Présentation
En anglais
Auteur(s)
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Jean CHABERT : Directeur technique SGN - Chargé de Mission à Cogema (BR/DT)
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Lire l’articleINTRODUCTION
Le cycle du combustible nucléaire comporte les principales activités industrielles et commerciales suivantes :
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prospection minière, extraction et raffinage de l’uranium naturel ;
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enrichissement de l’uranium naturel pour augmenter la teneur en isotope fissile (235U) de 0,7 % pour l’uranium naturel à environ 3,5 % pour l’uranium enrichi ;
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fabrication des combustibles à base d’oxyde d’uranium enrichi ;
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utilisation de ces combustibles dans les réacteurs électrogènes (PWR et BWR) exploités par les compagnies d’électricité des principaux pays industrialisés ;
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retraitement des combustibles en vue de récupérer l’uranium et le plutonium et de conditionner les déchets.
Depuis quelques années est venue s’ajouter à ces activités celle qui consiste à réaliser des combustibles à base d’oxydes mixtes de plutonium venant du retraitement et d’uranium appauvri issu de l’enrichissement. L’exploitation de ces combustibles (MOX : mixed oxydes), dans les réacteurs à eau, a nécessité la mise en œuvre d’ateliers de fabrication du type MELOX à Marcoule.
La plupart des pays industrialisés mettent en œuvre ce cycle du combustible nucléaire au moins en partie.
Outre l’économie de matière première liée au recyclage de l’uranium et du plutonium, le retraitement apporte, par une réduction (aussi importante que cela est raisonnablement possible) du volume et de la radiotoxicité, une réponse au problème du conditionnement des déchets plus adaptée et plus porteuse d’avenir que le stockage direct du combustible irradié sortant des réacteurs.
Le retraitement constitue une activité industrielle importante comportant principalement :
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une destructuration par cisaillage du combustible ;
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une dissolution nitrique de ce dernier suivie d’une séparation de l’uranium et du plutonium par extraction liquide-liquide ;
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la conversion en oxydes de l’uranium et du plutonium purifié ;
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une vitrification de la quasi-totalité des produits de fission et des actinides résiduels contenus dans des concentrats d’effluents ;
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un conditionnement en ligne des déchets : compactage des déchets de structure (gainages en Zircaloy) et des déchets technologiques destinés au stockage en profondeur, bétonnage des déchets technologiques peu irradiants stockables en surface.
De grandes précautions sont prises pour ce qui concerne la sûreté, la radioprotection et la minimisation des volumes de déchets et des rejets dans l’environnement.
L’aval du cycle du combustible, bouclé avec le retraitement ou non bouclé avec le stockage temporaire du combustible irradié, fait intervenir de nombreux groupes industriels mondiaux dont les principaux sont Cogema en France organisé autour de cinq familles d’activités, BNFL en Angleterre, JNFL au Japon, etc. Ces sociétés commerciales sont généralement soutenues par des grands organismes d’État comme le Commissariat à l’énergie atomique en France qui a cessé d’être exploitant d’unités de fabrication pour se consacrer à un rôle de recherche et de bailleur de procédé, aussi bien pour le procédé lui-même que pour les mesures nucléaires contrôlant le procédé.
Cet aval du cycle du combustible, d’autant plus sophistiqué et complexe qu’apparaissent conjointement la radiotoxicité des éléments et l’irradiation, fait intervenir beaucoup d’instrumentation automatisée et de mesures nucléaires qui font l’objet de cet article dédié au retraitement.
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Mesures en lignes nucléaires
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1. Mesures en lignes non nucléaires
1.1 Mesures de pression, de niveau et de densité de solution dans des récipients
Compte tenu de la nature radioactive des solutions, les techniques utilisées excluent les techniques classiques utilisées dans l’industrie chimique où les capteurs ont un contact direct avec les liquides (flotteurs, densimètres à flotteurs, etc.) ou sont dans l’enceinte de la cuve au-dessus du liquide (capteurs sonores ou ultrasonores, etc.).
Le principe consiste donc à injecter de l’air à faible débit dans des cannes de bullage dont la pression, qui servira de mesure indirecte, est fonction de la force qu’il faut vaincre contre la colonne de liquide pour évacuer cet air en bout de canne. Les transmetteurs de mesure, mesurant cette pression d’air, peuvent donc être implantés dans des zones non nucléaires au-dessus des cuves.
La méthode consiste à mesurer une pression différentielle entre deux cannes de bullage (figures 1 et 2) :
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entre une canne dans la cellule et une canne en haut d’une cuve ou d’un évaporateur pour les mesures de pression ou de dépression ;
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entre une canne en haut de la cuve et une canne immergée jusqu’au fond de la cuve pour les mesures de niveau ;
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entre deux cannes immergées pour la mesure de densité.
Quatre cannes de bullage (références A, B, C, D, figure 2) associées à trois transmetteurs de pression différentielle permettent donc de réaliser les trois mesures de pression, de niveau et de densité. L’intérêt essentiel du bullage d’air à faible débit est d’avoir un confinement dynamique entre la cuve ou l’évaporateur contenant des solutions radioactives vis-à-vis des transmetteurs situés dans une zone accessible au personnel ; les vapeurs contaminées ne peuvent remonter jusqu’aux transmetteurs.
Pour des mesures sur fluides non radioactifs, des méthodes plus simples peuvent être utilisées (manomètre à membrane, transmetteur en pied de cuve, etc.).
La connaissance du volume est souvent exigée. Les mesures de niveau et de densité permettent de déterminer la hauteur de liquide au-dessus de la canne basse (HP). La connaissance du volume mort au-dessous de la canne basse (HP) et de la forme de la cuve intégrée dans la carte de traitement en n segments linéaires permet de calculer le volume...
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Mesures en lignes non nucléaires
Seules trois nations sont engagées actuellement dans la mise en œuvre du retraitement et des MOX associés :
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en France, Cogema exploite deux usines commerciales de retraitement de combustibles à eau légère UP3 et UP2 800 d’une capacité unitaire de 800 t/an, à La Hague, et une usine de retraitement de combustible à uranium naturel à Marcoule dont l’activité de production cessera fin 1997 ;
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en Angleterre, BNFL a mis en route une usine de retraitement (THORP) ayant une capacité d’environ 1 000 t/an ;
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au Japon, PNC (Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp) exploite une usine prototype de 200 t/an à Tokaimura et JNFL (Japan Nuclear Fuel Limited) commence la construction d’un grand complexe industriel à Rokkasho-Mura avec une usine de retraitement du type UP3 (démarrage prévu en 2002-2003).
Plusieurs pays européens et le Japon, clients d’UP3, vont aussi exploiter la filière MOX.
HAUT DE PAGE
DEGRYSE (M.) - Conductivimétrie sans électrode. - Rapport CEA R 3344.
PERLMAN (I.) - * - Table of isotopes - 594 p. 6e ed., 1967, Wiley Interscience.
REILLY (D.) - ENSSLIN (N.) - SMITH (H.) - Passive nondestructive away of nuclear materiel. - NUREG/CR-5550-LA-UR - 90-732.
Decay data of the transactinium nucleides. - Rapport AIEA n× 261, 1986.
CHABERT (J.) - Le contrôle d’une usine de retraitement de combustibles irradiés. Applications à l’usine de Marcoule. - Rapport interne Cogema tome 3 I...
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