PT80226B - Procede de traitement de solutions uraniferes acides par addition d'un sel d'aluminium - Google Patents

Procede de traitement de solutions uraniferes acides par addition d'un sel d'aluminium Download PDF

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Description

DESCRIÇÃO DO INVENTO
A invenção tem por objectivo um processo de tratamej} to de soluções ácidas, contaminadas pelo urânio.
De um ponto de vista mais geral, a invenção visa apresentar um processo de tratamento de soluções uraníferas ácidas, contendo eventualmente rádio, processo este que compreende o ajustamento do pH final e a descontaminação quanto a urânio e a rádio, até valores tais que as soluções, após tratamento, possam ser rejeitadas sem prejudicarem o meio am biente natural.
A extracção de minerais de urânio a partir de minas a céu descoberto ou de minas subterrâneas torna necessário tratar as águas de exaustão, cujos débitos podem atingir várias centenas de metros cúbicos. Estas águas de exaustão contêm diferentes elementos, designadamente o urânio e eventualmente rádio, em concentrações susceptíveis de serem prejudiciais ao meio ambiente natural sempre que são rejeitadas Por outro lado, estas águas apresentam geralmente um pH igualmente nocivo ao meio ambiente natural.
Sucede o mesmo com os efluentes líquidos que resultam do tratamento ácido ou alcalino de minerais de urânio.
Com o fim de não prejudicar o ambiente natural, designadamente do ramo bidrogeológico no qual as águas de exaustão e os efluentes líquidos são lançados, a concentração destas águas e efluentes respectivamente em urânio e em rádio deve ser tão fraca quanto possível. Isto explica a ra zão pela qual se fixaram normas muito rigorosas respeitantes ao pH e aos teores máximos em urânio e em rádio para a rejei. ção das soluções constituídas pelas águas de exaustão e pelos efluentes líquidos. E necessário com efeito que o pH fi nal das soluções esteja compreendido entre 5,5 e 8,5, que o teor em rádio corresponda a uma actividade igual ou inferior a 10 pCi/dm3 e que o teor em urânio seja igual ou inferior a 1,8 mg/dm .
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-3Conhece-se a forma de eliminar o rádio por um tratamento pelo cloreto de bário, que em presença de iões sulfato, provoca a formação de sulfato de bário e de sulfato de rádio que precipitam.
Quanto à eliminação do urânio, nos processos postos em prática presentemente, utilizam-se resinas ou outros adsojç ventes (por ex.í o óxido de titânio) que necessitam instala ções importantes e apresentam muitas vezes riscos de colmata ção.
0 problema ainda não resolvido presentemente ó o ap.u ramento dum processo de tratamento das águas de exaustão ou dos efluentes contendo teores de urânio ao mesmo tempo demasiado fracos para justificarem a implantação duma unidade de resina cara, e demasiado elevados para permitirem o lançameni to destas águas e efluentes na natureza.
As dificuldades ligadas à eliminação do urânio estão correlacionadas com vários parâmetros e designadamente ao facto de, nas soluções uraníferas, o urânio se encontar sob diversas formas físicas, a saber sólido solúvel e coloidal.
As partículas sólidas de urânio são geralmente obje_ç to duma eliminação por decantação ou filtração.
No que respeita às particulas solúveis, a sua existência explica-se a maioria das vezes pela formação de ácido sulfúrico, o que conduz a águas ácidas que permitem a lixiviação do urânio ou então pela presença de iões carbonato ou bicarbonato que conduzem a águas alcalinas, permitindo a lixiviação do urânio.
Quanto às partículas coloidais, correspondem a um ejs tado intermédio entre o urânio sólido e solúvel têm geralmeri te um tamanho de 10"1 a 10“^ micron e não podem ser eliminadas por simples decantaçõo ou filtração.
E designadamente a coexistência numa mesma solução de urânio solúvel e coloidal que torna difícil o apuramento dum processo eficaz de eliminação do urânio.
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-4Um outro parâmetro que intervem na eliminação do urâ nio é a presença de outros numerosos iSes assim como o valor respectivo da sua concentração. Entre estes iSes, podem citar-se os iSes cálcio, sódio, magnésio, sulfato, carbonato, bicarbonato, cloreto, potássio, nitrato, fêrrico, alumínio.
Um dos objectivos da invenção é fornecer um processo de eliminar o urânio a partir de soluçSes uraniferas ácidas, onde o urânio esteja sob a forma solúvel e/ou sob a forma co loidal.
Um outro fim da invenção é fornecer um processo de eliminação de urânio a partir de soluçSes uraniferas ácidas, aplicáveis mesmo a soluçSes fortemente carregadas de iSes.
Um outro objectivo é fornecer um processo de eliminação de urânio, a partir de soluçSes uraniferas ácidas, qual^ quer que seja a natureza das espécies de iSes em solução.
Uma outra finalidade é fornecer um processo de elimi nação de urânio e de rádio, a partir de soluçSes uraniferas, ácidas no fim do qual os teores de urânio e de rádio e o valor do pH das soluçSes finais obtidas sejam compatíveis com o meio ambiente natural.
Um outro fim da invenção é fornecer um processo de eliminação de urânio e de rádio a partir de soluçSes uranífe ras ácidas, no fim do qual o teor em urânio e em rádio assim como o valor do pH das soluçSes finais obtidas, sejam concojç dantes com as normas legislativas em vigor.
0 processo de tratamento segundo a invenção, de descontaminação e de ajustamento do pH de soluçSes uraniferas ácidas, ê caracterizado por as soluçSes a tratar, que têm um pH inicial de cerca de 2,5 a cerca de 6,5 ou cujo pH é previamente ajustado na gama de cerca de 2,5 até 6,5 e que contêm cerca de 1 a 100 mg/dm3 de urânio, serem adicionadas dum sal de alumínio, de preferência solúvel nas soluçSes, e que após hidrólise nas soluçSes, conduza à formação de Al(OH)^ e seja susceptível de levar a um aumento de pH, sendo a adição
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-5deste sal da alumínio efectuada am quantidade suficiente para que o pH final seja de cerca de 5,5 até cerca de 8,5, e para que haja precipitação, coagulação e adsorção de paio ma nos cerca de 90% do urânio inicialmente contido na solução, e que o teor de urânio que resta na solução final obtida seja igual ou inferior a cerca de 1,8 mg/dm3.
As soluções uraníferas ácidas tratadas segundo a invenção são águas de exaustão ou provenientes do tratamento de lexiviação ácida de minerais de urânio.
0 pH das soluções ácidas, tratadas segundo o processo da invenção, está geralmente compreendido entre cerca de 2,5 e 5,5.
As soluções uraníferas tratadas segundo a invenção podem igualmente ser águas de pH inicial de cerca de 6,5 a cerca de 8, previamente acidificadas a pK de cerca de 2,5 atê cerca de 6,5, designadamente de cerca de 2,5 até cerca de 5,5, por adição da quantidade apropriada dum ácido.
0 processo segundo a invenção é vantajosamente aplicado a soluções cujo pH inicial é de cerca de 6,5 a cerca de 8, contendo pelo menos cerca de 1 g/dm de iões sulfato, e cujo pH é previamente levado ao valor de cerca de 2,5 até cerca de 6,5, designadamente de cerca de 2,5 até cerca de 5,5, por adição da quantidade apropriada de ácido, designadja mente de ácido sulfúrico.
0 urânio presente nas soluções uraníferas ácidas, tratadas pelo processo da invenção está sob a forma solúvel e/ou sob a forma coloidal.
Nas soluções ácidas tratadas segundo o processo da invenção, a forma solubilizada e a forma coloidal do urânio coexistem geralmente, nas proporções respectivas que dependem do pH e da natureza dos iões em solução.
Para fixar ideias, podemos considerar que na gama de pH de cerca de 2 até cerca de 6, o urânio está em grande parte solubilizado, designadamente sob a forma de sulfato
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-6de uranilo UC^ÍSQ^)^-* mas existe também sob a forma coloidal.
Pelo contrário, podemos considerar, na gama de pH de cerca de 6 até cerca de 7,5, de preferência entre cerca de 6 e 6,5, que o urânio está essencialmente sob a forma coloidal, o que nõo exclui a presença de urânio sob a forma sjq lubilizada.
0 sal de alumínio utilizado, de preferência solúvel em meio aquoso, designadamente nas soluções a tratar, é hidrolizado após ter sido adicionado à solução a tratar e há formaç3o de hidróxido de alumínio Al(OH)^, o qual é suscept^ vel de fazer coagular e de fazer adsorver □ urânio coloidal presente na solução a tratar.
Noutros termos, o sal de alumínio desempenha o papel de coagulante face ao urânio coloidal.
Lembramos que a forma coloidal corresponde a uma fase constituída por partículas tSo pequenas que as forças, à superfície, desempenham um papel importante nas suas propriq dades.
As dimensões das partículas coloidais sâo de 10“^ a 10“3 micron. Sâo constituídas por associações de moléculas ou pequenos cristais carregados em consequência da adeorçâo de iões e assim separados da solução por uma dupla camada.
Lembra-se igualmente que o coagulante permite a sepa ração duma suspensão coloidal. Esta separação da suspensão necessita de recorrer a meios artificiais. Esta operação re sume-se a duas acções diferentes:
desestabilizaçâo por adição de reagentes químicos que, por mecanismos de agregação ou de adsorção, anulam as forças repulsivas ou agem sobre a hidrofilia das partículas coloidais j
aglomeração dos coloides ''descarregados”: resulta de diversas forças de atracçâo entre partículas postas em contacto, primeiro por movimentos broiunianos até à obtençSo
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-7dum tamanho de 0,1 micron aproximadamente, depois por agitação mecânica exterior levando os flocos a um tamanho suficiente.
A acção coagulante dos sais de alumínio utilizados na invenção resulta da hidrólise que se segue à dissolução, sem conduzir imediatamente à formação de hidróxido de alumínio.
Os compostos intermédios da alumínio, complexos hidroxi-aluminosos, levam as cargas necessárias à neutralização dos coloides, portanto criam pontes entre os coloides e excitam o processo de floculação.
C preciso igualmente notar que o pH desempenha um pa pel muito importante no estudo dos fenómenos de coagulação-floculação.
Por outro lado, o sal de alumínio adicionado à solução a tratar é tal que o alumínio faz parte do anião e que o catião deste sal, após hidrólise do citado sal na solução a tratar, é susceptível de arrastar um aumento de pH, o que provoca a precipitação do urânio, designadamente sob a forma de hidróxido de uranilo.
A quantidade de sal de alumínio a adicionar é tal que, por um lado, se forma coagulante suficiente na solução uranífera a tratar para coagular a adsorver o urânio coloidal e que, por outro lado, o pH é levado a um valor desde cerca de 5,5 até cerca de 8,5, valor apropriado à precipitação do urânio solubilizado.
Segundo um modo preferido de realização da invenção, a quantidade de sal de alumínio adicionado deve ser tal que o pH final seja de cerca de 6 até cerca de 7,5, porque esta gama de pH corresponde ao mínimo de solubilidade dos iões Al^+ do coagulante utilizado e permite a coagulação e a adsoj ção do máximo de urânio coloidal contido na solução a tratar.
Se juntarmos demasiado sal de alumínio, o pH aumenta e ultrapassa o valor limite superior correspondente ao mini63 682
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mo de solubilização dos iões Al ; encontram-se então os 3+
iões Al em solução, em quantidade mais ou menos forte segundo a mineralização da solução e o urânio redissolve-se.
Por em prática o processo de eliminação do urânio segundo a invenção pode permitir eliminar a totalidade do urânio, mas a eliminação de pelo menos cerca de 90% ô suficiente para obter teores em urânio inferiores a 1,8 mg/dm3.
Os exemplos indicados aqui a seguir mostram que, na prática, se eliminam geralmente cerca de 95 a 98% do urânio inicialmente presente.
Entre os sais de alumínio utilizados no processo con forme a invenção, recorreu-se com vantagem a um aluminato dum metal alcalino ou alcalino-terroso ou ao aluminato de amónio.
Pode igualmente desejar-se utilizar uma mistura de sais de alumínio.
Segundo uma maneira preferida de execução do invento, utiliza-se o aluminato de sódio.
Em meio aquoso, o aluminato de sódio comporta-se como está indicado na reacção seguinte:
A102Na + 2H20 -> NaOH + Al(OH)3
0 aluminato de sódio utilizado está disponível no co márcio e encontra-se em solução na concentração de cerca de 1400 g/dm3 de A102Na contendo cerca de 16% de Al20^ e cerca de 20% de Na20.
Pode igualmente utilizar-se o aluminato de sódio cuja concentração é de cerca de 1500 g/dm3 de A102Na e contém cerca de 23% de A^O^ b cerca de 18% de Na2Q.
Em lugar do sal de alumínio, pode igualmente desejar; -se adicionar directamente Al(OH)^, mas sendo este hidróxido pouco solúvel, é mais vantajoso recorrer-se à preparação "in situ" do Al(OH)^, pela adição à solução a tratar dum sal so63 682
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lúvel, porque o hidróxido de alumínio assim preparado de fresco é mais activo e não põe problemas de solubilidade.
Segundo uma forma de execução preferida do processo de acordo com a invenção, sempre que o pH inicial das soluções a tratar é inferior a cerca de 5, numa primeira etapa, eleva-se o pH destas soluções a cerca de 5, por adição duma base, depois numa segunda fase, adiciona-se o sal de alumínio à solução a tratar.
Aumentando o pH inicial da solução a tratar por adição da base, pode-se eliminar cerca de 60% do urânio presente na solução inicial; depois adiciona-se um sal de alumínio em quantidade apropriada para obter uma solução cujo pH está compreendido entre cerca de 5,5 e cerca de 8,5, designa damente desde cerca de 6 até cerca de 7,5, e para precipitar e coagular o urânio que fica na solução sob a forma solubili zada e/ou coloidal: o urânio coagulado e/ou precipitado é em seguida eliminado e a solução final obtida contém urânio em quantidade inferior ou igual a 1,8 mg/dm .
A combinação destas duas etapas tem a vantagem de re duzir a quantidade de sal de alumínio a adicionar e de melho rar a eliminação do urânio inicialmente presente nas soluções a tratar.
Como base, utiliza-se vantajosamente a soda, por exem pio na concentração de cerca de 300 a cerca de 400 g/dm^, à razão de cerca de 300 mg/dm''5 de solução a tratar.
Segundo um outro modo de execução preferido do procejB so de invenção, utilizam-se em geral cerca de 10 a cerca de 250 mg de sal de alumínio por dm^ de solução a tratar.
A quantidade de sal de alumínio a adicionar varia não somente segundo a quantidade de urânio a eliminar mas também segundo a mineralização das soluções a tratar.
Por mineralização, entende-se a presença em quantidade mais ou menos importante de iões cálcio, magnésio, sódio, sulfato, férrico, cloreto, carbonato, bicarbonato, fos63 682
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-10fato, potássio, nitrato, silício a alumínio inicialmente pre sentes na solução.
Soluções tipo da invenção, contêm:
desde s°4““ cerca de 0 a cerca de 2 6 000 mg/dm de iões
desde C0f“ cerca de 0 a cerca de 1 000 mg/dm3 de iões
desde HCO-j" cerca de 0 a cerca de 2 000 mg/dm3 de iões
- desde Ca++ cerca de 0 a cerca de 600 mg/dm3 de iões
- desde 1UI ++ Mg cerca de 0 a cerca de 200 mg/dm3 de iões
- desde Na+ cerca de 0 a cerca de 3 000 mg/dm3 ds iões
- desde Cl" cerca de 0 a cerca de 4 000 mg/dm3 de iões
- desde cerca de 0 a cerca de 100 mg/dm3 de iões K+
- desde cerca de 0 a cerca de 10 mg/dm3 de iões NO^"
- desde lício cerca de expressos 0 a em cerca sío2 de 60 mg/dm3 de iões si-
- desde cerca de 0 a cerca de 10 mg/dm3 de iões Al3+
- desde cerca de 0 a cerca de 5 mg/dm3 de iões Fe3+
- desde cerca de 0 a cerca de 1 mg/dm3 de iões PO^3*
Designam-se a seguir por soluções "fortemente minera lizadas", as soluções em que a concentração total em iões 6 superior a 1 g/dm3.
Soluções tipo "fortemente mineralizadas" tratadas p£ lo processo segundo a invenção contêm por exemplo:
- desde cerca de 100 a cerca de 600 mg/dm3 de Ca++
- desde cerca de 100 a cerca de 200 mg/dm3 de Mg++
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- desde cerca de 200 a cerca de 3 000 mg/ dm"5 de Na+
- desde cerca de 500 a cerca de 6 000 mg/dm"5 de θ04““
- desde cerca de 100 a cerca de 4 000 3 mg/ dm de Cl"
No caso duma solução fortemente mineralizada, adicio
na-se o sal ds alumínio à razão de cerca de 50 até cerca de 200 mg/dm5 de solução a tratar.
Designa-se aqui por soluções "fracamente das", as soluções nas quais a concentração total inferior a 1 g/dm5 designadamente inferior a 0,5
mineralizaem iões ô g/dm5.
Soluções tipo "fracamente mineralizadas" tratadas pja lo processo conforme a invenção contêm menos:
/ 3 « ’Φ*
- de cerca de 60 mg/dm de Ca
- " " " 60 mg/dm5 de Mg+ +
- " " " 150 mg/dm5 de Na+,
designadamente de cerca de 25 mg/dm de Na+,
- de cerca de 250 mg/dm5de SO^"".
No caso duma solução fracamente mineralizada, adicio na-se o sal de alumínio à razão de cerca de 10 a cerca de 100 mg/dm"5 de solução a tratar.
Segundo um modo de execução preferido do processo da invenção, após a precipitação, a adsorção e a coagulação de urânio, as partículas sólidas de urânio assim formadas são eliminadas das soluções, designadamente por decantação.
Um modo de execução preferido do processo conforme a invenção compreende uma etapa suplementar cujo fim é a elimi nação do rádio, que pode estar igualmente contido nas soluções uraníferas a tratar.
Na sequência do processo de eliminação do urânio definido aqui, a partir de soluções uraníferas ácidas, no fim do qual as soluções uraníferas obtidas contêm menos de cerca de 1,8 mg/dm de urânio e tem um pH compreendido entre cerca de 5,5 e 8,5, designadamente entre cerca de 6 e 7,5, elimina
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-12-se o rádio precipitando-o sob a forma de sulfato de rádio, por adiçSo, em presença de iões sulfato, de cloreto de bário em quantidade suficiente para que o teor dos iões rádio que ficam em soluçSo corresponda a uma actividade igual ou infe-
A operaçSo de eliminaçSo do rádio faz-se em condições
tais que não há modificações sensíveis do valor do pH da soluçSo obtida no final da etapa de eliminaçSo do urânio.
No decurso da precipitação do sulfato de rádio, o sulfato de bário, sempre presente, coprecipita igualmente.
Efectua-se, após esta etapa, uma separaçSo entre as partículas sólidas formadas de rádio e as soluções, designadamente por decantaçSo, o que permite obter soluções contendo uma concentração em urânio igual ou inferior a 1,8 mg/dm"5 e em rádio tal que corresponde a uma actividade igual ou inferior a 10 pCi/dm"5.
Para simplificar a expressSo "concentraçSo em rádio correspondente a uma actividade expressa em picocuries por dm^ (pCi/dm^)", utilizar-se-à, no seguimento do texto, a expressSo "concentraçSo em rádio em picocuries por dm^ (pCi/ /dm ). Por exemplo, a expressSo "concentraçSo em rádio de 10 pCi/dm^" significa "concentraçSo em rádio correspondente a uma actividade de 10 pCi/dm^".
Podemos igualmente proceder ao tratamento de elimina
çSo do rádio sobre as soluções que tenham sofrido o processo de eliminaçSo do urânio, como se indica aqui, mas nas quais as partículas solúveis de urânio formadas nSo foram eliminadas das soluções.
No final da precipitação do rádio, efectua-se então
uma separaçSo entre as partículas sólidas de urânio e de rádio, designadamente por decantaçSo, o que permite obter solu ções que contêm uma concentraçSo em urânio inferior ou igual
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As soluções uraníferas a tratar continham geralmente entre cerca de 10 a 2 000 pCi/dm^ de rádio.
0 cloreto de bário utilizado está disponível no comércio, e é vendido sob a forma de soluções que contêm cerca de 350 g/dm de cloreto de bário.
Sempre que se utiliza cloreto de bário contendo cerca de 350 g/dm^ de BaClo, a quantidade de bário a adicionar varia geralmente entre cerca de 10 e cerca de 20 mg/dm , segundo as soluções a tratar.
0 teor das soluções uraníferas tratadas com vantagem
pelo processo segundo a invenção ê tal que os iões sulfato
estão em quantidade suficiente para que a precipitação do rá
dio seja quase total e que as soluções finais obtidas conte3
nham menos do que 10 pCi/din de rádio.
C interessante notar que tendo em conta as quantidades de cloreto de bário geralmente utilizadas para tratar as soluções da invenção, o teor em iões cloreto levado pelo cio reto de bário é muito fraco, vizinho de cerca de 5 mg/dm^, teor em geral muito inferior à quantidade de iões cloreto contidos inicialmente nas soluções a tratar.
Segundo um outro modo de execução do processo de invenção, as etapas constituídas pela eliminação do urânio e a eliminação do rádio podem ser trocadas.
Os exemplos seguintes, dados a título indicativo, permitirão uma melhor compreensão da invenção, sem lhe limitar o âmbito.
EXEMPLO 1
Trata-se pelo processo conforme a invenção, uma solu ção uranífera ácida (águas de exaustão) de pK inicial 5,28, e contendo:
- 2 mg/dm^ U
- 116 pCi/dm3 de Ra
- 811 mg/dm^ de S0^“"
- 470 mg/dm·5 de Ca++
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- 25 mg/dm^ de Na+
- 24 mg/dm^ de Cl~
- traços de CO/
+++
- 29 mg/dm^ de SÍO2
- 18 mg/dm3 de K+
- 8 mg/dm^ de NO/.
Adiciona-se, para eliminar 0 urânio, aluminato de sjó
aluminato de sódio utilizado é comercializado pela Sociedade RHONE POULENC.
E comercializado sob a forma duma solução de cerca de 1 400 g/dm de A102Na, contendo cerca de 16% de A^Oj θ cerca de 20% de Na20.
Para eliminar o rádio, utiliza-se cloreto de bário, à razão de cerca de 10 mg/dm^ de solução a tratar. 0 cloreto de bário utilizado é comercializado pela Sociedade RHONE POULENC. E comercializado sob a forma de solução contendo cerca de 350 g/dm^ de BaC^*
Após tratamento, o pH final é de 6,92, a concentra-
EXEMPLO 2
Trata-se pelo processo de acordo com a invenção, uma solução uranífera ácida (águas de exaustão), de pH inicial 2,77 nâo contendo rádio e contendo:
- 29 mg/dm^ de Al^+.
3 ,3+
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Numa primeira etapa, adiciona-se soda, cuja concen-
cerca de 5.
Este aumento de pH conduz à precipitação de cerca de 60% da quantidade de urânio inicialmente presente, que pode então ser eliminada.
Numa segunda etapa, introduz-se aluminato de sódio tendo as mesmas caracteristicas que no exemplo 1, à razão de cerca de 200 mg/dm^ de solução a tratar para eliminar o urânio ainda presente na solução.
A solução final obtida tem um pH de 6,3 e um teor de urânio inferior a 0,1 mg/dm .
EXEMPLO 3
Trata-se conforme o processo da invenção, uma solução de pH inicial 2,87 (águas de exaustão), que não contém rádio, e contém 8,7 mg/dm"5 de urânio.
são vizinhos dos indicados no exemplo 2.
Numa primeira etapa, adiciona-se soda, cuja concentrai
para obter um pH de cerca de 5, o que conduz à precipitação, da solução a tratar, de cerca de 60% do urânio inicialmente presente.
Numa segunda etapa, introduz-se aluminato de sódio tendo as mesmas caracteristicas que no exemplo 2, à razão de cerca de 100 mg/din de solução a tratar, para eliminar o urâ nio que está ainda presente na solução.
0 pH final da solução ê de 6,8 e a concentração em urânio é inferior a 0,1 mg/dm\
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Claims (1)

  1. REIVINDICAÇÕES
    1 - Processo de descontaminação e de ajustamento do pH de soluções uraníferas para as tornar compatíveis com o meio natural no qual essas soluções são susceptíveis de ser rejeitadas, caracterizado por as soluções a tratar que têm um pH inicial de cerca de 2,5 até cerca de 6,5, designadamejg te de cerca de 2,5 até cerca de 5,5, ou cujo pH é previamente ajustado na gama de cerca de 2,5 até cerca de 6,5, e que contêm desde cerca de 1 a cerca de 100 mg/l de urânio, serem adicionadas com um sal de alumínio, de preferência solúvel nas soluções a tratar e que após hidrólise nas soluções conduza à formaçõo de Al(0H)5 e seja susceptível de levar a um aumento do pH, sendo efectuada a adição deste sal em quantidades suficiente para que o pH final seja de cerca de 5,5 a cerca de 8,5 e para que haja precipitação, coagulação e adsojç ção pelo menos de cerca de 90% do urânio inicialmente contido na solução, e para que o teor de urânio que fica na solução final obtida, seja igual ou inferior a cerca de 1,8 mg/l.
    2 - Processo segundo a reivindicação 1, caracterizado por o sal de alumínio ser escolhido entre o aluminato de amónio, os aluminatos dos metais alcalinos ou os aluminatos dos metais alcalino-terrosos.
    3 - Processo segundo a reivindicação 2, caracterizado por o sal de alumínio ser o aluminato de sódio.
    4 - Processo segundo as reivindicações 1 a 3, caracterizado por o sal de alumínio ser adicionado à razão de cer ca de 10 até cerca de 250 mg/l de solução a tratar.
    5 - Processo segundo qualquer uma das reivindicações 1 a 4, caracterizado por que, sempre que o pH inicial das s_o luções a tratar for inferior a 5, se elevar, numa primeira fase, a pH até cerca de 5 por adição de uma base, designadamente a soda e depois, numa segunda fase, se adicionar um sal
    63 682
    CDSR 10125.40
    -17de alumínio até ciai θ obtenção signadamente de
    eliminação de pelo menos 90% do urânio inidum pH de cerca de 5,5 a cerca de 8,5, decerca de 6 até cerca de 7,5.
    6 - Processo segundo uma das reivindicações 1 a 4, ça racterizado por as soluçães a tratar terem um pH inicial de cerca de 6,5 até cerca de 8 e um teor em iães sulfato igual ou superior a cerca de 1 g/l e serem previamente acidificadas a um pH de cerca de 2,5 até cerca de 6,5, designadamente de cerca de 2,5 até cerca de 5,5, por adição da quantidade apropriada de ácido.
    7 - Processo segundo qualquer uma das reivindicações 1 a 6, caracterizado por compreender a etapa supiementar de eliminação do rádio inicialmente contido cuja concentração corresponde a uma actividade de cerca de 10 a cerca de 2 000 pCi/l, e consistindo, no início da etapa de eliminação de urâ nio, em fazer precipitar o rádio sob a forma de sulfato de rá dio, por adição, em presença de iões sulfato, de cloreto de bário em quantidade suficiente para que o teor dos iões rádio que fiquem em solução correspondam a uma actividade igual ou inferior a cerca de 10 pCi/l.
    8 - Processo segundo qualquer uma das 1 a 7, caracterizado por as soluçães iniciais rem:
    reivindicações a tratar conte
    - desde S°4" cerca de 0 até cerca de 6 000 mg/l de iões - desde cerca de 0 até cerca de 1 000 mg/l de iões co3"“ - desde cerca de 0 até cerca de 2 000 mg/l de iões HCOj” - desde cerca de 0 até cerca de 600 mg/l de iões Ca++ - desde cerca de 0 até cerca de 200 mg/l de iões Mg++ - desde cerca de 0 até cerca de 3 000 mg/l de iões
    Na+
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    -18-
    desde Cl" cerca de 0 atê cerca desde cerca de 0 atê cerca desde cerca de 0 até cerca desde cerca de 0 até cerca cio expressos em sío2 desde cerca de 0 atê cerca desde cerca de 0 atê cerca desde cerca de 0 até cerca
    de 4 000 mg/l de iões
    de 100 mg/l de iões K+ de 10 mg/l de iões N0^“ de 60 mg/l de iões sili
    3
    de 10 mg/l de iões Al de 5 mg/l de iões Fe^+ de 1 mg/l de iões PQ^+
    9 - Processo segundo qualquer uma das reivindicações 1 a 8, caracterizadçfior as soluções iniciais a tratar conterem:
    - desde cerca de 100 a cerca de 600 mg/l de Ca ++ - desde cerca de 100 a cerca de 200 mg/l de Mg ++ 1 - desde cerca de 200 a cerca de 3 000 mg/l de «A» Na - desde cerca de 500 a cerca de 6 000 mg/l de S04" - desde cerca de 100 a cerca de 4 000 mg/l de Cl".
    10 - Processo segundo qualquer uma das reivindicações 1 a 5, 7 e 8, caracterizado por as soluções iniciais a tratar conterem menos de:
    - cerca de 60 mg/l de Ca++
    » "60 mg/l de Mg++
    - " " 150 mg/l de Na+, designadamente de cerca de
    25 mg/l de Na+
    - cerca de 250 mg/l de S0^ .
PT80226A 1984-04-03 1985-04-03 Procede de traitement de solutions uraniferes acides par addition d'un sel d'aluminium PT80226B (fr)

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Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4975203A (en) * 1989-06-02 1990-12-04 Morton International, Inc. Sodium borohydride/sodium aluminate
US5384105A (en) * 1992-05-29 1995-01-24 Eco Tek, Inc. Metal and fluorine values recovery from mineral ore treatment
DE4307468B4 (de) * 1993-03-10 2007-09-20 Wismut Gmbh Verfahren zur Fällung von Schwermetallen, Uran und toxischen Metallen bei der Sanierung von bergbaulichen Anlagen, insbesondere aus kontaminierten Wässern
RU2194320C2 (ru) * 2000-11-28 2002-12-10 Производственное объединение "МАЯК" Способ утилизации жидких отходов, содержащих азиды металлов и азотисто-водородную кислоту
US8470361B2 (en) 2006-12-04 2013-06-25 Orexo Ab Non-abusable pharmaceutical composition comprising opioids
PH12014500316B1 (en) 2011-09-19 2018-10-03 Orexo Ab New abuse-resistant pharmaceutical composition for the treatment of opioid dependence
CN113174499B (zh) * 2021-04-23 2022-04-15 北京科技大学 一种极低浓度稀溶液中痕量铼的富集回收方法

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA578514A (en) * 1959-06-30 R. Porter Robert Recovery of uranium from solutions thereof
US1680506A (en) * 1927-09-20 1928-08-14 Nat Aluminate Corp Method of purifying water
US2780518A (en) * 1946-04-05 1957-02-05 Jr John W Gates Process for recovery of uranium from aqueous solutions
US2873165A (en) * 1950-05-26 1959-02-10 Richard H Bailes Uranium recovery process
US2761758A (en) * 1950-08-04 1956-09-04 Ray S Long Process for recovery of uranium
US2885258A (en) * 1953-10-22 1959-05-05 Trustees Of Amherst College Recovery of uranium from dilute uranium-containing solutions
US3029200A (en) * 1960-11-16 1962-04-10 Wyatt B Silker Removal of radioactive ions from waters
FR1366142A (fr) * 1963-05-28 1964-07-10 Commissariat Energie Atomique Procédé de séparation du radium
US3928195A (en) * 1972-12-22 1975-12-23 Kelmik Inc Liquid purifying process
US3959172A (en) * 1973-09-26 1976-05-25 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Process for encapsulating radionuclides
DE2724954C2 (de) * 1977-06-02 1984-11-15 Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Dekontamination von alpha- und beta-aktivem Prozeßwasser
US4156646A (en) * 1978-06-16 1979-05-29 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Removal of plutonium and americium from alkaline waste solutions
JPS5530665A (en) * 1978-08-26 1980-03-04 Ishikawajima Harima Heavy Ind Method of improving filteration properties of radioactive filter sludge waste
JPS592360B2 (ja) * 1978-09-25 1984-01-18 日本原子力研究所 放射性廃液の処理方法
US4334999A (en) * 1979-11-30 1982-06-15 Board Of Trustees, Michigan State University Process for the extraction of metal ions
US4423009A (en) * 1980-04-02 1983-12-27 Aluminium Pechiney Carbonate, sulphate and hydroxide or hydrogen carbonate
US4347141A (en) * 1980-07-14 1982-08-31 Rothberg Michael R Process for removal of radioactive materials from aqueous solutions
JPS58172598A (ja) * 1982-04-05 1983-10-11 三菱重工業株式会社 放射性廃液の処理方法

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