Opérations de retraitement

Une suite d’opérations étalées sur des années

La réception des assemblages de combustibles usés est la première étape des opérations de retraitement à l’usine de la Hague. Les assemblages proviennent de la piscine du réacteur où ils ont été entreposés environ un an.

A leur arrivée, les assemblages sont déchargés de leurs « châteaux de transport » pour être à nouveau entreposés. Malgré l’entreposage dans la piscine combustible du réacteur, le matériau est encore extrêmement radioactif. Son activité se situe alors aux alentours de 2 millions de curies ou 75 000  TBq par tonne. Le déchargement s’effectue sous eau et d’une manière robotisée, comme toutes les opérations qui suivent.

Les assemblages déchargés sont entreposés dans des paniers au fond d’une grande piscine d’au moins 9 m de profondeur. Les paniers sont en acier boré pour éviter tout risque de criticité. Les assemblages ayant 4,5 mètres de long environ, il faut doubler la profondeur pour le chargement sous eau et assurer la radioprotection des opérateurs.

Il existe 5 piscines de ce type à la Hague, dans lesquelles les assemblages restent de 5 à 8 années. Ceci donne le temps à leur activité de décroître suffisamment pour passer aux étapes du cisaillement et de la séparation.

Les pastilles d’oxydes d’uranium du combustible sont empilées à l’intérieur de tubes en alliage de zircaloy appelés crayons. Deux à trois cents de ces crayons sont tenus par des embouts pour former un assemblage. Pour extraire les pastilles irradiée de leurs gaines, les embouts sont d’abord séparés, puis un grand massicot cisaille les faisceaux de crayons en tronçons de quelques centimètres de long. Les fragments de gaine, les coques, tombent avec leur contenu dans un bain d’acide nitrique bouillant. Les coques et les embouts, insolubles dans l’acide, sont séparés, puis rincées. Ils deviendront des déchets de type MAVL.

Les pastilles d’oxyde d’uranium irradié contiennent une extrême diversité d’éléments chimiques solides, liquides et gazeux. Une fois dissoutes dans le bain d’acide nitrique, on procède à l’extraction et à la séparation de l’uranium, du plutonium, d’un résidu composé de produits de fission et d’actinides mineurs. Cette chimie chaude, rendue difficile par le climat d’extrême radioactivité, est automatisée.

Les résidus qui concentrent près de 99 % de l’activité initiale sont calcinés puis mélangés à de la fritte de verre. Les verres sont coulés dans des conteneurs d’environ 200 litres en acier inoxydable.

Ces conteneurs deviendront des déchets de « Haute Activité (HA) ». Ils sont entreposés dans des puits ventilés. Les déchets appartenant à des compagnies étrangères sont renvoyées à leurs propriétaires. Les déchets français restent pour l’instant entreposés à la Hague en attendant que leur gestion soit définie.

Le procédé engendre aussi des déchets de moyenne activité : produits de décantation et de centrifugation, boues et filtres, auxquels il faut ajouter les coques et embouts séparés et rincés lors du cisaillage. Ces derniers ainsi que d’autres déchets technologiques sont compactés au sein de fûts métalliques, d’autres comme les boues sont évaporées et concentrées pour être ajoutées aux déchets vitrifiés.