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Retraitement combustible usé

Le traitement des déchets très radioactifs à la Hague

Le retraitement de l’uranium irradié a été développé durant la seconde guerre mondiale puis la guerre froide pour en extraire le plutonium destiné aux bombes atomiques. Ces procédés ultra-sensibles sont restés longtemps secrets et le retraitement reste au cœur des questions de non prolifération. Son application à l’atome civil fait aujourd’hui l’objet de contrôles et de règlements très stricts portant notamment sur la nature et la quantité des matières retraitées. Les opérations dans une usine comme celle de la Hague sont suivies en permanence par les caméras d’organismes internationaux comme l’AIEA et l’EURATOM.

Usine de la Hague
L’usine de AREVA, à La Hague près de Cherbourg, est la plus grande installation industrielle de retraitement de combustibles usés au Monde. Il existe également d’autres usines en Angleterre, à Sellafield, en Russie et au Japon. A côté des unités de retraitement, L’usine de la Hague traite les combustibles usés en provenances des centrales françaises et de plusieurs pays étrangers principalement européens.
© AREVA ©

Le combustible usé des réacteurs civils contient du plutonium impropre à la fabrication de bombes atomiques. Faut-il considérer ces matières très radioactives comme des déchets ou non ? La question a fait l’objet de débats. Certains pays ont pris l’option de retraiter ce combustible comme le Japon et la France. Celle-ci possède à la Hague la plus grande installation à l’échelle mondiale.

Le retraitement dans sa version industrielle consiste à séparer l’uranium et le plutonium de déchets constitués de produits dont la plupart sont sans valeur énergétique. Rappelons que le combustible usé contient 95,5 % d’uranium et 1 % de plutonium, les 3,5 % restants étant composés de  produits de fission et actinides mineurs.

Séparer déchets et matières valorisables
L’objectif des opérations chimiques du retraitement est de séparer en trois parties les atomes présents dans les pastilles de combustible irradié : l’uranium qui contient encore 1% d’isotope 235 fissile et qui peut être recyclé ; le plutonium dont 70 % des noyaux sont fissiles et qui peut produire de l’énergie ; un résidu composé de produits de fission et d’actinides mineurs considéré comme déchets.
© IN2P3/Ires ©

Retraiter pour récupérer le plutonium présente peu d’intérêt si l’énergie nucléaire doit être abandonnée à court terme. Par contre, si l’on doit s’appuyer sur cette énergie, pour combattre l’effet de serre et répondre à la forte demande en énergie à venir de pays comme la Chine et l’Inde, un retraitement – sans doute différent de sa forme actuelle – paraît incontournable. Les concepts de réacteurs à venir de quatrième génération qui ambitionnent un nucléaire plus propre et plus économe des ressources envisagent presque tous de recycler donc de retraiter leurs combustibles.

Aujourd’hui le plutonium des réacteurs civils, impropre par sa composition à la confection des bombes atomiques, est incorporé dans le combustible de réacteurs et contribue à produire de l’énergie.

Répartition des déchets retraités en France
Le flux annuel de combustible usé sortant des centrales françaises est environ de 1200 tonnes par an. Sur ce total, environ 850 tonnes sont retraitées. EDF ne retraite pas en effet tout le combustible irradié, le nombre de tranches réacteurs capables de recycler le plutonium n’étant que de 20 alors qu’il en faudrait 28, Chaque année, 350 tonnes sont entreposées en piscine, dont 100 tonnes de MOX. L’intention affichée d’EDF est de retraiter à terme le combustible entreposé.
© IN2P3 ©

Le retraitement réduit d’une façon importante le volume des déchets accompagné d’un conditionnement sûr : presque toute l’activité se retrouve concentrée dans les résidus dont la masse représente seulement 3 à 5 % de celle du combustible ; ensuite, ces résidus sont enrobés dans des verres qui immobilisent très efficacement la radioactivité.

Le procédé PUREX de retraitement industriel actuel, en place depuis des années, pourrait être perfectionné. Les déchets vitrifiés ainsi produits, comportent deux composantes, qu’il serait intéressant de séparer avant un  stockage géologique : des produits de fission dont le césium-137 et le strontium-90 et les actinides mineurs. Les premiers sont responsables du dégagement de chaleur initial des déchets vitrifiés actuels, mais disparaissent en quelques siècles. A ces échelles de temps, courtes par rapport aux millénaires envisagés pour un centre de stockage, ils pourraient être conditionnés et traités à part.

Les actinides mineurs une fois séparés, pourraient être détruits par transmutation dans des réacteurs spécialisés . Il existe des projets, à échéance lointaine, pour de tels réacteurs. La transmutation est un processus difficile. Au final, le stockage géologique serait limité aux radioéléments de très longue durée de vie non transmutables.