Traitement du combustible usé

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Le traitement du combustible usé (anciennement retraitement des combustibles usés) est un procédé chimique visant à la séparation des éléments potentiellement réutilisables (l'uranium et le plutonium, mais également les actinides mineurs), des produits de fission contenus dans le combustible nucléaire irradié. Lors du traitement du combustible usé, la gaine des crayons combustibles est cisaillée puis traitée comme déchet radioactif de moyenne activité à vie longue alors que les produits de fission et certains actinides forment les déchets de haute activité.

Historiquement, la technique de traitement a été développée pour obtenir le plutonium nécessaire pour la fabrication des armes nucléaires. Elle a aussi été développée dans le cadre d'un programme non abouti de développement de la filière à neutrons rapides.

En 2007, le traitement du combustible usé est utilisé par l'industrie nucléaire civile de certains pays afin de séparer puis de réutiliser le plutonium dans un mélange d'oxyde d'uranium et de plutonium (le MOX) qui peut être à nouveau utilisé comme combustible dans un réacteur électrogène. Dans certains pays, l'uranium de retraitement (URT) fait aussi l'objet d'un ré-enrichissement (URE) afin de fabriquer de combustible neuf. Enfin, des programmes de recherche et des irradiations expérimentales sont menés pour développer le traitement des actinides mineurs.

Le traitement du combustible usé est l'une étapes du cycle du combustible nucléaire.

Procédé PUREX

Le procédé chimique PUREX (Plutonium and Uranium Refining by Extraction) aujourd'hui utilisé permet de séparer le plutonium et l'uranium indépendamment l'un de l'autre des actinides mineurs et des produits de fission par une méthode d'extraction liquide-liquide :

A l'issue de cette étape, les actinides mineurs et les produits de fission sont calcinés puis vitrifiés au sein d'une matrice inerte qui assure la stabilité physico-chimique du colis de déchets. Les autres matières disponibles sont le plutonium (sous forme métal ou oxyde), qui peut être utilisé conjointement avec de l'uranium appauvri afin de fabriquer du combustible MOX et l'uranium, dont l'enrichissement est égal à celui du combustible irradié.

Autres procédés

D'autres procédés sont aujourd'hui en cours de développement : des procédés en voie aqueuse (UREX, TRUEX, DIAMEX, SANEX, UNEX, THOREX) mais aussi des procédés pyrométallurgiques.

Listes des sites mondiaux de traitement du combustible usé

En 2007, une usine de traitement du plutonium militaire russe est en projet au Etats-Unis. Le Brésil et l'Argentine ont aussi annoncé en 2008 un projet de retraitement d'uranium, dans le cadre d'un accord commun.

Capacité mondiale de traitement nucléaire civil

Capacité mondiale de traitement du combustible usé[1]

Notes et références de l'article

  1. ŒCD/NEA 2004 Nuclear Energy Data, Nuclear Eng. International handbook 2004

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