Traitement du combustible nucléaire usé

Le traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) est un procédé chimique de traitement de déchets radioactifs visant à séparer des éléments potentiellement réutilisables tels que 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 tandis 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 également été développée dans le cadre d'un programme non abouti de développement d'une filière Réacteurs à neutrons rapides.

Depuis la fin du XX^e siècle, 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 (dit MOX) utilisable comme combustible dans un réacteur électrogène.
Dans certains pays, l'uranium de retraitement (URT) fait également 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) actuellement 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. Des étapes préalables sont nécessaires à la mise en œuvre du procédé :

• élimination des gaines (par cisaillage - dissolution par exemple) ;
• dissolution du combustible irradié dans l'acide nitrique ;
• récupération des solides insolubles ;

PUREX est alors mis en œuvre:

• 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.

Les dernières étapes d'obtention de l'uranium et du plutonium sont post PUREX et requièrent des procédés spécifiques. 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 actuellement en cours de développement : des procédés en voie aqueuse (UREX, TRUEX, DIAMEX, SANEX, UNEX, THOREX, GANEX) ainsi que 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 Maïak 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 aux États-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

Risques

Le traitement du combustible nucléaire usé conduit à isoler le plutonium (et l'uranium) des autres actinides. Les États-Unis considère que ce procédé - intitulé séparation PUREX - comporte un risque de prolifération nucléaire.

Outre les risques de vol ou trafic de matière fissile, ou d'accident durant le transport des déchets à retraiter, le traitement lui même comporte les risques liés à la manipulation de matériaux radioactifs et toxiques. Des accidents sont possibles.

Accidents majeurs

Ainsi a-t-on découvert 83 000 litres de matière radioactive le 19 avril 2005, dans une enceinte en béton armé de l’usine de traitement Thorp de Sellafield, qui faisait suite à une rupture de canalisation non détectée durant plusieurs mois. 200 kg de plutonium en solution dans l'acide nitrique s'étaient écoulés le long d'une cuve et accumulés dans une lèchefrite, avec un risque d'accident de criticité. L'enquête a conclu que l'uranium et le plutonium s'étaient ainsi écoulés environ 9 mois au sol puis dans le puisard^[2]. Un rapport de 28 pages a été publié et mis en ligne^[3], concluant l'enquête demandée par l'autorité de sûreté britannique (HSE/ND^[4]). L'entreprise, poursuivie pour non-respect de trois autorisations concernant respectivement la « sûreté, les mécanismes, appareils et circuits », les « instructions opératoires » et les « fuites et pertes de matériaux radioactifs ou de déchets radioactifs » a du payer 500 000 £ d'amendes plus environ 68 000 £ de frais de procédures. Environ 19 tonnes d’uranium et 160 kilogrammes de plutonium (sur 200 kg selon l'IRSN) dissous dans de l’acide nitrique ont été récupérés par pompage dans le puisard du réservoir hors de l’usine désormais fermée de Thorp. Selon l'IRSN, c'est un « excès de confiance dans la conception de l’usine » et « une culture de sûreté insuffisante » qui seraient à l’origine de ces défaillances. L'accident a été classé au « niveau 3 » sur l'échelle INES. L'usine jumelle de la Hague a modifié ses procédures pour éviter ce type d'accident.

Notes et références de l'article

Voir aussi

Articles connexes

• Gestion des déchets radioactifs en France

Bibliographie

• WENRA, Groupe de travail sur les déchets et le démantèlement (WGWD) ; Waste and spent fuel storage safety reference levels report (version 2.1)(WENRA harmonized storage reference levels report), Février 2011, PDF, en anglais, 47 pages

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