Brevet FR2113764A1 — publié le 19720630

Le procédé classique de production de nitrures d'uranium est un procédé extrêmement compliqué qui nécessite que le métal pur soit d'abord obtenu par des opérations appropriées de réduction. Le métal est ensuite transformée^une poudre fine par des opérations 5 successives de formation et de décomposition de l'hydrure et la poudre est finalement traitée par nitruration dans des conditions réglées de température et de pression. L'invention offre un procédé d'obtention de nitrures d'uranium qui est plus pratique que tout procédé connu, et un procédé tout aussi intéressant pour la trans-10 formation de ces nitrures en vue du retour à l'uranium métallique. Le fonctionnement à long terme des réacteurs aux actinides .conformes à 1.'invention est sévèrement handicapé par le fait que le combustible doit être retiré et de nouveau purifié après sa combustion en quantités relativement faibles, par exemple d'environ 15 0,1 à 2,0 fo. Bien que cet inconvénient puisse être réduit en partie par sur-dimentionnement du réacteur de manière à prévoir une concentration inutilement grande du carburant, ceci est évidemment un expédient peu économique. Dans la régénération du combustible, on a utilisé des procédés chimiques par voie humide ou des procédés 20 pyrométallurgiques. Les séparations chimiques courantes par voie humide requièrent de longues périodes de refroidissement •pour laisser décroître la radio-activité, suivies d'une série d'étapes de complexation, de chélation et d'échanges ioniques qui engendrent des quantités considérables de déchets radio-actifs. 25 L'élimination de ces déchets pose un problème important. Il est reconnu que les procédés pyrométallurgiques de purification doivent être utilisés autant que possible, parce qu'ils sont rapides et ne requièrent pas l'utilisation de longues périodes de refroidissement radio-actif. Toutefois, il n'a jamais été possible 30 de mettre au point un procédé pyrométallurgique pratique qui soit aussi efficace que des procédés chimiques par voie humide. Par exemple, les programmes compliqués qui ont été proposés pour l'extraction de diverses impuretés métalliques avec un métal liquide ou un sel fondu entraînent la perte d'une quantité notable de combus-35 tible. On a également proposé de transformer les métaux; en fluorures, puis de chasser l'uranium présent par distillation sous la forme d'hexafluorure d'uranium. Ce procédé présente l'inconvénient qu'on 70 40535 2113764 doit opérer en présence de gaz toxiques et corrosifs et qu'il requiert un équipement coûteux de traitement pour sa mise eh oeuvre. Un autre but important de la présente invention est donc d'offrir un procédé pyrométallurgique de régénération et de purification 5 de tout type de combustible à base d'un actinide (qu'il s'agisse du métal» de l'oxyde, du sulfure, du carbure, du siliciure ou du nitrure, par exemple), qui est contaminé avec des produits de fission, ce procédé étant rapide,.sans danger, peu coûteux et très efficace du point de vue de la récupération du combustible, tout en donnant 10 un produit résiduel radio-actif fortement concentré. L'invention concerne également un nouveau système de réacteur et un nouveau procédé de conduite de ce réacteur, qui permet l'élimination continue et automatique in situ des produits de fission, y compris ceux qui sont de nature gazeuse, à mesure que l'opération 15 progresse ; qui permet de même l'addition de nouveaux composants de combustible (y compris des matières fertiles, le cas échéant), et qui, dans une forme de réalisation, se prête à une mise en oeuvre stable et sûre en ce sens qu'il est capable d'une auto-correction lorsque les températures de réaction s'élèvent ou s'abaissent par 20 rapport à des valeurs d'équilibre. L'invention concerne en outre un procédé qui permet de séparer l'uranium du plutonium lorsque ce dernier est présent en quantités relativement faibles. La présente invention se base sur la réalisation d'un nouveau réacteur nucléaire ayant un système de combustible, comprenant une 25 masse critique d'un nitrure d'un métal de la série des actinides, qui est au contact d'une solution non critique de 1'actinide dans un métal fondu utilisé comme solvant, de faible section efficace d'absorption des neutrons, par exemple l'étain, le système de combustible étant maintenu sous une atmosphère d'azote dans une matière 30 réfractaire inerte telle que le graphite, qui ne conduit pas à la formation d'oxydes de 1'actinide ou d'autres produits étrangers aux nitrures. Oette atmosphère d'azote est une atmosphère d'azote pur ou d'azote en mélange avec de l'argon ou un autre gaz inerte, et la pressioi&artielle de l'azote y est maintenue par un niveau, habi-35 tuellement compris entre environ 0,02 et 2 bars, qui satisfait aux conditions d'équilibre pour produire la masse requise de nitrure d'actinide dans les conditions prédominantes de concentration 70 40535 2113764 d'actinide dissous et de températures du réacteur. Ces dernières peuvent aller d'environ 300 à 2000°C ou plus, en fonction de la nature du nitrure d'actinide que l'on utilise. l'expression "pression d'azote" utilisée dans le présent 5 mémoire est synonyme de "pression partielle d'azote", étant entendu que l'argon ou un autre gaz de même caractère inerte est utilisé dans de nombreux cas en même temps que l'azote requis, pour éviter de maintenir un vide partiel dans le réacteur et dans d'autres parties du système, ou comme auxiliaire d'établissement de pressions 10 positives dans le réacteur. Selon une particularité importante de l'invention, lorsque le réacteur reste en service dans les conditions définies ci-dessus, la masse critique de nitrure d'actinide se débarrasse continuellement de produits de fission formés pendant la réaction 15 de fission. Ainsi, lorsqu'un atome d'uranium du combustible subit une fission, le nitrure est détruit et il se forme de l'azote et des produits gazeux de fission, de même que des produits métalliques de fission. Il se forme aussi des produits de désintégration par capture de neutrons, tels que le plutonium, qui se dissout égale-20 ment dans le métal fondu en vue de la séparation ultérieure de l'uranium, le cas échéant. Les produits gazeux de fission ainsi formés ont une faible solubilité dans le métal fondu et passent dans l'atmosphère d'azote. Les produits métalliques de fission se dissolvent dans le métal fondu utilisé comme solvant, ces pro-25 duits n'étant pas transformés en nitrures aux concentrations extrêmement faibles qui sont impliquées dans ce cas. En même temps, l'azote libéré pendant la fission réagit avec une quantité équivalente d'actinide dissous qui est présent à une concentration bien plus forte que les produits métalliques de fission, pour régénérer 30 le nitrure précipité et maintenir ainsi le réacteur dans les conditions désirées d'équilibre. Il y a lieu de remarquer que dans cette étape de régénération du combustible, qui a lieu automatiquement et in situ, des produits de fission sont continuellement éliminés du combustible au nitrure d'actinide qui reste essentiellement 35 constant du point de vue quantitatif, cependant qu'il reste possible qu'une légère dérive des valeurs d'équilibre mentionnées dans le présent mémoire puisse se manifester dans des conditions prolongées d'irradiation intense. 70 40535 2113764 Pour que les produits de fission puissent quitter rapidement la masse de nitrure d1actinide, il est nécessaire qu'un contact convenable existe entre le nitrure et la solution de métal fondu, et cette condition est celle qui existe normalement. Toutefois, le 5 cas échéant, le mélange des particules de nitrure avec cette solution peut être renforcé par des moyens mécaniques tels qu'un agitateur de graphite ou un appareil analogue. En outre, si une accumulation progressive des produits de fission risque de se produire dans la zone de la masse de nitrure d1actinide, cette condition peut 10 être compensée (tout au moins dans le cas du combustible au nitrure d'uranium UN) par réduction temporaire des pressions d'azote et redissolution d'une certaine quantité de 1'actinide en même temps que les produits métalliques de fission. Par conséquent, à mesure que la pression est rétablie à des niveaux normaux de service, la 15 quantité totale de la masse de nitrure est rétablie cependant que les produits de fission restent en solution. Cette action de pompage pourrait être répétée périodiquement, le cas échéant. Pour faciliter l'entrée des produits de fission dans la solution de métal fondu qui est en contact intime avec la masse de 20 nitrure d'actinide, comme décrit ci-dessus, il est également nécessaire qu'il y ait une quantité de solution de métal fondu, par rapport à la quantité présente de nitrure d'actinide, qui convienne pour faciliter l'élimination rapide des produits de fission de la masse de nitrure d'actinide sans arrêter le réacteur. Bien que 25 la quantité relative de la solution de métal fondu que l'on doit utiliser varie d'un système de réacteur à un autre, en fonction de la forme du^-éacteur et d'autres facteurs, des résultats convenables peuvent être obtenus en utilisant environ 3 à 20 parties en poids de solution de métal fondu pour chaque partie en poids de 30 nitrure d'actinide. L'invention peut être mise en oeuvre en utilisant des quantités relatives encore plus petites que cette quantité de solution de métal fondu, bien que l'aptitude de la solution à absorber des produits de fission devienne de plus en plus limitée à mesure que le rapport du métal fondu au nitrure d'actinide diminue. 35 Inversement, l'invention peut aussi être mise en oeuvre en utilisant pluB de 20 parties en poids de solution de métal fondu pour chaque partie en poids de nitrure d'actinide, la limite supérieure 70 40535 2113764 pour tout système donné de réacteur étant fonction de facteurs économiques et de caractéristiques générales de conception du réacteur. Une caractéristique remarquable du réacteur de l'invention 5 réside dans le fait qu'en raison du facteur de dilution qui existe» l'actinide présent en solution dans le métal fondu n'acquiert pas un caractère déterminant. Au contraire, ce caractère est acquis lorsqu'une masse appropriée de nitrure d'actinide se situe dans la cavité de graphite du réacteur. Cette condition déterminante peut 10 Être réalisée soit par addition de nitrure d'actinide au système soit par précipitation de nitrure 233 235 quelconque de divers actinides tels que l'uranium , l'uranium et le plutonium , de même que leurs mélanges. Ges matières combustibles sont de préférence ajoutées au système sous la forme 35 métallique ou sous la forme du nitrure» Toutefois, on peut les introduire sous la forme de l'oxyde, du sulfure, du carbure ou du siliciure, le cas échéant, pourvu que le composé utilisé soit capable 70 40535 2113764 d'être absorbé d'une certaine façon par l'étain ou un autre métal fondu utilisé comme solvant, et capable d'être transformé en un nitrure en présence d'une atmosphère d'azote, comme décrit dans le présent mémoire. Lorsqu'on utilise ces composés non-nitrures, il 5 importe que tout sous-produit gazeux formé, par exemple l'oxyde de carbone (provenant de la réaction d'UC^s) + 2C(s) + l/^N^g) = UN(s) + 2C0(g)), soit balayé du système par l'atmosphère d'azote qui est maintenue au-dessus de la solution fondue présente dans le réacteur. Dans l'équation donnée ci-dessus, et partout 10 ailleurs dans le présent mémoire, les symboles (s) et (g) désignent les substances qui sont respectivement à l'état solide ou à l'état gazeux. Il importe que 1'actinide et le métal constituant le solvant aient un haut degré de pureté, ce que l'on obtient par soufflage de particules ou par nettoyage mécanique de toutes les surfaces dans 15 une atmosphère d'argon, ou par d'autres procédés physiques de nettoyage, pour produire avec succès l'alliage d'actinide et d'étain. L'utilisation de bains de nettoyage à base d'un acide ou d'un agent organique dégraissant n'est pas satisfaisante dans la plupart des cas, et lorsqu'il s'agit d'uranium, par exemple, ces bains ralen-20 tissent la dissolution du métal dans l'étain, même si la température dépasse le point de fusion de l'uranium. En plus du combustible qui est introduit dans le réacteur, i^èst également possible d'utiliser des actinides fertiles tels que U23° ou Th252. Le réacteur est idéal pour fonctionner en sur-régénérateur en raison de la nature de la masse de nitrure présente dans le coeur et 25 il .peut fonctionner comme tel par addition des matières fertiles,-soit métal fondu au / présent dans le réacteur, soit à un courant de recyclage ou de nettoyage de la matière fondue. A mesure que la matière fertile ajoutée forme du combustible par transmutation, ce dernier se comporte comme le reste de la matière combustible vis-à-vis de 30 l'azote, bien qu'il soit sujet à acquérir un propre comportement d'équilibre, comme déterminé par sa concentration et par les autres facteurs ambiants. La concentration de l'actinide que l'on doit utiliser dans la solution de métal fondu contenue dans le réacteur peut varier 35 dans une gamme relativement large et dépend à un haut degré de la mesure dans laquelle l'uranium ou l'autre actinide doit être extrait de la solution, plutôt qu'ajouté au système sous la forme du nitrure. 70 40535 2113764 Si l'on suppose que la masse critique désirée de nitrure d'actinide est présente, la limite inférieure de concentration est établie de manière qu'il y ait un faible pourcentage (par exemple 1 à 3 ?Q d'actinide dissous dans le métal fondu. Bien que la limite supé— 5 rieure de concentration soit déterminée dans une certaine mesure par des facteurs d'ordre économique, on peut obtenir de bons résultats avec des systèmes dans lesquels la solution de métal fondu recouvrant le nitrure d'actinide contient jusqu'à 10 à 20 i<> d'actinide dissous. Dans la pratique préférée de l'invention, le réac-10 teur contient en plus de la masse critique précipitée de nitrure d'actinide, environ 2 à 10 % en poids d'uranium dissous ou d'un autre actinide combustible, ces quantités facilitant un échange efficace entre des produits de fission passant dans le métal fondu et l'acti-nide séparé par reprécipitation de la solution et passant dans la 15 masse de nitrure d'actinide. La chaleur engendrée par le réacteur peut être extraite par des procédés classiques d'échange thermique, comme on en utilise à l'heure actuelle en pratique. En outre, le réacteur de l'invention se prête à des pratiques dans lesquelles la solution d'actinide 20 dans le métal fondu peut être recyclée dans le système d*échange thermique pour assurer une partie ou lgftotalité de l'action désirée de refroidissement. Cette dissipation de chaleur de courant de solution de métal fondu en circulation peut être effectuée lorsque la solution est envoyée à une opération de purification ou revient 25 de cette opération dans laquélle les produits de fission dissous sont éliminés de la solution. Dans la forme préférée de mise en oeuvre de l'invention, on utilise de l'étain comme métal fondu jouant le rôle du solvant dans le réacteur, parce qu'il a une faible section efficace d'ab-30 sorption des neutrons et, par ailleurs, parce qu'il satisfait le mieux aux conditions exigées du métal utilisé comme solvant. Toutefois, on peut utiliser d'autres métaux, par exemple le plomb ou le bismuth. On peut aussi recourir à divers alliages de ces métaux (par exemple Sn-Pb ou Sn-Bi). Le métal utilisé comme solvant doit 35 avoir un bon pouvoir de dissolution de l'uranium ou de l'autre actinide que l'on utilise ; il ne doit pas lui-même avoir tendance à former des nitrures ; il doit avoir tendance à former aux basses 2113764 températures des composés inter-métalliques avec llactinide présent dans la solution ; et sa section efficace d'absorption des neutrons doit être suffisamment faible. L'étain satisfait à toutes ces conditions d'une façon idéale, et il offre en outre l'avantage 5 d'une faible solubilité des produits gazeux de fission étrangers à l'azote - La nature du récipient utilisé dans le réacteur pour contenir le système de combustible formé par le nitrure d'actinide et le métal fondu revêt une importance déterminante. Ainsi, le récipient 10 doit être de caractère très réfractaire et capable de contenir le système à des températures bien au-dessus des températures de réaction, à des fins de sécurité. Il doit auss^fêtre inerte et ne pas avoir tendance à subir une interaction avec 1'actinide pour produire des oxydes ou d'autres composés non-nitrures, aux températures uti-15 lisées du réacteur. Enfin, le récipient doit avoir de faibles caractéristiques d'absorption des neutrons. On a constaté que le graphite satisfait d'une façon idéale à ces conditions, et c'est par conséquent la matière que l'on préfère utiliser conformément à l'invention pour contenir le système de combustible. Toutefois» 20 on peut recourir à d'autres matières réfractaires inertes, telles que par exemple le carbure de béryllium, le carbure de silicium, le carbure de titane et le fluorure de calcium, cette dernière -substance étant utilisée seulement dans des opérations conduites à des températures relativement basses. 25 En raison des facteurs précédents et pour plus de clarté et de simplicité, la présente invention se réfère ci-après dans la plupart des cas à un système dans lequel on utilise l'étain comme solvant fondu et le graphite pour contenir le système de combustible. De même, attendu que l'uranium est utilisé couramment dans des réac-30 teurs nucléaires et constitue le combustible que l'on préfère utiliser dans l'opération conforme à l'invention, la définition qui suit se référera dans la plupart des cas à un système de réacteur au nitrure d'uranium, du type UN" ou du type ty^. Lorsque l'uranium est dissous dans de l'étain fondu (ou dans 35 un autre métal approprié) dans une atmosphère ayant une pression partielle d'azote de l'ordre d'au moins 0,02 bar^peut exister dans le système en partie ou essentiellement en totalité, soit sous la forme DU, soit sous la forme U^^, en fonction de la température 70 40535 2113764 et de la concentration de l'uranium dans le système. En général» le produit solide est celui qui est formé à des températures d'environ 300 à 1480°C, les parties inférieures de cette gamme de températures n'étant praticables que lorsqu'on utilise des systèmes 5 dans lesquels la quantité d1 uranium dissous dans l'étain fondu, en raison de sa solubilité limitée à basses températures» est relativement faible. Le produit U3T est celui qui se forme aux températures supérieures à environ 1485°C, et il est capable de rester dans le système à des températures égales ou supérieures à 2000°C, à des 10 valeurs convenablement élevées de pression d'azote et de concentrations en solution. Les courbes respectives d'équilibre pour un système U^F^-Sn-U maintenues à 1100°0 et un système UN-Sn-U maintenu à 1550°G, contenant chacun un total de 9 f° d'uranium, sont illustrées 15 par les courbes I et II de la figure 1 des dessins annexés, reproduisant la variation de la teneur en azote en fonction de la racine carrée de la pression d'azote. Le symbole "U" représente dans tous les cas l'uranium dissous. Les deux systèmes ne réagissent pas de la même manière à des variations de la pression d'azote. Ainsi, comme 20 indiqué par les flèches longeant ces courbes, le système UN (courbe II) est réversible et réagit rapidement à une variation de pression. Le système (cour^e n'est au contraire pas réversible, excepté peut-être lorsqu'il est maintenu pendant de longues périodes de temps. En fait, bien qu'une élévation de la pression d'azote 25 (c'est-à-dire la pression partielle d'azote, comme décrit ci-dessus) provoque un déplacement de l'équilibre vers la droite sur la courbe I, un abaissement de la pression d'azote est sans effet notable jusqu'à ce que la pression soit réduite à une valeur très basse, pour laquelle de l'azote gazeux est dégagé et le produit est trans-30 formé en nitrure UN. En outre, bien que le système UN soit sensible à des variations de température , cette sensibilité ne se fait pas remarquer avec le système , comme indiqué par les résultats o exposés dans les paragraphes qui suivent. Pour cette raison, lorsqu'on opère dans la gamme de températures produisant U2N^, on effectue un 35 réglage précis de la température en utilisant des barres de réglage empoisonnées par les neutrons, tandis que le système UN" est autocorrigé en ce sens que des excursions de température produisent 70 40535 2113764 une décomposition rapide de parties de la masse critique du noyau UN jusqu'à ce que l'équilibre soiVatteint. L'inverse est vrai pour des systèmes qui deviennent anormalement froids en raison de dissipations indésirables de la chaleur du système, parce-que dans ce 5 cas la teneur en TIN augmente, et il en résulte une élévation de la chaleur dégagée jusqu'à ce que l'équilibre soit atteint. Pour ces raisons, ainsi que pour d'autres, l'invention est mise en oeuvre dans sa forme préférée de réalisation en utilisant une masse critique de UN. La différence mentionnée ci-dessus en ce qui concerne le com-10 portement entre les systèmes et UN respectifs, n'exerce prati quement pas d'influence sur l'aptitude du système à se régénérer continuellement par expulsion de produits métalliques de fission dans les solutions d'étain fondu qui les recouvre et par expulsion de produits gazeux de fission dans l'atmosphère contenant de l'azote 15 maintenue au-dessus de la masse fondue d'étain et d'uranium. On donne ci-après l'équation de réponse de température pour l'équilibre de UN, à savoir UN(s) = U + l/2N2(g) : log K.j = -7700/T + 4,37, équation dans laquelle la constante d'équilibre K1 est égale à a-g.pjj ; a-g est égal à ^U.f-^ 20 et log f-g. est égal à -0,0305.$>U. (tous les logarithmes mentionnes sont décimaux). Dans l'équation précédente, de même que partout ailleurs, le symbole a-g représente l'activité de l'uranium dissous, $U représente le pourcentage en poids de U danis la solution, fg représente le coef-25 ficient d'activité de l'uranium dissous, £ représente la pression partielle d'azote dans le système, exprimée en bars et T désigne la température exprimée en degrés Kelvin. Pour l'équilibre de U^N^, à savoir U^N^s) = 2U + 3/2N^(g), l'équation de réponse de température est la suivante : ^ log K2 = -830/T - 1,2, dans laquelle K2 .= * Dans cette équation, log fg n'est pas linéaire lorsque les concentrations en uranium augmentent, à cause de l'effet de tampon des composés intermétalliques d'uranium et d'étain tçls que USn^ qui sont présents aux concentrations élevées en uranium, fg étant de 35 0,38 à 5%U-Sn et de 0,24 à 9 U-Sn. 70 40535 -11- 2113764 Il ressort des équations données ci-dessus que la constante d1équilibre (K2) qui prédomine pour la formation de est bien moins sensible à la température que ne l'est la constante (K^) analogue qui prédomine pour les systèmes de formation de UN. 5 Si un système T^N^ dépasse pour une raison quelconque un ni veau d'environ 1485°C, il libère de l'azote gazeux et le nitrure ^2^3 présent est transformé en UN conformément à l'équa±ion U2N~(s) = 2UN(s) + l/2N2(g). Le système suit alors les caractéristiques illustrées par la courbe II de la figure 1. Par ailleurs, 10 lorsque le système UN est refroidi au-dessous de 1485°C, le nitrure UN présent est transformé en ^N^. Si l'azote est présent en quantité insuffisante pour effectuer cette transition , une partie du nitrure UN est transformée en U2N^, tandis que le reste se dissocie et fournit de l'uranium à la solution d'étain fondu. Ce 15 système suit alors la caractéristique de de la Comme l'indique la description qui précéda, il est possible de faire fonctionner un réacteur donné en utilisant comme combustible soit ^N^, soit UN. En outre, il est possible d'opérer de manière que le système puisse passer de l'une à l'autre de ces matières par 20 des variations appropriées de la température. Cependant, les caractéristiques des systèmes respectifs U2N^ et UN diffèrent de l'autre par des particularités importantes, comme indiqué de façon détaillée dans ce qui •suit. Dans une forme préférée de mise en oeuvre de l'invention, 25 le réacteur opère dans une gamme de températures de 1500° à 2000°C (ou davantage) qui assure la présence du combustible UN, ou dans une gamme plus basse de températures allant d'une valeur légèrement supérieure au point de fusion de la solution d'uranium dans l'étain fondu (par exemple 300°C) à des températures légèrement inférieures 30 à une limite d'environ 1485°C qui semble être la température de démarcation entre les systèmes respectifs UN et U2N^. On préfère que le procédé soit mis en oeuvre à des températures supérieures à environ 1500°C avec un combustible du type UN, en ce sens qu'on obtient une plus grande souplesse d'opération lorsqu'on a recours 35 à cette matière. On donne ci-après une description plus détaillée du système UN. 70 40535 _12_ 2113764 On a découvert que les caractéristiques d'équilibre du système U-Sn-UN sont aptes à permettre un déplacement spontané soit dans la direction de UN, soit dans la direction de U, à mesure que les pressions d'azote, les températures et la concentration en 5 solution varient. Par conséquent, pour toute concentration donnée d'uranium (U) dans l'étain fondu ou dans une autre solution de métal utilisés/comme solvant, l'élévation de la pression d'azote ou l'abaissement de la température tend à accroître la quantité relative de combustible UN précipité qui est présent. De même, la masse de UN 10 est d'autant plus grande que la concentration en U dans^Le métal fondu est plus forte. L'importance des facteurs de pression et de concentration de U à l'équilibre est illustrée par les résultats reproduits sur le tableau I pour un système maintenu à 1550°C. TABLEAU I 15 Pression d'azote (bars) Kg d'uranium précipité sous la forme UN à 1550°C à partir de 100 kg de solution fondue du pourcentage initial en poids indiaué d'uranium dans l'étain 18 % 9 5 P 2 %■ 1,0 1,1 20 0,9 0,4 0,6 14,4 8,4, 0,5 14,1 8,1 0,4 13,3 7,7 0,3 10,4 6,5 2,2 25 0,2 6,4 3,8 0,06 0,1 1,0 0,04 L'influence de la température sur l'équilibre d'un système typique U-Sn-UN à divers niveaux de pression d'azote est illustrée de la même façon par les résultats reproduits sur le tableau II 30 suivant : 10 70 40535 _I3_ 2113764 TABLEAU II Kg d'uranium précipité sous la forme UN" à partir de Température 100 kg d'une solution fondue de 9 $ d'uranium dans (°C) l'étain aux pressions indiquées d'azote 0,09 bar 0,122 bar 0,16 bar 0,202 bar 0,25 bar 1552 0,58 2,05 3,46 4,80 6,21 1567 1,05 2,48 3,92 5,46 1590 1,38 2,82 4,21 1610 . 1,53 2,98 Bien que les tableaux donnés ci-dessus donnent des résultats qui illustrent des systèmes particuliers, les relations exprimées dans l'équation de réponse de température donnée ci-dessus pour K,j paraît être utilisée pour déterminer l'une quelconque des varia-15 bles affectant l'équilibre, c'est-à-dire le point auquel le nitrure UN comm«nce à précipiter dans un système donné, lorsque les autres variables sont maintenues constantes. Par exemple, la pression d'équilibre de l'azote qui est requise pour déclenciier la formation de UN dans une solution à 12 $ d'uranium dans l'étain à 1600°C 20 (1873°K) peut être déterminée de la façon suivante : A 1873°K, log K.j =0,26 ; par conséquent K^ = 1,82 A un taux de 12 % de U, log f^ = -0,366 ; par conséquent, f = 0,431 et aTT = 5,18. l/2 Finalement, 1,82 = 5,38.pw ' ; par conséquent pw =0,114 bar. 2 2 70 40535 14 2113764 En raison de la sensibilité à la température du système U-Sn-UN et en supposant des concentrations généralement constantes en U dans la solution et le maintien de pressions constantes d'azote, le système subit une correction automatique pour toute 5 excursion de température pouvant être attribuée à une défaillance du système de refroidissement ou à une cause analogue, par redissolution d'une partie de l'uranium dans la masse critique de UN, en réduisant ainsi la quantité de UN combustible présente dans le réacteur. Inversement, à mesure que la température de la solu-10 tion de métal fondu diminue, par exemple lorsque l'unité doit fournir une quantité exceptionnelle d'énergie, une quantité supplémentaire de UN combustible est formée dans la mesure requise pour rétablir la température d'équilibre pour laquelle le réacteur a été programmé. Ainsi, l'unité est le siège d'une auto-15 régulation lorsque la température oscille de part et d'autre de la valeur d'équilibre, des barres de contrôle et de ralentissement étant incorporées dans l'unité comme mesure de précaution à utiliser en cas d'urgence. L'effet de ralentissement ou de correction qui est inhé-20 rent au réacteur à mesure que la température s'écarte dans un sens ou dans l'autre de la valeur d'équilibre sert à stabiliser et à rendre constante la puissance de sortie du réacteur. De même, il y a lieu de remarquer que des variations de la pression d'azote par rapport à la valeur d'équilibre affectent les autres 25 facteurs d'équilibre. Ainsi, une élévation de la pression provoque une élévation de température qui, quant à elle, provoque la transformation d'une partie du niture UN combustible en U et azote, ce qui maintient essentiellement constante la puissance de sortie du réacteur. Par ailleurs, à mesure que la pression 30 d'azote est abaissée, aucun facteur de compensation n'intertervient et le réacteur tend à s'arrêter à cause de la décomposition de UN. Ceci ressort d'une étude des résultats représentatifs donnés par la courbe II de la figure 1 . Par exemple, à mesure que la pression d'azote (c'est-à-dire la pression partielle) s'abaisse 35 de 1 bar à environ 0,1 bar, la teneur en uranium dissous dans la solution d'étain fondu augmente d'un niveau d'environ 0,43 à un niveau d'environ 9,0 cette élévation s'accompagnant d'une 70 40535 2113764 diminution correspondante de la quantité de UN" présente. On donne ci-après la description du système Dans la mise en oeuvre du procédé de l'invention avec le combustible U^N,,, des opérations sont nécessairement limitées à 5 des températures comprises entre environ 300°C et un niveau inférieur à environ 1485°C. le niveau inférieur de cette gamme est dicté par la température requise pour dissoudre le pourcentage désiré d'uranium, tandis que la limite supérieure correspond à la température à laquelle la transformation de en commence à 10 se produire. Lorsqu'on opère dans cette gamme, des excursions de température exercent peu d'effet d'amortissement. Inversement, un refroidissement indésirable du système provoque la formation d'une faible quantité supplémentaire de Cette absence de tout degré élevé de sensibilité aux variations de température 1 5 manifestées par le système est mise en évidence par les résul tats récapitulés sur le tableau III suivant. TABLEAU III Tempéra- Kg d'uranium précipité sous la forme UN à partir de ture,(°C) 100 kg d'une solution fondue de 9 i° d'uranium dans l'é-__________ tain à la pression indiquée d'azote 20 0,025 bar 0,05 bar 0,1 bar 637 1,14 3,00 5,67 867 0,64 2,43 5,10 1100 0,25 2,04 4,60 1152 1,92 4,34 25 Comme indiqué par la courbe I de la figure 1, la pression joue un rôle important dans le système en ce qu'une éléva tion de la pression d'azote provoque une plus grande précipitation du nitrure U2N^ produit. Au contraire, une réduction de la pression d'azote ne provoque pas de redissolution d'une partie impor-30 tante quelconque d'uranium présent sous la forme d'U2N^, cette réaction étant très lente. Toutefois, il est à remarquer qu'une réduction de la pression d'azote à des taux inférieurs à environ 0,002 bar provoque une transformation progressive de U2N^ en UN produit. 35 L'influence de l'élévation des pressions d'azote sur l'état d'équilibre est mise en évidence par les résultats récapitulés sur le tableau IV suivant pour des systèmes typiques U-Sn-^ÏF^ 70 40535 16 2113764 à une température constante de 1100°C. TABLEAU IV Pression de Kg d'uranium précipité sous la forme UN à 1100°C l'azote à partir de 100 kg de solution fondue d'uranium (bar) au pourcentage initial indiqué en poids, dans 5 _____________ l'étain ■ 18$ 9 f° 5 2 $ 0,025 0,99 0,25 0,05 3,02 2,04 0,81 0,28 0,10 5,80 4,60 2,02 0,77 10 0,20 9,75 7,46 0,30 12,82 8,05 0,40 15,30 En raison de l'impossibilité de réglage d'un réacteur utilisant comme combustible par des modifications de la pres- 15 sion et/ou de la température, un réglage précis de la température est effectué par l'utilisation de barres de réglage empoisonnées par les neutrons. Sous d'autres rapports, la manière dont on exploite le système U2N^ est très analogue à l'exploitation d'un réacteur utilisant UN comme combustible. Dans un cas ou dans l'au-20 tre, des produits de fission sont libérés de la masse critique d,e nitrure dès leur formation, une quantité équivalente d'uranium étant précipitée dans la solution d'étain pour maintenir la masse constante. Toutefois, l'étape de purification du combustible nucléaire à l'extérieur du réacteur peut être conduite à des tempéra-25 tures supérieures à celles que l'on utilise dans le système de réacteur notamment lorsque le procédé comprend une étape de décomposition du nitrure d'un système à base de nitrure d'uranium et d'étain, en U-Sn. Cette dernière étape de transformation est conduite aisément à de basses pressions d'azote et à des tempé-30 ratures supérieures à 1485°C lorsque le nitrure présent est UN. On donne ci-après la description du procédé de mise en service et de conduite du réacteur. Le mode de mise en service puis de conduite d'un réacteur est essentiellement le même lorsqu'on utilise comme combustible 35 U2^3 ou "k08 ^eux systèmes requièrent l'addition au système et/ou la précipitation dans le système d'une masse critique de nitrure d'uranium. Si le nitrure doit être précipité dans la solution, à 70 40535 17 2113764 le contenu du réacteur doit être chauffé à la température désirée soit dans la gamme de U^N^, soit dans celle de UN, suivant le cas, les pressions d'azote étant élevées à des valeurs calculées de manière à provoquer la précipitation de la quantité requise de 5 nitrure pour rétablir la masse critique désirée dans le réacteur. Dans le cas d'un système une fois que le réacteur est en service et que la fission se produit, la pression d'azote est maintenue au niveau préalablement établi ou même à un niveau plus bas puisque le réacteur continue indéfiniment de fonctionner, 10 la pression étant naturellement élevée lorsqu'on désir accroître de façon permanente la masse critique du nitrure présent. On peut obtenir ce même résultat en élevant la concentration de l'uranium dans la solution de métal fondu présente dans le réacteur. Des barres d'absorption de neutrongêont utilisées comme principaux 15 moyens de réglage des températures de réaction. Le système UN est suffisamment souple pour que, le cas échéant, le poids de la masse critique qui est présente puisse être élevé ou abaissé à mesure que la pression d'azote est élevée ou abaissée de façon correspondante. Là encore, l'augmentation 20 de la concentration en uranium dans la solution de métal fondu provoque également une nette augmentation de la quantité de UN qui est présent , les autres conditions restant les mêmes. De même, le fait de diluer la concentration de l'uranium par addition d*autres portions d'étain ou de métal fondu utilisé comme solvant 25 réduit la masse nette de UN. Avec le système du type UN, des barres d'absorption de neutrons sont utilisées principalement comme moyens supplémentaires de sûreté, et on les retire normalement pendant des périodes de mise en route et de service régulier,puis on les insère dans la région de flux élevé lorsque l'opération doit être 30 arrêtée ou modérée d'une autre façon. On a fait remarquer dans ce qui précède que la masse critique d'uranium ou d'autre nitrure d'actinide n'est pas notablement contaminée par des produits de fission. Au contraire, le zirco-nium, divers lanthanides et divers autres métaux de fission qui 35 sont formés entrent en fusion, c'est-à-dire dans la partie fondue du système, tandis que les produits gazeux de fission autres que l'azote (qui réagit immédiatement avec l'uranium dissous pour 70 40535 18 2113764 pour précipiter un nitrure d'uranium) passent dans l'atmosphère d'azote qui est maintenue au-dessus de la masse fondue. Selon une particularité de l'invention, les produits métalliques et gazeux de fission peuvent être éliminés par intermittence ou en 5 continu du système de réacteur et rejetés dans un état essentiellement exempt de contamination par 1'actinide ou tout composé de ce métal. En outre, bien que les déchets ainsi séparés soient radio-actifs, leur élimination ne pose aucun problème particulier, en ce sens que le volume des déchets a été réduit à un taux très 10 faible par le procédé de l'invention. Dans la suite de la présente description, on donne des renseignements sur l'appareil et les procédés qu'il convient d'utiliser pour séparer les produits de fission qui contaminent la solution de métal fondu que l'on maintient dans le réacteur. Tou-15 tefois, il y a lieu de remarquer que même en l'absence de toute opération extérieure de purification en vue d'éliminer les produits de fission de la solution de métal fondu, le procédé de la présente invention constitue un progrès important dans la technique. Ainsi, bien que les éléments combustibles solides utilisés 20 à l'heure actuelle dans les réacteurs classiques doivent être retirés en vue de la.régénération après qu'une quantité de combustible d'environ 0,1 à 2,0 $ en poids seulement a subi la fission, l'opération conforme à l'invention, dans laquelle les produits de fission quittent le coeur et se dissolvent dans la solution de 25 métal fondu, est un procédé dans lequel un coeur dont la masse représente un poids donné peut être utilisé pendant des périodes qui sont au moins dix fois plus longues qu1elles ne pourraient l'être autrement avec des réacteurs classiques avant que les produits de fission ne s'accumulent dans le métal fondu utilisé comme 30 solvant dans une proportion qui retarde leur passage rapide et total en solution. Lorsque le procédé de l'invention est étendu à la purification extérieure de la partie fondue constituant le solvant du système, l'opération peut être poursuivie indéfiniment, notamment lorsque les éléments ajoutés de combustible ou de 35 matières fertiles sont introduits dans le réacteur de la façon requise pour compenser les pertes de fission. Dans le cas de produits métalliques de fission qui contaminent le métal fondu, leur séparation peut être effectuée à 70 40535 19 2113764 l'extérieur du réacteur en attribuant à la portion de la masse fondue à purifier, contenue dans un récipient de graphite ou un récipient fabriqué en une quelconque autre matière réfractaire qui ne subit pas d'interaction avec l'uranium dissous, une atmosphère 5 d'azote tout en ajustant la température de la masse fondue et la pression de l'azote gazeux de manière à séparer par précipitation l'uranium dissous ou un autre actinide sous la forme d'un nitrure. Ainsi, on a constaté que dans la conduite de l'opération de précipitation du nitrure d'uranium pendant le traitement 10 de purification, le nitrure de zirconium (l'un des principaux produits métalliques de fission) ne commence pas à se former avant que l'activité de l'uranium en solution n'ait été réduite à un niveau très bas. En outre, malgré le fait que les nitrures d'uranium et de zirconium, de même que ceux de certains autres composés 15 de ces métaux, aient normalement de nombreuses propriétés physiques et chimiques semblables, on vient de découvrir que lorsque le sys-atteint terne fie point ou le nitrure de zirconium solide commence a se former, il flotte sur la solution d'étain fondu plutôt que de tomber au fond de cette solution à la manière d'un nitrure solide 20 d'uranium. Ces derniers produits, soit sous la forme UN,soit sous la forme t^N^ , peuvent ainsi être isolés de la masse fondue, soit avant, soit après l'apparition du nitrure de zirconium solide. Cette séparation des nitrures d'uranium peut être effectuée par élimination physique des particules solides de nitrure d'uranium 25 de la solution de métal fondu par tous moyens appropriés, par exemple à l'aide d'un dispositif d'entraînement sous la forme d'une courroie mobile ou sous une forme analogue présentant une surface profilée de manière à transporter les particules solides en vue de leur décharge subséquente à mesure que l'organe de trans-30 port sort de la solution de métal fondu. La nitrification de la partie restante de métal fondu du système peut ensuite être poursuivie dans des conditions de température relativement basse et de pressions ou pressions partielles d'azote relativement élevées, qui favorisent la formation de produite solides de fission 35 du type des nitrures, dont certains viennent flotter à la surface de la masse fondue en même temps que le nitrure de zirconium, tandis que d'autres tels que le nitrure de niobium et certains des nitures de lanthanides tombent au fond du système. Quel que soit 70 40535 2113764 leur position de repos par rapport au métal fondu, tous ces nitrures solides de métaux de fission peuvent être isolés du système en vue de leur rejet. Ce rejet pose peu de problèmes parce que le volume global des nitrures séparés en tant que produits de fission 5 est extrêmement faible. A ce stade, l'étain ou autre métal utilisé comme solvant est essentiellement "propre" et peut être renvoyé au système du réacteur. Toutefois, si une plus grande purification est désirée, tous éléments de fission qui restent encore dans le métal fondu 10 peuvent être séparés par une opération appropriée de distillation ou de distillation fractionnée. Ainsi, tous produits formés à partir d'un étain par irradiation neutronique ou par désintégration, tels que l'antimoine, et qui peuvent être présents dans une masse fondue d'étain, peuvent être éliminés de cette façon, parce que ces pro-15 duits ont des points d'ébullition qui diffèrent de celui de l'étain. le nitrure d'uranium solide récupéré dans l'étape de purification peut être renvoyé tel quel au réacteur, ou bien il peut être transformé en uranium métallique par introduction dans un bain d'étain fondu qui est maintenu au-dessus d'environ 1485°C sous 20 des pressions d'azote relativement faibles de l'ordre de 0 à 0,2 bar, traitement qui décompose le nitrure et provoque la dissolution de l'uranium métallique pur dans l'étain fondu, comme indiqué par la courbe II de la figure 1. Pour éviter la nécessité de maintenir un vide partiel sur le système pendant cette étape de décomposi-25 tion du nitrure, l'azote gazeux peut être additionné d'argon ou d'un autre gaz inerte en des quantités aptes à produire les pressions partielles requises d'azote. Une fois que la transformation du nitrure d'uranium en uranium métallique dissous est terminée, l'étain peut être éliminé de l'uranium par des moyens classiques, 30 par exemple par évaporation, distillation sous vide ou addition de magnésium pour former une phase d'étain et de magnésium fondus qui peut être séparée physiquement de la phase d'uranium fondu. Pour autant que les opérations décrites ci-dessus pour l'isolement de l'uranium impliquent une dénitrification plutôt 35 qu'une nitrification de 1'actinide, il n'est pas nécessaire que la réaction soit conduite dans un récipient de graphite ou un autre récipient inerte, bien que le récipient de graphite soit 70 40535 21 2113764 préféré. Au contraire, on peut recourir à l'utilisation d'autres matières réfractaires lorsque, par exemple, l'opération est conduite en utilisant la technique' dite de l'auto-creuset dans laquelle les parois du récipient sont refroidies pour provoquer 5 la formation d'une mince couche solide contre la paroi, bien que les parties restantes de la matière soient maintenues aux températures requises. l'étain peut alors être éliminé par vaporisation de l'auto-creuset, en laissant l'uranium fondu qui peut ensuite se solididifier dans le récipient ou bien être versé hors de ce 10 récipient. Le procédé général de séparation décrit ci-dessus pour isoler l'uranium des produits de fission qui le contaminent peut aussi être utilisé pour séparer l'uranium du plutonium ainsi que des substances contaminantes. Par conséquent, en supposant une 15 solution dans l'étain fondu contenant une quantité appréciable d'uranium et de plus faibles quantités de plutonium et, par exemple, le zirconium, la pratique de la nitrification sélective provoquerait tout d'abord la précipitation de nitrures d'uranium qui pourraient 'être éliminés. Une nitrification continue plus énergique 20 de la solution transformerait ensuite à la fois le plutonium et le zirconium en nitrures solides. Le nitrure de plutonium formé se séparerait à la base de la solution d'étain et pourrait en être isolé, tandis que le nitrure de zirconium flotterait sur l'étain fondu et pourrait en être isolé séparément. Le nitrure de 25 plutonium pourrait ensuite être décomposé en plutonium pur ou bien une solution de plutonium dans l'étain fondu serait formé d'une manière analogue à celle que l'on utilise avec l'uranium, après quoi l'étain pourrait être éliminé par distillation du plutonium métallique restant. 30 Le procédé de purification décrit ci-dessus par lequel de l'uranium ou un autre actinide combustible est éliminé d'un système qui contient ce métal en mélange avec des produits métalliques de fission est un procédé à large gamme d'applications qui peut être mis en oeuvre non seulement avec le système de réacteur de 35 la présente invention, mais tout aussi bien avec d'autres combustibles contaminés. Typiquement, un combustible classique à base d'uranium ou d'oxyde d'uranium du type solide qui est contaminé par 70 40535 2113764 des produits de fission peut être régénéré par le procédé de l'invention, ce que l'on peut illustrer par l'équation suivante : U02(s) + 2C(s) + 1/2N2(g) = UN(s) + 2C0(g). Le procédé est essentiellement le même que celui qui est décrit ci-dessus et implique 5 l'addition de barreaux ou pastilles de combustible à un bain d'étain fondu ou d'un autre métal convenable utilisé comme solvant tel que le plomb ou le bismuth, puis la transformation de 1'actinide en nitrure insoluble en vue de son élimination sous cette forme des portions résiduelles du mélange. Cette étape est de préférence 10 conduite en utilisant un récipient de graphite ou récipient ayant une composition telle qu'il ne réagisse pas avec 1'actinide métallique dans les conditions utilisées de nitruration .Au cas où on utilise un récipient qui n'est pas en graphite pour transformer les oxydes d'actinide en nitrures d'actinide, du carbone doit aussi 15 être ajouté au métal fondu pour que l'oxygène présent puisse être transformé en oxyde de carbone et ainsi retiré du système à mesure qu'il est déplacé avec l'atmopshère d'azote. Dans chaque cas, le nitrure d'actinide isolé (s'il n'est pas utilisé en lui-même comme combustible) est ensuite dissous dans du métal fraîchement 20 fondu utilisé comme solvant et peut être isolé soit comme métal pur (par réduction de la pression d'azote puis élimination par distillation de l'étain) soit comme oxydes d'actinide. Ces oxydes peuvent être formés en maintenant une atmosphère d'oxygène sur un système formé de métal fondu contenant le nitrure d'actinide ou 25 1'actinide métallique dissous, les températures utilisées étant habituellement de l'ordre d'environ 1000 à 2000°C. Lorsque de l'azote gazeux est présent, il doit être balayé en continu du système par addition d'oxygène si la transformation en oxyde d'actinide doit être complète. L'oxyde d'actinide solide formé de cette ma-30 nière peut être isolé par des moyens mécaniques ou par élimination par distillation de l'étain. Ce procédé de purification offre des avantages évidents d'éliminer la longue période de refroidissement radio-actif qui est pratiquée à l'heure actuelle dans des procédés chimiques par voie humide de régénération de ces éléments 35 contaminés de combustible, et il ne présente pas les inconvénients jusqu'à présent associés aux procédés pyrométallurgiques de régénération. 70 40535 2113764 Le produit de fission gazeux et les produits de désintégration qui sont déchargés dans l'atmosphère d'azote au-dessus de la masse en fusion peuvent être éliminés du système par circulation de l'atmosphère, ou par un courant de purge, dans un cricuit 5 de purification, qui peut comprendre un condenseur, un piège et un système qui absorbent essentiellement la totalité des impuretés du courant de gaz qui circule. Toutes les impuretés qui ne sont pas éliminées de cette façon peuvent être séparées du résidu d'azote par la pratique des techniques classiques de congélation. 10 Des milieux convenables d'absorption à travers lesquels on peut faire passer le gaz à purifier, en suivant une technique comportant des opérations classiques de condensation et d'élimination du condensât, comprennent une solution aqueuse de base caustique ou d'acide* le charbon activé et des tamis moléculaires d'un type ou 15 d'un autre. Les courbes d'équilibre constituant la figure 1 des dessins annexés ont déjà été décrites ci-dessus. Pour faciliter la compréhension de la présente invention telle qu'elle est pratiquée dans diverses formes de réalisation, on peut se référer à présent 20 aux autres figures des dessins, sur lesquels : la figure 2 est une coupe partielle montrant un récipient de réacteur nucléaire de la présente invention selon une forme de réalisation, en association avec des moyens représentés sché-matiquement pour éliminer du système les produits métalliques et 25 gazeux de fission ; la figure 3 est une vue schématique dans son ensemble d'une série d'unités reliées entre elles pour éliminer les produits métalliques de fission d'un ou plusieurs types de combustibles usés à base d'uranium, ainsi que d'une solution d'uranium dans de l'étain 30 fondu. Gomme le montre en particulier la figure 2, un réacteur nucléaire désigné dans son ensemble par 10 a un coeur de graphite 11 entouré d'une unité d'échange thermique 12 pourvue de moyens d'admission et de sortie 13 et respectivement 14 pour le fluide 35 d'échange thermique. Une masse 15 d'étain fondu contenant de l'uranium et des métaux de fission dissous est enfermée dans le coeur, tandis qu'une masse critique 16 de nitrure d'uranium repose sur 70.40535 2113764 le fond du coeur, l'espace 17 situé au-dessus de la solution d'étain fondu contient une atmosphère d'azote,ou d'azote et d'argon, et des barres de réglage 18 montées coulissantes font saillie dans le coeur du réacteur. 5 Une partie de la solution d'étain fondu 1 5 est soutirée en continu par intermittence par la conduite 20 donnant accès à l'échangeur thermique 21, puis elle est envoyée par la conduite 22 dans une zone de purification 23 où les produits de fission constituant les impuretés sont éliminés comme indiqué sur la fi-10 gure 3 , avant que la solution ne soit renvoyée au réacteur par la conduite 24. Au besoin, la zone de purification 23 peut être évitée par retour du courant de recyclage par des conduites 25 et 24 directement dans le réacteur. Une conduite 26 menant de la conduite 24 à la partie inférieure du coeur permet de diriger une 1 5 partie ou la totalité du courant de recyclage dans la partie inférieure de la solution d'étain fondu pour produire le cas échéant tout degré d'agitation entre les particules de nitrure d'uranium et la solution d'étain fondu qui les entoure .' Du combustible neuf formé d'uranium ou de matière fertile peut être introduit 20 dans le système par la conduite 27 qui débouche dans le courant de recyclage de la conduite 24. 70 40535 2113764 L'atmosphère d'azote au-dessus de l'étain fondu, amenée par la conduite 32, peut être soutirée en continu^par intermittence par la conduite 30 en vue de son passage dans une zone 31 d'élimination des produits gazeux de fission avant d'être renvoyée au 5 réacteur par la conduite 32 en même temps que la quantité requise d'azote d'appoint introduite par la conduite 33 et tout argon ou autre gaz inerte utilisé, arrivant par la conduite 34. Une conduite 35 d'échappement du gaz mène à l'atmosphère depuis la zone 32 en passant par un absorbeur 36. Le cas échéant, le gaz qui sort du 10 réacteur par la conduite 30 ne nécessite pas de traverser la zone 31, mais peut être renvoyé par des conduites 30' et 32 dans le réacteur, renforcé par un supplément d'azote et/ou d'argon, si besoin est. Comme le montre plus particulièrement la figure 3, un système 15 unitaire est conçu pour éliminer les produits métalliques de fission constituant les impuretés, de plusieurs combustibles usés contenant de l'uranium et de l'oxyde d'uranium, ainsi que du courant de recyclage d'uranium et d'étain sortant du réacteur 10 par des conduites 20 et 23. Le combustible usé à base d'oxyde d'uranium entre 20 dans le système par la conduite 38 de décharge dans le récipient de graphite 40 contenant une masse 41 d'étain fondu amené par des conduites 42 et/ou 69', cette masse étant chauffée par un réchauffeur 43 et agitée par un dispositif 44 d'agitation. L'azote entrant dans l'unité 40 par la conduite 45 réagit avec l'oxyde d'uranium 25 et une partie des produits de fission présents pour transformer l'uranium et les impuretés en particules solides de nitrure qui tombent au fond de l'unité comme indiqué en 46. L'azote gazeux qui passe sans réagir à travers l'étain fondu 41 balaie l'oxyde de carbone formé pendant la réaction et passe du récipient 40 par la 30 conduite 47 et 1'absorbeur 48 dans l'atmosphère. Les nitrures solides 46, en même temps que l'étain fondu contenant les produits métalliques de fission qui y sont dissous, passent par la conduite 49 dans un récipient inerte réfractaire 50. Le courant de recyclage de l'étain fondu contenant en solution de 35 l'uranium et divers produits de fission constituant des impuretés, et peut-être un peu de particules solides de UN, est également dirigé dans le récipient 50 par la conduite 23, comme mentionné 70 40535 26 2113764 ci-dessus. (Si des particules solides de UN ne sont pas présentes, le courant de recyclage dans la conduite 23 peut être introduit directement dans le récipient 60). le récipient 50, chauffé par un réchauffeur 51 et équipé d'un agitateur 52, opère sous un vide re-5 lativement poussé et à des températures supérieures à 1485°0. l'azote dégagé de la masse fondue 53 (à mesure que les nitrures qui y sont présents sont décomposés en uranium et en produits métalliques de fission dissous dans l'étain) est déchargé par la conduite 54. le métal fondu 53 est soutiré par la conduite 55 en vue 10 de sa décharge dans le récipient de graphite 60. A ce stade, il convient de remarquer que du combustible usé à base d'uranium peut être introduit dans le système par la conduite 56 qui se décharge également dans le récipient 60. De 1' azote est amené dans ce récipient par la conduite 57 et la température et la pression 15 d'azote maintenues dans le récipient sont aptes à provoquer la précipitation de nitrure UN, comme indiqué en 61. l'azote gazeux non utilisé introduit dans le récipient 60 est déchargé dans l'atmosphère par la conduite 62. la solution 63 dlétain fondu contenue dans le récipient 60, à présent débarrassée de l'uranium dissous 20 mais contenant les produits métalliques de fission dissous, est déchargée du récipient par la conduite 64 en même temps que tout nitrure de zirconium solide indiqué en 65 comme flottant sur la' solution 63. les particules solides de UN, à présent débarrassées des 25 produits de fission qui les contaminent, sont éliminées du récipient 60 par la conduite 66 à l'aide de moyens mécaniques appropriés (non représentés) et le nitrure UN produit peut, ou bien être renvoyé dans le réacteur par les conduites 67 et 24, en être même temps que de l'étain fondu amené par la conduite 69, ou bien/ 30 envoyé à des portions successives de l'unité, c'est-à-dire au récipient 80 en vue de la transformation en une solution d'uranium dans l'étain, ou au récipient 90 en vue de la transformation en uranium pur, comme décrit ci-après. la solution d'étain fondu contenant les produits de fission, 35 déchargée dans le récipient 70,est soumise à un traitement énergique de nitruration à une pression relativement élevée, au moyen d'azote amené par la conduite 71, de manière à transformer la majeure partie des métaux de fission présents en nitrures insolubles. Une partie 70 40535 2113764 des nitrures flotte sur la masse 75 d'étain fondu, comme indiqué en 72, tandis que d'autres parties tombent au fond de cette masse, comme indiqué en 73 « Tous les nitrures solides présents sont ensuite soutirés du système par la conduite 74 en vue du rejet final. 5 L'azote n'ayant pas réagi, amené au récipient 70, est soutiré par la conduite 77 et, après avoir traversé 1'absorbeur 78, il est déchargé dans l'atmosphère. Le métal fondu 75 restant, qui contient des traces de produits de fission qui le contaminent est ensuite envoyé par la conduite 76 dans le récipient 100, où, au moyen du 10 réchauffeur 101, la solution est chauffée à une température suffisante pour distiller l'étain en courant aérien par la conduite 69, tandis que les produits de fission restants sont soutirés comme queues de distillation par la conduite 103 en vue de leur rejet. Les vapeurs d'étain contenues dans la conduite 69 sont conden-15 sées par passage à travers un condenseur 104 et l'étain fondu résultant est renvoyé par la conduite 69 dans le réacteur 10 en passant par la conduite 24, bien que, le cas échéant,, il puisse être dirigé en totalité ou en partie vers le récipient 40 par la conduite 691, de manière à accroître ou remplacer la quantité d'étain amenée 20 dans cette portion de l'ensemble par la conduite 42. Les particules de UN, à mesure qu'elles passent par la conduite 66 dans un récipient réfraetaire inerte 80, y rencontrent une masse d'étain fondue. Cette portion de l'appareil est maintenue sous vide, l'azote dégagé de la solution d'étain étant éliminé par 25 la conduite 82„ La solution résultante 81 d'uranium dans l'étain fondu peut être envoyée par la conduite 83 dans un autre récipient réfraetaire inerte 90 où la masse 91 de métal fondu est chauffée par un réchauffeur 92 pour distiller les vapeurs d'étain en courant aérien par la conduite 93. Ces vapeurs sont refroidies à l'état 30 fondu par passage à travers un échangeur de chaleur 94 et l'étain fondu est ensuite renvoyé au récipient 80. La masse 95 d'uranium pur qui se rassemble à la base du récipient 90 est soutirée par la conduite 95 en vue d'être utilisée ultérieurement, soit telle quelle, soit sous la forme de son oxyde» A titre de variante, 35 la solution 81 d'uranium dans l'étain contenue dans le récipient 80 peut être recyclée dans le réacteur par des conduites 84 et 70 40535 2113764 24, ceci constituant le procédé préféré de retour au réacteur 10 de l'uranium prélevé dans ce réacteur par les conduites 20 et 23. Dans la représentation des figures 2 et 3 des dessins annexés, les éléments classiques d'équipement tels que les instruments, les pompes 5 et certaines vannes ou soupapes, de même que les dispositifs de manipulation du liquide et de séparation liquide-solide, ont été omis pour plus de clarté. En outre, il va de soi que la présente invention n'a été décrite et représentée qu'à titre illustratif, mais nullement limitatif, et qu'elle est susceptible de diverses variantes 10 sans sortir de son cadre. COPY f 70 40535 2113764 REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire, caractérisé par le fait qu'il comprend un combustible renfermant une masse critique d'un nitrure d'un métal de la série des actinides au contact d'une solu- 5 tion non critique de ce métal dans un solvant consistant en un métal fondu de faible section efficace d'absorption des neutrons, ce combustible étant placé dans une cuve de réacteur réfraetaire inerte sous atmosphère d'azote. 2. Réacteur suivant la revendication 1, caractérisé par le 10 fait que le métal fondu utilisé comme solvant est l'étain et que du graphite est utilisé pour renfermer le combustible dans le réacteur. 3. Réacteur suivant la revendication 2, caractérisé par le fait que 1'actinide est l'uranium et le nitrure d'actinide est 15 II ou ïï2N3. 4. Procédé de conduite d'une réaction nucléaire, caractérisé par le fait qu'il consiste à établir dans une cuve de réacteur inerte réfraetaire, un combustible composé d'une masse critique d'un nitrure d'un actinide métallique et, en contact avec cette 20 masse, une solution de 1'actinide métallique dans un métal fondu utilisé comme solvantj de faible section efficace d'absorption des neutrons, cette solution étant présente en une quantité suffisante pour dissoudre les produits métalliques de fission formés à mesure que la masse de nitrure d'actinide subit de façon continue 25 une fission, tout en précipitant dans la solution une quantité de nitrure d'actinide sensiblement égale à celle qui est perdue par * i fission ; et à maintenir le combustible sous une atmosphère d'azote dans des conditions de pression d'azote et de .tempé- _ \ rature aptes à maintenir le combustible à la température 30 désirée, à mesure que la fission se produit et que de la chaleur est dissipée du réacteur. 5. Procédé suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que le combustible est renfermé dans du graphite et qu'une partie de la solution dans le métal fondu -ainsi 35 renfermée est soutirée de la cuve à mesure que le processus de fission se poursuit, est débarrassée des produits métalliques de fission qui la contaminent, puis renvoyée dans la cuve du réacteur. 70 40535 211. 30 6. Procédé suivant la revendication 5, caractérisé par le fait que l'élimination des impuretés constituées par des produits métalliques de fission est effectuée en soumettant la solution de métal fondu à une nitruration dans des conditions de' température 5 et de pressioi/d'azote aptes à précipitea/sélectivement sous la forme d'un nitrure 1'actinide qui y est présent ; à séparer le nitrure d'actinide précipité de la solution résiduelle de métal fondu ; à soumettre ensuite cette dernière solution à une nitruration dans des conditions de température et de pression d'azote aptes à effec- 10 tuer la séparation, sous la forme de nitrure solide, de la presque totalité des produits métalliques de fission formant des nitrures présents dans la solution ; à éliminer de la solution les nitrures solides des produits de fission, et à renvoyer la solution restante de métal fondu et les nitrure^d'actinide séparés sous la forme d'un 15 mélange dans la cuve du réacteur. 7. Procédé suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que le mélange de métal fondu et de nitrure d'actinide mentionné en dernier lieu est maintenu à des températures supérieures à environ 1 485°C et sous une atmosphère d'azote à de basses pres- 20 sions d'azote pour transformer le mélange en une solution d'actinide dans le métal fondu avant de le renvoyer dans la cuve du réacteur. 8. Procédé suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que 1'actinide est l'uranium et le métal fondu utilisé comme 25 solvant est l'étain. 9. Procédé de séparation d'uranium de quantités relativement faibles de plutonium présent avec lui, procédé caractérisé par le fait qu'il consiste à préparer une solution de ces deux métaux dans un métal fondu utilisé comme splvant qui ne forme pas spontanément 30 des nitrures ; à soumettre la solution résultante à une nitruration à des températures et des pressions d'azote favorisant la précipitation de l'uranium dans la solution sous la forme d'un nitrure d'uranium, et à isoler ce nitrure d'uranium de la solution résiduelle de métal fondu. 35 10. Procédé suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que la solution résiduelle de métal fondu est chauffée pour distiller le métal fondu utilisé comme solvant afin de le séparer i- i & 70 40535 31 2113764 du plutonium résiduel. 11. Procédé suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que la solution résiduelle de métal fondu est soumise à une nitruration dans des conditions de température et de pression 5 d'azote élevées, aptes à précipiter le plutonium de la solution sous la forme d'un nitrure de plutonium, et à séparer ce nitrure de la solution résiduelle de métal fondu. 12. Procédé d'élimination des produits métalliques de fission contaminant des combustibles usés à base d'actinide, caractérisé par 10 le fait qu'il consiste à ajouter le combustible usé à un métal fondu utilisé comme solvant qui ne forme pas spontanément des nitrures et qui est capable de dissoudre à la fois 1'actinide et les substances contaminantes, lorsqu'elles sont présentes sous la forme métallique ; à soumettre la composition résultante à une nitrura-15 tion dans un récipient réfraetaire inerte dans lequel une atmosphère d'azote sensiblement exempte d'autres gaz non inertes est maintenue sur la composition, la nitruration étant conduite dans des conditions élevées de température et de pression aptes à précipite:çl'actinide dans la composition sous la forme d'un nitrure d'actinide tout en 20 laissant les produits contaminantgèonsistant en métaux de fission dans la solution de métal fondu ; et à séparer le précipité de nitrure d'actinide de la composition résiduelle de métal fondu. 13. Procédé suivant la revendication 12, caractérisé par le fait que le métal fondu utilisé comme solvant est l'étain, 25 la composition est maintenue dans un récipient de graphite pendant l'étape de nitruration, le combustible usé à base d'actinide consiste en uranium ou en oxyde d'uranium et le nitrure d'actinide séparé est un nitrure d'uranium. 14. Procédé suivant la revendication 13, caractérisé par le 30 fait que le nitrure d'uranium séparé est transformé en uranium ou en oxyde d'uranium.