CHAPITRE LES INSTALLATIONS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE 13 Les opérations réalisées dans les usines La chaîne principale de ces installations comprend des installations de réception et d’entreposage des combustibles usés, de cisaillage et de dissolution de ceux-ci, de séparation chimique des produits de fission, de purification de l’uranium et du plutonium et de traitement des effluents, ainsi que du conditionnement des déchets. La réception des emballages de transport et l’entreposage du combustible usé sont les premières opérations effectuées dans l’usine. À leur arrivée à l’usine de retraitement, les emballages sont déchargés, soit sous eau en piscine, soit à sec en cellule blindée étanche. Le combustible est alors entreposé dans des piscines. Le combustible usé, après cisaillage des crayons, est séparé de sa gaine métallique au cours d’une opération de dissolution à l’acide nitrique. Les morceaux de gaine, insolubles dans l’acide nitrique, sont évacués du dissolveur, rincés à l’acide puis à l’eau et transférés vers une unité de conditionnement. Les solutions issues du dissolveur sont ensuite clarifiées par centrifugation. 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 ceux de 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 2011 au retour des conteneurs standards de déchets compactés (CSD-C) vers la Suisse, la Belgique et les Pays-Bas et de conteneurs standards de déchets vitrifiés vers l’Allemagne. 1I 3 I 2 Les évolutions des usines Le domaine de fonctionnement autorisé des usines Les décrets du 12 mai 1981 d’autorisation de création des installations nucléaires du site de La Hague ont été modifiés en 2003 afin notamment de permettre l’évolution des activités des installations dans des conditions satisfaisantes de sûreté et de protection de l’environnement. 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 présente une bonne tenue à la lixiviation. L’élaboration de ce verre se fait en creuset froid. Le verre coulé dans ce creuset est chauffé par induction et la structure métallique du creuset est refroidie à l’extérieur, ce qui permet la formation d’un auto-creuset protecteur et l’obtention de températures élevées au centre de celui-ci. Vue aérienne de l’usine de traitement des combustibles usés de La Hague 393
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