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EP0306420B1 - Procédé d'épuration des traces d'éléments radioactifs générés lors du stockage de l'uranium issu du retraitement des combustibles nucléaires irradiés - Google Patents

Procédé d'épuration des traces d'éléments radioactifs générés lors du stockage de l'uranium issu du retraitement des combustibles nucléaires irradiés Download PDF

Info

Publication number
EP0306420B1
EP0306420B1 EP88420294A EP88420294A EP0306420B1 EP 0306420 B1 EP0306420 B1 EP 0306420B1 EP 88420294 A EP88420294 A EP 88420294A EP 88420294 A EP88420294 A EP 88420294A EP 0306420 B1 EP0306420 B1 EP 0306420B1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
uranium
porous material
purification
hexafluoride
process according
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
EP88420294A
Other languages
German (de)
English (en)
Other versions
EP0306420A1 (fr
Inventor
Alain Sarda
Jean-Pierre Segaud
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Uranium Pechiney
Original Assignee
Uranium Pechiney
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Uranium Pechiney filed Critical Uranium Pechiney
Publication of EP0306420A1 publication Critical patent/EP0306420A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of EP0306420B1 publication Critical patent/EP0306420B1/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02—Treating gases

Definitions

  • the invention relates to a process for purifying traces of particularly radioactive elements generated during the storage of uranium resulting from the reprocessing of irradiated nuclear fuels.
  • the uranium fuel is treated in a reprocessing plant where, after cooling, said irradiated fuel undergoes a succession of operations intended to selectively separate uranium, transuranium elements, including plutonium, and fission products.
  • the uranium thus obtained separated from the nuclear reaction products is called reprocessing or ex-reprocessing uranium; it must be as pure as possible in order to be able to be reused in the usual fuel cycle with a view to its enrichment and its reintroduction into a nuclear reactor.
  • this thorough purification provides a reprocessed uranium whose radioactivity level, meeting the specifications, is low and allows its use under normal conditions.
  • this uranium can be stored in the form of nitrate hexahydrate, oxide, tetrafluoride, hexafluoride, etc.
  • the periods range from ⁇ s to a few days, to 1, 91 years for Th 228 and 72 years for U232.
  • T1 208 is particularly annoying, it emits ⁇ and has a strong irradiating power ⁇ (2.6 MeV), and becomes annoying as soon as U 232 has given birth to a sufficient quantity of Th 228 and that the descendants of this have been generated in sufficient quantity.
  • this periodic purification can be done by a treatment which consists in putting the stored product in solution, then in purifying the solution obtained by conventional means such as resins, liquid-liquid exchange with solvents, selective precipitation ... before returning it to its storage form.
  • the subject of the invention is a simple non-polluting process for the purification of reprocessed uranium, therefore previously rid of the products of nuclear reactions such as transuranics and fission products, said uranium having reached a high radioactivity, following storage. prolonged, making it unsuitable for any storage or any use under normal protection conditions, this purification making it possible to lower said radioactivity to very low values, for example less than a few hundred Bq per g of U again making it possible to storage and / or use of uranium ex reprocessing under normal conditions.
  • Another object of the invention is to obtain uranium ex reprocessing which can be used directly in an installation for enriching and / or manufacturing nuclear fuel.
  • the method according to the invention makes it possible to resume said stock periodically to purify it in a simple and inexpensive manner before it reaches a level of inhibiting radioactivity; this therefore allows a new storage period under normal conditions, pending a further purification operation according to the invention, or another use also under normal conditions of radiation protection and contamination.
  • Another object of the invention is to have a process for purifying traces of radioactive elements of filiation easy to implement inexpensive and non-polluting: the impurities are recovered in compact form and not disseminated, their storage is thus easy, also inexpensive and does not generate effluent.
  • the invention is a process for purifying reprocessed uranium from uranium fuel, which as such is free, following a prior separation treatment, of the elements generated during the passage of uranium fuel, in a nuclear reactor, said reprocessing uranium having been stored and having reached during this storage a sufficiently high radioactivity capable of preventing its use under normal conditions; said purification process intended to eliminate this radioactivity due to the parentage of uranium 232 present, is characterized in that said reprocessing uranium is passed in its form of liquid or gaseous hexafluoride through a chemically inert porous material.
  • the purpose of the process according to the invention is therefore to eliminate the parentage products of uranium 232 which appear during storage and which cause the radioactivity to be eliminated when it becomes too high, for example greater than a value fixed by the regulation.
  • the reprocessed uranium to be purified, after storage, is put into the form of hexafluoride using known methods, insofar as it is stored in another chemical form.
  • the process consists in initially disposing of hexafluoride under conditions of temperature and pressure such that it is in the liquid or gaseous state. When it is stored in a container, it is enough to that of heating the latter in an oven.
  • the pressure must also have a value high enough to then be able to pass the flow of hexafluoride frontally through a porous material contained in an inert confinement enclosure, maintained in temperature by insulation and / or heating; the purified flow leaving the porous material is either recovered in a water-cooled storage container, or sent directly to a processing or use facility of any kind, for example enrichment, conversion, etc.
  • this process consists in circulating a main flow of UF6 inside porous tubes, called support tubes, internally covered with an active layer, or barrier layer, asymmetrical, the enrichment being made thanks to the selective tangential extraction of light isotopes from the UF6 flux, by diffusion through the barrier layer.
  • the porous tube only serves as a support for the active layer and does not come into play in the diffusion phenomenon.
  • the active layer is asymmetrical, that is to say that it is practically dense on the side in contact with the upstream UF6 flow so that the diffusion takes place, and has a microporosity on the other side in contact of the support tube to promote the passage of the partially enriched extracted UF6.
  • the porous material can be made of fabrics stacked one on top of the other. on the others, the flow of hexafluoride passing through them perpendicular to their surface, or of a canvas wound on itself, the flow of hexafluoride passing through it parallel to its winding axis; said fabrics must be chemically inert, and withstand the conditions of pressure and temperature.
  • fabrics are metallic, for example of the reps type; all inert metals can be used, for example steels, particularly stainless steel, nickel and its alloys, inconel or better still monel.
  • any porous sintered materials chemically inert, ceramic, for example alumina, nitrides, carbides, etc. or preferably made of metal, or even sintered metallic felts based on fiber, can be used, the metals which can be used are the same as those mentioned above.
  • the enclosure and the porous body must be chemically inert, i.e. they must resist the action of fluorine and its derivatives, HF fluorides, UF6 ...
  • the quantity by weight of parentage products to be purified is minute, practically non-dosable as such, given the very small quantity of uranium 232 present at the start (a few ppb); therefore care must be taken that the sampling for analysis is always representative. Also their analysis is usually done through their radioactivity and preferably on very large samples or even all of the hexafluoride used.
  • parentage products are in the form of solid or gaseous fluorides and that in the case where they are in the form of particles of solid fluorides in liquid UF6, or in gaseous UF6, these are probably of minute or even molecular size, due to the mode of generation "in situ" of parentage products.
  • the porous material fixes all of the parentage products although its structure and its breaking capacity can be chosen from a very wide range.
  • the latter can be chosen in a very wide range, too low values reducing the possible flow rates of hexafluoride for the same surface, too high values requiring a greater thickness of the porous material.
  • the equivalent diameter of the pores must be less than 100 ⁇ m and preferably less than 50 ⁇ m. This diameter is measured by bulloscopy according to standard ISO 4003-1977 (F).
  • the thickness of the porous material is generally at least 100 mm when it is canvas or metallic sintered felt.
  • the thickness is generally between 0.5 and 10 mm and preferably between 1.5 and 5 mm.
  • the speed of passage of the liquid or gaseous hexafluoride is usually chosen to be less than 250 m / h and preferably between 15 and 100 m / h; the contact time with the porous material is usually greater than a few hundredths of a second and preferably between 0.1 and 10 sec.
  • the method according to the invention makes it possible to eliminate at least 98% of the radioactivity present in the starting hexafluoride and due to the parentage of uranium 232, and this purification even generally reaches more than 99.7%.
  • the process is applicable to uranium reprocessing of any isotopic uranium 235 content; it is particularly advantageous to use it for enriched uranium which is therefore also enriched in U232 and whose storage periods at low irradiation are all the shorter the higher the U232 content.
  • the emitting container containing the product to be cleaned, is connected to the purification device which itself is connected to the receiving container; these connections are made of stainless steel and are fitted with the necessary shut-off or isolation valves and pressure gauges from 0 to 6 bar, located near the containers.
  • a primary vacuum pump designed to remove inert gases present in the circuit and the receiving container prior to the purification operation has been mounted on this circuit.
  • the receiving container is equipped with an external water circulation cooling coil. It is installed on a weighing device, which tracks the progress of the transfer.
  • the purification device consists of a cylindrical stainless steel enclosure with a diameter of 59 mm, at the ends of which open the connection tubes with the transmitter and receiver containers.
  • a disc of porous material with a diameter of 50 mm is positioned transversely in the enclosure.
  • a differential pressure gauge gives the pressure drop between the upstream and downstream of the porous material.
  • the transmitter canister and the purification device are in the same heating oven.
  • a vacuum is first made in the installation to eliminate the inert substances.
  • the oven is then heated so that the transmitter canister is at about 80 ° C and its pressure is stabilized.
  • the receiver can be cooled.
  • valves are operated so as to effect the transfer of gaseous UF6 through the porous body.
  • the decontamination of hexafluoride is measured by comparison of radiochemical analyzes of the activity of the descendants of U232 carried out on the starting UF6 and the purified UF6.
  • the installation used in this example makes it possible to treat cylinders containing up to 14 t of UF6; it is similar to that of Example 1, with the exception of the cooling of the receiving container by means of a watering boom and the purification device.
  • the latter consists of a cylindrical enclosure inside which are arranged, in parallel, five identical cartridges of porous material; they are cylindrical and closed at one end.
  • This arrangement makes it possible to increase the access surface to the porous material which in this case is 0.5 m2, while keeping a reduced space requirement of the enclosure: diameter 30 cm and volume 65 l.
  • the porous material is sintered monel, the equivalent pore diameter of which is 50 ⁇ m, the useful thickness of each cartridge is 2 mm.
  • the UF6 cylinder is brought to 80 ° C., the pressure in the emitting cylinder varies between 1.2 and 1.8 bar and that of the receiving cylinder between 0.6 and 1.2 bar, during the treatment. .
  • the flow rate of gaseous UF6 was varied between 57 kg / h and 331 kg / h, for a total transferred amount of 14 t of UF6.
  • the purification rate obtained after counting the activity of the descendants of U 232 carried out by ⁇ spectrometry of the representative samples taken before and after treatment is 99.7%.

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Description

    DOMAINE TECHNIQUE
  • L'invention est relative à un procédé d'épuration de traces d'éléments particulièrement radioactifs générés lors du stockage de l'uranium issu du retraitement des combustibles nucléaires irradiés.
    • ETAT DE LA TECHNIQUE
  • Après combustion dans un réacteur nucléaire, le combustible uranifière est traité dans une usine de retraitement où après refroidissement ledit combustible irradié subit une succession d'opération destinées à séparer sélectivement l'uranium, des transuraniens, dont le plutonium, et des produits de fission.
  • L'uranium ainsi obtenu séparé des produits de la réaction nucléaire est appelé uranium de retraitement ou ex retraitement; il doit être le plus pur possible afin de pouvoir être réutilisé dans le cycle du combustible habituel en vue de son réenrichissement et de sa réintroduction dans un réacteur nucléaire.
  • Cette purification poussée fournit un uranium de retraitement dont le niveau de radioactivité, répondant aux spécifications, est faible et permet son utilisation dans des conditions normales. Avant réemploi cet uranium peut être stocké sous forme de nitrate hexahydraté, d'oxyde, de tétrafluorure, d'hexafluorure....
  • Mais cette purification effectuée par voie chimique pour aussi poussée qu'elle soit, ne permet pas d'éliminer les isotopes de l'uranium et notamment U232 émetteur α qui reste à l'état de traces, quelques parties par billion (ppb), dans l'uranium stocké et qui n'est pas dangereux en lui-même.
  • Par contre, au cours du stockage, il génère des produits de filiation gênants, qui par désintégrations successives de périodes généralement courtes donnent des émetteurs α et β qui conduisent finalement au Pb 208 stable.
  • Cette descendance est constituée successivement par: Th 228, Ra 224, Rn 220, Po 216, Pb 212, Bi 212, Tl 208, Po 212, Pb 208. Les périodes s'étalent de la µ s à quelques jours, à 1,91 an pour Th 228 et à 72 ans pour U232. Parmi eux le T1 208 est particulièrement gênant, il est émetteur β et à un fort pouvoir irradiant γ (2,6 MeV), et devient gênant dès que U 232 a donné naissance à une quantité suffisante de Th 228 et que les descendants de ce dernier ont été générés en quantité suffisante.
  • En pratique au bout de 2 ans de stockage on obtient la moitié de la radioactivité d'équilibre; en valeur absolue, le niveau de radioactivité atteint dépend évidemment de la quantité d'U232 présente dans l'uranium ex retraitement de départ.
  • Par exemple un uranium ayant les caractéristiques suivantes après retraitement
    U232 = 1,15 ppb/U
    activité des descendants de U232=100Bq/g d'U
    se retrouve, après un stockage de 3,25 ans, avec une activité de 4000 Bq/g d'U, valeur qui pose de très sérieux problèmes à l'utilisateur.
  • Ainsi on voit qu'il est nécessaire d'éliminer périodiquement les descendants de l'U232 au cours d'un stockage prolongé pour ramener l'activité de l'uranium à sa valeur de départ observée après retraitement.
  • Lorsque en général l'uranium ex retraitement est stockée sous forme de nitrate solide, d'oxyde ou de tétrafluorure, cette purification périodique peut être faite par un traitement qui consiste à mettre le produit stocké en solution, puis à purifier la solution obtenue par des moyens conventionnels comme les résines, l'échange liquide-liquide avec des solvants, la précipitation sélective... avant de le remettre sous sa forme de stockage.
  • Outre leur complexité, ces traitements présentent les inconvénients de contaminer les installations les produits ou les réactifs utilisés de façon préoccupante et de générer des effluents radioactifs qu'il est nécessaire de traiter avant rejet.
    • OBJET DE L'INVENTION
  • L'invention a pour objet un procédé simple non polluant de purification de l'uranium de retraitement, donc préalablement débarrassé des produits des réactions nucléaires tels que les transuraniens et les produits de fission, ledit uranium ayant atteint une radioactivité élevée, suite à un stockage prolongé, le rendant impropre à tout stockage ou toute utilisation dans des conditions de protection normales, cette purification permettant d'abaisser ladite radioactivité à des valeurs très basses, par exemple moins de quelques centaines de Bq par g d'U rendant de nouveau possible le stockage et/ou l'utilisation de l'uranium ex retraitement dans des conditions normales.
  • Elle a ainsi pour but d'éliminer les traces des produits radioactifs de filiation générés par l'uranium 232, et de fournir un uranium ex retraitement qui puisse être manipulé, utilisé ou de nouveau stocké dans des conditions habituelles ne nécessitant pas de moyens de protection lourds.
  • Un autre objet de l'invention est d'obtenir un uranium ex retraitement qui puisse être utilisé directement dans une installation d'enrichissement et/ou de fabrication de combustible nucléaire.
  • Quand l'uranium doit être stocké sur une longue période, le procédé selon l'invention permet de reprendre ledit stock périodiquement pour l'épurer de façon simple et peu onéreuse avant qu'il n'atteigne un niveau de radioactivité rédhibitoire; ceci permet donc une nouvelle période de stockage dans des conditions normales, en attendant une nouvelle opération de purification selon l'invention, ou une autre utilisation également dans des conditions normales de radioprotection et de contamination.
  • Un autre objet de l'invention est d'avoir un procédé d'épuration des traces d'éléments radioactifs de filiation facile à mettre en oeuvre peu onéreux et non polluant: les impuretés sont récupérées sous forme compacte et non disséminée, leur stockage est ainsi aisé, également peu coûteux et ne génère pas d'effluent.
    • DESCRIPTION DE L'INVENTION
  • L'invention est un procédé de purification de l'uranium de retraitement, issu d'un combustible uranifère, qui en tant que tel est exempt, suite à un traitement de séparation préalable, des éléments générés lors du passage du combustible uranifère, dans un réacteur nucléaire, ledit uranium de retraitement ayant été stocké et ayant atteint au cours de ce stockage une radioactivité suffisamment élevée pouvant empêcher son emploi dans des conditions normales; ledit procédé de purification ayant pour but d'éliminer cette radioactivité due aux produits de filiation de l'uranium 232 présent, est caractérisé en ce que l'on fait passer ledit uranium de retraitement sous sa forme d'hexafluorure liquide ou gazeux à travers un matériau poreux inerte chimiquement.
  • Le procédé selon l'invention a donc pour but d'éliminer les produits de filiation de l'uranium 232 qui apparaissent au cours du stockage et qui provoquent la radioactivité à éliminer quand elle devient trop importante, par exemple supérieure à une valeur fixée par la réglementation.
  • L'uranium de retraitement à purifier, après stockage, est mis sous forme d'hexafluorure à l'aide de procédés connus, dans la mesure où il est stocké sous une autre forme chimique. Mais il est particulièrement avantageux de le stocker sous forme d'hexafluorure dans les conteneurs habituels prévus à cet effet, pour pouvoir ensuite leur appliquer de façon simple le procédé de purification selon l'invention.
  • Le procédé consiste à disposer au départ, de l'hexafluorure dans des conditions de température et de pression telles qu'il soit à l'état liquide ou gazeux. Quand il est stocké en conteneur, il suffit pour cela de chauffer ce dernier dans une étuve.
  • La pression doit également avoir une valeur suffisamment élevée pour pouvoir faire alors passer le flux d'hexafluorure frontalement à travers un matériau poreux contenu dans une enceinte de confinement inerte, maintenue en température par calorifugeage et/ou chauffage; le flux épuré sortant du matériau poreux est soit récupéré dans un conteneur de stockage refroidi à l'eau, soit acheminé directement vers une installation de transformation ou d'utilisation quelconque, par exemple enrichissement, conversion, etc...
  • Un tel traitement de la totalité du flux d'hexafluorure,est différente du phénomène d'enrichissement isotopique de l'UF6 qui se produit dans les usines d'enrichissement par diffusion gazeuse.
  • En effet, ce procédé consiste à faire circuler un flux principal d'UF6 à l'intérieur de tubes poreux, dits tubes supports, recouverts intérieurement d'une couche active, ou couche barrière, asymétrique, l'enrichissement se faisant grâce à l'extraction tangentielle sélective des isotopes légers du flux d'UF6, par diffusion à travers la couche barrière. Le tube poreux ne sert que de support à la couche active et n'entre pas en jeu dans le phénomène de diffusion. La couche active, est asymétrique, c'est-à-dire qu'elle est pratiquement dense du côté en contact avec le flux d'UF6 amont pour que s'opère la diffusion, et a une microporosité de l'autre côté au contact du tube support pour favoriser le passage de l'UF6 extrait partiellement enrichi. Ainsi on introduit à une extrémité du tube poreux, recouvert intérieurement de sa couche active, un flux d'UF6, dont une partie enrichie en isotope léger est extraite par diffusion à travers la couche active, et dont la partie restante, la plus importante, ressort appauvrie à l'autre extrémité du tube. Seule une légère pression règne à l'intérieur du tube poreux.
  • Au contraire, selon l'invention, la totalité du flux d'UF6 traverse frontalement le matériau poreux, qui est lui-même actif, le procédé s'apparatant de ce fait davantage à une filtration qu'à une diffusion, mais le matériau n'agissant pas exclusivement comme un filtre, comme cela sera vu plus loin.
  • Le matériau poreux peut être constitué de toiles empilées les unes sur les autres, le flux d'hexafluorure les traversant perpendiculairement à leur surface, ou bien d'une toile enroulée sur elle même, le flux d'hexafluorure la traversant parallèlement à son axe d'enroulement; lesdites toiles doivent être inertes chimiquement, et résister aux conditions de pression et de température. De préférence elles sont métalliques, par exemple du type reps; tous les métaux inertes peuvent être utilisés, par exemple les aciers, particulièrement les inox, le nickel et ses alliages, l'inconel ou mieux encore le monel.
  • De même on peut utiliser tous matériaux frittés poreux, inertes chimiquement, en céramique par exemple l'alumine, les nitrures, carbures etc... ou de préférence en métal, ou encore les feutres métalliques frittés à base de fibre, les métaux utilisables sont les mêmes que ceux cités précédemment.
  • L'enceinte et le corps poreux doivent être inertes chimiquement, c'est-à-dire qu'ils doivent résister à l'action du fluor et de ses dérivés, fluorures HF, UF₆...
  • Leur corrosion doit être faible de façon à éviter le bouchage du corps poreux et la pollution de l'hexafluorure sortant.
  • La quantité pondérale des produits de filiation à épurer est infime, pratiquement non dosable en tant que tels, étant donné la très faible quantité d'uranium 232 présente au départ (quelques ppb); de ce fait il faut veiller à ce que l'échantillonnage pour analyse soit toujours représentatif. Aussi leur analyse se fait habituellement par le biais de leur radioactivité et de préférence sur de très gros échantillons voire sur la totalité de l'hexafluorure mis en oeuvre.
  • Il est vraisemblable que la majeure partie de ces produits de filiation se trouve sous forme de fluorures solides ou gazeux et que dans le cas où ils se trouvent sous forme de particules de fluorures solides dans l'UF₆ liquide, ou dans l'UF₆ gazeux, cellesci sont vraisemblablement d'une taille infime voire moléculaire, du fait du mode de génération "in situ" des produits de filiation.
  • Ainsi de façon surprenante le matériau poreux fixe l'ensemble des produits de filiation bien que sa structure et son pouvoir de coupure puissent être choisis dans une très vaste gamme.
  • En particulier ce dernier peut être choisi dans un domaine très étendu, les valeurs trop faibles réduisant les débits possibles d'hexafluorure pour une même surface, les valeurs trop élevées nécessitant une épaisseur plus importante du matériau poreux.
  • En pratique, dans le but d'avoir une bonne efficacité de l'épuration, le diamètre équivalent des pores doit être inférieur à 100 µm et de préférence inférieur à 50 µm. Ce diamètre est mesuré par bulloscopie selon la norme ISO 4003-1977 (F).
  • Parallèlement l'épaisseur du matériau poreux est généralement d'au moins 100 mm quand il s'agit de toile ou de feutre fritté métallique. Dans le cas de matériaux poreux frittés l'épaisseur est généralement comprise entre 0,5 et 10 mm et de préférence entre 1,5 et 5 mm.
  • La vitesse de passage de l'hexafluorure liquide ou gazeux est habituellement choisie inférieure à 250 m/h et de préférence comprise entre 15 et 100 m/h; le temps de contact avec le matériau poreux est habituellement supérieur à quelques centièmes de seconde et de préférence compris entre 0,1 et 10 sec.
  • On voit d'après ces paramètres que les débits peuvent être élevés ce qui est particulièrement intéressant quand on utilise l'hexafluorure gazeux, et qu'à vitesse ou temps de séjour constant il est plus intéressant de traiter l'hexafluorure liquide.
  • On voit que l'on peut également traiter des débits importants d'hexafluorure tout en utilisant des corps poreux dont la surface d'accès est relativement faible, par exemple pour des débits de 500 kg UF6/h, une surface de l'ordre de 0,5 m2 peut suffir, ceci illustre l'encombrement réduit du dispositif d'épuration.
  • Le procédé selon l'invention permet d'éliminer au moins 98% de la radioactivité présente dans l'hexafluorure de départ et due aux produits de filiation de l'uranium 232, et cette purification atteint même généralement plus de 99,7%. Ces résultats sont obtenus par la comparaison avant et après traitement soit de mesures de l'irradiation γ faites au contact du conteneur ou des canalisations, soit de préférence de mesures de spectrométrie de l'ensemble du conteneur ou d'un échantillon représentatif.
  • Quand le matériau poreux est suffisamment contaminé par les produits qu'il a fixés au cours du traitement, ce que l'on note en mesurant l'irradiation au contact de son enceinte de confinement, ladite enceinte et son matériau poreux contenu sont alors remplacés par un ensemble neuf. Du fait de sa compacité l'ensemble est facilement manipulable, même à distance, facilement éliminable en décharge contrôlée, tel quel ou après conditionnement, ou mieux stockable pour laisser décroître sa radioactivité avant réemploi.
  • Le procédé est applicable à l'uranium de retraitement de toute teneur isotopique en uranium 235; il est particulièrement intéressant de le mettre en oeuvre pour de l'uranium enrichi qui de ce fait est également enrichi en U232 et dont les périodes de stockage à faible irradiation sont d'autant plus courtes que la teneur en U232 est plus importante.
  • On voit que le procédé est particulièrement simple et avantageux à mettre en oeuvre quand l'uranium de retraitement est stocké sous forme UF₆ et qu'il permet son stockage sur de très longues périodes, puisqu'il suffit de faire de temps à autre un transfert d'un conteneur émetteur dans un conteneur récepteur par l'intermédiaire d'un corps poreux selon l'invention.
    • EXEMPLES
  • Les exemples non limitatifs suivants permettront de mieux voir comment mettre en oeuvre l'invention.
    • EXEMPLE 1
  • On part d'un hexafluorure d'uranium de retraitement stocké en conteneur d'alliage à base d'Al; le conteneur récepteur est identique.
  • Le conteneur émetteur, contenant le produit à épurer est relié au dispositif d'épuration qui lui-même est relié au conteneur récepteur; ces liaisons sont en inox et sont munies des vannes d'arrêt ou isolement nécessaire et de manomètres gradués de 0 à 6 bar, situé à proximité des conteneurs.
  • On a monté en déviation sur ce circuit une pompe à vide primaire destinée à éliminer les gaz inertes présents dans le circuit et le conteneur récepteur avant l'opération d'épuration.
  • Le conteneur récepteur est équipé d'un serpentin extérieur de refroidissement à circulation d'eau. Il est installé sur un dispositif de pesage, qui permet de suivre l'avancement du transfert.
  • Le dispositif d'épuration est constitué d'une enceinte cylindrique en inox de diamètre 59 mm aux extrémités de laquelle débouchent les tubes des liaisons avec les conteneurs émetteur et récepteur. Un disque de matériau poreux de diamètre 50 mm est positionné transversalement dans l'enceinte. Un manomètre différentiel donne la perte de charge entre l'amont et l'aval du matériau poreux.
  • Le bidon émetteur et le dispositif d'épuration sont dans une même étuve de chauffage.
  • Différents corps poreux seront essayés.
  • Pour conduire l'épuration selon l'invention, on fait d'abord le vide dans l'installation pour éliminer les inertes. L'étuve est ensuite mise en chauffage de façon à ce que le bidon émetteur soit à 80°C environ et que sa pression soit stabilisée. Dans le même temps on met en refroidissement le bidon récepteur.
  • Une fois les pressions stabilisées on manoeuvre les vannes de façon à opérer le transfert de UF₆ gazeux à travers le corps poreux.
  • La décontamination de l'hexafluorure est mesurée par comparaisons des analyses radiochimiques de l'activité des descendants de U232 effectuées sur l'UF₆ de départ et l'UF₆ épuré.
  • Les taux de purification, représentant le rapport de ces deux mesures et obtenus avec les divers corps poreux utilisés sont regroupés dans le tableau suivant:
    Figure imgb0001
    • EXEMPLE 2
  • L'installation utilisée dans cet exemple permet de traiter des cylindres contenant jusqu'à 14 t d'UF₆; elle est semblable à celle de l'exemple 1, à l'exception du refroidissement du bidon récepteur effectué par une rampe d'arrosage à l'eau et du dispositif d'épuration.
  • Ce dernier est constitué par une enceinte cylindrique à l'intérieur de laquelle sont disposées, en parallèle, cinq cartouches identiques de matériau poreux; elles sont cylindriques et fermées à une extrémité. Cette disposition permet d'augmenter la surface d'accès au matériau poreux qui dans ce cas est de 0,5 m2, tout en gardant un encombrement réduit de l'enceinte: diamètre 30 cm et volume 65 l.
  • Le matériau poreux est du monel fritté, dont le diamètre équivalent de pore est de 50 µm, l'épaisseur utile de chaque cartouche est de 2 mm.
  • Comme précédemment, on porte le cylindre d'UF₆ à 80°C, la pression dans le cylindre émetteur varie entre 1,2 et 1,8 bar et celle du cylindre récepteur entre 0,6 et 1,2 bar, au cours du traitement. On a fait varier le débit de UF₆ gazeux entre 57 kg/h et 331 kg/h, pour une quantité transférée totale de 14 t d'UF₆.
  • La vitesse a correlativement varié de 36 m/h à 82 m/h et le temps de séjour dans le matériau poreux de 0,6 sec à 0,26 sec.
  • Dans ces conditions, le taux de purification obtenu après comptage de l'activité des descendants de l'U 232 effectué par spectrométrie γ des échantillons représentatifs prélevés avant et après traitement est de 99,7%.

Claims (7)

1. Procédé de purification de l'uranium de retraitement duquel ont été préalablement séparé les produits de fission générés dans un réacteur nucléaire, ledit uranium ayant été stocké sur une longue période pendant laquelle sa radioactivité a atteint une valeur limite élevée, caractérisé en ce que, dans le but d'éliminer cette radioactivité due aux produits de filiation de l'uranium 232 présent, on fait passer ledit uranium de retraitement sous sa forme hexafluorure liquide ou gazeuse à travers un matériau poreux inerte chimiquement.
2. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce que le matériau poreux a un diamètre équivalent de pores inférieur à 100 µm et de préférence inférieur à 50 µm.
3. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 ou 2 caractérisé en ce que le matériau poreux est de préférence un matériau fritté poreux et plus particulièrement un métal fritté.
4. Procédé selon la revendication 3 caractérisé en ce que le métal fritté est de l'inox, du nickel ou ses alliages, ou du monel.
5. Procédé selon la revendication 3 caractérisé en ce que le matériau fritté poreux a une épaisseur située entre 0,5 et 10 mm, de préférence entre 1,5 et 5 mm.
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 5 caractérisé en ce que l'hexafluorure est traité sous forme gazeuse.
7. Procédé selon la revendication 6 caractérisé en ce que la vitesse de passage de l'hexafluorure gazeuse à travers le matériau poreux est inférieure à 250 m/h et de préférence comprise entre 15 et 100 m/h.
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