FR 2677798 A1 19921218 FR 9207079 A 19920612 PROCEDE DE VITRIFICATION REDUCTRICE DE VOLUME DE DECHETS HAUTEMENT RADIOACTIFS La présente invention se rapporte à un procédé de vitrification réductrice de volume de déchets hautement radioactifs produits, dans, par exemple, les étapes de retraitement des combustibles nucléaires usagés Plus particulièrement, la présente invention se rapporte à un procédé de vitrification réductrice de volume d'un déchet hautement radioactif par traitement d'une matière calcinée d'un déchet hautement radioactif en présence d'un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore et d'un agent vitrifiant à base d'oxyde de bore, à température élevée pour fondre la matière calcinée et pour mettre sous forme métallique les éléments du groupe du molybdène et du platine contenus dans la matière calcinée, en séparant et en récupérant le métal résultant, et en solidifiant les oxydes résiduels résultants sous forme de déchets vitrifiés avec un haut degré de réduction de volume. Dans le retraitement d'un combustible usagé, des produits de fission sont stockés comme déchets hautement radioactifs sous la forme d'une solution d'acide nitrique. Ce déchet hautement radioactif est solidifié ensuite par vitrification ou analogue A côté du verre, de nombreuses matières, telles que de la roche synthétique (synrock) et analogues, ont été étudiées comme support de solidification Dans tous les cas, les produits de fission sont incorporés dans une grande quantité du support de solidification La concentration en produits de fission dans le support de solidification est limitée à environ 10 % en raison de problèmes tels que la solubilité des produits de fission dans le support, la durabilité chimique (taux de lixiviation dans l'eau), et l'évacuation de la chaleur de désintégration. Un élément qui provoque un problème en ce qui concerne le solubilité des produits de fission dans le verre est le Mo (le molybdène) Le molybdène est soluble seulement à raison d'environ 3 % en poids en termes de Mo O 3, et le Mo restant non dissout forme une substance appelée "phase jaune" et il interdit la production d'un produit vitrifié homogène, pour cette raison, le Mo contenu dans le produit vitrifié devrait être d'environ 2 % en poids ou moins, sous la forme de Mo O 3, pour tenir compte d'un coefficient de sécurité Mo est l'un des éléments majeurs contenus dans les produits de fission en des quantités d'environ 10 % en poids des produits de fission Par conséquent, le contenu de l'ensemble des produits de fission dans le produit vitrifié est limité à 15 % en poids en raison de la quantité limitée de Mo En ce qui concerne la chaleur de désintégration, le produit vitrifié devrait être maintenu à une température ne dépassant pas 5500 C qui est le point de transition du produit vitrifié, afin d'empêcher la détérioration du produit vitrifié pendant le stockage La valeur admissible de la valeur calorifique par unité du produit vitrifié est d'environ 2,5 k W Pour cette raison, dans la production du produit vitrifié classique, le contenu total en produit de fission est limité à environ 10 % en poids du produit vitrifié Entre autres, Cs (le césium) est un élément majeur participant à la production de chaleur de désintégration et sa valeur calorifique se monte à environ 40 % de celle de l'ensemble des produits de fission. De même, le déchet hautement radioactif contient des éléments du groupe du platine (Ru, Pd et Rh) qui sont utiles mais limités dans les ressources naturelles. Différentes tentatives ont été faites pour récupérer ces éléments depuis des années et un exemple représentatif des procédés connus dans la technique est un procédé d'extraction par solvant dans lequel les éléments du groupe du platine sont séparés d'une solution d'acide nitrique d'un déchet hautement radioactif en utilisant un ester phosphorique. Le volume du produit solidifié doit être aussi faible que possible afin de réduire son coût de stockage et d'élimination A cette fin, il est nécessaire d'augmenter la teneur en produits de fission dans le produit solidifié. A l'heure actuelle, cependant, il est difficile d'augmenter la teneur en produits de fission en raison de la limitation, décrite ci-dessus, par la teneur en Mo et la chaleur de désintégration. Le procédé de la technique antérieure, de récupération des éléments du groupe du platine par le procédé d'extraction par solvant, présente les inconvénients suivants Dans le procédé d'extraction par solvant pour récupérer les éléments du groupe du platine, l'ester' phosphorique devient un déchet secondaire qui est d'une forme différente du solvant d'extraction utilisé dans le traitement, c'est-à-dire, let TBP (phosphate de tributyle). Ceci rend nécessaire l'utilisation d'un procédé nouveau de traitement du solvant déchet qui est différent du procédé de traitement utilisé dans le traitement du TBP déchet Le coût nécessaire pour la recherche et le développement de ce nouveau procédé de traitement et la construction et la mise en oeuvre d'une unité de traitement est tellement élevée que le coût de récupération des éléments du groupe du platine devient supérieur au prix des éléments du groupe du platine disponibles sur le marché, et par conséquent le procédé d'extraction par solvant classique n'est pas rentable De plus, un traitement hautement réducteur de volume des déchets hautement radioactifs ne peut pas être réalisé en raison de la production d'une grande quantité de déchets secondaires. Un traitement par fusion par la chaleur ne présentant pas les problèmes décrits ci-dessus a été proposé comme procédé de solidification réducteur de volume des produits résiduels de fission après séparation et récupération des éléments du groupe du platine Ce procédé comprend la calcination d'un déchet hautement radioactif, le chauffage de la matière calcinée jusqu'à environ 3 0000 C pour éliminer les éléments volatiles, comme le Cs, et pour réduire les éléments du groupe du platine, etc en une forme métallique pour laisser déposer le métal sous la forme d'une couche en fusion inférieure, en séparant la couche inférieure des autres éléments de produits de fission, en fusion, laissés sous la forme d'un oxyde et en mettant l'oxyde en fusion des produits de fission sous la forme d'un déchet solidifié de céramique cristalline sous un volume hautement réduit (voir la demande de brevet britannique N 09 001 722 9) Puisque la céramique cristalline résultante a une structure cristalline, ses propriétés sont déterminés par la structure de grain du cristal formé dans les étapes de refroidissement du produit en fusion Par conséquent, afin de produire un produit solidifié ayant une qualité uniforme, il devient nécessaire de piloter de manière précise l'étape de refroidissement. Ceci rend la mise en oeuvre gênante, et une étape supplémentaire d'examen de la qualité ou analogue du produit solidifié doit être prévue. C'est un objectif de la présente invention que d'éliminer les problèmes de la technique antérieure décrits ci-dessus et de proposer un procédé de vitrification réductrice de volume d'un déchet hautement radioactif qui puisse faciliter la récupération des éléments du groupe de platine sans la production additionnelle d'une grande quantité de déchets secondaires, et qui puisse réaliser une vitrification hautement réductrice de volume d'un déchet hautement radioactif et la production d'un produit vitrifié ayant une qualité constante sans un pilotage strict des conditions de production. Dans la présente invention, le traitement classique par fusion par la chaleur, décrit ci-dessus, est amélioré et développé davantage La présente invention propose à cet effet un procédé de vitrification réductrice de volume d'un déchet hautement radioactif comprenant: la soumission du déchet hautement radioactif à un traitement de calcination et d'évaporation pour produire une matière calcinée; le chauffage de la matière calcinée en présence d'un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore et d'un agent vitrifiant à base d'un oxyde de bore dans une atmosphère réductrice à une température de 1 0000 C, ou au- dessus, pour fondre la matière calcinée et pour amener les éléments du groupe du platine et le molybdène contenus dans la matière calcinée sous une forme métallique; la séparation et la récupération du métal fondu résultant, par rapport à une couche d'oxydes résiduels en fusion; et la solidification de la couche d'oxydes résiduels en fusion pour obtenir un produit vitrifié sous un volume hautement réduit. Les caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront d'ailleurs de la description qui va suivre à titre d'exemple en référence aux dessins annexés, sur lesquels: la figure 1 est un schéma explicatif du traitement selon le procédé de la présente invention; la figure 2 est une vue schématique d'un mode de réalisation d'un dispositif utilisé pour mettre en pratique la présente invention; et la figure 3 est une vue schématique d'un autre mode de réalisation d'un dispositif utilisé pour mettre en pratique la présente invention. Les présents inventeurs ont trouvé que, dans le traitement par fusion, classique, décrit ci-dessus, d'une matière calcinée d'un déchet hautement radioactif, la présence d'une quantité appropriée d'un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore et d'un agent vitrifiant à base d'un oxyde de bore permet de réaliser simultanément la séparation du Mo et des éléments du groupe du platine, et la production d'un produit vitrifié sous un volume hautement réduit Ces découvertes ont conduit à la réalisation de la présente invention. Un déchet hautement radioactif se présente habituellement sous la forme d'une solution d'acide nitrique de celui-ci obtenue sous forme d'un résidu d'extraction dans l'étape de retraitement de combustibles usagés et qui contient presque tous les produits de fission présents dans les combustibles usagés Dans la présente invention, comme le montre la figure 1, le déchet hautement radioactif est chauffé, par exemple entre 100 et 1500 C, pour évaporer l'eau et l'acide nitrique et il est chauffé davantage ensuite à une température plus élevée, par exemple entre 500 et 1 0000 C, pour obtenir par ce moyen une matière calcinée A ce moment, le Cs qui est un élément hautement calorifique se volatilise Un agent réducteur et un agent vitrifiant sont ajoutés à la matière calcinée, et le mélange résultant est fondu par la chaleur dans une atmosphère réductrice à 1 000 C ou au-dessus Ceci fait que le Mo et les éléments du groupe du platine contenus dans la matière calcinée sont réduits en une forme métallique qui se dépose au fond et peut être séparée d'une couche d'oxydes résiduels en fusion Un produit vitrifié sous un volume hautement réduit est produit par la solidification de la couche d'oxydes en fusion L'agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore et l'agent vitrifiant à base d'un oxyde de bore peuvent être ajoutés à l'étape de fusion, comme décrit ci- dessus Comme variante, ils peuvent être ajoutés antérieurement aux déchets hautement radioactifs ou ajoutés lors de l'étape de calcination / évaporation. Des exemples de composés de bore comme agent réducteur comprennent le nitrure de bore, le carbure de bore et analogues Le nitrure de bore est plus approprié parce qu'il est facile à manipuler, peu coûteux et qu'il fournit de l'acide borique comme produit de réaction L'utilisation de bore ou d'un composé du bore dans une quantité de 10 % en poids, ou moins, par rapport à la matière calcinée, en termes de bore en tant que corps simple, suffira. L'addition de bore ou d'un composé de bore dans des quantités plus importantes provoque une augmentation de la quantité de déchets et par conséquent est défavorable. D'une manière préférable, cette quantité sera de 5 %, ou moins Dans la présente invention, la formation d'un cristal eutectique est très souhaitable pour abaisser le point de fusion des alliages du groupe du platine. Cependant, un effet similaire peut être obtenu lorsque du bore est ajouté en une quantité de 0,5 % Par conséquent, la quantité de bore ajoutée peut être de 0,5 % ou davantage, d'une manière préférable de 1 % ou davantage. L'état de réduction dans le traitement par fusion du déchet hautement radioactif est commandé par la température, l'atmosphère et l'addition d'un agent réducteur La température de chauffe est de 1 000 C, ou au-dessus Lorsque la température de chauffe est inférieure à 1 000 C, le Ru et le Mo ne peuvent pas être réduits à l'état métallique tandis que le Pd et le Rh peuvent être réduits La température sera donc d'une manière préférable de 1 5000 C, ou au-dessus Puisque les alliages à base de Ru, Pd, Rh, Mo et B fondent à 2 0000 C, ou au-dessous, il n'y a aucune nécessité d'utiliser une température supérieure à 2 0000 C La commande de l'atmosphère est effectuée dans le but d'accélérer la réaction de réduction. Dans la présente invention, la réaction est d'une manière préférable exécutée dans une atmosphère d'air ayant une teneur en oxygène réduite, d'azote, ou d'argon Dans ce cas, un agent réducteur gazeux tel que l'hydrogène ou le monoxyde de carbone, et un agent réducteur tel que le carbone, ou analogue, qui se gazéifie dans une réaction d'oxydationréduction peut également être utilisé Il est également possible d'utiliser des substances telles que des métaux, des carbures et des nitrures d'aluminium et de silicium, qui n'ont pas d'effet néfaste sur la phase d'oxydes résiduelle en tant que déchets même lorsqu'ils restent sous forme d'oxydes Les conditions de température, d'atmosphère et d'agent réducteur décrites ci-dessus sont combinées de façon appropriée les unes avec les autres en fonction des conditions de réaction. Des exemples d'oxyde de bore comme agent vitrifiant comprennent l'oxyde de bore, le verre de borosilicate, le borate de sodium, et analogues L'oxyde de bore et le verre de borosilicate sont les plus appropriés parce qu'ils sont faciles à manipuler et peu coûteux La quantité dans laquelle ces agents vitrifiants sont ajoutés est de 15 à 85 % en poids, basée sur le produit vitrifié résultant. L'utilisation de l'agent vitrifiant en une quantité dépassant la fourchette indiquée ci-dessus est inutile du point de la formation d'un produit vitrifié sous un volume hautement réduit Même lorsque la quantité d'agent vitrifiant ajoutée est de 85 %, une réduction remarquable de volume du produit vitrifié peut être obtenue par comparaison avec le produit vitrifié classique, puisque le Mo, les éléments du groupe du platine, etc sont retirés des produits de fission Lors de l'addition de l'agent vitrifiant, il est également possible d'ajouter simultanément un composé de silicium ou un composé d'aluminium communément utilisé dans l'industrie du verre. L'addition de ces composés contribue à une amélioration des propriétés du produit vitrifié résultant. Les produits de fission présents dans les combustibles usagés sont d'une manière générale classés en: ( 1), les éléments de métaux alcalins; ( 2), les éléments de métaux alcalino-terreux; ( 3), les éléments de terres rares; et ( 4), les éléments de métaux transitoires (comprenant les éléments du groupe du platine) Un élément hautement calorifique, Cs, qui est un élément métal alcalin ( 1) est éliminé par chauffage du déchet hautement radioactif Comme résultat, dans le cas de combustibles usagés de 45 000 MWD/MTU de combustion nucléaire et de cinq années de temps de refroidissement, les composants majeurs de la matière calcinée, en exceptant les éléments ayant un teneur de 100 g/MTU (grammes par tonne métrique), ou moins, sont les suivants: métaux alcalino-terreux (SR, Ba) 3,3 Kg/MTU 8,7 % métaux transitoires (Zr, Mo, Tc) 10,5 Kg/MTU 27,9 % éléments du groupe du platine (Ru, Rh, Pd) ,4 Kg/MTU 14,3 % élément de terres rares (Y, La, Ce, etc) 18,5 Kg/MTU 49,1 % Total 37,7 Kg/MTU Les élément du groupe du platine sont séparés et récupérés par fusion de la matière calcinée en présence d'un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore Il est connu que les éléments du groupe du platine ont une faible énergie libre de formation d'un de leurs oxydes et sont réduits à l'état métallique lorsqu'ils sont fondus Les points de fusion des éléments du groupe de platine sont 1 5540 C pour le Pd, 1 9630 C pour le Rh et 2.2540 C pour le Ru Le Ru et le Rh ne sont pas complètement dissous l'un dans l'autre puisqu'ils sont différents l'un de l'autre en ce qui concerne les formes de cristaux Aucun alliage ayant un point d'eutexie n'est formé entre le Pd et le Rh et le Ru Par conséquent, dans le système des éléments du groupe du platine et de leurs alliages, le point de fusion dépasse souvent 2 0000 C Il est difficile de séparer les éléments du groupe du platine seuls ou sous forme d'un alliage de résidus sous forme d'oxydes par la fusion de la matière calcinée En d'autres termes, même lorsqu'ils peuvent être séparés sous forme d'une phase, une température de fusion très élevée est nécessaire pour séparer les deux couches l'une de l'autre à l'état fondu Le Mo dans la matière calcinée a une énergie libre de formation d'oxyde relativement faible et forme un alliage à bas point de fusion avec un élément du groupe du platine Puisque, cependant, les teneurs de Mo et des éléments du groupe du platine dans les produits de fission dépendent de la combustion nucléaire ou analogue du combustible usagé, il est difficile de réaliser une composition ayant le point de fusion le plus bas dans les systèmes d'alliage respectifs constitués de quatre composants. Dans la présente invention, un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore est ajouté Ceci conduit à la formation d'un alliage de Mo ou d'un élément du groupe du platine avec le bore, qui fond à basse température En général, de nombreux éléments (M) se combinent avec le bore (B) pour former un composé M/B ou 2 M/B Ce composé forme un cristal eutectique en même temps que l'élément (M) Le point de fusion du cristal eutectique est de beaucoup inférieur à celui des éléments constituants Puisque le poids atomique du bore est aussi faible qu'environ 11, la teneur pondérale en bore à un point d'eutexie avec un autre élément est de 5 % au maximum Par conséquent, la quantité de bore à ajouter pour abaisser le point de fusion des éléments du groupe du platine et du Mo peut être très faible Donc, les élément du groupe du platine et le Mo sont réduits à une température de 2 0000 C, ou au-dessous, sous une forme facilement fusible Puisque cet alliage en fusion a une masse spécifique plus grande que celle des oxydes résiduels, elle n'est pas répartie de façon homogène mais se dépose et se sépare au fond d'un four de fusion, de sorte que les éléments du groupe du platine peuvent être récupérés. En outre, dans la présente invention, un agent vitrifiant à base d'oxyde de bore est ajouté Pour cette raison, les oxydes résiduels sont sous la forme d'un bain de fusion vitreux qui peut être solidifié en un produit vitrifié Dans ce produit vitrifié, puisque le Cs et le Mo sont séparés et retirés, la teneur en produits de fission restant dans le verre n'est pas limitée à environ 10 % en poids, ce qui est une limite pour la teneur dans le cas du produit vitrifié classique d'un déchet hautement radioactif usuel, mais elle peut aller jusqu'à environ 80 % en poids. Dans ce cas, il est ainsi possible d'obtenir un produit vitrifié ayant un volume réduit de façon remarquable Dans le cas du produit vitrifié classique, le poids devient 10 fois plus grand que celui des produits de fission, et les quantités de produit vitrifié s'élèvent à plusieurs centaines de litres par tonne de combustibles usagés. D'autre part, dans le procédé de la présente invention, le volume des produits vitrifiés est de quelques dizaines de il litres Ainsi la présente invention permet que le traitement des combustibles usagés par le procédé purex soit efficacement réalisé sans la production d'aucun déchet secondaire autre que le déchet solide. La figure 2 est une vue schématique d'un mode de réalisation d'un dispositif pour mettre en pratique le procédé de la présente invention Ce dispositif montre à titre d'exemple un dispositif du type à écoulement par le fond, un déchet hautement radioactif calciné est chargé dans le récipient de fusion 10, le déchet calciné est fondu et réduit par la chaleur et séparé en une couche en fusion 12 d'alliages d'éléments du groupe du platine ayant une masse spécifique plus grande, et une couche en fusion 14 d'oxydes ayant une masse spécifique plus faible La couche d'alliages d'éléments du groupe du platine 12 et la couche d'oxydes 14 s'écoulent successivement par un conduit d'écoulement par gravité 16 dans un autre récipient 18 pour solidification La couche d'oxyde 14 est solidifiée en un produit vitrifié. La figure 3 est une vue schématique d'un autre mode de réalisation d'un dispositif utilisé pour mettre en pratique le procédé de la présente invention Ce dispositif montre à titre d'exemple un dispositif de type intermédiaire comprenant une combinaison d'un dispositif du type à débordement avec le dispositif du type à écoulement par le fond Un déchet hautement radioactif calciné est introduit dans le récipient de fusion 20 à partir du sommet de celui-ci et il est fondu Le bain de fusion se sépare en une couche d'éléments du groupe du platine 12 située à la partie inférieure et une couche d'oxydes 14 située à la partie supérieure La couche d'éléments du groupe du platine 12 s'écoule par un conduit d'écoulement par gravité 22 situé au-dessous et elle est reçue dans un réceptacle pour métal 24 et solidifiée La couche d'oxyde 14 déborde de manière à passer par un trajet d'écoulement 26 indiqué par une flèche, s'écoule par un conduit d'écoulement par gravité 28 dans un réceptacle pour verre de vitrification 30. Pour la calcination du déchet hautement radioactif, un système de fourneau tournant, un système de chauffage à micro-ondes, etc, qui font partie du domaine de la recherche en relation avec la vitrification, peuvent être utilisés Pour le traitement à la chaleur du déchet calciné, un système chauffant, un système à échauffement direct, un système de chauffage à haute fréquence, etc, peuvent être utilisés. Des exemples expérimentaux particuliers vont maintenant être décrits. Exemple expérimental 1 La composition des produits de fission contenus dans un combustible usagé de 45 000 MWD/MTU de combustion nucléaire et de cinq années de temps refroidissement a été calculée en utilisant le code ORIGEN pour préparer une solution de déchet simulée de la solution de déchet hautement radioactif correspondante La solution de déchet simulée a été chauffée à 6000 C pour préparer une matière calcinée 45 g de la matière calcinée ont été placés dans un creuset, et 5 g de nitrure de bore et 10 g d'oxyde de bore lui ont été ajoutés Le mélange a été fondu dans une atmosphère d'argon à 1 8000 C pendant une heure Après refroidissement, le contenu du creuset a été observé et il a été trouvé avoir une surface lisse et être dans un état vitreux Le creuset a été brisé et le contenu en a été extrait Le contenu a été séparé en deux phases, et une masse métallique était présente dans le fond et a pu aisément être séparée de la partie vitrifiée résiduelle La masse métallique a été analysée au moyen d'un micro-analyseur à rayons-X (EPMA) Comme résultat, les éléments Ru, Rh, Pd et Mo ont été détectés La partie vitrifiée a été soumise à une mesure de taux de lixiviation dans l'eau selon la norme JIS (Japanese Industrial Standard) N O R 3502 Le taux de lixiviation était de 7 x -5 g/cm 2 d et il était sensiblement le même que celui du produit de vitrification classique Ainsi, il a été confirmé que la partie vitrifiée avait une durabilité chimique suffisante en tant que déchet solide hautement radioactif. Exemple expérimental 2 Le déchet hautement radioactif simulé a été traité de la même manière que dans l'exemple 1 en plaçant 45 g de matière calcinée dans le creuset et en y ajoutant 5 g de nitrure de bore et 50 g de verre de borosilicate La température de chauffage était de 1 500 C Les résultats de l'observation après le traitement étaient les mêmes que ceux de l'exemple expérimental 1. Comme cela a été décrit ci-dessus, le procédé de la présente invention comprend la fusion d'un déchet hautement radioactif calciné dans une atmosphère réductrice à une température élevée, de 1 0000 C, ou audessus, en présence d'un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore et d'un agent vitrifiant à base d'oxyde de bore Ce procédé permet de séparer et de récupérer les éléments utiles du groupe du platine et le Mo, de simplifier le processus de traitement et de réduire la dimension de l'appareil pour le traitement En outre, puisque le Cs en tant qu'élément hautement calorifique est éliminé par la calcination, la limitation de la teneur en produits de fission dans le produit vitrifié est éliminée En outre, puisque le Mo est réduit et séparé, la limitation de la solubilité des produits de fission en fonction de la teneur en produits de fission peut être éliminée En outre, puisque le résidu d'oxydes résultant est vitrifié tel quel, la vitrification est accompagnée d'une réduction de volume tellement remarquable que le volume est inférieur à 1/10 de celui de la vitrification classique Ceci permet de réduire d'une manière remarquable, le coût de stockage et d'élimination du déchet hautement radioactif. Dans la présente invention, puisqu'un oxyde bore est ajouté et que le déchet résiduel est vitrifié, il devient inutile de piloter de manière stricte les conditions de production, contrairement au cas de la formation d'une céramique cristalline dans le traitement par fusion classique décrit ci-dessus, de sorte qu'un produit vitrifié homogène ayant une qualité stable peut être facilement produit avec un rendement élevé. En outre, dans la présente invention, la fusion peut être menée à une température de 2 0000 C, ou au-dessous, puisque du bore ou un composé de bore est ajouté au déchet calciné De plus, il devient possible d'adopter un traitement à chaud dans lequel le chauffage est réalisé avec un réchauffeur sans la nécessité d'utiliser un système de chauffage spécial (par exemple, le chauffage par faisceau d'électron, le chauffage par plasma, etc), et le matériau constituant le four de fusion peut être de la zircone, etc, sans qu'il soit nécessaire d'utiliser des matériaux spéciaux à haut point de fusion (par exemple, l'oxyde de thorium), ce qui permet que les moyens de traitement soient construits facilement à un faible coût. REVENDICATIONS 1 Procédé de vitrification réductrice de volume d'un déchet hautement radioactif caractérisé en ce qu'il comprend: la soumission du déchet hautement radioactif à un traitement de calcination et d'évaporation pour produire une matière calcinée; le chauffage de la matière calcinée en présence d'un agent réducteur à base de bore ou d'un composé de bore et d'un agent vitrifiant à base d'un oxyde de bore dans une atmosphère réductrice à une température de 1 0000 C, ou au- dessus, pour fondre la matière calcinée et pour amener les éléments du groupe du platine et le molybdène contenus dans la matière calcinée sous une forme métallique; la séparation et la récupération du métal fondu ( 12) résultant, par rapport à une couche d'oxydes résiduels ( 14) en fusion; et, la solidification de la couche d'oxydes résiduels en fusion pour obtenir un produit vitrifié sous un volume hautement réduit. 2 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'étape de chauffage est exécutée à une température allant de 1 0000 C à 2 0000 C. 3 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'agent réducteur est le nitrure de bore. 4 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'agent réducteur est utilisé dans une quantité, basée sur la matière calcinée, allant de 0,5 à 10 % en poids par rapport au bore en tant que corps simple. 5 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'agent vitrifiant et de l'oxyde de bore ou du verre de borosilicate. 6 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'agent vitrifiant est utilisé dans une quantité, basée sur le produit vitrifié, allant de 15 à 85 % en poids. 7 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'un composé de silicium ou un composé d'aluminium est ajouté à la matière calcinée en plus de l'agent réducteur et de l'agent vitrifiant.