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Procédé de décontamination du technétium dans le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé. Download PDF

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Abstract

L'invention concerne un procédé de décontamination du technétium dans l'étape de codécontamination du procédé P.U.R.E.X. de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, selon lequel une coextraction a lieu sur le zirconium (Zr), le plutonium (Pu) et l'uranium (U), tandis que le technétium à l'état heptavalent (Tc(VII)) qui a été extrait dans le produit organique U-Pu est séparé de la phase organique, de sorte qu'il est rejeté dans les déchets aqueux de haute activité. Suivant l'invention, le procédé est caractérisé en ce qu'une étape de stripage de Tc (11 à 16) est prévue postérieurement à l'étape d'extraction principale et de lavage (1 à 10) du système de codécontamination et en ce que la solution de stripage contenant Tc est injectée dans l'étape d'extraction principale et de lavage (1 à 10) dans un étage (4) situé entre l'étage (6) dans lequel la solution de matière première est introduite et l'étage (1) dans lequel le solvant d'extraction est introduit, de sorte que Tc est rejeté d'une manière quantitative dans les déchets aqueux de haute activité (DA).

Description

La présente invention concerne un amélioration apportée dans la technique du retraitement des combustibles nucléaires épuisés provenant des réacteurs nucléaires de production d'énergie.
Le procédé P.U.R.E.X. (Plutonium Uranium Recovery by Extraction = récupération de l'uranium et du plutonium par extraction), qui est l'une des techniques les plus courantes pour retraiter les combustibles nucléaires épuisés, utilise un système de tributylphosphate (TBP) et d'acide nitrique pour extraire et récupérer à la fois U et Pu à partir du combustible nucléaire épuisé. Tc (VII) a classiquement été considéré comme ne pouvant être extrait dans le procédé P.U.R.E.X. et on n'a porté aucune considération spéciale à Tc. Toutefois, on sait aujourd'hui que Tc(VII) est extrait, partiellement ou totalement, en même temps que U et Pu dans l'étape de codécontamination du procédé P.U.R.E.X. et que le Tc extrait parvient à l'étape de séparation (dans laquelle est effectuée la séparation de U et de Pu).
On sait maintenant aussi que Tc accélère divers types de réactions d'oxydoréduction dans l'étape de séparation, ce qui gêne une séparation efficace de U et
Pu. Dans ces conditions, UP-3 en France et l'installation de retraitement de Rokkasho au Japon ont récemment opté pour le stripage de Tc à partir de la phase organique contenant U, Pu et Tc qui a été extraite dans l'étape de codécontamination au cours du retraitement de combustibles nucléaires épuisés.
La solution aqueuse de stripage contient non seulement Tc, mais aussi des quantités de U et de Pu qui ne sont en aucune façon négligeables et on l'introduit donc dans une étape suivante d'extraction auxiliaire dans laquelle seuls U et Pu sont récupérés par extraction au moyen d'un solvant convenable, tandis que la phase organique obtenue est recyclée vers l'étape d'extraction principale. La phase aqueuse contenant le Tc qui n'a pas été extrait dans l'étape auxiliaire est concentrée et combinée avec des déchets aqueux de haute activité.
Dans la méthode d'extraction de Tc par stripage de la technique antérieure,
I'étape d'extraction auxiliaire est prévue à un stade postérieur au stripage de Tc, d'une façon telle que U et Pu sont extraits au moyen d'un solvant convenable et récupérés à partir de la solution aqueuse contenant le Tc obtenu par stripage. Toutefois, cette manière de procéder n'est pas économique, compte tenu du fait qu'elle n'est destinée qu'à traiter le Tc qui doit finalement être rejeté.
Dans la présente invention, I'étape de stripage de Tc est prévue à un stade postérieur à l'étape d'extraction principale (extraction de U et de Pu suivie d'un lavage) du procédé de codécontamination utilisé dans le retraitement de combustibles nucléaires épuisés, tandis que la solution aqueuse contenant le Tc obtenu par stripage est renvoyée, telle qu'elle est, à l'étape précédente d'extraction principale. De cette manière, la récupération de U et de Pu à partir de la solution aqueuse contenant Tc est effectuée au stade d'extraction de l'étape d'extraction principale, tandis que Tc est rejeté au rebut dans le courant de déchets aqueux fortement radioactifs. II en résulte que l'étape d'extraction auxiliaire permettant de séparer U et Pu de Tc qui était jusqu'à présent nécessaire est éliminée, ce qui permet de mettre le procédé de la présente invention en oeuvre suivant une séquence très simplifiée d'étapes de procédé.
L'invention a pour objet un procédé de décontamination du technétium dans l'étape de codécontamination du procédé P.U.R.E.X. de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, selon lequel une coextraction a lieu sur le zirconium (Zr), le plutonium (Pu) et l'uranium (U), tandis que le technétium à l'état heptavalent (Tc(VII)) qui a été extrait dans le produit organique U-Pu est séparé de la phase organique, de sorte qu'il est rejeté dans les déchets aqueux de haute activité, caractérisé en ce qu'une étape de stripage de Tc est prévue postérieurement à l'étape d'extraction principale et de lavage du système de codécontamination et en ce que la solution de stripage contenant Tc est injectée dans l'étape d'extraction principale et de lavage dans un étage situé entre l'étage dans lequel la solution de matière première est introduite et l'étage dans lequel le solvant d'extraction est introduit, de sorte que Tc est rejeté d'une manière quantitative dans les déchets aqueux de haute activité.
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront de la description qui va suivre à titre d'exemple non limitatif et en regard des dessins annexes sur lesquels
la figure 1 représente un schéma de traitement de la séparation de Tc (VII) dans le premier cycle du retraitement de combustibles nucléaires épuisés et
la figure 2 représente deux graphes présentant à titre illustratif des distributions de Tc(VII), U(VI) et Pu(lV) dans le schéma de traitement de la figure 1.
La présente invention est mise en oeuvre suivant la procédure qui suit. En premier lieu, on détermine expérimentalement les caractéristiques d'extraction de
Tc(VII) et l'effet de coextraction avec U et Zr, en ce qui concerne le système d'extraction au tributylphosphate (TBP) et à l'acide nitrique qui est le choeur du procédé P.U.R.E.X.. Ensuite, au moyen d'un ordinateur, on traite les données obtenues et d'autres données publiées, de façon à en déduire une équation empirique permettant de calculer le rapport de distribution de Tc(VII).
A l'étape suivante, on incorpore l'équation obtenue dans le code de simulation du procédé P.U.R.E.X. et on analyse les comportements de Tc et d'autres constituants, en liaison avec divers schémas de traitement de l'étape d'extraction du premier cycle du procédé P.U.R.E.X.. On vérifie que le fait de renvoyer la solution de stripage de Tc à l'étape d'extraction principale favorise l'obtention d'un facteur de décontamination élevé pour la séparation de Tc vis-à-vis du produit U-Pu.
Exemples
En utilisant EXTRA, ou le code de simulation du procédé P.U.R.E.X. (utilisant un système HNO3-TBP à 30 %), on analyse un schéma de traitement qui est adapté à partir du cas typique constitué de 10 étages dans l'étape d'extraction et de lavage grâce à l'addition de 6 étages d'une opération de stripage de Tc. Le schéma de traitement est représenté à la figure 1, les chiffres encerclés désignant le débit relatif. Le schéma de traitement de la figure 1 suppose que la concentration de Zr dans la solution de matière première a une valeur aussi élevée que 0,4 % (1,0 g/l) de la concentration de U (250 g/l), de sorte que tout le Tc est extrait dans l'étape d'extraction. La solution aqueuse provenant de l'étape de stripage de Tc est injectée dans le quatrième étage de l'étape d'extraction.
Les deux derniers étages (étages 17 et 18) sont prévus pour réaliser un stripage de l'excès d'acide nitrique à partir de la phase organique. La solution dissoute de combustible nucléaire épuisé qui contient U, Pu, Tc et Zr est introduite dans l'Etage d'Extraction 6, tandis que le solvant servant à extraire U et Pu est introduit dans l'Etage d'Extraction 1. La solution et le solvant introduits viennent au contact l'un de l'autre à contre-courant dans un étage situé entre les Etages d'Extraction 1 et 6, tandis que les déchets aqueux de haute activité (DA) sont évacués de l'Etage d'Extraction 1. Le solvant qui a extrait Tc et Zr en même temps que
U, Pu, etc. est en outre soumis à un lavage pendant qu'il s'écoule de l'Etage d'Extraction 6 à l'Etage de Lavage 10.
Une solution de lavage est ajoutée à l'Etage de Lavage 10. Le solvant organique lavé est introduit dans l'étape de stripage de Tc qui est prévue postérieurement à l'étape d'extraction et de lavage. Dans l'opération de stripage de Tc, le solvant organique vient au contact à contre-courant avec une solution de stripage fortement acide introduite dans l'Etage de Stripage 16, de sorte que Tc fait l'objet d'un stripage à partir du solvant chargé. Le solvant organique (OP) contenant U et
Pu fait l'objet d'un stripage en ce qui concerne l'excès d'acide nitrique dans les
Etages de Stripage 17 et 18, puis est évacué de l'Etage de Stripage 18 ; la solution de stripage contenant Tc est extraite de l'Etage de Stripage 11 et renvoyée à l'Etage d'Extraction 4 de l'étape précédente.
Les concentrations des principaux éléments qui sont traités dans l'étape d'extraction et de stripage conformément à la présente invention sont analysées en ce qui concerne leurs distributions et les résultats sont présentés à la figure 2 qui permet de constater que plus de 99 % de Tc s'est écoulé comme s'il était contenu dans les déchets aqueux issus du premier étage de l'étape d'extraction. On constate aussi que les concentrations de U et de Pu dans les déchets aqueux sont très faibles ( < 1 mg/l).
Dans le procédé de décontamination de Tc conforme à la présente invention, une étape de stripage de Tc est prévue en aval de l'étape d'extraction princi pale et de lavage du premier cycle du procédé P.U.R.E.X.. Au lieu de prévoir une étape d'extraction supplémentaire, la solution aqueuse issue de l'étape de strippage de Tc est injectée, telle qu'elle est, dans l'étape d'extraction principale et de lavage, dans un étage situé entre l'étage dans lequel la solution de matière première (la solution dissoute de combustible nucléaire épuisé) est introduite et l'étage dans lequel le solvant d'extraction nécessaire est introduit, tandis que cette technique permet au Tc d'être rejeté d'une manière quantitative dans les déchets aqueux de haute activité.

Claims (1)

  1. REVENDICATION
    Procédé de décontamination du technétium dans l'étape de codécontamination du procédé P.U.R.E.X. de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, selon lequel une coextraction a lieu sur le zirconium (Zr), le plutonium (Pu) et l'uranium (U), tandis que le technétium à l'état heptavalent (Tc(VII)) qui a été extrait dans le produit organique U-Pu est séparé de la phase organique, de sorte qu'il est rejeté dans les déchets aqueux de haute activité, caractérisé en ce qu'une étape de stripage de Tc (11 à 16) est prévue postérieurement à l'étape d'extraction principale et de lavage (1 à 10) du système de codécontamination et en ce que la solution de stripage contenant Tc est injectée dans l'étape d'extraction principale et de lavage (1 à 10) dans un étage (4) situé entre l'étage (6) dans lequel la solution de matière première est introduite et l'étage (1) dans lequel le solvant d'extraction est introduit, de sorte que Tc est rejeté d'une manière quantitative dans les déchets aqueux de haute activité (DA).
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