"Procédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié".
La présente invention est relative à un procédé de
conditionnement de combustible nucléaire irradié comportant des
oxydes de plutonium et d'uranium, en vue de son retraitement,
suivant lequel on introduit le combustible nucléaire irradié
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de 400 à 500[deg.]C, on évacue la phase gazeuse qui se forme et on sépare la phase solide de la phase liquide.
Un procédé de ce genre est connu selon le brevet bri- tannique n[deg.]..1.221:604�- y � ..
Il a été constaté que le procédé décrit au brevet
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combustible nucléaire irradié dont la teneur en oxyde de pluto- nium est sensiblement supérieure à 15 w %, quoique ce brevet comporte un exemple de traitement d'un combustible nucléaire simulé dont la teneur en oxyde de plutonium est au moins de
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Ce procédé connu ne se prête par conséquent pas au conditionnement, en vue du retraitement, des noyaux des éléments des réacteurs à neutrons rapides. En effet, le combustible nucléaire irradié de ces noyaux a généralement une teneur en oxyde de plutonium de l'ordre de 15 à 35 w %.
Un combustible nucléaire irradié d'une telle concentration d'oxyde de plutonium ne donne plus lieu dans un bain
du genre décrit à la formation d'uranoplutonate de sodium à
une température de l'ordre de 400 à 500[deg.]C. Lorsque la concentration en oxyde de plutonium est égale ou supérieure à 25 w %,
la température du bain doit être de l'ordre de 700 à 750[deg.]C.
La présente invention a pour but de réaliser un pro- cédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié dont
la teneur en oxyde de plutonium peut être de 20 w % ou plus,
le bain pouvant être maintenu à une température de l'ordre de 400 à 500[deg.]C.
A cet effet on utilise un bain de nitrate de soude comportant du peroxyde de sodium et on maintient ce bain dans
une atmosphère sèche.
Dans ce bain le nitrate de sodium sert essentiellement comme conducteur de chaleur dans lequel de peroxyde actif est <EMI ID=5.1>
dissous.
Un traitement au moyen de nitrate de soude auquel on n'a pas ajouté du peroxyde de sodium est connu selon le brevet britannique n[deg.] 1.221.604 et également selon le brevet allemand
<EMI ID=6.1>
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pose-en formant du peroxyde de sodium.
Le traitement au moyen de. ce bain donne donc lieu à des réactions comparables à celles qui sont obtenues par le procédé selon l'invention.
Toutefois, si le bain de départ comporte uniquement du nitrate de soude et pas du peroxyde de sodium, il est indispensable de travailler à une température plus élevée; la quantité d'énergie consommée est plus grande, la corrosivité est largement accrue et des vapeurs nitreuses sont dégagées.
En outre les produits de réaction sont moins stables.
Il est remédié à tous ces inconvénients par le procédé selon l'invention.
Il est à remarquer que le brevet britannique n[deg.]
1.221.604 prévoit également un traitement aux peroxydes. Il n'y est cependant pas question d'un traitement combiné aux nitrates de métaux alcalins et aux peroxydes.
Un traitement aux peroxydes se fait nécessairement en milieu solide.
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lange homogène du combustible avec le peroxyde et les réactions se produisent plus difficilement.
Selon le brevet britannique n[deg.] 1.108.042 un traitement au moyen de soude caustique en présence d'un agent oxydant, qui est par exemple du peroxyde de sodium, est prévu.
Un inconvénient de ce procédé connu résulte de l'era- <EMI ID=9.1>
ploi de la soude caustique, qui est très corrosive et qui donne lieu à des produits de réaction à teneur supérieure en sodium.
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vention, en vue de la formation du bain de nitrate de soude comportant du peroxyde de sodium, on dissout de l'oxyde de sodium dans du nitrate de soude à une température de l'ordre de
400 à 500[deg.]C dans une atmosphère inerte et sèche et on introduit par la suite de l'oxygène sec dans le bain non refroidi.
Dans une forme de réalisation particulière de l'invention, on dissout de l'oxyde de sodium dans le nitrate de soude
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Dans une forme de réalisation préférée de l'invention, on introduit de l'oxygène dans le bain par bouillonnement.
Dans une forme de réalisation de l'invention appliquée de'préférence, on introduit dans la phase liquide susdite, après séparation de la phase solide, du bioxyde d'azote, on évacue la nouvelle. phase gazeuse qui se forme, et on sépare la nouvelle phase solide de la nouvelle phase liquide.
D'autres détails et particularités de l'invention ressortiront de la description d'une forme de réalisation d'un pro . cédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié selon l'invention, donnée ci-après à titre d'exemple non limitatif.
Du combustible nucléaire irradié provenant de noyaux d'éléments d'un réacteur à neutrons rapides, est traité de la façon décrite ci-après.
On traite, par exemple, un assemblage du réacteur rapi
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On traite, par exemple, un assemblage.provenant des zones 2-4 de répartition du combustible....
Cet assemblage est constitué de 169 aiguilles métal-
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<EMI ID=14.1> <EMI ID=15.1>
Cette valeur est obtenue en prenant la moyenne pour les tronçons d'assemblages en zone 2 (30 w � Pu[deg.]2) avec les
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PuO�).
On découpe les aiguilles en sections d'un pouce de long environ désignées communément sous le nom de "chops'..
Le volume apparent de l'ensemble des "chops" provenant d'un assemblage est d'environ 20 litres.
Le combustible doit être extrait de sa gaine métallique et conditionné en vue de son retraitement par voie aqueuse; dans ce but il doit être débarrassé de certains produits de fission.
A cet effet les "chops" sont disposés dans un panier métallique, lequel est plongé dans un bain dont la composition et la préparation sont décrites ci-après.
Pour la quantité de combustible mentionnée ci-dessus
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Ce mélange salin constitue un volume de 100 litres environ.
Ce bain est préparé dans une cuve de zirconium, de
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d'un dispositif d'agitation.
En raison de la solubilité très faible du peroxyde de sodium dans du nitrate de soude, il n'est pas possible de préparer le bain par une dissolution directe du peroxyde de sodium dans le nitrate de soude. En apparence cette solubilité n'est pas tellement faible, parce qu'en réalité, sous des conditions normales, donc dans une atmosphère non suffisamment sèche, le peroxyde de sodium (Na202) est transformé en de la soude caustique (NaOH) qui est très soluble.
Si on travaille dans une atmosphère sèche, la disso- <EMI ID=20.1>
lution d'une poudre de peroxyde de sodium dont les grains ont une dimension moyenne de l'ordre de 2 mm, dans une concentration molaire de 5 % prend des heures..
Pour contourner cette difficulté, de l'oxyde de sodium (Na20) est dissous dans une atmosphère inerte et sèche dans un bain de nitrate de soude d'une température de 450[deg.]C.
On pourrait ainsi dissoudre de l'oxyde de sodium dans une concentration molaire de l'ordre de 20 %. La concentration est cependant moindre si on prépare le bain sur base des quantités décrites ci-dessus.
L'atmosphère inerte et sèche est une atmosphère d'azote ou d'argon quasi statique.
Dans un deuxième temps l'oxyde de sodium du bain est transformé en du peroxyde de sodium par de l'oxygène ou de l'air suffisamment sec, qui est introduit dans le bain par bouillonnement.
On produit par exemple la conversion d'oxyde de sodium en peroxyde de sodium par barbotage de 5 m<3> d'oxygène sec réparti par exemple sur deux à trois heures.
Cette conversion peut également être réalisée par absorption d'oxygène sec à la surface du bain.
Dans ce cas l'absorption est contrôlée par le maintien d'une légère surpression de gaz, par exemple de l'ordre
de 100 g/cm2.
Pendant la conversion, donc pendant l'opération de barbotage ou d'absorption, le bain ne peut pas se refroidir.
En effet, lors d'un refroidissement, du peroxyde de sodium, formé par l'oxydation de l'oxyde de sodium, se précipite et ne peut plus. être dissous dans le bain.'
Si on prend la précaution de ne pas laisser refroidir
<EMI ID=21.1> trate de soude fondu à une température de 450[deg.]C comportant une quantité importante de peroxyde de sodium. A la température de
450[deg.]C. et dans une atmosphère sèche, le bain n'est pas particu- lièrement corrosif; c'est la raison pour laquelle il peut être
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calloy 2 et de nickel.
On introduit alors dans ce bain, toujours maintenu à la température de 450[deg.]C et sous une atmosphère sèche, le panier comportant les "chops" chargés de combustible nucléaire irradié
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rotation du panier.
On introduit en premier lieu dans le bain les "chops" à haute teneur en plutonium; le combustible nucléaire irradié
à haute teneur en plutonium est donc traité pendant que la con- centration du peroxyde de sodium dans le bain est encore élevée.
On introduit donc en premier lieu dans le bain les "chops" provenant de la zone 2.
Ce n'est que par après que les "chops" à teneur moins élevée en plutonium sont introduits dans le bain. Les "chops"
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nier lieu.
Pendant tout ce temps, donc pendant qu'on introduit dans le bain le panier contenant les "chops", on maintient dans ce dernier un barbotage d'oxygène sec.
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répartie sur la durée de la réaction, qui est par exemple de l'ordre de 4 heures.
Sous l'influence du bain, le combustible se désagrège
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En fin de réaction le panier est retiré du bain et <EMI ID=28.1>
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encore limitée, n'entraîne pas une contamination excessive du bain par les composants de l'acier, inoxydable.
Suite à la conversion du combustible il se produit un changement complet. -de structure; des produits de fission sont libérés et il se produit des interactions entre les produits
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Il se forme ainsi une phase solide, une phase liquide et une phase gazeuse, dont la formation et la composition sont décrites ci-après.
La phase solide consiste essentiellement en de l'uranoplutonate de sodium finement divisé provenant de la conversion du réseau de l'oxyde mixte. Les particules de combustible, comme il s'en présente dans l'exemple décrit, dont la teneur en oxyde de plutonium atteint ou dépasse 25 w %, sont transformées en uranoplutonate à caractère amorphe provenant de la distorsion du réseau cristallin sous Influence de la quantité importante de plutonium présente.
Au contraire, pour les particules de combustible à faible concentration en oxyde de plutonium l'uranoplutonate de sodium se présente sous une forme cristalline.
Il est à remarquer qu'il n'y a en principe pas de limite supérieure pour la teneur en oxyde de plutonium du combustible pouvant être conditionné suivant ce procédé.
Certains produits de fission se trouvent dans la phase
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nthénium.
Toutes les réactions ne sont pas décrites en détail. Le cas du ruthénium est traité à. titre d'exemple_ <EMI ID=34.1>
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Le nitrate de soude ne réagit pas avec l'oxyde de
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ruthénate de sodium (Na2Ru04). Lors de cette réaction il ne
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Le ruthénate de sodium est soluble dans le bain et par conséquent une fraction importante du ruthénium est séparée de cette feçon
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L'iode réagit également avec le bain de nitrate de soude comportant du peroxyde de sodium à la température de 450[deg.]C et dans une atmosphère sèche. Le produit qui se forme est pro-
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sante pour que l'on retrouve de l'iode dans la phase liquide;
le combustible même, se trouvant dans la phase solide, est donc libéré dans une certaine mesure de l'iode.
La supposition que l'iode se présente sous forme de Na5I06 est basée sur le fait que si on laisse la phase liquide se solidifier, on obtient une structure qui, bien que non connue suivant la littérature, correspond à la structure obtenue si on
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la réaction du peroxyde de sodium solide avec de l'iodure de sodium (Kal)).
A la température de 450[deg.]C et sous les conditions très oxydant.es du bain, le tritium est quantitativement oxydé pour
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avec.du peroxyde de sodium avec formation de soude caustique mais la quantité de soude caustique ainsi introduite dans le bain reste pratiquement sans influence sur les réactions en raison de la quantité infiniment petite de tritium. Une partie du
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partie se trouve dans la phase gazeuse.
La phase gazeuse. comporte, outre une quantité de tri-
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phase gazeuse s'échappant du bain peut être traitée d'une façon connue, notamment pour en condenser les gaz de fission.
La phase liquide est séparée de la phase solide d'une façon-connue, par exemple par 'filtrage ou centrifugation. L'uranoplutonate de sodium destiné au traitement ultérieur est ainsi
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les gaz inertes de fission et une partie du tritium étant évacués avec la phase gazeuse. L'autre partie du tritium et une fraction de l'iode se trouvent dans la phase liquide, qui en outre renferme du ruthénium, du césium et du baryum.
La phase solide comportant l' uranoplutonate de sodium est aisément dissoute dans un acide dilué, même sans agent complexant. Elle est par exemple dissoute dans de l'acide ni-
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par voie aqueuse.
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La phase liquide est décontaminée dans une large mesure par l'introduction du bioxyde d'azote (N02) dans cette phase, qui est ce qui reste du bain après l'élimination de la phase solide par filtrage et l'évacuation de la phase gazeuse.
Le bioxyde d'azote estintroduit dans ce bain par bouil- lonnement, toujours dans une atmosphère sèche et à une tempéra-
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On introduit donc ainsi 2,5 m<3> de bioxyde d'azote dans le bain et cette opération a une durée de l'ordre de 6 heures.
Il se forme une nouvelle phase solide, une nouvelle phase liquide et une nouvelle phase gazeuse dont la formation et la composition sont décrites ci-après.
Le ruthénate de sodium (Na2Ru04) est décomposé sous l'influence du bioxyde d'azote et il se forme de l'oxyde de ru- <EMI ID=49.1>
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la transformation de peroxyde de sodium et éventuellement de soude caustique en nitrate de soude. Comme la solubilité de l'eau dans du nitrate de soude est très faible, l'eau, provenant de l'oxydation du tritium et d'éventuelles captures d'humidité, entre dans la nouvelle phase gazeuse. La structure comportant l'iode est également décomposée dans le bain et l'iode moléculaire est quantitativement libéré à 450[deg.]C. Cet iode s'ajouté également à la nouvelle phase gazeuse.
Le bain est ainsi décontaminé dans une large mesure par l'évacuation du tritium et de l'iode vers la phase gazeuse et par la précipitation du ruthénium sous forme d'oxyde de ruthénium.
Le bain traité au bioxyde d'azote peut être réutilisé et la formation de déchet radioactif est par conséquent limitée au minimum.
Le procédé selon l'invention présente, outre le fait qu'il peut être appliqué à un combustible nucléaire irradié à haute concentration en plutonium, l'avantage que le temps de refroidissement accordé au combustible après arrêt du réacteur est sans.importance.
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sèche est une condition essentielle du procédé selon l'invention. En effet, l'eau transforme le peroxyde de sodium en soude
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de la soude est sensiblement plus faible, de sorte que l'application du procédé dans une atmosphère humide nécessiterait l'application de températures beaucoup plus élevées. La soude caustique est d'ailleurs beaucoup plus corrosive.
La présence de peroxyde de sodium est également indispensable, en raison du fait que le nitrate de sodium et l'air ne désagrègent les oxydes du combustible à haute teneur en plu-"**" go 000- oze "te" 4j
tonium qu'aux températures au-dessus de 700"C. A ces températures, le nitrate se décompose en peroxyde de sodium, mais avec production de bioxyde d'azote. A son tour, le diuranoplutonate qui n'est plus stable à ces températures se décompose partiellement. Une quantité d'oxyde de plutonium non soluble dans l'acide nitrique serait ainsi perdue.
Le maintien de la température dé l'ordre de 450[deg.]C pendant,l'opération est important. On contrôle, par exemple, la température par un thermocouple gainé de zircalloy plongé directement dans le bain.
Les quantités indiquées ci-dessus pour l'oxygène et le bioxyde d'azote ne sont pas critiques. On tend àutiliser des quantités stoechéométriques d'oxygène et de bioxyde d'azote, afin de ne pas trop diluer les gaz de fission. On facilite ainsi la récupération de ces gaz.
Donc le débit de l'oxygène et du bioxyde d'azote doit être aussi réduit que possible et la capture par le bain de ces gaz doit être aussi efficace que possible.
Le rapport des volumes entre la quantité de sels et la quantité de combustible à traiter n'est pas critique, mais est par exemple de l'ordre de 10.
Comme les sels sont recyclés, leur quantité consommée est en fait bien moindre.
Il doit être entendu que l'invention.n'est nullement limitée à la forme d'exécution décrite ci-avant et que bien des modifications peuvent y être apportées. sans- sortir du cadre.de ,:la présente demande de brevet.-
C'est. ainsi, par exemple,. que les quantités mentionnées ci-dessus ne sont ni des limites inférieures ni des limites supérieures..
Une installation pourrait, par exemple, traiter simultanément plusieurs assemblages.
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Le bain de nitrate de soude comportant du peroxyde
de sodium peut également contenir des nitrates, des oxydes,
des peroxydes et des superoxydes d'autres métaux alcalins tels que césium et potassium.
REVENDICATIONS.
1. procédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié comportant -des oxydes de plutonium et d'uranium en vue de son retraitement, suivant lequel on introduit le combustible nucléaire irradié dans un bain de nitrate de soude à une température de l'ordre de 400 à SOO[deg.]C, on évacue la phase gazeuse qui se forme et on sépare la phase solide de la phase liquide, c a-
<EMI ID=54.1>
trate de soude comportant du peroxyde de sodium et on maintient ce bain dans une atmosphère sèche.