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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

Usines 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 – 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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5. Usines de retraitement

5.1 Situation du retraitement dans le monde

Le tableau 1 présente les principales installations de retraitement connues actuellement en opération, en construction ou qui ont fonctionné dans le monde.

Les pays peuvent être classés en quatre catégories selon la stratégie retenue pour la gestion de leurs combustibles usés :

  • les pays dotés comme la France de leurs propres installations : Royaume-Uni, Japon, Russie, Inde ;

  • les pays qui font retraiter leurs combustibles à l’étranger (en France ou au Royaume-Uni) : Belgique, Pays-Bas, Suisse, Japon (en attendant leur usine de Rokkasho-Mura). L’Allemagne, qui en faisait partie, a annoncé en 1998 son intention de limiter l’aval du cycle au stockage direct ;

  • les pays qui ont choisi le stockage direct : Suède, États-Unis ;

  • les pays qui n’ont pas encore fait un choix définitif : Corée du Sud, Taiwan, Espagne.

La situation des États-Unis est un peu particulière depuis la décision prise en 1977 par le Président Carter d’ajourner le retraitement afin d’éviter les risques de prolifération des armes nucléaires. Malgré un parc de centrales nucléaires très important, les États-Unis ne disposent plus d’usine civile depuis l’arrêt en 1976 de celle de la Nuclear Fuel Services à West Valley dans l’État de New York. L’usine de General Electric à Morris dans l’Illinois a été arrêtée dès les premiers essais pour des raisons techniques liées à l’utilisation d’un procédé mixte voie aqueuses-voie sèche (Aquafluor), tandis que celle de l’Allied General Nuclear Services à Barnwell dans la Caroline du Sud n’a pas reçu les autorisations nécessaires. Un projet d’usine étudié par Exxon a été abandonné.

La position des pays de l’Est est déterminée par l’acceptation ou non de la Russie de retraiter leurs combustibles.

La comparaison des quantités de combustibles déchargés annuellement dans le monde à la capacité totale des usines de retraitement en exploitation et en projet montre que l’industrie du retraitement est en sous-capacité : 7 000 t de combustibles oxydes sont déchargés annuellement dans le monde en dehors des pays de l’Est (700 au Japon, 2 100 aux États-Unis et 3 200 en Europe de l’Ouest, dont 1 200...

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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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