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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Présentation
Mesures nucléaires sur échantillons dans les laboratoires
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2. Mesures en lignes nucléaires
2.1 Inventaire des méthodes de mesures nucléaires
Il n’est pas possible de décrire toutes les mesures nucléaires utilisées dans les usines de retraitement ; certaines mesures telles que le contrôle des eaux des châteaux de transport, la mesure de krypton à la sortie des dissolveurs, la mesure de contamination des eaux de rejets, etc., ne seront pas décrites.
Nous ne décrirons donc que les plus courantes pour les trois produits principaux : Pu, U, PF (produits de fission), avec la classification suivante :
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mesures de fuites (faible concentration) ;
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mesures de concentration ;
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mesures de dépôts.
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Mesures de fuites
Ces mesures ont fait l’objet de beaucoup de développement car elles permettent de détecter très vite un dérèglement du procédé.
La mesure de fuites Pu a été la première à être étudiée (1956) et mise en service au démarrage de l’usine UP1 de Marcoule (1959) notamment pour éviter l’envoi de Pu dans les effluents. Le comptage α par tambour rotatif est la mesure la plus utilisée car sa sensibilité est meilleure que la mesure par fluorescence ou par interrogation neutronique active. La mesure directe des rayons X émis par le Pu aurait pu être une alternative : sa sensibilité est meilleure que la mesure α mais l’influence de produits de fission limitait son utilisation au troisième cycle seulement ; c’est pourquoi elle n’a pas été développée.
La mesure de fuites U dont l’importance est moins primordiale que la mesure de fuites Pu a connu de nombreux développements, notamment par l’utilisation de mesures physico-chimiques avec adjonction de réactifs. Ces dernières ont été abandonnées à cause des effluents chimiques qu’elles généraient. Aujourd’hui, la méthode par fluorescence X en cours de qualification est la seule proposée.
La mesure de fuites PF, utilisée essentiellement pour contrôler la non-contamination des fluides de refroidissement, est une mesure facile à mettre en œuvre et à maintenir.
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Mesures de concentration
Elle pose moins de problèmes que la mesure de fuite.
Pour le Pu, le compteur α utilisé initialement a été rapidement remplacé par les compteurs neutrons beaucoup plus faciles à installer et...
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Mesures en lignes 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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