Livre blanc du Tritium

28 Sources de production et gestion du tritium produit par les installations nucléaires long terme ; des études récentes [4] ont en particulier conclu qu’aucun procédé de séparation et de récupération n’a été exploité à une échelle industrielle comparable à celle du traitement de plusieurs dizaines de milliers de m3 par an d’eau tritiée fortement diluée. Cette stratégie de gestion du tritium a été adoptée par les usines de traitement de combustibles usés localisées sur des sites côtiers (La Hague, Sellafield, Tokaï-Mura et Rokkasho-Mura). Dans l’éventualité d’installations nouvelles, dont la localisation n’autoriserait pas le rejet de tritium (par exemple usine à l’intérieur des terres, non située au bord de fleuves à débits importants et régulier), le procédé de traitement des combustibles devrait a priori être adapté pour limiter les volumes d’effluents tritiés produits et séparer puis concentrer le tritium afin de l’entreposer (pour décroissance) ou le conditionner de façon sûre en vue d’un stockage direct, tout en limitant les transferts de risques sur les travailleurs et l’environnement (exposition accrue des opérateurs lors de la mise en œuvre des procédés, augmentation des rejets gazeux…). En tout état de cause, les choix et dispositions qui permettraient d’optimiser les rejets devraient être définis dès la phase de conception de la future usine et du choix de son site. Les enjeux sur le plan technique et économique et sur le plan de la sûreté et de la radioprotection, associés à la mise en place d’un traitement du tritium et à la production concomitante de déchets tritiés, devraient être comparés à ceux induits par un rejet direct. Les tronçons de gaine récupérés après dissolution (« coques ») sont ensuite rincés puis compactés, ce procédé ayant été adopté notamment pour les usines de La Hague et retenu pour la nouvelle usine de Rokkasho-Mura (d’autres procédés de conditionnement tels que la cimentation ont également été mis en œuvre). Des essais menés en laboratoire ont permis de vérifier l’absence de relargage de tritium des coques lors de tests de lixiviation (stabilité des hydrures). Les usines de La Hague ont été conçues de manière à confiner le tritium dans un volume d’eau aussi faible que possible dans les unités de tête d’usine (cisaillage-dissolution) et dans les unités de concentration des solutions de produits de fission, dites « zone tritiée », les objectifs recherchés étant d’éviter la dilution du tritium dans le reste de l’usine (simplification de la manipulation d’acide nitrique dans la zone « non tritiée »), de limiter le risque de contamination des travailleurs, de réduire au maximum les rejets de tritium sous forme gazeuse et de favoriser son rejet sous forme liquide afin de bénéficier de la réduction importante de l’impact apportée par la dilution dans le milieu marin. Lors des opérations d’extraction en phase solvant (1er cycle UPu) suivant l’étape de dissolution du combustible, le tritium contenu dans la solution de dissolution reste principalement en phase aqueuse avec les produits de fission, une faible fraction pouvant néanmoins suivre le solvant. Le procédé utilisé dans les ateliers de La Hague consiste à limiter autant que possible l’ajout d’eau fraîche en tête d’usine pour éviter la dilution de l’eau tritiée et à établir un « barrage tritium » au niveau du 1er cycle d’extraction en effectuant un lavage du solvant « chargé » par de l’acide nitrique dilué non tritié de façon à réextraire quantitativement dans les raffinats d’extraction le tritium fixé sur le solvant. Ces raffinats contenant les produits de fission sont ensuite concentrés dans des évaporateurs, le tritium restant préférentiellement en phase vapeur et se retrouvant dans les condensats d’évaporation. Ces derniers sont ensuite décontaminés et rectifiés dans l’unité de récupération de l’acide tritié pour produire de l’acide nitrique concentré en partie recyclé à la dissolution, les distillats produits contenant le tritium rejoignant finalement le flux des « effluents tritiés et iodés », très faiblement actifs, directement rejetés en mer après contrôle [17]. Il convient de noter que les principales usines de traitement « commerciales » en service dans le monde (usines THORP à Sellafield et Rokkasho-Mura au Japon) ont adopté un procédé similaire. Un exemple de distribution du tritium dans une usine de traitement figure sur le schéma ci-après. Les données chiffrées sont issues du retour d’expérience d’exploitation de l’usine UP3 acquis quelques années après sa mise en service. Les performances du procédé sont telles que le facteur de dilution du tritium contenu dans les effluents tritiés produits dans l’unité de récupération acide est de l’ordre de 1/160 000 000. En effet, pour 1000 t de combustible retraitées par an, de l’ordre de 12 000 TBq de tritium (soit 230 g d’eau tritiée) se retrouvent dilués dans 40 000 t d’eau (soit une activité volumique de l’ordre de 3.108 Bq.L-1), ces effluents étant ensuite mélangés, avant rejet, avec les effluents « iodés » provenant des ateliers de tête d’usine. Actuellement, 100 000 à 120 000 m3 d’effluents tritiés et iodés sont rejetés annuellement via la conduite de rejet du site de La Hague, le facteur de dilution dans le milieu marin étant de l’ordre de 0,76 Bq.m-3 par TBq.an-1 rejeté, soit une dilution de près d’un facteur 107 des effluents rejetés. Distribution du tritium dans les flux d’une usine de traitement (en TBq.tUi -1) (cas d’un combustible irradié à 33 000 MWj.t-1 et refroidi 3 ans)

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