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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

Cycle du thorium
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 – 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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3. Cycle du thorium

3.1 Caractéristiques

Le thorium est un actinide 3 à 4 fois plus abondant dans la croûte terrestre que l’uranium. À la différence de l’uranium et du plutonium, il ne possède pas d’isotope fissile. Cependant, l’isotope 232, qui est pratiquement le seul présent dans le thorium naturel, est, comme l’uranium 238, fertile. Il donne en effet naissance, après capture d’un neutron et deux désintégrations bêta successives, à un noyau d’uranium 233 fissile dont les propriétés neutroniques se comparent favorablement à celles des noyaux fissiles d’uranium et de plutonium [50] (figure 1).

La réaction (n, 2n) conduit à la formation d’uranium 232, émetteur alpha de 1,62 × 105 ans de période donnant du thorium 228, lui-même émetteur alpha de 1,91 an de période et qui comporte dans sa descendance des émetteurs gamma très pénétrants comme le bismuth 212 (1,62 MeV) et le thallium 212 (2,61 MeV) ou gazeux comme le radon 220 [50].

Le cycle thorium/uranium 233 doit donc être nécessairement amorcé en associant au thorium des matières fissiles uranium 235 ou plutonium dans les combustibles de première génération. Par rapport au cycle uranium-plutonium, il se caractérise par une production beaucoup moins élevée d’actinides mineurs due à la position moins élevée du thorium dans la classification périodique des éléments, et, dans le cas d’utilisation d’uranium très enrichi, par une faible production de plutonium.

Il implique cependant des opérations de retraitement et de refabrication beaucoup plus compliquées du fait de la présence dans l’uranium 233 et le thorium récupérés de radionucléides très irradiants et de la nécessité, si l’on veut éviter les mélanges isotopiques, de gérer...

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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

RECODInternational 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

ENCEuropean 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

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

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

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

ANSAmerican Nuclear Society (annual Congress)

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

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