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1 - ÉVOLUTION DU PROCÉDÉ PUREX

2 - AUTRES PROCÉDÉS DE RETRAITEMENT

  • 2.1 - Procédés par voie aqueuse
  • 2.2 - Procédés par voie non aqueuse

3 - CYCLE DU THORIUM

4 - SPÉCIFICITÉ DE L’INGÉNIERIE

  • 4.1 - Principes généraux de sûreté
  • 4.2 - Équipements des usines
  • 4.3 - Instrumentation et contrôles
  • 4.4 - Structure des usines
  • 4.5 - Implantation des usines
  • 4.6 - Autorisation de création

5 - USINES DE RETRAITEMENT

Article de référence | Réf : BN3652 v1

Autres procédés de retraitement
Retraitement du combustible - Procédés, ingénierie et usines

Auteur(s) : Michel BOURGEOIS

Date de publication : 10 oct. 2000

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Auteur(s)

  • Michel BOURGEOIS : Ingénieur de l’École nationale supérieure des industries chimiques de Nancy (ENSIC) - Ancien Conseiller auprès du Directeur du cycle du combustible au Commissariat à l’énergie atomique

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INTRODUCTION

Depuis sa première mise en œuvre industrielle en 1954 à Savannah River aux États-Unis, le procédé de retraitement PUREX a fait la preuve de ses facultés d’adaptation à l’évolution des combustibles. Il reste encore ouvert à d’autres possibilités d’amélioration, avec notamment comme objectif la diminution des coûts et de l’impact sur l’environnement.

Le développement et les succès du procédé PUREX n’ont pas empêché d’étudier en parallèle d’autres procédés très différents, tout particulièrement en milieux non aqueux, comme les procédés de volatilisation des halogénures ou les procédés pyrométallurgiques ou pyrochimiques.

Un changement radical de procédé ne pourrait se justifier que pour répondre à des choix de combustibles se prêtant mal au procédé PUREX, comme par exemple des alliages à base de zirconium particulièrement difficiles à mettre en solution nitrique ou des sels fondus. Un regain d’intérêt pour les procédés pyrochimiques se manifeste cependant aujourd’hui dans le cadre de la réduction des éléments à vie longue dans les déchets provenant des usines de retraitement.

Le thorium est susceptible, comme l’uranium, d’alimenter un cycle de combustible à des fins de production d’énergie. Plus répandu que l’uranium, d’où son attrait pour certains pays comme l’Inde et le Japon, le thorium ne possède pas d’isotope fissile. Il doit donc être nécessairement associé à de l’uranium ou du plutonium pour obtenir un combustible nucléaire. Les difficultés de mise en œuvre du cycle, liées en particulier à la présence d’émetteurs gamma très énergiques dans les produits récupérés au retraitement (uranium 233 et thorium), ont largement freiné son application.

Les usines de retraitement ne ressemblent en rien à celles de l’industrie classique du fait des précautions draconiennes nécessitées par la manipulation de matières très radioactives dont certaines sont en plus fissiles. Le confinement de la radioactivité, la prévention des risques de criticité et les choix faits, en matière d’entretien et de maintenance des installations, conditionnent notamment fortement leur structure.

Le retraitement est parvenu à maturité industrielle avec la mise en service en 1990 de l’usine commerciale UP3 de la COGEMA à La Hague suivie en 1994 de celle de l’usine anglaise Thorp à Sellafield et de l’usine UP2-800 à La Hague, et la construction de l’usine japonaise de Rokkasho-Mura, dont le démarrage est prévu vers 2005.

Les performances atteintes en matière de capacité, de rendement et de qualité des produits dans les usines modernes sont excellentes, avec des rejets de radioactivité dans l’environnement bien inférieures aux quantités autorisées. La grande fiabilité du procédé et des appareils, la prévision des opérations d’entretien et de maintenance ont permis, en évitant d’avoir recours à des interventions directes, une diminution constante des équivalents de dose reçus par le personnel. Le volume des déchets contenant des éléments à vie longue est également en constante diminution.

Si les usines françaises couvrent largement les besoins nationaux, ce qui permet d’offrir des services à des clients étrangers, la capacité totale des usines dans le monde est loin d’être à la hauteur des quantités de combustibles déchargés.

Nota :

L’étude complète du sujet comprend les articles :

—  – Retraitement du combustible. Principales opérations ;

—  – Retraitement du combustible. Traitement des déchets ;

—  – Retraitement du combustible. Procédés, ingénierie et usines (le présent article) ;

—  – Retraitement du combustible.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3652


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2. Autres procédés de retraitement

Le procédé PUREX n’a pas été le premier en date et son développement et ses succès n’ont pas empêché d’étudier en parallèle d’autres procédés. Les procédés de retraitement sont généralement classés en procédés par voie aqueuse et procédés par voie non aqueuse (appelée aussi voie sèche ).

2.1 Procédés par voie aqueuse

Ces procédés, ayant la particularité commune avec le procédé PUREX d’utiliser les milieux nitriques, ont été ou peuvent être associés de manière complémentaire au procédé PUREX en faisant appel à des techniques d’échange d’ions, de précipitation et d’extraction par solvant, (en utilisant un solvant autre que le TBP).

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2.2 Procédés par voie non aqueuse

Des procédés très différents du procédé PUREX ont été envisagés dès les années 1950 aux États-Unis, en cherchant à réduire le nombre des opérations et le volume des installations en éliminant l’eau et les composés organiques par l’utilisation de réactifs minéraux très stables aux radiations et moins contraignants du point de vue de la criticité. Un certain nombre d’entre eux n’apportent que de très faibles facteurs de décontamination, comme par exemple le procédé AIROX (Atomics Internantional Reduction Oxidation ) consistant à effectuer plusieurs cycles d’oxydation de UO2 en U3O8 (400 oC) et de réduction de ce dernier en UO2 (600 oC) ; la fusion de zone ou la volatilisation sous vide à très haute température pour les combustibles métalliques. Nous nous bornerons à décrire brièvement les deux types de procédés les plus importants : les procédés de volatilisation des fluorures et les procédés pyro-métallurgiques.

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2.2.1 Procédés de volatilisation des fluorures

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - BARRE (J.Y.) -   Nuclear Waste Processing.  -  Forum on Electricity Beyond 2000 Washington (USA), 1-4 oct. 1991.

  • (2) - FANJAS (Y.) -   Combustible pour réacteurs de recherche.  -  RGN, no 6, p. 541-558 (1985).

  • (3) - TISSIER (A.) -   Réacteurs de recherche.  -  Le développement des combustibles à bas enrichissement. RGN, no 5, p. 365-368 (1989).

  • (4) - GOLDSCHMIDT (B.) -   Les premiers milligrammes de plutonium.  -  La Recherche no 131, vol. 13, p. 366-375 (1982).

  • (5) - RINGOT (C.), LOMBARD (J.) -   Le transport des matières radioactives.  -  Clefs CEA no 25, p. 39-48 (1992).

  • (6) - PONCELET (F.J.), HUGELMANN (D.), SAUDRAY (D.), MUKOHARA (S.), CHO (A.) -   Head-end process technology for the new reprocessing plants in France and Japan.  -  RECOD’91, 1, p. 95-99.

  • ...

1 Congrès spécialisés

RECOD International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management :

RECOD’87 — Paris, 23-28 août 1987

RECOD’91 — Sendai (J), 14-18 avril 1991

RECOD’94 — Londres (GB), 24-28 avril 1994

RECOD’98 — Nice, 25-28 oct. 1998

ENC European Nuclear Congress :

ENC’86 — Genève (CH), 1-6 juin 1986

ENC’90 — Lyon, 23-28 sept. 1990

ENC’94 — Lyon, 2-6 oct. 1994

ISEC International Solvent Extraction Conference :

ISEC’90 — Kyoto (J), 18-21 juillet 1990

ISEC’93 — York (UK), 9-15 sept. 1993

EXTRACTION Extraction’84 — Dounreay (UK), 27-29 nov. 1984

Extraction’87 — Dounreay (UK), 23-26 juin 1987

Extraction’90 — Dounreay (UK), 10-14 sept. 1990

ANS American Nuclear Society (annual Congress)

GLOBAL International Conference on Future Nuclear Systems GLOBAL’97 - Yokohama (J), 5-10 oct. 1997

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