Performances du retraitement

Progrés réalisés, améliorations à venir

Lors de son démarrage en 1976, la production annuelle de l’usine de la Hague s’élevait à quelques tonnes de combustible usé traité. Après un maximum en 1997, elle atteignait 1100 tonnes en 2004. Ceci mesure le chemin parcouru. La production des combustibles étrangers a ensuite décru. L’Allemagne a terminé le retraitement de ses déchets en 2010. Le Japon également qui ayant construit sa propre usine à Rokashomura n’expédie plus ses combustibles usés à la Hague.

Le procédé PUREX est un procédé éprouvé, qui a fait l’objet au cours du temps de nombreuses améliorations techniques. Grâce à la sélectivité du solvant utilisé pour l’extraction (phosphate tributylique), le taux de récupération de l’uranium et du plutonium est proche de 99,9 %. Les performances, en termes de récupération de l’uranium et du plutonium, sont excellentes.

Le traitement des combustibles MOX usés, réputés difficiles en raison de leur plus grande radioactivité sont devenus une réalité industrielle depuis 2004. Il est en principe possible de recycler une seconde fois le plutonium dans du combusticle MOX, puis en réacteur. Cette possibilité n’est pas envisagée pour les réacteurs REP actruels, mais pourrait l’être avec les réacteurs EPR.

Réduction du volume des déchets, des rejets dans l’environnemen.

Un acquis important est celui de la réduction de volume des déchets malgré l’augmentation du volume des combustibles usés traités. Le compactage des déchets solides (notamment les morceaux de gaine qui contiennent le combustible) réduit considérablement les volumes.des déchets de moyenne activité (MAVL). Ceux-ci dégageant peu de chaleur, cette réduction de volume facilitera leur stockage.

Les usines de retraitement rejettent une petite quantité d’effluents radioactifs gazeux ou liquides (tritium notamment) dans l’eau de mer à la Hague. Aucun rejet solide n’est autorisé. Les rejets gazeux et liquides doivent rester en en dessous de limites légales. Ils sont suivis et surveillées par des organismes européens indépendants. En même temps que la production augmentait, les quantités de ces rejets dans l’environnement (en dehors du tritium) ont décru d’une manière impressionnante grâce aux dispositions prises. Ces rejets se situaient en 2004 à environ 1% des valeurs autorisées.

Dans le cadre des lois de 1991 et 2006, des recherches visent à réduire les rejets résiduels restants :

– Technétium : La présence de ce produit de fission à vie longue limite les performances de l’extraction et la séparation de l’uranium et du plutonium, car ce technétium a tendance à suivre le parcours de l’uranium. Grâce aux recherches menées, des solutions industrielles sont proposées qui permettraient d’en récupérer 99 % du au lieu de 90% actuellement.
– Iode-129 : Ce produit de fission à vie très longue (sa période radioactive est de 15 millions d’années) est libéré lors du cisaillage et de la dissolution. Imparfaitement piégé, il passe en partie dans l’environnement. Cet iode-129 est très peu radioactif. Le dégazage spécifique et le piégeage de l’iode permettraient d’en récupérer 99% au lieu de 90% actuellement.
– Tritium : Le tritium est particulièrement peu radiotoxique (2600 fois moins que l’iode-129) mais aucune solution ne se dégage pour son piégage. Rappelons que le tritium est aussi produit naturellement par le rayonnement cosmique.

Un procédé éprouvé et bien rôdé comme le procédé PUREX est difficile à changer. La production des déchets de haute activité, sous forme de verres, est figée. Il n’est pas envisagé à court terme de mettre à profit les recherches actuelles sur la séparation plus complète des radioéléments présents dans ces déchets comme les actinides mineurs.