| I. LES MATIÈRES > LA CHAÎNE URANIUM - PLUTONIUM > GESTION DES COMBUSTIBLES IRRADIÉS |
I. LA SITUATION ACTUELLE
I.A. Entreposage/stockage des combustibles irradiés
Les sites d'entreposage actuels sont les suivants : les piscines de déchargement qui équipent pratiquement toutes les centrales, les piscines de La Hague, les piscines des centres de recherche (Saclay, Grenoble et Cadarache), les piscines des ports militaires xx (Cherbourg, L'Ile Longue, et Toulon), deux massifs en béton à Saclay, et Cascad, un système de stockage à sec, dans des puits, situé à Cadarache.
Sur les sites des centrales d'EDF, la capacité totale s'élève à 4000 t. En 1998, la capacité libre s'élevait à 1100 t. " En cas d'arrêt immédiat des évacuations de combustibles irradiés vers La Hague, par exemple à la suite d'un blocage des transports, ces capacités d'entreposage sur site seraient saturées en un an " [Bataille 98, p. 62].
Les principaux déchets engendrés par l'entreposage des combustibles irradiés
sont les résines et les cartouches Nymphéas, utilisées pour épurer l'eau
des piscines. Une perte d'eau de refroidissement, ou une coupure de l'approvisionnement
en électricité qui permet le refroidissement de l'eau d'une piscine d'entreposage
avant que le combustible ne soit bien refroidi pourraient provoquer une
fuite catastrophique de produits de fission et de transuraniens.
I.B. Retraitement des combustibles irradiés
I.B.1. LE PROCEDE HUMIDE
Les usines françaises comme les autres installations de retraitement industrielles
utilisent le procédé Purex (Plutonium and Uranium Recovery by Extraction).
Les grandes lignes du retraitement sont les suivantes : les gaines sont
enlevées par procédés chimique, mécanique ou cisaillage-dissolution. Pour
ce dernier procédé, utilisé actuellement à La Hague, les assemblages de
combustible sont cisaillés et trempés dans un bain d'acide nitrique. Les
tronçons de métal provenant des gaines, qui ne se dissolvent pas, sont
retirés. On obtient une solution acide qui contient un mélange de plutonium,
d'uranium, de transuraniens et de produits de fission. Le plutonium et
l'uranium sont extraits ensemble de cette solution en utilisant un solvant
organique, d'ordinaire du tributyl-phosphate (TBP) mélangé à un diluant,
le dodécane. On obtient une solution organique contenant la plus grande
partie du plutonium et de l'uranium. Les produits de fission et les autres
transuraniens restent dans la solution aqueuse.
Le plutonium et l'uranium sont séparés l'un de l'autre par réduction du plutonium.
Le plutonium sous forme de nitrate de plutonium est aujourd'hui épuré par extraction et réextraction liquide-liquide et concentré par évaporation. Il est ensuite précipité dans une solution sous forme d'oxalate. L'oxalate peut être transformé en métal ou en oxyde de plutonium. Pour le métal, on calcine l'oxalate de plutonium et l'on effectue une fluoration au moyen d'acide fluorhydrique gazeux. Ensuite, on réduit le fluorure en utilisant du calcium (calciothermie). Pour ce qui concerne l'oxyde, l'oxalate est filtré, essoré, séché et ensuite calciné.
L'uranium sous forme de nitrate d'uranyle est épuré par extraction liquide-liquide en plusieurs étapes pour éliminer les produits de fission, et la solution est concentrée après chaque étape.
La première opération de retraitement en France a été effectuée au Bouchet. Fontenay-aux-Roses est ensuite devenu le centre de recherche dans ce domaine. Actuellement, le CEA a transféré la recherche vers la nouvelle installation Atalante à Marcoule. Des pilotes ont fonctionné à Fontenay, à Marcoule et à La Hague. Des installations industrielles sont en service à La Hague et ont fonctionné jusqu'en 1997 à Marcoule.
Les déchets du retraitement sont décrits dans le chapitre sur La Hague.
I.B.2. LE PROCEDE SEC
Entre 1957 et 1981, le CEA et Péchiney Ugine Kuhlmann (PUK) ont mené des études sur un procédé alternatif, par voie sèche, notamment en utilisant des alliages d'uranium très enrichi (UAl, UZr) et du combustible pour réacteurs à neutrons rapides.
Le procédé comprenait la transformation de l'uranium en hexafluorure d'uranium.
L'expérimentation se déroulait à Fontenay-aux-Roses, notamment dans la cellule Attila et dans les établissements Kuhlmann à Brignoud (Isère). La commission Castaing a noté que, par rapport au procédé Purex, la voie sèche " présente certains avantages ", tels qu'un volume inférieur de déchets et l'absence de déchets liquides. Pourtant, la France a abandonné ce projet avant même l'achèvement des études de R&D. Actuellement, les études sur la voie sèche sont relancées dans le cadre de l'initiative séparation-transmutation.
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