Brevet FR2642565A1 — publié le 19900803

PROCEDE DE TRAITEMENT DE DECHETS FORTEMENT RADIOACTIFS La présente invention concerne un procédé de traite- ment de déchets fortement radioactifs issus, par exemple, du retraitement de combustibles nucléaires épuisés. En particulier, elle concerne un procédé de traitement de déchets fortement radioactifs qui consiste à chauffer les déchets radioactifs à hauta température, séparer partie des éléments contenus dans les déchets radioactifs en sublimant ou en faisant bouillir chaque élément sous ses diverses formes chimiques pendant la phase de chauffe, et à récupé- rer un résidu obtenu en tant qup matériau solidifié. Les déchets fortement radioactifs issus du retraite- ment de combustibles épuisés renferment des éléments tran- suraniens et du Tc (technétiun) présentant un longue demi- vie; du Cs (césium) et du Sr (strontium) qui sont des élé- ments intéressants du point de vue du traitement, du sto- ckage et de l'élimination parce qu'ils sont responsables de la majeure proportion de production de chaleur; et des mé- taux précieux du groupe du platine comme du Ru (ruthénium), du Rh (rhodium) et du Pd (palladium). Il est donc très im- portant de les séparer et de les récupérer avant la solidi- fication des déchets, et de les utiliser comme source de rayonnement, élément calorifique et métal noble, du point de vue de l'utilisation efficace des ressources. Les trois procédés ci-dessous sont connus jusqu'à pré- sent comme techniques de l'art antérieur pour récupérer ces éléments à partir des déchets fortement radioactifs: 1) Un procédé d'extraction par solvant dans lequel les nucléides en question sont séparés en utilisant un solvant spécial à partir des déchets fortement radioactifs issus des phases de retraitement; 2) Un procédé d'échange d'ions dans lequel les nucléi- des en question sont séparés en utilisant une résine échan- geuse d'ions à partir des déchets fortement radioactifs is- sus des phases de retraitement; 3) Un procédé d'extraction par le plomb pour les élé- ments du Sroupe du platine dans lequel le ploib est ajouté au verre au moment de la phase de fusion du verre d'un pro- cessus de vitrification afin d'amener les éléments du grou- pe du platine jusqu'au plomb fondu et de les séparer avec le plomb fondu. Cependant, les techniques de l'art antérieur décrites ci-dessus ne sont pas exemptes des inconvénients qui sui- vent, respectivement: 1) Puisqu'un nouveau solvant est introduit au cours de la phase de retraitement dans le procédé d'extraction par solvant supplémentaire, la phase de traitement par solvant devient complexe et l'efficacité de la phase d'extraction par solvant principale diminua en conséquence. 2) Des matériaux inflammables sont produits lorsque la résine échangeuse d'ions entre en contact avec la solution d'acide nitrique des déchets radioactifs. Aussi, le procédé d'échanges d'ions entraîne des problèmes de sécurité. 3) Le procédé d'extraction par le plonb pour les élé- ments du groupe du platine dans le processus de vitrifica- tion peut séDarer les éléments du groupe du platine mais un traitement secondaire est nécessaire pour les extraire du plomb. En outre, aucun de ces procédés de l'art antérieur ne peut réduire le volume des déchets fortement radioactifs d'un taux important, quel que soit le procédé utilisé. La présente invention a donc pour objet de fournir un procédé de traitement de déchets fortement radioactifs qui résoud les problèmes posés par les techniques de l'art an- térieur décrites ci-dessus et peut séparer et récupérer les éléments précieux dans les déchets radioactifs d'une maniè- re extrêmement simple. La présente invention a encore pour objet de fournir un procédé de traitement de déchets fortement radioactifs 3'. qui n'engendre pas de déchets secondaires et permet d'obte- nir un matériau solidifié de volume fortement réduit. Selon la présente invention, pour atteindre ls objets décrits ci-dessus, est fourni un procédé de traitement de déchets fortement radioactifs consistant à chauffer lPs déchets radioactifs à forte température polur vaporiser une partie des éléments contenus dans les déchets radioactifs, et à refroidir la vapeur obtenue pour récupérer les élé- ments. Dans un mode de réalisation de la présente invention, les déchets radioactifs sont chauffés à réduction à forte température pour vaporiser une partie des éléments contenus dans les déchets radioactifs, et la vapeur obtenue est alors refroidie pour récupérer les éléments. Les déchets fortement radioactifs sont généralement une solution d'acide nitrique obtenue comme résidu d'ex- traction au cours de la nhase de retraitement de combus- tibles nucléaires épuisés, et renferme presque tous les produits de fission nucléaire et actinides dans les combus- tibles nucléaires épuisés. Dans la présente invention, la solution d'acide nitrique est traitée thermiquement pour évaporer l'humidité et l'acide nitrique dans la solution et obtenir un matériau calciné, qui est ensuite chauffé à une température allant d'environ 500 à 3 000 C et de préfé- rence, d'environ 1 000 à 2 500 C. Selon un autre mode de réalisation de la présente in- vention, au cours d'un traitement de première phase, ces éléments qui se subliment o07 bouillent sous forme d'oxydes sont traités thermiquement à une pression normale ou rédui- te pour vaporiser ces éléments. La vapeur obtenue est alors refroidie par une pluralité d'unités de refroidissement/ récupération dont la température est fixée différemment pour correspondre au point de sublimation ou d'ébullition de chaque composé d'élément, afin de récupérer les éléments respectifs séparément. Au cours d'un traitement de seconde phase, les déchets fortement radioactifs restants sont chauffés en présence d'un agent de réduction comme l'hydro- gène pour réduire les déchets radioactifs, et ces éléments qui se subliment ou bouillent sous forme de métal sont va- porisés. La Vapeur obi"em est alors refroidie, de la même façon que dans le traitement de première phase, par les unités de refroidissement ou de récupération dont la tem- pérature est fixée pour correspondre au point de sublima- tion ou d'ébullition des éléments respectifs, afin de récu- pérer les éléments resnectifs séparément. Bien évidemment, ces éléments qui sont réduits à des métaux pendant le chauffage au cours du traitement de première phase peuvent être séparés par sublimation ou ébullition sans réduction au cours du traitement de seconde phase. Un procédé de voloxydation est connu comme technique d'extraction des matériaux radioactifs de combustibles épuisés mais ce procédé concerne uniquement les éléments non-métal]iques comme le krypton, l'iode, le tritium et analogue. La présente invention concerne les éléments mé- talliques et extrait non seqlement les matériaux radio- actifs à point d'ébullition élevé en chauffant les déchets fortement radioactifs à haute température, mais petit égale- ment extraire à la fois le Cs et le Sr, qui sont des élé- ments très calorifiques et qui posent des problèmes au cours de leur élimination, en combinant le traitement ther- mique avec la réaction de réduction. Le résidu obtenu comprend des métaux ou un mélange de métaux et d'oxydes, et peut être récupéré en tant que soli- de fortement radioactif de volume réduit. Presque tous les éléments présentent un point d'ébul- lition ou un point de sublimation différent de celui des autres éléments. Certains éléments contenus dans les dé- chets fortement radioactifs présentent un point de sublima- tion ou un point d'ébullition relativement bas sous forme d'oxvde ou de métal. Par exemple, le point d'ébullition est de 6901C pour le césium métallique, de 3110C polr l'oxyde de technétium, de 765 C pour le cadmium métallique et de 1 384 C pour le strontium métallique. En utilisant la dif- férence de ces points d'ébullition, donc, chaque élément précieux peut être séparé et récupéré en traitant thermi- oement les déchets fortement radioactifs à une température élevée pour obtenir leurs oxydes ou en les réduisant par de l'hydrogène ou analogue pour obtenir des métaux, en provo- quant leur sublimation ou leur ébullition, et en refroidis- sant progressivement 1e mélange de vapeur obtenu aux tempé- ratures prédéterminées. Après l'extraction du Cs et du Sr, la quantité de cha- leur issue des déchets très solides est réduite à environ % et ainsi la densité d'ensevelissement pour l'élimina- tion pelut être considérablement améliorée. Cependant, si le Cs seul est extrait, la quantité de chaleur produite est alors de 50 % et un effet important ne peut être escompté. Le point d'ébullition des oxydes de Sr est au moins de 2 430 C et celui du Sr métallique est de 1 384 C comme dé- crit ci-dessus. Par conséquent, le strontium ne peut être séparé que par le procédé de la présente invention dans le- quel la phase de chauffage est combinée avec la réaction de réduction. Cependant, la vaporisation de chaque élément peut être réalisée à une température mains élevée si la Dhase de chauffage ou la phase de chauffage à réduction est effec- tuée sous une pression réduite. La figure 1 est une vue conceptuelle illustrant un exemple d'un appareil adapté à la mise en pratique du pro- cédé de la présente invention; La figure 2 est une vue explicative illustrant un pro- cédé d'évacuation pour un matériau fondu résiduel utilisant un système d'6coulement par le fond; et La figure 3 est une vue explicative illustrant un au- tre procédé d'évacuation pour le matériau fondu résiduel utilisant un système de trop-plein. La figure 1 est une vue conceptuelle d'un appareil Utilisé polir mettre en pratique le procédé de la présente invention. L'appareil est doté d'une unité de traitement thermique 10 et d'une pluralité d'unités de refroidis- sement /récupération 12a,..., 12n raccordées à cette der- nière. L'unité de traitement thermique 10 comprend un réci- pienE de chauffe 14 et un élément de production de chaleur 16. Un orifice d'alimentation 18 poulir agent de réduction est prévu à la p;îrtie supérieure du récipient de chauffe 14 uaumpI,,p asoduoo anlbLnq ap U.JI1f iLnqj1Pp no uo!lmiulqns ap luuod un B aipuodsaaaoD e alaos ap aji.aI isa airtivdwami el juop uZi '.. 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Dans un mode de réalisation préféré de la présente invention, ces éléments qui se subliment ou bouillent sous forme d'oxydes sont traités thermiquement sous une pression normale ou réduite et séparés au cours du traitement de première phase. Le matériau fortement radioactif restant est alors chauffé au cours du traitement de seconde phase tandis qu'un agent de réduction est introduit par l'orifice d'alimentation 18 afin de réduire le matériau radioactif et de séparer ces éléments qui se subliment ou bouillent sous forme de métal. Enfin, le résidu obtenu dans le récipient de chauffe 14 est récupéré. Du gaz hydrogène, carbone, mo- noxyde de carbone ou analogue peut être utilisé conme agent de réduction à introduire par l'orifice d'alimentation 18. Le procédé d'évacuation du matériau fondu résiduel 25 du récipient de chauffe 14 peut être un système d'écoule- ment par le fond comme représenté sur la figure 2 ou un système de trop plein comne représenté sur la figure 3. Dans les deux cas, le matériau fondu résiduel 25 est évacué dans un récipient 26 pour solidification et est laissé re- froidir afin d'obtenir un matériau solidifié de volume for- tement réduit. Exemple 1 Une solution d'acide nitrique simulée de déchets for- tement radioactifs dans lesquels les nucléides radioactifs étaient simulés par des éléments stables a été préparée puis soumise à un traitement d'évaporation pour obtenir un matériau calciné. Le matériau calciné a alors été chauffé puis réduit à une température élevée de 1 000%C pendant 4 heures dans un flux gazeux mixte de H2-He(l:4). Entre- temps, du Te, Cd, Se, Cs et Na se sont déposés dans les unités de refroidissement/récupération et ont pu être récu- cupérés. Les températures respectives dans les unités de aaAalp uoT1e!peulTuI ap P]TDeoIL$a, I a aIqTej sa sainloA Uos anbs-nd 'aubiuoqriau uo-]e!peJa! ú aed a piualDnu uo iL>uao;sueii eIl anod iuamauuoLe.i ap aDinos aumoz pstI!jn a o auazjppad ap niad pa!FpTios neialuem aq 'uoleuTmlIp,p l eMos ap SiLoo sa[ zuama[qeaappsuoD avnuTuTp inad la slauuoTqTpeal sa!iTpil0s xneTageum sel anb uoTeuTfmfTIP,1 la a2 eBols ae inod q!ad snld dnoineaq 0E aeuInOA un adnzzo l.sap!uTqze la azrealznu uo ssTj ap siTnp -ozd sal anb saalue s T!Tppep azanI qualquoD au uoiqUaAu! a]uaspad el aed nuazqo a!jTp!Ios nv!irem;e 'snld aq aa!tssaDpu 1Tos axalduoz aTpuozas uaTuaia!ea unnb suBs uoeiltuimsueuj ai e smwnos 9z -ail la 'xnDizpad xnumi ho quaeuiauuoXBi ap saDinos aumoz sgsTITTn ailoa uaAnad sIh 'xnparm ap no sapXxop auaoj snos sapIIos sap juos sapadnDai squamali saI anb a-_uop queia gaaqno ug uo!IeDi;!ppIos ap no aua eii-î ap anala - pIn asvqd vl ap sanoD ne suoTp asn$ueqtpa auLsai ap no oz eeTzads jgolpai ap a!T2uampalddns ino u,l sud a^;ssaDpu au la 'saijTIdmtus quamaiTeil ap sar eqd sap puaîduoo uoTquaA -UT aluassad vl ap pppDoid ai 'snssap-!D sql:app ananraipue q1RI1 ap sappDoad sal ZaAB uosTaibdUoD aud 'lssn- *'apaduD -pil a aaaedas qsa aruaiqo inadeA ul la s3PLDeo-Lpea s-4aqDa9p 5I sel susp snuaquoD slu-ampl sap aliaud aun jasTaoduA inod anuioadmua aun e 'uoTiDnppa e saJIgn4z no ' sajneqD quos sJT!DBoTpei quamaqo; salDqpp sal 'uofquaAuT -auaspad al ap gppDoad alI uolas 'ap9opaid Tnb az ap Iiossa- IT iwjdoD uoTqapjdnpai ap no luamass pToaîja ap s91un eW1 0I suBp qua-csodap as nU al Pa p al anb amiTjuoD qsa, s II *ap -TA SILOs Do001-098 e anbmiaqul luawuaieu aiqne un iqns e i aldmUaxI suUp aaAalp anmeiadmai I inalnnppa la anbum -iatjo luauiaTeil al s;adu nualqo puTDIeD neiaiEw aq z atdwaxS a'N al lod DG000 1 00G9 la sD al miod)o000 I e 006 'aS aï îuod D0039 uoJaAua PD a iiiod o00Uú Y 0Z 'al al inod Do009 B 0CZ ap qu-T19p siuawalp saD B quaewA!&Ieal uoTiaednDpi/quaussipToijaà S9sz9?8 S9S9é Bien que la présente invention ait été décrite relati- vement à ses modes de réalisation préférée, de nombreuses modifications et transformations peuvent être effectuées dans les limites des revendications annexes. Revendications 1. Procédé de traitement de déchets fortement radioactifs consistant à chauffer les déchets radioactifs à haute tem- pérature pour vaporiser partie des éléments contenus dans les déchets radioactifs, et à refroidir la vapeur obtenue pour récupérer les éléments. 2. Procédé de traitement de déchets fortement-radioactifs consistant à chauffer à réduction les déchets radioactifs à haute température pour vaporiser partie des éléments conte- nus dans les déchets radioactifs, et à refroidir la vapeur obtenue poQr récupérer les éléments. 3. Procédé de traitement de déchets fortement radioactifs consistant à chauffer les déchets radioactifs à haute tem- pérature pour vaporiser une première partie des éléments contenus dans les déchets radioactifs, à refroidir la va- peur obtenule de la première partie des éléments pour récu- pérer la première partie des éléments, à chauffer à réduc- tion!e matériau radioactif restant pour vaporiser le maté- riau radioactif, à refroidir la vapeuir obtenue de la secon- de partie des éléments pour récupérer la seconde partie des éléments. 4. Procédé selon la revendication 2 ou 3, dans lequel la- dite phase de chauffage à réduction a lieu en présence d'hydrogène, de carbone ou de monoxyde de carbone. 5. Procédé selon la revendication 1, 2 ou 3, dans lequel ladite phase de refroidissement consiste à refroidir pro- gressivement la vapeur à des températures différentes cor- responaant chacune au point de sublimation ou d'ébullition de chaque composé d'élément pour récupérer séparément les éléments respectifs. 6. Procédé selon la revendication 1, 2 ou 3, dans lequel ladite haute température va d'environ 500 C à 3 0onoC.