de la partie interne de chaque réacteur peut être maintenue de manière appropriée par le générateur de chaleur contenant un dispositif de chauffage disposé à l’extérieur du réacteur.

Le réacteur de chloration inorganique (600) de l’invention est un dispositif servant à convertir les oxydes de soufre parmi les réactifs ayant traversé le réacteur à convoyeur à vis (400) en chlorures contenant des radionucléides. Du chlore gazeux et de l’oxygène gazeux peuvent être injectés dans le réacteur. Le réacteur fonctionne à une température de 800 °C à 900 °C.

Les chlorures contenant des radionucléides obtenus à partir de la conversion des oxydes de soufre dans le réacteur de chloration inorganique (600) sont soumis à un traitement thermique à une température de 1400 °C à 1500 °C, grâce à quoi les radionucléides sont volatilisés et récupérés. À ce moment, le dépoussiéreur par voie humide (700) peut être raccordé au réacteur de chloration inorganique. Le dépoussiéreur par voie humide (700) sert à condenser les radionucléides libérés à partir du réacteur de chloration inorganique (600) par volatilisation. Les déchets liquides, dans lesquels les radionucléides sont concentrés, libérés à partir du dépoussiéreur par voie humide (700) sont séchés et solidifiés, ce qui aboutit à la séparation et à la collecte des radionucléides.

Des modes de réalisation pratiques et actuellement préférés de la présente invention sont illustrés dans les exemples suivants.

Cependant, il sera compris que l’homme du métier, sur la base de la présente divulgation, peut apporter des modifications et des améliorations dans l’esprit et la portée de la présente invention.

Exemple 1 Étape 1. Un déchet de résine échangeuse d’ions dans lequel le radionucléide Cs a été substitué dans une résine échanges ions contenant un groupe acide sulfonique (S03H+) dans un copolymère de styrène/ divinylbenzène gazeux a été utilisé. Le déchet de résine échangeuse d’ions a été placé dans le sécheur (100) et séché à 150 °C pendant 2,5 heures. Étape 2. Le déchet de résine échangeuse d’ions séché dans l’étape 1 a été placé dans la région de séparation d’échangeur d’ions (401) du réacteur à convoyeur à vis (400), qui a été chauffé à 350 °C. La température à l’entrée a été maintenue à environ 150 °C et la température de la région à haute température dans cette région était de 400 °C. Le dioxyde de soufre gazeux généré à ce moment a été déchargé lentement par l’intermédiaire de la région de conversion en oxydes de soufre. Étape 3. Les réactifs obtenus dans l’étape 2 ont été soumis à un traitement thermique dans la région de conversion en oxydes de soufre (402) du réacteur à convoyeur à vis (400) à environ 550 °C pendant 30 minutes. Étape 4. Les réactifs obtenus dans l’étape 3 ont été soumis à un traitement thermique dans la région de formation de carbures (403) du réacteur à convoyeur à vis (400) à environ 700 °C pendant 2 heures, puis déchargés. Étape 5. Les réactifs obtenus dans l’étape 4 ont été placés dans le réacteur de chloration inorganique (600), puis soumis à un traitement thermique en présence de 100 ppm de chlore gazeux, de 100 ppm d’oxygène gazeux et sous 1 atm d’azote gazeux, à 800 °C pendant 90 minutes. Étape 6. Les réactifs obtenus dans l’étape 5 ont été soumis à un traitement thermique à environ 1400 °C sous vide, grâce à quoi les radionucléides vaporisés et volatilisés ont été séparés. Les radionucléides séparés ont été condensés dans le dépoussiéreur par voie humide.

Brève description des numéros de référence des dessins 100 : sécheur 200 : condenseur d'humidité 300 : équipement de récupération du C02 400 : réacteur à convoyeur à vis 401 : région de séparation d’échangeur d’ions 402 : région de conversion en oxydes de soufre 403 ; région de génération de carbures 500 : absorption/absorbeur de S02 600 : réacteur de chloration 700 : dépoussiéreur par voie humide 800 : système de filtration HEPA (filtre à air de particule à haute efficacité), L’homme du métier comprendra que les conceptions et les modes de réalisation spécifiques divulgués dans la description précédente peuvent être facilement utilisés comme base pour modifier ou concevoir d’autres modes de réalisation afin de mettre en œuvre les mêmes objectifs de la présente invention. L’homme du métier comprendra également que ces modes de réalisation équivalents ne s’écartent pas de l’esprit et de la portée de l’invention telle que définie dans les revendications annexées.

Claims

REVENDICATIONS

1. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, comprenant les étapes suivantes : le séchage des déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides (étape 1 ) ; la séparation entre l’échangeur d’ions contenant des radionucléides et les déchets séchés de résines échangeuses d’ions (étape 2) ; la conversion du composé volatil contenant des radionucléides obtenu à partir de l’échangeur d’ions séparé ci-dessus en oxydes de soufre non volatils contenant des radionucléides (étape 3) ; la conversion des oxydes de soufre contenant des radionucléides susmentionnés en chlorures contenant des radionucléides (étape 4) ; et la séparation et la collecte des radionucléides à partir des chlorures contenant des radionucléides susmentionnés par volatilisation et condensation (étape 5).
2. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel le procédé comprend en outre une étape de formation de carbures à partir de la matière organique restante générée dans le déchet de résine échangeuse d'ions dont l’échangeur d’ions a été séparé dans l’étape 2 ci-dessus.
3. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 2, dans lequel la formation des carbures est réalisée à une température de 550 °C à 700 °C.
4. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel le séchage dans l’étape 1 est réalisé à une température de 100 °C à 150 °C.
5. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel la séparation de l’échangeur d’ions dans l’étape 2 est réalisée à une température de 150 °C à 400 °C.
6. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel la conversion en oxydes de soufre contenant des radionucléides dans l’étape 3 est réalisée à une température de 400 °C à 550 °C.
7. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d'ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel la conversion en chlorures contenant des radionucléides dans l’étape 4 est réalisée à une température de 800 °C à 900 °C.
8. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel la volatilisation des radionucléides dans l’étape 5 est réalisée à une température de 1400 °C à 1500 °C.
9. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1; dans lequel le radionucléide est un ou plusieurs composés choisis dans le groupe constitué de Cs, Sr, Mn, Fe, Ba, Ni et Co.
10. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel l’oxyde de soufre non volatil contenant des radionucléides dans l’étape 3 est un ou plusieurs composés choisis dans le groupe constitué de Cs2S04! SrS04, BaS04, NiS04, FeS04, MnS04 et CoS04.
11. Procédé de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 1, dans lequel l’étape supplémentaire de solidification des radionucléides séparés et récupérés dans l’étape 5 est incluse.
12. Appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides, qui est composé : d’un sécheur servant à sécher les déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides ; d'un réacteur à convoyeur à vis servant à soumettre à un traitement thermique les déchets séchés de résines échangeuses d’ions déchargés à partir du sécheur susmentionné, par étapes ; et d’un réacteur de chloration inorganique servant à convertir le réactif déchargé du réacteur à convoyeur à vis susmentionné en chlorure.
13. Appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 12, dans lequel le réacteur à convoyeur à vis est divisé en une région de séparation d’échangeur d’ions et une région de conversion en oxydes de soufre.
14. Appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 13, dans lequel le réacteur à convoyeur à vis comprend en outre une région de formation de carbure à côté de la région de conversion en oxydes de soufre.
15. Appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 12, dans lequel un dispositif de chauffage est en outre fixé à l’extérieur du réacteur à convoyeur à vis,
16. Appareil de traitement de déchets de résines échangeuses d’ions contenant des radionucléides selon la revendication 12, dans lequel l’appareil comprend en outre un ou plusieurs dispositifs choisis dans le groupe constitué d’un condenseur d’humidité, d’un équipement d’absorption/récupération de C02 et d’un dépoussiéreur par voie humide.