CHAPITRE LES INSTALLATIONS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE 13 La phase de séparation des solutions consiste à séparer l’uranium et le plutonium des produits de fission et des autres éléments transuraniens, puis l’uranium du plutonium. Après purification, l’uranium, sous forme de nitrate d’uranyle UO2(NO3)2, est concentré et entreposé. Il est destiné à être converti en un composé solide (U3O8) dans l’installation TU5 de Pierrelatte. Après purification et concentration, le plutonium est précipité par de l’acide oxalique, séché, calciné en oxyde de plutonium, conditionné en boîtes étanches et entreposé. Le plutonium peut être utilisé dans la fabrication de combustibles MOX. Les opérations de production, depuis le cisaillage jusqu’aux produits finis, mettent en œuvre des procédés chimiques et génèrent des effluents gazeux et liquides. Ces opérations génèrent également des déchets dits « de structure ». Les effluents gazeux se dégagent principalement lors du cisaillage des gaines et pendant l’opération de dissolution à l’ébullition. Le traitement de ces rejets s’effectue par lavage dans une unité de traitement des gaz. Les gaz radioactifs résiduaires, en particulier le krypton et le tritium, sont contrôlés avant d’être rejetés dans l’atmosphère. Les effluents liquides sont traités et généralement recyclés. Certains radionucléides, tels que l’iode et les produits les moins actifs, sont dirigés, après contrôle, dans l’émissaire marin de rejet en mer. Les autres sont dirigés vers des ateliers où ils seront incorporés dans une matrice solide (verre ou bitume). Le conditionnement des déchets solides est effectué sur le site. Deux méthodes sont utilisées: le compactage et l’enrobage dans du ciment. Les déchets radioactifs solides issus des combustibles irradiés des réacteurs français sont, selon leur composition, envoyés au Centre de stockage des déchets de faible et moyenne activité à vie courte de Soulaines (voir chapitre 16) ou entreposés en l’attente d’une solution pour leur stockage définitif. Conformément à l’article L. 542-2 du code de l’environnement relatif à la gestion des déchets radioactifs, les déchets radioactifs issus des combustibles irradiés d’origine étrangère sont réexpédiés à leurs propriétaires. Afin de garantir une répartition équitable des déchets entre ses différents clients, l’exploitant a proposé un système comptable permettant le suivi des entrées et des sorties de l’usine de La Hague. Ce système a été approuvé par arrêté du ministre chargé de l’énergie du 2 octobre 2008. À ce titre, l’exploitant a procédé en 2009 au retour des conteneurs standards de déchets compactés (CSD-C) vers les Pays-Bas et en 2010 vers l’Allemagne. 1I 3 I 2 Les évolutions des usines Le domaine de fonctionnement autorisé des usines Les décrets d’autorisation de création des installations nucléaires du site de La Hague ont été révisés en 2003 afin notamment de permettre l’évolution des activités des installations dans des conditions satisfaisantes de sûreté et de protection de l’environnement. Ainsi, aujourd’hui, l’élargissement de la nature et de l’origine des matières et substances à traiter, en provenance d’autres installations, tout en restant dans le domaine défini par les décrets, est autorisé par décision de l’ASN. L’adaptation de l’outil industriel La protection de l’environnement et les évolutions du marché conduisent l’exploitant à optimiser et à faire évoluer son outil industriel. Le projet creuset froid Entre 1966 et 1985, le traitement de combustibles UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) de type UMo (alliage d’uranium et de molybdène) et UMoSnAl (alliage d’uranium, de molybdène, d’étain et d’aluminium) a généré des concentrats de produits de fission avec une forte concentration en molybdène et en phosphore, qui sont des éléments difficiles à incorporer dans une matrice vitreuse alumino-boro-silicatée. Ceux-ci ont été entreposés dans les cuves de l’atelier SPF2 en attendant une incorporation possible dans une matrice de verre. Les recherches d’AREVA NC d’un procédé de conditionnement ont abouti à la mise au point d’une matrice alumino-silico-phosphatée de type vitrocéramique, qui permettrait une incorporation massique importante d’oxyde de molybdène MoO3 et qui Vue d’ensemble de l’usine de traitement des combustibles usés de La Hague Procédé de vitrification par creuset froid à l’usine AREVA de La Hague 373
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