Traitement des déchets nucléaires François Boo Raphaël Robin Traitement des déchets nucléaires Beznau La Hague

Sommaire Introduction I- Schéma du procédé PUREX II- Séparation U/Pu et purification A- Mise en solution nitrique B- Extraction par un solvant C- Cycle d’extraction D- Purification Conclusion

Introduction 1938 Otto Hahn : première fission 1942 Enrico Fermi : premier réacteur à fission 1951 production d’énergie contrôlée 1961 première centrale nucléaire civile 438 centrales dans 32 pays couvrant 17% des besoins mondiaux en électricité : States : 104 centrales France : 58 centrales Japon : 53 centrales Suisse : 5 centrales  40% de notre électricité ( 25 000 GWh )

Uranium constitué de 2 isotopes, U238 et U235 (<1%), dont seul U235 se prête à la fission 1 kg d’U235  22,5 GWh Eau : modérateur et moyen de refroidissement Problème abordé ici : que faire avec les déchets? Total des déchets produits dans le monde : 10 000 tonnes par an

Décroissance de l’activité des principaux radionucléides :

4% de produits de fission à haute activité  déchets ultimes Combustible usé : 4% de produits de fission à haute activité  déchets ultimes 95% d’uranium (principal. U238) 1% de plutonium recyclés dans les combustibles MOX

2 grands centres de traitement en Europe : La Hague (France) Sellafield (Angleterre)  utilisent le procédé PUREX Buts du retraitement : récupérer les matières énergétiques conditionner les déchets radioactifs pour leur stockage définitif réduction significative de la teneur en éléments à longue vie réduction significative (80%) de leur volume total

I- Schéma du procédé Purex

II- Séparation U/Pu et purification A- Mise en solution nitrique De l’U, du Pu et de divers actinides (ΔH= -420 kJ/kgU)

B- Extraction par un solvant Transfert de matière entre 2 liquides non miscibles Solution aqueuse (phase aqueuse) Un liquide organique (le solvant) → U et Pu dans le solvant Émulsion Après transfert, phases séparées par décantation et centrifugation Succession d’étapes, phases à contre-courant

Extractant : le phosphate tributylique (TBP) Bonne résistance à l’hydrolyse en milieu nitrique Résistance à la radiolyse (sous action des rayonnements) Opérations de séparation fondées sur les différences de stabilité de ces complexes Espèces métalliques de degré d’oxydation IV et VI plus fortement complexées par le TBP que celles de degré I, II, III, V → Plus extractibles

Le diluant Facilite la séparation des phases après émulsion Permet de limiter les pertes en TBP (solubilité dans phase aqueuse) Limite la concentration en matières nucléaires dans la phase organique

C- Cycle d’extraction

D- Purification Purification du plutonium Purification de l’uranium Pu obtenu à l’état d’oxydation III Subi plusieurs étapes de décontamination par des NOx PuO2 (état d’oxydation IV) Purification de l’uranium U obtenu subit 2 cycles d’extraction supplémentaires  nitrate d’uranyle UO2(NO3)2 contenant moins de 2% en U235 PuO2 et UO2(NO3)2  MOX Les solvants utilisés dans tout le procédé doivent également être recyclés !

Conclusion Procédé PUREX utilisé depuis plus de 40 ans Industrie du retraitement en sous-capacité Choix politique selon les pays : retraitement (France, Suisse) stockage définitif des déchets en l’état (USA)  suivi du plutonium produit (détournements…) Problème non résolu par ce procédé : enfouissement profond des déchets ultimes

Merci pour votre attention