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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 non nucléaires
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4. Mesures nucléaires en cours de développement
4.1 Mesure en ligne de faibles concentrations U ou Pu par fluorescence XL
Le principe de la mesure est exactement le même que celui exposé dans le paragraphe 3.32 pour la mesure sur échantillons. Le porte-échantillon support du cruchon-curseur est ici remplacé par une cellule de mesure à travers laquelle circule la solution à analyser (figure 24).
La solution circule à travers une cellule en acier inoxydable fermée par une fenêtre, de carbure de bore ou de nitrure de bore, transparente au rayonnement de fluorescence. La circulation est faite de bas en haut pour assurer un remplissage complet et constant. Le compartiment arrière sert à l’évacuation des bulles d’air éventuellement contenues dans la solution. Le compartiment avant (compartiment de mesure) a une profondeur de 25 mm. Le débit est compris entre 20 et 100 L/h.
Il faut prévoir périodiquement des rinçages qui se feront à contre-courant pour éliminer les dépôts pouvant s’accumuler dans les coins de la cellule.
Les composants (tube, diaphragmes, monochromateur, détecteur Ge HP) de l’appareil de mesure (figure 24) ont les mêmes caractéristiques que ceux de la mesure sur cruchons d’échantillons.
La limite de détection est de 0,2 mg/L.
HAUT DE PAGE4.2 Mesure de faibles concentrations Pu par verre scintillant
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Principe physique
Un verre est dopé sur une de ses faces avec du cérium. La couche ainsi dopée mesure quelques dizaines de micromètres d’épaisseur. Elle scintille sous l’effet du rayonnement alpha (ou bêta).
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Principe de l’appareil
Le fluide, contenant des émetteurs alpha, circule dans une cellule de mesure dont une des faces est constituée par le verre dopé au cérium (figure 25). Le verre est collé sur un photomultiplicateur qui recueille les photons de scintillation et les transforme en impulsions électriques.
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Avantages et inconvénients
La cellule de mesure et le verre sont résistants aux agressions chimiques mais peuvent être érodés par une agression mécanique (particule en suspension), se colmater (dépôt...
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Mesures nucléaires en cours de développement
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 et 3 II.
CHABERT...
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