Résumé
Le traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) regroupe plusieurs procédés mécaniques et chimiques de traitement du combustible nucléaire après utilisation en réacteur, visant à séparer des éléments potentiellement réutilisables tels que l'uranium et le plutonium, mais également les « actinides mineurs », des produits de fission contenus dans le combustible nucléaire irradié. Le traitement du combustible usé est l'une des étapes du cycle du combustible nucléaire. Historiquement, les premières techniques de traitement ont été développées pour obtenir le plutonium nécessaire pour la fabrication des armes nucléaires. Depuis la fin du , le traitement du combustible usé est utilisé par l'industrie nucléaire civile de certains pays afin de limiter les déchets en réutilisant une partie du combustible usé par séparation de l'uranium de retraitement (URT), qui peut être ré-enrichi afin de fabriquer du combustible neuf, et du plutonium qui peut être réutilisé dans un mélange d'oxyde d'uranium et de plutonium, le MOX utilisable comme combustible dans certains réacteurs électrogènes. Actuellement, lors du traitement de combustible usé, les assemblages combustibles sont cisaillés et les morceaux obtenus dissouts dans l'acide nitrique. Les constituants métalliques (gaines, structures...) sont conditionnés comme déchets radioactifs de moyenne activité à vie longue (déchets MAVL) tandis que les produits de fission et certains actinides sont traités et conditionnés pour devenir des déchets de haute activité et à vie longue (déchets HAVL). En France, selon le HCTISN, les quantités de plutonium recyclées sont inférieures à 1 % des déchets des centrales atomiques, ce qui permet d'économiser environ 10 % d'uranium. A plus long terme, le recyclage pourrait être plus complet grâce au développement d'une filière Réacteurs à neutrons rapides. Des programmes de recherche et des irradiations expérimentales sont aussi menés pour développer le traitement des actinides mineurs.
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