État actuel du recyclage des combustibles par les câbles électriques

Le recyclage du combustible par réacteur à eau pressurisée (REP) repose aujourd'hui principalement sur le procédé PUREX — Plutonium et extraction d'uranium — une méthode d'extraction liquide-liquide qui sépare le plutonium et l'uranium des produits de fission du combustible nucléaire usé.PUREX est exploité industriellement depuis des décennies, en particulier en France à l'usine de La Hague, mais il produit de grands volumes de déchets radioactifs liquides et soulève des préoccupations de prolifération importantes dues à la séparation du plutonium pur.Le procédé atteint des taux de récupération élevés (jusqu'à 99,5 % pour le plutonium et l'uranium), mais le combustible mixte d'oxyde (MOX) qui en résulte, bien qu'utilisé dans certains réacteurs, ne représente qu'une fraction de la demande mondiale de combustible.

Le processus PUREX en détail

Le PUREX consiste à dissoudre le combustible usé dans l'acide nitrique, puis à contacter la solution avec un solvant organique (phosphate de tributyle dans un diluant) à une série d'étapes d'extraction et de décapage. L'uranium et le plutonium sont extraits sélectivement, tandis que des produits de fission hautement radioactifs et des actinides mineurs restent dans le raffinate aqueux, qui doit être vitrifié pour être éliminé géologiquement. Le principal inconvénient au-delà du risque de prolifération est la production de flux secondaires de déchets — produits de dégradation des solvants organiques, solutions de lavage contaminées et déchets liquides de haute activité qui nécessitent une manipulation complexe.

Technologies émergentes de retraitement des combustibles

Les chercheurs et les équipes de génie nucléaire du monde entier se penchent sur des méthodes de retraitement alternatives qui répondent aux limites de PUREX : réduction du volume des déchets, résistance à la prolifération et capacité de recyclage d'une plus large gamme d'actinides.

Processus aqueux avancés

Des systèmes de production aqueuse avancés tels que UREX+ (Uranium Extraction Plus) ont été développés dans les laboratoires nationaux des États-Unis, y compris le Laboratoire national Idaho. Les variantes UREX+ sont conçues pour séparer l'uranium seul ou pour co-extraire plusieurs actinides sans isoler le plutonium pur, ce qui accroît la résistance à la prolifération. Par exemple, le procédé UREX+1a produit un produit contenant du plutonium, du neptunium et de l'americium ensemble, qui peut être fabriqué en un nouveau combustible pour réacteurs rapides. Le procédé COEX (COEXtraction), piloté en France, coprécipe de même l'uranium et le plutonium ensemble, éliminant un flux de plutonium pur.

Limites des méthodes aqueuses

Malgré leurs améliorations, les procédés aqueux avancés dépendent toujours de l'extraction des solvants en phase organique, de la production de déchets mixtes et de la nécessité de grandes empreintes végétales, mais ils fonctionnent également à des températures relativement basses, ce qui limite la solubilité de certains éléments et nécessite de multiples cycles d'extraction pour atteindre un niveau élevé de récupération.

Pyrotraitement: Raffinage électrochimique à haute température

Le pyrotraitement est une solution de remplacement qui utilise des sels fondus et l'électrolyse pour séparer les actinides des produits de fission à des températures de 500 à 800 °C. Développé principalement par le Laboratoire national d'Argonne pour le concept de réacteur rapide intégré (IFR) dans les années 80-1990, le pyrotraitement traite le combustible dans un électrolyte de sel fondu (généralement eutectique de LiCl-KCl) en utilisant une série d'étapes d'électroraffinage. L'uranium est déposé sur une cathode solide, tandis que les transuraniques (plutonium, neptunium, americium, curium) collectent dans une cathode liquide au cadmium. Les produits de fission restent dans le sel ou sont recueillis dans le panier d'anode.

L'Institut coréen de recherche sur l'énergie atomique (KAERI) a activement développé le pyrotraitement du combustible usé PWR, avec une installation de démonstration technique à grande échelle en cours de planification. Corée du Sud Le procédé avancé de conditionnement du combustible usé (ACP) vise à convertir le combustible oxyde PWR en combustible métallique par une étape de réduction, suivie par l'électroaffinage. Le combustible métallique peut alors servir de matière première pour un réacteur rapide, créant un cycle de combustible fermé. Cependant, des défis subsistent : le pyrotraitement , la contamination du produit par des traces de sel peut compliquer la fabrication à distance, et les champs de rayonnement élevés nécessitent des cellules chaudes entièrement blindées, augmentant les coûts en capital.

Réacteurs de génération rapide et cycles de combustible fermés

Dans un cycle de combustible fermé, le combustible PWR usé est retransformé en nouveaux éléments combustibles pour un réacteur rapide, qui produit à son tour son propre combustible usé qui peut être recyclé. La France (avec les réacteurs Phénix et Superphénix, maintenant fermé) et la Russie (avec le BN-600, le BN-800 et le BN-1200 à venir) ont exploité des réacteurs rapides utilisant du combustible MOX recyclé. La stratégie du cycle de combustible fermé de la Russie, qui comprend le traitement pyrotechnique intégré au Centre pilote de démonstration près de Zheleznogorsk, vise à obtenir une équivalence de radiation, ce qui signifie qu'après 200 ans, la radiotoxicité des déchets est comparable à celle du minerai d'uranium d'origine.

Le Forum international de la génération IV (GIF) a identifié les systèmes de réacteurs rapides avec cycles de combustible fermés comme une priorité pour l'énergie nucléaire durable, six des quatorze pays membres de la GIF développant activement des technologies de retraitement. Le projet de développement de la technologie de cycle de réacteur rapide (FACT) et le programme de réacteur de génération rapide (PFBR) de l'Inde reposent tous deux sur un retraitement avancé pour leur approvisionnement en combustible à long terme.

Défis et obstacles réglementaires

Au-delà des questions techniques, l'avenir du recyclage des combustibles PWR dépend des régimes de non-prolifération, de l'acceptation publique et des stratégies de dépôt des déchets.L'Initiative de réduction de la menace mondiale du Département de l'énergie des États-Unis souligne la nécessité de limiter l'accès au plutonium séparé; en conséquence, toute technologie de retraitement qui produit du plutonium pur est politiquement difficile.La communauté internationale, par l'intermédiaire de l'AIEA, soutient le développement de méthodes de retraitement résistantes à la prolifération, mais la définition de la résistance à la prolifération - , , , , est toujours difficile à tous les pays.

Considérations économiques

Le coût du retraitement du combustible PWR est actuellement beaucoup plus élevé que celui de l'élimination directe, surtout lorsque les prix de l'uranium sont bas. L'Association Nucléaire Mondiale estime le coût du retraitement à environ 1 000 à 1 500 $ par kg de métaux lourds (y compris le conditionnement et l'élimination des déchets), comparativement à environ 500 $ par kg pour le stockage à long terme et l'élimination finale du combustible usé. Pour justifier le retraitement économique, les pays doivent généralement : a) avoir une pénurie de ressources en uranium, b) exploiter un parc de réacteurs rapides pour utiliser pleinement le combustible recyclé, ou c) mettre une grande valeur à la réduction des déchets nucléaires à long terme.

Impact mondial et stratégies spécifiques à chaque pays

Plusieurs pays investissent activement dans les technologies de recyclage de la prochaine génération, chacune ayant des motivations et des délais distincts.

France

France , Orano (anciennement Areva) exploite l'usine de retraitement de La Hague, qui a une capacité de 1700 tonnes par an et a retransformé plus de 30000 tonnes de combustible usé depuis les années 1970. Le combustible MOX en résultant est utilisé dans environ 40 réacteurs à eau pressurisée en France, représentant environ 10% de l'électricité nucléaire du pays. Orano développe également le processus COEX comme futur remplacement de PUREX, avec une installation pilote prévue pour les années 2030.

Russie

Russie Rosatom poursuit un cycle complet de combustible fermé basé sur le réacteur rapide BN-1200 et le MBIR (réacteur de recherche à neutrons rapides polyvalents).Le Centre de démonstration pilote (PDC) près de Tomsk est conçu pour démontrer le pyrotraitement du combustible MOX usé à partir de réacteurs rapides, en vue d'un cycle zéro déchet où seuls les produits de fission sont éliminés.

Japon

Le Japon a investi massivement dans l'usine de retraitement de Rokkasho, qui devrait reprendre ses activités en 2025 après des années de retards et de mises à niveau réglementaires. L'installation utilise un procédé PUREX modifié pour récupérer de l'uranium et du plutonium pour la fabrication de combustible MOX pour les réacteurs à eau légère existants.

États-Unis

Les États-Unis n'ont pas d'installations commerciales de retraitement, mais le ministère de l'Énergie finance la recherche dans les laboratoires nationaux sur le retraitement avancé, notamment au Laboratoire national Idaho et à Argonne. L'accent est actuellement mis sur l'élaboration de stratégies de gestion intégrée des déchets plutôt que sur la construction de nouvelles usines de retraitement.

Inde

L'Inde, qui possède peu de réserves nationales d'uranium mais qui possède un thorium abondant, poursuit un programme d'énergie nucléaire en trois étapes qui comprend le retraitement de combustibles usés de type PWR (à partir de réacteurs d'uranium enrichi importés) et, éventuellement, des cycles de combustible à base de thorium. L'Inde a construit des usines de retraitement à petite échelle utilisant PUREX et met au point des technologies de séparation avancées pour les petits actinides.

Les concepts innovants de demain

La recherche à long terme vise à des systèmes de recyclage intégrés qui combinent la fabrication de combustible, l'exploitation de réacteurs et le retraitement sur un seul site, réduisant ainsi le transport des matières nucléaires.Le concept de réacteur à sel de MSR facilite intrinsèquement le retraitement en ligne parce que le combustible est dissous dans le sel. Les concepteurs de MSR envisagent l'élimination continue des produits de fission par l'hélium bouillonnant ou par des processus de volatilité du fluorure, laissant les actinides dans le sel à consommer.

Un autre concept novateur est le retraitement direct de la pile à combustible au méthanol (DMFC), qui utilise un solvant à base de méthanol pour extraire sélectivement les actinides à température ambiante. Bien qu'il s'agisse d'un travail universitaire de niche, les premières recherches menées à l'Université de Cambridge montrent des promesses de réduction des déchets de solvants organiques et d'exploitation sans phosphate tributyle toxique.

Presse isostatique chaude du combustible recyclé

Les progrès dans le conditionnement des déchets, comme le pressage isostatique à chaud (PHI) des résidus de combustible retraités en composites résistants à la vitrification, sont également intégrés dans les flux de retraitement. HIP peut encapsuler les résidus de produits de fission dans une matrice stable sans avoir besoin de fours à vitrification, réduisant ainsi les déchets secondaires.

Conclusion et perspectives

L'avenir du recyclage et du retraitement des combustibles PWR n'est pas une technologie unique, mais une famille de processus interdépendants, chacun adapté aux priorités nationales et aux flottes de réacteurs. Les méthodes aqueuses avancées comme UREX+ et COEX offrent une voie évolutive de PUREX avec une meilleure résistance à la prolifération, tandis que le pyrotraitement est une promesse à long terme pour les cycles de combustible compacts intégrés.

La collaboration internationale, par l'intermédiaire du programme INPRO de l'AIEA, du Forum international Génération IV et des accords bilatéraux entre la France, la Russie, le Japon et les États-Unis, sera essentielle pour normaliser les approches en matière de sûreté, partager les coûts de recherche et mettre au point des garanties solides.À mesure que les ressources en uranium seront limitées et que la poussée vers la décarbonisation s'intensifiera, l'incitation au recyclage du combustible PWR augmentera.

Pour plus de détails, voir l'Association Nucléaire Mondiale vue d'ensemble du traitement du combustible nucléaire usé et les ressources de l'AIEA sur le retraitement du combustible usé. Des rapports techniques détaillés sur le traitement du pyrocarbure sont disponibles auprès du Laboratoire National d'Argonne Étude de la technologie de traitement du pyrocarbure.