Brevet FR2935065A1 — publié le 20100219

La e invention se d'une manière 1le à technologies pour retraitement de ce Dustibles . léaires épuisés, et plus particulièrement, à un procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé en dissolvant un combustible nucléaire épuisé dans une solution aqueuse d'acide nitrique et en séparant et en récupérant des nuclides contenus dans la solution de combustible résultante par extraction par solvant et se rapporte également à un extracteur centrifuge pour utilisation dans ce procédé de retraitement de combustible nucléaire épuisé. Ces dernières années, l'utilisation de l'énergie atomique dans de nombreux pays incluant le Japon a été fondée sur l'utilisation de cycles de combustible nucléaire qui comprennent le retraitement des combustibles nucléaires épuisés. Le retraitement des combustibles nucléaires épuisés est un processus consistant à enlever chimiquement les produits de fission (FP) et les actinides mineurs (MA) (par exemple Np, Am, Cm, etc.) des combustibles nucléaires épuisés et à séparer et récupérer U et Pu qui sont réutilisables dans des centrales nucléaires. Le retraitement des combustibles nucléaires épuisés joue non seulement une part importante dans l'utilisation efficace des ressources énergétiques mais est également exigé pour être conforme aux demandes de non-prolifération nucléaire. Différentes propositions de techniques de t'ble nucléaire épuisé ont été :atioe. 18791), un entatif du fait de son v de U et Pu et de sa sûretéeri nucléaire. Selon un pri le pro--Dessus s ule comme suit : des combus cléaires és (barres de combustible) sont découpés n morceaux, l_s morceaux sont dissous dans de l'acide nitrique, les produits de fission sont enlevés par un processus d'extraction par solvant (oca--décontamination), U et Pu sont séparés l'un de l'autre par le processus d'extraction par solvant, U est purifié et mélangé avec Pu, la solution de U et la solution de U-Pu mélangés sont dénitratées, et les oxydes de U et les oxydes de U-Pu mélangés sont produits. Selon des procédés de retraitement de combustible nucléaire épuisé existants, Pu contenu dans le combustible nucléaire épuisé est finalement récupéré sous forme d'oxydes de U-Pu mélangés qui sont alors utilisés comme combustibles MOX pour des réacteurs à eau légère. En d'autres termes, les procédés sont conçus pour empêcher une utilisation directe de Pu sous une forme isolée et pour avoir ainsi un certain effet de suppression de prolifération nucléaire. Le retraitement des combustibles nucléaires épuisés par le processus d'extraction par solvant a été réalisé avec des extracteurs à colonne à impulsion (voir par exemple la publication de brevet 2 : publication de demande de brevet japonais non examinée numéro 5-337304), des extracteurs à mélangeur-décanteur (voir par exemple la publication de brevet 3 : publication de demande de brevet nais non exat; numéro 6-246104), extracteurs30 U soit récupéré à une grande pureté tout en s'assurant que Pu n'existe pas sous une forme isolée. Puisque les procédés de retraitement de combustible nucléaire épuisé existants comprennent une étape de séparation de U et Pu l'un de l'autre, ces procédés ne sont pas satisfaisants du point de vue de la non-prolifération. De plus, bien que la forme finale de Pu qui a été soumis au retraitement soit l'oxyde de U-Pu mélangés, des FE) fortement radioactifs ont été déjà enlevés, de sorte qu'il reste un risque que Pu puisse être récupéré sous une forme isolée. (2) Dans les dispositifs utilisés pour le retraitement du combustible usagé et comprenant des extracteurs à colonne à impulsion équipés de cloisons (c'est-à-dire de chicanes) à l'intérieur, afin d'augmenter le rendement d'extraction des nuclides contenus dans les solutions de combustible avec un solvant, il est important d'augmenter le nombre de couches de chicanes. Ainsi, comparés aux extracteurs centrifuges, les extracteurs à colonne à impulsion tendent à être d'une grande taille. De plus, la séparation de phase de la phase mélangée de solutions de combustible et de solvants d'extraction et la séparation et la récupération des nuclides de combustible sont réalisées par un procédé de décantation en utilisant des différences de densité. Ainsi, la vitesse de traitement d'extraction par solvant est faible. Ceci s'applique également aux extracteurs à mélangeur-décanteur qui réalisent la séparation de phases _ mélan la séparation et la récupération des nuclides de ible en ilisant le procédé Lion. Si la ' ra de 3olva est nar leuse. le nuclére énni -7u d'un réacteur à 3tion nucléaire élt d'un réac tur rapide, la duré, de vie des solvants d' .x traction tend à être raccourcie pour les extracteurs mélangeur- décanteur comparée à l'utilisation des extracteurs centrifuges. La présente invention a été conçue en considérant le point (1) mentionné ci-dessus, et un premier but de la présente invention est de procurer un procédé de 10 retraitement d'un combustible nucléaire épuisé grâce auquel de l'uranium de grande pureté peut être récupéré sans étape d'isolation de plutonium du combustible nucléaire épuisé. De plus, le procédé rend difficile le fait d'isoler et de récupérer du plutonium retraité et procure des effets 15 importants de suppression de prolifération. Un autre but de la présente invention faite en considérant le point (2) mentionné ci-dessus est de procurer un extracteur centrifuge qui peut récupérer de l'uranium de grande pureté sans étape d'isolation du 20 plutonium d'un combustible nucléaire épuisé, rend difficile le fait d'isoler et de récupérer du plutonium retraité, a des effets importants de suppression de prolifération, permet une réduction de taille, et réduit la dégradation du solvant d'extraction. 25 Ces buts ainsi que d'autres de la présente invention peuvent être atteints en prévoyant, dans un aspect, un procédé de retraitement d'un combustible ', en dissolvait un ustible nucléaire combustibl: sont réduits de manière électrolytique sa éliminer produits de fission ou des actinides minel jusqu'à c, que la valence du plutonium soit à un niveau auquel le rendement d'extraction par solvant est faible en utilisant la valence du plutonium contenu dans la solution de combustible comme paramètre; et une étape de séparation de nuclide dans laquelle, en utilisant un solvant d'extraction qui extrait de l'uranium contenu dans la solution de combustible, l'uranium est distribué de la solution de combustible soumise à l'étape d'ajustement électrolytique de valence au solvant d'extraction. Dans l'aspect ci-dessus, on peut souhaiter que, dans l'étape d'ajustement électrolytique de valence, les nuclides contenus dans la solution de combustible sont réduits de manière électrolytique jusqu'à ce que la valence du plutonium soit de 3, et dans l'étape de séparation de nuclide, un solvant organique contenant du phosphate tributylique dilué avec du dodécane est utilisé comme solvant d'extraction. On peut également souhaiter que, dans l'étape de séparation de nuclide, une technique d'extraction centrifuge soit utilisée pour séparer par centrifugation la solution de combustible soumise à l'étape d'ajustement électrolytique de valence du solvant d'extraction et que l'uranium soit distribué au solvant d'extraction séparé. Dans un autre aspect de la présente invention, on prévoit un exta -t-ifuge rta-t une l'ut_ té er de corps print oarter de ter ie ..rift- ; et un Lake s ration de d'un mélange d'une solution de e obte en dissolvant un combustible nu( - êr- une solution aqueuse d' sicle nitrique et d'un solvant d'extraction destiné .traire des nuclides contenus dans la solution de combu ible, dans laquelle un espace est défini par une paroi inférieure du carter de corps principal et une paroi inférieure du carter de rotor afin d'être utilisé comme espace de mélange où la solution de combustible est mélangée à du solvant d'extraction, et l'unité de réduction électrolytique étant configurée de telle sorte que la solution de combustible contenant des produits de fission et des actinides mineurs est guidée vers l'unité de réduction électrolytique et afin de réduire de manière électrolytique des nuclides contenus dans la solution de combustible guidée jusqu'à ce que la valence du plutonium contenu dans la solution de combustible soit à un niveau auquel le rendement d'extraction par solvant est faible et de délivrer la solution de combustible réduite de manière électrolytique au carter de rotor. Dans cet aspect, les formes de réalisation suivantes peuvent être prévues. L'unité de réduction électrolytique peut être configurée pour réduire de manière électrolytique les nuclides contenus dans la solution de combustible jusqu'à ce que la valence du plutonium contenu dans la solution de combustible soit 3, et l'unité d'extraction centrifuge -cre f-- de telle s que solution de30 vitesse de rotation du carter de rotor de 1000 tours par minute ou plus et un débit suivant 1 la solution de combustible et le solvant d'extraction sont délivrés au carter de rotor de 0,2 1/min ou plus. L'unité d'extraction centrifuge peut être configurée pour réaliser l'extraction centrifuge à une vitesse de rotation du carter de rotor de 4000 tours par minute ou plus et un débit suivant lequel la solution de combustible et le solvant d'extraction sont délivrés au carter de rotor de 0,4 l/min ou plus. On peut souhaiter que l'unité de réduction électrolytique comprenne : une cuve de réduction électrolytique qui est disposée à l'extérieur du carter de corps principal de l'unité d'extraction centrifuge et dans laquelle la solution de combustible est introduite ; un élément de séparation qui empêche le passage du plutonium réduit de manière électrolytique et permet le passage de la solution aqueuse d'acide nitrique, l'élément de séparation étant disposé à l'intérieur de la cuve de réduction électrolytique ; et une chambre d'anode renfermant une anode et une chambre de cathode renfermant une cathode qui sont séparées l'une de l'autre par l'élément de séparation, de telle sorte que la solution de combustible est introduite dans la chambre de cathode afin de réaliser une réduction électrolytique. Les électrodes de l'unité de réduction électrolytique peuvent se composer de ou être revêtues avec au moins un métal choisi dans le groupe de l'or, du platine, du titane, du ruthénium, du rhodium, et du palla -' deux de x ou -1 s, ou eux. On ur_ 1. 1' de ..,dse d' matière -''un ère eh céramique. On peut égi souhaiter que l'unité de réduction électr ytique comprenne : ur cu de réduction électrolytique ea sert d'espace d de l'unité d'extraction centrifuge ; et des éleci destinées à réduire de manière électrolytique les nuclides contenus dans la solution de combustible délivrée à l'espace de mélange servant de cuve de réduction électrolytique. Les électrodes de l'unité de réduction électrolytique peuvent être disposées dans l'espace de mélange et sont des électrodes de forme annulaire comprenant des anodes et des cathodes disposées de manière concentrique et alternée. Les électrodes de l'unité de réduction électrolytique peuvent comprendre une anode constituée par le carter de corps principal ou le carter de rotor de l'unité d'extraction centrifuge chargé de manière positive, et une cathode constituée par le carter de rotor ou le carter de corps principal de l'unité d'extraction centrifuge qui est chargé de manière négative. Selon la présente invention, de l'uranium de grande pureté peut être récupéré sans étape d'isolation de plutonium d'un combustible nucléaire épuisé. De plus, l'isolation et la récupération du plutonium retraité deviennent difficiles et un effet important de suppression de prolifération est obtenu. La nature et d'autres caractéristiques de la présente invention deviendront plus claires grâce à la -iption suivante faite en se référant aux dessins les Le figure 1 un forme de réal-d talon d'un a d'un combustible ._l'aire épuisé n la invention La figure 2 montre une première forme de réalisation d'un extracteur centrifuge selon la présente invention La figure 3 montre une deuxième fc de réalisation d'un extracteur centrifuge selon la pr-sente invention Les figures 4A et 4B sont, respectivement, une vue en coupe verticale et une vue en coupe suivant la ligne III-III de la figure 4A d'une troisième forme de réalisation d'un extracteur centrifuge selon la présente invention ; et La figure 5 montre une quatrième forme de réalisation d'un extracteur centrifuge selon la présente invention. Des formes de réalisation d'un procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé et d'un extracteur centrifuge pour utilisation avec celui-ci selon la présente invention vont maintenant être décrites ci-dessous en se référant aux dessins annexés. Le procédé de retraitement de combustible nucléaire épuisé de cette forme de réalisation va être décrit ci-dessous en se référant à l'organigramme de la figure 1. combustible Ce procédé de retraitement nucléeire épuisé le un é d' ide fion n te par xtrai- nt. Si 1' réfère à la figure 1, sacune des étapes de ce de retraitement est ite ci- dessous. L'étape S1 est une étape de stockage et de refroidissement d'un combustible nucléaire épuisé déchargé d'un réacteur dans une piscine de stockage jusqu'à ce que le niveau de radioactivité du combustible nucléaire épuisé diminue à un niveau particulier. L'étape S2 est une étape de découpe du combustible nucléaire épuisé (barre de combustible) stocké et refroidi dans l'étape S1 en morceaux d'une taille d'environ plusieurs centimètres. Le gaz de produit de fission (FP) libéré des barres de combustible et équivalent pendant la découpe est soumis à un traitement de gaz résiduel. L'étape S3 est une étape de mise en place des morceaux du combustible nucléaire épuisé coupé dans l'étape S2 dans une cuve de dissolution en acier inoxydable et de dissolution des nitrique afin d équivalent dans morceaux dans une solution aqueuse d'acide éluer U, Pu, FP, MA (Np, Am, Cm, etc.), et la solution aqueuse d'acide nitrique. Des morceaux de conduits de revêtement de combustible en zircalloy ou en acier inoxydable et d'autres structures de barre de combustible sont insolubles dans la solution 25 aqueuse d'acide nitrique et sont traités et éliminés en tant que déchets radioactifs solides. Les étapes SI à S3 éle de éle solut s,-,4 's ement lytique de valence est réalisée par à une sol- iDn de combustible contenant FP el L'étape ) est une étape de distributio: de manière sélective de U de la solution de combustible soumise à l'étape S4 à un solvant d'extraction capable d'extraire efficacement U â partir de la solution de combustible tout en permettant à Pu et à d'autres nuclides dissous de rester dans la solution de combustible. En d'autres termes, l'étape S5 est une étape de séparation et de récupération de U de Pu et d'autres nuclides (FE), MA, etc.) (étape de séparation de nuclide). Il est à noter qu'un mélange de Pu et d'autres nuclides est stocké comme matière première pour des combustibles MOX pour une utilisation dans un réacteur à eau légère. L'étape S6 est une étape d'enlèvement de traces de FP et équivalent distribués au solvant d'extraction afin d'épurer U. L'étape S7 est une étape de dénitratation de la solution de U purifié, qui est obtenue à l'étape S6, par irradiation de micro-ondes ou équivalent. Les étapes S6 et S7 peuvent être réalisées en utilisant des techniques connues utilisées dans le procédé PUREX. Après l'étape S7, U sous la forme d'oxyde est stocké et utilisé comme combustibles pour des réacteurs à eau légère ou des couches fertiles de réacteur rapide. Des exemples spécifique des étapes S4 et S5 dans procédé de retraitement du Cible nucléaire épuisé cette de réali ion vont être décrits ci- S5, un tributylique, du E-7vtnt d'--t- ,ce solve Ceci30 la solution de combo tible obtenue â l'étape S3 est h :avalent et que le c.c icient de distribution de U hexavalent (U(VI)) entre 1 TBP et l'acide nitrique la solution aqueuse est significativement élevé. La dilution de TEP avec du dodécane est commandée de telle sorte que la concentration de TBP devient de 30%, par exemple. Dans l'étape de séparation de nuclide ou étape S5, U est séparé de Pu et d'autres nuclides dissous et récupéré par un procédé d'extraction centrifuge. 10 Le procédé d'extraction centrifuge comprend un processus d'extraction par solvant et un processus de séparation de phase. Dans le processus d'extraction par solvant, la solution de combustible qui a été soumise à l'ajustement électrolytique de valence dans l'étape S4 est 15 mélangée à du solvant TBP afin de distribuer U au solvant TEP tout en permettant â Pu de rester dans la solution de combustible. Dans le processus de séparation de phase qui suit le processus d'extraction par solvant, le mélange de la solution de combustible et du solvant TBP est soumis â 20 une séparation de phase par la force centrifuge afin de séparer U dans le solvant TEP de Pu et d'autres nuclides dissous dans la solution de combustible et de récupérer U et Pu et d'autres nuclides. Pu contenu dans la solution de combustible 25 obtenue à l'étape S3 est tétravalente. Le coefficient de distribution de Pu tétravalent (Pu(IV)) entre le solvant TBP la solution aqneuse d'acide nitrique est de 20, ce qui signif' -mot différent de celui de Pu (Puri est de 0,01. Ainsi, Pu(I est e ,f l la différence de coefficient de dist ibution obtenue à partir de la valence de Pu, Pu rest( la solution de combustible. En d'autre termes, dal l'étape S4, la valence de Pu contenu la solution de combustible est ajustée de manière électrolytique à 3. L'ajustement électrolytique de valence de l'étape S4 est réalisé sur la solution de combustible contenant FP et MA. Ainsi, les nuclides dissous autres que Pu, par exemple, U, Np, Am, et Cm, sont également réduits de manière électrolytique. Pendant ce processus, puisque l'opération de réduction électrolytique est réalisée afin d'ajuster la valence de Pu contenu dans la solution de combustible de façon à être de 3, non seulement une réaction de réduction de Pu(III) Pu(IV) mais également des réactions de réduction de U(VI) (IV) et Np(VI) , (V) se produisent. On sait que quand l'ajustement électrolytique de valence est réalisé de cette manière, la majeure partie de U dans la solution de combustible existe sous la forme U(VI) et la majeure partie de Np existe sous la forme Np(V) du fait de la stoechiométrie de la solution de combustible basée sur une composition typique du combustible nucléaire épuisé. Quand l'ajustement électrolytique de valence de l'étape S4 est effectué, Pu(III) et Np(V) contenu dans la solution de combustible produits par la réduction électrolytique ne sont pas distribués au solvant TEP mais restent dans la solution de combustible dans l'étape de , de ns''de de l'é`- S5. Le plus, soumise 30 U(IV) -n et U(VI; restés uits, ont de distribution pour le solvant TEP et sont dis d'une manière satisfaisante au solv, TEP. Un extracteur centrifuge is° le procédé de retraitement du combustible nucléaire épuisé selon la forme de réalisation mentionnée ci-dessus va ensuite être décrit. La figure 2 est une vue en coupe verticale montrant une première forme de réalisation de l'extracteur centrifuge selon la présente invention. Comme cela est représenté dans la figure 2, un extracteur centrifuge 1 de cette forme de réalisation comprend une unité de réduction électrolytique 100 et une unité d'extraction centrifuge 200. L'unité de réduction électrolytique 100 de 15 l'extracteur centrifuge 1 est reliée à l'unité d'extraction centrifuge 200. L'unité de réduction électrolytique 100 comprend une cuve de réduction électrolytique 101, des électrodes (anode 102 et cathode 103), et une entrée de solution de combustible 104. L'entrée de solution de combustible 104 de l'unité de réduction électrolytique 100 est reliée à un canal de transfert à travers lequel la solution de combustible obtenue à l'étape S3, c'est-à-dire une solution de combustible contenant et MA, est transférée. 25 La cuve de réduction électrolytique 101 de l'unité de réduction électrolytique 100 contient des électrodes (anode 102 cathode 103). Dans la cuve de 'lectrolyti 101, les °' .sous contenus x°faction ,n d le 1' de 10 20 30 électrolytique 101 et sont guid jusqu'à un orifice d'alimentation en solution de cible 202 prévu dans l'unité d'extraction centrifuge 200. Les électrodes dans la cuve de réduction électrolytique 101 se composent de platine ayant une résistance élevée à la corrosion par rapport à la solution aqueuse d'acide nitrique. La matière pour les électrodes n'est pas cependant limitée au platine et peut être une matière quelconque présentant une résistance élevée à la corrosion par rapport à la solution aqueuse d'acide nitrique. Des exemples de la matière pour les électrodes comprennent des métaux tels que l'or, le titane, le ruthénium, le rhodium et le palladium, des alliages de deux des métaux mentionnés ci-dessus ou plus, et du carbone vitreux. Quand des électrodes doivent être fabriquées dans une matière qui a une faible résistance à la corrosion par rapport à l'acide nitrique, les électrodes peuvent être revêtues de platine ou équivalent. L'unité d'extraction centrifuge 200 de l'extracteur centrifuge 1 comprend l'orifice d'alimentation en solution de combustible 202 par lequel la solution de combustible qui est passée à travers la cuve de réduction électrolytique 101 est délivrée, un orifice d'alimentation en solvant d'extraction 203 par lequel le solvant TBP est délivré, et un carter de corps principal cylindrique pourvu d'un fond 201 qui constitue l'enveloppe extérieure de l'extracteur. Un espace de m_l _g_ 204 défini par la paroi corps principal 20T et le paroi -Meure du carter eure d'un ca rotor 206 est .eur de prin 101. 1 TBP dans une entrée de solution 205. de rotor 2C° en ro n, la, oluti _-Igée est admise dans uni de on ar l'entrée de solution angée 20 et soumi e à ration de phase dans la cuve de séparation centrifuge par la force centrifuge. La cuve de séparation centrifuge 218 est équipée d'une chicane 219. La solution mélangée admise dans la cuve de séparation centrifuge 218 est dispersée par la chicane 219 afin d'accélérer le mélange. Le carter de rotor 206 est d'un seul tenant avec un bouchon rotatif 213 et est entraîné en rotation en fonction de la rotation du bouchon rotatif 213. Le bouchon rotatif 213 est relié à un arbre rotatif 207 qui est entraîné en rotation par une force d'entraînement en rotation produite par une source d'entraînement externe, non représentée. Le bouchon rotatif 213 est supporté de façon rotative sur un bouchon de support 215 fixé sur une bride périphérique externe 214 du carter de corps principal 201. Le bouchon rotatif 213 d'un seul tenant avec le carter de rotor 206 a une sortie de phase à haute densité 208 à travers laquelle la solution de combustible (phase à haute densité) séparée du solvant '113P par la force centrifuge est déchargée du carter de rotor 206, et une sortie de phase à basse densité 210 à travers laquelle le solvant TI3P (phase à basse densité) séparé de la solution de combustible est déchargé de la même manière du carter de rotor 20E. La sortie phase à haute densité 208 est 'e la bouchon rotatif t 1c e d" 5 2 du cen = du Le bol ion de 215 qt te ive rotat~ 13 a ul afc -ité 2 è l'htér soluti otor 2 la sortie de phase à haute densité 208 est guidée vers l'extérieur de l'unité d'extraction centrifuge 200 à travers le canal de refoulement de phase à haute densité 209. Le bouchon de support 215 a également un canal de refoulement de phase à basse densité 211 à l'intérieur. Le solvant TEP déchargé du carter de rotor 206 par la sortie de phase à basse densité 210 est guidé vers l'extérieur de l'unité d'extraction centrifuge 200 à travers le canal de refoulement de phase à basse densité 211. Le bouchon rotatif 213 a un canal de guidage de phase à haute densité 216 qui relie la sortie de phase à haute densité 208 au canal de refoulement de phase à haute densité 209 et un canal de guidage de phase à basse densité 217 qui relie la sortie de phase à basse densité 210 au canal de refoulement de phase à basse densité 211. Un procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé et un fonctionnement de l'extracteur centrifuge de la forme de réalisation décrite vont être décrits ci-dessous. Les nuclides dissous dans la solution de combustible soumise à la réduction électrolytique de l'unité de réduction électrolytique 100 du séparateur centrifuge 1 sont délivrés à l'intérieur du carter de corps principal 201 de l'unité d'extraction centrifuge 200 par l'orifice d'alimentation en solution de combustible 202 de l'unité d'extraction centrifuge 200. Le solvant TEP est délivré à l'intérieur du carter de corps principal 201 de l'unité d'extraction centrifuge 200 par l'orifice d'ali -ttion en solvant d'extraction 2" dl l'unité de la li en ucl. our 1ce de 0, 1/min ':,.. de '0, 4 1, .min ou plus. La solution de ible et le solvant TEP délivrés à l'intérieur du car' de corps principal 201 de l'unité d'extrac n centrifuge 200 sont réunis et mélangés l'un à l'autre l'espace de mélange 204. Dans l'espace de mélange 204, les nuclides dissous sont extraits avec le solvant par l'intermédiaire de la réaction entre la solution de combustible et le solvant TEP dans la solution mélangée. En d'autres termes, U(VI) dans la solution de combustible qui n'a pas été réduite de manière électrolytique dans l'unité de réduction électrolytique 100 et U(IV) réduit de manière électrolytique sont distribués au solvant TBP en fonction des coefficients de distribution de ceux-ci, respectivement. Pu(IIII, Np(V), d'autres MA, FP, etc., dans la solution de combustible soumise à une réduction électrolytique dans l'unité de réduction électrolytique 100 restent dans la solution de combustible. La solution mélangée comprenant deux phases, c'est-à-dire la solution de combustible et le solvant TEP, auxquels les nuclides ont été distribués est guidée vers l'intérieur du carter de rotor 206 depuis l'entrée de solution mélangée 205 de l'unité d'extraction centrifuge 200. La solution mélangée à deux phases guidée dans le carter de rotor 206 de l'unité d'extraction centrifuge 200 est centrifugée par la rotation du carter de rotor 206 et séparée en phase de solution de combustible et en phase de TBP en fonction de la différence de densité. Pendant ce processus, dans le carter rotor 206, une phase de solutior Cible aysrt té élevée est formée s int - de ro 206, ible30 rotation est de eence de 100 tours par minute à 3500 tours par mir..` plus. Une vitesse de rotation plus élevée est p La vitesse de rotation du carter de rotor 206 est sse _rence de 4000 tours par minute ou plus. Le débit suivant lequel la solution de combustible et le solvant TBP sont délivrés au carter de rotor 206 est établi en considérant le rendement de séparation de nuclide obtenu par extraction par solvant. Le débit est de préférence de 0,2 1/min ou plus et de préférence encore de 0,4 1/min ou plus. Quand l'extraction par solvant et la séparation de phase sont réalisées en établissant le débit suivant lequel la solution de combustible et le solvant TBP sont délivrés â l'extracteur centrifuge 1 â 0,2 1/min et en établissant la vitesse de rotation du carter de rotor 206 â 1000 tours par minute, 90% de U(VI) et U(IV) sont séparés et récupérés, et 90% de Pu(III) sont séparés et récupérés. Quand l'extraction par solvant et la séparation de phase sont réalisées en établissant le débit à 0,4 1/min et la vitesse de rotation du carter de rotor 206 à 4000 tours par minute, environ 100% de U(VI) et U(IV) sont séparés et récupérés, et 90% de Pu(III) sont séparés et récupérés. Parmi les phases de solution dans le carter de rotor 206, la phase de solution de combustible contenant Pu, FP, MA, etc. résiduels, passe à travers la sortie de phase à haute densité 208, est déchargée à travers le canal de refoulement de phase à haute densité 209, et est phase de solvant TEP à laquel7e U a été de30 solution tueuse d'acide nitrique afin de former une solution combustible et FP ayant un à niveau élevé de radioactivité est enlevé de la solution de combustible codécontamination). Ensuite, le retraitement est réalisé par une étape de séparation de U et Pu l'un de l'autre, de purification de U et de dénitratation de U, et une étape de mélange à nouveau de U et Pu et de dénitratation du mélange de U et Pu. La dernière étape est nécessaire pour la non-prolifération. Cependant, puisqu'une étape de � séparation de U et Pu l'un de l'autre est comprise dans le processus de retraitement, Pu est présent sous une forme isolée. En outre, puisque l'étape de � co-décontamination est incluse, l'isolation de Pu du mélange U-Pu est relativement facile. Ainsi, il y a un risque que Pu puisse être utilisé seul. En revanche, selon le procédé de retraitement du combustible nucléaire épuisé de cette forme de réalisation, U n'est pas séparé de Pu et d'autres nuclides en ne réalisant ni la co-décontamination ni la séparation de U et Pu l'un de l'autre dans tout le processus. De plus, la pureté de U est de 90% à 100%. En d'autres termes, U sous une forme isolée peut être récupéré à une grande pureté et Pu peut être stocké ainsi que et MA tout en maintenant un état fortement radioactif jusqu'à ce qu'il soit réutilisé, rendant ainsi difficile le fait d'extraire et de purifier Pu seulement. procédé de eurent combustible aire et l' ion att paramètre, c .snant la réduction ère électrolytique ides disE rs conte d la solution comr stible sans enle 2P ou r jusqu'à ce que la valence du plutonium soit de 3, et ine étape de séparation de nuclide qui utilise le solvant TBP, l'étape comprenant la distribution de Pu au solvant TBP à partir de la solution de combustible soumise à l'étape d'ajustement électrolytique de valence. Ainsi, de l'uranium de grande pureté peut être récupéré sans réaliser une étape d'isolation du plutonium du combustible nucléaire épuisé, l'isolation et la récupération du plutonium retraité deviennent difficiles, et le combustible nucléaire épuisé peut être traité tout en supprimant fortement la prolifération. (2) Dans l'extracteur centrifuge 1, l'unité de réduction électrolytique 100 est configurée de telle sorte que la solution de combustible contenant FP et MA peut être guidée dans l'unité de réduction électrolytique 100 et des nuclides dissous contenus dans la solution de combustible peuvent être réduits de manière électrolytique jusqu'à ce que la valence de Pu contenu dans la solution de combustible soit de 3. L'unité d'extraction centrifuge 200 est configurée de telle sorte que la solution de combustible réduite de manière électrolytique dans l'unité de réduction électrolytique 100 et le solvant TBP servant de solvant d'extraction peuvent être introduits dans l'espace de mélange 204. Ainsi, de l'uranium de grande pureté être as réaliser une d'isoler d plu bI léair la ales, -àité tout en Dans les di itifs utir ction par solva tels que de urs centrifuges réalisent un taux traitement plu élevé d'extraction par solvant que les extracteurs à mélangeur-décanteur et les extracteurs à colonne à impulsion et peuvent réduire une dégradation radioactive du solvant organique. Ainsi, quand le procédé de retraitement de cette forme de réalisation ne comprenant pas le processus de co-décontamination est mis en œuvre avec les extracteurs centrifuges, une amélioration à la dois de l'effet de suppression de la prolifération et du ralentissement de la dégradation du solvant d'extraction peut être réalisée. (3) L'unité d'extraction centrifuge 200 peut être configurée de telle sorte que quand la vitesse de rotation du carter de rotor 206 est de 4000 tours par minute ou plus et le débit suivant lequel la solution de combustible et le solvant TBP sont délivrés au carter de rotor 206 est de 0,4 1/min ou plus, l'extraction centrifuge peut être réalisée. De l'uranium ayant une pureté de 100% ou presque peut être séparé et récupéré, et l'effet décrit dans le paragraphe (2) peut être encore amélioré. La figure 3 est une vue en coupe verticale montrant une deuxième forme de réalisation de l'extracteur centrifuge selon la présente invention. La deuxième forme de réalisation est un exemple dans lequel la structure de l'unité de réduction él- _rolyt 100 de l'extracteur de réal à30 par éférences correspondantes suivies par la lettre e A décrites. Un extracteur centre lA de cette deux forme de réalisation c iprend une unité de réducti( électrolytique 100A, c cela est représenté dans la figure 3. L'unité de réduction électrolytique 100A comprend une cloison 105A, une chambre d'anode 106A renfermant une anode 102 et une chambre de cathode 107A renfermant une cathode 103, les chambres 106A et 107A étant toutes les deux séparées par la cloison 105A. En outre, il est à noter que dans l'unité de réduction électrolytique 100A, une entrée de solution de combustible 104 est formée dans la chambre de cathode 107A, la solution de combustible est introduite dans la chambre de cathode 107A, et les nuclides dissous contenus dans la solution de combustible sont réduits de manière électrolytique. Il est important que la cloison 105A de l'unité de réduction électrolytique I00A empêche le passage du Pu réduit de manière électrolytique tout en permettant le passage de la solution aqueuse d'acide nitrique, et ait une résistance élevée à la corrosion par rapport à la solution aqueuse d'acide nitrique. Ainsi, la cloison 105A est de préférence formée par un élément poreux composé d'une matière polymère organique ou d'une matière en céramique. L'extracteur centrifuge lA atteint les effets et fonctions avantageux suivants en plus des effets et fonctions décrits en (2) et (3) de la première forme de30 d :rits en (2) t (3) de première forme de réalisation être rés Les Figures 4A et 4B montrent une troisième forme de réalisation de l'extracteur centrifuge selon la présente 5 invention. La figure 4A est une vue en coupe verticale d'un extracteur centrifuge et la figure 4B est une vue en coupe suivant la ligne III-III de la figure 4A. La troisième forme de réalisation est un autre exemple dans lequel la structure de l'unité de réduction 10 électrolytique 100 de l'extracteur centrifuge 1 de la première forme de réalisation peut être modifiée. Les structures identiques à celles de la première forme de réalisation sont représentées par les mêmes références et leurs descriptions sont omises. Les structures modifiées de 15 la première forme de réalisation et de nouvelles structures sont représentées par des références correspondantes suivies par la lettre � B et décrites. Un extracteur centrifuge 1B de cette troisième forme de réalisation comprend une unité de réduction 20 électrolytique 100E qui comprend une anode 102B, une cathode 103E, un orifice d'alimentation en solution de combustible 202B, et un espace de mélange 204B (cuve de réduction électrolytique 101B), comme cela est représenté dans la figure 4A. En d'autres termes, l'extracteur 25 centrifuge 1B de cette troisième forme de réalisation est constitué par l'unité d'extraction centrifuge 200 et l'unité de action électrolytique 100 de la prel _cation, qu' tiellement inté ~nnt 1, en st_ 'Ier, l'or' e 30 b Dluti et 1 de foncti solution de ible cuve électroly 101 de l'unité de réduction électroly,_ 100 de la pi Fière forme de réalisation. Comme cela est représenté dans les figures 4A et 4B, les électrodes (anodes 102B et cathodes 1038) de l'unité de réduction électrolytique 100B sont disposées dans l'espace de mélange 2048 fonctionnant comme cuve de réduction électrolytique 1018. De multiples anodes 1028 et cathodes 103E disposées de manière concentrique et alternée dans l'espace de mélange 2048. Chaque électrode a une forme annulaire. La forme de l'électrode peut être modifiée de manière appropriée en fonction de la forme de l'espace de mélange 2048, et le nombre d'électrodes peut être modifié de manière appropriée en fonction du rendement de réduction électrolytique. L'extracteur centrifuge 1B peut obtenir les effets et fonctions suivants en plus de ceux (2) et (3) de la première forme de réalisation mentionnée ci-dessus. (5) L'unité de réduction électrolytique 100B comprend la cuve de réduction électrolytique 1018 qui fonctionne également comme espace de mélange 204B de l'unité d'extraction centrifuge 2008, et les électrodes (anodes 1028 et cathodes 103B) utilisées pour la réduction électrolytique de la solution de combustible délivrée à l'espace de mélange 2048 servant de cuve de réduction électrolytique 101B. En d'autres termes, la solution de combustible peut être ré ite de manière électrolytique en nge 904B nécessaire pour l'unité 2008 =l l 1-t' de d'exl la de utilisant l'esr30 forme de réalisation de l'extracteur centrifuge de piésente invention. La quatrième forme de réalisation est encore un autre exemple dans lequel la structure de l'unité de réduction électrolytique 100 de l'extracteur centrifuge 1 de la première forme de réalisation peut être modifiée. Les structures identiques à celles de la première forme de réalisation sont représentées par les mêmes références et leurs descriptions sont omises. Les structures modifiées de la première forme de réalisation et de nouvelles structures sont représentées par des références correspondantes suivies par la lettre � C et décrites. Un extracteur centrifuge 1C de cette quatrième forme de réalisation comprend une unité de réduction électrolytique qui comprend un carter de corps principal 201C, un orifice d'alimentation en solution de combustible 202C, un espace de mélange 204C, un carter de rotor 206C, et un élément isolant 212C. Dans l'extracteur centrifuge 1C, l'unité de réduction électrolytique 100 et l'unité d'extraction centrifuge 200 de la première forme de réalisation sont structurellement intégrées. En d'autres termes, l'orifice d'alimentation en solution de combustible 202C, l'espace de mélange 204C, le carter de rotor 206C, et le carter de corps princinal 201C d'une uni d'extraction Le carter IC être réali en pli_ des s décrits en (2) et la première forme de lisatio_ï. La figu 5 est ne vue en coupe verticale ant une qua__ fonctionne comme t..- thode, et le carter de rotor 206C de l'extracteur centri 1C chargé positivement de telle sorte qu'il fonction- une anode. L'élément isolant 212C est disposé dans une position appropriée afin d'empêcher des courts-circuits entre le carter de corps principal 201C et le carter de rotor 206C de telle sorte que le carter de corps principal 20IC et le carter de rotor 206C puisse continuer à fonctionner comme électrodes. En variante, le carter de corps principal 20IC peut être chargé positivement afin de fonctionner comme une anode et le carter de rotor 206C peut être chargé négativement afin de fonctionner comme une cathode. Dans l'extracteur centrifuge 1C, la réduction électrolytique est réalisée dans l'espace de mélange 204C. L'extracteur centrifuge 1C peut réaliser les effets et fonctions suivants en plus de ceux décrits en (2) et (3) de la première forme de réalisation. (6) L'unité de réduction électrolytique (incluant 201C, 202C, 204C, 206C, et 212C) est structurellement intégrée à l'unité d'extraction centrifuge 200C. En d'autres termes, l'unité d'extraction centrifuge 200C est configurée pour fonctionner également comme unité de réduction électrolytique 100 de la première forme de réalisation. Ainsi, il n'est pas nécessaire de prévoir séparément l'unité de réduction électrolytique 100 de la première forme de réalisation, et une réduction de taille et une simplification de l'extracteur centrifuge peuvent en pluE eff- -1) s en (2) et (3) de ion REVENDICATIONS1. Procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé en dissolvant un combustible nucléaire épuisé dans une solution aqueuse d'acide nitrique et en séparant et en récupérant des nuclides contenus dans la solution de combustible résultante par extraction par solvant, le procédé étant caractérisé en ce qu'il comporte une étape d'ajustement électrolytique de valence (S4) dans laquelle des nuclides contenus dans la solution de combustible sont réduits de manière électrolytique sans éliminer des produits de fission (FP) ou des actinides mineurs (MA) jusqu'à ce que la valence du plutonium soit à un niveau auquel le rendement d'extraction par solvant est faible en utilisant la valence du plutonium contenu dans la solution de combustible comme paramètre ; et une étape de séparation de nuclide (S5) dans laquelle, en utilisant un solvant d'extraction qui extrait de l'uranium contenu dans la solution de combustible, de l'uranium est distribué de la solution de combustible soumise à l'étape d'ajustement électrolytique de valence (S4) au solvant d'extraction. 2. selon la revend' ion 1, ryn térisé en ce ire j l'é_ - de nu ion de ible la v. "-ion nuclide, un -a. ant que contenais.. 'àibuty dilué avec du d se est utilisé 3. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que, dans l'étape de séparation de nuclide, une technique d'extraction centrifuge est utilisée pour séparer par centrifugation la solution de combustible soumise â l'étape d'ajustement électrolytique de valence du solvant d'extraction et l'uranium est distribué au solvant d'extraction séparé. 4. Extracteur centrifuge caractérisé en ce qu'il comporte : une unité d'extraction centrifuge {200; 200B; 200C) ; et une unité de réduction électrolytique (100; 100A; 100B), l'unité d'extraction centrifuge (200; 200B; 200C) comprenant un carter de corps principal {201; 201C) formant une enveloppe extérieure, et un carter de rotor (206; 206C) logé dans le carter de corps principal (201; 201C) et configuré pour réaliser par centrifugation une séparation de phase d'un mélange d'une solution de combustible obtenue en dissolvant un combustible nucléaire épuisé dans une solution aqueuse d'acide nitrique et d'un solvant d'extraction destiné à extraire des nuclides contenus dans la solution de combustible, déf'-i par une paroi 1C)) et afin a sclu l'extractio , l'ur4télaquelle un espace est du -ter corps infé- --t de de à 100P)combustible contenant des prod s de fission (FP) et des actinides mi -urs (MA) est gui .ers l'unité de duction électrolytig (100; 100A; 10 et afin de de manière élee olytique des nislides contenus dans la solution de combustible guidée jusqu'à ce que la valence du plutonium contenu dans la solution de combustible soit à un niveau auquel le rendement d'extraction par solvant est faible et de délivrer la solution de combustible réduite de manière électrolytique au carter de rotor (206; 206C). 10 5. Extracteur centrifuge selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'unité de réduction électrolytique (100; 100A; 100B) est configurée pour réduire de manière électrolytique les nuclides contenus dans la solution de 15 combustible jusqu'à ce que la valence du plutonium contenu dans la solution de combustible soit de 3, et l'unité d'extraction centrifuge (200; 200B; 200C) est configurée de telle sorte que la solution de combustible réduite de manière électrolytique et un solvant organique qui contient 20 du phosphate tributylique dilué avec du dodécane et sert de solvant d'extraction sont délivrés à l'espace de mélange (204). 6. Extracteur centrifuge selon la revendication 5, 25 caractérisé en ce que l'unité d'extraction centrifuge {200; 200B; 200C) est configurée peur` réaliser une extraction centrifuge à une vitesse de ction du carter de rotor 206C( e I0 tours p ou plus et u- d.'(1-' et 307.200E; 2000 confi pour réaliser l'extraction centrifuge vitesse ce rotation du carter de rotor (206; 2060) d 4000 tours par minute ou plus et un débit suivant lequel la solution de tible et le solvant d'extraction sont délivrés au cari - de rotor (206; 2060) de 0,4 1/min ou plus. 8. Extracteur centrifuge selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'unité de réduction électrolytique 10 (100A) comprend : une cuve de réduction électrolytique (101) qui est disposée à l'extérieur du carter de corps principal (201) de l'unité d'extraction centrifuge (200) et dans laquelle la solution de combustible est introduite ; un élément de séparation (105A) qui empêche le passage du 15 plutonium réduit de manière électrolytique et permet le passage de la solution aqueuse d'acide nitrique, l'élément de séparation (105A) étant disposé à l'intérieur de la cuve de réduction électrolytique (101) ; et une chambre d'anode (106A) renfermant une anode (102) et une chambre de cathode 20 (107A) renfermant une cathode (103) qui sont séparées l'une de l'autre par l'élément de séparation (105A), de telle sorte que la solution de combustible est introduite dans la chambre de cathode (107A) afin de réaliser une réduction électrolytique. 25 Extracteur centrifuge selon la revendication 8, électroe d l'unité de _ sont se ru: , du de deux de ces -a é isé 30 du t:'sane, pall d'un ~ius, ou d° ___s10. Extracteur selon. revrrdicat' n 8, caree ce que t de de l'uni tion éS _igue (lC: se. mpose d'une m re organiq~ ou d'une ma i en céramique. 11. Extracteur centrifuge selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'unité de réduction électrolytique comprend : une cuve de réduction électrolytique qui sert d'espace de mélange de l'unité d'extraction centrifuge 10 (200B ; 200C) ; et des électrodes destinées à réduire de manière électrolytique les nuclides contenus dans la solution de combustible délivrée à l'espace de mélange (204B ; 204C) servant de cuve de réduction électrolytique. 15 12. Extracteur centrifuge selon la revendication il, caractérisé en ce que les électrodes (102B, 103B) de l'unité de réduction électrolytique (1008) sont disposées dans l'espace de mélange (204B) et sont des électrodes de forme annulaire comprenant des anodes (102B) et des 20 cathodes (103B) disposées de manière concentrique et alternée. 13. Extracteur centrifuge selon la revendication 11, caractérisé en ce que les électrodes de l'unité de 25 réduction électrolytique compi ment une anode constituée par le c, :er de corps prie 1 {2010) ou le carter de 30 etési 14.ion électrolytique se cc ent de ou sont vêtues ave au moins u_ choisi ans le groupe se o ant de l'or, du platine, du titane, du ruthénium, du ù dium, et du palladium, d'un alliage de deux de métaux ou plus, ou du carbone vitreux.