Formulation des verres de confinement des effluents radioactifs
Vitrification des déchets radioactifs

Dès la fin des années 1950, le développement des programmes de traitement des combustibles nucléaires utilisés dans les réacteurs de production d'électricité a conduit à trouver une solution scientifique et industrielle pour confiner les déchets ultimes liquides de haute activité et à vie longue (solutions nitriques de produits de fission PF). Les programmes de recherche engagés à cette époque, d'abord au Canada et en France, ont débouché, après un examen de divers composés solides cristallins tels que des micas phlogopite K(Si₃Al)(Mg₃)O₁₀(OH)₂ et les feldspaths (Na,K)AlSi₃O₈, sur le choix du verre borosilicaté pour solidifier le déchet liquide. Le verre est capable de confiner la trentaine de radionucléides présente dans les solutions de PF, non pas par enrobage, mais grâce à l'existence de liaisons chimiques avec des constituants oxydes formateurs de réseau vitreux. Le matériau verre permet une grande flexibilité chimique, comparativement à des structures cristallines, qui sont beaucoup plus spécifiques à l'insertion de certains éléments chimiques par substitution à des atomes de leur structure.

En parallèle aux études de formulation des verres nucléaires, un procédé technologique de vitrification continue des solutions de PF, capable de fabriquer le verre en milieu hautement radioactif, a été développé. La première démonstration en actif de la faisabilité du verre et de son procédé a été réalisée sur le pilote de vitrification PIVER à Marcoule en 1969. En 1978, la chaîne de vitrification en pot métallique cylindrique de l'Atelier industriel de Vitrification de Marcoule (AVM) a démarré pour confiner les déchets issus du traitement des combustibles usés des réacteurs à uranium naturel. À l'issue de développements complémentaires, ce procédé a été implanté dans six chaînes de vitrification des ateliers R7 et T7 sur le site de La Hague (AVH), respectivement en 1989 et 1992, où sont traités des combustibles usés à oxyde d'uranium enrichi. Le procédé actuellement mis en œuvre à La Hague se caractérise par deux étapes :

• une étape de calcination des solutions liquides de PF, vers 400 ^oC ;

• puis une étape de fusion à 1 100 ^oC dans un pot métallique ovoïde chauffé par induction électromagnétique. C'est dans ce pot de fusion que s'opère la fusion du mélange d'adjuvants de vitrification et du calcinat de PF. Après affinage, la fonte verrière est coulée puis solidifiée dans des conteneurs métalliques d'une contenance de 400 kg. À la date de leur démarrage, les installations AVM, R7 et T7 (ou AVH) ont eu à traiter les stocks accumulés de solution de produits de fission issus des opérations de retraitement démarées plus tôt. Depuis, les solutions de produits de fission de haute activité, issues du traitement des combustibles UOX, sont vitrifiées en ligne.

Des procédés de vitrification de solutions de produits de fission ont été également mis en œuvre dans plusieurs autres pays, à l'échelle industrielle. En Grande-Bretagne, trois chaînes de vitrification type AVH sont exploitées depuis le début des années 1990. Aux États-Unis, en Russie, au Japon, en Belgique (à l'arrêt maintenant), les solutions de produits de fission sont vitrifiées par alimentation liquide directe dans des fours céramiques chauffés par électrodes. L'Inde, qui a mis en œuvre initialement un procédé de vitrification en pot métallique cylindrique (type PIVER) avec alimentation liquide, est en train d'évoluer vers la technologie des fours céramiques.