Possibilité de retraitement et de réenrichissement du combustible nucléaire usé

Possibilité de retraitement et de réenrichissement du combustible nucléaire usé

Le combustible nucléaire usé, souvent considéré comme un déchet, est en fait une ressource qui contient encore plus de 95 % de la valeur énergétique du combustible d'uranium frais. Le retraitement et la réenrichissement sont des technologies qui récupèrent l'uranium et le plutonium inutilisés à partir de combustibles usés, les transforment en nouveaux éléments combustibles.Ces processus sont opérationnels depuis des décennies dans plusieurs pays, offrant une voie stratégique pour réduire les volumes de déchets, conserver l'uranium naturel et renforcer la sécurité énergétique.

Qu'est-ce que le combustible nucléaire usé?

Le combustible nucléaire usé est un combustible qui a été retiré d'un réacteur nucléaire après ne plus pouvoir supporter efficacement une réaction en chaîne. Bien qu'il soit appelé « dépensé », il est encore hautement radioactif et thermiquement chaud. Sa composition comprend :

• Uranium-238 (~93-95% en poids) – l'isotope fertile qui peut être transformé en plutonium.
• Uranium-235 (~0,8-1,2%) – l'isotope fissile qui alimente le réacteur, toujours présent à des concentrations légèrement supérieures aux niveaux naturels.
• Plutonium (~0,8-1,0%) – produit par capture de neutrons dans l'U-238, y compris les pu-239 et les pu-241 fissiles.
• Actinides mineurs (néptunium, americium, curium) et produits de fission (césium-137, strontium-90, technétium-99, etc.) – responsables de la majeure partie de la production de radioactivité et de chaleur.

La radioactivité et la chaleur intenses exigent que le combustible usé soit stocké dans des bassins refroidis ou des fûts secs pendant des décennies avant toute manipulation pour le retraitement. Sa gestion est un défi central pour l'expansion de l'énergie nucléaire, d'autant plus que les pays cherchent à minimiser les dépôts de déchets à long terme.

Motivation pour le retraitement et le réenrichissement

Au lieu de traiter le combustible usé comme des déchets jetables à haute teneur, le retraitement et la réenrichissement permettent la récupération de matériaux précieux.

• Efficacité des ressources:[ L'uranium naturel est une ressource finie. Le retraitement et la réenrichissement permettent de récupérer jusqu'à 96 % de l'uranium et du plutonium restants, ce qui allonge considérablement les réserves de combustible.
• Réduction du volume des déchets:[ L'élimination de l'uranium et du plutonium du combustible usé réduit le volume des déchets de haute activité qui nécessitent un stockage géologique profond d'environ 80 %.
• Radiotoxicité à long terme réduite: Les produits de fission se désintègrent en quelques centaines d'années, tandis que le plutonium et certains actinides mineurs restent dangereux pendant des centaines de milliers d'années.
• Sécurité énergétique: Les pays dont les ressources intérieures en uranium sont limitées peuvent devenir moins tributaires des importations en recyclant leur propre combustible usé.
• [ Bien que le retraitement soulève des préoccupations en matière de prolifération, des garanties avancées et des cadres internationaux visent à le rendre sûr.

Ces motivations ont entraîné des investissements dans les infrastructures de retraitement en France, en Russie, au Japon, au Royaume-Uni et en Inde, entre autres.

Technologies de retraitement

Processus PUREX

Le procédé PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by Extraction) est la technologie de retraitement la plus développée dans le commerce. Développé dans les années 1940, il utilise une série d'étapes d'extraction de solvants utilisant le phosphate tributyle dans un diluant organique. Le combustible usé est d'abord dissous dans l'acide nitrique, puis l'uranium et le plutonium sont séparés des produits de fission et des actinides mineurs. L'uranium et le plutonium sont ensuite purifiés et convertis en oxydes pour la fabrication de nouveaux combustibles.

Il existe des usines de PUREX à La Hague (France), Mayak et Seversk (Russie), Sellafield (Royaume-Uni) et Tokai (Japon) qui ont traité des milliers de tonnes de combustibles usés au cours de décennies. La technologie est bien éprouvée mais produit un flux de plutonium pur, ce qui soulève des préoccupations en matière de prolifération.

Pyrotraitement

Le traitement pyrotechnique, également connu sous le nom de traitement électrométallurgique, utilise des sels fondus et l'électroraffinage pour séparer les actinides des produits de fission. Il est particulièrement adapté aux combustibles métalliques et au traitement des combustibles des réacteurs rapides. Le procédé ne produit pas de flux de plutonium pur; il produit plutôt un mélange d'uranium, de plutonium et d'actinides mineurs qui résiste intrinsèquement à la prolifération.

Méthodes Aqueuses avancées

Pour réduire les risques de prolifération et améliorer la gestion des déchets, les procédés aqueux avancés combinent des éléments de PUREX avec des étapes de partitionnement.Par exemple, les procédés SANEX (Sélective ActiNide Extraction), DIAMEX (DIAMide Extraction) et GANEX (Groupe ActiNide Extraction) sont en cours de développement en Europe dans le cadre des programmes de recherche de l'Union européenne, visant à séparer les petits actinides avec le plutonium pour la transmutation dans des réacteurs rapides ou des systèmes à moteur d'accélérateur.

Réenrichissement de l'uranium recyclé

L'uranium retransformé (RepU) a une concentration en U-235 qui se situe généralement entre 0,8 % et 1,2 %, semblable à l'uranium naturel (0,711%) mais souvent légèrement supérieure.

• U-232 se désintègre en émetteurs gamma dures (thallium-208), blindage nécessaire et manipulation à distance pendant la fabrication du combustible.
• U-236 agit comme un absorbant de neutrons, réduisant la réactivité du combustible et nécessitant un enrichissement légèrement plus élevé en U-235, pour compenser.

Malgré ces impuretés, RepU peut être réenrichi à l'aide de la technologie standard d'enrichissement par centrifugeuse de gaz. Le processus consiste à alimenter l'uranium retransformé en cascades de centrifugeuse pour augmenter la concentration en U-235 aux niveaux de qualité du réacteur (généralement 3-5% pour les réacteurs à eau légère).

La réenrichissement n'est pas toujours économiquement concurrentiel par rapport à l'uranium frais faiblement enrichi provenant de sources naturelles, surtout lorsque le prix de l'uranium est faible. Cependant, il devient attrayant dans un cycle de combustible fermé où le prix de l'uranium est élevé, les coûts d'élimination sont internalisés ou la sécurité énergétique est prioritaire.

Déploiement mondial et paysage politique

France

La France exploite un cycle de combustible entièrement industriel fermé. Le combustible usé de ses 56 réacteurs est envoyé à l'usine de retraitement de La Hague (exploitée par Orano). Le plutonium récupéré est utilisé pour fabriquer du combustible mixte d'oxyde (MOX), qui est ensuite chargé dans environ 30% des réacteurs français. L'uranium rétraité est stocké ou envoyé pour réenrichissement en Russie. La politique de la France a réussi à réduire son volume de déchets de haute activité d'un facteur de 5 et à réduire sa charge de déchets à long terme.

Russie

La Russie possède une vaste expérience en matière de retraitement, en commençant par la production militaire de plutonium. L'usine RT-1 de Mayak retransmet le combustible usé des réacteurs VVER-440, des réacteurs navals et des réacteurs de recherche. A Seversk, une nouvelle installation de retraitement à grande échelle est en construction pour traiter le combustible VVER-1000. La Russie développe également le réacteur rapide BREST et une installation de retraitement connexe sur place dans le cadre de son programme «Proryv» (Brekthrough) pour réaliser un cycle de combustible entièrement fermé. Rosatom gère les plus grandes capacités de conversion et d'enrichissement au monde, y compris la réenrichissement de RepU.

Japon

Le Japon a depuis longtemps poursuivi un cycle de combustible fermé pour utiliser ses ressources énergétiques limitées. Il exploite actuellement une petite usine de retraitement à Tokai et met en service la grande usine de retraitement de Rokkasho (800 t/an). Le plutonium récupéré est destiné à la fabrication de combustible MOX, une usine de retraitement de MOX étant achevée à Rokkasho. Cependant, les retards opérationnels et l'élimination de l'énergie nucléaire après Fukushima ont ralenti les progrès.

Royaume-Uni

Le Royaume-Uni a exploité l'usine de retraitement à oxyde thermique (THORP) de Sellafield de 1994 à 2018, traitant plus de 7 000 tonnes de combustible oxyde pour les clients nationaux et étrangers. L'usine est actuellement déclassée. Le Royaume-Uni a également reclassé le combustible Magnox à Sellafield. Avec la fermeture de THORP, le pays a déplacé son attention vers l'élimination directe du combustible usé, bien qu'il maintienne des recherches avancées sur le cloisonnement et la transmutation.

États-Unis

Depuis les années 1970, les États-Unis n'ont pas procédé au retraitement du combustible usé commercial, lorsque le président Carter a mis fin à cette pratique, en invoquant les risques de prolifération. Depuis, les États-Unis ont poursuivi un cycle de combustible une fois par la suite avec élimination géologique directe à Yucca Mountain (maintenant abandonné).

Inde et Chine

L'Inde, avec ses grandes réserves de thorium et son uranium limité, a poursuivi un programme nucléaire en trois étapes qui comprend le retraitement du combustible usé à partir de réacteurs à eau lourde pressurisée. L'Inde exploite une petite usine PUREX et développe des réacteurs rapides qui vont éventuellement brûler le plutonium récupéré. La Chine développe rapidement ses capacités de retraitement : une usine pilote à Gansu est opérationnelle et une grande installation commerciale (800 t/an) est en cours de développement en coopération avec la France. La Chine considère le retraitement comme essentiel à son expansion nucléaire à long terme et à son indépendance énergétique.

Considérations environnementales et de sécurité

Un réacteur typique de 1 000 MWe produit environ 30 tonnes de combustible usé par an. Après retraitement, le volume de déchets de haute activité se réduit à environ 3 mètres cubes de conteneurs vitrifiés, ce qui réduit la superficie des terres nécessaires à l'élimination géologique et les coûts de surveillance à long terme qui y sont associés.

Les rejets de tritium, de carbone-14 et de krypton-85 sont contrôlés par des limites réglementaires strictes. Les procédés chimiques consomment beaucoup d'énergie et produisent des flux de déchets secondaires, comme les produits de dégradation des solvants.

Le risque de prolifération est une préoccupation majeure : le PUREX produit un flux de plutonium pur qui pourrait être détourné pour des armes, ce qui permet de maintenir le plutonium mélangé à d'autres actinides ou à l'uranium, grâce à des garanties internationales (AIEA) et à des technologies de pointe (COEX, pyrotraitement).

La viabilité économique est un autre défi: le coût de la construction et de l'exploitation des usines de retraitement est élevé; certaines analyses montrent qu'il est moins coûteux de stocker directement le combustible usé et d'attendre son élimination future.

Perspectives d'avenir et cycles avancés de combustible

Le potentiel de retraitement et de réenrichissement est étroitement lié au développement des réacteurs rapides de la génération IV. Les réacteurs rapides peuvent brûler les actinides à longue durée de vie séparés par retraitement, les transformer en produits de fission à courte durée de vie et extraire plus d'énergie.

Plusieurs conceptions de réacteurs rapides sont en cours de développement:

• Le PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) de GE Hitachi, un réacteur rapide refroidi au sodium conçu pour consommer du plutonium et des actinides mineurs.
• Le BN-1200 en Russie, un grand réacteur à vapeur de sodium est en cours de construction pour le recyclage complet du combustible.
• Le ALLEGRO démonstrateur en Europe pour le réacteur rapide refroidi au gaz.
• Le projet (ASTRID) en France, actuellement restructuré.

De plus, les systèmes à accélérateur (ADS) peuvent transmuter des actinides mineurs en utilisant des neutrons à spallation, ce qui pourrait réduire encore la charge de dépôt. Les recherches sur ces technologies se poursuivent dans des institutions comme l'Agence internationale de l'énergie atomique, l'Association nucléaire mondiale et des laboratoires nationaux.

Pour la réenrichissement, de nouvelles méthodes d'enrichissement au laser, telles que SILEX (Séparation des isotopes par excitation au laser), pourraient offrir des coûts et une modularité moindres.

Des projets comme Génération IV Forum international et Agence de l'OCDE pour l'énergie nucléaire[ coordonnent la recherche sur les cycles de combustible avancés, la sûreté et les garanties.

Conclusion

Le retraitement et la réenrichissement sont des technologies de pointe qui ont déjà été déployées à l'échelle commerciale dans plusieurs pays et qui offrent des avantages considérables : réduction des volumes de déchets, conservation des ressources en uranium et renforcement de la sécurité énergétique.

Pour les pays engagés dans le domaine de l'énergie nucléaire à long terme, le cycle fermé du combustible est un atout stratégique qui s'harmonise avec les objectifs de durabilité. À mesure que les réacteurs rapides avancés et les systèmes de partitionnement-transmutation seront en ligne, le rôle du retraitement et de la réenrichissement deviendra encore plus central. La poursuite de la recherche et de la collaboration internationale sont essentielles pour affiner ces technologies, réduire les coûts et veiller à ce que le combustible nucléaire usé soit géré de manière responsable pour les générations futures.

Pour plus de détails, le guide de l'Association nucléaire mondiale sur le recyclage du combustible nucléaire[ et la page de gestion du combustible usé de l'AIEA fournissent des aperçus détaillés des aspects techniques et des politiques.