Traitement du combustible usé

Traitement du combustible usé

Traitement du combustible nucléaire usé

Le traitement du combustible nucléaire 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 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 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 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.

Sommaire

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 nécesaires à la mise en oeuvre 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 oeuvre:

  • 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 requierent 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) ainsi que 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 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

Notes et références de l'article

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

Voir aussi

Articles connexes

Liens et documents externes

  • Portail de l’énergie Portail de l’énergie
Ce document provient de « Traitement du combustible nucl%C3%A9aire us%C3%A9 ».

Wikimedia Foundation. 2010.

Contenu soumis à la licence CC-BY-SA. Source : Article Traitement du combustible usé de Wikipédia en français (auteurs)

Поможем решить контрольную работу

Regardez d'autres dictionnaires:

  • 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… …   Wikipédia en Français

  • Combustible Mox — Le combustible MOX est un combustible nucléaire fabriqué à partir du plutonium et de l uranium appauvri. Le terme MOX est l abréviation de : « Mélange d OXydes ». Le combustible MOX contient du dioxyde d uranium (UO2) et du dioxyde …   Wikipédia en Français

  • Combustible Nucléaire — Schéma simplifié de la filière nucléaire Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des matières fissiles (uranium, plutonium…), fournit l énergie dans le cœur d un réacteur nucléaire en entretenant la réaction nucléaire en chaîne …   Wikipédia en Français

  • Combustible nucleaire — Combustible nucléaire Schéma simplifié de la filière nucléaire Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des matières fissiles (uranium, plutonium…), fournit l énergie dans le cœur d un réacteur nucléaire en entretenant la réaction… …   Wikipédia en Français

  • Traitement des déchets radioactifs — Déchet radioactif Production de déchets de la filière électronucléaire Un déchet radioactif est une matière radioactive dont aucun usage n est prévu et dont la dispersion dans l environnement n est pas autorisée. Les déchets radioactifs couvrent… …   Wikipédia en Français

  • Combustible MOX — Le combustible MOX (ou MOx) est un combustible nucléaire constitué d environ 7 % de plutonium et 93 % d uranium appauvri. Le terme MOX est l abréviation de « Mélange d OXydes » (ou Mixed OXides en anglais) car le combustible… …   Wikipédia en Français

  • Combustible nucléaire — Schéma simplifié de la filière nucléaire Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des matières fissiles (uranium, plutonium…), fournit l énergie dans le cœur d un réacteur nucléaire en entretenant la réaction nucléaire en chaîne de… …   Wikipédia en Français

  • Retraitement du combustible nucléaire — Traitement du combustible nucléaire usé Le traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) est un procédé chimique visant à la séparation des éléments potentiellement réutilisables (l uranium et le… …   Wikipédia en Français

  • Uranium de traitement — Traitement du combustible nucléaire usé Le traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) est un procédé chimique visant à la séparation des éléments potentiellement réutilisables (l uranium et le… …   Wikipédia en Français

  • Cycle du combustible nucléaire en France — Le cycle du combustible nucléaire en France, est l ensemble des opérations destinées à fournir du combustible aux réacteurs nucléaires français puis à gérer le combustible irradié. Ces opérations compennent : l extraction du minerai, la… …   Wikipédia en Français

Share the article and excerpts

Direct link
Do a right-click on the link above
and select “Copy Link”