Vitrification des déchets radioactifs

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Vitrification des déchets radioactifs

Auteur(s) : Thierry ADVOCAT, Jean-Luc DUSSOSSOY, Valérie PETITJEAN

Date de publication : 10 juillet 2008 | Read in english

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RÉSUMÉ

Le développement des programmes de traitement des combustibles nucléaires utilisés dans les réacteurs de production d'électricité a conduit très tôt à trouver une solution scientifique et industrielle pour confiner les déchets ultimes liquides de haute activité et à vie longue. Grâce à ses capacités à confiner la trentaine de radionucléides présente dans les solutions de produits de fission, sa résistance aux dégâts d’irradiation et à l’échauffement, le verre borosilicaté reste un bon candidat pour solidifier les déchets liquides. Le procédé de vitrification des effluents radioactifs doit pouvoir maîtriser la fusion industrielle du verre et garantir des propriétés de stabilité (chimique, physique et thermique) à long terme, en conditions d'entreposage et de stockage.

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AUTEUR(S)

  • Thierry ADVOCAT : Chef du Laboratoire d'Étude de Base sur les Verres, au CEA-Valrhô, Marcoule

  • Jean-Luc DUSSOSSOY : Ingénieur-Chercheur et Expert-Senior sur les matrices de confinement vitreuses au CEA-Valrhô, Marcoule

  • Valérie PETITJEAN : Chef de Projet R&D, AREVA NC

 INTRODUCTION

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(Si 3 Al)(Mg 3 )O 10 (OH) 2 et les feldspaths (Na,K)AlSi 3 O 8 , 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  o C ;

  • puis une étape de fusion à 1 100  o C 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...

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