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RÉSUMÉ
Cet article traite, sous l’angle de la R&D, de la gestion de la corrosion dans les usines françaises de traitement-recyclage du combustible nucléaire. L’acide nitrique utilisé pour la dissolution du combustible usé conduit à des phénomènes de corrosion spécifiques. Des matériaux adaptés comme des aciers inoxydables et le zirconium ont été choisis pour résister efficacement à un tel environnement oxydant. Cet article décrit les propriétés de ces matériaux, les différents modes de dégradation possibles, les facteurs influençant cette corrosion ainsi que les différents moyens mis en œuvre pour maîtriser le vieillissement des installations.
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Fanny BALBAUD : Ingénieur-chercheur - Université Paris-Saclay, CEA, Service de recherche en Corrosion et Comportement des Matériaux dans leur Environnement, Gif-sur-Yvette, France
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Nathalie GRUET : Ingénieur-chercheur - Université Paris-Saclay, CEA, Service de recherche en Corrosion et Comportement des Matériaux dans leur Environnement, Gif-sur-Yvette, France
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Benoît GWINNER : Ingénieur-chercheur - Université Paris-Saclay, CEA, Service de recherche en Corrosion et Comportement des Matériaux dans leur Environnement, Gif-sur-Yvette, France
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Pierre LAGHOUTARIS : Ingénieur-chercheur - Université Paris-Saclay, CEA, Service de recherche en Corrosion et Comportement des Matériaux dans leur Environnement, Gif-sur-Yvette, France
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Beatriz PUGA : Ingénieur-chercheur - Université Paris-Saclay, CEA, Service de recherche en Corrosion et Comportement des Matériaux dans leur Environnement, Gif-sur-Yvette, France
INTRODUCTION
Dans tout domaine industriel, la maîtrise de la corrosion est un enjeu majeur sur le plan économique mais également sur le plan sécuritaire. À cela s’ajoute la sûreté des installations pour l’industrie nucléaire (avec entre autres les usines de traitement-recyclage du combustible nucléaire usé) pour laquelle le remplacement d’équipements corrodés devient particulièrement coûteux et contraignant en raison de l’environnement radioactif. De manière à maîtriser le risque lié à la corrosion, ce domaine fait l’objet d’une R&D active depuis des dizaines d’années en France. L’objectif de cette R&D est de préciser/comprendre les modes et mécanismes de corrosion des matériaux et de quantifier leurs cinétiques de dégradation. Cette connaissance aide à s’assurer du bon fonctionnement des installations existantes, à proposer des solutions palliatives en cas de dégradation non anticipée, à préparer le remplacement d’équipements et à faire des choix adaptés de matériaux lors de la construction de nouvelles installations. Cet article a pour objectif de présenter un état des connaissances des mécanismes de corrosion des installations des usines de traitement-recyclage du combustible nucléaire usé. Par nature, la corrosion résulte de l’interaction entre un matériau et son environnement. Ainsi, une première partie décrit les propriétés de l’environnement principal rencontré dans l’usine, l’acide nitrique utilisé dans le procédé pour dissoudre le combustible (le cas de la vitrification et de la corrosion des installations par le verre fondu n’est pas traité ici). Il peut ainsi contenir des produits de fission et des actinides mineurs qui peuvent participer à la corrosion. De manière complémentaire, une deuxième partie présente les matériaux sélectionnés (aciers inoxydables et zirconium) pour résister à cet environnement acide et oxydant. Les modes de corrosion de ces deux familles de matériaux dans cet environnement font ensuite l’objet des troisième et quatrième parties, respectivement. Enfin, l’influence des paramètres majeurs sur la corrosion de ces systèmes est discutée dans une dernière partie.
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1. Milieu de dissolution du combustible
En France, le traitement-recyclage du combustible usé est réalisé dans les usines de La Hague en mettant en œuvre le procédé PUREX (Plutonium Uranium Refining by Extraction) [BN 3 652]. Ce procédé met en œuvre une première étape de dissolution du combustible dans l’acide nitrique concentré et chaud lors de laquelle l’uranium, le plutonium ainsi que d’autres actinides et la majeure partie des produits de fission passent en solution. De ce fait, tout au long du procédé en aval de cette première étape de dissolution (séparation uranium/plutonium/produits de fission, extraction, purification, traitement des gaz de vitrification, récupération acide), des milieux nitriques à des températures pouvant varier de l’ambiante à l’ébullition et à des concentrations variées, contenant également de multiples espèces dont des ions oxydants, vont pouvoir être rencontrés.
L’acide nitrique est un composé chimique de formule brute HNO3 et de masse molaire égale à 63,02 g.mol−1. En solution aqueuse diluée, c’est un acide fort, sa dissociation est totale ; en revanche pour des concentrations supérieures, il devient partiellement non dissocié selon l’équilibre :
La part non dissociée augmente avec la concentration et la part dissociée de la molécule présente un maximum pour une concentration voisine de 9 mol.L−1 ...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - DAVIS (W.), De BRUIN (H.J.) - New activity coefficients of 0-100 per cent aqueous nitric acid. - Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 26(6) : p. 1069-1083 (1964).
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(2) - POURBAIX (M.) - Atlas d'équilibres électrochimiques. Section 18.1 : Azote. - Éd. v. Gauthier (1963).
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(3) - PELLÉ (J.) - Étude de l’influence du Fe(III) sur les mécanismes de réduction de l’acide nitrique concentré sur un matériau inerte et sur acier inoxydable riche en Si. - Thèse de Sorbonne Université (2020).
-
(4) - FALLET (A.) - Influence des ions oxydants issus de la dissolution du combustible nucléaire usé sur le comportement des matériaux de structures, in École doctorale Science Chimique Balard (ED459) et de l’unité de recherche ICSM. - Thèse de l'université de Montpellier (2015).
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(5) - ZIOUANE (Y.), LETURCQ (G.) - New Modeling of Nitric Acid Dissociation Function of Acidity...
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