Brevet FR2376499A1 — publié le 19780728

La présente invention a pour objet un procédé d'extraction de produits de fission, notamment de l'iode, du césium, et d tritium iadioactifs contenus dans des éléments combustibles nucléaires irradiés et plus précisément un procédé permettant d'isoler puis de récupérer la totalité de l'iode radioactif au cours des premières opérations de traitement par voie humide des combustibles nucléaires irradiés et, plus pdrticulwèrement, avant la dissxilution du combustible de ces derniers. Après irradiation, is éléments combustibles nucléaires contiennent divers produits de fission qu'il est nécessaire d'isoler et de stocker après ie traitement des combustibles irradiés, en raison de la nocivité de ces produits de fission dont certains présentent une activité importante. Parmi ces produits de fission, l'iode constitue l'un des éléments les plus nocifs, sous la forme d'iode 129 et d'iode 131 qui sont des émetteurs Se présentant de plus dans le cas de l'iode 129 l'inconvénient être stable à l'échelle humaine puisque sa période est de 17,2.106 ans par ailleurs, dans les procédés de traitement de combustibles irradiés faisant appei à une étape préllminaire de découpage ou de dégainage mécanique du combustible suivie d'une étape de dissolution de ce combustible en milieu nitrique, la récupération de la totalité de l'iode radioactif pose de nombreux problèmes car ce dernier s'échappe du combustible irradié dès les premières opérations de traitement En effet, l'iode radioactif est libéré tout d'abord a l'état de traces dans les gaz de l'installation de decoupage ou de dégainage mécanique du combustible irradié, puis en quantité très importante, pendant la dissolution nitrique, soit sous forme gazeuse, soit sous forme soluble dans la solution nitrique. Jusqu'à- présent, l'extraction et la récupération de l'iode radioactif ont été réalisées principalement par traitement des effluents gazeux. De tels traitements consistent pour la plupart à effectuer un lavage des effluents gazeux par une solution appropriée, mais ils présentent Itinconvénient de conduire à des volumes importants d'effluents à partir desquels il est souvent difficile d'amener l'iode sous une forme stable L- concentrée en vue de son stockage. Une autre méthode d'extraction de l'iode a été mise au point selon laquelle on traite, au stade de ia dissolution du combustible irradié, l'acide nitrique recomblné avant son recyclage, pour désorber la majeure partie de l'iode qu'il contient. On a aussi envisagé de traiter les effluents gazeux au moyen d'absorbants solides chargés d'argent qui permettent l'obtention de facteurs de rétention élevés mais dont l'utilisation industrielle n'est économiquement concevable que pour un piégeage de finition chargé de retenir les dernières traces d'iode. Les méthodes de traitement précitées présentent l'inconvénient majeur de ne pouvoir assurer l'extraction et la récupération de la totalité de l'iode radioactif présent dans les combustibles irradiés, car elles ne permettent pas d'éviter qu'une certaine quantité d'iode demeure dans la solution nitrique de dissolution lorsque les conditions oxydo-réductrices empêchent le passage de l'iode à l'état élémentaire seul volatil, ou lorsque les conditions d'entrainement de l'iode volatll n'ont pas été réunies. Il en résulte ainsi que cette quantité d'iode se trouve ensuite disséminée dans les phases suivantes du traitement des combustibles irradiés et finalement rejetée de manière anarchique dans les effluents de l'usine. Par ailleurs, de telles méthodes ne parviennent pas à assurer simultanément une extraction du césium et du tritium radioactifs présents egalement dans les combustibles irradiés. La résente invention a précisément pour objet un procédé qui pallie les inconvénients rappelés ci-dessus car il permet d'assurer une extraction simultanée de la totalité de l'iode et de la majeure partie du césium et du tritium ainsi qu'une récupération aisée de la totalité de 1' iode en vue de son stockage. Ce procédé d'extraction de produits de fission contenus dans des éléments combustibles nucléaires irradiés avant dissolution par voie humide du combustible se caractérise en ce qu'après avoir traité mécaniquement lesdits éléments pour les dégainer et/ou les tronçonner on met en contact lesdits éléments traités avec de l'eau pour faire passer en solution aqueuse lesdits produits de fission, en ce qu'on sépare ensuite lesdits éléments traités de la solution aqueuse ainsi obtenue et en ce qu'on récupère au moins l'un desdits produits de fission à partir de ladite solution aqueuse. Selon l'invention, lesdits produits de fission sont l'iode, le césium et le tritium et on récapère au moins l'iode à partir de ladite solution aqueuse. Selon l'invention, on met en contact lesdits éléments traités avec de l'eau à une température comprise entre 200C et 1000C et, de préférence, à une température voisine de 1000C. Le procédé tel que caractérisé ci-dessus présente notamment l'avantage de permettre d'assurer par un simple traitement à l'eau une extraction simultanée de la totalité de l'iode et de la majeure partie du césium et du tritium contenus dans les éléments combustibles nucléaires irradiés avant dissolution de ces derniers et d'éviter ainsi que de l'iode radioactif puisse être libéré ensuite au cours des étapes ultérieures du traitement des éléments combustibles irradiés. L'élimination de la majeure partie du césium et du tritium radioactifs diminue d'autre part, la radioactivité de la solution de dissolution. Par ailleurs, l'obtention par ce procédé d'une solution aqueuse contenant au moins 95 % de l'iode radioactif présent dans les combustibles irradiés, permet d'assurer, de façon aisée, la récupération de cet iode radioactif, par exemple par précipitation à partir de la solution aqueuse, et de faciliter ainsi son passage sous une forme stable et concentrée en vue de son stockage. Selon une caractéristique avantageuse du procédé de l'invention, on soumet de plus, lesdits éléments traités à un rinçage par de l'eau, après les avoir séparés de ladite solution aqueuse Selon cette dernière caractéristique, on concentre avantageusement par distillation la solution aqueuse résultant de la mise er contact desdits éléments traités avec de l'eau et on utilise la vapeur condensée obtenue au cours de ladite distillation pour effectuer le rinçage desdits éléments traités. Selon un premier mode de mise en oeuvre du procédé de l'invention, on récupère l'iode radioactif à partir de ladite solution aqueuse, de préférence, par précipitation et on ajoute-les effluents aqueux obtenus après séparation de l'iode radioactif, à la solution aqueuse de dissolution du combustibles Selon un second mode de mise en oeuvre du procédé de l'invention, cn récupère successivement l'iode et le césium à partir de ladite solution aqueuse et on ajoute les effluents aqueux obtenus après séparation de lliode et du césium à la solution aqueuse de dissolution dudit combustible et/ou a l'eau de rinçage desdits éléments traités. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit donnée à titre d'exemple illustratif et non limitatif, en référence aux dessins annexés sur lesquels - la figure 1 est une représentation schématique du procédé de 1 invention selon un premier mode de mise en oeuvre, et - la figure 2 est une représentation schématique du procécé de l'invention, selon un second mode de mise en oeuvre Dans le premier mode de misé en oeuvre illustré sur la figure 1. le procédé de l'invention consiste à réaliser en A le traitement mécanique des éléments combustibles irradiés pour les dégainer et/ou les tronçonner puis à mettre en contact en B, les éléments traites avec de liteau, à soumettre en C les éléments traités à un rinçage par de l'eau, à concentrer en E la solution aqueuse obtenue par mise en contact des éléments traités avec de l'eau et å récupérer en F l'iode radioactif à partir de la solution aqueuse concentrée. On réalise en D la dissolution du combustible. Selon l'invention, les éléments combustibles irradiés, constitués par exemple d'oxyde combustible nucléaire disposé dans une gaine d'acier inoxydable, sont tout d'abord traités mécaniquement en A, par exemple tronçonnés afin de mettre à nu une partie de l'oxyde combustible nucléaire. Ce traitement mécanique peut aussi consister en un dégainage de l'élément qui permet de mettre à nu la totalité de l'oxyde combustible. Au cours de ce traitement mécanique, une faible quantité d'iode radioactif est libérée sous forme gazeuse, cette quantité représentant au plus 0,5 % de la quantité d'iode radioactif présente dans le combustible irradié On a en effet, au cours des essais, mis en évidence que la majeure partie de l'iode formé dans le combustible irradié se trouve à l'état d'iodure ce qui permet la mise en oeuvre du procédé selon l'invention Les morceaux de combustible sont ensuite mis en contact avec de l'eau en B à une température voisine de l'ébullition,- pendant deux heures, afin de faire passer dans l'eau la totalité de l'iode radioactif restant dans le combustible irradié.Au cours de ce traitement par l'eau, du tritium et la majeure partie du césium radioactif inclus -dans le combustible passent également dans la solution aqueuse, la quantité de césium représentant au moins 80 % de la totalité du césium contenu dans le combustible irradié. La solution aqueuse séparée des morceaux de combustible est amenée en E (ligne 3) pour être concentrée, tandis que les morceaux sont amenés en C ( ligne 5) pour être rincés par de l'eau L'eau utilisée pour ce rinçage est obtenue à partir de la solution aqueuse qui a eté concentrée en E par distillation, la vapeur condensée au cours de cette distillation étant amenée en C (ligne 7) pour servir au rinçage des morceaux de combustible, un appoint d'eau pure pouvant être ajouté ligne 8) à cette vapeur d'eau condensée, L'eau ayant servi au rinçage des morceaux est recyclée en B (ligne 9) pour être utilisée pour la mise en contact des morceaux ce combustible avec de l'eau Ainsi, pour le traitement successif d'une pluralité de charges de morceaux de combustible prises une à une, l'eau ayant servi au rinçage d'une charge est utilisée pour la mise en contact de la charge suivante avec de 1 'eau Après rinçage, les morceaux de combustible sont ensuite amenés en D (ligne 11) où l'on réalise leur dissolution en utilisant généralement l'acide nitrique. Après avoir concentré en E la solution aqueuse, cn récupère en F l'iode radioactif à partir de cette solution aqueuse concentrée Cette récupération est réalisée par exemple par précipitation en introduisant dans cette solution aqueuse concentrée (ligne 13) un réactif approprié tel qu'un nitrate métallique comme le nitrate de cuivre ou le nitrate de plomb de façon à précipiter un iodure de cuivre ou un iodure de plomb On emploie, de préférence, du nitrate de plomb;Le précipité d' iodure est séparé par filtration de la solution puis traité (ligne 15), par exemple par vitrification, en vue de son stockage- Les effluents obtenus, après séparation du précipité d'iodure, contlennent encore le césium radioactif et une partie du tritium, l'autre partie du tritium ayant été libérée sous forme de vapeur d'eau tritiée lors de la concentration de la solution aqueuse en E et recyclée en C (ligne 7) pour le rinçage Ces effluents sont recyclés en D (ligne 17) pour être ajoutés à la solution nitrique de dissolution du combustible, l'acide nitrique étant amené par la ligne 19 En se reportant maintenant à la figure 2, on peut voir un second mode de mise en oeuvre du procédé de llinven- tion selon lequel on réalise de plus une récupération du césium à partir de la solution aqueuse concentrée après avoir récupéré I'ide. Sur cette figure, on a repris les memes références pour désigner les étapes du procédé déjà représentées sur la figure 1 Dans ce schéma les effluents aqueux obtenus après séparation de l'iode radioactif par précipitation en F sont traités en G en vue e de a séparatio au césium et on particulier du ceslam radioactif qu'ilscontiennent. Après séparation de ce césium, les effluents obtenus sont recyclés en D (ligne 21) pour être ajontés à. la solution nitrique de dissolution du combustible riadié.Ces effluents peuvent être recyclés partiellement en @ (ligne 23) afin de servir au rinçage des morceaux combustibles irradiés La séparation du césium peut autre réalisée par précipitation au moyen de réactifs appropriés Cependant, on réalise, de préférence, cette séparation en concentrant par évaporation les affiuents aqueux obtenus après séparation de l'iode de façon à obtenir une solution concentrée en césium et en tritium et de La vapeur d'eau tritiée qui après condensation peut être recyclée en C (iigne 23) pour le rinçage des morceaux de combustibles irradiés et/ou en D (ligne 21) pour lu dissolution du combustible irradié Le concentrat de a@@m Et de tritium obtenu est ensuite envoyé ligne 25) @@s ane cuve de stockage de @@ juits de fission pour être ensuite traité par vitrification. Dans ces deux modes de mise en oeuvre, l'analyse des effluents aqueux recyclés en D iligne 21 ou 17) montre qu'ils ne contiennent plus d iode radioactif Selon 1 invention. les étapes de traitement à l'eau, de rinçage et de dissulution des éléments combustibles traités mécaniquement peuvent être réalisées dans des récipients distincts dans lesquels on transi ère successivement lesdits éléments Cependant, il va de soi que ces étapes pourraient aussi être réalisées dans un récipient unique, par exemple dans le dissolveu: ce yi évite@ait dans ce cas un transfert supplémentaire du combustible REVENDICATIONS 1 Procédé d'extraction de produits de fission contenus dans des éléments combustibles nucléaires irradiés avant dissolution pas v@le numide du combustible. caractérisé en ce qu-apres avoir traité mécaniquement lesdits éléments pour les dégainer etZou les tronçonner, on met en contact lesdits éléments traités avec de 1 eau pour raire passer en solution aqueuse lesdits produits de fission, en ce qu'on sépare ensuite lesdits éléments traités de la solution aqueuse ainsi obtenue et en ce qu'on récupère au moins l'un desdits produits de fission à partir de ladite solution aqueuse. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que lesdits produits de fission sont l'iode, le césium et le tritium et en ce qu'on récupère au moins l'iode à partir de ladite solution aqueuse J, procédé selon l'une quelconque des revendications 1 et 2 caractérisé en ce quion met en contact lesdits éléments traités avec de l=eaut à une température comprise entre 200C et 1005CC 4 Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3 caractérisé en ce quaprès avoir séparé lesdits éléments traités de ladite solution aqueuse, on les soumet à un rinçage par de l'eau, 5 Procédé selon la revendication 4, caractérisé en ce quio concentre ladite solution aqueuse par distillation et en ce ru-on utilise la vapeur condensée obtenue au cours de ladite distillation pour effectuer le rinçage desdits éléments traités, 6. Procédé selon 1'une quelconque des revendications 2 à 5, caractérisé en ce qu'on récupère l'iode à partir de ladite solution aqueuse et en ce qu'on ajoute ensuite les effluents contenus après séparation de l'iode à la solution de dissolution dudit combustible 7 Procédé selon l'une quelconque des revendications 2 et 3, caractérisé en ce qu'on récupère successivement l'iode ét le césium à partir de ladite solution aqueuse et en ce qu'on ajoute ies effluents obtenus après séparation de l'iode et du césium à la solution de dissolution dudit combustible 8, Procédé selon i une quelconque des revendications 4 et 5, , caractérisé en ce qu -n récupère successivement l'iode et le césium à partir de ladite solution aqueuse5 et en ce qu'on ajoute ies effiuents obtenus prés séparation de l'iode et du césium à 1 eau de @ rinçage desdits éléments traités et/ou à la solution de dissolution dudit combustible 9 pr@cédé selon 1 une quelconque des revendications 4, 5, 6 et 8, caractérisé en ce qu en réalise successivement sur une pluralité de charges desdits éléments traités prises une à une la mise en contact de i une desdites charges avec de l'eau. puis son rinçage par de ieau 1 eau ayant servi au rinçage ae l ure desdites charges étant utilisée pour la mise en contact de la charge suivante avec de l'eau 10- Procédé selon l'une quelconque des revendications 6 à 8, caractérisé en ce qu'on récupère l'iode à partir de ladite solution aqueuse par précipitation au moyen d'un nitrate métallique 11. Procédé selon la revendication 10, caractérisé en ce que ledit nitrate métallique est le nitrate de plomb ou le nitrate de cuivre 12 Procédé selon 1 une quelconque des revendications 2 à 5, caractérisé en ce qu'on récupère le césium et une partie du tritium en concentrant par évaporation les effluents aqueux obtenus après séparation de l'iode pour obtenir une solution concentrée en césium et en tritium et de la vapeur d'eau tritiée. La vapeur deau tritiée étant ajoutée après condensation à l'eau de rinçage desdits éléments traités et/ou à la solution de dissolution dudit combustible,