Retraitement du combustible - Principales opérations

Le devenir des combustibles decharges des reacteurs nucleaires constitue pour l’industrie nucleaire une des preoccupations majeures , avec comme alternative leur retraitement ou leur stockage definitif en l’etat (stockage direct). Le choix entre ces deux strategies comporte des enjeux d’ordre politique, economique et ecologique. Contrairement au stockage direct, le retraitement — expression abregee tiree de l’anglais « reprocessing » pour « traitement des combustibles irradies » — presente, certes au prix d’operations tres complexes, le double interet de recuperer, a un degre de purete autorisant leur recyclage dans de nouveaux combustibles, les matieres nucleaires energetiques (uranium, plutonium ; thorium le cas echeant) et de conditionner les dechets radioactifs sous la forme la mieux adaptee a leur stockage definitif, avec une reduction significative de leur volume total et de leur radiotoxicite. Cette solution ouvre egalement la voie a une reduction encore plus importante de la nuisance potentielle a long terme des dechets en separant de maniere plus complete les elements radioactifs a vie longue et en les transmutant en elements stables ou a vie courte. A l’origine, le retraitement a eu pour unique but l’obtention de plutonium destine a la fabrication d’armes nucleaires. Le developpement du retraitement a des fins civiles est etroitement lie a celui des reacteurs electronucleaires, en tenant compte notamment des quantites et des caracteristiques des combustibles irradies decharges et des besoins en matieres energetiques. Actuellement, les reacteurs a eau ordinaire constituent la grande majorite du parc electronucleaire mondial et la totalite du parc francais, si l’on excepte le reacteur prototype a neutrons rapides Phenix, depuis l’extinction de la filiere a uranium naturel graphite-gaz en 1994 et l’abandon du reacteur a neutrons rapides Superphenix en 1998. Le procede PUREX (Plutonium Uranium Refining by Extraction), consistant a une mise en solution nitrique du combustible irradie suivie d’une serie d’extractions selectives par le phosphate tributylique, a rapidement supplante tous les autres. Il reste depuis pres de cinquante ans a la base des procedes retenus dans les installations industrielles. C’est le cas actuellement pour les usines en service (La Hague en France et Sellafield au Royaume-Uni), ou en construction (Rokkasho-Mura au Japon), dediees au retraitement des combustibles des reacteurs a eau ordinaire. Cette premiere partie, consacree a la description des principales etapes du procede, allant de la reception des combustibles a l’elaboration des produits finis (uranium et plutonium), est axee sur leur mise en œuvre dans ces usines, en mentionnant cependant les principales variantes qui ont ete utilisees dans des installations anterieures ainsi que les aspects specifiques du retraitement d’autres types de combustibles, en particulier ceux des autres reacteurs qui ont ete developpes en France : uranium naturel graphite-gaz et neutrons rapides. Nota : L’etude complete du sujet comprend les articles : — Retraitement du combustible- Principales operations – Retraitement du combustible. Principales operations (le present article) ; Retraitement du combustible- Traitement des dechets – Retraitement du combustible. Traitement des dechets ; — Retraitement du combustible- Procedes, ingenierie et usines – Retraitement du combustible. Procedes, ingenierie et usines ; — Doc. BN 3 653 – Retraitement du combustible.