DOMAINE TECHNIQUE
[0001] L'invention est relative à un procédé d'épuration de traces d'éléments particulièrement
radioactifs générés lors du stockage de l'uranium issu du retraitement des combustibles
nucléaires irradiés.
ETAT DE LA TECHNIQUE
[0002] Après combustion dans un réacteur nucléaire, le combustible uranifière est traité
dans une usine de retraitement où après refroidissement ledit combustible irradié
subit une succession d'opération destinées à séparer sélectivement l'uranium, des
transuraniens, dont le plutonium, et des produits de fission.
[0003] L'uranium ainsi obtenu séparé des produits de la réaction nucléaire est appelé uranium
de retraitement ou ex retraitement; il doit être le plus pur possible afin de pouvoir
être réutilisé dans le cycle du combustible habituel en vue de son réenrichissement
et de sa réintroduction dans un réacteur nucléaire.
[0004] Cette purification poussée fournit un uranium de retraitement dont le niveau de radioactivité
répondant aux spécification est faible et permet son utilisation dans des conditions
normales. Avant réemploi cet uranium peut être stocké sous forme de nitrate hexahydraté,
d'oxyde, de tétrafluorure, d'hexafluorure....
Mais cette purification effectuée par voie chimique pour aussi poussée qu'elle soit,
ne permet pas d'éliminer les isotopes de l'uranium et notamment U232 émetteurα qui
reste à l'état de traces, quelques parties par billion (ppb), dans l'uranium stocké
et qui n'est pas dangereux en lui-même.
[0005] Par contre, au cours du stockage, il génère des produits de filiation gênants, qui
par désintégrations successives de périodes généralement courtes donnent des émetteurs
α et β qui conduisent finalement au Pb 208 stable.
[0006] Cette descendance est constituée successivement par : Th 228, Ra 224, Rn 220, Po
216, Pb 212, Bi 212, Tl 208, Po 212, Pb 208. Les périodes s'étalent de la µ s à quelques
jours, à 1,91 an pour Th 228 et à 72 ans pour U232. Parmi eux le T1 208 est particulièrement
gênant, il est émetteurβet à un fort pouvoir irradiant γ (2,6 MeV), et devient gênant
dès que U 232 a donné naissance à une quantité suffisante de Th 228 et que les descendants
de ce dernier ont été générés en quantité suffisante.
[0007] En pratique au bout de 2 ans de stockage on obtient la moitié de la radioactivité
d'équilibre; en valeur absolue, le niveau de radioactivité atteint dépend évidemment
de la quantité d'U232 présente dans l'uranium ex retraitement de départ.
[0008] Par exemple un uranium ayant les caractéristiques suivantes après retraitement
U232 = 1,15 ppb/U
activité des descendants de U232=100Bq/g d'U
se retrouve, après un stockage de 3,25 ans, avec une activité de 4000 Bq/g d'U, valeur
qui pose de très sérieux problèmes à l'utilisateur.
[0009] Ainsi on voit qu'il est nécessaire d'éliminer périodiquement les descendants de l'U232
au cours d'un stockage prolongé pour ramener l'activité de l'uranium à sa valeur de
départ observée après retraitement.
[0010] Lorsque en général l'uranium ex retraitement est stockée sous forme de nitrate solide,
d'oxyde ou de tétrafluorure, cette purification périodique peut être faite par un
traitement qui consiste à mettre le produit stocké en solution, puis à purifier la
solution obtenue par des moyens conventionnels comme les résines, l'échange liquide-liquide
avec des solvants, la précipitation sélective...avant de le remettre sous sa forme
de stockage.
[0011] Outre leur complexité, ces traitements présentent les inconvénients de contaminer
les installations les produits ou les réactifs utilisés de façon préoccupante et de
générer des effluents radioactifs qu'il est nécessaire de traiter avant rejet.
OBJET DE L'INVENTION
[0012] L'invention a pour objet un procédé simple non polluant de purification de l'uranium
de retraitement, donc préalablement débarrassé des produits des réactions nucléaires
tels que les transuraniens et les produits de fission, ledit uranium ayant atteint
une radioactivité élevée, suite à un stockage prolongé, le rendant impropre à tout
stockage ou toute utilisation dans des conditions de protection normales, cette purification
permettant d'abaisser ladite radioactivité à des valeurs très basses, par exemple
moins de quelques centaines de Bq par g d'U rendant de nouveau possible le stockage
et/ou l'utilisation de l'uranium ex retraitement dans des conditions normales.
[0013] Elle a ainsi pour but d'éliminer les traces des produits radioactifs de filiation
générés par l'uranium 232, et de fournir un uranium ex retraitement qui puisse être
manipulé, utilisé ou de nouveau stocké dans des conditions habituelles ne nécessitant
pas de moyens de protection lourds.
[0014] Un autre objet de l'invention est d'obtenir un uranium ex retraitement qui puisse
être utilisé directement dans une installation d'enrichissement et/ou de fabrication
de combustible nucléaire.
[0015] Quand l'uranium doit être stocké sur une longue période, le procédé selon l'invention
permet de reprendre ledit stock périodiquement pour l'épurer de façon simple et peu
onéreuse avant qu'il n'atteigne un niveau de radioactivité rédhibitoire; ceci permet
donc une nouvelle période de stockage dans des conditions normales, en attendant une
nouvelle opération de purification selon l'invention, ou une autre utilisation également
dans des conditions normales de radioprotection et de contamination.
[0016] Un autre objet de l'invention est d'avoir un procédé d'épuration des traces d'éléments
radioactifs de filiation facile à mettre en oeuvre peu onéreux et non polluant: les
impuretés sont récupérées sous forme compacte et non disséminée, leur stockage est
ainsi aisé, également peu coûteux et ne génère pas d'effluent.
DESCRIPTION DE L'INVENTION
[0017] L'invention est un procédé de purification de l'uranium de retraitement, issu d'un
combustible uranifère, qui en tant que tel est exempt, suite à un traitement de séparation
préalable, des éléments générés lors du passage du combustible uranifère, dans un
réacteur nucléaire, ledit uranium de retraitement ayant été stocké et ayant atteint
au cours de ce stockage une radioactivité suffisamment élevée pouvant empêcher son
emploi dans des conditions normales; ledit procédé de purification ayant pour but
d'éliminer cette radioactivité due aux produits de filiation de l'uranium 232 présent,
est caractérisé en ce que l'on fait passer ledit uranium de retraitement sous sa forme
d'hexafluorure liquide ou gazeux à travers un matériau poreux inerte chimiquement.
[0018] Le procédé selon l'invention a donc pour but d'éliminer les produits de filiation
de l'uranium 232 qui apparaissent au cours du stockage et qui provoquent la radioactivité
à éliminer quand elle devient trop importante, par exemple supérieure à une valeur
fixée par la réglementation.
[0019] L'uranium de retraitement à purifier, après stockage, est mis sous forme d'hexafluorure
à l'aide de procédés connus, dans la mesure où il est stocké sous une autre forme
chimique. Mais il est particulièrement avantageux de le stocker sous forme d'hexafluorure
dans les conteneurs habituels prévus à cet effet, pour pouvoir ensuite leur appliquer
de façon simple le procédé de purification selon l'invention.
[0020] Le procédé consiste à disposer au départ, de l'hexafluorure dans des conditions de
température et de pression telles qu'il soit à l'état liquide ou gazeux. Quand il
est stocké en conteneur, il suffit pour cela de chauffer ce dernier dans une étuve.
La pression doit également avoir une valeur suffisamment élevée pour pouvoir faire
alors passer le flux d'hexafluorure frontalement à travers un matériau poreux contenu
dans une enceinte de confinement inerte, maintenue en température par calorifugeage
et/ou chauffage; le flux épuré sortant du matériau poreux est soit récupéré dans un
conteneur de stockage refroidi à l'eau, soit acheminé directement vers une installation
de transformation ou d'utilisation quelconque, par exemple enrichissement, conversion,
etc...
[0021] Un tel traitement de la totalité du flux d'hexafluorure,est différente du phénomène
d'enrichissement isotopique de l'UF6 qui se produit dans les usines d'enrichissement
par diffusion gazeuse.
[0022] En effet, ce procédé consiste à faire circuler un flux principal d'UF6 à l'intérieur
de tubes poreux, dits tubes supports, recouverts intérieurement d'une couche active,
ou couche barrière, asymétrique, l'enrichissement se faisant grâce à l'extraction
tangentielle sélective des isotopes légers du flux d'UF6, par diffusion à travers
la couche barrière. Le tube poreux ne sert que de support à la couche active et n'entre
pas en jeu dans le phénomène de diffusion. La couche active, est asymétrique, c'est-à-dire
qu'elle est pratiquement dense du côté en contact avec le flux d'UF6 amont pour que
s'opère la diffusion, et a une microporosité de l'autre côté au contact du tube support
pour favoriser le passage de l'UF6 extrait partiellement enrichi. Ainsi on introduit
à une extrémité du tube poreux, recouvert intérieurement de sa couche active, un
flux d'UF6, dont une partie enrichie en isotope léger est extraite par diffusion à
travers la couche active, et dont la partie restante, la plus importante, ressort
appauvrie à l'autre extrémité du tube. Seule une légère pression règne à l'intérieur
du tube poreux.
[0023] Au contraire, selon l'invention, la totalité du flux d'UF6 traverse frontalement
le matériau poreux, qui est lui-même actif, le procédé s'apparatant de ce fait davantage
à une filtration qu'à une diffusion, mais le matériau n'agissant pas exclusivement
comme un filtre, comme cela sera vu plus loin.
Le matériau poreux peut être constitué de toiles empilées les unes sur les autres,
le flux d'hexafluorure les traversant perpendiculairement à leur surface, ou bien
d'une toile enroulée sur elle même, le flux d'hexafluorure la traversant parallèlement
à son axe d'enroulement; lesdites toiles doivent être inertes chimiquement, et résister
aux conditions de pression et de température. De préférence elles sont métalliques,
par exemple du type reps; tous les métaux inertes peuvent être utilisés, par exemple
les aciers, particulièrement les inox, le nickel et ses alliages, l'inconel ou mieux
encore le monel.
[0024] De même on peut utiliser tous matériaux frittés poreux, inertes chimiquement, en
céramique par exemple l'alumine, les nitrures, carbures etc...ou de préférence en
métal, ou encore les feutres métalliques frittés à base de fibre, les métaux utilisables
sont les mêmes que ceux cités précédemment.
[0025] L'enceinte et le corps poreux doivent être inertes chimiquement, c'est-à-dire qu'ils
doivent résister à l'action du fluor et de ses dérivés, fluorures HF, UF₆...
[0026] Leur corrosion doit être faible de façon à éviter le bouchage du corps poreux et
la pollution de l'hexafluorure sortant.
[0027] La quantité pondérale des produits de filiation à épurer est infime, pratiquement
non dosable en tant que tels, étant donné la très faible quantité d'uranium 232 présente
au départ (quelques ppb); de ce fait il faut veiller à ce que l'échantillonnage pour
analyse soit toujours représentatif. Aussi leur analyse se fait habituellement par
le biais de leur radioactivité et de préférence sur de très gros échantillons voire
sur la totalité de l'hexafluorure mis en oeuvre.
[0028] Il est vraisemblable que la majeure partie de ces produits de filiation se trouve
sous forme de fluorures solides ou gazeux et que dans le cas où ils se trouvent sous
forme de particules de fluorures solides dans l'UF₆ liquide, ou dans l'UF₆ gazeux,
cellesci sont vraisemblablement d'une taille infime voire moléculaire, du fait du
mode de génération "in situ" des produits de filiation.
[0029] Ainsi de façon surprenante le matériau poreux fixe l'ensemble des produits de filiation
bien que sa structure et son pouvoir de coupure puissent être choisis dans une très
vaste gamme.
En particulier ce dernier peut être choisi dans un domaine très étendu, les valeurs
trop faibles réduisant les débits possibles d'hexafluorure pour une même surface,
les valeurs trop élevées nécessitant une épaisseur plus importante du matériau poreux.
[0030] En pratique, dans le but d'avoir une bonne efficacité de l'épuration, le diamètre
équivalent des pores doit être inférieur à 100 µm et de préférence inférieur à 50
µm. Ce diamètre est mesuré par bulloscopie selon la norme ISO 4003-1977 (F).
Parallèlement l'épaisseur du matériau poreux est généralement d'au moins 100 mm quand
il s'agit de toile ou de feutre fritté métallique. Dans le cas de matériaux poreux
frittés l'épaisseur est généralement comprise entre 0,5 et 10 mm et de préférence
entre 1,5 et 5 mm.
La vitesse de passage de l'hexafluorure liquide ou gazeux est habituellement choisie
inférieure à 250 m/h et de préférence comprise entre 15 et 100 m/h; le temps de contact
avec le matériau poreux est habituellement supérieur à quelques centièmes de seconde
et de préférence compris entre 0,1 et 10 sec.
[0031] On voit d'après ces paramètres que les débits peuvent être élevés ce qui est particulièrement
intéressant quand on utilise l'hexafluorure gazeux, et qu'à vitesse ou temps de séjour
constant il est plus intéressant de traiter l'hexafluorure liquide.
[0032] On voit que l'on peut également traiter des débits importants d'hexafluorure tout
en utilisant des corps poreux dont la surface d'accès est relativement faible, par
exemple pour des débits de 500 kg UF6/h, une surface de l'ordre de 0,5 m2 peut suffir,
ceci illustre l'encombrement réduit du dispositif d'épuration.
[0033] Le procédé selon l'invention permet d'éliminer au moins 98% de la radioactivité présente
dans l'hexafluorure de départ et due aux produits de filiation de l'uranium 232, et
cette purification atteint même généralement plus de 99,7%. Ces résultats sont obtenus
par la comparaison avant et après traitement soit de mesures de l'irradiation γ faites
au contact du conteneur ou des canalisations, soit de préférence de mesures de spectrométrie
de l'ensemble du conteneur ou d'un échantillon représentatif.
[0034] Quand le matériau poreux est suffisamment contaminé par les produits qu'il a fixés
au cours du traitement, ce que l'on note en mesurant l'irradiation au contact de son
enceinte de confinement, ladite enceinte et son matériau poreux contenu sont alors
remplacés par un ensemble neuf. Du fait de sa compacité l'ensemble est facilement
manipulable, même à distance, facilement éliminable en décharge contrôlée, tel quel
ou après conditionnement, ou mieux stockable pour laisser décroître sa radioactivité
avant réemploi.
[0035] Le procédé est applicable à l'uranium de retraitement de toute teneur isotopique
en uranium 235; il est particulièrement intéressant de le mettre en oeuvre pour de
l'uranium enrichi qui de ce fait est également enrichi en U232 et dont les périodes
de stockage à faible irradiation sont d'autant plus courtes que la teneur en U232
est plus importante.
[0036] On voit que le procédé est particulièrement simple et avantageux à mettre en oeuvre
quand l'uranium de retraitement est stocké sous forme UF₆ et qu'il permet son stockage
sur de très longues périodes, puisqu'il suffit de faire de temps à autre un transfert
d'un conteneur émetteur dans un conteneur récepteur par l'intermédiaire d'un corps
poreux selon l'invention.
EXEMPLES
[0037] Les exemples non limitatifs suivants permettront de mieux voir comment mettre en
oeuvre l'invention.
EXEMPLE 1
[0038] On part d'un hexafluorure d'uranium de retraitement stocké en conteneur d'alliage
à base d'Al; le conteneur récepteur est identique.
[0039] Le conteneur émetteur, contenant le produit à épurer est relié au dispositif d'épuration
qui lui-même est relié au conteneur récepteur; ces liaisons sont en inox et sont munies
des vannes d'arrêt ou isolement nécessaire et de manomètres gradués de 0 à 6 bar,
situé à proximité des conteneurs.
[0040] On a monté en déviation sur ce circuit une pompe à vide primaire destinée à éliminer
les gaz inertes présents dans le circuit et le conteneur récepteur avant l'opération
d'épuration.
[0041] Le conteneur récepteur est équipé d'un serpentin extérieur de refroidissement à
circulation d'eau. Il est installé sur un dispositif de pesage, qui permet de suivre
l'avancement du transfert.
Le dispositif d'épuration est constitué d'une enceinte cylindrique en inox de diamètre
59 mm aux extrémités de laquelle débouchent les tubes des liaisons avec les conteneurs
émetteur et récepteur. Un disque de matériau poreux de diamètre 50 mm est positionné
transversalement dans l'enceinte. Un manomètre différentiel donne la perte de charge
entre l'amont et l'aval du matériau poreux.
[0042] Le bidon émetteur et le dispositif d'épuration sont dans une même étuve de chauffage.
[0043] Différents corps poreux seront essayés.
Pour conduire l'épuration selon l'invention, on fait d'abord le vide dans l'installation
pour éliminer les inertes. L'étuve est ensuite mise en chauffage de façon à ce que
le bidon émetteur soit à 80°C environ et que sa pression soit stabilisée. Dans le
même temps on met en refroidissement le bidon récepteur.
[0044] Une fois les pressions stabilisées on manoeuvre les vannes de façon à opérer le transfert
de UF₆ gazeux à travers le corps poreux.
[0045] La décontamination de l'hexafluorure est mesurée par comparaisons des analyses radiochimiques
de l'activité des descendants de U232 effectuées sur l'UF₆ de départ et l'UF₆ épuré.
Les taux de purification, représentant le rapport de ces deux mesures et obtenus avec
les divers corps poreux utilisés sont regroupés dans le tableau suivant:
N°Essai |
Corps poreux |
Courant gazeux |
Emetteur |
Récepteur |
Taux de purification |
|
Type |
Nature matériau |
Epaisseur |
Surface d'accès |
Diamètre de pore |
Débit |
Flux surfacique |
Vitesse du gaz |
Température |
Pression |
Température |
Pression |
|
|
|
|
mm |
cm2 |
µm |
kgUF6/h |
kgUF6/hcm2 |
m/h |
°C |
bar |
°C |
bar |
% |
1 |
fritté |
inox |
2 |
20 |
50 |
1,2 |
0,06 |
50 |
80 |
1,8 |
17 |
1,8 |
99,6 |
2 |
fritté |
inox |
2 |
3 |
50 |
0,9 |
0,3 |
233 |
80 |
1,8 |
17 |
1,8 |
99,1 |
3 |
tampon Knitt |
monel |
2 |
20 |
|
1,8 |
0,09 |
75 |
80 |
1,5 |
17 |
1,5 |
98,6 |
4 |
Fritté |
monel |
2 |
20 |
50 |
1,8 |
0,09 |
75 |
80 |
1,5 |
17 |
1,5 |
99,5 |
EXEMPLE 2
[0046] L'installation utilisée dans cet exemple permet de traiter des cylindres contenant
jusqu'à 14 t d'UF₆; elle est semblable à celle de l'exemple 1, à l'exception du refroidissement
du bidon récepteur effectué par une rampe d'arrosage à l'eau et du dispositif d'épuration.
[0047] Ce dernier est constitué par une enceinte cylindrique à l'intérieur de laquelle sont
disposées, en parallèle, cinq cartouches identiques de matériau poreux; elles sont
cylindriques et fermées à une extrémité. Cette dispopsition permet d'augmenter la
surface d'accès au matériau poreux qui dans ce cas est de 0,5 m2, tout en gardant
un encombrement réduit de l'enceinte: diamètre 30 cm et volume 65 l.
[0048] Le matériau poreux est du monel fritté, dont le diamètre équivalent de pore est de
50 µm, l'épaisseur utile de chaque cartouche est de 2 mm.
Comme précédemment, on porte le cylindre d'UF₆ à 80°C, la pression dans le cylindre
émetteur varie entre 1,2 et 1,8 bar et celle du cylindre récepteur entre 0,6 et 1,2
bar, au cours du traitement. On a fait varier le débit de UF₆ gazeux entre 57 kg/h
et 331 kg/h, pour une quantité transférée totale de 14 t d'UF₆.
[0049] La vitesse a correlativement varié de 36 m/h à 82 m/h et le temps de séjour dans
le matériau poreux de 0,6 sec à 0,26 sec.
[0050] Dans ces conditions, le taux de purification obtenu après comptage de l'activité
des descendants de l'U 232 effectué par spectrométrie des échantillons représentatifs
prélevés avant et après traitement est de 99,7%.