Traitement du combustible usé

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 :

• élimination des gaines (par cisaillage - dissolution par exemple)  ;
• dissolution du combustible irradié dans l'acide nitrique ;
• récupération des solides insolubles ;
• extraction de l'uranium et du plutonium par un solvant organique de 30 % de tributyl-phosphate (TBP) dans du dodécane ;
• récupération des produits de fission dans la phase acide nitrique ;
• extraction du plutonium de la solution uranium/plutonium par réduction du plutonium ;
• épuration, concentration et transformation chimique de l'uranium et du plutonium.

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

• Usine de retraitement de la Hague en France
• Usine de traitement de Sellafield (autrefois appelée Windscale) au Royaume-Uni
• Complexe nucléaire Mayak en Russie
• Usine de retraitement de Tokai au Japon
• Usine de retraitement de West Valley aux États-Unis (arrêtée depuis 1972)

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]

• combustible de réacteurs à eau légère
  • France, La Hague : 1 700 tonnes/an
  • Royaume-Uni, Sellafield (THORP)  : 900 tonnes/an
  • Russie, Ozersk (Mayak)  : 400 tonnes/an
  • Japon : 14 tonnes/an
  • Total (environ)  : 3 000 tonnes/an
• Autres combustibles nucléaires
  • Royaume-Uni, Sellafield : 1 500 tonnes/an
  • Inde : 275 tonnes/an
  • Total (environ)  : 1 750 tonnes/an
• Total des capacités : 4 750 tonnes/an

Notes et références de l'article

Voir aussi

Ce texte est issu de l'encyclopédie Wikipedia. Vous pouvez consulter sa version originale dans cette encyclopédie à l'adresse http://fr.wikipedia.org/wiki/Traitement_du_combustible_nucl%C3%A9aire_us%C3%A9.
Voir la liste des contributeurs.
La version présentée ici à été extraite depuis cette source le 13/11/2008.
Ce texte est disponible sous les termes de la licence de documentation libre GNU (GFDL).
La liste des définitions proposées en tête de page est une sélection parmi les résultats obtenus à l'aide de la commande "define:" de Google.
Cette page fait partie du projet Wikibis.