Livre blanc du Tritium & bilan des rejets de tritium pour les INB

201 Le procédé mis en œuvre sur l’usine AREVA NC de La Hague pour le traitement des combustibles usés conduit à un rejet de tritium libre Les objectifs suivis sont : • d’une part, de simplifier la manipulation d’acide nitrique recyclé dans la zone non tritiée et de limiter le risque de contamination des travailleurs à la zone tritiée, • d’autre part, de minimiser les rejets de tritium dans les effluents gazeux et de favoriser les rejets de tritium dans les effluents li- quides afin de bénéficier de l’importante réduction de l’impact permise par la dilution dans le milieu marin. Lors des opérations de dissolution dans l’acide nitrique et d’extraction en phase solvant, le tritium contenu dans le combustible reste donc principalement dans la phase liquide aqueuse contenant les produits de fission (sous la forme HTO, TNO 3 ). L’essentiel du tritium est confiné dans une seule partie de l’usine correspondant à la tête d’usine et aux unités de concentration des produits de fission. Cette quantité est ré- duite au maximum en lavant le solvant avec une solution nitrique diluée préparée à partir d’eau non tritiée. Lors de la dernière opéra- tion de concentration des produits de fission, le tritium suit le flux aqueux et se retrouve principalement dans les distillats d’évapora- tion (eaux tritiées). Le flux liquide qui existe entre la zone tritiée et la zone non tritiée de l’usine AREVA NC de La Hague est donc celui du solvant (sol- vant chargé et solvant recyclé). Les gaz de ventilation sont lavés avec une solution d’eau non tritiée dans les unités de traitement des gaz afin de réduire les rejets de tritium vers l’atmosphère. 2 Gestion du solvant organique dans l’usine AREVA NC de La Hague 2 1 Principe général d’un cycle d’extraction Le procédé mis en œuvre dans l’usine AREVA NC de La Hague consiste en une récupération des matières valorisables à l’aide d’un procédé de type hydrométallurgique fondé sur le principe de l’extraction liquide / liquide. Il s’agit du procédé PUREX . Le solvant utilisé dans ce procédé est un solvant sélectif de l’U et du Pu (les produits de fission et le tritium notamment restent en phase aqueuse). Celui-ci comprend un extractant et un diluant. L’extractant utilisé dans l’usine AREVA NC de La Hague est le TBP (TriButylPhosphate, C 12 H 27 PO 4 ). Le même produit est mis en œuvre pour les usines de recyclage anglaise (usine THORP) et japonaise (usine RRP). Cet extractant a été choisi pour : • sa sélectivité vis-à-vis de l’U et Pu, • sa bonne résistance à l’hydrolyse dans les milieux nitriques et à la radiolyse, • son aptitude à la régénération chimique. L’extractant mis en œuvre dans les usines de recyclage de combustibles usés est dilué dans un diluant inerte qui améliore ses propriétés hydro- dynamiques. Il permet en effet une baisse de la densité et de la viscosité du solvant par rapport aux caractéristiques de l’extractant seul. Le diluant utilisé à La Hague est le TPH (TétraPolypropylène Hydro- géné). Ce composé n’est pas soluble dans l’eau. Il n’est donc pas présent dans les rejets liquides du site. Pour les usines anglaise et japonaise, le diluant utilisé est respectivement l’Odorless Kérosène (THORP) et le n-dodécane (RRP). La mise en œuvre d’un cycle d’extraction liquide/liquide pour la récupéra- tion de l’uranium et du plutonium comprend au minimum (voir figure 2) : • une étape d’extraction au cours de laquelle l’uranium et/ou le plutonium sont extraits par le TBP présent dans le solvant, tandis que les PF non extraits restent dans le raffinat aqueux, • une étape de lavage de la phase organique chargée, par une so- lution acide; ce lavage permet- tant une meilleure décontami- nation vis-à-vis des PF, • une étape de réextraction, au cours de laquelle l’uranium et le plutonium (ensemble ou successivement) sont réextraits par une phase aqueuse. Le lavage qui est effectué sur le solvant chargé avant réextraction avec une phase aqueuse non tritiée constitue le barrage tritium. Ce barrage prévient ainsi la sortie d’eau tritiée vers la zone non tritiée de l’usine AREVA NC de La Hague. 2 2 Dégradation du solvant et traitement du solvant Au cours de son utilisation, le TBP est soumis à deux phénomènes de dégradation : l’hydrolyse et la radiolyse. Le taux de dégradation du TBP dépend essentiellement de son temps de séjour dans le cycle, c’est-à- dire de son temps de contact avec les phases aqueuses et les matières radioactives. Ces deux phénomènes de dégradation conduisent : • essentiellement à des produits de dégradation acides : HDBP (aci- de dibutylphosphorique), H 2 MBP (acide monobutylphosphori- que), H 3 PO 4 (acide phosphorique), • en proportion moindre, à des acides carboxyliques, des espèces organiques types ROH, RCO, RNO 2 , RNO 3 . Les phénomènes d’hydrolyse et de radiolyse sont d’intensité variable en fonction des cycles concernés, c’est-à-dire de leur acidité, du type et du niveau de la radioactivité Avant réutilisation dans les cycles d’extraction, le solvant doit être traité chimiquement pour éviter l’accumulation de ces produits de dégrada- tion résultant de l’hydrolyse et de la radiolyse et aussi d’espèces entraî- nées tels que U, Pu et produits de fission. Cette opération d’épuration est effectuée dans les unités de traitement solvant. Elles comprennent les opérations suivantes (voir figure 3) : • un lavage au carbonate de sodium (Na 2 CO 3 ) qui permet : • l’élimination de l’U et du Pu présents dans le solvant, par forma- tion de complexes solubles en phase aqueuse, • la neutralisation de l’acide contenu dans le solvant en sortie du (des) cycle(s) d’extraction. phase aqueuse phase organique LEGENDE : Solvant chargé, U/Pu EXTRACTION LAVAGE REEXTRACTION Raffinat H 2 O, HNO 3 , PF Alimentation H 2 O, HNO 3 , U/Pu, PF Lavage H 2 O, HNO 3 Produit U/ Pu Solvant déchargé Solution de désextraction Solvant TBP 30% Figure 2 Figure 2 : Schéma général d’un cycle d’extraction

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