La présente invention est relative à un procédé pyroélectrochimique pour le retraitement de combustibles nucléaires irradiés de préférence ceux provenant de réacteurs nucléaires rapides.
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individuels d'uranium, de plutomium et de thorium et à leurs mélanges.
Le retraitement des combustibles irradiés dans les réacteurs nucléaires rapides pose un certain nombre de problèmes nouveaux qui sont résumés brièvement ici.
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combustible n'altérera pas, par radiolyse, la stabilité de la phase organique.
Des temps de refroidissement comparativement longs (6 à 9 mois)sont ainsi requis.
Dans les procédés à sec, dans lesquels les réactifs qui sont
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sement peut considérablement être réduit (un mois).
Pour réduire les temps de séjour du combustible rapide, qui
a une valeur résiduelle élevée, en-dehors du réacteur nucléaire,
il se présente également des réserves considérables sur les obligations en rapport avec l'immobilisation du capital plutonium.
Les taux élevés pour une combustion totale et les nombreuses opérations de recyclage que doivent subir les combustibles'déchargés dans le futur, à partir des réacteurs rapides, modif ier ont d'une manière importante les schémas de retraitement.
En fait, du moment que le plutonium est récupéré à partir
de combustibles ayant un temps d'exposition court, l'activité alpha seule de Pu 239 rend impératif d'adopter, dans le retraitement ultérieur, des boîtes à gants protégeant des radiations alpha sacs
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Avec des niveaux d'irradiation plus élevée, inversement, des quantités considérables d'isotopes du plutonium sont formées en raison de réactions ultérieures (n, gamma) ainsi que des quantités non négligeables de neptunium et d'éléments transplutoniques.
Dans ces circonstances, il deviendra nécessaire de recourir
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il sera sans signification d'exiger des procédés de retraitement <EMI ID=6.1>
de fission telle qu'elfe est recherchée par la présente invention.
Ainsi, les procédés à sec ne seront pas compromis par l'insuffisance des facteurs de décontamination élevé* qui ne peuvent être atteints avec eux, ce qui est maintenant la critique principale vis-à-vis de leur évolution,
Les combustibles rapides à combustion complète élevée présentent une concentration élevée en produits de fission (10%).
Parmi eux, le tritium est particulièrement important, puisque sa production est, avec la même combustion totale, de 2 à 3 fois plus grande dans un réacteur rapide que dans un réacteur thermique.
La présence de quantités considérables de tritium peut impliquer, afin de prévenir sa dilution irréversible, le recyclage total de l'eau dans un procédé humide .
Dans les procédés à sec, inversement, les produits de fission gazeux (iode, xénon, krypton, tritium), sont totalement libérés sous une forme concentrée sans dilution dans d'autres gaz et liquides, depuis le premier stade d'attaque du combustible.
Le combustible d'un réacteur rapide maintient, pendant le même temps de refroidissement, une énergie résiduelle spécifique
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d'un réacteur thermique.
Dans le procédé humide, il est ainsi vital, si des temps de refroidissement de l'ordre de quelques mois doivent être observés, de retraiter le combustible et la matière fertile du revêtement, afin de diluer la chaleur résiduelle du premier.
Dans ce cas, les énergies spécifiques sont environ trois fois plus grandes que celles d'un combustible de réacteur thermique.
Dans le cas des procédés à sec, dans lesquels les réactifs
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matière de revêtement séparément, en évitant ainsi, dans le procédé tête-extrémité, l'étape supplémentaire de regroupement des barres désassemblées avant la coupe.
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une extension et une amélioration du procédé pyrochimique précédent, basé sur la dégradation physique et la dissolution du combustible provenant de réacteurs rapides ( oxydes ou carbures mixtes d'uranium et
<EMI ID=11.1> du. plutonium par décomposition thermique.
Selon cette dernière méthode, les sels fondus ou les solutions contenant les produits de fission actifs sont complétés par la silice et le dioxyde de titane, l'eau qui est préserte de façon possible étant alors chassée par évaporation, le mélange ensuite
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est refroidie brutalement et un solide vitreux est obtenu qui est à la f ois infrangible et insoluble.
Comme les autres procédés à sec le font, le procédé pyroélectrochimique permet de traiter les combustibles irradiés après un séjour court, puisqu'il n'y a aucun problème tel que la dégradation thermique et radiolytique des solvants et tel que l'extraction complète des gaz de fission sous forme concentrée. En outre, le procédé pyroélectrochimique permet d'atteindre des faoteurs de décontamination comparativement élevée, même s'ils ne peuvent pas être comparés avec ceux qui peuvent être obtenus avec les procédés aqueux.
En raison des complications moindres de l'étape requise en comparaison avec les procédés aqueux, le procédé de la préserte invention peut être exploité, en outre, dans un arrangement de faible encombrement, intégré avec le réacteur ou avec un groupe de réacteurs, le transport des combustibles fortement actifs étant ainsi rendu Inutile.
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des mélanges eutectiques de sulfates de métaux alcalins.
MELANGES EUTECTIQUES DE SULFATES POINT DE FUSION
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Le procédé comprend les étapes suivantes, comme indiqué à titre d'exemple illustratif mais non limitatif, en référence au dessin annexé montrant un diagramme d'ensemble dans lequel :
A. DISSOLUTION DU COMBUSTIBLE. -
Le combustible est dissous dans les sulfates fondus par l'action de l'acide sulfurique absolu (100%) tombant goutte à goutte
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sulfates fondus ne sont pas désagrégés mais, plutôt, ils passent directement en solution comme résultat de l'attaque par les bisulfates qui sont formés par la réaction entre les sulfates et l'acide sulfurique ajouté.
Comme exemple, pour le potassium :
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Les carbures frittes, UC-PuC, inversement, sont rapidement désagrégés lorsqu'ils sont immergés dans la bain de sels fondus.
Les bisulfates de métaux alcalins peuvent directement être utilisés, bien que cela ne soit pas recommandable pour des raisons d'équilibre de poids.
Pour autant que la dissolution n'est pas sélective en ce qui concerne les revêtements, l'élimination du revêtement des éléments combustibles peut être effectuée, dans le cas des oxydes, par
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rendue inutile .
La dissolution du revêtement a lieu par immersion de l'élément combustible dans 39 zinc ou des aliages métalliques tels que Cü-Sb, à une température de 800[deg.]C-950[deg.]C.
Les taux de dissolution pour l'acier inoxydable sont variables
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Le combustible qui est laissé non dissous au fond du creuset est séparé par filtration du métal liquide dissolvant.
Dans le cas des carbures, inversement, les revêtements peuvent facilement être séparés du combustible : en fait, en immergeant
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lingots d'élénents -coupée, les revêtements d'acier inoxydable ne sont pas attaqués, tandis que le combustible proprement dit, sous forme de poudra, existe dans les revêtements et est déposé sur le fond du récipient. Une fois le combustible complètement séparé du revêtement, le panier avec les coquilles vides est retiré du bain fondu.
Quoi qu'il en soit, les oxydes peuvent être désagrégée dans les sulfates fondus par action d'agents désoxydants appropriés, tels que oxygène, air, nitrates fondus.
La présence de sodium élémentaire résiduel sur les revêtements ne donne pas naissance à des quelconques troubles puisque le sodium se dissout dans les sulfates fondus sans jaillir en flamme et
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Les concentrations élevées d'oxydes peuvent être obtenues dans
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un temps compris entre 90 et 120 heures.
C. ELECTRODEPOSITION DE L'URANIUM. -
En introduisant dans les sulfates fondus, à température de 550[deg.]C-600[deg.]C, un couple d'électrodes entre lesquelles une différence de potentiel de 0,5 à 1,0 volt est maintenue, une oellule électrolytique est formée sur la cathode de laquelle U02 est déposé, tandis que le trioxyde de soufre et l'oxygène sont dégagés à l'anode selon les réactions :
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La formation d'uranium métallique avec ce type d'électrolysa ne peut pas prendra place, étant donné qu'elle nécessiterait une source exempte d'oxygène d'ions uranium et un potentiel plus élevé.
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plémentaire qui contient un mélange synthétique d'isotopes stables de façon à simuler une, combustion à 5%, le comportement a été examiné avec soin pour quelques produits de fission (aérium, césium, zirconium, niobium, ruthénium) qui sont analysés par spectrométrie gamma et égalene nt celui d'autres éléments (strontium, molybdène, samarium) qui sont analysés par absorption atomique.
Il a été obtenu pour U02 électrodéposé les facteurs de décontamination suivants (rapport de la contamination initiale à la
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Le facteur de décontamination globale comme déterminé sur U02 irradié est de l'ordre de 30 à 50.
L'uranium comme résidu d'électrolyse des sels fondus est inférieur à 15 parties par million (ppm) de U.
ELECTRODEPOSITION DE URANIUM-PLUTONIUM.-
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et en opérant d'une manière identique à celle décrite dans le paragraphe précédent, il est possible de déposer électrolytiquement sur la oathode une solution solide U02-Pu02..
Le plutonium sous forme d'un résidu d'électrolyse des sels fondus est, dans ce cas, inférieur à 30 ppm de Pu.
D. RECYCLAGE DES SELS FONDUS . -
Les sels fondus, après une possible décontamination qui peut être effectuée par préoipitation des produits de fission à partir de la .solution avec des agents basiques, tels que les oxydes, carbonates, hydroxydes, peuvent être recyclés à l'objectif de départ du procédé.
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inévitable l'élimination périodique et le renouvellement partiel avec des sels frais.
E . CONDITIONNEMENT DES SELS FONDUS ET DES PRODUITS DE FISSION.-
Les sels fondus qui contiennent les produits de fission sont conditionnés par enrobage de ceux-ci dans une matrice métallique, .selon un procédé qui est déjà connu pour les matières et les verres <EMI ID=32.1>
réduction des sulfates fondus en une forme granulaire solide en les faisant tomber goutte à goutte sur une surface froide,
dispersion des particules ainsi obtenues,ayant un diamètre de 3 à 5 mm dans une matrice métallique par coulage d'un alliage liquide sur la matière granulaire disposée dans un récipient cylindrique.
Les granulés sont distribués uniformément dans la matrice
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volume total.
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excède par un facteur de 15 à 30 celui des verres, permettant ainsi de maintenir au centre du bloc cylindrique ayant un diamètre de
50 cm et une hauteur de 1,50 m et une densité énergétique de
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celle du point de fusion des sulfates de métaux alcalins.
Deux types d'alliage peuvent être utilisés avec avantage, à savoir :
- alliages de plomb, fondant dans la gamme de 250-320[deg.]C,
- alliages de zinc, fondant dans la gamme de 400-5000C. Comme alternative, les sulfates fondus peuvent être vitrifiés <EMI ID=36.1>
par exemple pour Na, les suivait es :
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Les verres silioo-titanates, bien que contenant une quantité
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verres au phosphate et borosilicate.
Les oxydes déposés électrolytiquement, avant d'être disponibles pour le retraitement du combustible, doivent être soumis aux opérations de :
- élimination mécanique de l'électrode,
- broyage,
- lavage à l'eau, pour éliminer le sel fondu,
- classification,
- mélange avec un autre oxyde pour restituer la composition initiale.
Le procédé de la présente invention est capable d'assurer un facteur de décontamination global qui n'est jamais inférieur à 10 et qui peut être amélioré en effectuant une électrolyse en plusieurs étapes.dans laquelle la cathode revêtue de U02 de la cellule agit comme anode soluble dans la cellule voisine en raison de l'inversion de polarité.
Bien que les facteurs de déoontamination qui peuvent être atteints en tous cas, ne peuvent pas être comparés avec ceux des procédés aqueux, comme souligné ci-dessus, la composition Isotopique
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cadence l'adoption de procédés de fabrication par traitement à distance qui rendront non nécessaire la séparation complète des produits de fission à partir du plutonium ou à partir de l'uranium.
Le volume des résidus finals, qui sont composés par des sulfates solidifiés et des produits da fission enrobés dans les matrices métalliques ou par des verres silico-titanate incorporant les produits de fis sion en admettant qu'ils sont réalisés :
5 recyclages des sulfates fondus dans le traitement de la
<EMI ID=40.1> est d'environ 1,6 à 1,8 fois supérieur au volume des résidus vitrifiés des procédés aqueux.
Selon des estimations qui tiennent compte des dernières nouveautés, une usine de retraitement aqueux aura, pour être actuellement compétitive, un rendement potentiel de combustibles
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à la quantité déchargée annuellement par environ 50 stations
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grandeur soient obtenus, grâce au nombre moindre des étapes da traitement et de la capacité plus grande de l'appareillage, en raison de l'importance d'économie dans la mesure où de petites installations en circuit fermé intégrées au réacteur ou à un ensemble de réacteurs peuvent être adoptées.
En résumé, les avantages potentiels en général d'une instal-
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correspondante de la sécurité du public, la réduction des temps de refroidissement et ainsi les dépenses dues au blocage du plutonium.
Les avantages de nature plus particulière du procédé pyroélectrochimique sont : <EMI ID=45.1> plutonium et uranium, de façon à réduire la capture parasite de nouions à des niveaux acceptables;
- la récupération quantitative de plutonium et d'uranium sous <EMI ID=46.1>
qualité-réacteur, qui sont directement disponibles pour le retraitement du combustible;
la suppression de la perte de plutonium qui a lieu dans les procédés aqueux en raison de sa dissolution incomplète et qui peut atteindre 3%.
L'attaque énergique par les sulfates fondus et l'acide sulfurique assure une dissolution totale, le résultat étant un avantage écologique.
<EMI ID=47.1> . de fission à l'état gazeux et le Ru sont déchargea en G.
La seconde étape B est la décomposition thermique du sulfate de
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température (de préférence jusqu'à 750-800[deg.]C) du sulfate de
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en H. Les sels fondus qui contiennent les produits de fission sont conditionnés en E en les enfermant dans une matrice métallique, après quoi les produits de fission sont conduits au stockage final en I.
La présente invention est illustrée par les exemples non limitatifs ci-après.
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l'état liquide à la température de 575[deg.]C.
Il est ensuite ajouté avec précautions par introduction
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Après une réaction de 5 heures, la pastille est complètement passée en solution dans le sel fondu.
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gramme de sel, est ensuite montée à 800[deg.]C et ainsi maintenue pendant 50 heures, puis abaissée à 760[deg.]C pendant 140 heures.
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graduellement déposé sur le fond du réacteur.
A la fin de la décomposition, il reste en solution 0,05 mg de
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initial exempt d'uranium.
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contenant, toutefois, un mélange synthétique d'isotopes stables pour simuler une combustion à 5%) sont dissous dans 100 g d'un
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une température de 575[deg.]C.
Les sels fondus sont soumis à un comptage gamma pour déterminer l'activité initiale des produits de fission individuels qui sont présents. Dans le bain de sels fondis, sont immergées deux électrodes
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de courant continu. Entre les deux électrodes, une différence de potentiel de 1,3 V est appliquée,ce qui correspond au passage d'un courant ayant l'intensité de 10 milliampères.
Après environ 25 heures, l'électrolyse est complète comme montré par l'absence d'uranium dans les sels fondus. Ces derniers
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déposé sur les cathodes, les résultats étant comme suit :
Elément Activité Activité Elément % Activité Elément %
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dans le dans le sel électrosel sel déposé
disint./ disint./ disint./ minute minute minute
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de 575[deg.]C.
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et 430 mg de U par gramme de sel. Après avoir immergé dans le bain fondu deux électrodes de platine comme dans l'exemple 3, l'élec-
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Après 45 heures, il reste en solution 0,03 mg de Pu par gramme de
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d'uranium et 99,9� de plutonium qui étaient initialement présents - dans les sels fondus se sont codéposés sur la cathode sous forme oxydes mixtes.
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REVENDICATIONS
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combustibles nucléaires irradiés provenant de préférence de réac-
<EMI ID=71.1> a) dissolution du combustible nucléaire, <EMI ID=72.1> c) électrodéposition d'oxyde d'uranium, d) recyclage des sels fondus au départ du procédé, e) conditionnement des produits de fission et des sels fondus.
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