COMPLETE DOCUMENT (1862 kb) - OECD Nuclear Energy Agency

• Retraitement du combustible RNR usé dans des installations spécialement conçues et
bénéficiant d’autorisations adéquates (procédés aqueux et non aqueux).
• Séparation quantitative de tous les transuraniens issus du retraitement du combustible
RNR usé lors des recyclages multiples.
• Multirecyclage du combustible RNR-MOX à forte teneur en transuraniens jusqu’à ce que
la proportion consommée soit suffisante.
• Séparation de certains produits de fission de périodes longues, si nécessaire pour le
stockage.
• Révision de la stratégie de gestion des produits de fission : séparation du 99 Tc (opérations
de tête supplémentaires, déchets de haute activité liquides).
• Séparation et récupération des métaux nobles (platinoides).
Nous allons commenter ci-dessous les étapes les plus importantes.
Dans un cycle du combustible avancé dont la finalité est de réduire le plus possible
l’inventaire radiotoxique à long terme, la séparation et la transmutation ont un rôle essentiel à jouer.
Cependant, le succès de la mise en œuvre de la voie de séparation-transmutation dans ce cycle demande
des modifications des installations actuelles ou de la conception des usines de retraitement futures qui
intégreront des étapes de séparation.
3.2.3.1 Impact du retraitement du combustible REO-UO 2
Le rendement de séparation actuellement obtenu (99.9 pour cent ) pour les actinides majeurs
suffit, dans une première étape, à abaisser leur teneur dans les déchets de haute activité liquides à un
niveau acceptable. La seule amélioration qui pourrait avoir des répercussions importantes sur le risque
et sur la gestion des déchets à long terme consisterait à éliminer les déchets de moyenne activité, car ils
ne sont pas vitrifiés avant d’être stockés et représentent un volume considérable par rapport aux déchets
de haute activité.
3.2.3.2 Séparation des actinides mineurs des déchets liquides de haute activité provenant du
combustible usé de REO
Pendant le retraitement, la plupart des actinides mineurs se retrouvent dans les déchets de
haute activité. C’est ainsi que l’américium et le curium (avec des transuraniens à vie plus courte : Bk,
Cf… ) sont quantitativement transférés (> 99.5 pour cent) dans les déchets liquides de haute activité. Le
neptunium part directement ou indirectement dans les déchets liquides de haute activité, à l’exception
d’une fraction (généralement petite) que l’on retrouve dans le flux de plutonium. La séparation du
neptunium exige des étapes d’extraction chimique supplémentaires si l’on veut opérer son transfert
quantitatif vers un flux unique de déchets ou de produits pour ensuite procéder à de nouvelles
séparations.
Avec le procédé PUREX, il est techniquement possible de récupérer le 237 Np du flux
d’uranium et/ou de plutonium. Il est également indispensable au préalable de séparer l’ 241 Am si l’on
veut réduire dans des proportions significatives la radiotoxicité à long terme du 237 Np.
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