Brevet FR3153925A1 — publié le 20250411

Un système intégré unique pour le recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur comporte une cuve de dégainage pour séparer les pastilles de combustible des barres de combustible nucléaire par oxydation pour produire un composé d’uranium. Une cuve de fluoration est raccordée à la cuve de dégainage. Un agent de fluoration est injecté dans la cuve de fluoration et réagit avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 . Une cuve d’extraction électrolytique est raccordée à la cuve de fluoration pour retirer le plutonium et les actinides par extraction électrolytique. (Fig. 8) Procédé modulaire, intégré, automatisé, compact et anti-prolifération pour recycler chimiquement un combustible nucléaire usé (CNU) issu de réacteurs nucléaires pour récupérer un mélange d’éléments transuraniens (TRU) pour combustible de réacteur avancé, et pour recycler l’uranium et le zirconium La présente demande de brevet est une continuation partielle (CIP) de la demande de brevet US N° de série 17/591 167, déposée le 2 février 2022, intitulée « PROCÉDÉ MODULAIRE, INTÉGRÉ, AUTOMATISÉ, COMPACT ET ANTI-PROLIFÉRATION POUR RECYCLER CHIMIQUEMENT UN COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE USÉ (CNU) ISSU DE RÉACTEURS NUCLÉAIRES POUR RÉCUPÉRER UN MÉLANGE D’ÉLÉMENTS TRANSURANIENS (TRU) POUR COMBUSTIBLE DE RÉACTEUR AVANCÉ, ET POUR RECYCLER L’URANIUM ET LE ZIRCONIUM » aux noms des mêmes inventeurs. La présente demande de brevet revendique le bénéfice en vertu de l’article 35 U.S.C §119(e). La présente invention concerne de manière générale les réacteurs nucléaires et, plus précisément, un procédé de recyclage de l’uranium, du plutonium et éventuellement d’actinides mineurs à partir d’un combustible nucléaire usé (CNU) afin d’éliminer uniquement les sous-produits résiduaires réels du processus de fission nucléaire, à savoir les produits de fission. CONTEXTE DE L’INVENTION Presque tous les réacteurs à neutrons thermiques commerciaux sont des réacteurs à eau légère (LWR). Les LWR sont un type de réacteur à neutrons thermiques qui utilise de l’eau déminéralisée à la fois comme liquide de refroidissement et comme modérateur de neutrons, par opposition aux réacteurs à eau lourde qui sont également un type de réacteur à neutrons thermiques, mais qui utilisent une forme d’eau contenant du deutérium ( 2 H). Dans un LWR, les neutrons rapides issus de la fission entrent en collision avec les atomes d’hydrogène de l’eau et ralentissent. Cela augmente la probabilité d’interaction du neutron avec les atomes de combustible. Les LWR utilisent comme combustible des pastilles de céramique composées d’oxyde d’uranium enrichi à 3-5 %. Ces pastilles sont chargées sur des cylindres à paroi mince gainés de zircaloy pour empêcher les produits de fission (PF) radioactifs d’être libérés dans l’eau de refroidissement. Le zircaloy est très résistant à la corrosion et présente une faible section efficace d’interaction avec les neutrons. Les tubes cylindriques sont scellés avec une atmosphère inerte d’hélium gazeux pour empêcher les réactions chimiques et augmenter le transfert de chaleur. Ces « barres de combustible » peuvent être agencées en assemblages, typiquement de 17x17 pour un réacteur à eau sous pression (PWR) et de 10x10 pour un réacteur à eau bouillante (BWR). Les assemblages eux-mêmes peuvent être en acier inoxydable et fournir un support structurel en utilisant des plaques d’extrémité, des grilles-entretoises réparties axialement, des ressorts d’expansion et des tubes de guidage pour les barres de commande et l’instrumentation. À mesure que les atomes de combustible se divisent et sont consommés, la capacité des pastilles de combustible à entretenir une réaction en chaîne diminue. Au fil du temps, les PF s’accumulent et augmentent les pertes de neutrons parasites. En outre, les dommages physiques subis par le combustible à cause de la chaleur et des radiations limitent également sa durée de vie. Tous les 18 à 24 mois, un tiers des assemblages de combustible peuvent être retirés du cœur du réacteur et remplacés par des neufs. Le reste des assemblages de combustible peut être remanié pour garantir une combustion constante du combustible. Ainsi, la durée moyenne de séjour d’un assemblage de combustible dans le cœur est comprise entre 4,5 et 6 ans. Lorsqu’il est retiré du cœur, le combustible nucléaire usé (CNU) produit une chaleur et un rayonnement intenses provenant des PF à durée de vie courte, ce qui rend nécessaire un refroidissement et une protection contre les rayonnements. Par conséquent, les assemblages de combustible usé peuvent être stockés sur site dans des bassins d’eau déminéralisée. Après avoir passé environ 10 ans dans ce stockage humide, le CNU est conditionné dans des fûts secs en acier et en béton armé et stocké sur des dalles en béton sur les sites de la centrale. Ces fûts pourront ensuite être déplacés vers un dépôt géologique lorsqu’il sera disponible. Ce CNU est ce que l’on appelle communément un « déchet nucléaire ». Le CNU n’est pas complètement dépourvu de combustible. La majorité partie du CNU (> 95 %) est composée d’U-238, avec environ 0,9 % d’U-235 non fissionné. Pendant leur séjour dans le champ neutronique du cœur du réacteur, certains atomes d’U-238 capturent des neutrons et se transforment en isotopes plus lourds que l’uranium appelés « transuraniens » ou TRU. Par conséquent, environ 1,0 % du CNU peut être composé de TRU, dont 0,9 % peut être du plutonium non fissionné formé par captures de neutrons dans l’U-238, et environ 0,1 % peut être des actinides mineurs formés par captures successives de neutrons, tels que le neptunium, l’américium, le curium, etc. Le reste est un mélange de PF dont une grande partie est déjà devenue radioactivement stable. La composition en substances radioactives du CNU peut être la suivante : environ 1 % de PF à vie courte (demi-vie de 1 à 100 millions d’années). Les produits de fission peuvent représenter le risque le plus important pour l’environnement à court terme et nécessitent généralement un isolement pendant quelques centaines d’années. Les transuraniens présentent des demi-vies de plusieurs milliers d’années et nécessitent généralement un isolement géologique pouvant atteindre 250 000 ans. Ils constituent une préoccupation majeure lors de l’analyse des moyens d’élimination des CNU. Cependant, ils pourraient potentiellement servir de combustible s’ils étaient récupérés. L’uranium contenu dans le CNU est inoffensif d’un point de vue de la radioactivité puisque ses isotopes présentent des demi-vies allant de 2 millions à 4 milliards d’années. Chaque catégorie prise isolément est tout à fait gérable, mais comme elles sont mélangées dans le CNU, elles présentent un risque radiologique pour la santé et nécessitent une surveillance coûteuse et une élimination politiquement difficile. Le retraitement signifie généralement « arrêter » efficacement le cycle du combustible en recyclant l’uranium, le plutonium et éventuellement les actinides mineurs et éliminer uniquement les sous-produits résiduaires réels du processus de fission nucléaire, à savoir les produits de fission. Les méthodologies commerciales actuelles de retraitement sont basées sur le procédé de récupération du plutonium et de l’uranium par extraction (PUREX) ou ses dérivés (https://link.springer.com/chapter/10.1007%2F1-4020-3598-5_24). PUREX est un procédé aqueux, ce qui signifie qu’il nécessite la dissolution des pastilles de CNU dans des solutions de divers acides de différentes forces. L’eau, qui est un excellent modérateur de neutrons, limite la taille de l’équipement en raison des problèmes de criticité nucléaire, ce qui rend nécessaires des installations plus grandes pour un rendement suffisant. L’utilisation de tels acides et réactifs conduit également à la production de grandes quantités de déchets chimiques légèrement radioactifs due à la radiolyse. En outre, PUREX aboutit à la production d’un flux de plutonium purifié créant des problèmes de prolifération et, à ce titre, les dérivés de PUREX visent à minimiser les risques de prolifération soit par coextraction des actinides mineurs, soit par dénaturation du produit. Une approche alternative appelée pyrotraitement a également été développée, mais non déployée industriellement (veuillez consulter https://www.sciencedirect.com/science/article/abs/pii/0149197096000078 et https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B9780128197257002208). Le pyrotraitement est généralement un procédé discontinu dans lequel des solides sont transférés d’une opération unitaire à une autre. Par conséquent, il serait souhaitable de proposer un système et un procédé qui surmontent les limitations susmentionnées. Le système et le procédé utiliseront un procédé amélioré qui intègre les diverses opérations unitaires dans une série de cuves raccordées pour accomplir la tâche de recyclage des déchets nucléaires. Le système et le procédé utiliseront une chimie dérivée du pyrotraitement, de la fluoration et de l’extraction électrolytique, le flux de procédé apportant des améliorations importantes par rapport aux procédés existants de recyclage des CNU. RÉSUMÉ Selon un mode de réalisation, un système intégré unique pour le recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur est divulgué. Le système comporte une cuve de dégainage pour séparer les pastilles de combustible des barres de combustible nucléaire par oxydation pour produire un composé d’uranium. Une cuve de fluoration est raccordée à la cuve de dégainage, dans lequel un agent de fluoration injecté dans la cuve de fluoration réagit avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 . Une cuve d’extraction électrolytique est raccordée à la cuve de fluoration pour retirer le plutonium et les actinides par extraction électrolytique. Selon un mode de réalisation, un procédé de recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur est divulgué. Le procédé de recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur comprend : la séparation des pastilles de combustible des barres de combustible nucléaire par oxydation pour produire un composé d’uranium ; la conversion du composé d’uranium en UF 6 par fluoration ; et le retrait du plutonium et des actinides par extraction électrolytique. La présente demande est décrite plus en détail par rapport aux dessins suivants. Ces figures ne sont pas destinées à limiter la portée de la présente demande, mais illustrent plutôt certains attributs de celle-ci. Les mêmes numéros de référence seront utilisés sur tous les dessins pour désigner des parties identiques ou similaires. La FIG. 1 est un schéma de procédé d’un exemple de mode de réalisation d’un procédé de recyclage d’un combustible nucléaire usé issu de réacteurs à eau légère selon un mode de réalisation de la présente invention ; Les figures 2A et 2B sont des exemples de modes de réalisation d’une cuve de dégainage utilisée dans le procédé représenté sur la FIG. 1 selon un mode de réalisation de la présente invention ; La FIG. 3 est un exemple de diagramme montrant une composition chimique de combustible nucléaire usé selon un mode de réalisation de la présente invention ; La FIG. 4 est un exemple de tableau montrant le comportement généralisé des produits de fission dans des sels de fluorure selon un mode de réalisation de la présente invention ; La FIG. 5 est un exemple de mode de réalisation d’une cuve de fluoration utilisée dans le procédé représenté sur la FIG. 1 selon un mode de réalisation de la présente invention ; La FIG. 5 est un exemple de mode de réalisation d’une cuve de fluoration utilisée dans le procédé représenté sur la FIG. 1 selon un mode de réalisation de la présente invention ; La FIG. 6 est un exemple de diagramme montrant la « stabilité » relative de différents composants salins qui peuvent être utilisés pour le recyclage d’un combustible nucléaire selon un mode de réalisation de la présente invention ; Les figures 7A et 7B sont des exemples de modes de réalisation d’une cuve d’extraction électrolytique utilisée dans le procédé représenté sur la FIG. 1 selon un mode de réalisation de la présente invention ; et La FIG. 8 est un exemple de mode de réalisation d’un système intégré unique pour le recyclage d’un combustible nucléaire usé issu de réacteurs à eau légère selon un mode de réalisation de la présente invention. DESCRIPTION DE LA DEMANDE La description présentée ci-dessous en relation avec les dessins annexés est destinée à être une description des modes de réalisation actuellement préférés de la divulgation et n’est pas destinée à représenter les seules formes sous lesquelles la présente divulgation peut être construite et/ou utilisée. La description présente les fonctions et la séquence d’étapes pour construire et faire fonctionner la divulgation en relation avec les modes de réalisation illustrés. Cependant, il doit être compris que des fonctions et séquences identiques ou équivalentes peuvent être accomplies par différents modes de réalisation qui sont également destinés à être englobés dans l’esprit et la portée de la présente divulgation. Un pyrotraitement peut être défini comme un procédé dans lequel des matériaux sont soumis à des températures élevées (typiquement supérieures à 800 °C) afin de provoquer une modification chimique ou physique. Un pyrotraitement nucléaire peut être défini comme une technologie de traitement électrochimique de combustible à haute température permettant de recycler le combustible usé en combustible métallique pour un réacteur nucléaire rapide. Le pyrotraitement nucléaire utilise l’électroraffinage pour séparer l’uranium, le plutonium + TRU, et les PF en utilisant une solution électrolytique appropriée (par exemple, LiCl-KCl eutectique fondu). Les sels corrosifs et les hautes températures entraînent de fortes contraintes sur les matériaux de confinement. Les champs de rayonnement élevés rencontrés en raison du temps de refroidissement plus court avant le retraitement rendent plus difficile l’utilisation de capteurs et de sondes pour une surveillance continue. Le procédé se prête mieux aux combustibles métalliques, d’où son utilisation dans le projet IFR, mais il a été testé avec des oxydes combustibles (https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S1002007115001197) en réduisant le combustible en forme métallique avant le traitement. Bien qu’étudié à l’origine en tant que procédé discontinu, des études récentes ont expérimenté un fonctionnement continu en éliminant les PF de la solution électrolytique en la faisant passer à travers des colonnes de zéolite (https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B9781845695019500104). Des modes de réalisation du système et du procédé donnés à titre d’exemple divulguent un procédé amélioré qui intègre les diverses opérations unitaires dans une série de cuves raccordées pour accomplir la tâche de recyclage des déchets nucléaires. La chimie est dérivée du pyrotraitement, de la fluoration et de l’extraction électrolytique, et le flux de procédé apporte des améliorations importantes par rapport aux procédés existants de recyclage des CNU. Des modes de réalisation du système et du procédé donnés à titre d’exemple visent à optimiser le recyclage des CNU issus des LWR, bien que l’applicabilité puisse être étendue aux sels métalliques, aux sels fondus et à d’autres formes de combustible. Les opérations unitaires sont des adaptations/modifications de procédés chimiques en cours de développement. La chimie consiste principalement en des réactions redox qui sont propagées par l’utilisation de réactifs ou par l’application d’un potentiel électrique approprié. Le composant principal du CNU - l’uranium - peut être éliminé en une seule étape par conversion en un gaz, ce qui permet d’améliorer les facteurs de décontamination. Après l’élimination de l’uranium, les « cendres » contenant les fluorures de TRU ainsi que les produits de fission à vie courte qui forment des fluorures stables sont transformés en une forme de sel fondu qui est distincte de PUREX où le flux de produits de fission est séparé lors des premières étapes. Un procédé d’extraction électrolytique utilise un potentiel électrique pour provoquer le dépôt de fluorures d’actinides (uniquement des TRU à ce stade) présents dans la phase de sel fondu sous forme métallique sur une cathode appropriée. Ceci est suivi par une augmentation du potentiel électrique pour déposer des espèces de lanthanide sur une cathode séparée. Les espèces réactives des produits de fission continuent de rester dans le sel fondu et peuvent être séparées par une combinaison d’échange d’ions, de cristallisation fractionnée et de distillation. En référence aux figures, un système 1 et un procédé visant à optimiser le recyclage des CNU issus des LWR peuvent être divulgués. Le système 1 peut intégrer diverses sous-opérations dans un procédé continu qui permet le transfert de la matière nucléaire d’une opération à une autre avec une intervention minimale de l’opérateur. Comme on peut le constater, la première étape de ce procédé consiste à séparer efficacement les pastilles de combustible de la gaine en zircaloy. L’oxyde combustible n’est pas le conducteur de chaleur le plus efficace. En fonctionnement à pleine puissance, la température au centre de la pastille est supérieure à 1200 °C, tandis que la surface externe de la pastille est proche de 400 °C, pendant que la température à la surface de la gaine est d’environ 300 °C. De plus, des PF gazeux peuvent s’accumuler pendant le fonctionnement, ce qui entraîne le gonflement et la fissuration de la gaine. En cas de gonflement important, la surface de la pastille appuie contre les parois internes de la gaine et peut s’y lier physiquement ou même parfois fissurer la gaine. Ces phénomènes sont collectivement connus sous le nom d’interaction pastille-gaine. Par conséquent, un « dégainage » peut être une étape de point de départ nécessaire. Le dégainage peut prendre différentes formes. Selon un mode de réalisation, le procédé de dégainage oxyde UO 2 sous une atmosphère d’oxygène sec à peu près sous pression atmosphérique et à une température dans la plage d’environ 400 à 500 °C en U 3 O 8 , comme le montre l’équation ci-dessous. Lors de la réaction avec l’oxygène, l’oxyde d’uranium est pulvérisé en une poudre d’octoxyde de tri-uranium, le volume des pastilles augmente, ce qui permet une séparation efficace à partir de la gaine. Le procédé général est le suivant : Selon un autre mode de réalisation, un mélange d’oxygène et d’ozone (O 3 ) peut être utilisé, ce qui réduit la température de la réaction d’oxydation à 3 . Lors du recyclage du combustible métallique, un procédé de point de départ sépare la gaine, si elle est présente, du métal, y compris tout matériau de liaison réactif (par exemple, le sodium), puis soumet le combustible métallique à la réaction d’oxydation ci-dessus pour produire de l’U 3 O 8 pulvérisé. Les opérations restantes ne changent pas dans le cas du combustible métallique. Il a été observé que le combustible pulvérisé possède une taille de particule minimale et une taille de particule maximale telle qu’une contamination par des résidus pulvérulents fins est minime. À ces températures élevées, des produits de fission gazeux et d’autres produits de fission volatils, tels que le krypton, le xénon, l’iode, le brome, le tritium et le produit de désintégration du radon, qui se sont accumulés aux joints de grains peuvent être libérés. Des études montrent que le fait de percer des trous dans la gaine avant l’oxydation peut augmenter la vitesse de la réaction. Avec un perçage de trou et un cisaillage, les PF volatils dans la chambre d’expansion des barres de combustible (c’est-à-dire l’espace dans les barres gainées servant à l’accumulation des gaz) peuvent être libérés. Par conséquent, il est envisagé que ces deux opérations unitaires puissent être réalisées dans un seul espace, quel que soit le nombre d’unités parallèles des opérations ultérieures, ce qui minimiserait le volume de gaz nécessitant une purification. Dans le procédé utilisé ici, après un certain dégroupage physique, c’est-à-dire le retrait des composants structurels et le perçage de trous pour permettre une réaction efficace, les assemblages de CNU peuvent être chargés dans un mécanisme à panier amovible 10 (ci-après mécanisme 10), comme on peut le voir sur les figures 2A-2B. Le mécanisme à panier amovible 10 peut comporter une pluralité de fentes 12 formées à l’intérieur du mécanisme 10. Chaque fente 12 peut avoir une taille appropriée pour fixer les barres de combustible 14 de manière verticale. La cuve 16 peut être pourvue d’une enceinte amovible 23 fixée à une zone supérieure de la cuve 16. L’enceinte amovible 23 peut être utilisée pour assurer l’isolement de l’atmosphère interne et peut comprendre une sortie 20 pour faire circuler l’atmosphère et collecter tout dégagement de gaz provenant du procédé. Le mécanisme 10, chargé avec les barres de combustible usé 14, peut ensuite être positionné à l’intérieur d’une cuve de dégainage 16 (ci-après cuve 16). La cuve 16 peut être composée d’alliages métalliques capables de résister à des températures élevées sans corrosion, tels que divers aciers inoxydables, Inconels, et similaires. La cuve 16 peut avoir une épaisseur suffisante pour résister aux températures/pressions souhaitées utilisées pendant le procédé de dégainage. L’intérieur de la cuve 16 peut être formé d’un matériau céramique résistant à la chaleur 16A. Selon un mode de réalisation, le matériau céramique résistant à la chaleur 16A peut être capable de résister à une oxydation à des températures allant jusqu’à environ 1500 °C. Selon un mode de réalisation, le même matériau céramique peut être utilisé pour revêtir le mécanisme 10 et les surfaces des fentes 12 formées dans le mécanisme 10. Des entrées 18 et des sorties 20 peuvent être formées dans la cuve 16 et en communication avec l’intérieur de la cuve 16. Les entrées 18 et les sorties 20 peuvent être formées pour permettre à l’oxygène d’entrer dans la cuve 16 et à divers produits de fission gazeux de sortir de la cuve 16. Des dispositifs de chauffage 22 peuvent être accouplés à la cuve 16. Les dispositifs de chauffage 22 peuvent être utilisés pour maintenir la température de la cuve 16. Avec les barres de combustible 14 placées à l’intérieur de la cuve 16, la cuve peut être chauffée entre 400 et plus de 500 °C dans une atmosphère sèche contenant un excès d’oxygène pour convertir l’oxyde d’uranium en U 3 O 8 . La réaction avec l’oxygène pulvérise les pastilles en poudre d’U 3 O 8 et la cuve 16 peut collecter cette poudre au fond de la cuve 16. De même, une réaction avec un mélange O 2 /O 3 à 2 en UO 3 . La réaction peut également simultanément rompre la gaine des barres de combustible 14 La poudre d’U 3 O 8 /UO 3 pulvérisé formée pendant le procédé de dégainage peut être collectée au fond de la cuve 16 à des fins de traitement ultérieur, tandis que la gaine creuse en zircaloy des barres de combustible 14 peut être récupérée et raffinée par électrotransport, grâce à quoi du zirconium de haute pureté exempt d’hafnium peut être récupéré. Selon un mode de réalisation, la cuve 16 peut avoir une double utilité, dans lequel la cuve 16 peut être utilisée pour la récupération du zirconium après oxydation. Après le procédé de dégainage, les coques de gainage en zircaloy des barres de combustible 14 peuvent être laissées de côté. Un sel fondu présentant une solubilité médiocre pour les oxydes d’uranium peut être introduit dans la cuve 16 avec le mécanisme 10 contenant les barres de combustible 14 et positionné entre des plaques de cathode - et d’anode +. Une petite quantité d’halogénure de zirconium peut être ajoutée au sel pour initier l’électrotransport. Lors de l’application d’un potentiel électrique approprié aux plaques de cathode - et d’anode +, le zirconium provenant des barres de combustible 14 est électrotransporté/électroraffiné par dissolution dans le sel fondu tandis que l’halogénure de zirconium se réduit en métal sur une cathode appropriée, telle qu’une cathode en cadmium liquide ou une cathode solide en acier inoxydable. Le procédé libère des morceaux d’U 3 O 8 /UO 3 qui peuvent être collectés dans la cuve 16 et peuvent être transférés dans le procédé en aval. Il convient de noter que les étapes ci-dessus peuvent être modifiées quand la cuve 16 est d’abord remplie avec le sel fondu, suivi du procédé de dégainage. Les réactions suivantes peuvent se produire : Anode : Cathode : La cathode en cadmium ou une autre cathode appropriée portant sa charge de zirconium peut être évacuée au fond de la cuve 16 via une sortie 25. Tout sel trouvant son chemin vers la sortie peut facilement être séparé. Par ailleurs, lors du refroidissement, le zirconium peut être séparé du cadmium par séparation de phases par cristallisation fractionnée. De même, dans le cas d’une cathode solide, le dépôt peut être récupéré en utilisant des moyens mécaniques, tels qu’un grattage, ou en appliquant un choc thermique qui utilise les différences entre les coefficients de dilatation thermique du matériau de la cathode et du métal déposé. Selon un autre mode de réalisation, le dégainage peut être réalisé par électrotransport du zirconium, après quoi les pastilles d’oxyde d’uranium peuvent être collectées au fond de la cuve 16 et ensuite, après évacuation du sel fondu, l’UO 2 peut être grillé sous une atmosphère d’oxygène sec pour former une poudre d’U 3 O 8 , ou sous une atmosphère d’O 2 /O 3 pour former UO 3 . Le CNU présente une composition nominale comme on peut le voir sur la FIG. 3 . Dans un pyrotraitement conventionnel, l’oxyde d’uranium peut être réduit en métal avant un procédé d’électroraffinage pour récupérer et séparer l’uranium et le plutonium. Cependant, ses facteurs de séparation de l’uranium sont médiocres et il nécessite également un transfert de matière entre les cuves. Pour des raisons d’efficacité du procédé, l’uranium doit être récupéré avec une contamination minimale. Plusieurs systèmes proposent d’utiliser la chimie de valence de l’uranium pour le collecter sous forme d’UF 6 volatil. Ceci peut être réalisé par mise en contact avec un agent de fluoration gazeux ou liquide. De nombreux produits de fission importants forment des fluorures (comme le montre la FIG. 4 ) et sont dissous dans le sel fondu au cours du procédé. Pour séparer les matières nucléaires du CNU, les hexafluorures volatils de U, Pu et Np peuvent être éliminés d’une matrice complexe, telle que la matrice U 3 O 8 /UO 3 /UO 2 pulvérisée contenant des PF et des TRU tels que présents dans ce flux de procédé proposé. Une séparation efficace des fluorures volatils obtenus les uns des autres peut être obtenue grâce à leur volatilité en modifiant les conditions concernant leurs propriétés physiques, telles que les points d’ébullition et de sublimation. Plusieurs agents de fluoration puissants ont été étudiés dans ce but – HF, F 2 , ClF 3 , BrF 5 , etc. Puisqu’une fluoration à grande échelle dans une telle installation pourrait dépendre du stockage, de la manipulation et du transport de ces agents de fluoration, il existe un risque important pour la santé humaine et l’environnement. Étant donné que ces agents sont corrosifs, leur libération accidentelle dans une installation de recyclage de CNU compliquera davantage les exigences de prévention des incidents techniques théoriques. En variante, le trifluorure d’azote (NF 3 ) peut servir d’agent de fluoration efficace. Le NF 3 a été utilisé dans l’industrie électronique pour éliminer le silicium et les composés de silicium lors de la fabrication de dispositifs semiconducteurs et lors du nettoyage de dispositifs microélectroniques. Contrairement aux agents de fluoration décrits ci-dessus, le NF 3 n’est pas corrosif et ne réagit pas de manière significative avec l’humidité ou les acides et bases courants à température ambiante. Le NF 3 est également thermiquement stable à des températures relativement élevées et insensible aux chocs, de sorte qu’il peut être transporté, stocké et manipulé de manière sûre et économique pour un procédé à grande échelle. Plus important encore, le NF 3 possède une réactivité sélective unique basée sur la température avec les différents composants du CNU. Cette caractéristique peut être exploitée pour permettre la séparation des produits de fission qui forment des fluorures volatils à partir de l’uranium, ainsi que pour la séparation efficace de l’uranium des autres actinides avec une contamination croisée minimale. L’énergie libre de Gibbs des principales réactions de l’uranium métallique et de divers composés d’uranium et de plutonium avec le NF 3 est présentée ci-dessous. Les réactions se déroulent à 300 °C, cependant il devrait y avoir peu de variation aux températures envisagées pour le procédé. Les énergies libres montrent clairement que la réaction avec le métal est la plus favorable, cependant une telle réaction peut parfois se dérouler avec la formation d’un intermédiaire UF 4 . La réaction avec l’octoxyde de tri-uranium se déroulera également spontanément, mais peut conduire à la formation d’oxyfluorures intermédiaires. La réaction globale sera sensible à la température et à d’autres facteurs, tels que la qualité du mélange des réactifs, qui nécessiteront une optimisation. De même, il convient de noter que bien que NF 3 convertisse PuO 2 en PuF 4 , la formation d’un hexafluorure n’est pas favorable. Lorsque le NF 3 gazeux mélangé à un milieu inerte, tel que l’hélium ou l’argon, s’infiltre à travers le mélange de CNU pulvérisé, l’octoxyde de tri-uranium forme facilement de l’UF 6 qui se volatilise aux températures du procédé et se sépare du matériau en vrac en formant des bulles hors de la solution. À des températures plus basses, les produits de fission formant des fluorures volatils réagissent avec le NF 3 et sont éliminés du matériau en vrac. La volatilisation de l’uranium se produit à une température plus élevée, alors que, comme mentionné, contrairement au F 2 gazeux, le NF 3 n’est pas un agent efficace pour produire du PuF 6 et conserver la volatilité. La réaction est défavorable et le PuF 6 formé est facilement réduit en PuF 4 , l’UF 4 dans le milieu de type sel agissant comme agent réducteur. Le neptunium, qui existe dans le CNU principalement sous forme de Np-237, peut se volatiliser partiellement au cours de ce procédé, mais à une température distincte et plus élevée que celle de l’uranium. Le Np-237 peut être collecté, lequel est une matière première permettant de produire le Pu-238 de valeur utilisé pour alimenter en énergie les satellites et les rovers de l’espace lointain. En commençant avec un réactif UO 3 , un agent réducteur tel que l’hydrogène gazeux/ammoniac peut être utilisé pour réduire l’UO 3 en UO 2 . Si l’UO 3 est réduit en UO 2 , alors ce produit peut être mis en contact avec un agent de fluoration, tel que HF, pour convertir l’UO 2 en UF 4 , avant d’être mis en contact avec un agent de fluoration suffisamment puissant pour produire des fluorures volatils. Quel que soit le composé d’uranium de départ dans cette réaction, c’est-à-dire U 3 O 8 , UO 3 , UO 2 , UF 4 UO 2 F 2 etc., la réaction du composé d’uranium avec NF 3 pour former de l’UF 6 volatil se produit à une température distincte qui permet la séparation de l’uranium des produits de fission et des autres transuraniens. Les gaz émanant nécessiteront un traitement pour séparer l’uranium de tous les fluorures de PF volatilisés restants. Cette séparation peut être réalisée par adsorption et désorption sélectives des composants gazeux mineurs en les faisant passer sur des lits de NaF, de MgF 2 ou d’alumine. Le NpF 6 peut être absorbé par des lits de MgO. Un procédé développé dans le passé utilisait un lit de pastilles de NaF à 400 °C qui capturait de manière irréversible les fluorures de Nb, Ru et Zr à partir du flux gazeux. Le deuxième lit de sorption est du NaF à 100 °C qui capture les fluorures d’U et de Mo, bien que de manière réversible. Les PF volatils restants continuent de traverser et sont capturés en tant que déchets. Lorsque le deuxième lit de fluorure est chauffé à > 150 °C, les fluorures d’U et de Mo se désorbent et peuvent passer sur un troisième lit de MgF 2 à 150 °C qui capture le MoF 6 et ainsi un flux purifié d’UF 6 peut être obtenu. De même, un procédé de rectification et de sublimation peut être appliqué, selon lequel le flux gazeux passe à travers des colonnes maintenues à différentes températures où des espèces de fluorures individuelles ou en groupe se condensent tandis que les autres composants restent volatils et passent à travers. Si un combustible sous forme de sel de fluorure fondu constitue l’alimentation du procédé, il est introduit dans le procédé à ce stade et soumis à l’opération de fluoration. L’énergie libre de formation d’UF 6 à partir d’UF 4 signifie que le procédé est encore suffisamment favorable. Les opérations restantes sont les mêmes que pour les autres types de combustible. En éliminant d’abord l’uranium, les produits de fission concentrés et les actinides mineurs bloquent la prolifération du plutonium. L’uranium ainsi récupéré présente un facteur de décontamination très élevé et pourrait être utilisé directement comme charge d’enrichissement, converti en matière de surgénération pour réacteurs à spectre rapide, reconstitué avec le mélange de TRU récupéré pour alimenter des réacteurs avancés, ou simplement renvoyé dans la Terre sous forme d’oxyde. La volatilisation de l’uranium permet d’obtenir des facteurs de décontamination très élevés (> 10 5 ) entre l’uranium et les autres actinides et produits de fission contaminants. Elle permet de récupérer le neptunium se trouvant dans le CNU (qui est composé presque entièrement de Np-237) qui peut être cryo-distillé à partir du flux. Le Np-237 est une matière première dans les réacteurs à haut flux pour produire du Pu-238 qui est utilisé dans les générateurs thermoélectriques à radio-isotopes (RTG) destinés aux sondes pour l’espace lointain. En se référant à la FIG. 5 , une cuve 30 pour la fluoration de l’U 3 O 8 peut être représentée. La cuve 30 peut être formée d’un premier réservoir 32. Le premier réservoir peut être formé à partir d’un alliage approprié qui est compatible avec l’environnement salin corrosif à haute température et dont les composants chimiques ne participent pas de manière appréciable à la chimie redox dans les conditions de fonctionnement du procédé proposé. Diverses qualités d’alliages à haute teneur en nickel, tels que l’Inconel, et d’alliages de nickel et de chrome avec des métaux réfractaires, tels que le Monel, sont des candidats appropriés, tout comme les composites de carbone à base de borure de lanthanide. Le premier réservoir 32 peut comporter des doubles parois (c’est-à-dire une cuve à l’intérieur d’une structure de cuve). Une paroi externe 34 du premier réservoir peut servir de bac de récupération en cas de fuite. L’espace 37 entre la paroi externe 34 et une paroi interne 36 peut être utilisé pour refroidir le premier réservoir 32. Selon un mode de réalisation, l’espace entre la paroi externe 34 et la paroi interne 36 peut être refroidi en faisant circuler un liquide de refroidissement ou la face externe de la paroi interne 36 peut être construite avec un réseau de caloducs qui procurent un refroidissement passif. Selon un mode de réalisation, un liquide de refroidissement, tel qu’un alliage NaK, peut être utilisé, lequel pourrait également être le liquide de refroidissement à l’intérieur des caloducs si cette conception est utilisée. Cela répond à deux objectifs : 1) la face interne de la paroi interne 36 peut toujours maintenir une couche de sel « figé » qui constitue une barrière contre la corrosion chimique lorsque les réactions de fluoration sont effectuées, et 2) un refroidissement passif est assuré pour les réactions hautement exothermiques qui forment les fluorures volatils. Le premier réservoir 32 peut avoir une pluralité d’entrées 38. Les entrées 38 peuvent être en communication avec l’intérieur du premier réservoir 32. Les entrées 38 peuvent être utilisées pour insérer différents agents à l’intérieur du premier réservoir 32 pendant le procédé de fluoration. Dans le présent mode de réalisation représenté, le premier réservoir 32 peut avoir une première entrée 38A, une deuxième entrée 38B, une troisième entrée 38C et une quatrième entrée 38D. Dans le présent mode de réalisation, la première entrée 38A peut être formée dans une zone inférieure du premier réservoir 32. La première entrée 38A peut être utilisée pour insérer un agent de fluoration dans le premier réservoir 32. La deuxième entrée 38B peut être formée dans une zone supérieure du premier réservoir 32. La deuxième entrée 38B peut être utilisée pour insérer la suspension d’U 3 O 8 dans le premier réservoir 32. La troisième entrée 38C peut être formée dans une zone latérale inférieure du premier réservoir 32. La troisième entrée 38C peut être utilisée pour faire circuler un liquide de refroidissement dans l’espace 37 formé dans le premier réservoir 32. La quatrième entrée 38D peut être formée dans une zone latérale du premier réservoir 32. La quatrième entrée 38D peut être utilisée pour faire circuler un sel fondu à l’intérieur du premier réservoir 32. Le premier réservoir 32 peut avoir une pluralité de sorties 40. Les sorties 40 peuvent être en communication avec l’intérieur du premier réservoir 32. Les sorties 40 peuvent être utilisées pour retirer différents matériaux à partir de l’intérieur du premier réservoir 32 pendant le procédé de fluoration. Dans le présent mode de réalisation représenté, le premier réservoir 32 peut avoir une première sortie 40A, une deuxième sortie 40B, une troisième sortie 40C et une quatrième sortie 40D. Dans le présent mode de réalisation, la première sortie 40A peut être formée dans une zone inférieure du premier réservoir 32. La première sortie 40A peut être utilisée pour retirer le sel fondu inséré dans le premier réservoir 32. La deuxième sortie 40B peut être formée dans une zone supérieure du premier réservoir 32. La deuxième sortie 40B peut être utilisée pour retirer l’UF 6 du premier réservoir 32. La troisième sortie 40C peut être formée dans une zone latérale supérieure du premier réservoir 32. La troisième sortie 40C peut être utilisée pour retirer le liquide de refroidissement circulant dans l’espace 37 formé par la paroi interne 36 et la paroi externe 34 dans le premier réservoir 32. La quatrième sortie 40D peut être formée dans une zone latérale du premier réservoir 32. La quatrième sortie 40D peut être utilisée pour retirer le sel fondu à l’intérieur du premier réservoir 32. La cuve 30 peut avoir un deuxième réservoir 39 raccordé au premier réservoir 32. Le deuxième réservoir 39 peut être utilisé pour faire circuler un sel fondu à travers le premier réservoir 32. Le deuxième réservoir 39 peut avoir une entrée 42A formée sur une zone inférieure du deuxième réservoir 39. L’entrée 42A peut être raccordée à la quatrième sortie 40D du premier réservoir 32. Le deuxième réservoir 39 peut avoir une sortie 44 formée sur une zone supérieure du deuxième réservoir 39. La sortie 44 peut être raccordée à la quatrième entrée 38D du premier réservoir 32. Le sel fondu dans le deuxième réservoir 36 peut sortir par la sortie 44 et s’écouler dans la quatrième entrée 38D du premier réservoir 32. Le sel fondu peut sortir du premier réservoir 32 via la quatrième sortie 40D et retourner dans le deuxième réservoir 39 via l’entrée 42A. Le deuxième réservoir 39 peut avoir une autre entrée 42B formée sur une zone latérale de celui-ci. L’entrée 42B peut être utilisée pour injecter un sel de remplacement dans le deuxième réservoir 39. Des dispositifs de chauffage 46 peuvent être accouplés au deuxième réservoir 39. Les dispositifs de chauffage 46 peuvent être utilisés pour transférer une énergie thermique au deuxième réservoir 39 afin de réguler et de maintenir le liquidus du sel fondu dans le deuxième réservoir 39 et ainsi les conditions dans le premier réservoir 32. La cuve 30 peut avoir une pompe 46. La pompe 46 peut être raccordée entre le premier réservoir 32 et le deuxième réservoir 39. La pompe 46 peut être utilisée pour faire circuler le sel fondu entre le premier réservoir 32 et le deuxième réservoir 39. En se référant à la FIG. 5 , un autre mode de réalisation de fluoration peut être divulgué. Dans ce mode de réalisation, la fluoration est réalisée sans utiliser de milieu salin fondu. Lorsqu’elle est réalisée sans utiliser de milieu salin fondu, le composé d’uranium (U 3 O 8 ou UO 3 ou UO 2 ou UF 4 ou UO 2 F 2 ci-après (composé d’uranium)) issu de l’étape de dégainage peut être introduit dans une cuve 30’. La cuve 30’ peut être un réacteur à lit fluidisé 70 (ci-après réacteur à lit 70). Le réacteur à lit 70 peut être constitué du même matériau que celui de l’autre cuve de fluoration 30 décrite ci-dessus. Le réacteur à lit 70 peut avoir une structure similaire à celle du premier réservoir 32. Le réacteur à lit 70 peut comporter des doubles parois (c’est-à-dire une cuve à l’intérieur d’une structure de cuve). Une paroi externe 72 peut servir de bac de récupération en cas de fuite. L’espace 74 entre la paroi externe 72 et une paroi interne 76 peut être utilisé pour refroidir le réacteur à lit 70. Selon un mode de réalisation, l’espace entre la paroi externe 72 et la paroi interne 76 peut être refroidi en faisant circuler un liquide de refroidissement ou la face externe de la paroi interne 76 peut être construite avec un réseau de caloducs qui procurent un refroidissement passif. Selon un mode de réalisation, un liquide de refroidissement, tel qu’un alliage NaK, peut être utilisé, lequel pourrait également être le liquide de refroidissement à l’intérieur des caloducs si cette conception est utilisée. Le réacteur à lit 70 peut avoir une plaque de distribution 78. La plaque de distribution 78 peut être positionnée à proximité d’une zone inférieure à l’intérieur du réacteur à lit 70. La plaque de distribution 78 peut s’étendre à travers l’intérieur du réacteur à lit 70, pour former un lit à l’intérieur du réacteur à lit 70. Selon un mode de réalisation, la plaque de distribution 78 peut être formée de nickel. Le réacteur à lit 70 peut avoir une pluralité d’entrées 80. Une première entrée 80A peut être formée à proximité du sommet de la cuve de réacteur 70. La première entrée 80A peut être là où le composé d’uranium pulvérisé peut être introduit dans le réacteur à lit 70. Une deuxième entrée 80B peut être formée dans un fond du réacteur à lit 70. La deuxième entrée 80B peut être là où l’agent de fluoration gazeux peut être introduit dans le réacteur à lit 70. Le composé d’uranium introduit par la première entrée 80A peut être positionné sur la plaque de distribution 78. Lorsque l’agent de fluoration gazeux entre dans le réacteur à lit 70 par la deuxième entrée 80B, la plaque de distribution 78 peut faire barboter l’agent de fluoration gazeux à travers le lit formé du composé d’uranium et peut provoquer une dilatation du lit du composé d’uranium du fait de la fluidisation. L’agent de fluoration peut réagir avec le composé d’uranium et convertir le composé d’uranium en UF 6 . Comme précédemment, différentes réactions se produisent à différentes températures, entraînant la séparation de l’uranium sous forme d’UF 6 , tandis que les transuraniens et les produits de fission non volatils restent sur place. La réaction exothermique peut être refroidie par un liquide de refroidissement approprié circulant dans l’espace 74 entre la paroi externe 72 et une paroi interne 76. Dans le présent mode de réalisation, le réacteur à lit 70 peut avoir une troisième entrée 80C formée dans une zone latérale supérieure. La troisième entrée 80C peut être utilisée pour insérer le liquide de refroidissement dans l’espace 74 entre la paroi externe 72 et une paroi interne 76. Une première sortie 82A peut être formée dans une zone latérale inférieure du réacteur à lit 70 pour retirer le liquide de refroidissement circulant dans l’espace 74. Une deuxième sortie 82B peut être formée dans une zone supérieure du réacteur à lit 70 pour permettre à l’UF 6 gazeux de sortir par le haut du réacteur à lit 70. L’UF 6 gazeux peut sortir à travers un filtre à baïonnette 84 raccordé à la deuxième sortie 82B. Le filtre à baïonnette 84 peut être constitué d’un matériau approprié, tel que du nickel fritté. Le filtre à baïonnette 84 peut empêcher toute particule solide supérieure à une certaine taille entraînée dans le mélange gazeux de sortir du réacteur à lit 70. Une troisième sortie 82C est prévue à proximité du fond du réacteur à lit 70. La troisième sortie 82B peut être utilisée pour les produits restant après la fluoration et la volatilisation de l’UF 6 à retirer du réacteur à lit 70. La FIG. 6 peut représenter un diagramme de divers fluorures d’intérêt pour le recyclage d’un CNU. Le mélange eutectique LiF-CaF 2 peut servir de mélange très stable ayant un point de fusion eutectique acceptable de 767 °C. La dissolution de l’uranium et des autres fluorures d’actinides peut servir à réduire davantage le point eutectique. En variante, du LiF-NaF ou du LiF-KF qui présentent des points eutectiques plus bas pourraient également être utilisés en fonction des besoins techniques. L’extraction électrolytique est l’un des procédés électrolytiques connus les plus anciens et est largement utilisée dans la récupération moderne des métaux, l’exploitation minière, le raffinage et même le traitement des eaux usées. Elle a longtemps été proposée comme moyen d’extraction des actinides. Dans le procédé présenté, le plutonium et les actinides mineurs restant dans le mélange salin après volatilisation de l’uranium se prêtent bien à une coextraction sur une électrode solide ou liquide via une extraction électrolytique. L’extraction peut être contrôlée en régulant le potentiel appliqué et le procédé peut être passé à plus grande échelle tout en garantissant que le plutonium récupéré n’est jamais pur. Étant donné qu’il existe un écart important de potentiel de réduction entre les actinides et les lanthanides dans une solution de sel fondu telle que celle présente ici, les actinides présents dans le sel peuvent être coextraits. À mesure que le potentiel électrique appliqué entre les électrodes augmente, les espèces PF de lanthanides présentant des potentiels de réduction plus négatifs peuvent être extraites à des fins de mise au rebut. Dans le procédé proposé, le mélange de sels fondus post-fluoration s’écoule dans une cuve d’extraction électrolytique 50, comme on peut le voir sur les figures 7A et 7B. La cuve d’extraction électrolytique 50 peut avoir une entrée 66 formée à l’intérieur. L’entrée 66 peut être utilisée pour permettre au mélange de sel fondu de s’écouler dans la cuve d’extraction électrolytique 50. Des dispositifs de chauffage 68 peuvent être fixés autour du périmètre de la cuve d’extraction électrolytique 50. Les dispositifs de chauffage 68 peuvent être utilisés pour maintenir les conditions de liquidus du mélange de sel fondu. Dans le cas d’une combinaison de sels à point eutectique élevé, la cathode peut avoir un bac connecté électriquement en dessous pour collecter les espèces déposées sous forme liquide. La continuité de la surface de la cathode avec le même potentiel de réduction assure la prévention de la redissolution des métaux réduits dans le milieu fluorure. La cuve d’extraction électrolytique 50 peut être constituée d’une anode centrale 52 et d’une pluralité de cathodes 54 disposées circonférentiellement autour de la cuve d’extraction électrolytique 50. La cuve 50 peut être constituée de rails de support 51 circulaires ou semi-circulaires faits d’un matériau conducteur, tel que du graphite, pour accueillir la pluralité de cathodes 54 et assurer la conduction électrique. Les rails de support 51 peuvent être placés sur le dessus de la cuve 50 et isolés électriquement du corps de la cuve 50. Selon un mode de réalisation, l’anode 52 peut être une anode en graphite poreux. Les cathodes cylindriques 54 peuvent être montées sur des moteurs 56 qui font tourner les cathodes 54 pour fournir un mouvement relatif continu entre le sel fondu et la surface de la cathode et garantir qu’il y a un dépôt uniforme des actinides produits par voie électrolytique. Des exemples de réactions peuvent être les suivants : Anode : Cathode : Une enveloppe de séparation 58 peut être positionnée autour de l’anode 52 pour permettre la capture du fluor gazeux réactif formé sur l’anode 52. L’enveloppe de séparation 58 crée un espace de gaz isolé pour la collecte du fluor gazeux formé sur l’anode poreuse 52. Une atmosphère de gaz noble doit être maintenue à l’intérieur de la cuve d’extraction électrolytique 50. La cuve d’extraction électrolytique 50 peut avoir une entrée de gaz noble 60 formée à l’intérieur. Dans le présent mode de réalisation, l’entrée de gaz noble 60 peut être formée dans une zone inférieure de la cuve d’extraction électrolytique 50. L’entrée de gaz noble 60 peut permettre à un gaz noble de barboter et de circuler en continu à travers le mélange pour fournir un gaz vecteur qui dilue le fluor gazeux formé. Le fond inférieur 62 de la cuve d’extraction électrolytique 50 peut être incliné. Le fond inférieur 62 incliné peut permettre le retrait des PF insolubles qui peuvent s’accumuler après le traitement. Une sortie de boue 64 peut être formée sur une zone latérale inférieure de la cuve d’extraction électrolytique 50, adjacente à une zone la plus basse du fond inférieur 62 incliné. La sortie de boue 64 peut être utilisée pour permettre aux boues d’être évacuées et retirées de la cuve d’extraction électrolytique 50. Le plutonium ainsi extrait peut être considéré comme étant « anti-prolifération » compte tenu de la présence d’autres actinides (c’est-à-dire le neptunium, l’américium et le curium) et de la contamination par des produits de fission (quantités > 500 ppm de terres rares). Ce flux rend impossible l’utilisation du plutonium à des fins clandestines sans un traitement poussé. Le bain de sel fondu peut ensuite être passé sur des colonnes de zéolite pour adsorber les impuretés mineures de type produits de fission présentes afin de purifier suffisamment le sel pour sa réutilisation dans le procédé. Lorsque des quantités suffisantes de PF réactifs (principalement le césium et le strontium) s’accumulent dans le sel, celui-ci peut être soumis à une cristallisation fractionnée qui crée une phase dans laquelle la plupart des fluorures de PF réactifs sont dispersés. Cette phase de sel peut ensuite être extraite pour être mise au rebut. De plus, une distillation pourrait être utilisée pour purifier le mélange de sel en laissant les espèces réactives de fluorure de PF. Le système 1 peut intégrer les diverses sous-opérations décrites dans un procédé continu qui permet le transfert de la matière nucléaire d’une opération à une autre avec une intervention minimale de l’opérateur. Cela permet un contrôle et une prise en compte des matériaux considérablement améliorés, un meilleur placement des instruments, des contrôles améliorés, tout en réduisant la quantité de matériaux non pris en compte. Le sel fondu utilisé dans le système 1 est insensible aux dommages causés par les radiations et ne perd pas ses propriétés chimiques. Par conséquent, le sel fondu peut être réutilisé en continu dans le procédé. Comme on peut le voir dans un mode de réalisation représenté sur la FIG. 8 , le système 1 combine, dimensionne et optimise la cuve de dégainage 16, la cuve 30 pour la fluoration de l’U 3 O 8 et la cuve d’extraction électrolytique 50 pour le débit après prise en compte de la sûreté en matière de criticité nucléaire. Des modes de réalisation du système 1 peuvent également utiliser plus d’une unité d’une sous-opération en parallèle, soit en combinaison, soit raccordée indépendamment en série à la sous-opération successive. Plusieurs de ces modules des systèmes intégrés 1 peuvent ensuite être construits au sein d’une installation de traitement plus grande. À mesure que les exigences de traitement augmentent, davantage de modules des systèmes 1 peuvent être ajoutés à l’installation pour améliorer la rentabilité. La description précédente illustre des modes de réalisation particuliers de la demande, mais n’est pas censée constituer une limitation de sa mise en pratique. Les revendications suivantes, y compris tous les équivalents de celles-ci, sont destinées à définir la portée de la demande. Système intégré unique pour le recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur comprenant : une cuve de dégainage pour séparer les pastilles de combustible des barres de combustible nucléaire par oxydation pour produire un composé d’uranium ; une cuve de fluoration raccordée à la cuve de dégainage, dans lequel un agent de fluoration injecté dans la cuve de fluoration réagit avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 ; et une cuve d’extraction électrolytique raccordée à la cuve de fluoration pour retirer le plutonium et les actinides par extraction électrolytique. Système selon la revendication 1, dans lequel la cuve de fluoration comprend : une cuve ayant une double paroi, dans lequel un espace formé entre la double paroi est utilisé pour refroidir la cuve ; une plaque de distribution formée à l’intérieur de la cuve contenant le composé d’uranium injecté dans la cuve de fluoration ; et une entrée d’agent de fluoration formée dans la cuve injectant l’agent de fluoration dans la cuve. Système selon la revendication 2, dans lequel la plaque de distribution fait barboter l’agent de fluoration à travers le composé d’uranium sur la plaque de distribution pour provoquer la dilatation du composé d’uranium, l’agent de fluoration réagissant avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 . Système selon la revendication 2, dans lequel un liquide de refroidissement circule à travers l’espace formé entre la double paroi pour refroidir la cuve. Système selon la revendication 2, comprenant une sortie de gaz formée dans une zone supérieure de la cuve permettant au UF 6 gazeux de sortir par le haut de la cuve. Système selon la revendication 5, comprenant un filtre à baïonnette raccordé à la sortie de gaz. Système selon la revendication 5, comprenant un filtre à baïonnette raccordé à la sortie de gaz, dans lequel le filtre à baïonnette est en nickel fritté. Système selon la revendication 2, comprenant une sortie de produit formée dans une zone inférieure de la cuve pour retirer les produits restant après la fluoration et la volatilisation du composé d’uranium hors de la cuve. Système selon la revendication 1, dans lequel le composé d’uranium est l’un parmi U 3 O 8, UO 3 , UO 2 , UF 4 ou UO 2 F 2 ou leurs combinaisons. Procédé de recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur comprenant : la séparation des pastilles de combustible des barres de combustible nucléaire par oxydation pour produire un composé d’uranium la conversion du composé d’uranium en UF 6 par fluoration ; et le retrait du plutonium et des actinides par extraction électrolytique. Procédé selon la revendication 10, dans lequel la conversion du composé d’uranium en UF 6 par fluoration comprend l’envoi d’un agent de fluoration à travers le composé d’uranium pour provoquer la dilatation du composé d’uranium, l’agent de fluoration réagissant avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 . Procédé selon la revendication 10, dans lequel la conversion du composé d’uranium en UF 6 par fluoration comprend : la formation d’une plaque de distribution à l’intérieur d’une cuve de fluoration ; le placement du composé d’uranium injecté dans la cuve de fluoration sur la plaque de distribution ; et l’injection de l’agent de fluoration dans la cuve de fluoration. Procédé selon la revendication 12, comprenant le barbotage de l’agent de fluoration à travers le composé d’uranium sur la plaque de distribution pour provoquer la dilatation du composé d’uranium, l’agent de fluoration réagissant avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 . Procédé selon la revendication 10, dans lequel l’agent de fluoration est l’un parmi F 2 , HF, ClF 3 , BrF 5 , ou NF 3 gazeux mélangé avec un gaz inerte ou leurs combinaisons. Procédé selon la revendication 10, dans lequel le composé d’uranium est l’un parmi U 3 O 8, UO 3 , UO 2 , UF 4 ou UO 2 F 2 ou leurs combinaisons. Procédé de recyclage d’un combustible nucléaire usé (CNU) issu d’un réacteur comprenant : la séparation des pastilles de combustible des barres de combustible nucléaire pour produire un composé d’uranium la conversion du composé d’uranium en UF 6 par fluoration, dans lequel la conversion du composé d’uranium en UF 6 par fluoration comprend : la formation d’une plaque de distribution à l’intérieur d’une cuve de fluoration ; le placement du composé d’uranium injecté dans la cuve de fluoration sur la plaque de distribution ; l’injection de l’agent de fluoration dans la cuve de fluoration ; et le retrait du plutonium et des actinides par extraction électrolytique. Procédé selon la revendication 16, comprenant le barbotage de l’agent de fluoration à travers le composé d’uranium sur la plaque de distribution pour provoquer la dilatation du composé d’uranium, l’agent de fluoration réagissant avec le composé d’uranium pour convertir le composé d’uranium en UF 6 . Procédé selon la revendication 16, dans lequel l’agent de fluoration est l’un parmi F 2 , HF, ClF 3 , BrF 5 , ou NF 3 gazeux mélangé avec un gaz inerte ou leurs combinaisons. Procédé selon la revendication 16, dans lequel le composé d’uranium est l’un parmi U 3 O 8, UO 3 , UO 2 , UF 4 ou UO 2 F 2 ou leurs combinaisons.