Bibliographie & annexes
Présentation
RÉSUMÉ
Cet article présente des retours d’expérience industriels en lien avec la corrosion des équipements des usines de traitement-recyclage du combustible nucléaire de La Hague. Ces retours d’expérience permettent d’illustrer le processus « pérennité » de ces usines. La structuration progressive de ce processus permet aujourd’hui à Orano la vérification permanente de la conformité des équipements au cours de leur vieillissement, vis-à-vis des exigences de sécurité, de sûreté et d’exploitation. L’objectif associé est de garantir une exploitation industrielle jusqu’en 2040, voire au-delà.
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This article presents industrial experience feedbacks related to the corrosion of equipments in nuclear fuel treatment-recycling plants from La Hague. These feedbacks illustrate the process of sustainability evaluation of these plants. The progressive evolution of this process now allows the permanent verification of the conformity of equipments during their ageing, with respect to safety, security and operating requirements. The objective is to guarantee industrial operation of the factories until 2040, or even beyond.
Auteur(s)
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Hervé ANTONY : Expert matériaux - Orano Recyclage, La Hague, France
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Pierre CHAMBRETTE : Directeur qualité, sûreté, sécurité, environnement - Orano Recyclage, Chatillon, France
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Laurent JUNOD : Expert matériaux - Orano Projets, Equeurdreville, France
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Valentin ROHR : Expert matériaux - Orano Recyclage, La Hague, France
INTRODUCTION
Dans l’industrie nucléaire et en particulier dans les usines de traitement recyclage du combustible nucléaire usé, la maîtrise du vieillissement des installations est un enjeu majeur. En effet cette maîtrise contribue à remplir les objectifs industriels de sécurité, sûreté et de disponibilité des installations. Elle permet aussi d’anticiper au mieux les potentiels remplacements d’équipement rendus particulièrement coûteux et contraignants en raison de l’environnement radioactif.
Associée à une volonté de prolonger la durée des usines jusqu’à 2040, voire au-delà, et aux évolutions réglementaires (installations nucléaires de base, équipements sous pression nucléaires), cette volonté de maîtrise du vieillissement des installations a contribué à la mise en place d’un processus « pérennité ». L’objectif de ce processus est la réévaluation constante de la conformité des équipements en s'assurant que les évolutions de l'installation et de ses conditions d'exploitation ne remettent pas en cause sa conformité initiale. La mise en place de ce processus a nécessité le développement de techniques de contrôles non destructifs et l’amélioration de l’accessibilité des équipements à surveiller.
Après la description des principales opérations du procédé mis en œuvre dans les usines de La Hague (§ 1), le processus « pérennité » visant à structurer la démarche de surveillance des usines est décrit dans cet article (§ 2). Ensuite des retours d’expérience permettent d’illustrer comment cette démarche est appliquée sur certains équipements des usines (§ 3 à 5).
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MOTS-CLÉS
maintenance traitement-recyclage combustibles nucléaires usés contrôles non destructifs maîtrise du vieillissement
KEYWORDS
maintenance | treatment-recycling | spent nuclear fuel | non-destructive examination | life time management
DOI (Digital Object Identifier)
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Évaporateurs-concentrateurs de produits de fission des ateliers R2 (UP2-800) et T2 (UP3)3. Dissolveurs principaux des combustibles usés des ateliers R1 (UP2-800) et T1 (UP3)
3.1 Première étape du procédé de traitement-recyclage
La première étape du procédé de traitement-recyclage des combustibles usés consiste à cisailler les assemblages combustibles et à dissoudre les pastilles d’oxyde d’uranium et de plutonium tout en séparant les éléments de structure de l’assemblage (figure 1).
Ainsi, directement après le cisaillage des assemblages combustibles, les tronçons obtenus sont introduits dans le dissolveur à roue (figure 3). Ce dernier est constitué d’une cuve en alliage de zirconium dans laquelle est placée une roue en acier inoxydable (voir § 3.3.3) à 12 godets perforés. La cuve est alimentée par une solution d’acide nitrique à 6 mol/L chauffée à environ 90 °C. Les tronçons issus du cisaillage sont chargés dans les godets de la roue permettant ainsi la dissolution des oxydes d’uranium et de plutonium, des transuraniens et des produits de fission. Les éléments de structure de l’assemblage n’étant pas solubles dans l’acide nitrique, ils sont directement séparés et dirigés vers un procédé de traitement qui leur est dédié. La solution de dissolution suit quant à elle le procédé chimique de séparation liquide/liquide (figure 1) qui permet de séparer puis de purifier les éléments valorisables (uranium, plutonium) et assurer ainsi la fabrication de nouveaux combustibles recyclés.
À partir des années 1990 (c’est-à-dire pour les unités de production UP2-800 et UP3), l’étape de dissolution s’effectue dans des dissolveurs à roue avec un soutirage en continu des solutions. Ceci constitue une avancée majeure par rapport aux générations...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - Le traitement-recyclage du combustible nucléaire usé, la séparation des actinides – Application à la gestion des déchets. - Monographie de la direction des énergies du CEA, Éditions du Moniteur (2008).
-
(2) - Guide to the organisation of risk management, compliance and control systems within portfolio asset management companies. - DOC-2014-06, AMF Position Recommendation.
-
(3) - Compliance risk management : Applying the COSO ERM framework. - Committee of sponsoring organizations of the Treadway commission (2020).
-
(4) - FAUVET (P.) - Corrosion issues in nuclear fuel reprocessing plants. - Chapitre 19 du livre Nuclear Corrosion Science and Engineering. D. Féron, Woodhead Publishing, pages 679-728 (2012).
-
(5) - GAIFFE (S.) et al - Exchange of the rotary dissolver wheel at La Hague R1 facility : An exceptional maintenance operation. - GLOBAL 2019 – International Nuclear Fuel Cycle Conference and TOP FUEL 2019 – Light Water Reactor Fuel Performance Conference :...
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