L’option du retraitement du combustible usé
Piscine d’entreposage de la Hague
Les assemblages de combustible usé en provenance des réacteurs français sont entreposés durant 3 à 5 ans dans des grandes piscines à l’usine de la Hague, en attendant d’être retraités. Les assemblages qui ne sont pas retraités sont entreposés dans d’autres piscines souvent proches des réacteurs où ils attendent qu’une décision soit prise sur leur sort. Tel est le cas des combustibles usés des réacteurs américains, dont les piscines d’entreposage commencent à être pleines, ce qui nécessite d’entreposer les plus anciens à sec.
© AREVA/ Taillat (Jean-Marie)
Le retraitement du combustible usé est dérivé d’un procédé initialement développé pour extraire du plutonium à des fins militaires, le procédé PUREX. Tel qu’il est mis en œuvre à l’échelle industrielle, il se limite aujourd’hui à la séparation de l’uranium et du plutonium.Une fois séparés, l’uranium et le plutonium sont considérés comme des matières valorisables. Le résidu extrêmement radioactif est considéré comme de véritables déchets constitués de produits de fission et d’actinides mineurs. L’extraction du plutonium divise par environ 10 le volume et la toxicité radioactive des déchets de haute activité. Il permet certes de valoriser le plutonium et l’uranium appauvri voire l’uranium de retraitement après ré-enrichissement. Mais, si ce plutonium n’est pas destiné à être brûlé en réacteur, il devient le principal déchet. Il faut alors prévoir des installations de stockage géologique beaucoup plus considérables que celles nécessaires pour les seuls produits de fission et actinides mineurs.
La séparation du plutonium n’est justifiée que si ce dernier doit être réutilisé. Extraire cet élément hautement radiotoxique pour finalement le stocker en profondeur ailleurs n’aurait guère de sens. La plus grande partie du plutonium produit par les réacteurs français sert actuellement à fabriquer un combustible mixte : le Mox. Cette solution modérément est efficace pour consommer le plutonium.
L’uranium peu radioactif constitue 95 % de la masse du combustible usé. Sa séparation réduit sensiblement le volume des déchets. Les installations qu’il faudra finalement construire pour stocker les verres seront moins importantes et moins coûteuses que dans le cas du combustible usé non retraité.
Réduction du volume des déchets
Le retraitement mis en œuvre à la Hague a permis de diviser en 20 ans le volume des déchets par 6. Les déchets occupent maintenant quatre fois moins de place que le combustible laissé dans l’état. Si le volume des déchets les plus radioactifs (les verres de type HA) a peu varié, les volumes des déchets technologiques liés aux opérations de retraitement et des déchets de structure de type MAVL (coques, embouts) ont beaucoup diminué. On notera l’abandon des bitumes.
© AREVA (Source CNE).
Les résidus très radioactifs du retraitement sont vitrifiés, c’est-à-dire incorporées au sein d’une matière vitreuse capable de piéger la radioactivité durant des millénaires. Cette matière vitreuse est très résistante aux radiations et aux agressions chimiques.
Le retraitement du combustible provenant des réacteurs civils est actuellement pratiqué dans deux installations industrielles, à la Hague en France et Sellafield en Angleterre. Une troisième usine est en cours de démarrage à Rokashomura au Japon. Il existe également des installations pour le nucléaire militaire. En France, les matières d’origine militaires sont traitées dans une unité spéciale de la Hague.
Réduction de la toxicité des déchets
Un des objectifs de la gestion des déchets est de réduire la toxicité des déchets destinés au stockage. De ce point de vue, les déchets vitrifiés allégés de leur plutonium (verres classiques) présentent un clair avantage sur le combustible stocké directement dans l’état. L’avantage serait encore plus marqué pour des verres qui seraient débarrassés de leurs actinides et qui ne mettraient que « 300 ans » à retrouver la radiotoxicité de l’uranium naturel dont ils sont issus. Cela ne sera pas possible avec les verres déjà produits.
© IN2P3 (Source CEA).
Vers un retraitement poussé. Des projets de réacteurs dits de quatrième génération sont à l’étude. Certains seraient capables de régénérer leur combustible et de brûler non seulement le plutonium mais les actinides. Le retraitement du combustible deviendrait incontournable avec la plupart des concepts de réacteurs de quatrième génération qui remplaceraient vers 2040 les réacteurs actuels à uranium et neutrons lents.
Ce retraitement du futur, plus poussé que celui du procédé actuel, irait jusqu’à la séparation des actinides et de certains produits de fission à vie longue. Il serait alors possible de détruire ces éléments dans des installations spécialisées ou de les conditionner dans des matériaux adaptés. Le retraitement est sans doute la clé pour un nucléaire plus propre. Dans cette perspective, la position des États-Unis a été longtemps réticente mais a évolué depuis la fin des années 1970 (l’Administration Carter craignait que le plutonium serve à confectionner des bombes atomiques). Les États-Unis conservent un droit de regard sur l’usage du plutonium produit, la plupart des réacteurs étant construits avec des licences américaines.
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