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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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Lire l’articleINTRODUCTION
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.
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4. Spécificité de l’ingénierie
La spécificité des usines de retraitement découle des contraintes imposées par la mise en œuvre de matières très radioactives, dont certaines sont en plus fissiles et sensibles du point de vue de la prolifération des armes nucléaires : une usine de 800 t/an comme UP3 doit, par exemple, traiter chaque année près de 1 milliard de curie (37 exabecquerels) d’émetteurs bêta-gamma et environ 8 t de plutonium.
Des précautions draconiennes, impliquant la mise en place de programmes d’assurance de la qualité (prenant notamment en compte l’arrêté ministériel relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l’exploitation des installations nucléaires de base du 10/08/1984 publié au Journal officiel du 22/09/1984), doivent donc être prises à tous les stades pour garantir la production conformément au cahier des charges pendant toute la durée de vie de l’usine sans exposer les travailleurs et sans risque pour l’environnement [37].
4.1 Principes généraux de sûreté
Pour plus de détails, le lecteur se reportera à l’article Sûreté des laboratoires et usines nucléaires de ce traité.
La protection du personnel et de l’environnement repose sur la prévention, la surveillance et la limitation des conséquences d’un incident ou d’un accident éventuel.
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Les risques directement liés à la mise en œuvre de matières radioactives sont la contamination, l’irradiation et la criticité.
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Contamination
La prévention de ce risque est assurée par le confinement des matières radioactives empêchant leur dissémination dans les zones d’accès du personnel et dans l’environnement. Les systèmes de confinement se composent de barrières emboîtées les unes dans les autres :
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un premier système pour la protection du personnel comportant deux barrières efficaces en fonctionnement normal ;
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un deuxième système entourant le premier pour la protection de l’environnement comportant au moins une barrière.
La première barrière est constituée par l’appareillage (par les gaines dans le cas des combustibles) complété par les dispositifs de traitement des évents, les filtres, les gardes hydrauliques. Les barrières suivantes sont formées par les parois des enceintes qui...
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BIBLIOGRAPHIE
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(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).
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(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).
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(5) - RINGOT (C.), LOMBARD (J.) - Le transport des matières radioactives. - Clefs CEA no 25, p. 39-48 (1992).
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(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.
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ANNEXES
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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