FR 2555797 A1 19850531 FR 8418018 A 19841127 La présente invention a trait à un procédé pour le traitement sans risques de sodium radioactif formé du fait d'une contamination par des substances radioactives ou d'une radioactivation de sodium liquide utilisé comme réfrigérant pour réacteurs surrégénérateurs rapides ou dans un essai d'in- teraction combustible fondu-sodium liquide. Parmi les procédés courants de traitement de sodium, radioactif ou non, figurent: (1) un procédé selon lequel le sodium est chauffé pour réagir avec l'eau et l'oxygène de l'air par combustion, donnant Na2O, Na203 et NaOH; (2) un procédé selon lequel on fait réagir le sodium avec de la vapeur d'eau pour former NaOH; (3) un procédé selon lequel on fait réagir le sodium avec un alcool pour former un alcoola- te; et (4) un procédé selon lequel on fait réagir le sodium avec du gaz carbonique ou de la neige carbonique pour former du carbonate de sodium. Toutefois, ces procédés soulèvent les problèmes suivants qu'il faut résoudre pour traiter du sodium radioactif. Selon le procédé (1), une fumée fine engendrée pendant la combustion contient du sodium radioactif, dont la récupération ou l'élimination est très difficile. Selon le procédé (2), la réaction doit être conduite avec beaucoup de soin. Selon le procédé (3), de grandes quantités d'un alcool sont nécessaires en raison de la faible solubilité du sodium dans l'acool, et il faut se débarrasser de l'acool usé après le traitement approprié. Selon le procédé (4), il faut trai- ter de grandes quantités de gaz et il faut agiter le sodium en chauffant pour poursuivre la réaction parce que le sodium n'ayant pas réagi a des chances de demeurer dans la partie centrale du récipient de réaction. La radioactivité de sodium liquide ayant servi dans un réacteur surrégénérateur rapide et ayant atteint un équi- libre radioactif est de plusieur m Ci/kg.Na. Dans le traite- ment de sodium radioactif ayant une telle radioactivité, il faut consacrer une attention particulière aux points suivants: (a) la quantitéde substances radioactives entraînées avec un gaz dégagé et libérées dans l'environnement doit être aussi faible que possible. (b) La réaction doit être stable et contrôlée de ma- nière aisée et sûre, sans risque d'explosion. (c) La quantité de déchets, par exemple liqueur usée, déchargés de l'installation doit être aussi faible que possi- ble. (d) Le procédé doit être simple et ne pas exiger trop de matières secondaires. (e) L'appareillage doit être rendu compact. (f) Les produits de corrosion radioactifs entraînés avec le sodium radioactif doivent être traités simultanément. (g) Du point de vue de la stabilité pendant le stocka- ge temporaire, le maintien sous forme de solution alcaline ou saline ou sous forme de poudre fait courir le risque de fuite ou de dispersion de sorte qu'il faut maintenir les substances radioactives sous une forme plus stable, par exemple celle d' une masse vitrifiée. La présente invention a pour but de triompher des in- convénients des procédés courants décrits plus haut. Elle a encore pour but de proposer un procédé perfec- tionné de traitement de sodium radioactif, permettant de satisfaire à toutes les exigences sus-indiquées. Selon le procédé de traitement de sodium radioactif objet de la présente invention, on forme d'abord un amalgame de sodium radioactif en mélangeant du sodium radioactif avec du mercure. On fait ensuite réagir l'amalgame de sodium radioactif résultant avec de l'eau pour obtenir du mercure et de l'hydroxyde de sodium radioactif. On renvoie ie mercure ainsi formé à l'étage de formation d'amalgame de sodium radio- actif pour qu'il se mélange avec le sodium radioactif. D'autre part, on solidifie l'hydroxyde de sodium radioactif en présen- ce d'une matière solidifiante pour le confiner dans une masse solidifiée stable. Selon un mode de mise en oeuvre de la présente inven- tion, on peut solidifier l'hydroxyde de sodium radioactif après l'avoir neutralisé à l'acide. La matière solidifiante peut être une substance vi- trifiable, par exemple du verre, un plastique, un ciment ou un asphalte. D'autres buts et aspects de la présente invention apparaîtront d'après la description détaillée donnée ci- dessous de modes de mise en oeuvre préférés de l'invention Z555797 en se référant aux dessins annexés, sur lesquels: la figure 1 illustre un exemple de schéma de marche selon la présente invention; la figure 2 illustre un exemple de bilan matières réalisé selon la présente invention; et la figure 3 reproduit une partie du schéma de marche représenté sur la figure 1 qui est modifiée quand les substan- ces radioactives obtenues selon la présente invention sont solidifiées avec du ciment ou analogue. On va maintenant décrire la présente invention plus en détail en se référant à l'un de ses modes de mise en oeuvre préféré. On se réfère à la figure 1 qui illustre un exemple de schéma de marche suivant la présente invention; du sodium radioactif 2, amené à travers un conduit 1 ou au moyen d'un tambour métallique, est stocké dans un récipient de stockage de sodium 3, adéquatement chauffé et envoyé à un mélangeur sodium-mercure 5 par la pression d'un gaz inerte arrivant par un conduit de gaz inerte 4. Dans ce mélangeur sodium-mercure 5, le sodium radioactif porté aux environs de 100 C et du mercure 10 extrait de la base d'un tour de décomposition d' amalgame ou de séparation 8 qu'on décrira ci-dessous,ou du mercure purifié 25 arrivant d'un dispositif de purification de mercure 24, se mélangent ensemble pour former un amalgame de sodium radioactif 6 contenant environ 0,2 à 0,3 % en poids de sodium. L'amalgame de sodium6 est ensuite transporté par une pompe à mercure 7 à la tour de séparation 8 pour réagir avec une quantité minime d'eau arrivant par un conduit 9, de sorte que l'amalgame de sodium se décompose pour donner du mercure 10 et une solution 11 contenant environ 50 % en poids d'hydroxyde de sodium radioactif dans la partie infé- rieure de la tour 8. On peut facultativement introduire aux fins de sécurité un gaz inerte à travers un conduit 12. Le mercure 10 extrait de la base de la tour de sépara- tion 8 est envoyé au mélangeur sodium-mercure 5, comme indiqué plus haut. La solution d'hydroxyde de sodium radioactif 11, qui flotte sur la couche de mercure 10, est temporairement envoyée dans un récipient de stockage 14 à travers un conduit 13, puis parvient à un mélangeur 15 pour être mélangée avecuoe S5797 quantité appropriée d'une substance vitrifiable, par exemple verre 16, formant matière solidifiante. Le mélange est chauffé dans un four de fusion thermique 17 dans lequel la solution d'hydroxyde de sodium est séchée par chauffage et, simultané- ment, l'hydroxyde de sodium solide résultant est confiné dans une masse vitrifiée 18. La masse vitrifiée ainsi obtenue est alors extraite du four. Parmi les substances vitrifiables fi- gurent, par exemple, les composés du type silicates, l'oxyde d'aluminium, l'oxyde de magnésium et leurs mélanges. On peut ajouter un abaisseur depoint de fusion tel que B203 en vue d'abaisser le point de fusion de ces subs- tances vitrifiables. Considérant la sécurité de traitement ou l'état sain de la masse vitrifiée, on peut procéder à une dilution de l'alcalinité de l'hydroxyde de sodium radioactif, qui est fortement alcalin, ou à l'addition d'un acide à l'hy- droxyde de sodium radioactif pour la formation d'un sel tel que nitrate de sodium, sulfate de sodium ou carbonate de so- dium, avant la fusion-solidification opérée avec la substance vitrifiable 16 pour former la masse vitrifiée 18. On peut former la masse vitrifiée 18 par procédé soit continu, soit intermittent. Le gaz d'échappement qui sort du four de fusion ther- mique 17 contient de l'eau. Cette eau est renvoyée par un con- duit 19 à la tour de séparation 8 pour réagir avec l'amalgame de sodium radioactif comme décrit ci-dessus. L'eau et le mercure contenus dans le gaz d'échappement sorti de la tour de séparation 8 sont envoyés à une tour de récupération 20, refroidie à l'eau de refroidissement, pour être séparés l'une de l'autre aux fins de récupération, et renvoyés à la tour de séparation 8. Le gaz d'échappement sortant de la tour de récupération 20 contient donc seulement de l'hydrogène et une quantité infime de mercure entraîné avec ledit gaz. En vue de débarrasser le gaz d'échappement de cette trace de mercure, on lui fait traverser une tour d'élimination de mercure 21 garnie d'un adsorbant, par exemple résine de chélate, en un certain temps de séjour, en sorte que le mercure soit adsorbé par l'adsorbant. Le gaz d'échappe- ment sortant de la tour d'élimination de mercure 21, faculta- tivement à travers un filtre dit HEPA à haute efficacité pour particules submicroniques, destiné à éliminer les subs- tances radioactives, est mis à l'atmosphère. Attendu que le gaz d'échappement final contient seulement de l'hydrogène, la quantité d'eau à faire arriver par le conduit 9 à la tour de séparation 8 est satisfaisante si elle correspond à la quan- tité d'hydrogène d'échappement. Des produits de corrosion radioactifs, par exemple métaux tels que cobalt, manganèse ou fer et ses oxydes, peu- vent parfois être entraînés avec le sodium radioactif 2 en tant qu'impuretés venant contaminer l'amalgame de sodium radioactif 6. Dans ce cas, une partie de l'amalgame de sodium 6 contenant les impuretés radioactives arrivant de la pompe à mercure 7 est envoyée, à travers une ramification 23 in- diquée en traits interrompus sur la figure 1, à un dispositif de purification de mercure 24 o il est chauffé pour former du mercure vaporisé et un résidu contenant des impuretés radioactives. Le mercure vaporisé est ensuite envoyé au mé- langeur sodium-mercure 5 sous forme de mercure purifié 25. Le résidu contenant des impuretés est envoyé, à travers un con- duit 26 et le mélangeur 15, dans le four de fusion thermique 17 pour être incorporé, par exemple, à la masse vitrifiée 18 en même temps que l'hydroxyde de sodium radioactif arrivant de la tour de séparation 8. Le détail du traitement de vitrification opéré avec du verre est tel que décrit ci-dessus. On peut aussi utiliser du plastique, du ciment ou d'autres matières solidifianteso Lorsqu'on utilise ces matières, l'hydroxyde de sodium est envoyé du récipient de stockage 14 (figure 1) à un dispositif de neutralisation 27 représenté sur la figure 3, o il est neutralisé par une quantité appropriée d'acide. L'hydroxyde de sodium ainsi neutralisé est envoyé ensuite à un agitateur 29, en même temps que les impuretés séparées dans le disposi- tif de purification de mercure 24, et transporté à travers le conduit 26. Du plastique, du ciment, de l'asphalte ou d' autres matières solidifiantes arrivent simultanément à l'agi- tateur 29 à partir d'un dispositif d'amenée de matière soli- difiantes 28. Ainsi, l'hydroxyde de sodium radioactif ou son sel se trouve incorporé et pris en masse dans la matière soli- difiante puis emmagasiné dans un récipient à masse solidi- fiée 30. Ainsi qu'on le conçoit d'après la description ci- dessus, le sodium radioactif est temporairement amalgamé, puis transformé en hydroxyde de sodium radioactif se prêtant à la solidification selon la présente invention. Le procédé de traitement selon la présente invention est donc avantageux en ce que la réaction peut être très aisément contrôlée et en ce que des substances radioactives peuvent être traitées sans risques dans de petites installations. De plus, on n'a pas à craindre de voir le sodium radioactif fuir ou se disperser parce qu'il est soit sous forme de solution, de suspension ou de solide, soit neutralisé ou transformé en un sel par addition d'acide, solidifié par une matière solidifiante et confiné dans une masse solidifiée stable. Selon la présente invention, le mercure obtenu en faisant réagir l'amalgame de sodium radioactif avec de l'eau est recyclé vers l'étage précédent de formation d'amalgame de sodium, et l'eau contenue dans le gaz dégage, produit pen- dant la fusion thermique de l'hydroxyde de sodium radioactif en présence de la matière vitrifiante, est recyclée vers 1' étage de réaction de l'amalgame de sodium avec de l'eau. Attendu qu'il est possible d'équilibrer avantageusement l'uti- lisation d'eau et de mercure telle que décrite ci-dessus se- lon la présente invention, le procédé peut être mis en oeuvre en circuit fermé. Les seuls corps évacués suivant le procédé objet de l'invention sont l'hydrogène et la masse solidifiée. Donc, la quantité d'eau à fournir est suffisante si elle com- pense l'hydrogène évacué. Les produits de corrosion radio- actifs entraînés avec le sodium radioactif peuvent être trai- tés simultanément par le procédé selon la présente invention. La présente invention offre ainsi un procédé remarquablement avantageux pour le traitement de sodium radioactif. Il est évident qu'on peut traiter du sodium radioactif par le procédé en circuit fermé décrit ci-dessus également dans le cas o l'on utilise du ciment ou d'autres matières solidifiantes au lieu de verre, par séchage à chaud prélimi- naire de l'hydroxyde de sodium radioactif et recyclage de 1' eau formée vers la tour de séparation 8 à travers le conduit 19, de la manière décrite ci-dessus. 2555'797 On comprendra mieux la présente invention d'après l'exemple suivant. Selon le schéma de marche indiqué sur la figure 1, on a préparé de l'amalgame de sodium dans le mélange sodium- mercure 5 et on l'a fait réagir avec de l'eau dans la tour de séparation 8, obtenant par là une solution à environ 50 % en poids d'hydroxyde de sodium radioactif et de mercure. On a renvoyé le mercure au mélangeur sodium-mercure 5, tandis qu'on a soumis la solution d'hydroxyde de sodium radioactif à une fusion thermique, après lui avoir ajouté une quantité appropriée de silice, à environ 1200 C dans le four de fusion thermique à hyperfréquence 17, pour obtenir du silicate de sodium sous forme de masse vitrifiée stable. La réaction est représentée par la formule suivante: SiO2 + 2 NaOH = Na2SiO3 + H20 La masse vitrifiée obtenue est représentée par la formule: xR20. zSiO2 x R2. RO. zSiO2, o R représente B, Al, Li, Na ou d'autres éléments constitutifs de verre ordinaire et x, y et z représentent les proportions des oxydes constitutifs respectifs. L'eau formée dans le four de fusion thermique 17 a été envoyée à la tour de séparation 8. Un exemple de bilan matières est représenté sur la figure 2. Comme on le voit d'après cette figure, on obtient un équilibre favorable. De manière générale, les dispositions décrites se prêtent àdiverses modifications sans sortir, pour autant, du cadre de l'invention. REVENDICATIONS 1. Procédé de traitement de sodium radioactif, carac- térisé en ce qu'il comprend les opérations consistant à former un amalgame de sodium radioactif par mélange de sodium radio- actif avec du mercure; à faire réagir ledit amalgame de sodium radioactif avec de l'eau pour former du mercure et de l'hydroxyde de sodium radioactif; à recycler ledit mercure vers l'étage de formation d'amalgame de sodium radioactif pour le mélanger avec le sodium radioactif; et à solidifier ledit hydroxyde de sodium radioactif en présence d'une matière soli- difiante pour le confiner dans une masse solidifiée stable. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'on solidifie l'hydroxyde de sodium radioactif après l'avoir neutralisé à l'acide. 3. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la matière solidifiante est une substance vitrifiable, un plastique, un ciment ou un asphalte. 4. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la matière solidifiante est du verre et en ce que l'opé- ration de solidification comprend la fusion thermique de 1' hydroxyde de sodium radioactif en présence de verre. 5. Procédé selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'eau contenue dans le gaz dégagé, produit pendant la fusion thermique de l'hydroxyde de sodium radioactif en pré- sence de verre, est recyclée pour être ré-utilisée dans la réaction de l'amalgame de sodium radioactif avec de l'eau. 6. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend encore la séparation d'une partie de l'amal- game de sodium radioactif à chauffer pour obtenir du mercure vaporisé et un résidu contenant des impuretés radioactives, ces impuretés radioactives étant entraînées avec le sodium radioactif et contaminant l'amalgame de sodium radioactif; le recyclage du mercure vaporisé vers l'étage de formation d'amalgame de sodium radioactif pour qu'il se mélange avec le sodium radioactif; et la solidification dudit résidu contenant des impuretés radioactives lors de l'opération de solidifica- tion.