Contrôle-commande des usines de retraitement. Instrumentation

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BN3445 V1 Article de référence

Contrôle-commande des usines de retraitement. Instrumentation

Auteur(s) : Jean CHABERT

Date de publication : 10 octobre 1997 | Read in english

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AUTEUR(S)

  • Jean CHABERT : Directeur technique SGN - Chargé de Mission à Cogema (BR/DT)

 INTRODUCTION

Le cycle du combustible nucléaire comporte les principales activités industrielles et commerciales suivantes :

  •  prospection minière, extraction et raffinage de l’uranium naturel ;

  •  enrichissement de l’uranium naturel pour augmenter la teneur en isotope fissile ( 235 U) de 0,7 % pour l’uranium naturel à environ 3,5 % pour l’uranium enrichi ;

  •  fabrication des combustibles à base d’oxyde d’uranium enrichi ;

  •  utilisation de ces combustibles dans les réacteurs électrogènes (PWR et BWR) exploités par les compagnies d’électricité des principaux pays industrialisés ;

  •  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 :

  •  une destructuration par cisaillage du combustible ;

  •  une dissolution nitrique de ce dernier suivie d’une séparation de l’uranium et du plutonium par extraction liquide-liquide ;

  •  la conversion en oxydes de l’uranium et du plutonium purifié ;

  •  une vitrification de la quasi-totalité des produits de fission et des actinides résiduels contenus dans des concentrats d’effluents ;

  •  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...

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DOI (DIGITAL OBJECT IDENTIFIER)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3445

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